全球核電的現狀與發展趨勢

1我國核損害能力是能源安全的重要支點原子能是世界發展的需要。未來20-25年的能源需求是當前的兩倍，在2050年達到三倍。能源持續增長與消費石化燃料帶來的溫室效應之間矛盾解決的唯一答案只有核能。核能是一種可大規模使用的安全、經濟的工業能源。目前世界上有441座發電用反應堆,向世界提供約17%的電力。美國現有103座核電堆在運行,提供了20%的電力。法國的這一比例更高達75%。在這些地區,核電的發電成本已經低于煤電。核電站是最衛生最安全的發電設備,據美國統計,1942年到1975年,核工業每萬工時發生各種事故不到其他工業事故的1/3,放射性事故僅占0.4%。據法國環保機構統計,從1980年到1986年,全法國核電發電量占全部發電量的比例從24%發展到70%,因而二氧化硫排放量減少了56%,氧化氮的排放量減少了9%,塵埃減少了36%,大氣質量有明顯改進。進入21世紀核能發電出現了新的勢頭。2006年2月20日美國總統布什宣布將于2010年恢復核電站建設。2002~2025年的日本核電規劃將增加9GW,俄羅斯和東歐等轉型經濟體國家的核電規劃將增加19GW,中國等新興經濟體國家的核電規劃將增加58GW。國際原子能機構預測今后25年全球能源需求增長60%,最好是核能補缺。核電是世界上最安全的工業之一,越來越多的人們已經認識到核能是不排放溫室氣體、能經濟和安全進行大規模開發的唯一的技術。我國核電研發始于上世紀70年代到80年代,90年代初有突破性進展。1981年11月秦山核電站一期工程30萬kW核電廠開始建設,1991年12月并網發電,使我國成為繼美、英、法、前蘇聯、加拿大、瑞典之后世界上第七個能夠自行設計和建造核電站的國家。1994年2月和1994年5月大亞灣核電站(引進法瑪通公司2×98萬kWM310型壓水堆核電機組)分別商業運行。我國核電第二個建設高潮是相繼開工的四個核電項目:自主設計、自主建造秦山二期核電站;嶺澳核電站引進法國法瑪通技術并有所改進,設備國產化、管理自主化有較大提高;秦山三期核電站從加拿大AECL引進重水堆核電機組;田灣核電站從俄羅斯引進的壓水堆核電機組。截止到2004年9月,我國共有9臺核電機組投入運行,裝機容量達到700萬kW。2003年底,我國核電發電量占全國總發電量的2.3%;核電裝機容量占全國電力總裝機容量的1.63%.。在浙江、廣東兩省,2003年核發電量均超過本省總發電量的13%,核電成為當地電力供應的重要支柱。2005年以后在建機組全部投產后,我國核電將有11臺機組、裝機容量900萬kW,屆時核發電量占全國發電裝機總容量的2%左右。2當前和第四代核電站的設計目標2.1第三代堆場核水堆采用非能動安全措施的氫氧核級第一代核電站:始于上世紀50年代到60年代開發的輕水冷卻反應堆(LWR)。第二代核電站:在第一代反應堆的基礎上,開發出了大型的壓水堆和沸水堆。第三代核電站:目前我們所處階段:正在進行標準化、最佳化設計和大力采用非能動安全措施的核能發電技術的前期。第四代核電站:較之前三代核電站有革命性改進(革新型),即:降低建造成本;改善安全性(尤其是公眾的安全);實現廢物量的最少化;減少核物質擴散的可能性。第四代核電是1999年6月美國能源部核能科學與技術辦公室首次提出的概念。2.2堆芯損傷的安全性第四代核能發電系統是既適合于核能發達國家也適合于發展中國家并具有競爭力的下一代核能系統。其設計目標是:①基礎電力成本無論是建在美國國內,還是建在其他國家,都必須具有與其他電力資源的價格競爭力。成本約為3美分/kW·h。②投資風險必須最小。希望投資費用1000美元/kW,建造時間在3~4年。③必須具有更高的安全性系數,不僅要得到國家的安全法規官員的認可,還要得到一般公眾的認可。其中降低發生堆芯損傷的可能性是必需的條件:第四代反應堆的設計要公開,通過具有透明度的綜合反應堆試驗,證明在最可能發生事故的的條件下也不會發生重大堆芯損傷。這就是說,在事故易發的溫度下,使用不熔化的堆芯燃料和包殼材料及化學反應性小的冷卻劑,并利用非能動冷卻導熱系統,實現將堆芯溫度維持在允許的范圍。④從采礦到燃料制造、反應堆運行、廢物處理的全部燃料循環、運輸、反應堆解體及去污的所有過程,在第四代反應堆中,必須從最初就要有所考慮。尤其是在所有廢物的處理流程中,都應有徹底解決的方案。并且,第四代反應堆在設計上要做到將產生的廢物量減少到最低限度,例如燃料要達到極高的燃耗深度等。⑤對于核擴散具有更高的防止法規,將來自核燃料循環的回收物質應用于核武器的路完全堵死。第四代核電站研究開發計劃列于表1。3第四代核電站對燃料和材料的要求和研究計劃3.1超臨界水冷堆scwr材料研究第四代核電站的主要技術措施列于表2。目前核電站材料選擇是40年以前的系列,雖然經過了改進但還遠不能滿足第四代核電站對核燃料和材料的要求。第四代核電站要求高燃耗、高溫堆芯、長壽命,達到經濟的競爭性指標,即3美分/kW·h,1000美元/kW,3~4年建成;高度安全,非能動導熱等。要滿足高參數的第四代反應堆的需要,必須采用革新的材料科學方法,革命性地拓展材料性能限值。超臨界水冷堆(SCWR)材料研究必須解決三方面的重要課題:①超臨界水的輻射分解特性;②超臨界水與燃料包殼堆內構件材料的相容性;③超臨界水冷卻劑化學的控制技術。開發SCWR候選材料的評價指標包括力學性能、尺寸穩定性和耐蝕性能,可供考慮的材料如鐵素體和鐵素體/馬氏體鋼、奧氏體鋼、新的氧化物彌散強化(ODS)、非晶態合金以及晶界工程合金等。目前正在應用并持續改進的高燃耗耐蝕Zr基合金(核燃料包殼和堆內構件材料)是否能用于SCWR,這是首先應當研究評價的。研究在全新的冷卻劑化學和輻射化學條件下鋯合金的腐蝕機理、合金化學和冶金變量對氧化性能的影響,根據試驗確定工程上可行的高溫使用區。3.2測試和試驗研究的基本內容美國推出的關于SCWR燃料和包殼的國際核能研究計劃(I-NERI)為:①提高高燃耗時鋯合金的耐腐蝕性能;②現有燃料包殼中設置陶瓷纖維的包殼層;③鋯包殼防腐蝕用陶瓷涂層的相關研究;④高燃耗深度的燃料基體開發。在國際核能研究計劃框架內美國的國家核能研究計劃(NERI)提出了一系列基礎課題:首先,要進一步弄清鋯合金的腐蝕機理,采用詳細特性研究和模型分析方法,研究控制腐蝕行為的一些關鍵參數。要精確確定各種機理必須在二元和三元合金上進行研究,采用特殊的實驗設計以便單獨觀察單個參數對腐蝕過程的影響。計劃的目標是開發和示范水冷卻堆鋯基合金的耐腐蝕性能改進的技術基礎,并開發出具更優良耐腐蝕性能的鋯基合金。這些現有商業鋯合金大都是通過合金元素加入、試驗、評價、優化組成和機械熱處理工藝的經驗方法形成的。雖然用這種經典方法進一步改進性能還是有可能的,但是要使耐腐蝕性能有較大改善就需要更進一步了解合金化學和顯微組織對氧化膜保護層的結構和保護作用退化的影響機理。因此,提出的技術路線集中在弄清所選合金的各個化學和冶金變量對氧化膜性能的影響;鑒定哪些因素能顯著降低腐蝕速率,這些知識將作為新合金成分和工藝路線設計的基礎。將用真空電弧爐熔煉出一系列被測試合金(modelalloys)的小鈕扣鑄錠,然后通過熱加工工藝減薄成條帶,進行高壓釜試驗。要制備和試驗兩個系列的測試合金:第一個系列是為了揭示鋯基體中的溶質原子對腐蝕速率的影響(重點是化學價和溶質原子濃度的影響)。第二個系列是為了顯示沉積相對腐蝕過程的影響(重點是沉積相的尺寸、體積分數和類型)。這些合金將在不同的高壓釜環境中試驗,測定氧化膜生長速率和轉折點氧化膜厚度,這些氧化膜包括輻照后的氧化膜,測定控制腐蝕速率的兩個參數(氧輸運性能和轉折點膜厚度)與氧化層顯微組織的關系。先進測試技術包括同步輻射微束X射線衍射儀、熒光分析(在新近的NERI計劃中阿貢國家實驗室用先進中子源開發的技術)、橫截面透射電鏡(TEM)、氧化膜應力測定、納米硬度(nano-indentation)。本計劃對科學和技術的貢獻在于提高腐蝕行為的預測能力,以及提高獲得高性能鋯合金的可能性(這些鋯合金在目前的LWR和先進的LWR以及SCWR的苛刻的運行工況下具有優良的耐腐蝕性能)。鋯包殼管的先進陶瓷防腐蝕法:這是旨在提高高燃耗率的輕水堆燃料用鋯合金的耐腐蝕性的相關提案。輕水堆燃料性能受熱工、化學、力學性能制約,鋯合金的燃料包殼腐蝕是其主要制約因素。近來,佛羅里達大學已研制出金屬層粘著性良好的陶瓷薄膜,有效地增強了鋯包殼強度。鋯包殼的陶瓷涂層,即采用各種化學氣相沉積法(ChemicalVaporDeposition),在鋯上沉積碳化硅和碳化鋯的涂層。重點是涂層粘著性,采用氧化鋯柔軟膜方法等,對涂層的粘著性和防腐蝕效果進行評價。第二階段研究將針對輕水堆下一代包殼材料。驗證其陶瓷包殼的適用可能性。燃料包殼用連續陶瓷纖維復合材料:這是關于輕水堆燃料的金屬包殼改進的提案,在現有鋯包殼中,設置由陶瓷纖維(CFCC)組成的包層,主要實現對事故時完好性的強化。計劃以輕水堆燃料為對象,選擇2~3種材料,制作出試驗用試件,與鋯試件的腐蝕進行比較試驗,對耐失水事故(LOCA)性能進行評價。耐放射性SiC/SiC:這種改進陶瓷復合材料的特點是耐高溫(>1000℃)和其高溫引起的高熱效率運行,提供了設計核裂變堆的潛在可能性。碳化硅是一種非常難以與放射性水反應的物質,一旦在反應堆結構材料中使用,會有助于減少高放廢物量。陶瓷基體復合材料是為了實現在高溫區的應用而研發的。在包覆燃料顆粒中SiC起壓力殼作用,可耐1600℃高溫。目前主要用于HTGR,今后可能用于SCWR。壓水堆蒸汽發生器的晶界應力腐蝕破裂的機理研究;輻照誘發應力腐蝕裂紋(IASCC)的機理調查及新材料的開發;反應堆結構材料(奧氏體不銹鋼、壓力容器用鋼及鋯)在輻照下變形模式的變換實驗;為了改善反應堆結構材料耐環境破裂性能等,采用界面控制和組成控制的結構材料設計法的研究;耐輻照性能良好的合金開發、評價研究等一批重要課題作為第三代核電站應用和向第四代核電站的過渡研究仍然受到國際范圍的極大重視。4對現代核制造材料的應用應注意的問題(1)核能是不排放溫室氣體,能進行經濟、安全和大規模開發的唯一的技術。高溫化學工藝核能制氫為即將到來的氫能源和大規模核