1、 1 / 12 目录 1.1 俄罗斯模块式铅铋快堆 (SVBR) . 2 1.2 SVBR-75/100 设计特点及电厂技术参数 . 2 1.3 燃料选择 3 1.4 堆芯设计 4 1.5 主要设备 6 1.5.1 反应堆压力容器 . 6 1.5.2 蒸汽发生器 . 6 1.5.3 主循环泵和防护水箱 . 7 1.6 模块化设计 . 7 1.7 SVBR-75/100 的安全性 . 8 1.7.1 SVBR-75/100 的安全哲学及目标 . 8 1.7.2 蒸汽发生器传热管破裂（ SGTR）事故分析 . 8 1.7.3 严重事故（超设计基准事故）分析 . 9 参考文献 . 12 2 / 12
2、 1.1 俄罗斯模块式铅铋快堆 (SVBR) SVBR-75/100 是俄罗斯开发的小型、模块式液态重金属 （铅铋合金） 冷却的先进快堆。它 以核潜艇液态 铅铋合金冷却反应堆证实的技术为依据，建立在 过去实践证实的技术规范的基础上，是第四代核能论坛承认的先进核能系统之一 。 SVBR-75/100 型核电机组发电容量 75-100MWe，使用独特的重金属冷却剂， 系统简单、安全性能卓越，工艺技术基础扎实 ，非常适合核技术和工业基础较薄弱的发展中国家；而据估算 它的 经济竞争力 也很 强， 在俄罗斯条件下，基建比成本低于俄罗斯最新的 VVER-1000 型现代压水堆。俄罗斯拟于 2017 年建在
3、俄罗斯新瓦洛涅什核电厂退役的 2机组反应堆厂房内，作为核蒸汽供应系统，替代原机组的发电容量。如按期建成，很可能是全世界第一个新一代核能系统。 1.2 SVBR-75/100 设计特点及电厂技术参数 SVBR-75/100 采用液态铅铋共晶合金 (Pb,44%； Bi,56%)冷却，系统设备采用一体化布置。和许多模块式小型堆一样， SVBR-75/100 采 用池式结构， 将 堆芯、主循环回路和蒸汽发生器（ SG）整个套设备装在主容器内，容器外没有管道和阀门。 它是一种模块式多用途小型堆，相应发电功率为 75-100MWe。 表 1 SVBR-75/100 主设计和运行参数 参数 数值 装机容量
4、， MWt 280 电功率， MWe 101.5 SVBR-75/100 核电厂运行模式 基本负荷；有负荷跟踪能力 负荷因子 0.9 能力因子 0.95 反应堆容器的尺寸（直径高）， m 4.53 6.92 堆芯尺寸（直径高）， m 1.645 0.9 燃料元件棒数量，根 12114 堆芯平均体积密度 kW/l 140 燃料元件平均线热负荷， kW/m 24.3 燃料（ UO2）： U-235 装载， kg/U-235 丰度， % 1470/16.1 燃料总装载量（ UO2）， kg 9144 堆芯寿期，有效满功率天数（ EFPD） 2200 燃料最大燃耗， %裂变材料（ FIMA） 10.0
5、 燃料平均燃耗， % FIMA 6.7 径向功率峰值因子， Kr max 1.25 燃料元件包壳最高温度， 600 裂变产物积累体积峰值因子， Kv max 1.5 燃料循环形式 初始阶段，一次通过式循环 3 / 12 主回路内铅铋冷却剂体积， m3 18 主回路冷却剂循环模式 强制循环 铅铋冷却剂温度，：堆芯出口 /堆芯入口 482/320 主回路冷却剂流量， kg/s 11760 铅铋冷却剂液面上保护气体余压， kPa 10 主循环泵台数 2 MCP 电功率 ， kW 450 MCP 压头， MPa 0.55 蒸汽发生器个数 2 SG 模块数量 2 6 二回路冷却剂循环模式 自然循环 蒸汽
6、产量， t/h 580 蒸汽参数： 压力， MPa/温度， 9.5/307 给水温度， 241 二回路冷却剂循环倍率 2 反应堆装置运行寿期，年数 50 一次通过式铀燃料循环，天然铀比耗量， t/GWe/年 487 MOX 燃料闭环燃料循环，天然铀比耗量， t/GWe/年 0.9 天然浓缩碳化硼比耗量， t/GWe/年 5 不锈钢比耗量， t/GWe/年 90 在俄罗斯新瓦格涅什核电厂 2#机组厂房内 安装SVBR-75/100 工业原型反应堆装置的估算成本，百万美元 100 实施周期，包括设计开发和工业原型建造，年 6 燃料费用 与世界燃料价格一致 模块式核电厂发电成本，美元 /kWh 0.
7、0146 海水淡化与电力联合企业的饮用水价格， 美元 /m3 0.74 海水淡化与电力联合企业的发电成本， 美元 /kWh 0.035 1.3 燃料选择 SVBR-75/100对于燃料循环技术选择，遵守 “ 运行使用的燃料类型和燃料循环经过验证，目前最经济 ” 原则。 SVBR-75/100能以不同的燃料循环和使用不 同类型的燃料运行 (UO2,MOX, TRUOX, UN, PuN+UN)。使用 MOX燃料，堆芯增殖比略大于 1；使用混合氮化物燃料，无侧面增殖区， CBR 1.13。这种堆典型的硬中子谱，可作为 LWR乏燃料阿系元素的燃烧器。使用上述不同类型的燃料，不改变反应堆设计，也不牺牲
8、反应堆安全。 4 / 12 表 2 SVBR的燃料选择 燃料类型 UO2 MOX TRUOX UN UN-PuN 堆芯总装载量， kg 9144 9590 9650 12 100 - 235U或 Pu或 Pu和微量锕系元素的平均浓缩度 , % 16 11.4 14 13.2 - 计算的堆芯寿期， EFPD 2200/ 3300 3200 3200 2200/ 6250 高达 8300 燃料最大 /平均卸料燃耗， % FIMA（裂变原子的百分数） 10/6.7 15/9.5 14/9.0 8.5/5.5 - 堆芯增殖比 (CBR) 0.87 1.005 1.028 0.91 1.13 燃料燃耗的
9、反应性裕量， % 3.8 2.2 -1.52 -0.16 - 非能动应急保护棒价值， % 4.6 2.0 2.0 2.0 - 1.4 堆芯设计 SVBR-75/100堆芯采用棒状燃料元件，堆芯由 58（或 63）个正六边形燃料组件组成。排布方式为传统的圆形（截面）排列方式，其中最中心处为中子源组件，中间部分由有控制棒的燃料组件、应急保护棒、补偿棒、调节棒组成。图 1、图 2分别是 SVBR-75/100的燃料组件 和堆芯横截面 。 图 1 燃料组件 5 / 12 图 2 堆芯横截面 由于该堆为快中子堆，所以其堆芯中子能谱为快中子谱，堆芯中子物理特性和控制棒性能见表 3、 4。 表 3 SVBR
10、-75/100中子物理特性 参量 燃料型式 UO2 MOX TRUOX UN (Pu,U)N 燃料有效密度 , g/cm3 9.65 9.7 9.7 12.5 10.9 寿期 , 有效满功率天(EFPD) 2200 3200 3200 2200 3200 可裂变材料装载（寿期初） , kg U-235 1470 1763 钚 1306 1360 1415 微量阿系元素 218 可裂变材料装载（寿期末） , kg U-235 906 1207 钚 393 1350 1441 412 1471 微量阿系元素 7 47 165 6 41 缓发中子有 效份额 , eff 寿期初 0.00722 0.0
11、041 0.0039 0.0074 0.0042 寿期末 0.00585 0.0036 0.0035 0.0062 0.0038 燃料最大燃耗 , % FIMA 10.0 13.5 13.5 7.0 11.5 寿期内反应性最大变化 , % 3.8 2.2 - 1.52 - 0.16 - 0.17 6 / 12 多卜勒系数 (燃料运行温度范围内平均值 ) Doppler， 10-5/ -0.74 -0.77 -0.58 -0.97 -1.1 冷却剂反应性温度 系数 coolant： T 200 (堆功率从超临界状态提升 ) -2.210-5 运行温度 1.410-5 堆内冷却剂完全排空的反应性变
12、化(空泡效应 )： void , % - 2.75 - 1.65 - 1.1 - 2.2 - 1.5 void , eff - 3.80 - 4.00 - 2.9 - 3.0 - 3.6 表 4 控制棒价值 至堆中心线距离 , mm 棒的类型 棒的数量 价值 , eff. 0 补偿棒（ CR） 1 0.28 223.9 CR 6 0.33 387.8 CR 4 0.33 387.8 调节棒（ RCR） 2 0.33 447.9 CR 6 0.32 592.3 CR 12 0.32 671.2 应急保护棒（ EP） 6 - (29 CR + 2 RCR)系统 , eff. 8.95 6 EP系统
13、 , eff. 1.9 1.5 主要设备 1.5.1 反应堆压力容器 反应堆容器为圆柱形，带有半椭圆形上封头部和下底。材料是奥氏体不锈钢。分为内容器和防护容器。在内容器发生泄漏时，防护容器防止失去冷却剂。反应堆容器的底部和冷却剂液位以下没 有贯穿件。上部有两个气体系统贯穿件：第一个连接带应急凝汽器的主气体密封系统，另一个连接密封气体监测装置。 1.5.2 蒸汽发生器 浸入式同流回热热交换器。 12个 SG模块，每个模块由 301根静止的环形管状7 / 12 通道形成热交换面。每个环形管状通道由带底的外管 (26 1.5 mm)和同轴中心管 (12 1.0 mm)构成。管束内通道呈三角形栅格排列
14、。环形通道的运行长度3.7m。 SG模块产生饱和蒸汽，管板在冷却剂液位以上。发生传热管断裂，蒸汽排入应急凝汽器。这种 SG采用 BN-350上使用过的设计。 1.5.3 主 循环泵和防护水箱 轴流式无密封主循环泵完全封闭在主容器内。主泵电机位于反应堆封头上。 反应堆模块位于装有应急水的水箱内。水箱内也有热交换器，超设计基准事故期间，反应堆模块的热量从反应堆容器排入水箱。 1.6 模块化设计 如前所述， SVBR-75/100采用池式结构，堆芯、主循环回路和蒸汽发生器（ SG）整个套设备装在主容器内，容器外没有管道和阀门，因而其为模块化设计，以上介绍的几个设备或结构拼凑好之后形成反应堆模块，它是
15、一个完整模块，加工完成后可通过铁路、水路和大型运输工具运往现场。图 3、 4分别是反应堆 本体图和 主要的流体循环流程图。 图 3 反应堆本体 8 / 12 图 4 主流体循环流程图 1.7 SVBR-75/100的安全性 1.7.1 SVBR-75/100的安全哲学及目标 1.安全哲学 俄罗斯人的安全哲学是：不相信概率安全分析，确定性地排除任何原因导致的严重事故。低频，如 10 6/年以上的严重事故，既无需证明其发生的重要性，每一百万运行堆年只发生一次也不可信。此外，还必须考虑恶劣的人为预谋行动。在这种情况下，概率安全分析的结论从根本上说是无效的。应当确定性地排除任何外部或内部事件以及恐怖主
16、义可能 引起的严重事故。 2.主要安全目标： （ 1） 没有堆芯熔化的可能性，借助反应堆概念自身，使任何事故条件引起的放射性释放可以忽略不计； （ 2） 任何异常状态，迅速地、非能动的停堆； （ 3） 反应堆可自然循环冷却，没有时间限制； （ 4） 冷却剂应急过热的情况下压力不增高，没有超压和反应堆热爆炸。 1.7.2 蒸汽发生器传热管破裂（ SGTR） 事故分析 铅铋冷却剂循环流程设计选择消除了 SGTR事故水或蒸汽穿越堆芯和反应堆9 / 12 容器超压的可能性（按照这种条件下最大可能的压力设计）。流程设计汽泡随向上流动的铅铋冷却剂上升 进入冷却剂液面上气腔，然后进入气体系统凝汽器 (0.5
17、 MP以下 )。万一该系统失效，蒸汽通过爆破膜进入非能动余热排出系统（ PHRS）水箱（ 1.0 MPa以下），并不危机反应堆容器的完整性。蒸汽在水箱内凝结，不凝结的气体和挥发性放射性核素经过滤器排入大气，不超过允许水平。 1.7.3 严重事故（超设计基准事故）分析 SVBR-75/100安全分析表明有非常茁壮的安全特征 (见图 5、 6)，不仅能处理单一设备故障和个别人因失误，而且能承受多重事件组合，包括恶意的人因行为。 即使假想的这类初始事件联合， 即 安全壳破坏 ，反应堆葙形密封连接损坏，主回路气体系统密封严重损坏，铅铋冷却剂表面与大气接触， 这已经属于严重事故，但是即便如此该堆由于设计
18、上的保证仍能使其 既不会瞬发超临界，也不会因内部原因引起爆炸或发生火灾，释放的放射性不要求电厂周围居民撤离。 具体原因有以下几方面： 1.反应堆具有 足够的反应性裕量 一般情况下堆的反应性裕量小于 1个，使反应堆不可能瞬发超临界。 2.反应堆保证有负的空泡效应 对于所考虑的燃料装载，反应堆总空泡反应性效应为负值。局部正空泡反应性效应小于 eff。因冷却剂高沸点，气体或汽泡不可能大量和 大体积出现，不可能出现正空泡效应。 3.反应堆具有独立的应急冷却剂系统 即使所有的 SG损坏，因为有独立的应急冷却系统，预计的温升和冷却剂沸点间有很大的裕量，不可能发生堆芯熔化的超设计基准事故。反应堆内部构件和冷
19、却剂热容量也起正面作用。热量还能通过热传导和热辐射，从反应堆容器排入环绕堆容器的水箱。直接通过堆容器壁排出余热，极大地减少了安全相关系统的数量。 4.紧急过热同时应急保护系统故障，靠负反应性反馈降低反应堆功率 。 5.铅铋合金 具有 的 良好的 天然特性： （ 1） 冷却剂高沸点和实际上不可能沸腾，提高 了堆芯热排热的可靠性，排除了热交换危机。此外，主回路不需要保持高压。这些因素使反应堆设计简化，提高了可靠性，实际上消除了冷却剂应急过热主回路超压或堆内热爆炸的可能性。 （ 2） 铅铋冷却剂与水和空气反应非常轻微。主回路失去完整性和 SG发生内漏不释放氢气或放热反应。此外，堆芯内或反应堆装置没有
20、材料因受热、辐照或10 / 12 与冷却剂化学反应释放氢气，因此作为内部事件，实际上消除了化学爆炸与发生火灾的可能性。 图 5 所有反应堆系统故障 120小时期间 SVBR-75/100的参数变化 图 6 所有反应堆系统故障 120小时期 间 SVBR-75/100向 PHRS排热流程 11 / 12 综上， 铅铋合金冷却剂的 良好 天然特性（固有安全特征） 加上 反应堆 纵深防御设计 使 得即使在严重事故下 SVBR模块 仍 有多重屏障 可防止释放的放射性进入外环境，因而其安全性是值得信赖的。 12 / 12 参考文献 1. SVBR-100 module-type fast reactor
21、 of the IV generation for regional power industry Zrodnikov A.V. , Toshinsky G.I. et al Journal of Nuclear Materials 415 卷（ 237 244）， 2011 2.SVBR-俄罗斯模块式铅冷快堆 杜铭海 中国电机工程学会核能发电分会 2007 3.The low-power SVBR-100， Petrochenko, V. V. Nuclear Engineering International 第 687期 56卷 （ 21）， 2011 4.SVBR-100 module
22、-type fast reactor of the IV generation for regional power industry， Zrodnikov, A. V. Toshinsky, G. I. et al Journal of Nuclear Materials 第 3期 415卷（ 237-244） 5.Nuclear power development in market conditions with use of multi-purpose modular fast reactors SVBR-75/100 Zrodnikov, A. V. Toshinsky, G. I.
23、 et al Nuclear Engineering and Design 第 14-16期 236卷（ 1490-1502）， 2006 6.Generation IV nuclear reactors: Current status and future prospects Locatelli, Giorgio Mancini, Mauro Todeschini, Nicola， Energy Policy. 61卷（ 1503-1520），2013 7.Innovative nuclear technology based on modular multi-purpose leadbismuth cooled fast reactors Zrodnikov, A. V. Toshinsky, G. I. et al Progress in Nuclear Energy 第 2-6期 50卷 （ 170-178）， 2008 8. Small modular reactors: Simpler, safer, cheaper? Vuji, Jasmina Bergmann, Ryan M. et al Energy 第 1期 45卷（ 288-295）， 2012 haiheyuguojun
