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user: 2. SVBR-75/100反应堆装置 2.1. 反应堆装置的技术方案 SVBR-75/100反应堆装置是在核潜艇的铅铋冷反应堆装置上发展而来的，同时在可靠性和安全性上有进一步提高。SVBR-75/100反应堆装置设计中实现了以下主要方法和技术方案： Ø 一回路设备单体(一体化)布置，池式结构，完全取消了阀门和铅铋冷却剂管道(整体式反应堆)； Ø 使用两个环路的导热线路图； Ø 正常运行系统和安全系统的集成最大化； Ø 冷却剂在导热回路中的自然循环足够用于冷却反应堆，不会产生堆芯危险过热； Ø 具有保护容器的反应堆单体机组布置在充有水的非能动导热系统罐中，该罐还具有中子屏蔽功能； Ø 在不改变反应堆结构和满足安全要求时可以使用各种类型燃料(氧化铀燃料，带钚的MOX燃料，带次锕系元素的混合氧化物燃料-TRUOX燃料和氮化物燃料)； Ø 单体机组主要部件采用模块结构，单个模块且具有可更换和可维修能力； Ø 单体机组的小尺寸特性允许完全在工厂制造好并运送到核电厂厂址，或者从核电厂厂址上移除。 图1中给出了SVBR-75/100反应堆装置的原理图。 图1中给出了SVBR-75/100反应堆装置的主要系统，因此该装置的构成如下： Ø 一回路系统，包括堆芯、蒸汽发生器模块、主泵和堆内辐射屏蔽，位于反应堆单体机组容器中。 Ø 二回路系统，包括蒸汽发生器模块，给水和蒸汽管道，汽水分离器和独立冷却冷却器。 Ø 保护气体系统，包括气体系统冷凝器，膜保险装置，卸压装置和管道。 Ø 蒸汽加热系统，用于反应堆中充入冷却剂前的预热，并可维持反应堆单体机组在热状态下。该系统主要指位于反应堆单体机组主容器和保护容器中间的空间系统，沿该空间唧送热蒸汽。 Ø 冷却剂工艺系统，包括铅铋合金的充排系统、净华系统和在线监测系统，运行中主要用于维持堆芯中铅铋冷却剂的质量，避免结构材料腐蚀。 Ø 安全系统，包括反应堆事故保护系统、蒸汽发生器泄漏抑制系统、独立冷却系统和非能动余热排放系统。除反应堆事故停堆系统-АЗ外，其他系统如蒸汽发生器泄漏抑制系统，独立冷却系统和非能动余热排放系统都包含有正常运行和事故预防功能。 此外，SVBR-75/100反应堆装置还包括燃料处理系统，它包括将乏燃料运至含有铅的密封盒和安装带新燃料的堆芯新吊篮的成套设备。 2.2. SVBR-75/100反应堆装置的主要技术特性 SVBR-75/100反应堆装置的主要特性参数见表1。 2.3. SVBR-75/100反应堆装置的设备布置和流程 SVBR-75/100反应堆装置的主要设备位于高11.5 m的密封包容小室内(图2)，该小室下部形成了一个用于放置非能动余热排放系统(СПОТ)罐的混凝土堆坑，反应堆单体安装在小室中并固定在罐顶盖的支撑环上。非能动余热排放系统(СПОТ)罐体内也布置有12个竖直布置的热交换器，用于完成从非能动余热排放系统(СПОТ)罐的水中向中间回路水的热传递。 Table 1 Main characteristic parameters of SVBR-75/100 reacto 参数 数值 规定热功率，MW 280 * 电功率，MW 101.5 * 产汽量，t/h 580 * 蒸汽参数： - 压力，Mpa - 温度，℃ 9.5 * 307 * 给水温度，℃ 241 * 一回路温度，℃ - 堆芯出口 - 堆芯入口 482 * 320 * 堆芯尺寸，D*H，m 1.645 × 0.9 堆芯平均体积强度，kW/dm 3 140 * 燃料棒平均线性载荷，kW/m ~24.3 * 燃料： - 类型 - U-235的装入量，kg - U-235的平均富集度，% UO 2 ~1470 * 16.1 * 堆芯寿命，千有效小时 ~53 换料间隔，年 ~8 蒸汽发生器数量 2 蒸汽发生器模块数量 2 × 6 主泵数量 2 主泵电机功率，kW 450 主泵扬程，MPa ~0.55 一回路冷却剂体积，m³ 18 反应堆容器尺寸，m φ4.53 × 6.92 表1. SVBR-75/100反应堆装置的主要特性参数 * 该特性参数可以根据实际情况进行调整。 图1. СВБР-75/100反应堆装置 图2. SVBR-75/100反应堆装置设备布置 汽水分离器以及相连的冷凝器在结构上不属于反应堆单体机组，汽水分离器选择高于反应堆标高布置，是为了保证二回路冷却剂在反应堆装置所有运行工况下有必要的自然循环。 为了进行安装、维修、保养和换料，每个反应堆装置上面设置有人孔，人孔的设计要考虑自身能承受的最大负载。 一回路系统的所有设备位于反应堆容器内。中央部分是堆芯，并布置有可抽取部分(带堆芯的吊篮、控制机构和屏蔽塞)，堆芯外围是堆内辐射屏蔽、蒸汽发生器模块和主泵(图3)。 一回路系统设备之间冷却剂的水力分配形成了两条冷却剂循环线路——主循环线路和辅助循环线路，水力分配完全在反应堆单体机组容器内由堆内部件形成，整个系统不使用管道和阀门。 主循环线路流程：冷却剂在堆芯内被加热，进入平行接入的12个蒸汽发生器模块的管间腔室中间部分入口；然后冷却剂分成两流：管间腔室的一股自下而上移动，进入外围缓冲腔室，具有“冷”冷却剂自由液位；另一股自上而下移动，进入出口腔室，从出口腔室进入堆内辐射屏蔽通道，然后向上冷却堆内辐射屏蔽，并进入外围缓冲腔室。主冷却剂流从外围缓冲腔室在下降环形通道内沿反应堆单体机组容器经过进口腔室流向主泵吸入口。另一部分冷却剂沿着由容器和主泵轴形成的环形通道进入主泵吸入口。冷却剂从主泵出口沿着堆内辐射屏蔽下部区域中形成的两个通道进入分配腔室，从分配腔室冷却剂进入反应堆入口腔室，以此构成主循环管道回路。 主循环线路在反应堆单体机组上部和蒸汽发生器模块通道内具有冷却剂自由液位，且铅铋合金冷却剂在管道下降段流速低，保证了在蒸汽发生器管道系统失密封时汽水混合物从冷却剂中可靠分离。 冷却剂辅助循环线路位于用于放置控制棒外套管的通道中，流经反应堆屏蔽塞中的通道，用于冷却控制棒吸收体棒，维持中央缓冲腔室和质量交换器通道中必要的温度。 2.4. SVBR-75/100反应堆装置主要设备结构和材料 2.4.1. 堆芯结构 堆芯形状类似于一个圆柱体，由各类燃料组件和吸收体棒组成。 燃料组件的结构为无外套管的金属结构，由一组位于上部、中间和下部栅架间的燃料棒组成。燃料组件中的燃料棒以13.6 mm的步距布置在等边三角形栅架中。每个燃料组件的中央布置有六角形、用于移动带吸收体棒的控制棒外套管，也可能仅在外围燃料组件中布置有导向管。 图3. 反应堆单体机组容器中的设备布置 燃料棒是一个外直径为12 mm，厚0.4 mm的钢制圆柱管，外表面有4个螺旋形的肋片。管内有UO 2 燃料组分，端面是钢反射层，下面是补偿体积，管两侧被管脚塞封堵。控制棒位于燃料组件的中央套管中，在堆芯呈三角形排列，形程高度为224 mm。 该类型的堆芯结构保证了可以使用各种类型的燃料，为未来反应堆特性的改善奠定了良好的基础。 2.4.2. 主循环泵 主循环泵是一个由轴向潜入式泵和不可调节密封电机组成的泵组，电机轴由槽衬套连接。泵和电机的内部自由腔体内充满惰性气体。 2.4.3. 蒸汽发生器模块 蒸汽发生器模块是一个潜入式再生热交换器。管状模块以301个费利特通道的形式形成其传热表面。每个费利特通道由一个带底座的直径为26 × 1.5 mm的外管和一个直径为12 × 1.0 mm并与之同心布置的中央管组成。这些通道以30 mm的步距布置在三角形栅架中，每个通道的高度约为3.7 m。 为了对蒸汽发生器模块的管子进行诊断和维修，该模块结构中考虑了中央管的可拆卸能力，并且可以检查个别管的密封性，必要时还可以对个别管进行封堵，或者只从相应的费利特通道中抽取中央管。蒸汽发生器模块和反应堆单体机组的结构也保证了能够更换模块。 2.4.4. 反应堆装置的主要结构材料 具体内容如表2所示。 2.5. SVBR-75/100反应堆装置的安全系统 2.5.1. 反应堆保护停堆系统 该系统用于反应堆从任何运行工况转向安全可靠的次临界状态。系统由6根安全棒组成。安全棒配 Table 2 Main structure material of reactor devic 设备 采用的材料 反应堆单体机组： - 容器和堆内部件 - 顶盖 08X1810T * 15X2HMФА， 合金面-铅-03X14H11C3M * 反应堆： - 热面 - 冷面 10X15H9C3Б1-Ш(ЭП-302) * 08Х18Н10Т * 燃料棒包壳 16Х12МВБФСР (ЭП-823) * 蒸汽发生器： - 容器 - 管 10X15Н9С3Б1(ЭП-302) * 双金属： 10Х15Н9С3Б1 * (ЭП-302) -合金 03Х21Н32М3Б * (ЧС-33) -水-蒸汽 分离器： - 容器 - 容器内部件 10ГН2МФА * (内侧-铅-08Х19Н10Г2Б * ) 08Х18Н10Т * 表2. 反应堆装置的主要结构材料 * 皆为俄罗斯相关合金材料型号。 备有弹簧和电磁锁，安全棒在保护信号触发时或在停电及事故过热时通过熔化电磁锁后在重力作用下进入堆芯。 此外，13根反应性补偿棒也配备有弹簧和电磁锁。补偿棒在保护信号触发或在断电时自动落入堆芯，并供有钨或铀加重剂以克服棒本身在铅铋冷却剂中的浮力。补偿棒系统可为第二个事故保护系统。 2.5.2. 独立冷却系统 独立冷却系统用于在反应堆启动时将热量导出；正常的停堆冷却时如不使用汽轮机装置系统，也可以使用它来导出堆芯的热量。 该系统由两个冷却通道组成，单个通道能够导出3%反应堆额定功率的热量。每个通道主要由一个冷凝器组成，该冷凝器与分离器接通，并由工业水、冷凝水排放管和直接作用调节阀进行冷却，调节阀在分离器中的压力超过一定值时打开。 在备用工况时冷凝器充满水，几乎没有热流失。当蒸汽压力因为某种原因增加到一定值时，调节阀打开，冷凝水流到分离器中，这样可以释放热交换表面，且蒸汽在压力降到此前一定的水平之前开始冷凝。 2.5.3. 蒸汽发生器泄漏抑制系统 蒸汽发生器泄漏抑制系统用于抑制蒸汽发生器管道发生泄漏的影响，避免蒸汽发生器管道泄漏发生时反应堆容器超压以及水蒸气混合物进入堆芯。 铅铋冷却剂循环线路有支流上升到自由液位，这样保证了水蒸气混合物能与铅铋合金分离，避免了水蒸汽沿一回路冷却剂的下行流进入堆芯。 当蒸汽发生器发生小泄漏(直到蒸汽发生器一根管子完全破坏)时，使用两台被工业水冷却的气体系统冷凝器，此时的产汽量使反应堆气体系统中的压力升高不超过0.5 Mpa范围。 当蒸汽发生器大泄漏(蒸汽发生器一根以上的管破坏)时，反应堆气体系统的压力上升超过0.5 Mpa，与非能动余热排放罐相连的安全膜装置被破坏，蒸汽进入在非能动余热排放罐中，在罐中冷凝。此时从保护气体中的放射性核素留在罐的水中，而没有冷凝的放射性气体进入了反应堆房间，并经过过滤通风系统进入大气中。经计算放射性释放不超过允许水平。 2.5.4. 非能动导热系统 非能动导热系统仅由兼作保护容器的非能动预热排出系统罐组成，罐中充满水很容易实现反应堆单体机组容器壁的热量导出，保证了在各种情况下从反应堆单体机组容器中的热量导出，即使罐中水沸腾也可以通过空冷器的冷凝来实现热量的导出。计算表明，罐中的水装量足够用于在100小时内冷却反应堆而不会导致堆芯部件破坏。 反应堆装置在正常运行条件下运行时，经过非能动余热排放系统损失的热量不超过0.2%反应堆额定功率。 2.5.5. 保护容器 保护容器用在主容器的泄漏的情况下抑制泄漏，使锡铋冷却剂的泄漏限制在允许的范围内；同时保护容器还构成了一个气体加热空间，用于主容器的首次充合金。