李玉仑 张育曼  彭士禄

中核集团 清华大学 中核集团

2006.3.  北京

提纲
1. 引言
2. 规划的核电装机容量对天然铀的需求量
3. 铀资源利用率与转换比/增殖比正相关
4. 超临界水堆——轻水堆前沿技术
5. 超临界水堆在中国的现实性
6. 超临界水堆和节省铀资源
7. 结论

1. 引言

• 铀资源是核电规划的重要基础
• 到2005年底，中国商业运行核电机组装机容量为6998MWe，占全国总装机量1.4％，在建核电机组装机容量为2120MWe
• 核电规划目标：到2020年中国核电要达到建成商业运行机组装机容量40,000MWe，在建机组装机容量18,000MWe，这是一个极具挑战性的目标
• 超临界水堆是轻水堆的前沿技术，第4代核电的一个发展方向
• 超临界水堆在中国是最现实的，也有利于节省铀资源

2. 规划的核电装机容量对天然铀的需求量
      2.1 已有和已批准开工核电机组
      表1  商业运行和在建核电机组

表2  新开工建设核电机组

2.2  规划的装机容量
• 根据规划目标，国家已批准开工建设的核电项目
– 岭澳二期工程          2×1000MWe PWR  2005.12
– 秦山二期扩建工程  2×650MWe   PWR  2006.03
• 到2015年前，必须有28×1000MWe机组开工建设，才能在2020年建成40,000MWe机组
• 在2015-2020期间，还应再开工建设18×1000MWe机组
• 到2025年，总共将有58GWe核电机组运行
• 按上述设想，核电装机容量增长趋势表示在图1上
• 2020年，中国电力总装机将达900GWe[1]
• GDP增长必须降低能耗，假定2020年后，每年新增30GWe，到2040年，全国总装机1500GWe
• 在此基础上，假定核电增长2个方案，也表示在 图1上
• 案1.  2025-2040维持在2025年的核电比例5.5％     核电应有83GWe（图中虚线）
• 案2.  在2040年，核电比例达8％     核电应有120GWe

• PWR是中国核电的主流堆型
• 批量建设核电机组的可能方式
– 翻版＋改进
– 引进第三代核电技术
– 开发有中国特点的PWR
• 无论采用何种方式，新建机组应当
– 经济性明显改善，造价和运行成本降低
– 安全性有所提高
– 堆的性能有所改进
– 有利于可持续发展
2.3  天然铀需求量

3. 铀资源利用率与转换比/增殖比正相关

铀资源利用率、堆型、后处理（U.Pu回收利用）、天然铀价格之间的关联表示于下图

《Die Zukunft der Stromversorgung》P.87, 1992

• 相对的铀资源利用率对转换比/增殖比灵敏且正相关
• 轻水堆技术发展，燃耗增加，转换比提高，快堆相对轻水堆燃料利用率的提高倍数已大大降低（用在相当长时间内难以实现的合金燃料高增殖的快堆与七、八十年代设计的压水堆比较，夸大了提高铀资源利用率的倍数）
• 高转换堆的使用能使裂变材料利用得到明显提高
• 后处理是不可忽视的，后处理技术（工艺流程）与堆技术相匹配
• MOX原本为快堆开发，但首先在热堆内使用
• 由于经济、技术原因，主要核电国家快堆计划都一再推迟

4. 超临界水堆——轻水堆前沿技术

 4.1  轻水堆技术发展历程

4.2  轻水堆发展趋势

• 安全性方面  堆芯安全裕量  冷却剂装量
        简易性和宽容性  安全壳
• 可靠性和经济性  燃料利用的经济性和灵活性
       可利用率  建设周期（模块化）
       电厂使用寿期
       燃料的充分利用（高转换比）
4.3  进一步发展的轻水堆概念
• 目前受到较多关注的轻水堆概念
– 一体化主系统反应堆（IPS）
– 简化沸水堆（SBWR）
– 压力管反应堆（PTR）
– 超临界水反应堆（SCWR）
– 高转换比水堆（HCR）
– 球床燃料水堆（HCR）
– 与燃料循环相关的先进水堆（Th-U，Pu-Ma）

• 作为探讨，上述堆型都是前沿，我们看好超临界水堆
4.4  超临界水堆——轻水堆前沿技术
     4.4.1 GIF选择了6种堆型概念作为
       第4代核能系统优先开发目标
– 气冷快堆
– 铅冷快堆
– 纳冷快堆
– 熔盐堆
– 超临界水堆
– 超高温气冷堆
• 所选6个堆型，4个堆型可增殖燃料
• 最有可能要求建设原型或示范超临界水堆
4.4.2  超临界水堆
• 超临界工况下水冷却剂
– 水的临界点压力22.12MPa，温度374.3℃
– 运行压力超过临界压力，水呈单一介质，不发生相变
• 进出口冷却剂热焓差远大于现有水堆，低流量满足载热要求，进口280 ℃和出口540 ℃就可全自然循环
• 最大限度简化了反应堆配置，不需要蒸汽发生器、主泵、稳压器、汽水分离器和干燥器，是最简单的一体化反应堆
• 安全壳尺寸很小
• BOP配置规模小
• 能最大限度利用现有轻水堆和超临界火电厂的成熟技术

超临界水堆，最简单的一体化水堆

此图摘自Mujid S,Kazimi《Advanced Water Cooled Reactor Energy System》

此图摘自Dr.Jocopo Buongiorno(INEEL)《The Gen4 Roadmap》

此图摘自Mujid S,Kazimi《Advanced Water Cooled Reactor Energy System》

4.4.3  超临界水堆的技术经济特点
• 技术特点
– 综合利用轻水堆和超临界/超超临界火电厂的成熟技术
– 堆芯中子能谱可灵活设计，既可设计热堆，也可是快堆
• 经济特点
– 热效率高，可达44％（水堆目前～33％），省铀，系统和设备简化，降低建造和运行成本
4.4.4  主要的R&D
• 堆芯设计
• 堆芯材料
• 安全性分析
• 稳定性和控制

5. 超临界水堆在中国的现实性

• 世界核能界普遍认为第4代核能系统（包括反应堆和燃料循环）的研发目标是：经济性、可持续性、安全性、防止核扩散和实体保护
• 核电业主和消费者最关心的是：经济性明显改善，高放废物永久贮存得到合理和可靠的解决，加之油价持续攀升不降，是刺激建设新核电机组的主要因素。但世界范围内规模建设新核电机组是在2015-2020年以后
• 在2020年以后，中国即使要保持2020年核电所占比例，仍需批量建设新机组。根据新堆型开发的成熟性，决定建什么堆型的核电机组
• 超临界水堆的技术基础源于轻水堆和超临界（超超临界）火电机组，在中国研发超临界水堆最具现实性：
• 超临界水堆是轻水堆的进一步发展，而压水堆是迄今和今后中国核电发展的主导堆型。在已有压水堆技术和相应的配套研发设施、设备制造能力基础上研发超临界水堆，能与成熟的压水堆技术很好地衔接
• 超临界火电机组在世界范围内包括在中国的应用都已是成熟技术，超临界水堆机组的常规岛易与之结合。它还可以借鉴超临界火电机组耐高温材料和水处理控制技术的经验
• 超临界工况使轻水堆的系统和设备大大简化，继而核电站的造价和运行成本大为降低，经济性明显改善
• 冷却剂平均密度较低，可以灵活设计堆芯中子能谱，超临界水堆不仅能设计成热堆，也能设计成快堆，意味着在超临界水堆内提高燃料利用率的潜力
• 超临界水堆设计目标使热效率高、发电成本低，热效率可达44％（介于超高温气冷堆和纳冷快堆之间），与轻水堆相比，更利于有效利用和节省铀资源，有利于核电可持续发展

6. 超临界水堆和节省铀资源

• 人们预期的2020年中国核电规划目标对铀资源的需求已相当可观。中国核电发展的历程表明，很难对长期发展作出较准确预测。但是，中国大规模发展核电，铀资源将是最主要制约因素之一，应备受关注。按本文2.2内的保守预测，在2020-2040年内，保持中国核电适度发展还要再建62台百万千瓦机组，所需支持的铀资源量已表示在图2内
• 当核电机组的装机容量确定后，铀的年需求量和机组热效率成反比。如果从2020年开始逐步批量建设超临界水堆，到2040年建成62台百万千瓦级机组，则在2040年，与轻水堆相比，天然铀年需求量将减少3134吨，在全寿期内天然铀需求总量将减少188065吨
• 相应地，分离功年需求量将减少2056吨SWU，分离功总需求量将减少123381吨SWU
• 当然，燃料组件制造量和乏燃料产生量也都相应地有明显减少
• 如果超临界水堆设计成快堆，铀资源的可利用率会进一步大大提高，可能是中国实现核燃料增殖的捷径
* 到目前为止，尚未见到在2040年商用快堆批量建造的可信前景，涉及快堆及其燃料循环的问题不在此讨论

7. 结论

• 按中国核电规划目标，在2025年天然铀年需求量为10616吨，在全寿期内总需求量达641867吨（均按铀重量计）。稳定可靠的铀资源供应是中国核电可持续发展的最重要因素
• 应该合理有效地利用中国有限的铀资源，在中国条件下将铀资源用于产生高参数热能去发电最为合理
• 在可预见的未来，中国发展超临界水堆是有效利用和节约铀资源最现实的途径，超临界水堆可能成为支持中国核电可持续发展的重要堆型。