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(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041)

“华龙一号”(HPR1000)是中国核工业集团有限公司(简称“中核集团”)和中国广核集团有限公司(简称“中广核集团”)基于30余年的核电研发、设计、建造、调试、运行、管理等多领域的探索和经验，历经10余年研发成功的具有我国自主知识产权的“三代”大型商用压水堆核电机型。“华龙一号”机型以177组堆芯、双层安全壳、能动与非能动相结合为典型技术特征[1]，满足我国最新核安全法规要求，满足国际三代核电技术的总体性能指标要求。

2015年5月7日，“华龙一号”国内首堆示范工程中核集团福清核电厂5号机组开工建造，标志着“华龙一号”自主化核电机型从研发和设计阶段进入了工程建造阶段。2015年8月20日，“华龙一号”海外首堆示范工程巴基斯坦卡拉奇核电厂2号机组开工建造，标志着“华龙一号”从国内市场走向了海外市场，极大支持了核电“走出去”国家战略。新型核电机型在国内和国外同年开工建造，这在我国核电历史上乃至世界核电发展史上尚属首次，极大彰显了我国核工业人的技术自信和管理自信。随着“华龙一号”国内外首堆示范机组成功建成，标志着我国的大型商用核电设计技术已经由原有的多年“跟跑”达到了与国际三代核电设计技术的“并跑”，并为今后的“领跑”奠定了扎实的基础。

任何技术的发展如逆水行舟，不进则退。核工业作为高科技技术产业，更应保持持续的创新发展能力，只有这样产品才有长期的市场生命力。“华龙一号”作为我国首个拥有自主知识产权的三代大型商用压水堆核电机型，尽管已经达到了国际先进水平，实现了与国际三代压水堆核电机型(如法国EPR、美国AP1000、俄罗斯VVER1200、韩国APR1400等)同台竞技能力，但仍有优化提升空间。随着“华龙一号”国内外首堆示范工程的建造成功，为了进一步提升我国核电设计技术的竞争力，必须在现有“华龙一号”设计技术方案的基础上，持续开展设计优化，从而提升和延续“华龙一号”市场生命力。

2015年5月，根据国家能源局的要求，中核集团和中广核集团再次启动“华龙一号”技术融合工作。历经2年多时间，于2017年7月形成了“华龙一号”技术融合方案[2]，并作为后续“华龙一号”建造的基准技术路线。同时，中国核动力研究设计院作为反应堆及一回路系统设计责任方，在“华龙一号” 技术融合方案的基础上，提出了多项设计改进优化，进一步提升了“华龙一号”的安全性、经济性、先进性和成熟性。2019年10月，采用“华龙一号”融合技术方案的福建漳州核电厂1号机组正式开工建造。

本文就福建漳州核电厂1号、2号机组(简称“漳州项目”)“华龙一号”反应堆及一回路系统和相关系统的设计优化方案进行分析论证，给出漳州项目技术方案与福清核电厂5号、6号机组(简称“首堆示范工程”)技术方案的差异，供相关各方人员参考，并提出后续持续优化的方向和技术路线，为后续持续优化提供建议。

1 设计优化来源和基本思路

设计优化的来源主要基于三个方面，一是国内外核安全法规标准升级要求；二是技术水平提升优化，三是首堆示范工程的经验反馈以及同类机型的经验反馈优化。

核安全法规标准升级是一项长期工作，法规标准的升级是为了更好地规范包括设计在内的各项工作。2017年9月，我国颁布了首部《中华人民共和国核安全法》：2016年10月，我国国家核安全局发布了HAF102《核动力厂设计安全规定》;2019年4月,国家核安全局发布了《 “华龙一号”融合方案核电项目核安全审评原则》[3]，这些文件以及其它升版或新编的法规、导则、标准的陆续发布，对“华龙一号”设计方案优化有强制性指导意义。另外，国际上包括国际原子能机构(IAEA)在内的有关核组织以及核电强国的标准升级，如IAEA SSG-30《核电厂构筑物、系统和部件的安全分级》[4]的采用，也对“华龙一号”设计优化有借鉴参考价值。同时，监管部门的审评要求也应在设计方案中予以落实。

自2015年 “华龙一号” 国内外首堆示范机组开工建造以来，随着相关科研项目的顺利结题，以及审评、设计、设备制造、现场施工、安装、调试、运行等各项工作的深入开展，经验反馈项逐渐出现，必须全部落实在“华龙一号”设计优化方案中。同时，随着国内世界首个AP1000核电机型和EPR三代核电机型建成投产，作为同类三代压水堆核电机型，其经验反馈对“华龙一号”设计方案优化有借鉴和参考意义。另外，国内外二代压水堆核电运行机组的运行经验反馈，也有良好的借鉴意义。

设计水平提升来自于设计理念创新和科研成果。“华龙一号”首堆示范工程建造的同时，核电从业者并未停止对核安全理念的思考，核电技术研发并未停步，科研成果不断涌现，新产品经过鉴定和验证具备工程使用条件。同时，设计方案创新与优化也在持续进行。这些将全部经过论证评价后体现在漳州项目设计方案中。

来自于并不局限于上述三个方面的设计优化，任何一项设计优化必须认真梳理设计优化的影响范围和影响项，针对每一影响项，应开展设计影响评价，并形成闭环管理。任何一项设计优化必须以确保安全性的前提下在漳州“华龙一号”设计方案予以实施。设计优化目标是在安全性、先进性、成熟性和经济性四个方面得到全面提升，但是，这四个方案又存在相互依赖和制约。因此，优化工作本着“确保安全性、兼顾成熟性、提升经济性、强化先进性”的指导原则，在四个方面开展平衡设计，形成了“华龙一号”漳州项目设计方案[4]。

2 反应堆堆芯设计优化

“华龙一号”首堆示范工程反应堆采用177组12英尺燃料组件，堆芯热功率3050 MW[5]。漳州项目“华龙一号”改进方案仍然采用177组12英尺燃料组件，以反应堆功率提升为主要目标，同时对堆芯设计方案进行了优化。两种设计方案反应堆主参数见表1。

表1 “华龙一号” 改进方案与首堆方案反应堆主参数对比Table 1 Comparison of reactor main parametersbetween improved and demostration HPR1000

3 运行模式的功能要求

“华龙一号”漳州项目反应堆设计方案实施了以下优化改进：

(1)反应堆堆芯热功率提升

“华龙一号” 漳州项目反应堆堆芯热功率由原来首堆示范工程方案的3050 MW提升至3180 MW，提升了4.26%，使得机组额定电功率由原来的1161 MW提升至1212 MW，提高了机组经济性。堆芯平均线功率密度由173.8 W/cm提升至181.2 W/cm，仍然低于二代加M310机型的186 W/cm，从而使得堆芯仍具有15%热工裕量。同时，配合反应堆功率提升，反应堆流量提高了2.89%(热工设计流量)，使得反应堆压力容器出口温度不超过330 ℃，保证偏离泡核沸腾比(DNBR)仍能满足安全准则要求。增加8组控制棒组件，增大了停堆裕量。提高焓升因子FΔH和热点因子FQ，有利于堆芯功率分布设计。通过这些措施，不仅使得反应堆堆芯热功率提升后仍满足相关安全准则要求，并为燃料管理策略改进奠定了基础。

(2)首循环采用Gd2O3可燃毒物

“华龙一号” 首堆示范工程首循环采用硼硅玻璃管作为可燃毒物，后续循环采用Gd2O3可燃毒物。硼硅玻璃管的使用不利于放射性固体废物最小化。在 “华龙一号” 漳州项目反应堆设计过程中，结合反应堆功率提升设计方案，在首循环和后续循环直接采用一体化载钆燃料棒作为可燃毒物[4]，解决了硼硅玻璃管对放射性固体废物最小化的影响问题，同时也解决了硼硅玻璃管进口受限问题。

(3)燃料管理策略改进

“华龙一号”首堆示范工程首循环堆芯燃料组件分三区装载，对应三种富集度分别为1.8%、2.4%、3.1%，首循环循环长度336EFPD(有限满功率天)。从第二循环开始，采用低泄漏装载方式，每次装入68个新燃料组件，同时卸出68个燃耗较深或者富集度较低的燃料组件。第二循环装入3.9%富集度的新燃料组件。从第三循环开始，装入 4.45%富集度的新燃料组件，到第五循环达到平衡循环，循环长度达到475EFPD。

为了进一步提升机组经济性，“华龙一号” 漳州项目反应堆设计在反应堆功率提升、采用Gd2O3可燃毒物的基础上，对反应堆堆芯燃料管理方案进行了设计优化[4]，首循环燃料堆芯燃料组件分四批装载，四批燃料组件对应的富集度分别为1.8%、2.4%、3.1%和3.9%。从第二循环开始，每次装入两种不同富集度的新燃料组件(72组)，富集度分别为4.45%(48组)和4.95%(24组)。堆芯装载采用低泄漏布置模式。平衡循环循环长度达到495EFPD。优化后的燃料管理方案使得首循环和平衡循环的循环长度得到延长，提高了机组可利用率。同时，通过燃料装载策略优化，将60年寿期末反应堆压力容器堆芯筒体内表面中子注量由首堆示范工程的3.352×1019n/cm2(E>1.0 MeV)降低至2.298×1019n/cm2(E>1.0 MeV)，提升了反应堆压力容器的运行安全性，为今后机组延寿奠定了更加良好的基础。

(4)刻棒技术方法改进

在核反应堆首循环及后续循环的装换料、启动和功率运行中需要进行反应堆堆芯的物理试验，在零功率物理试验阶段的一项重要试验内容是测量控制棒组的积分价值。“华龙一号”首堆示范工程采用硼刻棒法和棒刻棒法进行控制棒价值测量。在“华龙一号” 漳州项目中对刻棒技术进行改进，采用动态刻棒方法，基于逆动态方法测量控制棒价值，通过预先计算修正因子修正通量分布畸变和探测器位置的影响，既提高了棒价值的测量精度又可以缩短启动物理试验时间，同时减少了硼废水产生量。该项技术已经在运行核电机组得到应用，结果表明技术是成熟可靠的。在漳州项目的使用不存在技术风险。

4 反应堆结构设计优化

反应堆结构包括反应堆压力容器(含支承、保温结构、辐照监督结构)、堆内构件、控制棒驱动机构、堆顶结构等设备。反应堆结构设计优化主要来自于三个方面，一是来自于经验反馈，主要有反应堆压力容器保温结构屏蔽材料改进；二是适应反应堆功率提升的设计优化，主要有增加8组控制棒驱动机构、反应堆流量提升；三是来自于技术提升优化，包括采用耐高温线圈的ML-B+型控制棒驱动机构、辐照监督探测器设置优化等。

(1)增加8组控制棒组件

“华龙一号”首堆示范工程采用61组控制棒组件，控制棒组件按功能分为两类，即控制棒组和停堆棒组。控制棒组(36组)由功率补偿棒(G1、G2、N1和N2)和温度调节棒(R)构成。功率补偿棒用于补偿功率变化时所引入的反应性变化；温度调节棒用于调节堆芯平均温度，补偿反应性的细微变化和控制轴向功率偏差。停堆棒组SA、SB、SC(25组)的功能是确保反应堆停堆所必需的负反应性。由于反应堆功率提升以及燃料管理策略优化等改进项的实施，为了保证停堆裕量满足要求,“华龙一号” 漳州项目增加了8组控制棒组件，新增组件均归类为停堆棒组(SD组)。计算结果表明，增加8组控制棒组件使得停堆裕量提升约1000 pcm，提升了机组安全性，确保了相关事故分析满足安全准则要求。漳州项目“华龙一号”控制棒组件布置见图1。

图1 “华龙一号” 漳州项目控制棒组件布置图Fig.1 The layout of control rod assemblies for Zhangzhou HPR1000 Project

增加8组控制棒组件，反应堆压力容器、堆内构件、堆顶结构随之进行了适应性改进。结合前期的相关试验，分析评价表明，这些设备的改进满足相关设计准则要求[4]。

(2)采用耐高温线圈的ML-B+型控制棒驱动机构

“华龙一号”首堆示范工程采用自主研发的ML-B型控制棒驱动机构，该型控制棒驱动机构采用220级线圈，温度指数为220 ℃，设计保守评价线圈使用时间约20年。中国核动力研究设计院和四川华都核设备有限公司联合对线圈材料包括骨架材料、绝缘绕组线、浸渍漆、保护罩等方面进行改进，研发成功了440级耐高温线圈，线圈绝缘结构运行温度不高于405 ℃时的寿命可达60年，并提高了线圈的运行可靠性。同时完成了线圈的辐照试验和热老化试验、与ML-B型控制棒驱动机构配合的热态运行试验。试验结果表明，采用440级耐高温线圈的ML-B型控制棒驱动机构(型号定为ML-B+)，能够满足 “华龙一号” 漳州项目总体设计要求，也极大提升了驱动机构线圈的使用寿命和运行可靠性，为取消堆顶通风奠定了基础。

5 一回路系统及其设备设计优化

一回路系统及其设备设计优化主要包括反应堆功率提升、反应堆流量提升、稳压器容积增大、蒸汽发生器(SG)结构设计改进、主泵换型、余热排出系统设计改进等。一回路系统及其设备设计参数对比见表2。

表2 “华龙一号” 改进方案与首堆方案一回路系统参数对比Table 2 Comparison of primary system main parametersbetween the improved and demostration HPR1000

(1)反应堆功率和流量提升

“华龙一号” 漳州项目反应堆热功率由3050 MW提升至3180 MW，一回路系统包括反应堆冷却剂系统、余热排出系统、化学与容积控制系统等，二回路系统包括主给水系统、主蒸汽系统、大气排放系统、启动给水系统、蒸汽发生器排污系统等都需要在系统容量和设备容量方面进行设计评价和提升。通过相关分析论证，对相关受影响的系统进行了相应的设计改进，满足了相关设计准则要求。

反应堆功率提升引起反应堆冷却剂流量相应提升，最佳估算流量从23 790 m3/h提升至24 680 m3/h，机械设计流量从24 740 m3/h提升至25 670 m3/h，需要对反应堆冷却剂管道规格、反应堆冷却泵扬程、堆内构件下腔室流量分配、堆内构件流致振动等方面进行评价分析。通过分析论证，反应堆冷却剂流速、堆内构件下腔室流量分配、堆内构件流致振动均满足相关准则要求。由于流量提升导致反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂管道流动阻力增大，导致反应堆冷却泵扬程需求从95.5 m增大至101.4 m。

(2)稳压器容积增大

稳压器容积设计取决于机组从热态零功率到热态满功率一回路水装量的变化，以及机组运行过程中负荷波动引起的瞬态波动缓解能力。“华龙一号”首堆示范工程稳压器容积从M310机组的40 m3提高到51 m3，稳压器内汽水容积比为2∶3(100%FP)，满足相关设计准则要求。 “华龙一号” 漳州项目由于反应堆功率提升，对稳压器容积、安全阀排量、喷雾阀流量、电加热元件功率等进行了分析论证。在现有稳压器隔间不扩大的条件下，通过扩大稳压器内径提高稳压器容积至53 m3，同时提高稳压器内汽水容积比至4∶5(100%FP)，并提高稳压器安全阀额定排量和喷雾阀流量，保证了 “华龙一号” 漳州项目二类和三类工况运行事故分析和超压分析满足准则要求，同时进一步缓解了机组负荷波动导致的瞬态波动，提高了机组的可运行性。

(3)蒸汽发生器结构设计改进

由于反应堆热功率从3050 MW提升至3180 MW，核蒸汽供应系统(NSSS)从3060 MW提升至3190 MW，每台蒸汽发生器额定热负荷从1020 MW增大至1063.3 MW。通过对蒸汽发生器热工水力计算分析，“华龙一号”首堆示范工程采用的ZH65蒸汽发生器仍能满足总体要求，在不必增大传热面积的情况下，尽管蒸汽压力下降了～1%。但由于蒸汽产量增加了4.2%，机组额定电功率从1161 MW提高至1212 MW，核电厂热效率仍达到了38%。由于热负荷增加导致给水流量相应增加，为了保证蒸汽发生器循环倍率大于3，将二次侧下降通道宽度增大了20 mm，下部筒体内径增加40 mm。

(4)反应堆冷却剂泵换型

“华龙一号”首堆示范工程采用哈尔滨电机厂与奥地利Andritz公司联合设计和制造的轴封型轴流式反应堆冷却剂泵(主泵)。“华龙一号” 漳州项目采用了上海电气上海凯士比泵阀有限公司(SEC-KSB)/德国KSB AG公司/德国Siemens公司联合设计和制造的轴封型混流式主泵。尽管两种主泵采用为轴封型密封形式，但是，由于两型主泵设计技术路线差异，以及反应堆冷却剂流量和扬程提升，导致主泵结构、樑模型、外形尺寸、水力特性、工艺接口、控制要求、电气要求等多方面发生变化。同时，由于反应堆及反应堆冷却剂系统总体设计要求基本固化，且厂房主泵隔间设计无法进行大的调整，必须充分协调主泵设计方案和系统设计方案的匹配性，在两方面都满足相关准则要求的前提下，才能实现主泵换型设计改进。通过3年多的设计沟通与交流，设计方案不断优化，最终确定了主泵设计方案和系统设计方案，保证了漳州项目设备采购工作的顺利开展，同时为“华龙一号”提供了更多的主泵选择方案。

(5)余热排出系统(RHR系统)设计优化

“华龙一号”首堆示范工程RHR系统设计方案见图2。在反应堆冷却剂系统温度低于180 ℃和压力低于2.8 MPa(a)RHR系统接入，使得反应堆冷却剂温度以可控速率降低到冷停堆温度，确保反应堆处于安全状态。RHR系统从反应堆冷却剂系统2号环路热段管嘴引出，在安全壳内汇合后出安全壳，分为两列分别通过余热排出泵增压后汇合，又分为两列分别通过余排冷却器冷却后再次汇合，进入安全壳内后分为两列分别返回反应堆冷却剂系统1号环路和3号环路冷段。

图2 “华龙一号”首堆示范工程RHR流程图Fig.2 Flowchart of the RHR system for the demostration HPR1000

“华龙一号” 漳州项目采用了IAEA SSG30《核电厂构筑物、系统和部件的安全分级》，根据新的分级准则要求，原RHR系统由于母管设置方式不满足单一故障要求，因此提出了设计优化改进方案,见图3。优化改进方案将RHR系统分为相对独立的两列，分别从反应堆冷却剂系统2号环路和3号环路热段引出，经过各自对应的余热排出泵和余排冷却器冷却后，分别返回至反应堆冷却剂系统3号环路和1号环路冷段。为了避免一台余热排出泵和余排冷却器冷却故障不可用导致系统不可用，在余热排出泵入口、余热排出泵出口、余排冷却器下游分别设置了桥管。同时，对余热排出系统安全阀和入口隔离阀设置进行了优化。改进后的RHR系统满足了新的分级要求。

图3 “华龙一号"漳州项目RHR流程图Fig.3 Flow chart of the RHR system for Zhangzhou HPR1000 Project

6 相关仪控系统优化

(1)棒控棒位系统(RPC系统)设计改进

由于 “华龙一号” 漳州项目增加了8组控制棒组件，控制棒驱动机构(CRDM)数量从61台增加至69台。RPC系统按照1个棒控电源柜控制4台控制棒驱动机构和1个棒位测量柜测量18束控制棒组件的棒位的设计原则进行系统设计，因此，漳州项目“华龙一号”将棒控电源柜由16个增加至18个；棒位探测器由61个增加至69个；棒位测量柜增加8个测量通道，测量柜数量仍然维持4个不变；堆顶连接板上棒控连接器和棒位连接器增加8套。RPC系统改进满足了增加了8组控制棒组件总体要求。

(2)多样性保护系统(DAS系统)设计改进

在反应堆保护系统发生软件共因故障的情况下，多样性保护系统(DAS)的设置提供了一种保护手段来保护反应堆安全，从而满足纵深防御和多样性准则要求。在“华龙一号”首堆示范工程中，DAS系统采用与过程控制系统相同的非安全级数字化控制系统(DCS)平台，存在DAS系统于过程控制系统发生软件共因故障的风险。为了进一步提高控制和保护系统可靠性，在 “华龙一号” 漳州项目设计优化过程中，将DAS系统、过程控制系统、反应堆保护系统设置在不同的平台，并遵循多样性和独立性设计原则。三个系统之间采用最大限度的实体隔离和电气隔离，DAS系统不接收反应堆保护系统和过程控制系统软件处理后的信号，也不送出信号参与反应堆保护系统和过程控制系统软件的处理，仅与反应堆保护系统和过程控制系统共用驱动接口。该设计方案有效解决了DAS系统与反应堆保护系统和过程控制系统发生软件共因故障的风险，进一步提高了机组运行安全性。

7 相关安全系统系统优化

相关安全系统主要指应对设计基准事故的专设安全系统和应对设计扩展工况的严重事故预防和缓解安全系统。相关安全系统设计改进主要有：

(1)专设安全系统容量增加

“华龙一号” 漳州项目反应堆热功率提升至3180 MW后，相关专设安全系统包括安全注入系统、辅助给水系统的总体技术方案仍与首堆示范工程方案一致，但是系统容量进行了适应性提升。安注系统，低压安注最小安注流量提升了10%，最大流量不变。辅助给水流量增加情况：Ⅱ和Ⅳ工况最小辅助给水流量要求增加10%以上。这些设计改进有效保证了在设计基准事故下反应堆的安全性。

(2)二次侧非能动余热排出系统(PRS系统)设计改进

“华龙一号” PRS系统采用三个系列，每个系列对应一台蒸汽发生器(见图4)。在全厂断电(SBO)工况下辅助给水流量低叠加蒸汽发生器水位低组合信号出现后，该系统根据自动投入运行，带出反应堆堆芯余热。首堆示范工程该系统每个系列设置了2台18 m3的应急补水箱，在PRS系统投入60 s后，应急补水箱自动投入，补偿蒸汽发生器二次侧水位。

图4 首堆示范工程PRS系统流程简图Fig.4 Schematic of the PRS system for the demostration HPR1000

“华龙一号” 漳州项目结合该系统相关试验结果，在考虑反应堆功率提升改进的基础上，结合相关试验结果，分析评价了取消应急补水箱对相关专业的影响，包括安全分析、设备性能、布置、运行等方面。评价结果表明，取消补水箱后，反应堆冷却剂温度和压力持续下降，能够满足PRS系统在事故工况下的带热需求，同时，相关专业的影响也在可接受范围内。 “华龙一号” 漳州项目取消应急补水箱(见图5)后，相关阀门和仪表也相应取消，相对于首堆示范工程节约采购费用约5000余万元。

图5 “华龙一号”漳州项目PRS系统流程简图Fig.5 Schematic of the PRS system for Zhangzhou HPR1000 Project

(3)堆腔注水冷却系统(CIS系统)设计改进

为了应对燃料组件融化严重事故，“华龙一号”采用了IVR技术方案，设置了能动和非能动相结合的堆腔注水冷却系统，将熔融物驻留在反应堆压力容器内，避免流出反应堆压力容器将堆坑熔穿。CIS系统设计方案简图见图6。

图6 CIS系统设计方案简图Fig.6 Schematic of the CIS system

“华龙一号”首堆示范工程采用严重事故下堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器内的设计技术(IVR)，CIS系统设置了一台堆腔注水冷却水箱，两个能动注水系列按2×100%冗余配置，并接入附加柴油发电机组在正常电源和应急电源丧失工况下提供电源。在全厂断电(SBO)叠加大LOCA在内的各种严重事故工况(附加柴油机发电机组可用)，前期4 h CIS泵从消防水池取水，以450～400 m3/h(一个能动系列)流量注入保温层，对反应堆压力容器下封头进行冷却;后期切换至内置换料水箱(IRWST)取水，以900 m3/h流量(一个能动系列)进行长期循环冷却，实现堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器内。在所有电源丧失(包括应急柴油机和附加柴油发电机组)的严重事故工况下，堆腔注水冷却水箱重力注入保温层对反应堆压力容器下封头进行72 h冷却。

为了减小严重事故后对大功率供电电源的需求，进一步增强CIS系统应对诸如全厂断电叠加大LOCA等极端严重事故的能力，结合电厂SBO低压柴油发电机组和附加柴油发电机组设置情况，基于应对设计扩展工况，无需考虑单一故障和冗余配置的设计理念。“华龙一号”漳州项目对CIS系统设计方案进行了改进优化,优化设计方案主要是将两个能动注水系列2×100%配置降低为2×50%配置，CIS注水泵额定流量从900 m3/h调整为300 m3/h，高位堆腔注水冷却水箱设置不变。在严重事故工况下，如果堆芯出口温度达到650 ℃的时间达到8 h以上，操纵员开启堆腔注水冷却水箱下游的隔离阀，将水箱的水依靠重力注入保温层对反应堆压力容器下封头进行72 h冷却。如果堆芯出口温度达到650 ℃的时间小于8 h或者无法判断，操纵员启动两个能动注水系列从消防水池取水，4 h后切换至从IRWST取水，以约500 m3/h流量进行长期循环冷却。优化后的设计方案使得CIS注水泵电源从中压电源(10 kV)降低至低压电源(380 V),接入附加柴油发电机电源调整至SBO柴油发电电源，降低了对应急电源的容量需求，同时为附加柴油发电机组设置优化甚至取消提供了可能。通过反应堆压力容器外部冷却临界热流密度试验对优化设计方案进行了验证，试验结果表明，改进后的CIS系统设计方案满足相关设计准则要求。

8 其他设计改进优化

除上述设计改进优化项目外，“华龙一号”漳州项目反应堆及一回路系统相对于首堆示范工程还实施了其他设计改进，如反应堆压力容器辐照监督探测器设置优化改进、主泵控制逻辑设计改进、核仪表系统报警阈值设置改进、主蒸汽安全阀设置改进、稳压器水位测量设计改进、稳压器压力校准装置设置改进等。在项目开展过程中，预计还有设计改进项陆续提出并实施。

9 “华龙一号”后续设计提升优化方向

随着“华龙一号”首堆示范工程的顺利建造和投入运行，以及包括福建漳州核电厂1号、2号机组、海南昌江核电厂3号、4号机组等在内的“华龙一号”小批量建造，“华龙一号”自主三代压水堆机型设计、建造、运行、维修等技术逐渐成熟。但是，任何技术不能原地踏步，“华龙一号”在技术方案、建造成本、建造周期等方面仍存在较大的提升空间，需要持续改进优化和革新设计，在确保安全性的前提下，进一步提升“华龙一号”的经济性和先进性。改进优化和革新设计方向建议如下：

(1)自主化和创新性持续提升

进一步提升自主化设计和国产化制造能力，核心技术要持续自主创新，避免受制于人，充分体现从“并跑”到“领跑”的能力和水平。

(2)安全性和经济性的平衡设计

应防止过度片面提高安全目标的倾向，制定既满足核安全法规要求又符合现有技术水平的安全目标。同时制定合理可行的经济性目标，探索以最经济的设计方案实现所需的安全目标。

(3)环境友好性提升

放射性废物的产生和放射性核素向环境的排放满足“合理可行尽量低(ALARA)”原则，运行和事故后的放射性照射剂量满足并超越国家标准和相关国际组织标准。同时，实现从设计上实际消除大量放射性物质释放。

(4)建造成本和建造周期优化

先进技术和成熟技术相辅相成，平衡兼顾，在批量化的基础上进一步降低建造成本，采取先进的设计和建造理念，降低施工量和施工周期，减少建造人员投入。

(5)厂址适应性扩展

考虑通过标准参数输入或者采用先进技术提高对国内和国际各类厂址条件的适应能力，扩展厂址适应范围。开展电网需求分析，针对不同厂址运行需求提供特征化设计运行方式，如负荷跟踪运行方式、低功率运行方式、延伸运行方式等，从而使得机组与电网需求相适应，尽可能提高机组运行能力并降低运行成本。

(6)智能化运维水平提升

通过采用先进可靠的自动化和智能化技术，提升电厂智慧化运行数据统计分析和故障诊断分析水平，减少运维人员需求和工作压力，减低人因失误。

(7)机组可利用率和负荷因子提升

通过提升燃料组件卸料燃耗以及优化燃料管理策略，延长机组燃料循环长度。同时，优化包括在役检查、定期试验、预防性维修等在内的大修项目和周期，缩短维修时间，进一步提升机组可利用率。同时，通过采用高可靠性设备和产品，加强设备健康管理，提高设备故障在线监测能力，避免过度维修带来的隐患，从而提高机组运行可靠性，进一步提升机组运行负荷因子，达到提高电厂经济性的目的。

(8)简化系统设备配置

通过创新设计，在满足安全功能和纵深防御策略的前提下进一步扩大非能动系统使用范围，合理简化系统设计和设备配置，合理减少设备和阀门数量，从而进一步提升机组建造经济性和运行可靠性。

10 结论

“华龙一号”自主三代压水堆核电机型设计技术目前已经达到国际先进水平，形成了以“能动+非能动”为独特技术特征的技术路线和技术方案。为了进一步提升“华龙一号”的技术水平，扩大市场份额，并实现“走出去”的国家战略，“华龙一号”仍需要持续改进优化和创新设计。“华龙一号”漳州项目反应堆及一回路系统和相关安全系统在首堆示范工程项目基础上实施的设计改进优化，提升了“华龙一号”的经济性。初步分析评价表明，这些改进优化项对项目建造比投资降低约3%。“华龙一号”漳州项目设计方案已经成为中核集团在国内后续核电工程以及海外核电项目主推技术路线。另外，建议针对三代核电反应堆设计的技术升级研究应长期持续开展，充分借鉴国内多机型运行的实际反馈经验，参考国际先进核电技术的发展步伐，紧密跟踪和吸收其它各领域先进理念、创新方法和先进技术，兼容并举。始终以“安全性”和“经济性”双核心为发展导向，从而使我国大型商用压水堆核电机型更好更远的发展。