中國四代核電技術到哪一步了

中國四代核電技術到哪一步了2015-11-2316:28觀察者網538收藏超臨界水冷堆熱工水力實驗裝置日前，IT大亨暨新能源大佬比爾?蓋茨為了核電又一次來到中國，除了就他旗下泰拉能源公司的第四代核反應堆（行波堆技術）向中國工程院院士演講，還獲得了李克強總理的接見。其實，早在今年9月，中國國家主席習近平訪美期間，泰拉能源公司就與中核集團簽署行波堆合作協議，致力于發(fā)展新核能發(fā)電技術。在11月11日，比爾?蓋茨還希望泰拉能源公司與中核集團合作，共同開發(fā)第四代核反應堆技術。回溯過去半個多世紀的歷史，一直對中國在尖端技術上保持技術封鎖的美國，也開始主動向中國拋出合作研發(fā)第四代核反應堆的橄欖枝，這不得不讓人感慨“三十年河東，三十年河西”的歷史變遷。如果說中國的第二代、第三代反應堆還是引進法國、美國的技術，并在其基礎上改進的話，那么中國的第四代核反應堆就是不折不扣的自主創(chuàng)新了。經歷了風風雨雨的半個世紀后，中國民用核工業(yè)完成了從模仿借鑒到自主創(chuàng)新的飛躍。核反應堆技術發(fā)展歷程50-60年代建成的核電站所使用的技術都被歸類為第一代核反應堆，不僅在可靠性上或多或少存在瑕疵，發(fā)電功率僅僅相當于同期火力發(fā)電機組的零頭，存在的意義不是發(fā)電，而是證明核能發(fā)電的可行性。第二代核反應堆單一核電機組的發(fā)電能力大幅提升達到千兆瓦級，是第一代核電機組的上百倍，是核能發(fā)電商用的絕對主力，全球400余臺現役核電機組中，絕大多數仍然來自第二代核反應堆。但第二代核反應堆也存在一定安全缺陷，發(fā)生堆芯融化事故和大量放射性釋放事故的概率相對偏高，切爾諾貝利核電站、福島核電站都采用第二代核反應堆。在汲取了第二代反應堆運行經驗和事故教訓后，于20世紀90年代后期發(fā)展出第三代反應堆，設計基于同樣的原理，雖然在技術上沒有實現飛躍，但完善了安全性能。目前，我國在建和規(guī)劃待建的核電站，大部分將采用第三代核電技術。雖然各國的第四代反應堆依舊在建設或科研探索中，但第三代反應堆的研發(fā)重點和發(fā)展方向早就在十多年前就明確了一一2002年核能系統(tǒng)國際論壇(GIF)確立了6種有前途的第四代核反應堆作為重點研發(fā)對象，包括3種快中子堆一一鈉冷快堆(SFR)、鉛冷快堆(LFR)和氣冷快堆(GFR),以及3種熱中子堆一一超臨界水冷堆、超高溫氣冷堆(VHTR)和熔鹽堆(MSR)。2014年，又公布了一份新的《第四代核能系統(tǒng)技術路線圖》，對2002年路線圖的相關內容進行了更新，并明確了未來10年內第四代反應堆研發(fā)工作的重點。2008年10月和2009年3月，中國分別加入了超高溫氣冷堆和鈉冷快堆兩個系統(tǒng)的研究。2014年，中國超臨界水冷堆技術研發(fā)第一階段(基礎技術研究)研發(fā)目標也已完成，提出了超臨界水冷堆總體技術路線。什么是快堆6種第四代堆型中，快堆占據了一半，中國在建的中國實驗快堆和山東石島灣核電站都是快堆，那么什么是快堆呢？快堆是快中子增殖反應堆的簡稱。在消耗核燃料的同時，真正做到核燃料越燒越多，核廢料越燒越少。自然界中鈾-235的蘊藏量僅占0.66%，其余絕大部分是鈾-238，它占了99.2%。為保證核反應正常進行，一般輕水堆采用3-4%的濃縮鈾-235為原料，也就是說真正參與核反應的原料只有3-4%，余下是會產生輻射的鈾-238核廢料?？於巡挥免?235,而用缽-239作燃料，不過在堆心燃料杯-239的外圍再生區(qū)里放置鈾-238。杯-239產生裂變反應時放出來的快中子，被裝在外圍再生區(qū)的鈾-238吸收，變?yōu)殁?239,鈾-239經過幾次衰變后轉化為杯-239。這樣，杯-239裂變，在產生能量的同時，又不斷地將鈾-238變成可用燃料杯-239,而且再生速度高于消耗速度，核燃料越燒越多，快速增殖，所以這種反應堆又稱“快速增殖堆”。快中子堆一般采用氧化鈾和氧化杯混合燃料(或采用碳化鈾-碳化杯混合物)，將二氧化鈾與二氧化杯混合燃料加工成圓柱狀芯塊，裝入到直徑約為6毫米的不銹鋼包殼內，構成燃料元件細棒。燃料組件是由多達幾十到幾百根燃料元件細棒組合排列成六角形的燃料盒。鈉冷快堆在快堆中，又以鈉冷快堆性能最好，中國實驗快堆(CEFR)和比爾?蓋茨極力推廣的行波堆技術都是鈉冷快堆，其安全特性指標已達到第四代先進核能系統(tǒng)的要求。同鉛冷快堆和氣冷快堆相比，鈉冷快堆優(yōu)勢明顯：鈉原子質量大，中子碰撞之后質量不損失；鈉的中子吸收截面小，吸收中子不多，不損耗能量；鈉導熱性好，很容易把能量帶走，解決了反應堆最怕的過熱問題；鈉的熔點是98℃，但沸點高達890℃，在通常500c?600c的工作環(huán)境中只需兩、三個大氣壓，安全性好；鈉的比熱大，所以鈉冷堆的熱容量大，在中國實驗快堆中，8米直徑的反應堆用了260噸的液態(tài)鈉，只需要兩層25毫米外壁的殼進行防護；鈉沒有毒性，在工作溫度下對金屬腐蝕性小。所以鈉是快堆的一種很好的冷卻劑。世界上正在建造的和計劃建造的大多是鈉冷快堆。中國實驗快堆于2000年5月開工建設，2010年7月21日首次達到臨界。中國成為繼美、英、法等國之后，世界上第8個擁有快堆技術的國家。截至2014年12月，中國實驗快堆已經累計并網運行438小時，累計發(fā)電量超過300萬度，累計上網電量超過180萬度。高溫氣冷堆高溫氣冷堆除了具有快堆的特點外，還具有無與倫比的安全性。反應堆燃料元件采用包覆燃料顆粒構成的“全陶瓷型”球形燃料元件，具有在不高于的1600攝氏度的高溫下阻留放射性裂變產物釋放的能力，而且堆芯周圍全部由石墨和碳磚材料構成，芯結構部件能承受超高溫，加上反應堆具有較大的燃料和慢化劑負反應性溫度系數，能保證在任何情況下，燃料元件最高溫度不超過其安全限值。2014年9月，擁有完全自主知識產權的高溫氣冷堆核電站示范工程燃料元件生產線已完成安裝，由中核北方核燃料元件有限公司負責運營，可每年向石島灣核電站提供約30萬個球形燃料元件。高溫氣冷堆的核心裝備就是主氦風機。反應堆的堆芯和蒸汽發(fā)生器傳熱管組分別裝設在壓力容器和承壓殼內，并由熱氣導管殼體相連接，構成一回路壓力邊界，這時候就需要主氦風機提供的氦氣進行冷卻，使承壓殼不承受高溫。2014年8月，中國成功研制高溫氣冷堆核電站示范工程的核心裝備一一主氦風機試驗樣機。在工作中，HTR-PM的主氦風機將氦氣加壓到70個大氣壓后作為冷卻劑，將反應堆堆芯產生的熱量帶走。目前，在國際上還沒有容量相當、結構相似的產品，性能世界領先。另外，高溫氣冷堆還具有不停堆換料，控制棒和吸收球都可依靠重力下落實現停堆等功能。一旦發(fā)生事故，堆芯余熱排出不需專設的能動余熱排出系統(tǒng)，余熱可以借助于導熱、輻射和對流等自然機理非能動地傳到反應堆壓力容器，再由堆艙冷卻器載出，大幅提升了反應堆的可靠性。中國高溫氣冷堆技術研發(fā)工作始于上世紀70年代。通過實施國家863計劃，清華大學在中核集團的支持下設計建造了10兆瓦實驗堆，2003年1月7日實現并網發(fā)電。2012年12月9日，由中核工業(yè)建承的山東石島灣高溫氣冷堆示范工程開工建設，按進度計劃將于2017年底建成發(fā)電。超臨界水冷堆超臨界水冷堆是一種高溫高壓水冷反應堆，它運行在水的熱力學臨界點(374°C，22.1MPa)之上。與常規(guī)水冷堆相比，超臨界水冷堆具有核燃料利用率高、機組熱效率高、系統(tǒng)更簡化、成本也更低等特點。中國是貧鈾國，要持續(xù)發(fā)展核電，必須選用燃料利用率高的堆型。而超臨界水冷堆突出特點是堆芯冷卻劑平均密度較低，冷卻劑慢化能力低，容易實現超熱中子譜或者快中子譜堆芯設計，獲得較高的燃料利用率。熱效率越高意味著越多的熱能可以轉換為電能，超臨界水冷堆核電機組與常規(guī)亞臨界輕水堆機組相比，熱效率明顯提高，可達到45%。更簡單的系統(tǒng)意味著更低的建設成本。由于采用簡單的直接循環(huán)系統(tǒng)，使得核蒸汽供應系統(tǒng)布置緊湊，從而使反應堆廠房小型化，使機組在經濟性方面具有比較優(yōu)勢，超臨界水冷堆核電機組的造價比高溫氣冷堆和壓水堆分別便宜70%和44%。止匕外，超臨界水冷堆還具有技術繼承性好的優(yōu)點一一可充分采用現有壓水堆的技術基礎；可以充分利用壓水堆核電站設計、研發(fā)條件以及制造、建造、運行、維護和管理的經驗；能充分借鑒超臨界火電汽輪機的技術。目前，中國已經具備發(fā)展超臨界水冷堆反應堆的技術基礎。2014年，中國超臨界水冷堆技術研發(fā)第一階段（基礎技術研究）研發(fā)目標已經完成，提出了超臨界水冷堆總體技術路線。按照路線圖，除已完成的第一階段外，超臨界水冷堆技術路線圖中還有四個階段的發(fā)展：2014年—2017年實施技術研發(fā)第二階段；2017年—2021年進行工程技術研發(fā)；2019年—2023年進行工程實驗堆設計建造；2022年—2025年進行百萬千瓦級超臨界水冷堆標準設計研究。就中國正在研發(fā)、建設的高溫氣冷堆、鈉冷快堆、超臨界水冷堆而