“超临界水堆”的意思、由来-中文百科全书

1.超临界水堆概述

自从20世纪50年代和平利用核能以来，世界上已经成功开发出了三代核能系统。近年来，为进一步提高核能系统的各种效益，世界各国提出了许多反应堆设计和核燃料循环方案的新概念。2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个国家派专家参加了“第四代国际核能论坛（GIF）”，并于2001年7月共同签署协议合作开发第四代核能系统，以满足今后较长一个时期的能源需求[1]。

第四代核能系统开发的目标是：在2030年之前创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展以及防核扩散等方面都要有显著提高，同时在研究开发反应堆装置的同时要考虑核燃料循环的问题。2002年5月，巴黎GIF研讨会选出了六种优先发展的第四代核能系统[2]，这六种核能系统既包括热中子堆也包括快中子堆，分别为：超高温气冷堆（VHTR）、熔盐堆（MSR）、超临界水冷堆（SCWR）、带有先进燃料循环的钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）和气冷快堆（GFR）。

2. 超临界水堆的开发现状

超临界水堆的概念最先是由美国西屋公司（Westinghouse）和通用电气（General Electric）在上世纪50年代提出，美国和前苏联于50年代和60年代对SCWR做了初步研究。在70年代，阿贡国家实验室（ANL）对这一概念作了回顾总结。经过三十多年核能发展的低潮之后，在90年代，日本东京大学的Oka教授重新提出超临界水堆这一概念，并且作了进一步的发展[4]。

SCWR核能系统的主要发展目标

包括两方面[5]：一方面是提高热效率，从目前反应堆的33%—35%提高到40%—45%；另一方面是降低反应堆运行成本，使每千瓦发电成本降低到1000美元以下。SCWR较好的经济性和安全性在最近几十年重新引起了日本、美国、俄罗斯和欧盟等国的重视，各国纷纷开展合作，对SCWR进行各方面的相关研究[3]。

从1989年开始，日本东京大学就对SCWR相关课题进行了研究[4]。目前日本对SCWR的研究分别有热中子堆和快中子堆两种堆型开发计划。其中快中子堆型的研发由东京大学主持，于2005年12月开始，计划于2010年3月完成。该研究计划又分为“超临界快堆概念设计”、“超临界传热试验”以及“材料技术研究”等三个方面。而热中子堆型的研究属于GIF合作的一部分，由东芝公司主持，于2008年开始，计划于2011年完成。该研究计划分为“反应堆系统综合和评估”、“热工水力安全”和“材料化学技术研究”等方面[6],[7]。

美国于上世纪90年代末启动了由能源部赞助的核能研究计划（NERI）来发展新一代核能技术，对包括SCWR在内的新堆型在反应堆设计、材料、堆工程和安全以及辐照化学等领域开展了一系列研究工作。2003年启动了SCWR研究开发计划，进行了SCWR的预概念设计和超临界工况下的材料、流动传热等基础问题的研究。参加单位有爱德华国家工程和环境实验室（INEEL）、阿贡国家实验室（ANL）、橡树岭国家试验室（ORNL）、西屋电气公司、BREI公司和麻省理工学院（MIT）等[8]。

加拿大关于SCWR的主要工作在加拿大原子能公司（AECL）进行。它致力于在CANDU堆型的基础上开发第四代反应堆，提出了CANDU-SCWR概念。除了一些预概念设计之外，加拿大对超临界流体传热试验研究、材料腐蚀试验、燃料棒束设计、燃料循环评价、堆芯设计和主回路冷却剂特性等方面做了一些研究[9],[10]。与此同时与中国也开展了部分合作研究。

韩国积极参与国际核能研究计划I-NERI和第四代核能系统国际研发计划GIF，目前主要进行可行性研究。对堆芯概念设计、超临界传热试验以及材料腐蚀和辐照等方面进行了一系列的研究，为韩国政府的最终开发决策提供依据[11],[12]。

欧盟委员会在第五框架计划下资助了欧洲第一个SCWR的研究计划，该计划从2000年开始启动，有德国、法国、意大利等7家研究机构参与。该计划主要进行了SCWR的预概念设计和可行性研究，目前已基本完成。2006年，在第六框架计划下，欧盟批准继续资助欧洲SCWR的研究计划，这次参加机构扩大到10家。第二个项目的研究将更侧重于基础技术方面。中长期目标是对包括材料性能、超临界水传热试验、临界流动试验研究、棒束传热试验、中子学验证试验、衰变热排出试验以及LOCA分离效应试验等方面开展一系列的研究，并于2020年完成概念设计，建成原型超临界水冷堆（POAK）[13],[14]。

中国科技部已经于2007年批准了国内8家相关单位申请的973计划项目“超临界水堆关键科学问题的基础研究”。主要开展SCWR的预概念设计和基础技术的研究，例如材料科学，热工水力技术和中子物理等，为未来中国SCWR重大技术研发提供理论依据与技术基础[15]。

目前世界上参与SCWR技术开发的国家机构主要包括美国、加拿大、日本、俄罗斯、欧洲以及韩国等国的研究部门、工业部门和大学等，完成的主要研究工作包括[3]：

（1）提出了SCWR的几种预概念设计：① 超临界压力水冷热中子堆；② 超临界压力水冷快中子堆；③ 超临界压力水冷混合中子谱堆；④ 超临界压力水冷球床堆；⑤ 超临界压力重水堆。

（2）开展了相应的安全性、稳定性、非能动安全系统、燃料元件和堆芯部件、高温材料、超临界压力水化学、超临界压力条件下的堆芯热工水力和核物理特性等初步分析研究。

3. 超临界水堆的技术特性

在表 11中给出了几种主要的SCWR设计方案，以上各种方案在堆芯布置、燃料、慢化剂以及运行参数等方面都各有特点。综合考虑，SCWR与目前运行的水冷堆相比，在技术上有很多先进性，但也存在一定的缺点。

SCWR的先进性包括

1)热效率高：采用超临界压力轻水作冷却剂，冷却剂工作在高温、高压状态，出口温度较高，热效率明显高于现在运行的轻水堆，可达38%—45%。

2)系统结构简化：由于超临界水物性连续变化，不存在相变，可以采用直接循环。其高比焓的特性使得反应堆所需冷却剂流量大大降低，从而使反应堆和安全壳更加紧凑，压力容器、安全壳、厂房、乏燃料池、冷却塔都更小。与传统PWR相比，取消了蒸汽发生器和稳压器以及相关的二回路系统；与传统BWR相比，取消了蒸汽干燥器、汽水分离器和再循环泵。因此SCWR装置流程简单，系统简化。

3)安全性好：超临界压力水无相变，与传统水冷堆相比，没有沸腾危机问题，排除了堆芯传热状态的不连续性，堆芯无烧毁现象。加上非能动安全系统的采用，使得SCWR具有很好的安全特性。

4)良好的经济性：超临界水堆由于系统简化、设备减少、热效率高以及单堆功率大等优点，经济竞争能力突出。

5）有利于核燃料利用：通过改变堆芯燃料组件设计，超临界水冷堆可以设计成热中子谱反应堆，也可以是快中子谱反应堆，具有两种可选的燃料循环方式。

SCWR目前存在的缺点主要有

1）较高的材料性能要求：超临界条件下需要包壳和结构材料有更好的耐高温、耐腐蚀性能，有更高的强度（目前基本用镍基合金替代锆合金）。

2）镍基合金具有较大的中子吸收截面，使得SCWR采用的燃料富集度要远大于目前的水冷堆。

4.超临界水堆的主要堆型

SCWR的开发可以基于目前已有的一些主要技术，例如：沸水堆的直接循环系统，不需要蒸汽发生器，冷却剂直接进入汽轮机；超临界火电厂中的超临界汽轮机，已有了多年的运行经验等等。因此，SCWR大体上可以分为两种具有代表性的堆型：①与传统的压水堆和沸水堆设计类似的压力容器式SCWR；②与传统的CANDU重水堆和RBMK反应堆类似的压力管式SCWR。

美国、日本、欧洲、韩国和中国主要倾向于开发带有传统一回路的压力容器式SCWR，而俄罗斯和加拿大主要发展压力管式SCWR。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。如图 11所示，该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率。该系统的燃料棒设计与水冷堆类似，采用UO2芯块。由于高温下镍基合金的强度等性能较好，因此，用镍基合金代替锆合金作为燃料棒包壳，但这也造成所需燃料富集度较高，为6.1%，包壳温度设计限值为650℃。其堆芯装有121个正方形燃料组件，每个组件包含300根燃料棒，组件中排列多个正方形水棒作为慢化剂。采用控制棒束作为主要的反应性控制手段，控制棒驱动机构安装在反应堆压力容器顶部；辅助的停堆反应性控制通过硼水注入系统来实现。两套系统均能在冷态下使反应堆停堆。