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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。
非能动安全壳冷却系统技术综述随着核电技术的发展，核电站的安全问题越来越受重视。
而安全壳作为核电厂专设安全设施，可保护核反应堆免于外部事故的危害，事故后作为核反应堆放射性包容的最后一道安全屏障，可保护环境及公众免于过量辐射。
反应堆事故停堆后，大量蒸汽释放到安全壳内，引起安全壳温度及压力迅速升高。
为了保持安全壳的完整性和密封性，必须及时将安全壳热量导出。
非能动安全壳冷却系统担当着提供最终热阱的角色，保障着事故工况下安全壳的完整性。
因此，在未来的核电站设计中，对非能动安全壳冷却系统的相关开发甚为重要。
文章主要对非能动安全壳冷却系统的国内外专利申请情况、主要涉及国内外专利申请人分布、国内外申请量的发展趋势等进行了统计分析。
标签：非能动安全壳冷却余热；安全喷淋技术；核电站1 背景技术安全壳是核电站反应堆的重要部分。
当反应堆发生失水事故或主蒸汽管道破裂事故后，大量的放射性蒸汽释放到安全壳内，安全壳内温度和压力迅速升高。
为了防止由于安全壳超高温高压而产生的放射性泄漏，必须及时地将安全壳内剩余热量导出，以保证安全壳的完整性和密封性。
在新一代反应堆中，提出了非能动安全壳冷却方法。
目前，技术上比较成熟的非能动安全壳冷却系统采用安全喷淋系统为主，结合辅助冷却方式的反应堆非能动安全壳冷却系统，下面就介绍采用安全喷淋冷却系统为主的反应堆非能动安全壳冷却系统的原理及其关键技术。
2 非能动安全壳冷却的安全喷淋技术2.1 非能动安全壳冷却系统图1为非能动安全壳冷却系统的示意图。
安全喷淋系统是非能动安全壳冷却系统的主要冷却技术，喷淋是安全壳热量排出的重要手段。
非能动安全喷淋装置大致也分成兩种，一种是将喷淋装置安装在安全壳内部，该喷淋装置在安全壳外的若干个蓄压水箱，蓄压水箱的出水管连接至集管，集管通过安全壳贯穿件与安全壳内的喷淋环管连接，在安全壳外的集管上设有电动隔离阀，安全壳内的集管上设有止回阀，安全喷淋装置主体安装在安全壳内部，会对安全壳造成一定的贯穿，从而会影响安全壳的密封安全性；另一种是将整个安全喷淋装置安装在安全壳外部，这样可以减少对安全壳的贯穿，提高安全壳的安全密封性能。
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。
ACP100非能动安全壳空气冷却系统换热性能模拟研究
冯雨;刘卓;李云屹;于明锐;王洪亮;韩旭;元一单
【期刊名称】《核安全》
【年(卷),期】2023(22)1
【摘要】ACP100是中国核工业集团公司设计的模块化小型压水堆,非能动安全壳空气冷却系统(PAS)属于ACP100重要的专设安全设施之一,其在事故情况下的换热性能对ACP100的安全性能具有重要影响。
本文采用ANSYS Fluent 19.0建立了PAS的CFD模型,研究了稳态事故工况条件下安全壳内壁面温度和空气相对湿度对PAS换热性能的影响。
研究结果表明:在空气相对湿度为0%的条件下,安全壳内壁面温度从353.2 K升高至403.2 K,总换热功率增加1233.76 kW,安全壳内壁面温度对PAS换热性能有明显影响;在内壳内壁面温度为403.2 K的条件下,空气相对湿度从0%升高至100%,总换热功率增加46.51 kW,空气相对湿度对PAS的换热性能影响不显著。
研究结果可以为PAS的设计和优化提供数据参考和支持,具有一定的工程实际意义。
【总页数】8页(P55-62)
【作者】冯雨;刘卓;李云屹;于明锐;王洪亮;韩旭;元一单
【作者单位】中核核电安全严重事故研究重点实验室
【正文语种】中文
【中图分类】TL364.4
【相关文献】
1.非能动安全壳冷却系统膜状冷凝强化换热设计
2.非能动安全壳冷却系统外侧辐射换热与自然对流研究
3.非能动安全壳冷却系统换热器内冷凝换热模型研究
4.非能动安全壳空气冷却系统换热影响因素研究
5.非能动安全壳空气冷却系统设计研究及评价
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一、概述小型铅基反应堆是一种特殊的核能发电装置，采用模块化堆芯结构可以使其更加灵活、高效。
本文将从模块化堆芯结构及其组装方法两个方面进行探讨，以期为小型铅基反应堆的设计及建造提供参考。
二、模块化堆芯结构1. 燃料组件燃料组件是小型铅基反应堆的核心部件，其设计通常采用模块化结构，每个燃料组件包含多个燃料棒。
这种模块化结构不仅便于制造和组装，还能提高堆芯的灵活性和安全性。
2. 冷却系统模块化堆芯结构需要配备有效的冷却系统，以确保燃料组件能够正常运行并且保持合适的温度。
常用的冷却介质包括气体和液态金属，其流动和传热性能需要经过精确设计和计算。
3. 反应控制系统小型铅基反应堆需要有可靠的反应控制系统，以确保堆芯能够在各种工况下保持稳定运行。
模块化堆芯结构可以为反应控制系统的设计提供更大的灵活性和可操作性。
4. 辅助设备除了燃料组件、冷却系统和反应控制系统外，小型铅基反应堆的模块化堆芯结构还需要配备各种辅助设备，如核素测量仪器、安全防护系统等，这些设备需要与堆芯结构紧密配合，确保反应堆的运行安全和有效。
三、模块化堆芯结构组装方法1. 确定堆芯布置在进行小型铅基反应堆的设计之初，需要根据实际需求和技术限制，确定堆芯布置的基本方案，包括燃料组件的数量、排列方式以及堆芯的整体结构等。
2. 制造和调试燃料组件燃料组件的制造和调试是小型铅基反应堆组装的关键环节，包括燃料棒的加工、包壳材料的焊接和密封性能的检测等。
只有确保燃料组件的质量和性能符合要求，才能保证堆芯的安全稳定运行。
3. 组装堆芯结构和辅助设备在燃料组件制造完成后，需要将其按照设计方案进行堆芯结构的组装，并配备各种辅助设备。
这个过程需要具备一定的机械加工和装配技术，以确保堆芯结构的准确性和完整性。
4. 调试和运行组装完成的小型铅基反应堆需要经过严格的调试和运行测试，以确保其符合设计要求并且能够安全稳定地运行。
在这个过程中，需要进行各种安全和性能测试，并不断优化堆芯结构和控制系统。
Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2019, 7(4), 123-132Published Online October 2019 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2019.74017Design Overview on Passive ContainmentCooling System of SMRJiawei Liu, Changliang Liu, Jingmei Zhu, Changming Qu, Chaojie SunChina Nuclear Power Engineering Co. Ltd., BeijingReceived: Sep. 30th, 2019; accepted: Oct. 7th, 2019; published: Oct. 14th, 2019AbstractContainment is the last barrier to prevent radioactive materials leaking from nuclear power plants. Since the Fukushima nuclear accident, the research of advanced nuclear power reactor has always been focusing on the design of passive containment cooling systems. The small modular reactor combines the advanced passive design with its integrated concept, and proposes new de-signing concepts. This paper aims to give a thorough introduction about the representative design of small modular reactor passive containment cooling system both in China and abroad. By com-paring the advantages and disadvantages of different design, it also gives out optimized solutions for onshore small reactors and offshore floating nuclear power plant, which can be taken as ref-erence for the research of small reactor passive containment cooling system currently studied.KeywordsPassive Containment Cooling, Small Module Reactor, Floating Nuclear Power Plant小型模块化反应堆非能动安全壳冷却系统设计概述刘嘉维，刘长亮，朱京梅，曲昌明，孙超杰中国核电工程有限公司，北京收稿日期：2019年9月30日；录用日期：2019年10月7日；发布日期：2019年10月14日摘要安全壳是核电厂防止放射性物质泄漏的最后一道屏障，福岛核事故以来，非能动安全壳冷却系统的设计一直是先进核动力反应堆的研究重点。
小型反应堆将当前先进的非能动设计与其一体化概念相结合，提出了新的设计理念。
本文旨在总结国内外小型模块化反应堆非能动安全壳冷却系统的设计方案，通过不刘嘉维等同方案之间的优劣对比，分别提出适合陆上小型堆和海上浮动堆非能动安全壳冷却的设计方案，为我国模块化小型反应堆正在进行的非能动安全壳冷却系统研究提供参考。
关键词模块化反应堆，安全壳冷却，非能动，浮动核电站Copyright © 2019 by author(s) and Hans Publishers Inc.This work is licensed under the Creative Commons Attribution International License (CC BY)./licenses/by/4.0/1. 引言非能动安全壳冷却系统(PCCS)由于其固有的安全特性，被广泛地应用于先进核动力反应堆设计。
该系统在失水事故(LOCA)、主蒸汽管道破裂(MSLB)等设计基准事故下，能够为反应堆提供长期冷却的能力，降低安全壳的温度和压力，从而限制放射性物质向外扩散。
在过去的三十年中，国内外的研究员针对非能动安全壳冷却系统的运行机理和特性开展了大量的研究，提出了诸多设计理念[1]，如高位水箱外部喷淋系统方案、钢制内壳的空冷方案、地面水箱喷淋冷却系统方案等。
基于这些研究成果，核电设计正在变得更为安全、可靠、高效。
福岛核事故以来，在全场断电(SBO)且无人为干预的情况下，通过自然循环非能动地导出反应堆衰变热，保证安全壳的完整性，成为了先进核电设计的重要安全战略。
小型模块化反应堆(SMR)由于其一体化设计，在提高核电安全性的同时，能够高标准地提供不同的核电联产方案，从而获得了国内外的广泛关注。
如何将非能动安全壳冷却系统和小型模块化反应堆的一体化理念结合起来，一直是国内外学者的研究重点。
截止目前，小型模块化反应堆尚处于商业化示范阶段[2]，还未运行投产。
本文调研了当前各国小型模块化反应堆非能动安全壳冷却系统的设计方案，从冷却原理、配置系统、长期冷却能力等方面进行了不同方案之间的优劣对比，提出适合小型反应堆一体化设计的优选方案，为我国陆上小型反应堆及海上浮动堆正在进行的非能动安全壳冷却系统的研究提供参考。
2. 基于模块化反应堆的非能动安全壳冷却系统2.1. 四周浸没式安全壳冷却方案2.1.1. W-SMR：外置高位水箱方案西屋公司设计的小型模块化反应堆W-SMR [3]具有十分紧凑的非能动安全壳冷却系统，如图1所示，压力容器包容在直径9.8 m，高27.1 m的钢制安全壳中，安全壳内保持高真空度，从而极大的限制了衰变热的流失。
当失水事故发生时，压力容器释放的蒸汽在安全壳内壁面冷凝，从而使衰变热通过安全壳壁面传递到安全壳外水池(OCP)。
随着安全壳压力的升高，自动泄压系统(ADS)开启，导出反应堆衰变热。
同时，安全壳内置储水池中的水排入安全壳，地坑中的水通过滤网回到压力容器，形成循环，如图中1(b)红线所示。
事故工况下，如果堆芯补水箱(CMT)和安全壳内置储水池(ICP)排空，蒸汽通过自动减压系统排入安全壳。
衰变热传到安全壳外水池，随着安全壳外水池中的水不断蒸发，池中水位下降，直至水位达到安全壳外水池与高位水箱(UHS)连接管线上浮动隔离阀的触发水位，浮动隔离阀自动开启，高位水箱中的水将重新填满安全壳外水池。
在无外界干预的情况下，凭借UHS和OCP中的水量，该设计能够实现7天刘嘉维 等的非能动反应堆应急冷却。
获得外部冷源后，通过向UHS 中注水，该系统能够提供无限的冷却能力。
(a) (b) Figure 1. PCCS in (a) Normal Full Power Operation and (b) LOCA Blow down of W-SMR [4]图1. W-SMR 非能动安全壳冷却系统(a)正常工况下，(b)失水事故下[4]2.1.2. OFNP-300：多屏障阀门启闭式安全壳冷却系统OFNP-300是麻省理工学院提出的一种海上浮动核电站，该堆型围绕W-SMR 进行设计，其压力容器同样包容在直径9.8 m ，高27.1 m 的钢制安全壳中，且内部的安全系统与W-SMR 十分相似。
传统的反应堆设计有四层安全屏障(包含燃料芯块)，该堆型具备七层安全屏障，如图2所示，系统设计如图3所示。
安全壳冷却系统通过反应堆外壳上的一系列阀门实现。
在设计基准事故下，这些阀门自动打开，由于安全壳顶端的水位是在海平面下20 m ，因此海水的压力可将船体的压舱水排入到安全壳四周，起到冷却安全壳的作用。
通过自动泄压系统、地坑滤网、地坑回流管线、壳内储水池等完成壳内的循环冷却，从而带走堆芯的衰变热。
Figure 2. OFNP300 physical protective barrier [5]图2. OFNP300安全屏障[5]刘嘉维 等该系统目前的研究重点在于，如何通过一系列阀门合理的排放量和布置方式，将冷却剂均匀地排放到安全壳四周，保证船体不倾斜。
阀门布置方式也在优化，布置位置较低能获得较大压头，布置位置较高，冷却效率高。
目前该设计尚处于实验验证阶段，以保证冷却剂在安全壳外区域的均匀流动，及在流动不均匀情况下保证船体平稳。
Figure 3. PCCS schematic of OFNP300 [6]图3. OFNP300非能动安全壳冷却系统示意图[6]2.1.3. Nuscale ：环形水池与空气冷却结合的安全壳冷却系统美国Nuscale Power 公司设计的小堆Nuscale 实现了安全壳冷却系统和堆芯应急冷却系统的高度协同Figure 4. PCCS schematic of nuscale [7]图4. Nuscale 非能动安全壳冷却系统示意图[7]刘嘉维 等作用，如图4所示，压力容器包容在高24.6 m ，直径4.6 m ，额定压力5.5 MPa 的钢制安全壳内，该安全壳能够在任何失水事故工况下实现放射性包容。
三台反应堆大气排放阀协同两台再循环阀门运作，当两台排放阀和一台再循环阀打开的时候，PCCS 自动开启。
每台阀门的工作都是独立的，保证了系统设计的冗余性。
在失水事故下，PCCS 自动开启，压力容器内的蒸汽从排放阀排出，在安全壳内壁冷凝，热量通过安全壳内壁传到反应堆厂房水池。
安全壳内的温度和压力迅速降低，冷凝液体通过再循环阀流回反应堆，形成循环。
类似于W-SMR ，反应堆厂房水池是该系统的外部冷源，在事故工况下，随着衰变热向外不断释放，池内的水由蒸发不断减少，当池内水蒸干时，反应堆将通过空气的自然循环冷却反应堆。
Nuscale 的长期冷却能力已通过Nuscale 整体系统实验台架得到验证。
2.2. SMART ：内置换热器的压载舱非能动冷却方案韩国研究和工业联合会研发的小型模块化反应堆SMART ，是一种重力基础结构式[8]的海上浮动式电站。
在能动的安全壳喷淋系统(ECCS)、堆芯应急冷却系统(CSS)、堆芯熔融物滞留系统(IVR)失效时，其采用应急安全壳冷却系统(EPCCS)进行超设计基准事故下，堆芯衰变热的排放。
