小型模块式压水堆设计综述

张国旭，解 衡，谢 菲

（清华大学 核能与新能源技术研究院，先进核能技术协同创新中心，先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京 100084）

根据IAEA 早期定义，SMR 指中小型反应堆（small and medium sized reactor），但随着人们对小型堆（电功率小于或等于300 MWe）研究热情的增长，SMR 作为小型模块堆的释义被普遍接受，即：small modular reactor。SMR 作为先进型反应堆，最突出的优点在于其安全性与多用途性。在安全性方面，SMR 通过加强固有安全性设计并更多地引入非能动概念，来强化反应堆的安全特性。在多用途性方面，SMR凭借其较小的发电功率、较高的安全特性和清洁性等优点，不仅可成为传统化石燃料电站的替代选择，同时也可在海水淡化、工业制氢、工业供汽、城市供暖等非传统领域发挥作用［1］。

目前，小型堆的研究堆型涵盖有轻水反应堆（LWR）、重水反应堆（HWR）、气冷反应堆（GCR）以及液态金属冷却反应堆（LMCR）。在众多堆型当中，由于轻水反应堆在核能利用领域有多年的研究与设计经验，相较于其他堆型，技术较为成熟，实现难度低，因此成为了设计的主流［2］。一体化压水SMR 正是在改进传统压水堆设计的基础上提出的先进型方案，美国、韩国、阿根廷、中国等在相关研究方面都取得了一定成绩，提出了多个较成熟的设计方案。

本文将主要对mPower、NuScale、W-SMR、IRIS、SMART等5个SMR方案进行介绍，通过横向对比，指出SMR 与大型压水堆的设计异同及相关设计改进，总结小型堆设计特点。本文通过对几种小型堆设计方案的对比分析，总结其设计经验，为今后我国自主设计先进型小堆提供参考与借鉴。

1 SMR堆型介绍

先进型轻水SMR 是新型小堆的重要代表，它们参考已成熟的陆上或船用核能技术，通过采用一体化设计、以强化非能动安全特性等方式，改进原有设计方案，提高了反应堆的安全性。

本文关注的5个堆型均属于先进型SMR方案，它们在设计上的一系列改进代表了当前小型堆的探索方向，其中一些较成熟的设计方案更是具有极大的市场应用前景。图1为不同方案压力容器部分切面图。表1列出了5个堆型及AP1000的设计参数［3］比较。

1.1 mPower

图1 先进小型堆压力容器剖面图Fig.1 Cutaway of advanced SMR pressure vessel

表1 一回路整体设计比较Table 1 Comparison on design of primary circuit

mPower是美国能源公司Babcock&Wilcox所设计的SMR 堆型，由于该公司具有多年船用及陆地反应堆设计经验，方案一经提出就备受关注。该方案主要参考Otto Hahn 商船反应堆设计［7］，并在原有设计基础上在功率输出、内置控制棒驱动机构（CRDM）、非能动安全设施等方面进行设计改进。反应堆设计过程中还注意充分采用现有的成熟设备与技术，因此其设计有效性验证难度要低于其他全新概念的SMR 堆型。mPower也因此被外界普遍认定为最可能率先投入商业运行的SMR 堆型。2012年11月，mPower成为了第1个获得美国能源部颁发的用于促进小堆研究工作专项资金支持的SMR 方案，这极大肯定了其在小型堆研究中的地位。

1.2 NuScale

NuScale由NuScale电力公司依托俄勒冈州立大学在原MASLWR（multi-application small light water reactor）设计基础上改进完成［8］。其设计输出电功率仅为45 MWe，可根据需要，选择不同数量的模块组合以扩展电站发电规模。NuScale设计有足够强的自然循环能力，全功率下完全依靠自然循环载出堆芯热量，这使得反应堆得以取消主泵，整体设计大为简化。NuScale采用紧贴式钢制安全壳，体量较小，整个反应堆模块可实现整体场外制造，通过陆路或水运均可运输，到现场组装，这大为缩减电站建设周期，同时增加核电站建设的灵活性。其安全壳置于大水池中，在事故工况下，大水池充当最终热阱，吸收堆芯余热。NuScale的整体设计在小型堆各方案中独具特色，最为简单直接。2013年底，NuScale 成为了第2个获得美国能源部资金支持的SMR 项目。这极大推动了NuScale的研究工作。

1.3 W-SMR

2011年2 月西屋公司正式公布自己的SMR 堆 型 设 计 方 案［1］。W-SMR 采 用 一 体 化设计，安全壳直径不超过10 m，与NuScale一样，整体置于大水池中，水池充当反应堆长期冷却最终热阱。在安全设计方面，西屋公司总结AP1000 的非能动设计经验，并将其运用到SMR设计当中，使得W-SMR 的安全设施设计与AP1000有诸多相似之处，可完全依靠非能动设计保证安全。西屋公司具有多年的反应堆设计运行经验，虽然两轮在美国能源部资金竞争中失利，其推出的SMR 堆型依然广受业内关注。

1.4 IRIS

IRIS（international reactor innovative and secure）是一体化模块式中等功率压水反应堆，其电功率为335 MWe［5］。2001 年，由西屋公司主导、来自9个国家、超过20个机构组成的国际委员会完成了该反应堆的初步设计。该设计以成熟的轻水堆技术为基础，充分利用西屋公司AP600压水堆技术和其他先进轻水堆核电站的设计成果，具有较好的可行性。IRIS也采用一体化压力容器设计，具有内置稳压空间，能很好地吸收功率瞬变，实现自稳压。其球形安全壳的设计最具特点，在事故情况下可承受更大的压力。LOCA 发生后，依靠抑压水池的作用使压力容器与安全壳间的压力迅速平衡，能抑制压力容器内冷却剂流失速率。虽然IRIS的研究工作已基本结束，但作为最早成型的先进型小堆设计方案之一，其方案设计在很多方面具有先进型小堆的典型特征，因此仍值得关注。

1.5 SMART

SMART（system integrated modular advanced reactor）是由韩国原子能研究院自20世纪90年代开始研究的小型模块化反应堆，该反应堆设计之初就考虑到多用途性，在发电的同时还可用于海水淡化和城市供热［9］。目前，SMART 的标准设计已通过韩国核安全委员会的审批，已具备小型堆出口能力。该堆型是在传统回路式反应堆基础上改进的设计，方案几经较大改动，最新设计采用一体化方案，并增加非能动安全特征。虽然其标准设计已通过审批，但设计方仍不断提出改进设计，下一步目标是设计内置式控制棒驱动机构，并采用无硼堆芯。

2 先进型小堆设计思想

先进型SMR 方案众多，然而，在比较不同的方案设计时发现，不同堆型存在一系列相似的设计改进。这就使得小型堆具有典型的设计特点。

1）遵循设计保障安全思想

通过对几种堆型设计方案的比较，可看出，设计者首先考虑“设计保障安全”，即“safetyby-design［5］”的思想。这种思想考虑，在设计阶段就将某些事故的诱发因素消除，即使不能避免某些事故的发生，也尽量使发生的概率降低，同时减小事故造成的危害。因此产生了一体化设计，消除了大破口事故；内置CRDM（控制棒驱动结构），从而消除了弹棒事故。为减少硼浓度对反应堆安全的影响，SMART 的设计单位正在试图优化设计，以实现无硼堆芯。可看出，当前的小堆设计思路是针对潜在安全隐患，不断改进设计。

2）强化固有安全性

在SMR 的设计过程中，强化了固有安全设计，通过优化设计及加强非能动设计，使SMR 获得更高的安全性，确保反应堆不发生堆芯熔毁等极限事故。

SMR 通过优化设计强化了反应堆的固有安全性。首先表现在，小堆通过设计改进消除了大型压水堆中可能出现的一些事故；其次，压力容器高度的增加，提高冷热芯高差，使反应堆具有较高的自然循环能力，以减轻失流事故造成的危害；再次，压力容器部分较大的水装量设计更是使反应堆能在外界安注或余热排出能力不足的情况下，维持较长时间的堆芯淹没。

非能动设计是保障小堆固有安全性的另一方面。相较于大型反应堆，SMR 具有较小的功率，事故工况下所需排出的余热量同比例减小，因此，对余热排出系统所承担的散热要求降低。这不仅使余热排出系统设计上大为简化，也使完全依靠非能动实现余热排出成为可能。

3）经济性考虑

为实现小型堆的商业运营，就一定要考虑经济成本的问题，一些小型堆采用了多用途的方式来增加经济性，如SMART 在供电的同时进行海水淡化。从目前的研究资料看，小堆在单位供电成本上要高于大型电站［4］。为真正促成小堆的商业运营，除了通过特殊的市场需求定位，小堆还通过其他方式，尽可能提高其市场竞争力。比较通常的做法是，简化整体设计，并利用小堆固有安全性高的特点，去除不必要的系统布置，从而节约投入成本。另外，在建设小型模块堆时，可先在工厂完成各部分的模块化制造，再通过陆路或水路运到现场，组装并调试运行。这将极大缩短核电站的建造时间，降低了成本［10］。

总体来讲，较高的安全等级以及良好的经济性是先进型SMR所普遍追求的目标。一体化压水SMR目标定位为早日实现商业运营，其总体设计上更是严格遵循安全与经济的双重标准。

3 先进型小堆主要部件设计改进

根据“设计保障安全”的思想，小型堆在设计之初就在传统压水堆基础上，针对潜在的安全隐患来改进设计，从而获得更好的安全性。本文主要关注压力容器及其内部部件设计改进，这部分的改进最能体现小型堆“设计保障安全”的思想。在众多先进型小堆方案中，对于压力容器及其内部部件的改进设计几乎采取相同方式，这俨然已成为小型堆的典型设计特征。

3.1 压力容器一体化模块设计

传统压水堆蒸汽发生器与压力容器相连接的主管道直径较大，通常为80～90cm，存在管道破裂而造成冷却剂丧失事故的大破口事故可能性，为彻底消除大破口事故的发生，小型堆普遍采用一体化设计，将蒸汽发生器和稳压器等布置在同一压力容器内，这样可使压力容器最大开口直径降至5～7cm［2］。

一体化模块设计使得反应堆整体较传统分散设计所占空间减小，反应堆主体部分可实现场外制造，利用水运甚至陆运，运输到厂址所在地，现场安装。这种设计大为方便整堆出口的同时，更缩短电厂建设时间。SMR 功率较小，可根据需求，灵活选择建造模块数量。虽然目前单从成本分析来看，小堆电厂单位发电成本较传统大型反应堆高，但通过在同一厂址建设多个模块，可获得一定的规模效益，有效提高小堆的经济性。

一体化模块设计是小堆设计时从经济性及安全性出发的重要选择，改善小堆经济性的同时增强了其安全性。

3.2 稳压器

几种SMR 堆型均取消独立稳压器，采用带孔隔板将压力容器上部空间与主冷却剂隔离，形成稳压空间。由于一体化反应堆设计具有相对较大的稳压空间，依靠冷却剂的蒸发与冷凝，从而实现了一定程度的自稳压能力，同时稳压空间通常设置有加热装置，辅助稳压，有效调节主回路压力变化。

3.3 蒸汽发生器

大部分SMR 采用直流蒸汽发生器，其中mPower采用直管式，NuScale、IRIS、SMART均采用螺旋管式。直流蒸汽发生器能产生过热蒸汽，省去传统自然循环蒸汽发生器中体积较大的汽水分离器，大为简化设计，方便蒸汽发生器一体化布置，同时提高装置热效率。但由于易发生结垢，这种蒸汽发生器对给水水质及传热管特性要求较高，另外，由于存在强烈相变，运行过程中还可能发生两相流动不稳定性等问题，因此相关研究及改进工作还在继续。

W-SMR采用直管循环蒸汽发生器，由于产生湿蒸汽，因此在二回路侧布置汽包，用于对湿蒸汽进行汽水分离，虽然整体设计略显复杂，但可一定程度弥补直流蒸汽发生器的不足，技术难度较低。同时，在事故发生最初阶段，汽包还可向蒸汽发生器补水，用于吸收堆芯热量。

3.4 控制棒驱动机构

除NuScale、SMART 采用外置式控制棒驱动机构外（SMART 有计划进一步改进设计，采用内置式），其他堆型均采用内置式。从安全性考虑，内置式控制棒驱动机构设计可使压力容器减少贯穿件开口数量，有利于保证压力容器的完整性。同时，由于控制棒整体位于压力容器内，不再承受内外巨大的压差，可避免弹棒事故的发生。但这样的设计方式具有一定的技术难度，并未被所有小型堆采纳。

4 先进型小堆固有安全性改进

小堆在固有安全性方面较传统堆型有较大提高，以下主要从压力容器高度及反应堆单位功率水装量两方面变化，来分析小堆固有安全性的改进，相关堆型堆芯及燃料组件设计参数列于表2。

4.1 压力容器高度变化

表2 堆芯及燃料组件设计参数Table 2 Parameters of core and fuel assembly

SMR 一体化的设计不仅减少了反应堆可能的事故隐患，同时由于压力容器高度的增加，还使反应堆具有了较高的自然循环能力。根据差分法将压力容器内冷却剂流动循环回路下降部分及上升部分均分成N 段，每段高度Δz，ρi为每段流体平均密度，则自然循环驱动压头及流量公式［11］可表示为：式中：Cfi为第i段总阻力损失系数；vi为第i 段流体平均流速；g为重力加速度。压力容器高度的增加使循环回路长度提高，从而增加了回路的驱动力，使反应堆具有较强的自然循环能力。NuScale更是在增加压力容器高度的同时，降低一回路运行压力，使一回路冷却剂微沸腾，即通过增加回路中冷段与热段密度差来增加自然循环能力，从而实现了堆芯全功率自然循环设计。较强的自然循环能力保证了反应堆一定的冷却剂循环流量，有利于事故工况堆内热量排出，尤其对于设置有主冷却泵的反应堆，可降低主泵停转引起的失流事故（LOFA）的严重性。

4.2 反应堆单位热功率水装量变化

单位热功率水装量是指压力容器内水的总容积与反应堆热功率的比值。反应堆具有相对较大的水装量可提高应对功率瞬变的能力，同时也可在破口事故发生后保证堆芯更长时间的淹没从而增加反应堆的安全性。

本文仅对所涉及的几种堆型的单位热功率水装量进行估算，将压力容器粗略视为圆柱体，其内部体积与反应堆热功率的比值粗略反应实际的单位热功率水装量，如图2 所示。估算结果表明，SMR 堆与AP1000相比，相对水装量明显提高，甚至是10倍以上的增加。其中，比值最大的是SMART 堆，因此在其设计时，反应堆主要采用能动安注系统，考虑的就是其水装量多，固有安全性高，在短时间内不致使堆芯裸露，只要设法保证安全注入系统水泵正常工作，反应堆堆芯即可确保正常淹没。

图2 反应堆单位热功率水装量Fig.2 Water inventory per unit of reactor thermal power

5 小型堆专设安全设施设计

对于反应堆专设安全设施的设计，最初以能动设备为主，通过多样性与冗余性设计，保证反应堆在事故情况下余热顺利排出。但随着对于反应堆安全性要求的不断提高，人们越来越重视在安全设施设计中引入非能动思想，即依靠自然力来保证反应堆安全。小堆在利用非能动方面具有天生优势，由于其本身功率较小，又设计有较高的自然循环能力，对于非能动余热排出的要求不如大型反应堆高，也使其非能动安全设计得以简化。表3列出不同堆型专设安全设施的设计情况。

表3 反应堆专设安全设施设计Table 3 Reactor safety design

在余热排出方面，所有设计方案均采用非能动余热排出方式，mPower还辅助设计有能动方式，通过蒸汽发生器将堆芯热量排出。在安注系统（safety injection system，SIS）设计方面，各堆型设计差别较大。mPower、W-SMR、IRIS均通过与压力容器相连的堆芯补水箱进行及时的堆芯补水。NuScale并未单独设置堆芯补水箱，而通过巧妙设计，依靠自身水装量确保堆芯淹没。在事故发生后，压力容器泄漏的水蒸气将在安全壳内壁液化，汇集到安全壳底部，并重新流回压力容器，保证堆芯足够的淹没与冷却。SMART 则凭借其较大的水装量，主要依靠能动方式在事故情况下为堆芯安注，这样的设计可在保障安全的情况下简化反应堆设计，同时节约成本。

几种先进型小堆的安全设施设计各有特色，有的通过合理设计，实现了如AP1000一样的整体非能动安全设计，而有的则通过采用能动与非能动结合，确保事故下反应堆安全。专设安全设施上的设计差异是小型堆各方案最大不同之处，对于不同的设计与反应堆的安全性之间的关系，以及不同设计选择所参考的原则等问题，还需进一步仔细研究。

6 结论

本文主要介绍了5种具有典型特征且设计较成熟的一体化压水SMR 堆型。通过比较几种SMR 堆型与大型反应堆设计方案的异同，可发现，小型堆在设计上遵循相同的设计考虑，在安全性与经济性原则指导下，有许多相似的设计改进，从而在总体上使小型压水堆的设计形成一系列典型特征。同时也发现，在专设安全设施设计方面具体设计情况差别较大，还需进一步进行细致分析各方案之间的不同。

总体来看，先进型SMR 距离真正的商业运营还有一段距离，相关设计的可实现性及有效性还有待进一步验证。但小型堆凭借其出色的安全特性以及灵活多用性，在未来核能市场仍具有巨大潜能。本文总结较成熟的先进型小堆设计特点及典型设计改进，希望为今后的小型堆设计及研究提供参考。

［1］ IAEA.Status of small and medium reactor designs［R］.Vienna：IAEA，2012.

［2］ LIU Z，FAN J.Technology readiness assessment of small modular reactor（SMR）designs［J］.Progress in Nuclear Energy，2014，70：20-28.

［3］ 林诚格，郁祖盛.非能动安全先进压水堆核电技术［M］.北京：原子能出版社，2010.

［4］ BOARIN S，RICOTTI M E.Cost and profitability analysis of modular SMRs in different deployment scenarios［C］∥17th International Conference on Nuclear Engineering.Brussels：American Society of Mechanical Engineers，2009：945-952.

［5］ CARELLI M D，CONWAY L E，ORIANI L，et al.The design and safety features of the IRIS reactor［J］.Nuclear Engineering and Design，2004，230（1）：151-167.

［6］ KIM S H，KIM K K，YEO J W，et al.Design verification program of SMART［C］∥Proceedings of the GENES4／ANP2003.Kyoto，Japan：［s.n.］，2003.

［7］ INGERSOLL D T.Passive safety features for small modular reactors［C］∥International Seminar on Nuclear War and Planetary Emergencies-43 Rd Session.Singapore： World Scientific，2011：113-121.

［8］ REYES J N，Jr，LORENZINI P.NuScale power：A modular，scalable approach to commercial nuclear power［J］.Nuclear News，2010，53（7）：97-104.

［9］ KIM H K，KIM S H，CHUNG Y J，et al.Thermal-hydraulic analysis of SMART steam generator tube rupture using TASS／SMR-S code［J］.Annals of Nuclear Energy，2013，55：331-340.

［10］NEA.Current status，technical feasibility and economics of small nuclear reactors［R］.Paris：OECD，2011.

［11］陈文军，姜胜耀.中国发展小型堆核能系统的可行性研 究［J］.核 动 力 工 程，2013，34（2）：153-156.CHEN Wenjun，JIANG Shengyao.Feasibility study on development of small nuclear power reactors in China［J］.Nuclear Power Engineering，2013，34（2）：153-156（in Chinese）.