液體懸浮式非能動停堆系統技術成熟度評估研究

楊曉燕 王明政 顏寒 劉一哲 胡文軍

【摘 要】技術成熟度是技術狀態的呈現，對于工程項目，應盡可能采用成熟技術，因此，技術成熟度的評估非常重要。鈉冷快堆是第四代核能系統的重要選擇之一，我國已完成實驗堆的建造，正在進行示范快堆的設計。非能動停堆技術作為一種非能動的反應性控制方式，有利于提高反應堆安全性，是國際鈉冷快堆的重要技術選擇，但其技術發展尚未成熟。在我國示范快堆的設計中，擬采用液體懸浮式的非能動停堆系統。本文對技術成熟度評估方法進行研究，并結合非能動停堆現象的特點，提出了可用于其非能動特性技術成熟度評估的具體方法，并在此基礎上對該系統進行了技術成熟度的評估，結果表明目前我國的非能動停堆系統尚未成熟但隨著一些專項試驗的開展其成熟度將得到較大提升。

【關鍵詞】池式鈉冷快堆；非能動停堆；技術成熟度

中圖分類號： TL425 文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）16-0006-003

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.16.003

【Abstract】The Technology Readiness （TR） indicates the status of the technology.The Technology Readiness Assessment （TRA） is important because mature technology is always required for engineering project.As a key option of generation IV nuclear system，sodium cooled fast reactor is well developed in China，the China Experimental Fast Reactor （CEFR） has already been constructed and the demonstration fast reactor is under design now.As an important way for reactivity control，the passive shutdown which is a good solution for reactor safety is significant technology candidate for all fast reactor countries.Hydraulic suspended passive shutdown system is considered in demonstration fast reactor design. The research of TRA methodology is carried out in this article taken into consideration of passive shutdown phenomena， and then applied to the passive shutdown system of demonstration fast reactor.The result shows that the TR of hydraulic suspended shutdown system in China is not mature enough but there will be a big improvement after all the special tests.

【Key words】Pool type sodium-cooled fast reactor；Passive shutdown；Technology Readiness Assessment

0 背景

鈉冷快堆是第四代核能系統中的重要堆型之一，我國快堆已經過多年發展，第一座試驗快堆中國實驗快堆CEFR（China Experimental Fast Reactor）于2010年7月達到首次臨界，并與之后進行了一系列調試試驗。

我國快堆發展采用三步走戰略：實驗堆-示范堆-商用堆。目前，600MW示范快堆正處于設計中。

二代以后核電廠的關鍵安全設計原則之一為：設計要簡化，通俗易懂。盡可能采用利用自然規律的非能動方式來取代復雜的、由外來動力驅動的安全系統，簡化以前所必須的復雜運行操作，減少或者消除依靠重新聯結切換才能完成安全功能的操作，減少對外來動力的依賴、對運行操作人員干預的要求，增強機組固有的、自身的安全性能。因此，開展了許多非能動技術的研究。

反應性控制為核電廠的三大安全功能之一，作為控制反應性以提高核電廠安全性的重要手段之一，國內外均對非能動停堆技術開展了相應的研究。非能動停堆技術也是第四代核能系統論壇GIF在安全性方面的重要研究議題之一。

可實現非能動停堆的原理有多種，研究內容各不相同，各有側重點。按照設計原理歸納，目前國際上較多且技術相對成熟的非能動停堆系統主要包括基于居里點合金溫度控制的非能動停堆系統、液體懸浮的非能動停堆系統、氣體膨脹驅動裝置和控制棒熱膨脹強化驅動機構等。

技術成熟度是技術狀態的呈現，對于工程項目，應盡可能采用成熟技術。進行技術成熟度的評估，可以對技術的狀態進行判斷，進而可識別其中的風險。技術成熟度最早由美國航空航天局（NASA）提出，隨后國內外均對此開展了廣泛的研究。

在我國示范快堆的設計中，擬采用液體懸浮式的非能動停堆系統，因此，對其進行技術成熟度的評估，識別其中的關鍵問題，有助于對其開展針對性的試驗工作及其后續在示范快堆工程中的應用。

1 液體懸浮式非能動停堆系統簡介

1.1 工作原理

非能動停堆系統地設計原則為：在事故或者緊急、異常工況下，即使反應堆保護系統不能正常投入工作，核反應堆也能在反應堆停堆系統的作用下安全停閉，而且冷卻劑的最高溫度不超過限值。

對于液體懸浮的非能動停堆系統，其工作原理為：在正常運行工況下，控制棒移動體在鈉中受到的向上的水力推力大于其在鈉中的重力，從而懸浮在上工作位置；在發生失流事故時，當堆芯流量減少到一定程度，重力大于水力推力，移動體開始下降，降至最低位置，實現停堆功能。液體懸浮式的控制棒對于冷卻劑的流量變化非常敏感，其流量的穩定性決定了該停堆系統工作的穩定性。

1.2 系統組成

液體懸浮式非能動停堆系統由碳化硼吸收棒、導管和驅動機構組成。其組件外形與堆芯其他組件的外形完全一樣，相對于常規安全棒，只是內部流道發生了改變，移動體的行程、移動體的長度、移動體與周圍壁面的間隙都基本保持不變。另外如上所述，液體懸浮式的控制棒對于冷卻劑的流量變化非常敏感，其流量的穩定性決定了該停堆系統工作的穩定性。

液體懸浮式非能動停堆系統的示意圖如圖1所示。

2 技術成熟度評估

技術成熟度，是指技術相對于某個具體系統或項目而言所處的發展狀態，它反映了技術對于預期目標的滿足程度。技術成熟度等級是指對技術成熟程度進行度量和評測的一種標準[1]。

技術成熟度等級最早由美國航空航天局（NASA）于1989年提出，隨后又經過一系列的發展，形成了目前廣泛使用的9級的技術成熟度等級。基于NASA的9級技術成熟度等級劃分，國內外眾多行業均開展了廣泛的研究以及應用工作，包括航空、車輛、武器裝備以及電站等。

2.1 示范快堆實踐

在目前的示范快堆研究和設計過程中，針對需研發的關鍵設備及系統等（主要為設備），對技術成熟度進行了一定的研究，確定了成熟度等級劃分及其相關要素，并出版《概念設計階段的技術成熟度評價導則》[2]。

根據《概念設計階段的技術成熟度評價導則》，成熟度可分為9個等級，如表1所示。

表1中的成熟度等級劃分在確定示范快堆研發設備的成熟度等級、輔助識別其研發重點的過程中發揮了重要的作用。

2.2 非能動特性的技術成熟度評估方法

本文中成熟度評估的重要目的之一是對評估對象可靠、穩定地實現其功能所需的條件進行分析判斷。在考察非能動停堆系統的功能和可靠性時，除其設備和部件的設計和制造因素外，主要從事故分析中的響應時間和卡棒率兩方面進行考慮。該系統在對事故的響應中，液體懸浮式的控制棒對于冷卻劑的流量變化非常敏感，其流量的穩定性決定了該停堆系統工作的穩定性。

因此，在該系統的成熟度評估中，除主要的物理設備和部件外，應將該系統所依賴的非能動特性也作為重要的影響因素。

成熟度評估將圍繞所評估對象對于所需執行的功能的實現開展，主要評估因素包括技術載體和環境，技術載體即評估對象，環境是技術載體執行其功能時的外部條件。根據液體懸浮式非能動停堆的工作原理，該系統所依賴的非能動特性與其在執行功能時的熱工流體環境密切相關，因此，對非能動特性的技術成熟度考慮，應著重關注其環境。

根據示范快堆對SSCs的成熟度等級的劃分，其對于環境的劃分，可分為實驗室環境、模擬環境和運行環境。

實驗室環境指一個受控的環境，人們能夠在此環境中適當地量化該技術的效果。通常在環境下驗證技術和功能的基本原理，但該環境不能代表該技術在實際使用中遇到的真實運行環境。對于涉鈉的設備，由于水和鈉在一定程度上具有較為相似的水力特性，在研發過程中通常會進行水臺架等試驗，水臺架即可視為實驗室環境。

模擬環境要求在各方面都盡可能地近似真實運行環境，它模擬了真實運行環境中的某型關鍵因素，模擬結果可外推至真實運行環境。該環境與真實環境相比，并不需用具有相同的介質、溫度或壓力，但是應該接近；不需要相同的流體介質，但在熱工流體特性、腐蝕或者反應方面應該相似。對于涉鈉設備，在完成水臺架試驗后，通常會進一步在鈉臺架上進行試驗，鈉臺架會盡可能模擬其在反應堆內的真實運行環境，可視為模擬環境。

運行環境指核電廠運行時SSCs所處的真實環境。包括：運行狀態下的流體介質、預期的溫度和壓力（穩態和瞬態）；事故工況下各設計基準要求的流體介質、溫度和壓力（事故）。

綜上所述，示范快堆研發所確定的成熟度等級中的環境劃分適用于液體懸浮式非能動停堆系統中其非能動特性研究所需的環境劃分，可在此基礎上進行非能動特性成熟度的劃分。

由于非能動特性主要與環境條件相關，因此，以環境條件作為其成熟度評估的依據，而對于其非能動特性的具體表達，可以用模型進行表征，如是否進行了關鍵影響因素的識別、是否進行了影響因素的完整識別及是否確定了影響因素的具體影響程度等。非能動特性技術成熟度的等級劃分具體如表2所示。

2.3 液體懸浮式非能動停堆系統評估

本文中的技術載體為非能動停堆系統及其關鍵設備，可參考示范快堆將其分為實驗室規模、演示規模、原型規模、工程規模和產品等不同的階段。

如2.2節所述，非能動停堆系統中的主要設備或部件包括碳化硼吸收棒、導管和驅動機構，而其功能的執行又與其非能特性密切相關。因此，本系統的成熟度評估主要分為兩部分：

（1）常規設備或部件評估

本系統中的常規設備或部件包括碳化硼吸收棒、導管和驅動機構，從執行功能的環境、材料、結構等方面，與常規的安全棒設計差別不大。目前的研究和設計表明，其組件外形與堆芯其他組件的外形完全一樣，相對于常規安全棒，只是內部流道發生了改變，移動體的行程、移動體的長度、移動體與周圍壁面的間隙都基本保持不變。

常規設備或部件涉及到多專業的技術，包括材料和機械制造等，都會對其技術成熟度帶來影響，例如，池式鈉冷快堆為高溫低壓的鈉環境，在該高溫鈉環境下，設備的變形會直接影響其功能的執行。

根據表1中的成熟度等級劃分，考慮國際的技術水平，俄羅斯在反應堆BR10，BN350，BN600都有實堆試驗經驗，BN800的懸浮式非能動棒已完成堆外水力實驗，且已開展實驗次數達到154次，本系統中的常規設備或部件的國際成熟度水平應為8級。

根據成熟度等級表，考慮國內的技術水平，在CEFR的設計和制造過程中，我國已在控制棒的設計制造方面積累了一定的經驗，而非能動系統中該部分與常規的安全棒差異不大，可以對常規的安全棒設計制造經驗進行充分借鑒，但由于缺乏對應的實堆經驗以及具體反應堆設計參數的不同，因此依據國內技術水平將本系統中的常規設備或部件成熟度等級確定為7級。

該系統中的常規設備和部件的詳細成熟度評估應對其涉及的技術進行全面細致的評估，在本文中不對此進行展開，僅依據目前的國內外實踐進行整體性的評估。

（2）非能動特性評估

如上所述，該系統功能的執行與其非能動特性密切相關，而其非能動特性主要依賴于工作環境。

根據表2中的非能動特性的等級劃分，考慮國際的技術水平，主要是俄羅斯的相關經驗，其已開展了實堆試驗，已確定了非能動現象的完整模型，其相關的技術成熟度水平應為D級。

對于國內液體懸浮式非能動系統的技術水平，目前的研發狀態為：

a）開展了前期的設計研究；

b）開展了一定的實驗室環境驗證；

c）針對示范快堆的需求開展了工程設計研究，并設置了相應的試驗項目，擬于設計完成后開展試驗驗證。

根據表2中的非能動特性的等級劃分，其成熟度水平等級應為B，建立了基本的理論模型，建立了基本的模型并確定了模型中關鍵參數的范圍。綜合以上評估，如采用9級成熟度的等級劃分，國際上液體懸浮式非能動停堆系統的成熟度等級應為8級，主要是俄羅斯的相關經驗；國內液體懸浮式非能動停堆系統的成熟度應為4級，主要是由于對非能動現象的模型尚未完整建立，而非能動特性則直接影響該系統的功能實現。

3 結論

通過本文中所開展的技術成熟度評估工作可知：

（1）對非能動特性的評估應在常規設備技術成熟度評估方法的基礎上進行一定的改進，本文中在示范快堆現有技術成熟度評估的實踐經驗基礎上，根據液體懸浮式非能動停堆方式的具體工作原理，提出了可用于評估其非能動特性的具體評估方法，可為后續其他非能動特性的評估提供參考；

（2）目前國內的液體懸浮式非能動停堆系統在非能動現象的完整模型建立方面尚需開展一定的工作，其現有成熟度等級較低，但隨著示范快堆相關試驗項目的開展，其成熟度等級將會在短時間內有較大的提升，尤其是應開展其在模擬環境下（如鈉臺架）的驗證試驗。

【參考文獻】

[1]李達，王崑聲，馬寬.技術成熟度評價方法綜述[J].科學決策，2012，85-94.

[2]劉一哲，王明政.概念設計階段的技術成熟度評價導則，內部設計文件.