俄罗斯模块式铅铋快堆SVBR 调研

目录

1.1 俄罗斯模块式铅铋快堆 (SVBR) (2)

1.2 SVBR-75/100设计特点及电厂技术参数 (2)

1.3 燃料选择 (3)

1.4堆芯设计 (4)

1.5主要设备 (6)

1.5.1反应堆压力容器 (6)

1.5.2蒸汽发生器 (6)

1.5.3主循环泵和防护水箱 (7)

1.6模块化设计 (7)

1.7SVBR-75/100的安全性 (8)

1.7.1SVBR-75/100的安全哲学及目标 (8)

1.7.2蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故分析 (8)

1.7.3严重事故（超设计基准事故）分析 (9)

参考文献 (12)

1.1 俄罗斯模块式铅铋快堆 (SVBR)

SVBR-75/100是俄罗斯开发的小型、模块式液态重金属（铅铋合金）冷却的先进快堆。它以核潜艇液态铅铋合金冷却反应堆证实的技术为依据，建立在过去实践证实的技术规范的基础上，是第四代核能论坛承认的先进核能系统之一。SVBR-75/100型核电机组发电容量75-100MWe，使用独特的重金属冷却剂，系统简单、安全性能卓越，工艺技术基础扎实，非常适合核技术和工业基础较薄弱的发展中国家；而据估算它的经济竞争力也很强，在俄罗斯条件下，基建比成本低于俄罗斯最新的VVER-1000型现代压水堆。俄罗斯拟于2017年建在俄罗斯新瓦洛涅什核电厂退役的2＃机组反应堆厂房内，作为核蒸汽供应系统，替代原机组的发电容量。如按期建成，很可能是全世界第一个新一代核能系统。

1.2 SVBR-75/100设计特点及电厂技术参数

SVBR-75/100采用液态铅铋共晶合金(Pb,44%；Bi,56%)冷却，系统设备采用一体化布置。和许多模块式小型堆一样，SVBR-75/100采用池式结构，将堆芯、主循环回路和蒸汽发生器（SG）整个套设备装在主容器内，容器外没有管道和阀门。它是一种模块式多用途小型堆，相应发电功率为75-100MWe。

1.3 燃料选择

SVBR-75/100对于燃料循环技术选择，遵守“运行使用的燃料类型和燃料循环经过验证，目前最经济”原则。SVBR-75/100能以不同的燃料循环和使用不同类型的燃料运行(UO2,MOX,TRUOX,UN,PuN+UN)。使用MOX燃料，堆芯增殖比略大于1；使用混合氮化物燃料，无侧面增殖区，CBR＝1.13。这种堆典型的硬中子谱，可作为LWR乏燃料阿系元素的燃烧器。使用上述不同类型的燃料，不改变反应堆设计，也不牺牲反应堆安全。

1.4堆芯设计

SVBR-75/100堆芯采用棒状燃料元件，堆芯由58（或63）个正六边形燃料组件组成。排布方式为传统的圆形（截面）排列方式，其中最中心处为中子源组件，中间部分由有控制棒的燃料组件、应急保护棒、补偿棒、调节棒组成。图1、图2分别是SVBR-75/100的燃料组件和堆芯横截面。

图1燃料组件

图2堆芯横截面

由于该堆为快中子堆，所以其堆芯中子能谱为快中子谱，堆芯中子物理特性

和控制棒性能见表3、4。

1.5主要设备

1.5.1反应堆压力容器

反应堆容器为圆柱形，带有半椭圆形上封头部和下底。材料是奥氏体不锈钢。分为内容器和防护容器。在内容器发生泄漏时，防护容器防止失去冷却剂。反应堆容器的底部和冷却剂液位以下没有贯穿件。上部有两个气体系统贯穿件：第一个连接带应急凝汽器的主气体密封系统，另一个连接密封气体监测装置。

1.5.2蒸汽发生器

浸入式同流回热热交换器。12个SG模块，每个模块由301根静止的环形管状

通道形成热交换面。每个环形管状通道由带底的外管(26×1.5mm)和同轴中心管(12×1.0mm)构成。管束内通道呈三角形栅格排列。环形通道的运行长度～3.7m。SG模块产生饱和蒸汽，管板在冷却剂液位以上。发生传热管断裂，蒸汽排入应急凝汽器。这种SG采用BN-350上使用过的设计。

1.5.3主循环泵和防护水箱

轴流式无密封主循环泵完全封闭在主容器内。主泵电机位于反应堆封头上。

反应堆模块位于装有应急水的水箱内。水箱内也有热交换器，超设计基准事故期间，反应堆模块的热量从反应堆容器排入水箱。

1.6模块化设计

如前所述，SVBR-75/100采用池式结构，堆芯、主循环回路和蒸汽发生器（SG）整个套设备装在主容器内，容器外没有管道和阀门，因而其为模块化设计，以上介绍的几个设备或结构拼凑好之后形成反应堆模块，它是一个完整模块，加工完成后可通过铁路、水路和大型运输工具运往现场。图3、4分别是反应堆本体图和主要的流体循环流程图。

图3反应堆本体

图4主流体循环流程图

1.7SVBR-75/100的安全性

1.7.1SVBR-75/100的安全哲学及目标

1.安全哲学

俄罗斯人的安全哲学是：不相信概率安全分析，确定性地排除任何原因导致的严重事故。低频，如10－6/年以上的严重事故，既无需证明其发生的重要性，每一百万运行堆年只发生一次也不可信。此外，还必须考虑恶劣的人为预谋行动。在这种情况下，概率安全分析的结论从根本上说是无效的。应当确定性地排除任何外部或内部事件以及恐怖主义可能引起的严重事故。

2.主要安全目标：

（1）没有堆芯熔化的可能性，借助反应堆概念自身，使任何事故条件引起的放射性释放可以忽略不计；

（2）任何异常状态，迅速地、非能动的停堆；

（3）反应堆可自然循环冷却，没有时间限制；

（4）冷却剂应急过热的情况下压力不增高，没有超压和反应堆热爆炸。

1.7.2蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故分析

铅铋冷却剂循环流程设计选择消除了SGTR事故水或蒸汽穿越堆芯和反应堆