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]
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，因而毋须加压器与蒸汽发生器（PWR），或是蒸汽喷射器、内循环泵、气分离机与干燥器（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：
- 较高能量密度，能比相同大小的反应堆产生更多能量。
- 核转换比大于1，可作为滋生式反应器使用，天然铀中的U238使用效率提高。
- 快中子促使锕系元素等长半衰期核裂变产物进行核迁变，减少核废料中长半衰期元素的比例。
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锆化合物层，改采不锈钢或镍合金。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与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的朗肯循环改善效率。
- 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泵、再循环流体系统、气分离机与干燥器。它的围阻体内部存储能量低于PWR。[3]
- 与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钍燃料进行滋生。
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
- 第四代反应堆
- 快中子增殖反应堆（Breeder reactor）
- 低慢化重水反应堆（RMWR）
- 第三代反应堆：
- 先进型沸水反应堆（ABWR）
- 经济性单纯化沸水反应堆（ESBWR）
- 核反应堆
- 核燃料
- 超临界锅炉
注释
参考资料
- ^ 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）.
- ^ 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）.
- ^ 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）.
- ^ 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）.
- ^ 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
- INL的SCWR介绍
- 爱达荷州国家实验室超临界水堆
- SCWR燃料设计（Powerpoint格式）
- SCWR稳定性分析（Powerpoint格式）
- 水冷式反应堆内部自然循环 （页面存档备份，存于互联网档案馆） （IAEA-TECDOC-1474）
