超临界水堆的技术特性
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在表11中给出了几种主要的SCWR设计方案，以上各种方案在堆芯布置、燃料、慢化剂以及运行参数等方面都各有特点。综合考虑，SCWR与已知的运行的水冷堆相比，在技术上有很多先进性，但也存在一定的缺点。 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，热效率明显高于可运行的轻水堆，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。 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，有更高的强度（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石墨水冷堆。
4.超临界水堆的主要堆型
SCWR的开发可以基于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。如图 11所示，该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。
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