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(1. 國家能源局中國核電發(fā)展中心，北京 100045；2. 上海核工程研究設(shè)計院有限公司，上海 200233；3. 中廣核工程有限公司，深圳 518000)

核電是清潔、安全、高效的能源。發(fā)展核電，有利于改善能源電力負(fù)荷分布的空間結(jié)構(gòu)，有利于構(gòu)建更為安全的電網(wǎng)電源結(jié)構(gòu)，有利于增強(qiáng)新能源的消納能力。近年來，美國、法國、俄羅斯、中國等大國都在國內(nèi)或國外建設(shè)一批大型先進(jìn)的三代壓水堆核電廠，這些壓水堆型號主要包括AP1000、EPR、VVER-1200、“華龍一號”(HPR1000)、“國和一號”(CAP1400)。本文圍繞這些大型先進(jìn)三代主流的壓水堆堆型，開展主流壓水堆型號的開發(fā)過程和反應(yīng)堆設(shè)計分析能力研究，分析國內(nèi)壓水堆設(shè)計分析方面還存在的不足，并提供對應(yīng)的建議解決措施，為后續(xù)這些方面的重點發(fā)展和研究提供有價值的參考。

1 國內(nèi)外壓水堆主流型號

1.1 AP1000反應(yīng)堆型號

20世紀(jì)80年代中期，美國西屋公司開始開發(fā)非能動先進(jìn)壓水堆?；诋?dāng)時的市場需求和電力建議，選擇600 MWe級的容量(即AP600)進(jìn)行設(shè)計，完成大量設(shè)計文件和試驗研究。在此基礎(chǔ)上，AP600設(shè)計經(jīng)過美國核管理委員會(NRC)的技術(shù)審查，于1998年9月獲得最終設(shè)計許可。1999年12月，NRC向西屋公司頒發(fā)最終設(shè)計認(rèn)證證書。

隨著美國電力市場的發(fā)展和天然氣價格的不斷下跌，持續(xù)降低能源發(fā)電成本成為市場競爭的主要因素。因此，西屋公司決定進(jìn)一步提高電功率，發(fā)展1000 MW級容量(即后續(xù)設(shè)計的AP1000型核電廠)來提高非能動先進(jìn)壓水堆的市場競爭能力。

AP1000型反應(yīng)堆堆芯采用成熟的、經(jīng)工程驗證的西屋公司加長反應(yīng)堆堆芯設(shè)計(M314型，環(huán)路數(shù)目不同)，活性段有效高度4.27 m(14ft)，裝載157盒17×17組件排列的高性能燃料組件[1-2]，平均線功率密度目前壓水堆中最大。

1.2 EPR反應(yīng)堆型號

20世紀(jì)70年代，法國經(jīng)歷過發(fā)展自主設(shè)計的氣冷堆技術(shù)和引進(jìn)美國西屋公司的壓水堆技術(shù)的抉擇，最終確定放棄氣冷堆技術(shù)，從美國西屋公司引進(jìn)壓水堆核電技術(shù)，首先經(jīng)歷CP0(300 MW容量)、CP1和CP2(900 MW容量)核電機(jī)組的建設(shè)；從1977年起，采用西屋公司四環(huán)路14 ft燃料組件(M414)的核電技術(shù)，電功率達(dá)到1300 MW級容量，建設(shè)了20余臺P4/P′4核電機(jī)組(P′4在P4基礎(chǔ)上降低安全殼的直徑和高度有效提升了核電機(jī)組的經(jīng)濟(jì)性)；從1984年起，進(jìn)一步提升功率，采用CAD輔助設(shè)計，開發(fā)、建造150萬千瓦級的N4型四環(huán)路核電機(jī)組[3-4]。

20世紀(jì)90年代末，在法國國內(nèi)核電機(jī)組基本飽和的情況下，為了保留核電人才，發(fā)展技術(shù)，法國法瑪通公司和德國西門子公司聯(lián)合開發(fā)新一代壓水堆核電機(jī)組EPR，目標(biāo)是根據(jù)歐洲用戶要求(EUR)設(shè)計新一代核電機(jī)組，設(shè)計中綜合考慮法國N4核電站和德國Konvoi核電站的優(yōu)點和運行經(jīng)驗反饋(主回路設(shè)計和布置與法國N4機(jī)組相近，堆芯測量和控制棒導(dǎo)向管設(shè)計原則以德國Konvoi為基礎(chǔ))，是全面滿足歐洲用戶要求(EUR)文件的第三代改進(jìn)型先進(jìn)壓水堆核電廠，并通過法國和德國核安全當(dāng)局的審核批準(zhǔn)。

截至目前，國內(nèi)廣東臺山1號機(jī)組(EPR全球首堆)已經(jīng)投入商運，且2號機(jī)組具備商運條件。EPR是改進(jìn)型的三代核電技術(shù)，基于能動設(shè)計思想，燃料組件的活性段有效高度4.27 m(14 ft)，裝載265盒17×17組件排列的燃料組件[5]。

1.3 VVER反應(yīng)堆型號

俄羅斯VVER反應(yīng)堆型號是俄開發(fā)的一系列輕水冷卻、輕水慢化的壓水堆的總稱。VVER最早開發(fā)于20世紀(jì)60年代。第一臺VVER機(jī)組(新沃羅涅日一號機(jī)組)V-210(電功率210 MW)于1964年服役。該機(jī)組由俄羅斯國家原子能公司Rosatom的下屬單位OKB Gidropress(水壓試驗設(shè)計院)所設(shè)計。后續(xù)Gidropress又陸續(xù)設(shè)計和建造了VVER-440(6環(huán)路)，VVER-1000(4環(huán)路)，VVER-1200等堆型，電功率分別為440 MW、1000 MW和1200 MW量級[6]。

VVER-1000中V-320版本發(fā)展出AES-91和AES-92兩條路線(91和92代表堆型開發(fā)開始的年份)，其中V-428堆型為田灣1、2號機(jī)組所采用，V-428 M為田灣3、4號機(jī)組所采用。AES-91中的V-428和AES-92中的V-392分別發(fā)展成為VVER-1200(AES-2006)的兩種主流堆型即V-491[7](列寧格勒二期)和V-392 M[8](新沃羅涅日二期)，這兩種堆型都是四環(huán)路VVER設(shè)計，是俄羅斯目前在國內(nèi)外建造的主流堆型。

VVER1200的V-491和V-392 M反應(yīng)堆本身(包括核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)NSSS等)都是由Gidropress設(shè)計，反應(yīng)堆以外的核電廠部分則分別由圣彼得堡原子能設(shè)計院和莫斯科原子能設(shè)計院設(shè)計并施工。V491和V-392 M兩種堆型的設(shè)計大體上是相同的，如采用相同的構(gòu)筑物、部件、設(shè)備和管道，滿足設(shè)計基準(zhǔn)相同的工程方法以及相同的反應(yīng)堆系統(tǒng)和設(shè)備特性。兩種堆型都采用了能動和非能動安全系統(tǒng)相結(jié)合的辦法來滿足三代加核電廠的可靠性水平。但兩種堆型采用了不同的反應(yīng)堆安全系統(tǒng)，V-491的安全系統(tǒng)更多地采用能動設(shè)計，而V-392 M的安全系統(tǒng)更多地采用非能動設(shè)計，設(shè)計中盡量避免冗余以獲得電廠建造運行高的經(jīng)濟(jì)性。

基于V-491和V-392 M兩種VVER-1200的設(shè)計，Gidropress又進(jìn)一步設(shè)計出了更大功率的VVER-1300(電功率1300 MW級別，又稱VVER-TOI)，與VVER-1200相比，VVER TOI的功率更高，設(shè)計壽命由50年提高到60年，機(jī)組可用率由91%提高到93%。在發(fā)生超設(shè)計基準(zhǔn)事故后，不干預(yù)的時間由24 h提高到了72 h，具有更高的安全性。機(jī)組建造周期更短，抗大飛機(jī)撞擊的性能更好，其中VVER-TOI是俄羅斯未來重點發(fā)展的主流堆型[9]。

VVER1200的功率達(dá)到120萬kW，裝載163盒六面體燃料組件，采用能動和非能動安全系統(tǒng)相結(jié)合的辦法來滿足三代加核電廠的可靠性水平，可實現(xiàn)事故后24 h無需操縱員和外部電源支持。

1.4 “融合”版“華龍一號”反應(yīng)堆型號

中核集團(tuán)于20世紀(jì)90年代啟動了CNP1000的研發(fā)，2007年啟動了CP1000型號研發(fā)，最終在2011年福島核事故后按照最先進(jìn)的核安全標(biāo)準(zhǔn)，借鑒國際最新技術(shù)成果開發(fā)了三代壓水堆品牌ACP1000。中廣核集團(tuán)在福島事故之后分兩步(第一步為在CPR1000+基礎(chǔ)上開發(fā)具有三代特征的ACPR1000；第二步是繼續(xù)改進(jìn)開發(fā)三代技術(shù)ACPR1000+)實施形成滿足三代要求的壓水堆型號ACPR1000+[10]。

2013年4月，國家能源局主持召開自主創(chuàng)新三代核電技術(shù)合作協(xié)調(diào)會，提出關(guān)于自主創(chuàng)新核電技術(shù)合作的目標(biāo)、原則和遵循的標(biāo)準(zhǔn)，確定中核、中廣核兩集團(tuán)在ACP1000和ACPR1000+基礎(chǔ)上，聯(lián)合開發(fā)“華龍一號”技術(shù)。2014年8月，“華龍一號”總體技術(shù)方案通過國家能源局和國家核安全局聯(lián)合組織的專家評審。

“華龍一號”是基于現(xiàn)有壓水堆核電廠成熟技術(shù)的漸進(jìn)式設(shè)計，具有采用177盒CF3 17×17組件排列的先進(jìn)燃料組件、能動與非能動安全系統(tǒng)、雙層安全殼等設(shè)計特征。

1.5 “國和一號”(CAP1400)反應(yīng)堆型號

“大型先進(jìn)壓水堆及高溫氣冷堆核電站”科技重大專項是《國家中長期科學(xué)和技術(shù)發(fā)展規(guī)劃綱要(2006-2020)》確立的16個國家科技重大專項之一，國家能源局是牽頭組織單位，其中，壓水堆分項由國家電投牽頭實施，CAP1400的研發(fā)和示范工程列為重大專項的重點任務(wù)。

“國和一號”(CAP1400型)壓水堆核電機(jī)組是在消化、吸收、全面掌握我國引進(jìn)的第三代先進(jìn)核電AP1000非能動技術(shù)的基礎(chǔ)上，通過再創(chuàng)新開發(fā)出具有我國自主知識產(chǎn)權(quán)、功率更大的非能動大型先進(jìn)壓水堆核電機(jī)組。2010年底，國和一號概念設(shè)計通過國家審查；2014年1月，通過國家能源局組織的專家審查。

“國和一號”功率達(dá)到150萬kW，安全性、可靠性、經(jīng)濟(jì)性相比AP1000進(jìn)一步提升，裝載197盒17×17組件排列的自主化燃料組件，采用完全非能動及簡化的設(shè)計理念，可實現(xiàn)事故后72 h無需操縱員和外部電源支持[11]。

1.6 小結(jié)

表1總結(jié)了當(dāng)前主流的大型三代先進(jìn)壓水堆的總體參數(shù)和反應(yīng)堆堆芯的主要參數(shù)。從表1中總結(jié)可得，從燃料的角度，基本有2個系列，棒徑9.5 mm采用17×17組件排列(美國)和棒徑9.1 mm采用六面體排列(俄羅斯)，法國和中國在美國基礎(chǔ)上，通過反應(yīng)堆堆芯的重新設(shè)計、環(huán)路數(shù)目及設(shè)備設(shè)計等統(tǒng)籌考慮形成了獨立自主的反應(yīng)堆型號。

表1 大型三代先進(jìn)壓水堆總體和反應(yīng)堆參數(shù)

2 設(shè)計分析能力體系

核電站是一個高度集成的復(fù)雜系統(tǒng)工程，核電站的設(shè)計(尤其是核島的設(shè)計)涉及大量的專業(yè)軟件，最為核心的軟件是反應(yīng)堆設(shè)計分析軟件，主要包括核設(shè)計、熱工水力設(shè)計、燃料設(shè)計、安全分析等領(lǐng)域的各類軟件，開發(fā)難度較大，且此類專業(yè)軟件涉及核安全事項，需經(jīng)過國家核安全局的批準(zhǔn)認(rèn)證。

國外核電強(qiáng)國都擁有自己獨立的反應(yīng)堆設(shè)計軟件體系，且隨著核電技術(shù)的發(fā)展和模型認(rèn)識的提高，核電巨頭都在不斷投入人力物力持續(xù)改進(jìn)已有反應(yīng)堆的設(shè)計軟件開發(fā)新的軟件體系，確保安全或保守的前提下優(yōu)化反應(yīng)堆設(shè)計軟件，以期釋放過于保守的裕度，提高核電的競爭力。

國內(nèi)秦山一期核電站的設(shè)計中，受到國外核電技術(shù)的封鎖和限制，我國反應(yīng)堆設(shè)計軟件基本上基于自主研發(fā)，研制了早期的反應(yīng)堆設(shè)計分析軟件。90年代以后，我國批量引進(jìn)國外反應(yīng)堆設(shè)計和安全分析軟件，包括從法國阿?，m集團(tuán)AREVA(阿?，m核電公司現(xiàn)更名為法瑪通)和美國西屋公司引進(jìn)相應(yīng)的專用分析軟件，逐步在我國核電集團(tuán)的核電站反應(yīng)堆設(shè)計領(lǐng)域中得到廣泛應(yīng)用。

為擺脫對國外核電技術(shù)的依賴，全面掌握反應(yīng)堆設(shè)計領(lǐng)域的關(guān)鍵技術(shù)(尤其是反應(yīng)堆設(shè)計分析專用軟件)，國內(nèi)各核電集團(tuán)都在開展具有自主知識產(chǎn)權(quán)的核電專用軟件開發(fā)[12-14]。中核集團(tuán)自主研發(fā)核電專用設(shè)計分析系列軟件包NESTOR，包括反應(yīng)堆物理設(shè)計、屏蔽與源項設(shè)計、熱工水力與安全分析、燃料相關(guān)設(shè)計、系統(tǒng)與設(shè)備設(shè)計、核電廠運行支持以及工程管理軟件7個專業(yè)領(lǐng)域軟件，覆蓋工程設(shè)計、安全分析與核電廠運行支持等核電工程關(guān)鍵環(huán)節(jié)，這些軟件取證后可用于“華龍一號”(HPR1000)等核電工程。中廣核集團(tuán)積極開展反應(yīng)堆設(shè)計軟件的引進(jìn)、消化、吸收和再創(chuàng)新，正在逐步建立中廣核的反應(yīng)堆設(shè)計軟件研發(fā)體系。國家電投集團(tuán)牽頭承擔(dān)國家科技重大專項大型先進(jìn)壓水堆核電站“核電關(guān)鍵設(shè)計軟件自主化技術(shù)研究”課題，旨在填補(bǔ)國內(nèi)空白，解決核電核心技術(shù)的戰(zhàn)略舉措，專項推動研發(fā)具備完全自主知識產(chǎn)權(quán)的核心軟件系統(tǒng)——堆芯物理、熱工及系統(tǒng)安全分析一體化綜合軟件包(COSINE軟件)，相繼完成內(nèi)部測試、公開測試的發(fā)布，當(dāng)前正在按序按批獲取國家核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)的認(rèn)證。核電專用軟件已受到國內(nèi)核電行業(yè)的廣泛關(guān)注和持續(xù)研發(fā)投入，爭取早日實現(xiàn)專用分析軟件的自主化和國產(chǎn)化，提升我國軟件領(lǐng)域的核心競爭力。

3 國內(nèi)設(shè)計分析能力的不足和舉措

3.1 基礎(chǔ)研究

針對壓水堆來說，因冷卻劑的固有特性，正常運行和事故工況下冷卻劑可能經(jīng)歷單相強(qiáng)迫流動換熱、過冷沸騰流動換熱、兩相飽和沸騰流動換熱、過渡沸騰流動傳熱、臨界前后流動換熱等某些現(xiàn)象，針對不同的反應(yīng)堆型號，有些現(xiàn)象采用經(jīng)典的流動換熱關(guān)系式(如：單相強(qiáng)迫對流換熱Dittus-Boelter公式、過冷沸騰換熱Jens-Lottes或Thom關(guān)系式、飽和沸騰Chen關(guān)系式等)，有些現(xiàn)象單獨開展試驗獲得關(guān)系式(如：燃料的臨界熱流密度關(guān)系式，美國西屋WRB系列關(guān)系式、法國FC-2000關(guān)系式等)。目前設(shè)計分析軟件所采用的基礎(chǔ)模型(單相流動換熱、兩相流動換熱、過渡區(qū)域和臨界傳熱等)還一定程度依賴于國外重點試驗室、研究機(jī)構(gòu)和高校所開發(fā)，國內(nèi)在基礎(chǔ)模型開發(fā)和基礎(chǔ)研究方面尚存在不足之處，建議頂層和實施層互動聯(lián)動，從頂層提供政策和資金支持，提高基礎(chǔ)研究投入和研發(fā)活動企業(yè)的數(shù)量，從實施層，各核電企業(yè)積極與高等院校和研究機(jī)構(gòu)深化合作，建立優(yōu)勢互補(bǔ)共贏的產(chǎn)學(xué)研戰(zhàn)略合作，提升基礎(chǔ)研究能力的同時，培養(yǎng)創(chuàng)新型基礎(chǔ)人才，為當(dāng)前國內(nèi)自主研發(fā)的設(shè)計分析軟件和未來下一代核能系統(tǒng)提供儲備和支持。

3.2 試驗平臺及國家級重點實驗室

通過國家重大專項搭建了較多的大型試驗平臺(如：高溫高壓整體性臺架、驗證專設(shè)安全設(shè)施功能的系統(tǒng)試驗臺架、用于核電設(shè)備性能測試的試驗臺架以及用于燃料組件性能測試的試驗臺架等)，然而這些試驗平臺并未實現(xiàn)大范圍的共享，不能有效充分地實現(xiàn)試驗平臺利益的最大化。與此同時，國內(nèi)亦缺少能源領(lǐng)域長久持續(xù)投入的國家級重點研發(fā)和工程實驗室(如：美國1943年成立的橡樹嶺國家實驗室和1946年成立的阿貢國家實驗室等，目前美國共擁有27個國家重點實驗室，其中核能相關(guān)的國家重點實驗主要有8個)。建議依托大型企業(yè)和科研院所，建設(shè)一批具有世界領(lǐng)先的核能科研重大基礎(chǔ)設(shè)施和試驗平臺，具備承接重大項目和四代堆技術(shù)發(fā)展的專項試驗，提升我國在重大試驗領(lǐng)域的影響力。針對通過國家重大專項搭建的大型基礎(chǔ)設(shè)施和試驗平臺，統(tǒng)籌協(xié)調(diào)，逐步實現(xiàn)重大科研基礎(chǔ)設(shè)施的共享，組建類似于美國阿貢、橡樹嶺等能源領(lǐng)域的國家重點實驗室，打造具有世界影響力的國家重點實驗室。

3.3 軟件體系

國內(nèi)各核電集團(tuán)正在開展具有自主知識產(chǎn)權(quán)的核電專用軟件開發(fā)，分層次分批次提交國家核安全局開展程序取證，但取證評審和程序完善過程需要幾年的時間。當(dāng)前階段，國內(nèi)用于壓水堆核電廠的專用分析軟件還一定程度依賴于國外的分析軟件；與此同時，用于已開發(fā)軟件驗證的部分關(guān)鍵試驗數(shù)據(jù)(如：尤其用于安全驗證的整體效應(yīng)試驗數(shù)據(jù)，包括LOFT整體效應(yīng)臺架系列實驗，SPES高壓整體效應(yīng)臺架試驗等)仍依賴于國外的試驗數(shù)據(jù)。建議上級主管部門頂層統(tǒng)籌，組建軟件開發(fā)與驗證攻堅隊，集中力量辦大事，避免各核電集團(tuán)相互競爭和企業(yè)間內(nèi)耗，利用有效資源，通過若干年時間，補(bǔ)齊短板，早日實現(xiàn)用于核電設(shè)計分析軟件的自主化、國產(chǎn)化。

4 結(jié)論及建議

國內(nèi)核電集團(tuán)企業(yè)下的核電研究設(shè)計院通過引進(jìn)、消化、再創(chuàng)新的路徑，已完全掌握壓水堆的設(shè)計分析體系，具備壓水堆核電廠的設(shè)計分析能力，并成功開發(fā)了具有三代核電特征的百萬千瓦級核電型號，包括“華龍一號”和“國和一號”。此外，各核電集團(tuán)都在著手開發(fā)核電廠取證所用的專用分析軟件，結(jié)合國外的試驗數(shù)據(jù)以及自身搭建臺架獲取的試驗數(shù)據(jù)等進(jìn)行相關(guān)的驗證，為專用分析軟件的驗證與確認(rèn)提供支撐。

然而，與國外相關(guān)核電公司相比(如：美國西屋公司、俄羅斯原子能公司、法國法瑪通等)，在基礎(chǔ)模型研究、試驗臺架和國家級重點實驗室以及軟件體系方面仍存在一些不足，提幾點建議如下：

第一，針對基礎(chǔ)模型研究方面，建議國家層面加大政策和資金方面的支持力度，重點布局下一代核能系統(tǒng)研發(fā)的基礎(chǔ)研究,提升基礎(chǔ)研究能力并培養(yǎng)創(chuàng)新型基礎(chǔ)人才。

第二，針對試驗平臺和國家級重點實驗室方面，重點實現(xiàn)重大科研基礎(chǔ)設(shè)施共享，建成先進(jìn)核電技術(shù)研發(fā)國家實驗室。建議上級主管部門統(tǒng)籌考慮，加大科研設(shè)施和試驗驗證平臺所屬單位開放相關(guān)試驗臺架的力度，確保試驗平臺資源得到有效充分利用；同時組建一批能源領(lǐng)域的國家重點實驗室，逐步提升國際影響力。

第三，針對用于安全分析的軟件體系方面，建議上級主管部門組織，三大集團(tuán)共同參與，形成安全分析專用軟件開發(fā)和驗證攻堅隊，兼顧考慮各堆型的模塊，集中力量和資源，早日實現(xiàn)核電專用軟件的自主化、國產(chǎn)化。