超臨界水堆:反應堆簡介,開發現狀,發展目標,研究工作,主要技術方案,技術特性,

超臨界水堆（SCWR）是六種第四代核反應堆中唯一以輕水做冷卻劑的反應堆，它是在現有水冷反應堆技術和超臨界火電技術基礎上發展起來的革新設計。與目前運行的水冷堆相比，它具有系統簡單、裝置尺寸小、熱效率高、經濟性和安全性更好的特點。這讓SCWR成為一種比較有前途的先進核能系統。

基本介紹

中文名：超臨界水堆
外文名：supercritical water reactor(SCWR)
特點：系統簡單、裝置尺寸小熱效率高等
類型：唯一以輕水做冷卻劑的反應堆
概念提出：美國西屋公司和通用電氣
時間提出：上世紀50年代

反應堆簡介,開發現狀,發展目標,研究工作,主要技術方案,技術特性,

反應堆簡介

超臨界水冷堆是被國際上選定為第四代核能系統長遠開發的6 種堆型之一，是在現有LWR 和超臨界火電技術基礎上發展起來的革新型設計。在技術上，超臨界水冷堆可以借鑑現有PWR 和超臨界火電的設計、建造和運行經驗，不存在不可逾越的技術障礙。中國的目標都是採用壓水堆技術，考慮到技術的繼承性和可持續發展的要求，開發和研製超臨界水冷堆核能系統是必然的選擇。

自從20世紀50年代和平利用核能以來，世界上已經成功開發出了三代核能系統。為進一步提高核能系統的各種效益，世界各國提出了許多反應堆設計和核燃料循環方案的新概念。2000年1月，在美國能源部的倡議下，美國、英國、瑞士、南非、日本、法國、加拿大、巴西、韓國和阿根廷等十個國家派專家參加了“第四代國際核能論壇（GIF）”，並於2001年7月共同簽署協定合作開發第四代核能系統，以滿足今後較長一個時期的能源需求。

2001 年7 月，美、英、日、法等10個國家簽署協定，正式成立了“第四代核能系統國際論壇(GIF)”，決定聯合開發新一代核能系統，以滿足今後20 年，乃至更長一個時期的能源需求。第四代核能系統的先進性指標將超越前三代，預計在2030 年前後可達到工業套用水平。在第四代核能系統國際研討會上，超臨界水冷堆被GIF選定為長遠開發目標的6 種堆型之一，也是唯一被選定的輕水堆型。這是一種革新型的核能系統，計畫投入研發經費約10 億美元，其研發目標是在2030 年左右進入工業套用階段。

第四代核能系統開發的目標是：在2030年之前創新地開發出新一代核能系統，使其在安全性、經濟性、可持續發展以及防核擴散等方面都要有顯著提高，同時在研究開發反應堆裝置的同時要考慮核燃料循環的問題。2002年5月，巴黎GIF研討會選出了六種優先發展的第四代核能系統[，這六種核能系統既包括熱中子堆也包括快中子堆，分別為：超高溫氣冷堆（VHTR）、熔鹽堆（MSR）、超臨界水冷堆（SCWR）、帶有先進燃料循環的鈉冷快堆（SFR）、鉛冷快堆（LFR）和氣冷快堆（GFR）。

開發現狀

超臨界水堆的概念最先是由美國西屋公司（Westinghouse）和通用電氣（General Electric）在上世紀50年代提出，美國和前蘇聯於50年代和60年代對SCWR做了初步研究。在70年代，阿貢國家實驗室（ANL）對這一概念作了回顧總結。經過三十多年核能發展的低潮之後，在90年代，日本東京大學的Oka教授重新提出超臨界水堆這一概念，並且作了進一步的發展。

發展目標

包括兩方面：一方面是提高熱效率，從已知的反應堆的33%—35%提高到40%—45%；另一方面是降低反應堆運行成本，使每千瓦發電成本降低到1000美元以下。SCWR較好的經濟性和安全性，重新引起了日本、美國、俄羅斯和歐盟等國的重視，各國紛紛開展合作，對SCWR進行各方面的相關研究。

從1998 年開始，在日本科學促進會的資助下，東京大學對超臨界壓力水化學、輻射損傷和傳熱惡化現象等進行了研究。2000 年，在日本通產省的資助下，開始對SCWR 進行研究開發。技術開發計畫分為3 個子課題進行，即“反應堆概念的相關技術研究”、“傳熱與流動的相關技術研究”和“材料與化學的相關技術研究”。參與研究的單位包括東芝公司、日立公司、九州大學和東京大學等。

美國 1999 年啟動了核能研究計畫(NERI)發展新一代核能技術，選擇了包括超臨界水冷反應堆在內的新堆型進行技術攻關，在反應堆設計、材料、堆工程和安全、以及輻照化學等領域開展工作。2003 年啟動了SCWR 研究開發計畫，參加單位有愛德華國家工程和環境實驗室(INEEL)、阿貢國家實驗室(ANL)、橡樹嶺國家實驗室(ORNL)、西屋電氣公司、BREI 公司和麻省理工學院(MIT)等，並由INEEL 負責組織實施。

加拿大提出了 CANDU-X 概念，開展了超臨界流體傳熱試驗研究、材料腐蝕試驗、燃料棒束設計、燃料循環評價、堆芯設計和主迴路冷卻劑特性研究。

韓國目正在開展可行性研究，積極參與國際核能研究計畫I-NERI 和第四代核能系統國際研發計畫GEN-IV。

歐洲超臨界水冷堆項目從 2000 年開始啟動，有德國、義大利、法國等7 國參與，可行性研究預計在2008 年完成；計畫花10 年(2003～2012年)的時間進行關鍵技術攻關，包括材料性能研究、設計程式研製、超臨界水傳熱試驗研究以及臨界流動試驗研究等；從2009 年至2016 年花7年時間進行整體試驗，包括棒束傳熱試驗、中子學驗證試驗、衰變熱排出試驗以及LOCA 分離效應試驗研究等；2020 年完成概念設計，建成原型超臨界水冷堆(POAK)。

研究工作

參與超臨界水冷堆技術開發的國家和部門包括美國、加拿大、日本、歐洲、韓國和俄羅斯的研究部門、工業部門和大學，完成的主要研究工作包括：

(1)提出了SCWR 的幾種設計概念：

①超臨界壓力水冷熱中子堆；

②超臨界壓力水冷快中子堆；

③超臨界壓力水冷混合中子譜堆；

④超臨界壓力水冷球床堆(SiC-PyC 包敷UO2 顆粒燃料在超臨界壓力水中形成流化床)；

⑤超臨界壓力重水堆。

(2)開展了相應的安全性、穩定性、非能動安全系統、燃料元件和堆芯部件、高溫材料、超臨界壓力水化學、超臨界壓力條件下的堆芯熱工水力和核物理特性等初步分析研究。

在第四代核能系統國際論壇上，已將 SCWR列入遠期開發目標，計畫在2015 年前後完成可行性研究，2020 年後完成性能研究和建示範堆，2025 年完成試驗驗證。大約2030 年前後可以實現工業套用。

主要技術方案

國際上提出的超臨界水冷堆主要技術方案

自上世紀 50 年代以來，國際上已提出了多種超臨界水冷堆技術方案。表1列出了90 年代以來國外提出的主要技術方案。這些方案各有特色，但它們具有如下共同特點：

①採用超臨界壓力輕水作冷卻劑，熱效率明顯高於如今運行的LWR，可高達~45%；

②超臨界壓力水的比熱容高，使單位堆芯功率的冷卻劑質量流量大大降低(約為BWR 的1/8)；

③超臨界壓力水的低密度導致堆內冷卻劑總裝量減少，這樣使得在LOCA 條件下安全殼載荷降低，並使設計小安全殼成為可能；

④由於正常運行工況下冷卻劑不存在兩相，沒有沸騰危機問題，排除了堆芯傳熱狀態的不連續性。

超臨界壓力水冷堆典型方案簡介

在上述各種超臨界壓力水冷堆方案中，日本提出的熱中子譜SCWR 核能系統較為典型。該方案取消了二迴路和蒸汽發生器，實現了直接循環，使系統大大簡化。

典型的 SCWR 概念如圖1 所示。超臨界壓力水一次通過反應堆加熱並直接引入汽輪機發電，整個裝置是一個簡單的閉式直接循環系統。系統壓力約25.0MPa，反應堆的超臨界水入口溫度約280℃，出口溫度508℃。裝置淨效率高達44%，可輸出1570MW 電功率。

該 SCWR 的燃料棒與LWR 類似，採用UO2芯塊。由於高溫下Ni 基合金的強度等性能較好，因此，用Ni 基合金代替鋯合金作為燃料棒包殼，包殼溫度設計限值為620℃。SCWR 的堆芯裝有211 個正方形燃料組件，每個組件中排列多個正方形水棒作為慢化劑。採用控制棒束作為主要的反應性控制手段，控制棒驅動機構安裝在反應堆壓力容器頂部；輔助的停堆反應性控制通過硼水注入系統來實現。兩套系統均能在冷態下使反應堆停堆。

SCWR 的主要安全系統與簡化沸水堆(BWR)相似，採用非能動安全系統，包括緊急停堆系統、高壓輔助給水系統(AFS)、低壓堆芯注射系統(LPCI)、安全釋放閥(SRV)、自動卸壓系統(ADS)和主蒸汽隔離閥(MSIV)。

為了達到縱深防禦的目的，必須考慮嚴重事故緩解措施，而大多數LWR 的嚴重事故緩解措施可適用於SCWR，並且可以簡化。

技術特性

在表11中給出了幾種主要的SCWR設計方案，以上各種方案在堆芯布置、燃料、慢化劑以及運行參數等方面都各有特點。綜合考慮，SCWR與已知的運行的水冷堆相比，在技術上有很多先進性，但也存在一定的缺點。

SCWR的先進性包括

1)熱效率高：採用超臨界壓力輕水作冷卻劑，冷卻劑工作在高溫、高壓狀態，出口溫度較高，熱效率明顯高於可運行的輕水堆，可達38%—45%。

2)系統結構簡化：由於超臨界水物性連續變化，不存在相變，可以採用直接循環。其高比焓的特性使得反應堆所需冷卻劑流量大大降低，從而使反應堆和安全殼更加緊湊，壓力容器、安全殼、廠房、乏燃料池、冷卻塔都更小。與傳統PWR相比，取消了蒸汽發生器和穩壓器以及相關的二迴路系統；與傳統BWR相比，取消了蒸汽乾燥器、汽水分離器和再循環泵。因此SCWR裝置流程簡單，系統簡化。

3)安全性好：超臨界壓力水無相變，與傳統水冷堆相比，沒有沸騰危機問題，排除了堆芯傳熱狀態的不連續性，堆芯無燒毀現象。加上非能動安全系統的採用，使得SCWR具有很好的安全特性。

4)良好的經濟性：超臨界水堆由於系統簡化、設備減少、熱效率高以及單堆功率大等優點，經濟競爭能力突出。

5）有利於核燃料利用：通過改變堆芯燃料組件設計，超臨界水冷堆可以設計成熱中子譜反應堆，也可以是快中子譜反應堆，具有兩種可選的燃料循環方式。

SCWR存在的缺點主要有

1）較高的材料性能要求：超臨界條件下需要包殼和結構材料有更好的耐高溫、耐腐蝕性能，有更高的強度（基本用鎳基合金替代鋯合金）。

2）鎳基合金具有較大的中子吸收截面，使得SCWR採用的燃料富集度要遠大於石墨水冷堆。

4.超臨界水堆的主要堆型

SCWR的開發可以基於已有的一些主要技術，例如：沸水堆的直接循環系統，不需要蒸汽發生器，冷卻劑直接進入汽輪機；超臨界火電廠中的超臨界汽輪機，已有了多年的運行經驗等等。因此，SCWR大體上可以分為兩種具有代表性的堆型：①與傳統的壓水堆和沸水堆設計類似的壓力容器式SCWR；②與傳統的CANDU重水堆和RBMK反應堆類似的壓力管式SCWR。

美國、日本、歐洲、韓國和中國主要傾向於開發帶有傳統一迴路的壓力容器式SCWR，而俄羅斯和加拿大主要發展壓力管式SCWR。

日本提出的熱中子譜超臨界水堆系統是較為典型的壓力容器式反應堆。如圖 11所示，該方案取消了蒸汽發生器、穩壓器和二迴路相關係統，整個裝置是一個簡單的閉式直接循環系統。超臨界壓力水通過反應堆堆芯加熱直接引入汽輪機發電，實現了直接循環，使系統大大簡化。系統壓力約25.0MPa，反應堆的冷卻劑入口溫度為280℃，出口溫度為530℃。裝置熱功率為2740MW，淨效率高達44.4%，可輸出1217MW 電功率。該系統的燃料棒設計與水冷堆類似，採用UO2芯塊。由於高溫下鎳基合金的強度等性能較好，因此，用鎳基合金代替鋯合金作為燃料棒包殼，但這也造成所需燃料富集度較高，為6.1%，包殼溫度設計限值為650℃。其堆芯裝有121個正方形燃料組件，每個組件包含300根燃料棒，組件中排列多個正方形水棒作為慢化劑。採用控制棒束作為主要的反應性控制手段，控制棒驅動機構安裝在反應堆壓力容器頂部；輔助的停堆反應性控制通過硼水注入系統來實現。兩套系統均能在冷態下使反應堆停堆。

超臨界水堆