液体悬浮式非能动停堆系统技术成熟度评估研究

杨晓燕 王明政 颜寒 刘一哲 胡文军

【摘 要】技术成熟度是技术状态的呈现，对于工程项目，应尽可能采用成熟技术，因此，技术成熟度的评估非常重要。钠冷快堆是第四代核能系统的重要选择之一，我国已完成实验堆的建造，正在进行示范快堆的设计。非能动停堆技术作为一种非能动的反应性控制方式，有利于提高反应堆安全性，是国际钠冷快堆的重要技术选择，但其技术发展尚未成熟。在我国示范快堆的设计中，拟采用液体悬浮式的非能动停堆系统。本文对技术成熟度评估方法进行研究，并结合非能动停堆现象的特点，提出了可用于其非能动特性技术成熟度评估的具体方法，并在此基础上对该系统进行了技术成熟度的评估，结果表明目前我国的非能动停堆系统尚未成熟但随着一些专项试验的开展其成熟度将得到较大提升。

【关键词】池式钠冷快堆；非能动停堆；技术成熟度

中图分类号： TL425 文献标识码： A 文章编号： 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

钠冷快堆是第四代核能系统中的重要堆型之一，我国快堆已经过多年发展，第一座试验快堆中国实验快堆CEFR（China Experimental Fast Reactor）于2010年7月达到首次临界，并与之后进行了一系列调试试验。

我国快堆发展采用三步走战略：实验堆-示范堆-商用堆。目前，600MW示范快堆正处于设计中。

二代以后核电厂的关键安全设计原则之一为：设计要简化，通俗易懂。尽可能采用利用自然规律的非能动方式来取代复杂的、由外来动力驱动的安全系统，简化以前所必须的复杂运行操作，减少或者消除依靠重新联结切换才能完成安全功能的操作，减少对外来动力的依赖、对运行操作人员干预的要求，增强机组固有的、自身的安全性能。因此，开展了许多非能动技术的研究。

反应性控制为核电厂的三大安全功能之一，作为控制反应性以提高核电厂安全性的重要手段之一，国内外均对非能动停堆技术开展了相应的研究。非能动停堆技术也是第四代核能系统论坛GIF在安全性方面的重要研究议题之一。

可实现非能动停堆的原理有多种，研究内容各不相同，各有侧重点。按照设计原理归纳，目前国际上较多且技术相对成熟的非能动停堆系统主要包括基于居里点合金温度控制的非能动停堆系统、液体悬浮的非能动停堆系统、气体膨胀驱动装置和控制棒热膨胀强化驱动机构等。

技术成熟度是技术状态的呈现，对于工程项目，应尽可能采用成熟技术。进行技术成熟度的评估，可以对技术的状态进行判断，进而可识別其中的风险。技术成熟度最早由美国航空航天局（NASA）提出，随后国内外均对此开展了广泛的研究。

在我国示范快堆的设计中，拟采用液体悬浮式的非能动停堆系统，因此，对其进行技术成熟度的评估，识别其中的关键问题，有助于对其开展针对性的试验工作及其后续在示范快堆工程中的应用。

1 液体悬浮式非能动停堆系统简介

1.1 工作原理

非能动停堆系统地设计原则为：在事故或者紧急、异常工况下，即使反应堆保护系统不能正常投入工作，核反应堆也能在反应堆停堆系统的作用下安全停闭，而且冷却剂的最高温度不超过限值。

对于液体悬浮的非能动停堆系统，其工作原理为：在正常运行工况下，控制棒移动体在钠中受到的向上的水力推力大于其在钠中的重力，从而悬浮在上工作位置；在发生失流事故时，当堆芯流量减少到一定程度，重力大于水力推力，移动体开始下降，降至最低位置，实现停堆功能。液体悬浮式的控制棒对于冷却剂的流量变化非常敏感，其流量的稳定性决定了该停堆系统工作的稳定性。

1.2 系统组成

液体悬浮式非能动停堆系统由碳化硼吸收棒、导管和驱动机构组成。其组件外形与堆芯其他组件的外形完全一样，相对于常规安全棒，只是内部流道发生了改变，移动体的行程、移动体的长度、移动体与周围壁面的间隙都基本保持不变。另外如上所述，液体悬浮式的控制棒对于冷却剂的流量变化非常敏感，其流量的稳定性决定了该停堆系统工作的稳定性。

液体悬浮式非能动停堆系统的示意图如图1所示。

2 技术成熟度评估

技术成熟度，是指技术相对于某个具体系统或项目而言所处的发展状态，它反映了技术对于预期目标的满足程度。技术成熟度等级是指对技术成熟程度进行度量和评测的一种标准[1]。

技术成熟度等级最早由美国航空航天局（NASA）于1989年提出，随后又经过一系列的发展，形成了目前广泛使用的9级的技术成熟度等级。基于NASA的9级技术成熟度等级划分，国内外众多行业均开展了广泛的研究以及应用工作，包括航空、车辆、武器装备以及电站等。

2.1 示范快堆实践

在目前的示范快堆研究和设计过程中，针对需研发的关键设备及系统等（主要为设备），对技术成熟度进行了一定的研究，确定了成熟度等级划分及其相关要素，并出版《概念设计阶段的技术成熟度评价导则》[2]。

根据《概念设计阶段的技术成熟度评价导则》，成熟度可分为9个等级，如表1所示。

表1中的成熟度等级划分在确定示范快堆研发设备的成熟度等级、辅助识别其研发重点的过程中发挥了重要的作用。

2.2 非能动特性的技术成熟度评估方法

本文中成熟度评估的重要目的之一是对评估对象可靠、稳定地实现其功能所需的条件进行分析判断。在考察非能动停堆系统的功能和可靠性时，除其设备和部件的设计和制造因素外，主要从事故分析中的响应时间和卡棒率两方面进行考虑。该系统在对事故的响应中，液体悬浮式的控制棒对于冷却剂的流量变化非常敏感，其流量的稳定性决定了该停堆系统工作的稳定性。

因此，在该系统的成熟度评估中，除主要的物理设备和部件外，应将该系统所依赖的非能动特性也作为重要的影响因素。

成熟度评估将围绕所评估对象对于所需执行的功能的实现开展，主要评估因素包括技术载体和环境，技术载体即评估对象，环境是技术载体执行其功能时的外部条件。根据液体悬浮式非能动停堆的工作原理，该系统所依赖的非能动特性与其在执行功能时的热工流体环境密切相关，因此，对非能动特性的技术成熟度考虑，应着重关注其环境。

根据示范快堆对SSCs的成熟度等级的划分，其对于环境的划分，可分为实验室环境、模拟环境和运行环境。

实验室环境指一个受控的环境，人们能够在此环境中适当地量化该技术的效果。通常在环境下验证技术和功能的基本原理，但该环境不能代表该技术在实际使用中遇到的真实运行环境。对于涉钠的设备，由于水和钠在一定程度上具有较为相似的水力特性，在研发过程中通常会进行水台架等试验，水台架即可视为实验室环境。

模拟环境要求在各方面都尽可能地近似真实运行环境，它模拟了真实运行环境中的某型关键因素，模拟结果可外推至真实运行环境。该环境与真实环境相比，并不需用具有相同的介质、温度或压力，但是应该接近；不需要相同的流体介质，但在热工流体特性、腐蚀或者反应方面应该相似。对于涉钠设备，在完成水台架试验后，通常会进一步在钠台架上进行试验，钠台架会尽可能模拟其在反应堆内的真实运行环境，可视为模拟环境。

运行环境指核电厂运行时SSCs所处的真实环境。包括：运行状态下的流体介质、预期的温度和压力（稳态和瞬态）；事故工况下各设计基准要求的流体介质、温度和压力（事故）。

综上所述，示范快堆研发所确定的成熟度等级中的环境划分适用于液体悬浮式非能动停堆系统中其非能动特性研究所需的环境划分，可在此基础上进行非能动特性成熟度的劃分。

由于非能动特性主要与环境条件相关，因此，以环境条件作为其成熟度评估的依据，而对于其非能动特性的具体表达，可以用模型进行表征，如是否进行了关键影响因素的识别、是否进行了影响因素的完整识别及是否确定了影响因素的具体影响程度等。非能动特性技术成熟度的等级划分具体如表2所示。

2.3 液体悬浮式非能动停堆系统评估

本文中的技术载体为非能动停堆系统及其关键设备，可参考示范快堆将其分为实验室规模、演示规模、原型规模、工程规模和产品等不同的阶段。

如2.2节所述，非能动停堆系统中的主要设备或部件包括碳化硼吸收棒、导管和驱动机构，而其功能的执行又与其非能特性密切相关。因此，本系统的成熟度评估主要分为两部分：

（1）常规设备或部件评估

本系统中的常规设备或部件包括碳化硼吸收棒、导管和驱动机构，从执行功能的环境、材料、结构等方面，与常规的安全棒设计差别不大。目前的研究和设计表明，其组件外形与堆芯其他组件的外形完全一样，相对于常规安全棒，只是内部流道发生了改变，移动体的行程、移动体的长度、移动体与周围壁面的间隙都基本保持不变。

常规设备或部件涉及到多专业的技术，包括材料和机械制造等，都会对其技术成熟度带来影响，例如，池式钠冷快堆为高温低压的钠环境，在该高温钠环境下，设备的变形会直接影响其功能的执行。

根据表1中的成熟度等级划分，考虑国际的技术水平，俄罗斯在反应堆BR10，BN350，BN600都有实堆试验经验，BN800的悬浮式非能动棒已完成堆外水力实验，且已开展实验次数达到154次，本系统中的常规设备或部件的国际成熟度水平应为8级。

根据成熟度等级表，考虑国内的技术水平，在CEFR的设计和制造过程中，我国已在控制棒的设计制造方面积累了一定的经验，而非能动系统中该部分与常规的安全棒差异不大，可以对常规的安全棒设计制造经验进行充分借鉴，但由于缺乏对应的实堆经验以及具体反应堆设计参数的不同，因此依据国内技术水平将本系统中的常规设备或部件成熟度等级确定为7级。

该系统中的常规设备和部件的详细成熟度评估应对其涉及的技术进行全面细致的评估，在本文中不对此进行展开，仅依据目前的国内外实践进行整体性的评估。

（2）非能动特性评估

如上所述，该系统功能的执行与其非能动特性密切相关，而其非能动特性主要依赖于工作环境。

根据表2中的非能动特性的等级划分，考虑国际的技术水平，主要是俄罗斯的相关经验，其已开展了实堆试验，已确定了非能动现象的完整模型，其相关的技术成熟度水平应为D级。

对于国内液体悬浮式非能动系统的技术水平，目前的研发状态为：

a）开展了前期的设计研究；

b）开展了一定的实验室环境验证；

c）针对示范快堆的需求开展了工程设计研究，并设置了相应的试验项目，拟于设计完成后开展试验验证。

根据表2中的非能动特性的等级划分，其成熟度水平等级应为B，建立了基本的理论模型，建立了基本的模型并确定了模型中关键参数的范围。综合以上评估，如采用9级成熟度的等级划分，国际上液体悬浮式非能动停堆系统的成熟度等级应为8级，主要是俄罗斯的相关经验；国内液体悬浮式非能动停堆系统的成熟度应为4级，主要是由于对非能动现象的模型尚未完整建立，而非能动特性则直接影响该系统的功能实现。

3 结论

通过本文中所开展的技术成熟度评估工作可知：

（1）对非能动特性的评估应在常规设备技术成熟度评估方法的基础上进行一定的改进，本文中在示范快堆现有技术成熟度评估的实践经验基础上，根据液体悬浮式非能动停堆方式的具体工作原理，提出了可用于评估其非能动特性的具体评估方法，可为后续其他非能动特性的评估提供参考；

（2）目前国内的液体悬浮式非能动停堆系统在非能动现象的完整模型建立方面尚需开展一定的工作，其现有成熟度等级较低，但随着示范快堆相关试验项目的开展，其成熟度等级将会在短时间内有较大的提升，尤其是应开展其在模拟环境下（如钠台架）的验证试验。

【参考文献】

[1]李达，王崑声，马宽.技术成熟度评价方法综述[J].科学决策，2012，85-94.

[2]劉一哲，王明政.概念设计阶段的技术成熟度评价导则，内部设计文件.