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首页>应用>第四代先进核反应堆系统--简介 摘录

第四代先进核反应堆系统

 

摘自-先进核能创新研究院

 

1. 历史

  随着经济迅速发展和人口迅猛增长,对能源的需求越来越大。由于原子核放出的能量比化学燃烧能量大得多,核能的使用愈发受到重视,但是核能的发展面临着“核燃料的长期稳定供给”、“核废料的安全处置”和“核不扩散”等严峻挑战,因此具有可持续型、经济性、安全可靠性和核不扩散特性的第四代核能系统正逐步发展。 
  四代堆概念是美国DOE于1999年牵头提出的,并在2001年倡议成立了第四代堆论坛(GenerationIV International forum: GIF),初期有10个发起国,包括英国、巴西、阿根廷、南非、韩国、日本、法国、加拿大等,之后瑞士、欧盟、中国和俄罗斯也签署相关协议加入了GIF。

图1 四代堆发展规划图

 

  2004年5月在GIF方针制定集团的建议下成立了关于熔盐堆的临时系统指导委员会(PSSC, provisional system steering committee)[8]。PSSC的参与国家包括欧盟、法国、美国。其他观察成员国包括固定代表国俄罗斯和临时出席国日本。

 

2. 四代堆设计目标及标准

  美国开发第四代核电站的初衷主要是防止核扩散,目标是开发出面向发展中国家的超长寿命堆芯的密闭型小型反应堆核电站。但是经过2000年5月的“国际工作小组”会议以及GIF在2000年8月的汉城会议和2001年3月的巴黎会议等,美国采纳了其他成员国的意见,决定开展概念更广的新一代核能系统的开发,包括了:核燃料前处理、反应堆技术、核燃料后处理。其目标是在2030年前开发出一种或若干种革新性核能系统。

  四代堆论坛倡导的开发目标为以下四个方面:1)核能的可持续发展:通过对核燃料的有效利用,实现提供持续生产能源的手段;实现核废物量的最少化,加强管理,减轻长期管理事务,保证公众健康,保护环境。2)提高安全性、可靠性:确保更高的安全性及可靠性;大幅度降低堆芯损伤的概率及程度,并具有快速恢复反应堆运行的能力;取消在厂址外采取应急措施的必要性。3)提高经济性:发电成本优于其他能源;资金的风险水平能与其他能源相比。4)防止核扩散:利用反应堆系统本身的特性,在商用核燃料循环中通过处理的材料,对于核扩散具有更高的防止性,保证难以用于核武器或被盗窃;为了评价核能的核不扩散性,DOE针对第四代核电站正在开发定量评价防止核扩散的方法。

 

3. 六种堆芯结构

  GIF专家从各国提交的94个核反应堆概念中(水冷却堆28个,液态金属冷却堆32个,气冷堆17个,其他堆型17个)筛选出6种最有希望的第四代堆概念作为候选者。

 

表1 六种堆型主要特点比较

堆型 超高温堆VHTR 超临界水堆SCWR 熔盐堆MSR 气冷快堆GFR 钠冷快堆SFR 铅冷快堆LFR
冷却剂 氦气 熔盐 氦气/CO2 铅/铅铋
特点 高压900-1000℃ 高压 510-625℃ 常压 700-800℃ 高压 850℃ 常压 550℃ 常压 480-800℃
主要应用 发电、制氢 发电 发电、制氢、核废料处理 发电、制氢、核废料处理 发电、核废料处理 发电、制氢
燃料循环模式 开式循环 开式/闭式循环 闭式循环 闭式循环 闭式循环 闭式循环

 

1)超高温气冷堆系统(VHTR

图2 VHTR示意图

 

  VHTR是高温气冷堆的进一步发展,采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过循环方式。其燃料温度达1800℃,冷却剂出口温度可达1500℃。VHTR具有良好的非能动安全特性,热效率超过50%,易于模块化,经济上竞争力强。 
  VHTR以1000℃的堆芯出口温度供热,这种热能用于如制氢或为石化和其它工业提供工艺热。参考堆的热功率为600 MW,堆芯通过与其相连的一个中间热交换器释放工艺热。反应堆芯可以是像正在日本运行的HTTR那样的棱柱形块堆芯,或者是像正在我国运行的HTR-10那样的球床堆芯。VHTR制氢能有效地向碘-硫热化学工艺供热。VHTR保持了高温气冷堆具有的良好安全特性,同时又是一个高效系统。它可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供广谱热量,还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。该系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性,产生的核废料极少。

 

2)超临界水冷堆(SCWR

图 3 SCWR示意图

 

  SCWR是运行在水的临界点(374℃、22.1 MPa)以上的高温、高压水冷堆。SCWR使用"超临界水"作冷却剂。这种水既具有液体性质又具有气体性质,热传导效率远远优于普通的"轻水"。用超临界水作冷却剂可使反应堆的热效率比目前的轻水堆热效率提高约1/3,还可以简化BOP。因为反应堆中的冷却剂不发生相变,而且直接与能量转换设备连接,因而可以大大简化BOP。SCWR的参考堆热功率1700 MWt,运行压力25 MPa,堆芯出口温度510℃(可以达到550℃)。使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR既适用于热中子谱,也适用于快中子谱。SCWR结合了两种成熟技术:轻水反应堆技术和超临界燃煤电厂技术。由于系统简化和热效率高(净效率达44%),在输出功率相同的条件下,超临界水冷堆只有一般反应堆的一半大小,预计建造成本仅$900/kW。发电费用可望降低30%,仅为$0.029/kWh。因此,SCWR在经济上有极大的竞争力。

  SCWR主要是设计用于发电的,也可用于锕系元素管理。其堆芯设计有两种:热谱或快谱。后者采用快堆的闭式燃料循环。

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3)熔盐反应堆(MSR)

图 4 MSR示意图

 

  由于熔融盐氟化物在喷气发动机温度下具有很低的蒸汽压力,传热性能好,无辐射,与空气、水都不发生剧烈反应,上世纪50年代人们就开始将熔融盐技术用于商用发电堆。熔盐堆主冷却剂是熔融态的混合盐,在高温下工作时可保持低蒸汽压,从而降低机械应力,提高安全性。核燃料既可以是固态燃料帮,也可以溶于主冷却剂中,从而简化反应堆结构,且允许在线燃料后处理。MSR在超热谱反应堆中产生裂变能,采用熔盐燃料混合循环和完全的锕系再循环燃料。参考电站的电功率为百万千瓦级。堆芯出口温度700℃,也可达800℃,以提高热效率。  
  MSR采用的闭式燃料循环能够获得钚的高燃耗和最少的锕系元素。MSR的液态燃料允许像添加钚一样添加锕系元素,这样就用不着燃料的制造和加工。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中形成氟化物。熔融氟化盐具有良好的传热特征和很低的蒸汽压力,这样就降低了对容器和管道的应力。

 

4)气冷快堆(GFR

图 5 GFR示意图

 

  GFR是快中子能谱反应堆,采用氦气冷却、闭式燃料循环。与氦气冷却的热中子能谱反应堆一样,GFR的堆芯出口氦气冷却剂温度很高,可以用于发电、制氢和供热。参考堆的电功率为288 MWe,堆芯出口氦气温度850℃,氦气气轮机采用布雷顿直接循环发电,热效率可达48%。产生的放射性废物极少和有效地利用铀资源是GFR的二大特点:通过快谱和完全锕系元素再循环相结合,GFR大大减少了长寿期放射性废物的产生;与采用一次通过燃料循环的热谱气冷反应堆相比,气冷快堆的快谱也使得更有效地利用可用的裂变和增殖材料(包括贫铀)成为可能。
  
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5)钠冷快堆(SFR

图 6 SFR示意图

 

  SFR是用金属钠作冷却剂的快谱堆,采用闭式燃料循环方式,能有效地管理锕系元素和铀-238的转换。这种燃料循环采用完全锕系再循环,所用的燃料有两种:中等容量以下(150~500 MWe)的钠冷堆,使用铀-钚-少量锕元素-锆金属合金燃料;中等到大容量(500~1500 MWe)的钠冷堆,使用MOX燃料。前者由在设施上与反应堆集成为一体的基于高温冶炼工艺的燃料循环所支持;后者由在堆芯中心位置设置的基于先进湿法工艺的燃料循环所支持。两者的出口温度都近550℃。一个燃料循环系统可为多个反应堆提供服务。 

  SFR是为管理高放废物、特别是钚和其它锕系元素而设计的。这个系统的重要安全特性包括热力响应时间长,到冷却剂发生沸腾时仍有大的裕量,主系统运行在大气压力附近,在主系统中的放射性钠与发电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统,等等。随着技术的进步,投资成本会不断降低,钠冷快堆也将能服务于发电市场。与采用一次通过燃料循环的热谱反应堆相比,SFR的快谱也使得更有效地利用可用的裂变和增殖材料(包括贫铀)成为可能。

  
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6)铅冷快堆(LFR)

图 7 LFR示意图

 

  LFR是采用铅或铅/铋共熔低熔点液态金属冷却的快堆。燃料循环为闭式,可实现U-238的有效转换和锕系元素的有效管理。LFR采用完全锕系再循环燃料循环,设置地区燃料循环支持中心负责燃料供应和后处理。可以选择一系列不同的电厂容量:50~150 MWe级、300~400 MWe级和1200 MWe级。燃料是包含增殖铀或超铀在内的金属或氮化物。LFR采用自然循环冷却,反应堆出口冷却剂温度550℃,采用先进材料则可达800℃。在这种高温下,可用热化学过程来制氢。  
  50~150 MWe级的LFR是小容量交钥匙机组,可在工厂建造,以闭式燃料循环运行,配备有换料周期很长(15~20年)的盒式堆芯或可更换的反应堆模块。其特性符合小电网的电力生产需求,也适用于那些不准备在本土建立燃料循环体系来支持其核能系统的发展中国家。这种系统可作为小型分散电源,也可用于其它能源生产,包括氢和饮用水的生产。 

  铅冷快堆除具有燃料资源利用率高和热效率高等优点外,还具有很好的固有安全和非能动安全特性。因此,铅冷快堆在未来核能系统的发展中可能具有较大的开发前景。

 

4. 中国的四代堆发展

  经我国国务院批准并应GIF政策小组邀请,由科技部牵头组团,外交部、国家原子能委员会等部门和单位参加的中国代表团赴美参加了2006年7月12-13日在华盛顿召开的GIF政策组会议例会,并在会上做中国申请加入GIF的陈述报告。六种第四代堆型早有一些研究积累,现在重新提出不单单研究反应堆,而是把安全性、经济性、燃料循环和废物处理等作为一个系统研究。 
  我国目前超临界水堆有几家单位承担了973的项目进行概念研究,包括清华大学、上海交大、原子能院、北京科技大学、华北电力大学、核动力院、南华大学等。 
  清华大学的高温气冷堆开始于上世纪70年代,并且最近在山东威海建造200MW的示范电站。高温气冷堆和中国实验快堆工程的进展标志着我国进入第四代堆的门槛,但是要真正实现商用,还有很长的路要走,配套的工业体系也有待完善。 
  熔盐堆最早开始于50年代美国橡树岭实验室的飞行器反应堆实验,在1965-1969年期间运行了8MW的MSRE熔盐堆,项目停止后全世界再未有听说相关工程项目计划,但是科学研究却愈来愈热,熔盐堆尤其受到民间的青睐。中国政府开始重视稀土资源,其中目的之一也是把钍用在核燃料中,中国科学院于2010年10月向国务院提交了创新2020计划,里面的先进裂变核能就包括了钍熔盐堆计划。 
  气冷快堆还处于概念研究,但是我国这方面的工作不过,涉及到的相关工作都是清华大学高温气冷堆和中国实验快堆的一些交叉研究,气冷快堆与高温气冷堆相比在于前者没有石墨做慢化剂。 
  钠冷快堆技术相对比较成熟,全世界有300堆年的运行经验,中国原子能科学院也建造了中国实验快堆(CEFR)并于2010年达到临界。由于快堆中没有慢化剂,燃料富集度高,可以解决核废料问题,并且可以烧铀238和钍232,这样我们可以应用的核燃料就扩大了1000倍。快堆面临的问题包括控制、混合氧化物(MOX)燃料制造以及钠的密封安全 等多方面的问题,CEFR的MOX燃料也是从俄罗斯进口的。

  铅(铅-铋)冷快堆目前还处于基础研究阶段,没有成套的建造设备,但是对铅(铅-铋)作为冷却剂却有部分研究,其中之一是用作ADS的散裂中子源的靶冷却。

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