2 新一代先进重水慢化反应堆（ACR）的设计
AECL正在进行新一代产品系列ACRTM设计计划，目前的重点是七十万千瓦级的产品ACR-700TM和百万千瓦级的ACR-1000TM，新产品可望在2005年准备好并投放市场。新产品设计ACR-700在单位造价上要比目前这一代设计至少降低40%，即隔夜价每千瓦1000美元以下，总的项目时间从签约到商业运行缩短到48个月（建造时间36个月），机组寿期平均容量因子可以达到90%以上；概率安全指标至少满足国际上对新一代设计的要求，堆芯严重损坏总概率≤10-5／堆年，大量释放事故概率≤10-6／堆年。
AECL在开发设计ACR时仍然沿用渐进革新的发展策略，将保留CANDU的基本特点，使新产品基于多年来积累起来的技术知识和丰富的工程经验的可靠基础之上，并且同时继承和发挥这种堆型在燃料和设备易于制造和本土化，高中子经济性和燃料循环的灵活性，固有和非能动安全特性，全数字化控制和运行高度自动化，防御严重事故的能力等方面的发展优势。新设计采用了以下关键技术革新：
（1）新型燃料组件设计（CANFLEX）， （2）稍加浓铀燃料和轻水冷却剂， （3）紧密栅距的堆芯设计， （4）改进燃料通道的运行性能， （5）强化非能动安全排热， （6）应用智能运行支持技术。
针对稍浓铀燃料和轻水冷却剂，堆芯物理设计进行了重新优化，相应地系统设计也进行简化和优化。为大幅度缩短建造工期，从产品设计的一开始就贯彻应用高效建造和安装策略，将大量采用模块化技术和预制组合件等方法。ACR-700高达40%的单位造价大幅度降低，主要是通过以下几个方面来实现的：重水的减少及相关系统的简化（大约7.5%），反应堆尺寸的缩小（大约6%），蒸汽动力循环系统改进（大约7%），系统部件和设备（如装卸料机）的简化（10%），建造设计的改进（4%），产品提交方面的改进（大约5.5%）等。根据一家著名能源咨询公司针对一些主要市场进行的独立评估分析，ACR-700的平准化平均发电成本明显小于3美分/kWh。 2.1 堆芯设计的革新和优化
堆芯中子物理的优化设计为实现经济性指标创造基本条件，同时还考虑到改进安全性、简化许可证的申请过程、改善反应堆的可控性和减少废料体积等要求。堆芯物理设计时进行的重要革新包括：采用加装稍加浓铀燃料的CANFLEX新型燃料组件，减小燃料通道之间的栅距，用轻水作冷却剂。优化设计的结果是一个栅距紧密的堆芯，燃料通道中心线之间的间距从28.575 cm减小到22 cm。类似于CANDU-6的功率水平，新设计堆芯的排管容器内径减小约1/3，表1给出了堆芯其它参数的比较。
由于模块化堆芯的优点，为提高功率输出可通过增加燃料通道数目，以满足不同的业主要求；比如功率升到120万kW，只需480个燃料通道，而这种百万千瓦级堆芯的排管容器直径比目前CANDU-6的还要小大约1 m。ACR-700TM参考设计的燃料富集度为2.0%的U-235，中心元件棒中装有少量的可燃毒物镝，堆芯平均燃耗可达20.5 MWd/kg（U），大约是目前CANDU-6的三倍，这使得单位能量相对应的乏燃料体积显著减少。
堆芯中子物理特性和安全特性得到显著改善。在假想的极端事故工况下，如果高压冷却轻水进入并灌满一个燃料通道压力管和排管之间的气体空间，则引入负反应性，－0.24 mk；因此，压力管泄漏将自动引起功率降低。但是，如果低压慢化剂重水进入并灌满该空间，则引入微正的反应性，＋0.08 mk；这将使功率有小的上升，控制系统的动作就可以迅速使其回落。在假想大破口事故条件下，整个堆芯冷却剂空泡化的反应性引入为负值，－3 mk。由于空泡反应性是微负值，即使在发生了假想大破口事故条件下，并且假设没有任何安全系统干预，堆功率也会自动下降，并且最终使反应堆关闭，因而是固有安全的。表1 堆芯物理设计参数比较 CANDU-6 ACR-700TM参考方案燃料通道数 380 280 热功率 [MW (t)] 2064 1982 总电功率 [MW (e)] 728 731 栅距 [mm] 286 220 铀-235浓度 [wt% 235U] 0.71 2.0 堆芯平均燃耗 [MWd/kg（U）] 7.5 20.5 最大燃料元件燃耗 [MWd/kg (U)] 17 26 满功率时平均每日换棒束数目 16 5.8 满功率时平均每日要换料的通道数 2（8-bundle shift） 2.9（2-bundle shift） 最大时均通道功率 [ MW ] 6.7 7.5 最大时均棒束功率 [kW ] 800 874 最大瞬时通道功率 [ MW ] 7.0 7.8 最大瞬时棒束功率 [ kW ] 875 900 最大瞬时元件线功率 [kW/m] 54 51
因为通量分布稳定均匀，ACRTM堆芯的径向功率分布因子（平均值/最大值比率）高达0.93。由于CANFLEX新型燃料组件采用更细的43根元件棒和强化传热措施，在相同组件功率条件下元件棒的线功率比目前的37根燃料组件要低大约20%，另外CHF强化技术使通道的临界功率至少提高10%，而且还可以进一步改进。新型燃料组件的应用加上平坦的通量及功率分布，使热工裕量显著提高，这使得ACRTM堆芯可以在更高的单个燃料通道功率和燃料棒束功率水平上安全运行，而不会影响燃料的安全性。
新的堆芯设计保留了CANDU堆燃料循环的灵活性，特别适合烧含钚的燃料。详细的堆物理仿真计算表明，如果烧各种含钚驱动的燃料MOX和钍燃料，中心元件棒不需要加装任何可燃毒物，冷却剂空泡反应性自动变成负的。由于极好的堆芯物理特性，并且可以不停堆换料，整个堆芯都可以100%应用这些先进燃料循环。 2.2 系统设计优化 由于采用了稍加浓铀燃料和轻水冷却，加上堆芯尺寸的显著缩小，不仅所需的重水量大约减少了75%，而且相关的高压高温重水系统和设备可以得到显著简化，包括去掉一些不必要的系统。由于应急冷却水与主热传输系中的冷却水都是轻水，两者之间的界面变得简单和更加可靠。系统复杂性的降低，从而有利于机组造价的进一步降低，减小维修的复杂性，加速调试过程等。对于ACR-700参考方案，堆芯体积减少60%，相应地安全壳厂房体积可显著减小。由于冷却剂压力和温度参数提高，可以只用两个蒸汽发生器，同时汽机尺寸和相关设备也相应缩小。这些也有利于改善造价和运行经济性。
在现有CANDU堆固有安全性特点和专设安全系统的基础上，新设计的堆芯物理特性和安全特性又有显著的改进。安全性进一步强化的重点放在提高安全性裕量，安全相关系统的性能、可靠性和安全隔离；同时，在现有CANDU的基础上，增加一些非能动安全排热系统，包括安全壳中长期性的非能动衰变热排出系统，非能动慢化剂排热系统等。 全厂布置紧凑，节省场地。核岛部分主要包括反应堆安全壳主厂房和辅助厂房，安全壳内包含了核蒸汽供应系统的大部分，安全壳本体采用钢衬里预应力钢筋混凝土结构，内径大约38 m，高大约53 m，所以尺寸比CANDU-6的小。常规岛部分主要是汽机厂房、维修服务厂房和其它辅助性构筑物。
在新一代设计ACRTM中，通过优化主热传输系统压力和温度，二次侧的蒸汽参数和系统可以设计成与压水堆一致。这非常有利于同时拥有这两种堆型的国家，通过协调设计，共同促进相关技术和设备的多方面应用。 2.3 建造性能的设计优化
为了实现在48个月内完成从签约到服役之间的所有工作这样的挑战性目标，在新产品概念设计的最初阶段就同时开始研究最佳的建造和安装策略，并且将其纳入设计要求，使其成为各相关设计者从最开始的初步方案一直到最终的详细设计整个过程中所关注的焦点之一。为了大幅度缩短工期，以往项目实施中大量串联进行的活动组合成可以平行进行，这包括大量采用模块化设计和预制组合件，并借助开顶式施工和特大型起重机进行安装。在秦山三期项目中已经采用的先进施工方法和一些先进的电子化辅助工具，包括三维数字化模型将全面应用，同时其它核电项目或非核项目的在模块化设计和施工方面的大量成功经验也可以借鉴。
反应堆厂房及内部设备部分的建造通常处在进度表的关键路径，特别是安全壳和反应堆组件。ACR设计参考方案采用的安全壳是属于钢衬里预应力钢筋混凝土结构，为缩短施工时间，将对大量的钢筋铺设和钢衬里也应用模块化和预制组合件方法。由于新设计的堆芯显著缩小，整个反应堆则可设计成一个大模块组合件，包括已装好燃料通道的排管容器、一体化的屏蔽水箱、底部输水管和反应性控制机构平台。
2.4 运行性能的改进优化
新一代设计具有更大的运行安全裕量。它们包括更低的燃料元件棒线功率、更高的临界热流量和压力管性能裕量,以及更高的区域超功率保护裕量。这些方面的强化改进有利于电厂的运行性能和抗老化。AECL正在开发和试用的一整套智能型CANDU运行支持技术将极大地增强电厂在整个寿期内的运行可靠性。这种智能型运行支持技术综合应用了诊断探头、历史数据库、先进的程序以及先进的信息技术，它可以向操纵员提供电厂关键系统、结构和设备当前和未来的状态。这些技术中有一项称为ChemAND的水化学分析和诊断系统，是一个综合性的核电厂水化学信息系统。它具有自动监测、报警、诊断、预测和分析程序在线执行等功能。在满功率运行状态下，该系统可监测热传输系统、慢化剂覆盖气体、环隙气体和蒸汽循环中的关键参数。它还可监测包括应急堆芯冷却系统在内的安全相关系统内的化学成分和化学性质。一台ChemAND系统的样机正在一个CANDU-6核电厂中试用。另一项是称为ComAND的设备分析和诊断系统，它将提供有关电厂重要设备的状况信息，将引入系统健康状态监测器，以测量影响热工性能的热传导、流量和其它参数，从而得出热工裕量。这个系统不仅有利于电厂的最优化运行，而且还可避免由于过早老化效应而导致性能下降问题。
本文关键字：技术 电工文摘，电工技术 - 电工文摘
上一篇：不锈钢管在核电领域的应用
