超临界轻水堆安全系统设计

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1、超临界轻水堆安全系统设计YukiISHIWATARI1,YoshiakiOKA,SeiichiKOSHIZUKA,AkifumiYAMAJI，JieLIU（日本东京大学）本文描述高温超临界压力轻水堆(SuperLWR)的安全系统设计概念，该堆具有向下流动的水棒。因为该堆是没有水位和冷却剂循环的直流冷却系统，所以其基本安全要求是保持堆芯的冷却剂流量，而轻水堆(LWR)的基本安全要求则是保持冷却剂装量。对这种堆来说，“从冷段供给冷却剂”和“在热段排出冷却剂”是必要的。直流冷却系统的优点是反应堆卸压会导致堆芯冷却剂流动并冷却堆芯。向下流动的水棒加强了这种效应，因

2、为顶部水室和水棒就像一个反应堆压力容器内的安注箱一样将其水装量供给堆芯。SuperLWR的安全系统设计参考了LWR的安全系统并考虑到它自身的特点和安全原则。“冷却剂供给”由高压辅助给水系统和低压堆芯注入系统来保持，“冷却剂排出”则由安全释放阀和自动卸压系统来保持。SuperLWR配备有两套独立的停堆系统：紧急停堆系统和备用液体控制系统。本研究所确定的容量和动作条件将用于安全分析中。关键词：直流冷却循环，超临界压力，向下流水棒，安全原则，安全系统设计I.引言超临界压力水冷堆（SCWR）的设计概念已由东京大学进行了研究。与轻水堆(LWR)相比，SCWR的优点是

3、反应堆系统简单、反应堆和汽轮机系统紧凑、热效率高。典型的SCWR设计的堆芯特性与沸水堆(BWR)和压水堆(PWR)的堆芯特性比较见表1。在超临界压力下不发生沸腾。由于堆芯焓升高和采用无再循环的直流循环方式，因此堆芯冷却剂流量比LWR小得多。堆芯流量与电功率的比值大约是BWR的1/10或者PWR的1/12。SCWR的冷却系统与BWR、PWR和超临界火电厂(FPP)的冷却系统比较见图1。SCWR采用了和FPP一样的直流冷却系统。SCWR的安全原则不同于LWR，LWR具有冷却剂循环系统和水位。SCWR的安全系统设计和安全分析需要考虑这些特点。SCWR有高温热堆型

4、（称为SuperLWR或SCLWR-H）和高温快堆型（称为SCFR-H）。SuperLWR目前主要在东京大学进行研究，其燃料组件的横截面见14图2。因为SuperLWR的堆芯流量比LWR低很多，所以在燃料棒之间需考虑狭窄的间隙，以便为排热保持高的冷却剂流速。目前的设计间隙是1.0mm。由于堆芯上部燃料通道内的冷却剂密度相当大的降低，燃料组件含有许多中子慢化用的方形水棒。这种布置是由于均匀的子通道面积可获得均匀的慢化。采用向下流的水棒系统是为了达到更高的冷却剂出口温度，并使轴向慢化剂密度分布更加均匀。在反应堆压力容器（RPV）内的冷却剂流动见图3。在目前的设

5、计中，30％的冷却剂流量流到堆顶水室再向下通过控制棒导向管流入水棒，在底部水室与来自于下降腔的冷却剂混合，然后向上流经燃料通道。表1堆芯特性比较SCWRBWRPWR压力(MPa)257.215.7热/电功率(MW)2,740/1,2003,293/1,1373,411/1,180热效率(%)43.834.534.6堆芯入口/出口温度(_C)280/500216/286289/325堆芯流量(kg/s)1,42013,40016,700主蒸汽流量(kg/s)1,4201,7801,860堆芯流量/电功率(kg/s/MW)1.1811.814.2主蒸汽流量/电

6、功率(kg/s/MW)1.181.571.58图1电厂系统比较14图2SuperLWR（热堆）的燃料组件图3在RPV内的冷却剂流在过去的研究中进行过SCFR-H的安全分析。SCFR-H采用如图4所示的不带水棒的稠密栅六角形燃料组件。结果表明流动异常是最重要的事件，因为在直接冷却系统中“给水失流”会立即导致“堆芯冷却剂失流”。在SCFR-H的研究中，安全原则和安全系统设计没有详细考虑。因为SuperLWR的电厂系统几乎和SCFR-H的相同，所以SCFR-H的瞬态和事故序列可作为SuperLWR安全分析的参考。然而，由于SuperLWR14具有向下流的水棒，预

7、期它的特性会不同于SCFR-H。许多水棒作为一个热阱预期会缓解堆芯加热。由于冷却剂装量很大的顶部水室和水棒位于堆芯上游（见图3），因此预期它们会减轻流动异常。虽然已进行了SuperLWR的初步安全分析，但还没有开展安全系统的详细设计。本文的目的是描述SuperLWR的安全原则和还未公布的安全系统设计。基于本文的在超临界压力条件下的瞬态和事故分析在文献11中描述。基于本文的失水事故分析将在下一篇报告中描述。图4SCFR-H（快堆）的燃料组件II.安全原则直流冷却系统的优势是卸压可有效冷却堆芯。卸压期间的冷却剂流动见图5。启动自动卸压系统（ADS）就导致堆芯冷

8、却剂流动。向下流的水棒系统增强了这种效应，因为在顶部水室和水棒中的