核与辐射安全您的位置: 首页 > 核与辐射安全 >

第四代反应堆可对接火电机组?

发布时间:2017-07-27 13:32:53   来源:    浏览次数:306

6月19日,位于我国山东石岛湾的第四代核电工程——商业版高温气冷示范堆,完成了220千伏倒送电(反向送电)一次成功,提前9天实现里程碑节点目标。自1954年苏联建成世界第一座核电厂以来,核电技术经历了3次飞跃,共形成了4代技术,每一代在经济性、安全性和高效性方面都是质的飞跃。那么,目前最新的第四代核电究竟有哪些领先之处?其广泛利用离我们还有多远呢?

1967年建成发电的德国球床式高温气冷原型堆(AVR),我国自主的球床式高温气冷堆就是基于它的概念研发的。


襁褓中的第四代:节铀减排更安全

1996年,第三代核电站还没大面积推广时,美国能源部(DOE)就以核废物减量、节约铀矿资源和进一步强化固有安全性为目标,提出了第四代核电站的概念。2001年7月,美国能源部牵头,由美国、英国、韩国、南非、日本、法国、加拿大、巴西、阿根廷9国,成立了第四代核能系统国际论坛(GIF),中国、瑞士和欧洲原子能共同体后来也加入其中。该论坛目前确立了6种有前途的第四代核反应堆作为重点研发对象,包括3种快中子堆——钠冷快堆(SFR)、铅冷快堆(LFR)和气冷快堆(GFR),以及3种热中子堆——超临界水冷堆(SCWR)、高温气冷堆(HTR)和熔盐堆(MSR)。这些设计的目的在于大幅减少核废料、更充分利用铀资源、降低核电站建造和运营成本,并防止放射性物质外泄。

随着上世纪七八十年代投运的第二代核电站纷纷步入中老年,核电技术已经到了推动第三代、孕育第四代的阶段。2008年10月和2009年3月,我国分别加入了高温气冷堆和钠冷快堆两个系统的研究。

高温气冷堆所用的燃料球,直径6厘米,和网球相近。


高温气冷堆靠“网球”发电

高温气冷堆全称为“球床模块式高温气体冷却型反应堆”。与现今主流的压水堆相比,球床反应堆用的不是细长的燃料棒,而是直径6厘米——和网球差不多大的燃料球。球的最外层是5毫米厚的石墨层,作为导热材料和中子慢化剂。中心的“馅儿”是8000个直径0.92毫米的燃料粒。燃料粒的中心是直径0.5毫米的二氧化铀燃料,外面由碳化硅、热解石墨组成4个保护层包裹。石墨和氦都不会吸收放射性,所以燃料球用完后,本身就有屏蔽作用,无需另外的机械或化学处理,但这部分废料总体积会增加。

之所以名叫“气冷堆”,是因为氦气代替了水作为反应堆的冷却剂。燃料球放在罐状容器内,让气体冷却剂在燃料球之间通过,将热能带走。氦气是一种化学惰性极强的气体,几乎不和任何物质发生化学反应,导热性好、没有腐蚀性、没有可燃性,也不会被核燃料的放射性污染。理论上,高温气冷堆甚至可以不用压水堆的双回路设计(详见《环境与生活》6月号《揭秘核电厂“排尿”套路》一文),而让高温高压的氦气直接推动汽轮机发电。但是这种方式此前没有现成的应用,必须从头开发。


源于美国 长于德国

高温气冷堆源于1943年美国物理化学家法林顿·丹尼尔斯(Farrington Daniels,1889-1972)在美国橡树岭国家实验室所做的一个实验。4年后,他提出了球床反应堆的概念。上世纪50年代,德国物理学家鲁道夫·舒尔滕(Rudolf Schulten,1923-1996)牵头,继续将这个概念建构起来,并于1960年在前联邦德国开始实际的工程设计与建设。历时7年,这台球床式高温气冷原型堆(AVR)建成并网发电,热功率46兆瓦,电功率为15兆瓦。

1986年切尔诺贝利事件后,前联邦德国对核电开始有了疑虑,AVR也受到严格的监督。碰巧在1988年,不争气的AVR发生了一个小事故:由于燃料球卡在出口,在处理的过程中燃料球外壳破损,致使微量放射性尘埃溢出。在切尔诺贝利事件的影响下,社会已经容不得任何放射性事故的发生,于是AVR就被关停了。

之后,德国政府花了26年来清理现场并总结经验教训。2011~2014年间,外部专家审查该堆的运行情况时指出,AVR所用的燃料球外壳包层的强度存在缺陷,核燃料裂变产物铯-137和锶-90从燃料球里泄漏出来,污染了反应堆压力容器等核设施。而这两种放射性核素释放的β辐射可迁移性又很强,给反应堆的拆除工作造成了不小的困难。

首次将球床式反应堆概念付诸实践的德国物理学家鲁道夫·舒尔滕


我国第四代示范堆有望年底发电

德国舒尔滕团队被解散之后,中国以合适的价格买下了具有知识产权的执照和图纸,并把燃料球生产线带回国。1995年,中国版高温气冷实验堆HTR-10在清华校园开建,发电功率为10兆瓦,2000年12月建成,并首次达到临界,2003年1月实现满功率并网发电。

2005年,我国决定在山东荣成市石岛湾开建商业版的高温气冷示范堆,设计发电功率为200兆瓦。2006年2月,石岛湾高温气冷堆被列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006-2020年)》。2007年1月,由中国华能集团、中国核工业建设集团、清华大学各出资47.5%、32.5%和20%共同组建华能山东石岛湾核电有限公司。2011年3月1日,高温气冷堆示范工程项目核准报告顺利通过国务院办公会议批准。2012年12月9日,石岛湾高温气冷堆核电站示范工程开工,是“十二五”第一个正式开工的核电项目。2016年3月10日至20日,第一台反应堆压力容器卸车并完成吊装。2017年4月12日,2号压力容器的燃料球安装完成,预计年底前后就能并网发电,有望成为世界首座第四代商用核电站。

2017年3月20日,山东石岛湾商业示范性高温气冷堆的压力容器卸车,它是目前世界上最大、最重的反应堆压力容器。    来源:中核二三建设公司


新技术高效发电不熔堆

作为最新一代核技术,高温气冷堆主要有如下几个优点:

①固有安全性高,几乎不会熔堆。

当球状燃料的温度增加时,铀-238吸收中子的速率也会增加,这就使可用来引发铀-235裂变的中子减少。也就是说,堆芯温度越高,裂变反应的强度就越弱。传统反应堆由于核燃料的密度较高,接近100兆瓦/立方米,所以这种现象作用不大。而球床反应堆的燃料密度只有不到3兆瓦/立方米,核燃料自然衰变产生的热能没有自然散热量大。这种物理特性确保了反应堆不会发生堆芯熔毁的事故。

另外,冷却剂氦气不会助燃或燃烧,不用像压水堆那样需要防范蒸气爆炸。2004年,清华大学对其安全性进行验证试验:在反应堆正常运行时切断电源,在不插入控制棒的情况下,关闭反应堆冷却系统,模拟最严重的事故工况,结果反应堆在没有人为干预的情况下依靠自身设计安全地停了下来,堆芯没有熔毁。国际原子能机构(IAEA)60多人的专家组现场见证了试验过程,并给予高度评价。

②热效率高,有综合利用潜力。

高温气冷堆中,高温可不是个虚名,堆芯和冷却剂的特性允许把反应堆的运行温度设定得更高。氦气被反应堆加热到650~950摄氏度,而压水堆的安全性只够把水烧到300多摄氏度(通过150个大气压左右的高压确保水不会沸腾),因此高温气冷堆的热效率(核燃料的裂变能转化成电能的比例)可达到50%,不仅远高于压水堆的30%~35%,也超过了大型煤电机组的40%~42%。相应地,反应堆排除的废热少,减轻了对环境的热影响,也间接节约了我国储量并不丰富的铀资源。

高温气冷堆的蒸汽参数与燃煤电厂一致,因此高温气冷堆核电厂的汽轮机发电系统可以很好地利用我国现有成熟的火电技术和建造能力,具有较好的经济性。同时,反应堆产生的废热还能为核能制氢、冶金、化工等领域提供大量的高温工艺热。

③换料不用停堆。

球床式设计使反应堆在运行期间就能装/换核燃料。新的燃料球从反应堆顶部装入,用过的燃料球从反应堆底部排出。系统会对排出的燃料球进行燃耗检测,还能继续烧的会被重新装入反应,每年循环10次左右。这样一来,不仅提升了换料的安全性,还比现役核电厂大幅节省了一两年一次、每次几星期的停堆换料时间,从而提高反应堆的发电时数,运转经济性自然就更好。

高温气冷堆内部构造示意图


体型太大尚不经济


高温气冷堆既然好处这么多,为什么不赶紧推广呢?主要有这么几方面的考虑。

①它还年轻。

它虽然结构很简单,但在工程设计上远不如目前的压水/沸水式成熟,没有经历几十年、上万堆年的运行经验,许多潜在的故障还没能排除,实际运行过程中的可靠性和安全性还需要长期验证。

②不够经济。

高温气冷堆功率密度低,对于防止堆芯过热是个优势,但在体积上就比较吃亏了:一个比压水堆体积大30倍的高温气冷堆(占地900立方米),功率只能做到100兆瓦,而最新的压水堆已经达到1400兆瓦。高温气冷堆不用像传统压水堆和沸水堆那样需要防范堆芯熔毁和蒸汽爆炸,理论上说可以不需要反应堆安全壳。但毕竟其实际可靠性还不清楚,如果仍需出于谨慎而建设安全壳,厂房的体积和成本就更不容小觑了。身为新一代技术,高温气冷堆的燃料制造、回收和各种设备的制造,无法沿用现役核电厂的软硬件基础,需要新建一套体系,进一步削弱了经济性。

③燃料粒容易出次品

清华大学的燃料球生产线年产量是10万枚,现在正在包头市建设年产30万枚的工厂。燃料粒性本身有4层防护,目前的工艺可以保证99.999%的优良率,理论上可靠性很高。但是年产30万枚燃料球,每个球有8000个燃料粒,那就是24亿颗燃料粒。在巨大的燃料粒基数下,即便是那0.001%也意味着仍然会有24000颗“次品”燃料粒出现。一旦这些燃料粒发生破损,就有可能泄漏放射性尘埃。当然,一颗燃料粒的铀含量只有0.7毫克,放射性并不厉害。

清华大学HTR-10高温气冷实验堆的控制室


钠冷快堆:铀-238变废为宝

除了高温气冷堆,我国研发第四代核电的另一棵技能树是钠冷快堆。之前介绍的反应堆,都是要使用慢化剂,将核裂变产生的速度很快的快中子慢化成速度慢的热中子,称为“热中子堆”(简称热堆)。比如压水堆用水作为慢化剂,高温气冷堆用石墨作为慢化剂,这么做是因为速度慢的中子更容易使铀-235发生裂变。钠冷快堆则是不使用中子慢化剂、以液态金属钠作为冷却剂的反应堆,简称“快堆”。

快中子虽然使铀-235裂变的概率低一些,却能使天然存在、含量更高、但不易裂变的铀-238转化成易裂变核素钚-239。快堆中,在不断消耗钚-239的同时,又有铀-238不断转变成新的钚-239,而且新生的钚-239比消耗掉的还多,从而使堆中核燃料变多,实现裂变材料的增殖。因此,快堆也被称为“快中子增殖堆”。

要知道,铀-235是地球上唯一天然存在的易裂变核素。“坑爹”的是,它在天然铀资源中的含量仅有0.711%,其余99.3%几乎都是不易裂变的铀-238。快堆的应用,算得上是变废为宝,可以大幅度提高铀资源的利用率,降低核燃料加工的难度,还能显著减少高放射性废物的产量。

中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项,2000年5月开工建设,2011年7月22日完成40%功率并网发电24小时的预定目标,2012年10月31日通过科技部验收,2014年12月30日满功率试运行144小时后停堆。2015年10月10日,以3.8kw的电动率再次实现并网发电,标志着中国进入世界少数几个拥有快堆国家的行列。当然,真正实现快堆的商用发电,还有很多年的路要走。





网络编辑:余雪