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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。
Science &Technology Vision科技视界0引言、,、。
,、、,,[1,2]。
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1948S1W [3],70、。
,,,,2019,[4]。
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1堆芯初步方案与计算结果分析1.1堆芯初步方案,,。
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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。
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。
先进小型压水堆的发展现状及展望摘要：根据国际原子能机构的定义，小型反应堆是发电功率300MW一下的核反应堆，在具体类型上，可以分为压水堆、熔盐反应堆等。
小型反应堆一般具有体积小、模块化的特点，具备固有安全性，且一般换料周期长，具有成本优势。
除可以用来发电以外，还可以用于工业供热供汽、海水淡化、城市供热供暖、高温制氢等多领域用途。
国际上许多国家都将小型反应堆作为其未来核能的重点发展方向。
本文首先对先进小型压水堆的优势进行分析介绍，随后系统梳理了目前全球若干小型反应堆的特点，详细介绍了美国的NUSCALE反应堆、俄罗斯KLT-40S反应堆、阿根廷的CAREM反应堆等，对其技术特点、用途等进行了详细的分析，并提出先进小型压水堆的发展展望。
关键词：小型反应堆；技术特点；发展展望0引言根据国际原子能机构的定义，小型反应堆是发电功率300MW以下的核反应堆，在具体类型上，可以分为压水堆、气冷堆、熔盐反应堆等。
小型反应堆的开发已经有几十年的历史，全球核工业已建造了数百座小型动力堆用作海军舰艇动力装置或中子源，许多国家在小型反应堆的研发、设计、建设和应用领域积累了大量的工程技术经验。
其中，发展最快、技术最成熟、影响力最大的是小型压水堆，也是本文讨论的重点。
1先进小型压水堆的特点和优势相比于大型反应堆核电厂存在建造周期长、建设成本高以及选址要求高等问题，先进小型压水堆在安全性、经济性和灵活性上有很大的提高。
先进小型反应堆大量采用设计安全的概念，通过设计的优化从根本上消除或者尽可能的降低对反应堆构成威胁的事故工况。
普遍采用一体化主回路压力容器结构，取消了主回路各主管道，从根本上消除了由于一回路主管道破裂造成的大坡口失水事故；大量采用非能动安全系统，通过多种循环系统，转移堆芯余热，有效降低了失水事故后堆芯温度升高和堆芯裸露的可能性，不需要人工干预，极大地提高了安全性[2]。
先进小型反应堆一般采用一体化设计、模块化安装，具有更大的设计简单性，并具备批量生产的能力。
Nuclear Power EngineeringO c t . 20 122 012 年10 月文章编号：0258-0926(2012)05-0136-04世界先进小型压水堆发展状况陈培培 1，周 赟21. 国家核电技术公司，北京，100029；2. 哈佛大学，波士顿，美国，02138摘要：先进小型压水堆是优化核电厂安全性、经济性和灵活性的结果，主要面对非主干网电力系统，可以比较经济和高效地替代中小型火电机组。
本文讨论了小型压水堆的概念、优势、发展历史及目前的发展状 况，并重点介绍美国两种主要小型压水堆的设计理念，意在为国内核能行业人士提供及时的核电科技信息， 并推动我国在先进小型压水堆科研项目上的进一步探讨。
关键词：小型反应堆；先进压水堆；模块化反应堆中图分类号：TL4文献标志码：A（APWR 和 ABWR ）为代表的一方，推行大型化设计，通过提高输出功率来获取更大的规模效益， 在核电厂安全性方面，以增加系统冗余度为主要 方法。
这种设计的输出功率大（1400 MW 以上）、 规模经济好，但初期投资高、建造周期长、项目 风险大；以美国为代表的另一方（AP600 和 AP1000），更重视核电厂的总体经济性和建造灵 活性，提出了以非能动为核心的安全设计原则， 通过系统简化来达到经济性和安全性的优化。
这 种设计的总投资少、建造周期短、运行成本低， 但由于受到非能动安全设备的限制，现有设计的 输出功率还没有达到法国、日本大型压水堆的水 平，在规模经济上可能存在一些劣势。
2010 年美国能源部（DOE ）提出了先进商用 小型压水堆 10 年发展计划，并全面展开与其相 关的研发工作。
另一方面，新兴工业国家和部分发展中国家， 电力需求因为大规模工业化和生活标准的提高而 迅速增长。
IAEA 在 2007 年的报告中预测，到 2050 年，全球 55%的电力增长需求将来自于发展中国 家[2]。
大多数发展中国家普遍面临基础设施差、 电网设备落后、资金缺乏、技术力量薄弱等问题。
