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（华北电力大学核科学与工程学院，北京 102206）

超临界水堆与先进沸水堆安全特性差异性分析

陈杰，周涛∗，刘亮

（华北电力大学核科学与工程学院，北京 102206）

超临界水堆和先进沸水堆在结构和原理上存在很多相似点，但在安全特性方面存在一定的差异性。本文通过对比分析超临界水堆和先进沸水堆两个堆型来研究它们安全特性的差异性，研究结果表明：超临界水堆由于不存在汽水两相，不会发生偏离泡核沸腾现象，又因为采用的是非能动和能动相结合系统，具有较好的安全特性；和相同功率的先进沸水堆相比，其比焓高，流量低，泵消耗功率低，压力下降速率更快，消耗的核燃料低；超临界水堆安全系统与先进沸水堆安全系统虽然都采用了非能动安全系统和能动系统，但在超临界水堆能动安全系统中，其压力控制系统控制速度较快，而非能动控制系统则较为稳定。

超临界水堆；先进沸水堆；堆芯系统；安全系统；安全特性

2001年7月，超临界水堆 （SCWR）被第IV代核能系统国际论坛提出。中国核动力院结合热工水力实验基础和材料技术方面的成果，也提出了中国自主知识产权的超临界水堆—中国超临界水堆［1］（CSR1000）；而作为轻水堆的先进沸水堆 （ABWR），是以美国GE公司为主最早发展的，在1994年7月，美国核管会认可先进沸水堆设计标准，并得到批准。超临界水堆和先进沸水堆具有很多相似的原理特性：结构非常简单，都没有蒸汽发生器，反应堆和汽轮机发电组构成一个闭合循环回路，都采用直接循环方式；……