核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的 核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量 热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器 内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就 源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。这就是 最普通的压水反应堆核电站的工作原理

阮养强 苏忱骥（AECL上海技术合作中心，上海 200030）

孙玉良 （清华大学核能技术设计研究院，北京 100084）

摘 要： 为适应电力体制改革后竞争日趋激烈的电源市场要求，新一代基于重水慢化的压水堆设计ACR（先进CANDU堆）将大幅度降低单位造价、显著缩短建造周期、进一步降低平均发电成本，同时提高固有安全和非能动安全可靠性，继续改善核机组的运行性能，并且为实际应用先进燃料循环创造更有利的条件。ACR采用了渐进革新式的发展策略，既保留CANDU重水堆的基本特点和相关的发展优势，又应用一些关键性的技术革新，包括使用稍加浓铀燃料和轻水冷却剂，从而为融合当代先进重水堆和先进轻水堆的优点创造条件。它有利于充分发挥本土现有核电技术产业在技术、人才、燃料资源和制造能力方面的优势，促进核电本土自主化能力和竞争力的发展；可以高效利用多种核燃料资源，包括压水堆乏燃料、快中子增殖堆或其它转换堆生产的易裂变核燃料以及钍铀混合燃料等，从而为核电大规模可持续发展奠定现实的基础。

关键词： 新一代反应堆 ACR 重水慢化 先进燃料循环 可持续发展

Abstract: To meet the increasingly more competitive electric power markets after deregulation, ACR design－the Advanced CANDU Reactors with heavy water as moderator and light water as coolant, is targeted to significantly cut specific capital cost, shorten construction schedule, reduce average electricity production cost; in the same time, it provides enhanced inherent and passive safety features as well improved operational performance, and promotes practical implementation of advanced fuel cycles. Evolutionary innovation approach is adopted for the ACR design, it is soundly based on the proven CANDU essential features and associated development flexibilities, while some enabling technologies and new design features are creatively incorporated, including a tight lattice core with the use of slightly enriched uranium fuel and light water coolant. This allows ACR to combine the best of advanced heavy water reactors and advanced light water reactors. It provides a cooperative platform to fully utilize the existing strengths of domestic nuclear power technological industry in technologies, human resources, fuel resources, and manufacturing capabilities; this will advance the self-reliance capability and competitiveness of the domestic nuclear power sector; the ACR type reactors can also efficiently utilize various fuel resources, such as fissile material remaining in spent PWR fuel, generated by fast neutron breeding or transforming reactors as well as thorium-uranium mixed fuel, thus contributing to the long-term and large-scale sustainable development of nuclear power.

Key words: New Generation Reactor ACR Heavy Water Moderator Advanced Fuel Cycles Sustainability

半个世纪以来，核能发电已经成为多数发达国家和一些快速发展中国家为实现经济和社会可持续发展的一个主要电力生产方式，每年为全世界提供了近五分之一的电能。全世界累积超过一万个堆年的核电厂运行实践表明，三大主流商用堆型，即压水堆、沸水堆和重水堆，不仅安全可靠，有利于环保，而且在很多电力市场上核电的全寿期平均单位发电成本比火电更有竞争力。由于各国为实现环保目标而加大力度限制燃煤发电产生的废物排放，同时快速膨胀的燃气发电又可能面临未来燃料价格飙升的威胁，而大量早期建设的核电机组将逐步退役，因此，核电正在迎来一个新的发展机遇。但是，由于全球性电力市场体制改革浪潮的兴起，特别是随着竞价上网机制的引入和独立发电公司的崛起，电源市场的竞争将日趋激烈，核电的进一步发展面临新的挑战。为了保护投资和实现较快的投资回报，未来发电企业将对核电机组的经济竞争能力和安全可靠性等提出更高的要求；20世纪80、90年代推出的一些改进型设计大多已无法满足这种新要求，特别是在经济性指标方面。为适应电力市场体制的这种结构性变革，核电不仅要在长期稳定的平均发电成本方面比煤电和气电有更明显的优势，而且在单位造价和初始投资总量上也必须大幅度降低，建造周期要明显缩短；另一方面，核电厂的安全可靠性要进一步改善，易裂变核燃料的利用率和长期可持续供应能力要进一步提高，废料的处理和防核扩散问题也要逐步得到解决。

为迎接这种挑战和机遇，一些国家的核电设计公司，或单独或联合，正在掀起新一轮的技术开发热潮；为满足未来不同时期电源市场的需要，已经提出了各种各样的新一代核电产品设计或初步概念。这些设计按慢化剂性质可分成四大类：以重水、轻水或石墨为慢化剂的三大类热中子堆，加上不需要慢化剂的快中子增殖堆或其它类型的转换堆。本文主要介绍由加拿大原子能公司主导开发的新一代基于重水慢化轻水冷却的先进CANDU堆（Advanced CANDU Reactor，简称ACR）技术的发展特点。先以中国秦山三期即将建成投产的CANDU-6机组为例，介绍重水慢化加压水冷堆和普通压水堆型核电厂之间的主要相似性和差异性。新一代产品设计ACR除了保留久经验证的CANDU基本特点和发展优势之外，还采用了一些关键性的技术革新，包括基于稍加浓铀燃料和轻水冷却的密栅式堆芯设计，从而为融合当代先进重水堆和先进轻水堆的优点创造了有利条件。ACR的堆芯尺寸显著缩小，堆芯物理和安全特性得到显著改善，所需重水的量大幅度减少，相关系统得到极大简化，蒸汽参数提高带来热效率的显著提高。由于ACR的工程设计改进是成熟渐进的，是基于现有成熟商用核电机组技术和经验，所以很快就可以投放市场；而它在造价的突破，在安全性、可建造性和易运行性等方面的显著改进，则为电力企业提供了一个可以与煤电和气电相竞争并且符合环保发展大趋势的电源选择方案。另外，ACR的设计理念有助于发挥中国现有核电技术产业的优势，促进本土自主化能力的发展，带动相关产业的发展和升级，包括推动易裂变核燃料产业和核电业的长期可持续发展。

1 CANDU型反应堆的特点

由加拿大原创开发的CANDU型反应堆是目前世界上已经发展成功并且经济性和安全性较好的三大商用核电堆型之一。CANDU核电厂与普通的压水堆（PWR）核电厂之间有极大的相似性，据估计，CANDU与PWR电厂大约75%以上（按价格计算）的设备基本上是相同的。首先，它们的常规岛部分所采用的汽轮发电机等一系列设备和相关技术基础基本上是一样的；其次，它们的核蒸汽供应系统也是类似的。为了利用核裂变时释放在堆芯中的能量来发电，两者所采用的办法都是通过高压泵把冷却剂不断输送入堆芯，冷却剂在快速冲刷流过核燃料棒表面的同时不断地把热量带出，然后又在蒸汽发生器的U型管内把热量传递给管子外侧的水，而水沸腾所产生的高温高压蒸汽则被用来推动汽轮发电机组发电。除了反应堆本体之外，CANDU与PWR的核蒸汽供应系统所用到的一些主要设备，如蒸汽发生器、冷却剂循环泵等也都是类似的。所以，多年来在发展压水堆技术过程中所建立起来的技术产业基础和制造能力，除了省去庞大和技术较复杂的压力壳之外，大多可以用到CANDU型核电厂。对ACR而言，由于也采用了轻水冷却剂和加浓铀燃料，重水的用途将只限于慢化剂侧，与普通压水堆技术相同部分的比例会更高；原则上除了堆芯之外，很多部分甚至可以通过协调设计成一样。

1.1 CANDU堆芯的四个基本特点

PWR和CANDU这两种类型的核电厂之间的关键差异在于反应堆堆芯，两者在设计理念上的差异决定了很不相同的发展潜力和灵活性。归纳起来，CANDU堆芯有四个基本特点：1）单独分开的低温低压重水慢化剂，2）水平压力管栅式堆芯，3）简单短小的燃料棒束组件设计，4）带功率运行时不停堆换料。

PWR堆芯承压部分是一个庞大的高压容器，所有的燃料组件、控制棒组件、兼作慢化和冷却用的加压水，以及其它堆内构件全部包含在里面。而CANDU堆芯的承压边界是由几百个小直径的水平压力管组成，每根压力管内装有简单短小的燃料棒束，高压冷却剂从棒束中间的缝隙间冲刷流过，同时不断地把燃料元件中的热量带走。以每个压力管为中心而构成的这些燃料通道组件，从一个卧式圆筒形排管容器的两端面贯穿过，而通道与通道之间是相互独立并且每个燃料通道的外侧面与重水慢化剂相接触。排管容器尺寸虽然也较大，但它内部充满的是低温低压的重水慢化剂。

由于燃料棒束组件简单短小，又加上反应堆堆芯是水平管道式的，这为不停堆双向装卸燃料创造了有利条件。在换料的时候，两台换料机分别与一个通道的两端对接，一端将燃料棒束一个个推入燃料通道，顺着冷却剂流动的方向将其推入堆芯；另一端接收卸出的乏燃料棒束。换料可以在反应堆带功率运行时进行，整个操作过程从控制室通过计算机系统按预编程序遥控自动完成。对秦山三期的CANDU-6机组而言，有380燃料通道，共装有4560个燃料棒束，一般平均每天对两个通道进行换料，每次换掉一个通道12个燃料棒束中的8个。CANDU不停堆换料带来的好处是多方面的，它不仅避免了因换料而需要周期性的强制停堆，更重要的是它提供了一种强有力和灵活的核燃料管理手段，可以用来优化堆芯中子物理特性，包括使反应堆的后备反应性降低到最小，并优化中子通量和功率的平稳分布。

CANDU基本特点的形成原因可以追溯到五十多年前加拿大刚开始发展核电反应堆时的特殊国情条件，特别是当时的资源状况（要求能够利用天然铀而不是加浓铀），人才和技术力量（要发挥加拿大在重水研究堆技术和人才方面的优势），市场因素（要能够和当时安大略省的煤电竞争）和工业基础（要与加拿大当时相对薄弱的工业基础相适应）。为了确保设计出的反应堆能够利用易裂变核素铀-235富集度极低的天然铀，要求对裂变产生的中子利用率极高，因而必须使用对中子吸收极少的重水作慢化剂。初始方案曾提出采用立式堆芯和耐高温高压的钢制大容器；而经济性分析结果表明，为了与当时的煤电竞争，商用核电厂的功率至少要在200 MW以上，而相应的压力容器尺寸已远远超出了加拿大当时的制造能力。为解决这个矛盾，最终采用了压力管燃料通道式的堆芯结构，这不仅简化了堆芯和燃料的支承结构，同时使不停堆双向装卸燃料成为可能。自1962年加拿大建成了世界上第一个CANDU原型堆示范电厂NPD（20 MW）以来，全球已建成的CANDU机组共有30多座，大部分是分布在加拿大国内。

从80年代中期开始，CANDU产品逐步进入国际市场，在世界核电不太景气的情况下，这种堆型仍然较快地发展到了加拿大以外的6个国家。仅从1991年以来就有7个CANDU机组项目签约，其中四个已经全部按时按预算建成投产，三个在韩国，一个在罗马尼亚；另外，秦山三期的两台CANDU-6机组也即将建成投产，还有罗马尼亚的第二个CANDU机组正在建设中。

CANDU基本特点经受了几十年来的实践检验，相关的一些发展优势为这种反应堆技术的不断发展改进创造了有利的条件。

1.2 燃料和设备制造易于实现本土化

燃料棒束组件设计是CANDU堆很有特色的一个方面。它的外形短小，长约50 cm，外径10 cm；结构也简单，目前CANDU-6用的37-根元件棒燃料组件仅仅由七个简单部件组成。简单短小的燃料组件设计，意味着燃料制造厂投资小，燃料生产成本低，燃料和相关运行管理费用低。所有引进CANDU机组的国家，在建成第一个机组后都很快就实现了燃料组件制造的国产化，这包括工业基础比较薄弱的国家，如阿根廷和罗马尼亚等。中国包头核燃料厂也很快建成投产，并为秦山三期的CANDU堆提供燃料组件。

由于整个反应堆基本上是由大量完全一样的小模块件组合而成，避开了庞大高压容器和复杂燃料组件的制造，所以CANDU技术相

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