非能动安全试验平台:国产三代核电站安全基石

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非能动堆芯冷却系统试验装置（ACME）

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安全壳穹顶水发配试验装置

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　　核电正在成为日益重要的清洁能源。但人类在核能利用方面，曾有让人心生畏惧的案例，远有切尔诺贝利，近有福岛核事故,安全成为核电的生命线。
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6 O% U9 w2 h" C　　目前我国在建核电装机容量居世界第一。核电建设“必须绝对保证安全”，这是我国对核电建设开发明确提出的顶层要求。

5 K* h' _: ~; e　　很多人都担心核电站的辐射威胁，实际上正常运行的核电站对周围居民的辐射影响远远低于天然辐射，而一旦发生事故，其专设的安全系统通过多道安全屏障起到保护作用，能够避免放射性物质向环境的释放。尤其是我国研发的具有自主知识产权的第三代核电站CAP1400，采用了先进的非能动安全设计技术，是符合国际最高安全标准的商用压水堆核电站。

1 z0 [: j3 ~9 B6 L　　据了解，CAP1400采用的三道非能动安全系统设计，在事故情况下，仅利用自然力和过程就可以依次保障各道安全屏障的完整性，防止放射性物质向外部环境释放，确保核电站安全。
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　　那么，当核电站在现实中真的发生事故后，这些安全系统能否发挥作用呢？可靠性又如何呢？又如何去验证它们的安全性能？
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　　“我们针对保障核电站安全的非能动系统，设计出一套较完整的安全验证系统与实验平台，并形成了一套安全试验验证体系。”国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司总经理、清华大学核能与新能源技术研究院研究员常华健告诉记者。

　　据了解，经过多年的技术研究，常华健所带领的团队针对CAP1400的各道非能动安全系统，设计并建成了由两个大型整体试验台架和5个单项试验台架组成的非能动安全试验验证平台。相比国际同类台架，实现了较为完整的事故模拟和关键现象试验研究，试验模拟更为准确，失真度小，试验数据及结果更为完整和可靠，在非能动系统特性及机理研究上取得重要进展，填补了国内空白，提升了我国核电技术的国际影响力，为相关核能技术开发提供了支持。在2017年北京市科学技术奖评选中，该项目荣获一等奖。

  q, N: `8 C* Y! x8 G$ F. D　　不需外部能量的“非能动安全系统”

　　防止反应堆堆芯过热，是保护反应堆安全的重中之重。常华健告诉记者，日本福岛核电站在地震发生时，反应堆已经紧急停堆，正常的链式核反应已经停止，但堆芯衰变热仍在不断产生，这时在正常情况下，核电站会用应急柴油发电机组和外部电网供电对反应堆进行冷却，但是随后而来的海啸却摧毁了这些设备，导致核反应堆得不到冷却，造成堆芯温度升高和过热，进而引发了堆芯熔化的严重事故。

　　而所谓非能动安全系统，就是依靠重力、温差和压缩空气等自然力来驱动的安全系统，通过蒸发、冷凝、对流、自然循环等这些自然过程来带走热量，因此它无需依赖泵等这些依靠外部电源的能动部件。

5 L, Z* V) r- t$ u! e( Q/ z　　“发生事故之后，如果有电的情况优先使用能动的安全设备。即使像福岛事故那样的事情发生，即使动力电没了，只要非能动系统正常启动，依靠非能动安全系统的载热能力，就可以保障反应堆的安全。”常华健说。
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　　据了解，CAP1400有三道非能动安全防线。第一道是非能动堆芯冷却系统，它设置实现系统可控降压的自动降压系统，以及多个不同压力下对堆芯进行注水和冷却的安注系统，确保堆芯充分冷却、燃料组件始终被水淹没，不会发生过热烧毁。

' A% E% w# v! s% F3 b! |# ?　　核电站采用“纵深防御”的设计理念，即使第一道防线失效，仍有第二道防线。堆内熔融物滞留措施是非能动压水堆独特的设计，通过淹没压力容器底部，用压力容器外部水的沸腾换热带走热量的方式，将高达2000多摄氏度的熔融物保持在反应堆压力容器内，防止放射性的泄漏。

! Q1 C! A2 \) l8 |0 G3 N　　为保证核电站安全的万无一失，即使前面两道防线失效，仍有非能动安全壳冷却系统确保核电站的最后一道防线。与传统的二代核电站安全壳内的冷却喷淋相比，三代非能动核电站的反应堆厂房不再是半球体，或是长方体，而是类似酒瓶状——拱形圆柱体上叠加了一个直径稍小的圆柱体结构。
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　　“第三代核电站反应堆安全壳由金属壳体和混凝土壳两层组成，安全壳上面稍小的圆柱体是重力排水水箱，储存有至少保障72小时冷却的水，它可以利用重力对金属安全壳外表面进行洒水降温。”常华健介绍说。

, w, n8 S. ]. o6 Q1 G) m3 j　　在发生核电站安全事故的情况下，通过向金属壳外部自动提供冷却水来使安全壳内部的温度和压力降低下来，保证安全壳的完整性，最大限度地达到将放射性物质保留在安全壳内的目的。
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1 f! H7 l7 W) b1 _/ c　　“有这三道非能动防护屏障，三代核电站的安全水平相比第二代提高了约100倍。”常华健说。
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　　非能动实验台架挑战重重
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$ W5 b9 m, x& Y" l% S( o7 w( o1 U) T6 H　　“相对于现有商用核电机组所采用的能动安全系统，非能动安全系统的设计原理发生了根本变化，事故进程和物理现象与原二代核电有较大区别。因此，CAP1400 安全评审要求对非能动安全系统设计全面开展试验验证。”常华健表示。
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　　通过试验来验证核电站安全性是最为可靠的手段，但在真实核电站上直接进行事故研究是不现实的。因此，通常采用缩小比例的整体试验台架来研究系统级过程，而针对重要物理过程研究则采用单项试验台架。

3 G. q: g. j2 n$ `, V# U- f　　“试验验证对于核电安全发展具有重要作用并已有广泛研究，但对全面采用非能动理念的核电站而言，试验研究难度依旧很大。”常华健表示。

　　首先，对于全新的非能动电站设计，事故现象的试验研究是一个新领域，各道非能动安全系统作用于不同事故或事故的不同阶段，设计各不相同，研究内容非常复杂，需要进行大跨度的系统性和局部性的试验研究，需要优化组合后采用不同的整体和单项试验台架相互配合，从而确立可行的试验方案。

　　其次，各研发机构对于热工水力试验具有各自的专长领域，往往只是针对某个系统甚至某个现象进行试验研究。在 AP600 的开发过程中，对于非能动堆芯冷却整体性能的验证采用了世界上的三个综合试验台架，由于各有一定的局限性，这三个台架仅能分别研究事故的某些特定阶段。对于非能动安全壳冷却系统，各试验台架之间的比例、参数、模拟工况范围等，都不能很好的统筹考虑台架试验的完整性、充分性和匹配性。
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　　“而我国在商用压水堆安全试验技术上起步较晚，尤其是在复杂非能动系统事故瞬态过程的试验研究方面，在引进 AP1000 技术时仍基本处于空白。”常华健说。

5 S  `3 C0 |# Q6 f  \　　国际首个完整的核电安全试验平台
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　　为了对 CAP1400 的安全特性进行全面可信的验证，在国家科技重大专项支持下，研究团队决定自主设计并建设全面的试验验证平台，包括用于研究主回路及非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统的两大整体试验台架 ACME（Advanced Core-cooling Mechanism Experiment） 和 CERT（Containment Safety Verification via Integral Test），研究非能动安全壳冷却系统关键物理过程（壳外水分配、壳内冷凝、冷凝水膜耦合）以及严重事故下熔融物滞留系统关键传热过程（金属层传热、压力容器外部冷却）的五个单项台架。

　　“我们总共搭建了七个台架，形成了具备对各道非能动安全系统进行全面验证能力的试验平台。”常华健说。
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# ~7 L" x) P$ i8 u9 I　　为验证我国自主研发的先进核电站的非能动堆芯冷却系统的性能，科研团队在大型综合实验设计等技术上多年攻关，建成了我国自主研发的非能动堆芯冷却系统的整体性试验台架ACME，验证了非能动堆芯冷却系统的可靠性。

　　压力容器的外部冷却是核电站严重事故缓解的核心技术，这个试验具有工况恶劣，模拟实际情况技术难度大等特点。研究团队通过对于真实物理过程模拟技术的研究，采用与实际反应堆压力容器相同的表面材料，完成了两个单项试验台架的设计与建设，并验证了堆内熔融物滞留技术的有效性。

5 I$ o: t, \, z6 {- q8 n8 l　　由于非能动安全壳整体冷却过程中的物理现象多且复杂，需要分别开展整体以及单项实验研究。国际上原有实验的技术条件与实际条件有明显差距，为了达到验证的目的，科研团队大胆创新，设计并建造了世界上规模最大的安全壳整体性能试验台架CERT及三个高参数的单项试验台架，充分验证了安全壳冷却系统的可靠性。

　　“这七个试验平台功能互补、相互配合，构成了国际首个完整的核电非能动安全试验平台，大幅提高了非能动核电站整体安全性能的验证水平。”常华健说，通过这些试验模拟和对数据的研究分析，全面验证了CAP1400核电站非能动安全系统的可靠性，为我国自主化核电技术发展奠定了坚实的试验验证技术基础。

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