圍繞國內外的大型先進三代壓水堆主流型號， 包括美國 AP1000 堆型、法國 EPR 堆型、俄羅斯 VVER-1200堆型、中國 “華龍一號”(HPR1000) 和 “國和一號”(CAP1400)， 開展這些壓水堆型號的演變歷史、設計分析能力研究， 簡要分析國內壓水堆設計分析方面存在的不足和建議措施， 為后續這些方面的重點發展和研究提供方向性的參考， 早日實現從核電大國向核電強國的跨越發展。

核電是清潔、安全、高效的能源。發展核電，有利于改善能源電力負荷分布的空間結構， 有利于構建更為安全的電網電源結構， 有利于增強新能源的消納能力。近年來， 美國、法國、俄羅斯、中國等大國都在國內或國外建設一批大型先進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三代主流的壓水堆堆型， 開展主流壓水堆型號的開發過程和反應堆設計分析能力研究，分析國內壓水堆設計分析方面還存在的不足，并提供對應的建議解決措施， 為后續這些方面的重點發展和研究提供有價值的參考。

防城港華龍一號鳥瞰圖

1 國內外壓水堆主流型號

1.1 AP1000反應堆型號

20世紀80年代中期， 美國西屋公司開始開發非能動先進壓水堆。基于當時的市場需求和電力建議， 選擇 600 MWe 級的容量 (即 AP600)進行設計，完成大量設計文件和試驗研究。在此基礎上，AP600 設計經過美國核管理委 員 會NRC) 的技術審查，于1998年9月獲得最終設計許可。1999年12月，NRC 向西屋公司頒發最終設計認證證書。

隨著美國電力市場的發展和天然氣價格的不斷下跌，持續降低能源發電成本成為市場競爭的主要因素。因此，西屋公司決定進一步提高電功率，發展 1000 MW 級 容 量 (即 后 續 設 計 的 AP1000型核電廠) 來提高非能動先進壓水堆的市場競爭能力。

AP1000型反應堆堆芯采用成熟的、經工程驗證的西屋公司加長反應堆堆芯設計 (M314型，環路數目不同)， 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 反應堆型號

20世紀70年代， 法國經歷過發展自主設計的氣冷堆技術和引進美國西屋公司的壓水堆技術的抉擇，最終確定放棄氣冷堆技術， 從美國西屋公司引進壓水堆核電技術， 首先經歷 CP0 (300 MW 容量)、CP1 和 CP2 (900 MW 容量) 核電機組的建設; 從1977 年起， 采用西屋公司四環路14ft燃料組件 (M414) 的核電技術， 電功率達到1300 MW 級容量，建設了20余臺P4/P′4核電機組 (P′4在P4基礎上降低安全殼的直徑和高度有效提升了核電機組的經濟性);從1984年起，進一步提升功率，采用 CAD 輔助設計，開發、建造150萬千瓦級的 N4型四環路核電機組[3-4]。

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

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

1.3 VVER 反應堆型號

俄羅斯 VVER 反應堆型號是俄開發的一系列輕水冷卻、輕水慢化的壓水堆的總稱。VVER 最早開發于20世紀60年代。第一臺 VVER 機組(新沃羅涅日一號機組)V-210 (電功率210 MW)于1964年服役。該機組由俄羅斯國家原子能公司 Rosatom 的下屬單位 OKB Gidropress (水壓試驗設計院) 所設計。后續 Gidropress又 陸續設計和 建 造 了 VVER-440 (6 環 路 )， VVER- 1000 (4 環路)，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版本發展出 AES-91和 AES-92兩條路線 (91和92 代表堆型開發開始的年份)，其中 V-428堆型為田灣1、2 號機組所采用，V-428 M 為田灣3、4號機組所采用。AES-91中的 V-428 和 AES-92 中的 V-392 分別發展成為 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路VVER 設計，是俄羅斯目前在國內外建造的主流堆型。

VVER1200的 V-491 和 V-392 M 反應堆本身 (包括核蒸汽供應系統 NSSS 等) 都是由 Gi- dropress設計，反應堆以外的核電廠部分則分別由圣彼得堡原子能設計院和莫斯科原子能設計院設計并施工。V491 和 V-392 M 兩種堆型的設計大體上是相同的， 如采用相同的構筑物、部件、設備和管道，滿足設計基準相同的工程方法以及相同的反應堆系統和設備特性。兩種堆型都采用了能動和非能動安全系統相結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堆安全系統，V-491 的安全系統更多地采用能動設計， 而 V-392 M 的安全系統更多地采用非能動設計，設計中盡量避免冗余以獲得電廠建造運行高的經濟性。

基于 V-491和 V-392 M 兩種 VVER-1200的設計，Gidropress又進一步設計出了更大功率的 VVER-1300 (電 功 率 1300 MW 級 別， 又 稱 VVER-TOI)， 與 VVER-1200 相 比， VVERTOI的功率更高， 設計壽命由 50 年提高到 60年，機組可用率由91% 提高到93%。在發生超設計基準事故后， 不干預的時間由24h 提高到了72h， 具有更高的安全性。機組建造周期更短， 抗大飛機撞擊的性能更好， 其中 VVER- TOI是俄羅斯未來重點發展的主流堆型[9]。

VVER1200的功率達到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相結合的辦法來滿足三代加核電廠的可靠性水平， 可實現事故后24h無需操縱員和外部電源支持。

1.4 “融合”版 “華龍一號”反應堆型號

中核集團于20世紀90年代啟動了CNP1000的研發，2007年啟動了 CP1000 型號研發， 最終在2011年福島核事故后按照最先進的核安全標準，借鑒國際最新技術成果開發了三代壓水堆品牌 ACP1000。中廣核集團在福島事故之后分兩步 (第一步為在 CPR1000+ 基礎上開發具有三代特征的 ACPR1000;第二步是繼續改進開發三代技術 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新三代核電技術合作協調會，提出關于自主創新核電技術合作的目標、原則和遵循的標準， 確定中核、中廣核兩集團在 ACP1000 和 ACPR1000+基礎上， 聯合開發 “華 龍一號” 技術。2014年8月， “華龍一號” 總體技術方案通過國家能源局和國家核安全局聯合組織的專家評審。

“華龍一號” 是基于現有壓水堆核電廠成熟技術的漸進式設計， 具有采用177 盒 CF317× 17組件排列的先進燃料組件、能動與非能動安全系統、雙層安全殼等設計特征。

1.5 “國和一號”(CAP1400) 反應堆型號

“大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站” 科技重大專項是 《國家中長期科學和技術發展規劃綱要 (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 的研發和示范工程列為重大專項的重點任務。

“國和一號” (CAP1400 型) 壓水堆核電機組是在消化、吸收、全面掌握我國引進的第三代先進核電 AP1000非能動技術的基礎上， 通過再創新開發出具有我國自主知識產權、功率更大的非能動大型先進壓水堆核電機組。2010 年底，國和一號概念設計通過國家審查;2014 年1 月，通過國家能源局組織的專家審查。

“國和一號” 功率達到150 萬kW， 安全性、可靠性、經濟性相比 AP1000 進一步提升， 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計理念， 可實現事故后72h無需操縱員和外部電源支持[11]。

1.6 小結

表1總結了當前主流的大型三代先進壓水堆的總體參數和反應堆堆芯的主要參數。從表1 中總結可得，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上， 通過反應堆堆芯的重新設計、環路數目及設備設計等統籌考慮形成了獨立自主的反應堆型號。

2 設計分析能力體系

核電站是一個高度集成的復雜系統工程， 核電站的設計 (尤其是核島的設計) 涉及大量的專業軟件，最為核心的軟件是反應堆設計分析軟件，主要包括核設計、熱工水力設計、燃料設計、安全分析等領域的各類軟件， 開發難度較大，且此類專業軟件涉及核安全事項， 需經過國家核安全局的批準認證。

國外核電強國都擁有自己獨立的反應堆設計軟件體系，且隨著核電技術的發展和模型認識的提高，核電巨頭都在不斷投入人力物力持續改進已有反應堆的設計軟件開發新的軟件體系， 確保安全或保守的前提下優化反應堆設計軟件， 以期釋放過于保守的裕度，提高核電的競爭力。

國內秦山一期核電站的設計中， 受到國外核電技術的封鎖和限制，我國反應堆設計軟件基本上基于自主研發，研制了早期的反應堆設計分析軟件。90 年代以后， 我國批量引進國外反應堆設計和安全分析軟件， 包括從法國阿海琺集團AREVA (阿海琺核電公司現更名為法瑪通) 和美國西屋公司引進相應的專用分析軟件， 逐步在我國核電集團的核電站反應堆設計領域中得到廣泛應用。

為擺脫對國外核電技術的依賴， 全面掌握反應堆設計領域的關鍵技術 (尤其是反應堆設計分析專用軟件)， 國內各核電集團都在開展具有自主知識產權的核電專用軟件開發[12-14]。中核集團自主 研 發 核 電 專 用 設 計 分 析 系列 軟 件 包NESTOR，包括反應堆物理設計、屏 蔽與源項設計、熱工水力與安全分析、燃料相關設計、系統與設備設計、核電廠運行支持以及工程管理軟件7個專業領域軟件，覆蓋工程設計、安全分析與核電廠運行支持等核電工程關鍵環節， 這些軟件取證后可用于 “華龍一號” (HPR1000) 等核電工程。中廣核集團積極開展反應堆設計軟件的引進、消化、吸收和再創新，正在逐步建立中廣核的反應堆設計軟件研發體系。國家電投集團牽頭承擔國家科技重大專項大型先進壓水堆核電站“核電關鍵設計軟件自主化技術研究” 課題， 旨在填補國內空白， 解決核電核心技術的戰略舉措，專項推動研發具備完全自主知識產權的核心軟件系統——— 堆芯物理、熱工及系統安全分析一體化綜合軟件包 (COSINE 軟件)， 相繼完成內部測試、公開測試的發布，當前正在按序按批獲取國家核安全監管機構的認證。核電專用軟件已受到國內核電行業的廣泛關注和持續研發投入， 爭取早日實現專用分析軟件的自主化和國產化， 提升我國軟件領域的核心競爭力。

3 國內設計分析能力的不足和舉措

3.1 基礎研究

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歷單相強迫流動換熱、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象，針對不同的反應堆型號， 有些現象采用經典的流動換熱關系式 (如： 單相強迫對流換熱 Dittus-Boelter 公 式、 過 冷 沸 騰 換 熱 Jens- Lottes或 Thom 關系式、飽和沸騰 Chen 關系式等)， 有些現象單獨開展試驗獲得關系式 (如：燃料的臨界熱流密度關系式， 美國西屋 WRB 系列關系式、法國 FC-2000 關系式等)。目前設計分析軟件所采用的基礎模型 (單相流動換熱、兩相流動換熱、過渡區域和臨界傳熱等)還一定程度依賴于國外重點試驗室、研究機構和高校所開發，國內在基礎模型開發和基礎研究方面尚存在不足之處，建議頂層和實施層互動聯動，從頂層提供 政策和資金支持，提高基礎研究投入和研發活動企業的數量，從實施層，各核電企業積極與高等院校和研究機構深化合作，建立優勢互補共贏的產學研戰略合作，提升基礎研究能力的同時，培養創新型 基礎人才，為當前國內自主研發的設計分析軟件和未來下一代核能系統提供儲備和支持。

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、驗證專設安全設施功能的系統試驗臺架、用于核電設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大范圍的共享，不能有效充分地實現試驗平臺利益的最大化。與此同時，國內亦缺少能源領域長久持續投入的國家級重點研發和工程實驗室 (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，其中核能相關的國家重點實驗主要有8 個)。建議依托大型企業和科研院所， 建設一批具有世界領先的核能科研重大基礎設施和試驗平臺，具備承接重大項目和四代堆技術發展的專項試驗， 提升我國在重大試驗領域的影響力。針對通過國家重大專項搭建的大型基礎設施

和試驗平臺，統籌協調，逐步實現重大科研基礎設施的共享，組建類似于美國阿貢、橡樹嶺等能源領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

國內各核電集團正在開展具有自主知識產權的核電專用軟件開發，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。當前階段， 國內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，用于已開發軟件驗證的部分關鍵試驗數據 (如：尤其用于安全驗證的整體效應試驗數據， 包括 LOFT 整體效應臺架系列實驗，SPES高壓整體效應臺架試驗等) 仍依賴于國外的試驗數據。建議上級主管部門頂層統籌，組建軟件開發與驗證攻堅隊， 集中力量辦大事，避免各核電集團相互競爭和企業間內耗， 利用有效資源，通過若干年時間， 補齊短板， 早日實現用于核電設計分析軟件的自主化、國產化。

4 結論及建議

國內核電集團企業下的核電研究設計院通過引進、消化、再創新的路徑，已完全掌握壓水堆的設計分析體系，具備壓水堆核電廠的設計分析能力，并成功開發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，各核電集團都在著手開發核電廠取證所用的專用分析軟件，結合國外的試驗數據以及自身搭建臺架獲取的試驗數據等進行相關的驗證，為專用分析軟件的驗證與確認提供支撐。

然而，與國外相關核電公司相比 (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研發的基礎研究，提升基礎研究能力并培養創新型基礎人才。

第二，針對試驗平臺和國家級重點實驗室方面，重點實現重大科研基礎設施共享， 建成先進核電技術研發國家實驗室。建議上級主管部門統籌考慮，加大科研設施和試驗驗證平臺所屬單位開放相關試驗臺架的力度，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，三大集團共同參與， 形成安全分析專用軟件開發和驗證攻堅隊， 兼顧考慮各堆型的模塊，集中力量和資源， 早日實現核電專用軟件的自主化、國產化。
 

作者：劉 展1，2， 榮 健1， 張 利1， 王海洋1， 沈立鋒1，3

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

 

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