ACPR1000较CPR1000核电站堆型技术改进及大修关注点

1徐凌蔚 ,2邓,晨

2.辽宁红沿河核电有限公司，辽宁省 大连市 116000

摘要：CPR1000是一款成功的二代加核电站堆型，也是我国建造最广泛的百万千瓦二代加核电站。ACPR1000堆型是在CPR1000堆型数十年安全运行的基础上，充分借鉴福岛核事故的经验反馈改进而来。它可以抵御多重故障叠加等极端工况，各项技术经济指标达到了国际三代核电技术先进水平。本文介绍了在ACPR1000堆型技术改进后，新增的设备和功能对机组大修的影响。

关键词：ACPR1000；核电堆型；机组大修

1.ACPR1000堆型简绍

CPR1000是中广核在M310基础上研发出的第一个核电型号，从学习引进到充分“消化吸收”，通过一系列技术改进，CPR1000相比原型M310机组，电功率提升到108万千瓦。CPR1000是一款成功的二代加核电站，也是我国建造最广泛的百万千瓦二代加核电站。在CPR1000成功研发的基础上，中广核集团对CPR1000进行了十大技术改进，包括更大的容量、简化的反应堆化学和容量控制系统、优化的集散式控制系统、更长的设计寿命和更大的安全裕度等，从而研发出ACPR1000。ACPR1000的堆芯包括157个燃料组件，堆芯仪器从RPV的顶部插入。在核蒸汽供应系统中，蒸汽发生器的传热面积比CPR1000大了28%，稳压器增加了26%，反应堆容器的设计寿命也延长到了60年。ACPR1000是“具有三代核电特征”的核电技术。为方便叙述本文将CPR1000简称一期，ACPR1000简称二期。

2.技术不同点在大修中的应用

2.1 柴油机改进

二期LHP/Q柴油机厂家与一期一致，均为陕柴生产的SXD18PA6B型柴油机，主要改进为将非安全相关的功能由可编程逻辑控制器（PLC）实现，安全相关的功能仍由继电器来实现。柴油机辅助系统相关仪表由就地显示仪表改为可远传的仪表（即由LT/LP改为MT/MP），以实现设备运行状态的监视和控制。此外，为了满足检修的需要，二期柴油机高温水预热泵和预润滑油泵由一期的一台泵改为两台泵，同时高温水系统增加高温水泵出口压力低切换启动备用泵的逻辑；润滑油系统增加预润滑油泵出口压力低切换启动备用泵的逻辑。

大修关注要点。技术规范要求：技术规范中未对新增冗余设备做明确要求。由于新增设备设计为100%冗余，若检修工作量较大，可以与安工、运行和设备管理部门探

讨，考虑将预润滑油泵和高温预热水泵由大修大纲变更为日常大纲，从而分摊大修工

作量。

2.2 新增后备柴油发电机组LHR取消LLS柴油发电机

一期附加柴油发电机组（0LHS）、PF改进项增加的6.6kV移动式柴油发电机为全厂共用，原CPR1000电厂的LLS柴油发电机组因功率小，无法充分满足机组相关设备的用电需求。为满足多样性要求，后备柴油发电机组LHR与应急EDG采用不同厂家和型号的产品。

大修关注要点。LHR是独立可用的，其启动与并网均自动进行，保证LHC配电盘可用。技术规范要求：在机组非RCD模式，要求LHR/LHC/LLS系统可用，若不可用需要记录I02，并需在7天内完成检修。按照当前柴油机检修工期，无法保证在7天内完成检修并恢复可用，因此按照当前技术规范的要求，LHR的只能安排在大修期间机组RCD模式开展，所以一次大修将面临三台柴油机检修的情况，年度大修还要面临同时检修两台柴油的问题，这将给检修人力需求提出较大的挑战。另外，新增LHR的厂房通风系统维修大纲均为日常维修大纲，通常情况下大修期间无相关工作。

2.3 RIS011PO控制方式改进

CPR1000机组为双堆布置，两台机组共用一台水压试验泵，在设计上仅考虑单台机组发生断电事故。考虑一期主泵轴封功能设计不成熟，所以二期对主泵轴封进行了改造，不再需要RIS011PO主泵轴封功能。取消RIS011PO主泵轴封功能和自动启动，同时增加在全场失电时RIS011PO的RCP注入功能,由应急柴油机LHR供电，从PTR001BA取水，由RCV管线注入RCP系统，来维持RCP系统的水位。

大修关注要点。技术规范关于RIS011PO要求不变，RIS011PO检修涉及双机组连通管线，可在RCS模式开始安排隔离检修。由于取消了RIS011PO供给主泵轴封功能，所以二期取消TLLS003试验，大修期间机组上行无需执行此试验，预计节省关键路径1H。

2.4 H4管线改进

基于三哩岛经验反馈，法国CPY机组增设了“H4管线”，该管线将安注、安喷系统连接起来，可以实现安注泵和安喷泵互为备用的目的。一期现有H4管线由于流程与布置设计的原因，启用H4管线前需要操作员在现场对高放射性管道进行充水排气，工作人员受辐照风险较大。改进后，机组正常运行期间，所有新增的电动隔离阀均关闭，RIS与EAS相互隔离，管线内充满来自PTR水箱的含硼水，投运前无需再进行充水排气，提升互为备用响应迅速。阀门显示和操作均送至主控室，事故后操纵员可在主控室完成H4管线的所有操作，减少人员受辐照风险。

大修关注要点。技术规范要求：机组在NS/RRA及以上模式，要求一列H4管线可用。MCS模式要求不变。大修期间H4管线检修跟随EAS和RIS系统主隔离进行。新增EAS系统电动阀门，增加了大修期间机械和电气专业检修工作量，需结合大修规划提前安排检修轮次，合理分摊检修工作量。

2.5 ETY系统设计优化

EUH系统的消氢能力远远大于设计基准事故下的消氢要求，因此无需ETY系统执行消氢功能。取消应对设计基准事故的ETY系统原有的氢气复合子系统和取样子系统；取消了RRI为ETY移动式氢气复合器供水的管路；增加安装在安全壳内的新型测氢传感器。大修关注要点，不涉及大修工作。

2.6 新增非能动系统

在事故工况下，设置ASP系统可以通过完全非能动方式为SG二次侧提供稳定热阱，维持SG二次侧水装量，维持一回路安全可控的状态，有效导出堆芯衰变热，降低堆芯损伤风险，避免大规模放射性释放，满足事故后72h内持续排热。同时，对应新增非能动应急高位冷却水源系统SEF作为ASP系统补水。

大修关注要点。技术规范对ASP和SEF系统功能无要求，但是ASP系统二次侧非能动余热排出管道在安全壳内管道为第三道屏障的一部分，本系统增加3个二回路机械贯穿件，该系统参与SGTR工况下的SG隔离。新增1C大修定期试验（ASP系统启动逻辑验证），需在RCD模式执行，并要求蒸汽发生器人孔、手孔、眼孔已关闭，SG已充水保养。目前ASP系统新增的所有预防性检修项目均为大修工作，后续需要从中长期规划的角度，合理分布检修项目以及部分项目转为日常执行，分担大修工作量。SEF系统定期试验和设备检修均为日常项目，无大修维修大纲。

2.7 新增严重事故泄压阀

设置严重事故卸压阀及时进行一回路卸压，在压力容器失效之前把反应堆冷却剂系统的压力降到2.0MPa.a以下。严重事故卸压管线从稳压器顶部管道引出，在20m操作平台（沿稳压器隔间外墙）的全壳内大空间向斜下方换料水池方向排放。在堆芯出口温度达到650℃时，操纵员手动强制开启严重事故泄压阀对一回路进行卸压。

大修关注要点。由于是稳压器的连接管线，是第二道安全屏障的一部分，应遵守技术规范中泄漏率的相关要求。新增管线的隔离阀后的设备应考虑在MCS模式执行，尽量减少对低低水位检修人力的影响。

2.8 增加堆顶事故排气系统

根据美国三哩岛核事故经验反馈，在事故工况下（包括超设计基准事故和严重事故工况），堆芯一部分气体可能会累积在压力容器顶部，不凝气体的存在可能会对堆芯传热、冷却剂系统卸压和再充水等带来不利影响。为保证反应堆冷却剂系统中唯一的汽水界面，控制反应堆压力容器水装量和堆芯冷却，故增设堆顶事故排气系统以便在严重事故工况下排出不凝气体。

大修关注要点。作为一回路压力边界，是第二道安全屏障的一部分，应遵守技术规范中泄漏率的相关要求。新增四个阀门预防性检修项目为6C的阀门执行机构气动回路易损件更换。新增1C大修定期试验RCP系统PM改进项相关阀门试验，需在大修期间机组RCD模式执行，不影响关键路径。

参考文献：

[1]核电机组大修中长期规划策略研究[J].朱玲倩.中国核电.2019(04)