SVBR－俄罗斯模块式铅铋快堆

 

杜铭海(dumhai@126.com)

2007.09.17

(续1)

2.5. 主设备

反应堆模块是工厂加工的完整模块。可通过铁路、水路和大型运输工具运往现场。

 

堆芯

反应堆堆芯为快中子谱，由58（或63）个燃料组件构成。堆芯中子物理和控制棒性能见表2、3。

 

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图5. SVBR-75/100堆芯横断面

 

 

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图6. SVBR-75/100 燃料组件设计

 

表2. SVBR-75/100中子理特性

 

 

表3. 控制棒价值

至堆中心线距离, mm	棒的类型	棒的数量	价值, βeff.
0	补偿棒（CR）	1	0.28
223.9	CR	6	0.33
387.8	CR	4	0.33
387.8	调节棒（RCR）	2	0.33
447.9	CR	6	0.32
592.3	CR	12	0.32
671.2	应急保护棒（EP）	6	-
(29 CR + 2 RCR)系统, βeff.		8.95
6 EP系统, βeff.		1.9

 

反应堆容器

反应堆容器为圆柱形，带有半椭圆形上封头部和下底。材料是奥氏体不锈钢。分为内容器和防护容器。在内容器发生泄漏时，防护容器防止失去冷却剂。反应堆容器的底部和冷却剂液位以下没有贯穿件。上部有两个气体系统贯穿件：第一个连接带应急凝汽器的主气体系统，另一个连接气体监测装置。

 

蒸汽发生器（SG）模块

浸入式同流回热式热交换器。12个SG模块，每个模块由301根静止的环形管状通道形成热交换面。每个环形管状通道由带底的外管(26× 1.5 mm)和同轴中心管(12×1.0 mm)构成。管束内通道呈三角形栅格排列。环形通道的运行长度～3.7m。SG模块产生饱和蒸汽，管板在冷却剂液位以上。发生传热管断裂，蒸汽排入应急凝汽器。这种SG采用BN-350上使用过的设计。

 

主循环泵

轴流式无密封主循环泵完全封闭在主容器内。主泵电机位于反应堆封头上。

 

防护水箱

反应堆模块位于装有应急水的水箱内。水箱内也有热交换器，超设计基准事故期间，反应堆模块的热量从反应堆容器传入水箱。

2.6. 安全概念

－ 正常运行温度下堆反应性裕量小于1个β，使反应堆不可能瞬发超临界。

－ 即使所有的SG损坏，因为有独立的应急冷却系统，预计的温升和冷却剂沸点间有很大的裕量，不可能发生堆芯熔化的超设计基准事故。反应堆内部构件和冷却剂热容量也起正面作用。热量还能通过热传导和热辐射，从反应堆容器排入环绕堆容器的水箱。直接通过堆容器壁排出余热，极大地减少了安全相关系统的数量。

－ 紧急过热同时应急保护系统故障，靠负反应性反馈降低反应堆功率。

－ 堆芯和堆容器内没有因辐照、与冷却剂化学反应和过热释放氢气的材料，冷却剂与水和空气反应非常轻微，不可能发生爆炸和火灾。

铅铋合金冷却剂的天然特性（固有安全特征）＋纵深防御设计，使SVBR模块有多重屏障防止释放的放射性进入外环境。最后的预应力钢筋混凝土安全壳设计，只考虑承受极端的外部冲击：

－ 地震。

－ 飞机撞击。

－ 冲击波。

2.7. 对SVBR-75/100的定位

俄罗斯人对SVBR-75/100的定位是核电池和核电池组式核电厂，可以很小，也可以扩展，灵活地满足局部地区和工业的各种需要。在很难有另外值得大规模全面开发、利用能源的偏远地区和边疆，对外环境要求很少，适应性很强；容错，对人员的技术要求不高。用于：

－ 发电；

－ 制氢（解决耐高温结构材料后提升LBE温度），用于交通方面，是唯一无发射物的替代燃料；

－ 工艺供热；

－ 生产饮用水；

－ 采暖。

2.8. SVBR 的国内目标

利用新瓦洛涅什核电厂退役的2、3、4＃机组的厂房，作为核蒸汽供应系统，替代其发电容量。SVBR反应堆装置主设备在新瓦2＃机组SG隔间内的布置见图7、8。

上个世纪未，按照俄罗斯条件用SVBR-75模块更新新瓦洛涅什2＃机组的NSSS，隔夜基建比投资不超过560美元/kWe；反应堆模块本身的隔夜基建比投资不超过85美元/kWe。

在俄罗斯条件下，新瓦2＃机组最低建造成本$100M[8]。

 

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图7. SBBR在新瓦2＃机组SG隔间的布置

 

 

 

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1－SVBR-75反应堆模块；2－乏燃料储存库；3－汽水分离器；

4－应急余热排出换热器；5－应急凝汽器

图8. SVBR在新瓦2＃机组主厂房内的布置(平面)

 

3．设计思想

3.1. 使核电成为真正的能源工业

1980-1990年代，俄罗斯人处于严重的政治和经济压力之下，核科学界还有切尔诺贝利事故和世界对俄罗斯核科学不信任的第三重精神压力。三重压力下核科学家的思考是：如何永远免除核电厂严重事故，重塑俄罗斯核工业形象。他们认为，世界核电长期徘徊不前的症结在于，即使是最流行、最成熟的PWR，因为安全要求越来越高，已经变得非常复杂和难于控制；安全问题使核电难于发展；安全和经济的固有矛盾使核电难于广泛应用。解决问题必须别开蹊径，彻底消除不可接受的风险，大幅度降低可以接受的风险，简化系统，减少设备数量，降低建设成本和发电成本，让核电接受能源市场的选择，使核工业成为真正有竞争力的能源工业，核能成为可持续的能源。 

 

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图9. 俄罗斯人的核安全理念

3.2. 根本出路在于快堆

核科学家早就认识到，核能广泛发展的根本出路是快堆。在这方面，俄罗斯有世界水平的经验和傲人的业绩。

但俄罗斯人置其最有经验的钠冷快堆经验于不顾，首先向世界推出以核潜艇反应堆运行条件下掌握的铅铋合金（LBE）冷却剂为基础的SVBR系列，是经过充分思考的。他们认为，LBE是最适合当前世界多数国家工业技术基础的新型冷却剂，唯独俄罗斯验证过这种冷却剂技术，有实际运行经验。

LBE的天然特性和设计考虑相结合，构成SVBR系列固有的安全特性。和世界最通行的钠冷快堆相比，某些方面是独特的，某些方面更好，彻底消除了不可接受的核风险，大大降低了可接受的常见事故，系统最简单，设备数量最少，建造成本和发电价格可低于现在的PWR，可以实现俄罗斯人的安全思想和经济原则。

这种新型冷却剂在工业规模上验证过，在民用核工程中实施这种技术，条件不那么苛刻。结构材料，一、二回路运行参数在舰载核装置上验证过，成熟了；有些设备在核电厂反应堆上使用过了。

铅铋合金的天然特性：

－冷却剂高沸点和实际上不可能沸腾，提高了堆芯排热的可靠性，排除了热交换危机。此外，主回路不需要保持高压。这些因素使反应堆设计简化，提高了可靠性，实际上消除了冷却剂应急过热主回路超压或堆内热爆炸的可能性。

－铅铋冷却剂与水和空气反应非常轻微。主回路失去完整性和SG发生内漏，不释放氢气或发生放热反应。此外，堆芯内或反应堆装置没有材料因受热、辐照或与冷却剂化学反应释放氢气，因此作为内部事件，实际上消除了化学爆炸与发生火灾的可能性。

3.3. SVBR-75/100设计技术基础：

(1) 铅铋冷却剂核潜艇反应堆装置设计和运行方面50年的科研投入，80堆-年的运行经验[9]；

(2) 钠冷快堆的建造和运行经验；

(3) 掌握了液态铅-铋重金属冷却剂技术。

下列的科学和技术问题已得到解决：

－ 铅技术：主回路结构材料抗腐蚀能力和质量转移，已综合处理解决了；运行第二代潜艇反应堆时，已没有与结构材料抗腐蚀或满足冷却剂要求和回路质量转移有关的问题；

－ Po-210辐射安全：铅铋冷却反应堆运行期间，包括主回路设备检修和铅铋冷却剂泄漏处理，没有人员受照超过该核素的允许限值；

－ 铅铋冷却剂多次“凝固-熔化”操作：解决了反应堆设备可靠性维修问题；在大型装置和潜艇堆上验证了成功的解决办法。

3.4. 坚守设计特征：

SVBR-75/100设计采用保守方法，利用经实践证实的主回路和二回路设计和运行参数，熟悉的燃料和结构材料技术。设备部件和反应堆流程采用运行经验检验过的工程解决办法。

保守的设计保证SVBR-75/100最大程度地继承铅铋冷却潜艇堆内用过的技术，减少执行期限和R&D的范围，降低成本和投资风险，并且有利于保证反应堆装置的可靠性和安全性。

和模块式钠冷快堆相比，SVBR或LBE的天然特性是茁壮，对环境条件和人的技术素质要求不高，适合当前世界大多数发展中国家的工业发展水平和技术水平。

3.5. SVBR的经济目标

借助下述特点，使隔夜基建比投资和建造时间低于正在开发的轻水堆：

－ 模块式反应堆概念；

－ 一体化设备部件（紧凑的布置）；

－ 反应堆安全壳设计不必考虑增压；

－ 反应堆厂房建成后安装主系统。

这样有可能使SVBR-75/100型模块式核电厂的经济性能优于同期的LWR型核电厂，甚至优于大型钠冷快堆核电厂。

 

表4. SVBR-75/100与其他电厂经济性能比较

 

 

（待续）