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错落反应堆的钻探现状与前途,世界升高原子核

时间:2019-12-01 07:09来源:新闻资讯
【法国核学会网站2003年7月报道】 混合反应堆原理 混合反应堆是将一个核反应堆与一个粒子加速器组合在一起的系统。这不是一个新概念,E.LAWRENCE诺贝尔奖小组从1950年便首次开始进行

【法国核学会网站2003年7月报道】 混合反应堆原理 混合反应堆是将一个核反应堆与一个粒子加速器组合在一起的系统。这不是一个新概念,E.LAWRENCE诺贝尔奖小组从1950年便首次开始进行此项研究,后来美国的洛斯阿拉莫斯国家实验室进而在钚焚烧方面进行研究。 混合反应堆的基本原理是:当几百兆电子伏到几十亿电子伏的高能粒子撞击一个靶核时,通过连续的相互作用可释放出大量的中子;这样,加速器可以充当供应次临界反应堆的中子发生器;补充加速器中的中子数可用来控制次临界中子倍增时需要维持的链式反应。 混合反应堆的益处 大部分核大国都在进行混合反应堆的初步研究,主要是作为核废物焚烧的选择方案。其中一些国家也在开始对新一代混合堆核电厂进行研究。 核废物焚烧 核反应堆运行产生大量废物,其中一些“长寿命”(次锕系元素和一些裂变产物)的放射性将存留几万年(某些甚至长达几百万年)。因此人们在寻求将这些长寿命放射性同位素转变成稳定同位素或寿命更短的同位素的方法:这就是嬗变。嬗变过程可“消耗”中子,人们打算利用混合堆转化长寿命放射性核废物。 鉴于焚烧炉的功能,这种混合堆具有两大特点: 物理特性适应嬗变的需要 此基本特性正是促使人们研究有关混合堆焚烧核废物的动因。含高浓度次锕系元素的焚烧炉堆芯的中子特性(反应性、动力学特性等)显然与目前以铀、钚为基础的堆芯不同。反应堆可通过调节来自加速器的外部中子通量的平衡来控制,使混合堆可灵活使用各种燃料。 可优化加速器/反应堆 为优化废物焚烧功能,人们可以启动两个装置中的任意一个。研究表明质子加速器与快中子反应堆结合是最佳方案。 发电 诺贝尔物理奖获得者和欧洲核研究中心主任Carlo RUBBIA教授1993年提出了“能源放大器”概念。一个使用钍燃料和熔融铅(与超凤凰堆的熔融钠不同)作为传热流体的快中子反应堆混合装置。在“RUBBIA计划”中,混合堆装置是用于核发电的。与其他类型的反应堆相比,混合堆有以下基本优点: ·次临界方式运行,运行安全性更高。事实上,混合堆可以缓和核事故险情,像切尔诺贝利事故;然而,混合堆装置对冷却剂丧失引起的堆芯熔化的危险却毫无办法。混合堆实际上应同传统型反应堆一样谨慎和安全地运行。 ·闭路运行(卸载的辐照后燃料在萃取裂变产物后可再利用)尤其可以减少废物产生量。 然而欧洲原子能共同体科学与技术委员会对混合堆发电的潜在应用持保留态度。 世界目前的研究现状 从事混合堆研究的国家主要有: 欧盟:在欧盟研发框架计划内进行研究。法国在其中起决定性作用。 美国:洛斯阿拉莫斯国家实验室的主要研究方向是钚焚烧。在熔盐次临界反应堆研究之后,他们正在研究次临界快堆堆芯。 日本:日本原子能研究所正根据OMEGA计划(从锕系元素和裂变产物中额外获益的方案)从事旨在焚烧钚和次锕系元素的各种快中子混合堆型的研究。 瑞士:位于菲林根的Paul Scherrer研究所正在研究各种加速器的运行,为裂变反应提供宝贵的基础数据。 法国:法国正在欧盟内部实施雄心勃勃的混合堆装置计划。目前的研究主要围绕着1991年12月30日关于高水平和长寿命放射性废物法的第一方针进行,该方针规定,对所有废物嬗变方法进行研究。1996年1月,法国原子能委员会、法国电力公司和国家科学研究中心联合成立了废物管理新方案研究组织。 开发混合堆主要的预研方向 混合堆装置从原理上看很有吸引力,但在该装置投入使用前,许多关键技术问题尚待解决: ·加速器功率不足:在已规划的大部分装置中,粒子加速器为约1 GeV的质子加速器;所要求的强度为10~40 mA/GWt。然而,世上还没有这样大功率的加速器:现有功率最大的加速器是瑞士PSI研究所的回旋加速器(600 MeV,1.5 mA)和美国洛斯阿拉莫斯实验室的加速器(800 MeV,1 mA)。 ·加速器和反应堆之间的接口问题:为了维持加速器相应的高真空水平,需要在加速器和反应堆“散裂靶”之间插入一个接口,该接口问题一直悬而未决。 ·铅冷却系统:我们要解决所有有关用铅作传热剂的问题,还需要相当长的时间;如铅腐蚀问题(目前使用的钢是不行的,必须开发出新的金属),为保证不可缺少的流动性而保持温度的难题,机械问题(回路中熔融铅的循环问题)等。 混合堆的前景 废物焚烧 如果能解决存在的各种技术问题,该方案似乎很有前景,据在GEDEON的研究表明,使用5~6个专用焚烧反应堆,核废物的长寿命放射性毒性可减少到原来的百分之一。每个焚烧炉将由一个高强度加速器 (1 MeV,20~40 mA)和一个主要燃料为次锕系元素的次临界反应堆组成。在欧洲建造一个非常小的示范装置计划,可望在2010~2015年实现。 发电 在中短期内设计出由两个即复杂又昂贵的装置组成且经济上可行的电厂,目前还值得怀疑。混合堆装置若想取代世界上所有传统型反应堆,可预见的若干次技术中断似乎是不可避免的。而在废物管理方面所做的工作可能会有助于这种新型反应堆的发展。从长远来看,如同核聚变发电一样,混合堆发电可能是未来发电方式的一种选择。

【美国《核电厂杂志》2003年9~10月刊报道】 截至2002年底,全球共有在役核电机组441台,核发电量占世界发电总量的17%。尽管世界人口增长速度在放缓,但根据联合国最新的数据显示,世界人口到2050年还将增加20多亿。据政府间气候变化委员会的一份特别报告估计,2000年~2050年,如果经济保持快速增长,电力需求将增长近8倍,即便经济增长较慢,电力需求也将翻番。全球还有一种渴望就是保持环境清洁。由于上述原因,人们希望到2050年将有数百到数千座新反应堆投产。因此若干国家正在开发新一代反应堆。目的是使核电比其他能源更具成本效益,并使核电厂安全达到不再需要场外疏散的水平。其他目标还包括减少废物量、防止核材料扩散和实现能源的可持续发展。核工业在30多个国家已积累了超过1万堆年的运行经验,但它们大都来自发达国家。已建设了数个核电厂的两个发展中国家目前的核发电量只占各自总发电量的1.2%和3.7%。亚洲、南美以及非洲的发展中国家和较小的国家都将面临人口增长、生活水平提高,进而电力需求增长等问题。这些国家电网容量较低,经济资本薄弱。GW级大型核电机组不适于这些国家,而它们需要更经济的小型核电机组设计。过去几年在倡导开发新型反应堆设计方面处于领先地位的国家有美国、俄罗斯、南非、加拿大、法国、阿根廷、日本、韩国、印度和中国。小型液态金属冷却快堆设计也重新燃起了人们的兴趣,因为从可持续发展角度看,它们可产生新的易裂变材料,并充分挖掘核能潜力。GIF成员国的进展核电是美国现行的多元化和自主化能源政策的重要基石;由于计划利用核电产氢并用将氢作未来交通工具燃料,美国环境也将因此受益。美国能源部已双管齐下,为建设新核电厂扫清障碍,并发起对下一代核电机组的研发。第四代反应堆系统旨在满足所有国家和用户的需求,并可望在2030年推广。各国为此发起了第四代反应堆国际论坛,以促进并就共同感兴趣的设计概念开展合作。目前该国际组织拥有11个成员国:阿根廷、巴西、加拿大、欧盟、法国、日本、南非、韩国、瑞典、英国和美国。它们选择了6种反应堆概念作为研发对象:超高温堆、气冷快堆、超临界水冷堆、钠冷快堆、铅冷快堆和熔盐堆。从上述概念显示,人们对先进反应堆的兴趣已转移到了快堆。人们对这种堆型的最初认识是可更好地管理易裂变材料,但现在对它感兴趣的原因还包括这种堆型具有如废物量最小以及不扩散等优点。VHTR的主要目标是高温工艺热应用,如煤的气化和热化学产氢。它还可提供高效的电力。它是石墨慢化氦冷反应堆,具有热中子能谱和一次寿命周期。该概念源自高温气冷堆概念,最新的HTGR设计有:1. 美、法、日、俄联合设计的燃气轮机模块式氦冷反应堆,目前正在研制,准备用于俄罗斯的钚处置,亦作为较小型的动力堆;2. 最初由德国开发,目前在南非形成商业化的球床模块堆。(该堆目前的进展详见本刊2003年第10期相关文章。)日本有一座30 MWt棱柱形HTGR研究堆在运行,以验证堆芯出口温度达到950℃的可行性,并进行产氢试验。试验现已达到800℃,目前正在开展甲烷蒸汽化试验。美国对产氢试验堆具有一定的兴趣。GFR的特点是拥有快中子能谱和闭合燃料循环,可以更有效地利用易裂变和增殖材料并管理锕系元素。GFR中更强的中子能谱可促进钚和次锕系元素的嬗变和焚烧。法国对此领域最感兴趣,此外,感兴趣的国家还有日本、英国和美国。现正在研究从传统的钚燃烧设计到专门的次锕系元素燃烧系统的不同设计。由于相对于液态金属而言,气体的热力特性较差,因此获得一个好的GFR热工水力设计十分重要。除标准燃料芯块外,现正在研究其他的各种可选燃料,如先进燃料颗粒和合成陶瓷。目前的参考设计是具有高热效率直接循环的高温氦冷堆。高温可用于工艺热产氢。SCWR是高温高压水冷堆,在水临界点(即374 ℃,22.1 MPa)以上运行,因此可获得极高的热效率。由于在堆芯中不发生相变,而且系统采用直接循环一样),因此,不需要蒸汽分离器、干燥器、稳压器和再循环泵。与传统的轻水堆相比,该系统大大简化、结构更紧凑。由于机组简化和具有高热效率,SCWR比传统的LWR更经济。SCWR可设计成热中子反应堆或快中子能谱反应堆,但目前主要倾向于热中子反应堆设计。主要可行性问题是研制适宜的堆内材料,并验证其具有足够的安全性和稳定性。日本、美国和加拿大正在加紧SCWR的研发。已建成了几个回路,用来研究候选堆芯材料的耐腐蚀性、抗应力腐蚀破裂能力和耐磨性。包括东芝、日立、加拿大原子能有限公司和西屋在内的几个主要核供应商正在开展设计和安全分析工作。SFR的主要目的是在发电的同时又产生新的核燃料和使锕系元素再循环。在所有第四代反应堆概念中,SFR具有最广泛的开发基础,因为美、法、俄、日和其他国家已做了大量研究工作。目前在役的SFR有俄罗斯的BN-600快堆,法国的250 MWe凤凰快堆和印度的40 MWt快中子增殖试验堆。日本文殊堆处于可运行预备状态,只要相关法律问题得到解决就可重新启动。俄罗斯和日本还分别拥有BOR-60和常阳钠冷材料试验堆。韩国正在开发一座150 MWe的快堆。日本正在开发一种50 MWe超级安全的小型简化设计。美国通用电气公司和阿贡国家实验室正通过超棱柱(Super-Prism)和先进快堆的设计提高先进SFR的经济性。LFR是一种带有闭合燃料循环的快堆,可实现增殖铀(fertile uranium)的有效转化以及锕系元素的有效管理。它采用铅或 铅-铋合金液态金属冷却剂。此技术最引人的地方在于铅具有很高的沸点和化学惰性,使低压堆具有很高的安全性。它在热传递、能量转换和提高固有安全性的革新方面具有很大潜力。俄罗斯在LFR方面做了大量工作,而日本和美国发起了设计研究。两种美国的长寿期、防扩散的设计令人注目:50 MWe铅-铋冷却密封核热源10~100 MWe铅合金冷却小型安全可移动独立反应堆。MSR是一种极佳的废物燃烧、闭合燃料循环系统,不需要燃料制造。该堆使用的燃料是由熔融钠、锆、铀和氟化钚组成的混合物,燃料流经石墨堆芯,产生热能谱。该堆可以燃烧从核武器中拆卸的易裂变材料和锕系元素,因此有利于不扩散;该堆还具有固有安全特性,能以连续运行的方式燃烧任何易裂变材料。目前已开发了两种MSR设计。一种是燃料与熔盐冷却剂混合,另一种是熔盐用作冷却剂。后者支持棱柱型或球床型HTGR燃料。由于熔盐具有极低的蒸汽压力,并具有700℃以上的出口温度,因此该堆可在低压下运行,具有很高的效率,并有被用于产氢的潜力。目前还没有在役的MSR,最著名的MSR曾在田纳西州的橡树岭运行。法、日、中、俄也开发了几种设计。GIF国家也在研究几种其他设计,主要是一体化水冷反应堆。其中最著名的设计有:韩国100 MWe的SMART,阿根廷 27 MWe的CAREM,国际合作开发的100~335 MWe的IRIS和日本 30 MWe的MRX。目前已开始建设一座 65 MWt的SMART中试设施。俄罗斯俄罗斯最重要的先进反应堆设计是熔融铅和铅-铋冷却快堆。由于冷却剂具有很高的沸点和惰性,俄罗斯声称该堆决不会发生严重事故。基于8艘核潜艇和2个地面设施80堆年的运行经验,俄罗斯研制出一个小型池式多功能铅-铋冷却75/100 MWe的SVBR反应堆设计。冷却剂的自然循环足以保证反应堆排除衰变热,不会使堆芯过热。该设计适用不同类型的燃料(UO2 MOX燃料、氮化物燃料)。该反应堆可在工厂整体制造,运抵现场后就处于待机状态。它可运行 8~10年,然后在堆芯置于冻结冷却剂的情况下返还供货国。由于自然资源有限,目前正在考虑把铅用于大型Brest反应堆。已开发出使用一氮化合物燃料的300 MWe和1200 MWe设计。俄罗斯计划在别洛雅尔斯克(Beloyarsk)建造一座Brest-300示范厂。这些反应堆的现有问题主要与冷却技术和结构材料腐蚀有关。俄罗斯具有丰富的运行钠冷快堆的经验,计划在2010年建造俄罗斯快增殖堆BN-800,它将使用MOX燃料并燃烧钚。其最终目的是过渡到使用氮化物燃料。俄罗斯还有几个新的用于供热和热电联供的小型钠冷和水冷堆设计,包括计划建造的用于发电和海水淡化的35 MWe浮动核电机组。印度由于快速增长的能源需求,印度的核政策是尽快开发和采用以印度储量丰富的钍作为燃料的闭合燃料循环。他们也计划充分利用钚。其核电计划第一阶段是建造以天然铀为燃料的加压重水堆,现有12台机组在运行。目前正在开展的第二阶段是研制先进重水堆和快中子增殖堆。最后阶段是建造钍-铀-233燃料反应堆,并拥有先进燃料制造厂。300 MWe AHWR是印度以验证钍燃料循环技术为目标的下一代反应堆,使用 铀-233和钍以及钚-钍混合氧化燃料。基于其钠冷快中子增殖试验堆的经验,印度开发了一座500 MWe原型快中子增殖试验堆,该堆是采用钚和贫铀氧化物燃料的池式钠冷反应堆。它的设计也使用钍来实现增殖,计划于2009年投入运行。印度是惟一认真研究钍循环的国家。它已在现有PHWR中使用氧化钍棒束,以实现堆芯通量展平。辐照后的棒束用于掌握后处理技术和制造用于动力堆的铀-233燃料。为跟上世界最新发展趋势,印度也在开发应用高温工艺热的小型高温堆。使用熔融的铅冷却剂和钍燃料。

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