加拿大重水堆技术发展综述

杜景晖

四川大学物理科学与技术学院

加拿大重水堆技术发展综述

杜景晖

四川大学物理科学与技术学院

介绍了加拿大重水动力堆技术发展的历史及对未来的展望。加拿大在重水动力堆方面一直有深厚的经验，在役反应堆多为CANDU 6型。上世纪九十年代开发出的CANFLEX棒束是CANDU堆最先进燃料循环最合适的载体被运用在之后设计的ACR堆和CANDU SCWR堆中，由于允许较高的运行温度和压力，机组的热效率有所提高。AECL的长期计划是发展CANDUX ，使热效率能提高40%。

CANDU堆；发展；canflex棒束；重水堆

序言

加拿大原子能公司（AECL）是目前核动力堆的主要设计商之一，其旗舰产品CANDU堆的发展一直受到关注。六十年来，加拿大原子能公司一直致力于CANDU堆的发展，由最早第I代的原型堆NPD，到第I I代反应堆C A N D U，第I I+代的CANDU6，发展到第III代的Echanced CADNU 6，III+的先进CANDU堆（ACR系列），AECL正在积极规划发展IV代的CANDU 超临界水堆（SCWR），和刚开始概念设计的CANDU X。

1.CANDU 6 堆的发展

CANDU6堆是700MW级的核反应堆，最早使用CANDU 6型反应堆的核电厂位于加拿大近海岸，已运行了三十年。国内投入运营的秦山三期重水堆，采用的就是CANDU6堆，其燃料棒束设计是由37根天然铀棒组成的NU-37（natural uranium）组件。

NU37燃料棒束由天然铀二氧化铀陶瓷芯块、Zr-4合金包壳管和压力管、端塞、隔离块、支撑垫和端板等部件组成。其中经压制烧结而成的高密度芯块能降低体积变化率且使堆内装载尽可能多的可裂变材料。而芯块端面呈蝶形，端部有倒角，柱面经磨床加工后光洁度较高，有利于芯块与包壳的接触和热传导。组成棒束的37根元件棒结构相同，芯块装在Zr-4合金包壳管内，其两端由端塞密封焊接而成，两侧由端板焊接固定。元件棒与元件棒之间由隔离块连接，棒束通过最外层元件棒上的支承垫由压力管支承。

2.CANFLEX 棒束的应用

CANDU6堆采用天然铀燃料，重水冷却和慢化及不停堆换料方式，虽然具有较好中子经济性，能灵活决定停堆维修的周期和时间的优点，但却存在燃耗低、换料频繁、操作量大、乏燃料产量大、中间贮存费用高以及安全裕度小的缺点。因此，AECL提出了用轻水堆的乏燃料作CANDU堆燃料的方案，这不仅节省了天然铀资源，也提高了燃耗。因此CANFLEX棒束被研究出来作为多种燃料的载体，如SEU（Slightly Enriched Uranium）、DUPIC（direct use of Spent PWR Fuel in CANDU）燃料、MOX（M i x e d O x i d e F u e l）燃料、R U（recoverd uranium）、钍等。而总功率为900MWe的CANDU 9开始采用这种燃料组件。

CANFLEX棒束是由AECL和韩国的KAERI用了十年时间开发出来，具有优良的热工水力特性，比NU-37棒束能有更高的燃耗。CANFLEX棒束的主要特征是在NU37（CANDU6）组件的37根元件棒基础上增为43根。CANFLEX棒束内部的元件棒分为两种不同的尺寸： 中心元件与内环共8根采用大直径的燃料元件棒，外部二环35根采用小直径的燃料元件棒。外部两环峰因子相比于NU37组件降低了16%，而内环和中心尺寸较大的元件就是为了补偿外部两环较小的元件所造成的燃料体积的损失。

与NU37组件的相比，CANFLEX棒束有着优越的技术特点：

首先，CANFLEX棒束增加了6%～9%的临界通道功率水平，而根据实际运行经验，堆芯长期运行后会出现老化现象使得临界通道功率降低，canflex棒束刚好能抵消这些不利效应，保证堆在满功率运行下有足够的安全裕度，延缓降低现象对堆芯使用寿命的影响，使得安全性方面有所提升。

其次，如果在CANFLEX棒束中使用与NU37相同量的天然铀，由于元件数目的增加，元件棒的峰值功率会降低20%，但整个棒束的功率和NU37的相近。这也增强了其安全性。

第三，为了使CANFLEX棒束与现有CANDU堆内燃料装卸系统完全兼容，两种组件长度和外径都分别相等，并具有近似的压降和氙瞬态水平,使得CANFLEX棒束可以直接使用在CANDU堆上而无需对堆芯几何结构和换料机构做任何调整，因此, 营运者可在不停堆换料期间引入CAN FLEX 棒束，同时原有的元件制造生产线也无需作重大改变即可进行CANFLEX组件的生产。

此外，CANFLEX棒束还增加了CHF（critical heat flux）附加块，这种结构体现出该棒束较高的热工水力效率（增加冷却剂的湍动，减小产生冷却剂空泡的可能性），提高了热传输效率，也更增强了安全裕度。

由于其灵活性强的特点，优化后的CANFLEX棒束在之后的CANDU技术发展中得到广泛采用。

图1 NU-37燃料组件

图2 CANFLEX燃料组件

3、ACR（Advanced CANDU Reactor）的发展

研发先进CANDU堆是为了更好地满足工业界和公众对安全、经济、可靠和环保核电的期望。

ACR的发展保留了CANDU堆久经验证的基本设计理念与优势特点，此外，为了最大化其经济性的增长，AECL对反应堆进行了一系列优化设计。以下是ACR 相比于CANDU的主要设计革新：

使用轻水替代重水作为冷却剂，省去了重水冷却剂净化回收系统；

更加紧凑的堆芯设计（较小的燃料通道删距降低了堆芯体积），减少了重水装量，降低成本和辐射；

使用进低浓缩铀（L E U ）的CANFLEX-ACR燃料棒束，提高了燃耗，延长了燃料的使用寿命；

可以高效使用混合氧化物（MOX）燃料和钍等其他类型的核燃料；

提高了燃料的安全裕度；减少乏燃料产量约60%；冷却剂和蒸汽供应系统的温度更高，提高了热效率；

设计中还包含了许多非能动安全特点，使其安全性更强；

堆芯尺寸虽与CANDU6相仿，但输出功率更大。

ACR堆所采用的CANFLEX-ACR棒束，其中心元件是含中子吸收剂和燃料棒（含镝Dy的天然铀芯块），其余42个元件为低富集铀芯块。这就更好的优化燃料的线功率，同时，中心元件内的中子吸收剂可以调整冷却剂空泡反应性，使ACR堆具有负的冷却剂空泡反应性，同时也使其成为最理想的混合氧化物（MOX）燃料和钍燃料的反应堆。此外，在燃料包壳内壁覆盖的一层很薄的特殊润滑层也能提高燃料性能。

4、IV代超临界水冷堆（CANDUSCWR）

SCWR堆作为六种优先发展的第四代核能系统之一，是唯一一个以轻水作冷却剂的反应堆，它是在现有水冷反应堆技术和超临界火电技术基础上发展而来的。与之前的反应堆技术相比，它在经济性、可持续性、可靠性以及防核扩散方面都有优势。SCWR堆应用范围也被扩展到许多方面，比如从油砂中提取石油，供热，脱盐等等。

现在主要有两种类型的SCWR堆：与传统压水堆、沸水堆相似的压力容器式以及压力管式。前者主要由日本以及欧盟集中研究，而加拿大主要研究基于CANDU堆的压力管式SCWR堆。

作为冷却剂的超临界水密度变化会很大，尤其在堆内当水温超过临界点时变化尤为显著。这种密度变化会使堆芯通量梯度以及通量的形状更加复杂，而在这一点上CANDU堆则不会受太大的影响。这主要是因为：

在CANDU堆内慢化剂是和冷却剂分离的，使冷却剂对于中子的影响较小；

燃料通道的流动方向是交错的，这就刚好平衡了密度梯度，轴向的通量分布也较为均匀。作为慢化剂的重水特别适合于使用超临界水。

超临界水的压力要求高于23兆帕，如果是压力容器式反应堆，就要求其压力容器要更厚，这就会增加成本以及引起其他问题，而CANDU堆只需对燃料通道进行优化设计就能满足要求。

因此，压力管式SCWR堆可直接在CANDU堆基础上进行改进而不用改变过多参数，实现较好的过渡。

CANDU SCWR堆堆芯出口温度均超过500摄氏度，压力约30兆帕，由于高温，堆内水密度较低，这就减弱了对中子的慢化，从而使堆内中子能谱硬化，易裂变燃料的转换比和燃料利用率也得到提高，这就相当于CANDU燃料效率与超临界水热效率的叠加，其优良的效率可见一斑。该堆预计最早将在2015年建成示范堆。

5.CANDU X

CANDU X的概念是在上世纪九十年代初提出来的，其中不少理念已经被应用到III+的ACR技术中（紧凑的堆芯，轻水冷却，先进燃料及燃料循环方式等）。CANDU X将是AECL发展的方向。而CANDU X的发展可能会给现在的技术水平带来一场革新。

6.结束语

加拿大重水堆的突出优点是可直接利用天然铀。由于重水良好的慢化性能，使其吸收的中子数较少，故可直接用天然铀作燃料。基于CANDU堆简单短小的燃料组件设计，其对燃料的适应性强，有利于实现先进的燃料循环方式，再加上成本的低廉性，高中子经济性等特点，CANDU堆在核电的经济性、安全性、可持续性等方面有着其自身的优势。围绕CANDU堆，加拿大原子能公司开展了大量的设计研究，从CANDU技术到中期的ACR技术，这对于实现全球核电的经济以及可持续发展有着积极意义。

谢仲生.Peter Boczar.CAN堆DU先进燃料循环展望 [J].核动力工程.1999, 20(6): 560-565

10.3969/j.issn.1001-8972.2011.12.006