小型模块化核反应堆技术安全性研究

丁锡嘉　周涛　张家磊　朱亮宇

摘  要：小型先进模块化反应堆（SMR）是当今核能技术发展的热点领域。以国际主要核大国业已成熟的小堆技术和中核集团的“玲珑一号”为例，从安全法规要求、技术安全目标等方面分析，证明小堆拥有严格的安全法规，高于三代核电标准的技术安全目标，与不断加强防人因失误管理工作，显示小堆技术是安全的。

关键词：小堆;核安全;技术安全性

中图分类號：TL351 文献标志码：A 文章编号：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

迄今为止，核能作为一种安全、清洁、高效的能源，在世界能源结构版图上，占据着重要的地位。但由于日本福岛核事故与西方部分发达国家无核化思潮的影响下，大型商业化反应堆存在建造周期长，建设成本高等问题，社会舆论对涉核大型项目投资持质疑与抵触的态度，使部分重要核设施核项目处于无法落地的状态。而小型核反应堆就成为了核能技术发展的一种新的途径。小堆，是“小型先进模块化多用途反应堆”的简称。根据国际原子能机构（IAEA）的定义： 300MWe以下的核反应堆成为小型核反应堆（以下简称“小堆”）。近年来，小堆以其独特的分布式能源特征，在一些电力市场基本饱和与电力需求微增长的发达国家，和资金实力有限，电网容量较小，难以容纳大型核电机组的发展中国家引起了相当广泛的关注。同时，随着核能及相关技术的不断成熟，小堆也被考虑用于满足一些特殊领域的能源供给。

1 国内外小堆类型与发展现状

1.1 小堆类型

目前世界各国研发的小堆中，大都具有三代以上安全特性，又以压水堆与气冷堆最为成熟，是研发设计的主力堆型。

世界上主要国家已研发的以上四种小堆参数如表1所示。

1.2 总体发展

上世纪80年代后，国际上掀起了小堆开发的热潮。根据反应堆中子慢化剂的不同，可主要分为重水堆、轻水堆，液态金属堆与熔盐堆。1985年，IAEA启动了先进中小型反应堆研究项目。1991年，发布了第一份小堆研究报告。2004年，启动小堆开发计划，成立了革新性核反应堆协作研究项目，成员总数至今以达到30个。在过去的三十多年，IAEA始终努力推动小堆技术的研发，认为先进小堆技术是未来核能发展的方向之一，具有很好的应用前景。

1.3 美国

美国目前由能源部（DOE）通过政府资助项目支持小堆的研发，美国核管会（NRC）着手制定小堆设计的审查大纲与解决政策性问题。美国认为开发小堆有复兴核能产业，保持核能技术领先地位，复兴装备制造业，发展低碳能源等多重原因。日前，美国巴威公司于2012年开始进行mPower小堆研发，NuScale电力公司于2014年改进设计了NuScale小堆。

1.4 俄罗斯

俄罗斯是最早开展小堆应用的国家。2006年，俄罗斯联邦原子能机构（现为俄罗斯国家原子能集团公司Rosatom）确定发展KLT与VBER两种小堆堆型，尤其以KLT-40S的发展最为迅速。根据规划，俄罗斯还将建设一批浮动式核电站，为大型工业项目，港口城市，海上油气平台提供能源。

1.5 中国

自本世纪以来，国内涉核企业进一步加快小堆技术研发的步伐。利用小堆功率小、模块化、固有安全性高的特征，将其进行组合可适应电网供电、城市供暖、工业工艺供热、海水淡化、海洋资源开发等需求方面做出了一系列卓有成效的工作，研发出ACP100、燕龙泳池供热堆多种小堆，处于国际先进的水平。

2 国外小堆安全性分析

2.1 美国

mPower小堆采用一体化设计，单堆功率180MWe，堆芯采用69盒截短型17×17燃料组件，活性区高度2.413m，换料周期48个月，反应堆顶部布置有8台主泵和1台内置式稳压器。控制棒驱动机构完全浸没在一回路中从而避免控制棒弹棒事故，堆芯采用无可溶硼设计，利用控制棒进行反应性控制，采用非能动安全系统实现事故后的衰变热导出。

NuScale小堆单堆功率45MWe，堆芯采用富集度小于4.95%的17×17燃料组件，活性区高度2m，换料周期24个月。NuScale小堆设计有足够强的自然循环能力，不需要配备主泵，设计大为简化。同时采用紧贴式安全壳，体量小，可以现场组装，大大缩短建设周期。堆芯熔毁频率为10-8量级，安全性能出众。

2.2 俄罗斯

KLT系列小堆为紧凑式模块化小堆，单堆功率150MWt，可以产生35MWe电力用于供电和供应蒸汽进行海水淡化。可以通过驳船方式向没有集中供电的边远地区居民供电供热，也可通过海水淡化系统向干旱地区供电供水。

KLT-40S堆芯布置121组六角形燃料组件，组件总厂1670mm，包壳为E635锆合金。在事故状态下，可通过非能动安全系统达到应急停堆冷却、堆芯应急冷却、堆腔淹没、安全壳应急降压等功能。增加了防护围板作为一道安全屏障，能及时监测和排除可能泄漏的易揮发气体，彻底消除了超设计基准事故的应急撤离问题。换料周期为3-4年，具备船上换料能力并设置有乏燃料贮存设施。

3 我国自主小堆安全性分析（以“玲珑一号”为例）

3.1 “玲珑一号”采用的安全法规体系

“玲珑一号”严格按照中华人民共和国国家原子能法、放射性污染防治法，生态环境部、国家核安全局颁布的HAF001、HAF002、HAF501等法律法规，从安全系统、辐射防护、机械设备几方面制定了详细周密的核安全标准体系。

（1）安全系统和辅助系统的设计不再提及具体的设计标准，转而援引比较宏观的概括的核安全法规。在必要的时候，可以针对个别系统出版系统设计准则。

（2）辐射防护遵循国内最新的GB和NB标准，包括GB 6249-2011《核动力厂环境辐射防护规定》，GB/T 13976-2008《压水堆核电厂运行工况下的放射性源项》，GB 14587-2011《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》，GB 18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》等。

（3）机械设备设计中，核级机械设备可采用根据RCC-M相应部分转化而来的GB和NB标准进行设计、制造和检验。非核级机械设备采用相应的工业标准。

3.2 “玲珑一号”安全设计原则

“玲珑一号”安全设计紧紧围绕核电厂三大基本安全功能（反应性控制、余热排出、放射性包容），进行了以下六方面安全设计：

（1）满足“纵深防御”设计要求，设置严重事故应对措施。

（2）极限安全地震动SL-2按照0.3g进行设计。

（3）主要设备，如OTSG、主泵、燃料、控制棒驱动机构采用经验证的成熟技术。

（4）采用非能动的安全设施。

（5）设置严重事故预防与缓解措施、CDF（堆芯熔毁频率）和LERF（大规模放射性物质释放概率）满足三代指标要求。

（6）R厂房全埋布置、常规岛下沉、设置APC壳提高抵御厂址外部事件的能力。

3.3 “玲珑一号”技术安全特性

“玲珑一号”凭借以下六方面的技术设计，全面达到三代核电技术安全目标。

（1）反应堆使用一体化设计，大大减少了主回路管道数量，简化了反应堆冷却剂系统结构，消除了大LOCA事故，提高了反应堆固有安全特性。

（2）具备了非能动安全系统（PXS、PRS、PCS、RDP），包括非能动堆芯冷却系统（CMT、ACC、IRWST），非能动余热排出系统与非能动安全壳热量导出系统。

（3）燃料组件选择57组截短型CF2燃料组件，换料周期长达24个月，平均可利用率大于90%。

（4）非能动氢气复合系统与PXS堆腔注水冷却能够预防和缓解严重事故。

（5）核岛布置采用双堆双机、R厂房全埋、APC壳作为双堆核岛厂房构筑物、常规岛厂房整体下沉的方案，可以有效地抵挡外部环境事件对于核岛厂房的影响。

（6）使用了膜法反渗透海水淡化技术。

3.4 “玲珑一号”人因安全分析

作为“玲珑一号”的研发单位中核集团，早在2009年初成立了人因管理推进工作组，借鉴国内外人因管理理论、理念和实践，结合公司自身实际，已经形成了覆盖人因管理理论、培训教材、技术导则、视频辅助学习等完整的人因管理体系，为小堆防人因失误提供坚强支撑。

3.5 “玲珑一号”总体安全性评价

根据上述安全法规标准、安全设计原则研发的“玲珑一号”，其设计安全目标如表2所示。

从表2可以看出，“玲珑一号”能够满足我国现行核安全法规及导则的要求。设计中充分应用纵深防御原则和可靠性设计原则，采取多重安全屏障和专设安全设施，使堆芯损坏频率和早期放射性物质大量释放频率远低于相关安全规定，其安全水平达到三代核能系统的指标要求。同时，吸收福岛核电站事故的经验反馈，考虑应对类似事故的相关改进和措施，具备完善的严重事故预防和缓解措施，进一步提高核电厂的安全性和运行可靠性，并能够满足国家核安全局颁发的《“十二五”期间新建核电厂安全要求》。

4 结束语

结合国内外实际，重点以ACP100“玲珑一号”为例，分析了小堆技术的在法律法规、技术目标等方面的安全性。

（1）以美、俄等国设计的mPower，NuScale，KLT-40S等小堆在EDF、LRF等指标均达到三代核电技术标准，紧凑模块化设计又减少了反应堆一回路设备数量，甚至能消除超设计基准事故（BDBA）的发生可能性。

（2）我国自主研发的“玲珑一号”ACP100模块化小堆采用“固有安全加非能动安全”的安全设计理念，强化前端事故预防，追求源头事件安全。

（3）“玲珑一号”ACP100模块化小堆通过设计消除许多传统的设计基准事件和假想事故，从设计上可实现不需要厂外应急，实际消除放射性物质大量释放的可能。

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