非能動安全試驗平臺：國產(chǎn)三代核電站的安全基石

核電正在成為日益重要的清潔能源。但人類在核能利用方面，曾有讓人心生畏懼的案例，遠(yuǎn)有切爾諾貝利，近有福島核事故,安全成為核電的生命線。

目前我國在建核電裝機(jī)容量居世界第一。核電建設(shè)“必須絕對保證安全”，這是我國對核電建設(shè)開發(fā)明確提出的頂層要求。

很多人都擔(dān)心核電站的輻射威脅，實際上正常運行的核電站對周圍居民的輻射影響遠(yuǎn)遠(yuǎn)低于天然輻射，而一旦發(fā)生事故，其專設(shè)的安全系統(tǒng)通過多道安全屏障起到保護(hù)作用，能夠避免放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放。尤其是我國研發(fā)的具有自主知識產(chǎn)權(quán)的第三代核電站CAP1400，采用了先進(jìn)的非能動安全設(shè)計技術(shù)，是符合國際最高安全標(biāo)準(zhǔn)的商用壓水堆核電站。

那么，當(dāng)核電站在現(xiàn)實中真的發(fā)生事故后，這些安全系統(tǒng)能否發(fā)揮作用呢？可靠性又如何呢？又如何去驗證它們的安全性能？

“我們針對保障核電站安全的非能動系統(tǒng)，設(shè)計出一套較完整的安全驗證系統(tǒng)與實驗平臺，并形成了一套安全試驗驗證體系。”國核華清（北京）核電技術(shù)研發(fā)中心有限公司總經(jīng)理、清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院研究員常華健告訴記者。

據(jù)了解，經(jīng)過多年的技術(shù)研究，常華健所帶領(lǐng)的團(tuán)隊針對CAP1400的各道非能動安全系統(tǒng)，設(shè)計并建成了由兩個大型整體試驗臺架和5個單項試驗臺架組成的非能動安全試驗驗證平臺。相比國際同類臺架，實現(xiàn)了較為完整的事故模擬和關(guān)鍵現(xiàn)象試驗研究，試驗?zāi)M更為準(zhǔn)確，失真度小，試驗數(shù)據(jù)及結(jié)果更為完整和可靠，在非能動系統(tǒng)特性及機(jī)理研究上取得重要進(jìn)展，填補了國內(nèi)空白，提升了我國核電技術(shù)的國際影響力，為相關(guān)核能技術(shù)開發(fā)提供了支持。在2017年北京市科學(xué)技術(shù)獎評選中，該項目榮獲一等獎。

不需外部能量的“非能動安全系統(tǒng)”

防止反應(yīng)堆堆芯過熱，是保護(hù)反應(yīng)堆安全的重中之重。常華健告訴記者，日本福島核電站在地震發(fā)生時，反應(yīng)堆已經(jīng)緊急停堆，正常的鏈?zhǔn)胶朔磻?yīng)已經(jīng)停止，但堆芯衰變熱仍在不斷產(chǎn)生，這時在正常情況下，核電站會用應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組和外部電網(wǎng)供電對反應(yīng)堆進(jìn)行冷卻，但是隨后而來的海嘯卻摧毀了這些設(shè)備，導(dǎo)致核反應(yīng)堆得不到冷卻，造成堆芯溫度升高和過熱，進(jìn)而引發(fā)了堆芯熔化的嚴(yán)重事故。

而所謂非能動安全系統(tǒng)，就是依靠重力、溫差和壓縮空氣等自然力來驅(qū)動的安全系統(tǒng)，通過蒸發(fā)、冷凝、對流、自然循環(huán)等這些自然過程來帶走熱量，因此它無需依賴泵等這些依靠外部電源的能動部件。

“發(fā)生事故之后，如果有電的情況優(yōu)先使用能動的安全設(shè)備。即使像福島事故那樣的事情發(fā)生，即使動力電沒了，只要非能動系統(tǒng)正常啟動，依靠非能動安全系統(tǒng)的載熱能力，就可以保障反應(yīng)堆的安全。”常華健說。

據(jù)了解，CAP1400有三道非能動安全防線。第一道是非能動堆芯冷卻系統(tǒng)，它設(shè)置實現(xiàn)系統(tǒng)可控降壓的自動降壓系統(tǒng)，以及多個不同壓力下對堆芯進(jìn)行注水和冷卻的安注系統(tǒng)，確保堆芯充分冷卻、燃料組件始終被水淹沒，不會發(fā)生過熱燒毀。

核電站采用“縱深防御”的設(shè)計理念，即使第一道防線失效，仍有第二道防線。堆內(nèi)熔融物滯留措施是非能動壓水堆獨特的設(shè)計，通過淹沒壓力容器底部，用壓力容器外部水的沸騰換熱帶走熱量的方式，將高達(dá)2000多攝氏度的熔融物保持在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)，防止放射性的泄漏。

為保證核電站安全的萬無一失，即使前面兩道防線失效，仍有非能動安全殼冷卻系統(tǒng)確保核電站的最后一道防線。與傳統(tǒng)的二代核電站安全殼內(nèi)的冷卻噴淋相比，三代非能動核電站的反應(yīng)堆廠房不再是半球體，或是長方體，而是類似酒瓶狀——拱形圓柱體上疊加了一個直徑稍小的圓柱體結(jié)構(gòu)。

“第三代核電站反應(yīng)堆安全殼由金屬殼體和混凝土殼兩層組成，安全殼上面稍小的圓柱體是重力排水水箱，儲存有至少保障72小時冷卻的水，它可以利用重力對金屬安全殼外表面進(jìn)行灑水降溫。”常華健介紹說。

在發(fā)生核電站安全事故的情況下，通過向金屬殼外部自動提供冷卻水來使安全殼內(nèi)部的溫度和壓力降低下來，保證安全殼的完整性，最大限度地達(dá)到將放射性物質(zhì)保留在安全殼內(nèi)的目的。

“有這三道非能動防護(hù)屏障，三代核電站的安全水平相比第二代提高了約100倍。”常華健說。

非能動實驗臺架挑戰(zhàn)重重

“相對于現(xiàn)有商用核電機(jī)組所采用的能動安全系統(tǒng)，非能動安全系統(tǒng)的設(shè)計原理發(fā)生了根本變化，事故進(jìn)程和物理現(xiàn)象與原二代核電有較大區(qū)別。因此，CAP1400 安全評審要求對非能動安全系統(tǒng)設(shè)計全面開展試驗驗證。”常華健表示。

通過試驗來驗證核電站安全性是最為可靠的手段，但在真實核電站上直接進(jìn)行事故研究是不現(xiàn)實的。因此，通常采用縮小比例的整體試驗臺架來研究系統(tǒng)級過程，而針對重要物理過程研究則采用單項試驗臺架。

“試驗驗證對于核電安全發(fā)展具有重要作用并已有廣泛研究，但對全面采用非能動理念的核電站而言，試驗研究難度依舊很大。”常華健表示。

首先，對于全新的非能動電站設(shè)計，事故現(xiàn)象的試驗研究是一個新領(lǐng)域，各道非能動安全系統(tǒng)作用于不同事故或事故的不同階段，設(shè)計各不相同，研究內(nèi)容非常復(fù)雜，需要進(jìn)行大跨度的系統(tǒng)性和局部性的試驗研究，需要優(yōu)化組合后采用不同的整體和單項試驗臺架相互配合，從而確立可行的試驗方案。

其次，各研發(fā)機(jī)構(gòu)對于熱工水力試驗具有各自的專長領(lǐng)域，往往只是針對某個系統(tǒng)甚至某個現(xiàn)象進(jìn)行試驗研究。在 AP600 的開發(fā)過程中，對于非能動堆芯冷卻整體性能的驗證采用了世界上的三個綜合試驗臺架，由于各有一定的局限性，這三個臺架僅能分別研究事故的某些特定階段。對于非能動安全殼冷卻系統(tǒng)，各試驗臺架之間的比例、參數(shù)、模擬工況范圍等，都不能很好的統(tǒng)籌考慮臺架試驗的完整性、充分性和匹配性。

“而我國在商用壓水堆安全試驗技術(shù)上起步較晚，尤其是在復(fù)雜非能動系統(tǒng)事故瞬態(tài)過程的試驗研究方面，在引進(jìn) AP1000 技術(shù)時仍基本處于空白。”常華健說。

國際首個完整的核電安全試驗平臺

為了對 CAP1400 的安全特性進(jìn)行全面可信的驗證，在國家科技重大專項支持下，研究團(tuán)隊決定自主設(shè)計并建設(shè)全面的試驗驗證平臺，包括用于研究主回路及非能動堆芯冷卻系統(tǒng)和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的兩大整體試驗臺架 ACME（Advanced Core-cooling Mechanism Experiment） 和 CERT（Containment Safety Verification via Integral Test），研究非能動安全殼冷卻系統(tǒng)關(guān)鍵物理過程（殼外水分配、殼內(nèi)冷凝、冷凝水膜耦合）以及嚴(yán)重事故下熔融物滯留系統(tǒng)關(guān)鍵傳熱過程（金屬層傳熱、壓力容器外部冷卻）的五個單項臺架。

“我們總共搭建了七個臺架，形成了具備對各道非能動安全系統(tǒng)進(jìn)行全面驗證能力的試驗平臺。”常華健說。

為驗證我國自主研發(fā)的先進(jìn)核電站的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的性能，科研團(tuán)隊在大型綜合實驗設(shè)計等技術(shù)上多年攻關(guān)，建成了我國自主研發(fā)的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的整體性試驗臺架ACME，驗證了非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的可靠性。

壓力容器的外部冷卻是核電站嚴(yán)重事故緩解的核心技術(shù)，這個試驗具有工況惡劣，模擬實際情況技術(shù)難度大等特點。研究團(tuán)隊通過對于真實物理過程模擬技術(shù)的研究，采用與實際反應(yīng)堆壓力容器相同的表面材料，完成了兩個單項試驗臺架的設(shè)計與建設(shè)，并驗證了堆內(nèi)熔融物滯留技術(shù)的有效性。

由于非能動安全殼整體冷卻過程中的物理現(xiàn)象多且復(fù)雜，需要分別開展整體以及單項實驗研究。國際上原有實驗的技術(shù)條件與實際條件有明顯差距，為了達(dá)到驗證的目的，科研團(tuán)隊大膽創(chuàng)新，設(shè)計并建造了世界上規(guī)模最大的安全殼整體性能試驗臺架CERT及三個高參數(shù)的單項試驗臺架，充分驗證了安全殼冷卻系統(tǒng)的可靠性。

“這七個試驗平臺功能互補、相互配合，構(gòu)成了國際首個完整的核電非能動安全試驗平臺，大幅提高了非能動核電站整體安全性能的驗證水平。”常華健說，通過這些試驗?zāi)M和對數(shù)據(jù)的研究分析，全面驗證了CAP1400核電站非能動安全系統(tǒng)的可靠性，為我國自主化核電技術(shù)發(fā)展奠定了堅實的試驗驗證技術(shù)基礎(chǔ)。