国内外部分小型压水堆安全特性比较分析
VVER—91型水水动力堆：一种更为安全和经济和压水堆
VVER—91型水水动力堆：一种更为安全和经济和压水堆I/吾R一/水求饰,/{,2000年国外核动力一,),,)VVER一91型水水动力堆丁lj一种更为安全和经济的压水堆近年来,英刊(国际核工程'多次载丈介绍俄箩斯和芽兰在VVER—1000的基础上告怍开发VVER一91型水水动力堆,并详细地分析和比较丁这种堆型的安全性和经薪性,对我们了解江苏田湾连云港核电站有一定的帮助.现摘要编译.供读者参考.1997年12月,俄罗斯在北京签订了向中国提供2台价值30亿美元的VvER一9l 型水水动力堆核电机组的合同.合同的一方是俄罗斯原子能出口公司和对外原子能公司;另一方则是中国连云港核电公司.有关设计合同早在1997年6月已经签定.VVER一91核电机组将建在江苏省连云港市,位于上海以北250kmo该核电机组原计划建在辽宁某地,后因投资问题,于1996年决定改建在现址江苏省连云港.1VVER一91的设计vvER一9l项目旨在开发一种比原先的VVER一1000更为安全,更为经济的压水堆.实际上,VVER一91是VVER一1000的一种改良堆型.早在1997年.俄罗斯和芬兰就开始合作进行概念设计,这一年正是芬兰洛维萨1 号机组投入运行,而且芬兰国家电力局(IVO)经营的VVER一440核电站获得极大成功1980年,VVER一1000投入运行.同类的核电机组还有l7座.目前正在运行中. 1990年,俄罗斯与棼兰正式签订协议,合作开发VVER一91.VVER一91设计吸取了许多改进经验,而且符合现行的法规和标准,已达到现代化的需求.VVER一91的主设计单位是圣彼得堡原子能工程研究设计院.反应堆和一回路的主设计单位是"水压机"设计总院.同时,芬兰IVO动力工程公司与原子能出口公司签约充当顾问.2VVER一91的基本参数(1)反应堆热功率(Mwt)3000一回路压力(MPa)l57冷却水平均温度:反应堆出口(℃)3217反应堆入口(℃)2928氩,期,l,第,,燃料装载量铀量(t)75平均燃耗比(Mw?d-kg.'U)43第一次装料燃料平均富集度(wt%)2.57再装载燃料平均富集度(wt%)4.0环路数:4蒸汽发生器类型:卧式(2)汽轮机ll℃的冷却水容量(Mw)1070速度(rpm)3000汽缸效(高压+低压)l+4压力(MPa)6.O8温度(℃)276.4干度系数0.995蒸汽消耗量(kg?s)1630.2n℃冷却水的冷凝压力(kPa)3.28核电站主设备的设计寿命为40年.核电站旨在基本负荷条件下发电,而在设计上,主要设备可按周及在接下来的24h 周期负荷下供电.目前正在研制满足上述要求的核燃料.所设计的反应堆在正常功率情况下,可有效满功率运行7000小时/年.而堆芯设计,允许循环期提高至7900有效满功率小时/年(第一次换料除外).一回路管道直径为850mm.3安全性和经济性鉴于切尔诺贝利历史经验的教训.俄,芬在开发VVER一91中坚持"安全工程高于一切"的原则.VVER一9l设计的前提是尽可能最大限度地去满足原苏联安全文件中规定的各项标准.此外,对前苏联和芬兰的安全标准进行比较,把两种标准中最严格的部分作为新设计的基准.设计中也吸收了国际原子能机构的建议.选用安全列(即响应的容量和速率),目的是保证在设计中设想的任一韧始事件情况下的核辐射安全.特别强调各安全列之间的实体分隔要相当好.此外,安全系统列沿其整个长度上还设有相互隔离的实体防火边界.安全特点包括有:(1)反应堆厂房具有双层安全壳;(2)安全系统有4个完全独立的安全列;(3)安全系统列的功能和实体分开;(4)处理一,二回路泄漏的预防措施;(5)破前泄漏的处理,避免管道突然破裂;(6)把严重事故的管理纳入到电站设计中.9VVER一91.相对于标准的VVER一88还作了多项重要改进.在VVER一88设计中,在反应堆重大事故情况下,使用的主要设备设置在反应堆下面;在VVER一91设计中却搬出分开布置.并加了更可靠的保护装置;为减轻消防工作的负担,汽轮机设备也搬至另一闻厂房.在VVER91设计中,使反应堆的重心尽可能地低,以增强抗震能力.设计还特别关注经济性.VVER一91的投资费用比标准的VVER88要低约20%;建筑物的总量从100万减至60万;VVER一88使用大约17万混凝土和4万t钢材,而VVER一91仅需I1万II13混凝土和1.8万t钢材.由于施工量相对小,所以减少了基本建设费用,缩短了建设周期据芬兰IVO电力局估计.与建设VVER一88耗时7年多相比,VVER一91不到6年就可建成. 4双重安全壳电站有一个双重安全壳.在内外安全壳之间维持有不大的真空.抽出的空气通过过滤器进入排汽管.主安全壳由顶应力混凝土制成,其内表面衬有钢板安全亮呈球形,有一层基础平板和一个半球形顶盖.安全壳内径为44m,内安全壳的设计泄漏率预定在24h试验期内,不超过总气量的02%.辅助安全壳由混凝土制成,在辅助安全壳之间有一个1.8m的空隙.主安全壳的设计压力为0.55MPa,设计温度为155"C安全亮内备有冷却水池,可满足10年以上的乏燃料贮存量.还备有一个大的设备舱口,足以来回运输蒸汽发生器及燃料;还有运行期间进入安全壳的通遘.5严重事故殛外来危险的预防在设计中考虑严重事故.其中包括堆芯熔化事故,在堆芯熔化事故的情况下,仍能保持安全壳的完整性.同时采取下列措施,可减轻严重事故的后果.(1)在基础平板底下直接打有硬质岩石基础,在基础平板下不设置用房;(2)在安全壳钢衬里上面有3m厚的混凝土层,作为防止熔渣引起腐蚀的一项措施;(3)有些设备安装在反应堆烟囱内,有助于防止熔渣落入烟囱而引起的蒸汽爆炸;(4)安全壳的设计压力比常规分析推导出的最大值大30%;(5)对压力干扰和安全壳底部事故排放,采取了相应的预防措施.外部危险:所设计的电站经得起飞机的坠毁.设计计算中考虑了小飞机的碰撞,对大型飞机,只需修正一下数据,也可以处理.所设计的电站也能经得起最大水平加速度为0.1g/lt~平面的地震.10(下转第25页)5结论COPERNIC是法马通开发的新一代燃料棒性能程序.它现代程序设计思想为基础,可以提供多种模拟,并易于将来的开发和维护.采用当今最先进的模型可精确地进行zr一4和M5包壳的稳态和瞬态高燃耗预测.COPERNIC程序已被提交给几个安全当局进行分析.COPERNIC程序正被用于确保安全可靠的先进燃料棒的设计中.以适应更多的反应堆运行工况和高燃耗燃料循环.参考文献喀李结译自"FRAMTOMENuckarNEWSLETTER"No.55(1999)于傻崇校(上接第lO页)6合作伙伴1998年2月,芬兰IVO动力工程公司与俄罗斯原子能出口公司和对外原子能公司在莫斯科签订了一项合同,芬兰动力工程公司参加中国连云港VVER一91工程的建设,主要负责厂房的平面布置.其中包括核板应堆厂房,修订早先的计划,编制厂房到地面的详细结构图.全部工作应于1998年内完成,VVER一91也是印度核电市场上的竞争对手,印度和俄罗斯之间还在进行讨论; 从长远观点来看,如果芬兰建造第五座核电站计划重新启动的话,芬兰的国内市场甚至也可能成为其选择对象.吕寿炎廖胜利编译自(NuclearEngineeringInternationa1)1998年第3期。
压水堆与快堆固有安全性分析与比较
快堆固有安全性——非能动安全性
热容量大： 池式堆的堆池内有大量钠，因此有很大的热容量； 钠的导热率又大，所以堆芯有很大的热惰性，对 瞬变有很强的适应能力。即使在二次冷却系统不 工作的失热阱事故工况下，反应堆停堆后，钠的 流动性好，容易形成自然对流，可以以非能动的 方法导出余热。冷却剂温度上升速率也相当缓慢， 一般为30℃/min.在温度上升到使燃料破损前 （800~1000℃），有足够时间投入二次冷却系 统或是应急冷却系统。提高了余热导出的安全性。
快堆固有安全性——自然安全性
快堆的固有安全性设计体现在事故下的自停堆能力和余热 排出能力（一般以液态金属钠作为冷却剂） 负的功率反应性系数： 依靠多普勒效应、钠密度效应、燃料膨胀、芯部膨胀及变 形以及控制棒的伸长等反馈，足以保证快堆具有足够大的 负功率反应性系数。控制棒及其驱动机构的设计限制了反 应性引入速率不超过允许值。当控制棒机构发生故障导致 意外连续抽出时，功率的增长可由相互独立的探测方法 （如中子注量率，冷却剂出口温度等）给出信号使安全棒 落入堆芯而停堆。即使所有探测系统和保护系统都失效时， 功率也不会按其初始值指数增长。
快堆固有安全性——后备安全性
1.反应堆安全的中心问题是确保放射性物质 能可靠地保持在一定范围内，不要无控制 地释放到周围环境中去。与压水堆类似， 在快堆中，放射性材料（燃料、裂变产物 和放射性活化产物）和周围环境之间一般 设有三道安全屏障，即燃料包壳、一回路 边界（池式堆的容器、回路式堆的容器、 泵、中间热交换器和管道）和安全壳。
？
固有安全性被定义为：当反应堆出现异常工 况时，不依靠人为操作或外部设备的强制 性干预，只是由堆的自然安全性和非能动 的安全性，控制反应性或移出堆芯热量， 使反应推趋于正常运行和安全停闭。具备 有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然 的安全性．非能动的安全性和后备反应性 的反应堆体系被称为固有安全堆。
小型压水堆堆芯设计及物理特性分析
Science &Technology Vision科技视界0引言、,、。
,、、,,[1,2]。
、。
1948S1W [3],70、。
,,,,2019,[4]。
,。
,,,。
,,,。
1堆芯初步方案与计算结果分析1.1堆芯初步方案,,。
,1,,。
表1不同堆型方案关键参数比较小型压水堆堆芯设计及物理特性分析方华伟1*宁可为2尹莎莎1韩冰1曾涛1(1.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610213;2.哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨150001)【摘要】为满足未来反应堆模块化、小型化设计要求,以现有小型压水堆方案为基础,提出小型模块化压水反应堆堆芯布置初步设计方案。
并使用堆芯物理计算程序,利用蒙特卡洛方法对该方案进行堆芯物理计算与分析,给出几种典型工况下的堆芯反应性以及中子分布特征。
计算结果表明,该设计方案可满足反应堆的安全性要求,能实现紧急停堆,并可保证在发生弹棒、掉棒等事故条件下维持反应堆安全。
【关键词】小型模块化反应堆;燃料组件;中子通量分布;物理特性;核安全中图分类号:TL327文献标识码:ADOI:10.19694/ki.issn2095-2457.2021.17.23【Abstract 】In order to meet the requirements of the modular and miniaturized reactor design in the future,apreliminary core design of a small modular PWR is proposed based on the present small modular reactor plans.The Monte Carlo method is used to calculate and analyze the core physics characteristics of the scheme.The core reactivity and neutron distribution characteristics under several typical conditions are studied.The calculation resultsreveal that the design scheme can satisfy the safety requirements of the reactor,achieve the emergency shutdown of the reactor,and ensure the subcritical status of the reactor under the design basis accident conditions.【Key words 】Small modular reactor;Neutron distribution characteristic;Physical characteristics;Nuclear safety*通信作者:方华伟(1987.4—),男,汉族,河南林州人,西安交通大学核科学与技术专业博士毕业,职称工程师,研究方向:反应堆系统设计。
我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较..
我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较一、中国核电站和日本福岛第一核电厂在安全设计方面的区别1.日本福岛核电站背景资料1.1 日本核电站的堆型及其分布1.2 福岛核电站日本福岛县的核电站有福岛第一核电站和福岛第二核电站，它们都由东京电力公司负责运营。
福岛核电站是目前世界上最大的核电站，位于日本福岛工业区，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。
其中福岛一站1号机组于1971年 3月投入商业运行，二站1号机组于1982年4月投入商业运行。
福岛第一核电站福岛第二核电站1.3 福岛核电站其他信息2011年2月7日，东京电力公司和福岛第一原子力发电所刚刚完成了一份对于福岛一站一号机组的分析报告，指出这一机组已经服役40年，出现了一系列老化的迹象，包括原子炉压力容器的中性子脆化，压力抑制室出现腐蚀，热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀，并为其制定了长期保守运行的方案。
福岛核电站1号机组已经满了40年的使用寿命，该机组原本计划延寿20年，到2031年退役。
2、沸水堆与压水堆的差异2.1沸水堆简介沸水堆核电站属于轻水堆堆型中的一种，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
根据国际核电协会统计，全球正在运行的反应堆一共有426个。
其中轻压水堆258座占比约为61%，重压水堆约为41座占比10%，沸水堆为92座占比约为22%。
沸水堆比例相对较小；从建设期来看，压水堆在80年代后被选用作实施的数量远超过沸水堆技术，体现了其更高的安全性能。
中国目前建成和在建的所有核电站均使用压水堆技术。
从技术上来看，中国发生此类核泄漏事故的风险较小；同时核电技术正在不断升级：核电技术已经经历了一代到二代再到改善型二代的过程。
对安全性的诉求成为了推动核电技术不断发展的重要动力。
压水堆安全性分析
压水堆安全性分析压水反应堆(Pressurized Water Reactor ,缩写为PWR )是美国贝蒂斯原子能实鲨室( Bettis Atomic Power Laboratory )开发成功的一种轻水核反应堆世界上多数核电厂釆用压水堆，是由于:1 •压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小二技术十分成熟。
2压水堆采用低富集度铀作燃料，铀的浓缩技术已经过关。
堆核电厂肴放射性的一回路系统与二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便，需要处理的放射性废气、废水、废物量较少。
新机组采用的先进反应堆技术:>EPR >AP1000EPR （欧洲压水堆）EPR是20世纪90年代初由法马通公司和西门子公司成立的合资企业开发的。
在开发过程中 ,所追求的目标不仅要考虑各种技术解决方法的协调一致，还要考虑充分吸取2家供应商先前建造的核电厂的所有经验反馈。
就安全性而言,EPR根据法马通和西门子当时已经建造的9 6座反应堆的经验反馈,采取改进的方法。
这种设计原则，使AREVA （阿海王去）的EPR 成为继现役最先进的法国N4和德国Konvoi反血璀2启葩最新一柏良应锥。
降低堆芯熔化概率的设计选择(1)从设计阶段就开始考虑扩展运行条件的范围(2 )针对有关设备和系统采取的设计选项(3)从设计上进一步提高操纵员操作的可靠性1 •从设计阶段就开始考虑扩展运行条件的范围根据概率安全评估,强调应重视停堆状态。
E P R首次在确定反应堆防护与保护系统的规模时对这些特殊状态做了系统考虑。
尽管E P R安全分析法主要是以纵深防御概念（确定论方法的一部分）为基础”但它还采用了概率分析方法作为补充。
这使得人们能够确定可能产生堆芯熔化或大规模早期释放的輩故白勺序列。
最后,安全系统和土建的设计也充分考虑最大程度降低外部灾害的风险，例如地震、水灾、火灾、甚至飞机撞击。
为此,安全系统的机械和电气设备在设计中采用四重冗余并2•针对有关设备和系统采取的设计选项反应堆冷却剂系统的设计,采用锻造管道及部件, 使用高性能材料,结合采取早期泄漏检测，并加强在役检查,实质性地根除了任何大破口事故的风险同上几代反应堆相比z EPR的安全系统采用实体隔离，使安全系统得到简化，冗余和多样性得到优化。
两种压水堆一回路除氢氧化对比分析
两种压水堆一回路除氢氧化对比分析摘要：在机组换料大修前，需对一回路进行除氢-氧化运行，除去溶解在一回路冷却剂中的放射性物资、裂变产物和附着在设备、管道内壁的腐蚀活化产物，以减少机组大修期间人员的集体剂量。
通过对比国内两种压水堆设计，参考某核电首次换大修除氢-氧化运行情况，发现本厂除氢方式在设计上存在效率较低的问题。
除氢效率低将制约大修进度，降低机组经济效益。
本文对该问题进行了分析，并提出了相应的改进方案，为提高一回路除氢氧化效率提供了设计优化的方向。
关键词：压水堆，除氢，氧化。
1.引言在停堆过程中，一回路冷却剂经过净化和除气可降低溶解于其中的放射性物质、裂变产物（惰性气体和碘）的含量，但净化和除气对降低沉积在一回路主、辅助系统管道设备内壁面的腐蚀活化产物的作用较小，而这些腐蚀活化产物是大修期间剂量的主要来源。
氧化运行前期，在建立水实体前后，需通过机械除氢和化学除氢逐步降低一回路的溶解氢含量，以防止氧化运行加入过氧化氢时发生氢爆。
本厂目前的设计只能通过稳压器汽腔排气和闭式循环除气进行一回路除氢，存在着明显的除氢能力不足问题。
氧化运行阶段，根据一回路冷却剂中腐蚀活化产物的溶解度随温度变化的特点，在冷停堆至80℃左右时注入氧化剂过氧化氢（此时溶解度最大），建立酸性氧化环境，使冷却剂中和设备内壁上的腐蚀活化产物快速溶解，又可在设备内壁金属基体表面形成致密的氧化膜，在很短时间内阻止了活化腐蚀产物的进一步溶解和剥落，此时加大CVS下泄流量，对主冷却剂进行充分的净化和过滤，减少腐蚀活化产物在系统内表面的沉积，降低设备管道的辐射水平，达到有效降低大修人员剂量水平的目的。
1.正文1.本厂除氢-氧化设计除氢-氧化运行主要分为三个阶段，如下：第一阶段，机械除氢。
机械除氢分为闭式循环除气和稳压器汽腔排气两种方式。
前者则是将含氢一回路冷却剂通过CVS下泄排至WLS脱气塔脱去放射性裂变气体和氢气，冷却剂返回一回路，脱去的气体同样排至WGS进行处理后排大气；后者是在稳压器有汽腔运行时，通过稳压器顶部ADS管线排气阀将含氢气体排向RCDT，再通过RCDT排气管线排至WGS，最后经过WGS延迟床处理后排至大气。
基于模糊层次综合评估的某小型压水堆压力安全系统可靠性评估
工程技术科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald97压力安全系统作为核动力一回路的重要辅助系统，其主要功能是对反应堆冷却剂系统因温度或容积变化产生的压力波动进行控制和保护，其可靠性对确保反应堆的安全运行具有至关重要的作用[1]。
随着工作时间的不断增长，系统的设备、部件、管路由于腐蚀、应力、疲劳等原因，技术状态呈下降趋势，系统的使用可靠性随之下降。
因此，必须能够准确评估系统在指定时刻的可靠性，为其运行管理和维修决策提供依据。
核动力一回路压力安全系统由电加热器、电磁阀、电动闸阀等多种不同类型设备或部件组成，各部件和设备的老化机理和性能退化速度不同[2]；由于某些核动力装置监测可达性和子样小的限制，定量评估各设备或部件的性能退化程度难度较大。
模糊层次综合评估方法是在已知信息不充分的前提下，评判具有模糊因素的系统可靠性或技术状态方面具有较强的适用性[3]。
该文基于压力安全系统的构成特性，采用模糊层次综合评估方法，在合理假设基础上开展了对某核动力一回路压力安全系统的可靠性评估。
1 评估对象及初始条件1.1 压力安全系统流程与组成某核动力一回路的压力安全系统如图1所示，由1台稳压器、喷淋管线（1台喷雾电磁阀）、蒸汽释放管线（1台蒸汽释放阀）、安全泄压管线（两台安全阀及其它阀门）、相应管道和测量仪表等组成，系统的设备及管道全部布置在反应堆舱内。
稳压器是系统核心设备，主要由电加热器，喷雾装置，封头，波动管等组成。
根据系统要求，电加热器分为稳态运行组、启动调节组和备用组。
喷雾控制阀门和蒸汽释放阀为全密封电磁截至阀，稳压器循环阀为全密封电动闸阀，这些阀门可在联合控制台上远距离手动操作，也可以根据压力信号自动启闭。
安全阀是无泄漏先导式安全阀[4]。
1.2 初始条件某工作多年的核动力一回路装置，在某次投入运行之前，进行了例行的设备保养和装置技术状态普查。
经检查，发现压力安全系统的波动管、电动闸阀、电加热器等设备或部件均有一定程度的老化现象。
压水堆与快堆固有安全性分析与比较
压水堆的热工水 力特性在设计中 充分考虑了各种 可能的运行条件 和事故情况，以 确保在任何情况 下都能保持冷却 剂的流动和热量
传递。
结构特性
压水堆由压力壳和堆芯组成，压力壳承受反应堆冷却剂的压力，堆芯则包含核燃料组件。
压水堆采用自然循环方式，冷却剂通过堆芯加热后，在压力壳内循环流动，将热量传递给 蒸汽发生器。
有安全性。
比较：压水堆与 快堆在结构上存 在较大差异，但 都具有较高的固 有安全性。快堆 的固有安全性更 高，但相应的技 术难度和成本也
更高。
结论：在选择压 水堆与快堆时， 应根据具体需求 和条件进行综合 考虑，以实现更 好的核能利用效
果。
事故预防与缓解措施的比较
压水堆：采用多重安 全屏障，包括压力壳、 燃料元件包壳和冷却 剂等，以防止放射性 物质泄漏。
事故预防与缓解措施
快堆采用多重 保护系统，确 保反应堆在异 常情况下安全
停堆
快堆设置有专 用的安全设施， 如安全壳、非 能动冷却系统 等，能够在事 故中降低对环
境的危害
快堆采用可靠 的实体屏障和 多重安全系统， 有效防止事故
发生
快堆的安全设 计充分考虑了 各种可能的运 行情况和事故 场景，能够快 速响应并采取 有效措施缓解
安全性：压水堆在固有安全性 方面表现更优
经济性：快堆具有更高的能效 和经济性
技术成熟度：压水堆技术更成 熟，快堆技术尚在发展阶段
资源利用：快堆更适合利用低 品位燃料，提高资源利用率
THANK YOU
汇报人：
事故案例分析： 对历史上的核事 故案例进行分析， 总结经验教训， 提高安全意识。
国际核安全标准： 遵循国际原子能 机构等国际组织 制定的核安全标 准，确保核设施 的安全性。
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了众多 国家 的关注 。模块化 压水 因各 国可 以利用 现有压水堆 的成熟技 术，实现在较 短的时 间内应
用到工程之 中，因此成为 各 国 目前优 先开发 的方
向。 国外 小型模块 化压水 堆主要 以 Ｂ ＆ Ｗ 公 司的
ｍＰ ｏ ｗｅ ｒ 堆 型 、Ｎｕ Ｓ ｃ ａ ｌ ｅ 公司的 Ｎ ｕ Ｓ ｃ ａ ｌ ｅ 堆 型 以及
非能动 、模块化 的压水堆 ，其采用一体化布置 ，
如图 １ 所示 。反应堆堆芯 、蒸汽发生器 、稳 压器、
控制 棒 驱 动机 构 和 主泵 都 布置 在 一个 压 力 容 器
中。ｍ Ｐ ｏ ｗｅ ｒ 核 岛采 用 地 下布置 的方 式，将 安 全
壳和 乏燃料 水池都布置 在地下 。它采 用非能动 安
年 ，世 界范 围内运行 的中小型堆有 １ ３ １ 个 ，容 量
为５ ９ Ｇ Ｗｅ 。在 建 中小型堆有 １ ４个 ，分 布在 阿根 廷 、中国、 印度 、巴基 斯坦 、俄罗 斯 以及斯洛 伐 克６ 个 国家 Ｊ 。其 中 中国正 在建 设 的小 型堆 即 为高温气冷堆示范工程 （ 简称 Ｈ Ｔ Ｒ － Ｐ Ｍ）。
５ ８
核
安
全
Ｖ ０ １ ． １ ４ ． Ｎｏ ． １
２ 小型压水堆的设计特征
多数小型压水堆 与大型反应堆相 比较 如二代
能 动 的 安全 系 统 设计 ，具 有 非 能 动 的安 全 性 。 ２ ０ １ １ 年 的福 岛事 故 给 予 了核 电行业 的一个 警 示 是： “ 福 岛事 故说 明 了核 电厂 全 厂 断 电 （ 简 称 Ｓ Ｂ Ｏ）时间大大 超过预 期的可 能性 是存在 的，而
堆和模块化 建造 的概念 ，建立 了 “ 革新 型核反应 堆和燃料循 环 国际项 目”，开展 了 “ 中小型反应 堆通 用技 术 和 问题 ” 的研 究。美 国 、 日本 、
目前 国内外的多数小 型压水堆 的研发 仍然在
进行 中，其安全性 依然是研 究的重 点，因此总结 和 比较有代表 性的小型压水 堆 的安全特 性，为其 后续 发展提供 思路 与建议 ，显得 十分重要 。
摘要：随着核 电 行业的发展 ，尤其是福 岛事故之后 ，小型反应堆 因具有放射性源项 小、结 构 简化 与 大型压 水堆相 比有 独 特优 势 的 特 点， 引起 了人们 的 关注 。 美国 、 日本、俄 罗斯 和韩 国等相继开发 了小型堆技术，我国也相 继开发 了 低 温供 热堆和高温气冷堆等 小型堆
供 思路 。
关键词：小型压 水堆 ；安 全性 ： 比较 中图分类号：Ｔ Ｌ ３ ６ ４ ． １ 文章标志码：Ａ 文章编码： １ ６ ７ ２ — ５ ３ ６ ０（ ２ ０ ｉ ５ ）０ ｉ 一 ０ ０ ５ ６ — ０ ４ 在 目前 的小型堆 技术 中，模块式 小型堆 引起
随着近些年 核 电事业 的发展 ，尤其福 岛事 故
厂 外的有效救 援不一定会及 时到达 。要保证 反应 堆 的安全 ，实现 堆芯和 乏燃料 水池 的长 期非能动
Ｃ Ｐ Ｒ１ ０ ０ ０ 、三代 Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ ，具有如下 的设计特点和
优 势 ，见表 １ 。 （ １ ）小型堆 的单堆热 功率小 （ 在 四种 堆 型 中 ｍＰ ｏ ｗ ｅ ｒ 的单 堆 热 功率 最 大 ，为 ５ ３ ０ＭＷ；
第１ ４卷 第 １ 期
２ ０ １ ５年 ３月 ． １ ４ ． Ｎｏ ． １
Ｍ ａ ｔ ． ２ ０１ ５
Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｓａ ｆ ｅ ｔ ｙ
国内外部分小型压水堆 安全特性 比较分析
刘 晓壮
（ 中电投 电力工程 有 限公 司，上海 ２ ０ ０ ２ ３ ３ ）
技 术 。 目前 小 型压 水堆是 各 国优 先 开发 的 目标 。针 对世 界 上 众 多的 小型压 水堆技 术， 我
国选取 了 ｍＰ ｏ ｗｅ ｒ 、Ｎｕ Ｓ ｃ ａ ｌ ｅ 、ＡＣ Ｐ １ ０ ０和 Ｎ ＨＲ － Ｉ ４种 反应 堆 技 术 为代 表 进行 总 结 并对 比其
设计 特 点 和设 计 参 数， 尤 其对 四种 堆 型 的安 全 特性 进 行 比较 分 析 ， 为后 续 的堆 型发 展提
后随着对 核 电安全要 求的提高 ，小型反应堆 因为
有 良好 的安全设计 理念 、结构 简化的特 点、能满 足 中小型 电网的供 电、城市供 热、工业工艺供 热 和海 水淡化等特殊 领域应用要 求 的优势 ，引起 了
人们 的关注 。 按照 国 际原子能机 构 （ 简称Ｉ Ａ Ｅ Ａ） 的 定 义 ，小型反 应堆 的 电功率在 ３ ０ ０ Ｍｗ＿ ｅ以下 … 。
收稿 日期：２ ０ １ ４ － １ ２ ． １ ９ 修回日期 ：２ ０ １ ５ ． ０ ｌ — ｌ ６ 基 金项 目： 中 电投集 团 资助 项 目 “ 小型 压 水堆 核 电站 选址 标准 研 究 ” ，课题 编 号 Ｃ Ｐ Ｉ［ ２ ０ １ ３ ］０ ７ — １ ７ － ９ ２ 作者简介：刘晓壮 （ １ ９ ８ ４ 一），男，黑龙江龙江人，硕士 ／ 工程师 ，现主要从事核电厂一级 Ｐ Ｓ Ａ工作
俄罗 斯和 韩 国 等 相继 开 发 了小型 堆技 术 ，我 国也相继 开发 了低温供 热堆、高温气 冷堆等小 型 堆技术 。根据 国际原子能机构统计 ，截 止到 ２ ０ １ ２
１ 堆型简介
１ ． １ ｍ Ｐｏ ｗｅ ｒ
美国 Ｇ ＭＰ公司开发的 ｍ Ｐ ｏ ｗ ｅ ｒ 小型反应堆是
西屋电气公司设计 的 Ｗ－ Ｓ ＭＲ等为代表 ；而我 国以 中核集 团开发 的 ＡＣ Ｐ １ ０ ０ 模块式 小型压 水堆 、清
华大学设计 的高温气冷堆和低温供热堆为代表 。
小型反应堆类 型有 ：轻水堆 、高温气冷 堆 （ 简称 Ⅲ限 ）、液态金属反应堆 （ 简称 Ｌ ＭＲ ）和熔盐堆 。 国际原子能机构于 本世纪初提 出革 新型反应