小型模块化反应堆技术及我国应用前景

小型模块化反应堆技术及我国应用前景作者中电投电力工程有限公司，上海市田林路888弄8号楼200233摘要：分析了小型反应堆较常规核电机组的优势，介绍了中美设计进度较快的小型压水堆的技术特点，并探讨了小型反应堆在我国应用的前景。关键词：核能小型反应堆模块化应用前景1.简介国际原子能机构(IAEA)将“小型”反应堆定义为电功率300MWe以下的核反应堆机组。福岛事故后随着对核电安全要求的提高，小型反应堆因其固有安全、设计简单、具有规模经济性等优势，重新引起人们的关注。美国核管会(NRC)表示将接受相关企业的小型反应堆设计认证申请，并已与部分企业开展了设计认证审批前的交流工作，以缩短审批时间。美国能源部（DOE）成立小型模块化反应堆(SMR)项目办公室，以支持小型反应堆的市场化，且已于2012年11月将第一轮资金资助计划中2.26亿美元资金用于支持巴威公司开发mPower小型堆，并开始接受第二轮资金资助计划申请（2013年7月前）。主要的小型反应堆有：美国西屋电气公司的SMR(原IRIS)、巴威公司的mPower、NuScalePower公司的NuScale、俄罗斯的浮动式核电厂、韩国的SMART、我国清华大学的低温供热堆和高温气冷堆、中核集团ACP100等。2.小型反应堆优点2.1安全性高首先,多数小型堆采用“设计安全”原则，体现在反应堆一体化设计、非能动设计和埋地设计等。反应堆一体化将一回路所有部件布置在压力容器内，从而消除了一回路主管道破裂造成的大破口失水事故。其次，采用非能动安全设计，无需外部电源可通过自然循环排除堆芯余热，降低了事故后人的干预。此外，多数小型反应堆都采用埋地设计，部分小型反应堆浸没在地下水池中，可保持堆芯长期冷却，可避免失水事故导致堆芯熔化。埋地设计也增加了放射性释放屏障，强化了抵抗外部事件的能力。因此，先进小型压水堆的安全性(体现在堆芯熔化概率和大量放射性释放概率)比第三代压水堆高。小型反应堆具有放射性源项小且安全性高的特点将有利于简化或有望取消厂外应急。目前，美国几家设计公司正在向NRC提交取消(或缩小)限制发展区和简化厂外应急的申请。2.2适应性强大多数小型模块化反应堆均采用一体化布置取代环路型布置，取消了常规核电机组的主回路管道，将蒸汽发生器、稳压器内置于反应堆压力容器中。一体化的系统设计使得单堆体积缩小，占地面积也小于常规核电机组，能够适应于更多的厂址条件。此外，小型反应堆由于其自身的高安全性使得厂址选择的要求较常规核电机组有所降低。例如，用于发电的小型反应堆可建在无法与主电网相连接的偏远地区；用于热电联产的小型反应堆可在内陆厂址和城市附近建造。由于采用诸多革新技术，与常规核电机组相比，多数小型反应堆的大型锻件减少，设备尺寸明显缩小，系统也进行了简化，且采用模块化建造，不仅减少了运输的特殊要求和费用，而且缩短了建造工期，降低了建造成本。相比于常规核电机组，小型反应堆的设备尺寸和重量都大幅度地缩减，可用公路、铁路和水路运输，降低了大件运输的难度。目前，一般常规压水堆电站的建设周期需要60个月，而小型反应堆由于其高度模块化的设计，并在制造厂完成模块加工，从而简化了现场施工难度和周期，使得建设周期大幅度减少（约36个月）。2.3用途广泛“多用途”体现在小型反应堆除了单一的发电功能以外，还有许多其他工业用途，如核能制氢、原油提纯、煤炭液化、热电联产、工业供热和海水淡化等。小型反应堆最大的优势是有利于实现高度的安全性和具有高效率的电、热、汽、水联产能力，从而具有较好的经济性，能适应不同用户的需求。2.4选择灵活小型反应堆“选择灵活”主要体现在将其核蒸汽系统(NSSS)一体化布置为一个反应堆模块，每个模块的最大发电能力从5到18万千瓦不等，一个核电厂可以有若干种模块的组合形式，可以根据厂址情况进行组合，业主可根据需求，在建厂初期灵活配置装机容量。从经济性分析，小型反应堆较常规核电机组也具有一定优势。较常规核电机组而言小型反应堆可采用滚动发展、资金分阶段逐步投入的方式进行建设，可逐步增加核电厂装机容量。这就可以降低初次投资量，通过滚动发展到达最终规模效应，实现小型堆综合成本优势。通过最大现金流分析表明对于投资一个同样输出功率的核电厂，小型堆核电站所需的最大现金流仅为大型堆核电站的50%[1]。3.中美小型压水堆技术3.1巴威的mPower小型模块化反应堆mPower小型堆是一体化压水堆，即堆芯、蒸汽发生器、稳压器均布置在反应堆压力容器中，同样控制棒驱动机构和主泵也内置于压力容器(见图1)。冷却剂在堆芯加热后，通过蒸汽发生器提升段由主泵强迫向上流动，并在蒸汽发生器管内冷却后向下流回堆芯。二回路水在蒸汽发生器管外流动，被管内的冷却剂加热。主要技术参数见表1。图1mPower模块化反应堆Fig.1mPowerreactormodule表1mPower单一模块技术参数Tab.1MainParametersforsinglemPowermodule名称参数热功率530MWt电功率180MWe燃料组件69组17×17标准燃料组件（组件高度减半）富集度小于5%反应性控制电动液压控制棒驱动机构(CRDMs)无需可溶硼参与正常的反应性控制一回路冷却剂运行压力为14.2MPa堆芯进出口温度分别为297℃和318.9℃压力容器直径：13英尺(3962.4mm)高度：83英尺(25298.4mm)净重(不含燃料)：628吨重量(运行状态)：716吨蒸汽发生器直流式蒸汽发生器(OTSG)主泵8组内置主泵(电动机部分外置)燃料循环换料周期为4年，燃耗约为35GWD/TU安全壳采用地下布置的钢制安全壳电厂寿期60年图2mPower核岛厂房剖面图（2个机组）Fig.2SectionalviewofmPowernuclearbuilding(twounits)如图2所示，mPower核电厂的反应堆采用地下布置，即将安全壳、乏燃料水池等安全相关的结构、系统和部件(SSCs)都布置在地下，可有效抵御外部事件，增强安全性。安全壳埋地设计还可有效减少正常运行和事故情况下周围环境的剂量水平，降低厂址周围人口密度的要求，因此可适应更多厂址条件。此外，mPower的安全壳具有较大的容积和容量，在基准事故工况下，可以有效的限制安全壳内压力上升。mPower核电厂换料周期为4年，约为现行标准的2倍。核电厂采用整体换料技术，可以减少换料造成的停堆时间，且核电厂寿期内的所有乏燃料均可存储于厂内（储存在乏燃料池和厂内干式储罐中）。非能动专设安全系统可在无操纵员干预的情况下至少提供72小时堆芯冷却保护。应急堆芯冷却系统采用了自然循环设计，使得堆芯衰变热可在丧失电源的情况下通过自然循环导出。GenerationmPowerLLC（巴威子公司）计划于2014年向NRC提交mPower小型堆设计认证申请，预计可在2017年取得NRC的批准，首堆（2个机组）预计2022年投入商运。3.2NuScale公司的小型模块化反应堆如图3所示，Nuscale小型堆采用一体化反应堆模块技术，蒸汽发生器、堆芯、稳压器布置在压力容器中，压力容器位于反应堆安全壳内，安全壳淹没于地下反应堆水池（见图4）。正常运行时安全壳内处于真空状态，反应堆压力容器无需保温。Nuscale小堆采用自然循环冷却堆芯（无需主泵），冷却剂在堆芯加热后通过上升管流经蒸汽发生器，与蒸汽发生器管内二回路水进行热交换，冷却后流回堆芯。Nuscale小堆一体化设计和自然循环设计可以消除大破口失水事故和主泵故障。此外，Nuscale采用非能动安全设计，事故条件下无需电源支持可通过自然循环排出堆芯余热，单个模块堆芯损坏频率为2.9×10-9/堆/年（AP1000核电站堆芯损坏频率为10-7/堆/年）。Nuscale核电站可以布置12个反应堆模块（参数见表2），模块布置于核岛厂房地下反应堆水池。水池可冷却全部的12个模块，可在不额外加水的情况下维持反应堆冷却至少72小时；即使池水受热沸腾和不断消耗，仍可保证堆芯冷却257天；257天之后，通过空气冷却，足以保证小于0.07MWt余热冷却需求。Nuscale核电站换料周期为2年，每次换13个燃料组件，换料持续时间10天（从停堆到启动）。Nuscale公司计划于2015年第二季度向NRC提交设计认证申请，并预计在2018年获得NRC批准。图3Nuscale反应堆模块Fig.3Nuscalereactormodule图4Nuscale反应堆厂房剖面图Fig.4SectionalviewofNuscalenuclearbuilding表2Nuscale核电站参数（12个模块）Tab.2ParameterforNuscalePowerplant(12units)全厂额定功率540MWe电厂效率＞28%模块数量12电厂利用率92%-95%电厂寿命60年单个模块额定功率45MWe热功率160MWt压力容器尺寸为4.5×15m重量400t蒸汽发生器数量和类型2台，垂直螺旋管汽轮机类型3600r/min；带抽汽的凝气式运行压力12.7553MPa燃料组件37个标准的17×17压水堆燃料组件(高度为标准燃料组件1/2，富集度小于4.95%)控制棒组件16个控制棒组件，控制组(4根)和停堆组(12根)3.3清华大学低温供热堆图5低温供热堆原理图Fig.5Schematicdiagramoflowtemperaturenuclearheatingreactor表3200MW供热堆参数Tab.3MainParametersfor200MWenuclearheatingreactor名称参数热功率/MW200冷却剂工作压力/MPa2.5冷却剂进/出口温度/℃140/210冷却剂流量/t·h-12341中间回路工作压力/MPa3.0中间回路进/出口温度/℃95/145中间回路流量/m3·h-13600压力壳设计压力/MPa3.1安全壳设计压力/MPa2.1堆芯高度/m1.9燃料组件数/盒96控制棒数量/根32主换热器数量/台6低温供热堆堆芯放置在压力容器内的下部。为了提高自然循环的驱动力，堆芯出口设有较长的水力提升段(或称烟囱)。压力容器内(一回路)冷却剂流过堆芯吸收热量后，经水力提升段进入主换热器，将所载热量传给中间回路(二回路)水，然后再通过中间换热器向热网(三回路)输热（如图5所示）。表3列出了200MW供热堆主要参数。该堆一回路采用一体化布置、自稳压和自然循环设计，可消除主管道断裂造成的失水事故和冷却剂主泵故障。采用非能动安全设计特性，可将反应堆停堆后的余热通过自然循环由空气冷却器排向大气，不需要动力源，从而确保反应堆安全。该堆运行压力、温度、堆芯功率密度较低，设计安全裕度较大。核供热站系统惯性大，在瞬态或事故工况下，过程参数变化平缓。供热堆根据纵深防御原则，在含放射性的一回路和热网之间设置中间隔离回路，且中间隔离回路的工作压力高于冷却剂回路，保证在主换热器泄漏的情况下放射性也不会进入热网。3.5中核集团ACP100反应堆如图6所示，ACP100是采用“非能动”安全系统和“一体化”反应堆（除稳压器外）技术的小型压水堆，主要参数见表4。该堆特点是核蒸汽供应系统一体化集成为反应堆模块，取消了一回路主管道。反应堆地下布置，提高了抵御外部事件的能力。采用非能动专设安全设施方案，通过非能动余热排出系统实现堆芯72h余热排出，非能动堆芯冷却系统实现安注和堆腔淹没，非能动安全壳热量导出系统保证事故工况下安全壳的完整性。根据报道，中核集团计划在2013年底开工建设首台ACP100，厂址选在福建莆田[2]。图6ACP100反应堆模块Fig.6ReactormoduleforACP100表4ACP100小型堆参数Tab.4MainParametersforACP100名称参数反应堆热功率310MWt单模块电功率~100MWe反应堆设计寿命60年反应堆换料周期2年反应堆冷却剂入口温度282.6℃反应堆冷却剂出口温度323.4℃反应堆冷却剂平均温度303℃冷却剂系统最佳估算流量6500m³/h反应堆冷却剂系统运行