国内外部分小型压水堆安全特性比较分析
VVER—91型水水动力堆：一种更为安全和经济和压水堆
VVER—91型水水动力堆：一种更为安全和经济和压水堆I/吾R一/水求饰,/{,2000年国外核动力一,),,)VVER一91型水水动力堆丁lj一种更为安全和经济的压水堆近年来,英刊(国际核工程'多次载丈介绍俄箩斯和芽兰在VVER—1000的基础上告怍开发VVER一91型水水动力堆,并详细地分析和比较丁这种堆型的安全性和经薪性,对我们了解江苏田湾连云港核电站有一定的帮助.现摘要编译.供读者参考.1997年12月,俄罗斯在北京签订了向中国提供2台价值30亿美元的VvER一9l 型水水动力堆核电机组的合同.合同的一方是俄罗斯原子能出口公司和对外原子能公司;另一方则是中国连云港核电公司.有关设计合同早在1997年6月已经签定.VVER一91核电机组将建在江苏省连云港市,位于上海以北250kmo该核电机组原计划建在辽宁某地,后因投资问题,于1996年决定改建在现址江苏省连云港.1VVER一91的设计vvER一9l项目旨在开发一种比原先的VVER一1000更为安全,更为经济的压水堆.实际上,VVER一91是VVER一1000的一种改良堆型.早在1997年.俄罗斯和芬兰就开始合作进行概念设计,这一年正是芬兰洛维萨1 号机组投入运行,而且芬兰国家电力局(IVO)经营的VVER一440核电站获得极大成功1980年,VVER一1000投入运行.同类的核电机组还有l7座.目前正在运行中. 1990年,俄罗斯与棼兰正式签订协议,合作开发VVER一91.VVER一91设计吸取了许多改进经验,而且符合现行的法规和标准,已达到现代化的需求.VVER一91的主设计单位是圣彼得堡原子能工程研究设计院.反应堆和一回路的主设计单位是"水压机"设计总院.同时,芬兰IVO动力工程公司与原子能出口公司签约充当顾问.2VVER一91的基本参数(1)反应堆热功率(Mwt)3000一回路压力(MPa)l57冷却水平均温度:反应堆出口(℃)3217反应堆入口(℃)2928氩,期,l,第,,燃料装载量铀量(t)75平均燃耗比(Mw?d-kg.'U)43第一次装料燃料平均富集度(wt%)2.57再装载燃料平均富集度(wt%)4.0环路数:4蒸汽发生器类型:卧式(2)汽轮机ll℃的冷却水容量(Mw)1070速度(rpm)3000汽缸效(高压+低压)l+4压力(MPa)6.O8温度(℃)276.4干度系数0.995蒸汽消耗量(kg?s)1630.2n℃冷却水的冷凝压力(kPa)3.28核电站主设备的设计寿命为40年.核电站旨在基本负荷条件下发电,而在设计上,主要设备可按周及在接下来的24h 周期负荷下供电.目前正在研制满足上述要求的核燃料.所设计的反应堆在正常功率情况下,可有效满功率运行7000小时/年.而堆芯设计,允许循环期提高至7900有效满功率小时/年(第一次换料除外).一回路管道直径为850mm.3安全性和经济性鉴于切尔诺贝利历史经验的教训.俄,芬在开发VVER一91中坚持"安全工程高于一切"的原则.VVER一9l设计的前提是尽可能最大限度地去满足原苏联安全文件中规定的各项标准.此外,对前苏联和芬兰的安全标准进行比较,把两种标准中最严格的部分作为新设计的基准.设计中也吸收了国际原子能机构的建议.选用安全列(即响应的容量和速率),目的是保证在设计中设想的任一韧始事件情况下的核辐射安全.特别强调各安全列之间的实体分隔要相当好.此外,安全系统列沿其整个长度上还设有相互隔离的实体防火边界.安全特点包括有:(1)反应堆厂房具有双层安全壳;(2)安全系统有4个完全独立的安全列;(3)安全系统列的功能和实体分开;(4)处理一,二回路泄漏的预防措施;(5)破前泄漏的处理,避免管道突然破裂;(6)把严重事故的管理纳入到电站设计中.9VVER一91.相对于标准的VVER一88还作了多项重要改进.在VVER一88设计中,在反应堆重大事故情况下,使用的主要设备设置在反应堆下面;在VVER一91设计中却搬出分开布置.并加了更可靠的保护装置;为减轻消防工作的负担,汽轮机设备也搬至另一闻厂房.在VVER91设计中,使反应堆的重心尽可能地低,以增强抗震能力.设计还特别关注经济性.VVER一91的投资费用比标准的VVER88要低约20%;建筑物的总量从100万减至60万;VVER一88使用大约17万混凝土和4万t钢材,而VVER一91仅需I1万II13混凝土和1.8万t钢材.由于施工量相对小,所以减少了基本建设费用,缩短了建设周期据芬兰IVO电力局估计.与建设VVER一88耗时7年多相比,VVER一91不到6年就可建成. 4双重安全壳电站有一个双重安全壳.在内外安全壳之间维持有不大的真空.抽出的空气通过过滤器进入排汽管.主安全壳由顶应力混凝土制成,其内表面衬有钢板安全亮呈球形,有一层基础平板和一个半球形顶盖.安全壳内径为44m,内安全壳的设计泄漏率预定在24h试验期内,不超过总气量的02%.辅助安全壳由混凝土制成,在辅助安全壳之间有一个1.8m的空隙.主安全壳的设计压力为0.55MPa,设计温度为155"C安全亮内备有冷却水池,可满足10年以上的乏燃料贮存量.还备有一个大的设备舱口,足以来回运输蒸汽发生器及燃料;还有运行期间进入安全壳的通遘.5严重事故殛外来危险的预防在设计中考虑严重事故.其中包括堆芯熔化事故,在堆芯熔化事故的情况下,仍能保持安全壳的完整性.同时采取下列措施,可减轻严重事故的后果.(1)在基础平板底下直接打有硬质岩石基础,在基础平板下不设置用房;(2)在安全壳钢衬里上面有3m厚的混凝土层,作为防止熔渣引起腐蚀的一项措施;(3)有些设备安装在反应堆烟囱内,有助于防止熔渣落入烟囱而引起的蒸汽爆炸;(4)安全壳的设计压力比常规分析推导出的最大值大30%;(5)对压力干扰和安全壳底部事故排放,采取了相应的预防措施.外部危险:所设计的电站经得起飞机的坠毁.设计计算中考虑了小飞机的碰撞,对大型飞机,只需修正一下数据,也可以处理.所设计的电站也能经得起最大水平加速度为0.1g/lt~平面的地震.10(下转第25页)5结论COPERNIC是法马通开发的新一代燃料棒性能程序.它现代程序设计思想为基础,可以提供多种模拟,并易于将来的开发和维护.采用当今最先进的模型可精确地进行zr一4和M5包壳的稳态和瞬态高燃耗预测.COPERNIC程序已被提交给几个安全当局进行分析.COPERNIC程序正被用于确保安全可靠的先进燃料棒的设计中.以适应更多的反应堆运行工况和高燃耗燃料循环.参考文献喀李结译自"FRAMTOMENuckarNEWSLETTER"No.55(1999)于傻崇校(上接第lO页)6合作伙伴1998年2月,芬兰IVO动力工程公司与俄罗斯原子能出口公司和对外原子能公司在莫斯科签订了一项合同,芬兰动力工程公司参加中国连云港VVER一91工程的建设,主要负责厂房的平面布置.其中包括核板应堆厂房,修订早先的计划,编制厂房到地面的详细结构图.全部工作应于1998年内完成,VVER一91也是印度核电市场上的竞争对手,印度和俄罗斯之间还在进行讨论; 从长远观点来看,如果芬兰建造第五座核电站计划重新启动的话,芬兰的国内市场甚至也可能成为其选择对象.吕寿炎廖胜利编译自(NuclearEngineeringInternationa1)1998年第3期。
压水堆与快堆固有安全性分析与比较
快堆固有安全性——非能动安全性
热容量大： 池式堆的堆池内有大量钠，因此有很大的热容量； 钠的导热率又大，所以堆芯有很大的热惰性，对 瞬变有很强的适应能力。即使在二次冷却系统不 工作的失热阱事故工况下，反应堆停堆后，钠的 流动性好，容易形成自然对流，可以以非能动的 方法导出余热。冷却剂温度上升速率也相当缓慢， 一般为30℃/min.在温度上升到使燃料破损前 （800~1000℃），有足够时间投入二次冷却系 统或是应急冷却系统。提高了余热导出的安全性。
快堆固有安全性——自然安全性
快堆的固有安全性设计体现在事故下的自停堆能力和余热 排出能力（一般以液态金属钠作为冷却剂） 负的功率反应性系数： 依靠多普勒效应、钠密度效应、燃料膨胀、芯部膨胀及变 形以及控制棒的伸长等反馈，足以保证快堆具有足够大的 负功率反应性系数。控制棒及其驱动机构的设计限制了反 应性引入速率不超过允许值。当控制棒机构发生故障导致 意外连续抽出时，功率的增长可由相互独立的探测方法 （如中子注量率，冷却剂出口温度等）给出信号使安全棒 落入堆芯而停堆。即使所有探测系统和保护系统都失效时， 功率也不会按其初始值指数增长。
快堆固有安全性——后备安全性
1.反应堆安全的中心问题是确保放射性物质 能可靠地保持在一定范围内，不要无控制 地释放到周围环境中去。与压水堆类似， 在快堆中，放射性材料（燃料、裂变产物 和放射性活化产物）和周围环境之间一般 设有三道安全屏障，即燃料包壳、一回路 边界（池式堆的容器、回路式堆的容器、 泵、中间热交换器和管道）和安全壳。
？
固有安全性被定义为：当反应堆出现异常工 况时，不依靠人为操作或外部设备的强制 性干预，只是由堆的自然安全性和非能动 的安全性，控制反应性或移出堆芯热量， 使反应推趋于正常运行和安全停闭。具备 有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然 的安全性．非能动的安全性和后备反应性 的反应堆体系被称为固有安全堆。
小型压水堆堆芯设计及物理特性分析
Science &Technology Vision科技视界0引言、,、。
,、、,,[1,2]。
、。
1948S1W [3],70、。
,,,,2019,[4]。
,。
,,,。
,,,。
1堆芯初步方案与计算结果分析1.1堆芯初步方案,,。
,1,,。
表1不同堆型方案关键参数比较小型压水堆堆芯设计及物理特性分析方华伟1*宁可为2尹莎莎1韩冰1曾涛1(1.中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610213;2.哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨150001)【摘要】为满足未来反应堆模块化、小型化设计要求,以现有小型压水堆方案为基础,提出小型模块化压水反应堆堆芯布置初步设计方案。
并使用堆芯物理计算程序,利用蒙特卡洛方法对该方案进行堆芯物理计算与分析,给出几种典型工况下的堆芯反应性以及中子分布特征。
计算结果表明,该设计方案可满足反应堆的安全性要求,能实现紧急停堆,并可保证在发生弹棒、掉棒等事故条件下维持反应堆安全。
【关键词】小型模块化反应堆;燃料组件;中子通量分布;物理特性;核安全中图分类号:TL327文献标识码:ADOI:10.19694/ki.issn2095-2457.2021.17.23【Abstract 】In order to meet the requirements of the modular and miniaturized reactor design in the future,apreliminary core design of a small modular PWR is proposed based on the present small modular reactor plans.The Monte Carlo method is used to calculate and analyze the core physics characteristics of the scheme.The core reactivity and neutron distribution characteristics under several typical conditions are studied.The calculation resultsreveal that the design scheme can satisfy the safety requirements of the reactor,achieve the emergency shutdown of the reactor,and ensure the subcritical status of the reactor under the design basis accident conditions.【Key words 】Small modular reactor;Neutron distribution characteristic;Physical characteristics;Nuclear safety*通信作者:方华伟(1987.4—),男,汉族,河南林州人,西安交通大学核科学与技术专业博士毕业,职称工程师,研究方向:反应堆系统设计。
我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较..
我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较一、中国核电站和日本福岛第一核电厂在安全设计方面的区别1.日本福岛核电站背景资料1.1 日本核电站的堆型及其分布1.2 福岛核电站日本福岛县的核电站有福岛第一核电站和福岛第二核电站，它们都由东京电力公司负责运营。
福岛核电站是目前世界上最大的核电站，位于日本福岛工业区，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。
其中福岛一站1号机组于1971年 3月投入商业运行，二站1号机组于1982年4月投入商业运行。
福岛第一核电站福岛第二核电站1.3 福岛核电站其他信息2011年2月7日，东京电力公司和福岛第一原子力发电所刚刚完成了一份对于福岛一站一号机组的分析报告，指出这一机组已经服役40年，出现了一系列老化的迹象，包括原子炉压力容器的中性子脆化，压力抑制室出现腐蚀，热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀，并为其制定了长期保守运行的方案。
福岛核电站1号机组已经满了40年的使用寿命，该机组原本计划延寿20年，到2031年退役。
2、沸水堆与压水堆的差异2.1沸水堆简介沸水堆核电站属于轻水堆堆型中的一种，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
根据国际核电协会统计，全球正在运行的反应堆一共有426个。
其中轻压水堆258座占比约为61%，重压水堆约为41座占比10%，沸水堆为92座占比约为22%。
沸水堆比例相对较小；从建设期来看，压水堆在80年代后被选用作实施的数量远超过沸水堆技术，体现了其更高的安全性能。
中国目前建成和在建的所有核电站均使用压水堆技术。
从技术上来看，中国发生此类核泄漏事故的风险较小；同时核电技术正在不断升级：核电技术已经经历了一代到二代再到改善型二代的过程。
对安全性的诉求成为了推动核电技术不断发展的重要动力。
压水堆安全性分析
压水堆安全性分析压水反应堆(Pressurized Water Reactor ,缩写为PWR )是美国贝蒂斯原子能实鲨室( Bettis Atomic Power Laboratory )开发成功的一种轻水核反应堆世界上多数核电厂釆用压水堆，是由于:1 •压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小二技术十分成熟。
2压水堆采用低富集度铀作燃料，铀的浓缩技术已经过关。
堆核电厂肴放射性的一回路系统与二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便，需要处理的放射性废气、废水、废物量较少。
新机组采用的先进反应堆技术:>EPR >AP1000EPR （欧洲压水堆）EPR是20世纪90年代初由法马通公司和西门子公司成立的合资企业开发的。
在开发过程中 ,所追求的目标不仅要考虑各种技术解决方法的协调一致，还要考虑充分吸取2家供应商先前建造的核电厂的所有经验反馈。
就安全性而言,EPR根据法马通和西门子当时已经建造的9 6座反应堆的经验反馈,采取改进的方法。
这种设计原则，使AREVA （阿海王去）的EPR 成为继现役最先进的法国N4和德国Konvoi反血璀2启葩最新一柏良应锥。
降低堆芯熔化概率的设计选择(1)从设计阶段就开始考虑扩展运行条件的范围(2 )针对有关设备和系统采取的设计选项(3)从设计上进一步提高操纵员操作的可靠性1 •从设计阶段就开始考虑扩展运行条件的范围根据概率安全评估,强调应重视停堆状态。
E P R首次在确定反应堆防护与保护系统的规模时对这些特殊状态做了系统考虑。
尽管E P R安全分析法主要是以纵深防御概念（确定论方法的一部分）为基础”但它还采用了概率分析方法作为补充。
这使得人们能够确定可能产生堆芯熔化或大规模早期释放的輩故白勺序列。
最后,安全系统和土建的设计也充分考虑最大程度降低外部灾害的风险，例如地震、水灾、火灾、甚至飞机撞击。
为此,安全系统的机械和电气设备在设计中采用四重冗余并2•针对有关设备和系统采取的设计选项反应堆冷却剂系统的设计,采用锻造管道及部件, 使用高性能材料,结合采取早期泄漏检测，并加强在役检查,实质性地根除了任何大破口事故的风险同上几代反应堆相比z EPR的安全系统采用实体隔离，使安全系统得到简化，冗余和多样性得到优化。
两种压水堆一回路除氢氧化对比分析
两种压水堆一回路除氢氧化对比分析摘要：在机组换料大修前，需对一回路进行除氢-氧化运行，除去溶解在一回路冷却剂中的放射性物资、裂变产物和附着在设备、管道内壁的腐蚀活化产物，以减少机组大修期间人员的集体剂量。
通过对比国内两种压水堆设计，参考某核电首次换大修除氢-氧化运行情况，发现本厂除氢方式在设计上存在效率较低的问题。
除氢效率低将制约大修进度，降低机组经济效益。
本文对该问题进行了分析，并提出了相应的改进方案，为提高一回路除氢氧化效率提供了设计优化的方向。
关键词：压水堆，除氢，氧化。
1.引言在停堆过程中，一回路冷却剂经过净化和除气可降低溶解于其中的放射性物质、裂变产物（惰性气体和碘）的含量，但净化和除气对降低沉积在一回路主、辅助系统管道设备内壁面的腐蚀活化产物的作用较小，而这些腐蚀活化产物是大修期间剂量的主要来源。
氧化运行前期，在建立水实体前后，需通过机械除氢和化学除氢逐步降低一回路的溶解氢含量，以防止氧化运行加入过氧化氢时发生氢爆。
本厂目前的设计只能通过稳压器汽腔排气和闭式循环除气进行一回路除氢，存在着明显的除氢能力不足问题。
氧化运行阶段，根据一回路冷却剂中腐蚀活化产物的溶解度随温度变化的特点，在冷停堆至80℃左右时注入氧化剂过氧化氢（此时溶解度最大），建立酸性氧化环境，使冷却剂中和设备内壁上的腐蚀活化产物快速溶解，又可在设备内壁金属基体表面形成致密的氧化膜，在很短时间内阻止了活化腐蚀产物的进一步溶解和剥落，此时加大CVS下泄流量，对主冷却剂进行充分的净化和过滤，减少腐蚀活化产物在系统内表面的沉积，降低设备管道的辐射水平，达到有效降低大修人员剂量水平的目的。
1.正文1.本厂除氢-氧化设计除氢-氧化运行主要分为三个阶段，如下：第一阶段，机械除氢。
机械除氢分为闭式循环除气和稳压器汽腔排气两种方式。
前者则是将含氢一回路冷却剂通过CVS下泄排至WLS脱气塔脱去放射性裂变气体和氢气，冷却剂返回一回路，脱去的气体同样排至WGS进行处理后排大气；后者是在稳压器有汽腔运行时，通过稳压器顶部ADS管线排气阀将含氢气体排向RCDT，再通过RCDT排气管线排至WGS，最后经过WGS延迟床处理后排至大气。
基于模糊层次综合评估的某小型压水堆压力安全系统可靠性评估
工程技术科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald97压力安全系统作为核动力一回路的重要辅助系统，其主要功能是对反应堆冷却剂系统因温度或容积变化产生的压力波动进行控制和保护，其可靠性对确保反应堆的安全运行具有至关重要的作用[1]。
随着工作时间的不断增长，系统的设备、部件、管路由于腐蚀、应力、疲劳等原因，技术状态呈下降趋势，系统的使用可靠性随之下降。
因此，必须能够准确评估系统在指定时刻的可靠性，为其运行管理和维修决策提供依据。
核动力一回路压力安全系统由电加热器、电磁阀、电动闸阀等多种不同类型设备或部件组成，各部件和设备的老化机理和性能退化速度不同[2]；由于某些核动力装置监测可达性和子样小的限制，定量评估各设备或部件的性能退化程度难度较大。
模糊层次综合评估方法是在已知信息不充分的前提下，评判具有模糊因素的系统可靠性或技术状态方面具有较强的适用性[3]。
该文基于压力安全系统的构成特性，采用模糊层次综合评估方法，在合理假设基础上开展了对某核动力一回路压力安全系统的可靠性评估。
1 评估对象及初始条件1.1 压力安全系统流程与组成某核动力一回路的压力安全系统如图1所示，由1台稳压器、喷淋管线（1台喷雾电磁阀）、蒸汽释放管线（1台蒸汽释放阀）、安全泄压管线（两台安全阀及其它阀门）、相应管道和测量仪表等组成，系统的设备及管道全部布置在反应堆舱内。
稳压器是系统核心设备，主要由电加热器，喷雾装置，封头，波动管等组成。
根据系统要求，电加热器分为稳态运行组、启动调节组和备用组。
喷雾控制阀门和蒸汽释放阀为全密封电磁截至阀，稳压器循环阀为全密封电动闸阀，这些阀门可在联合控制台上远距离手动操作，也可以根据压力信号自动启闭。
安全阀是无泄漏先导式安全阀[4]。
1.2 初始条件某工作多年的核动力一回路装置，在某次投入运行之前，进行了例行的设备保养和装置技术状态普查。
经检查，发现压力安全系统的波动管、电动闸阀、电加热器等设备或部件均有一定程度的老化现象。
压水堆与快堆固有安全性分析与比较
压水堆的热工水 力特性在设计中 充分考虑了各种 可能的运行条件 和事故情况，以 确保在任何情况 下都能保持冷却 剂的流动和热量
传递。
结构特性
压水堆由压力壳和堆芯组成，压力壳承受反应堆冷却剂的压力，堆芯则包含核燃料组件。
压水堆采用自然循环方式，冷却剂通过堆芯加热后，在压力壳内循环流动，将热量传递给 蒸汽发生器。
有安全性。
比较：压水堆与 快堆在结构上存 在较大差异，但 都具有较高的固 有安全性。快堆 的固有安全性更 高，但相应的技 术难度和成本也
更高。
结论：在选择压 水堆与快堆时， 应根据具体需求 和条件进行综合 考虑，以实现更 好的核能利用效
果。
事故预防与缓解措施的比较
压水堆：采用多重安 全屏障，包括压力壳、 燃料元件包壳和冷却 剂等，以防止放射性 物质泄漏。
事故预防与缓解措施
快堆采用多重 保护系统，确 保反应堆在异 常情况下安全
停堆
快堆设置有专 用的安全设施， 如安全壳、非 能动冷却系统 等，能够在事 故中降低对环
境的危害
快堆采用可靠 的实体屏障和 多重安全系统， 有效防止事故
发生
快堆的安全设 计充分考虑了 各种可能的运 行情况和事故 场景，能够快 速响应并采取 有效措施缓解
安全性：压水堆在固有安全性 方面表现更优
经济性：快堆具有更高的能效 和经济性
技术成熟度：压水堆技术更成 熟，快堆技术尚在发展阶段
资源利用：快堆更适合利用低 品位燃料，提高资源利用率
THANK YOU
汇报人：
事故案例分析： 对历史上的核事 故案例进行分析， 总结经验教训， 提高安全意识。
国际核安全标准： 遵循国际原子能 机构等国际组织 制定的核安全标 准，确保核设施 的安全性。
先进小型压水堆的发展现状及展望
先进小型压水堆的发展现状及展望摘要：根据国际原子能机构的定义，小型反应堆是发电功率300MW一下的核反应堆，在具体类型上，可以分为压水堆、熔盐反应堆等。
小型反应堆一般具有体积小、模块化的特点，具备固有安全性，且一般换料周期长，具有成本优势。
除可以用来发电以外，还可以用于工业供热供汽、海水淡化、城市供热供暖、高温制氢等多领域用途。
国际上许多国家都将小型反应堆作为其未来核能的重点发展方向。
本文首先对先进小型压水堆的优势进行分析介绍，随后系统梳理了目前全球若干小型反应堆的特点，详细介绍了美国的NUSCALE反应堆、俄罗斯KLT-40S反应堆、阿根廷的CAREM反应堆等，对其技术特点、用途等进行了详细的分析，并提出先进小型压水堆的发展展望。
关键词：小型反应堆；技术特点；发展展望0引言根据国际原子能机构的定义，小型反应堆是发电功率300MW以下的核反应堆，在具体类型上，可以分为压水堆、气冷堆、熔盐反应堆等。
小型反应堆的开发已经有几十年的历史，全球核工业已建造了数百座小型动力堆用作海军舰艇动力装置或中子源，许多国家在小型反应堆的研发、设计、建设和应用领域积累了大量的工程技术经验。
其中，发展最快、技术最成熟、影响力最大的是小型压水堆，也是本文讨论的重点。
1先进小型压水堆的特点和优势相比于大型反应堆核电厂存在建造周期长、建设成本高以及选址要求高等问题，先进小型压水堆在安全性、经济性和灵活性上有很大的提高。
先进小型反应堆大量采用设计安全的概念，通过设计的优化从根本上消除或者尽可能的降低对反应堆构成威胁的事故工况。
普遍采用一体化主回路压力容器结构，取消了主回路各主管道，从根本上消除了由于一回路主管道破裂造成的大坡口失水事故；大量采用非能动安全系统，通过多种循环系统，转移堆芯余热，有效降低了失水事故后堆芯温度升高和堆芯裸露的可能性，不需要人工干预，极大地提高了安全性[2]。
先进小型反应堆一般采用一体化设计、模块化安装，具有更大的设计简单性，并具备批量生产的能力。
世界先进小型压水堆发展状况
Nuclear Power EngineeringO c t . 20 122 012 年10 月文章编号：0258-0926(2012)05-0136-04世界先进小型压水堆发展状况陈培培 1，周 赟21. 国家核电技术公司，北京，100029；2. 哈佛大学，波士顿，美国，02138摘要：先进小型压水堆是优化核电厂安全性、经济性和灵活性的结果，主要面对非主干网电力系统，可以比较经济和高效地替代中小型火电机组。
本文讨论了小型压水堆的概念、优势、发展历史及目前的发展状 况，并重点介绍美国两种主要小型压水堆的设计理念，意在为国内核能行业人士提供及时的核电科技信息， 并推动我国在先进小型压水堆科研项目上的进一步探讨。
关键词：小型反应堆；先进压水堆；模块化反应堆中图分类号：TL4文献标志码：A（APWR 和 ABWR ）为代表的一方，推行大型化设计，通过提高输出功率来获取更大的规模效益， 在核电厂安全性方面，以增加系统冗余度为主要 方法。
这种设计的输出功率大（1400 MW 以上）、 规模经济好，但初期投资高、建造周期长、项目 风险大；以美国为代表的另一方（AP600 和 AP1000），更重视核电厂的总体经济性和建造灵 活性，提出了以非能动为核心的安全设计原则， 通过系统简化来达到经济性和安全性的优化。
这 种设计的总投资少、建造周期短、运行成本低， 但由于受到非能动安全设备的限制，现有设计的 输出功率还没有达到法国、日本大型压水堆的水 平，在规模经济上可能存在一些劣势。
2010 年美国能源部（DOE ）提出了先进商用 小型压水堆 10 年发展计划，并全面展开与其相 关的研发工作。
另一方面，新兴工业国家和部分发展中国家， 电力需求因为大规模工业化和生活标准的提高而 迅速增长。
IAEA 在 2007 年的报告中预测，到 2050 年，全球 55%的电力增长需求将来自于发展中国 家[2]。
大多数发展中国家普遍面临基础设施差、 电网设备落后、资金缺乏、技术力量薄弱等问题。
国内外先进核反应堆控制技术与性能比较分析
国内外先进核反应堆控制技术与性能比较分析“能源是经济社会发展的重要基础，也是国家安全和民生保障的基本要素。
”核能作为一种清洁、高效、低碳的能源形式，越来越得到全球关注和重视。
以先进核反应堆作为发展方向，不仅是推动我国能源结构转型升级、提高能源安全、推进新型工业化和信息化深度融合等国家战略的应有之义，也是同世界强国在这一领域竞争脱颖而出的重要技术基础。
本文主要对国内外先进核反应堆控制技术与性能进行比较分析。
一、国内核反应堆控制技术与性能国内拥有研制和运营一系列核反应堆的经验，其中CANDU型、压水堆和高温气冷堆等是国内已建的核反应堆类型。
1. CANDU型核反应堆控制技术与性能CANDU型核反应堆采用重水作为冷却和中子减速剂。
它属于自然循环冷却的热中子反应堆，诞生在加拿大，因此也被称为“加拿大式堆”或“加姆堆”。
CANDU型核反应堆的控制技术最为成熟，通过控制燃料元件的运载机构在反应堆内的移动来实现功率控制。
该堆还具有强大的安全性和避免核废料产生的特点。
目前，中国的首座CANDU型核反应堆是我国自主设计建造的“海阳核电站”中的一座。
此外，在中加核能合作的基础上，中广核多次成功在海外参与设计和建设CANDU型核反应堆，证明了国内核技术水平的不断提高与发展的能力。
2. 压水堆核反应堆控制技术与性能压水堆核反应堆采用轻水做冷却和中子减速剂，是目前世界上主要的商业核电站的核心。
该类型的核反应堆以其结构简单、安全性高、可靠性好、运行成本低等特点而得到广泛应用。
我国自主设计建造的压水堆核电站，作为全球同类工程中功率最大的项目，不仅是中国提升和加强核电发展的重要举措，也是具有重要的国际意义。
在压水堆核反应堆控制技术方面，我国目前采用三个层次的控制系统进行功率控制、稳态控制、保护和应急控制等操作。
其中，第一层次是本地（核）控制系统；第二层次是区域控制系统，负责多个本地（核）控制系统的备份和干预；第三层次则是总控制系统，它可以监控和控制整个核电站。
小型压水堆稳态运行特性及主蒸汽管道破口事故敏感性分析
小型压水堆稳态运行特性及主蒸汽管道破口事故敏感性分析小型压水堆(SmallModularReactor,SMR)具有高安全性、布置灵活等优点,近年来成为了国际核工程界的研究热点之一。
本文介绍了小型堆的发展过程及设计特点,并以某典型设计的SMR为研究对象,结合通用安全分析程序RELAP5进行数值建模分析,研究该反应堆在稳态工况和事故工况下的流动传热特性。
本文研究主要包括两个方面:(1)针对某小型压水堆的设计方案,采用RELAP5程序进行建模,研究稳态运行工况下小堆的流动传热特性、自然循环能力等,并对小堆在不同堆芯功率与不同一回路入口温度稳态运行环境下的各项参数进行敏感性分析;(2)在稳态工况分析的基础上,研究功率400kW小堆的主蒸汽管道出现不同破口面积的瞬态传热特性,并对各项参数进行敏感性分析。
基于RELAP5程序开展的小型堆稳态流动传热研究结果表明,(1)堆芯功率越高,堆芯壁温越高,一回路自然循环流量越大,二回路蒸汽出口温度越高,自然循环能力与堆芯加热功率呈正相关;一回路入口温度越高,堆芯壁温越早达到稳定值,一回路自然循环流量越大,二回路蒸汽出口温度越高。
(2)蒸汽发生器(传热盘管)二次侧工质与一回路流体呈逆向流动布置,堆芯功率越高,越靠近出口,空泡份额越大,蒸汽流量和干度也越大;一回路入口温度越高,越靠近出口,空泡份额越大,蒸汽流量和干度也越大。
(3)在设计参数范围内,堆芯壁温与堆芯外壁流体温度存在较好的匹配,未发现堆芯壁温超过设计限值的现象,证明在当前的设计参数下,堆芯产生的热量能有效传递到一回路流体,并通过自然循环的传递给二次侧产生蒸汽。
在针对主蒸汽管道破口事故的瞬态工况模拟中,研究结果表明主蒸汽管道破口面积越大时,蒸汽发生器压力越小,蒸汽发生器流体温度越小,一回路自然循环因此而降低。
其稳态传热和事故瞬态分析研究结果可进一步支持SMR相关的审评工作。
压水堆安全性分析
1
核反应堆类型
01
压水堆：使用 水作为冷却剂 和慢化剂的反
应堆
04
气冷堆：使用 气体作为冷却 剂和慢化剂的
反应堆
02
沸水堆：使用 水作为冷却剂 和慢化剂的反
应堆
05
快堆：使用快 中子增殖反应
C
辐射防护措施有效，对环境和公众影响小
B
安全系统设计完善，能有效应对各种事故
A
压水堆安全性高，事故概率低
4
技术改进方向
02
改进反应堆冷却 系统的可靠性
01
提高燃料棒包壳 的耐腐蚀性
04
提高反应堆的抗震 性能和抗事故能力
03
优化反应堆控制和 安全系统的设计
安全改进措施
01 增加安全壳设计，提
高抗震能力
蒸汽推动汽 轮机旋转， 从而产生电 力。
产生的废热 通过冷却塔 排放到大气 中。
01
02
03
04
05
主要部件
1
反应堆压力容器： 容纳核燃料和冷 却剂，防止放射
性物质泄漏
3
蒸汽发生器：将 冷却剂的热量转 化为蒸汽，驱动
汽轮机发电
2
控制棒驱动机构： 控制反应堆的功 率和温度，确保
安全运行
4
安全壳：保护反 应堆和周围环境， 防止放射性物质
泄漏
2
安全设计原则
01
02
03
04
冗余设计：多重安 全屏障，确保系统
安全
独立性原则：各系 统相互独立，避免 单一故障影响整体
故障容忍度：设计 容错能力，确保系 统在故障情况下仍
精选压水堆安全性分析
AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
5、建造中大量采用模块化建造技术
AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。
2、简化的非能动设计提高安全性和经济性
AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。
————西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。
AP1000的设计规范： AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。
AP1000主要的设计特点包括：
高能堆芯熔融物与水相互作用的预防：反应堆压力容器的高机械强度足以排除任何反应所造成的损害，即使是压力容器内部高能的堆芯熔融物和冷却剂之间的相互作用。偶发的堆芯熔化事件，情况会随着堆芯熔融物在压力容器外扩展而加重，堆芯熔融物可能与部分安全壳相接触，也就是说反应堆堆坑和堆芯熔融物展开区在正常运行中要保持干燥(无水)。堆芯熔融物在安全壳内部专门区域内展开时，只有当它已经出现部分冷却、表面固化、放射性减少的时候，才可使之与有限的水接触以使其进一步降温。
浅谈压水堆与快堆安全性对比
浅谈压水堆与快堆安全性对比摘要：随着秦山首台30万千万核电机组的并网发电，结束了中国大陆上无民用核电的历史，随后便开启了中国核电的新纪元。
在日本福岛“3.11”事故以前，由于核电的高效、清洁等优点，我国大力发展核电，中国的核电事业飞速发展。
而日本“3.11”事故的发生，给我国核电领域刮来了一阵“冷风”，给全世界敲响了警钟，对核电安全更是空前重视。
在此背景下，本文将针对压水堆（以M310改进型为代表）与快堆（以中国实验快堆为代表）这两种堆型安全性几个方面的比较进行浅论。
关键字：压水堆快堆安全比较中国实验快堆的成功并网发电，标志着我国掌握了第四代钠冷快堆技术。
快堆最主要的优势在于其增值的特点，提高燃料的利用率，而安全性的劣势主要体现在其钠火的问题。
而对于压水堆，由于工作压力约15MPa，属高压，其管道破裂导致LOCA事故而带来的安全问题更为显著。
下文将针对七个方面对比两种堆型的安全性：1 固有安全性1.从结构上来说，快堆采用的池式结构，将堆容器“浸泡”在保护容器，采用的双层壁结构，“内壁”称为主容器，“外壁”称为保护容器，主容器与保护容器间隙内充以氩气，间隙尺寸选择保证万一主容器发生泄漏时，堆内钠液位的下降不破坏堆内一回路循环[1]，以低降低堆芯由于失去冷却剂而发生堆芯裸露事故的概率；快堆堆内钠液位以下，壁面不设置任何贯穿件[1]，这样放射性钠泄漏到堆外的概率就大大降低。
快堆采用的池式结构，钠池中充有大量的钠，冷却剂的容量比压水堆要大，同时钠本身的热容量也要比水大。
2.从工作环境的来看，钠冷快堆的一个十分重要的优点是冷却剂压力低，所以一次冷却剂容器承受的力小，属常压设备，因此因压力而发生破损的概率非常低。
在采用了堆容器之外再加一层保护容器等措施之后，可以使得在堆容器破裂的情况下依旧保持堆芯的淹没状态，通过自然循环保持堆芯的冷却[3]。
快堆与压水堆相比，堆容器内的工作环境为高温常压状态，而压水堆一般为15.5MPa。
事故条件下模块化小堆与同厂址大堆的辐射影响对比分析
第41卷㊀增刊12021年㊀10月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.S1㊀㊀Oct.2021㊃核与辐射事故应急准备与对策㊃事故条件下模块化小堆与同厂址大堆的辐射影响对比分析董㊀力1,刘新建2,程有莹2,刘森林1(1.中国原子能科学研究院,北京102413;2.国家核应急响应技术支持中心,北京100080)㊀摘㊀要:本文针对海南小堆的实际厂址环境特征,根据机组初步的二级PSA 源项,利用更实际的CALPUFF 烟团模式开展事故条件下小堆和大堆对场外公众的辐射影响分析,比较不同事故下对周边居民和工作人员的受照特征㊂按照针对小堆的剂量准则,确定各种天气条件下满足该准则的距离,有助于更深入地认识小堆的事故特征及应急计划区划分等问题,为相关工程实践和应急监管工作提供参考㊂关键词:ACP100;辐射影响;二级PSA 源项;CALPUFF 中图分类号:TL73文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2021-03-09作者简介:董力(1982 ),男,现为中国原子能科学研究院核安全研究所博士研究生㊂E -mail:dongliciae@ 通讯作者:刘新建㊂E -mail:xinjianliu@㊀㊀在模块化小堆的实际应用的进程中,面临着诸多的问题,包括执照申请的过程㊁经济性㊁应急相关工作等㊂国内外围绕小堆应急方面开展了大量的研究工作[1]㊂针对应急问题,国际原子能机构(IAEA )组织成员国开展了联合研究项目‘Development of Approaches,Methodologies andCriteria for Determining the Technical Basis for Emergency Planning Zone for Small Modular Reactor Deployment“(I31029,2017 2021);美国核管会(NRC)早在2010年就发布了SECY -10-0043[2]㊁SECY -11-0152[3]等文件,并通过SECY -15-0077[4]㊁SECY -18-0103[5]明确修改现行法规10CFR Parts 50和52相关条款,指出小堆在应急监管要求㊁评估方法模式等方面与大堆应有差别,为小堆的厂址和执照申请铺平道路㊂我国相关监管部门出台了‘陆上小型压水堆场外应急工作指导意见“(试行)[6]㊁‘小型压水堆核动力厂安全审评原则“[7]等指导性文件,但具体落实上仍存在一定困难㊂中核集团的ACP100示范工程位于海南昌江核电厂现有厂址内,一定程度上简化了执照申请流程,部分设施和设备可以与大堆现有设施共用,应急相关工作也与大堆协同处理,应急计划区可被大堆包络㊂同一个厂址的机组,更容易比较其机组本身差异导致的事故后果和应急相关问题㊂因此本文针对海南小堆的实际情况,开展事故条件下小堆和大堆对场外公众的辐射影响分析,可以更深入地认识小堆的事故特征及应急计划区划分等问题,为相关工程实践和监管提供参考㊂本文首先对厂址条件和机组特征进行了初步的概述;基于厂址逐时气象数据,利用CALPUFF 烟团模型计算全年大气弥散因子;根据大堆和小堆初步的二级PSA 结果,分析事故源项和对应的辐射剂量㊂在此基础上,选取小堆典型的严重事故结果,基于全年的概率统计结果,获得特定剂量准则对应的距离方位分布特征,以此来更直观地划定小堆的应急计划区;简要综合大堆㊁小堆所有事故谱的剂量后果和对应发生频率,初步对比两个堆剂量风险㊂最后对结果和计算的不确定性进行了讨论㊂1 厂址情况介绍㊀㊀ACP100机组(下文简称小堆或SMR)位于海南省西北部昌江核电厂内,距离现有的1号机组(下文简称大堆或LWR)西边约1km,如图1所示㊂采用一体化压水堆设计,换料周期24个月,董㊀力等:事故条件下模块化小堆与同厂址大堆的辐射影响对比分析㊀电功率约125MW㊂厂址现有的1㊁2号机组为电功率650MW 的二代改进型核电机组,已于2016年正式投入商运㊂厂址周边人口稀少,半径5km 范围内约有人口6000人,交通便利,通信设施完善,非常有利于事故条件下实施撤离等紧急防护行动㊂图1㊀海南昌江核电厂地理位置Fig.1㊀the site location of the Hainan Changjiang NPP2㊀CALPUFF 模式简介与厂址弥散因子计算2.1㊀模式简介㊀㊀CALPUFF 是美国环境保护署EPA 推荐的适用于长距离输送以及近距离应用中涉及复杂和非稳态流动(如复杂地形㊁海岸㊁小静风㊁熏烟㊁环流情形等)的导则模式,在空气质量影响㊁公众健康效应评价等方面已有广泛的应用㊂Abdul-Wahab 等[8]将气象预报模式WRF 与CALPUFF 耦合,模拟了海湾地区炼油厂排放的SO 2的输送与扩散,模拟结果优于通常的高斯烟流模式,海岸地区复杂地形㊁地表类型㊁变化的风场,以及海陆相互作用均对模拟结果有重要影响㊂该模式在核领域也得到了越来越广泛的应用[9]㊂本文采用CALPUFF 模式计算厂址的弥散因子,能够更好地反映烟团随时间的变化特征,更加直接准确地估计放射性物质的迁移扩散情况,进而更准确地评价大堆和小堆事故后对公众的影响㊂2.2㊀弥散因子计算㊀㊀计算采用的气象数据主要是厂址2018年的气象站和气象铁塔逐时气象数据;探空数据则采用美国国家环境预报中心(NCEP,National Cen-ters for Environmental Prediction)发布的整年全球预报系统分析数据(GFS-ANL),比较后发现地面高度的预报数据与实测数据具有较好的一致性㊂统计结果显示,当地年均风速约为3.3m /s㊂风向的持续性一般㊂SMR 和LWR 处于同一厂址,除了局部地形的影响外,整体弥散条件几乎是相同的㊂但为了对比,实际计算中仍分别采用了实际的释放点,模拟区域为边长6km 的正方形区域,网格水平分辨率取30m,网格数对应200ˑ200㊂垂直层分为10层,因本文主要关注近地层,不再赘述㊂结果表明,距离小堆500m 处的对应99.5%包络水平的小时弥散因子为1.11ˑ10-4s /m 3,与大堆的计算结果(9.8ˑ10-5s /m 3)相比略大㊂厂址区域以小堆为中心的小时弥散因子最大值如图2所示㊂整体上看,采用烟团模式的弥散因子数值比RG 1.145模式的典型结果小2~3倍㊂3㊀剂量评价3.1㊀二级PSA 源项分析㊀㊀为了更好地反映小堆一体化设计等特征对事故分析和事故源项的影响,事故源项选用两个堆型二级PSA 报告对应的释放源项㊂ACP100机组的主要裂变产物积存量是大堆的1/5,这与两者的㊀辐射防护第41卷㊀第S1期图2㊀厂址区域最大小时大气弥散因子(s/m-3) Fig.2㊀The maximum hourly atmospheric dispersion factor(s/m-3)on the site domain功率水平是对应的;而铯由于更长的半衰期和小堆的换料周期,两者的比值大约为1/3,具体的,小堆中Xe-133㊁I-131和Cs-137三种核素堆芯积存量分别为8.0ˑ1017Bq㊁3.83ˑ1017Bq和6.09ˑ1016Bq㊂海南1㊁2号机组的二级PSA结果表明,整个反应堆的堆芯损伤频率(CDF,Core Damage Frequency)约为5.6ˑ10-6/堆年,安全壳完整类仅占38%;而大量释放所占的比例约为62%;对大量释放频率(LRF,Large Release Frequency)贡献较大的释放类是晚期释放和安全壳旁路失效㊂由于没有专设的堆内或者堆外熔融物冷却方式,LRF 对CDF的占比偏高,但主要发生在晚期㊂ACP100机组的二级PSA报告表明,其内部事件导致的CDF总频率约为6.1ˑ10-8/堆年,大约比1㊁2号机组小两个量级㊂主要的释放类包括安全壳完好(占CDF的比例为88%)㊁安全壳晚期失效㊁底板熔穿㊁安全壳早期失效和安全壳旁通等,其他释放类频率小于1ˑ10-11/堆年㊂对于主要事故序列的释放份额,这里以事故发生后24小时为例,也进行简单的对比,结果如图3所示㊂这里以发生频率最高的安全壳完整类事故为例,大堆和小堆堆芯发生熔化的时间差异不大,几乎全部的惰性气体和相当份额的易挥发性核素(碘㊁铯)释放到安全壳㊂存在两个主要因素影响环境释放源项:安全壳泄漏率,各种因素导致气溶胶在壳内的去除㊂图3㊀主要事故序列裂变产物释放份额对比Fig.3㊀The comparison of fission-product releasefractions based on the main accident sequences小堆采用了钢质安全壳,设计泄漏率为0.1%/d;对应1㊁2号机组的混凝土壳,设计基准泄漏率约为0.3%/d㊂这两者的差异是很直观的㊂更复杂的问题在气溶胶的去除㊂大堆在事故分析中考虑安喷系统有效,能迅速将碘和气溶胶的浓度降低上百倍甚至更多;而小堆主要依靠气溶胶的重力沉降㊁热泳和扩散泳等机制,一般情况下效率要比喷淋低,24小时内释放到环境中的气溶胶减少约20倍㊂由于小堆安全壳面积-体积比更大,表面吸附等作用实际中会更强,尽管国内外多篇报告提出该研究方向,但由于缺乏实际的实验,工程层面应用尚处于起步阶段㊂3.2㊀剂量计算结果对比㊀㊀考虑到本文主要关注短期剂量结果,只计算烟羽浸没外照射和吸入内照射两种途径,暂不考虑人员防护因子,可以得到事故后24小时(或释放开始后24小时)距离反应堆中心500m处小堆和大堆的剂量值,如表1所示㊂对于多数事故序董㊀力等:事故条件下模块化小堆与同厂址大堆的辐射影响对比分析㊀列,24至72小时的释放明显减少,对剂量的贡献较为有限㊂这里不再详细讨论㊂需要指出的是,由于事故源项和弥散因子均采用24小时的平均值,结果可能较为现实(典型情况下可能比按小时计算结果小数倍),弥散因子暂取滑动平均后50%概率水平的结果,对应2ˑ10-5s /m 3㊂表1㊀二级PSA 事故序列对应的事故后果对比(Sv )1)Tab.1㊀The comparison of doses based on the Level-2PSA accident sequences㊀㊀整体上看,无论大堆或者小堆,除了安全壳完整类和晚期释放类,其他事故对应的剂量数值明显较大㊂横向比较,安全壳完整类释放导致的厂区边界剂量,模块式小堆和大堆的结果较为接近,对于安全壳旁通类事故,模块式小堆的剂量数值甚至要比大堆更大㊂其中的原因如上节所述,两个堆型在严重事故缓解措施上存在较大差异,目前的二级PSA 报告中采用的假设并不具有好的可比性,仅作为一个参考㊂除了事故剂量的直接大小外,事故的辐射影响还需考虑其发生频率㊂利用各类事故的发生概率加权求和后,小堆的剂量风险比大堆低两个量级以上㊂尽管存在较多的不确定性,还是有一些比较有意义的结果㊂例如对于模块式小堆来讲,尽管旁通类事故的发生频率较安全壳完整类低两个量级,但旁通类事故的释放量更大,剂量结果相比完整类高了4个量级,那么如果用风险的概念去考量,其环境辐射影响则处于主导地位,与AP1000机组的结果具有较好的可比性㊂3.3㊀基于安全壳完整事故的应急计划区测算㊀㊀本节尝试将烟团模式的剂量结果作为应急计划区计算的基础㊂相关方法在瑞典的实践中已有应用[10]㊂按照‘模块式小堆场外应急工作指导意见“的建议,可以取10-8/堆年作为应急计划考虑事故的截断概率,根据前文所述,则只需考虑安全壳完整类事故即可㊂对于昌江地区,虽然处于沿海,但24小时内的风向变化较为明显,利用烟团的模拟结果,不仅能够反映距离的变化,同时也能体现风向的影响㊂通过这样的方法,无论是按照理想的圆形或者自然边界,都可以更加直观的看出划定应急计划区的包络性㊂对应10mSv 的距离和方位分布如图4所示㊂考虑到24h 平均时段的现实特性,这里进行一个敏感性分析,直接采用上节计算结果(图4左)和将结果提高5倍(图4右)进行对比㊂图4㊀基于烟团模式测算小堆应急计划区Fig.4㊀The calculation of emergency planning zone size for SMR based on the puff mode㊀㊀可以看出,按照目前的相关标准,如果采用10-8/堆年作为截断概率,即使在很保守的情况下,小堆的应急计划区范围大约为800~1000m距离,如果直接基于更现实的计算结果,则可以将应急计划区范围确定在厂区边界(大约300m)㊂4 结果讨论与不确定性分析㊀㊀在本文的研究中,利用CALPUFF烟团模式和二级PSA源项结果,比较了大堆和小堆的辐射后果㊂结果表明,对于主要的事故序列,除了晚期失效类事故外,安全壳完整类事故㊁旁通类事故和早期释放类事故,小堆和大堆对应的辐射后果具有一定的可比性㊂小堆的辐射后果并未像预期和文献中表述的明显小于大堆㊂如果考虑各类事故的发生概率,由于小堆各类事故的发生频率远小于大堆,叠加权重后的小堆的辐射风险将比大堆的辐射风险低两个数量级以上㊂对于研究的主要释放类,导致小堆辐射剂量与大堆相当的主要原因是源项计算中对于喷淋系统和非能动机理的模拟上存在较大差异㊂一般认为非能动机制带来的去除效率与喷淋相比偏低,但美国NuScale机组在其设计控制文件(DCD, Design Control Document)中所采用的去除因子,最大值为22h-1,能够在0.2h内将安全壳内气溶胶的浓度降低近100倍,几乎与喷淋系统的效率相当或可比㊂因此需要进一步在这方面开展研究工作,以更好的支撑小堆的事故分析与源项计算工作㊂本文采用特定截断概率,仅考虑安全壳完整类事故时,在理想的条件下可以将小堆的应急计划区边界计算值与厂区边界基本保持一致㊂除了扩散的计算还需要进一步论证其保守性外,事故发生频率存在更大的不确定性㊂除了安全壳完整类事故,其他序列的发生频率都低于10-9/堆年,甚至低于10-12/堆年,实际上并无太多实际意义,更多的是为了让特定的事故序列发展而假想出来的,后续更应该关注外部事件导致的堆芯损伤和大规模释放㊂而这都将对最终的结果产生直接的影响㊂综上,本文基于海南核电厂址大小两个机组二级PSA报告提供的不同环境释放源项,采用烟团模式计算了机组对周围公众的辐射影响,并进一步尝试利用新的方法测算机组的应急计划区范围,可为后续进一步深入开展源项计算和小堆应急计划制定提供一些参考㊂参考文献:[1]㊀IAEA.Advances in small modular reactor technology developments[R].2018.[2]㊀US NCR.Potential policy,licensing,and key technical issues for small modular nuclear reactor designs(SECY-10-0034)[R].2010.[3]㊀US NCR.Development of an emergency planning and preparedness framework for small modular reactors(SECY-11-0152)[R].2011.[4]㊀US NCR.Options for emergency preparedness for small modular reactors and other new technologies(SECY-15-0077)[R].2015.[5]㊀US NCR.Emergency preparedness for small modular reactors and other new technologies(SECY-18-0103)[R].2019.[6]㊀国家核应急办.陆上小型压水堆核应急工作指导意见(试行)[S].2017.[7]㊀国家核安全局.小型压水堆核动力厂安全审评原则(试行)[S].2016.[8]㊀Abdul-Wahab S,Sappurd A,Al-Damkhi A.Application of california puff(CALPUFF)model:a case study for Oman[J].Clean Technologies and Environmental Policy,2011,13(1):177-189.[9]㊀蔺洪涛,纪运哲,刘新建.Calpuff模式在核电厂事故对水体影响分析中的应用[J],南方能源建设,2015,2(4):57-61.LIN Hongtao,JI Yunzhe,LIU Xinjian.Impact analysis of nuclear power plant accidents on reservoir using calpuff model [J].Southern Energy Construction,2015,2(4):57-61.[10]㊀Jan Johansson,Peder Kock,Jonas Boson,et al.Review of Swedish emergency planning zones and distances[R].2018.(下转第78页,Continued on page78)[5]㊀IAEA.Operational intervention levels for reactor emergencies and methodology for their derivation:EPR-NPP-OILs[R].2017.[6]㊀国家市场监督管理总局.核电厂应急计划与准备准则场内应急计划第1部分应急计划区的划分:GB/T17680.12008[S].2008.[7]㊀国家核安全局.核动力厂营运单位的应急准备和应急响应:HAD002/01 2019[S].2019.[8]㊀凌永生,等.江苏省核应急管理与指挥决策支持系统研究[J].原子能科学技术,2012,(46):676-682.Application experience of operational intervention levelWANG Jing,JIA Jinlei,LIN Xiujing,ZHU Jifeng(National Nuclear Emergency Response Technical Assistance Center,Beijing100080) Abstract:The design of nuclear emergency decision support system based on operational intervention level (OIL)is proposed in this paper according to the concept,application and latest development of operational intervention level.It mainly includes visual management of radiation monitoring data with operational intervention level as multi-level threshold,protection action decision-making based on operational intervention level,and monitoring plan formulation.In order to realize the above functions,the system should also construct operation intervention level database,radioactive background database and other basic resource databases. Key words:operational intervention levels;nuclear emergency response;decision support system(上接第74页,Continued from page74)Analysis of radiation effects between small modular reactor and large water reactor on the same site in the accident conditionsDONG Li1,LIU Xinjian2,CHENG Youying2,LIU Senlin1(1.China Institute of Atomic Energy,Beijing102413;2.National Nuclear Emergency Response Technical Assistance Center,Beijing100080) Abstract:Based on the actual site environmental characteristics of the small reactor in Hainan,this paper uses the more realistic puff model CALPUFF to analyze the radiation effects of the small reactor and the large reactor on the public outside the site according to the preliminary level-2PSA source term,and the exposure characteristics of different accidents to the surrounding residents and workers are compared.According to the dose acceptance criteria for small reactors,the determination of the distances which meet the criteria under various weather conditions will help to get a deeper understanding of the accident characteristics of small reactors and the division of emergency planning zones,and provide references for related engineering practices and emergency supervision work.Key words:ACP100;radiation effects;level-2PSA source term;CALPUFF。
近海水下小型模块化反应堆技术选择调研分析
Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2020, 8(3), 112-122Published Online July 2020 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2020.83013Investigation and Analysis of TechnicalSelection for Offshore UnderwaterSmall Modular ReactorJiange Liu, Gang Chen, Qingsong Tang, Jue Wang, Xianxing Liu, Xiaohui ZhangWuhan 2nd Ship Design and Research Institute, Wuhan HubeiReceived: Jun. 5th, 2020; accepted: Jun. 30th, 2020; published: Jul. 7th, 2020AbstractThis work examines the most viable nuclear technology options for future underwater designs that would meet high safety standards as well as good economic potential, for construction in the future 10~20 years. The top five concepts selected from a survey of 13 nuclear technologies were compared to a small modular pressurized water reactor (PWR) designed with a conventional layout.In order of smallest to largest primary system size where the reactor and all safety systems are contained, the top five designs were: a lead-bismuth fast reactor based on the Russian SVBR-100, a novel organic cooled reactor, an innovative superheated water reactor, a boiling water reactor based on Toshiba’s LSBWR, and an integral PWR featuring compact steam generators. A similar study on potential attractive power cycles was also performed. A condensing and recompression supercrit-ical CO2 cycle and a compact steam Rankine cycle were designed. It was found that the hull size required by the reactor, safety systems and power cycle can be significantly reduced with the top five designs compared to the conventional PWR. Based on the qualitative economic consideration, the organic cooled reactor and boiling water reactor designs are expected to be the most cost ef-fective options.KeywordsAdvanced Reactors, Nuclear Safety, Offshore Power Cycle, Small Modular Reactor近海水下小型模块化反应堆技术选择调研分析刘建阁，陈刚，汤青松，王珏，刘现星，张晓辉武汉第二船舶设计研究所，湖北武汉收稿日期：2020年6月5日；录用日期：2020年6月30日；发布日期：2020年7月7日刘建阁 等摘要本研究旨在为未来10~20年近海水下高安全性和高经济性小型模块化反应堆的技术路线选择提供参考。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
了众多 国家 的关注 。模块化 压水 因各 国可 以利用 现有压水堆 的成熟技 术，实现在较 短的时 间内应
用到工程之 中，因此成为 各 国 目前优 先开发 的方
向。 国外 小型模块 化压水 堆主要 以 Ｂ ＆ Ｗ 公 司的
ｍＰ ｏ ｗｅ ｒ 堆 型 、Ｎｕ Ｓ ｃ ａ ｌ ｅ 公司的 Ｎ ｕ Ｓ ｃ ａ ｌ ｅ 堆 型 以及
非能动 、模块化 的压水堆 ，其采用一体化布置 ，
如图 １ 所示 。反应堆堆芯 、蒸汽发生器 、稳 压器、
控制 棒 驱 动机 构 和 主泵 都 布置 在 一个 压 力 容 器
中。ｍ Ｐ ｏ ｗｅ ｒ 核 岛采 用 地 下布置 的方 式，将 安 全
壳和 乏燃料 水池都布置 在地下 。它采 用非能动 安
年 ，世 界范 围内运行 的中小型堆有 １ ３ １ 个 ，容 量
为５ ９ Ｇ Ｗｅ 。在 建 中小型堆有 １ ４个 ，分 布在 阿根 廷 、中国、 印度 、巴基 斯坦 、俄罗 斯 以及斯洛 伐 克６ 个 国家 Ｊ 。其 中 中国正 在建 设 的小 型堆 即 为高温气冷堆示范工程 （ 简称 Ｈ Ｔ Ｒ － Ｐ Ｍ）。
５ ８
核
安
全
Ｖ ０ １ ． １ ４ ． Ｎｏ ． １
２ 小型压水堆的设计特征
多数小型压水堆 与大型反应堆相 比较 如二代
能 动 的 安全 系 统 设计 ，具 有 非 能 动 的安 全 性 。 ２ ０ １ １ 年 的福 岛事 故 给 予 了核 电行业 的一个 警 示 是： “ 福 岛事 故说 明 了核 电厂 全 厂 断 电 （ 简 称 Ｓ Ｂ Ｏ）时间大大 超过预 期的可 能性 是存在 的，而
堆和模块化 建造 的概念 ，建立 了 “ 革新 型核反应 堆和燃料循 环 国际项 目”，开展 了 “ 中小型反应 堆通 用技 术 和 问题 ” 的研 究。美 国 、 日本 、
目前 国内外的多数小 型压水堆 的研发 仍然在
进行 中，其安全性 依然是研 究的重 点，因此总结 和 比较有代表 性的小型压水 堆 的安全特 性，为其 后续 发展提供 思路 与建议 ，显得 十分重要 。
摘要：随着核 电 行业的发展 ，尤其是福 岛事故之后 ，小型反应堆 因具有放射性源项 小、结 构 简化 与 大型压 水堆相 比有 独 特优 势 的 特 点， 引起 了人们 的 关注 。 美国 、 日本、俄 罗斯 和韩 国等相继开发 了小型堆技术，我国也相 继开发 了 低 温供 热堆和高温气冷堆等 小型堆
供 思路 。
关键词：小型压 水堆 ；安 全性 ： 比较 中图分类号：Ｔ Ｌ ３ ６ ４ ． １ 文章标志码：Ａ 文章编码： １ ６ ７ ２ — ５ ３ ６ ０（ ２ ０ ｉ ５ ）０ ｉ 一 ０ ０ ５ ６ — ０ ４ 在 目前 的小型堆 技术 中，模块式 小型堆 引起
随着近些年 核 电事业 的发展 ，尤其福 岛事 故
厂 外的有效救 援不一定会及 时到达 。要保证 反应 堆 的安全 ，实现 堆芯和 乏燃料 水池 的长 期非能动
Ｃ Ｐ Ｒ１ ０ ０ ０ 、三代 Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ ，具有如下 的设计特点和
优 势 ，见表 １ 。 （ １ ）小型堆 的单堆热 功率小 （ 在 四种 堆 型 中 ｍＰ ｏ ｗ ｅ ｒ 的单 堆 热 功率 最 大 ，为 ５ ３ ０ＭＷ；
第１ ４卷 第 １ 期
２ ０ １ ５年 ３月 ． １ ４ ． Ｎｏ ． １
Ｍ ａ ｔ ． ２ ０１ ５
Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｓａ ｆ ｅ ｔ ｙ
国内外部分小型压水堆 安全特性 比较分析
刘 晓壮
（ 中电投 电力工程 有 限公 司，上海 ２ ０ ０ ２ ３ ３ ）
技 术 。 目前 小 型压 水堆是 各 国优 先 开发 的 目标 。针 对世 界 上 众 多的 小型压 水堆技 术， 我
国选取 了 ｍＰ ｏ ｗｅ ｒ 、Ｎｕ Ｓ ｃ ａ ｌ ｅ 、ＡＣ Ｐ １ ０ ０和 Ｎ ＨＲ － Ｉ ４种 反应 堆 技 术 为代 表 进行 总 结 并对 比其
设计 特 点 和设 计 参 数， 尤 其对 四种 堆 型 的安 全 特性 进 行 比较 分 析 ， 为后 续 的堆 型发 展提
后随着对 核 电安全要 求的提高 ，小型反应堆 因为
有 良好 的安全设计 理念 、结构 简化的特 点、能满 足 中小型 电网的供 电、城市供 热、工业工艺供 热 和海 水淡化等特殊 领域应用要 求 的优势 ，引起 了
人们 的关注 。 按照 国 际原子能机 构 （ 简称Ｉ Ａ Ｅ Ａ） 的 定 义 ，小型反 应堆 的 电功率在 ３ ０ ０ Ｍｗ＿ ｅ以下 … 。
收稿 日期：２ ０ １ ４ － １ ２ ． １ ９ 修回日期 ：２ ０ １ ５ ． ０ ｌ — ｌ ６ 基 金项 目： 中 电投集 团 资助 项 目 “ 小型 压 水堆 核 电站 选址 标准 研 究 ” ，课题 编 号 Ｃ Ｐ Ｉ［ ２ ０ １ ３ ］０ ７ — １ ７ － ９ ２ 作者简介：刘晓壮 （ １ ９ ８ ４ 一），男，黑龙江龙江人，硕士 ／ 工程师 ，现主要从事核电厂一级 Ｐ Ｓ Ａ工作
俄罗 斯和 韩 国 等 相继 开 发 了小型 堆技 术 ，我 国也相继 开发 了低温供 热堆、高温气 冷堆等小 型 堆技术 。根据 国际原子能机构统计 ，截 止到 ２ ０ １ ２
１ 堆型简介
１ ． １ ｍ Ｐｏ ｗｅ ｒ
美国 Ｇ ＭＰ公司开发的 ｍ Ｐ ｏ ｗ ｅ ｒ 小型反应堆是
西屋电气公司设计 的 Ｗ－ Ｓ ＭＲ等为代表 ；而我 国以 中核集 团开发 的 ＡＣ Ｐ １ ０ ０ 模块式 小型压 水堆 、清
华大学设计 的高温气冷堆和低温供热堆为代表 。
小型反应堆类 型有 ：轻水堆 、高温气冷 堆 （ 简称 Ⅲ限 ）、液态金属反应堆 （ 简称 Ｌ ＭＲ ）和熔盐堆 。 国际原子能机构于 本世纪初提 出革 新型反应