新能源产业振兴规划将将被改变的核反应堆

新能源产业振兴规划将将被改变的核反应堆

随着《十大工业振兴计划》的发表，最近也有关于新能源工业振兴计划的消息。那么，新能源产业复兴计划的重点是什么？这些行业直接受益吗？。中国可再生能源学会副理事长、中科院能源委员会委员王孟杰表示,出台的新能源产业振兴规划将会与该规划已公布的《可再生能源中长期发展规划》、《可再生能源发展“十一五”规划》相一致,而根据我国“十一五”期间电力工业“优化发展火电、有序发展水电、积极发展核电、加快发展气电、大力发展风电”的发展方针,核能将是发展重点之一。按照《核电中长期发展规划》确定的我国核电发展目标,到2010年在运行核电装机容量1200万kW,到2020年新建31座核电站。目前,在运行装机容量4000万kW,在建核电装机容量1800万kW。到2035年,我国核能装机容量在电力结构中的比例应达到20%,可以预见核能建设在近几年内将进入超高速发展阶段。为了实现国家核能战略目标,必须开发超越传统技术(如第二代核反应堆以及21世纪初兴建的第三代核反应堆,第三代核反应堆具有更高的效率和安全性,但本质上是对二代核反应堆概念的一种改进)的第四代核反应堆技术,以提供更高效、更经济、更安全、对天然铀利用更充分、产生更少固体废料的核电能。事实上,新一代核电厂对热力学效率、建筑与运行成本、安全系数、废弃物毒性以及世界铀资源的利用效率提出了更高要求。然而,这一切都需要进行创新型的设计,使核电厂能够在更高温度、更强腐蚀性的冷却剂以及更大辐射量的环境下运作,所有这些都对反应堆堆芯材料的要求更为严苛。许多人认为,世界上任一种正在研究的新概念核反应堆的成功实现,都面临着同一个问题,即高性能材料的发展。核反应堆系统的特点一般表现为冷却剂(水、气体、液态金属、熔盐)的不同以及裂变反应发生的中子能量状态(快中子或热中子)。裂变反应中,中子作为副产物持续产生,具有1～2MeV的高能量;在一些核反应堆中(热中子反应堆),中子能量被降至约1MeV甚至更低,以提高特定铀同位素如铀235的中子裂变反应几率;而在另一些反应堆中(快中子反应堆),需要维持中子的高能状态,可使如铀238此类天然非裂变同位素转变为易裂变的同位素,从而实现核燃料的充分利用。现有的商业化核电厂主要是以水为冷却剂的热中子清水反应堆,而液态钠则是快中子反应堆的冷却剂。除了冷却剂和裂变过程外,核反应堆与煤电厂和天然气电厂类似,都是将热能传递给冷却剂用以驱动涡轮机发电。因此,反应堆堆芯以及安全壳所用到的特殊材料(以及用于安全存储核废料的材料系统)是核电技术面临的关键挑战。美国能源部以及第四代核技术国际论坛已经发布了一份题为“第四代核能系统技术路线图”的报告,该报告确定了6种第四代核能系统的反应堆技术概念,分别是超临界水冷反应堆(SCWR)、钠冷快堆(SFR)、铅冷快堆(LFR)、超高温气冷快堆(VHTR)、气冷快堆(GFR)以及熔盐反应堆(MSR)。表1总结了这6种类型反应堆的基本特点以及各主要部件可能采用的材料,表中还将现有的2种二代轻水反应堆——压水反应堆(PWR)和沸水反应堆(BWR)纳入了比较范围。反应堆堆芯的设计需要将核燃料与循环的冷却剂保持隔离,以避免受到放射性裂变材料以及裂变产物的污染,因此所有的反应堆堆芯设计都有一个甚至更多隔离层用于遏制核燃料裂变,以使裂变过程中产生的巨大热量能够传递给冷却剂,这些设计可分为3大类,如图1所示。在第一类中,核燃料以丸状或棒状形式装在被称为包壳的环形套筒中(图1a),核燃料可以是金属或陶瓷形态(氧化物、碳化物或氮化物),而包壳通常是合金。轻水反应堆、超临界水反应堆、钠冷快堆、铅冷快堆以及不同气冷快堆都采用这种堆芯结构,只是在燃料、包壳形式以及冷却剂方面有较大区别。第二类反应堆堆芯的核燃料采用球状形式,外裹多层石墨或热解碳以及结构陶瓷如SiC等用于盛放裂变产物以及传导热量(图1b),球体为直径约1mm的小颗粒,包裹在球状或块状结构石墨中,通过氦进行冷却。超高温气冷快堆采用的即为这类燃料形式。第三种类型的反应堆采用了联合燃料-冷却剂结构,该结构中,核燃料与冷却剂同为一体(图1c)。某种该类反应堆就是使铀均匀溶解于熔盐冷却剂中,在反应堆容器中循环流动。在所有情况下,材料面临的挑战均来自于核燃料产生的高温、强烈的核辐射以及冷却剂稳定性等问题,因此,核燃料、包壳、结构材料、反应堆容器以及这些材料与冷却剂的相互作用,构成了21世纪新概念高效核反应堆的最大挑战。一、在抗辐射剂和高温下应用先进反应堆堆芯所用到的结构材料,面临着前所未有的来自温度、辐射剂量和压力的要求。与当前的轻水反应堆相比,先进设计的共同特征是高温,还一个特点就是裂变中子所引发的剧烈撞击位移损伤,以dpa(displacementsperatom的缩写)为单位进行量化,1dpa的损伤程度对应为材料中全部原子的位移。通过由原子扩散引起(利用特别设计的抗辐射材料,具有大量纳米级点缺陷复合中心)的自愈合过程,绝大多数位移损伤缺陷可以得到复合,进而使累积的辐射损伤维持在较低的水平。高温、大剂量的操作环境,对结构材料的强度、蠕变、蠕变疲劳以及低温下的断裂韧度提出了更高的要求。颗粒强化是增大材料在高温下强度的方法之一,但是辐射会改变物相的稳定性,许多用于强化的金属间物相都会变得不稳定,为此,氧化物弥散强化合金成为近来人们关注的热点,如纳米级的二氧化钛、氧化钇,这些氧化物在辐射状态下更加稳定,与铁素体马氏体合金相比,高温下的强度更高。有文章指出,使用这些合金将面临制造、脆化以及与环境之间的可能有害化学作用等挑战。作为绝大多数反应堆设计的首要安全结构,压力容器也同样需要强度更高的材料。二、气冷制备石墨及陶瓷化合物当由中温设计转向接近1000℃的高温设计时,结构材料所面临的挑战就显得非常大了。与复杂高功率能源系统中大量用到低塑性材料的工程设计一样,中子位移损伤引起的性能退化是一大挑战。在气冷反应堆的极端操作温度下,石墨和陶瓷化合物是结构材料的首选材质,石墨的六边形密堆积晶体结构要求采用特殊制造的“核子”级石墨,方能满足所期望的组分有效使用期限,这样石墨对中子位移损伤就呈现出各向异性的响应;对于那些需经受相对较大位移损伤或工程压力的组分,就要用到陶瓷化合物而非石墨。随着计算程序的发展,未来核能体系中前景材料及燃料新的建模示例出现了,凭借微观层面的新结果、计算技术及科学的进步、原子物理冶金学的突破,以前根据经验的模型正在被更加物理的模型所取代。有文章总结了有关气冷反应堆石墨及陶瓷化合物研发的一些进展。高温气冷反应堆系统的一大关键挑战就是研发合适的高热传导材料,这种材料用于反应堆外部的热交换器,与此同时,超耐热合金以及难熔金属也是人们所关注的对象。三、射辅助损伤的原理第四代核能系统的冷却剂同核裂变产物之间的相互作用,是目前轻水反应堆面临的巨大挑战之一。高温辐射将加速材料的腐蚀和氧化,使之退化,尤其是辐射辅助(irradiationassisted)胁强腐蚀裂化问题在第四代核能系统中更加严重,几乎是第二代核能发电系统的10倍多。此外,由于第四代核能系统的工作温度要比之前的核能发电系统高得多,因此需要使用不同的冷却剂,如在超临界状态下使用的水、液态金属(如纳、铅铋合金)、熔盐和高压氦气等。在高温条件下,腐蚀和氧化不可避免,冷却剂回路被破坏发生泄漏的时候,不同冷却剂之间将会发生化学反应(如钠与水的反应)。四、原子嬗变对多态性能的影响核燃料的设计者必须全面综合地考虑各种核燃料,如核燃料本身及其包层,并且确保包层在各种情况下发挥其作为第一层屏障的限制作用。未来的核能系统对核燃料提出了更多的要求,核燃料必须在极端运行条件下保持稳定。许多核能系统的操作温度都非常高,举例来说,钠冷(U,Pu)O2燃料快速反应堆的中心温度超过2000℃。在高温条件下,核燃料经受着非常高的辐射(主要由裂变产生的反冲离子导致)伤害。在裂变中,约有10%～30%的原子裂变成了其他原子,而这将导致核燃料的物理特性(如导热性等)发生改变,由于其物理化学特性,核燃料的裂变产物将向温度较低的区域移动,在某些情况下,核燃料将同包层发生化学反应。目前的核燃料研究主要着眼于对所有相关现象进行解释并建立模型,并开发新的燃料和理论。裂变燃料主要分为氧化物燃料,如UO2或(U,Pu)O2;碳化物燃料,如(U,Pu)C;氮化物燃料,如(U,Pu)N以及金属燃料(UPuZr)。重原子的密度、中子特性、导热性、熔点、环境的化学相容性等等,这些主要因素都是选择燃料时需要考虑的。此外,不同的燃料及反应堆类型也要采用不同的包层,轻水反应堆采用的是锆合金覆层;快速反应堆则采用的是铁覆层;而第四代核能系统覆层面临的主要挑战是,开发并验证拥有极佳膨胀特性和抗腐蚀性的新型耐高温钢材,在强辐射损伤下仍能保持较好的机械特性。在气冷快速反应堆中,核燃料的第一层包层工作温度超过1000℃,而这意味着核燃料可能被陶瓷(如纤维补强碳化硅基陶瓷复合材料,fiberreinforcedsiliconcarbidecomposites)污染,由于高延展性和强韧性是包层材料必要的典型特性,陶瓷材料的地位受到了严重挑战。超高温反应堆中使用的粒子燃料使用了多层热解碳和陶瓷作为包层材料,由于裂解燃料体积较小,因此这种做法是可行的。五、国际研究计划正在研究新的废水处理材料和方案未来的第四代反应堆拥有更高的效率和更高的运转温度,能够有效回收利用嬗变所产生的“次锕系核素”(镎、镅、锔),从而减少长寿命废料的数量。然而,必须处置的废物将永远存在,并且对于日益增加的全球核能利用来说,一个重要内容就是要找到可以有效固化核废料的可靠材料,或者是用于临时贮藏或者是用作深埋地底的基体。当前的国际研究计划正在研究用硼硅酸盐玻璃和经特殊设计的复杂陶瓷长期储存放射性废料的有关材料科学问题。对于现有核能系统和提议的未来第四代反应堆系统,不同潜在废料形态的强致电离辐射场、各种各样的化学活性以及废料的时间性化学变化与放射性衰变提出了众多材料科学挑战,研究员正在借助各种先进的实验和建模仿真工具寻找解决方案。总之,设想的第四代核反应堆系统拥有更高的运转温度和置换损害等级,一些新型冷却系统的潜在利用可能会引入新的化学兼容性