摘 要： 為適應(yīng)電力體制改革后競爭日趨激烈的電源市場要求，新一代基于重水慢化的壓水堆設(shè)計ACR（先進(jìn)CANDU堆）將大幅度降低單位造價、顯著縮短建造周期、進(jìn)一步降低平均發(fā)電成本，同時提高固有安全和非能動安全可靠性，繼續(xù)改善核機(jī)組的運行性能，并且為實際應(yīng)用先進(jìn)燃料循環(huán)創(chuàng)造更有利的條件。ACR采用了漸進(jìn)革新式的發(fā)展策略，既保留CANDU重水堆的基本特點和相關(guān)的發(fā)展優(yōu)勢，又應(yīng)用一些關(guān)鍵性的技術(shù)革新，包括使用稍加濃鈾燃料和輕水冷卻劑，從而為融合當(dāng)代先進(jìn)重水堆和先進(jìn)輕水堆的優(yōu)點創(chuàng)造條件。它有利于充分發(fā)揮本土現(xiàn)有核電技術(shù)產(chǎn)業(yè)在技術(shù)、人才、燃料資源和制造能力方面的優(yōu)勢，促進(jìn)核電本土自主化能力和競爭力的發(fā)展；可以高效利用多種核燃料資源，包括壓水堆乏燃料、快中子增殖堆或其它轉(zhuǎn)換堆生產(chǎn)的易裂變核燃料以及釷鈾混合燃料等，從而為核電大規(guī)?？沙掷m(xù)發(fā)展奠定現(xiàn)實的基礎(chǔ)。

關(guān)鍵詞： 新一代反應(yīng)堆 ACR 重水慢化 先進(jìn)燃料循環(huán) 可持續(xù)發(fā)展

      Abstract: To meet the increasingly more competitive electric power markets after deregulation, ACR design－the Advanced CANDU Reactors with heavy water as moderator and light water as coolant, is targeted to significantly cut specific capital cost, shorten construction schedule, reduce average electricity production cost; in the same time, it provides enhanced inherent and passive safety features as well improved operational performance, and promotes practical implementation of advanced fuel cycles. Evolutionary innovation approach is adopted for the ACR design, it is soundly based on the proven CANDU essential features and associated development flexibilities, while some enabling technologies and new design features are creatively incorporated, including a tight lattice core with the use of slightly enriched uranium fuel and light water coolant. This allows ACR to combine the best of advanced heavy water reactors and advanced light water reactors. It provides a cooperative platform to fully utilize the existing strengths of domestic nuclear power technological industry in technologies, human resources, fuel resources, and manufacturing capabilities; this will advance the self-reliance capability and competitiveness of the domestic nuclear power sector; the ACR type reactors can also efficiently utilize various fuel resources, such as fissile material remaining in spent PWR fuel, generated by fast neutron breeding or transforming reactors as well as thorium-uranium mixed fuel, thus contributing to the long-term and large-scale sustainable development of nuclear power.

      Key words: New Generation Reactor ACR Heavy Water Moderator Advanced Fuel Cycles Sustainability

      半個世紀(jì)以來，核能發(fā)電已經(jīng)成為多數(shù)發(fā)達(dá)國家和一些快速發(fā)展中國家為實現(xiàn)經(jīng)濟(jì)和社會可持續(xù)發(fā)展的一個主要電力生產(chǎn)方式，每年為全世界提供了近五分之一的電能。全世界累積超過一萬個堆年的核電廠運行實踐表明，三大主流商用堆型，即壓水堆、沸水堆和重水堆，不僅安全可靠，有利于環(huán)保，而且在很多電力市場上核電的全壽期平均單位發(fā)電成本比火電更有競爭力。由于各國為實現(xiàn)環(huán)保目標(biāo)而加大力度限制燃煤發(fā)電產(chǎn)生的廢物排放，同時快速膨脹的燃?xì)獍l(fā)電又可能面臨未來燃料價格飆升的威脅，而大量早期建設(shè)的核電機(jī)組將逐步退役，因此，核電正在迎來一個新的發(fā)展機(jī)遇。但是，由于全球性電力市場體制改革浪潮的興起，特別是隨著競價上網(wǎng)機(jī)制的引入和獨立發(fā)電公司的崛起，電源市場的競爭將日趨激烈，核電的進(jìn)一步發(fā)展面臨新的挑戰(zhàn)。為了保護(hù)投資和實現(xiàn)較快的投資回報，未來發(fā)電企業(yè)將對核電機(jī)組的經(jīng)濟(jì)競爭能力和安全可靠性等提出更高的要求；20世紀(jì)80、90年代推出的一些改進(jìn)型設(shè)計大多已無法滿足這種新要求，特別是在經(jīng)濟(jì)性指標(biāo)方面。為適應(yīng)電力市場體制的這種結(jié)構(gòu)性變革，核電不僅要在長期穩(wěn)定的平均發(fā)電成本方面比煤電和氣電有更明顯的優(yōu)勢，而且在單位造價和初始投資總量上也必須大幅度降低，建造周期要明顯縮短；另一方面，核電廠的安全可靠性要進(jìn)一步改善，易裂變核燃料的利用率和長期可持續(xù)供應(yīng)能力要進(jìn)一步提高，廢料的處理和防核擴(kuò)散問題也要逐步得到解決。

      為迎接這種挑戰(zhàn)和機(jī)遇，一些國家的核電設(shè)計公司，或單獨或聯(lián)合，正在掀起新一輪的技術(shù)開發(fā)熱潮；為滿足未來不同時期電源市場的需要，已經(jīng)提出了各種各樣的新一代核電產(chǎn)品設(shè)計或初步概念。這些設(shè)計按慢化劑性質(zhì)可分成四大類：以重水、輕水或石墨為慢化劑的三大類熱中子堆，加上不需要慢化劑的快中子增殖堆或其它類型的轉(zhuǎn)換堆。本文主要介紹由加拿大原子能公司主導(dǎo)開發(fā)的新一代基于重水慢化輕水冷卻的先進(jìn)CANDU堆（Advanced CANDU Reactor，簡稱ACR）技術(shù)的發(fā)展特點。先以中國秦山三期即將建成投產(chǎn)的CANDU-6機(jī)組為例，介紹重水慢化加壓水冷堆和普通壓水堆型核電廠之間的主要相似性和差異性。新一代產(chǎn)品設(shè)計ACR除了保留久經(jīng)驗證的CANDU基本特點和發(fā)展優(yōu)勢之外，還采用了一些關(guān)鍵性的技術(shù)革新，包括基于稍加濃鈾燃料和輕水冷卻的密柵式堆芯設(shè)計，從而為融合當(dāng)代先進(jìn)重水堆和先進(jìn)輕水堆的優(yōu)點創(chuàng)造了有利條件。ACR的堆芯尺寸顯著縮小，堆芯物理和安全特性得到顯著改善，所需重水的量大幅度減少，相關(guān)系統(tǒng)得到極大簡化，蒸汽參數(shù)提高帶來熱效率的顯著提高。由于ACR的工程設(shè)計改進(jìn)是成熟漸進(jìn)的，是基于現(xiàn)有成熟商用核電機(jī)組技術(shù)和經(jīng)驗，所以很快就可以投放市場；而它在造價的突破，在安全性、可建造性和易運行性等方面的顯著改進(jìn)，則為電力企業(yè)提供了一個可以與煤電和氣電相競爭并且符合環(huán)保發(fā)展大趨勢的電源選擇方案。另外，ACR的設(shè)計理念有助于發(fā)揮中國現(xiàn)有核電技術(shù)產(chǎn)業(yè)的優(yōu)勢，促進(jìn)本土自主化能力的發(fā)展，帶動相關(guān)產(chǎn)業(yè)的發(fā)展和升級，包括推動易裂變核燃料產(chǎn)業(yè)和核電業(yè)的長期可持續(xù)發(fā)展。

1 CANDU型反應(yīng)堆的特點

      由加拿大原創(chuàng)開發(fā)的CANDU型反應(yīng)堆是目前世界上已經(jīng)發(fā)展成功并且經(jīng)濟(jì)性和安全性較好的三大商用核電堆型之一。CANDU核電廠與普通的壓水堆（PWR）核電廠之間有極大的相似性，據(jù)估計，CANDU與PWR電廠大約75%以上（按價格計算）的設(shè)備基本上是相同的。首先，它們的常規(guī)島部分所采用的汽輪發(fā)電機(jī)等一系列設(shè)備和相關(guān)技術(shù)基礎(chǔ)基本上是一樣的；其次，它們的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)也是類似的。為了利用核裂變時釋放在堆芯中的能量來發(fā)電，兩者所采用的辦法都是通過高壓泵把冷卻劑不斷輸送入堆芯，冷卻劑在快速沖刷流過核燃料棒表面的同時不斷地把熱量帶出，然后又在蒸汽發(fā)生器的U型管內(nèi)把熱量傳遞給管子外側(cè)的水，而水沸騰所產(chǎn)生的高溫高壓蒸汽則被用來推動汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電。除了反應(yīng)堆本體之外，CANDU與PWR的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)所用到的一些主要設(shè)備，如蒸汽發(fā)生器、冷卻劑循環(huán)泵等也都是類似的。所以，多年來在發(fā)展壓水堆技術(shù)過程中所建立起來的技術(shù)產(chǎn)業(yè)基礎(chǔ)和制造能力，除了省去龐大和技術(shù)較復(fù)雜的壓力殼之外，大多可以用到CANDU型核電廠。對ACR而言，由于也采用了輕水冷卻劑和加濃鈾燃料，重水的用途將只限于慢化劑側(cè)，與普通壓水堆技術(shù)相同部分的比例會更高；原則上除了堆芯之外，很多部分甚至可以通過協(xié)調(diào)設(shè)計成一樣。

1.1 CANDU堆芯的四個基本特點

      PWR和CANDU這兩種類型的核電廠之間的關(guān)鍵差異在于反應(yīng)堆堆芯，兩者在設(shè)計理念上的差異決定了很不相同的發(fā)展?jié)摿挽`活性。歸納起來，CANDU堆芯有四個基本特點：1）單獨分開的低溫低壓重水慢化劑，2）水平壓力管柵式堆芯，3）簡單短小的燃料棒束組件設(shè)計，4）帶功率運行時不停堆換料。

      PWR堆芯承壓部分是一個龐大的高壓容器，所有的燃料組件、控制棒組件、兼作慢化和冷卻用的加壓水，以及其它堆內(nèi)構(gòu)件全部包含在里面。而CANDU堆芯的承壓邊界是由幾百個小直徑的水平壓力管組成，每根壓力管內(nèi)裝有簡單短小的燃料棒束，高壓冷卻劑從棒束中間的縫隙間沖刷流過，同時不斷地把燃料元件中的熱量帶走。以每個壓力管為中心而構(gòu)成的這些燃料通道組件，從一個臥式圓筒形排管容器的兩端面貫穿過，而通道與通道之間是相互獨立并且每個燃料通道的外側(cè)面與重水慢化劑相接觸。排管容器尺寸雖然也較大，但它內(nèi)部充滿的是低溫低壓的重水慢化劑。

      由于燃料棒束組件簡單短小，又加上反應(yīng)堆堆芯是水平管道式的，這為不停堆雙向裝卸燃料創(chuàng)造了有利條件。在換料的時候，兩臺換料機(jī)分別與一個通道的兩端對接，一端將燃料棒束一個個推入燃料通道，順著冷卻劑流動的方向?qū)⑵渫迫攵研?；另一端接收卸出的乏燃料棒束。換料可以在反應(yīng)堆帶功率運行時進(jìn)行，整個操作過程從控制室通過計算機(jī)系統(tǒng)按預(yù)編程序遙控自動完成。對秦山三期的CANDU-6機(jī)組而言，有380燃料通道，共裝有4560個燃料棒束，一般平均每天對兩個通道進(jìn)行換料，每次換掉一個通道12個燃料棒束中的8個。CANDU不停堆換料帶來的好處是多方面的，它不僅避免了因換料而需要周期性的強(qiáng)制停堆，更重要的是它提供了一種強(qiáng)有力和靈活的核燃料管理手段，可以用來優(yōu)化堆芯中子物理特性，包括使反應(yīng)堆的后備反應(yīng)性降低到最小，并優(yōu)化中子通量和功率的平穩(wěn)分布。

      CANDU基本特點的形成原因可以追溯到五十多年前加拿大剛開始發(fā)展核電反應(yīng)堆時的特殊國情條件，特別是當(dāng)時的資源狀況（要求能夠利用天然鈾而不是加濃鈾），人才和技術(shù)力量（要發(fā)揮加拿大在重水研究堆技術(shù)和人才方面的優(yōu)勢），市場因素（要能夠和當(dāng)時安大略省的煤電競爭）和工業(yè)基礎(chǔ)（要與加拿大當(dāng)時相對薄弱的工業(yè)基礎(chǔ)相適應(yīng)）。為了確保設(shè)計出的反應(yīng)堆能夠利用易裂變核素鈾-235富集度極低的天然鈾，要求對裂變產(chǎn)生的中子利用率極高，因而必須使用對中子吸收極少的重水作慢化劑。初始方案曾提出采用立式堆芯和耐高溫高壓的鋼制大容器；而經(jīng)濟(jì)性分析結(jié)果表明，為了與當(dāng)時的煤電競爭，商用核電廠的功率至少要在200 MW以上，而相應(yīng)的壓力容器尺寸已遠(yuǎn)遠(yuǎn)超出了加拿大當(dāng)時的制造能力。為解決這個矛盾，最終采用了壓力管燃料通道式的堆芯結(jié)構(gòu)，這不僅簡化了堆芯和燃料的支承結(jié)構(gòu)，同時使不停堆雙向裝卸燃料成為可能。自1962年加拿大建成了世界上第一個CANDU原型堆示范電廠NPD（20 MW）以來，全球已建成的CANDU機(jī)組共有30多座，大部分是分布在加拿大國內(nèi)。

      從80年代中期開始，CANDU產(chǎn)品逐步進(jìn)入國際市場，在世界核電不太景氣的情況下，這種堆型仍然較快地發(fā)展到了加拿大以外的6個國家。僅從1991年以來就有7個CANDU機(jī)組項目簽約，其中四個已經(jīng)全部按時按預(yù)算建成投產(chǎn)，三個在韓國，一個在羅馬尼亞；另外，秦山三期的兩臺CANDU-6機(jī)組也即將建成投產(chǎn)，還有羅馬尼亞的第二個CANDU機(jī)組正在建設(shè)中。

      CANDU基本特點經(jīng)受了幾十年來的實踐檢驗，相關(guān)的一些發(fā)展優(yōu)勢為這種反應(yīng)堆技術(shù)的不斷發(fā)展改進(jìn)創(chuàng)造了有利的條件。

1.2 燃料和設(shè)備制造易于實現(xiàn)本土化

      燃料棒束組件設(shè)計是CANDU堆很有特色的一個方面。它的外形短小，長約50 cm，外徑10 cm；結(jié)構(gòu)也簡單，目前CANDU-6用的37-根元件棒燃料組件僅僅由七個簡單部件組成。簡單短小的燃料組件設(shè)計，意味著燃料制造廠投資小，燃料生產(chǎn)成本低，燃料和相關(guān)運行管理費用低。所有引進(jìn)CANDU機(jī)組的國家，在建成第一個機(jī)組后都很快就實現(xiàn)了燃料組件制造的國產(chǎn)化，這包括工業(yè)基礎(chǔ)比較薄弱的國家，如阿根廷和羅馬尼亞等。中國包頭核燃料廠也很快建成投產(chǎn)，并為秦山三期的CANDU堆提供燃料組件。

      由于整個反應(yīng)堆基本上是由大量完全一樣的小模塊件組合而成，避開了龐大高壓容器和復(fù)雜燃料組件的制造，所以CANDU技術(shù)相對來說更容易實現(xiàn)本土化。印度是一個很好的例子。對于已經(jīng)擁有PWR技術(shù)和設(shè)備制造經(jīng)驗的國家，CANDU技術(shù)和設(shè)備制造的全面國產(chǎn)化會更加迅速，需要的額外投入較少。韓國是一個很好的例子，不僅實現(xiàn)了CANDU機(jī)組設(shè)備的大規(guī)模國產(chǎn)化，并且很快就開始參與國外同類機(jī)組項目分包，包括提供設(shè)備和技術(shù)服務(wù)。

1.3 高中子經(jīng)濟(jì)性和燃料循環(huán)靈活性

      CANDU四大基本特點共同帶來的一個突出發(fā)展優(yōu)勢是它的高中子經(jīng)濟(jì)性，即裂變產(chǎn)生的中子浪費少，而更多中子用于引發(fā)新的裂變或者轉(zhuǎn)換產(chǎn)生新的易裂變核，從而提高了核燃料的利用率。由于采用了重水作慢化劑，重水對快中子的慢化能力較強(qiáng)，而它的中子吸收截面極低（還不到輕水的1/650）。另外，不停堆換料、簡單的燃料組件設(shè)計和堆芯中含較少對中子有害的材料，也顯著減少了中子的損失。CANDU高中子經(jīng)濟(jì)性直接體現(xiàn)在很高的核燃料利用率上。比如，在使用天然鈾的CANDU-6核電廠，生產(chǎn)單位電能所需的天然鈾量要比通常的壓水堆少30%；加上燃料組件設(shè)計簡單，制造成本低，燃料破損率低，運行性能良好，燃料在堆外也不必?fù)?dān)心發(fā)生臨界性事故，操作費用低；另一方面，雖然因使用天然鈾產(chǎn)生乏燃料量比較大，但是由于燃耗低從而裂變產(chǎn)物的濃度低，因而釋熱少、毒性小和屏蔽要求低等原因，每度電的平均乏燃料處置和貯存費用與PWR相當(dāng)或更低。所以，研究表明CANDU天然鈾燃料循環(huán)每千瓦時的總費用還不到PWR的一半。

      另一方面，由于良好的中子經(jīng)濟(jì)性、不停堆換料和簡單的棒束組件設(shè)計這些優(yōu)點的組合，CANDU反應(yīng)堆是現(xiàn)有動力堆中唯一能夠提供充分靈活性、不需大的改動就可以使用多種核燃料的堆型，因而具有長期發(fā)展的生命力。除了天然鈾之外，可以實際應(yīng)用的燃料包括稍加濃鈾、輕水堆乏燃料后處理回收鈾、各種含钚的MOX燃料、鈾或钚驅(qū)動的釷燃料、輕水堆乏燃料的直接利用和后處理產(chǎn)生的一些高放長壽命錒系廢物等。這種燃料循環(huán)方面的優(yōu)勢意味著，在近期可以顯著提高易裂變鈾資源的利用率，在遠(yuǎn)期即使易裂變鈾資源變得匱乏或昂貴時仍可確保易裂變核燃料的長期穩(wěn)定供應(yīng)，而且同一種成熟經(jīng)濟(jì)的熱中子堆可以長期為核電的持續(xù)大規(guī)模發(fā)展發(fā)揮作用。

1.4 固有和非能動安全性特點

      同其它水堆一樣，CANDU堆對燃料溫度的快速變化有很強(qiáng)的和非常迅速的負(fù)反應(yīng)性反饋抑制能力，這是根本的固有安全特性。除此之外，CANDU的設(shè)計特點還為提高反應(yīng)堆的固有安全性創(chuàng)造了一系列有利的條件。比如，由于反應(yīng)性控制裝置的工作環(huán)境是低壓低溫的慢化劑，控制棒靠重力和彈簧加速下落，液體中子毒物注入靠壓縮氣體，這種依靠自然力的動作安全可靠，從而避免了高壓水力彈棒等一類事故。

      又如前面已經(jīng)提到過，不停堆換料可以使過剩反應(yīng)性維持在最低的水平（大約為壓水堆燃料循環(huán)初期的1/10），因為燃耗引起的反應(yīng)性降低可以不斷通過更換燃料得到補(bǔ)償?？刂蒲b置的反應(yīng)性總價值很?。ǖ湫椭凳谴蠹s20 mk），在控制系統(tǒng)故障時單個控制裝置的價值和可能引入最大正反應(yīng)性價值也是很小的，因而從根本上提高了堆的固有安全性。不停堆換料功能也可以用來將破損的燃料棒束及時移出堆芯，使熱傳輸系統(tǒng)維持非常低的裂變產(chǎn)物的放射性水平，符合合理可行盡量低的安全性原則；而其它水堆，破損的燃料要在堆內(nèi)停留相當(dāng)長時間直到下一次停堆才能取出，會增加對冷卻劑系統(tǒng)的放射性污染。

      由于CANDU堆使用重水慢化，中子的壽命較長，運行參數(shù)的擾動引起反應(yīng)堆功率變化的速度較慢，這種慢特性使得反應(yīng)堆的控制相對容易。低溫低壓的慢化劑環(huán)境和燃料通道式的堆芯便于對中子通量和其它重要參數(shù)進(jìn)行詳細(xì)測量，這對全面了解和監(jiān)控反應(yīng)堆的動態(tài)特性非常有利。

      除了有利的固有安全特性之外，CANDU堆還設(shè)置了一系列專設(shè)安全系統(tǒng)，除了其它水堆通常有的之外，還特別包括了前面提到過的裝有兩套冗余、完全獨立、基于不同原理、隔離開的以及可以在運行時隨時進(jìn)行測試的快速停堆系統(tǒng)?？焖偻６严到y(tǒng)與運行控制系統(tǒng)相互獨立，不共用設(shè)備。

1.5 全數(shù)字化計算機(jī)控制和運行高度自動化

      良好的堆芯物理動態(tài)特性，反應(yīng)性控制裝置處在低溫低壓的工作環(huán)境，管柵式堆芯便于通量和其它重要參數(shù)的測量，這些都為CANDU堆最先實現(xiàn)全數(shù)字化計算機(jī)控制和運行的高度自動化以及將來朝智能化方向發(fā)展創(chuàng)造了有利的條件。1971年投入運行的第一個大型商用CANDU機(jī)組（Pickering）就大規(guī)模應(yīng)用了數(shù)字化計算機(jī)直接控制，而現(xiàn)代的CANDU-6機(jī)組（如秦山三期機(jī)組）的數(shù)字化控制也早已經(jīng)全面應(yīng)用到了反應(yīng)堆功率控制，熱傳輸系統(tǒng)控制，蒸汽發(fā)生器二次側(cè)控制，汽輪機(jī)控制，裝卸料機(jī)不停堆換料控制，報警、顯示和其它信息處理等方面。有兩臺計算機(jī)同時運行，每一臺都能完全獨立進(jìn)行全廠控制，當(dāng)一臺萬一出現(xiàn)故障則自動切換到另一臺；如果兩臺計算機(jī)同時出現(xiàn)故障，則自動停堆。只有在較小的局部回路上采用了常規(guī)的模擬控制儀表，但同時為所有安全相關(guān)系統(tǒng)設(shè)置了常規(guī)顯示和報警信號儀表，以便在兩臺計算機(jī)都發(fā)生故障并自動停堆后，可以對全廠安全進(jìn)行監(jiān)控。

      新一代設(shè)計將進(jìn)一步應(yīng)用先進(jìn)信息和控制技術(shù)，控制中心將進(jìn)一步朝智能化的全面監(jiān)控和信息中心方向發(fā)展。

1.6 防御嚴(yán)重事故的特性

      以上談到的主要是有關(guān)正常運行時的特性，而CANDU設(shè)計特點也有利于防御嚴(yán)重事故。首先，由于堆芯中的承壓邊界是由分散到了幾百個小直徑的壓力管組成，在一些假想的嚴(yán)重事故條件下，雖然個別壓力管可能失效，但不會發(fā)生不可接受的壓力邊界整體喪失的極端嚴(yán)重事故。所以，這時壓力管所起的作用就象保險絲一樣，加上高度可靠的兩套快速停堆系統(tǒng)，因而事實上可以排除輕水堆必須考慮的發(fā)生高壓熔融噴射的可能，從而避免危及安全殼屏障。

      對于CANDU型反應(yīng)堆來說，由于堆芯結(jié)構(gòu)的特殊性，在大破口失水事故加上堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)失效這種雙重事故疊加的情況下，慢化劑仍然可以起應(yīng)急熱阱的作用，保持燃料通道的完整性。在燃料完全失去冷卻的情況下，壓力管變形下塌，與燃料通道外層的排管接觸，這樣燃料中的熱量可以傳給與排管外表面接觸的慢化劑，可以有效避免燃料的大規(guī)模熔化，從而保持壓力管的完整性。

      除了慢化劑之外，CANDU堆還有一個額外的非能動應(yīng)急熱阱。由于整個排管容器外側(cè)表面是浸泡在大容量的屏蔽水池之中，即使發(fā)生了極不可能的大破口失水事故又同時加上堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)失效，再加上慢化劑任其燒干這樣三重事故疊加的假想情況，堆芯可能會嚴(yán)重變形，一些燃料通道會逐漸熔化坍塌到排管容器底部，但熱量還可以傳給體積很大的屏蔽水。因此，排管容器起一種"堆芯捕集器"的作用，避免因熔穿而影響到安全殼。在新一代設(shè)計中，可通過在慢化劑系統(tǒng)、屏蔽水系統(tǒng)和安全殼系統(tǒng)引入更多的非能動安全排熱功能，將進(jìn)一步朝著降低甚至避免需要場外應(yīng)急響應(yīng)要求的方向邁進(jìn)，以便從根本上減少或徹底消除公眾對核電安全性方面的顧慮。

2 新一代先進(jìn)重水慢化反應(yīng)堆（ACR）的設(shè)計

      AECL正在進(jìn)行新一代產(chǎn)品系列ACRTM設(shè)計計劃，目前的重點是七十萬千瓦級的產(chǎn)品ACR-700TM和百萬千瓦級的ACR-1000TM，新產(chǎn)品可望在2005年準(zhǔn)備好并投放市場。新產(chǎn)品設(shè)計ACR-700在單位造價上要比目前這一代設(shè)計至少降低40%，即隔夜價每千瓦1000美元以下，總的項目時間從簽約到商業(yè)運行縮短到48個月（建造時間36個月），機(jī)組壽期平均容量因子可以達(dá)到90%以上；概率安全指標(biāo)至少滿足國際上對新一代設(shè)計的要求，堆芯嚴(yán)重?fù)p壞總概率≤10-5／堆年，大量釋放事故概率≤10-6／堆年。

      AECL在開發(fā)設(shè)計ACR時仍然沿用漸進(jìn)革新的發(fā)展策略，將保留CANDU的基本特點，使新產(chǎn)品基于多年來積累起來的技術(shù)知識和豐富的工程經(jīng)驗的可靠基礎(chǔ)之上，并且同時繼承和發(fā)揮這種堆型在燃料和設(shè)備易于制造和本土化，高中子經(jīng)濟(jì)性和燃料循環(huán)的靈活性，固有和非能動安全特性，全數(shù)字化控制和運行高度自動化，防御嚴(yán)重事故的能力等方面的發(fā)展優(yōu)勢。新設(shè)計采用了以下關(guān)鍵技術(shù)革新：

      （1）新型燃料組件設(shè)計（CANFLEX）， （2）稍加濃鈾燃料和輕水冷卻劑， （3）緊密柵距的堆芯設(shè)計， （4）改進(jìn)燃料通道的運行性能， （5）強(qiáng)化非能動安全排熱， （6）應(yīng)用智能運行支持技術(shù)。

      針對稍濃鈾燃料和輕水冷卻劑，堆芯物理設(shè)計進(jìn)行了重新優(yōu)化，相應(yīng)地系統(tǒng)設(shè)計也進(jìn)行簡化和優(yōu)化。為大幅度縮短建造工期，從產(chǎn)品設(shè)計的一開始就貫徹應(yīng)用高效建造和安裝策略，將大量采用模塊化技術(shù)和預(yù)制組合件等方法。ACR-700高達(dá)40%的單位造價大幅度降低，主要是通過以下幾個方面來實現(xiàn)的：重水的減少及相關(guān)系統(tǒng)的簡化（大約7.5%），反應(yīng)堆尺寸的縮?。ù蠹s6%），蒸汽動力循環(huán)系統(tǒng)改進(jìn)（大約7%），系統(tǒng)部件和設(shè)備（如裝卸料機(jī)）的簡化（10%），建造設(shè)計的改進(jìn)（4%），產(chǎn)品提交方面的改進(jìn)（大約5.5%）等。根據(jù)一家著名能源咨詢公司針對一些主要市場進(jìn)行的獨立評估分析，ACR-700的平準(zhǔn)化平均發(fā)電成本明顯小于3美分/kWh。 2.1 堆芯設(shè)計的革新和優(yōu)化

      堆芯中子物理的優(yōu)化設(shè)計為實現(xiàn)經(jīng)濟(jì)性指標(biāo)創(chuàng)造基本條件，同時還考慮到改進(jìn)安全性、簡化許可證的申請過程、改善反應(yīng)堆的可控性和減少廢料體積等要求。堆芯物理設(shè)計時進(jìn)行的重要革新包括：采用加裝稍加濃鈾燃料的CANFLEX新型燃料組件，減小燃料通道之間的柵距，用輕水作冷卻劑。優(yōu)化設(shè)計的結(jié)果是一個柵距緊密的堆芯，燃料通道中心線之間的間距從28.575 cm減小到22 cm。類似于CANDU-6的功率水平，新設(shè)計堆芯的排管容器內(nèi)徑減小約1/3，表1給出了堆芯其它參數(shù)的比較。

      由于模塊化堆芯的優(yōu)點，為提高功率輸出可通過增加燃料通道數(shù)目，以滿足不同的業(yè)主要求；比如功率升到120萬kW，只需480個燃料通道，而這種百萬千瓦級堆芯的排管容器直徑比目前CANDU-6的還要小大約1 m。ACR-700TM參考設(shè)計的燃料富集度為2.0%的U-235，中心元件棒中裝有少量的可燃毒物鏑，堆芯平均燃耗可達(dá)20.5 MWd/kg（U），大約是目前CANDU-6的三倍，這使得單位能量相對應(yīng)的乏燃料體積顯著減少。

      堆芯中子物理特性和安全特性得到顯著改善。在假想的極端事故工況下，如果高壓冷卻輕水進(jìn)入并灌滿一個燃料通道壓力管和排管之間的氣體空間，則引入負(fù)反應(yīng)性，－0.24 mk；因此，壓力管泄漏將自動引起功率降低。但是，如果低壓慢化劑重水進(jìn)入并灌滿該空間，則引入微正的反應(yīng)性，＋0.08 mk；這將使功率有小的上升，控制系統(tǒng)的動作就可以迅速使其回落。在假想大破口事故條件下，整個堆芯冷卻劑空泡化的反應(yīng)性引入為負(fù)值，－3 mk。由于空泡反應(yīng)性是微負(fù)值，即使在發(fā)生了假想大破口事故條件下，并且假設(shè)沒有任何安全系統(tǒng)干預(yù)，堆功率也會自動下降，并且最終使反應(yīng)堆關(guān)閉，因而是固有安全的。表1 堆芯物理設(shè)計參數(shù)比較 CANDU-6 ACR-700TM參考方案燃料通道數(shù) 380 280 熱功率 [MW (t)] 2064 1982 總電功率 [MW (e)] 728 731 柵距 [mm] 286 220 鈾-235濃度 [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 滿功率時平均每日換棒束數(shù)目 16 5.8 滿功率時平均每日要換料的通道數(shù) 2（8-bundle shift） 2.9（2-bundle shift） 最大時均通道功率 [ MW ] 6.7 7.5 最大時均棒束功率 [kW ] 800 874 最大瞬時通道功率 [ MW ] 7.0 7.8 最大瞬時棒束功率 [ kW ] 875 900 最大瞬時元件線功率 [kW/m] 54 51

      因為通量分布穩(wěn)定均勻，ACRTM堆芯的徑向功率分布因子（平均值/最大值比率）高達(dá)0.93。由于CANFLEX新型燃料組件采用更細(xì)的43根元件棒和強(qiáng)化傳熱措施，在相同組件功率條件下元件棒的線功率比目前的37根燃料組件要低大約20%，另外CHF強(qiáng)化技術(shù)使通道的臨界功率至少提高10%，而且還可以進(jìn)一步改進(jìn)。新型燃料組件的應(yīng)用加上平坦的通量及功率分布，使熱工裕量顯著提高，這使得ACRTM堆芯可以在更高的單個燃料通道功率和燃料棒束功率水平上安全運行，而不會影響燃料的安全性。

      新的堆芯設(shè)計保留了CANDU堆燃料循環(huán)的靈活性，特別適合燒含钚的燃料。詳細(xì)的堆物理仿真計算表明，如果燒各種含钚驅(qū)動的燃料MOX和釷燃料，中心元件棒不需要加裝任何可燃毒物，冷卻劑空泡反應(yīng)性自動變成負(fù)的。由于極好的堆芯物理特性，并且可以不停堆換料，整個堆芯都可以100%應(yīng)用這些先進(jìn)燃料循環(huán)。 2.2 系統(tǒng)設(shè)計優(yōu)化 由于采用了稍加濃鈾燃料和輕水冷卻，加上堆芯尺寸的顯著縮小，不僅所需的重水量大約減少了75%，而且相關(guān)的高壓高溫重水系統(tǒng)和設(shè)備可以得到顯著簡化，包括去掉一些不必要的系統(tǒng)。由于應(yīng)急冷卻水與主熱傳輸系中的冷卻水都是輕水，兩者之間的界面變得簡單和更加可靠。系統(tǒng)復(fù)雜性的降低，從而有利于機(jī)組造價的進(jìn)一步降低，減小維修的復(fù)雜性，加速調(diào)試過程等。對于ACR-700參考方案，堆芯體積減少60%，相應(yīng)地安全殼廠房體積可顯著減小。由于冷卻劑壓力和溫度參數(shù)提高，可以只用兩個蒸汽發(fā)生器，同時汽機(jī)尺寸和相關(guān)設(shè)備也相應(yīng)縮小。這些也有利于改善造價和運行經(jīng)濟(jì)性。

      在現(xiàn)有CANDU堆固有安全性特點和專設(shè)安全系統(tǒng)的基礎(chǔ)上，新設(shè)計的堆芯物理特性和安全特性又有顯著的改進(jìn)。安全性進(jìn)一步強(qiáng)化的重點放在提高安全性裕量，安全相關(guān)系統(tǒng)的性能、可靠性和安全隔離；同時，在現(xiàn)有CANDU的基礎(chǔ)上，增加一些非能動安全排熱系統(tǒng)，包括安全殼中長期性的非能動衰變熱排出系統(tǒng)，非能動慢化劑排熱系統(tǒng)等。 全廠布置緊湊，節(jié)省場地。核島部分主要包括反應(yīng)堆安全殼主廠房和輔助廠房，安全殼內(nèi)包含了核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的大部分，安全殼本體采用鋼襯里預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)，內(nèi)徑大約38 m，高大約53 m，所以尺寸比CANDU-6的小。常規(guī)島部分主要是汽機(jī)廠房、維修服務(wù)廠房和其它輔助性構(gòu)筑物。

      在新一代設(shè)計ACRTM中，通過優(yōu)化主熱傳輸系統(tǒng)壓力和溫度，二次側(cè)的蒸汽參數(shù)和系統(tǒng)可以設(shè)計成與壓水堆一致。這非常有利于同時擁有這兩種堆型的國家，通過協(xié)調(diào)設(shè)計，共同促進(jìn)相關(guān)技術(shù)和設(shè)備的多方面應(yīng)用。 2.3 建造性能的設(shè)計優(yōu)化

      為了實現(xiàn)在48個月內(nèi)完成從簽約到服役之間的所有工作這樣的挑戰(zhàn)性目標(biāo)，在新產(chǎn)品概念設(shè)計的最初階段就同時開始研究最佳的建造和安裝策略，并且將其納入設(shè)計要求，使其成為各相關(guān)設(shè)計者從最開始的初步方案一直到最終的詳細(xì)設(shè)計整個過程中所關(guān)注的焦點之一。為了大幅度縮短工期，以往項目實施中大量串聯(lián)進(jìn)行的活動組合成可以平行進(jìn)行，這包括大量采用模塊化設(shè)計和預(yù)制組合件，并借助開頂式施工和特大型起重機(jī)進(jìn)行安裝。在秦山三期項目中已經(jīng)采用的先進(jìn)施工方法和一些先進(jìn)的電子化輔助工具，包括三維數(shù)字化模型將全面應(yīng)用，同時其它核電項目或非核項目的在模塊化設(shè)計和施工方面的大量成功經(jīng)驗也可以借鑒。

      反應(yīng)堆廠房及內(nèi)部設(shè)備部分的建造通常處在進(jìn)度表的關(guān)鍵路徑，特別是安全殼和反應(yīng)堆組件。ACR設(shè)計參考方案采用的安全殼是屬于鋼襯里預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)，為縮短施工時間，將對大量的鋼筋鋪設(shè)和鋼襯里也應(yīng)用模塊化和預(yù)制組合件方法。由于新設(shè)計的堆芯顯著縮小，整個反應(yīng)堆則可設(shè)計成一個大模塊組合件，包括已裝好燃料通道的排管容器、一體化的屏蔽水箱、底部輸水管和反應(yīng)性控制機(jī)構(gòu)平臺。

2.4 運行性能的改進(jìn)優(yōu)化

      新一代設(shè)計具有更大的運行安全裕量。它們包括更低的燃料元件棒線功率、更高的臨界熱流量和壓力管性能裕量,以及更高的區(qū)域超功率保護(hù)裕量。這些方面的強(qiáng)化改進(jìn)有利于電廠的運行性能和抗老化。AECL正在開發(fā)和試用的一整套智能型CANDU運行支持技術(shù)將極大地增強(qiáng)電廠在整個壽期內(nèi)的運行可靠性。這種智能型運行支持技術(shù)綜合應(yīng)用了診斷探頭、歷史數(shù)據(jù)庫、先進(jìn)的程序以及先進(jìn)的信息技術(shù)，它可以向操縱員提供電廠關(guān)鍵系統(tǒng)、結(jié)構(gòu)和設(shè)備當(dāng)前和未來的狀態(tài)。這些技術(shù)中有一項稱為ChemAND的水化學(xué)分析和診斷系統(tǒng)，是一個綜合性的核電廠水化學(xué)信息系統(tǒng)。它具有自動監(jiān)測、報警、診斷、預(yù)測和分析程序在線執(zhí)行等功能。在滿功率運行狀態(tài)下，該系統(tǒng)可監(jiān)測熱傳輸系統(tǒng)、慢化劑覆蓋氣體、環(huán)隙氣體和蒸汽循環(huán)中的關(guān)鍵參數(shù)。它還可監(jiān)測包括應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)在內(nèi)的安全相關(guān)系統(tǒng)內(nèi)的化學(xué)成分和化學(xué)性質(zhì)。一臺ChemAND系統(tǒng)的樣機(jī)正在一個CANDU-6核電廠中試用。另一項是稱為ComAND的設(shè)備分析和診斷系統(tǒng)，它將提供有關(guān)電廠重要設(shè)備的狀況信息，將引入系統(tǒng)健康狀態(tài)監(jiān)測器，以測量影響熱工性能的熱傳導(dǎo)、流量和其它參數(shù)，從而得出熱工裕量。這個系統(tǒng)不僅有利于電廠的最優(yōu)化運行，而且還可避免由于過早老化效應(yīng)而導(dǎo)致性能下降問題。

3 結(jié)束語

      基于重水慢化輕水冷卻的新一代核電反應(yīng)堆產(chǎn)品設(shè)計，既保留經(jīng)長過期實踐驗證的CANDU重水堆的基本特點和相關(guān)的發(fā)展優(yōu)勢，又逐步應(yīng)用一些關(guān)鍵性的技術(shù)革新，同時把當(dāng)代先進(jìn)重水堆和先進(jìn)輕水堆的一些優(yōu)點結(jié)合了起來。新設(shè)計省掉了絕大部分重水，而且使堆芯尺寸顯著縮小，堆芯物理和安全特性得到顯著改善，相關(guān)系統(tǒng)得到極大簡化。新設(shè)計將大幅度降低單位造價和發(fā)電成本，顯著縮短建造周期，因而從根本上提高核電相對于低價火電的經(jīng)濟(jì)競爭力。它不僅在經(jīng)濟(jì)性上有較大突破，在安全性、可建造性和易運行性方面都有顯著的改進(jìn)，在工程設(shè)計成熟性方面也顯示了突出的優(yōu)點；顯示了良好的發(fā)展前景，因而引起了世界電業(yè)界的廣泛關(guān)注。

      由于ACR所依賴的主要產(chǎn)業(yè)技術(shù)基礎(chǔ)與壓水堆一樣，但省去了龐大的壓力殼，所以它可以更充分發(fā)揮現(xiàn)有壓水堆的技術(shù)、人才資源和制造能力的優(yōu)勢以加速核電產(chǎn)業(yè)的發(fā)展和盡快參與國際市場競爭；又由于高中子經(jīng)濟(jì)性的優(yōu)點，它可以直接利用壓水堆的乏燃料或其后處理回收的鈾和钚，也便于發(fā)展成理想的以燒釷鈾混合燃料為主的先進(jìn)堆，還可以高效率地利用由其它先進(jìn)增殖或轉(zhuǎn)換堆生產(chǎn)的鈾或钚燃料。因而，它對促進(jìn)本土自主化能力的發(fā)展與提高核電業(yè)的競爭能力，提高易裂變核燃料的利用率，具有現(xiàn)實意義；它對奠定以核燃料循環(huán)靈活性為核心的未來核電大規(guī)模可持續(xù)發(fā)展具有長遠(yuǎn)的戰(zhàn)略意義