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      摘 要： 為適應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計ACR（先進CANDU堆）將大幅度降低單位造價、顯著縮短建造周期、進一步降低平均發電成本，同時提高固有安全和非能動安全可靠性，繼續改善核機組的運行性能，并且為實際應用先進燃料循環創造更有利的條件。ACR采用了漸進革新式的發展策略，既保留CANDU重水堆的基本特點和相關的發展優勢，又應用一些關鍵性的技術革新，包括使用稍加濃鈾燃料和輕水冷卻劑，從而為融合當代先進重水堆和先進輕水堆的優點創造條件。它有利于充分發揮本土現有核電技術產業在技術、人才、燃料資源和制造能力方面的優勢，促進核電本土自主化能力和競爭力的發展；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換堆生產的易裂變核燃料以及釷鈾混合燃料等，從而為核電大規模可持續發展奠定現實的基礎。

關鍵詞： 新一代反應堆 ACR 重水慢化 先進燃料循環 可持續發展

      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

      半個世紀以來，核能發電已經成為多數發達國家和一些快速發展中國家為實現經濟和社會可持續發展的一個主要電力生產方式，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，有利于環保，而且在很多電力市場上核電的全壽期平均單位發電成本比火電更有競爭力。由于各國為實現環保目標而加大力度限制燃煤發電產生的廢物排放，同時快速膨脹的燃氣發電又可能面臨未來燃料價格飆升的威脅，而大量早期建設的核電機組將逐步退役，因此，核電正在迎來一個新的發展機遇。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機制的引入和獨立發電公司的崛起，電源市場的競爭將日趨激烈，核電的進一步發展面臨新的挑戰。為了保護投資和實現較快的投資回報，未來發電企業將對核電機組的經濟競爭能力和安全可靠性等提出更高的要求；20世紀80、90年代推出的一些改進型設計大多已無法滿足這種新要求，特別是在經濟性指標方面。為適應電力市場體制的這種結構性變革，核電不僅要在長期穩定的平均發電成本方面比煤電和氣電有更明顯的優勢，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一步改善，易裂變核燃料的利用率和長期可持續供應能力要進一步提高，廢料的處理和防核擴散問題也要逐步得到解決。

      為迎接這種挑戰和機遇，一些國家的核電設計公司，或單獨或聯合，正在掀起新一輪的技術開發熱潮；為滿足未來不同時期電源市場的需要，已經提出了各種各樣的新一代核電產品設計或初步概念。這些設計按慢化劑性質可分成四大類：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換堆。本文主要介紹由加拿大原子能公司主導開發的新一代基于重水慢化輕水冷卻的先進CANDU堆（Advanced CANDU Reactor，簡稱ACR）技術的發展特點。先以中國秦山三期即將建成投產的CANDU-6機組為例，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。新一代產品設計ACR除了保留久經驗證的CANDU基本特點和發展優勢之外，還采用了一些關鍵性的技術革新，包括基于稍加濃鈾燃料和輕水冷卻的密柵式堆芯設計，從而為融合當代先進重水堆和先進輕水堆的優點創造了有利條件。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，相關系統得到極大簡化，蒸汽參數提高帶來熱效率的顯著提高。由于ACR的工程設計改進是成熟漸進的，是基于現有成熟商用核電機組技術和經驗，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，則為電力企業提供了一個可以與煤電和氣電相競爭并且符合環保發展大趨勢的電源選擇方案。另外，ACR的設計理念有助于發揮中國現有核電技術產業的優勢，促進本土自主化能力的發展，帶動相關產業的發展和升級，包括推動易裂變核燃料產業和核電業的長期可持續發展。

1 CANDU型反應堆的特點

      由加拿大原創開發的CANDU型反應堆是目前世界上已經發展成功并且經濟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，據估計，CANDU與PWR電廠大約75%以上（按價格計算）的設備基本上是相同的。首先，它們的常規島部分所采用的汽輪發電機等一系列設備和相關技術基礎基本上是一樣的；其次，它們的核蒸汽供應系統也是類似的。為了利用核裂變時釋放在堆芯中的能量來發電，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，然后又在蒸汽發生器的U型管內把熱量傳遞給管子外側的水，而水沸騰所產生的高溫高壓蒸汽則被用來推動汽輪發電機組發電。除了反應堆本體之外，CANDU與PWR的核蒸汽供應系統所用到的一些主要設備，如蒸汽發生器、冷卻劑循環泵等也都是類似的。所以，多年來在發展壓水堆技術過程中所建立起來的技術產業基礎和制造能力，除了省去龐大和技術較復雜的壓力殼之外，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，與普通壓水堆技術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調設計成一樣。

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鍵差異在于反應堆堆芯，兩者在設計理念上的差異決定了很不相同的發展潛力和靈活性。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，以及其它堆內構件全部包含在里面。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面與重水慢化劑相接觸。排管容器尺寸雖然也較大，但它內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，又加上反應堆堆芯是水平管道式的，這為不停堆雙向裝卸燃料創造了有利條件。在換料的時候，兩臺換料機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將其推入堆芯；另一端接收卸出的乏燃料棒束。換料可以在反應堆帶功率運行時進行，整個操作過程從控制室通過計算機系統按預編程序遙控自動完成。對秦山三期的CANDU-6機組而言，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制停堆，更重要的是它提供了一種強有力和靈活的核燃料管理手段，可以用來優化堆芯中子物理特性，包括使反應堆的后備反應性降低到最小，并優化中子通量和功率的平穩分布。

      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展核電反應堆時的特殊國情條件，特別是當時的資源狀況（要求能夠利用天然鈾而不是加濃鈾），人才和技術力量（要發揮加拿大在重水研究堆技術和人才方面的優勢），市場因素（要能夠和當時安大略省的煤電競爭）和工業基礎（要與加拿大當時相對薄弱的工業基礎相適應）。為了確保設計出的反應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；而經濟性分析結果表明，為了與當時的煤電競爭，商用核電廠的功率至少要在200 MW以上，而相應的壓力容器尺寸已遠遠超出了加拿大當時的制造能力。為解決這個矛盾，最終采用了壓力管燃料通道式的堆芯結構，這不僅簡化了堆芯和燃料的支承結構，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機組共有30多座，大部分是分布在加拿大國內。

      從80年代中期開始，CANDU產品逐步進入國際市場，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機組項目簽約，其中四個已經全部按時按預算建成投產，三個在韓國，一個在羅馬尼亞；另外，秦山三期的兩臺CANDU-6機組也即將建成投產，還有羅馬尼亞的第二個CANDU機組正在建設中。

      CANDU基本特點經受了幾十年來的實踐檢驗，相關的一些發展優勢為這種反應堆技術的不斷發展改進創造了有利的條件。

1.2 燃料和設備制造易于實現本土化

      燃料棒束組件設計是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；結構也簡單，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計，意味著燃料制造廠投資小，燃料生產成本低，燃料和相關運行管理費用低。所有引進CANDU機組的國家，在建成第一個機組后都很快就實現了燃料組件制造的國產化，這包括工業基礎比較薄弱的國家，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，并為秦山三期的CANDU堆提供燃料組件。

      由于整個反應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雜燃料組件的制造，所以CANDU技術相對來說更容易實現本土化。印度是一個很好的例子。對于已經擁有PWR技術和設備制造經驗的國家，CANDU技術和設備制造的全面國產化會更加迅速，需要的額外投入較少。韓國是一個很好的例子，不僅實現了CANDU機組設備的大規模國產化，并且很快就開始參與國外同類機組項目分包，包括提供設備和技術服務。

1.3 高中子經濟性和燃料循環靈活性

      CANDU四大基本特點共同帶來的一個突出發展優勢是它的高中子經濟性，即裂變產生的中子浪費少，而更多中子用于引發新的裂變或者轉換產生新的易裂變核，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，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高中子經濟性直接體現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，燃料在堆外也不必擔心發生臨界性事故，操作費用低；另一方面，雖然因使用天然鈾產生乏燃料量比較大，但是由于燃耗低從而裂變產物的濃度低，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相當或更低。所以，研究表明CANDU天然鈾燃料循環每千瓦時的總費用還不到PWR的一半。

      另一方面，由于良好的中子經濟性、不停堆換料和簡單的棒束組件設計這些優點的組合，CANDU反應堆是現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，因而具有長期發展的生命力。除了天然鈾之外，可以實際應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、鈾或钚驅動的釷燃料、輕水堆乏燃料的直接利用和后處理產生的一些高放長壽命錒系廢物等。這種燃料循環方面的優勢意味著，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定供應，而且同一種成熟經濟的熱中子堆可以長期為核電的持續大規模發展發揮作用。

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的和非常迅速的負反應性反饋抑制能力，這是根本的固有安全特性。除此之外，CANDU的設計特點還為提高反應堆的固有安全性創造了一系列有利的條件。比如，由于反應性控制裝置的工作環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。

      又如前面已經提到過，不停堆換料可以使過剩反應性維持在最低的水平（大約為壓水堆燃料循環初期的1/10），因為燃耗引起的反應性降低可以不斷通過更換燃料得到補償。控制裝置的反應性總價值很小（典型值是大約20 mk），在控制系統故障時單個控制裝置的價值和可能引入最大正反應性價值也是很小的，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，使熱傳輸系統維持非常低的裂變產物的放射性水平，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停留相當長時間直到下一次停堆才能取出，會增加對冷卻劑系統的放射性污染。

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

      除了有利的固有安全特性之外，CANDU堆還設置了一系列專設安全系統，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行測試的快速停堆系統。快速停堆系統與運行控制系統相互獨立，不共用設備。

1.5 全數字化計算機控制和運行高度自動化

      良好的堆芯物理動態特性，反應性控制裝置處在低溫低壓的工作環境，管柵式堆芯便于通量和其它重要參數的測量，這些都為CANDU堆最先實現全數字化計算機控制和運行的高度自動化以及將來朝智能化方向發展創造了有利的條件。1971年投入運行的第一個大型商用CANDU機組（Pickering）就大規模應用了數字化計算機直接控制，而現代的CANDU-6機組（如秦山三期機組）的數字化控制也早已經全面應用到了反應堆功率控制，熱傳輸系統控制，蒸汽發生器二次側控制，汽輪機控制，裝卸料機不停堆換料控制，報警、顯示和其它信息處理等方面。有兩臺計算機同時運行，每一臺都能完全獨立進行全廠控制，當一臺萬一出現故障則自動切換到另一臺；如果兩臺計算機同時出現故障，則自動停堆。只有在較小的局部回路上采用了常規的模擬控制儀表，但同時為所有安全相關系統設置了常規顯示和報警信號儀表，以便在兩臺計算機都發生故障并自動停堆后，可以對全廠安全進行監控。

      新一代設計將進一步應用先進信息和控制技術，控制中心將進一步朝智能化的全面監控和信息中心方向發展。

1.6 防御嚴重事故的特性

      以上談到的主要是有關正常運行時的特性，而CANDU設計特點也有利于防御嚴重事故。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，在一些假想的嚴重事故條件下，雖然個別壓力管可能失效，但不會發生不可接受的壓力邊界整體喪失的極端嚴重事故。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，因而事實上可以排除輕水堆必須考慮的發生高壓熔融噴射的可能，從而避免危及安全殼屏障。

      對于CANDU型反應堆來說，由于堆芯結構的特殊性，在大破口失水事故加上堆芯應急冷卻系統失效這種雙重事故疊加的情況下，慢化劑仍然可以起應急熱阱的作用，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急熱阱。由于整個排管容器外側表面是浸泡在大容量的屏蔽水池之中，即使發生了極不可能的大破口失水事故又同時加上堆芯應急冷卻系統失效，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。在新一代設計中，可通過在慢化劑系統、屏蔽水系統和安全殼系統引入更多的非能動安全排熱功能，將進一步朝著降低甚至避免需要場外應急響應要求的方向邁進，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 新一代先進重水慢化反應堆（ACR）的設計

      AECL正在進行新一代產品系列ACRTM設計計劃，目前的重點是七十萬千瓦級的產品ACR-700TM和百萬千瓦級的ACR-1000TM，新產品可望在2005年準備好并投放市場。新產品設計ACR-700在單位造價上要比目前這一代設計至少降低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運行縮短到48個月（建造時間36個月），機組壽期平均容量因子可以達到90%以上；概率安全指標至少滿足國際上對新一代設計的要求，堆芯嚴重損壞總概率≤10-5／堆年，大量釋放事故概率≤10-6／堆年。

      AECL在開發設計ACR時仍然沿用漸進革新的發展策略，將保留CANDU的基本特點，使新產品基于多年來積累起來的技術知識和豐富的工程經驗的可靠基礎之上，并且同時繼承和發揮這種堆型在燃料和設備易于制造和本土化，高中子經濟性和燃料循環的靈活性，固有和非能動安全特性，全數字化控制和運行高度自動化，防御嚴重事故的能力等方面的發展優勢。新設計采用了以下關鍵技術革新：

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

      針對稍濃鈾燃料和輕水冷卻劑，堆芯物理設計進行了重新優化，相應地系統設計也進行簡化和優化。為大幅度縮短建造工期，從產品設計的一開始就貫徹應用高效建造和安裝策略，將大量采用模塊化技術和預制組合件等方法。ACR-700高達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的：重水的減少及相關系統的簡化（大約7.5%），反應堆尺寸的縮小（大約6%），蒸汽動力循環系統改進（大約7%），系統部件和設備（如裝卸料機）的簡化（10%），建造設計的改進（4%），產品提交方面的改進（大約5.5%）等。根據一家著名能源咨詢公司針對一些主要市場進行的獨立評估分析，ACR-700的平準化平均發電成本明顯小于3美分/kWh。 2.1 堆芯設計的革新和優化

      堆芯中子物理的優化設計為實現經濟性指標創造基本條件，同時還考慮到改進安全性、簡化許可證的申請過程、改善反應堆的可控性和減少廢料體積等要求。堆芯物理設計時進行的重要革新包括：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。優化設計的結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，新設計堆芯的排管容器內徑減小約1/3，表1給出了堆芯其它參數的比較。

      由于模塊化堆芯的優點，為提高功率輸出可通過增加燃料通道數目，以滿足不同的業主要求；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，則引入負反應性，－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入并灌滿該空間，則引入微正的反應性，＋0.08 mk；這將使功率有小的上升，控制系統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性引入為負值，－3 mk。由于空泡反應性是微負值，即使在發生了假想大破口事故條件下，并且假設沒有任何安全系統干預，堆功率也會自動下降，并且最終使反應堆關閉，因而是固有安全的。表1 堆芯物理設計參數比較 CANDU-6 ACR-700TM參考方案燃料通道數 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目 16 5.8 滿功率時平均每日要換料的通道數 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0.93。由于CANFLEX新型燃料組件采用更細的43根元件棒和強化傳熱措施，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強化技術使通道的臨界功率至少提高10%，而且還可以進一步改進。新型燃料組件的應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。

      新的堆芯設計保留了CANDU堆燃料循環的靈活性，特別適合燒含钚的燃料。詳細的堆物理仿真計算表明，如果燒各種含钚驅動的燃料MOX和釷燃料，中心元件棒不需要加裝任何可燃毒物，冷卻劑空泡反應性自動變成負的。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%應用這些先進燃料循環。 2.2 系統設計優化 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%，而且相關的高壓高溫重水系統和設備可以得到顯著簡化，包括去掉一些不必要的系統。由于應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。系統復雜性的降低，從而有利于機組造價的進一步降低，減小維修的復雜性，加速調試過程等。對于ACR-700參考方案，堆芯體積減少60%，相應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提高，可以只用兩個蒸汽發生器，同時汽機尺寸和相關設備也相應縮小。這些也有利于改善造價和運行經濟性。

      在現有CANDU堆固有安全性特點和專設安全系統的基礎上，新設計的堆芯物理特性和安全特性又有顯著的改進。安全性進一步強化的重點放在提高安全性裕量，安全相關系統的性能、可靠性和安全隔離；同時，在現有CANDU的基礎上，增加一些非能動安全排熱系統，包括安全殼中長期性的非能動衰變熱排出系統，非能動慢化劑排熱系統等。 全廠布置緊湊，節省場地。核島部分主要包括反應堆安全殼主廠房和輔助廠房，安全殼內包含了核蒸汽供應系統的大部分，安全殼本體采用鋼襯里預應力鋼筋混凝土結構，內徑大約38 m，高大約53 m，所以尺寸比CANDU-6的小。常規島部分主要是汽機廠房、維修服務廠房和其它輔助性構筑物。

      在新一代設計ACRTM中，通過優化主熱傳輸系統壓力和溫度，二次側的蒸汽參數和系統可以設計成與壓水堆一致。這非常有利于同時擁有這兩種堆型的國家，通過協調設計，共同促進相關技術和設備的多方面應用。 2.3 建造性能的設計優化

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

      反應堆廠房及內部設備部分的建造通常處在進度表的關鍵路徑，特別是安全殼和反應堆組件。ACR設計參考方案采用的安全殼是屬于鋼襯里預應力鋼筋混凝土結構，為縮短施工時間，將對大量的鋼筋鋪設和鋼襯里也應用模塊化和預制組合件方法。由于新設計的堆芯顯著縮小，整個反應堆則可設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、底部輸水管和反應性控制機構平臺。

2.4 運行性能的改進優化

      新一代設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,以及更高的區域超功率保護裕量。這些方面的強化改進有利于電廠的運行性能和抗老化。AECL正在開發和試用的一整套智能型CANDU運行支持技術將極大地增強電廠在整個壽期內的運行可靠性。這種智能型運行支持技術綜合應用了診斷探頭、歷史數據庫、先進的程序以及先進的信息技術，它可以向操縱員提供電廠關鍵系統、結構和設備當前和未來的狀態。這些技術中有一項稱為ChemAND的水化學分析和診斷系統，是一個綜合性的核電廠水化學信息系統。它具有自動監測、報警、診斷、預測和分析程序在線執行等功能。在滿功率運行狀態下，該系統可監測熱傳輸系統、慢化劑覆蓋氣體、環隙氣體和蒸汽循環中的關鍵參數。它還可監測包括應急堆芯冷卻系統在內的安全相關系統內的化學成分和化學性質。一臺ChemAND系統的樣機正在一個CANDU-6核電廠中試用。另一項是稱為ComAND的設備分析和診斷系統，它將提供有關電廠重要設備的狀況信息，將引入系統健康狀態監測器，以測量影響熱工性能的熱傳導、流量和其它參數，從而得出熱工裕量。這個系統不僅有利于電廠的最優化運行，而且還可避免由于過早老化效應而導致性能下降問題。

3 結束語

      基于重水慢化輕水冷卻的新一代核電反應堆產品設計，既保留經長過期實踐驗證的CANDU重水堆的基本特點和相關的發展優勢，又逐步應用一些關鍵性的技術革新，同時把當代先進重水堆和先進輕水堆的一些優點結合了起來。新設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，相關系統得到極大簡化。新設計將大幅度降低單位造價和發電成本，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濟競爭力。它不僅在經濟性上有較大突破，在安全性、可建造性和易運行性方面都有顯著的改進，在工程設計成熟性方面也顯示了突出的優點；顯示了良好的發展前景，因而引起了世界電業界的廣泛關注。

      由于ACR所依賴的主要產業技術基礎與壓水堆一樣，但省去了龐大的壓力殼，所以它可以更充分發揮現有壓水堆的技術、人才資源和制造能力的優勢以加速核電產業的發展和盡快參與國際市場競爭；又由于高中子經濟性的優點，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，也便于發展成理想的以燒釷鈾混合燃料為主的先進堆，還可以高效率地利用由其它先進增殖或轉換堆生產的鈾或钚燃料。因而，它對促進本土自主化能力的發展與提高核電業的競爭能力，提高易裂變核燃料的利用率，具有現實意義；它對奠定以核燃料循環靈活性為核心的未來核電大規模可持續發展具有長遠的戰略意義