楊 玨，孫吉良，楊偉國，舒 睿，王 飛

(1.中科華核電技術研究院有限公司，廣東 深圳 518026; 2.中國廣核集團有限公司，廣東 深圳 518026)

按照IAEA的規(guī)定，電功率小于300 MW的反應堆被劃分為小型堆(SMR)。小型堆的發(fā)展歷史悠久，核能發(fā)展初期建造的反應堆基本均是小型堆，但隨著核電的大規(guī)模發(fā)展，小型堆逐步退出發(fā)展主流。進入21世紀以來，小型堆以安全性高、經濟性好和應用靈活性的優(yōu)點，研發(fā)和應用又受到了有關方面關注。目前國際核能發(fā)達國家和多數核能技術企業(yè)在研發(fā)第三代大型核電機組的同時均積極開展小型堆研發(fā)，如美國西屋公司在AP1000技術后推出了SMR小型堆技術、韓國在推進APR1400技術的同時研發(fā)了SMART小型堆、日本三菱的MRX小型堆及俄羅斯浮動式核電站用KLT-40S小型堆。

本文在深入研究小型堆技術基礎上，提出一種新的陸上多用途小型堆ACPR100[1-3]的概念，其運行壓力為15.5 MPa，冷卻劑平均溫度為310.7 ℃，熱功率為340 MW，并開展堆芯核設計、子通道熱工水力分析、冷卻劑系統(tǒng)分析、典型事故分析等研究，以完成ACPR100的概念設計。

1 ACPR100技術方案

1.1 總體技術參數

ACPR100陸上多用途小型堆是中國廣核集團提出的新一代小型壓水堆，具有安全性高、模塊化、系統(tǒng)簡化、經濟性好、多用途等特點。總體技術參數列于表1。

1.2 堆芯方案

ACPR100概念方案借鑒成熟壓水堆堆芯方案，為滿足堆芯功率和尺寸要求，采用成熟短型先進燃料組件。

ACPR100堆芯為1/4對稱布置，燃料組件數為69，每個組件含有呈17×17方形排列的264根燃料棒，24根可放置控制棒、中子源或阻流塞組件的鋯合金導向管和1根鋯合金測量管。為了展平堆芯功率分布，首循環(huán)堆芯燃料按235U富集度分兩區(qū)裝載，富集度為3.65%、4.95%的燃料組件數分別為21和48。較低富集度的燃料組件按不完全棋盤格式排列在堆芯內區(qū)，較高富集度的燃料組件裝在堆芯外圍。堆芯燃料組件裝載示于圖1，燃料棒相關參數列于表2。

圖1 堆芯裝載和可燃毒物布置

表2冷態(tài)下的UO2燃料棒及釓參數

Table2TechnicalparametersofUO2andGdforcoldstate

參數數值組件類型17×17成熟短型燃料組件235U富集度,%內,3.65;外,4.95UO2密度,g/cm310.96芯塊名義制造密度,%95.2(碟形+倒角)體積份額,%1.604燃料芯塊直徑,cm0.819 2包殼外徑,cm0.950包殼厚度,cm0.057Gd2O3理論密度,g/cm38.33Gd2O3含量,%9釓棒中235U富集度,%含4、8、12、16根釓棒的組件為0.71含20、24根釓棒的組件為2.5

反應性控制初步采用調硼和調棒兩種方案。調硼方案堆芯活性段(冷態(tài))高度為209.17 cm，調棒方案堆芯活性段(冷態(tài))高度為156.97 cm。堆芯平均線功率密度調硼方案為8.923 kW/m，調棒方案為11.89 kW/m。

1.3 一體化冷卻劑系統(tǒng)

ACPR100陸上小型堆采用一體化布置，將蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器和冷卻劑泵包容到反應堆壓力容器中，簡化了反應堆冷卻劑系統(tǒng)，消除了冷卻劑系統(tǒng)內的大尺寸管道連接和大量壓力貫穿件，從根本上消除了發(fā)生大破口失水事故的可能性。冷卻劑系統(tǒng)采用強迫循環(huán)，冷卻劑系統(tǒng)包括16臺螺旋盤管式直流蒸汽發(fā)生器、1臺內置蒸汽穩(wěn)壓器和4臺冷卻劑泵。蒸汽發(fā)生器選用小盤管式直流蒸汽發(fā)生器，出口蒸汽為過熱蒸汽，穩(wěn)壓器采用標準電加熱棒和標準噴淋系統(tǒng)。冷卻劑系統(tǒng)示于圖2。

圖2 冷卻劑系統(tǒng)示意圖

冷卻劑流動方式為：反應堆冷卻劑在堆芯吸收裂變熱后，經堆芯上部上升通道進入冷卻劑泵，經主泵加壓后向下流經蒸汽發(fā)生器，將熱量傳給蒸汽發(fā)生器內流動的二回路系統(tǒng)給水，使之變?yōu)檎羝瑩Q熱后的反應堆冷卻劑繼續(xù)向下流經堆芯外部的環(huán)形下降通道，經混流器混合后進入下腔室，最后返回堆芯，在壓力容器內完成整個冷卻劑循環(huán)流動。

1.4 非能動安全系統(tǒng)

為提高安全性和可靠性，ACPR100陸上多用途小型堆安全系統(tǒng)采用非能動技術，其系統(tǒng)配置方案如圖3所示，主要包括非能動二次側應急補水箱(SMT)、非能動余熱排出系統(tǒng)(DHRS)、安全殼余熱排出系統(tǒng)(CHRS)。

1) 非能動二次側應急補水箱

堆芯設有兩臺SMT，置于干井內部。SMT出口管線直接連入給水管線，入口管連入蒸汽管線。SMT主要功能是在事故發(fā)生時起到有效的短期緩解作用。在瞬態(tài)事故時，壓力容器內部超壓，為了保證安全穩(wěn)壓器開始自動泄壓，高位SMT在重力作用下將水緊急注入蒸汽發(fā)生器，產生的蒸汽通過管道返回SMT，形成閉式循環(huán)。SMT可在事故發(fā)生時提供二次側流量，通過蒸汽發(fā)生器帶走堆芯熱量，能保證30 min內堆芯的持續(xù)冷卻。同時，通過系統(tǒng)的運行，SMT還可為二次側提供一定量的補給水。

2) 非能動余熱排出系統(tǒng)

事故發(fā)生時，控制棒驅動機構在得到事故信號后自動下落，抑制堆芯反應性。蒸汽不再通過主蒸汽管道，而是通過管線連接到安全殼外的噴嘴，蒸汽通過噴嘴進入冷水中迅速冷凝，下部冷水通過安全殼外的冷水管線直接進入蒸汽發(fā)生器進行換熱，移除堆芯熱量，噴嘴處蒸汽強烈的凝結作用帶來很大的自然驅動力，可實現長期自然循環(huán)。

3) 安全殼余熱排出系統(tǒng)

事故工況下，蒸汽通過穩(wěn)壓器頂部的閥門進入安全殼，依靠鋼制安全殼內表面的凝結以及與下部水面的對流換熱進行冷卻，冷凝的液體下降到安全殼下部的液體區(qū)域，并通過地坑循環(huán)閥返回堆芯，實現自然循環(huán)，持續(xù)將堆芯熱量排至安全殼外水池，大氣環(huán)境作為最終熱阱。地下蓄水池水裝量充足，能實現3 d無人工干預，持續(xù)冷卻堆芯。

圖3 非能動安全系統(tǒng)配置示意圖

1.5 安全殼系統(tǒng)

由于ACPR100采用一體化布置，取消環(huán)路管道，內置蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器，所以，壓力容器可放置在一直徑較小的鋼制安全殼結構中，安全殼結構示于圖4。

圖4 安全殼結構

在正常工況下，將鋼制安全殼與壓力容器之間的空氣排出，既可減弱壓力容器對流換熱的熱量損失，又能將空氣排出，避免發(fā)生事故氫爆。另外，安全殼內的腐蝕問題也大幅減弱。

在事故工況下，通過鋼制安全殼外部水淹的方式，將安全殼熱量帶入大氣環(huán)境。壓力容器內水連通至安全殼，壓力容器較大的水裝量設計和SMT的水量能保證反應堆堆芯淹沒，利用穩(wěn)壓器頂部的泄壓閥和壓力容器底部的地坑循環(huán)閥實現自然循環(huán)，鋼制安全殼配合安全殼外水淹，形成非能動的安全殼冷卻系統(tǒng)，可靠導出安全殼內熱量。

2 堆芯物理計算分析

針對ACPR100小型堆，研究了調硼不倒料、調硼倒料及調棒不倒料3種不同的堆芯方案，主要計算結果列于表3。研究發(fā)現，調硼不倒料方案壽期長、卸料燃耗淺，燃料利用率不高；調硼倒料方案壽期較短、卸料燃耗深，燃料利用率高；調棒不倒料方案堆芯安全性較差、熱工安全裕量低，計算軟件不成熟，控制棒束較多(69組)，帶來結構材料機械加工方面的問題。綜合來看，調硼不倒料方案堆芯具有較小的FQ、FZ、FΔH因子，軸向和徑向功率峰較小，熱工安全裕量較高，但反應性控制依靠可溶硼，需配備化容系統(tǒng)、反應堆硼和水補給系統(tǒng)等一回路輔助系統(tǒng)，系統(tǒng)較為復雜；調棒不倒料方案堆芯具有較大的FQ、FZ、FΔH因子，熱工安全裕量較小，但反應性控制靠控制棒實現，不需要可溶硼，系統(tǒng)簡化，反應堆可適應較快的功率變化。

表3 堆芯物理計算結果

注：1) 調棒不倒料方案壽期初經過不斷優(yōu)化，FΔH仍為1.9，超出設計限值，后續(xù)燃耗點計算無意義，故未進一步計算

3 堆芯子通道熱工水力計算

根據物理計算得到的堆芯組件內軸向及徑向功率分布情況，利用子通道分析程序對小型堆堆芯技術方案進行初步子通道分析。圖5為1/4堆芯及熱組件子通道劃分，共有69個燃料組件，劃分為43個子通道。

通過子通道計算分析，得到了不同徑向功率因子分布(截余弦函數分布及實際功率分布)條件下子通道含汽率、冷卻劑溫度和偏離泡核沸騰比(DNBR)沿軸向的變化。圖6為子通道25的DNBR軸向變化。結果顯示，截余弦功率分布情況下，調棒不倒料方案最小DNBR為1.247，發(fā)生在子通道25軸向第12網格處，子通道25、16、26傳熱性能最差。調硼不倒料方案由于活性高度升高，線功率密度降低，不易發(fā)生偏離泡核沸騰，最小DNBR為1.861，發(fā)生在子通道25軸向第16網格處，子通道25、10、2傳熱性能最差。在格架位置處調棒不倒料方案及調硼不倒料方案的DNBR均有明顯的躍升，可提高安全性，減小偏離泡核沸騰的風險。

圖5 1/4堆芯及熱組件子通道劃分

實際功率分布由于對堆芯功率進行了展平，不同于較保守的截余弦函數功率分布，DNBR有所提高，調棒不倒料方案和調硼不倒料方案最小DNBR分別為2.933和3.495，均發(fā)生在子通道4。

圖6 子通道25的DNBR軸向變化

4 系統(tǒng)和典型事故分析

根據ACPR100一回路參數、堆芯物理及熱工水力計算結果，進行了ACPR100小型堆初步系統(tǒng)分析研究，對失流事故(LOFA)、失水事故(LOCA)和蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂事故(SGTR)等典型事故進行分析。計算軟件采用RELAP5/MOD3.3，模型節(jié)點示意圖如圖7所示。分析結果表明，陸上小型堆的二次側非能動應急補水箱、二次側非能動余熱排出系統(tǒng)和安全殼余熱排出系統(tǒng)互相配合，相繼啟動，能持續(xù)有效地冷卻堆芯，且二次側的低壓設計使其擁有更高的熱容量，能在事故初期有效導出堆芯熱量。

圖7 ACPR100小型堆RELAP5節(jié)點示意圖

典型LOCA事故分析瞬態(tài)計算時間序列列于表4。

瞬態(tài)計算結果示于圖8，瞬態(tài)計算時間持續(xù)3 000 s。

表4 LOCA計算時間序列

圖8 瞬態(tài)計算結果

5 結論

ACPR100陸上多用途小型堆采用一體化冷卻劑系統(tǒng)，體積小、占地少，并在根本上消除了發(fā)生大破口失水事故的可能性；模塊化設計可實現電廠總功率的范圍擴展，滿足不同電網用戶多樣化的需求；采用非能動安全系統(tǒng)SMT、DHRS、CHRS，大幅提高了反應堆的安全性，廠外應急極小化。綜上所述，ACPR100小型堆具有安全性高、模塊化、系統(tǒng)簡化、經濟性好、多用途等特點，具有廣闊的市場應用前景，是一種合理可行的模塊化小型反應堆方案。

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