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    超臨界水冷反應堆和節省鈾資源
    第四代核能系統國際論壇(GIF)推薦了6種概念堆型作為優先開發目標：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象，直到全部水被蒸發后，系統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比亞臨界循環的效率更高時，發達國家的電力公司利用這一技術大力興建發電廠。粗略統計，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條件為17MPa／556 OC／556 OC；多  數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號機參數一直是世界上最高運行參數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。在核裂變能開發利用過程中，工作在臨界點以下的水冷反應堆首先被開發成功并推廣應用，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，很多技術基于現有水冷反應堆；而常規島，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電一直流熱力循環，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能力，堆的冷卻系統無需主泵；采用直流熱力循環無需壓水堆必須的蒸汽發生器、汽水分離器、蒸汽干燥器、穩壓器等主要設備，使系統大大簡化，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，不存在兩相共存現象，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，這表明SCWR的安全性分析、穩定性和控制也成為SCWR研發的主要課題。
    *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。通常可被選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實性
    世界核能界普遍認為第四代核能系統(包括反應堆和燃料循環)的研發目標是：經濟性、可持續性、安全性、防止核擴散和實體保護。核電業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，加之油價持續攀升，是刺激建設新核電機組的主要因素。但世界范圍內規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年核電所占發電總量之比例，仍需批量建設新核電機組。根據新堆型開發的成熟性，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，在我國研發超臨界水冷反應堆最具現實性：
    *超臨界水冷反應堆是水冷堆的進一步發展，而壓水堆是迄今和今后我國核電發展的主導堆型。在已有壓水堆技術和相應配套研發設施、設備制造能力基礎上研發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、發電成本低。與PWR相比，更有利于有效利用和節約鈾資源，有利于核電可持續發展。
    5、超臨界水冷反應堆和節省鈾資源
    人們預期的2020年中國核電規劃目標對鈾資源的需求已很可觀。中國核電發展的歷程表明，很難對長期發展作出準確預測。但是，中國大規模發展核電，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％，意味著發電量相同，SCWR將比PWR節省鈾資源25％～32．7％。或者，同樣數量的鈾資源，可以多支持1／4到1／3數量的核電機組。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發展。
    在可預見的未來，中國發展超臨界水冷反應堆是更高效率利用和節省鈾資源最現實的路徑，超臨界水冷反應堆可能成為支持中國核電可持續發展的重要堆型。