我国核电站堆型的分类与发展

我国核电站堆型的分类与发展

1充放电堆的分类原子能堆是一种缓慢释放原子能的装置，通过控制的链转化反应来慢慢释放原子能。这是理想的以及更多的平利用能力。其分类方法有很多种,按照用途来分,可分为动力堆、生产堆和研究堆。动力堆是利用核裂变释放的能量来产生动力,进行发电、供热、推动船舰等;生产堆是利用中子生产新的核燃料;研究堆是利用中子进行基础科学和应用科学的研究。按照冷却剂和慢化剂来分,可分为轻水堆(包括压水堆与沸水堆)、重水堆、气冷堆、压力管式石墨沸水堆、快中子增殖堆等。2比例最大的分配在当前,全世界核电站中以压水堆、沸水堆所占的比例最大。全世界各种堆型核电机组数占核电总机组数的份额:压水堆占60%,沸水堆占20%,重水堆占10%,其他堆占10%。3一些主要的能量堆3.1基因核磁共振体系压水堆是一种首先应用于舰船的核动力堆,以水为冷却剂和中子慢化剂,结构紧凑,经济性好,安全性也好,除了有几道安全屏障外,还有一系列纵深防护措施。从安全心理出发,这恐怕是许多国家选用压水堆的重要因素,目前是全世界核电站的主力堆型。我国当前建设核电站也是以压水堆为主力堆型,建成了一个以压水堆(热中子反应堆中的一种)为主体的核动力体系(包括反应堆及有关设备的设计、制造、运行、发电、送电等),还初步建立了一个相应的核燃料循环体系(包括铀矿的勘探、开采、核燃料浓缩、加工、后处理和最终处理)。我国大陆已建成的核电站,如广东大亚湾核电站(2×98.4万千瓦,投资40.7亿美元)、广东岭澳核电站(2×99万千瓦,投资34.9亿美元)、浙江秦山核电站(1×31万千瓦,投资17亿人民币)、浙江秦山第二核电站(2×65万千瓦,投资17.79亿美元)、江苏田湾核电站(2×106万千瓦,投资32亿美元)都是压水堆核电站。在建的核电站,如广东岭澳核电站二期(2×100万千瓦)、广东阳江核电站一期(2×100万千瓦)、浙江秦山第二核电站(扩建,2×65万千瓦)、浙江三门核电站一期(2×100万千瓦)等核电站也是压水堆核电站。可见压水堆核电站是我国当前的主力堆型,在相当长的时期内仍将是我国的主力堆型。3.2蒸汽分离和发电沸水堆是在压水堆的基础上,经过简化派生出来的。它通过降低压力,使水在堆芯沸腾后直接生成蒸汽,经过汽水分离,直接用予推动汽轮机发电。它是以水为冷却剂和中子慢化剂。沸水堆只有一个回路,系统结构比较简单,设备制造难度也较低。但其蒸汽带有放射性,故汽轮机及主蒸汽管道都必须有相应的防护措施。3.3我国重水研究堆的建设和发展重水堆使用重水(即重氢和氧形成的水)作冷却剂和中子慢化剂,可直接采用天然铀或略浓缩的金属铀作燃料,不需要大型制造设备,但这种反应堆体积大,且重水价格昂贵。1958年6月13日,由前苏联援建的我国第一座重水研究性反应堆———101重水堆在中国原子能院建成并首次达到临界。反应堆当时的设计寿命大约为15年。在之后的50年中,中国原子能院对其进行了两次重大技术改造。从1978年到1980年,原子能院依靠自己的力量完成了对重水研究堆的改建,改建后的反应堆功率提高了50%,中子注量率提高了一倍多,改建工作获得了国家科技进步一等奖。该重水研究堆于2008年11月25日最终停闭,曾经为中国核事业的发展立下卓越功勋的这座反应堆完成了其历史使命。秦山三期核电工程系2台72.8万千瓦坎杜-6型重水堆(即CANDU),投资28亿美元,从加拿大引进,分别于1998年6月8日与1998年9月25日开工,于2002年12月31日及2003年7月24日投入商业运行。3.4国内关键技术研究气冷堆采用气体(二氧化碳、氦气等)作冷却剂,曾一度是英国与法国的主要堆型,但由于气体传热能力较差,有一些难题尚待解决,其发展受到一定的限制。目前正在开发的高温气冷堆,热效率高,安全性好,有可能得到发展。我国高温气冷堆技术的研究始于20世纪70年代中期。首先,从研究热中子增殖反应堆出发,提出了100MW高温气冷钍增殖球床堆的设计概念,并针对其关键技术开展了一系列设计和实验研究。80年代初,通过国际合作开始了模块式高温气冷堆的设计、安全和热应用研究,提出了燃料一次及多次通过、单区和中心石墨球双区等多种堆芯方案,使我国在模块式高温气冷堆的设计和应用研究方面开始有了自己的特色。高温气冷堆被列为“863计划”研究专题后,在“七五”期间完成了单项关键技术研究;1995年6月开工建造HTR-10;2000年12月装料并首次达到临界;2003年1月实现满功率发电运行。HTR-10成功建成后,在“十五”、“863计划”支持下,正在利用HTR-10进行氦气透平循环发电的试验研究。与此同时,在国家有关部门的支持下,高温气冷堆技术的产业化工作全面展开。2006年1月,高温气冷堆核电站示范工程列入了国家中长期科学和技术发展规划重大专项,目标是在2013年左右建成一座20万千瓦级示范电站。高温气冷堆示范电站将由中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学分别以50%、35%和5%的投资比例共同投资、建设和运营。电站地址初选在山东省威海市荣城石岛湾,该工程(装机规模为400万千瓦)实施后,对于满足威海地区乃至整个山东半岛的能源需求、改善能源结构具有重大而深远的意义。3.5物质泄漏严重压力管式石墨沸水堆设备制造简单,可不停堆装卸料。但回路系统复杂,安装维修困难,特别是压力管是单层的,又没有压力壳,因而反应堆一旦损坏,放射性物质就直接而且大量地泄漏到环境中去了。前苏联切尔诺贝利核电站发生严重事故之后,这种堆型的发展计划已被取消。3.6压水堆、快中堆与铀的循环利用快中子增殖堆没有慢化剂,是主要以平均中子能量0.08~0.1兆电子伏的快中子引起裂变链式反应的反应堆。快中子堆的主要特点是在堆运行时,新产生的易裂变核燃料钚能多于消耗掉的易裂变核燃料钚或铀-235,即增殖比大于1,易裂变核燃料得到增殖,因此称为快中子增殖反应堆。运行中真正消耗的是天然铀中不易裂变且丰度占99.2%以上的铀-238。快中子堆的乏燃料经后处理,钚返回堆内再烧,多余的钚则用于装载新的快中子堆。理论上如此封闭并无限次循环,发展压水堆核燃料资源的利用率只有1%,而发展快中子堆核燃料资源利用率可提高到60%~70%。压水堆生产的工业钚与快中子堆自已增殖的钚供给新建快中子堆初装料,若一座1GW的快中子堆在60年寿期中消耗70~80吨贫铀,则为压水堆的发展准备了数10万吨天然铀,压水堆用不了的铀-238就可供快中子堆长期大量应用。由于发展快中子堆对铀资源利用率的提高,使更贫的铀矿也值得开采,世界可用铀资源将扩大1000倍。所以说,压水堆、快中子堆和燃料循环匹配起来,裂变核能几乎无限,可实现核能的持续发展。正因为快中子堆核燃料增殖对核资源利用有重大意义,中国核工业集团公司(前核工业部)早在1967~1986年就组织快中子堆技术的基础研究。国家863高技术计划于1987~1993年组织了8个科研院所和大学进行快中子堆的应用基础研究。并将65MW热功率、20MV净电功率中国实验快中子堆(CEFR)的设计和建造(1990~2010年)纳入高技术计划。中国实验快中子堆自1990年开始自主进行方案研究和概念设计,在对俄咨询和俄罗斯提供部分技术设计基础上,独立完成初步设计和施工设计。一支350余人的快中子堆专业技术队伍已积累了科研、设计和建造经验,为承担我国快中子堆发展的下一步原型快中子堆或示范快中子堆任务做了技术准备。中国实验快中子堆是一座钠冷池型快中子堆,主热传输系统包括钠-钠-水、蒸汽三回路、一回路的2台主泵和4台中间热交换器与堆芯置于直径8m的钠池中;二回路由2条平行的环路组成,每条环路的主要设备包括1台钠泵和2台中间热交换器,1台蒸汽发生器、1台过热器和1台缓冲罐组成;2环路的过热蒸汽并入1条管道引入1台汽轮发电机;在钠池中布置了2台独立热交换器,分别由平行的钠回路与空冷器联结,构成了非能动事故余热导出系统,2009年首次临界,2010年并网发电。快中子堆是一种全新的复杂核工程,充分重视快中子堆先行国家的经验,免走