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1 超临界水冷堆SCWR 现状调查、事故分析方法核科学技术学院核工程与核技术083 班刘栎锟20084530344 摘要： 热中子和快中子谱两种超临界水冷反应堆（SCWR ）是入选第四代核反应堆框架的六种概念之一在欧洲超临界轻水堆FP5HPLWR 研发项目中，完成了热谱 概念分析方面的重要工作目前研究的是快谱SCWR 的可行性和特性初步分析 本 文从超临界水堆 （SCWR ）的基本概念入手， 浅谈 SCWR 的发展现状， 事故分析的计算方法等相关问题关键字： 超临界水堆（ SCWR ）发展现状事故分析（堆芯）计算方法正文：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） 一、超临界水堆（ SCWR） ：超临界水堆（ SCWR）是六种第四代核反应堆中唯一以轻水做冷却剂的反应堆， 它是在现有水冷反应堆技术和超临界火电技术基础上发展起来的革新设计 与目前运行的水冷堆相比， 它具有系统简单、 装置尺2 寸小、热效率高、经济性和安全性更好的特点这让SCWR 成为一种比较有前途的先进核能系统二、超临界水堆（ SCWR ）的开发现状：【1】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。

SCWR 核能系统的主要发展目标包括两方面：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从 1989 年开始，日本东京大学就对SCWR 相关课题进行了研究目前日本对 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3 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 ） 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4 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： （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。

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5 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三、SCWR 目前存在的优缺点主要有：【2】优点（ 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缺点：（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6 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四、超临界水堆（ SCWR）事故分析算法：【3】热中子和快中子谱两种超临界水冷反应堆（SCWR ）是入选第四代核反应堆框架的 6 种概念之一 在欧洲超临界轻水堆FP5HPLWR 研发项目中， 完成了热谱概念分析方面的重要工作目前研究的是快谱SCWR 的可行性和特性初步分析提出了以下问题： 能用均匀堆芯 （无转换区） 设计出一个增殖增益接近于0 并且在瞬态工况下具有安全性的快中子谱反应堆吗？可以预料堆芯中有限的水装量将导致慢化比小，氢厘金属（H／HM）〈0．5，使快谱堆芯设计成为可能然而， 在事故工况下水的突然排泄将引起反应性快速增长设定的设计约束条件是：额定热功率 2500Mw ，运行压力 25MPa ，堆芯出口温度 500℃， 60GW· d／t 的高燃耗。

用 COPERNIC 程序完成的整个堆芯的计算表明：提出的紧凑堆芯结构可能满足热工约束和最大燃料和包壳温度的限制（分别为1800oC 和 620℃）对于这个堆芯，用CATHARE 程序完成的计算表明，能够找到合适的布置以避免在所研究的瞬态（冷段和热段LOCA ）期间达到安全极限 ERANOS 程序确定了不用转换区的增殖增益为一0．05中子学分析证实，在均匀堆芯条件下排泄效应是不可接受的 补充研究表明， 可以通过在堆芯中引入非均匀性来克服正的排泄效应：即插入固体慢化剂、固定的吸收剂或增殖层1、问题：设计一个输出功率2500MW 的紧凑的快谱堆芯燃料燃耗必须高，为 60GW · d/t 增殖增益的目标是正值 因为在计算研究的这个阶段不考虑增殖，所以应避免带有裂变区的概念与BWR 一样，以直接循环方式进行能量转换7 2、方案：（ 1）堆芯设计：无转换区的均匀堆芯：带入口限流器的燃料组件；三角形栅格结构；定位金属丝，搁架不适用于这种紧凑结构；MOX 燃料含有可变的 Pu 含量以调节轴向功率分布，包壳用不锈钢制造，一遍在该压力和温度范围内获得更好的机械和抗腐蚀性能；燃料棒直径在6~15mm 之间，最小值选择基于在凤凰堆和超凤凰堆上获得的经验反馈。

2）运行条件：压力 25MPa ，在此压力下的拟临街温度为385℃；堆芯入口温度为 300℃，一遍是堆芯中部区域达到拟临界温度；出口温度小于等于50。