从第一代到第四代反应堆:反应堆概念的历史发展

2020-11-03 13:49  来源:嘿嘿能源heypower    核电  核反应堆  三代核电  四代核电

本文简明概述了反应堆发展历史及从第一代到第三代反应堆的概念,优点和缺点。此外,也对第四代反应堆类型作了展望。据说四代堆在设计上与现在完全不同。如果可能的话,预计20至40年后投入市场。


本文简明概述了反应堆发展历史及从第一代到第三代反应堆的概念,优点和缺点。此外,也对第四代反应堆类型作了展望。据说四代堆在设计上与现在完全不同。如果可能的话,预计20至40年后投入市场。

 

图1显示了各代堆型推入市场的时间及预计时间。包括正在建设与运行的一代、二代和三代堆,近期即将部署的三代+堆,预计2030年前部署四代堆。

目前,三代堆遍及全世界。即使是现在,全球仍在规划、建造和运行二代、三代堆。尽管一代堆缺乏安全方面的设计,但仍有在运行。

1.第一代核电站

一代堆主要在20世纪50至60年代期间开发的原型堆和动力堆,也是从那时候开始,核电首次投入商业(民用)。

而且由于是直接从军用部署到商用,因此附加安全设计很少,仅有的一些显然为军民两用。总体上,一代堆没有(能动或非能动)专用安全装置。

最典型的一代堆,是前苏联的AMB或AM-1(两者均为石墨慢化,主要生产钚);英国的“Magnox”气冷堆——如Calder Hall 1号堆(1956-2003),Wylfa(1959-2012)(同样是石墨慢化);美国宾夕法尼亚州的Shippingport(PWR)(1957-1982),伊利诺斯州的Dresden 1号(BWR)(1960-1978)。大多数已经关闭。

欧洲仅存的最后一个一代堆商业电厂——位于威尔士的威尔法(Wylfa)核电站,于2012年关闭,不过最终是在2015年12月完成关闭。

在巴基斯坦,最后一个一代堆电站——CANDU-137——仍在卡拉奇运行。

2.第二代核电站

二代堆的投运,主要始于20世纪60年代末。今天运行的反应堆,绝大多数是在60年代中期到本世纪初建设的。

二代堆设计使用寿命一般为40年。一代堆与二代堆最大的不同,二代堆专门设计了能动安全装置,而且原则上仅供民用。

二代堆通常为轻水堆(LWR),尽管也有重水型设计。使用的安全装置,涉及了电气或机械方面的操作,可以实现自动启动,也可以由操作员操作启动。

目前在西方国家运行的大多数二代堆,都是由西屋、法马通和通用电气(GE)制造。

以下对最重要的二代堆系统进行更详细的阐述。

压水堆

压水堆(PWR)作为核潜艇动力堆发展而来,但与潜艇堆概念又有不同,潜艇堆使用高浓缩铀,PWR采用低浓缩铀,水冷式。由于排热效果好,压水堆的功率密度可以相对较高(100 MW /m3)。

其一次回路的特点是高压(15 MPa)和高温(600°F/300°C)。为保证安全,不同的系统应控制功率输出,堆芯冷却和屏障系统,屏障系统包括铀芯块材料结构、燃料棒包层,反应堆压力容器(RPV)本身,RPV周围的混凝土结构和封闭一次回路的管道。

蒸汽发生器是连接一次回路和二次回路的纽带,也是潜在的放射源泄漏位置。

由于停堆后仍存在高功率密度和高衰变热,对堆内冷却系统的考验要求很高。主动冷却系统依赖持续供电,即使是应急柴油机,也存在冗余电网连接和电池安装问题,电站断电仍存在很大的风险,

例如,在福岛核事故中,所有的安全屏障就都被摧毁了。

安全系统通常是冗余的(即承担的任务已经超出了需要)。然而,如果一个所谓的“常规事件故障”造成问题,那么整个系统都有可能失灵。

原则上,世界范围内的自动化程度在不断发展提高,核电站的安全性也会随之提升,降低了人类错误导致严重核事故的概率。

用数字系统取代原来的模拟仪控也是一种趋势。不过这种取代对安全性的影响仍在持续探讨中。

沸水堆

沸水堆(BWR)是在PWR的基础上发展起来的。这种堆型通过单回路在堆芯中产生蒸汽,实现设计上的简化和很高的热效率。其中,水是慢化剂和冷却剂。

BWR也有一些新问题,存在一些潜在风险。

BWR与PWR相比,压力低,堆芯功率密度低(50 MW/m3),冷却回路温度也低。堆芯中的铀浓度却较高。

BWR的主回路循环会经过反应堆安全壳外,放射性蒸汽直接作用驱动涡轮机。中子通量比PWR低得多,也会导致中子明显减少

同时,中子会诱发反应堆材料老化。另一方面,压力容器较大,可能需要纵向焊缝,而PWR容器中只有环焊缝,内部同时是一个更复杂的结构,许多焊缝贯穿底部。老化后果可能引起严重问题。

像PWR一样,BWR在很大程度上依赖于快速可靠的主动安全系统,而BWR应急堆芯冷却系统的管道要复杂得多。

调节BWR的控制棒,在反重力作用下从压力容器下方插入,也比PWR复杂得多。

在某些情况下,堆芯中所谓蒸汽空腔会产生孔洞,导致反应性增加。因此,在发生事故时,反应堆功率可能会升高。

3.第三代核电站

三代堆的安全性明显优于二代堆,目前新建电站大部分是更安全、更先进的三代堆。

三代堆的安全性主要体现在改革型的能动和非能动安全系统,在技术上满足国际原子能机构安全法规(第二版)对预防和缓解严重事故的要求,也符合我国新颁布的安全法规对预防和缓解严重事故的要求。

因此,国家电力投资集团引进了美国非能动AP1000电站,中国广核集团引进法国EPR核电站。同时,中国在此基础上进行自主研发出了CAP1400核电站。

目前,中国的浙江三门,山东海阳各建有2台AP1000核电机组,美国也准备投建同样的四台机组。

 

中国购买美国4台先进AP1000机组,美方同时转让AP1000设计技术,设备制造和成套技术等,中国将完全拥有在引进AP1000核电技术的基础上改进和开发等方面知识产权。

广东台山开展了两台EPR机组的建设工作,也是中国的首台EPR机组。

4.第四代核电站

 

四代堆概念是由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出。

1999年,美国核学会冬季年会上进一步明确了第四代核能系统设想。

2000年美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会,讨论开发新一代核能技术的国际合作问题,取得了广泛共识,并发表了“九国联合声明”。

随后,由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛(GIF)”,拟于2-3年内定出相关目标和计划;这项计划总的目标是在2030年左右,向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统。

第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。



图为技术

深圳核博会

中国核电网


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