超临界水堆

超临界水堆[注 1](英语:Supercritical water reactor,缩写:SCWR)是一种第四代反应堆设计,使用超临界水作为工作流体。超临界水堆也是一种轻水反应堆(LWR),但是工作流体运作于较高的温度与压力,采取类似沸水反应堆(BWR)的单次循环和类似压水反应堆(PWR)的单一相态运转机制。BWR、PWR与超临界蒸气锅炉皆是已实证过的技术。由于SCWR具有较高的热效率[注 2]与简单的设计结构,成为倍受关注的新式核反应堆系统。[1]

超临界水堆结构

设计

减速剂与冷却剂

SCWR以超临界水作为中子减速剂与冷却剂。当水在临界点以上时,蒸气与液体的密度会相同且无法区隔开来,因而毋须加压器蒸汽发生器(PWR),或是蒸汽喷射器、内循环气分离机干燥器(BWR)。这也可避免水沸腾,产生混乱的空泡,使密度与减速效果下降,这种情形在轻水反应堆中会影响水流与热传,甚至使能量不易预测与控制。因此SCWR的新式结构可以减少建筑成本和改善安全性。

SCWR的中子能谱仅部分慢化,使之在某些时刻变成快中子反应堆。这是因为超临界水本身的密度与减速效应都较普通水稍低,但有较好的热传性。在一些快中子能谱设计中,水作为堆芯外部的反射层,或作为中子部分减速之用。

快中子能谱有以下优点:

燃料

堆芯装载的是如同BWR的传统多捆束状结构的核燃料,可减少温压变化导致的不均匀热点分布。浓缩铀燃料的浓度较高,以抵消外层屏蔽所吸收中子的负面影响。因为会被腐蚀而起不了作用,所以束状燃料外部并无包覆化合物层,改采不锈钢合金。而燃料棒必须能够承受超临界环境或突发的能量波动,设计时考量了4种突发状况:脆断屈曲腐蚀、高压毁损和潜变。为了减少腐蚀,我们加入氢气至水中。也有人想出高温气冷式反应堆BISO的概念,[2]利用抗蚀材料碳化硅包覆铀燃料外层。

控制

SCWR也如同PWR使用控制棒控制核反应进行。

材料

SCWR内部材料所承受的运作环境较LWR、LMFBR超临界蒸气锅炉严苛,因而需要较高品质的堆芯材料(尤其是核燃料外部包覆层)。除此之外,一些元素也会因为吸收中子而活化产生放射性,例如:59Co吸收一个中子变成60Co,后者会放出强烈伽玛射线,所以钴不适合作为反应堆的合金材料。

研究与发展方向:

  • 超临界水受辐射影响下的化学性质(避免受应力崩解与维持在高温或中子辐射下的抗性)。
  • 材料尺寸及微观结构的安全性(避免脆化与保持在高温或中子辐射下的潜变抗性)。
  • 使材料能够承受严苛运作环境,且避免吸收过多中子,危及燃料经济性。

优势与挑战

优势

  • 运用超临界蒸气发电机朗肯循环改善效率。
  • 较高的运转效率意味着较佳的燃料经济性(使用较少燃料),并且衰变热较低。
  • 超临界水有绝佳的热传性质,允许在小型堆芯结构下的高能量密度的流动。
  • SCWR属于一次直接循环设计,即从堆芯流出的高温超临界水直接送至涡轮发动机发电。这让整体结构设计变得较PWR简单,类似BWR结构。SCWR甚至精简了BWR的部分装置,它的反应堆槽内没有内循环、再循环流体系统、气分离机干燥器。它的围阻体内部存储能量低于PWR。[3]
  • 液态金属冷却反应堆相较,水是液态、无毒且便宜的物质,易于检修。
  • 一座快中子超临界水堆可作为滋生式反应堆使用,可把长半衰期的锕系元素烧掉。
  • 超临界重水反应堆可以利用燃料进行滋生。

挑战

  • 在高温超临界水与辐射影响下,延展性材料的研究与发展。
  • 在特殊启动过程下,避免水达临界温度前的不稳定情况。
  • 若意外出现低水位情形,使散热及冷却效果减低,过高温度会对燃料外部包覆结构产生负面影响[4]
  • 高温与高压对材料的应力承受有很大的影响。例如:压力管。
  • 在堆芯出口末端的冷却剂密度会急速下降,导致需要额外减速材料补强。许多新设计会用内部给水导管,从最顶端的管线通过堆芯,提供另一道掺入减速材料的水流。这方法可使整个反应堆槽得到冷却,但会使材料品质要求增加(要能抗高温、较大温度变化和强烈辐射)。新型压力管设计也有潜在问题:大多数导管中的减速剂是低温低密度的,这会使冷却剂密度在减速过程中下降[5]
  • 一座快中子超临界水堆需要较复杂的堆芯设计,以维持负的空泡系数

参见

注释

  1. ^ 这里超临界指的是水达临界点,而非核燃料临界质量
  2. ^ SCWR热效率预估有45%,比现行轻水式反应堆33%还高

参考资料

  1. ^ Buongiorno, Jacopo. The Supercritical Water Cooled Reactor: Ongoing Research and Development in the U.S. 2004 international congress on advances in nuclear power plants. American Nuclear Society - ANS, La Grange Park (United States). [10 Nov 2012]. (原始内容存档于2013-05-15). 
  2. ^ Supercritical steam cycle for a nuclear plant, Tsiklauri et al 2005. Downloadable from 存档副本 (PDF). [2013-01-27]. (原始内容 (PDF)存档于2013-09-28). 
  3. ^ Tsiklauri et al, "Supercritical steam cycle for nuclear power plant", downloadable from 存档副本 (PDF). [2013-01-27]. (原始内容 (PDF)存档于2013-09-28). 
  4. ^ Idaho National Laboratory, Status report of SCWR, 2003, downloadable from 存档副本 (PDF). [2013-01-23]. (原始内容 (PDF)存档于2013-09-27). 
  5. ^ Chow and Khartabil, 2007, "conceptual fuel-channel designs for CANDU-SCWR". Downloadable from 存档副本 (PDF). [2013年1月25日]. (原始内容 (PDF)存档于2013年9月27日). 

外部链接