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时间:2012-11-29 来源:先进核电技术研究中心 作者:林千、龚子亮
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    10月24日,国务院常务会议再次讨论并通过《核电安全规划(2011—2020年)》和《核电中长期发展规划(2011—2020年)》。这两个文件与之前5月31日通过并公布的《关于全国民用核设施综合安全检查情况的报告》和《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》一起,为未来中国核电的发展指明了方向。

    从四个文件的内容我们不难看出,国家对核电技术的安全性、先进性、经济性提出了更高、更严格的要求。多年以来,上海核工院在引进消化吸收第三代ap1000核电技术的基础上,始终致力于研究开发更安全、更高效、更经济的第四代反应堆技术,以不断满足国家、社会、业主、民众对核电技术的期望和需求。目前,研发工作已取得一定成果。

    四代核电技术概述

    2000年,iaea发起创新型反应堆与燃料循环国际计划(inpro),联合各核电技术国家,在保证核安全、最小风险以及尽可能不影响环境的前提下,共同开发更具竞争力的创新型核能系统(ins)。美国也于2000年发起成立了第四代核能系统(gen-iv)国际论坛(gif),致力于开发高效可行的下一代核能系统,以期在2030年左右替代现有的反应堆。

    通过gif,各方形成关于四代技术的一些普遍共识:

    经济性:在能源市场上,相对于常规能源是具有竞争力的;

    安全性:必须具备有效的能动和非能动安全措施预防事故;

    防核扩散:确保核材料不能被用于核武器;

    可持续性:能够有效地利用资源和处理核废物;

    世界各国在先进核能系统开发过程中提出了很多革新概念堆型和燃料后处理方式,经过大量的比较和评估后,gif在2002年筛选了六种堆型作为第四代核能系统的推荐堆型,即超高温堆(vhtr)、钠冷快堆(sfr)、超临界水堆(scwr)、铅冷快堆(lfr)、气冷快堆(gfr)和熔盐堆(msr)。


第四代核能系统六种推荐堆型

    国内外四代技术研发情况

    世界上许多国家都开展了四代技术的研究,结合各自的基础条件及研究兴趣,在gif框架下各国选定了一种或多种堆型展开研究工作,各国从事的四代堆的研究情况如下表所示。

各国参与四代堆研究概况

 

加拿大

欧共体

法国

日本

韩国

瑞士

美国

中国

南非

vhtr

gfr

 

 

 

 

 

sfr

 

 

 

scwr

 

 

 

 

 

 

lfr

 

 

 

 

 

 

 

msr

 

 

 

 

 

 

 

    在六种第四代核能系统中,超高温堆能够提供最高的出口温度,它不仅可以用于发电,还能用于制氢、石油化工等各种工业用热源。其包括两种堆型,一是高温气冷堆(htgr),另一种是高温熔盐冷却堆(先进高温堆ahtr)。高温气冷堆以氦气作为堆芯冷却剂,由于氦气载热性能较低,因此气冷堆堆芯功率密度低。高温熔盐冷却堆(先进高温堆ahtr)概念由美国提出,它采用高温熔盐作为堆芯冷却剂,其载热性能好,允许很高的堆芯功率密度。

    钠冷快堆(sfr)是gif推荐的第iv代6种堆型中发展时间最长,技术最成熟的堆型。世界上很多国家,包括中国、法国、日本、德国、英国、俄罗斯和美国等都拥有sfr建造和运行经验。

    相对于第四代反应堆中其他5种堆型,超临界水堆(scwr)的一大优势是在于继承现有轻水堆以及超临界火电技术的部分经验。scwr从堆芯结构上可以分为压力壳式和压力管式,压力壳式超临界水堆首先由日本开展较全面的研究,后来欧洲和美国也先后开展了大量的研究,压力壳式超临界堆研究是在压水堆和沸水堆的技术基础上开展的。压力管式超临界堆主要是加拿大和俄罗斯研究较多,其中具有代表性的是加拿大在其原来的candu堆基础上提出candu-scwr,其延续了candu堆重水慢化的特点。我国在近几年也开展了一些超临界水堆的研究工作。

    与sfr类似,铅冷快堆(lfr)也是实现核能可持续发展的凯发k8官方网站的解决方案之一。目前世界上lfr的发展主要有两种技术路线,两种都是池式设计:小型模块化lfr,以美国开发的sstar为代表;中等规模的lfr,如欧共体开发的欧洲铅冷系统(elsy)。

    气冷快堆(gfr)是采用氦气作为冷却剂的快中子反应堆。采用氦气作冷却剂可以达到很高的堆芯出口温度(850℃),这使gfr具有发电、制氢及供热等多种用途,同时能保持很高的转换效率。gfr不需要二回路,可以直接在一回路利用氦气轮机发电或通过热化学方法制氢。多数研究高温气冷堆的国家都开展了气冷快堆的研究。

    熔盐堆最大特点是以液态形式的熔盐作为燃料,它不仅作为燃料在堆芯内达到临界发热,同时作为冷却剂通过流动将堆芯热量带出。目前国际上熔盐堆主要有三条技术路线:一是以美国60年代msbr为代表的(包括日本80年代fuji熔盐堆)石墨慢化增殖堆;二是近年来法国主导提出的tmsr,它是堆芯没有石墨慢化的钍基熔盐快堆;三是俄罗斯主导研究的mosart,它以焚烧压水堆乏燃料的锕系元素为主要目的,也是无石墨慢化的熔盐快堆。我国中科院也于2010年宣布开始熔盐堆的研究。

    gif成立以来,各国针对上述6种堆型开展了广泛研究,随着各方面的研究深入以及技术发展,一些研究机构又在其基础上进一步提出了新型的设计方案或者设计理念,行波堆技术就是在快堆技术上的理念革新,美国在高温气冷堆基础上也提出新的ngnp发展计划,此外其他堆型技术路线也在调整、不断前进。

    上海核工院四代技术研发情况

    近几年,上海核工院持续在先进核能系统即第四代反应堆技术方面投入研发力量,组建了先进核能系统研发团队,开展了钠冷快堆、超临界水堆、熔盐堆技术的前期预研。还分别设立了3项科研课题:增殖燃烧一体化快堆关键技术研究、超临界水冷堆核能系统预概念设计及关键技术研究、熔盐堆堆芯关键技术研究,以院内业务建设科研课题的形式,开展相关研究工作。

    1、先进核能系统燃料循环战略研究

    核燃料循环是一个国家核能长期可持续发展的关键,同时也是四代核能系统的重要组成部分。要发展可持续的核能,首先应从燃料循环战略的角度考虑。院通过对现有6种四代技术及其相应的燃料循环战略进行综合分析评价,战略性地提出相对优化的四代技术发展路线及方案。

    2、快堆——暨原位增殖焚烧堆概念研究

    在快堆技术方面,上海核工院已持续开展了大量研究工作,特别是在堆芯物理、热工、系统分析等方面已经取得了长足进步。在前期燃料循环战略研究的基础上,创造性地提出了基于钠冷快堆技术的原位增殖焚烧堆核能系统方案,并完成了堆芯、系统方案设计以及总体方案的初步论证研究。

    3、熔盐反应堆研究

    在熔盐堆技术方面,院目前主要依靠自己力量,独立开展熔盐堆堆芯关键技术研究论证。将在后续研究过程中,与上海应用物理所等国内科研院所等建立合作关系,争取共同开发熔盐堆技术。

    4、超临界水堆研究

    依托国家973科研计划,上海核工院与上海交大等国内高校及科研院所建立了合作关系,主要开展了超临界水堆堆芯物理关键技术的研究、物理与热工耦合程序开发等工作。在完成973课题研发工作后,院持续跟踪,进一步与上海交大、西安交大等高校合作,参与中欧超临界水堆合作项目,开展堆芯热工水力及安全分析关键技术研究、系统性分析程序开发等工作。

    5、先进反应堆研发能力建设

    在进行四代堆技术研究的同时,还开展了先进核能系统研发方面的基础能力建设,分别开展了多功能能谱分析软件、多物理堆芯分析软件以及自主化多群核数据库的制作。这些技术积累将为院将来有效开展四代技术研究奠定基础。

    院四代技术的特点与优势

    在开展的四代技术研究工作中,上海核工院在快堆技术方面取得了阶段性的研究成果,特别是创造性地提出了原位增殖焚烧堆概念。该堆型在多个方面具有重要的创新性技术特征,全面增强了核动力系统的关键技术指标。

    具体说,原位增殖焚烧堆的关键特征主要表现在以下几个方面:

    基于传统的钠冷快堆平台;

    采用创新型的燃料设计和堆芯设计;

    利用燃耗过程中不同区域燃料的增殖特性和反应性特性;

    直接实现超长寿期、超深燃耗燃的堆芯设计;

    燃料组件在整个循环寿期内无需换料和倒料;

    同时维持寿期内较为均匀和稳定的堆芯功率分布。

    
    原位增殖焚烧堆概念全面满足四代核能系统的技术指标与要求:

    在安全性方面,由于采用了创新性的燃料棒设计,燃料的固有安全性得到革命性提升。

    在经济性方面,该技术基于成熟的钠回路工艺,工业基础好,成本较低。堆芯燃料以水冷堆的乏料及贫铀为主要来源,且燃耗深、燃料利用率高,节省了燃料成本。

    在防扩散能力方面,由于整个寿期内不需要换料、倒料,正常运行不需要打开反应堆容器,因此可以设置完全封闭的燃料系统。燃料寿期末的燃耗较深,成分复杂,不易分离提取,因此具备固有的防扩散能力。

    在可持续性方面,仅利用水冷堆发展过程中累积的乏料及贫铀,原位增殖焚烧堆技术就可满足人类约2000年的核能供应,燃料可持续性有充分保障。另外,由于其燃料循环过程得到极大简化,因此相对于现有的核燃料循环系统,其对环境的影响小很多。

    前景与展望

    原位增殖焚烧堆概念充分了利用现有的贫铀资源,且在整个燃料循环过程中产生的高放射性废物量少得多,是真正意义上满足可持续发展的下一代先进核能系统。

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