超臨界水冷反應堆和節(jié)省鈾資源

    第四代核能系統(tǒng)國際論壇(GIF)推薦了6種概念堆型作為優(yōu)先開發(fā)目標：氣冷快堆、鉛冷快堆、鈉冷快堆、熔鹽堆、超臨界水冷堆和超高溫氣冷堆。高溫氣冷堆和鈉冷快堆在我國已是耳熟能詳，唯一被推薦的水冷反應堆一超臨界水冷堆，由于其顯著特點，是極具開發(fā)前景的堆型。

    1、超臨界水及其特征

    水的熱力學臨界點在22．12MPa(臨界壓力)、374．3 OC (臨界溫度)。在臨界壓力以下，水在定壓條件下被加熱，其溫度上升到相應的飽和溫度時，產生水和蒸汽共存的沸騰現(xiàn)象，直到全部水被蒸發(fā)后，系統(tǒng)的溫度再上升成為過熱蒸汽。而在臨界壓力條件下，水和蒸汽的性質變得相同。在超臨界壓力下加熱水，具有壓縮水性質的單相流體將連續(xù)平滑地轉變成具有類似過熱蒸汽性質的單相流體。亦即，液相和汽相共存的濕蒸汽領域完全消失一超臨界  水不存在相變，只有單相，其熱力學性質更“像”過熱蒸汽。超臨界壓力下上的水，在臨界點溫度以上—個溫度范圍內，其熱物理性質如焓、密度、定壓比熱都發(fā)生急劇變化。

    2、超臨界火電機組已是被廣泛采用的成熟技術

20世紀60年代到70年代，人們從超臨界水的特點進而認識到超臨界循環(huán)比亞臨界循環(huán)的效率更高時，發(fā)達國家的電力公司利用這一技術大力興建發(fā)電廠。粗略統(tǒng)計，目前全世界有多余520臺超臨界甚至超超臨界機組在運行。
    典型的亞臨界火電廠應用的蒸汽參數(shù)條件為17MPa／556 OC／556 OC；多  數(shù)超臨界火電廠蒸汽工況為24MPa／556 OC／556 OC，較新電廠蒸汽溫度已爬升到超超臨界范圍內，接近611 OC，近期有望達到28MPa／638 OC (于1960  年建成的Eddystonel號機參數(shù)一直是世界上最高運行參數(shù)32MPa／628 OC)。

    3、超臨界水冷反應堆核電站

    水冷反應堆(壓水反應堆和沸水反應堆)是目前世界核電站主流反應堆型，作為冷卻劑的水是工作在臨界點之下。超臨界水冷反應堆是待開發(fā)的第四代堆型，在高于水的熱力學臨界點的工況下運行，是一種高溫高壓的水冷反應堆，冷卻劑的參考熱工參數(shù)為25MPa／280 OC／570 OC (壓力／進口溫度／出口溫度)。超臨界水冷反應堆的研發(fā)歷史可以追溯到20世紀60年代，不比超  臨界火電技術起步晚多少。在核裂變能開發(fā)利用過程中，工作在臨界點以下的水冷反應堆首先被開發(fā)成功并推廣應用，猶如亞臨界工況下的火電廠。隨著全球范圍核電再次被關注，追求更高的熱循環(huán)效率，核能界也把目光投向超臨界水冷反應堆。
    超臨界水冷反應堆核電站的核島，很多技術基于現(xiàn)有水冷反應堆；而常規(guī)島，更可以直接借鑒超臨界／超超臨界火電廠的技術，自主化的百萬千瓦級超臨界／超超臨界火電機組也已在我國推廣應用。事實上，超臨界水冷反應堆是目前水冷反應堆進一步演變的結果，壓水堆(PWR)一沸水堆(BWR)一先進沸水堆(ABWR)一經濟簡化沸水堆(ESBWR)一超臨界水冷反應堆(SCWR)，它是一種最簡化的一體化水冷反應堆。

    超臨界水冷反應堆的主要特點是：

    *在SCWR內，超過臨界壓力的水沒有相變，在膺臨界溫度(25Mpa下為385 OC)及高于該溫度下，水的焓值很高，熱量能被冷卻劑有效帶出，且“類似過熱蒸汽”，堆芯出口處無需汽一水分離，堆芯流出的高溫冷卻劑  可以直接驅動透平發(fā)電一直流熱力循環(huán)，見圖2。
    *SCWR在25MPa／280 OC／500 OC下運行，核電機組熱效率可達43．8％，比現(xiàn)有(包括第3代PWR核電技術)壓水堆核電站的熱效率(33％～35％)  要高25％～32．7％。隨著出口溫度增加，熱效率還要高。
SCWR的中子能譜可以靈活設計，堆芯可以工作在熱中子能譜、中能中子能譜甚至快中子能譜之下，可以設計出高轉換比乃至增殖比的堆芯。
    *SCWR進出口溫差大 ，堆芯在滿功率下具有全自然循環(huán)能力，堆的冷卻系統(tǒng)無需主泵；采用直流熱力循環(huán)無需壓水堆必須的蒸汽發(fā)生器、汽水分離器、蒸汽干燥器、穩(wěn)壓器等主要設備，使系統(tǒng)大大簡化，從而安全殼尺寸大大縮小。SCWR汽輪機進口比焓要比PWR核電機組汽輪機進口比焓高很多，使主要設備尺寸減少，結構緊湊。SCWR的壓力容器和PWR的相同，其安全殼和ABWR的相近，但體積明顯減少。所有這些都使SCWR建造的  比投資大大減少。
    *超臨界水的物性變化連續(xù)，不存在兩相共存現(xiàn)象，相當于過熱蒸汽的單相流體，與水冷堆內的兩相流相比，在設計準則和計算分析上都有優(yōu)勢。針對已有水冷堆各類計算機程序，對超臨界工況下冷卻劑物性的急劇變化引  起堆芯物理、熱工水力及其間的耦合的變化，要做適應性修改或開發(fā)，這表明SCWR的安全性分析、穩(wěn)定性和控制也成為SCWR研發(fā)的主要課題。
    *超臨界工況下，需要燃料包殼、結構材料能更好地耐高溫、耐腐蝕，要有更好的強度，要探索更適合的反應堆材料。超，臨界工況下的冷卻劑、包殼和結構材料的輻照特性有待進一步試驗研究。通?？杀贿x用的鎳基合金材料有較大的中子吸收截面(鋯合金的10倍)，中子經濟性差，需要高富集度燃料補償，估計的富集度要在6．5％以上，遠高于目前的PWR的～4％。

    4、超臨界水冷反應堆在中國的現(xiàn)實性

    世界核能界普遍認為第四代核能系統(tǒng)(包括反應堆和燃料循環(huán))的研發(fā)目標是：經濟性、可持續(xù)性、安全性、防止核擴散和實體保護。核電業(yè)主和消費者最關心的是：經濟性明顯改善、高放廢物永久貯存得到合理和可靠的解決。緩解全球變暖，加之油價持續(xù)攀升，是刺激建設新核電機組的主要因素。但世界范圍內規(guī)模建設新核電機組是在2015—2020年以后。2020年以后，我國即使保持2020年核電所占發(fā)電總量之比例，仍需批量建設新核電機組。根據新堆型開發(fā)的成熟性，決定建設什么堆型的新核電機組。超臨界水冷反應堆的技術基礎源于水冷堆和超臨界／超超臨界火電機組，在我國研發(fā)超臨界水冷反應堆最具現(xiàn)實性：
    *超臨界水冷反應堆是水冷堆的進一步發(fā)展，而壓水堆是迄今和今后我國核電發(fā)展的主導堆型。在已有壓水堆技術和相應配套研發(fā)設施、設備制造能力基礎上研發(fā)SCWR，能與成熟的壓水堆技術很好地銜接。
    *超臨界火電機組在世界范圍內、包括在中國的應用都已是成熟技術，超臨界水冷反應堆機組的常規(guī)島容易與之結合，還可以借鑒超臨界火電機組耐高溫材料和水處理控制技術的經驗。
    *超臨界工況使水冷堆的系統(tǒng)和設備大大簡化，繼而核電站的造價和運行成本大為降低，經濟性明顯改善。
    *冷卻劑平均密度較低，可以靈活設計堆芯的中子能譜，超臨界水冷反應堆不僅能被設計成熱中子堆，也可以設計成快中子堆，意味著在SCWR內提高核燃料利用率的潛力。
    *SCWR設計目標使熱效率高、發(fā)電成本低。與PWR相比，更有利于有效利用和節(jié)約鈾資源，有利于核電可持續(xù)發(fā)展。

    5、超臨界水冷反應堆和節(jié)省鈾資源

    人們預期的2020年中國核電規(guī)劃目標對鈾資源的需求已很可觀。中國核電發(fā)展的歷程表明，很難對長期發(fā)展作出準確預測。但是，中國大規(guī)模發(fā)展核電，鈾資源保障是必須考慮的最主要因素之一。鈾資源是不可再生資源，猶如化石燃料不可再生。當核電機組的裝機容量確定后，鈾的年需求量和機組的熱效率成反比。如前文所述，SCWR熱效率比PWR高出25％～32．7％，意味著發(fā)電量相同，SCWR將比PWR節(jié)省鈾資源25％～32．7％?；蛘?，同樣數(shù)量的鈾資源，可以多支持1／4到1／3數(shù)量的核電機組。相應地，為獲得濃縮鈾而對分離功的年需求量也將減少。燃料組件制造量和乏燃料產生量也都相應地明顯減少。若將SCWR設計成快中子堆，鈾資源的可利用率也將大大提高，從鈾資源保障角度看，這有利于中國核電可持續(xù)發(fā)展。
    在可預見的未來，中國發(fā)展超臨界水冷反應堆是更高效率利用和節(jié)省鈾資源最現(xiàn)實的路徑，超臨界水冷反應堆可能成為支持中國核電可持續(xù)發(fā)展的重要堆型。(轉載請注明作者和來源中國核電信息網)