超臨界水冷反應(yīng)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(biāo)：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(yīng)堆一超臨界水冷堆，由于其顯著特點(diǎn)，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(xué)臨界點(diǎn)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(yīng)的飽和溫度時(shí)，產(chǎn)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(zhì)變得相同。在超臨界壓力下加熱水，具有壓縮水性質(zhì)的單相流體將連續(xù)平滑地轉(zhuǎn)變成具有類似過熱蒸汽性質(zhì)的單相流體。亦即，液相和汽相共存的濕蒸汽領(lǐng)域完全消失一超臨界  水不存在相變，只有單相，其熱力學(xué)性質(zhì)更“像”過熱蒸汽。超臨界壓力下上的水，在臨界點(diǎn)溫度以上—個(gè)溫度范圍內(nèi)，其熱物理性質(zhì)如焓、密度、定壓比熱都發(fā)生急劇變化。

    2、超臨界火電機(jī)組已是被廣泛采用的成熟技術(shù)

20世紀(jì)60年代到70年代，人們從超臨界水的特點(diǎn)進(jìn)而認(rèn)識(shí)到超臨界循環(huán)比亞臨界循環(huán)的效率更高時(shí)，發(fā)達(dá)國家的電力公司利用這一技術(shù)大力興建發(fā)電廠。粗略統(tǒng)計(jì)，目前全世界有多余520臺(tái)超臨界甚至超超臨界機(jī)組在運(yùn)行。
    典型的亞臨界火電廠應(yīng)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(nèi)，接近611 OC，近期有望達(dá)到28MPa／638 OC (于1960  年建成的Eddystonel號(hào)機(jī)參數(shù)一直是世界上最高運(yùn)行參數(shù)32MPa／628 OC)。

    3、超臨界水冷反應(yīng)堆核電站

    水冷反應(yīng)堆(壓水反應(yīng)堆和沸水反應(yīng)堆)是目前世界核電站主流反應(yīng)堆型，作為冷卻劑的水是工作在臨界點(diǎn)之下。超臨界水冷反應(yīng)堆是待開發(fā)的第四代堆型，在高于水的熱力學(xué)臨界點(diǎn)的工況下運(yùn)行，是一種高溫高壓的水冷反應(yīng)堆，冷卻劑的參考熱工參數(shù)為25MPa／280 OC／570 OC (壓力／進(jìn)口溫度／出口溫度)。超臨界水冷反應(yīng)堆的研發(fā)歷史可以追溯到20世紀(jì)60年代，不比超  臨界火電技術(shù)起步晚多少。在核裂變能開發(fā)利用過程中，工作在臨界點(diǎn)以下的水冷反應(yīng)堆首先被開發(fā)成功并推廣應(yīng)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(guān)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(yīng)堆。
    超臨界水冷反應(yīng)堆核電站的核島，很多技術(shù)基于現(xiàn)有水冷反應(yīng)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(shù)，自主化的百萬千瓦級(jí)超臨界／超超臨界火電機(jī)組也已在我國推廣應(yīng)用。事實(shí)上，超臨界水冷反應(yīng)堆是目前水冷反應(yīng)堆進(jìn)一步演變的結(jié)果，壓水堆(PWR)一沸水堆(BWR)一先進(jìn)沸水堆(ABWR)一經(jīng)濟(jì)簡化沸水堆(ESBWR)一超臨界水冷反應(yīng)堆(SCWR)，它是一種最簡化的一體化水冷反應(yīng)堆。

    超臨界水冷反應(yīng)堆的主要特點(diǎn)是：

    *在SCWR內(nèi)，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(qū)動(dòng)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(yùn)行，核電機(jī)組熱效率可達(dá)43．8％，比現(xiàn)有(包括第3代PWR核電技術(shù))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(shè)計(jì)，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(shè)計(jì)出高轉(zhuǎn)換比乃至增殖比的堆芯。
    *SCWR進(jìn)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(shè)備，使系統(tǒng)大大簡化，從而安全殼尺寸大大縮小。SCWR汽輪機(jī)進(jìn)口比焓要比PWR核電機(jī)組汽輪機(jī)進(jìn)口比焓高很多，使主要設(shè)備尺寸減少，結(jié)構(gòu)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(dāng)于過熱蒸汽的單相流體，與水冷堆內(nèi)的兩相流相比，在設(shè)計(jì)準(zhǔn)則和計(jì)算分析上都有優(yōu)勢。針對(duì)已有水冷堆各類計(jì)算機(jī)程序，對(duì)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(yīng)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(jié)構(gòu)材料能更好地耐高溫、耐腐蝕，要有更好的強(qiáng)度，要探索更適合的反應(yīng)堆材料。超，臨界工況下的冷卻劑、包殼和結(jié)構(gòu)材料的輻照特性有待進(jìn)一步試驗(yàn)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(jīng)濟(jì)性差，需要高富集度燃料補(bǔ)償，估計(jì)的富集度要在6．5％以上，遠(yuǎn)高于目前的PWR的～4％。

    4、超臨界水冷反應(yīng)堆在中國的現(xiàn)實(shí)性

    世界核能界普遍認(rèn)為第四代核能系統(tǒng)(包括反應(yīng)堆和燃料循環(huán))的研發(fā)目標(biāo)是：經(jīng)濟(jì)性、可持續(xù)性、安全性、防止核擴(kuò)散和實(shí)體保護(hù)。核電業(yè)主和消費(fèi)者最關(guān)心的是：經(jīng)濟(jì)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(jià)持續(xù)攀升，是刺激建設(shè)新核電機(jī)組的主要因素。但世界范圍內(nèi)規(guī)模建設(shè)新核電機(jī)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(shè)新核電機(jī)組。根據(jù)新堆型開發(fā)的成熟性，決定建設(shè)什么堆型的新核電機(jī)組。超臨界水冷反應(yīng)堆的技術(shù)基礎(chǔ)源于水冷堆和超臨界／超超臨界火電機(jī)組，在我國研發(fā)超臨界水冷反應(yīng)堆最具現(xiàn)實(shí)性：
    *超臨界水冷反應(yīng)堆是水冷堆的進(jìn)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(dǎo)堆型。在已有壓水堆技術(shù)和相應(yīng)配套研發(fā)設(shè)施、設(shè)備制造能力基礎(chǔ)上研發(fā)SCWR，能與成熟的壓水堆技術(shù)很好地銜接。
    *超臨界火電機(jī)組在世界范圍內(nèi)、包括在中國的應(yīng)用都已是成熟技術(shù)，超臨界水冷反應(yīng)堆機(jī)組的常規(guī)島容易與之結(jié)合，還可以借鑒超臨界火電機(jī)組耐高溫材料和水處理控制技術(shù)的經(jīng)驗(yàn)。
    *超臨界工況使水冷堆的系統(tǒng)和設(shè)備大大簡化，繼而核電站的造價(jià)和運(yùn)行成本大為降低，經(jīng)濟(jì)性明顯改善。
    *冷卻劑平均密度較低，可以靈活設(shè)計(jì)堆芯的中子能譜，超臨界水冷反應(yīng)堆不僅能被設(shè)計(jì)成熱中子堆，也可以設(shè)計(jì)成快中子堆，意味著在SCWR內(nèi)提高核燃料利用率的潛力。
    *SCWR設(shè)計(jì)目標(biāo)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(yīng)堆和節(jié)省鈾資源

    人們預(yù)期的2020年中國核電規(guī)劃目標(biāo)對(duì)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(duì)長期發(fā)展作出準(zhǔn)確預(yù)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(dāng)核電機(jī)組的裝機(jī)容量確定后，鈾的年需求量和機(jī)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(jī)組。相應(yīng)地，為獲得濃縮鈾而對(duì)分離功的年需求量也將減少。燃料組件制造量和乏燃料產(chǎn)生量也都相應(yīng)地明顯減少。若將SCWR設(shè)計(jì)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(yù)見的未來，中國發(fā)展超臨界水冷反應(yīng)堆是更高效率利用和節(jié)省鈾資源最現(xiàn)實(shí)的路徑，超臨界水冷反應(yīng)堆可能成為支持中國核電可持續(xù)發(fā)展的重要堆型。(轉(zhuǎn)載請(qǐng)注明作者和來源中國核電信息網(wǎng))