王　珏，王若楠，刘　乐，汤青松

核动力船舶与核电厂交流电源配置的对比分析

王珏1，王若楠2，刘乐1，汤青松1

(1. 武汉第二船舶设计研究所，武汉 430064；2. 林德工程（杭州）有限公司，杭州 310012)

浮动核电平台是兼有核动力船舶与核电厂属性的特种船舶。为了优化浮动核电平台的配置方案，对比分析了两类核设施的交流电源系统典型设计特征。同时，结合最新法规标准要求，梳理不同体系下安全评价的重要差异，并探讨丧失主电源及丧失所有交流电源的应对策略。相关结论对于浮动核电平台的工程设计与标准规范建立具有一定的参考意义。

核动力船舶 核电厂 交流电源配置 对比分析

0 引言

与常规船舶相比，核动力船舶对供电系统的安全性及可靠性要求更高。除船舶工况外，系统设计中还须考虑核动力装置的各类工况，并确保安全系统及重要设备在事故下的供电。对于应急冷却供电系统，薛伟等人通过对国外核动力船舶的设计方案开展研究[1]，得出应急电源冗余、供电线路冗余等系统设计原则。晋建厂等人分析了美、俄、法三国核动力船舶的电力系统[2]，归纳了冗余配置的设计特点及单机功率增大等发展趋势。胡亮等人对国外大容量核动力船舶的电站配置、电制和电网等进行了研究[3]，梳理了应急电力系统的设计原则。

上述研究可用于指导浮动核电平台供电系统的设计。考虑到浮动核电平台属于核电安全监管范围，有必要对核动力船舶与核电厂的电源配置开展差异化研究，以形成满足核安全监管要求的优化方案。

1 核电厂交流电系统

典型二代压水堆核电厂包含两台单元机组，每台为一堆（反应堆）带一机（汽轮发电机）模式，两台共用部分设备。多台机组构成核电厂基地，公用部分设备。

其厂用电设备通常分为以下4类[4]：

1）单元厂用设备：电厂单元机组正常运行时需要运作的设备，机组停运后，此类设备可停用；

2）永久厂用设备：电厂单元机组停运后仍需运作的设备；

3）应急厂用设备：维持电厂主要设备安全运行并确保核安全所需的设备；

4）共用厂用设备：包括两台单元机组的共用设备及厂内多台单元机组的公用设备，前者参与机组运行，后者通常不直接参与发电。

对于不同厂用电设备，核电厂采用不同的供电方式，单元机组的典型接线示意图如图1所示（各框图仅作原理说明，不代表实际配置数量）。对于单元厂用设备，由主电网（厂外500 kV主电源）和汽轮发电机作为两路独立的电源进行供电；对于永久厂用设备，考虑机组停运后会丧失汽轮发电机电源，增加辅助电网（厂外220 kV辅助电源，与500 kV主电源实体隔离）作为第三路电源进行供电；对于应急厂用设备，为保障安全负荷的供电，除上述正常电源外，还专设应急柴油发电机作为应急电源；对于共用厂用设备，由两台机组的永久厂用母线各出一路进行供电。

图1 核电厂单元机组接线示意图

图2 核动力船舶双电站接线示意图

2 核动力船舶交流电系统

核动力船舶通常包含一至数个反应堆，一堆带两机模式较常见。与核电厂类似，其用电负荷也可分为4类，各类负荷对核动力装置安全的影响程度及其在停堆后的供电需求有所不同[5]。

以双堆配置的民用船舶为例[2]，向核动力装置供电的典型交流电源配置如图2所示，其中，TG表示汽轮发电机、SDG表示备用柴油发电机，EDG表示应急柴油发电机。

正常运行时，由汽轮发电机向主配电盘供电；一台汽轮发电机故障时，启动备用柴油发电机向一列主配电盘供电，并通过电缆向另一列主配电盘供电；两列主配电盘均失效时，启动应急柴油发电机向应急配电盘供电。其中，一列应急配电盘能接受两列主配电盘的供电，一列核动力装置配电盘能接受两列主配电盘和一列应急配电盘的供电。

3 对比分析

结合上述交流电配置方案，本节就两类核设施的系统设计与安全评价进行对比。

3.1 系统设计

以双堆配置为基本单元，对比前述核电厂双机组与核动力船舶双电站向核动力装置供电的交流电系统，得出以下设计特征：

1）核动力船舶为孤岛运行，无外电源（靠岸时除外），由备用柴油发电机执行相应功能。核电厂包含两列独立的外电源，冗余性高，但不执行核安全功能。

2）二者的主电源和应急电源设置方式类似，分别由汽轮发电机和应急柴油发电机执行相应功能。对于主电源，核动力船舶通常为两堆各带两机，冗余度较核电厂的两堆带两机高。对于应急电源，核电厂的两堆配四机冗余度较核动力船舶的两堆配两机高。

3）二者的供电方式存在一定差异。对于核电厂的两台机组，除少数共用负荷外，其他三类负荷主要由各自的电源或外电源带动。而核动力船舶各电站的主配电盘均可向另一列电站的应急配电盘和核动力装置配电盘供电，即能通过交叉供电增加冗余性。

对于浮动核电平台，由于无外电源支持，可参照核动力船舶的方式进行主电源配置和供电。同时，参照核电厂的方式进行应急电源配置，进一步提高安全重要负荷的供电可靠性。

3.2 安全评价

电力系统设计须满足标准规范的安全评价要求[5,7]，考虑主电力系统故障和应急电力系统故障的应对措施。

3.2.1 主电力系统故障

根据核动力船舶入级规范的要求[5,6]，安全评价中考虑电源系统或配电系统中关键部件失效造成的后果，并将完全丧失主电力供应作为设计基准事故考虑。对于主电力系统单台发电机组的单个部件失效或主配电系统的单个部件失效，不应触发紧急停堆。

核电厂安全评价中，汽轮机事故停机（包括发电机事故停机）、电厂辅助设备非应急交流电源丧失（包括交流配电系统失效）等包络性始发事件属于中等频率事件，验收准则中允许触发紧急停堆。其中，可能造成停堆的信号包括核动力装置热工参数（温度、压力、流量和水位等）超限或设备运行异常（主泵断路器关、主泵转速低-低和控制棒驱动机构失电等）。

在浮动核电平台设计中，如将上述单个部件失效不导致紧急停堆作为设计指标，则须论证各参数在相应工况下不会触发保护信号。可供参考的设计策略包括：

1）对于汽轮机事故停机，若采用一堆带一机模式，则单台故障易使核动力装置参数剧烈波动，并引发紧急停堆；而采用一堆带双机模式，能降低单台故障的影响比重，从而减轻事故后果。

2）对于交流配电系统，不同用电设备由相应区域（如核电厂分为核岛、常规岛及电厂配套设施）的配电装置进行供电，且重要设备（如凝结水泵、给水泵等）采用冗余配置，以避免主配电系统单个部件失效即完全丧失单个或多个功能，进而导致紧急停堆。

3.2.2 应急电力系统故障

根据核电厂设计安全规定的要求[7]，在同时丧失厂外电源和应急电源的情况下，替代电源必须能够提供必要的电力，即须考虑全厂断电事故（SBO）的应对。对于新建核电厂，通常设一台移动式SBO专用柴油机作为替代电源。对于核动力船舶，入级规范并未对丧失全部交流电源（不包括由蓄电池逆变的交流电）的应对措施作出强制规定。

参考核电厂经验，能够导致内部交流电丧失的初因事件主要包括：

1）外部事件导致应急柴发辅助系统不可用，包括丧失热阱、供油线路损坏等；

2）共因故障导致应急柴发不能启动。由于浮动核电平台无外电源，内部交流电丧失后即发生全船断电，故其事故发生概率预计要高于同等水平的核电厂，设计中应采取有效措施进行应对。

其中，可选用SBO柴发作为浮动核电平台的替代电源，受空间限制，不考虑其移动使用。同时，借鉴非能动先进核电厂的设计理念，在安全系统配置中考虑设置非能动余热排出系统和非能动堆腔注水系统，加强纵深防御，并缓解事故下对替代电源的需求。

4 结论

本文对核动力船舶与核电厂的交流电源配置开展对比研究，结合民用核安全及核动力船舶入级规范要求，优化得出以下交流电源配置建议，供研发浮动核电平台参考：

1）主电源参照核动力船舶配置，一堆带两机，同时配备用柴发；

2）应急电源参照核电厂配置，一堆配两台应急柴发，同时增设第5台柴发作为SBO电源；

3）借鉴先进核电厂设计，增设非能动安全系统，与应急电力系统共同应对事故工况；

4）船用应急电源单独设置，且与核用应急电源实体隔离。

[1] 薛伟, 葛宋, 马晓晨. 核动力舰船堆芯应急冷却供电系统分析[J]. 舰船科学技术, 2013, 35（10）: 155-157.

[2] 晋建厂, 黄虎. 核动力船舶电力系统特点及发展趋势分析[J]. 舰船电子工程, 2018, 292（10）: 11-13.

[3] 胡亮, 邢维升, 冯筱刚. 国外核动力航母电子系统分析[J]. 舰船科学技术, 2014, 36（10）: 151-155.

[4] 苏林森等. 900MW压水堆核电站系统与设备[M]. 北京: 原子能出版社, 2007.

[5] Russian Maritime Register of Shipping. ND No.2-020101-112-E Rules for the Classification and Construction of Nuclear Ships and Floating Facilities[S]. Saint Petersberg: RMRS, 2018.

[6] International Maritime Organization. Res.A.491(XII) Code of Safety for Nuclear Merchant Ships[S]. London: IMO, 1981.

[7] 国家核安全局. HAF102 核动力厂设计安全规定[S]. 北京: 国家核安全局, 2016.

Contrastive Study on AC Power Supply Configuration of Nuclear Power Plants and Nuclear Ships

Wang Jue1, Wang Ruonan2, Liu Le1, Tang Qingsong1

(1. Wuhan Second Ship Design and Research Institute, Wuhan 430064, China; 2. Linde Engineering (Hangzhou) Co., Ltd., Hangzhou 310012, China)

nuclear ships; nuclear power plants; AC power supply configuration; contrastive analysis

TL364

A

1003-4862（2019）08-0062-03

2019-01-15

王珏（1989-），男，工程师。研究方向：核动力装置总体设计。E-mail：wangjuebey@sina.com