王乾
（中核霞浦核电有限公司设计管理处 福建三明 365000）
摘要：随着秦山首台30万千万核电机组的并网发电，结束了中国大陆上无民用核电的历史，随后便开启了中国核电的新纪元。在日本福岛“3.11”事故以前，由于核电的高效、清洁等优点，我国大力发展核电，中国的核电事业飞速发展。而日本“3.11”事故的发生，给我国核电领域刮来了一阵“冷风”，给全世界敲响了警钟，对核电安全更是空前重视。在此背景下，本文将针对压水堆（以M310改进型为代表）与快堆（以中国实验快堆为代表）这两种堆型安全性几个方面的比较进行浅论。
关键字：压水堆 快堆 安全 比较
中国实验快堆的成功并网发电，标志着我国掌握了第四代钠冷快堆技术。快堆最主要的优势在于其增值的特点，提高燃料的利用率，而安全性的劣势主要体现在其钠火的问题。而对于压水堆，由于工作压力约15MPa，属高压，其管道破裂导致LOCA事故而带来的安全问题更为显著。下文将针对七个方面对比两种堆型的安全性：
1 固有安全性
1.从结构上来说，快堆采用的池式结构，将堆容器“浸泡”在保护容器，采用的双层壁结构，“内壁”称为主容器，“外壁”称为保护容器，主容器与保护容器间隙内充以氩气，间隙尺寸选择保证万一主容器发生泄漏时，堆内钠液位的下降不破坏堆内一回路循环[1]，以低降低堆芯由于失去冷却剂而发生堆芯裸露事故的概率；快堆堆内钠液位以下，壁面不设置任何贯穿件[1]，这样放射性钠泄漏到堆外的概率就大大降低。快堆采用的池式结构，钠池中充有大量的钠，冷却剂的容量比压水堆要大，同时钠本身的热容量也要比水大。2.从工作环境的来看，钠冷快堆的一个十分重要的优点是冷却剂压力低，所以一次冷却剂容器承受的力小，属常压设备，因此因压力而发生破损的概率非常低。在采用了堆容器之外再加一层保护容器等措施之后，可以使得在堆容器破裂的情况下依旧保持堆芯的淹没状态，通过自然循环保持堆芯的冷却[3]。
快堆与压水堆相比，堆容器内的工作环境为高温常压状态，而压水堆一般为15.5MPa。在压力的这个问题上，压水堆堆容器的材料与管道的设计上的要求以及其焊接技术等要比快堆更为苛刻一些；对于压水堆，由于一回路边界内外压差非常大，所以相比快堆来说容易出现管道破裂，破口事故，如果出现小破口事故随之来的还会出现“闪蒸”现象；而对于快堆，一回路是完全“浸泡”在钠池中，二回路管路均为双层管道，且管道内的压力为常压，所以管道出现破口的概率远远小于压水堆，如果出现了破口，不会有闪蒸现象。
2 放射性包容
1.堆芯熔融物补集器。在BN-800钠冷快堆中，设计了该补集器。俄罗斯设计的堆芯熔融物补集器，其主要功能是在严重事故下收集并冷却堆芯熔融物，以防止堆芯熔融物与反应堆厂房的混凝土底板发生反应并导致底板熔穿，从而有效的防止在严重事故下的放射性物质的泄漏，缓解了超设计基准事故的严重后果。
2.安全壳系统。压水堆的安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物。其主要功能：一、防止或减少放射性物质向环境释放，二、对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽，并限制污染气体的泄漏。三、外部事件防护和内部飞射物及管道甩击[4]。安全壳的设计对压水堆核电的安全性和包容放射性带来了很可观的价值，更是称为核电厂四道安全屏障之一。
3 停堆系统
快堆（BN-800）考虑设置了三套停堆系统：
第一套系统（反应性改变补偿系统）包括16跟补偿棒和2跟调节棒；第二套系统（事故保护系统）包括9跟应急保护棒；第三套系统（补充的）包括3根非能动保护棒，在超设计事故情况下，当前2套系统不启动时，这套系统能保证停堆[6]。
控制保护系统控制棒包括：调节棒、补偿棒和安全棒。
非能动应急保护棒转入备用状态，在反应堆进行功率运行之前，类似于应急保护系统控制棒那样，其后在钠流量升至额定流量70%以上时打开执行机构抓手。当通过堆芯的钠流量为0.5GHOM时预应急棒借助重力下插[6]。
快堆的停堆系统，都是利用控制棒下插使反应堆进入次临界。而压水堆的停堆系统中，不仅有控制棒、还有注入硼酸的化学控制方法，通过调节硼酸的浓度，达到控制反应性的目的。
4 专设安全设施
为了在事故工况下确保反应堆停闭，排出堆芯余热和保持安全壳的完整性，避免在任何情况下放射性物质的失控排放，减少设备损失，保护公众和核电厂工作人员的安全，核电厂设置了专设安全设施。
1.安注系统。压水堆的专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源[4]等。最具有压水堆特点的专设安全设施——安注系统。安注系统又叫应急堆芯冷却系统，它的主要功能是：（1）当一回路系统破裂引起失水事故时，安注系统向堆芯注水，保证淹没和冷却堆芯，防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性；（2）当发生主蒸汽管道破裂时，反应堆冷却剂由于受到过度冷却而收缩，稳压器水位下降，安注系统向一回路注入高质量分数含硼水，重新建立稳压器水位，迅速停堆并防止反应堆由于过冷而重返临界[4]。而由于压水堆的高压工作环境，其安注系统必须能够根据事故引起一回路系统压力下降的情况，在不同的压力水平下介入，因此，安注系统通常分三个子系统：高压安注系统、蓄压箱注入系统和低压安注系统[4]，又由于压水堆负反应性的堆物理特点，在注入冷却水的同时，会由于过冷而引入正的反应性，出现重返临界的现象，所以安注系统中设计了浓硼罐，这样可以注入含硼水，以抑制重返临界。由于快堆的接近于常压的工作环境，和其池式结构，在这点上快堆并不需要如此复杂的安注系统，即使发生了失去冷却剂事故，也不大会出现堆芯裸露。
2.安全壳喷淋系统。压水堆的安全壳喷淋系统主要作用是在发生失水事故或导致安全壳内温度、压力升高的主蒸汽管道破裂事故时从安全壳顶部空间喷洒冷却水，为安全壳空间降温降压，限值事故后安全壳内的峰值压力，以保证安全壳的完整性。
期刊文章分类查询,尽在期刊图书馆而快堆工作压力低，而且所用传热载体是钠，如果一旦有钠泄漏的话，由于钠的化学性质活泼，就会有火灾的发生，钠又会与水发生剧烈的反应，所以就不能像压水堆那样设置安全喷淋系统。
5 余热导出
由于反应堆停堆后有仍然有衰变热，具有客观的余热，所以反应堆停闭后，堆芯不能立即停止冷却。否则堆芯将会烧毁或者严重损坏。停堆后的余热导出是反应堆装置的三大安全功能之一。设计上要采取专门安全设施来保证余热导出的功能。
快堆（以CEFR为例），其设计除了正常的主热传输系统可用于导出余热以外，还专门设置了冗余的、相互隔离的、与主热传输系统相互独立的、非能动（除了风门打开控制之外）的事故余热排出系统。为了保证CEFR正常运行和事故工况余热排放系统的安全可靠，主要采取下列措施。
多重余热排放系统
CEFR堆有两个独立的余热排出系统，即正常停堆的余热排放系统和事故工况下的事故余热排放系统。正常停堆的余热排放系统是将堆芯余热经一、二回路钠冷却剂系统和水—蒸汽回路系统，再经冷凝器排到循环冷却水中。而事故余热排出系统设有两个独立的通道。每一个通道的余热排放能力都能保证燃料棒、堆内构件和堆容器处于可接受的温度限制范围内。
接近于非能动的安全设计原则
事故余热排出系统设计中采用一回路、中间回路和空气管路自然循环。系统中唯有空气热交换器的进、出口风门是能动部件，可电动或手动打开。在失去电网电源和可靠电源的情况下，操作人员只要进入热交换器房间，打开三个进口风门双段中的一个单元段，事故余热排出系统就能够保持自身的工作能力，就可以满足堆芯余热排放的要求。
CEFR的事故余热排出系统有两个独立的环路，每个环路由一个位于堆容器内的独立热交换器、一个带闸门的空气热交换器和中间回路管道组成。采用一回路冷却剂自然循环、中间回路钠自然循环、空气自然对流的非能动方式排出反应堆余热。而BN-800的事故余热排出系统与CEFR的设计不同的是：堆容器内没有设置独立热交换器，其环路是与BN-800的二回路相连接，平行于蒸汽发生器或者二回路主循环泵；余热排出的环路中设置了电磁泵，并不是非能动的。在反应堆冷却时，空气热交换器和中间热交换器的二回路钠的循环借助于电磁泵实现。
工作环境
首先，钠冷快堆的工作压力为常压，远远低于压水堆。从安全的观点来看，由于钠冷快堆的冷却剂压力低，所以一次冷却剂容器承受的力小，不大可能发生损坏。即使发生破裂，也不会导致冷却剂的汽化，仍能十分容易地导出裂变产物的衰变热，并保持燃料包壳的冷却，防止破损的蔓延。
而水冷堆与此正好相反，由于堆的压力高，因而必须采取多方面的保护措施，以防止 LOCA事故的发生。
此外，对于池式快堆，还有一个额外的安全特性——在堆容器中有大量的钠冷却剂，具有非常大的钠装量－功率比，只要借助于泵或自然对流使之循环，即使根本没有二次冷却，堆内温升也很慢。
冷却剂
由于快堆的功率密度高，又不允许冷却剂对中子产生强烈的慢化作用，这就要求载热效率高、慢化作用小的冷却剂。为了使反应堆工作在快中子条件下，快堆的燃料必须有较大的富集度，且反应堆堆芯内的燃料所占比例应尽量高。这使得快堆的体积功率密度要比压水堆的高，并且通常要求要用慢化作用小、而导热性又非常好的液态金属作为冷却剂。
钠的中子吸收截面小；粘性与水相近，容易流动；导热性好，比水高两个数量级；沸点高达886.6℃，所以在常压下钠的工作度高，快堆使用钠做冷却剂时只需两、三个大气压，冷却剂的温度即可达500-600℃；比热大，因而钠冷堆的热容量大；在工作温度下对很多钢种腐蚀性小；无毒。而且还具有很好的导电性，因此钠在快堆上是一种很好的冷却剂。
但是，钠的化学性质活泼，易与氧和水起化学反应。当蒸汽发生器管子破漏时，管外的钠与管内的水相接触，会引起强烈的钠水反应。还有，温度梯度质量迁移、金属的扩散结合、自焊、存在由反应性正空泡效应引起的控制等等问题。所以在使用钠时，要采取严格的防范措施，这比热堆中用水作为冷却剂的问题要复杂得多。
在快堆中，由于钠系统的边界被破坏会引起钠泄漏，进而会发生钠的燃烧。钠火是快堆中最重要的安全问题之一。由于钠燃后产生的汽溶胶，尤其是放射性钠汽溶胶被人吸入体内后会引起严重人身伤害，高温的钠燃烧过程中产生的钠的氧化物还会对设备和材料产生强烈的腐蚀和破坏作用。但钠的燃烧速度是很慢的，因此，当钠燃烧时，由此产生的热量对钠火消防人员及工作人员的安全并不产生严重影响，而钠燃烧产生的气溶胶会使他们难以进入发生钠火的工艺间。
压水堆中的冷却剂为水，水作为冷却剂和慢化剂主要应用于轻水堆，具有良好的热物性、价格低、使用方便、泵的功率低，虽然水的化学性质比钠稳定的多，但是水堆中的水也会给安全带来一些问题。比如，沸点低、存在沸腾临界、在高温下有腐蚀作用，在800℃以上时，水堆中会发生锆水反应产生氢气，当氢气浓度达到4%时，会发生爆炸，日本的3.11事故中就发生了类似事故。水堆在设计专设安全设施中更是考虑了要限制安全壳内的氢气浓度，而专门设计了安全喷淋、释放阀、通风系统等等。而快堆中使用了钠，就不会产生氢气。
从安全角度看，除了前面提到的优点之外，钠冷快堆还有一些特点是不利的，这其中包括：功率密度高、大的反应性引入的可能性以及冷却剂的化学性质活泼。功率密度高意味着如果燃料失去冷却，其温度上升相对要快。在假想燃料元件完全失去冷却的极端情况下，元件的温度将以 600℃/s左右的速度上升，并将在 3~4s内熔化。燃料的熔化同时会导致冷却剂的急剧汽化，虽然实验表明在此过程中不会发生所谓“蒸汽爆炸”现象，但由于整个事故过程的复杂性，一般都会高估此类事故的后果。由于堆内的燃料布置并不处在最大反应性状态，所以产生了反应性引入事故的可能性，即如果燃料分布变得更加密集，将会引入正的反应性。但这个缺点更可能是理论上的而不是实际上的，因为很难想象出一种现实的途径能使堆芯有效地密集起来。主要的原因是，当堆芯沿纵向倒塌时，并不会造成很大的反应性增加；当堆芯沿径向密集时，将会引入大的正反应性，但在可以想象得到的所有情况下，都没有这样的驱动力。冷却剂的化学性质活泼相对而言确属缺点，但并不意味着这个缺点会产生显著的危险，只是在设计中必须予以考虑。可以采用一些简单但被证明有效的方法来克服这个缺点，如增加防漏的保护容器或保护套管、提供消防系统等，来保证安全就可以了。
结语：
钠冷快堆安全上的弱点在于冷却剂钠的化学性质非常活泼，与空气和水都会发生剧烈的化学反应。在某些严重事故条件下，钠与混凝土的作用也是一种值得关注的事件。对于压水堆没有这些问题，但在严重事故情况下锆水反应也是后果难以接受的化学过程。在反应性反馈方面，大型的钠冷快堆在堆芯中心的钠减少时，会引入正的反应性反馈。而在压水堆中，类似的冷却剂丧失事故引入的则是负反馈。对于压水堆，在发生失水事故时，为防止堆芯熔化必须立即启动应急冷却系统（ECCS），以便有足够的水来覆盖堆芯。
由于压水堆技术的成熟，世界上大量的采用，国内国产化率越来越高，成本的降低，使其具备更强的竞争力，其安全性也在不断地提高，如AP1000、EPR等三代堆的发展。而代表新一代，四代堆中的首选堆型——钠冷快堆，其安全性与压水堆相比，目前来看虽没有很明显的优势，但其提高了铀资源的利用率以及它的增殖作用的特点，具有非常大的吸引力。随着中国实验快堆的并网发电，我国快堆技术的掌握，以及今后与俄罗斯等国际上其他国家的进一步合作，相信快堆的技术会越发的成熟，国产化率的提高，降低成本，实现自主品牌。
通过安全性的比较，对于两种堆型，具有各自特点，随着科技的发展，技术越来越先进，以及人们对安全性的重视，两种堆型的安全性会不断提高，只要解决各自目前技术上的缺陷，不断完善薄弱环节，发挥各自特点，在商业化或其他方面的用途上，都会具有很大的竞争力，占有各自的一席之地。
参考文献
[1]快堆本体及燃料操作系统 萧勋泽编著
[2]核反应堆物理分析 谢仲生主编
[3]钠冷快堆安全分析 张东辉编著
论文作者:王乾
论文发表刊物:《电力设备》2016年第9期
论文发表时间:2016/7/5
标签：冷却剂论文; 系统论文; 事故论文; 余热论文; 回路论文; 反应堆论文; 热交换器论文; 《电力设备》2016年第9期论文;