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超臨界水反應爐

超臨界水反應爐[註 1]（英語：Supercritical water reactor，縮寫：SCWR）是一種第四代反應爐設計，使用超臨界水作為工作流體。超臨界水反應爐也是一種輕水反應爐（LWR），但是工作流體運作於較高的溫度與壓力，採取類似沸水反應爐（BWR）的單次循環和類似壓水反應爐（PWR）的單一相態運轉機制。BWR、PWR與超臨界蒸氣鍋爐皆是已實證過的技術。由於SCWR具有較高的熱效率[註 2]與簡單的設計結構，成為倍受關注的新式核反應爐系統。[1]

超臨界水反應爐結構

設計

減速劑與冷卻劑

SCWR以超臨界水作為中子減速劑與冷卻劑。當水在臨界點以上時，蒸氣與液體的密度會相同且無法區隔開來，因而毋須加壓器與蒸汽发生器（PWR），或是蒸汽噴射器、內循環泵、氣分離機與乾燥器（BWR）。這也可避免水沸騰，產生混亂的空泡，使密度與減速效果下降，這種情形在輕水反應爐中會影響水流與熱傳，甚至使能量不易預測與控制。因此SCWR的新式結構可以減少建築成本和改善安全性。

SCWR的中子能譜仅部分慢化，使之在某些時刻變成快中子反應爐。這是因為超臨界水本身的密度與減速效應都較普通水稍低，但有較好的熱傳性。在一些快中子能譜設計中，水作為爐心外部的反射層，或作為中子部分減速之用。

快中子能譜有以下優點：

燃料

爐心裝載的是如同BWR的傳統多捆束狀結構的核燃料，可減少溫壓變化導致的不均勻熱點分布。濃縮鈾燃料的濃度較高，以抵消外層屏蔽所吸收中子的負面影響。因為會被腐蝕而起不了作用，所以束狀燃料外部並無包覆鋯化合物層，改採不鏽鋼或鎳合金。而燃料棒必須能夠承受超臨界環境或突發的能量波動，設計時考量了4種突發狀況：脆斷、屈曲腐蝕、高壓毀損和潛變。為了減少腐蝕，我們加入氫氣至水中。也有人想出高溫氣冷式反應爐BISO的概念，[2]利用抗蝕材料碳化矽包覆鈾燃料外層。

控制

SCWR也如同PWR使用控制棒控制核反應進行。

材料

SCWR內部材料所承受的運作環境較LWR、LMFBR與超臨界蒸氣鍋爐嚴苛，因而需要較高品質的爐心材料（尤其是核燃料外部包覆層）。除此之外，一些元素也會因為吸收中子而活化產生放射性，例如：59Co吸收一個中子變成60Co，後者會放出強烈伽瑪射線，所以鈷不適合作為反應爐的合金材料。

研究與發展方向：

  • 超臨界水受輻射影響下的化學性質（避免受應力崩解與維持在高溫或中子輻射下的抗性）。
  • 材料尺寸及微觀結構的安全性（避免脆化與保持在高溫或中子輻射下的潛變抗性）。
  • 使材料能夠承受嚴苛運作環境，且避免吸收過多中子，危及燃料經濟性。

優勢與挑戰

優勢

  • 運用超臨界蒸氣發電機的朗肯循環改善效率。
  • 較高的運轉效率意味著較佳的燃料經濟性（使用較少燃料），并且衰變熱較低。
  • 超臨界水有絕佳的熱傳性質，允許在小型爐心結構下的高能量密度的流動。
  • SCWR屬於一次直接循環設計，即從爐心流出的高溫超臨界水直接送至渦輪發動機發電。這讓整體結構設計變得較PWR簡單，類似BWR結構。SCWR甚至精简了BWR的部分裝置，它的反應爐槽內沒有內循環泵、再循環流體系統、氣分離機與乾燥器。它的圍阻體內部存儲能量低於PWR。[3]
  • 與液態金屬冷卻反應爐相較，水是液態、無毒且便宜的物質，易於檢修。
  • 一座快中子超臨界水反應爐可作為滋生式反應爐使用，可把長半衰期的錒系元素燒掉。
  • 超臨界重水反應爐可以利用釷燃料進行滋生。

挑戰

  • 在高溫超臨界水與輻射影響下，延展性材料的研究與發展。
  • 在特殊啟動過程下，避免水達臨界溫度前的不穩定情況。
  • 若意外出現低水位情形，使散熱及冷卻效果減低，過高溫度會對燃料外部包覆結構產生負面影響[4]。
  • 高溫與高壓對材料的應力承受有很大的影響。例如：壓力管。
  • 在爐心出口末端的冷卻劑密度會急速下降，導致需要額外減速材料補強。許多新設計會用內部給水導管，從最頂端的管線通過爐心，提供另一道摻入減速材料的水流。這方法可使整個反應爐槽得到冷卻，但會使材料品質要求增加（要能抗高溫、較大溫度變化和強烈輻射）。新型壓力管設計也有潛在問題：大多數導管中的減速劑是低溫低密度的，這會使冷卻劑密度在減速過程中下降[5]。
  • 一座快中子超臨界水反應爐需要較複雜的爐心設計，以維持負的空泡係數。

參見

注釋

  1. ^ 這裡超臨界指的是水達臨界點，而非核燃料達臨界質量
  2. ^ SCWR熱效率預估有45%，比現行輕水式反應爐33%還高

參考資料

  1. ^ 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）. 
  2. ^ 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）. 
  3. ^ 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）. 
  4. ^ 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）. 
  5. ^ 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）. 

外部連結

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