展望第四代核能系统之一：超临界水冷堆——专访彭士禄院士

本刊记者 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

本刊记者 李照煦 卫广刚

Future outlook of the fourth-generation nuclear energy systems: Supercritical water-cooled reactor—Special interview with academician PENG Shilu

编者按：近年来，世界各国提出了许多新核反应堆设计和核燃料循环方案。2001年，美国、法国、日本等10个国家组成了“第四代国际核能论坛”（简称GIF），约定共同研发第四代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展、防核扩散等方面都有显著的先进性和竞争力。2002年，GIF在法国巴黎举行研讨会，选定了6种堆型作为第四代核能系统优先研发对象，这其中就包括超临界水冷堆。近日，本刊记者就相关问题专访了彭士禄院士。

彭士禄，核动力专家。1925年11月生于广东海丰，1956年毕业于苏联莫斯科化工机械学院，1958年修毕于莫斯科动力学院核动力专业。曾任六机部副部长兼总工程师、水电部副部长、大亚湾核电站总指挥、秦山二期核电站首任董事长，现任中国核工业集团公司科技顾问，兼任中国核学会名誉理事长、核动力学会理事长。1994年当选为中国工程院院士。曾获国家科技进步特等奖、全国科技大会奖、国防科工委荣誉奖。1996年获何梁何利技术科学奖。

《中国核电》：GIF是一个什么样的组织？

彭士禄：G I F是“第四代国际核能论坛”的简称，英文全称是Generation Ⅳ Nuclear Energy International Forum。它是2001年1月，在美国能源部的倡议下，由美国、法国、日本、英国、加拿大、阿根廷、南非、巴西、韩国、瑞士等10个国家专家联合组成的，目标是在2030年或更早一些时间创新性地开发出第四代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展、防扩散等方面都有显著的先进性和竞争力，不仅要考虑研发用于发电等的核反应堆装置，还把核燃料循环也包括在内，组成完整的核能利用系统。

《中国核电》：GIF目前选定了哪几种堆型作为第四代核能系统优先研发对象？

彭士禄：2002年5月，GIF在法国巴黎举行研讨会，选定了6种堆型作为第四代核能系统的优先研发对象，其中3种是热中子堆，另外3种是快中子堆。热中子堆包括超临界水冷堆（SCWR，Supercritical Water-cooled Reactor）、超高温气冷堆（VHTR，Veryhigh-temperature gas-cooled Reactor）、熔盐堆（MSR，Molten Salt Reactor），快中子堆包括钠冷快堆（SFR，Sodium-cooled fast Reactor）、铅冷快堆（LFR，Lead-cooled fast Reactor）、气冷快堆（GFR，Gas-cooled fast Reactor）。

《中国核电》：GIF有没有具体的实施计划？

彭士禄：有。GIF已经提出了从概念设计到商用实施的“路线图”，具体需要经过4个步骤:

第一步:可存在性研究，即证明这些堆型原则上是可行的。

第二步:性能研究，即工程规模的研究开发和优化，使其性能达到期望的水平。

第三步:系统示范，即建造中等或较大规模的示范系统来检验设计。

第四步:商用实施，即规模性的建造商用堆。

目前，GIF只是对第一步和第二步做了安排和分工，尚未进行第三步和第四步。

《中国核电》：请您介绍一下超临界水冷堆？

彭士禄：超临界水冷堆是在水的热力学临界点（374 ℃，22.1 MPa）以上运行的高温、高压水冷反应堆。超临界水冷却的热效率比目前轻水反应堆高出1/3，同时也简化了核电厂配套系统和设施。

由于冷却剂在反应堆中不发生相变，且直接与能源转化设备耦合，所以也无“压水堆”、“沸水堆”之分。堆芯核燃料为氧化铀芯块，包壳采用耐高温的高强度镍合金或不锈钢。同时超临界水冷堆也引入了非能动安全性。

《中国核电》：超临界水冷堆有哪些优点？

彭士禄：超临界水冷堆具有安全性、高效性、经济性、可持续发展等多方面优点。

首先，超临界水冷堆具有固有安全性，无论发生什么故障都可以得到安全控制，它的几个辅助安全系统完全可以利用我国引进的AP1000第三代核电站的非能动技术。

其次，超临界水冷堆采用水作为慢化剂和冷却剂。水是易取得和便宜的物质，且其化学物理性质清楚，便于应用。超临界水冷堆在250个大气压下工作，其出口温度可达500 ℃以上，所以可将目前压水堆核电站的净热效率从33%左右提高到44%以上。由于热效率提高了10%以上，可节省核燃料25%左右，即3个百万千万级压水堆的核装料可装配4个百万千万级的超临界水冷堆。

第三，超临界水冷堆具有灵活性，在一些技术上可以充分利用我国超临界火电厂的技术，比如，将反应堆代替超临界锅炉即为超临界核电厂。我国目前已经建成超临界和超超临界火电机组40多个，单机容量30万、50万、80万、90万、100万千瓦的都有，这说明我国的超临界技术已经很成熟了，完全可以用在超临界水冷堆上。此外超临界水冷堆的堆芯紧凑化布置，很容易转化为快中子堆，这也体现了它的灵活性。

第四，超临界水冷堆在节省材料方面也有优势。它的一回路系统最为简化，取消了压水堆中的主蒸汽发生器、稳压器、主循环泵等，由超临界水经过减压后直接向主汽轮机供气，所以节省了大量堆结构材料。

《中国核电》：请您具体介绍一下超临界水冷堆的经济性？

彭士禄：超临界水冷堆在经济性上具有很强的竞争力，这也是GIF优先研发它的主要原因之一。据GIF估计，一座百万千万级的超临界水冷堆核电站造价约为900美元每千瓦，电价约为2.9美分每千瓦时。目前我国在建的核电站:方家山压水堆核电站比投资约为13 000元每千瓦，三门AP1000核电站比投资约为16 000元每千瓦，高温气冷堆比投资约为16 000元每千瓦。由此可见，超临界水冷堆在比投资上都比上述核电站便宜，3座百万千瓦级的压水堆核电站的造价可以建4座百万千瓦级的超临界水冷堆核电站。

《中国核电》：目前，超临界水冷堆存在哪些亟待解决的问题？彭士禄：超临界水冷堆优点很多，但也有一些亟待解决的问题。如:反应堆压力容器的制造，堆内构件绝热材料的研制，设备密封材料的研制，稳定性分析和控制等，这些都是要解决的问题。

《中国核电》：请您介绍一下我国在第四代核能系统研制上的进展情况。

彭士禄：应该说我国一直非常重视第四代核能系统的研发工作。如，中国原子能科学研究院的中国实验快堆，就属于钠冷快堆。我们先搞实验快堆，再发展示范快堆，然后是大型增殖经济验证性快堆，继而商用推广；清华大学核研院已经建成10 M W的模块式高温气冷堆，也是为研制第四代核能系统打基础；此外我国在热核聚变方面的研究也取得了很大的进展，可以说，我国核能利用的发展前景越来越广阔。