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核能科技奖丨铸就“华龙一号”严重事故兜底的安全屏障——中国核动力院“‘华龙一号’严重事故堆芯熔融物策略研究与验证”研究纪实
时间:2021年07月16日 来源:《中国核能》 作者:文/中国核动力研究设计院 朱大欢 点击量:1056 分享:

创新路上的靓丽风采

2020年,中国核能行业协会科学技术奖评定出科技进步奖共76 项,其中,一等奖 6 项、二等奖 19 项、三等奖 51 项;技术发明奖 2 项,其中,一等奖 1 项、二等奖 1 项;企业技术创新工程奖 2 项;创新团队奖 4 项( 其中 2 项并列第三 );青年优秀创新人物 5 名。 

为进一步弘扬科学家精神和大国工匠精神,宣传核能行业创新工程、创新团队、创新人物,展示核能行业笃行务实、追求卓越的精神,协会《中国核能》杂志从2021年第一期开始对核能科技奖部分获奖的创新集体和创新个人进行综合报道,以飨读者。


2011年3月11日,日本福岛核严重事故的发生,无异于给核电从业者一记当头棒喝,让全世界的核安全工作者的重心再次聚焦到提升核电严重事故的预防与缓解中。彼时,正在酝酿中的“华龙一号”百万千瓦级核电机型,对安全性能的要求再次提升,严重事故的应对成为重中之重。

为了实现史上“最严苛”的安全目标,“华龙一号”在严重事故应对上做了大量的加强设计,这其中堆芯熔融物堆内滞留成为严重事故兜底的最终方案。熔融物堆内滞留(  In-Vessel Retention ,IVR  )是通过压力容器壁面传热带走堆芯余热,将堆芯熔融物滞留于下封头内,大幅降低大量放射性释放的严重事故专有措施,也是应对类似日本福岛等核事故的关键措施之一。

IVR策略研究与验证属于第三代核电技术的“新生事物”,涉及系统设计、设备结构、热工安全分析、力学分析、程序开发、热工试验等专业,系统设计需要多学科、多物理过程交叉耦合,在彼时面临着技术储备弱、研发难度大、分析工具缺的困难局面。为了攻克难关,中国核动力研究设计院以热工水力与安全分析专业为主体,自2011年组建了热工安全、结构设备、力学、试验等多专业协作的技术团队,开始了长达7年的艰苦研发历程。


提出独有的“能动+非能动”设计方案

“华龙一号”设计初期,研发团队充分研究国际已有的IVR理论,提出了自然循环不稳定、循环流量是否能够成功实现等诸多疑问,以及IVR措施关键问题中针对临界热流密度自然循环试验的可实现性和可测量性等诸多困难,核动力院刘昌文总师与院内专家讨论后提出:“我们可以借鉴别人的理念,但不应全单照搬,要在吸收他人理念的基础上要有突破。”在这样的理念指导下,核动力院的研发团队深入思考和论证,提出独有的“能动+非能动”设计方案,一方面在能动泵的保证下实现IVR措施的高可靠性,另一方面采用非能动注入的方式实现对类似日本“福岛”等完全失电核事故的应对。

研发团队勇于打破国际主流设计思想的束缚,最终创造性地研发了独特的IVR设计方案,首次采用直接注入保温层、早期高过冷度水注入等创新设计理念,实现了能动系列5分钟内快速淹没、非能动系列持续冷却72小时。该系统的应用使大量放射性释放概率下降约6倍,显著提升了“华龙一号”严重事故缓解能力。

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研发团队合影

优化方案使系统保持充分稳定的安全裕量

堆腔注水系统的方案设计需要考虑堆腔结构、保温层结构、冷却水源,还要叠加考虑提高压力容器下封头外壁面的临界热流密度,是一个反复耦合迭代的复杂问题。设计伊始设定了能动系列从内置换料水箱直接取水和再循环的设计方案,但随着设计的深入以及和安审部门的充分交流,发现该方案存在不足,即在LOCA等事故下水源的水温会逐步上升,系统的安全裕量会下降。

当时的设计已经初步固化,保温层等即将投入生产,改变设计将面临重新论证的巨大压力和多项采购变更的困难,但是刘昌文总师说:“IVR系统的设计是我们自主创新的重要成果。如果现在的方案不能给大家信心,那么‘华龙一号’这张名片我们就亮不出去。”吴清主任带领的热工安全分析团队高度赞同:“虽然现有安全分析显示我们是能满足设计要求,但是只有通过改进设计来提升安全裕量,才能增加我们的底气,提升各方的信心。作为严重事故的‘兜底’措施,我们要拿出更有说服力的成果。”他们重新调整思路,提出多种优化设计方案,充分研讨和迭代论证,最终确定了先从消防水池取水保证早期关键时段水源的过冷度,再从内置换料水箱取水,实现长期再循环冷却的方案变更。

这样的优化方案使系统在事故缓解的关键时间段内保持充分稳定的安全裕量。热工安全分析专业提出的优化方案得到了试验等其它技术专业的积极支持,各专业各就各位,整个团队拧成一股绳,劲往一处使,最终克服技术、进度、经费等诸多困难,完成优化方案所需要的一系列工作。

研究国际上已有工作的关键参数对CHF的影响规律

IVR措施的实现关键要证明在严重事故中由熔融池传热产生的壁面热流密度小于压力容器外部冷却的临界热流密度( CHF )。压力容器外表面临界热流密度是证明IVR措施有效性的关键准则,其获取的重要方式是通过试验。CHF试验中的高温状态容易导致测温装置损坏,从而导致试验本体无法继续使用。这一问题限制了试验的次数和重复率,因此第一期试验采用了针对典型工况开展的方案。在强迫循环典型工况试验数据获得后,由于与国际上大部分自然循环工况差异较大,受到业内同行部分专家的质疑。此时,负责IVR系统安全评价的核心骨干朱大欢并未气馁,他在安审面临巨大压力时积极探索问题根源,深入研究国际上已有工作的关键参数对CHF影响规律方面的研究成果,发现不同背压及流动参数下的CHF特性差异显著,为解决问题找到了关键突破口。在此基础上,由多专业组成的CHF试验研发团队开展试验工况的深入研讨,针对每个关键参数的敏感点进行分析、对比、筛查,最终提出了针对性新增关键参数敏感性试验工况的详细解决方案。通过两期临界热流密度试验,全面揭示了系统压力、入口过冷度等关键参数对临界热流密度的影响机制,清晰彻底地回答了业内同行早期关心的问题,为验证“华龙一号”堆腔注水冷却系统IVR有效性提供了关键的评价准则。

“华龙一号”IVR策略研究与试验验证,任务量大、分工复杂且技术难度高,凝聚了研发创新团队自主研发的心血和智慧。项目从初步科研到最终工程实施历经7年,前后投入10余个专业,共形成专项技术报告600余篇,获得软件著作权1项、国家发明专利9项,发表SCI、EI期刊论文约20篇,取得的成果拥有完全自主知识产权。本项目在下封头CHF关键影响机制、压力容器失效模式等基础研究方面取得显著突破,提出的系统方案、建立的试验装置、掌握的实验数据为国际上熔融物堆内滞留技术的发展贡献了中国独有的设计方案和基础数据,为我国核动力核安全技术发展打下坚实技术基础。同时,随着项目的完成,在热工水力试验、安全分析、力学、系统结构等专业培养了多名年轻技术专家,为我国核电技术人才队伍的壮大贡献重要力量。

项目研究成果于2020年获得中国核能行业协会科学技术奖科技进步奖一等奖、国防科学技术进步奖三等奖。项目研究成果应用在“华龙一号”等核电机组,显著提高了严重事故对抗能力,实现了严重事故的兜底,增强了品牌技术竞争力,为实现“核电走出去”战略提供了重要技术支撑。

IVR策略研发团队成员们七年磨一剑,长期坚守岗位,脚踏实地,用迎难而上的勇气和勇于创新的志气,筑成一道实现“华龙一号”严重事故兜底的安全屏障。



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