高溫氣冷堆的技術(shù)優(yōu)勢

1能源消耗需求與電能應(yīng)進(jìn)一步加強在世界范圍內(nèi)，能源消耗的85%來自煤炭、石油、天然氣和其他化石燃料，也就是說，世界上的能源消耗主要依賴于石化燃料。化石燃料通過燃燒產(chǎn)生能量,因此給環(huán)境帶來了很大的壓力。例如,SO2會形成酸雨,NOx會形成煙霧,燃燒顆粒會損害人們的呼吸系統(tǒng),特別是CO2會引起地球的溫室效應(yīng)。1997年12月各國首腦集中于日本京都討論環(huán)境保護(hù)問題,會上達(dá)成了各國限制過量使用化石燃料,以減少CO2排放量的共識。隨著經(jīng)濟(jì)的發(fā)展和人們生活水平的提高,能源消耗的需求量越來越大。對于我國來說,預(yù)計到2050年能源消耗量為35.6億~41.2億t標(biāo)煤,而供應(yīng)量預(yù)計為32.4億t標(biāo)煤,缺口達(dá)3.2億~8.8億t標(biāo)煤,形勢十分嚴(yán)峻。如何滿足能源消耗不斷增長的需求又不增加環(huán)境壓力,原則上應(yīng)該在兩個方面同時努力,一是加強節(jié)能措施,二是開發(fā)清潔能源,如太陽能、風(fēng)能、水力發(fā)電等,但是根據(jù)現(xiàn)有的經(jīng)驗這些能源形式受諸多自然條件的限制,不可能在能源供應(yīng)中擔(dān)當(dāng)主角。核能是一種清潔、無空氣污染的能源,而且是一項成熟的技術(shù),可以大規(guī)模替代化石燃料。從我國的能源供求情況來看,核能在21世紀(jì)中將在我國能源體系中發(fā)揮重要作用。到2050年核電規(guī)模應(yīng)大于1.2億~1.8億kW,為解決我國未來能源供應(yīng)短缺,改善能源結(jié)構(gòu),減輕環(huán)境污染作出貢獻(xiàn)。2冷層高溫2.1堆芯堆芯與堆芯的安全性對比高溫氣冷堆(HTGR)是核能反應(yīng)堆中的一種堆型,是在早期氣冷堆,改進(jìn)型氣冷堆基礎(chǔ)上發(fā)展起來的先進(jìn)堆型。高溫氣冷堆的燃料元件,是彌散在石墨球基體中的全陶瓷型包覆顆粒(見圖1)。這種燃料元件的特征,是將所有裂變產(chǎn)物完全阻擋在完整包覆顆粒的SiC層內(nèi),從而極大地提高了反應(yīng)堆的安全性。中子慢化材料、反射層材料、燃料元件結(jié)構(gòu)材料和堆芯結(jié)構(gòu)材料均采用石墨。冷卻劑則是化學(xué)惰性氣體氦氣。由于堆芯為耐高溫的全陶瓷型結(jié)構(gòu),堆芯出口溫度可達(dá)950℃,甚至更高。模塊式高溫氣冷堆是在以往大型高溫氣冷堆的基礎(chǔ)上發(fā)展起來的。其主要特點,首先,反應(yīng)堆規(guī)模小型化,以保證在任何事故條件下堆芯熱量都可以通過自然對流、熱傳導(dǎo)和熱輻射傳出堆外,使燃料元件溫度始終低于安全值1600℃。也就是說,反應(yīng)堆具有固有安全性。其次,由于反應(yīng)堆規(guī)模的小型化,可以采用模塊化建造方案,從而降低成本,提高了經(jīng)濟(jì)競爭力。2.2基本安全性能模塊式高溫氣冷堆(以下簡稱高溫氣冷堆或高溫堆)的安全特性,可以從以下3個方面得到保障。(1)復(fù)合包覆層反應(yīng)堆設(shè)有3道安全屏障以阻止放射性釋放,第1道屏障是全陶瓷包覆顆粒燃料元件,試驗表明在1600℃高溫下包覆層能保持其完整性,把放射性產(chǎn)物幾乎全部阻留在燃料顆粒內(nèi)。第2道屏障是一回路壓力邊界,由反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器壓力容器(或能量轉(zhuǎn)換壓力容器)和連接這兩個容器的熱氣導(dǎo)管壓力容器組成。第3道屏障是包容體,由一回路艙室、氦凈化系統(tǒng)艙室、燃料裝卸系統(tǒng)艙室組成。(2)堆芯余熱的自然排放在事故工況下,如果一回路冷卻劑失壓,主傳熱系統(tǒng)和輔助傳熱系統(tǒng)全部失效,堆芯余熱仍可通過熱傳導(dǎo)、熱輻射和自然對流等自然機(jī)理傳出堆外,保證堆芯燃料元件的最高溫度不超過其安全限值1600℃。因此,余熱排出系統(tǒng)是具有固有安全性的。(3)最高溫度與允許的溫度限值之間的關(guān)系反應(yīng)堆具有較大的燃料和慢化劑負(fù)反應(yīng)性溫度系數(shù),且在正常情況下燃燒元件的最高溫度與其允許的溫度限值之間還有相當(dāng)大的裕度。因此,借助于負(fù)反應(yīng)性溫度系數(shù)所提供的反應(yīng)性補償能力,當(dāng)發(fā)生正反應(yīng)性引入事故時,反應(yīng)堆可以依靠自身的負(fù)反應(yīng)性溫度系數(shù)的反應(yīng)性補償能力,實現(xiàn)自動停堆。2.31材料基礎(chǔ)與裝置10MW高溫氣冷實驗堆(HTR-10),是國家“863”計劃中能源領(lǐng)域的重點項目之一,由清華大學(xué)核能技術(shù)設(shè)計研究院負(fù)責(zé)設(shè)計建造。HTR-10于2000年底達(dá)到首次臨界,計劃于2002年底滿功率運行。HTR-10的建成使我國高溫氣冷堆技術(shù)進(jìn)入了國際先進(jìn)行列,并為我國建造商用化高溫氣冷堆電站建立了技術(shù)基礎(chǔ)。HTR-10的堆體與一回路簡圖如圖2所示。HTR-10的設(shè)計體現(xiàn)了模塊式球床高溫氣冷堆的主要技術(shù)特點。因此,該堆將首次提供一個核實驗裝置,來實現(xiàn)驗證模塊式高溫堆的一些特性。反應(yīng)堆與蒸汽發(fā)生器分別裝入兩個壓力容器內(nèi),其間用熱氣導(dǎo)管壓力容器相連接,構(gòu)成“肩并肩”的布置方式。反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器壓力容器與熱氣導(dǎo)管壓力容器組成一回路壓力邊界,并安裝在一個混凝土屏蔽艙室內(nèi)。HTR-10的主要設(shè)計參數(shù)列于表1。3壓氣輪機(jī)直接循環(huán)的優(yōu)化高溫氣冷堆氦氣輪機(jī)直接循環(huán)方案,是將氦氣輪機(jī)與模塊式高溫氣冷堆相結(jié)合,利用高溫堆產(chǎn)生的高溫工質(zhì)直接推動氣輪機(jī)進(jìn)行高效率發(fā)電的構(gòu)想。高溫氣冷堆氦氣輪機(jī)直接循環(huán)方案是建立在閉式布雷登(Brayton)循環(huán)的理論基礎(chǔ)上的。其熱力循環(huán)圖如圖3所示。加壓氦氣經(jīng)過反應(yīng)堆堆芯后被加熱,這一高溫高壓氦氣直接沖擊渦輪機(jī)做功,渦輪機(jī)帶動發(fā)電機(jī)發(fā)電同時也帶動壓氣機(jī)壓縮氦氣。渦輪機(jī)的尾氣仍然具有較高溫度,經(jīng)過回?zé)崞鞯蛪簜?cè)后將熱量傳輸給高壓側(cè)氦氣,然后進(jìn)入預(yù)冷器降至低溫。低溫氦氣進(jìn)入帶有中間冷卻器的壓氣機(jī)機(jī)組,然后被壓縮成高壓氦氣。高壓氦氣經(jīng)回?zé)崞鞲邏簜?cè)后被加熱至接近渦輪機(jī)的排氣溫度,然后再進(jìn)入反應(yīng)堆堆芯重復(fù)被加熱過程。從熱力學(xué)的角度來看,氦氣輪機(jī)直接循環(huán)的效率主要由4個因素決定。(1)堆芯出口溫度(渦輪機(jī)進(jìn)口溫度);(2)壓氣機(jī)進(jìn)口溫度;(3)部件效率(包括系統(tǒng)壓力損失率);(4)壓縮比。對于一個具體的熱力循環(huán)系統(tǒng)來說,(1)~(3)的參數(shù)主要受材料強度、環(huán)境溫度和制造水平的限制,其值基本上無多大變化范圍。而余下的參數(shù)壓縮比卻有一定的變化范圍,與循環(huán)效率的關(guān)系中存在著極值。表2顯示了氦氣輪機(jī)直接循環(huán)的優(yōu)化條件和結(jié)果。鑒于我國在球床堆技術(shù)上已有一定基礎(chǔ),故選擇球床堆作為研究對象。因此,堆芯出口溫度取900℃。壓氣機(jī)進(jìn)口溫度受設(shè)冷水的限制,取保守值35℃。表2中的部件效率(包括系統(tǒng)壓力損失率),經(jīng)初步調(diào)研被認(rèn)為是在現(xiàn)有的技術(shù)條件下可能實現(xiàn)的值。本文以這三種參數(shù)作為條件,以循環(huán)效率為目標(biāo),以壓縮比為變量進(jìn)行優(yōu)化計算,結(jié)果為:循環(huán)效率48.6%,壓縮比2.15。此時堆芯進(jìn)口溫度為616℃,回?zé)崞髋c堆芯功率之比為1.84。為了降低工程制造難度,對上述優(yōu)化問題再加上堆芯進(jìn)口溫度≤550℃的約束條件,優(yōu)化結(jié)果則為:效率47.9%,壓縮比2.74。此時堆芯入口溫度為550℃,回?zé)崞髋c堆芯功率之比為1.25。由此可見這一約束條件使堆芯進(jìn)口溫度明顯下降,回?zé)崞鞒叽缑黠@減小,而付出的代價是循環(huán)效率僅下降0.7%。根據(jù)以上的優(yōu)化結(jié)果,310MW高溫堆氦氣輪機(jī)直接循環(huán)系統(tǒng)各節(jié)點的熱力學(xué)參數(shù)如圖3所示,各部件功率列于表3。4冷壓堆的高溫和第四代能耗的管理系統(tǒng)4.1有關(guān)高溫堆與模塊堆的合作高溫氣冷堆的研究和發(fā)展走過了將近50年的歷程。上世紀(jì)60年代,美國的桃花谷反應(yīng)堆和德國的AVR反應(yīng)堆的建成并運行可以視為第一個里程碑。這兩個原型堆的目的都是為了研究和展示高溫堆技術(shù)的可行性,結(jié)果都獲得了成功。尤其是德國的AVR正常運行20多年無事故,一直被高溫堆行業(yè)作為經(jīng)典范例來引用。在此基礎(chǔ)上,美國于1979年建造了電功率365MW的圣·符倫堡反應(yīng)堆,德國于1985年建造了電功率300MWTHTR-300反應(yīng)堆,用來探索和展示高溫氣冷堆商用發(fā)電的可行性,被人們視為第二個里程碑。雖然這兩個反應(yīng)堆在技術(shù)上獲得了很多保貴的經(jīng)驗,但是在商用發(fā)電探索方面沒有達(dá)到預(yù)期的目標(biāo)。人們很早就認(rèn)識到要充分發(fā)揮高溫堆的高溫潛力,提高發(fā)電效率。高溫氣冷堆氦氣輪機(jī)直接循環(huán)發(fā)電方案是一個理想的選擇。上世紀(jì)70年代末和80年代初,德國的Siemens/Interatom首先提出了模塊式高溫氣冷堆的概念,受到了核能界廣泛的重視。進(jìn)入90年代,隨著模塊堆理論的成熟和大型燃?xì)廨啓C(jī)技術(shù)的發(fā)展,使兩者之間以一堆一機(jī)的形式相結(jié)合成為一種可能。許多國家都投入相當(dāng)?shù)娜肆ξ锪ΣV泛開展國際合作來研究開發(fā)模塊式高溫堆氦氣輪機(jī)直接循環(huán)發(fā)電方案,令人矚目的有南非的PBMR和美國與俄羅斯合作的GT-MHR。南非的PBMR已進(jìn)入最后的方案審查階段,計劃2002年開始建造,2004年并網(wǎng)發(fā)電。美國和俄羅斯合作的GT-MHR已基本完成了初步設(shè)計,計劃2005年開始建造,2009年并網(wǎng)發(fā)電。4.2第三代堆型的確立,是其所處的時從歷史和技術(shù)的角度來看,至今為止核電站的發(fā)展可分為三個階段(表4)。早期小型的原型堆被視作第一代核能系統(tǒng),現(xiàn)在絕大多數(shù)已關(guān)閉。第二代核能系統(tǒng)是指現(xiàn)役的絕大多數(shù)商用動力堆,包括PWR,BWR,CANDU等堆型。在日本建造的ABWR和在韓國建造的System80+標(biāo)志著第三代核能系統(tǒng)(先進(jìn)輕水堆)的開始,在今后一、二十年中,特別是在亞洲有較好的市場前景。第三代核能系統(tǒng)雖然在安全性和操作的簡便性方面有了明顯的改進(jìn),但是由于是從第二代核能系統(tǒng)演化而來的,所以不免帶有一些局限性。其結(jié)果在公眾可接受性和經(jīng)濟(jì)競爭力兩個方面,離現(xiàn)實的要求還有一定的距離。正是由于第三代的“距離”,美國能源部認(rèn)為現(xiàn)在是研究和開發(fā)第四代核能系統(tǒng)的時候了。在2000年3月召開的討論會上,美國和各國專家著重討論了第四代核能系統(tǒng)的目標(biāo)。雖然在現(xiàn)階段還確定不了具體的目標(biāo)值,但在原則問題上達(dá)成了共識。也就是說,設(shè)計建造屬于第四代核能系統(tǒng)的電站,與以往電站相比必須具有經(jīng)濟(jì)性好、安全性高、排廢量少和防核擴(kuò)散等優(yōu)勢。美國麻省理工學(xué)院(MIT)的研究小組,曾對目前幾個有代表性的先進(jìn)堆型在29個項目上進(jìn)行了綜合分析和評價,其主要項目摘錄于表5中。ABWR和System80+歸結(jié)為ALWR,與AP600和HTGR(氦氣輪機(jī)直接循環(huán))進(jìn)行比較,重要性因子從1到10,以10為最重要,排名從1到3,以1為最高。高溫氣冷堆(HTGR)最主要的優(yōu)勢在于具有固有安全性的特點,其次是高度模塊化和高發(fā)電效率。在三種堆型的比較中,HTGR的安全性最好。因此,最有希望被公眾接受,得到政府支持和通過安全評審。在經(jīng)濟(jì)性方面HTGR略遜于AP600,究其原因AP600是水堆系列,在經(jīng)濟(jì)估算上比較準(zhǔn)確可靠,而HTGR的經(jīng)驗積累相對較少,在經(jīng)濟(jì)估算上有很大的不確定性。但是,HTGR發(fā)電效率遠(yuǎn)高于AP600,在經(jīng)濟(jì)上應(yīng)該說還是有潛力的。經(jīng)過29個項目的分析比較,MIT研究小組的結(jié)論是:在現(xiàn)有的反應(yīng)堆堆型中,高溫氣冷堆(氦氣輪機(jī)直接循環(huán))的綜合優(yōu)勢最大。換句話說,高溫氣冷堆最有潛力成為第四代核能系統(tǒng)的堆型之一。5高溫氣冷堆的概念考慮到可利用能源、氣候變化、空氣質(zhì)量和能源安全等因素,將來我國和全世界還是需要大量使用核能發(fā)電的。為了克服當(dāng)今核電站在公眾可接受性和經(jīng)濟(jì)性方面的不