（中国核电工程有限公司浙江嘉兴314300）
摘要：面对日益增长的核电发展需求，对核电技术安全性要求也随之越来越高。随着能源发展，非能动技术得到越来越多的应用，特别在核电发展中，非能动安全技术成为先进核电的标志。非能动技术的使用能够减少对能动部件的依赖，其动作和操作依靠自然现象（重力、压差等）实现，无需人为干预，仅依赖有限的支持功能。现在核电站设计人员在设计核电站时，广泛采用了非能动安全系统设计，确保反应堆安全停堆并在相当长一段时间内维持安全停堆状态（AP1000反应堆规定为72h）[1]。本文论述了非能动技术在核电领域中的应用与发展，通过研究AP1000非能动安全系统的主要特征及性能特性，从而对非能动技术的可靠性进行评估分析。
关键词：非能动技术；AP1000；安全系统；可靠性
引言
近几年来，国内非能动技术发展迅速：2011年12月23日，中核集团自主研制的核电站非能动氢复合器通过专家鉴定，意味着我国不仅在该产品研制方面取得了新的技术突破，还提高了我国在核安全技术领域的自主研发能力和我国核电站应对严重事故的能力；2012年3月1日，中国首台AP1000核电非能动余热排出热交换器于在广州南沙研制成功，并发运至山东海阳核电站。其制造工艺难度大，在国内尚属首次；2013年11月6日，中核集团在位于四川夹江的中国核动力研究设计院基地组织召开了“ACP100二次侧非能动余热排出系统（PRS）实验研究”实验见证会[3]。实验结果表明：中核集团自主研发设计ACP100二次侧非能动余热排出系统的设计是成功的，这标志着中国核动力研究设计院在非能动实验技术方面取得了重大突破。因此，非能动技术将在未来工业发展中，特别是核电领域发展中扮演非常重要的角色。
1、AP1000非能动安全系统
AP1000不同于传统核电厂，它创新性地大量运用了非能动安全系统，事故后利用重力、自然循环、蒸发等自然现象驱动核电厂的安全系统，具有极高的安全可靠性[5]。
AP1000的非能动安全系统是专用安全系统，在正常运行期间不使用，对操纵员行动的依赖性也已大幅降低。这些系统不仅能够缓解设计基准事故，而且能够达到NRC规定的安全目标。与此同时，非能动安全系统可为机组的正常运行提供可靠的支持，并因此最大限度地减少了非能动安全系统所面临的挑战。此类能动系统的实例有启动给水系统、正常余热排出系统和乏燃料冷却系统。
1.1AP1000非能动安全系统的主要特征
AP1000非能动安全系统主要包括非能动堆芯冷却系统(PXS)、非能动安全注射系统、非能动余热排出系统、非能动安全壳冷却系统(PCCS)以及控制室非能动可居留条件保障系统等。
非能动堆芯冷却系统如图1所示，能够在反应堆冷却剂系统发生泄漏以及发生管道破裂等事故工况下为堆芯提供保护，具有堆芯余排、安注和减压等功能，即使是200mm压力容器注射管线发生严重破裂，AP1000都不会发生堆芯暴露[6]。在主反应堆冷却剂管道发生了双头破裂之后，非能动堆芯冷却系统能够以远超出最高包壳温度限值的裕量对反应堆进行冷却。
图1非能动堆芯冷却系统
非能动堆芯冷却系统包含一台100%容量的非能动余热排出换热器（PRHRHX），通过输入和输出管道与反应堆冷却剂系统一环路连接。换热器能够防止电厂出现造成蒸汽发生器给水系统和蒸汽系统发生失常的瞬态，同时换热器和非能动安全壳冷却系统可在无需操纵员采取行动的情况下，提供无限的衰变热排出能力。
安注系统如图2所示。在一回路系统出现少量泄漏情况下进行补水和在失水事故下实现安注功能。当堆芯冷却剂系统的压力低于安全注射箱内压缩氮气的压力时，安注启动。长期注射是由位于安全壳内堆芯冷却剂系统环路正上方的安全壳内换料贮水箱的重力排水提供的。必须在对堆芯冷却剂系统进行减压之后，安全壳内换料贮水箱才能开始注射，减压工作是由自动减压（ADS）子系统来完成的。ADS通过四列管线与反应堆冷却剂系统相连，前三列卸压管线连接到稳压器的顶部，并通过喷淋器卸放到安全壳内换料水池（IRWST），第四列卸压管线与反应堆冷却剂系统的热段相连，通向安全壳大气。
图2非能动安注系统
非能动安全壳冷却系统（PCCS）如下图3所示，它为机组提供了最终热阱。钢制安全壳可作为排除安全壳内部热量并将其传递给大气层的传热面，连续的自然空气循环可将热量从安全壳上排出[7]。在发生事故期间，除空气冷却外，还可利用蒸发水来排出热量并借助重力从位于安全壳屏蔽厂房顶部的水箱中排水。安全壳内的蒸汽由安全壳的内壁面冷却，凝水流回安全壳底部，实现反应堆的再循环冷却，外壁面由安全壳冷却水箱的分配装置在安全壳穹顶和圆柱筒体形成均匀水膜，以及自然对流的空气冷却安全壳，反应堆余热最终经安全壳屏蔽厂房的空气出口排入大气。
图3非能动安全壳冷却系统
1.2AP1000非能动安全系统的性能特性
很多非能动系统功能依托于能动系统，即非能动系统的功能不能脱离于能动系统而单独实现，根据AP1000安全系统的设计，其非能动安全功能的实现需要提供相同纵深防御水平的能动安全系统，以此减少非能动安全系统动作次数。设计时对于能动与非能动安全系统的要求也有所不同，在事故工况下能动系统也有相当部分投入动作，因此需要考虑其对非能动安全系统的动作以及后续事故的处理情况的影响（如事故工况下管道泄漏导致自然流动冷却失效等），能动安全系统的投入可能使非能动安全系统动作正确性的验证复杂化。
AP1000非能动安全壳冷却系统（PCCS），在纵深防御Level3的事故工况下移出衰变热以防止堆芯熔化，与在纵深防御Level4堆芯熔化事故工况下移出安全壳内热量以保持完整性，采用了相同的物理现象。非能动安全系统在纵深防御Level3和Level4采用相同的物理现象动作，这要求此类物理现象必须具备极高的可靠性以保证在所有情况下相关的安全功能得以正确执行[4]。
2、非能动技术的可靠性论述
非能动技术关键共性问题就是包括部件失效和物理过程失效两部分的可靠性研究。同时，非能动技术不同类型也存在着个性设计及技术问题。如：非能动自然循环发生发展机理问题；温差传热能力强化与优化问题；启动、过渡、延迟及模式问题；水锤与倒流问题；逆止阀的磨损及泄漏问题；氢气复合(点火)最佳实现机制问题；负反馈的核热耦合问题；材料的灵敏度与寿命问题；虹吸与密度锁的机理与实现问题等等。
设计人员通常认为非能动安全系统比能动安全系统更加可靠（因为更少的设备使用、人为干预和电源依赖等）。由静态部件组成的非能动安全系统的失效概率分析，看起来比由众多部件组成的能动安全系统的失效概率分析更加简单。需要注意的是，正如其设计者所言，真正的非能动安全系统其非能动特性，应当仅依赖于自然现象。而事实上，大部分系统仍然对机械设备状态（如阀门启闭）、动作信号和电池有依赖[4]。
此外，非能动安全系统很有可能不能执行其预定功能，即便是在机械设备或电力未失效的情况下。事实上，非能动安全系统依赖低强度的物理现象（如自然对流），在一定工况下可能不足以实现其预定功能。例如当相关物理现象对系统几何条件（如水头损失敏感）、环境参数敏感，设计条件和真实工况有差异等情况时都可能失效。这类失效，即功能失效，可能导致非能动系统不动作或动作中断，或超预期运行工况出现。如果对于不同非能动安全系统部件均采用同一物理现象动作，一个功能失效将影响所有系统，即共模失效。
对非能动安全系统进行可靠的概率安全分析相当困难，因为需要对概率安全分析涉及的所有工况评估安全系统的失效概率，同时也缺少非能动安全系统在真实事故工况下的运行反馈。只有不断成熟、先进的非能动技术，才能更好地保证其在核电领域中的可靠应用与发展。
3、结论及展望
AP1000采用“非能动技术”的路线，利用自然界物质固有的规律来保障安全：利用物质的重力，流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等原理来在事故应急时冷却反应堆厂房（安全壳）和带走堆芯余热[8]。这种思路，既简化了系统、减少了设备和部件，又大大提高了安全性。
在核电设计中，非能动系统依赖于其他支持系统，能动技术与非能动技术联合交叉使用，才能实现系统的可靠性，实现最优控制与运行。华龙一号实现了能动与非能动的结合、先进性和成熟性的统一、安全性和经济性的平衡，其安全指标和技术性能达到了国际三代核电技术的先进水平，在世界核工业中占有重要的地位。因此，非能动技术的发展是能源工业发展的必须，正确应用非能动技术会带来核电技术发展与革新，特别是要注重其在核电安全中的重大作用。
参考文献
[1]邹杰,佟立丽,曹学武.典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析[C].北京核学会第十届（2014年）核应用技术学术交流会论文集.2014.
[2]高剑峰.福岛核电事故引申的能动设计改良[J].中国科技信息,2014,(15).
[3]周涛,李精精,汝小龙,盛程,陈娟,黄彦平,肖泽军.核电机组非能动技术的应用及其发展[J].中国电机工程学报,2013,(8).
[4]科技部,知识产权管理处.关于核电厂非能动安全系统的一些思考[J],核能研究展望,2016.
[5]郭志锋.AP1000的非能动安全系统[J].国外核新闻,2005,(9).
[6]WestinghouseElectricCompany.AP1000designcontroldocument,Revision18[R].USA:WestinghouseElectricCompany,2010.
[7]叶成,郑明光,韩旭,陈松.AP1000核电站非能动安全系统的比较优势[J].原子能科学技术,2012,(10).
[8]YANGJ,WANGWW,QIUSZ,etal,Asimulationandanalysison10-incoldlegsmallbreakLOCAforAP1000[J].AnnalsofNuclearEnergy,2012,46:81-89.