杨 珏，孙吉良，杨伟国，舒 睿，王 飞

(1.中科华核电技术研究院有限公司，广东 深圳 518026; 2.中国广核集团有限公司，广东 深圳 518026)

按照IAEA的规定，电功率小于300 MW的反应堆被划分为小型堆(SMR)。小型堆的发展历史悠久，核能发展初期建造的反应堆基本均是小型堆，但随着核电的大规模发展，小型堆逐步退出发展主流。进入21世纪以来，小型堆以安全性高、经济性好和应用灵活性的优点，研发和应用又受到了有关方面关注。目前国际核能发达国家和多数核能技术企业在研发第三代大型核电机组的同时均积极开展小型堆研发，如美国西屋公司在AP1000技术后推出了SMR小型堆技术、韩国在推进APR1400技术的同时研发了SMART小型堆、日本三菱的MRX小型堆及俄罗斯浮动式核电站用KLT-40S小型堆。

本文在深入研究小型堆技术基础上，提出一种新的陆上多用途小型堆ACPR100[1-3]的概念，其运行压力为15.5 MPa，冷却剂平均温度为310.7 ℃，热功率为340 MW，并开展堆芯核设计、子通道热工水力分析、冷却剂系统分析、典型事故分析等研究，以完成ACPR100的概念设计。

1 ACPR100技术方案

1.1 总体技术参数

ACPR100陆上多用途小型堆是中国广核集团提出的新一代小型压水堆，具有安全性高、模块化、系统简化、经济性好、多用途等特点。总体技术参数列于表1。

1.2 堆芯方案

ACPR100概念方案借鉴成熟压水堆堆芯方案，为满足堆芯功率和尺寸要求，采用成熟短型先进燃料组件。

ACPR100堆芯为1/4对称布置，燃料组件数为69，每个组件含有呈17×17方形排列的264根燃料棒，24根可放置控制棒、中子源或阻流塞组件的锆合金导向管和1根锆合金测量管。为了展平堆芯功率分布，首循环堆芯燃料按235U富集度分两区装载，富集度为3.65%、4.95%的燃料组件数分别为21和48。较低富集度的燃料组件按不完全棋盘格式排列在堆芯内区，较高富集度的燃料组件装在堆芯外围。堆芯燃料组件装载示于图1，燃料棒相关参数列于表2。

图1 堆芯装载和可燃毒物布置

表2冷态下的UO2燃料棒及钆参数

Table2TechnicalparametersofUO2andGdforcoldstate

参数数值组件类型17×17成熟短型燃料组件235U富集度,%内,3.65;外,4.95UO2密度,g/cm310.96芯块名义制造密度,%95.2(碟形+倒角)体积份额,%1.604燃料芯块直径,cm0.819 2包壳外径,cm0.950包壳厚度,cm0.057Gd2O3理论密度,g/cm38.33Gd2O3含量,%9钆棒中235U富集度,%含4、8、12、16根钆棒的组件为0.71含20、24根钆棒的组件为2.5

反应性控制初步采用调硼和调棒两种方案。调硼方案堆芯活性段(冷态)高度为209.17 cm，调棒方案堆芯活性段(冷态)高度为156.97 cm。堆芯平均线功率密度调硼方案为8.923 kW/m，调棒方案为11.89 kW/m。

1.3 一体化冷却剂系统

ACPR100陆上小型堆采用一体化布置，将蒸汽发生器、稳压器和冷却剂泵包容到反应堆压力容器中，简化了反应堆冷却剂系统，消除了冷却剂系统内的大尺寸管道连接和大量压力贯穿件，从根本上消除了发生大破口失水事故的可能性。冷却剂系统采用强迫循环，冷却剂系统包括16台螺旋盘管式直流蒸汽发生器、1台内置蒸汽稳压器和4台冷却剂泵。蒸汽发生器选用小盘管式直流蒸汽发生器，出口蒸汽为过热蒸汽，稳压器采用标准电加热棒和标准喷淋系统。冷却剂系统示于图2。

图2 冷却剂系统示意图

冷却剂流动方式为：反应堆冷却剂在堆芯吸收裂变热后，经堆芯上部上升通道进入冷却剂泵，经主泵加压后向下流经蒸汽发生器，将热量传给蒸汽发生器内流动的二回路系统给水，使之变为蒸汽，换热后的反应堆冷却剂继续向下流经堆芯外部的环形下降通道，经混流器混合后进入下腔室，最后返回堆芯，在压力容器内完成整个冷却剂循环流动。

1.4 非能动安全系统

为提高安全性和可靠性，ACPR100陆上多用途小型堆安全系统采用非能动技术，其系统配置方案如图3所示，主要包括非能动二次侧应急补水箱(SMT)、非能动余热排出系统(DHRS)、安全壳余热排出系统(CHRS)。

1) 非能动二次侧应急补水箱

堆芯设有两台SMT，置于干井内部。SMT出口管线直接连入给水管线，入口管连入蒸汽管线。SMT主要功能是在事故发生时起到有效的短期缓解作用。在瞬态事故时，压力容器内部超压，为了保证安全稳压器开始自动泄压，高位SMT在重力作用下将水紧急注入蒸汽发生器，产生的蒸汽通过管道返回SMT，形成闭式循环。SMT可在事故发生时提供二次侧流量，通过蒸汽发生器带走堆芯热量，能保证30 min内堆芯的持续冷却。同时，通过系统的运行，SMT还可为二次侧提供一定量的补给水。

2) 非能动余热排出系统

事故发生时，控制棒驱动机构在得到事故信号后自动下落，抑制堆芯反应性。蒸汽不再通过主蒸汽管道，而是通过管线连接到安全壳外的喷嘴，蒸汽通过喷嘴进入冷水中迅速冷凝，下部冷水通过安全壳外的冷水管线直接进入蒸汽发生器进行换热，移除堆芯热量，喷嘴处蒸汽强烈的凝结作用带来很大的自然驱动力，可实现长期自然循环。

3) 安全壳余热排出系统

事故工况下，蒸汽通过稳压器顶部的阀门进入安全壳，依靠钢制安全壳内表面的凝结以及与下部水面的对流换热进行冷却，冷凝的液体下降到安全壳下部的液体区域，并通过地坑循环阀返回堆芯，实现自然循环，持续将堆芯热量排至安全壳外水池，大气环境作为最终热阱。地下蓄水池水装量充足，能实现3 d无人工干预，持续冷却堆芯。

图3 非能动安全系统配置示意图

1.5 安全壳系统

由于ACPR100采用一体化布置，取消环路管道，内置蒸汽发生器和稳压器，所以，压力容器可放置在一直径较小的钢制安全壳结构中，安全壳结构示于图4。

图4 安全壳结构

在正常工况下，将钢制安全壳与压力容器之间的空气排出，既可减弱压力容器对流换热的热量损失，又能将空气排出，避免发生事故氢爆。另外，安全壳内的腐蚀问题也大幅减弱。

在事故工况下，通过钢制安全壳外部水淹的方式，将安全壳热量带入大气环境。压力容器内水连通至安全壳，压力容器较大的水装量设计和SMT的水量能保证反应堆堆芯淹没，利用稳压器顶部的泄压阀和压力容器底部的地坑循环阀实现自然循环，钢制安全壳配合安全壳外水淹，形成非能动的安全壳冷却系统，可靠导出安全壳内热量。

2 堆芯物理计算分析

针对ACPR100小型堆，研究了调硼不倒料、调硼倒料及调棒不倒料3种不同的堆芯方案，主要计算结果列于表3。研究发现，调硼不倒料方案寿期长、卸料燃耗浅，燃料利用率不高；调硼倒料方案寿期较短、卸料燃耗深，燃料利用率高；调棒不倒料方案堆芯安全性较差、热工安全裕量低，计算软件不成熟，控制棒束较多(69组)，带来结构材料机械加工方面的问题。综合来看，调硼不倒料方案堆芯具有较小的FQ、FZ、FΔH因子，轴向和径向功率峰较小，热工安全裕量较高，但反应性控制依靠可溶硼，需配备化容系统、反应堆硼和水补给系统等一回路辅助系统，系统较为复杂；调棒不倒料方案堆芯具有较大的FQ、FZ、FΔH因子，热工安全裕量较小，但反应性控制靠控制棒实现，不需要可溶硼，系统简化，反应堆可适应较快的功率变化。

表3 堆芯物理计算结果

注：1) 调棒不倒料方案寿期初经过不断优化，FΔH仍为1.9，超出设计限值，后续燃耗点计算无意义，故未进一步计算

3 堆芯子通道热工水力计算

根据物理计算得到的堆芯组件内轴向及径向功率分布情况，利用子通道分析程序对小型堆堆芯技术方案进行初步子通道分析。图5为1/4堆芯及热组件子通道划分，共有69个燃料组件，划分为43个子通道。

通过子通道计算分析，得到了不同径向功率因子分布(截余弦函数分布及实际功率分布)条件下子通道含汽率、冷却剂温度和偏离泡核沸腾比(DNBR)沿轴向的变化。图6为子通道25的DNBR轴向变化。结果显示，截余弦功率分布情况下，调棒不倒料方案最小DNBR为1.247，发生在子通道25轴向第12网格处，子通道25、16、26传热性能最差。调硼不倒料方案由于活性高度升高，线功率密度降低，不易发生偏离泡核沸腾，最小DNBR为1.861，发生在子通道25轴向第16网格处，子通道25、10、2传热性能最差。在格架位置处调棒不倒料方案及调硼不倒料方案的DNBR均有明显的跃升，可提高安全性，减小偏离泡核沸腾的风险。

图5 1/4堆芯及热组件子通道划分

实际功率分布由于对堆芯功率进行了展平，不同于较保守的截余弦函数功率分布，DNBR有所提高，调棒不倒料方案和调硼不倒料方案最小DNBR分别为2.933和3.495，均发生在子通道4。

图6 子通道25的DNBR轴向变化

4 系统和典型事故分析

根据ACPR100一回路参数、堆芯物理及热工水力计算结果，进行了ACPR100小型堆初步系统分析研究，对失流事故(LOFA)、失水事故(LOCA)和蒸汽发生器传热管断裂事故(SGTR)等典型事故进行分析。计算软件采用RELAP5/MOD3.3，模型节点示意图如图7所示。分析结果表明，陆上小型堆的二次侧非能动应急补水箱、二次侧非能动余热排出系统和安全壳余热排出系统互相配合，相继启动，能持续有效地冷却堆芯，且二次侧的低压设计使其拥有更高的热容量，能在事故初期有效导出堆芯热量。

图7 ACPR100小型堆RELAP5节点示意图

典型LOCA事故分析瞬态计算时间序列列于表4。

瞬态计算结果示于图8，瞬态计算时间持续3 000 s。

表4 LOCA计算时间序列

图8 瞬态计算结果

5 结论

ACPR100陆上多用途小型堆采用一体化冷却剂系统，体积小、占地少，并在根本上消除了发生大破口失水事故的可能性；模块化设计可实现电厂总功率的范围扩展，满足不同电网用户多样化的需求；采用非能动安全系统SMT、DHRS、CHRS，大幅提高了反应堆的安全性，厂外应急极小化。综上所述，ACPR100小型堆具有安全性高、模块化、系统简化、经济性好、多用途等特点，具有广阔的市场应用前景，是一种合理可行的模块化小型反应堆方案。

参考文献：

[1] 马昌文，徐元辉. 先进核动力反应堆[M]. 北京:原子能出版社，2001.

[2] 李卫华，张亚军，郭吉林，等. 一体化核供热堆Ⅱ型的开发及应用前景初步分析[J]. 原子能科学技术，2009，43(增刊):215-218.

LI Weihua, ZHANG Yajun, GUO Jilin, et al. Development of integrated nuclear heating reactor Ⅱ and its application prospect[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2009, 43(Supp1.): 215-218(in Chinese).

[3] 陈炳德. 日本小型核动力反应堆及其技术特点[J]. 核动力工程，2004，25(3):193-197.

CHEN Bingde. A small nuclear reactor of Japan and its technical characteristics[J]. Nuclear Power Engineering, 2004, 25(3): 193-197(in Chinese).