超臨界水堆與先進沸水堆安全特性差異性分析

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（華北電力大學核科學與工程學院，北京 102206）

超臨界水堆與先進沸水堆安全特性差異性分析

陳杰，周濤?，劉亮

（華北電力大學核科學與工程學院，北京 102206）

超臨界水堆和先進沸水堆在結構和原理上存在很多相似點，但在安全特性方面存在一定的差異性。本文通過對比分析超臨界水堆和先進沸水堆兩個堆型來研究它們安全特性的差異性，研究結果表明：超臨界水堆由于不存在汽水兩相，不會發生偏離泡核沸騰現象，又因為采用的是非能動和能動相結合系統，具有較好的安全特性；和相同功率的先進沸水堆相比，其比焓高，流量低，泵消耗功率低，壓力下降速率更快，消耗的核燃料低；超臨界水堆安全系統與先進沸水堆安全系統雖然都采用了非能動安全系統和能動系統，但在超臨界水堆能動安全系統中，其壓力控制系統控制速度較快，而非能動控制系統則較為穩定。

超臨界水堆；先進沸水堆；堆芯系統；安全系統；安全特性

2001年7月，超臨界水堆 （SCWR）被第IV代核能系統國際論壇提出。中國核動力院結合熱工水力實驗基礎和材料技術方面的成果，也提出了中國自主知識產權的超臨界水堆—中國超臨界水堆［1］（CSR1000）；而作為輕水堆的先進沸水堆 （ABWR），是以美國GE公司為主最早發展的，在1994年7月，美國核管會認可先進沸水堆設計標準，并得到批準。超臨界水堆和先進沸水堆具有很多相似的原理特性：結構非常簡單，都沒有蒸汽發生器，反應堆和汽輪機發電組構成一個閉合循環回路，都采用直接循環方式；給水直接流入壓力容器，蒸汽直接進入汽輪機，保持給水和蒸汽間的平衡來維持壓力容器中的冷卻劑流量。在高壓工作環境下，超臨界水堆和先進沸水堆堆芯都為單相，用主給泵、控制棒及汽輪機作為反應堆的控制系統。在燃料組件方面，由于一般沸水堆 （BWR）的冷卻水是直接與核燃料棒直接接觸的，因此整個循環回路內的冷卻水均帶有很強的輻射性；而先進沸水堆由于改進了過濾材料、取消了外部再循環回路、優化了安全系統設計，先進沸水堆的放射性廢物量［2］只占有壓水堆的10%。對于超臨界水堆而言，由于用Ni基合金替代鋯合金作為燃料棒包殼 （Ni高溫下的強度較鋯合金性能好）包殼設計溫度［3］620℃，有效地避免了放射性廢物量的排放。

l 堆芯系統

l.l超臨界水堆堆芯系統

日本超臨界水堆堆芯壓力設計為25MPa，堆芯進口溫度為 280℃，堆芯出口溫度約為500℃，采用雙流程堆芯設計，堆芯燃料組件［4］為121個，36個正方形水棒、16個正方形控制棒導向管如圖2所示。采用控制棒束作為主要反應性控制反應堆方式、非能動系統 （包括緊急停堆系統、高壓輔助給水系統、安全釋放閥等）。中國超臨界水堆 （CSR1000）堆芯由輕水冷卻和慢化，熱效率達43．5%。為了達到這種熱效率，冷卻劑在堆芯入口的溫度是280℃，出口溫度是500℃。在各種燃料組件中設計成十字形控制棒，不僅可以滿足燃料中心溫度的需求，而且結構簡單穩定。因此，中國超臨界水堆燃料組件采用十字形控制棒［5］設計，在反應堆壓力容器內均勻分布。燃料組件共177個，燃料組件按照中子能譜的不同分為第一流程組件和第二流程組件。燃料組件分布如圖1所示。

圖l（a） 日本超臨界水堆燃料組件Fig.l（a） SCWR fuel assembly of Japan

圖l（b） 中國超臨界水堆燃料組件Fig.l（b） SCWR fuel assembly of China

l.2先進沸水堆堆芯系統

作為美國GE公司的先進沸水堆堆芯主要由燃料組件和控制棒組成，在燃料組件盒之間的水間隙中還安裝有核測量裝置。工作壓力7．27MPa，冷卻劑入口溫度278℃，冷卻劑出口溫度［6］287℃，堆芯有872個燃料組件，205根十字形翼狀控制棒，組件內燃料棒數60（1根水棒），每四個燃料組之間插入一根控制棒組成一個控制棒柵元。每個控制棒和它周圍的四個燃料組件組成一個控制柵。為減少功率運行期間控制移動引起的功率分布擾動，控制柵中的燃料組件是平均富集度較低的低反應性燃料組件 （如圖2所示）。對于先進沸水堆，其最小臨界功率比（MCPR）不超過1．07；最大線功率密度 （MLHGR）不使燃料包殼產生大于1%的塑性變性 （對于先進沸水堆，該限值為74．8kw．m-1），先進沸水堆一組控制棒的最大反應性價值約為0．025Δk．k-1。

圖2 先進沸水堆控制柵堆芯設計圖Fig.2 Control gate core of ABWR

2 超臨界水堆與先進沸水堆堆芯系統分析

超臨界水堆由于其工作在壓力為25MPa，溫度在500℃的環境下，其裝置凈效率為38%～45%。超臨界水堆相對先進沸水堆而言，其取消了再循環泵、蒸汽分離器及干燥器，使反應堆結構更簡化，同時，由于超臨界水沒有水汽兩相的差異，不存在偏離泡核沸騰現象。超臨界水堆采用了內外雙流程的堆芯設計，相互交叉流動導致較大的熱應力，減少冷熱流體接觸，能有效地使堆芯軸向功率密度分布均勻。

當發生主泵卡軸事故時，超臨界水堆功率降低速率要快于先進沸水堆［7］（如圖3所示），能有效地降低事故造成的影響，保護堆芯不受損壞。

同時，相同功率的超臨界水堆和先進沸水堆相比，超臨界水堆比焓高，流量低，壓力下降速率更快 （如圖4所示），因此泵消耗功率低。

雖然先進沸水堆在設計方面簡化結構，取消了部件之間的連接管道，提高了可靠性，但由于核燃料放射性問題仍存在10%的核放射性廢料而超臨界水堆有效地避免了放射性廢物量的排放。

圖3 卡軸事故發生時功率的變化Fig.3 Power change of Card shaft accident

圖4 卡軸事故發生時壓力的變化Fig.4 Pressure change of Card shaft accident

3 安全系統

3.l超臨界水堆安全系統

超臨界水堆由于超臨界水不存在偏離泡核沸騰現象，同時又采用非能動和能動相結合的系統，具有較好的安全特性。但核電站仍對超臨界水堆的安全性提出了很高的要求［8］：維持冷熱管冷劑的平衡、確保冷卻劑供給、超臨界水堆能正常停堆及緊急停堆。保證反應堆安全系統正常運行對超臨界水堆非常重要。超臨界水堆安全系統主要包括輔助給水系統、自動降壓系統、緊急停堆系統和低壓堆芯注入系統等［9］，如圖5所示。

圖5 超臨界水堆安全系統示意圖Fig.5 Security System of SCWR

從圖5可知，超臨界水堆安全系統的供應冷卻劑系統［10］，有兩個主冷卻劑管系和2個汽動主給水泵，每個汽動主給水泵供應50%的冷卻劑流量分配。在超臨界水堆啟動和關閉時，兩個電動主給水泵作為汽動主給水泵的預備，充分保障冷卻劑流量供應。3列汽動輔助給水系統 （AFS）作為主給水冷卻劑系統的預備，具有反應堆堆芯隔離冷卻劑系統 （RCIC）的功能，3列電動低壓堆芯注入系統 （LPCI）用于輔助給水系統補充與流量噴放后再次注入，類似余熱排出系統 （RHR）。緊急停堆系統，在接受到汽輪機控制閥門快速關閉、主蒸汽隔離閥 （MSIV）關閉、主停止閥關閉、主冷卻劑流量較低、蒸干壓力過高信息時可快速地啟動；輔助給水系統 （ASG）時可當收到喪失外電、汽輪機控制閥門快速關閉、主停止閥關閉、主蒸汽隔離閥關閉信息后，可以馬上開啟，以便主給水泵因為冷卻劑流量不可用時維持主冷卻劑流量；自動降壓系統 （ADS）接收到低壓水平、喪失凝氣器正空、主蒸汽隔離閥關閉信息后，啟動降壓系統，維持超臨界水堆堆芯壓力的穩定。在自動降壓系統中，汽輪機旁路閥及安全緩解控制閥 （SRVs）作為超臨界水堆堆芯的備用降壓設備。

3.2中國超臨界水堆堆芯安全系統

中國核動力研究設計院，根據超臨界水堆結構及反應堆相關安全性要求，提出了一套專設安全系統［11-13］，其中包括：非能動余熱排出系統（ICS）、非能動安全殼冷卻系統 （PCCS）、自動泄壓系統 （ADS）、高壓補水箱 （RMT）和重力驅動堆芯冷卻系統 （GDCS）。同時，為了應對事故發生后相關處理工作，又設計了能動式正常余熱排出系統 （RNS）。系統布置如圖6所示。

圖6 中國超臨界水堆安全系統示意圖Fig.6 Security System of CSRl000

如圖6所示，中國超臨界水堆安全系統采用了能動與非能動系統相結合的設計方案。其中能動式正常余熱排出系統 （RNS）、自動泄壓系統 （ADS）屬于能動控制系統。而非能控制系統主要有：非能動余熱排出系統 （ICS）、高壓補水箱 （RMT）、非能動安全殼冷卻系統（PCCS）和重力驅動堆芯冷卻系統 （GDCS）。當發生失水事故時，壓力容器內的冷卻劑噴進安全殼，以水蒸汽形式分散在反應堆安全殼內。高溫高壓水蒸汽從安全殼內進入非能動安全殼冷卻系統的管道，之后，非能動安全殼冷卻系統水池中的換熱器將水蒸氣冷卻，被冷卻的水蒸氣進入重力驅動堆芯冷卻系統水箱，后經重力驅動堆芯冷卻系統水箱流入堆芯，對堆芯再一次冷卻，帶走堆芯余熱。

3.3先進沸水堆安全系統

先進沸水堆為了保證堆芯不發生熔化，設置了反應堆應急冷卻劑［14］（ECCS）；為了防止核廢料物質超標釋放到環境中，設置了反應堆安全殼系統。由應急堆芯冷卻系統和安全殼系統組成了先進沸水堆安全系統，可有效冷卻堆芯和堆內構件，避免發生堆芯碎片及裂變產物泄漏到環境系統結構如圖7所示。

從圖7可知，先進沸水堆安全系統主要由應急堆芯冷卻系統 （ECCS）和安全殼系統組成。應急堆芯冷卻系統基本功能是：當先進沸水堆的一回路系統管道破裂后，引起失水事故時為先進沸水堆提供冷卻劑，能確保堆芯始終處于淹沒狀態，維持堆芯冷卻。應急堆芯冷卻系統由堆芯隔離冷卻系統 （RCIC）、高壓堆芯注水系統 （HPCF）、余熱排出系統 （RHR）的低壓注水運行模型 （LPFL）組成，自動降壓系統 （ADS）作為備用。應急堆芯冷卻系統分為3個功能區域：區域I由堆芯隔離冷卻系統（RCIC）、1個余熱排出系統 （RHR）的低壓注水運行模型 （LPFL）、自動降壓系統 （ADS）組成；區域II由1個高壓堆芯注水系統（HPCF）、1個余熱排出系統 （RHR）的低壓注水運行模型 （LPFL）、自動降壓系統 （ADS）組成；區域 III由1個高壓堆芯注水系統（HPCF）、1個余熱排出系統 （RHR）的低壓注水運行模型 （LPFL）、自動降壓系統 （ADS）組成。當先進沸水堆出現事故，發出信息，應急堆芯冷卻系統各系統觸發信號，相互配合共同完成應急堆芯冷卻系統功能。安全殼系統［15，16］主要由安全殼、安全殼排熱系統、安全殼隔離系統、安全殼內可燃性氣體控制系統等組成。其中先進沸水堆安全殼采用可拆卸鋼封頭的壓力抑制型鋼筋混泥土結構；當先進沸水堆發生失水事故時，由安全殼排熱系統（CHRS）防止安全殼超溫、超壓，保證先進沸水堆完整性。

圖7 先進沸水堆安全系統示意圖Fig.7 Security System of ABWR

4 超臨界水堆和先進沸水堆安全系統分析

超臨界水堆與先進沸水堆的安全系統都采用了非能動安全系統。它們設計為給水流量直接進入壓力容器，從反應堆出來的蒸汽流入汽輪機，通過給水流量和蒸汽平衡關系來維持壓力容器的冷卻劑質量流量；通過給水流量來控制主蒸汽溫度；通過控制棒控制堆芯功率。但超臨界水堆的緊急停堆系統具有多樣的緊急停堆系統，由主冷卻劑流量低 （＜90%）、壓力升高 （26MPa）、壓力降低 （24MPa）、主停止閥關閉等信號觸發緊急停堆。而先進沸水堆緊急停堆信號主要為主蒸汽管道隔離、安全殼干井壓力高、抑壓池溫度高、主蒸汽管道放射性水平高、中子通量監測系統觸發停堆信號等。先進沸水堆采用的一體化簡化系統與設備，減小由于系統及設備故障帶來的風險，這一點和超臨界水堆類似，但超臨界水堆的系統同時具有能動控制系統和非能動控制系統，在事故發生時能同時投入運行，這是先進沸水堆不具備的。雖然先進沸水堆的蒸汽驅動的安全殼堆芯隔離冷卻系統 （RCIC）、交流電源的補水系統 （ACIWA）提高了先進沸水堆緩解全場斷電事故的能力，但在安全性能上仍存在不穩定因素。

5 結論

超臨界水堆與先進沸水堆在結構方面和原理方面具有很多相似點，在結構上都非常簡單，都沒有蒸汽發生器，反應堆和汽輪機發電組構成一個閉合循環回路，都采用直接循環方式；給水直接流入壓力容器，蒸汽直接進入汽輪機，保持給水和蒸汽間的平衡來維持壓力容器中的冷卻劑流量。但超臨界水堆相對先進沸水堆來講其在經濟性、競爭力及熱效率方面更好。

（1）超臨界水堆由于超臨界水不存在汽水兩相，不會發生偏離泡核沸騰現象，又因為采用的是非能動和能動相結合系統，具有較好的安全特性；

（2）超臨界水堆相比先進沸水堆，其取消了蒸汽分離器、干燥器和再循環泵，反應堆結構更簡化；

（3）相同功率的超臨界水堆和先進沸水堆相比，超臨界水堆比焓高、流量低、壓力下降速率更快，使其泵消耗功率低；

（4）超臨界水堆安全系統與先進沸水堆安全系統都采用非能安全系統和能動系統，但在超臨界水堆能動安全系統中，壓力控制系統控制速度較快，非能動控制系統則較為穩定。

［1］李翔，李慶，夏榜樣，等．中國超臨界水冷堆CSR1000總體設計研究 ［J］．核動力工程，2013（1）：5-8．

［2］劉信榮，陳志奇，侯忠松．先進沸水堆 （ABWR）的特性與可用性 ［J］．山東電力技術，1996，05：46-53．

［3］李滿昌，王明利．超臨界水冷堆開發現狀與前景展望 ［J］．核動力工程，2006（2）：1-4+44．

［4］馮琳娜，朱發文，龐華，等．超臨界水冷堆燃料組件研發概況 ［J］．科技視界，2014，35：322-323．

［5］Wu P，Gou J L，Shan J Q，et al．Preliminary safety evaluation for CSR1000 with passive safety system．Annals of Nuclear Energy［J］．2014，65：390-401．

［6］Y．Oka，S．Koshizuka，Y．Ishiwatari，et al．Super Light Water Reactors and Super Fast Reactors［M］．Springer New York Dordrecht Heidelberg London，2010．

［7］羅峰，周濤，侯周森，程萬旭，陳娟．超臨界水冷堆與WWER1000型壓水堆的安全特性比較分析 ［JJ］．華北電力技術，2012，10：1-5+19．

［8］杜代全，肖澤軍，閆曉，等．超臨界水冷堆CSR1000燃料組件子通道分析［J］．核動力工程，2013，34（01）：40-44．

［9］劉亮，周濤，陳杰，等．超臨界水堆典型事故分析 ［J］．核動力工程，2016，02：151-155．

［10］顧軍楊、陳連發．先進沸水堆核電廠 ［M］．中國電力出版社，2007．

［11］夏榜樣，楊平，王連杰，等．超臨界水冷堆CSR1000堆芯初步概念設計 ［J］．核動力工程，2013，34（1）：9-14．

［12］李翔，李慶，夏榜樣，等．中國超臨界水冷堆CSR1000總體設計研究 ［J］．核動力工程，2013，34（01）：5-8．

［13］隋海明，單建強，黃學孔，等．超臨界水冷堆專設安全系統設計方案 ［J］．核動力工程，2013（1）：71-74．

［14］陳杰，周濤，劉亮，等．AP1000機組小破口失水事故模擬分析 ［J］．華電技術，2016（1）：68-71+75+79．

［15］張宏亮，羅英，李翔，等．CSR1000結構總體設計方案［J］．核動力工程，2013（1）：52-56．

［16］李臻洋，周濤，孫燦輝．超臨界水冷堆堆芯簡化模型流量分配研究 ［J］．核動力工程，2011（1）：52-57．

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

中核核反應堆系統設計技術重點實驗室課題，項目編號2014BH0041；中央高?；究蒲袠I務專項資金項目，項目編號2014BJ0086

陳 杰 （1991—），男，湖南衡陽人，研究生，華北電力大學核科學與工程學院，研究方向為核熱工水力與安全

?通訊作者：周 濤，E-mail：zhoutao＠ncepu．edu．cn