2024年3月22日发(作者：仰如意)
２０１０血 国外核动力 第６期
ＨＰＬＷＲ的安全概念
Ｄ．Ｂｉｔｔｅｒｍａｎｎ，Ｔ．Ｓｃｈｕｌｅｎｂｅｒｇ，Ｍ．Ａｎｄｒｅａｎｉ
摘要：高性能轻水堆（ＨＰＬＷＲ）被认为是第四代反应堆系统，因此，第四代反应堆在
安全和可靠性方面的技术目标将作为开发安全概念的基准。由于这些目标是概要性的，对设
计应用来说只具有很有限的价值，因此现阶段欧洲用户要求（该要求也考虑用于下一个十年
运行的反应堆系统）只将其作为设计基准，待以后确定具体的第四代目标之后再做调整。
由于其特殊的设计工况，ＨＰＬＷＲ的一些基本特性不同于压水堆（ＰＷＲ）和沸水堆
（ＢＷＲ）。本文描述了它们之间的主要差别，概要描述了各自的设计结果和安全系统的运行
模式以及安全概念。同时还描述了安全系统配置和安全功能，以及最重要事故的缓解措施。
关键词：ＨＰＬＷＲ；安全概念
１ 引 言
超临界水冷堆概念是将要在２０ １０年一２０３０年之间开发的第四代核能创新的６种反
应堆技术之一。高性能轻水堆（ＨＰＬＷＲ）是欧洲对第四代国际论坛（ＧＩＦ）的贡献。所
有的第四代核能系统在可持续性、经济性、安全性、可靠性和防扩散方面都应该是先进
的。因此，应当以第四代反应堆系统的要求为主要基础，对ＨＰＬＷＲ的安全系统进行精
心设计。因为这些要求是很概要的，且对实际设计目的来说是不够的，因此通常可采用
满足第四代目标的、指标更加详细的欧洲用户要求（ＥＵＲ）作为设计基准。
整个概念也是基于过去已被证明有效的通用安全原则：①纵深防御；②多重屏障。
另外，ＨＰＬＷＲ的安全概念在考虑堆型特点和可能性的情况下，应当以适当方式延
续轻水堆的发展路线，包括固有特征、非能动和能动系统。
２基本要求
２．１概述
因为ＨＰＬＷＲ是一个预计将在未来实现的长期开发项目，要预知适合于那个时期的
要求还会有些困难。因而决定把大家熟知的对第四代创新系统的要求作为通用指南，把
ＥＵＲ作为更加详细的要求，该用户要求目前在欧洲被认为是最先进和最完整的要求，而
且已经用于先进轻水堆如欧洲压水堆（ＥＰＲ）和ＳＷＲ１０００的设计。这些要求对实际的
设计目的更加有用。
由于ＨＰＬＷＲ潜在的安全特征是基于初期的电厂和堆芯设计，因此，针对这些要求
的完整的符合性评价目前还不能进行，这些要求只能作为未来开发工作的指南。
２．２对第四代的要求
关于安全，第四代有３个主要目标：①安全目标１，第四代核能系统在运行安全可
靠性方面应优于其它系统；②安全目标２，第四代核能系统应具有很低的堆芯损坏概率
和程度；③安全目标３，第四代核能系统应不需要厂外应急响应。
在第四代纲要中规定了这些总体目标的细节，其基本部分请参阅下面的章节。
ｌ３
安全目标１是要通过减少事件数量、设备故障和可能引发事故或导致事故扩大的人
因问题来提高运行安全。同时也要提高核能系统的可靠性，这对核能系统的经济性有利。
为了实现这样的目标，并支持可增强公众信心的安全示范，适当的要求和精心的设计是
必要的。在最近的二十年，正在运行的核电厂已经明显地改进了安全水平。同时，为了
简化核电厂的设计，加强安全方面的纵深防御，改善核电厂的可建造性、可运行性、可
维修性和经济性，已经制定了设计要求。其重点是防止异常事件，并通过使用先进仪表
和数字系统来改善人为操作。而且，还要通过原型示范来加强安全性演示，该原型示范
应当得到有效分析程序和试验的支持，或者能证明该设计是依赖于由充足的分析、试验
和研究结果所支持的成熟技术。在整个系统运行寿期内，辐射防护将维持在可适用的标
准和法规范围内。保持射线照射量合理可行尽量低（ＡＬＡＲＡ）的原则正被成功应用于辐
射防护设计。第四代核能系统必须继续将安全性和可靠性提升到最高水平，以增强公众
信心，这可以通过采用已制定的原则、工业界及管理者的最佳实践以及未来科技进步的
应用来实现。在安全性和可靠性方面不断地、明智地追求卓越，这对改善经济性很重要。
安全目标２对于实现业主经营者的投资保护、维持电厂的发电能力至关重要。降低
堆芯损坏概率是多年来的强劲趋势。概率风险评价（ＰＳＡ）将确认和帮助预防可能导致
堆芯损坏和场外放射｝生释放的事故后果，并减少与它们相关的不确定性。例如，在美国
先进轻水堆的用户要求文件中，要求设计者用ＰＳＡ来证明堆芯损坏频率小于１Ｏ ／
（堆・年）。这个指标大约只有前一代轻水堆核能系统的１／１０。其他的方法，例如为燃
料提供冷却并减少不问断电源的需求，也一直是满足这一指标的有价值的因素。非能动
安全的评价应当继续，无论何时非能动安全特征融入第四代核能系统都是合适的。
安全目标３是通过设计和应用先进技术来消除厂外应急响应的需要。尽管最终证明
不可能达到此目标，但该目标的意图是模拟创新，以满足该目标要求进行设计开发。其
策略是确认导致场外放射性释放的严重事故，以及评估消除场外应急响应的设计特点对
经济Ｉ生的效应和影响。需要场外应急响应，这一直被公众——特别是生活在核设施附近
的人们认为是一个安全弱点。因此，对于第四代系统，集中于消除场外应急响应的设计
尝试是有正当理由的。这种尝试，是前面目标中所要求的降低堆芯损坏概率与程度之外
的行动。
在第四代目标与ＥＵＲ之间进行的比较证明，对第四代的要求总体上与顶层的ＥＵＲ
文件是一致的。这是一条重要评论，因为通过使用ＥＵＲ作为ＨＰＬＷＲ详细设计的指南，
也会确保ＨＰＬＷＲ与第四代目标的一致陛。
３安全相关系统和设备的描述
３．１ 为安全概念考虑的ＨＰＬｗＲ特性
为了了解与堆芯冷却相关的主要特性，需要将典型的ＰＷＲ、ＢＷＲ设计与目前的
ＨＰＬＷＲ设计的某些特点进行比较。基本特性如下：①一回路水质量；②堆芯热容量；
③特定工况下停堆后堆芯内的传热机理；④紧急停堆后一回路内的自然循环；⑤在失水
事故（ＬＯＣＡ）下从超临界单相流状态到亚临界两相流工况出现的问题。
从这些典型问题中，可以获得对安全行为的提示和ＨＰＬＷＲ的设计措施。表１给出
了一些特征值，这些特征值给出了不同堆型的行为特性和针对ＨＰＬＷＲ系统得出的结论。
１４
表１ 与堆芯冷却有关的特征值的比较
特
一
征值 ＰＷＲ ＢＷＲ ＨＰＬ１ⅣＲ
回路水质量／热功率（ｔ／ＭＷ） ０．１
ｏ．０４
０．１２
ｏ．０４４
０．０７
ｏ．０４６ 堆芯质量，＝ 功率（ｔ／ＭＷ）
与反应堆热功率有关的一回路水的质量标志着停堆后参与吸热的冷却剂的储能能
力。结果，在这样的情况下它标志着压力将随时间升高。通过比较这些数据证明ＨＰＬＷＲ
的储热能力最低。
与反应堆热功率有关的堆芯（燃料加包壳和燃料组件结构）质量可以表征堆芯的热
容量，并给出了在紧急停堆后立即要应付的热流密度提示。表中给出的值表明，储存在
ＨＰＬＷＲ堆芯中的潜热与ＰＷＲ和ＢＷＲ处在同一水平，因此，预计在紧急停堆后，有关
高热流密度的问题与这些电厂是相同的，因而也必须认真考虑。
另一个有趣的特性，是因失去厂外电源而引起停堆时的传热性能。这意味着主冷却
剂泵的驱动力紧急丧失。在ＰＷＲ的情况下，由于泵和电机的小惯性而导致冷却剂流量
在几秒钟内终止。由于紧急停堆信号延迟和堆芯热容量的影响，可能导致高的热流密度，
因而达到不允许的膜态沸腾条件。因此主冷却剂泵需要设计飞轮，使泵的降流量时间从
几秒延长到几分钟。在ＢＷＲ的情况下，对于失去厂外电源的开始几秒钟，也不得不通
过设计来为泵．电机．系统提供足够的惯性，以防止燃料内储能导致的高热流密度问题。
然而在紧急停堆２Ｏ一３０ ｓ之后，高的内部自然对流足以产生足够的冷却剂流量。关于
ＨＰＬＷＲ，预计这也是一个受关注的问题，因此给水泵 电机系统设计不得不考虑此问题。
各自的参数分析目前正在进行之中。
在ＰＷＲ和ＢＷＲ的情况下，主要的安全特点之一，是在所有非ＬＯＣＡ情况下紧急
停堆后堆芯始终被水淹没。此外，２种堆型都具有将热排出堆芯的一回路自然循环能力。
对于ＰＷＲ，排到蒸汽发生器的衰变热通过逆向冷凝冷却模式是有效的。但是，在ＨＰＬＷＲ
的三流程堆芯布置和特殊条件下，这些冷却模式都是不可能实现的。另外，在紧急停堆
后，堆芯也不能立即被水淹没。因此只能通过驱动一回路以外的水循环来实现堆芯冷却。
３．２安全系统概要
在瞬态事件或事故中，采用非能动和能动安全系统来执行安全相关功能是ＨＰＬＷＲ
的开发目标。要求具有系统功能，以防发生燃料棒超温的最频繁事件（包括电厂运行异
常，或称为瞬态）。在大多数瞬态及事故情况下，必须确保以下安全功能：①紧急停堆；
②安全壳隔离；③反应堆压力容器
表２安全系统配置
（ＲＰＶ）内的压力释放和卸压；④
安全功能 系统设置
从ＲＰＶ排热；⑤反应堆补水和控制
反应性控制 ２套独立的紧急停堆系统
堆芯冷却剂装量；⑥从安全壳排热。
以下将描述为实现这些功能而
计划采用的非能动和能动安全系
统。表２中给出了为控制单个事故
所设置的系统概要。
（】）安全释放阀。安全释放阀
安全壳隔离
（控制棒和硼注入）
每个系列２个主蒸汽隔离阀
反应堆压力控制和反应堆卸压 ８个安全释放阀
堆芯淹没
从ＲＰＶ排出余热
从安全壳排热
４列余热排出（ＲＨＲ）系统和低压
冷却剂注射（ＬＰＣＩ）系统
４列ＲＨＲ和ＬＰＣＩ系统
４列ＲＨＲ和ＬＰＣＩ系统；４列
安全壳冷凝器
的任务如下：①防止反应堆冷却剂
１５
压力边界超过允许的压力限值（压力释放）；＠ＲＰＶ的自动卸压（为了使水能从ＬＰＣＩ
系统注入）；（沈汽轮机跳闸和甩负荷事件中短期排出过剩蒸汽；④防止高压熔堆发生。
安全释放阀系统位于安全壳内，由安全释放阀和带有喷头的释放管线组成，喷头安
装在堆芯淹没水池内。
（２）余热排出（ＲＨＲ）和低压冷却剂注入（ＬＰＣＩ）。目前打算采用能动和非能动系
统从堆芯排出余热。为此目的提供了２种（１种能动、１种非能动）４列系统。非能动系
统通过非能动手段以提供一回路水的冷却
能力，其工作方式就像冷却堆芯的自然循
环回路一样。为了使这些系统有效，通过
压力释放系统快速降压是必要的。
（３）安全壳设计特点。安全壳概念的
设计基准取自于最新一代ＢＷＲ核电厂和
目前由ＡＲＥＶＡ公司设计开发的ＳＷＲ１０００
那样的核电厂。一般认为，这类安全壳适
合于ＨＰＬＷＲ，这是因为许多事件和事故
所需要的一次系统自动卸压的安全特征要
求抑压水池接近于ＲＰＶ，这样也能使失去
的冷却剂通过该程序注入ＲＰＶ。安全壳的
特有外形为圆筒形，由装有钢内衬和抑压
系统的加强型钢筋混凝土构成。安全壳的
设计压力约为０．３～０．４ ＭＰａ。安全壳被分
成１个于井（含有４个堆芯淹没水池）和 图１安全壳剖面图
１个抑压水池。不同于现有的ＢＷＲ，堆芯淹没水池用作安全释放系统的冷凝池。安全壳
的概略图见图１。
４事故控制
４．１纵深防御、设计基准工况（ＤＢＣ）和设计延伸工况（ＤＥＣ）
纵深防御是目前西方国家所有反应堆安全概念中的重要原则之一，它也适用于
ＨＰＬＷＲ。针对安全分析所考虑的电厂不同工况，该概念的基本特点和原理描述如下：
（１）由运行系统控制的正常运行（ＤＢＣ１）：①保守设计、可靠性、实用性；②成熟技
术、质量保证。（２）由控制和运行限值控制的运行事件（ＤＢＣ２，＞１０ ／年）：①监督、
诊断；②固有安全、核稳定性。（３）由安全系统控制的设计基准事故（ＤＢＣ３／４，＞１０ ／
年）：①冗余、系列分离；②防止内外部危险；③事故工况确认；④自动（＜３０分钟）；
⑤独立。
设计延伸工况的基本特点和原理描述如下：（１）设计延伸１（ＤＥＣ１）。多重故障情
况（例如全厂断电、失去全部给水、小ＬＯＣＡ），严重外部事件（例如军用或大型商用飞
机撞击）：①多样化系统；②抵抗外部事件载荷的设计。（２）设计延伸２（ＤＥＣ２）。严重
事故：①缓解特征；②防止可能导致大的早期安全壳失效的高能量后果（例如蒸汽爆炸、
直接安全壳加热、球形的Ｈ：爆炸）。
１６
４．２假想始发事件和事故控制概念
目前的ＨＰＬＷＲ设计概念在事件或事故情况下没有自然循环能力，需通过能动或非
能动的手段强制来自于ＲＰＶ外部的冷却剂继续流动。而且，这是在所有情况下都必须保
证的基本事故控制机制。因而，电厂必须具备能实现这种机制的条件，这就意味着在所
有情况下都不得不预先开启卸压系统，因为注入系统都是为低压注入设计的（表３）。
表３假想始发事件和事故控制概念
假想始发事件 Ｉ 安全功能
内部事件（非ＬＯＣＡ）：失去厂外电；失去主热阱；失去给水供应；主蒸汽ｌ
管线（ＭＳＬ）隔离；安全壳外主蒸汽管线和给水管线（ＦｗＬ）泄漏；未能ｌ反应堆停堆；主蒸汽管线（ＭＳＬ）隔离；
紧急停堆的预期瞬态（ＡＴＷＳ） ｌ反应堆压力释放；低压冷却剂注入和余热
外部事件：地震；飞机撞击；爆炸压力波；其他自然外部事件 Ｉ从ＲＰＶ及安全壳排出
ＬＯＣＡ事故：以下部件破口并泄漏；ＭＳＬ；ＦＷＬ；安全释放阀意外打开 Ｉ
４．３严重事故控制概念
在严重事故情况下，保证不出现电厂附近居民必须立即撤离和转移的必要条件如
下：所有基本严重事故条件下都要保持安全壳的完整性。因此设计规定必须体现出电厂
概念能满足这一目标。在表４中列出了严重事故的基本现象、缓解策略、措施和结果。
表４ ＨＰＬＷＲ的严重事故缓解策略
问题
高压熔堆
序列
策略 措施 结果
防止早期安全壳失效；防止
安全壳直接加热 止 在高压下熔穿 提供８个安全释放阀
安全壳自由容积惰性化 氢缓解
蒸汽爆炸
防止球形爆燃或爆炸 在安全壳结构上没有潜在的
不可接受的载荷
排除大能量释放的蒸汽爆炸和后 无特殊措施 预计ｌ ’Ｖ可承受相应的可能
续ＲＰＶ失效 载荷；不考虑安全壳失效
堆芯熔融物 防止底板混凝土腐蚀；保持安全 ’Ｖ被水从顶到底冷却，ＲＰｖ的下 熔融物在安全壳内确定的位
的稳定性 壳完整性 部设置了堆芯捕集器，水源来自于抑 置稳定
压水池
安全壳排热 通过安全壳冷凝器从大气中排热 ４台安全壳冷凝器和４列砒
和密封系统 和通过 碾从抑压水池中排热
防止安全壳超压；避免紧急
对策
５结束语
ＨＰＩｊｗＲ的安全原则是基于现有的先进轻水堆设计，并遵循ＥＵＲ和第四代指南和准
则。为了评价ＨＰＬＷＲ的安全准备状态，必须满足３个条件：①ＨＰＬＷＲ的设计必须是
完整的，安全系统必须是最终方案；②安全分析工具必须是经试验数据验证过的和有效
的；③ＨＰＬｗＲ预计要执行的法规必须是确定的和取得同意的。
所描述的定性的安全信息支持ＨＰＬＷＲ能够设计成安全运行系统的结论，预期能够
达到包括严重事故缓解要求的先进轻水堆的安全水平。预计目前用于轻水堆安全分析的
可靠的众所周知的计算机程序在进一步开发和验证之后，将能够用来分析ＨＰＬＷＲ。根
据现在的工作状态，预计ＨＰＬＷＲ能够实现满足各自要求的设计和取证。
李满昌译自（（４ｔｈＩｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌＳｙｍｐｏｓｉｕｍｏｎＳｕｐｅｒｃｒｉｉｆｃａｌＷａｔｅｒ－Ｃｏｏｌｅｄ
Ｒｅａｃｔｏｒｓ）），Ｍａｒｃｈ ８－１１，２００９
罗树新校
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2024年3月22日发(作者：仰如意)
２０１０血 国外核动力 第６期
ＨＰＬＷＲ的安全概念
Ｄ．Ｂｉｔｔｅｒｍａｎｎ，Ｔ．Ｓｃｈｕｌｅｎｂｅｒｇ，Ｍ．Ａｎｄｒｅａｎｉ
摘要：高性能轻水堆（ＨＰＬＷＲ）被认为是第四代反应堆系统，因此，第四代反应堆在
安全和可靠性方面的技术目标将作为开发安全概念的基准。由于这些目标是概要性的，对设
计应用来说只具有很有限的价值，因此现阶段欧洲用户要求（该要求也考虑用于下一个十年
运行的反应堆系统）只将其作为设计基准，待以后确定具体的第四代目标之后再做调整。
由于其特殊的设计工况，ＨＰＬＷＲ的一些基本特性不同于压水堆（ＰＷＲ）和沸水堆
（ＢＷＲ）。本文描述了它们之间的主要差别，概要描述了各自的设计结果和安全系统的运行
模式以及安全概念。同时还描述了安全系统配置和安全功能，以及最重要事故的缓解措施。
关键词：ＨＰＬＷＲ；安全概念
１ 引 言
超临界水冷堆概念是将要在２０ １０年一２０３０年之间开发的第四代核能创新的６种反
应堆技术之一。高性能轻水堆（ＨＰＬＷＲ）是欧洲对第四代国际论坛（ＧＩＦ）的贡献。所
有的第四代核能系统在可持续性、经济性、安全性、可靠性和防扩散方面都应该是先进
的。因此，应当以第四代反应堆系统的要求为主要基础，对ＨＰＬＷＲ的安全系统进行精
心设计。因为这些要求是很概要的，且对实际设计目的来说是不够的，因此通常可采用
满足第四代目标的、指标更加详细的欧洲用户要求（ＥＵＲ）作为设计基准。
整个概念也是基于过去已被证明有效的通用安全原则：①纵深防御；②多重屏障。
另外，ＨＰＬＷＲ的安全概念在考虑堆型特点和可能性的情况下，应当以适当方式延
续轻水堆的发展路线，包括固有特征、非能动和能动系统。
２基本要求
２．１概述
因为ＨＰＬＷＲ是一个预计将在未来实现的长期开发项目，要预知适合于那个时期的
要求还会有些困难。因而决定把大家熟知的对第四代创新系统的要求作为通用指南，把
ＥＵＲ作为更加详细的要求，该用户要求目前在欧洲被认为是最先进和最完整的要求，而
且已经用于先进轻水堆如欧洲压水堆（ＥＰＲ）和ＳＷＲ１０００的设计。这些要求对实际的
设计目的更加有用。
由于ＨＰＬＷＲ潜在的安全特征是基于初期的电厂和堆芯设计，因此，针对这些要求
的完整的符合性评价目前还不能进行，这些要求只能作为未来开发工作的指南。
２．２对第四代的要求
关于安全，第四代有３个主要目标：①安全目标１，第四代核能系统在运行安全可
靠性方面应优于其它系统；②安全目标２，第四代核能系统应具有很低的堆芯损坏概率
和程度；③安全目标３，第四代核能系统应不需要厂外应急响应。
在第四代纲要中规定了这些总体目标的细节，其基本部分请参阅下面的章节。
ｌ３
安全目标１是要通过减少事件数量、设备故障和可能引发事故或导致事故扩大的人
因问题来提高运行安全。同时也要提高核能系统的可靠性，这对核能系统的经济性有利。
为了实现这样的目标，并支持可增强公众信心的安全示范，适当的要求和精心的设计是
必要的。在最近的二十年，正在运行的核电厂已经明显地改进了安全水平。同时，为了
简化核电厂的设计，加强安全方面的纵深防御，改善核电厂的可建造性、可运行性、可
维修性和经济性，已经制定了设计要求。其重点是防止异常事件，并通过使用先进仪表
和数字系统来改善人为操作。而且，还要通过原型示范来加强安全性演示，该原型示范
应当得到有效分析程序和试验的支持，或者能证明该设计是依赖于由充足的分析、试验
和研究结果所支持的成熟技术。在整个系统运行寿期内，辐射防护将维持在可适用的标
准和法规范围内。保持射线照射量合理可行尽量低（ＡＬＡＲＡ）的原则正被成功应用于辐
射防护设计。第四代核能系统必须继续将安全性和可靠性提升到最高水平，以增强公众
信心，这可以通过采用已制定的原则、工业界及管理者的最佳实践以及未来科技进步的
应用来实现。在安全性和可靠性方面不断地、明智地追求卓越，这对改善经济性很重要。
安全目标２对于实现业主经营者的投资保护、维持电厂的发电能力至关重要。降低
堆芯损坏概率是多年来的强劲趋势。概率风险评价（ＰＳＡ）将确认和帮助预防可能导致
堆芯损坏和场外放射｝生释放的事故后果，并减少与它们相关的不确定性。例如，在美国
先进轻水堆的用户要求文件中，要求设计者用ＰＳＡ来证明堆芯损坏频率小于１Ｏ ／
（堆・年）。这个指标大约只有前一代轻水堆核能系统的１／１０。其他的方法，例如为燃
料提供冷却并减少不问断电源的需求，也一直是满足这一指标的有价值的因素。非能动
安全的评价应当继续，无论何时非能动安全特征融入第四代核能系统都是合适的。
安全目标３是通过设计和应用先进技术来消除厂外应急响应的需要。尽管最终证明
不可能达到此目标，但该目标的意图是模拟创新，以满足该目标要求进行设计开发。其
策略是确认导致场外放射性释放的严重事故，以及评估消除场外应急响应的设计特点对
经济Ｉ生的效应和影响。需要场外应急响应，这一直被公众——特别是生活在核设施附近
的人们认为是一个安全弱点。因此，对于第四代系统，集中于消除场外应急响应的设计
尝试是有正当理由的。这种尝试，是前面目标中所要求的降低堆芯损坏概率与程度之外
的行动。
在第四代目标与ＥＵＲ之间进行的比较证明，对第四代的要求总体上与顶层的ＥＵＲ
文件是一致的。这是一条重要评论，因为通过使用ＥＵＲ作为ＨＰＬＷＲ详细设计的指南，
也会确保ＨＰＬＷＲ与第四代目标的一致陛。
３安全相关系统和设备的描述
３．１ 为安全概念考虑的ＨＰＬｗＲ特性
为了了解与堆芯冷却相关的主要特性，需要将典型的ＰＷＲ、ＢＷＲ设计与目前的
ＨＰＬＷＲ设计的某些特点进行比较。基本特性如下：①一回路水质量；②堆芯热容量；
③特定工况下停堆后堆芯内的传热机理；④紧急停堆后一回路内的自然循环；⑤在失水
事故（ＬＯＣＡ）下从超临界单相流状态到亚临界两相流工况出现的问题。
从这些典型问题中，可以获得对安全行为的提示和ＨＰＬＷＲ的设计措施。表１给出
了一些特征值，这些特征值给出了不同堆型的行为特性和针对ＨＰＬＷＲ系统得出的结论。
１４
表１ 与堆芯冷却有关的特征值的比较
特
一
征值 ＰＷＲ ＢＷＲ ＨＰＬ１ⅣＲ
回路水质量／热功率（ｔ／ＭＷ） ０．１
ｏ．０４
０．１２
ｏ．０４４
０．０７
ｏ．０４６ 堆芯质量，＝ 功率（ｔ／ＭＷ）
与反应堆热功率有关的一回路水的质量标志着停堆后参与吸热的冷却剂的储能能
力。结果，在这样的情况下它标志着压力将随时间升高。通过比较这些数据证明ＨＰＬＷＲ
的储热能力最低。
与反应堆热功率有关的堆芯（燃料加包壳和燃料组件结构）质量可以表征堆芯的热
容量，并给出了在紧急停堆后立即要应付的热流密度提示。表中给出的值表明，储存在
ＨＰＬＷＲ堆芯中的潜热与ＰＷＲ和ＢＷＲ处在同一水平，因此，预计在紧急停堆后，有关
高热流密度的问题与这些电厂是相同的，因而也必须认真考虑。
另一个有趣的特性，是因失去厂外电源而引起停堆时的传热性能。这意味着主冷却
剂泵的驱动力紧急丧失。在ＰＷＲ的情况下，由于泵和电机的小惯性而导致冷却剂流量
在几秒钟内终止。由于紧急停堆信号延迟和堆芯热容量的影响，可能导致高的热流密度，
因而达到不允许的膜态沸腾条件。因此主冷却剂泵需要设计飞轮，使泵的降流量时间从
几秒延长到几分钟。在ＢＷＲ的情况下，对于失去厂外电源的开始几秒钟，也不得不通
过设计来为泵．电机．系统提供足够的惯性，以防止燃料内储能导致的高热流密度问题。
然而在紧急停堆２Ｏ一３０ ｓ之后，高的内部自然对流足以产生足够的冷却剂流量。关于
ＨＰＬＷＲ，预计这也是一个受关注的问题，因此给水泵 电机系统设计不得不考虑此问题。
各自的参数分析目前正在进行之中。
在ＰＷＲ和ＢＷＲ的情况下，主要的安全特点之一，是在所有非ＬＯＣＡ情况下紧急
停堆后堆芯始终被水淹没。此外，２种堆型都具有将热排出堆芯的一回路自然循环能力。
对于ＰＷＲ，排到蒸汽发生器的衰变热通过逆向冷凝冷却模式是有效的。但是，在ＨＰＬＷＲ
的三流程堆芯布置和特殊条件下，这些冷却模式都是不可能实现的。另外，在紧急停堆
后，堆芯也不能立即被水淹没。因此只能通过驱动一回路以外的水循环来实现堆芯冷却。
３．２安全系统概要
在瞬态事件或事故中，采用非能动和能动安全系统来执行安全相关功能是ＨＰＬＷＲ
的开发目标。要求具有系统功能，以防发生燃料棒超温的最频繁事件（包括电厂运行异
常，或称为瞬态）。在大多数瞬态及事故情况下，必须确保以下安全功能：①紧急停堆；
②安全壳隔离；③反应堆压力容器
表２安全系统配置
（ＲＰＶ）内的压力释放和卸压；④
安全功能 系统设置
从ＲＰＶ排热；⑤反应堆补水和控制
反应性控制 ２套独立的紧急停堆系统
堆芯冷却剂装量；⑥从安全壳排热。
以下将描述为实现这些功能而
计划采用的非能动和能动安全系
统。表２中给出了为控制单个事故
所设置的系统概要。
（】）安全释放阀。安全释放阀
安全壳隔离
（控制棒和硼注入）
每个系列２个主蒸汽隔离阀
反应堆压力控制和反应堆卸压 ８个安全释放阀
堆芯淹没
从ＲＰＶ排出余热
从安全壳排热
４列余热排出（ＲＨＲ）系统和低压
冷却剂注射（ＬＰＣＩ）系统
４列ＲＨＲ和ＬＰＣＩ系统
４列ＲＨＲ和ＬＰＣＩ系统；４列
安全壳冷凝器
的任务如下：①防止反应堆冷却剂
１５
压力边界超过允许的压力限值（压力释放）；＠ＲＰＶ的自动卸压（为了使水能从ＬＰＣＩ
系统注入）；（沈汽轮机跳闸和甩负荷事件中短期排出过剩蒸汽；④防止高压熔堆发生。
安全释放阀系统位于安全壳内，由安全释放阀和带有喷头的释放管线组成，喷头安
装在堆芯淹没水池内。
（２）余热排出（ＲＨＲ）和低压冷却剂注入（ＬＰＣＩ）。目前打算采用能动和非能动系
统从堆芯排出余热。为此目的提供了２种（１种能动、１种非能动）４列系统。非能动系
统通过非能动手段以提供一回路水的冷却
能力，其工作方式就像冷却堆芯的自然循
环回路一样。为了使这些系统有效，通过
压力释放系统快速降压是必要的。
（３）安全壳设计特点。安全壳概念的
设计基准取自于最新一代ＢＷＲ核电厂和
目前由ＡＲＥＶＡ公司设计开发的ＳＷＲ１０００
那样的核电厂。一般认为，这类安全壳适
合于ＨＰＬＷＲ，这是因为许多事件和事故
所需要的一次系统自动卸压的安全特征要
求抑压水池接近于ＲＰＶ，这样也能使失去
的冷却剂通过该程序注入ＲＰＶ。安全壳的
特有外形为圆筒形，由装有钢内衬和抑压
系统的加强型钢筋混凝土构成。安全壳的
设计压力约为０．３～０．４ ＭＰａ。安全壳被分
成１个于井（含有４个堆芯淹没水池）和 图１安全壳剖面图
１个抑压水池。不同于现有的ＢＷＲ，堆芯淹没水池用作安全释放系统的冷凝池。安全壳
的概略图见图１。
４事故控制
４．１纵深防御、设计基准工况（ＤＢＣ）和设计延伸工况（ＤＥＣ）
纵深防御是目前西方国家所有反应堆安全概念中的重要原则之一，它也适用于
ＨＰＬＷＲ。针对安全分析所考虑的电厂不同工况，该概念的基本特点和原理描述如下：
（１）由运行系统控制的正常运行（ＤＢＣ１）：①保守设计、可靠性、实用性；②成熟技
术、质量保证。（２）由控制和运行限值控制的运行事件（ＤＢＣ２，＞１０ ／年）：①监督、
诊断；②固有安全、核稳定性。（３）由安全系统控制的设计基准事故（ＤＢＣ３／４，＞１０ ／
年）：①冗余、系列分离；②防止内外部危险；③事故工况确认；④自动（＜３０分钟）；
⑤独立。
设计延伸工况的基本特点和原理描述如下：（１）设计延伸１（ＤＥＣ１）。多重故障情
况（例如全厂断电、失去全部给水、小ＬＯＣＡ），严重外部事件（例如军用或大型商用飞
机撞击）：①多样化系统；②抵抗外部事件载荷的设计。（２）设计延伸２（ＤＥＣ２）。严重
事故：①缓解特征；②防止可能导致大的早期安全壳失效的高能量后果（例如蒸汽爆炸、
直接安全壳加热、球形的Ｈ：爆炸）。
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４．２假想始发事件和事故控制概念
目前的ＨＰＬＷＲ设计概念在事件或事故情况下没有自然循环能力，需通过能动或非
能动的手段强制来自于ＲＰＶ外部的冷却剂继续流动。而且，这是在所有情况下都必须保
证的基本事故控制机制。因而，电厂必须具备能实现这种机制的条件，这就意味着在所
有情况下都不得不预先开启卸压系统，因为注入系统都是为低压注入设计的（表３）。
表３假想始发事件和事故控制概念
假想始发事件 Ｉ 安全功能
内部事件（非ＬＯＣＡ）：失去厂外电；失去主热阱；失去给水供应；主蒸汽ｌ
管线（ＭＳＬ）隔离；安全壳外主蒸汽管线和给水管线（ＦｗＬ）泄漏；未能ｌ反应堆停堆；主蒸汽管线（ＭＳＬ）隔离；
紧急停堆的预期瞬态（ＡＴＷＳ） ｌ反应堆压力释放；低压冷却剂注入和余热
外部事件：地震；飞机撞击；爆炸压力波；其他自然外部事件 Ｉ从ＲＰＶ及安全壳排出
ＬＯＣＡ事故：以下部件破口并泄漏；ＭＳＬ；ＦＷＬ；安全释放阀意外打开 Ｉ
４．３严重事故控制概念
在严重事故情况下，保证不出现电厂附近居民必须立即撤离和转移的必要条件如
下：所有基本严重事故条件下都要保持安全壳的完整性。因此设计规定必须体现出电厂
概念能满足这一目标。在表４中列出了严重事故的基本现象、缓解策略、措施和结果。
表４ ＨＰＬＷＲ的严重事故缓解策略
问题
高压熔堆
序列
策略 措施 结果
防止早期安全壳失效；防止
安全壳直接加热 止 在高压下熔穿 提供８个安全释放阀
安全壳自由容积惰性化 氢缓解
蒸汽爆炸
防止球形爆燃或爆炸 在安全壳结构上没有潜在的
不可接受的载荷
排除大能量释放的蒸汽爆炸和后 无特殊措施 预计ｌ ’Ｖ可承受相应的可能
续ＲＰＶ失效 载荷；不考虑安全壳失效
堆芯熔融物 防止底板混凝土腐蚀；保持安全 ’Ｖ被水从顶到底冷却，ＲＰｖ的下 熔融物在安全壳内确定的位
的稳定性 壳完整性 部设置了堆芯捕集器，水源来自于抑 置稳定
压水池
安全壳排热 通过安全壳冷凝器从大气中排热 ４台安全壳冷凝器和４列砒
和密封系统 和通过 碾从抑压水池中排热
防止安全壳超压；避免紧急
对策
５结束语
ＨＰＩｊｗＲ的安全原则是基于现有的先进轻水堆设计，并遵循ＥＵＲ和第四代指南和准
则。为了评价ＨＰＬＷＲ的安全准备状态，必须满足３个条件：①ＨＰＬＷＲ的设计必须是
完整的，安全系统必须是最终方案；②安全分析工具必须是经试验数据验证过的和有效
的；③ＨＰＬｗＲ预计要执行的法规必须是确定的和取得同意的。
所描述的定性的安全信息支持ＨＰＬＷＲ能够设计成安全运行系统的结论，预期能够
达到包括严重事故缓解要求的先进轻水堆的安全水平。预计目前用于轻水堆安全分析的
可靠的众所周知的计算机程序在进一步开发和验证之后，将能够用来分析ＨＰＬＷＲ。根
据现在的工作状态，预计ＨＰＬＷＲ能够实现满足各自要求的设计和取证。
李满昌译自（（４ｔｈＩｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌＳｙｍｐｏｓｉｕｍｏｎＳｕｐｅｒｃｒｉｉｆｃａｌＷａｔｅｒ－Ｃｏｏｌｅｄ
Ｒｅａｃｔｏｒｓ）），Ｍａｒｃｈ ８－１１，２００９
罗树新校
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