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user: 3. 五种反应堆技术分析 以下针对筛选出的五种反应堆技术进行近海水下场景的适用性分析。 3.1. IPWR 压水堆的优势在于它是一项成熟的技术，已经建立了与之配套的工业基础设施；压水堆核动力系统可靠性高，堆芯燃耗高，换料周期长。但是，压水堆需要运行在高压下，压力边界材料壁厚较厚，必须考虑冷却剂丧失事故处理措施和技术对策，需要配置大量的工程安全设施系统和设备。一体化压水堆IPWR进一步提高了分散布置压水堆的安全性。 可供参考的法国Flexblue分散式压水堆的额定功率为530 MWt，动力装置热效率为33%，除去自身辅助系统15 MWe电力损耗外，可向陆上有效输出160 MWe的电力。Flexblue堆芯功率密度为69 kW/L，采用较低的功率密度可以最大限度地减少燃料循环长度对富集度的要求，同时增加了应对瞬态的安全裕度，但却需要设计大尺寸的反应堆压力容器。Flexblue反应堆直径为14 m，船体模块总长为145 m，反应堆舱段部分长约25~30 m，汽轮机和交流发电机部分总长约40~50 m，其余空间为容纳蓄电池的应急供电系统以及15~30人的工作区。 提高压水堆在海上部署经济竞争力的直接有效方法是减小容纳压水堆所需的船体容器尺寸，因此，Flexblue并不是最优的近海水下压水堆配置方案，其替代方案是采用集成布置的IPWR配置方案，因为IPWR可通过工艺系统布置设计来减小安全壳尺寸、消除冷却剂丧失事故。近年来，IPWR研发活动一直都在进行中，如mPower和NuScale小堆。IPWR普遍把堆芯、蒸汽发生器、稳压器、主泵(若有)、控制棒驱动机构全部置于反应堆压力容器内，取消了大尺寸主管道，设计消除大破口失水事故，采用内置控制棒驱动机构避免了上封头的机械贯穿，取消了控制棒弹出事故。 为解决IPWR反应堆压力容器(RPV)尺寸过大问题，需采用紧凑换热器技术才能满足船体高度20 m的限制条件 [ 15 ] [ 16 ] [ 17 ]。西屋的IPWR采用紧凑型管壳式换热器技术。NuScale和IRIS一体化压水堆采用传统工艺的紧凑螺旋管直流蒸汽发生器技术。I 2 S一体化压水堆采用高效微流道紧凑型换热器(PCHE)技术(如图1所示)，PCHE换热模块由很多的长方体金属平板制成，这些金属板内部设置有半圆形的微型流道，这些微通道内流动着一回路和二回路的工质水，PCHE换热器内微型流道之间的压差较小，可排除管道破裂事故(例如蒸汽发生器传热管破裂)，该换热器已被先进反应堆和SCO 2 反应堆系统所采用。 螺旋管直流蒸汽发生器的表面体积密度为173 m 2 /m 3 、功率密度为7.5 MW/m 3 ，PCHE换热器的表面体积密度为1420 m 2 /m 3 、功率密度为180 MW/m 3 。很明显，PCHE具有很高的紧凑换热优势 [ 15 ]。当热功率为530 MWt时，需要10台PCHEs，每台PCHE的长度为60 cm (30 cm用于容纳布置集管)，宽度为60 cm，高度为2 m，PCHEs可布置在3.9 m直径的反应堆压力容器内，可根据空间情况额外布置2台PCHEs用来提供设计冗余和提高可靠性，预防污垢或避免其他可能降低PCHE装置性能的问题。PCHE紧凑性很高，换热能力强，经济性可同直流蒸汽发生器相竞争。一台125 MWt的直流蒸汽发生器采用因科镍600材料，预计制造成本为250万美元。相比之下，由316不锈钢制成的PCHE成本为17万美元/m 3 ，12台PCHEs换热器总造价为146万美元，比直流蒸汽发生器便宜约100万美元，若采用因科镍600材料，PCHE的经济成本预计仍比直流蒸汽发生器便宜 [ 2 ]。 应当注意，PCHEs换热器目前只进行了两侧单相水流动工质的试验，并未开展蒸汽在PCHEs微通道内的试验，特别是长期腐蚀和结垢性能尚未在公开文献查到。在腐蚀情况下，可能需要预留除盐装置，以减少腐蚀。I 2 S-LWR反应堆使用PCHE单相换热技术，需要额外配置闪蒸室进行蒸汽生成。堆内PCHEs的在役检查和测试也需要重点研究。 图1. PCHE微流道图(A)和PCHE堆芯布置图(B) 为确保堆芯成熟性，IPWR多采用成熟燃料组件，如标准17 × 17截短组件，堆芯尺寸的变动仅仅是高度方向变更。采用紧凑型热交换器和压力容器一体化布置需要重新设计船体和安全壳。表2比较了先进IPWR和标准压水堆核电站堆芯关键参数。压力容器厚度基本相同(运行压力一致)，蒸汽发生器采用直流过热蒸汽发生器，从而提高热效率。此外，降低一回路压降和泵功率也可以提高系统效率。 典型水下核动力船体中安全壳总高度为20 m，直径为14 m，比同等压水堆布局更加紧凑，船体中的自由容积为1400 m 3 ，内部抑制池的体积为635 m 3 ，考虑辅助设施布置后安全壳内容积可能更小 [ 2 ]。 Table 2 Comparison between typical IPWR and conventional PWR nuclear power plant 比较项 PWR IPWR 堆芯功率密度(kW/L) 100 69 比功率(kW/kg) 28.5 18.5 总功率(MWth) 3，500 530 堆芯围筒直径(m) 3.76 2.5 RPV内径(m) 4.39 3.9 RPV外径(m) 5 4.5 RPV高度(m) 14 17 燃料组件数量 193 69 堆芯流量(kg/s) 17400 3440 燃料高度(m) 3.66 2.36 一次侧(二次侧)压力(MPa) 15.5 (5.8) 15.5 (5.8) 堆芯(系统)压降(kPa) 180 (545) 32 (25) 堆芯(蒸汽)出口温度(℃) 320 (295) 328 (318) 平均线功率密度LHGR (kW/m) 18.7 10.5 堆芯平均富集度(%) 4 5.4 循环周期(年) 1.5 5 燃耗(UO 2 ; MWd/kg) 45 40 中子泄漏份额 0.025 0.06 表2. 典型IPWR和传统压水堆核电站比较 3.2. BWR 沸水堆蒸汽动力循环系统中含有放射性水，堆芯为两相流动，易受两相流动密度波不稳定性影响。若推进动力采用BWR技术，负荷调节运行过程中除了需要预防两相流动不稳定性外，还应预防船舶运动引起的流量和功率振荡现象，这两种叠加的不稳定性最终可能引发反应性控制问题。因此，美国、俄罗斯、法国海军核动力均不选择BWR技术，而选择PWR技术。事实上，BWR对船体运动的敏感性实际上源自推进动力负荷频繁变更和调节，相反，新的近海水下反应堆主要用途不是船舶推进动力，而是电力生产，反应堆长期运行在满功率额定工况下，且位于水面之下，因此可以避免这种双重叠加不稳定性问题。再者，与IPWR相比，BWR的突出优势在于消除了蒸汽发生器和稳压器，运行压力降低为压水堆的一半以下，使得BWR反应堆尺寸更加紧凑，更容易满足船用紧凑要求。 东芝设计的LSBWR与日立设计的SSBWR基本相似，LSBWR采用全自然循环运行模式，系统运行采用较低的工作压力降低了所需的安注容量。LSBWR还通过使用模块化结构设计和制造，大大降低了设计周期和建造周期。 与PWR相比，BWR需要采取的屏蔽范围较大且比较严格。由于蒸汽动力转换系统中的蒸汽带有放射性，因而影响设备检查和维修维护。BWR的另一个缺点是功率密度较低，堆芯装载的锆材料较多，严重事故下需要严格防范锆水反应产生的氢气爆炸问题。 3.3. SWR 超热沸水堆SWR概念最早是在20世纪50年代和60年代提出来的，美国和德国曾经进行过运行试验测试。SWR反应堆的优势在于可产生500℃~600℃左右的过热蒸汽，从而提高轻水堆的热效率。在理想朗肯循环中，蒸汽温度升高200℃可使热效率提高约4%。 对于采用两区设计的SWR(堆芯沸腾区和过热蒸汽区)需要解决功率/流量失配稳定性问题。典型SWR采用多通道冷却的环形燃料(IXAF)来生产过热蒸汽，冷却剂在整个堆芯流道中沸腾，蒸汽通过传统分离器从液体中分离出来，饱和蒸汽产生后不直接离开反应堆压力容器堆芯，而是转向流入每个燃料组件中的中心通道中旋转并向下流动，到达底部后再向上流过组件外侧通道，从而产生过热蒸汽离开反应堆压力容器。在辅助和安全系统配置上，SWR与传统一体化沸水堆辅助系统配置和专设安全系统配置基本相似，内部设置抑压水池、消氢措施、余热排出系统等。由于SWR堆芯流道复杂、气液两相共存，其反应性、瞬态、热应力机械行为仍需要进行详细分析研究。 韩国曾针对IXAF环形燃料进行了辐照试验研究 [ 18 ]。研究表明 [ 19 ]，在5年换料周期内，有两种包壳材料能够承受SWR苛刻的辐照运行条件：310不锈钢和FeCrAl合金，其中310型不锈钢和FeCrAl合金可允许的平均堆芯235U富集度情况分别为8.8%和9.4%。 表3给出了热功率为400 MWt的SWR主要技术特点和设计参数。 3.4. LBFR 与钠冷快堆相比，铅–铋冷却快堆(LBFR)与外界环境水、空气之间兼容性好，运行压力和温度与钠冷快堆基本相似，但热工水力和腐蚀性能较差。与压水堆相比，LBFR压力容器和安全壳更加紧凑，热力循环效率更高。较高的铅–铋共晶(LBE)温度为冷却液的沸腾提供了较大的安全裕度。铅–铋冷却剂的中子活化过程中，除了应考虑铅的毒性外，还应考虑 210 Po引起的放射性毒性。 近海水下LBFR设计方案可充分参考俄罗斯SVBR-100的设计和运行经验，主要得益于俄罗斯过去几十年的LBFR潜艇运行经验，这些工程实践可使得LBFR概念具备在2030~2040年成为水下反应堆潜在可行的部署方案。SVBR-100功率密度和热力循环效率与压水堆基本相似，但堆芯极为紧凑，尽管LBFR在材料选择方面取得了巨大进展，但堆芯材料的长期腐蚀问题仍然存在，至今仍没有取得实质进展，这可能是制约LBFR发展的关键瓶颈。 Table 3 Technical characteristics and design parameters of typical SW 名称 特点或参数 热功率 400 MWt 热效率 40% 功率密度 40 kW/L RPV直径 3.5 m RPV高度 14 m 反应堆厂房总高度 20 m 燃料组件数 68 组件排列 8 × 8 燃料棒间距/燃料棒直径 1.174 燃料元件外径 1.96 cm 燃料元件内径 1 cm 堆芯活性区高度 3 m 质量流量 1306 kg/s 蒸汽压力 7.3 MPa 堆芯压降 217.49 kPa 平均通道出口蒸汽温度 771 K 热通道出口蒸汽温度 825 K 表3. 典型SWR技术特点和设计参数 3.5. OCR 有机盐冷却堆OCR概念最初在20世纪50年代后期提出过，后被放弃。加拿大基于重水堆技术的OCR概念研究也随后停滞。OCR主要缺点是在高温和高辐射场下冷却剂会发生分解，加拿大的研究方案中采用油气工业中常用的加氢裂化技术，对分离出的冷却剂进行回收和循环利用，保持了冷却剂成分相互平衡。对于基于OCR技术的近海水下反应堆，需要额外容器来储存有机盐冷却剂以及加氢裂化系统。 加拿大OCR设计使用重水慢化剂来减少有机盐冷却剂上的辐射能量沉积。考虑到紧凑布置和节省空间，近海水下OCR反应堆可采用固体慢化剂取代重水。在固体慢化剂中，可选择的类型主要有石墨和氢化锆。石墨是最早用于核技术的固体慢化剂，但石墨慢化剂体积庞大、要求堆芯功率密度低，不适合用于紧凑海洋环境场合。氢化锆(ZrH X )可以满足比石墨更紧凑的反应堆系统，ZrH X 已经在TRIGA脉冲研究堆中得以成功应用，且具有降低氢扩散和保持结构完整性的优势。 根据相关研究，新的近海水下OCR反应堆可选择1.6氢含量的ZrH 1.6 作为固体慢化剂，有机盐冷却剂出口温度约为350℃，在换料周期为5年的堆芯设计方案中，氢浓度不会显著降低；而燃料组件由核燃料棒UC、石墨基体、ZrH 1.6 棒组成方形燃料组件，其中石墨基体占冷却剂体积的40%，ZrH 1.6 共由66根圆柱形金属棒组成，核燃料由198根UC圆柱形燃料元件棒组成，冷却剂在直径为7.6 mm的孔隙中流动，该燃料组件尺寸与压水堆燃料组件相似。新的OCR燃料组件采用理论燃料密度为13.6 g/cm 3 的UC燃料能够确保燃料有效成分的质量份额，也可以采用如UO 2 、UN或金属核燃料，只需确保有机盐冷却剂与核燃料相兼容即可。 与加拿大OCR设计方案相比(堆芯功率密度15 kW/L)，新OCR堆芯具有更高的功率密度(40 kW/L)，慢化剂不需要采用重水，因而无需配置重水配套系统及容器。因此，新的OCR反应堆系统可以实现紧凑布置。若OCR能量传递采用高效紧凑板式换热器技术PCHE，包括反应堆(500 MWt级)和PCHE技术(PCHE所需体积空间为15 m 3 )在内的安全壳尺寸和体积粗略估算为：直径12 m、高度18 m、体积2035 m 3 ，容纳有机盐冷却剂(含安全所需冷却剂装量)所需的储存容器体积为755 m 3 (其中反应堆正常补充和储存所需冷却剂体积为120 m 3 ，安全所需冷却剂装量约为635 m 3 )，加氢裂化系统所需的容器体积为250 m 3 ，这里有机液体的沸点比大气压下的水高得多(~350℃)，热容量约为水的一半，假设从抑压池中安全注入所需的有机盐冷却剂体积与压水堆安注水源比例相似。 OCR反应堆系统的安全性有待后续研究评估，与其他先进SMR反应堆设计相比，OCR可实现在低压和中等温度条件下运行，有机盐冷却剂价格相对廉价，因而同样具有未来发展潜力。