董澤楠

摘? 要：行波堆本質(zhì)上為鈉冷卻快中子反應堆，屬于第四代核電技術(shù)。行波堆相比于目前廣泛應用的輕水反應堆，其燃料利用率可從0.7%提高至40%甚至更高。2006年，泰拉能源第一個開發(fā)出實際工程應用的增殖&燃燒快中子反應堆方案，這個設計概念被稱為行波反應堆（Traveling-Wave Reactor/TWR）。目前，中低功率（機組容量300MW級）和大功率（機組容量1000MW級）的行波堆正在設計當中。2015年至2018年，中核集團與泰拉能源曾就行波堆技術(shù)展開合作[1]，文章將概述以泰拉能源公司為代表的徑向行波堆的原理、實際工程實施方式及工程化展望。

關(guān)鍵詞：核能發(fā)電;行波堆;工程化

中圖分類號：TL43? ? ? ? ?文獻標志碼：A? ? ? ? ?文章編號：2095-2945（2019）17-0147-02

Abstract： Traveling wave reactor is essentially a sodium cooled fast neutron reactor， which belongs to the fourth generation nuclear power technology. Compared with the widely used light water reactor， the fuel efficiency of traveling wave reactor can be increased from 0.7% to 40% or higher. In 2006， TerraPower was the first to develop a multiplication-combustion fast neutron reactor scheme for practical engineering applications， a design concept known as the traveling wave reactor （TWR）. At present， the traveling wave reactor with low and medium power （unit capacity 300MW level） and high power （unit capacity 1000MW level） is being designed. From 2015 to 2018， CNNC and TerraPower have cooperated on traveling wave reactor technology. This paper will outline the principle， practical engineering implementation and engineering prospect of radial traveling wave reactor represented by TerraPower.

Keywords： nuclear power generation; Traveling Wave Reactor（TWR）; engineering

1 行波堆原理

以壓水堆為代表的熱中子反應堆和與包括行波堆在內(nèi)快堆的主要區(qū)別在于鈾的燃燒程度。天然鈾含有0.7%的235U和99.3%的238U。熱中子核反應堆只能利用其中的235U，在中子經(jīng)濟性變得不可接受之前，只能將238U中的一小部分轉(zhuǎn)化為239Pu。因此，即使是最高效的輕水反應堆也只能利用天然鈾中0.7%。

相比之下，快中子反應堆將238U直接轉(zhuǎn)化為可裂變的239Pu或238U，還可以實現(xiàn)燃料的增值，且功率規(guī)模越大的快堆，增值比越大。原則上只要裂變產(chǎn)物能夠被移出堆外（它們寄生吸收中子，從而逐步降低反應堆的中子經(jīng)濟性），快堆就能夠“燃燒”掉絕大部分的天然鈾[2]。因此，熱堆-快堆耦合的閉式燃料循環(huán)系統(tǒng)是較為可行的未來核能發(fā)展路線。該閉式燃料循環(huán)系統(tǒng)可簡單概括為：天然鈾采出加工成低濃縮鈾燃料組件，供給壓水堆“燃燒”，“燃燒”后的乏燃料經(jīng)后處理提取工業(yè)钚作為快堆的燃料，同時分離出錒系核素（MinorActinides/MA）混合進快堆燃料進行嬗變。在該閉式燃料循環(huán)系統(tǒng)中，快堆既接收壓水堆的工業(yè)钚與MA作為燃料，自身乏燃料后處理后也可重復使用。整個過程既實現(xiàn)了燃料的增殖也降低了MA的含量，總體上實現(xiàn)了鈾資源的最大化利用[2]。

但目前熱堆-快堆耦合的閉式燃料循環(huán)系統(tǒng)仍需要對高放射性乏燃料進行后處理，通常需要將燃料組件包殼機械地切割掉，然后在惰性氣體氛圍中進行熔融精煉，這一過程仍具有一定的環(huán)境風險;且需進行場外燃料運輸，依然存在核擴散風險。行波堆是以一種更簡單的方式來達到傳統(tǒng)快堆的功效。整堆可像蠟燭一樣 “燃盡熄滅”，燃料組件可在40年的內(nèi)徹底燃燒而無需更換新的燃料組件，其需要后處理的燃料大幅減少，規(guī)?；瘧煤?，最終也無需鈾濃縮設施。由此看來，相比于熱堆-快堆耦合的閉式燃料循環(huán)系統(tǒng)，行波堆消除了環(huán)境風險與核擴散風險，燃料利用效率提高約40倍，是人類掌握大規(guī)?？煽睾司圩兗夹g(shù)前，未來核能發(fā)展中最好的選擇。

1996年，Teller提出了一種完全自動化的反應堆，這個反應堆由起“點火”作用的核心區(qū)和核燃燒波傳播區(qū)組成。核心區(qū)以235U、233U、239Pu為燃料，而核燃燒波傳播區(qū)的燃料可以使用天然采出、不需要濃縮或再加工的釷或鈾。數(shù)值計算證明了這個堆型的燃燒波和高燃耗特點是存在且可行的。Sekimoto更進一步地提出了CANDLE反應堆這一概念，其原理是行波堆的基礎(chǔ)。如圖1所示，燃燒區(qū)的239Pu進行裂變反應釋放出中子和能量，反應向上進行。在燃燒區(qū)之后，天然鈾（大部分為238U）吸收中子后轉(zhuǎn)化成239Pu和燃燒區(qū)產(chǎn)生的MA一同開始進行裂變反應。這兩個燃燒波一上一下，不斷向堆芯上部行進，直到整個堆芯反應完畢，裂變過程才會終止。在以上過程中，類似MA這樣的長壽命高放射性毒性核素可嬗變?yōu)槎虊勖头派涠拘缘妮p核核素，顯著地降低了其乏燃料的后處理難度。通過以上原理不難看出，這種反應堆具有以下優(yōu)點：（1）相比于輕水反應堆和現(xiàn)有的快堆，行波堆具有極高的燃耗率，燃耗率可達30%至40%。（2）過剩反應性為0，無需反應性控制裝置。（3）功率峰值、反應性等反應堆特性參數(shù)不隨燃耗而改變，因此反應堆運行的各階段的所需的操作都保持一致。（4）燃燒波行進方向的功率分布不隨燃耗而改變，因此功率優(yōu)化方案更簡單徹底。（5）除燃耗區(qū)外，燃料的無限增殖因數(shù)都小于1，發(fā)生嚴重事故的風險很低。（6）無需進行鈾濃縮，燃耗深度增加減少了核廢料處理量，可有效地杜絕核擴散風險。

2 徑向行波堆結(jié)構(gòu)概述

行波堆根據(jù)燃燒波傳播方向可分為軸向行波堆和徑向行波堆，圖1即為軸向行波堆原理的示意，而徑向行波堆概念則由泰拉能源公司首次提出。徑向行波堆的增殖燃燒波不是從堆芯柱體的一端傳播到另一端，而是從堆芯中心向外傳播。值得一提的是，在徑向行波堆中，內(nèi)外層燃料棒會根據(jù)中子通量和燃料燃耗的變化而進行內(nèi)外更迭，這使得燃燒波在堆芯內(nèi)徑向方向“靜止不動”，形成駐波，取而代之的是燃料組件的“倒料”操作。設計上可實現(xiàn)18-24個月倒一次料和90%的燃料利用率，且換料周期可達10年，可大幅度減少乏燃料卸出和后處理壓力。

從結(jié)構(gòu)上來看，行波堆主體結(jié)構(gòu)與池式鈉冷快堆大體相同，二回路（鈉-鈉）及三回路（鈉-蒸汽）及常規(guī)島可采用現(xiàn)有較為成熟的設計。如圖2，其反應堆堆容器所包含的即為反應堆主熱傳輸系統(tǒng)。在結(jié)構(gòu)上，主熱傳輸系統(tǒng)由兩個環(huán)路組成，每個環(huán)路有一個豎直安裝的主循環(huán)泵和兩臺中間熱交換器組成。由于堆芯組件較高，產(chǎn)生的壓降較大，主泵通常采用兩級泵，同時，為避免發(fā)生氣蝕，主泵轉(zhuǎn)速也設定的較低。

從徑向行波堆的設計方案可以看出，其主熱傳輸系統(tǒng)結(jié)構(gòu)理論上可以沿用傳統(tǒng)的池式快中子反應堆相應設計，甚至可以有所簡化。除主熱傳輸系統(tǒng)外，現(xiàn)有的鈉冷快堆核島主設備的核心研發(fā)、設計和制造能力，包括設備研發(fā)設計、相關(guān)分析軟件、試驗驗證裝置及以上設備制造安裝和運行的能力也能夠滿足行波堆的工程化應用的需求。

3 行波堆工程化應用挑戰(zhàn)

盡管行波堆有很多優(yōu)點，但是除主熱傳輸系統(tǒng)外，仍有較多技術(shù)瓶頸，實現(xiàn)工程應用還有很多挑戰(zhàn)。

比如，行波堆的燃料燃耗深度可達現(xiàn)有快堆的3至4倍，如此高的燃耗深度對燃料包殼的結(jié)構(gòu)材料提出了比較苛刻的要求。如何解決高劑量快中子對包殼的損傷，保持燃料自身及包殼材料完整性，從而進一步降低堆芯設計對堆芯材料性能的要求，是行波堆技術(shù)工程化的一大挑戰(zhàn)但也是目前重點研發(fā)方向。

另外，行波堆在堆芯結(jié)構(gòu)、堆芯布置方式等諸多方面與傳統(tǒng)意義的快堆有顯著差異，從而使行波堆的堆芯物理與安全性能有所不同，將現(xiàn)有的堆芯物理分析方法和工具直接用于行波堆堆芯分析有一定困難。

目前據(jù)評估，泰拉能源的行波堆方案的技術(shù)成熟度接近5級，具備以完成滿足廠址階段兩評報告為目標開展全廠30%的設計工作條件;但若想達到開工條件，須完成60%的全廠設計工作且兩評報告能夠得到批準。而在行波堆之前的任何一種堆型，在它們投入到實際建造和運行前，都或多或少存在著需要去克服的缺點和挑戰(zhàn)。之前對行波堆所做的研究大部分集中于增殖和提高燃耗等方面，缺乏在系統(tǒng)層面上對中子物理、熱工水力和反應堆結(jié)構(gòu)材料水平的整體考慮。傳統(tǒng)的鈉冷快堆的諸多設計并不能直接用在高燃耗、長換料間隔的行波堆方案上，目前仍需要一個創(chuàng)新的解決方案以滿足行波堆堆芯乃至系統(tǒng)層面上的種種限制。

由于行波堆使核能真正成為清潔、高效且可持續(xù)的能源，所以在核聚變技術(shù)成熟應用前，都將會是最具可行性且可持續(xù)的核電技術(shù)。壓水堆產(chǎn)生的乏燃料處理問題早已凸顯，目前我國運營中的核電站所產(chǎn)生的乏燃料，近9成儲存在機組所配備的乏燃料池中。所以持續(xù)推進研究行波堆相關(guān)技術(shù)，實現(xiàn)工程化應用乃至大規(guī)模商業(yè)化發(fā)電，既可為熱堆-快堆耦合的閉式燃料循環(huán)早日形成打下基礎(chǔ)，也能夠使人類“無限”利用核能的時代早日到來，對全球能源格局產(chǎn)生深遠的影響。

參考文獻：

[1]胡贇，喻宏.行波堆中美技術(shù)合作項目進展[J].中國原子能科學研究院年報，2016.

[2]楊勇，王靜，徐銤.我國基于快堆的可持續(xù)核能系統(tǒng)發(fā)展思考[J].中國工程科學，2018，20（03）：40-46.