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发展快堆技术促进核电可持续发展
开展快堆技术促进核电可持续开展
[摘要]快堆技术符合第四代核能系统的开展目的,是促进核电可持续开展的重要技术途径。
建议我国快堆工程技术采用分三步开展的方式,以实如今2030年左右将快堆作为第四代核电重要堆型商用推广的开展目的。
我国实验快堆已进入调试阶段,方案2021年到达临界。
建议我国尽快明确下一阶段的快堆工程技术目的,研究加快开展的施行途径,加大对快堆核能系统技术的研发。
ToDevelopFastReactorTechnologiesandPromoteSustainingDevelopmentofNuclearpower
ZHOUPeide,XUMi,WANGang
Abstract:
Fastreactortechnologiescanmeetthedevelopmentobjectiveofthefourthgenerationnuclearenergysystem.Theyareanimportantapproachtopromotesustainingdevelopmentofnuclearpower.Weproposethatthefastreactorengineeringtechnologyinourcountryshouldbedevelopedin3stepsinordertorealizethedevelopmentobjectivewithfastreactorsasthefourthgenerationimportantcommercialtypeofnuclearpowerinabout2030.Currently,theexperimentalreactorinthecountryhasenteredadebuggingphase.Accordingtotheplan,itwillreachacriticalphasein2021.Weproposethatinourcountry,weshouldclearlydefinethetechnicalobjectiveforfastreactorsinthenextphaseassoonaspossible,studytheimplementationapproachtospeedupthedevelopmentandstrengthenresearchanddevelopmentoftechnologiesforfastreactornuclearsystems.
1 快堆技术符合第四代核能系统的开展目的
积极开展核电产业,是我国施行能源多元化战略、优化能源构造、加强环境保护、进而保障能源平安现实可行的举措。
我国目前核电装机约0.09亿千瓦,方案2021年核电装机到达0.4亿千瓦。
根据中国工程院在2005年所做的预测,2050我国发电总装机为16.5亿千瓦,核电装机为2.5亿千瓦,核电份额约占16%。
核电在我国有很大的开展前景。
核电大规模开展将会遇到铀资源匮乏和长寿命放射性废物的环境影响之忧,快堆技术和闭式燃料循环技术是解决这两个问题的最现实可行的技术途径。
根据我国铀资源状况,辅助从国外进口一部分铀资源,采用压水堆和快堆匹配开展的闭式燃料循环道路,可以使我国实现核电的装机规模在2050年到达2.5亿千瓦的目的。
因此,开展快堆技术对保持核电可持续开展具有非常重要的战略意义。
目前国际上快堆的开展已纳入先进核能系统的开展体系。
快堆技术是第四代核能系统的主要技术内容。
第四代核能系统〔Gen-IV〕概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。
美国、法国、日本、英国等国家在2000年组建了第四代核能系统国际论坛〔GIF〕。
第四代核能系统研发总目的是,方案在2030年之后向市场上提供具有良好经济性和平安性、废物易于管理和处理、具有防止核扩散特性的先进核能系统。
2000年5月,第四代核能系统国际论坛的成员国根据第四代核能系统的目的,选择了6种系统作为进一步研究和开展的候选对象,这六种第四代核能系统的名称和特性见表1。
系统中文名称
系统英文名称
堆芯中子能谱
钠冷快堆系统
Sodium-CooledFastReactorSystem(SFR)
快谱
铅冷快堆系统
Lead-CooledFastReactorSystem(LFR)
快谱
气冷快堆系统
Gas-CooledFastReactorSystem(GFR)
快谱
超高温堆系统
Very-High-TemperatureReactorSystem(VHTR)
热谱
超临界水冷堆系统
Supercritical-Water-CooledReactorSystem(SCWR)
热谱
熔盐堆系统
MoltenSaltReactorSystem(MSR)
热谱
这六种反响堆堆型就堆本身而言,它们已有的技术根底是不一样的,其中技术最成熟的是钠冷快堆〔SFR〕。
美、俄、英、法、日、德、印等国已经建造过功率10MWt~1200MWe,堆型包括实验堆、原型堆和经济验证性堆等类型的总共18座钠冷快堆,积累了约300堆·年的运行经历。
且原型快堆BN-350,Phenix,PFR,BN-600和经济验证性快堆SPX-1都进展类似商业运行,其中Phenix和BN-600仍在运行中。
创新型反响堆和燃料循环国际方案〔INPRO〕是由国际原子能机构〔IAEA〕于2000年发起的另一个下一代先进核能系统的国际研发工程。
目前已有二十几个成员国,我国也是成员国之一。
该方案在目前阶段主要开展基于快堆及其闭式燃料循环的结合评价研究,主要是评价快堆及基于快堆的燃料循环对核能可持续开展的作用和才能,并拟在下一阶段开展以快堆技术为主的合作研发。
尽管已有近30个国家在INPRO和GIF的合作工程框架下共同对下一代核能系统研究了四五年时间,至今尚未有任何第四代堆型的完好设计,但是已经对第四代提出了比较明确的定性目的和技术开展内容及框架性研发倡仪。
对于先进核能系统,GIF在可持续性、经济性、平安性及可靠性,防核扩散和实体防卫等方面提出了8条详细目的要求。
我国正在开发钠冷快堆技术。
我国钠冷快堆的技术选择,以及战略目的与第四代先进核能系统的目的要求是一致的。
2 制定开展战略明确下一步工程目的
从工程技术上看,世界上快堆已经过实验堆、原型堆、示范堆的完好阶段。
在开始阶段提出的快堆科技开展目的主要集中在验证方面,包括快堆的增殖才能、系统的技术可行性和运行可靠性、平安性和可竞争性等的验证。
在上世纪90年代中期前,国际上快堆和燃料循环设施的开展和运行结果足以得出结论,即快堆科技开展在开始阶段提出的目的很大程度上已经实现。
显然,国际上快堆工程技术已根本成熟,后续技术开展的目的是到达第四代核能系统的要求,实现核能的可持续性开展。
快堆预计将作为先进核能系统中的一类核电站在2035年前后开始规模应用。
我国快堆开展战略和技术道路的研究自上世纪70年代以来进展过屡次。
1985年8月完成了“1985-2000年和七五快堆开展规划〞;1986年7月在核工业部方案司指导下完成了“快中子增殖堆2000年规划的制定〞;1989年6月在国家八六三高技术方案能源领域专家委员会的指导下完成了“我国快堆开展战略和技术道路〞的编制。
近几年,有关部门和专家亲密注意国外快堆开展动向,不断对开展战略和技术道路进展再次研究和修改。
在参考国外快堆开展战略和技术道路图的根底上,建议我国快堆工程技术开展采用分三步走的战略,见表2。
阶段
堆名
功率〔MWe〕
预计建成时间
第一步
第二步
第三步
中国实验快堆(CEFR)
中国原型快堆(CPFR)或中国示范快堆(CDFR)
中国商用快堆(CCFR)
20
600~900
≥900
2021
2021
2030左右
在2006年发布的中国工程院咨询工程“大型先进压水堆和先进核能系统工程战略研究报告〞中,对于快堆技术开展提出了加快开展的建议:
“在实验快堆运行和实验研究的根底上,充分借鉴和利用国际上积累多年的快堆技术研究开发和商用快堆建立的成功经历,开展广泛的国际合作,引进必要的技术和设备,从而缩短实现我国快堆商用化所需时间。
〞考虑到国内研发条件、工程技术程度和经历积累程度等方面因素,我国各阶段快堆主要技术选择的一致性,特别是中国实验快堆与俄罗斯BN-600原型快堆在技术上的一致性,我国在快堆工程的第二阶段存在直接建立示范快堆的可行性。
从国际开展趋势看,由于快堆技术国际交流的增多,以及对快堆技术认识的提升和经历的积累,国际上已逐渐淡化原型快堆和示范快堆的界限,或者说原型堆的功能和示范堆的功能可以通过一个堆来实现。
比方印度正在建的是50万千瓦原型快堆,建成之后直接作为示范堆来推广。
从俄罗斯原型快堆BN-600与示范快堆BN-800的内在联络看,BN-800保存了原型快堆的可靠性特性,但从燃料循环角度它又有示范堆的特性,并在俄罗斯国内其经济性可到达示范堆要求。
因此,对于我国下一阶段是建立原型快堆还是示范快堆需要全面论证。
从技术上初步分析,存在在实验快堆之后直接建立示范快堆的可行性。
热功率65MW、实验发电功率20MW的中国实验快堆〔CEFR〕在技术方案选择时已经考虑了便于向下一步快堆电站过渡的问题。
其主要技术方案包括堆本体构造,燃料操作系统,主热传输系统流程,重要的辅助系统工艺流程,关键设备和核岛厂房构造等均与已成功运行的俄罗斯60万千瓦发电功率的原型快堆电站〔BN-600〕类似,其热工参数已接近商用电站的程度。
中国实验快堆是BN-600原型快堆的缩小版,在一定程度上,CEFR具有原型快堆的特征。
我国有加快开展快堆技术的迫切需求,这是我国核电开展对铀资源的总体需求及供给保障条件,以及燃料循环系统的配套开展要求等决定的。
我国压水堆乏燃料商业后处理厂规划在2021年或稍后建成,因此,我国应该在2021~2030年期间建立起一定工业规模的由压水堆电站—压水堆乏燃料商业后处理厂-MOX燃料厂-快堆电站等组成的燃料循环系统,初步形成工业规模的闭式燃料循环体系,奠定核电协调开展的根底。
3 加强快堆核能系统工程技术研发
对我国而言,为全面自主掌握快堆工程技术,应逐步总结实验快堆设计、建造、运行和维护经历,利用实验快堆这一平台深化开展快堆平安研究、物理和热工水力研究、燃料与材料及设备的考验;应采用跨越式开展方式,引进国外先进技术,争取如期实现2021年的快堆工程技术开展目的,并建成工程规模的闭式燃料循环体系,为我国自主开发大型商用快堆电站技术提供工程平台。
根据我国快堆技术的开展目的,为实现我国快堆工程的道路图,需围绕几个方面进展工程技术研发。
1〕快堆先进核能系统技术平台
快堆先进核能系统是国家高技术创新才能的综合表达。
快堆先进核能系统的开展不仅涉及到核电堆型配置、核燃料增殖、燃烧长寿命锕系核素等核能可持续开展的根本性问题,还涉及到核能领域其它技术方面的配套开展问题。
因此,我国快堆开展必须在核能领域中进展整体规划,以建立起铀、钚燃料闭合循环体系,使我国的核能开展在全局上是一个有机的整体,在详细施行上目的明确、技术可行、政策稳定。
总体来讲,快堆先进核能系统技术平台包括三方面:
一是与燃料循环有关的技术平台;二是开展快堆技术研究的平台;三是材料和设备国产化的验证技术平台。
因此,我国在进展快堆科研开发总体规划时,应围绕快堆先进核能系统进展工程技术研发。
*与燃料循环有关的技术
基于快堆的闭合燃料循环包括热堆乏燃料后处理、快堆燃料制备和快堆乏燃料后处理等技术环节,因此与燃料循环有关的技术包括:
压水堆乏燃料后处理技术、MOX燃料制造技术、快堆乏燃料后处理技术、次量锕系核素和长寿命裂变产物别离和嬗变技术、高放废物的处理和处置技术。
*开展快堆技术研究的平台技术
进展快堆工程技术研究开发需要各种软硬件设施。
我国快堆工程技术研究开发体系应包括:
快堆技术的根底研究条件、实验快堆电站的运行维护条件、实验快堆应用研究条件、快堆电站的设计条件、快堆电站关键设备的设计和考验条件、快堆电站设计的实验验证条件等。
*材料和设备的国产化技术
材料和设备的国产化是自主掌握快堆技术的重要内容。
可依靠中国实验快堆国产化设备制造的已有根底,以我国在施行压水堆设备国产化过程中逐步形成的核设备制造才能为支撑,依靠国际合作渠道引进快堆关键设备或部件的设计、制造技术,通过研发、积累、消化、吸收,逐步形成我国快堆设备国产化才能。
2〕快堆设计和应用研究
有关快堆设计技术和应用研究开发,主要包括几个方面:
快堆标准标准、数据库和开展规划等研究;运行维护技术与CEFR试验研究;堆芯物理和实验研究;热工水力与平安研究:
堆芯组件、燃料及后处理技术研究;快堆构造材料研制与材料辐照后检验研究;构造完好性研究;先进探测与控制技术研究;快堆冷却剂化学工艺研究和快堆关键设备设计研究。
4 小结
各国开展快堆技术的目的和需求并不一样,这表如今技术道路、用途和预期开展规模等方面的差异。
我国应根据自身的需求和应用目的开展快堆技术,逐步落实快堆中长期开展规划,明确下一阶段的快堆技术工程目的和施行途径,并制定快堆技术科研开发的总体规划。
我国在坚决自己的开展道路的同时,应积极参加INPRO和GIF等国际方案,与其它开展钠冷快堆的国家互相借鉴和共同研究,促进实如今2030年左右将快堆作为第四代核电重要堆型商用推广的开展目的。
作者简介:
周培德,中国原子能科学研究院副总工程师
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- 发展 技术 促进 核电 可持续发展