超臨界水冷堆燃料管理經濟性比較與分析

蔡光明，阮良成，劉學春

（中國核能電力股份有限公司，福建福清核電有限公司，福建，福清350318）

根據卡諾循環的結論可以知道，熱力機組的效率取決于熱源與熱阱的溫度。熱阱的溫度一般就是環境溫度，這是難以改變的，因此為了提高熱力機組的效率，采用的手段就是盡可能地提高熱源的溫度。

當給水加熱溫度到一定程度后，如果壓力不提高，容易發生膜態沸騰，可能損壞設備。當水的壓力超過臨界壓力22.1MPa，水在臨界溫度374.1℃上下變化時，就不再有氣液之間的相變過程。從而可以避免膜態沸騰。當熱力機組的工質壓力大于臨界壓力，即稱為超臨界機組。

目前火電機組已經使用超臨界技術。超臨界火電機組具有無可比擬經濟性，單臺機組發電熱效率最高可達50%，每kWh煤耗最低僅有255g（丹麥BWE公司），較亞臨界壓力機組（每kWh煤耗最低約有327g左右）煤耗低20%以上，即燃料成本降低20%以上。

超臨界水冷堆采用超臨界技術，冷卻劑工作在臨界點以上，可使系統的熱效率達到約44%或更高。而目前一般的壓水堆、沸水堆僅約34%，即其可能節約30%左右的燃料或燃料成本。因此超臨界水冷堆是國際上推薦的第4代核能系統6種反應堆備選堆型之一［1，2］。

由于超臨界水冷堆具有預期的燃料經濟性，因此目前各國都先后對其進行了的概念設計，中國核動力研究設計院也給出了超臨界水冷堆CSR1000堆芯概念設計，本文重點對此反應堆與目前主流的壓水堆、沸水堆進行燃料管理經濟性比較與分析，希望有益于超臨界水冷堆的后續研究。

1 超臨界水冷堆CSR1000簡介［3］

國家國防科技工業局于2009年11月批復了由中國核動力研究設計院（NPIC）獨立承擔的核能開發科研項目《超臨界水冷堆技術研發（第一階段）》，用于發展具有中國自主知識產權的百萬千瓦級超臨界水冷堆CSR1000。表1給出了超臨界水冷堆CSR1000堆芯概念方案的主要總體技術參數。

表1 CSR1000堆芯總體技術參數Table 1 Overall technical parameters of CSR1000core

續表

在CSR1000的燃料棒概念設計方案中，選用了在壓水堆中應用較為廣泛的φ9.5mm燃料棒。為了能夠容納更多的裂變氣體、縮短燃料棒兩端的氣腔長度，同時降低芯塊中心溫度，采用了環狀芯塊（如圖1所示），環狀芯塊外徑為8.19mm，中心氣腔直徑為1.5mm。在正常穩態運行工況下，燃料包殼的最高溫度可能會達到700℃左右。綜合考慮經濟性及安全性要求，選用不銹鋼310S作為包殼及相關結構材料。

圖1 環狀燃料芯塊Fig.1 Annular fuel pellet

如圖2是CSR1000超臨界水冷堆燃料組件設計方案。該組件由4個子組件構成，子組件水棒及子組件間通道均為慢化劑，流向為自上而下。子組件燃料棒呈9×9方形排列，棒間距為1.0mm，中心水棒占用5×5柵元位置。水棒盒壁厚為0.8mm，組件盒壁厚度為2.0mm。子組件的對邊距為98.5mm，中心距為119.5mm，燃料組件的中心距為239.0mm。采用十字形控制棒，吸收體材料為B4C。為了減少燃料組件結構材料、提高堆芯中子經濟性，組件盒壁采用“夾心餅干”結構形式。中心隔熱材料為ZrO2，厚度為1.0mm，兩邊不銹鋼310S的厚度均為0.5mm。

圖2 CSR1000燃料組件示意圖Fig.2 Cross－section of CSR1000fuel assembly

2 燃料管理經濟性比較

超臨界水冷堆燃料經濟性的好壞要與主流堆型進行比較。壓水堆是目前商業核電站采用最多的堆型。另外超臨界水冷堆冷卻劑的循環方式與沸水堆有相似之處。因此此處選取壓水堆、沸水堆與超臨界水冷堆進行燃料管理經濟性比較。

本文選取的壓水堆是目前中國廣泛建造的M310型壓水堆，使用半速汽輪機，機組效率從34%提高到37.5%。用于比較的堆芯燃料管理是“out－in”1／3年換料，這種方式并不是壓水堆最佳的。

本文選取的沸水堆是先進沸水堆ABWR（K6／K7）。

為了便于比較，天然鈾及相關服務費按UXC網站2013年2月的價格，如表2。匯率2013－03－25，100美元（USD）對人民幣的中間價為621.02元。

表2 Ux 2013年2月月底現貨價格Table 2 Ux mont－end spot prices as of February 25，2013

燃料組件制造費，壓水堆按160萬元／組計算。超臨界水冷堆CSR1000綜合考慮其鈾裝量、結構、材料，也按160萬元／組計算。沸水堆根據鈾裝量，按60萬元／組計算。

表3是根據上述假設及堆芯的燃料管理參數計算得到部分參數。比較結果出乎意料。壓水堆和ABWR單位電能天然鈾需求量及單位電能的燃料成本基本相當。但超臨界水冷堆CSR1000單位電能天然鈾需求量比壓水堆和ABWR高55%以上，濃縮所用分離功也比它們高75%以上。折算到單位電能燃料采購成本，壓水堆與ABWR基本上不相上下，而超臨界水冷堆CSR1000就比它們高約0.019￥／kWh。如果100萬千瓦機組每年按75億千瓦時發電量計算，超臨界水冷堆CSR1000就比它們高1.4億元的燃料采購成本。

上述比較中使用了國際上當前天然鈾的現貨價格，而此前的天然鈾價格曾達到70＄／磅U3O8甚至更高，那么超臨界水冷堆CSR1000比壓水堆和ABWR將會有更高的燃料成本。但無論鈾價格如何，超臨界水冷堆CSR1000比壓水堆和ABWR燃料成本更高這個結論不變，而這個結論與我們此前所預測的超臨界水冷堆將具有更好的燃料經濟性相矛盾。

表3 不同堆型燃料管理經濟性比較Table 3 Management and economic comparison for different types of reactor fuel

續表

由于目前中國的乏燃料處理費用按單位電量固定收?。?］，因此這里不再比較此費用。但如果乏燃料處理費用按單位燃料質量收取，則由于CSR1000卸料燃耗低，其單位電量的后處理費用就比其他堆型更高。

3 分析

通過上一節的比較我們知道，超臨界水冷堆CSR1000燃料經濟性比壓水堆和ABWR更差，而不是原來所預測的更好。下面分析有以下幾個方面的原因。

3.1 結構材料

由于超臨界水冷堆比壓水堆具有更高的壓力與溫度，因此設計上多選用不銹鋼或鎳合金作為包殼及相關結構材料。而不銹鋼比鋯合金具有更大的中子吸收能力，必須通過提高富集度才能保證堆芯具有足夠的剩余反應性來維持反應堆的循環長度。如PWR中，用不銹鋼代替鋯合金包殼，維持相同的循環長度，需要增加約1.5%的富集度。而富集度的提高是以天然鈾與分離功的增加為代價的，即犧牲了燃料經濟性。

3.2 中子慢化

超臨界水冷與壓水堆堆芯入口慢化劑密度相當大約750kg／m3。壓水堆堆芯出口慢化劑密度約有660kg／m3；而超臨界水冷堆慢化劑密度到堆芯出口急劇下降到89kg／m3，這導致堆芯中子慢化嚴重不足，需要大幅提高燃料235U的富集度。

對于超臨界水冷堆慢化劑密度大幅變化引起的慢化能力不足問題，需要從燃料棒設計、組件設計及堆芯設計上予以改善。

前面第一節已經介紹了CSR1000燃料棒的設計。其采用了環狀芯塊設計，而中心氣腔對中子慢化不利。不如繼續增加環狀芯塊外徑與內徑，而內部可增加內包殼，冷卻劑可流通，這樣既可降低芯塊內部溫度，也可增加慢化能力。

前面第1節CSR1000組件設計中，對一排燃料棒而言，其一邊是水棒，另一邊是燃料棒；而其他超臨界壓水堆的組件設計為了提高慢化能力，燃料棒兩邊都是水棒。

堆芯流動方案中，需要做好冷卻劑在壓力容器內的流程設計，要充分利用低溫流體的慢化作用。

3.3 閉式循環

以上經濟性分析是基于核燃料一次通過的分析結果。而超臨界水冷堆的絕對鈾消耗量，即裂變釋放出能量的鈾是相對比壓水堆少的。在核燃料閉式循環中，即核燃料通過后處理再回堆使用，這種情況下，超臨界水冷堆是否具有更好的經濟性，由于缺乏相關數據，本文未做更深入的研究。

3.4 國際超臨界水冷堆設計概況

文獻［5］給出了12種超臨界水冷堆的主要設計參數，其中3種是快中子譜類型并采用MOX燃料，在此不做比較。表4是其中的9種熱中子譜超臨界水冷堆，B－500SKDI冷卻劑出口溫度僅380℃，可采用鋯合金，因此其燃料富集度最低僅3.5%，其熱效率也僅為38.1%，而采用半速機的PWR機組熱效率也可達37.5%，因此B－500SKDI并未體現超臨界水冷堆應有的優勢；其他超臨界水冷堆燃料富集度都在4%以上。除了B－500SKDI，輕水慢化超臨界水冷堆燃料富集度都在5%以上。由于高溫下鋯容易與水發生反應，因此與CSR1000類似，為了應對超臨界水冷堆的高溫高壓，燃料包殼一般選用不銹鋼或鎳合金。相對于鋯合金，燃料包殼選用鎳合金，在保證同樣換料周期的情況下，需要增加燃料富集度大約1%［6］。而不銹鋼類似，也需相應增加燃料富集度。

表4 各國或地區熱中子譜超臨界水冷堆主要參數Table 4 Main parameters of thermal neutron spectrum SCWR in various countries

4 結論

通過對超臨界水冷堆CSR1000與壓水堆和ABWR的堆芯燃料管理比較分析，有如下結論：

（1）在核燃料循環一次通過的情況下，超臨界水冷堆CSR1000現有的壓水堆和ABWR比，并不是原來想象的那樣節省燃料與燃料成本，反而需要更多燃料并大幅增加燃料成本。

（2）熱中子譜超臨界水冷堆堆芯設計需要克服超臨界參數帶來的不利因素，否則超臨界熱力循環在核燃料循環一次通過情況下其好處無法體現，也無法成為第4代核能系統。

本文未對核燃料閉式循環的超臨界水冷堆CSR1000的燃料經濟性進行評估，有待進一步比較與分析。

［1］ 李照煦，衛廣剛 .展望第四代核能系統之一：超臨界水冷堆——專訪彭士祿院士［J］.中國核電，2009，4（2）：290－291.

［2］ 陸道綱，彭常宏 .超臨界水冷堆述評［J］.原子能科學技術，2009，43（8）：743－749.

［3］ 夏榜樣，等 .超臨界水冷堆CSR1000堆芯初步概念設計［J］.核動力工程，2013，34（1）：9－14.

［4］ 財政部國家發展改革委，工業和信息化部 .關于印發《核電站乏燃料處理處置基金征收使用管理暫行辦法》的通知［EB／OL］.2010年7月12日財綜［2010］58號 .

［5］ R.B.Duffey I.L.Pioro.SUPERCRITICAL WATERCOOLED NUCLEAR REACTORS：REVIEW AND STATUS［R］.NUCLEAR ENERGY MATERIALS AND REACTORS－Vol.II.

［6］ D.Squarer，D.Bittermann，Y.Oka，et al.SUMMARY REPORT OF THE HPLWR PROJECT［C］.EUROPEAN COMMISSION，5th EURATOM FRAMEWORK PROGRAMME 1998－2002.