经济简化型沸水堆-ESBWR

1、经济简化型沸水堆ESBWR郭娟彦 刘志铭（苏州热工研究院有限公司 江苏 苏州 215004）摘要：经济简化型沸水堆（ESBWR）是通用电气（GE）公司最新开发的沸水堆，其吸收了已有先进反应堆和简化型沸水堆的技术，采用非能动安全设计，大大简化了系统结构，并实现了经济规模，是沸水堆技术的一大发展。ESBWR采用全自然循环，取消循环泵，堆芯上方设置烟囱增加驱动压头；缩短燃料长度，减少压降；采用控制棒微动电机和水力双重驱动，增加功率调节的机动性和停堆可靠性；使用大直径的压力容器，保证事故时堆芯淹没；非能动的安全壳冷却系统可去除冷却剂丧失事故中由堆芯衰变热产生的蒸汽；重力驱动冷却系统向反应堆提供低压补给

2、水；隔离冷凝器去除堆芯衰变热。这些设计特点在增强系统性能的同时保证了足够的安全裕度。此外独有的一系列严重事故预防和缓解措施保证了ESBWR的安全性。关键词：ESBWR 自然循环 非能动安全系统Abstract: The Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR) design is an evolutionary step in boiling water reactor design, which has major simplifying improvements drawn from features of Advanced Boi

3、ling Water Reactor (ABWR) and Simplified Boiling Water Reactor (SBWR) and passive safety systems.In the ESBWR, the use of natural circulation has allowed the elimination of recirculation pumps. The use of chimney enhances the driving head for natural circulation flow. The use of shorter fuel results

4、 in a reduced core pressure drop. The control rods can be inserted either by hydraulically or electrically. Electronic fine movement control permits small power changes, improves power maneuvering and provides a high degree of assurance of rod insertion. Large vessel provides large water inventory,

5、makes sure the water level always covers the core following an accident. The Passive Containment Cooling System (PCCS) provides containment decay heat removal. The low pressure inventory control systemthe Gravity Driven Cooling System (GDCS) can provide low pressure makeup water flows into the vesse

6、l by gravity. The isolation condenser system can transfer decay and residual heat from the reactor during and following transient events. All the features above result in a substantial enhancement of the overall plant performance with sufficient safety margins. Besides ,Besides, 13 features are invo

7、lved for severe accidents prevention and mitigation. Key words: ESBWR natural Natural circulation passive Passive safety system0. 前言近十多年来，世界核电技术发展进程加快，核电站设计酝酿新的突破。目前，全世界有442台运行核电机组，另有9台机组正在建设之中。世界核电经历了从第一代到第四代技术的发展，40多年来，核电技术的先进性、安全性、可靠性和经济性已经得到了长足的进展。我国核电在未来30年内将有一个长足的发展。经过了探索阶段、小批量建设、适度发展等不同发展历程以后

8、，如今核电在中国已经进入了一个心得发展高潮期。根据国家发改委制定的计划，2020年我国核电装机容量计划达到4000万千瓦；2035年，争取核电在全国发电总量中的份额达到16%（为当前的世界平均水平），实现新的跨越。在新的核电形势下，国内在积极推动新核电项目建设的同时，考虑到今后的发展需要，在研究开发先进的核能系统方面也紧跟世界的潮流，使我国也进入核电技术的先进行列。结合当前国内的实际需要，重点掌握第二代改进型技术，CNP1000和CPR1000等堆型便应运而生，同时积极跟踪国际第三代核电技术，中国正在就第三代核电技术进行招评标，美国西屋公司的AP1000和法国阿海珐集团的EPR是候选堆型。AP

9、1000和EPR是典型的第三代压水堆。继第三代（Gen-III）先进轻水堆电站问世以来，又有第三代创新型（III+）核电站设计出台，由美国能源部牵头的第四代国际论坛（GIF）已经开始了第四代先进核能技术的研究开发。目前被选入第三代创新型的典型堆型有六种：IRIS、SWR1000、PBMR、ESBWR、ACR1000和GT-MHR。它们都被美国能源部 入2010核能推广倡议计划。特别是其中，第三代革新型先进高温气冷堆电站和第四代（Gen-IV）热中子超临界水堆的研发设计非常引人注目，让人们看到了更简单、热效率更高、安全性和经济性更为满意的新型核电站。随着它们投入商业运行，将会掀起世界核电发展的新

10、浪潮。同时作为轻水堆的ESBWR也是一种具有较好前景的反应堆，这是在ABWR基础上的有一个改进。虽然目前中国主要集中于压水堆路线，对引进沸水堆暂时未列入议程，但今后仍不失为一种有希望的核电站。让人们看到了更简单、热效率更高、安全性和经济性更为满意的新型核电站。随着它们投入商业运行，将会掀起世界核电发展的新浪潮。在对ESBWR相关技术资料消化分析的基础上，同时结合先进沸水堆ABWR技术的运行经验，高温气冷堆电站，经过长时期的研发，在结构、材料以及反应堆、气轮发电机组的技术性能方面，都有了突破性进展，再有十年就可以看到其成功运行。热中子超临界水堆电站的研发和概念设计进展顺利。它利用了现有压水堆、沸

11、水堆和常规火电超临界机组的技术，在材料和基本性能的研发上将会实现新的突破，预期2025年前后可投入运行。我国核电在未来30年内将有一个长足的发展。2020年核电装机容量计划达到4000万千瓦；2035年，争取核电在全国发电总量中的份额达到16%（为当前的世界平均水平），实现新的跨越。为了积极推进我国核电发展，充分利用苏州热工研究院的资源，我们专题跟踪分析国内外核电技术发展的现状和前景，特别是先进核能系统的发展趋势每年以不同的技术侧面编写出版核电技术发展报告，供中广核集团领导及工程技术人员参考。本文将简单介绍经济简化型沸水堆的技术特点，在本次中国电机工程学会核能分委会学术年会上供各位专家参考。1

12、. 概述经济简化型沸水堆（ESBWR）是GE公司在简化型沸水堆（SBWR）的基础上开发出来的自然循环型沸水堆。它以670MWe的SBWR为原形，使用自然循环、非能动安全系统，并结合了先进沸水堆（ABWR）中的技术。设计开始于90年代早期，在2005年8月提出设计认证申请，预期将在2009年3月前后获得设计证书。与压水堆相比，沸水堆取消了蒸汽发生器，从而避免了蒸汽发生器故障引起的事故，使电厂运行的可靠性大大提高；堆内压力较低，从而金属耗量少，使经济性得到提高；堆芯内有空泡，反应堆具有负的空泡反应性系数，具有较好的控制调节性能。ESBWR除了具有以上沸水堆的优势外，还结合了先进沸水堆和简化型沸水堆

13、的技术特点，通过增强自然循环、采用非能动安全系统、减少材料消耗、采用模块化系统等途径，缩短了建设周期，减少了电厂投资、简化了费用，使其可靠性和经济性均得到了较大的改善。表1 ESBWR设计特点主要改进具体描述设计特点更大的安全裕度保证堆芯淹没瞬态期间无释放阀开启水装量大，在堆芯以下无大管径开口压力容器长简化设计减少系统，简化结构简化操作非能动安全系统取消循环泵增加灵活性增加性能裕度针对大部分厂址的通用设计大体积的压力容器/非能动系统不受厂址的限制经济建设成本低扩建成本低许可证和首个电站成本运行/维修成本减少所需材料和厂房采用ABWR/SBWR特征经测试的新组件减少和简化系统表2为ESBWR和A

14、BWR及SBWR的比较。表2 ESBWR与其他类型反应堆的堆芯比较参数ABWRSBWRESBWR功率（MWt）392620004500功率（MWe力容器直径（m）7.16.07.1燃料棒束数目8727321132有效燃料高度（m）3.72.73.0功率密度（kW/l）514254CRDs数目2051772692. ESBWR描述ESBWR热功率为4500MWt，电功率为1540MWe，使用自然循环和非能动设计达到改善系统性能和简化结构的目的。压力容器结构见图1。图1 ESBWR压力容器结构反应堆回路全部布置在一个压力容器内，压力容器高27.56m，直径7.1m，堆芯布

15、置在压力容器的下部。堆芯有效高度为3.05m，燃料组件为GE14 10×10方形组件。堆芯采用F型栅格设计，每16个燃料组件的中心有1根十字形控制棒，其宽度为普通BWR的2倍。堆芯内共有1132根燃料棒，269根控制棒。为了增加自然循环的驱动压头，在堆芯上部设置有“烟囱”，为1个不锈钢圆柱筒，两端开口，长8.61m，内部被分隔为若干小烟囱段，每16个燃料组件共用一个烟囱段，从而增强流动的稳定性，并避免冷却剂的交叉流动。烟囱上方为汽水分离器和蒸汽干燥器。冷却剂由给水管嘴进入压力容器后，沿着堆芯围筒和压力容器之间的环形区域下降段向下流至堆芯底部，再转而向上流过堆芯，进入烟囱段。堆芯出口饱

16、和蒸汽的质量比约为14%。流过烟囱的汽水混合物进入固定式轴流旋叶汽水分离器和波形板干燥器，经过干燥后的蒸汽湿度可降低至0.1%以下。由汽水分离器和干燥器分离出来的饱和水与给水混合。图2 反应堆内的自然循环过程蒸汽由4条主蒸汽管线送往汽轮机，推动汽轮机发电，凝结水经过多级回热器加热后返回压力容器，完成一次循环。3. ESBWR特点3.1 燃料元件ESBWR燃料元件为GE14型10×10燃料组件，包括92根燃料棒、2根粗水棒和6根定位棒。燃料棒有效长度为3.05m。在92根燃料棒中有14根短燃料棒，长度为有效燃料长度的2/3。使用短燃料棒可增加高含汽区的流动面积，减少压降，增强自然循环流

17、动。3.2 压力容器由于采用自然循环，ESBWR取消了原有BWR循环中使用的一些安全相关系统及配套的大口径管道，因此在压力容器堆芯区域高度内无贯穿压力容器的大直径开口，大大提高了系统的安全性。自标高0m至燃料高度以上3m的范围内，所有直径大于50mm的贯穿RPV的喷嘴均设计为文丘里管形状，可在管道破口事故中尽量减少水装量的丧失。压力容器高度由SBWR的24.4m增加至27.6m，同时直径与ABWR相同（7.1m），保证了较大的水装量，使得在设计基准事故后的泄压过程中能保证堆芯始终淹没。高度为8.6m的烟囱，增加了自然循环的驱动压头，烟囱高度与SBWR（6.0m）相比也有增加，从而增大了堆芯流量

18、，实现较低的功率/流量比，增加了反应堆的稳定性。3.3 控制棒驱动系统在ESBWR中使用电力和水力双重驱动。由电机驱动的微动控制棒系统控制正常工况下控制棒的抽出和插入，异常工况下的紧急停堆则由水力驱动机构实现控制棒快速插入堆芯。在正常工况下，位于控制棒驱动装置下部的电机旋转，与其相连的螺栓和螺母随之转动，推动螺母上的空心活塞及其上的控制棒运动。使用电机驱动控制棒微动，允许小的功率变化，改善了功率调节的机动性。在紧急停堆时，由水力驱动单元向驱动注入高压水，推动控制棒快速插入堆芯。每个水力驱动单元驱动2个驱动。在水力驱动启动的同时，电机驱动也启动，为控制棒插入堆芯提供了双重保险。此外，控制棒水力驱

19、动子系统还可在给水系统失效时向反应堆压力容器高压注入补给水。系统由低水位信号自动启动，2个CRD泵同时开启，将冷凝水蓄水池中的水加压后由给水管嘴流入反应堆。与传统的BWR相比，ESBWR的控制棒驱动系统有以下特点：1) 正常工况下使用电力驱动控制棒微动控制，功率变动幅度小，驱动机构启动快，加强了功率调节的机动性；2) 控制棒驱动方式多样化。在紧急停堆时，同时启动水力和电力驱动，实现了控制棒插入的高可靠性；3) 反应堆紧急停堆、高压水注入等均实现自动化；4) FMCRDs可多组同时操作，节省了反应堆的启动时间。图2 FMCRD结构3.4 专设安全设施专设安全设施的非能动性为ESBWR安全系统的一

20、大特点。主要包括非能动安全壳冷却系统（PCCS）、重力驱动冷却系统、自动泄压系统（ADS）和隔离冷凝器系统。其中后三者均属于应急堆芯冷却系统（ECCS）。各安全系统在安全壳内的布局见图3。1) 非能动安全壳冷却系统（PCCS）PCCS的作用是在LOCA事故后冷却安全壳内由堆芯衰变热产生的蒸汽，将安全壳内的压力控制在276kPa以下。PCCS系统包括6个完全相互独立的封闭低压回路。每个回路内有1个凝汽器，位于安全壳外的IC/PCC水池中。回路内没有阀门，能保证系统始终有效。安全壳干井内的蒸汽由蒸汽进口管进入冷凝器，在管端冷凝，冷凝水通过排放管线流入重力驱动冷却（GDCS）水池。非凝结性气体排入抑

21、压池。2) 重力驱动冷却系统（GDCS）重力驱动冷却系统用于在LOCA事故中向反应堆注入大量的冷却水，属于低压注入系统。此外，在堆芯熔化事故发生后，熔化的燃料流入下部干井时，由GDCS向下部干井排水。GDCS的3个水池位于安全壳干井内，高度在堆芯上方，保证了池内的水可在重力作用下流入堆芯而无需电源供应。GDCS系统分为4个分区，在电力和结构上均互相独立。系统分为3个子系统：短期冷却子系统、长期冷却子系统和雨淋系统。在LOCA事故后，当ADS对反应堆泄压后，水由3个水池流出，从位于压力容器内的8个注入管嘴流入反应堆的环形空间，实现LOCA后的短期冷却。4条均衡管嘴和管线将压力容器环形空间与抑压池

22、连接起来，实现LOCA后的长期冷却。在事故发生后，当检测到水位在TAF（有效燃料顶部）上方1m处以下时，短期冷却管线上的注入阀接收到来自核蒸汽系统的启动信号后，延迟一段时间，然后开启；同时长期冷却线上的注入阀门接收到信号后，经过一段较长的延迟，待堆内水位上升至TAF上方1m处后开启，开始长期注入冷却。在堆芯熔化事故发生后，反应堆下封头熔穿，熔化的燃料流入下部干井底板，此时热电偶检测到下部干井底部温度过高，雨淋系统（deluge sytem）开启，由GDCS向下部干井淋水冷却熔化的堆芯。3) 自动泄压系统（ADS）自动泄压系统（ADS）由10个安全释放阀（SRVs）和8个泄压阀（DPVs）组成，

23、用于在LOCA事故后对反应堆泄压，使低压GDCS系统可以向堆内注入水。SRVs位于干井内的蒸汽管线上，经由SRVs排出的蒸汽流入抑压池内的急冷器。8个DPVs中的4个分别位于4条与压力容器相连的水平管线上，水平管线高度位于主蒸汽管线上方。其余4个DPVs位于从每条主蒸汽管线延伸出来的水平管线上。SRVs和DPVs的每次以2个或5个一组交错开启，使反应堆泄压过程相对缓慢，尽量避免由于泄压速度过快导致堆内水位上涨，以及SRV和DPV处的冷却剂丧失。4) 隔离冷凝器系统（ICS）隔离冷凝器用于在正常工况下反应堆隔离后去除堆芯衰变热，防止堆内压力进一步升高，保证压力容器压力在SRV设定值以下，防止SR

24、V开启。系统包括4个独立的回路，每个回路有1个热交换器，可在管端冷凝蒸汽。当反应堆压力过高时，主蒸汽隔离阀关闭或发出L2 低水位信号。冷凝水回水阀开启，将冷凝水送回反应堆。冷凝器位于IC/PCC池中，由燃料和辅助池冷却系统（FAPCS）对池中的水进行冷却和净化。隔离冷凝器的运行无需外界电源供应，属于非能动系统。图3 ESBWR的专设安全设施4. ESBWR的稳定性和安全性4.1 ESBWR热工水力学稳定性自然循环反应堆的关键技术之一就是其两相流的稳定性，稳定性的判据为衰减比，若衰减比小于1，则系统稳定。衰减比越小，则振荡平息的时间越短。ESBWR的验收标准为堆芯衰减比小于0.8，流道衰减比小于

25、0.5；设计目标为堆芯衰减比小于0.4，流道衰减比小于0.3。GE使用TRACG程序进行稳定性分析计算，将整个循环分为循环初始、循环中期和循环末期。根据计算结果，在额定工况下，稳态时流道衰减比的最大值为0.23，出现在循环初期；堆芯衰减比的最大值为0.33，二者离设计目标都有一定的裕度。表3 基线稳定性分析结果衰减比循环初始循环中期循环结束流道0.230.090.05堆芯0.260.330.29在冷却剂丧失事故中，对于两种极限事故：给水加热丧失而导致的功率增加，以及给水丧失导致的流量减小，稳定性分析的结果见下表：表4 AOO时的稳定性分析结果AOO功率（%额定功率）流量（%额定流量）堆芯衰减比

26、热流道衰减比丧失给水加热1161010.470.18丧失给水10096.60.360.14由计算结果可见，即使对于极限AOO事件，堆芯设计仍能保证足够的稳定性，使堆芯和流道衰减比维持在设计目标内。这说明，ESBWR有较强的抑制扰动恢复稳定的性能。4.2 严重事故的预防和缓解对严重事故的预防和缓解是现代核电站设计中的重要环节。ESBWR中采用了深度防御的设计准则，将大范围内的事件都考虑在内，包括估计发生频率较低的事件（1.0E-5 每年）。在ESBWR安全壳系统中，有13个关键技术可用于预防和缓解严重事故，主要特点描述见表5。表5 ESBWR控制严重事故的技术特点序号设计特点功能：预防/缓解目的

27、/描述1隔离冷凝器（IC）系统预防控制反应堆压力。预防事故的第一道屏障2自动泄压系统（ADS）预防降低反应堆压力容器内的压力，防止高压堆芯熔化事故。降低安全壳被直接加热的概率3安全壳结构紧凑，贯穿孔径小。下部干井保持干燥缓解保证安全壳隔离，减少泄露。保留气溶胶。减少燃料与冷却剂相互作用，尽量避免压力容器外蒸汽爆炸4非能动安全壳冷却（PCC）热交换器缓解过滤气溶胶减小厂外剂量5堆芯收集器（catcher）缓解容纳熔化堆芯。防止基座腐蚀和熔穿。防止堆芯和混凝土互相反应。6下部干井布局缓解下部干井底板可作为熔化堆芯冷却的扩展区域（spreading area）7安全壳超压保护系统缓解提供额外防护8溢流系统向熔化堆芯收集器设备供水缓解冷却堆芯熔化物，减少压力容器外堆芯与混凝土的相互作用，长时间冷却熔融堆芯9PCC热交换器缓解过滤气溶胶尽量减小厂外剂量10非能动安全壳冷却系统（PCCS）预防/缓解提供安全壳长期冷却。保证压力在设计限值以内。11抑压池及其上部空间预防/缓解抑压池可作为热阱，吸收气溶胶。上部空间体积设置可实现100%金属-水反应12干井中的GDCS布局预防/缓解增加气空间，