The Thermal Hydraulic Design and Thermal Margins of
Advanced Boiling Water Reactor

顾军扬

（中国广东核电集团苏州核电研究所，江苏苏州 215004）

　　摘 要： 简要介绍先进型沸水堆（ABWR）热工水力设计的特点、安全限值与热工裕量及热工水力设计与URD的符合性。

　　关键词： 先进型沸水堆 热工水力设计 热工裕量 URD符合性

　　Abstract： This article briefly introduces the characteristics of ABWR thermal hydraulic design, safety limits and thermal margins, the coincidence with URD.

　　Key words： Advanced boiling water reactor Thermal hydraulic design Thermal margin Coincidence with URD

　　先进型沸水堆（ABWR）核电厂作为第三代进化型轻水堆核电厂的代表之一，其设计、工程实施符合用户要求文件（URD）的要求，并且是第三代进化型轻水堆核电厂中世界上目前唯一有建设和运行经验的商用核电厂。为了加强对ABWR核电厂的安全性、先进性的了解，并作出客观的评估，供我国相关部门参考，由苏州核电研究所技术人员组成的研究小组于2000年9月起，开展了对ABWR核电厂技术的研究和评估工作，目前最终研究报告已完成并将出版。本文将就先进型沸水堆（ABWR）的热工水力设计特性、热工限值与热工裕量及URD的符合性作一简介，其它方面的研究评估报告将陆续发表。

1 　ABWR热工水力设计的特点

1.1 沸水堆和压水堆热工水力设计的主要异同点

　　沸水堆和压水堆（PWR）同属轻水堆家族。同压水堆一样，它采用加压轻水兼作冷却剂和慢化剂、低浓缩UO2作燃料。但沸水堆采用直接循环方式，允许冷却剂在堆内沸腾，水在堆内以两相形式流动，堆内产生的汽水混合物通过压力壳上部的汽水分离器和蒸汽干燥器进行分离和干燥，产生的饱和蒸汽直接引入汽轮机。沸水堆的这些特点，使其表现出与压水堆不同的运行特性和安全特性：

　　（1）运行温度、压力较低，压力约为PWR的一半。

　　（2）借助汽泡的负反应性，可以通过改变冷却剂再循环流量导致空泡份额变化来调节功率，不再采用调节硼浓度来调整堆功率，且使沸水堆具有固有安全性。

　　（3）沸水堆内允许冷却剂饱和沸腾，因此两相流动稳定性问题是沸水堆热工水力设计中非常突出并要重点关注的问题。

1.2 ABWR热工水力设计的特点

　　ABWR作为新一代的沸水堆，是在传统沸水堆的基础上，综合了三十余年的运行经验和国际上多种先进成熟的技术发展起来的。其热工水力设计主要有以下特点：

　　（1）ABWR再循环系统采用内置泵。ABWR采用10台内置泵替代原先的喷射泵，省去了外部再循环回路。这种一体化主回路设计，使得堆芯顶部以下没有大口径管道贯穿压力壳，减少了大破口失水事故（LOCA）发生的可能性并减轻了事故的后果。

　　（2）低的堆芯平均功率密度，仅为同等功率水平PWR的1/2左右。

　　（3）相比于一般的BWR增加了堆芯栅格间距。燃料组件间的距离增大，水－铀比增加，中子能谱软化，改善了堆的运行性能。

2 　ABWR的热工限值与热工裕量

2.1 ABWR的热工限值

　　线功率密度（LHGR）和临界功率比（CPR）是ABWR的两个热工限值，其各自对应的燃料元件破损原因如图1所示。

　　（1）线功率密度（LHGR）及其热工裕量

　　线功率密度（LHGR）是燃料组件中一单位长度燃料棒在某轴向位置所发出的功率，最大线功率密度（MLHGR）则是其中的最大值。对ABWR的燃料组件，燃料包壳出现1%的塑性变形是允许的极限情况，对应于线功率密度的安全限值（SLMLHGR），其值在燃料寿命初期为75 kW/m，该值会随燃耗增加而有所减小。考虑在预期运行事件中线功率密度的增加，日本的K6/K7包括传统沸水堆其线功率密度运行限值（OLMLHGR）设定为44 kW/m。对于日本的K6/K7，在堆芯全寿期内最大线功率密度约为39 kW/m，相对于44 kW/m的运行限值有12.8%的裕量。事实上运行限值与实际运行值之间裕量为12.8%不是很大，而运行限值与安全限值（75 kW/m）间则有较大裕量，因此若适当提高线功率密度运行限值，无疑对ABWR的运行是有利的。为此经美国核管会批准，GE公司现已将线功率密度运行限值调整为47.2 kW/m，相比于全寿期中最大线功率密度39 kW/m，裕量提高为15.2%。有关线功率密度几个限值间的关系见图2。

　　临界功率比是为防止燃料元件表面传热恶化出现沸腾转变最终导致燃料包壳破损而提出的综合性热工限值，既与发热量又与传热工况相关，它是与PWR中的偏离泡核沸腾（DNBR）相对应的一个热工限值。

　　临界功率比（CPR）是在相同的入口流量、温度和压力下，出现沸腾转变时的临界功率（CP）与实际功率（BP）之比。最小临界功率比（MCPR）是在一定的反应堆运行工况下，堆芯中所有燃料元件临界功率比的最小值。临界功率（CP）由GE公司开发的沸腾临界关系式GEXL关系式计算，该关系式由真实的GE公司燃料组件的试验数据拟合而得到，它考虑了轴向功率分布形状以及局部峰值因子的影响，能在各种反应堆运行工况下正确地判断沸腾临界。

　　为了确保反应堆在正常运行和中等频率预期运行事件下燃料包壳的完整性，MCPR限值又分为安全限值（SLMCPR）、运行限值（OLMCPR）和运行目标值。

　　MCPR的安全限值是这样来定义的：反应堆在正常运行和中等频率预期运行事件下如果不超过MCPR的安全限值，则可保证99.9%的燃料棒不出现沸腾转变。具体地，MCPR的安全限值是运用全堆芯统计分析的方法确定的，在堆芯的分析表达式中对所有运行参数采用了随机蒙特卡罗选择。统计分析的结果表明：对GE公司的8×8燃料组件，其MCPR的安全限值对于初装堆芯为1.06，换料堆芯为1.07。

　　MCPR的运行限值（OLMCPR）是为了确保MCPR的安全限值在任何中等频率预期运行事件中不被超出而提出的。对它可用下式表示：

　　OLMCPR=SLMCPR+ΔMCPR

　　式中：ΔMCPR为由瞬态分析得出的最严重的中等频率预期运行事件中MCPR的增量。依据日本K6/K7各中等频率预期运行事件的瞬态分析结果，在给水加热丧失工况下ΔMCPR达到最大值0.15，因此日本K6/K7 MCPR的运行限值对于换料堆芯为1.22。对于美国的标准ABWR，瞬态MCPR的变化量最大值为0.10，故美国标准ABWR的MPCR运行限值对于换料堆芯为1.17。应该指出美国标准ABWR和日本K6/K7瞬态MCPR变化量的差异是由于瞬态分析程序和边界条件设置的差异引起的。

　　MCPR的运行目标值是在其运行限值基础上加一个额外裕量，称作热工裕量，其目的是提高堆的可运行性能，减少在中等频率预期运行事件中安全系统的动作次数。根据沸水堆长期运行经验，一般认为只要加上7%的裕量即可。对于先进型沸水堆，URD要求有15%的裕量。因此对于美国的标准ABWR，MCPR的运行目标值为1.17×1.15=1.35。对于日本K6/K7，按照先进沸水堆15%热工裕量计算，MCPR的运行目标值应为1.41。然而在日本实际运行的ABWR中，只要求7%的热工裕量，故实际目标值为1.22×1.07=1.31。

　　实际上反应堆运行时，堆芯的MCPR的值都大于MCPR的运行目标值。表1给出了美国标准ABWR和日本K6/K7 MCPR的各个限值及在寿期内堆芯最小的MCPR。

表1 ABWR的MCPR限值

　　（1）更低的燃料平均功率密度；

　　（2）改进燃料设计（采用搅混器、有纯锆内涂层的包壳材料等），提高了最大线功率密度的限值；

　　（3）采用统计方法代替确定论方法，减小了过度的保守性。

　　此外，ABWR还设置了一套自动的热工裕量监测系统，在线进行MCPR运行值和OLMCPR、MLHGR运行值与OLMLHGR的比较，一旦MCPR和MLHGR的运行值超过了相应限值，将在主控室中发出报警以提醒操作人员对反应堆进行调整，直至停堆。

3 　ABWR在水力设计上所作改进

　　为了提高堆内两相流动稳定性，ABWR在BWR/6的基础上对堆内构件作了如下设计改进，使其比传统的沸水堆具有更好的流动稳定性：

　　（1）采用更小口径的进口孔板，增加了进口单相区压降；

　　（2）加宽控制棒栅距，增加了通道区域流动面积，减少空泡反应性系数；

　　（3）增加汽水分离器的数量，减少两相区的压降。

　　除了在堆芯设计上作改进外，ABWR还建立了一套的稳定性控制和保护逻辑，以防范反应堆运行于可能出现流动不稳定的高功率、低流量区域。首先依据在不多于1台内置泵故障的情况下，保证堆芯稳定运行所必需的流量这个原则设定了内置泵的最小转速，ABWR最小稳定运行流量为40%额定流量，相应的内置泵最小转速设定为30%额定转速。其次，由反应堆稳定性控制和保护逻辑限制反应堆在该区域内运行。一旦发现反应堆运行进入该区域，则通过控制棒锁定或自动选定的控制棒组插入系统动作，降低堆功率，将反应堆自动转入流动稳定区。

4 　ABWR热工水力设计与URD的符合性