这项核电技术仅中国掌握,不再担心核泄漏核辐射,领先美国

这项核电技术仅中国掌握,不再担心核泄漏核辐射,领先美国

中国的核技术在全球领先可以说是世人皆知,目前为止,中国已经掌握了第四代核电技术,第四代核能系统是一种具有更好的安全性、经济竞争力,核废物量少,可有效防止核扩散的先进核能系统,代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。

1999年6月,美国能源部(DOE)核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站(以下简称第四代核电)的倡议。

2000年1月,DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议,就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论,并在发展核电方面达成了十点共识。

简单来说,就是美国把核电共分为四代,即第一代(GEN-I)核电站是早期的原型堆电站;第二代(GEN-Ⅱ)核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站;第三代(GEN-Ⅲ)是指先进的轻水堆核电站,即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统;而第四代核电就是待开发的核电站,其目标是到2030年达到实用化的程度。

目前一共有六种第四代核电站概念堆系统。分别是气冷快堆系统、铅合金液态金属冷却快堆系统、熔盐反应堆系统、液态钠冷却快堆系统、超高温气冷堆系统以及超临界水冷堆系统。

目前的第三代核电系统只有中国、欧洲以及美国掌握,在核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术、核岛钢制安全壳底封头成套技术、模块设计和制造技术、主管道制造技术、核岛主设备大型锻件制造技术,这几项关键技术标志着我国核电技术达到新的水平。目前在建的三门核电站和海阳核电站均为第三代核电站。(不过中国的第三代核电技术是在引进美国的技术基础之上进行吸收研发的)

海阳核电站

可以说在第三代核电系统中,我们国家就已经并不弱于欧美国家,并且掌握了其中的核心技术。

尽管美国的最先倡议国家中,不包含我们,但是目前我们在钍基熔盐堆核能系统、高温气冷堆、超临界水冷堆技术上都取得了突破,在核心技术上都超越美国。

钍基熔盐堆可以分为固态钍基熔盐堆和液态钍基熔盐堆,具备三个基本特征:一是利用钍基燃料,二是采用熔盐冷却,三是具有基于高温输出的核能综合利用系统。熔盐堆具有较高的安全性、可有效利用核资源和防止核扩散,再次,熔盐堆的热功率密度和发电效率高。最后,熔盐堆具有多样化的功能。熔盐堆不仅能够发电,还可产生高温工艺热,服务于工业制造。此外,熔盐堆还具有供热、煤气化、甲烷重整、制氢等功能。


2017年11月,中科院、甘肃省签署四代先进核能钍基熔盐堆战略合作框架协议。中国科学院先进核能创新研究院院长徐洪杰透露,我国已在实验室规模全面掌握这一全新领域的核心技术,相关产业链雏形基本形成,预计将于2030年后在全球率先实现商业应用。

目前,世界首个两兆瓦液态燃料钍基熔盐实验堆已在推进中,计划于最早将于明年年底建成,下一步还将继续建设100兆瓦示范堆。这标志着中国正引领全球熔盐堆研发。

其实熔盐堆的概念其实很早就提出了,压水堆概念的提出者,Alvin·Weinberg(美国橡树岭国家实验室(ORNL)的第一任主任),早在反应堆开发早期就提出了熔盐增殖堆的概念。美国也曾经开展了“空间核动力计划”,采用的堆型就是熔盐堆。ORNL在50年代就建成了熔盐增殖实验堆(MSRE),并且满功率运行了5年,后期材料抗腐蚀方面出了一些问题,并且美国核管会的核能战略已经改变,这使得工程不得不下马。后续相关研究主要停留在概念设计上。近些年美国才重新开始了对先进核能研究的支持,其中就包括熔盐堆。

中国核动力研究设计院副总工程师肖泽军日前在某国际核能会议上透露,我国超临界水冷堆技术研发第一阶段(基础技术研究)研发目标已完成,提出了超临界水冷堆总体技术路线,完成了中国百万千瓦超临界水冷堆CSR1000总体设计方案和材料选型方案。同时还完成了关键技术基础研究,初步构建了设计与实验研究平台体系。

超临界水堆核电技术的最大优势是造价低廉,同等功率的3座第三代反应堆的价格相当于4座超临界水冷堆。同时超临界水堆的安全性也比现有反应堆有很大的提高,具备自循环能力。


超临界堆与各种老式水冷反应堆对比图,其最主要优势是结构简单,大幅降低成本,同时提高安全性

其中进展最快的就是高温气冷堆,清华大学核研院在 70 年代中期就已经开始了中国高温气冷堆的研究发展工作,早在 1994 年的时候,清华大学核研院就进行了10兆瓦(1兆瓦=1000千瓦)高温气冷堆核安全演示。这项实验展示了模块式高温气冷堆的一个最重要特性:在任何事故情况下,包括丧失所有冷却的情况下,不采取任何人为的和机器的干预,反应堆能保持安全状态。

我们在 90 年代就已经建成并运行10兆瓦高温气冷实验堆,而如今全球首座20万千瓦高温气冷堆高温气冷堆示范工程已经由清华大学核能与新能源技术研究院主持设计。

清华的技术研究前后长达四十年,参与科研人员近千人。使用该反应堆的山东荣成石岛湾核电站将成为我国首座第四代核电站,采用氦气循环冷却技术、具有“固有安全”特性,使得该核电站的安全性、发电效率大大提升。

10兆瓦高温气冷实验反应堆(国家科技进步奖一等奖)

目前工程已全面进入设备安装调试阶段,预计将于2020年建成投产。60万千瓦高温气冷堆工程项目实施工作也已经在 19 年 3 月开展。

设计蓝图

我们都知道,三里岛、切尔诺贝利、日本福岛三起核事故都是因为堆芯熔化问题出的事情。

堆芯熔化是指核反应堆温度上升过高,造成燃料棒熔化并发生破损事故。失去冷却水后,堆芯水位下降,燃料棒露出水面,燃料中的放射性物质产生的热量无法去除,随后温度持续上升会导致这种情况。这是核电站可能发生的事故中最为严重的事态。是核电站可能出现的最为严重的事故工况。因此,若排除堆芯熔融,核事故的发生几率可大大降低。

而目前在设备安装调试阶段的20万千瓦高温气冷堆则采取了中国自主研发设计生产的球形燃料元件直径约6厘米,由超高纯度的石墨组成,石墨中密布约1.2万个微小的包覆燃料颗粒;每个小颗粒直径不到1毫米,有热解碳层、碳化硅层等多层包覆,保护着二氧化铀燃料核芯。这种层层包覆的技术和工艺,可使燃料球内的放射性物质无论如何不会伤害公众健康。

球形燃料元件图

对于高温气冷堆的研究付出了清华两代人近 40 年的努力。

早在 80 年代,后来担任清华大学校长的中科院院士王大中就已经从事热中子钍增殖堆及高温气冷堆研究,任反应堆设计室主任,反应堆工程总体室主任,着力研究核电站更为先进的“固有安全”技术,1986年,清华高温气冷堆研究被列入国家高技术“863”计划。1992年,国务院批复同意在“200号”建造我国第一座10兆瓦高温气冷实验堆,实验堆1995年动工建设,2003年实现满功率并网发电,预示着中国在高温气冷堆的研究上取得了成功。

而如今接棒王大中的则是他当年的学生张作义,现任核能与新能源技术研究院院长、高温气冷堆核电站示范工程国家重大专项的总设计师。他在 10 兆瓦高温气冷实验堆的基础上,在荣成石岛湾修建了全球首座20万千瓦高温气冷堆高温气冷堆。

而对于修建第四代核电站的安全性上,清华核研院副院长董玉杰说:科学家对核电应用一直持最保守的技术和最严格的措施,即使以现在最先进的第四代核电技术为例,从理论研究到现在的示范应用,也经历了三十多年的科研攻关;最严格的措施方面,我国所有的核电站都有一套非常严格的监管措施,以石岛湾核电站为例,核燃料安装、核电站生产必须处于层层监管之下,各种预案制定到位。

虽然欧美提出了第四代核电技术的概念,但是中国却实现了弯道超车。

如今高温气冷堆已经开始着手商业化,而欧美还停留在试验阶段,未来我们将不需要担心核电站的核泄漏核辐射问题,这将有效解决中国的能源紧张问题。

山东石岛湾核电有限公司董事长张廷克说:“石岛湾核电示范工程一旦取得成功,中国将成为世界上首个拥有高温气冷堆商业核电站的国家。届时,中国将有望从一个核电技术引进大国,变成一个核电技术和设备输出大国。中国在世界核电产业中的地位也将因此而大幅提升。”

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