小型模塊化核反應(yīng)堆技術(shù)安全性研究

丁錫嘉　周濤　張家磊　朱亮宇

摘? 要：小型先進(jìn)模塊化反應(yīng)堆（SMR）是當(dāng)今核能技術(shù)發(fā)展的熱點(diǎn)領(lǐng)域。以國(guó)際主要核大國(guó)業(yè)已成熟的小堆技術(shù)和中核集團(tuán)的“玲瓏一號(hào)”為例，從安全法規(guī)要求、技術(shù)安全目標(biāo)等方面分析，證明小堆擁有嚴(yán)格的安全法規(guī)，高于三代核電標(biāo)準(zhǔn)的技術(shù)安全目標(biāo)，與不斷加強(qiáng)防人因失誤管理工作，顯示小堆技術(shù)是安全的。

關(guān)鍵詞：小堆;核安全;技術(shù)安全性

中圖分類號(hào)：TL351 文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A 文章編號(hào)：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(jié)構(gòu)版圖上，占據(jù)著重要的地位。但由于日本福島核事故與西方部分發(fā)達(dá)國(guó)家無核化思潮的影響下，大型商業(yè)化反應(yīng)堆存在建造周期長(zhǎng)，建設(shè)成本高等問題，社會(huì)輿論對(duì)涉核大型項(xiàng)目投資持質(zhì)疑與抵觸的態(tài)度，使部分重要核設(shè)施核項(xiàng)目處于無法落地的狀態(tài)。而小型核反應(yīng)堆就成為了核能技術(shù)發(fā)展的一種新的途徑。小堆，是“小型先進(jìn)模塊化多用途反應(yīng)堆”的簡(jiǎn)稱。根據(jù)國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）的定義： 300MWe以下的核反應(yīng)堆成為小型核反應(yīng)堆（以下簡(jiǎn)稱“小堆”）。近年來，小堆以其獨(dú)特的分布式能源特征，在一些電力市場(chǎng)基本飽和與電力需求微增長(zhǎng)的發(fā)達(dá)國(guó)家，和資金實(shí)力有限，電網(wǎng)容量較小，難以容納大型核電機(jī)組的發(fā)展中國(guó)家引起了相當(dāng)廣泛的關(guān)注。同時(shí)，隨著核能及相關(guān)技術(shù)的不斷成熟，小堆也被考慮用于滿足一些特殊領(lǐng)域的能源供給。

1 國(guó)內(nèi)外小堆類型與發(fā)展現(xiàn)狀

1.1 小堆類型

目前世界各國(guó)研發(fā)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(fā)設(shè)計(jì)的主力堆型。

世界上主要國(guó)家已研發(fā)的以上四種小堆參數(shù)如表1所示。

1.2 總體發(fā)展

上世紀(jì)80年代后，國(guó)際上掀起了小堆開發(fā)的熱潮。根據(jù)反應(yīng)堆中子慢化劑的不同，可主要分為重水堆、輕水堆，液態(tài)金屬堆與熔鹽堆。1985年，IAEA啟動(dòng)了先進(jìn)中小型反應(yīng)堆研究項(xiàng)目。1991年，發(fā)布了第一份小堆研究報(bào)告。2004年，啟動(dòng)小堆開發(fā)計(jì)劃，成立了革新性核反應(yīng)堆協(xié)作研究項(xiàng)目，成員總數(shù)至今以達(dá)到30個(gè)。在過去的三十多年，IAEA始終努力推動(dòng)小堆技術(shù)的研發(fā)，認(rèn)為先進(jìn)小堆技術(shù)是未來核能發(fā)展的方向之一，具有很好的應(yīng)用前景。

1.3 美國(guó)

美國(guó)目前由能源部（DOE）通過政府資助項(xiàng)目支持小堆的研發(fā)，美國(guó)核管會(huì)（NRC）著手制定小堆設(shè)計(jì)的審查大綱與解決政策性問題。美國(guó)認(rèn)為開發(fā)小堆有復(fù)興核能產(chǎn)業(yè)，保持核能技術(shù)領(lǐng)先地位，復(fù)興裝備制造業(yè)，發(fā)展低碳能源等多重原因。日前，美國(guó)巴威公司于2012年開始進(jìn)行mPower小堆研發(fā)，NuScale電力公司于2014年改進(jìn)設(shè)計(jì)了NuScale小堆。

1.4 俄羅斯

俄羅斯是最早開展小堆應(yīng)用的國(guó)家。2006年，俄羅斯聯(lián)邦原子能機(jī)構(gòu)（現(xiàn)為俄羅斯國(guó)家原子能集團(tuán)公司Rosatom）確定發(fā)展KLT與VBER兩種小堆堆型，尤其以KLT-40S的發(fā)展最為迅速。根據(jù)規(guī)劃，俄羅斯還將建設(shè)一批浮動(dòng)式核電站，為大型工業(yè)項(xiàng)目，港口城市，海上油氣平臺(tái)提供能源。

1.5 中國(guó)

自本世紀(jì)以來，國(guó)內(nèi)涉核企業(yè)進(jìn)一步加快小堆技術(shù)研發(fā)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(jìn)行組合可適應(yīng)電網(wǎng)供電、城市供暖、工業(yè)工藝供熱、海水淡化、海洋資源開發(fā)等需求方面做出了一系列卓有成效的工作，研發(fā)出ACP100、燕龍泳池供熱堆多種小堆，處于國(guó)際先進(jìn)的水平。

2 國(guó)外小堆安全性分析

2.1 美國(guó)

mPower小堆采用一體化設(shè)計(jì)，單堆功率180MWe，堆芯采用69盒截短型17×17燃料組件，活性區(qū)高度2.413m，換料周期48個(gè)月，反應(yīng)堆頂部布置有8臺(tái)主泵和1臺(tái)內(nèi)置式穩(wěn)壓器?？刂瓢趄?qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)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(shè)計(jì)，利用控制棒進(jìn)行反應(yīng)性控制，采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)事故后的衰變熱導(dǎo)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(qū)高度2m，換料周期24個(gè)月。NuScale小堆設(shè)計(jì)有足夠強(qiáng)的自然循環(huán)能力，不需要配備主泵，設(shè)計(jì)大為簡(jiǎn)化。同時(shí)采用緊貼式安全殼，體量小，可以現(xiàn)場(chǎng)組裝，大大縮短建設(shè)周期。堆芯熔毀頻率為10-8量級(jí)，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(chǎn)生35MWe電力用于供電和供應(yīng)蒸汽進(jìn)行海水淡化。可以通過駁船方式向沒有集中供電的邊遠(yuǎn)地區(qū)居民供電供熱，也可通過海水淡化系統(tǒng)向干旱地區(qū)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(tài)下，可通過非能動(dòng)安全系統(tǒng)達(dá)到應(yīng)急停堆冷卻、堆芯應(yīng)急冷卻、堆腔淹沒、安全殼應(yīng)急降壓等功能。增加了防護(hù)圍板作為一道安全屏障，能及時(shí)監(jiān)測(cè)和排除可能泄漏的易揮發(fā)氣體，徹底消除了超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的應(yīng)急撤離問題。換料周期為3-4年，具備船上換料能力并設(shè)置有乏燃料貯存設(shè)施。

3 我國(guó)自主小堆安全性分析（以“玲瓏一號(hào)”為例）

3.1 “玲瓏一號(hào)”采用的安全法規(guī)體系

“玲瓏一號(hào)”嚴(yán)格按照中華人民共和國(guó)國(guó)家原子能法、放射性污染防治法，生態(tài)環(huán)境部、國(guó)家核安全局頒布的HAF001、HAF002、HAF501等法律法規(guī)，從安全系統(tǒng)、輻射防護(hù)、機(jī)械設(shè)備幾方面制定了詳細(xì)周密的核安全標(biāo)準(zhǔn)體系。

（1）安全系統(tǒng)和輔助系統(tǒng)的設(shè)計(jì)不再提及具體的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)，轉(zhuǎn)而援引比較宏觀的概括的核安全法規(guī)。在必要的時(shí)候，可以針對(duì)個(gè)別系統(tǒng)出版系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則。

（2）輻射防護(hù)遵循國(guó)內(nèi)最新的GB和NB標(biāo)準(zhǔn)，包括GB 6249-2011《核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》，GB/T 13976-2008《壓水堆核電廠運(yùn)行工況下的放射性源項(xiàng)》，GB 14587-2011《核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術(shù)要求》，GB 18871-2002《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》等。

（3）機(jī)械設(shè)備設(shè)計(jì)中，核級(jí)機(jī)械設(shè)備可采用根據(jù)RCC-M相應(yīng)部分轉(zhuǎn)化而來的GB和NB標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行設(shè)計(jì)、制造和檢驗(yàn)。非核級(jí)機(jī)械設(shè)備采用相應(yīng)的工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)。

3.2 “玲瓏一號(hào)”安全設(shè)計(jì)原則

“玲瓏一號(hào)”安全設(shè)計(jì)緊緊圍繞核電廠三大基本安全功能（反應(yīng)性控制、余熱排出、放射性包容），進(jìn)行了以下六方面安全設(shè)計(jì)：

（1）滿足“縱深防御”設(shè)計(jì)要求，設(shè)置嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)措施。

（2）極限安全地震動(dòng)SL-2按照0.3g進(jìn)行設(shè)計(jì)。

（3）主要設(shè)備，如OTSG、主泵、燃料、控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)采用經(jīng)驗(yàn)證的成熟技術(shù)。

（4）采用非能動(dòng)的安全設(shè)施。

（5）設(shè)置嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施、CDF（堆芯熔毀頻率）和LERF（大規(guī)模放射性物質(zhì)釋放概率）滿足三代指標(biāo)要求。

（6）R廠房全埋布置、常規(guī)島下沉、設(shè)置APC殼提高抵御廠址外部事件的能力。

3.3 “玲瓏一號(hào)”技術(shù)安全特性

“玲瓏一號(hào)”憑借以下六方面的技術(shù)設(shè)計(jì)，全面達(dá)到三代核電技術(shù)安全目標(biāo)。

（1）反應(yīng)堆使用一體化設(shè)計(jì)，大大減少了主回路管道數(shù)量，簡(jiǎn)化了反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)結(jié)構(gòu)，消除了大LOCA事故，提高了反應(yīng)堆固有安全特性。

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

（3）燃料組件選擇57組截短型CF2燃料組件，換料周期長(zhǎng)達(dá)24個(gè)月，平均可利用率大于90%。

（4）非能動(dòng)氫氣復(fù)合系統(tǒng)與PXS堆腔注水冷卻能夠預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故。

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

（6）使用了膜法反滲透海水淡化技術(shù)。

3.4 “玲瓏一號(hào)”人因安全分析

作為“玲瓏一號(hào)”的研發(fā)單位中核集團(tuán)，早在2009年初成立了人因管理推進(jìn)工作組，借鑒國(guó)內(nèi)外人因管理理論、理念和實(shí)踐，結(jié)合公司自身實(shí)際，已經(jīng)形成了覆蓋人因管理理論、培訓(xùn)教材、技術(shù)導(dǎo)則、視頻輔助學(xué)習(xí)等完整的人因管理體系，為小堆防人因失誤提供堅(jiān)強(qiáng)支撐。

3.5 “玲瓏一號(hào)”總體安全性評(píng)價(jià)

根據(jù)上述安全法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)、安全設(shè)計(jì)原則研發(fā)的“玲瓏一號(hào)”，其設(shè)計(jì)安全目標(biāo)如表2所示。

從表2可以看出，“玲瓏一號(hào)”能夠滿足我國(guó)現(xiàn)行核安全法規(guī)及導(dǎo)則的要求。設(shè)計(jì)中充分應(yīng)用縱深防御原則和可靠性設(shè)計(jì)原則，采取多重安全屏障和專設(shè)安全設(shè)施，使堆芯損壞頻率和早期放射性物質(zhì)大量釋放頻率遠(yuǎn)低于相關(guān)安全規(guī)定，其安全水平達(dá)到三代核能系統(tǒng)的指標(biāo)要求。同時(shí)，吸收福島核電站事故的經(jīng)驗(yàn)反饋，考慮應(yīng)對(duì)類似事故的相關(guān)改進(jìn)和措施，具備完善的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施，進(jìn)一步提高核電廠的安全性和運(yùn)行可靠性，并能夠滿足國(guó)家核安全局頒發(fā)的《“十二五”期間新建核電廠安全要求》。

4 結(jié)束語(yǔ)

結(jié)合國(guó)內(nèi)外實(shí)際，重點(diǎn)以ACP100“玲瓏一號(hào)”為例，分析了小堆技術(shù)的在法律法規(guī)、技術(shù)目標(biāo)等方面的安全性。

（1）以美、俄等國(guó)設(shè)計(jì)的mPower，NuScale，KLT-40S等小堆在EDF、LRF等指標(biāo)均達(dá)到三代核電技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)，緊湊模塊化設(shè)計(jì)又減少了反應(yīng)堆一回路設(shè)備數(shù)量，甚至能消除超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故（BDBA）的發(fā)生可能性。

（2）我國(guó)自主研發(fā)的“玲瓏一號(hào)”ACP100模塊化小堆采用“固有安全加非能動(dòng)安全”的安全設(shè)計(jì)理念，強(qiáng)化前端事故預(yù)防，追求源頭事件安全。

（3）“玲瓏一號(hào)”ACP100模塊化小堆通過設(shè)計(jì)消除許多傳統(tǒng)的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件和假想事故，從設(shè)計(jì)上可實(shí)現(xiàn)不需要廠外應(yīng)急，實(shí)際消除放射性物質(zhì)大量釋放的可能。

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