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来源:核科学与工程(作者:田嘉夫,华大学核能与新能源技术设计研究院,北京100084)

摘要:具有第四代安全经济特性的核电应该是人们期待的先进的清洁低碳能源。高温气冷堆是当今研发的第四代核电堆型之一,但现有的设计还存在需要排除的严重的安全隐患。堆芯不熔化,不等于说不会有严重事故发生。需要吸取国外球床高温堆和柱状高温堆两种实验堆型运行的经验教训、扩展安全观念和应对安全低概率事件,确保反应堆不出现后果极其严重的放射性释放事故。当热电转换系统采用与燃气蒸汽联合循环耦合应用的技术以后,会发挥高温堆所长,更大地提升转换效率,形成一种高安全低投资和高效率的双燃料清洁能源,可用于大堆或小堆的应用环境,可满足电力系统基本负荷和调锋负荷的需要。在工程设计上采取一系列改进和创新措施,包括釆用规则床模块化及地下反应堆设计以后,可在提高反应堆核心部位安全防卫能力的同时,防范低概率事件,成为一种新的安全经济高效的先进能源。

关键词:核能安全;低概率事件;规则床模块堆;地下核电站;燃气联合循环

中图分类号:TL3,TL4            文章标志码:A           文章编号:

Advanced energy with safety, economy and high efficiency

TIAN Jia-fu
(Institute of nuclear and new energy technology, Tsinghua University, Beijing 100084, China)

Abstract: The fourth generation of nuclear power is expected to generate advanced, clean and low carbon energy. The High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) is the new generation of nuclear power with new safety feature, but there are still potential safety issues that must be addressed in the existing HTGR design. In the event where reactor core meltdown prevented, other serious safety issues could cause serious radioactivity release accidents. It is imperative to rethink “safety conception” to address low probability events and learn from the experiences made in the earlier models of pebble bed reactor and prismatic reactor in the new type HTGR design. In addition, HTGR reactor could be coupled with conventional natural gas combined cycle and forms a nuclear-natural gas coupled cycle, it will provide an energy system with low investment and high cycle efficiency. Using nuclear heat and natural gas, this system can be used for base-load and peak power production. When the ordered bed modular HTGR is placed under ground, it can improve defense capabilities, prevents low probability events and becomes a new energy source that offers safety, economy and high efficiency.
Key words: nuclear safety;low probability event;ordered bed modular reactor; underground nuclear plant;natural gas combined cycle

0 前言
 
    国家能源局公布的《2014年能源工作指导意见》,要求安全高效发展核电。我国面对资源有限、环境污染严重、生态系统退化的严峻形势,人均用电量偏低,电力装机容量还处于大幅增长阶段,需要加大力度开发更高水平的安全核电。

    更高水平的安全核电是当今探索的目标,并没有成熟样板可循。我国在2006年,将高温气冷堆列为国家中长期科学和技术发展规划纲要的重大专项。准备通过20万千瓦模块式高温气冷堆示范电站的建造,对核心技术突破,实现开发具有重大战略意义的先进能源。可是今天看来,启动国家自主研发先进核电技术十分必要,列为专项表明我国需要在国际上尚不成熟的条件下,实现跨越发展。但在当时条件下制定的高温气冷堆的实施方案,却不像当初想象的那样可以安全地用于商业发电。在国内10兆瓦实验堆运行的基础上,设计和建造的20万千瓦(实际上后来改成2座10万千瓦堆同时建造)球床高温气冷堆,主要是参照80年代德国运行的球床实验堆,不仅问题很多,还存在需要排除的重大安全隐患。

    主要问题出现在原型堆设计上,需要在新的设计安全准则基础上,对原有技术进行必要的改进和提高,才能承诺不会发生放射性物质对环境的严重污染,达到创新的第四代机型的良好安全性和经济性。

1  新情况和新问题

    在这些年中,主要揭露出的问题是来自国际研究环境,使高温气冷堆原有技术受到两次重大冲击。一次是原来作为设计基础的德国球床实验堆,以前实验运行中存在的重大安全隐患,在2008年前后被揭露出来[1,2]。另一次是2011年日本发生的福岛核事故,事故后人们改变了对低概率事件的看法,提出了新的应对后果严重事件的防范要求。新情况和新问题是挑战也是机遇,我们必需直面现实问题,无论列为专项的计划进展到何种程度,都必须有自己独到的针对新问题的解决方案,才能获得核心技术突破,完成国家期望的安全核电示范应用的重大任务。

1.1  第一次重大冲击

    高温气冷堆技术受到的第一次重大冲击,是2008年揭露出来的早年德国AVR实验堆存在的问题[3]。发现的问题包括:堆芯曾出现严重放射性污染,堆内有异常高温区域,吸附有裂变产物的石墨粉尘累积达50~60kg之多。如果当时该堆发生氦气泄漏事故,很可能造成环境放射性污染,甚至发生高温石墨粉遇到空气爆燃或火灾等事故。大量含放射性的石墨粉使这座实验堆退役遇到困难,后来只好向压力壳内灌入水泥,变成一个200多吨的混凝土块,暂时存放在那里。现在设计的高温气冷堆,依据的是在氦气发生泄漏时可直接排放到环境,但存在石墨粉以后,由于石墨粉吸附放射性,就改变了原有对环境影响的结论。燃料球随机堆积的堆芯,对燃料、温度和功率分布以及冷却剂分配,自始至终都没有任何手段可以测量,对堆内状态无法了解是出现问题的另一个原因。我国和南非都是在德国这座球床实验堆技术基础上,发展的商业化示范电站设计,问题揭露以后,直接导致了南非球床高温气冷堆工程项目(PBMR),在投入10亿美元后完全停工[4]。我国不排除这些危险性和问题,就无法达到商业化应用的目的。

1.2  第二次重大冲击

    高温气冷堆技术受到的第二次重大冲击,是2011年日本福岛核电站发生了严重核事故。世界所有核电站安全技术都经受了一次深刻检验,有些国家甚至因此放弃核电,保留核电的国家也都提高了安全防范水平。简单地放弃和保留不符合我国政策,我国还要求加大力度开发核电,出路何在?

1.3  考验安全观念

    我们需要从对福岛事故教训的认识上提高,才能去寻找更合理的开发途径。过去在反应堆设计中,更多地强调降低发生严重事故概率,概率很低了就认为可以忽视。可是在福岛事故教训面前,人们改变了态度,变成了即使低概率,如果后果严重也要准备应对措施。例如:新一代的压水堆、沸水堆,虽然堆芯熔化概率一再降低,但还是增加一些应对措施。如增设氢气监测和氢氧复合装置、提高能动和非能动应急补水能力、增加可移动电源等防范措施。我国核安全局在福岛事故后,对核电厂提出了“通用技术要求”,作为安全性改进的指导文件。虽然改进的主要内容都是针对压水堆制定的,但高温气冷堆同样需要吸取教训,核心问题是必需对高温气冷堆后果严重的低概率事件有所准备。

2  低概率事件

2.1  概率低但后果极其严重

    模块式高温气冷堆覆盖粒子燃料、温升停堆和靠辐射传导的余热冷却能力,与其它堆型相比,的确具有防范堆芯熔化的高水平的安全性能。但堆芯和石墨体即使在停堆状态,也是一个有内热源的巨大可燃物体,几个月或更长时间温度都不会降下来,需要在极高的(有时高温区会超过1000℃)温度下,可靠地封闭在惰性气体中。堆芯不熔化,不等于说不可能有大量放射性释放。过去设计基准事故只考虑氦气系统出现一个小破口,氦气泄漏仅仅造成系统失压,或进入的空气数量很少,堆本体仍处于惰性气氛中。但如果破口不止一处或破口尺寸较大,氦气会全部溢出,空气进入,高温石墨立刻燃烧,燃烧界面会越来越大,造成巨大破坏。堆芯石墨和燃料粒子覆盖层燃烧后,裂变产物会随着烟火释放出来。其放射性释放量有可能超过切尔诺贝利核电站事故石墨燃烧时的放射性排放量,远远超过福岛的危害程度,因为福岛的放射性释放量仅为切尔诺贝利的十分之一。后果极其严重,是任何国家都无法承受的,虽然发生概率低,但在福岛事故后,应该考虑预防措施和应对手段。这些措施宁可备而不用,但不可不设防。

2.2  新型堆必需扩展安全观念以适应新情况新要求

    在上世纪80年代,德国两座球床高温气冷堆和美国一座柱状燃料高温气冷堆都在运行中,但在1986年切尔诺贝利核电站发生事故后,于1988和1989年相继关闭。在至今的26年间除中国的10 MW和日本的30 MW小型高温实验堆外,世界上再没有大型石墨高温堆投入建设和运行。

    今天我国在世界上率先开发和建造大型石墨高温气冷堆,考虑到自然灾害频繁,恐怖袭击等人为损坏因素倍增的情况下,对石墨高温体燃烧的预防措施,别的国家没有深入研究,但我国必需首先开展这方面研究,研究福岛后高温堆应该备用的应对措施。按照“中国核安全观”和习主席提出的“发展和安全并重,以确保安全为前提发展核能事业”的精神,我国应该转变安全观念,把先进核能科学技术的研发工作建立在无重大事故隐患的基础上,做出应对最坏情况的准备。初步研究显示,如果采取适当的工程措施,能够避免高温气冷堆出现上述后果严重的低概率事件,我们就可能开发出世界上独一无二的最终安全稳定性远好于压水堆的堆型,这会对国家的经济发展做出重大贡献。

2.3  设计原则改

    为实现这样的目标,需要集中我国各有关方面的技术力量,率先对高温气冷堆开展如下五方面的设计原则改进,将安全性和经济性提升到真正第四代核电水平:

    (1)考虑应对后果严重的低概率事件,堆芯和石墨本体在必要时能够允许进入被水淹没的水冷最终稳定状态;

    (2)反应堆舱室作为第二道密封系统,氦气泄漏时向外排放,但在大量氦气排放后,还能非能动地保持密封状态;

    (3)考虑抵御外界强飞射物影响,反应堆本体和氦气系统具备大型商用飞机冲击力度的防护能力;

    (4)排除球形元件随机堆积和在线换料造成的严重问题;

    (5)采用新的能量转换方式,与技术成熟的燃气蒸汽联合循环耦合,开发安全经济高效的清洁能源电站。

    为实现上述设计原则改进,需要在工程设计上开展多方面改进和创新。

3  应对后果严重事件的设计改进

3.1  防范不测事件

    一座商用模块式高温气冷堆压力壳内,包括燃料球在内的石墨材料总量都在300吨以上,万一氦气密封系统遭到破坏,惰性气体溢出,空气进入,所有封堵空气进入措施失效的危机情况下,可以采取“终极”策略。不怕牺牲堆芯和石墨材料,有措施可直接向破口或裸露的堆芯石墨体喷水,用大量水的汽化来隔绝空气,防止燃烧。在持续排放蒸汽的同时,石墨体降温,随后堆芯和石墨体被水淹没,再由水蒸发保持余热冷却,以后根据需要适时补充水量(或增加冷却设备),维持长期安全冷却状态

    这是在危机状态下,也只有在万分危机的极端情况下,才采取的终极策略。这也是任何反应堆设计者和建设者都不愿意看到的局面,但却是在系统受到破坏,可能发生火灾和严重放射性外泄事故时的明智选择。设想,如果日本福岛反应堆在发生事故时,能够向系统内注水,哪怕能注入海水,也不会发生堆芯熔化和氢气爆炸事故。可是人们在当初设计时,不愿意留有余地,不愿意有这种牺牲自我的准备,结果酿成大祸。这种安全观念也与火箭发射卫星类似,当发射出现事故时,可以启动自毁装置,以避免更为严重的后果。反应堆无法自毁,但可以尽可能回归到与自然界相容的稳定状态。有这种准备,在特殊的自然的或人为的恶劣环境出现时,可确保反应堆不出现后果极其严重的放射性释放事故。

3.2  滞留裂变产物

    在采取了上述“终极”措施以后,堆芯燃料球表面和石墨材料受损,同时向大气中排放了含有少量放射性的大约几十吨蒸汽。石墨是一种陶瓷体,在剧烈降温过程中,不会发生大的破损和变形(国外曾有高温石墨球投入水中的实验,烧红的石墨球投入水中,几乎没有大的变化)。燃料球石墨层受损,覆盖粒子不会被破坏,因此能够保持绝大部分裂变产物滞留其中,使重大放射性污染事故得以避免。这是由覆盖粒子燃料特性决定的,因为堆芯全部裂变产物被分散到几十亿个覆盖粒子球壳中,由热解碳和碳化硅构成的直径小于1 mm的球壳,有很高的强度,有散热能力,在上述“终极”过渡过程和其后的水冷过程中它不会损坏,具有滞留裂变产物的高度可靠性和安全性。而压水堆和沸水堆则不同,它们的燃料元件锆包壳十分单薄、易熔化和易破损,还会产生氢。直径和高度达几十米的大安全壳没有充分散热功能,包容能力有限,裂变产物向环境泄漏的概率要大得多。而包含覆盖粒子的球形燃料元件只要浸没在水中,具有比压水堆高得多的最终安全特性,我国已经投产的这种核燃料元件为我国开发高安全水平核电准备了基础条件。

3.3  开展终极措施研究

    为研究和证实上述的终极措施与自然界相容的安全性能,我国需要在世界上率先开展终极措施相关实验研究。利用模拟的覆盖粒子(不含核材料)和石墨材料,加热至高温下进行预防燃烧的水冷实验,确认实施终极措施的必要条件,检验覆盖粒子和石墨材料的受损情况。同时还需要评价终极手段的可靠性和终极过程蒸汽释放对环境的影响。这种实验就如同1993年法国进行的世界首次核反应堆燃料元件熔化试验[5],以及其后俄罗斯的堆芯熔化实验一样[6],他们的目的是再现堆芯熔化物行为,验证阻止严重事故扩大的措施,准确地了解放射性事故的全过程。高温气冷堆终极措施需要的实验仅仅是大量高温石墨材料预防燃烧的水冷实验,一种类似消防手段,不涉及放射性问题,因此实验简单得多,也不需要在核实验室进行。

4  具有终极稳定特性的工程设计

4.1  增强到能抵御大型商用飞机冲击力度的防卫水平

    对一般核电站防飞射物的设计,有些国家已经提出了能承受大型商用飞机撞击的设防要求。我国核安全局提出,对于存在大型商用飞机撞击风险的核电厂,应在设计中考虑大型商用飞机撞击的效应。高温气冷堆保证惰性气氛至关重要,加强防范冲击能力,具有特殊的生存重要性。因此安置反应堆本体于地下竖井内,应该是必要的和可能的,其目的之一是满足实体防护要求。竖井之上覆盖高强度保护顶盖,顶盖可以移动,在安装和检修期间可以移开,顶盖和地下竖井共同构成坚固防护体,成为一种名副其实的地下核电站,其示意图见图1。这样不仅增强了预防外界事件损坏的防卫能力,而且在必要时可进入水淹没的最终稳定状态。高温气冷堆的这种改进也为它更广泛的应用,包括出口到对防飞射物要求更严格的一些国家准备了条件。

4.2  工程设计上需要采取的措施

    (1)通过反应堆的测量系统,证实反应堆处于深度次临界状态,即常温下有足够的停堆余量,否则在向反应堆本体注水前,需要启动附加停堆措施;

    (2)反应堆本体放置地面以下的另一个目的,是即使地面以上建筑物损坏,仍具有从地面高度向地下注水的可能,注入的水不易流失;

    (3)向大气非能动散发余热的散热器,安装在竖井壁面内侧;

    (4)地面以上建有大容量贮水池,水量大于2000吨,作为终极状态的备用水源;

    (5)贮水池兼做氦气泄漏排放过滤水池,排放后还可非能动地形成反应堆舱室的密封系统,以降低发生终极事故概率;

    (6)在万分危机的情况下,采取终极策略,反应堆本体逐渐降温,最终处于水淹没状态,余热能够靠水蒸发或装设冷却设备维持长期冷却。

4.3  工程设施如何应对各种事故

    上述工程设施如何应对可能出现的各种事故,按事故的不同严重程度,参照图1分析说明如下:

    4.3.1  当失去所有电源时,反应堆停堆并失去冷却循环动力,堆芯①升温后,依靠传导和辐射通过压力壳侧壁使安装在竖井壁面的空腔冷却系统③升温,空气通过烟囱⑦产生对流循环,以此维持余热冷却;

    4.3.2  反应堆舱室⑤在运行中保持负压,当氦气压力边界破损,系统发生泄漏时,舱室压力迅速升高,气体会通过贮水池⑥和烟囱⑦向外界排放,池水的过滤减少了对环境的放射性影响;贮水池内的气体出口,大约在水深8米处,因此舱室⑤压力降至180kPa时自动封闭,并维持惰性气氛的密封状态;

    4.3.3  当氦气系统发生泄漏,同时舱室系统⑤出现较小破损,氦气泄漏后空气可能进入时,应该开启阀门及注水系统④,以舱室空腔中产生的蒸汽阻断空气。大部分蒸汽仍可能进入水池⑥冷凝,少量排放到环境,舱室以正压状态维持反应堆本体不与空气接触,并设法恢复舱室密封性;

    4.3.4  当氦气压力边界和舱室系统均破坏严重时,采取终极措施后,会有几十吨蒸汽排放到环境。如果此时地面以上建筑物损坏,贮水池⑥的水可能流失,这时需要其它水源来保证系统的最终安全。

    上述措施在工程上容易实现,能够在提高反应堆核心部位安全防卫能力的同时,将反应堆安全性提升到避免出现危害严重的低概率事件的水平。

    5  排除已经揭露出的球形元件随机堆积和在线换料造成的严重问题

    5.1  球形燃料堆的问题

    德国AVR实验堆是世界上第一次建造球形燃料堆,虽然在建造前做了大量的球形元件堆积和流动实验,但都是在常温和空气条件下进行的。出现问题的原因之一是因为在高温氦气环境中,石墨间摩擦系数增大几倍[7],球的流动规律和摩损特性与从前实验有很大差别。有些区域球的流动过慢,特别是某些平的壁面或边角处容易出现结晶化堆积,造成滞留、燃耗超限和产生不应有的放射性释放。原来设想建造球床堆的目的之一是希望实现在线换料,但运行中全堆每个燃料球都时刻不停的旋转和移动,产生了大量石墨粉。石墨粉吸附放射性,改变了放射性的迁移规律,当氦气发生泄漏时,还会引发放射性泄漏和高温石墨粉爆燃的可能。虽然在线换料在运行中添加燃料可以补偿燃耗反应性和减少换料的停堆时间,但却有更多的不利因素。如燃料球在堆芯内从上向下移动造成轴向功率分布严重不均。为减少轴向不均,现在的模块化设计,都在燃料球移动速度上加快了几倍到十几倍,不仅会产生德国AVR实验堆是世界上第一次建造球形燃料堆,虽然在建造前做了大量的球形元件堆积和流动实验,但都是在常温和空气条件下进行的。出现问题的原因之一是因为在高温氦气环境中,石墨间摩擦系数增大几倍[7],球的流动规律和摩损特性与从前实验有很大差别。有些区域球的流动过慢,特别是某些平的壁面或边角处容易出现结晶化堆积,造成滞留、燃耗超限和产生不应有的放射性释放。原来设想建造球床堆的目的之一是希望实现在线换料,但运行中全堆每个燃料球都时刻不停的旋转和移动,产生了大量石墨粉。石墨粉吸附放射性,改变了放射性的迁移规律,当氦气发生泄漏时,还会引发放射性泄漏和高温石墨粉爆燃的可能。虽然在线换料在运行中添加燃料可以补偿燃耗反应性和减少换料的停堆时间,但却有更多的不利因素。如燃料球在堆芯内从上向下移动造成轴向功率分布严重不均。为减少轴向不均,现在的模块化设计,都在燃料球移动速度上加快了几倍到十几倍,不仅会产生更多石墨粉,不均匀系数仍然很高,这是球床堆模块化功率低于柱状元件高温堆的主要原因。堆内的中子注量率分布和功率分布在球床堆中无法实验测量。燃料球多次通过堆芯循环后,仅凭常温下测量的球移动曲线加上中子物理计算得到的分布预测值,会越来越不准确,形成一个“黑匣子”堆芯,大大降低了物理性能,只能一次又一次的降低功率运行。在线换料的堆芯结构复杂,装卸料机需要连续可靠地运转,运行中高温高压下的维护和检修也很麻烦。从实用发电的要求来看,不应该采用在线换料[8]。

    5.2  柱状燃料堆的问题

    上世纪60和70年代美国建造的两座柱状元件高温气冷堆,Peach Bottom(电功率40 MW)及Fort St. Vrain(电功率330 MW), 多年运行中就没有出现上述这些问题[9]。事实说明只要不采用燃料球不停滚动的在线换料,像柱状元件高温堆或除重水堆外的各类反应堆那样定期换料,球床堆的上述问题就可以解决。而柱状元件高温气冷堆,由于燃料块体积大,加工制造和辐照考验困难,燃料装卸系统和机构复杂,燃料块辐照后变形、出现间隙和振动是它难以解决的问题。但它的模块化设计的单堆功率、输出温度和热电转换效率都高于球形燃料堆。

    5.3  规则床模块式高温气冷堆

    柱状燃料堆的问题,在球形燃料堆上不存在。利用两种堆的优点,就发展出一种新型高温气冷堆,这就是获得我国发明专利权的规则床模块式高温气冷堆[10]。规则床高温气冷堆采用球形燃料元件,在堆芯内形成正四棱锥规则堆积。

    图2是正四棱锥规则堆积原理图。只要在堆芯的底面上,加工很多正方形排列的半球形凹陷,堆芯侧面围成八角形,由顶部落入的燃料球就会成正方形排列。每4个球的中心又形成新的凹陷,它又成为次一层球的位置,以此层层累积就自动形成了正四棱锥规则堆积。燃料球在堆芯形成“结晶式”的固定结构,能够在高温和强辐照条件下适应形变和维持稳定的特性。外形同柱状堆一样有一个规则的外形。运行中燃料球没有移动,就排除了上述球床堆存在的所有问题。燃料球从顶部装入,也从顶部卸出,实施定期换料。球形元件堆停堆换料操作和所需的换料机械比柱状燃料堆简单得多[11,12]。

5.4  规则床模块堆的优点

    规则床模块式高温气冷堆是对现有的球形燃料堆和柱状燃料堆模块化设计的重要改进和创新,是在现有成熟技术基础上的最先进的设计,它具有如下一些方面的优点:

    (1)在模块化高温堆设计中,除特有的防止堆芯熔化的固有安全性外,还具有先进的设计性能和参数,如单堆功率、输出温度和热电转换效率都超越球形燃料堆,而接近和高于柱状燃料堆设计;

    (2)排除了球形燃料堆在实验运行期间发现的许多问题,如石墨粉产生、轴向功率畸变、石墨块更换频繁、堆内功率分布特性无法探测造成黑匣子堆芯等;

    (3)堆体结构和运行方式简化,堆芯形状规则,没有上下锥形堆积,没有上空腔和下卸料管,上下和四周有完整的反射层或增值层,有利于提高反应堆物理和热工性能,有利于提高燃料增殖转化能力;在高温高压运行条件下,不需要连续运转装卸料系统,大大减少运行和维护的复杂性;

    (4)燃料装卸运输和贮存系统与压水堆相比有重大改变,燃料球可以在管道内自由输送,容易设置防护和进行强放射性操作。当堆芯换料时,只需要打开压力壳上的一些开孔,不需开启压力壳封头,不需深水防护,不需要庞大的操作空间和换料厂房。燃料元件转移和运输也不需要在水下操作,是一种较简单的干法运输和贮存,因此它会给反应堆的设计和更广泛的应用带来新变化。

    (5)创建新的燃料元件循环利用系统,覆盖粒子燃料具有深燃耗特点,现在确认的深度是80000~120000 MWd/tU。球形燃料便于装卸、运输和循环利用,每个燃料球都可进行燃耗测量,能够平均地达到深燃耗。在功率较小的反应堆用过的燃料球,也可以在较大功率堆上继续利用,这能显著改善小堆燃料成本较高的问题,对提高小堆经济性有重要意义[13]。

5.5  规则床模块堆设计参数

    一种典型的规则床模块式高温气冷堆设计,如图3所示。堆芯直径3 m,堆芯高8 m,可采用高温气冷堆较小直径压力壳,由于在轴向和径向展平功率,在现有设计的安全限值下,热功率就可以达到400 MW。如将堆芯直径稍加放大,规则堆积床的中心部位可放置石墨球,在保持燃料球比功率不变的情况下,就可以扩大反应堆功率,能够将热功率提升到600 MW,参见表1中的设计参数(取自参考文献[18])。

小吸收球出口;2- 下石墨反射层;3- 下石墨球反射层;4- 反应堆堆芯;5- 中心石墨球;6- 上石墨球反射层;7- 上石墨反射层;8- 小吸收球贮罐;9- 控制棒驱动机构;10- 换料穿管;11- 压力壳;12- 控制棒;13- 外石墨球反射层;14- 外石墨反射层;

由图3可见,堆芯燃料球的上下和侧面可以规则堆积石墨球,形成石墨球反射层,能够降低相邻石墨块的快中子辐照剂量,减少和避免石墨块更换问题。这些规则堆积的外围区域还可以安置钍覆盖粒子增殖球,产生U-233后,在下一次换装堆芯中作为燃料直接应用,能够以最简单方式有效地实现钍的利用。关于燃料球如何堆积成规则床,可以观看一个由塑料球演示的规则堆积视频(大约13 MB,可由邮件发送)。

6  采用崭新的能量转换方式,打造既是小堆又是大堆效率极高的清洁能源电站

    高温气冷堆的热电转换以前有两种方式,一种是将冷却堆芯的氦气,直接进入氦气轮机发电。这种直接氦气布雷顿循环,柱状堆设计转换效率可以达到47%[14],球床堆可以达到42%[15]。氦气轮机发电技术先进但不成熟,尚处于小规模示范研究阶段。另一种是高温氦气经过热交换,与高参数蒸汽轮机配合,球床堆也能达到42%的热电转换效率。由于蒸汽回路压力高达13MPa,而氦回路压力为7MPa,需要考虑热交换过程中水蒸汽漏入氦回路,导致堆芯进水的可能,并需要采取一些应对措施。

    现在我们提出的能量转换方式是高温气冷堆与燃气蒸汽联合循环机组耦合,釆用成熟技术而且具有一系列优异性能。天然气燃气蒸汽联合循环是国际上商用成熟技术,已经具有较大规模的使用经验。这两项技术的结合,在工程上是可以实现的。核能与联合循环耦合的工艺流程如图4所示,空气被压缩以后首先由核能加热,即通过氦气与压缩空气热交换,被加热至800℃(以后可能提高至950℃)后,再进入天然气燃烧室及燃气蒸汽联合循环系统。高温气冷堆与联合循环之间由气气换热器连接,该换热器选用微流道板式换热器。联合循环的流量和压比等设计参数需要考虑与核能联合的新特点,其中压缩机有中间冷却器,获得压比高和温度低的参数,将更有利于发电的总体经济性[16-18]。

    可以在初步预测的参数下,分析新联合系统的技术性能和应用特点。假如空气压缩后,温度为220℃,氦气回路在换热器的进出口温度为850和250℃,高温气冷堆的热功率为400 MW,压缩空气被加热到800℃。同时假定加入天然气的燃烧功率也是400 MW,燃气轮机初温可以达到1380℃,燃气蒸汽联合循环的热电效率能够达到60%。联合系统的结构示意图见图5,这种核能燃气蒸汽联合循环可以有四种应用和运行方式:

6.1  核能基本负荷运行

    核能燃气蒸汽联合循环的基础是高温气冷堆配合空气布雷顿循环,不加入天然气只消耗核燃料时,是一个典型的小堆设计,适合供应基本负荷。燃气轮机的初温为800℃(或以后可能提高到950℃),配备专用的低参数燃气蒸汽联合循环机组,以热电效率40%发电。当热功率为400 MW或600 MW时,满足电网160 MW或240 MW的需要。当电功率为240 MW时,这样的4座堆也可以组合成大型核电站,满足电网对大型电站的需要。

    与压水堆相比,它的特点是具有固有安全性,在断电事故时,即使控制棒不动作,也能停堆和排出余热,不会出现堆芯熔化事故。反应堆核心部位安置在地下,具有高度防卫能力,可以避免出现危害严重的低概率事件。它的包覆颗粒燃料中,U-235富集度较压水堆高,但燃耗深度可能达到120000 MWd/tU以上,具有较好的燃料利用率,因此是一种安全性、经济性有竞争力的堆型。燃气蒸汽联合循环还有许多优点,特别是它需要的冷却水量少,厂址选择较容易,能够在不靠近海洋和大河流的内陆地区建设。

6.2  双燃料满功率运行

    在具有燃气供应条件时,以上述小堆系统为基础,在燃烧室加入天然气(或其它燃气),以双燃料供应基荷方式运行。假定反应堆和燃烧功率均是400 MW,燃气轮机初温可以达到1380℃,耦合循环机组将以60%效率产生电力。一套装置的电功率就能达到480 MW。如果以两座小堆联合几台燃气轮机和蒸汽轮机,则可成为960 MW的大型发电站。

    这种双燃料运行的大型电站,与1000 MW的核电相比,大大提高了安全性,已经达到第4代地下核电的安全水平。具有近1000 MW发电能力,其中核电仅为320 MW(两座小堆)。双燃料电站的投资由1000 MW燃气蒸汽联合循环机组及320 MW核电(不包括其中常规岛)投资组成,初步估计其总投资大约仅为大型核电站的50%,总投资的降低对发电成本影响较大。在燃料费中,按现在的假定条件是核燃料和天然气各占一半,两种燃料均以60%的效率发电,估计天然气价格在2元/m3以下时,双燃料发电成本不高于现在核电的上网成本。再考虑到在这种系统中,核电安全系统简化、施工要求降低、建造工期缩短和选址容易等因素,与大型核电相比,具有突出的优越性。

    从天然气利用的角度来看,也具有明显的优点,天然气用于核能联合循环系统,虽然投资增加,但在发电成本中,燃料成本降低近50%,因为核燃料成本还不到天然气成本的1/10。如上例所示,一个160 MW核能联合循环发电机组,加入400 MW天然气燃料后,电功率就升到480 MW,净增加320 MW,这相当于天然气以80%,而不是60%的效率获得电力。总之,这种双燃料系统是利用了高投资低燃料费的核能与低投资高燃料费和高效率的燃气蒸汽联合循环相结合,产生的新型发电系统具有明显的经济竞争力。

    当采用较大型600 MW热功率高温气冷堆时,按这种组合方式,两座堆配合燃气蒸汽联合循环系统,电功率可以达到1440 MW,将有更优越的性能。

6.3  双燃料调峰运行

    由于系统内压缩空气被核热源加热到800℃或更高,已超过各种燃气燃点,加入的燃气可以是任何比例,能在极短时间内(大约几百毫秒)将功率提升到所需要的水平,这种性能正是电网调峰所需要的。因此,核能燃气蒸汽联合循环以核能供应基本负荷,以可能获得的燃气供应尖峰负荷,成为既能带基荷又能调峰的机组,大大降低了单纯燃气机组调锋成本,电网对此有广泛需求。

    特别是,将核能、燃气配合风能,以组合形式建设。以核能和风能满足基本电力需要,当风力不足时,由燃气补充,这样可以避免“弃风”,更有效地发挥风能或其它间歇式可再生能源效益,获得清洁能源综合性的良好的环境效益和经济效益。

    双燃料新型发电站适合国情,对于核电投资高、天然气价格高的国家,这种组合可以充分发挥清洁能源的经济优势,有利于解决燃煤电站效率低、污染大的问题,转变电力能源结构,支持国民经济可持续发展。

6.4 全核能双燃料运行

    氢是未来最有希望得到大规模利用的清洁能源,高温气冷堆具有高效核能制氢的优势,能够以很少产生温室气体的方式制取氢。在双燃料发电系统中,氢替代天然气或其它燃气加入燃烧室,能够成为一种全新的只依靠核能的高效电力能源。氢的燃点大约为570℃,在加入由核能加热的系统后,可以在极短时间内提升功率,满足电网调峰的需要。

    在夜间或用电少的时候,可由高温气冷堆或电力系统制取氢,在用电高峰时,以双燃料运行方式加入氢,能够获得更高的效率和良好的经济性。氢是可运输可贮存的能源载体,不仅能用于大规模的电力系统,还能够在许多其它应用领域替换不可持续的化石燃料,使能源体系向环境友好的方向转变,虽然目前还有许多工作要做,但开发了高温气冷堆和双燃料发电系统以后,就可能实现更清洁的双燃料高效率运行方式。

7  安全经济高效清洁能源电站的主要研究开发工作

    (1)首先需要利用无核材料的覆盖粒子球形元件和石墨材料,在高温条件下模拟水冷降温过程、研究注水条件及材料受损情况,同时开展高温气冷堆终极措施相关设计研究;

    (2)反应堆本体安置地下竖井的结构设计,高强度可移动的保护顶盖及其它辅助结构设计,以及池水对泄漏氦气的过滤特性等相关设计研究;

    (3)利用实际尺寸的石墨球在模拟堆芯上进行规则床燃料装卸和堆积实验,同时开展专用装卸设备、工具和仪器的研制,并进行规则床流动阻力等参数测量实验研究;

    (4)研究有关燃料球屏蔽转运和燃料球循环利用问题,为各种中小功率规模的发电或非电高温堆应用准备条件;

    (5)开展与燃气蒸汽联合循环机组耦合的设计、配套设备和开发应用前景等研究工作;

    (6)开发研制氦气与压缩空气换热专用的微流道板式换热器。
 
8  结论

    我国已经将高温气冷堆列为开发更高安全水平核电的重要方向,通过前期研究,已经具有燃料球、压力壳、氦气风机、控制棒传动机构等燃料和设备的初步生产基础条件和经验,但还需要实现最重要的安全性和经济性向商业应用的跨越发展。在完成上述专项研究开发以后,就可以直接设计和示范建造规则床模块式高温气冷堆燃气蒸汽联合循环清洁能源电站,这会在世界上迈出具有战略意义的新一代安全经济高效清洁能源应用开发的重要一步。

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作者简介:田嘉夫(1937—),男,辽宁,教授,主要从事先进核反应堆开发研究工作。

 
 
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