《中国自主先进压水堆技术“华龙一号”（下册）=HPR1000：China’s Advanced Pressurized Water Reactor NPP(Volume 2)》是以中国具有完整自主知识产权的“华龙一号”示范工程(福建福清核电厂5、6号机组)成果为基础，**介绍了“华龙一号”的研发历程、**理论、系统设计、厂房结构与布置、运行调试、**分析及评价等。《中国自主先进压水堆技术“华龙一号”（下册）=HPR1000：China’s Advanced Pressurized Water Reactor NPP(Volume 2)》共分为上、下两册。上册介绍了“华龙一号”的总体方案和各功能系统，包括反应堆及其冷却剂系统、核辅助系统、专设**系统、设计扩展工况应对措施、放射性废物处理系统、公用系统、辐射防护、核电厂消防、常规岛系统及设备、电气系统、仪表与控制系统、厂房布置及结构、运行技术；下册介绍能动与非能动相结合的**理论、**分析及评价、设计验证试验、**评价活动、设备国产化及自主知识产权等。

第1章 能动与非能动相结合理论的形成与实践
1.1 能动与非能动相结合核电厂概念的形成
能动与非能动相结合核电厂的概念是在我国自主先进核电技术“华龙一号”的研发过程中逐渐形成的，并随着“华龙一号”的工程应用和国际市场推广而深入人心。能动与非能动相结合核电厂的概念集中体现了整体**和平衡设计的思想，是整体平衡的核**观在核电厂总体**设计中的理论实践，也是整体平衡的核**观在自主先进核电技术研发过程中总结出的丰硕成���。
如果一个系统实现其功能的过程为非能动过程，即系统状态的改变(或维持)可完全依靠内部能量完成而不需外部质能输入，则此系统为非能动系统，否则为能动系统。核电厂系统设计中通常采用的非能动方法包括自然力(重力、自然循环、蓄电池与压缩流体的储能)、止回阀、爆破阀，不需要**级支持系统及配套**级厂房的情况下保持核电厂的**。非能动系统相比能动系统*主要的优点是简化，不需要复杂(冗余的和多样化的)的控制系统或外部动力源，很大程度上简化系统的建造、运行和维护。另一个优点是**，例如非能动系统能够降低对操纵员干预的依赖，提供了更充裕的响应时间，也减少了人因失误对电厂的危害；非能动系统能够消除与能动设备故障、动力源丧失相关的事故场景。因此非能动系统提供了在无需过多增加成本的前提下进一步提高**性的解决方案。非能动系统的缺点在于依赖对非能动物理现象的理解，以及不同工况下系统性能的理解，需要开展大量的基础性研究工作并积累充分的数据。非能动系统的性能受到物理现象本身属性的制约，例如自然循环驱动压头低；自然驱动力和阻力受到很多不确定因素的影响，物理过程的失效成为导致系统失效的重要因素；由于自然循环现象的非线性属性，非能动系统可能存在内在的不稳定性。
传统核电厂通常采用功能更强大、运行更可控的能动设备(例如泵、阀门、风机等)实现所需的流体传输功能。在美国西屋公司把非能动作为设计理念贯彻于 AP1000核电厂之前，非能动技术的应用具有明显的离散特性，即一项非能动技术通常是为了解决某一具体问题或替代某一具体设备而产生的，各非能动系统大多独立用于不同场合，涉及的物理原理各不相同。在第三代核电技术发展过程中，国际上已经形成了分别以 EPR和 AP1000为代表的两种先进核电技术方向，即所谓的渐进型核电厂和革新性核电厂。EPR仍然采用传统的能动**系统，重要**系统及支持系统均为四个冗余系列，不仅满足单一故障准则，还能在一列**系统预防性维修的假设下满足所需**功能。AP1000则系统、普遍地贯彻了非能动设计理念，将整个电厂的能动**系统全部由非能动系统替代，成为了非能动核电厂的代名词。非能动应急堆芯冷却系统和非能动**壳冷却系统用非能动方法实现注水和冷却功能，在事故情况下带走堆芯余热和**壳热量。同样，**系统性采用了能动与非能动相结合的**设计理念的“华龙一号”，也为能动与非能动相结合核电厂概念的成型提供了**的范本，为能动与非能动相结合核电厂的技术发展提供了现实的标杆。
在“华龙一号”设计之初，非能动技术一定程度上代表着更先进的技术发展潮流。但是“华龙一号”研发团队也意识到了非能动系统存在的一些关键问题是短期内难以克服的，例如：非能动系统的可靠性不仅来自系统/设备的可靠性，也来自物理现象的可靠性，系统的失效模式和失效原因相比能动系统都有很大差异，可靠性的量化比较困难；需要考虑非能动系统的目标适当性和应用局限性，在需要快速或者**动作，以及零功率或者低功率情况下，能动系统比非能动系统更适合完成特定的**功能，非能动系统和设备不容易受到操纵员干预的影响，事故管理中的灵活性也比较低；如果非能动系统涉及创新的设备或技术，则需要证明其技术可行性，通过核**监管当局的验证和认可；非能动系统的在役试验和可维护性存在一定困难，例如爆破阀是*明显的无法开展在役试验的设备，一般通过生产期间的质量保证以及生产样品的随机试验来论证。
经过充分论证和评议，研发团队*终意识到：无论能动还是非能动的**系统，都是基于纵深防御策略，是工程问题的诸多解决方案之一，而不是**的或者*好的方案；能动与非能动相结合系统之间并不存在矛盾，相比能动系统，非能动**系统依赖于运行和动力供应的不同模式，与能动**系统联合使用时能够提供**程度的多样性，从而有可能实现**程度的**水平；从这个意义上说，非能动系统与能动系统的平衡和配合才是**解决方案。
在明确了能动与非能动相结合的大方向之后，研发团队历时4年攻克了非能动**系统的功能定位、设计准则、系统设计、理论和试验验证、容量论证和**评价、与能动系统的运行配合等多方面的技术难题，形成了“华龙一号”能动与非能动相结合的**系统，提供能动与非能动相结合的手段通过应急堆芯冷却、二次侧余热排出、堆腔注水，实现堆芯熔融物堆内滞留、**壳热量排出等功能。事实证明，能动与非能动相结合的**设计获得了巨大成功，已经成为“华龙一号”*显著的设计特征、*核心的技术创新、*亮眼的品牌焦点。
回顾起来，“华龙一号”能动与非能动相结合**理念的论证和应用过程，能动与非能动相结合**系统的研发和设计过程，正是整体平衡的核**观理论指导实践的过程。这可以通过能动与非能动相结合的**系统对于四个平衡设计的考虑来说明。
(1)能动与非能动相结合**系统**程度实现了纵深防御层次之间的平衡。“华龙一号”在纵深防御的第3a层次(即应对设计基准事故时)以两列能动的**系统为主(如安注系统、应急给水系统、安喷系统等)；在纵深防御的第3b层次和第四层次(即应对设计扩展工况时)设置非能动的**措施(如非能动二次侧余热排出系统、**壳热量导出系统、堆腔注水冷却系统)，在能动手段出现不可用的情况时投运非能动系统。这样的设计大大降低了不同纵深防御层次共因失效的可能性，避免了过度、片面地强化针对设计基准事故的防御能力，强调了纵深防御各层次的设计平衡。同时核电厂由内到外的三道**屏障(燃料包壳、一回路压力边界和**壳)上均采用了能动与非能动相结合的多样化**措施。
(2)能动与非能动相结合**系统**程度实现了冗余性和多样性的平衡。“华龙一号”的专设**设施采用两个冗余系列配置，但是在成熟设计的基础上采用风险指引的设计方法，通过识别薄弱环节进行了设计改进(例如采用内置换料水箱、高压安注变为中压安注、安注与化容系统功能分离等)，使得系列的可靠性得到了显著提高，因此再增加冗余度对可靠性提高的贡献有限。相比之下，提高系统的多样性对于提高整体**性的贡献更加显著。为此“华龙一号”在坚持两个冗余系列专设**设施的前提下，在其他纵深防御层次上设置多样化的非能动**设施应对能动系统失效情况下的设计扩展工况情景，即形成了“2列能动与非能动相结合”的**系统设计方案。这样不通过设置更多冗余能动**系列，而是通过增加多样化的非能动措施，有效地避免共因失效导致多列系统故障，以相对较小的代价提升了执行**功能的可靠性，很好实现了设计**目标。
(3)能动与非能动相结合**系统的设计过程体现了确定论与概率论**分析的平衡。为了有效地支持**系统配置方案的决策，开展了方案的**分析和论证工作，利用PSA工具建立相应的风险模型并对不同方案的整体**性进行评价，*终确定“2列能动与非能动相结合”的配置方案是**的选择(表1.1)。通过支配性事故序列的比较，由2个能动系列增加到3个能动系列，并没有改变实现各**功能所投入的系统，事件序列发展基本一致，导致堆芯损坏的支配性事件序列也是类似的。这些支配性序列集中在小破口事故、丧失厂外电事故、一二回路瞬态事故、丧失热阱事故和未能紧急停堆的瞬态事故(ATWS)。**系列的增加，能动部件的共因失效仍占主要的贡献，所以降低 CDF的作用有限。PSA的风险定量评价结果表明，“华龙一号”完全满足堆芯损坏概率(CDF)＜10–6/(堆. a)、大量放射性释放概率(LRF)＜10–7/(堆. a)的概率**目标，分析过程与结论经过了核**监管当局的审核评估并得到其认可。设计过程中也开展了确定论事故分析，梳理了具有代表性的运行事件、设计基准事故和设计扩展工况，分析了各个事故情况下的保守假设，充分考虑了专设**设施的优化改进和新增的非能动系统的作用，事故后果被证明均满足相应的验收准则。
(4)能动与非能动相结合**系统实现了投入和产出的平衡。在各种**系统方案的比选中，“3列能动与非能动相结合”方案实现了**的**性(表1.1)，但是从投入与产出的角度来说却并非**选择。相比“2列能动与非能动相结合”，新增的一列**系统至少需要增加以下工艺设备：应急电源增加一台应急柴油发电机、直流电源及相关辅机、电缆；热阱系统增加一台重要厂用水泵、一台设冷水泵、一台板式换热器及相关管道、阀门；其他支持系统增加一列通风、冷冻水以及控制系统等。此外，新增第三列**系统至少还需要增加以下构筑物：包容第三列**系统(安注、辅助给水、应急硼注入等)的厂房；第三列应急柴油机厂房及包容其他电气设备的厂房；第三列热阱的用房(重要厂用水和设备冷却水系统)；第三列热阱取排水廊道。从运行灵活性的角度来说，在无法实现在线维修的前提之下，新增一列**系统还增加了停堆换料期间的预防性维修工作量。 URD中明确指出：“**系列的数量涉及设备可靠性和代价(投资、运行和复杂度)的平衡。”因此从平衡**性与经济性的角度考虑，“2列能动与非能动相结合”是更加优化的方案。
总结起来，能动与非能动相结合核电厂的概念应当包含以下四方面的特征：
(1)全面平衡地贯彻纵深防御策略，利用能动与非能动相结合手段提供有效的多层次防御。
(2)采用完善的能动与非能动相结合手段保证事故条件下每项基本**功能的实现，保证每道实体屏障的有效性。
(3)平衡**性和经济性，通过提供多样性设计降低系统的冗余程度和复杂程度。
(4)设计中充分考虑能动系统与非能动系统的配合，避免相互之间的不利影响。
表1.1 **系统不同配置方案的PSA分析结果
能动与非能动相结合核电厂的概念体现了整体平衡的核**观。其中，纵深防御层次之间的平衡、**性和经济性的平衡这两个特征包含在“四个平衡设计”的要求中；而能动与非能动相结合**系统本身就体现了平衡冗余性和多样性的思想；确定论和概率论的**分析则是实现能动与非能动相结合核电厂设计、验证整体**性的必要工具。
1.2 能动与非能动相结合核电厂的实践——“华龙一号”
本节首先对“华龙一号”主要的**系统进行介绍，然后结合上节提出的能动与非能动相结合核电厂概念的四方面特征说明“华龙一号”是符合能动与非能动相结合核电厂概念的良好实践。
“华龙一号”用于缓解设计基准事故的主要专设**设施包括**注入系统、辅助给水系统与**壳喷淋系统等。专设**设施包括冗余系列以满足单一故障准则。为了保证独立性，每个系列布置在实体隔离的厂房内并且由独立的应急电源供电。**注入系统由两个能动子系统(即中压安注子系统和低压安注子系统)与一个非能动子系统(安注箱注入子系统)组成。与现有核电厂相比，系统配置上的改进包括：①安注泵不再与其他系统共用从而提高了设备的可靠性和独立性；②降低安注压头从而降低了SGTR事故的风险；③取消硼酸注入箱与硼酸循环回路实现了系统简化；④内置换料水箱被用作安注水源，增强了对外部事件的防护，并且避免了长期注入阶段的水源切换。辅助给水系统用于在丧失正常给水时为蒸汽发生器二次侧提供应急补水并导出堆芯余热。水源取自两个辅助给水池，动力由两个电动泵(可由应急柴油发电机供电)和两个汽动泵(由蒸汽发生器供汽)提供。**壳喷淋系统通过喷淋及冷凝事故时释放到**壳内的蒸汽，将**壳内的压力和温度控制在设计限值以内，从而保持**壳的完整性。低压安注泵可作为**壳喷淋泵的备用，确保长期喷淋的可靠性。
“华龙一号”针对设计扩展工况设置

目录 丛书序 序 前言 第1章 能动与非能动相结合理论的形成与实践 1 1.1 能动与非能动相结合核电厂概念的形成 1 1.2 能动与非能动相结合核电厂的实践——“华龙一号” 4 1.3 能动与非能动相结合核电厂进一步发展的思考 7 第2章 设计基准事故分析 10 2.1 初因事件与验收准则 10 2.1.1 Ⅰ类工况：正常运行和正常运行瞬态 10 2.1.2 Ⅱ类工况：中等频率事件 11 2.1.3 Ⅲ类工况：稀有事故 12 2.1.4 Ⅳ类工况：极限事故 13 2.2 主要分析原则与假设 14 2.2.1 保守假设与包络分析 14 2.2.2 参数的不确定性 14 2.2.3 专设**设施与单一故障假设 14 2.2.4 考虑的电厂系统与设备 15 2.2.5 功率分布与堆芯余热 15 2.2.6 操纵员的动作 16 2.3 典型事故分析 16 2.3.1 主蒸汽系统管道破裂 16 2.3.2 电厂辅助设备非应急交流电源丧失 19 2.3.3 反应堆冷却剂强迫流量部分丧失和全部丧失 22 2.3.4 单个控制棒组件弹出 25 2.3.5 蒸汽发生器传热管破裂 27 2.3.6 大破口失水事故 32 第3章 概率**分析 35 3.1 概述 35 3.2 内部事件一级PSA 37 3.2.1 电厂运行状态分析 38 3.2.2 始发事件分析 39 3.2.3 事件序列分析 45 3.2.4 系统分析 50 3.2.5 数据分析 53 3.2.6 定量化计算 57 3.3 内部事件二级PSA 59 3.3.1 一级和二级PSA接口分析 60 3.3.2 **壳性能分析 62 3.3.3 严重事故进程分析 62 3.3.4 **壳事件树分析 64 3.3.5 源项分析 65 3.3.6 结果分析及大量放射性释放频率 65 3.4 外部事件PSA 66 3.4.1 地震PSA 66 3.4.2 内部火灾PSA 70 3.4.3 内部水淹PSA 74 3.5 乏燃料水池PSA 79 3.5.1 始发事件分析 80 3.5.2 事件序列分析 80 3.5.3 乏燃料水池PSA分析结果 81 第4章 设计扩展工况评价 83 4.1 概述 83 4.2 未堆熔的设计扩展工况(DEC-A) 83 4.2.1 DEC-A清单选取 83 4.2.2 DEC-A分析假设及准则 84 4.2.3 DEC-A分析 87 4.3 严重事故(DEC-B) 118 4.3.1 DEC-B清单选取 118 4.3.2 DEC-B分析 119 4.4 严重事故管理导则 144 4.4.1 严重事故管理导则框架结构介绍 144 4.4.2 反应堆堆芯严重事故管理导则 145 4.4.3 乏燃料水池严重事故管理导则 147 4.4.4 导则中的计算辅助CAs 147 4.4.5 严重事故管理导则与应急运行规程接口 148 4.4.6 严重事故管理导则与应急计划(EP)的接口 148 第5章 设计验证试验 150 5.1 堆腔注水冷却系统验证试验 150 5.2 二次侧非能动余热排出系统验证试验 151 5.3 非能动**壳冷却系统性能综合试验 153 5.4 反应堆堆内构件流致振动试验 155 5.4.1 流致振动比例模型试验 156 5.4.2 流致振动现场试验 156 5.5 控制棒驱动线抗震试验 160 5.6 反应堆水力模拟试验 163 5.7 蒸汽发生器验证试验 165 5.8 内置换料水箱过滤器验证试��� 166 5.9 **壳过滤排放系统综合试验 168 5.9.1 **壳过滤排放系统 168 5.9.2 综合试验平台 168 5.9.3 文丘里水洗器单独试验 170 5.9.4 金属纤维过滤器单独试验 170 5.9.5 水洗液稳定性实验 171 5.9.6 整体试验方案和结果 171 5.9.7 结论和建议 172 5.10 仿真验证技术的应用和发展 172 第6章 **评价活动 174 6.1 概述 174 6.2 由阿根廷核电公司委托的比萨大学独立评价活动 174 6.3 与**核**局核与辐射****的联合研究 175 6.4 中国核能行业协会的初步设计审查 176 6.5 国际原子能机构反应堆**审查 177 6.6 **能源局与核**局组织的“华龙一号”总体技术方案评审会 178 6.7 核电厂设计多国评价活动 179 6.8 **核**局对福清5、6号机组初步**分析报告的**审评 179 第7章 自主知识产权 181 7.1 “华龙一号”知识产权工作体系 181 7.1.1 “华龙一号”知识产权工作目标 181 7.1.2 知识产权侵权风险排查 182 7.1.3 自主创新成果与知识产权保护 184 7.2 “华龙一号”自主知识产权行业内专家评审意见 189 第8章 设备国产化 190 8.1 反应堆压力容器 190 8.2 控制棒驱动机构 191 8.3 堆内构件 192 8.4 蒸汽发生器 193 8.5 稳压器 195 8.6 主管道和波动管 196 8.7 先进堆芯测量系统 197 8.8 主泵转速测量装置 198 8.9 一体化堆顶 199 8.10 主设备弯道运输用重载车及驱动装置 201 8.11 堆芯测量探测器组件拆除装置 201 8.12 装卸料机及辅助单轨吊 202 8.13 双层**壳燃料转运装置 203 8.14 乏燃料贮存格架 204 8.15 CNFC-3G新燃料运输容器 205 8.16 放射性废物桶外水泥固化成套装置及配方 205 8.17 核电厂废过滤器芯接收和厂内运输装置 206 8.18 **壳过滤排放系统纤维过滤器和文丘里水洗器 207 8.19 双层**壳人员闸门 208 8.20 反应堆压力容器整体螺栓拉伸机 208 8.21 一体化堆内构件吊具 209 8.22 内置换料水箱过滤器 210 8.23 非能动**壳热量导出系统换热器及汽水分离器 211 8.24 核**级逻辑控制系统(继电器机架) 212 8.25 电气贯穿件 212 8.26 金属保温层 213 8.27 K1级电气连接器 215 8.28 更高要求的通用设备研制 215 8.29 “华龙一号”全范围模拟机 218 8.30 数字化设计验证平台 220 附表 “华龙一号”系统代码 222