模块式小型反应堆-CAS
模块式小型堆反应堆保护系统设计方案
模块式小型堆反应堆保护系统设计-机电论文模块式小型堆反应堆保护系统设计冯威俞赟尤恺罗炜（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都610041）【摘要】模块式小型堆作为采用三代核电技术的多用途小型压水堆，在设备的建造和设计上与以往工程项目相比有其自身的特点。
将介绍小堆项目反应堆保护系统的结构特点，并分析其系统设计理念。
关键词模块式小型堆；紧急停堆系统；专设安全设施驱动系统作者简介：冯威（1982—），男，汉族，四川成都人，工程师，从事核电站仪控设计工作。
０引言反应堆保护系统是核电厂重要的安全系统。
它对于限制核电厂事故的发展、减轻事故后果，保证反应堆及核电厂设备和人员的安全、防止放射性物质向周围环境的释放具有十分重要的作用。
它监测电厂重要的参数，对安全信号进行必要的采集、计算、定值比较、符合逻辑处理，当选定的电厂参数达到安全系统整定值时，自动地触发反应堆紧急停堆和/或驱动专设安全设施动作，以实现并维持电厂的安全停堆工况。
模块式小型堆主要设计有紧急停堆功能、专设安全设施驱动等与安全有关的功能，为此设计的反应堆保护系统包含了紧急停堆系统和专设安全设施驱动系统两个子系统。
同时，为应对安全级DCS发生共因故障和应对预期瞬态未停堆（ATWT）设置了多样性驱动系统，其采用与反应堆保护系统不同的设备实现功能，驱动有关的驱动器。
１系统设计1.1 系统结构保护系统由四重冗余的序列A、B、C、D组成（见图１），各序列之间以及安全系统与非安全级系统之间在物理、功能和电气方面都是相互隔离的。
反应堆停堆和专设安全设施驱动功能都在四个冗余的序列中执行。
四个冗余序列使用四套独立的传感器。
每个序列从对应的传感器/变送器采集信号，经必要的处理后再进行阈值比较，当超过阈值则产生“局部脱扣”信号。
这些信号经过光纤I/O总线被送往其它序列进行逻辑处理从而完成以下功能：反应堆紧急停堆，汽机刹车，启动专设安全设施和支持系统。
2024年小型模块化反应堆(SMR)市场规模分析
2024年小型模块化反应堆（SMR）市场规模分析1. 引言小型模块化反应堆（Short for SMR）是一种用于产生核能的先进技术。
相比传统的大型核电站，SMR拥有更小的体积和更灵活的部署方式。
本文对SMR市场规模进行了分析。
2. 市场概述SMR技术的出现将为能源行业带来重大变革。
以往，大型核电站往往需要数十亿美元的投资，而SMR则可以更加经济高效地满足各地区的能源需求。
由于其模块化设计，SMR还更容易进行维护和升级。
3. 市场预测根据市场研究机构的预测，未来几年SMR市场将保持快速增长。
主要原因有以下几点： - 能源需求增长：全球能源需求不断增加，而SMR可以提供可靠的低碳能源，成为满足需求的重要选择。
- 政策支持：越来越多的国家和地区开始制定支持核能发展的政策，为SMR提供了发展的机会。
- 技术进步：SMR技术不断发展和改进，使其更加安全可靠，更具竞争力。
根据不同的应用领域和功率需求，SMR市场可以进行细分。
目前市场上已经出现了多种不同尺寸和功率的SMR产品。
例如，一些SMR适用于城市供电，而另一些适用于石油勘探和开采等行业。
5. 市场地域分析在地域分布上，SMR市场主要集中在一些具有能源需求的国家和地区。
其中，美国、中国、俄罗斯、英国和加拿大等国家正在积极推动SMR的发展，并已经制定了相应的政策和计划。
6. 市场挑战尽管SMR市场前景广阔，但也存在一些挑战需要克服。
其中包括安全问题、核废料处理、成本控制等。
此外，还需面对公众对核能的质疑，加强宣传和教育，提高公众对SMR的认识。
7. 市场竞争随着SMR市场的发展，竞争也日趋激烈。
现阶段，世界上已经有多家公司和研究机构投入到SMR技术的研发和商业化中。
美国的NuScale、中国的中国广核集团、俄罗斯的罗斯原子公司等都是SMR领域的重要参与者。
尽管市场竞争激烈，但SMR市场依然存在巨大的机遇。
SMR技术的推广和应用将有助于降低能源成本、减少碳排放、提供清洁能源等。
模块式小型堆功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故研究
模块式小型堆功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故研究一、模块式小型堆的运行原理模块式小型堆是一种先进的核反应堆，其核心部分由多个燃料模块组成，每个燃料模块中含有燃料棒和控制棒。
控制棒是用来调节和控制核反应堆的功率和热量的重要装置。
当控制棒全部插入到燃料模块中时，核反应堆处于停堆状态；当控制棒逐渐抽出时，核反应堆的功率和热量会逐渐增加，从而实现核反应堆的启动和运行。
二、单个控制棒束失控抽出事故单个控制棒束失控抽出事故是指在模块式小型堆运行过程中，由于控制棒束的故障或操作失误，导致其中一个或多个控制棒突然失控地抽出，从而使核反应堆的功率和热量迅速增加，甚至引发堆芯燃料的过热和燃料棒的破损，造成严重的堆失控事故。
三、事故研究的重要性对于模块式小型堆来说，单个控制棒束失控抽出事故是一种严重的安全隐患。
一旦这种事故发生，可能会导致核反应堆失控，造成严重的辐射泄漏和环境污染，甚至危及人类的生命和健康。
对这种事故进行研究和分析，了解其发生机理和危害程度，制定相应的安全控制措施具有非常重要的意义。
四、事故研究方法（一）数值模拟分析法数值模拟分析法是一种常用的事故研究方法，它通过建立模块式小型堆的数学模型，利用计算机模拟软件进行模拟运行和事故分析，从而得出事故的发生机理、影响范围和应对措施等关键信息。
（二）实验研究法实验研究法是另一种重要的事故研究方法，它通过设计和搭建实际的模块式小型堆试验平台，对单个控制棒束失控抽出事故进行模拟实验，观测和记录事故发生的过程和影响，验证数值模拟分析的结果，并获取更为真实和可靠的数据。
五、安全控制措施（一）设备安全控制加强对模块式小型堆控制棒系统的设计和制造，提高控制棒的稳定性和安全性，确保其在运行过程中不会出现失控抽出的情况。
（二）操作安全控制加强对模块式小型堆操作人员的培训和管理，规范操作流程，提高操作人员的专业素养和风险意识，减少因为操作失误导致控制棒束失控抽出的可能性。
（三）应急安全控制建立完善的模块式小型堆应急响应计划和设施，一旦发生单个控制棒束失控抽出事故，及时采取应急措施，如紧急停堆、疏散人员等，减轻事故的危害和损失。
模块式小型堆反应堆保护系统设计
作者简介院冯威渊1982要冤袁男袁汉族袁四川成都人袁工程师袁从事核电站仪控设计工作遥
256 科技视界 Science & Technology Vision 图 1 保护系统结构
Science & Technology Vision
科技视界
能袁也包含有关的手动控制功能遥 其中的自动控制功能在反应堆的各 种工况条件下为反应堆提供保护和监测功能遥 在某些工况下袁当某些 保护参数不具备投入条件时袁设计有运行旁通功能遥 同时袁按照标准规 范的要求袁为每一个安全动作设计直接的手动操作装置从而提供手动
3 总结
模块式小型堆反应堆保护系统设计充分利用了数字化技术所带 来的优势袁提高了整个电厂的安全性和经济性袁达到了三代核能系统 的安全要求袁并为我国数字化核电技术的发展打下了坚实的基础遥
揖参考文献铱 咱员暂IEEE 603. IEEE Standard Criteria for Safety Systems for Nuclear Power Generating Stations [S]. 1998.
. Al汇之l报袁即院R图我i书们g馆将h不要t去买s问什R教么e师和s们不e需买r要什v什么ed么曰我.图们书为和什期么刊将袁要而买是什直么接和向为教什师么们
不买什么遥 这种形式更容易刺激教师去认真考虑自己的意见和建议袁 获得的反馈会更为实用遥 3.4 电子期刊与纸质期刊整合问题
目前读者主要是通过两种独立的渠道来利用期刊:对于印本期刊, 读者是通过 OPAC 系统来获取相关信息或者到现刊/过刊阅览室去浏 览曰对于电子期刊,则利用电子期刊服务系统去查找或浏览遥 这样的服
专设安全设施的逻辑处理也在四个序列中实 现遥 在每个序列内袁对来自四个序列的野局部脱扣冶信 号进行 2/4 逻辑处理后产生一个系统级的专设安全 设施驱动信号遥 这个信号被送往优先级逻辑处理模 块进行优先级处理后再输出到对应的被驱动设备遥
模块式小型堆反应堆保护系统设计
模块式小型堆反应堆保护系统设计引言小型堆反应堆是目前被广泛研究的新型核电堆型，其可实现快速启动、高效安全、灵活运输和便捷维护等诸多优势。
因此，近年来在国内外引起了广泛关注和研究。
在小型堆反应堆的设计中，保护系统无疑是其中最关键的部分。
本文将探讨模块式小型堆反应堆保护系统的设计方法和实现。
设计要求在模块式小型堆反应堆的设计中，保护系统的设计需要满足以下要求：1.快速响应：保护系统需要能够快速响应异常情况，及时保障反应堆的安全运行。
2.可靠性：保护系统需要具有高可靠性，保证反应堆在各种条件下都能安全运行。
3.灵活性：保护系统设计要具有良好的灵活性，适应不同的工作条件和环境。
4.可维护性：保护系统的设计应该便于维护和实施更新。
设计方案模块化设计为了满足反应堆保护系统的灵活性和可维护性，在模块式小型堆反应堆保护系统的设计中采用了模块化设计。
将保护系统拆分成不同的模块，每个模块都有独立的功能和接口。
这种设计方式使得保护系统的各个模块可以独立地进行开发和测试，大大提高了系统的可维护性和灵活性。
红线检测模块在小型堆反应堆中，红线检测模块是保护系统中非常重要的一个模块。
其主要功能是检测反应堆中的核素物质是否超过安全阈值。
如果超过安全阈值，红线检测模块会自动地关闭反应堆。
为了确保红线检测模块的工作正常，设计时需要考虑以下几点：•红线检测模块需要精确地测量核素物质的浓度，因此需要合适的检测技术和检测器。
•红线检测模块需要能够与反应堆实时通信，及时获取反应堆的运行数据。
•针对红线检测模块的错误处理和故障排除，需要有相关的应急计划和方法。
冷却系统模块保护系统中还有一个重要的模块就是冷却系统模块。
在反应堆运行时，空气或者冷却剂需要保证反应堆的散热。
冷却系统模块的主要功能就是管理反应堆的散热。
为了确保冷却系统模块的正常运行，设计时需要考虑以下几点：•冷却系统模块需要有分离的电源系统，避免故障影响其正常工作。
•冷却系统模块应该具有自我检测和故障诊断的功能，及时处理各种故障。
小型模块式反应堆开发的意义
小型模块式反应堆开发的意义
小型模块式反应堆是一种新型的核能发电装置，由于其小型化、可移动性和灵活性，已经成为国际上关注的焦点之一。
其开发的意义在于：
1. 为解决能源危机提供新的选择。
小型模块式反应堆能够在不同的地点进行部署，能够为远离电网的地区提供电力，这对于解决能源危机、推动能源转型具有重要意义。
2. 为环境保护提供新的手段。
小型模块式反应堆采用先进的核技术，能够更好地控制放射性物质的释放和污染，较传统的核能发电装置更为安全和环保。
3. 促进核能技术的发展。
小型模块式反应堆利用先进的材料和技术，能够为核能技术的发展提供新的契机，推动核能技术的创新和进步。
4. 改善人民生活质量。
小型模块式反应堆能够提供可靠的清洁能源，为人民提供更稳定、更便宜的电力，从而改善人民的生活质量。
- 1 -。
小型模块化反应堆的市场前景与应用潜力分析
小型模块化反应堆的市场前景与应用潜力分析小型模块化反应堆（Small Modular Reactor，SMR）是指在核能领域中较小型的核反应堆系统。
相比传统大型核电站，SMR具有更加灵活、经济和可持续的特点，因此受到了广泛关注。
本文将从物理定律、实验准备和过程出发，探讨SMR的市场前景和应用潜力。
一、物理定律与SMR的设计SMR是基于核能的技术，因此与核能物理定律密切相关。
其中最重要的是核裂变与核聚变定律。
核裂变是指重原子核在被撞击或吸收中子后分裂为两个或更多的轻原子核的过程。
核反应堆中通常使用铀或钚等核燃料进行核裂变，利用核裂变释放的巨大能量来产生热量，进而转化为电能。
核裂变的物理定律主要包括质能方程E=mc^2、裂变门槛和裂变链反应方程等。
核聚变是指轻原子核在高温高压下融合成较重的原子核释放出能量的过程。
核聚变是太阳和恒星能量来源的基础，而在地球上实现核聚变需要更高的温度和压力条件。
SMR中的核聚变主要利用氘-氚聚变来产生能量。
核聚变的物理定律包括热力学定律、磁流体力学定律、聚变反应率方程等。
在SMR的设计中，物理定律是指导设计各环节的基础。
例如，根据核裂变与核聚变的关系，需要确定核燃料的选择和设计反应堆的结构。
同时，物理定律还指导设计核反应堆的控制系统和核废料的处理方法等。
二、实验准备和过程为了验证SMR的设计和预测其在实际工作中的表现，需要进行一系列实验。
实验准备和过程可以分为以下几个方面：1. 核材料选择和制备：根据设计要求，选择适当的核燃料和其他辅助材料，并制备相应的样品。
2. 实验设备准备：根据实验需求，准备核反应堆的实验装置，包括反应堆本体、控制系统、冷却系统等。
3. 实验条件设定：调整实验中的温度、压力、流量等实验条件，使其符合预期的设计参数。
4. 实验数据采集：利用传感器和监控设备等工具，实时采集核反应堆在不同实验条件下的温度、压力、功率等数据。
5. 实验结果分析：根据实验数据，对核反应堆的性能进行评估和分析，验证设计参数的合理性。
小型模块式反应堆螺旋管蒸汽发生器设计和热工水力分析
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核岛厂房——安全壳地下布置
总平面布置图展示
总平面布置图展示
总平面布置鸟瞰图
韩国SM功率/电功率
330MWt/ 100MWe
海水淡化能力
40000m3/日
电厂可利用率
＞90%
运行压力
15MPa
堆芯出/入口温度 310℃ /270℃
反应堆堆芯
高:2m直径:1.832m
• 双层安全壳，内层为真空、耐 压的钢制容器，用于包容事故 中一回路的泄漏物，外层为通 常核电站采用的混凝土安全壳
海水淡化设备
• MED-TVC海水淡化技术， 采用的是热压缩原理。用 高压蒸汽在TVC中吸入末 效或中间效蒸发器产生的 部分低压二次蒸汽，将其 提升压力和温度后作为一 效蒸发器的加热蒸汽，达 到低压蒸汽重复利用的目 的。它可利用高压蒸汽的 能量，避免了工作蒸汽直 接减温减压造成的蒸汽能 量损失
一回路冷却剂运行压力 堆芯出/入口温度 压力容器 蒸汽发生器 主泵
主要参数
530MWt 气冷式冷凝器：155MWe 水冷式冷凝器：180MWe
69组（17×17正方形栅格排列） ＜5%/ 4.5年 69组电动液压控制棒驱动机构，无需可溶硼参与 正常的反应性控制
14.1MPa 320℃ /297℃ 直径：13英尺，高度：83英尺，净重： 628吨 直流式蒸汽发生器（OTSG） 8组内置主泵（其中电动机部分外置）
专设安全设施
• 由反应堆停堆系统、非能动余 热排出系统、应急堆芯冷却系 统、反应堆超压保护系统和钢 制安全壳组成
• 应急情况下通过注硼操作，作 为备用的非能动停堆系统
• 非能动余热排出系统（4套）连 接蒸汽发生器，带走余热，自 然循环运行 ，72h内无需人为 干涉
• 相互独立的应急堆芯冷却系统 （2套）由压力差自动开启，保 证堆芯淹没
国际革新型安全反应堆 （IRIS）
核电厂主参数
热功率/电功率 1000MWt/ 335MWe
设计寿命
60年
可利用率
＞95%
主冷却剂流量
4700kg/s
运行压力
15.5MPa
堆芯出/入口温度 328.4℃/ 292℃
燃料组件
89盒17×17；高度5207mm
控制棒组件
37组；吸收体数量24根
压力容器
内径：6210mm，体壁厚：285mm，总高度：21300mm
蒸汽发生器
8台立式、螺旋管状，高度：8500mm
主要设计特点
• 标准的燃料组件（U-235富集度小于5%） • 主系统无需可溶硼参与正常反应性控制 • 标准的发电及BOP系统和组件 • 冷凝器可以采用空气冷凝与水冷冷凝两种方式 • 灵活的电网接口（50Hz或60HZ） • 数字化仪控系统
堆芯热功率 发电功率
燃料组件 燃料富集度/换料周期 反应性控制
发电及辅助系统（BOP）
BOP及厂房布置
• 提供两种冷凝二回路蒸汽的方式：空气和水冷冷凝器 • 采用了常规的蒸汽循环设备（易于维修和更换） • 引入了多种非能动系统和其他的安全设施，在不需要
任何BOP系统工作的条件下，可冷却堆芯中的燃料长 达72个小时 • 核岛厂房布置采用了地下布置方式——安全壳、乏燃 料水池及最终热阱的地下布置大大提高了核岛的安全 性。安全壳采用了钢制安全壳结构，形成了反应堆的 第三道屏障 • 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的上升 • 可以同步进行换料停堆和NSSS系统设备检修，节省停 堆时间并提高经济性 • 安全壳地下布置，兼顾了核电厂与周围环境的保护和 共同和谐发展
燃料二氧化铀
富集度4.95%， 57盒，排列：17×17； 264根燃料元件棒
控制棒组件
25组；控制棒导管数24根
蒸汽发生器
8台，螺旋管状；设计寿命：15年
主泵型式
4台，单级轴流屏蔽电机泵
压力容器
内径：4072mm；壁厚： 264mm；设计寿命：60年
电厂设计寿命
60年
换料周期
＞3年
反应堆冷却剂系统 循环方式：强迫循环
300 MWe 100 MWe 25 MWe 311 MWe 100 MWe
堆型 PWR BWR PWR PWR PWR PWR HTR HTR
FNR FNR FNR FNR MSR
研发公司 OKBM, 俄罗斯 Atomenergoproekt, 俄罗斯 CNEA & INVAP, 阿根廷 Westinghouse国际联队 KAERI, 南韩 B&W美国 Eskom, 南非 General Atomics (美国), Rosatom
模块式小
2013
型反应堆
年11月
国际小堆核电站研发情况
小型堆研发概况
名称 KLT-40S VK-300 CAREM IRIS SMART mPower PBMR GT-MHR
BREST SVBR-100 Hyperion PM Prism FUJI
电功率 35 MWe 300 MWe 27-100 MWe 100-335 MWe 100 MWe 180MWe 80 MWe 285 MWe
• 模块化设计： 单个模块输出电功率： 180MWe
• 堆芯一体化设计 • 非能动安全系统及措施：
应急堆芯冷系统（ECCS）非 能动设计自然循环 • 模块可扩容至10台以上机组 • 安全壳地下布置方式：将安全 壳、乏燃料水池和最终热阱布 置在地下，从而大大提高了核 电厂的安全性。核电厂内还可 以贮存整个电厂寿期内所有乏 燃料 • 核电厂占地面积40英亩
(俄罗斯)联队 RDIPE, 俄罗斯 Rosatom/En+,俄罗斯 Hyperion, 美国
GE-Hitachi, 美国 ITHMSO，日本-俄罗斯-美国联队
一体化压水堆小堆
• mPower • SMART • IRIS
B&W 美国 KAERI, 南韩
Westinghouse 国际联队
mPower主要设计特点
一体化堆芯设计
压力边界的一次侧和二次侧
专设安全设施
固有安全性及专设安全设施
• 堆芯线性热效率较低 • 一回路冷却系统容量较大 • 高位置的小型贯穿件 • 提供长期的余热排出功能 • 在LOCA情况下，自动提供压降措施。 • 换料水贮存箱可以长期提供应急的冷却水 • 非能动安全壳冷却系统有助于安全壳降温 • 具备堆腔淹没能力 • 在ATWS工况下，提供可溶硼的注入