超临界水冷堆燃料管理经济性比较与分析

蔡光明，阮良成，刘学春

（中国核能电力股份有限公司，福建福清核电有限公司，福建，福清350318）

根据卡诺循环的结论可以知道，热力机组的效率取决于热源与热阱的温度。热阱的温度一般就是环境温度，这是难以改变的，因此为了提高热力机组的效率，采用的手段就是尽可能地提高热源的温度。

当给水加热温度到一定程度后，如果压力不提高，容易发生膜态沸腾，可能损坏设备。当水的压力超过临界压力22.1MPa，水在临界温度374.1℃上下变化时，就不再有气液之间的相变过程。从而可以避免膜态沸腾。当热力机组的工质压力大于临界压力，即称为超临界机组。

目前火电机组已经使用超临界技术。超临界火电机组具有无可比拟经济性，单台机组发电热效率最高可达50%，每kWh煤耗最低仅有255g（丹麦BWE公司），较亚临界压力机组（每kWh煤耗最低约有327g左右）煤耗低20%以上，即燃料成本降低20%以上。

超临界水冷堆采用超临界技术，冷却剂工作在临界点以上，可使系统的热效率达到约44%或更高。而目前一般的压水堆、沸水堆仅约34%，即其可能节约30%左右的燃料或燃料成本。因此超临界水冷堆是国际上推荐的第4代核能系统6种反应堆备选堆型之一［1，2］。

由于超临界水冷堆具有预期的燃料经济性，因此目前各国都先后对其进行了的概念设计，中国核动力研究设计院也给出了超临界水冷堆CSR1000堆芯概念设计，本文重点对此反应堆与目前主流的压水堆、沸水堆进行燃料管理经济性比较与分析，希望有益于超临界水冷堆的后续研究。

1 超临界水冷堆CSR1000简介［3］

国家国防科技工业局于2009年11月批复了由中国核动力研究设计院（NPIC）独立承担的核能开发科研项目《超临界水冷堆技术研发（第一阶段）》，用于发展具有中国自主知识产权的百万千瓦级超临界水冷堆CSR1000。表1给出了超临界水冷堆CSR1000堆芯概念方案的主要总体技术参数。

表1 CSR1000堆芯总体技术参数Table 1 Overall technical parameters of CSR1000core

续表

在CSR1000的燃料棒概念设计方案中，选用了在压水堆中应用较为广泛的φ9.5mm燃料棒。为了能够容纳更多的裂变气体、缩短燃料棒两端的气腔长度，同时降低芯块中心温度，采用了环状芯块（如图1所示），环状芯块外径为8.19mm，中心气腔直径为1.5mm。在正常稳态运行工况下，燃料包壳的最高温度可能会达到700℃左右。综合考虑经济性及安全性要求，选用不锈钢310S作为包壳及相关结构材料。

图1 环状燃料芯块Fig.1 Annular fuel pellet

如图2是CSR1000超临界水冷堆燃料组件设计方案。该组件由4个子组件构成，子组件水棒及子组件间通道均为慢化剂，流向为自上而下。子组件燃料棒呈9×9方形排列，棒间距为1.0mm，中心水棒占用5×5栅元位置。水棒盒壁厚为0.8mm，组件盒壁厚度为2.0mm。子组件的对边距为98.5mm，中心距为119.5mm，燃料组件的中心距为239.0mm。采用十字形控制棒，吸收体材料为B4C。为了减少燃料组件结构材料、提高堆芯中子经济性，组件盒壁采用“夹心饼干”结构形式。中心隔热材料为ZrO2，厚度为1.0mm，两边不锈钢310S的厚度均为0.5mm。

图2 CSR1000燃料组件示意图Fig.2 Cross－section of CSR1000fuel assembly

2 燃料管理经济性比较

超临界水冷堆燃料经济性的好坏要与主流堆型进行比较。压水堆是目前商业核电站采用最多的堆型。另外超临界水冷堆冷却剂的循环方式与沸水堆有相似之处。因此此处选取压水堆、沸水堆与超临界水冷堆进行燃料管理经济性比较。

本文选取的压水堆是目前中国广泛建造的M310型压水堆，使用半速汽轮机，机组效率从34%提高到37.5%。用于比较的堆芯燃料管理是“out－in”1／3年换料，这种方式并不是压水堆最佳的。

本文选取的沸水堆是先进沸水堆ABWR（K6／K7）。

为了便于比较，天然铀及相关服务费按UXC网站2013年2月的价格，如表2。汇率2013－03－25，100美元（USD）对人民币的中间价为621.02元。

表2 Ux 2013年2月月底现货价格Table 2 Ux mont－end spot prices as of February 25，2013

燃料组件制造费，压水堆按160万元／组计算。超临界水冷堆CSR1000综合考虑其铀装量、结构、材料，也按160万元／组计算。沸水堆根据铀装量，按60万元／组计算。

表3是根据上述假设及堆芯的燃料管理参数计算得到部分参数。比较结果出乎意料。压水堆和ABWR单位电能天然铀需求量及单位电能的燃料成本基本相当。但超临界水冷堆CSR1000单位电能天然铀需求量比压水堆和ABWR高55%以上，浓缩所用分离功也比它们高75%以上。折算到单位电能燃料采购成本，压水堆与ABWR基本上不相上下，而超临界水冷堆CSR1000就比它们高约0.019¥／kWh。如果100万千瓦机组每年按75亿千瓦时发电量计算，超临界水冷堆CSR1000就比它们高1.4亿元的燃料采购成本。

上述比较中使用了国际上当前天然铀的现货价格，而此前的天然铀价格曾达到70＄／磅U3O8甚至更高，那么超临界水冷堆CSR1000比压水堆和ABWR将会有更高的燃料成本。但无论铀价格如何，超临界水冷堆CSR1000比压水堆和ABWR燃料成本更高这个结论不变，而这个结论与我们此前所预测的超临界水冷堆将具有更好的燃料经济性相矛盾。

表3 不同堆型燃料管理经济性比较Table 3 Management and economic comparison for different types of reactor fuel

续表

由于目前中国的乏燃料处理费用按单位电量固定收取［4］，因此这里不再比较此费用。但如果乏燃料处理费用按单位燃料质量收取，则由于CSR1000卸料燃耗低，其单位电量的后处理费用就比其他堆型更高。

3 分析

通过上一节的比较我们知道，超临界水冷堆CSR1000燃料经济性比压水堆和ABWR更差，而不是原来所预测的更好。下面分析有以下几个方面的原因。

3.1 结构材料

由于超临界水冷堆比压水堆具有更高的压力与温度，因此设计上多选用不锈钢或镍合金作为包壳及相关结构材料。而不锈钢比锆合金具有更大的中子吸收能力，必须通过提高富集度才能保证堆芯具有足够的剩余反应性来维持反应堆的循环长度。如PWR中，用不锈钢代替锆合金包壳，维持相同的循环长度，需要增加约1.5%的富集度。而富集度的提高是以天然铀与分离功的增加为代价的，即牺牲了燃料经济性。

3.2 中子慢化

超临界水冷与压水堆堆芯入口慢化剂密度相当大约750kg／m3。压水堆堆芯出口慢化剂密度约有660kg／m3；而超临界水冷堆慢化剂密度到堆芯出口急剧下降到89kg／m3，这导致堆芯中子慢化严重不足，需要大幅提高燃料235U的富集度。

对于超临界水冷堆慢化剂密度大幅变化引起的慢化能力不足问题，需要从燃料棒设计、组件设计及堆芯设计上予以改善。

前面第一节已经介绍了CSR1000燃料棒的设计。其采用了环状芯块设计，而中心气腔对中子慢化不利。不如继续增加环状芯块外径与内径，而内部可增加内包壳，冷却剂可流通，这样既可降低芯块内部温度，也可增加慢化能力。

前面第1节CSR1000组件设计中，对一排燃料棒而言，其一边是水棒，另一边是燃料棒；而其他超临界压水堆的组件设计为了提高慢化能力，燃料棒两边都是水棒。

堆芯流动方案中，需要做好冷却剂在压力容器内的流程设计，要充分利用低温流体的慢化作用。

3.3 闭式循环

以上经济性分析是基于核燃料一次通过的分析结果。而超临界水冷堆的绝对铀消耗量，即裂变释放出能量的铀是相对比压水堆少的。在核燃料闭式循环中，即核燃料通过后处理再回堆使用，这种情况下，超临界水冷堆是否具有更好的经济性，由于缺乏相关数据，本文未做更深入的研究。

3.4 国际超临界水冷堆设计概况

文献［5］给出了12种超临界水冷堆的主要设计参数，其中3种是快中子谱类型并采用MOX燃料，在此不做比较。表4是其中的9种热中子谱超临界水冷堆，B－500SKDI冷却剂出口温度仅380℃，可采用锆合金，因此其燃料富集度最低仅3.5%，其热效率也仅为38.1%，而采用半速机的PWR机组热效率也可达37.5%，因此B－500SKDI并未体现超临界水冷堆应有的优势；其他超临界水冷堆燃料富集度都在4%以上。除了B－500SKDI，轻水慢化超临界水冷堆燃料富集度都在5%以上。由于高温下锆容易与水发生反应，因此与CSR1000类似，为了应对超临界水冷堆的高温高压，燃料包壳一般选用不锈钢或镍合金。相对于锆合金，燃料包壳选用镍合金，在保证同样换料周期的情况下，需要增加燃料富集度大约1%［6］。而不锈钢类似，也需相应增加燃料富集度。

表4 各国或地区热中子谱超临界水冷堆主要参数Table 4 Main parameters of thermal neutron spectrum SCWR in various countries

4 结论

通过对超临界水冷堆CSR1000与压水堆和ABWR的堆芯燃料管理比较分析，有如下结论：

（1）在核燃料循环一次通过的情况下，超临界水冷堆CSR1000现有的压水堆和ABWR比，并不是原来想象的那样节省燃料与燃料成本，反而需要更多燃料并大幅增加燃料成本。

（2）热中子谱超临界水冷堆堆芯设计需要克服超临界参数带来的不利因素，否则超临界热力循环在核燃料循环一次通过情况下其好处无法体现，也无法成为第4代核能系统。

本文未对核燃料闭式循环的超临界水冷堆CSR1000的燃料经济性进行评估，有待进一步比较与分析。

［1］ 李照煦，卫广刚 .展望第四代核能系统之一：超临界水冷堆——专访彭士禄院士［J］.中国核电，2009，4（2）：290－291.

［2］ 陆道纲，彭常宏 .超临界水冷堆述评［J］.原子能科学技术，2009，43（8）：743－749.

［3］ 夏榜样，等 .超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计［J］.核动力工程，2013，34（1）：9－14.

［4］ 财政部国家发展改革委，工业和信息化部 .关于印发《核电站乏燃料处理处置基金征收使用管理暂行办法》的通知［EB／OL］.2010年7月12日财综［2010］58号 .

［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.