超臨界水堆與先進(jìn)沸水堆安全特性差異性分析

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（華北電力大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院，北京 102206）

超臨界水堆與先進(jìn)沸水堆安全特性差異性分析

陳杰，周濤?，劉亮

（華北電力大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院，北京 102206）

超臨界水堆和先進(jìn)沸水堆在結(jié)構(gòu)和原理上存在很多相似點(diǎn)，但在安全特性方面存在一定的差異性。本文通過(guò)對(duì)比分析超臨界水堆和先進(jìn)沸水堆兩個(gè)堆型來(lái)研究它們安全特性的差異性，研究結(jié)果表明：超臨界水堆由于不存在汽水兩相，不會(huì)發(fā)生偏離泡核沸騰現(xiàn)象，又因?yàn)椴捎玫氖欠悄軇?dòng)和能動(dòng)相結(jié)合系統(tǒng)，具有較好的安全特性；和相同功率的先進(jìn)沸水堆相比，其比焓高，流量低，泵消耗功率低，壓力下降速率更快，消耗的核燃料低；超臨界水堆安全系統(tǒng)與先進(jìn)沸水堆安全系統(tǒng)雖然都采用了非能動(dòng)安全系統(tǒng)和能動(dòng)系統(tǒng)，但在超臨界水堆能動(dòng)安全系統(tǒng)中，其壓力控制系統(tǒng)控制速度較快，而非能動(dòng)控制系統(tǒng)則較為穩(wěn)定。

超臨界水堆；先進(jìn)沸水堆；堆芯系統(tǒng)；安全系統(tǒng)；安全特性

2001年7月，超臨界水堆 （SCWR）被第IV代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇提出。中國(guó)核動(dòng)力院結(jié)合熱工水力實(shí)驗(yàn)基礎(chǔ)和材料技術(shù)方面的成果，也提出了中國(guó)自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的超臨界水堆—中國(guó)超臨界水堆［1］（CSR1000）；而作為輕水堆的先進(jìn)沸水堆 （ABWR），是以美國(guó)GE公司為主最早發(fā)展的，在1994年7月，美國(guó)核管會(huì)認(rèn)可先進(jìn)沸水堆設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)，并得到批準(zhǔn)。超臨界水堆和先進(jìn)沸水堆具有很多相似的原理特性：結(jié)構(gòu)非常簡(jiǎn)單，都沒(méi)有蒸汽發(fā)生器，反應(yīng)堆和汽輪機(jī)發(fā)電組構(gòu)成一個(gè)閉合循環(huán)回路，都采用直接循環(huán)方式；給水直接流入壓力容器，蒸汽直接進(jìn)入汽輪機(jī)，保持給水和蒸汽間的平衡來(lái)維持壓力容器中的冷卻劑流量。在高壓工作環(huán)境下，超臨界水堆和先進(jìn)沸水堆堆芯都為單相，用主給泵、控制棒及汽輪機(jī)作為反應(yīng)堆的控制系統(tǒng)。在燃料組件方面，由于一般沸水堆 （BWR）的冷卻水是直接與核燃料棒直接接觸的，因此整個(gè)循環(huán)回路內(nèi)的冷卻水均帶有很強(qiáng)的輻射性；而先進(jìn)沸水堆由于改進(jìn)了過(guò)濾材料、取消了外部再循環(huán)回路、優(yōu)化了安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)，先進(jìn)沸水堆的放射性廢物量［2］只占有壓水堆的10%。對(duì)于超臨界水堆而言，由于用Ni基合金替代鋯合金作為燃料棒包殼 （Ni高溫下的強(qiáng)度較鋯合金性能好）包殼設(shè)計(jì)溫度［3］620℃，有效地避免了放射性廢物量的排放。

l 堆芯系統(tǒng)

l.l超臨界水堆堆芯系統(tǒng)

日本超臨界水堆堆芯壓力設(shè)計(jì)為25MPa，堆芯進(jìn)口溫度為 280℃，堆芯出口溫度約為500℃，采用雙流程堆芯設(shè)計(jì)，堆芯燃料組件［4］為121個(gè)，36個(gè)正方形水棒、16個(gè)正方形控制棒導(dǎo)向管如圖2所示。采用控制棒束作為主要反應(yīng)性控制反應(yīng)堆方式、非能動(dòng)系統(tǒng) （包括緊急停堆系統(tǒng)、高壓輔助給水系統(tǒng)、安全釋放閥等）。中國(guó)超臨界水堆 （CSR1000）堆芯由輕水冷卻和慢化，熱效率達(dá)43．5%。為了達(dá)到這種熱效率，冷卻劑在堆芯入口的溫度是280℃，出口溫度是500℃。在各種燃料組件中設(shè)計(jì)成十字形控制棒，不僅可以滿足燃料中心溫度的需求，而且結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)單穩(wěn)定。因此，中國(guó)超臨界水堆燃料組件采用十字形控制棒［5］設(shè)計(jì)，在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)均勻分布。燃料組件共177個(gè)，燃料組件按照中子能譜的不同分為第一流程組件和第二流程組件。燃料組件分布如圖1所示。

圖l（a） 日本超臨界水堆燃料組件Fig.l（a） SCWR fuel assembly of Japan

圖l（b） 中國(guó)超臨界水堆燃料組件Fig.l（b） SCWR fuel assembly of China

l.2先進(jìn)沸水堆堆芯系統(tǒng)

作為美國(guó)GE公司的先進(jìn)沸水堆堆芯主要由燃料組件和控制棒組成，在燃料組件盒之間的水間隙中還安裝有核測(cè)量裝置。工作壓力7．27MPa，冷卻劑入口溫度278℃，冷卻劑出口溫度［6］287℃，堆芯有872個(gè)燃料組件，205根十字形翼狀控制棒，組件內(nèi)燃料棒數(shù)60（1根水棒），每四個(gè)燃料組之間插入一根控制棒組成一個(gè)控制棒柵元。每個(gè)控制棒和它周圍的四個(gè)燃料組件組成一個(gè)控制柵。為減少功率運(yùn)行期間控制移動(dòng)引起的功率分布擾動(dòng)，控制柵中的燃料組件是平均富集度較低的低反應(yīng)性燃料組件 （如圖2所示）。對(duì)于先進(jìn)沸水堆，其最小臨界功率比（MCPR）不超過(guò)1．07；最大線功率密度 （MLHGR）不使燃料包殼產(chǎn)生大于1%的塑性變性 （對(duì)于先進(jìn)沸水堆，該限值為74．8kw．m-1），先進(jìn)沸水堆一組控制棒的最大反應(yīng)性價(jià)值約為0．025Δk．k-1。

圖2 先進(jìn)沸水堆控制柵堆芯設(shè)計(jì)圖Fig.2 Control gate core of ABWR

2 超臨界水堆與先進(jìn)沸水堆堆芯系統(tǒng)分析

超臨界水堆由于其工作在壓力為25MPa，溫度在500℃的環(huán)境下，其裝置凈效率為38%～45%。超臨界水堆相對(duì)先進(jìn)沸水堆而言，其取消了再循環(huán)泵、蒸汽分離器及干燥器，使反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)更簡(jiǎn)化，同時(shí)，由于超臨界水沒(méi)有水汽兩相的差異，不存在偏離泡核沸騰現(xiàn)象。超臨界水堆采用了內(nèi)外雙流程的堆芯設(shè)計(jì)，相互交叉流動(dòng)導(dǎo)致較大的熱應(yīng)力，減少冷熱流體接觸，能有效地使堆芯軸向功率密度分布均勻。

當(dāng)發(fā)生主泵卡軸事故時(shí)，超臨界水堆功率降低速率要快于先進(jìn)沸水堆［7］（如圖3所示），能有效地降低事故造成的影響，保護(hù)堆芯不受損壞。

同時(shí)，相同功率的超臨界水堆和先進(jìn)沸水堆相比，超臨界水堆比焓高，流量低，壓力下降速率更快 （如圖4所示），因此泵消耗功率低。

雖然先進(jìn)沸水堆在設(shè)計(jì)方面簡(jiǎn)化結(jié)構(gòu)，取消了部件之間的連接管道，提高了可靠性，但由于核燃料放射性問(wèn)題仍存在10%的核放射性廢料而超臨界水堆有效地避免了放射性廢物量的排放。

圖3 卡軸事故發(fā)生時(shí)功率的變化Fig.3 Power change of Card shaft accident

圖4 卡軸事故發(fā)生時(shí)壓力的變化Fig.4 Pressure change of Card shaft accident

3 安全系統(tǒng)

3.l超臨界水堆安全系統(tǒng)

超臨界水堆由于超臨界水不存在偏離泡核沸騰現(xiàn)象，同時(shí)又采用非能動(dòng)和能動(dòng)相結(jié)合的系統(tǒng)，具有較好的安全特性。但核電站仍對(duì)超臨界水堆的安全性提出了很高的要求［8］：維持冷熱管冷劑的平衡、確保冷卻劑供給、超臨界水堆能正常停堆及緊急停堆。保證反應(yīng)堆安全系統(tǒng)正常運(yùn)行對(duì)超臨界水堆非常重要。超臨界水堆安全系統(tǒng)主要包括輔助給水系統(tǒng)、自動(dòng)降壓系統(tǒng)、緊急停堆系統(tǒng)和低壓堆芯注入系統(tǒng)等［9］，如圖5所示。

圖5 超臨界水堆安全系統(tǒng)示意圖Fig.5 Security System of SCWR

從圖5可知，超臨界水堆安全系統(tǒng)的供應(yīng)冷卻劑系統(tǒng)［10］，有兩個(gè)主冷卻劑管系和2個(gè)汽動(dòng)主給水泵，每個(gè)汽動(dòng)主給水泵供應(yīng)50%的冷卻劑流量分配。在超臨界水堆啟動(dòng)和關(guān)閉時(shí)，兩個(gè)電動(dòng)主給水泵作為汽動(dòng)主給水泵的預(yù)備，充分保障冷卻劑流量供應(yīng)。3列汽動(dòng)輔助給水系統(tǒng) （AFS）作為主給水冷卻劑系統(tǒng)的預(yù)備，具有反應(yīng)堆堆芯隔離冷卻劑系統(tǒng) （RCIC）的功能，3列電動(dòng)低壓堆芯注入系統(tǒng) （LPCI）用于輔助給水系統(tǒng)補(bǔ)充與流量噴放后再次注入，類似余熱排出系統(tǒng) （RHR）。緊急停堆系統(tǒng)，在接受到汽輪機(jī)控制閥門快速關(guān)閉、主蒸汽隔離閥 （MSIV）關(guān)閉、主停止閥關(guān)閉、主冷卻劑流量較低、蒸干壓力過(guò)高信息時(shí)可快速地啟動(dòng)；輔助給水系統(tǒng) （ASG）時(shí)可當(dāng)收到喪失外電、汽輪機(jī)控制閥門快速關(guān)閉、主停止閥關(guān)閉、主蒸汽隔離閥關(guān)閉信息后，可以馬上開(kāi)啟，以便主給水泵因?yàn)槔鋮s劑流量不可用時(shí)維持主冷卻劑流量；自動(dòng)降壓系統(tǒng) （ADS）接收到低壓水平、喪失凝氣器正空、主蒸汽隔離閥關(guān)閉信息后，啟動(dòng)降壓系統(tǒng)，維持超臨界水堆堆芯壓力的穩(wěn)定。在自動(dòng)降壓系統(tǒng)中，汽輪機(jī)旁路閥及安全緩解控制閥 （SRVs）作為超臨界水堆堆芯的備用降壓設(shè)備。

3.2中國(guó)超臨界水堆堆芯安全系統(tǒng)

中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院，根據(jù)超臨界水堆結(jié)構(gòu)及反應(yīng)堆相關(guān)安全性要求，提出了一套專設(shè)安全系統(tǒng)［11-13］，其中包括：非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（ICS）、非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng) （PCCS）、自動(dòng)泄壓系統(tǒng) （ADS）、高壓補(bǔ)水箱 （RMT）和重力驅(qū)動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng) （GDCS）。同時(shí)，為了應(yīng)對(duì)事故發(fā)生后相關(guān)處理工作，又設(shè)計(jì)了能動(dòng)式正常余熱排出系統(tǒng) （RNS）。系統(tǒng)布置如圖6所示。

圖6 中國(guó)超臨界水堆安全系統(tǒng)示意圖Fig.6 Security System of CSRl000

如圖6所示，中國(guó)超臨界水堆安全系統(tǒng)采用了能動(dòng)與非能動(dòng)系統(tǒng)相結(jié)合的設(shè)計(jì)方案。其中能動(dòng)式正常余熱排出系統(tǒng) （RNS）、自動(dòng)泄壓系統(tǒng) （ADS）屬于能動(dòng)控制系統(tǒng)。而非能控制系統(tǒng)主要有：非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng) （ICS）、高壓補(bǔ)水箱 （RMT）、非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)（PCCS）和重力驅(qū)動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng) （GDCS）。當(dāng)發(fā)生失水事故時(shí)，壓力容器內(nèi)的冷卻劑噴進(jìn)安全殼，以水蒸汽形式分散在反應(yīng)堆安全殼內(nèi)。高溫高壓水蒸汽從安全殼內(nèi)進(jìn)入非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的管道，之后，非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)水池中的換熱器將水蒸氣冷卻，被冷卻的水蒸氣進(jìn)入重力驅(qū)動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)水箱，后經(jīng)重力驅(qū)動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)水箱流入堆芯，對(duì)堆芯再一次冷卻，帶走堆芯余熱。

3.3先進(jìn)沸水堆安全系統(tǒng)

先進(jìn)沸水堆為了保證堆芯不發(fā)生熔化，設(shè)置了反應(yīng)堆應(yīng)急冷卻劑［14］（ECCS）；為了防止核廢料物質(zhì)超標(biāo)釋放到環(huán)境中，設(shè)置了反應(yīng)堆安全殼系統(tǒng)。由應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼系統(tǒng)組成了先進(jìn)沸水堆安全系統(tǒng)，可有效冷卻堆芯和堆內(nèi)構(gòu)件，避免發(fā)生堆芯碎片及裂變產(chǎn)物泄漏到環(huán)境系統(tǒng)結(jié)構(gòu)如圖7所示。

從圖7可知，先進(jìn)沸水堆安全系統(tǒng)主要由應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng) （ECCS）和安全殼系統(tǒng)組成。應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)基本功能是：當(dāng)先進(jìn)沸水堆的一回路系統(tǒng)管道破裂后，引起失水事故時(shí)為先進(jìn)沸水堆提供冷卻劑，能確保堆芯始終處于淹沒(méi)狀態(tài)，維持堆芯冷卻。應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)由堆芯隔離冷卻系統(tǒng) （RCIC）、高壓堆芯注水系統(tǒng) （HPCF）、余熱排出系統(tǒng) （RHR）的低壓注水運(yùn)行模型 （LPFL）組成，自動(dòng)降壓系統(tǒng) （ADS）作為備用。應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)分為3個(gè)功能區(qū)域：區(qū)域I由堆芯隔離冷卻系統(tǒng)（RCIC）、1個(gè)余熱排出系統(tǒng) （RHR）的低壓注水運(yùn)行模型 （LPFL）、自動(dòng)降壓系統(tǒng) （ADS）組成；區(qū)域II由1個(gè)高壓堆芯注水系統(tǒng)（HPCF）、1個(gè)余熱排出系統(tǒng) （RHR）的低壓注水運(yùn)行模型 （LPFL）、自動(dòng)降壓系統(tǒng) （ADS）組成；區(qū)域 III由1個(gè)高壓堆芯注水系統(tǒng)（HPCF）、1個(gè)余熱排出系統(tǒng) （RHR）的低壓注水運(yùn)行模型 （LPFL）、自動(dòng)降壓系統(tǒng) （ADS）組成。當(dāng)先進(jìn)沸水堆出現(xiàn)事故，發(fā)出信息，應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)各系統(tǒng)觸發(fā)信號(hào)，相互配合共同完成應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)功能。安全殼系統(tǒng)［15，16］主要由安全殼、安全殼排熱系統(tǒng)、安全殼隔離系統(tǒng)、安全殼內(nèi)可燃性氣體控制系統(tǒng)等組成。其中先進(jìn)沸水堆安全殼采用可拆卸鋼封頭的壓力抑制型鋼筋混泥土結(jié)構(gòu)；當(dāng)先進(jìn)沸水堆發(fā)生失水事故時(shí)，由安全殼排熱系統(tǒng)（CHRS）防止安全殼超溫、超壓，保證先進(jìn)沸水堆完整性。

圖7 先進(jìn)沸水堆安全系統(tǒng)示意圖Fig.7 Security System of ABWR

4 超臨界水堆和先進(jìn)沸水堆安全系統(tǒng)分析

超臨界水堆與先進(jìn)沸水堆的安全系統(tǒng)都采用了非能動(dòng)安全系統(tǒng)。它們?cè)O(shè)計(jì)為給水流量直接進(jìn)入壓力容器，從反應(yīng)堆出來(lái)的蒸汽流入汽輪機(jī)，通過(guò)給水流量和蒸汽平衡關(guān)系來(lái)維持壓力容器的冷卻劑質(zhì)量流量；通過(guò)給水流量來(lái)控制主蒸汽溫度；通過(guò)控制棒控制堆芯功率。但超臨界水堆的緊急停堆系統(tǒng)具有多樣的緊急停堆系統(tǒng)，由主冷卻劑流量低 （＜90%）、壓力升高 （26MPa）、壓力降低 （24MPa）、主停止閥關(guān)閉等信號(hào)觸發(fā)緊急停堆。而先進(jìn)沸水堆緊急停堆信號(hào)主要為主蒸汽管道隔離、安全殼干井壓力高、抑壓池溫度高、主蒸汽管道放射性水平高、中子通量監(jiān)測(cè)系統(tǒng)觸發(fā)停堆信號(hào)等。先進(jìn)沸水堆采用的一體化簡(jiǎn)化系統(tǒng)與設(shè)備，減小由于系統(tǒng)及設(shè)備故障帶來(lái)的風(fēng)險(xiǎn)，這一點(diǎn)和超臨界水堆類似，但超臨界水堆的系統(tǒng)同時(shí)具有能動(dòng)控制系統(tǒng)和非能動(dòng)控制系統(tǒng)，在事故發(fā)生時(shí)能同時(shí)投入運(yùn)行，這是先進(jìn)沸水堆不具備的。雖然先進(jìn)沸水堆的蒸汽驅(qū)動(dòng)的安全殼堆芯隔離冷卻系統(tǒng) （RCIC）、交流電源的補(bǔ)水系統(tǒng) （ACIWA）提高了先進(jìn)沸水堆緩解全場(chǎng)斷電事故的能力，但在安全性能上仍存在不穩(wěn)定因素。

5 結(jié)論

超臨界水堆與先進(jìn)沸水堆在結(jié)構(gòu)方面和原理方面具有很多相似點(diǎn)，在結(jié)構(gòu)上都非常簡(jiǎn)單，都沒(méi)有蒸汽發(fā)生器，反應(yīng)堆和汽輪機(jī)發(fā)電組構(gòu)成一個(gè)閉合循環(huán)回路，都采用直接循環(huán)方式；給水直接流入壓力容器，蒸汽直接進(jìn)入汽輪機(jī)，保持給水和蒸汽間的平衡來(lái)維持壓力容器中的冷卻劑流量。但超臨界水堆相對(duì)先進(jìn)沸水堆來(lái)講其在經(jīng)濟(jì)性、競(jìng)爭(zhēng)力及熱效率方面更好。

（1）超臨界水堆由于超臨界水不存在汽水兩相，不會(huì)發(fā)生偏離泡核沸騰現(xiàn)象，又因?yàn)椴捎玫氖欠悄軇?dòng)和能動(dòng)相結(jié)合系統(tǒng)，具有較好的安全特性；

（2）超臨界水堆相比先進(jìn)沸水堆，其取消了蒸汽分離器、干燥器和再循環(huán)泵，反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)更簡(jiǎn)化；

（3）相同功率的超臨界水堆和先進(jìn)沸水堆相比，超臨界水堆比焓高、流量低、壓力下降速率更快，使其泵消耗功率低；

（4）超臨界水堆安全系統(tǒng)與先進(jìn)沸水堆安全系統(tǒng)都采用非能安全系統(tǒng)和能動(dòng)系統(tǒng)，但在超臨界水堆能動(dòng)安全系統(tǒng)中，壓力控制系統(tǒng)控制速度較快，非能動(dòng)控制系統(tǒng)則較為穩(wěn)定。

［1］李翔，李慶，夏榜樣，等．中國(guó)超臨界水冷堆CSR1000總體設(shè)計(jì)研究 ［J］．核動(dòng)力工程，2013（1）：5-8．

［2］劉信榮，陳志奇，侯忠松．先進(jìn)沸水堆 （ABWR）的特性與可用性 ［J］．山東電力技術(shù)，1996，05：46-53．

［3］李滿昌，王明利．超臨界水冷堆開(kāi)發(fā)現(xiàn)狀與前景展望 ［J］．核動(dòng)力工程，2006（2）：1-4+44．

［4］馮琳娜，朱發(fā)文，龐華，等．超臨界水冷堆燃料組件研發(fā)概況 ［J］．科技視界，2014，35：322-323．

［5］Wu P，Gou J L，Shan J Q，et al．Preliminary safety evaluation for CSR1000 with passive safety system．Annals of Nuclear Energy［J］．2014，65：390-401．

［6］Y．Oka，S．Koshizuka，Y．Ishiwatari，et al．Super Light Water Reactors and Super Fast Reactors［M］．Springer New York Dordrecht Heidelberg London，2010．

［7］羅峰，周濤，侯周森，程萬(wàn)旭，陳娟．超臨界水冷堆與WWER1000型壓水堆的安全特性比較分析 ［JJ］．華北電力技術(shù)，2012，10：1-5+19．

［8］杜代全，肖澤軍，閆曉，等．超臨界水冷堆CSR1000燃料組件子通道分析［J］．核動(dòng)力工程，2013，34（01）：40-44．

［9］劉亮，周濤，陳杰，等．超臨界水堆典型事故分析 ［J］．核動(dòng)力工程，2016，02：151-155．

［10］顧軍楊、陳連發(fā)．先進(jìn)沸水堆核電廠 ［M］．中國(guó)電力出版社，2007．

［11］夏榜樣，楊平，王連杰，等．超臨界水冷堆CSR1000堆芯初步概念設(shè)計(jì) ［J］．核動(dòng)力工程，2013，34（1）：9-14．

［12］李翔，李慶，夏榜樣，等．中國(guó)超臨界水冷堆CSR1000總體設(shè)計(jì)研究 ［J］．核動(dòng)力工程，2013，34（01）：5-8．

［13］隋海明，單建強(qiáng)，黃學(xué)孔，等．超臨界水冷堆專設(shè)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)方案 ［J］．核動(dòng)力工程，2013（1）：71-74．

［14］陳杰，周濤，劉亮，等．AP1000機(jī)組小破口失水事故模擬分析 ［J］．華電技術(shù)，2016（1）：68-71+75+79．

［15］張宏亮，羅英，李翔，等．CSR1000結(jié)構(gòu)總體設(shè)計(jì)方案［J］．核動(dòng)力工程，2013（1）：52-56．

［16］李臻洋，周濤，孫燦輝．超臨界水冷堆堆芯簡(jiǎn)化模型流量分配研究 ［J］．核動(dòng)力工程，2011（1）：52-57．

Comparative Safety Analysis between SCWR and ABWR

JIE Chen，TAO ZHou?，LIANG Liu
（School of Nuclear science and Engineering，North China Electric Power University，Beijing，102026，China）

There are many similarities in structure and principle between Supercritical water reactor（SCWR）and advanced boiling water reactor（ABWR）．However，There are some different safety characteristics in them．Compared with both analysis of SCWR and ABWR reactor core and safety systems，we concluded that SCWR water is no phase change and the core without burning phenomenon behind supercritical pressure．SCWR ABWR safety system and safety systems are non-safe systems and passive systems，but SCWR passive safety systems，which control the pressure control system faster，rather than the active control system is more stable．Therefore，SCWR on the security features of safety coefficient is better than ABWR．

SCWR；ABWR；Core system；Security System；Security Features

TL36

：A

：1672-5360（2016）04-0059-06

2016-09-11

2016-10-24

中核核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室課題，項(xiàng)目編號(hào)2014BH0041；中央高校基本科研業(yè)務(wù)專項(xiàng)資金項(xiàng)目，項(xiàng)目編號(hào)2014BJ0086

陳 杰 （1991—），男，湖南衡陽(yáng)人，研究生，華北電力大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院，研究方向?yàn)楹藷峁にεc安全

?通訊作者：周 濤，E-mail：zhoutao＠ncepu．edu．cn