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您的位置:中国核电信息网 >  > 自然安全的BREST铅冷快堆
 

  【摘要】 目前投运核电厂采用的几乎全部都是热中子反应堆,其共同的缺点一是天然铀的有效利用率还不到百分之一,二是如果采用开式燃料循环,则其大量乏燃料元件的放射性要等十几万年之后才能衰减到铀矿天然本底放射性水平。只有在快中子反应堆中才能使全部铀-238在吸收一个中子后逐渐地转化为可裂变的钚-239,使极长放射性半衰期的次锕系元素用作核燃料或被嬗变。因此,快中子堆是现代核能体系不可或缺的重要组成部分。在本文中对钠冷增殖快堆与自然安全铅冷快堆做了全面分析比较,其结果表明,钠冷增殖快堆虽然是各国最初起步的研究堆型,但由于液态金属钠遇空气迅速自燃、遇水立刻发生剧烈的放热化学反应等的自然性能,致使60年来所积累的400多堆年的运行经验都是以负面为主,除一两个钠冷快堆之外,都因达不到稳定运行状态而提前关闭。对钠冷的这些技术困难至今也未能找到根本的解决办法,而且大功率钠冷增殖快堆停堆后的自然循环能力不足以载出堆芯余热,因而在遇到停电、停泵等这种并不十分罕见的事故时必然发生堆芯熔毁,并伴随有正反应性引入机制,如造成功率飞升,则并不是在堆芯下端设置燃料熔融物收集装置就能解决的;而BREST铅冷快堆则是最具发展潜力与现实性的堆型,它是一种自然安全的快中子堆,选择了化学性能稳定和具有良好相容性的材料体系,采用氮化物燃料芯块,以液铅做载热剂,利用这一组合使堆芯的内增殖比达到了略大于1的数值,自然排除了堆芯功率飞升及失冷的可能,并在核电站场地内设置干式化学后处理的闭合燃料循环系统设备。BREST铅冷快堆和采用具有完全非能动安全冷却系统的压水堆核电站是现代核能体系的最佳组合,构成一个完整统一的核燃料循环体系,能够全面满足对现代核能提出的包括确定性核安全、无时限的核燃料供应保障、放射性废物减量化及保持自然界的辐射平衡、防止核武扩散、具有经济竞争能力等的各项要求,并立足于成熟技术,在近期内即可为建设我国现代能源体系作出实际贡献。
 
  关键词:核能  自然安全  钠冷快堆  铅冷快堆  现代核能体系  能源保障  环保。
 
Abstract
  Almost all reactors in present nuclear power stations are thermal nutron reactors,thy have their common shortcomings,that is the first,natural uranium effective utilization ratio is only less than one procent, and the second,burying large quantities of radioactive spent fuel for more than a handred of thounsands years in the case of using open fuel cycle.All U-238 gradually converted into fissionable Pu-239 after nutron absobtion,long-lived radioactive MA can be used as a fuel or be transmutated,all these processes can be accomplished only in fast nutron reactors,so FR is an indispensable important component in modern nuclear power system. The SFR and LFR are compared comprehensively in the paper and the result shows that LFR BREST is provided with the most development potential and reality,it is a naturally safe FR with nitride fuel and lead coolant ,(usiong this combination have achived CBR little more than one),and a special onsite closed fuel cycle.The optimum combination ,consisted of LFR BREST and PWR nuclear power station with AAP(advanced all passive) safety cooling systems,forms united nuclear fuel cycle system and enable to meet all requirements of modern nuclar power system, so make a practical contribution to the construction of the modern energy system in China.
 
  Key words:  nuclear power,  natural safe,  SFR,  LFR,  modern nuclear power system,  energy security,  environment protection
 
1.引言

  现阶段广泛应用的轻水堆(压水堆和沸水堆)、重水堆以及正处于研究发展中的高温气冷堆和超临界压水堆等都属于热中子堆(以下简称为热堆)范畴,其共同缺点是对天然铀资源的有效利用率还不到百分之一。按现有核电厂的消耗量计算,已探明可经济开采的铀资源只能满足数十年的需要。另一缺点是在其卸料元件中除裂变产物外还包含极长放射性半衰期的钚和次锕系元素,如不对其进行化学后处理,则其放射性要等十几万年以后才能自然衰减到铀矿的自然本底辐射水平。只有在快中子能谱范围内,燃料铀才具有良好的增殖性能,使铀-238在吸收一个中子后逐渐都转化为可裂变的Pu-239,而且次锕系元素的裂变截面大于其吸收截面,使其可作为核燃料加以利用或对其进行嬗变,因而发展快中子堆(以下简称快堆)是解决长期核燃料保障及核废料有效处理的不可或缺的重要手段。目前全人类所面临的巨大能源保障及环保压力,都在催促快堆的及时发展,以使其能更早地开始实际应用,并以更快的发展速度进入世界核能体系。

  历史上快堆与热堆几乎同时起步发展,而且在世界上最早的核能发电即是1951年12月20日在美国EBR-1快堆上实现的,首次证实了利用核能发电的现实可能性。随后在世界各国共积累了400多堆年的快堆运行经验。早期各国多以具有巨大核燃料增殖潜力的液态金属钠冷快堆为主要研发对象,但在随后的工作中逐渐发现钠冷却工艺的一系列困难,同时以轻水、重水、气体为冷却剂的热堆核电厂,因其技术要求比钠冷快堆更容易满足,而且当时已发现的可经济开采的铀资源也能够满足核能早期发展的需求,经济性也占有优势,所以快堆的发展就逐渐淡出了人们的视线,形成了以热堆、特别是轻水堆为主的核电市场。

  二十世纪后期,世界环境保护问题变得愈来愈尖锐,并且与能源问题密切相关。在各种清洁能源中,只有核能才具有长期为人类社会可持续发展提供充足能源保障的潜力,但只靠热堆却远远无法满足对现代核能的全面要求。于是在确定为现代核能发展所需要的第四代反应堆的研发计划时,在被列入的研发对象中快堆占有重要位置,其中最有实践基础的是钠冷快堆与铅冷快堆。
 
2.  钠冷快堆与铅冷快堆的安全性能比较

  在文献【2】中,对钠冷及铅冷快堆的性能做了全面的比较。液态金属载热剂钠、铅及铅铋共晶合金的热物理性能列于表1。从表1的数据中可以看出,液态金属钠具有最优异的热物理及流体力学性能,最适合用于快堆极高体积比功率堆芯的稠密栅格,实现核燃料的高速增殖,其全堆增殖比可达1.2~1.4,所以在早期的快堆发展中液态金属钠载热剂便成了首选。

  虽然铅的密度相当于钠的12.37倍,但表征载热能力的密度与比热之乘积ρ·Cp,却仅为钠的1.45倍,而且由于保护结构材料的需要,铅的工作流速不能大于2.5m/s,所以其载热能力受到很大限制。为了保留较好的堆芯体积比功率和把燃料组件表面温度控制在合理范围内,在铅冷快堆中不得不增加堆芯内铅的流通截面,将元件棒间距与棒径之比P/D由钠冷快堆中常见的1.2增至1.8,由于液铅的中子慢化能力低,也只有利用液铅做载热剂时才可以在堆芯内扩大铅载热剂的份额。

  铅的中子吸收截面小、慢化能力低,在相同的堆芯几何条件下,铅冷快堆的中子能谱较硬,可获得略优于钠冷快堆的物理性能,但铅冷快堆的P/D值增为1.8后,相关计算表明,其中子物理性能明显下降,失去了核燃料高速增殖的优点,但却可保有使堆芯的内增殖比略大于1的可能性,用以实现在反应堆的核燃料自持循环。

  与热堆相比,虽然快堆的中子寿命短且缓发中子份额小,但仍有足够的负温度反应性系数可保障快堆的安全稳定运行能力。虽然在按堆芯径向分区的每个区域内载热剂的温度反应性系数有的为正值,但其绝对值明显小于负值的燃料芯块的多普勒效应,而且在堆芯功率上升的过程中按时间顺序来说燃料的升温在前,载热剂的升温在后,所以钠冷与铅冷快堆都保持总体的负温度反应性系数,成为快堆具有自安全、自调节及堆功率自然跟踪负荷变化能力的重要内在依据。

  借助负的温度反应性反馈,在小功率钠冷快堆上证实了其良好的内在安全性能。在RAPSODIE钠冷快堆上于1982年在50%功率水平下按实验计划切除了保护系统并停泵;1986年在热功率为62.5MW的EBRI满功率初始条件下,一次按实验计划停运一回路钠泵,造成ULOF(堆芯未被保护失去冷却剂流量)条件,另一次停运二回路钠泵,造成LOHS(失去热阱)条件。在所有这些事件中,都是依靠堆芯的反应性负温度系数反馈,使堆芯得到了自然保护。

  在已建成的钠冷快堆核电厂中,能够达到多年稳定运行水平的只有俄罗斯电功率为600MW的BN-600和苏联建于哈萨克斯坦的钠冷快堆核电厂,发电130MWe,每日供淡水8万吨,相当于总电功350MWe,但不久前哈萨克斯坦的钠冷快堆核电站也已关闭。目前在建的只有俄罗斯的BN-800,电功率为880MW。

  然而对于大功率商用规模的钠冷快堆来说,结果就没有这么幸运了。据文献【2】介绍,由于钠的沸点低,堆芯采用稠密栅格布置、钠的体积份额小、自然循环能力差等原因,在堆芯发生未被保护的失流事故(Unprotected Loss-of-Flow Accident,ULOF)和全部供电中断事故(Total Loss - of - Power Accident,TLOP )条件下,堆芯内的钠温迅速达到沸点、形成钠蒸汽,而堆芯内钠空泡的正反应性系数和在此过程中熔化的燃料逐渐由堆芯上端向堆芯中央区移动,形成核燃料向中心区的密集过程,这些都是正反应性引入效应,再加上快堆中子倍增期短等原因,使大功率钠冷快堆的熔毁过程比热堆更复杂且具有更大的潜在风险。钠冷增殖快堆的堆芯熔毁与压水堆的同类过程有很大的不同,因为压水堆堆芯在过热熔化过程中将水排出堆芯,而水是中子慢化剂,其作用等同于热中子源,所以堆芯熔毁过程带来的是负反应性引入效应。从反应性引入的角度来说,钠冷增殖快堆与压水堆的堆芯熔毁过程有本质的不同,所以对钠冷增殖快堆的堆芯熔毁过程进行精准深入的研究,确认排除功率飞升的可能比设置堆芯熔化物的滞留装置更为重要,因为如果发生堆芯功率飞升事故,已经等不到任何型式的滞留装置起保护作用了。另外,液钠与空气和水的激烈放热化学反应这一始终挥之不去的巨大隐患,也都是促使很多钠冷快堆提前关闭的重要原因。例如,美国首个电功率为94MW钠冷快堆于1956年开建,1963年投入运行,于1966年关闭,经维修后1968年恢复运行,又因发生火灾,于1972年关闭。美国高通量试验装置钠冷快堆于1980年达到临界,到1983年10月国会中止财政拨款。法国 Repsodie 池式钠冷快堆热功率40MW于1967年首次临界,1983年关闭。电功率为233MWe的Phenix钠冷快堆,1973年开始并网发电,2009年关闭,运行期间平均负荷因子只有40%。Superphenix 商用钠冷快堆核电厂电功率为1200MWe,在已建成的钠冷快堆核电厂中功率最大,1984年开始运行,1998年关闭,整个运行期间很少发电,平均负荷因子不到8%,等等。

  在大功率的商用钠冷快堆核电厂中,由于堆未被保护突然失去强制循环冷却(ULOF)及全部供电中断(TLOP)事故可能造成堆芯大部分熔化,所以在排除堆芯功率飞升之后也必须考虑在堆芯下部设置核燃料熔融物的滞留机构,以防止二次临界并对其进行就地冷却固化,还要对可能的钠向空气泄漏及在蒸汽发生器中水的泄漏进行精细的探测监督以及考虑对相应泄漏事故的紧急处理措施。所有这些情况都是由液态金属钠载热剂本身的物理性能所决定的内在特征,不可能用其他辅助措施加以消除。
 
  在铅冷快堆中由于液铅的中子慢化能力低,可以拉大堆芯内的棒间距,增加堆芯内载热剂的份额,这时虽然在物理方面失去了高速增殖核燃料的优越性,但在反应堆安全方面却获得了巨大的收益:首先由于增加了堆芯内截热剂的流通截面,减少了堆芯流动阻力,增加了铅载热剂在一回路内的自然循环能力。在小功率铅冷快堆核电装置中甚至可以实现满功率条件下的自然循环,极大地简化了核电厂的传热系统。在大功率铅冷快堆中也可使依靠一回路自然循环能够安全载出的热能大于额定功率的10%,这明显超过了停堆后的堆芯剩余发热水平。更为突出的是在ULOF及TLOP事故条件下,由于堆芯内载热剂热容量的增加及自然循环冷却能力的增强,使堆芯出口温度仅增加了2500K,离铅的沸点尚留有10000K的巨大安全裕度。另外维持出口高温的时间很短,也不会给燃料元件包壳及其他结构材料造成损伤,凸显了铅冷快堆良好的自然安全性能。

  铅冷快堆堆芯内的核燃料增殖比略大于1,一般在1.02~1.05范围内,产生少量过盈的核裂变材料,仅用以补偿在全部燃料循环过程中不可避免的燃料损失,因而在运行过程中反应性变化很小,不需要很大的反应性燃耗储备,在运行过程中堆芯内的燃料成份及功率密度分布基本稳定,这些特点都有利于反应堆安全及长期稳定运行。铅冷快堆满负荷运行时,堆芯反应性储备小于缓发中子有效份额βeff,所以既使在10秒之内将堆芯内的控制棒全部提升至堆芯以外都不会对堆芯造成损伤,自然排除了堆芯功率飞升的可能性。对于小功率铅冷快堆更可以设计长达20~30年的换料周期,负荷自动跟踪,堆功率在一定的变化范围内甚至不需要移动控制棒,极大地简化了运行管理,可为边远地区建立独立的能源体系提供理想的核能装置。

  研发铅冷快堆的国家主要是俄罗斯【3】,于1957年首建Pb-Bi冷却快中子实验堆,1971年第一艘装备Pb-Bi冷却中能中子动力反应堆的APL-705核潜艇下水试运行,随后共有7艘APL-705核潜艇在1976~1996年期间服役。Pb-Bi冷却中能中子堆体积小,有良好的机动性能,需要时可从满负荷运行瞬时转入核潜艇超静音运行工况。适合于边远地区独立能源项目的SVBR-100小功率铅冷快堆核动力装置计划于2017年建成。1980年提出的BREST铅冷快堆概念,其最初的主要目的是用以消耗军用钚,但在其后续的开发工作过程中逐渐发现了其良好的自然安全性能及能够满足为人类社会可持续发展提供可靠能源保障的巨大潜力,于是被列入俄联邦21世纪新能源发展计划。2013年4月4-7日在法国巴黎召开的关于快堆及其相关燃料循环国际专业会议上,俄联邦代表Valery Rachkov称BREST铅冷快堆在全面解决人类所面临的新能源需求方面最具潜力[3]。据《世界核新闻》网2014年9月2日报道,俄罗斯电力工程研究设计院NIKIET现已完成BREST-300铅冷快堆的工程设计。超过25个NIKIET部门以及35家核工业组织和公司参与了这一为期2年的原型堆技术设计项目,计划经两年时间的设计审批后,将于2016年开工建造,2020年建成投产。其后续发展堆型为BREST-1200。
 
3.  BREST-300 自然安全铅冷快堆概述[1]

  BREST-300的设计目标是立足于现有成熟技术,贯彻反应堆的自然安全原则,全面满足对现代核能提出的各项要求。

  BREST-300及BREST-1200的主要技术性能参数见下表2。 

3.1  选择稳定的材料体系

  BREST-300选择液态铅为反应堆一回路载热剂,铀及钚的氮化物为堆芯燃料芯块材料,以铁素体-马氏体钢为燃料组件包壳及一回路设备的主要结构材料。

  (1)液态金属铅载热剂

  液态金属铅在常压下可以保持高温,如本文表1所示,其熔点为6010K,沸点为20230 K,可以采用常压的一回路。在堆芯突然失去强制循环冷却及完全断电等严重事故条件下,铅在堆芯出口的温度距其沸点仍保有10000K的安全裕度。

  液态金属铅,与铀/钚及超铀元素的氮化物、低合金钢、水、空气等均呈化学惰性,各种材料之间都具有良好的相容性,所以在铅冷快堆中可以采用最简单的两个回路设计方案,在液铅一回路及以水为工质的动力回路之间不需设置中间回路,因而主传热回路及安全冷却和保护系统等各分支回路都得到了很大程度的简化,有利于提高铅冷快堆核电厂的可靠性及经济性。

  Pb的自然资源丰富,产量大,价格便宜,适用于发展大规模的铅冷快堆核电厂系列。与Pb相近的是Pb-Bi共晶合金,虽然其熔点较低(3980K),但Bi资源比较稀缺,产量小,铅铋共晶合金的价格比Pb贵10倍。最主要的是在反应堆内的辐照条件下由Bi可以生成放射毒性强的 -210,在Pb-Bi合金中Po-210的生成量比纯Pb中的Po含量大两万倍(运行末期Pb中的 -210含量为5·10-4Ci/kg,而Pb-Bi中的 -210含量则为10Ci/kg)对环境安全构成一定的潜在威胁。所以Pb-Bi只适合用于发展以实验为目的或有特殊要求的小型核动力装置,而不适合广泛应用于大功率商用型的快堆核电厂。

  (2)氮化物燃料棒芯块

  U-Pu的金属、氧化物、碳化物及氮化物原则上都可用于快堆的燃料芯块,其各自的物理性能列于表3中。

  最早期发展快堆因侧重于堆芯的高能量密度和核燃料的高速增殖,因而从金属元件起步。但金属燃料组件在升温过程中有相变,与包壳及载热剂之间有冶金化学反应,当温度升高时抗击事故能力差,所以稍后采用了在轻水堆中已获得了广泛运行经验的氧化物燃料组件。在快堆中氧化物燃料组件显现的缺点是导热能力低,因而燃料芯块内的温升很大,其中心温度在事故条件下可达到其熔点。另外利用氧化物燃料组件时堆芯内的增殖比小于1(CBR<1),因而不得不在堆芯周围加设增殖层。

  在铅冷快堆的设计中虽然不要求核燃料的高速增殖,但仍要求堆芯内的增殖比大于1(CBR>1),因而只能选择碳化物和氮化物做燃料组件。但碳化物燃料的氧化率高,可自燃,这给辐照过元件的化学后处理及元件再制过程造成一定的困难。

  从表3中可以看出,氮化物燃料组件在其密度、抗辐照肿胀、容纳气态裂变产物、导热性能等方面均具有明显的优越性,在工作温度范围内分解速率低,在事故工况条件下不失效,对包壳材料及液态金属铅均呈化学稳定状态,有利于发挥其自然安全功能。另外,在乏燃料后处理及元件再制过程中,适于采用简便高效及更为安全的电冶金及电解法,即干法化学后处理,有利于减少整个核燃料循环过程的成本,所以氮化物燃料组件的综合性能更适合于发展铅冷快堆的需要。

  (3)结构材料

  液态金属铅对合金钢中的某些合金元素(如镍Ni,铬Cr)具有选择性溶解腐蚀能力,NiCr合金钢在500~550℃条件下每年腐蚀量达1~10mm。珠光体钢的耐蚀性较好,但每年的腐蚀量也达0.04~0.25mm,说明现有各钢种如不进行表面处理都不能满足铅冷快中子堆的要求。 

  表面处理工艺主要有两种,一是表面氧化,二是对表面施以保护涂层。俄罗斯已有的经验主要是加金属表面氧化层及在液态金属铅中保持一定的含氧量。这样,在运行过程中金属表面的氧化层如果产生裂纹或局部脱落,则溶于铅中的氧能对新裸露出来的钢表面进行氧化,自动修复构件金属表面受损的保护性氧化膜。在长时间运行过程中,铅能够逐渐浸入氧化层,但不再腐蚀氧化层下面的金属基体。此氧化层随时间增厚,但其速度随时间迅速减缓,使氧化层的厚度趋向于某一稳定值。如在tmax=550℃,△t=150℃,铅流速为1.7m/s的腐蚀实验台架上,试件经6000小时后氧化膜厚度为20~30μm;按壳体用钢60年使用寿命计,经5·105小时后氧化膜厚度将达150μm。所以钢材表面上的保护性氧化膜及其自修复能力,开辟了钢材在液铅中的应用前景。这些在俄罗斯潜艇用铅铋冷却堆的运行中得到了证实。液铅比Pb-Bi的腐蚀能力更弱,因而这些经验亦为铅冷快堆的发展提供了一定的技术支持条件。

  为了发展BREST型大功率商用铅冷却快堆,针对其反应堆压力壳、堆内构件、燃料元件包壳、轴流泵叶轮及蒸汽发生器换热管及管板的具体工作条件及工艺要求,对各种铁素体-马氏体钢及奥氏体钢以及液铅中保持一定氧含量的运行工艺制度都进行了广泛的研究与堆内外的实验,其成果可为BREST铅冷快堆的设计和建造提供足够的依据。

  但结构材料的研发仍然是发展铅冷快堆的重要方向,特别是如要继续提高液铅的工作温度以提高发电效率或发展多种用途,则对新结构材料及其保护工艺的研究,更是完成这一突破的希望所在。
 
3.2  BREST-300铅冷快堆

  3.2.1  堆芯布置

  如图1所示,BREST-300的堆芯由185个无盒燃料组件构成,每个组件内有11×11=121个棒位,其中有114个燃料棒,7个导向杆定位棒,棒间距13.6mm。燃料棒采用氮化物燃料芯块,比重为13.5g/cm3,钢制元件包壳,在其内外表面上均制备氧化膜。包壳内表面与燃料芯块之间有0.2mm间隙充以液铅,用以强化棒内传热以降低燃料芯块温度,减少与功率水平相关所必需的堆芯反应性储备并减少裂变气体释放率,降低对包壳形成的内压力。 

  整个堆芯按横截面分为三区,燃料组件在中心区内有57个,中间区72个,而外区有56个。为达到功率密度及堆芯出口温度展平目的,在三区内保持相同的棒间距,但采取不同的棒径,其内区元件棒包壳尺寸为φ9.1×0.5,中间区为φ9.6×0.5,外区为φ10.4×0.55。这有助于降低中心区功率密度的峰值并强化这一区的冷却能力。由于BREST-300设计只考虑民用及国际市场开发,所以堆芯外围不设增殖层,藉助于Pb对中子的反射可减少堆芯的中子泄漏,适当提高堆芯边缘区域的燃料功率密度。同时,在堆芯外围不设增殖层主要考虑是有利于防止核武扩散。采用这些展平措施后,最大功率的燃料元件组件仍然位于堆芯的中心位置,最大组件功率为4.7MW,最大功率密度225MW/m3,元件棒最大线功率密度为44kW/m。

  BREST-300的堆芯功率相对较小,堆芯的反应性总储备量也较小,因而所有自动控制棒(AC)、事故保护棒(EP)、非能动及能动停堆棒(PAS)、反应性补偿棒(RC)及内部液位可调的铅反射层单元等都一律布置在堆芯外围空间即足以满足要求,堆芯内部不必设任何控制棒机构。

  为了达到堆芯内增殖比CBR>1的目的,堆芯热功率不能小于700MW。在BREST铅冷快堆中,燃料组件的寿命主要不是由允许燃耗深度限定,而是由元件包壳材料的耐腐蚀及抗辐照能力所决定的。燃料的最大燃耗深度可大于10%,燃料组件在堆芯内工作5年,每年更换1/5。从堆芯倒换出来的燃料组件还将在堆壳内继续放置2年,便于冷却其衰变热。
 
3.2.2  BREST-300的反应堆结构

  BREST铅冷快堆可以按常压壳式一体化布置或常压池式一体化布置。BREST-300的壳式布置如图2所示。

  反应堆压力壳(reactor vessel)总高度19m,通过中间平底圆环板分成上、下两部分。上部堆壳直径11.5m,下部堆壳直径5.5m。在壳体的中央为一分隔筒,堆芯即位于其下端。此分隔筒将堆壳内冷、热铅的流动通道分开。

  反应堆压力壳的上端由上顶盖(upper plate)封顶。有8台蒸汽发生器、4台液铅轴流泵、大旋转塞、小旋转塞、控制棒驱动机构及各辅助系统的管道等贯穿上顶盖。蒸汽发生器及液铅轴流泵位于反应堆压力壳上部分隔筒与压力壳之间的圆环形空间内。每台蒸汽发生器的热功率为87.5MW。液铅的流量为16950t/h,流动阻力为0.05MPa;入口给水温度为340℃,出口过热蒸汽温度520℃,产汽量为186t/h,水侧压力为24.5MPa,管内流动阻力1.16MPa。换热管径为φ16×3。每台液铅轴流泵流量10m3/s,扬程2.5m,电机功率350kW,转速500r/min,效率为80%。泵入口气蚀裕量3m,工作温度为420℃。

  反应堆压力壳上顶盖为金属焊接框架结构,由外环板、内环板及主立筋、上板、下板等部件构成。外径φ11.750m,高2m,内腔充以含结晶水的蛇纹石水泥,重493t。在上盖板的内部留有自然对流空冷的空气流道。顶盖的下表面敷以由金属箔制成的保温层,总厚度150mm。在上顶盖与堆壳内铅液面之间约有300m3的空间,充以压力为0.096MPa的保护气体。在此空间的反应堆压力壳侧壁上开有4个φ1000mm孔道,作为蒸汽发生器泄漏事故工况下,将蒸汽引向事故冷凝系统的蒸汽引出管道。从图2所示的BREST-300反应堆的纵剖面图及以上的结构描述中可以看出,液铅流出堆芯后依次经过3次上升流动和3次下降流动之后才重新进入堆芯,每次上升流动都达到相应的液铅自由液面,因而在蒸汽发生泄漏事故工况下,所产生的蒸汽将首先从蒸汽发生器内上方的液铅自由表面排出。如果在蒸汽发生器内向下流动的液铅夹带部分蒸汽,在其进入堆芯之前,还有另外两次进入上升通道排出蒸汽的机会,而且所有上升与下降通道的共同特点都是流道长而流速低,有利于排出蒸汽,使其不进入堆芯。

 

  BREST铅冷快堆的蒸汽发生器和轴流泵外壳都是双层结构,其间隙即为自然对流空气的事故冷却通道;在反应堆压力壳的水泥层之内也布有供自然对流空冷用的钢制冷却管。因铅的温度高,对空气的传热温压大,所以依靠这些自然对流空气的冷却能力,即自然确保了BREST铅冷快堆永不失冷的可靠条件。

  反应堆压力壳总重1075t,材料为08Cr16 Hi11M3,工作温度420℃,最大承压能力1.7MPa,工作寿命60年以上。整个反应堆置于钢筋混凝土的堆舱内,全部重量由堆壳中间平底圆环板下的支撑机构承受。

  由于反应堆压力壳与混凝土结构内的堆舱之间的空间很小,所以当反应堆压力壳的任何部位发生破裂泄漏时,堆壳内的铅液位仍能保持液铅轴流泵的正常工作条件,确保对堆芯的不间断的安全冷却能力。

  BREST-300铅冷快堆也可以采用常压池式一体化布置方案,这时反应堆外壳是由预应力混凝土、耐热水泥层、绝热层及金属衬里共同组成的,各层之间无间隙,其他设备在堆内的布置与常压壳式一体化铅冷快堆基本相同。
 
3.3  BREST铅冷快堆的自然安全因素

  核反应堆在工作过程中产生大量的放射性裂变产物及少量的长半衰期超铀元素,在正常运行及各种可能的事故条件下都必须可靠地将其固封于燃料元件之内,不向环境失控释放大量放射性物质。为此,只依靠自然力、自然规律及系统设备内在的固有安全性能等自然因素来保证全部安全功能的安全冷却及保护系统,能可靠确保排除堆芯余热烧毁堆芯的可能性。

  以前在文献中经常出现的“内在安全”或“固有安全”等的概念,主要是针对某个系统或单一设备的某种功能,而在本文中推出的“反应堆自然安全原则”,其目的在于力求彻底排除核电厂的严重事故风险。安全源于自然,实际上它是核电厂安全设计“纵深防御”原则的最高境界,因而必须强调其完整性:全覆盖、全方位、全过程。

  全覆盖:自然安全原则必须落实到反应堆的全部安全冷却系统,如铅冷快堆的堆芯余热冷却、蒸汽事故紧急排放及安全壳冷却等各安全冷却系统;

  全方位:自然安全原则必须落实到建造及运营核电厂反应堆的全过程,从选材、系统设计到建造与运行管理;

  全过程:各安全冷却系统从启动到后续运行都是只依靠自然因素的作用来发挥其全部功能,因而当发生某种事故时相应的安全冷却系统便自然启动并投入运行,立即缓解事故后果,将事故发生后一回路释放的多余能量排入最终热阱,并在全过程中始终都保持对堆芯余热无时限的完全非能动安全冷却能力。

  上述反应堆的自然安全原则,不只是理想,更不是幻想,而是在已有反应堆技术发展经验的基础上很快能够实现的具体原则,因为在包括从堆芯到最终热阱的整个物理体系内,温度及内能值在堆芯处最高,而在最终热阱处最低,热能由高温处向低温处传递,而内能则由高值区向低值区扩展都是自然规律,这正是在反应堆系统内能够实现自然安全原则的内在依据;通过合理的设计保证堆芯具有足够的负反应性温度系数及载热剂的自然循环冷却能力,并利用随事故发生所必然产生的特征力直接启动相应的安全冷却系统,并把堆芯余热直接传入无所不在、容量无限的大气最终热阱等措施,就综合构成了实现反应堆自然安全原则的全部必要条件。

  综合上述对BREST铅冷快堆材料选择,以及反应堆布置方案设计特点的介绍,不难看出,BREST铅冷快堆通过材料体系的选择及对堆芯、各系统设备的合理设计,由其内在的固有性能即决定了不存在载热剂大量流失、堆芯失冷或堆功率失控飞升等的可能性,在任何可能的事故条件下都可确保堆芯的完整,使数额巨大的固体放射性物质都可靠地固锁于燃料芯块的栅格内,并由燃料元件棒包壳滞留全部由固体栅格中释放出来的放射性气体,因此,可以确保永不发生堆芯熔毁造成环境污染的严重事故。在BREST铅冷快堆上实现这一切,依靠的只有自然因素是确定无疑的,没有失误概率。
 
3.4  BREST铅冷快堆的燃料循环

  BREST铅冷快堆的初装料来源于从压水堆乏燃料后处理中所提取的U、Pu及全部其他超铀元素,运行后即可保持CBR=1的自持核燃料循环,在组件再制过程中只需补充加入与Pu消耗量相当的贫化铀即可长期维持继续运行。由于天然铀实际利用价值的提高,使得更贫瘠的铀矿也能够进入可经济开采的范畴,再加上比陆地铀储藏还大1000倍的海洋铀资源,因而为人类社会的可持续发展解决了无时限的核燃料供应保障问题。

  从三区卸出的乏燃料组件混合在一起进行化学后处理,经组件再制后,三区新燃料组件的成份是完全相同的。因堆芯增殖比只略大于1,因而新组件及乏组件内的可裂变燃料成份变化不大。在化学后处理过程中只提取一般裂变产物,而留下的钚及全部次锕系元素等,在补充与Pu燃耗量相当的贫铀后,即可进行燃料元件再制。目前的氮化物燃料是利用天然氮生产燃料芯块,其中包含的N-14吸收中子后,由N-14(n,p)C-14反应生成C-14,不仅增加了中子的寄生俘获损失,而且也不利于环保。在铅冷快堆实现大规模利用后,可使用对N-15浓缩的氮。分析结果表明,当N-15浓缩度达到80%,则用以生产的氮化物燃料芯块可使堆芯keff增加~2.5%,燃料装载量可减少约10%,足以补偿浓缩N-15的经济付出。

  BREST铅冷快堆卸料组件的后处理采用熔盐中的电化学工艺,其最终产品为金属态U、Pu及其他次锕系元素的整体混合物,这种金属混合物在下一步适合于采用混合氮化物燃料的低温合成过程进行元件再制。在燃料循环的各个环节中钚与各种强放射性次锕系元素始终呈混合物状态存在,有利于防止核武扩散。由于一般裂变产物在快中子能谱下中子吸收能力不强,所以用电解法只要能去除80%左右裂变产物即能满足要求。但在最终废弃的核废料中去除Pu及其他次锕系元素则应尽量提高效率,使其残留量限制在1%~0.1%范围之内,以使最终存放核废料的放射性在可预见的三百年之内即自然衰减到铀矿本底放射性的水平,恢复自然界的辐射平衡。

  在电化学及电解工艺处理过程中,不产生放射有机废液,放射性气体排放量也较少,只有氯和Kr-85排入氩气覆盖气体,不会产生通常在水法后处理过程中所排出的C-14和I-129,只产生少量固体废物,对周围环境影响小,化学后处理及元件再制设备体积小,适合于在核电厂范围内与核电设备并列建造,这样还可以减少核燃料在堆外的滞留时间并避免放射性燃料组件的长距离运输。
 
3.5  BREST铅冷快堆核电厂的经济性。

  目前BREST-300铅冷快堆的首个示范项目尚处于工程设计阶段,预计到2020年才能投入运行,所以现在还难以找到其准确的经济数据。但有一点是显而易见的,即由于贯彻了自然安全原则,所以在电站设计中一回路采用了最简单的常压系统,也不必采用中间回路,更不需要那么多复杂的能动安全冷却及监测保护系统,使电厂的系统设备设计都得到了大幅简化,因而自然安全快中子堆的比投资及其发电成本将低于钠冷增殖快堆和压水堆核电站。另外小型铅铋冷却快中子堆的长燃料运行周期也有助于降低其发电成本。在文献【4】中对多用途小功率铅铋冷却快中子堆核电厂SVBR-75/100、钠冷快堆核电厂BN-800及燃气透平发电站Gas PGU-325进行了经济性能对比。

  商用规模的BREST铅冷快堆核电厂的经济性应优于SVBR-75/100,因为其单堆功率规模大10多倍,而铅的单位价格只相当于铅铋合金的十分之一。其他一些欧洲及俄罗斯所发表的经济数据,也都预计大功率铅冷快堆核电厂的造价将低于同等功率规模的压水堆核电厂。在BREST铅冷快堆的后续运行过程中不再消耗加浓铀而仅需补充贫化铀,因而还可明显降低发电的核燃料成本。
 
4. 自然安全的压水堆核电厂与BREST铅冷快堆核电厂是现代核能体系的最佳组合

  现有的各种反应堆按其工作的中子能谱范围,基本上可分为热中子堆与快中子堆两大类,各有其自身的优点和缺点。

  从核燃料利用效能来说,在快堆中利用Pu-239可获得最好的增殖效益,但在天然资源中并没有Pu元素的存在,它是在核反应堆的工作过程中由U-238吸收一个中子经衰变转化后形成的。在压水堆中堆芯的转化比约为0.6,石墨堆约为0.8。在热堆中产生的Pu-239一部分就地燃耗,其余部分可在乏燃料后处理过程中提取。如提取的Pu239用于热中子堆装载则燃料利用效能较低,但如果用以装载BREST铅冷快堆则可使堆芯内的增殖比略大于1,无需设单独的增殖层就可以保持核燃料的自持循环。这样,从核燃料有效利用的观点来看,热堆与快堆恰好构成一个天然合理的相互衔接搭配的关系,形成一个统一的体系。尤其是当前压水堆核电站构成了现代核电的主力,到目前为止已积累了超过14000堆年的成功运行经验,先进百万千瓦级压水堆核电厂的可利用率可达到90%,证明它是安全、经济和有利环保的清洁能源项目。只要能够排除严重事故风险,固有安全压水堆核电厂和铅冷快堆核电厂的组合体系今后肯定有广阔的发展空间。由天然铀生产的低浓铀首先可用于装载经济、成熟的压水堆,由其卸料中提取的钚及全部其他长半衰期超铀元素的混合物燃料装载BREST铅冷快堆,在其中实现核燃料的自持循环,这里只要在BREST铅冷快堆堆燃料组件的再制过程中补充相应数量的贫化铀即可保持核电站的长期运行。在百万千瓦级压水堆核电厂中平均每年可提供200kg钚,利用现有可经济开采铀矿总量经压水堆运行后可累计获得1万吨钚,如全部用以装载BREST型铅冷快堆,则可建造总容量为2000GWe的铅冷快堆核电厂。因此,用固有安全压水堆和BREST铅冷快堆两种堆型即可以构建成一个完整的现代核能体系和统一的核燃料循环体系,全面满足对现代核能提出的确定性核安全、无时限的核燃料供应保障、放射性废物减量化及保持自然界的辐射平衡、有效避免核武扩散、经济竞争能力及立足于现有成熟技术等各项要求。

  在最近一二十年的核能技术发展成果中,展现了自然安全铅冷快堆具有最大的发展潜力及现实性。在以潜艇技术为基础的BREST铅冷快堆设计中完全体现了自然安全原则,其性能可全面满足对现代核能提出的要求,在国际上引起了越来越多的关注。但非常遗憾的是这一项目至今尚未被正式列入我国的发展规划。我国对铅冷快堆的研究起步较晚,目前基本上还停留在若干单位中进行的概念研究阶段,与国际上已积累起来的理论研究与实践成果差距较大。铅冷快堆的发展,牵涉到许多学科和部门的工作,如果我们一切从头开始,必将事倍功半。如果能利用目前良好的国际环境,以一定的资金和人力投入国际合作,参加最后阶段的工程设计、项目审批、建造及调试工作,在此过程中培养我国掌握全面技术的团队,则可在BREST-300取得成功运行经验之后,以高点起步,较快进入其实际应用阶段,达到事半功倍的效果。

  我国从上世纪60年代起对发展钠冷快堆开展了大量工作,经历了早期研究及随后的设计、建造及运行的全过程,积累了很多自己的实践经验。从技术难易程度来说开发自然安全铅冷快堆的难度从整体上说应比钠冷快堆小一些,但在氮化物燃料及其化学后处理和燃料元件再制技术方面需要开展一些新的工作。以我国建设钠冷快堆队伍的实践经验,能够对钠冷快堆与铅冷快堆的优缺点及各自的发展潜力作出全面和准确的评价,也有能力进行铅冷快堆的全面研发工作。我国关于钠冷快堆的三阶段发展计划基本上还是源于早期的结论,在以后的几十年过程中,快堆的技术发展出现了许多原来没有想到的新情况,据此适时调整补充我国快堆的发展规划,将有助于在我国早日建成合理高效的现代核能体系。
 
参考文献

1.        Naturally safe Lead-cooled Fast Reactor for Large-scale Nuclear power
General Editors:Prof.E.O.Adamos,Prof.V.V.Orlov.Moscow 2001

2.        Comparison of Sodium and Lead-Cooled Fast Reactors Regarding Severe Safety and Economical Issues
Kamil Tucek,13th International Conference on Nuclear Engineering, Beijing, china,May 16-20,2005.  ICONE13-50397

3.        Fast Reactor development Program in Russia
Valery Rachkov, International Conference on Fast Reactors and Related Full Cycles FR13,   4-7 March 2013,Paris, France.

4.        Modular Multipurpose Lead-Bismuth Cooled Fast Reactors in Nuclear Power.           Zrodnikov A.V/,etal.2003.
Proceedings of GLOBAL ’3, New Orleans,USA.

5.        发展无严重事故风险核电厂的曙光—AAP完全非能动安全冷却的先进压水堆核电厂  肖宏才 “核科学与工程”杂志,2013年6月。

 
 
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