小型模塊化核反應堆技術安全性研究

丁錫嘉　周濤　張家磊　朱亮宇

摘? 要：小型先進模塊化反應堆（SMR）是當今核能技術發展的熱點領域。以國際主要核大國業已成熟的小堆技術和中核集團的“玲瓏一號”為例，從安全法規要求、技術安全目標等方面分析，證明小堆擁有嚴格的安全法規，高于三代核電標準的技術安全目標，與不斷加強防人因失誤管理工作，顯示小堆技術是安全的。

關鍵詞：小堆;核安全;技術安全性

中圖分類號：TL351 文獻標志碼：A 文章編號：2095-2945（2019）34-0019-03

Abstract： Small modular reactor （SMR） is a hot field in the development of nuclear energy technology. Taking the mature small reactor technology of the major international nuclear powers and the "Linglong No. 1" of the China Nuclear Group as an example， it is proved that the small reactor has strict safety regulations from the aspects of safety regulations， technical safety objectives， and so on. The technical safety objectives above the third generation nuclear power standards and the continuous strengthening of human error management show that small reactor technology is safe.

Keywords： small reactor; nuclear safety; technical safety

迄今為止，核能作為一種安全、清潔、高效的能源，在世界能源結構版圖上，占據著重要的地位。但由于日本福島核事故與西方部分發達國家無核化思潮的影響下，大型商業化反應堆存在建造周期長，建設成本高等問題，社會輿論對涉核大型項目投資持質疑與抵觸的態度，使部分重要核設施核項目處于無法落地的狀態。而小型核反應堆就成為了核能技術發展的一種新的途徑。小堆，是“小型先進模塊化多用途反應堆”的簡稱。根據國際原子能機構（IAEA）的定義： 300MWe以下的核反應堆成為小型核反應堆（以下簡稱“小堆”）。近年來，小堆以其獨特的分布式能源特征，在一些電力市場基本飽和與電力需求微增長的發達國家，和資金實力有限，電網容量較小，難以容納大型核電機組的發展中國家引起了相當廣泛的關注。同時，隨著核能及相關技術的不斷成熟，小堆也被考慮用于滿足一些特殊領域的能源供給。

1 國內外小堆類型與發展現狀

1.1 小堆類型

目前世界各國研發的小堆中，大都具有三代以上安全特性，又以壓水堆與氣冷堆最為成熟，是研發設計的主力堆型。

世界上主要國家已研發的以上四種小堆參數如表1所示。

1.2 總體發展

上世紀80年代后，國際上掀起了小堆開發的熱潮。根據反應堆中子慢化劑的不同，可主要分為重水堆、輕水堆，液態金屬堆與熔鹽堆。1985年，IAEA啟動了先進中小型反應堆研究項目。1991年，發布了第一份小堆研究報告。2004年，啟動小堆開發計劃，成立了革新性核反應堆協作研究項目，成員總數至今以達到30個。在過去的三十多年，IAEA始終努力推動小堆技術的研發，認為先進小堆技術是未來核能發展的方向之一，具有很好的應用前景。

1.3 美國

美國目前由能源部（DOE）通過政府資助項目支持小堆的研發，美國核管會（NRC）著手制定小堆設計的審查大綱與解決政策性問題。美國認為開發小堆有復興核能產業，保持核能技術領先地位，復興裝備制造業，發展低碳能源等多重原因。日前，美國巴威公司于2012年開始進行mPower小堆研發，NuScale電力公司于2014年改進設計了NuScale小堆。

1.4 俄羅斯

俄羅斯是最早開展小堆應用的國家。2006年，俄羅斯聯邦原子能機構（現為俄羅斯國家原子能集團公司Rosatom）確定發展KLT與VBER兩種小堆堆型，尤其以KLT-40S的發展最為迅速。根據規劃，俄羅斯還將建設一批浮動式核電站，為大型工業項目，港口城市，海上油氣平臺提供能源。

1.5 中國

自本世紀以來，國內涉核企業進一步加快小堆技術研發的步伐。利用小堆功率小、模塊化、固有安全性高的特征，將其進行組合可適應電網供電、城市供暖、工業工藝供熱、海水淡化、海洋資源開發等需求方面做出了一系列卓有成效的工作，研發出ACP100、燕龍泳池供熱堆多種小堆，處于國際先進的水平。

2 國外小堆安全性分析

2.1 美國

mPower小堆采用一體化設計，單堆功率180MWe，堆芯采用69盒截短型17×17燃料組件，活性區高度2.413m，換料周期48個月，反應堆頂部布置有8臺主泵和1臺內置式穩壓器?？刂瓢趄寗訖C構完全浸沒在一回路中從而避免控制棒彈棒事故，堆芯采用無可溶硼設計，利用控制棒進行反應性控制，采用非能動安全系統實現事故后的衰變熱導出。

NuScale小堆單堆功率45MWe，堆芯采用富集度小于4.95%的17×17燃料組件，活性區高度2m，換料周期24個月。NuScale小堆設計有足夠強的自然循環能力，不需要配備主泵，設計大為簡化。同時采用緊貼式安全殼，體量小，可以現場組裝，大大縮短建設周期。堆芯熔毀頻率為10-8量級，安全性能出眾。

2.2 俄羅斯

KLT系列小堆為緊湊式模塊化小堆，單堆功率150MWt，可以產生35MWe電力用于供電和供應蒸汽進行海水淡化?？梢酝ㄟ^駁船方式向沒有集中供電的邊遠地區居民供電供熱，也可通過海水淡化系統向干旱地區供電供水。

KLT-40S堆芯布置121組六角形燃料組件，組件總廠1670mm，包殼為E635鋯合金。在事故狀態下，可通過非能動安全系統達到應急停堆冷卻、堆芯應急冷卻、堆腔淹沒、安全殼應急降壓等功能。增加了防護圍板作為一道安全屏障，能及時監測和排除可能泄漏的易揮發氣體，徹底消除了超設計基準事故的應急撤離問題。換料周期為3-4年，具備船上換料能力并設置有乏燃料貯存設施。

3 我國自主小堆安全性分析（以“玲瓏一號”為例）

3.1 “玲瓏一號”采用的安全法規體系

“玲瓏一號”嚴格按照中華人民共和國國家原子能法、放射性污染防治法，生態環境部、國家核安全局頒布的HAF001、HAF002、HAF501等法律法規，從安全系統、輻射防護、機械設備幾方面制定了詳細周密的核安全標準體系。

（1）安全系統和輔助系統的設計不再提及具體的設計標準，轉而援引比較宏觀的概括的核安全法規。在必要的時候，可以針對個別系統出版系統設計準則。

（2）輻射防護遵循國內最新的GB和NB標準，包括GB 6249-2011《核動力廠環境輻射防護規定》，GB/T 13976-2008《壓水堆核電廠運行工況下的放射性源項》，GB 14587-2011《核電廠放射性液態流出物排放技術要求》，GB 18871-2002《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》等。

（3）機械設備設計中，核級機械設備可采用根據RCC-M相應部分轉化而來的GB和NB標準進行設計、制造和檢驗。非核級機械設備采用相應的工業標準。

3.2 “玲瓏一號”安全設計原則

“玲瓏一號”安全設計緊緊圍繞核電廠三大基本安全功能（反應性控制、余熱排出、放射性包容），進行了以下六方面安全設計：

（1）滿足“縱深防御”設計要求，設置嚴重事故應對措施。

（2）極限安全地震動SL-2按照0.3g進行設計。

（3）主要設備，如OTSG、主泵、燃料、控制棒驅動機構采用經驗證的成熟技術。

（4）采用非能動的安全設施。

（5）設置嚴重事故預防與緩解措施、CDF（堆芯熔毀頻率）和LERF（大規模放射性物質釋放概率）滿足三代指標要求。

（6）R廠房全埋布置、常規島下沉、設置APC殼提高抵御廠址外部事件的能力。

3.3 “玲瓏一號”技術安全特性

“玲瓏一號”憑借以下六方面的技術設計，全面達到三代核電技術安全目標。

（1）反應堆使用一體化設計，大大減少了主回路管道數量，簡化了反應堆冷卻劑系統結構，消除了大LOCA事故，提高了反應堆固有安全特性。

（2）具備了非能動安全系統（PXS、PRS、PCS、RDP），包括非能動堆芯冷卻系統（CMT、ACC、IRWST），非能動余熱排出系統與非能動安全殼熱量導出系統。

（3）燃料組件選擇57組截短型CF2燃料組件，換料周期長達24個月，平均可利用率大于90%。

（4）非能動氫氣復合系統與PXS堆腔注水冷卻能夠預防和緩解嚴重事故。

（5）核島布置采用雙堆雙機、R廠房全埋、APC殼作為雙堆核島廠房構筑物、常規島廠房整體下沉的方案，可以有效地抵擋外部環境事件對于核島廠房的影響。

（6）使用了膜法反滲透海水淡化技術。

3.4 “玲瓏一號”人因安全分析

作為“玲瓏一號”的研發單位中核集團，早在2009年初成立了人因管理推進工作組，借鑒國內外人因管理理論、理念和實踐，結合公司自身實際，已經形成了覆蓋人因管理理論、培訓教材、技術導則、視頻輔助學習等完整的人因管理體系，為小堆防人因失誤提供堅強支撐。

3.5 “玲瓏一號”總體安全性評價

根據上述安全法規標準、安全設計原則研發的“玲瓏一號”，其設計安全目標如表2所示。

從表2可以看出，“玲瓏一號”能夠滿足我國現行核安全法規及導則的要求。設計中充分應用縱深防御原則和可靠性設計原則，采取多重安全屏障和專設安全設施，使堆芯損壞頻率和早期放射性物質大量釋放頻率遠低于相關安全規定，其安全水平達到三代核能系統的指標要求。同時，吸收福島核電站事故的經驗反饋，考慮應對類似事故的相關改進和措施，具備完善的嚴重事故預防和緩解措施，進一步提高核電廠的安全性和運行可靠性，并能夠滿足國家核安全局頒發的《“十二五”期間新建核電廠安全要求》。

4 結束語

結合國內外實際，重點以ACP100“玲瓏一號”為例，分析了小堆技術的在法律法規、技術目標等方面的安全性。

（1）以美、俄等國設計的mPower，NuScale，KLT-40S等小堆在EDF、LRF等指標均達到三代核電技術標準，緊湊模塊化設計又減少了反應堆一回路設備數量，甚至能消除超設計基準事故（BDBA）的發生可能性。

（2）我國自主研發的“玲瓏一號”ACP100模塊化小堆采用“固有安全加非能動安全”的安全設計理念，強化前端事故預防，追求源頭事件安全。

（3）“玲瓏一號”ACP100模塊化小堆通過設計消除許多傳統的設計基準事件和假想事故，從設計上可實現不需要廠外應急，實際消除放射性物質大量釋放的可能。

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