超临界水堆与先进沸水堆安全特性差异性分析

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（华北电力大学核科学与工程学院，北京 102206）

超临界水堆与先进沸水堆安全特性差异性分析

陈杰，周涛∗，刘亮

（华北电力大学核科学与工程学院，北京 102206）

超临界水堆和先进沸水堆在结构和原理上存在很多相似点，但在安全特性方面存在一定的差异性。本文通过对比分析超临界水堆和先进沸水堆两个堆型来研究它们安全特性的差异性，研究结果表明：超临界水堆由于不存在汽水两相，不会发生偏离泡核沸腾现象，又因为采用的是非能动和能动相结合系统，具有较好的安全特性；和相同功率的先进沸水堆相比，其比焓高，流量低，泵消耗功率低，压力下降速率更快，消耗的核燃料低；超临界水堆安全系统与先进沸水堆安全系统虽然都采用了非能动安全系统和能动系统，但在超临界水堆能动安全系统中，其压力控制系统控制速度较快，而非能动控制系统则较为稳定。

超临界水堆；先进沸水堆；堆芯系统；安全系统；安全特性

2001年7月，超临界水堆 （SCWR）被第IV代核能系统国际论坛提出。中国核动力院结合热工水力实验基础和材料技术方面的成果，也提出了中国自主知识产权的超临界水堆—中国超临界水堆［1］（CSR1000）；而作为轻水堆的先进沸水堆 （ABWR），是以美国GE公司为主最早发展的，在1994年7月，美国核管会认可先进沸水堆设计标准，并得到批准。超临界水堆和先进沸水堆具有很多相似的原理特性：结构非常简单，都没有蒸汽发生器，反应堆和汽轮机发电组构成一个闭合循环回路，都采用直接循环方式；给水直接流入压力容器，蒸汽直接进入汽轮机，保持给水和蒸汽间的平衡来维持压力容器中的冷却剂流量。在高压工作环境下，超临界水堆和先进沸水堆堆芯都为单相，用主给泵、控制棒及汽轮机作为反应堆的控制系统。在燃料组件方面，由于一般沸水堆 （BWR）的冷却水是直接与核燃料棒直接接触的，因此整个循环回路内的冷却水均带有很强的辐射性；而先进沸水堆由于改进了过滤材料、取消了外部再循环回路、优化了安全系统设计，先进沸水堆的放射性废物量［2］只占有压水堆的10%。对于超临界水堆而言，由于用Ni基合金替代锆合金作为燃料棒包壳 （Ni高温下的强度较锆合金性能好）包壳设计温度［3］620℃，有效地避免了放射性废物量的排放。

l 堆芯系统

l.l超临界水堆堆芯系统

日本超临界水堆堆芯压力设计为25MPa，堆芯进口温度为 280℃，堆芯出口温度约为500℃，采用双流程堆芯设计，堆芯燃料组件［4］为121个，36个正方形水棒、16个正方形控制棒导向管如图2所示。采用控制棒束作为主要反应性控制反应堆方式、非能动系统 （包括紧急停堆系统、高压辅助给水系统、安全释放阀等）。中国超临界水堆 （CSR1000）堆芯由轻水冷却和慢化，热效率达43．5%。为了达到这种热效率，冷却剂在堆芯入口的温度是280℃，出口温度是500℃。在各种燃料组件中设计成十字形控制棒，不仅可以满足燃料中心温度的需求，而且结构简单稳定。因此，中国超临界水堆燃料组件采用十字形控制棒［5］设计，在反应堆压力容器内均匀分布。燃料组件共177个，燃料组件按照中子能谱的不同分为第一流程组件和第二流程组件。燃料组件分布如图1所示。

图l（a） 日本超临界水堆燃料组件Fig.l（a） SCWR fuel assembly of Japan

图l（b） 中国超临界水堆燃料组件Fig.l（b） SCWR fuel assembly of China

l.2先进沸水堆堆芯系统

作为美国GE公司的先进沸水堆堆芯主要由燃料组件和控制棒组成，在燃料组件盒之间的水间隙中还安装有核测量装置。工作压力7．27MPa，冷却剂入口温度278℃，冷却剂出口温度［6］287℃，堆芯有872个燃料组件，205根十字形翼状控制棒，组件内燃料棒数60（1根水棒），每四个燃料组之间插入一根控制棒组成一个控制棒栅元。每个控制棒和它周围的四个燃料组件组成一个控制栅。为减少功率运行期间控制移动引起的功率分布扰动，控制栅中的燃料组件是平均富集度较低的低反应性燃料组件 （如图2所示）。对于先进沸水堆，其最小临界功率比（MCPR）不超过1．07；最大线功率密度 （MLHGR）不使燃料包壳产生大于1%的塑性变性 （对于先进沸水堆，该限值为74．8kw．m-1），先进沸水堆一组控制棒的最大反应性价值约为0．025Δk．k-1。

图2 先进沸水堆控制栅堆芯设计图Fig.2 Control gate core of ABWR

2 超临界水堆与先进沸水堆堆芯系统分析

超临界水堆由于其工作在压力为25MPa，温度在500℃的环境下，其装置净效率为38%～45%。超临界水堆相对先进沸水堆而言，其取消了再循环泵、蒸汽分离器及干燥器，使反应堆结构更简化，同时，由于超临界水没有水汽两相的差异，不存在偏离泡核沸腾现象。超临界水堆采用了内外双流程的堆芯设计，相互交叉流动导致较大的热应力，减少冷热流体接触，能有效地使堆芯轴向功率密度分布均匀。

当发生主泵卡轴事故时，超临界水堆功率降低速率要快于先进沸水堆［7］（如图3所示），能有效地降低事故造成的影响，保护堆芯不受损坏。

同时，相同功率的超临界水堆和先进沸水堆相比，超临界水堆比焓高，流量低，压力下降速率更快 （如图4所示），因此泵消耗功率低。

虽然先进沸水堆在设计方面简化结构，取消了部件之间的连接管道，提高了可靠性，但由于核燃料放射性问题仍存在10%的核放射性废料而超临界水堆有效地避免了放射性废物量的排放。

图3 卡轴事故发生时功率的变化Fig.3 Power change of Card shaft accident

图4 卡轴事故发生时压力的变化Fig.4 Pressure change of Card shaft accident

3 安全系统

3.l超临界水堆安全系统

超临界水堆由于超临界水不存在偏离泡核沸腾现象，同时又采用非能动和能动相结合的系统，具有较好的安全特性。但核电站仍对超临界水堆的安全性提出了很高的要求［8］：维持冷热管冷剂的平衡、确保冷却剂供给、超临界水堆能正常停堆及紧急停堆。保证反应堆安全系统正常运行对超临界水堆非常重要。超临界水堆安全系统主要包括辅助给水系统、自动降压系统、紧急停堆系统和低压堆芯注入系统等［9］，如图5所示。

图5 超临界水堆安全系统示意图Fig.5 Security System of SCWR

从图5可知，超临界水堆安全系统的供应冷却剂系统［10］，有两个主冷却剂管系和2个汽动主给水泵，每个汽动主给水泵供应50%的冷却剂流量分配。在超临界水堆启动和关闭时，两个电动主给水泵作为汽动主给水泵的预备，充分保障冷却剂流量供应。3列汽动辅助给水系统 （AFS）作为主给水冷却剂系统的预备，具有反应堆堆芯隔离冷却剂系统 （RCIC）的功能，3列电动低压堆芯注入系统 （LPCI）用于辅助给水系统补充与流量喷放后再次注入，类似余热排出系统 （RHR）。紧急停堆系统，在接受到汽轮机控制阀门快速关闭、主蒸汽隔离阀 （MSIV）关闭、主停止阀关闭、主冷却剂流量较低、蒸干压力过高信息时可快速地启动；辅助给水系统 （ASG）时可当收到丧失外电、汽轮机控制阀门快速关闭、主停止阀关闭、主蒸汽隔离阀关闭信息后，可以马上开启，以便主给水泵因为冷却剂流量不可用时维持主冷却剂流量；自动降压系统 （ADS）接收到低压水平、丧失凝气器正空、主蒸汽隔离阀关闭信息后，启动降压系统，维持超临界水堆堆芯压力的稳定。在自动降压系统中，汽轮机旁路阀及安全缓解控制阀 （SRVs）作为超临界水堆堆芯的备用降压设备。

3.2中国超临界水堆堆芯安全系统

中国核动力研究设计院，根据超临界水堆结构及反应堆相关安全性要求，提出了一套专设安全系统［11-13］，其中包括：非能动余热排出系统（ICS）、非能动安全壳冷却系统 （PCCS）、自动泄压系统 （ADS）、高压补水箱 （RMT）和重力驱动堆芯冷却系统 （GDCS）。同时，为了应对事故发生后相关处理工作，又设计了能动式正常余热排出系统 （RNS）。系统布置如图6所示。

图6 中国超临界水堆安全系统示意图Fig.6 Security System of CSRl000

如图6所示，中国超临界水堆安全系统采用了能动与非能动系统相结合的设计方案。其中能动式正常余热排出系统 （RNS）、自动泄压系统 （ADS）属于能动控制系统。而非能控制系统主要有：非能动余热排出系统 （ICS）、高压补水箱 （RMT）、非能动安全壳冷却系统（PCCS）和重力驱动堆芯冷却系统 （GDCS）。当发生失水事故时，压力容器内的冷却剂喷进安全壳，以水蒸汽形式分散在反应堆安全壳内。高温高压水蒸汽从安全壳内进入非能动安全壳冷却系统的管道，之后，非能动安全壳冷却系统水池中的换热器将水蒸气冷却，被冷却的水蒸气进入重力驱动堆芯冷却系统水箱，后经重力驱动堆芯冷却系统水箱流入堆芯，对堆芯再一次冷却，带走堆芯余热。

3.3先进沸水堆安全系统

先进沸水堆为了保证堆芯不发生熔化，设置了反应堆应急冷却剂［14］（ECCS）；为了防止核废料物质超标释放到环境中，设置了反应堆安全壳系统。由应急堆芯冷却系统和安全壳系统组成了先进沸水堆安全系统，可有效冷却堆芯和堆内构件，避免发生堆芯碎片及裂变产物泄漏到环境系统结构如图7所示。

从图7可知，先进沸水堆安全系统主要由应急堆芯冷却系统 （ECCS）和安全壳系统组成。应急堆芯冷却系统基本功能是：当先进沸水堆的一回路系统管道破裂后，引起失水事故时为先进沸水堆提供冷却剂，能确保堆芯始终处于淹没状态，维持堆芯冷却。应急堆芯冷却系统由堆芯隔离冷却系统 （RCIC）、高压堆芯注水系统 （HPCF）、余热排出系统 （RHR）的低压注水运行模型 （LPFL）组成，自动降压系统 （ADS）作为备用。应急堆芯冷却系统分为3个功能区域：区域I由堆芯隔离冷却系统（RCIC）、1个余热排出系统 （RHR）的低压注水运行模型 （LPFL）、自动降压系统 （ADS）组成；区域II由1个高压堆芯注水系统（HPCF）、1个余热排出系统 （RHR）的低压注水运行模型 （LPFL）、自动降压系统 （ADS）组成；区域 III由1个高压堆芯注水系统（HPCF）、1个余热排出系统 （RHR）的低压注水运行模型 （LPFL）、自动降压系统 （ADS）组成。当先进沸水堆出现事故，发出信息，应急堆芯冷却系统各系统触发信号，相互配合共同完成应急堆芯冷却系统功能。安全壳系统［15，16］主要由安全壳、安全壳排热系统、安全壳隔离系统、安全壳内可燃性气体控制系统等组成。其中先进沸水堆安全壳采用可拆卸钢封头的压力抑制型钢筋混泥土结构；当先进沸水堆发生失水事故时，由安全壳排热系统（CHRS）防止安全壳超温、超压，保证先进沸水堆完整性。

图7 先进沸水堆安全系统示意图Fig.7 Security System of ABWR

4 超临界水堆和先进沸水堆安全系统分析

超临界水堆与先进沸水堆的安全系统都采用了非能动安全系统。它们设计为给水流量直接进入压力容器，从反应堆出来的蒸汽流入汽轮机，通过给水流量和蒸汽平衡关系来维持压力容器的冷却剂质量流量；通过给水流量来控制主蒸汽温度；通过控制棒控制堆芯功率。但超临界水堆的紧急停堆系统具有多样的紧急停堆系统，由主冷却剂流量低 （＜90%）、压力升高 （26MPa）、压力降低 （24MPa）、主停止阀关闭等信号触发紧急停堆。而先进沸水堆紧急停堆信号主要为主蒸汽管道隔离、安全壳干井压力高、抑压池温度高、主蒸汽管道放射性水平高、中子通量监测系统触发停堆信号等。先进沸水堆采用的一体化简化系统与设备，减小由于系统及设备故障带来的风险，这一点和超临界水堆类似，但超临界水堆的系统同时具有能动控制系统和非能动控制系统，在事故发生时能同时投入运行，这是先进沸水堆不具备的。虽然先进沸水堆的蒸汽驱动的安全壳堆芯隔离冷却系统 （RCIC）、交流电源的补水系统 （ACIWA）提高了先进沸水堆缓解全场断电事故的能力，但在安全性能上仍存在不稳定因素。

5 结论

超临界水堆与先进沸水堆在结构方面和原理方面具有很多相似点，在结构上都非常简单，都没有蒸汽发生器，反应堆和汽轮机发电组构成一个闭合循环回路，都采用直接循环方式；给水直接流入压力容器，蒸汽直接进入汽轮机，保持给水和蒸汽间的平衡来维持压力容器中的冷却剂流量。但超临界水堆相对先进沸水堆来讲其在经济性、竞争力及热效率方面更好。

（1）超临界水堆由于超临界水不存在汽水两相，不会发生偏离泡核沸腾现象，又因为采用的是非能动和能动相结合系统，具有较好的安全特性；

（2）超临界水堆相比先进沸水堆，其取消了蒸汽分离器、干燥器和再循环泵，反应堆结构更简化；

（3）相同功率的超临界水堆和先进沸水堆相比，超临界水堆比焓高、流量低、压力下降速率更快，使其泵消耗功率低；

（4）超临界水堆安全系统与先进沸水堆安全系统都采用非能安全系统和能动系统，但在超临界水堆能动安全系统中，压力控制系统控制速度较快，非能动控制系统则较为稳定。

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Comparative Safety Analysis between SCWR and ABWR

JIE Chen，TAO ZHou∗，LIANG Liu
（School of Nuclear science and Engineering，North China Electric Power University，Beijing，102026，China）

There are many similarities in structure and principle between Supercritical water reactor（SCWR）and advanced boiling water reactor（ABWR）．However，There are some different safety characteristics in them．Compared with both analysis of SCWR and ABWR reactor core and safety systems，we concluded that SCWR water is no phase change and the core without burning phenomenon behind supercritical pressure．SCWR ABWR safety system and safety systems are non-safe systems and passive systems，but SCWR passive safety systems，which control the pressure control system faster，rather than the active control system is more stable．Therefore，SCWR on the security features of safety coefficient is better than ABWR．

SCWR；ABWR；Core system；Security System；Security Features

TL36

：A

：1672-5360（2016）04-0059-06

2016-09-11

2016-10-24

中核核反应堆系统设计技术重点实验室课题，项目编号2014BH0041；中央高校基本科研业务专项资金项目，项目编号2014BJ0086

陈 杰 （1991—），男，湖南衡阳人，研究生，华北电力大学核科学与工程学院，研究方向为核热工水力与安全

∗通讯作者：周 涛，E-mail：zhoutao＠ncepu．edu．cn