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发表于 2009-2-3 05:21 · 上海
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快堆
尽管利用热中子反应堆可以得到巨大的核能，但是，在天然铀中，仅有0.714%的铀同位素——铀－235，能够在热中子的作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大部分的铀同素——铀－238却不能在热中子的作用下发生裂变反应。
但铀－238在吸收中子后，经过几次核衰变，可以变成另一种可裂变的核材料钚－239。
在热中子反应堆中，产生的钚－239的数量不足以抵偿消耗的铀－235。只有利用快中子来维持链式反应，使新产生的可裂变材料多于消耗的裂变材料。这种主要由快中子来引起裂变链式反应的反应堆，叫做快中子反应堆（简称快堆）。快堆中常用的核燃料是钚—239，而钚—239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀－238吸收，又变成钚—239。这就是说，在堆中一边消耗钚—239，又一边使铀－238转变成新的钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料变多。
世界上可经济开采的铀资源只相当于世界石油贮量的1／4。因此，利用原先的热中子反应堆发电无法根本解决人类无限需求的能源问题。且这种热堆，在铀资源的利用上极差，只有1～2%可以用来发电，而其余的98～99%的铀只能被作为废料－贫铀弃置。
这样，在原子能工业中我们需要找到新的办法来解决这个问题。其中一个方法是，充分利用贫铀；另一个方法是，根本不用铀。这里讲第一种方法。
在热中子反应堆内，中子的速度要通过慢化剂减速变慢以后，才能引起铀裂变放出能量，发电时，核燃料越烧越少。快中子反应堆不需要慢化剂，它由快中子引发裂变，在发电的同时，核燃料越烧越多。
快堆增大核燃料利用率
理论上快堆可以将铀－238、铀－235及钚－239全部加以利用。但由于反复后处理时的燃料损失及在反应堆内变成其他种类的原子核，快堆只能使60～70%的铀得到利用。即使如此，也比目前热堆中的压水堆对铀的利用率高140倍，比重水堆高70倍以上。然而由于贫铀、乏燃料、低品位铀矿乃至海水里的铀，都是快堆的“粮食”来源，所以快堆能为人类提供的能源，就不是比热中子反应堆大几十倍，而是大几千倍，几万倍，甚至更多。
由于在快堆内钚－239裂变后放出的中子比铀－235多，所以快堆内最好用钚－239作为核燃料。如果没有足够的钚，可以用铀－235浓缩度为l5%～20%的浓缩铀代替。但是最经济合理的办法，还是利用热中子反应堆中积累的工业钚。热中子堆卸料时，乏燃料中也积累了一部分钚。但由于热中子反应堆核电站内，核燃料元件的燃耗比生产核武器装料用的生产堆的燃耗深，所以钚中含有20%～30%的钚－240，这种钚称为工业钚。这种钚也可以在热中子反应堆内利用。在热中子堆内，l千克钚只相当0.8千克铀－235，而在快堆内，1千克钚可相当于1.4千克铀－235。所以在快堆内使用热中子堆积累的工业钚，比在热中子堆内使用要合算得多；
在目前的核电站中，由于重水堆消耗的核燃料少，积累的工业钚多，所以用重水堆为快堆积累工业钚，也就是建立重水堆－快堆组合体系，从核燃料循环的角度看来，最为有利。
由于只要不断添加铀－238，快堆中有多余的钚－239能不断产生出来，所以只要将这些新产生出来的核燃料，通过后处理不断提取出来，则快堆核电站每过一段时间，它所得到的钚－239，还可以装备一座相同规模的快堆。这段时间称为倍增时间。倍增时间除了决定于反应堆内钚－239的生成速度外，还决定于后处理提取钚，并将钚制成燃料元件所需的时间，以及库存时间。
经过一段倍增时间，l座快堆会变成2座快堆，再经过一段倍增时间，这2座快堆就变成4座。按照目前的情况快堆使用的核燃料多为氧化物，它的倍增时间是30多年。也就是说，只要添加铀－238，每过30多年，快堆核电站就可翻一番。只要这种氧化物核燃料快堆稍加改进，倍增时间就可缩短到20年左右。如果我们将快堆的核燃料由氧化物改为碳化物，则快堆的倍增时间可以缩短到10多年。如果改为金属型核燃料，则倍增时间还可缩短到6～7年。
对热中子堆核电站，就铀资源的利用而言，主要是利用天然铀中约占0.7%的铀－235，其余,99.3%的铀－238大部分不能被利用。而快中子堆可以充分利用铀－238把它的利用率从l～2%提高到60～70%。铀－238吸收一个中子变成钚－239。l克钚－239裂变时发出的热量相当于3吨煤的热量。世界铀矿储量约为460万吨，可换算成138，000亿吨煤。目前，全世界已探明煤的储量为6，630亿吨。所以，快中子堆充分利用这些铀资源，就相当于目前已知煤储量的21.8倍。
目前，各国发展的主要是用铀、钚混合氧化物作燃料，用液态钠作冷却剂的快中子增殖堆。它的简单工作过程是：堆内产生的热量由液态钠载出，送给中间热交换器。在中间热交换器中，一回路钠把热量传给中间回路钠，中间回路钠进入蒸汽发生器，将蒸汽发生器中的水变成蒸汽。蒸汽驱动汽轮发电机组。
中间回路把一回路和二回路分开。这是为了防止由于钠水剧烈反应使水从蒸汽发生器漏入堆芯，与堆芯钠起激烈的化学反应，直接危及反应堆，造成反应堆破坏事故。同时，也是为了避免发生事故时，堆内受高通量快中子辐照的放射性很强的钠扩散到外部。
快堆可以增殖核燃料，也就是说会越烧越多。我们知道，铀－235一次裂变可放出2.43个快中子，钚－239可放出3个快中子；维持链式反应只有一个中子就够了，余下的1.43个中子可让铀－238吸收，使大部分的铀－238变成钚－239，其中一小部分中子引起了铀－238裂变。如果余下的中子全部被铀－238吸收，那么，每发生一次核裂变，就可产生一个以上新的核燃料——钚－239。当这种新产生的核燃料与所消耗的核燃料之比值大于1时，就称为增殖，其比值称为增殖比。如果这个比值低于1，就称为转换比。对热中子堆，浪费中子较多，这个比值不可能大于1，一般，对气冷堆约为0.8，对轻水堆约为0.5，而快堆的增殖比在1.1～1.4之间。
快堆主要有以下优点：(1)、快堆不仅把铀资源的有效利用率增大数十倍，而且也将铀资源本身扩大几百倍以上。因为，一旦大量使用快堆，目前认为开采价值不大的铀矿便具有开采价值。这样，快堆的利用就可能为人类提供极其丰富的能源。(2)、快堆核电站是热中子堆核电站最好的继续。核工业的发展堆积了大量的贫铀（含铀－235很少的铀－238），快堆消耗的正是贫铀。用贫铀来发电，同时还增殖燃料，实在是一举多得的好事。热中子堆核电站发展到一定水平时，及时地引入快堆核电站，利用快堆来增殖核燃料，这是一个很必然的发展计划。(3)、快堆核电站具有良好的经济前景。因为它具有增殖核燃料的突出优点，所以发电成本在燃料价格上涨的情况下，仍能保持较低的水乎。据估计，石油价格上涨100%，油电站发电成本增加60%；天然铀价格上涨100%，轻水堆核电站发电成本增加5%，而快堆的发电成本只增加0.25%。
在快堆中，由于快中子与核燃料中的原子核相互作用引起裂变的可能性要比热中子小得多，为了使链式反应能继续进行下去，所用核燃料的浓度（一般为12～30%）要比热中子堆的高，装料量也大得多。快堆活性区单位体积所含核燃料比热中子堆大得多，它的功率密度比热中子堆大几倍，一般每升为400千瓦左右。这样高的功率密度，要把热量从堆内取出加以应用，这在技术上是比较复杂的。快堆不能用水作冷却剂，而普遍采用液态金属钠把热量带出来。此外，快堆用的燃料元件的加工制造要比热中子堆复杂得多和困难得多，随之而来的制造费用高昂。同时,快堆的控制就是控制中子的作用，由于快堆内快中子寿命短，钚的缓发中子份额小，这就使得问题复杂多了。并且，对反应堆的操作系统保护的要求也很严格。
高温气冷堆
用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。
高温气冷堆特点
1 安全性好
高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。三里岛核事故后世界核反应堆安全性改进的趋势，其堆芯融化概率有了显著的改进。目前世界上的核电厂堆芯融化概率均能达到图2中实线所表示“满足要求的电厂”的水平，而且一些核电厂达到了“优异安全性电厂”的水平。美国电力研究所(EPRI)制定的《电力公司用户要求》文件提出的先进轻水堆的堆芯融化概率设计要求为10－5/堆.年。模块式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型，其估计的堆芯熔化概率低于10－7/堆.年，远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求。
高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料元件(见图3)。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，裂变气体的释放率仍低于10－4。高温气冷堆具有如下的基本安全特性：
1.1 反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反应性温度系数(燃料和慢化剂温度系数之和)均为负，具有瞬发效应的燃料温度系数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。高温气冷堆正反应性引入事故主要有：
①控制棒误抽出；②蒸汽发生器发生破管，水进入堆芯造成慢化能力增强引入正反应性事故；③一回路风机超速转动，冷却剂热端平均温度下降引入的正反应事故等。
事故分析的结果表明，在发生上述正反应性引入事故条件下，堆功率上升导致燃料元件的温度升高，但负反应性温度系数能迅速抑制其功率的上升，燃料最高温度远低于燃料元件最高温度限值。
1.2 余热载出非能动安全特性模块式高温气冷堆堆芯的热工设计时考虑了在事故工况下堆芯的冷却不需要专设的余热冷却系统，堆芯的衰变热可籍助于导热、对流和辐射等非能动机制传到反应堆压力容器外的堆腔表面冷却器，再通过自然循环，由空气冷却器将堆芯余热散发到大气(最终热阱)中。
当发生一回路冷却剂流失的失压事故时，堆芯的余热已不可能由主传热系统排出，只能依靠上述的非能动余热载出系统将堆芯衰变热载出，这样必然使堆芯中心区域的燃料元件温度升高。为了使堆芯燃料元件的最高温度限制在1600℃的温度限值内，模块式高温气冷堆堆芯功率密度和堆芯的直径将受到限制。
模块式高温气冷堆余热非能动载出功能的实现基本上排除了发生堆芯熔化事故的可能性，具有非能动的安全特性。
1.3 阻止放射性释放的多重屏障纵深防御和多重屏障是所有核电厂的基本安全原则。作为模块式高温气冷堆第一道屏障的燃料元件，在所有运行和事故工况下，堆芯燃料元件的最高温度限制在1600℃内。在此温度以下，热解碳层和致密的碳化硅包覆仍保持完整性，能使气态和金属裂变产物几乎完全被阻留在包覆燃料颗粒内。而且裂变材料被大量分散到许多小的燃料颗粒内，独立形成屏障，具有很高的可靠性。
一回路的压力边界是防止放射性物质释放的第二道屏障。一回路的压力边界由以下几个压力容器所组成：反应堆压力容器，蒸汽发生器压力容器，以及连接这两个压力容器的热气导管压力容器。这些压力容器发生贯穿破裂的可能性可以排除。
由于在任何工况下不会发生燃料元件温度超过1600℃而使裂变产物大量释放的事故，而且在正常运行工况下一回路冷却剂的放射性水平很低，故在发生失压事故时，即使一回路冷却剂全部释放到周围环境中，对周围环境造成的影响也是很小的。因此，在模块式高温气冷堆的设计中不设置安全壳，而采用“包容体”的设计概念。“包容体”不同于安全壳，无气密性和承全压的要求，无需喷淋降压和可燃气体控制等功能，系统大为简化。
高温气冷堆的“包容体”功能是由具有一定密封性能的一回路舱室来实现的。在10kPa压差下的泄漏率小于10－2/天。在正常运行工况下，由排风系统保持一回路舱室的负压，防止一回路舱室内放射性物质向反应堆建筑内扩散，排风经过滤后由烟囱排出；当发生一回路冷却剂失压严重事故，一回路舱室中的压力超过10kPa时，自动打开事故排风管道的爆破膜，放射性物质不经过滤直接由烟囱排向大气。由于直接释放放射性的后果并不严重，加之一回路舱室内压力经短时间后立即下降到正常压力，系统又恢复经过滤排出，这样可以防止事故过程中大量放射性裂变物质直接向环境的释放，避免了大量放射性释放的风险性。
2.发电效率可提高
模块式球床型高温气冷堆采用了余热非能动载出的特性，虽大大地增强了安全性，但是其单堆的功率受到了很大的限制。由于球床型高温气冷堆可以提供950℃的高温氦气，充分利用其高温氦气的潜力获得更高的发电功率是提高其经济竞争力的主要发展方向。氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的主要发展方向。
南非ESKOM公司设计的高温气冷堆核电厂即采用了氦气透平直接循环方式[1，2]，由一回路出口的高温氦气冷却剂直接驱动氦气透平发电，反应堆压力为7MPa，氦气出口温度为900℃，高温氦气首先驱动高压氦气透平，带动同轴的压缩机，再驱动低压氦气透平，带动另一台同轴的压缩机，最后驱动主氦气透平，输出电力。经过整个循环，氦气的压力将降到2.9MPa，温度降为571℃。为了将氦气加压到反应堆一回路的入口压力，需先经过回热器和预热器冷却到27℃后，再经两级压缩机后升压到7MPa，而后回到加热器的另一侧加热到558℃，回到堆芯的入口，其流程见图5所示。该循环方式发电效率可达到47％。
该循环系统的主要优点为：系统简单，全部电力系统都集成在同轴相连的三个压力容器内，造价低；避免了堆芯进水事故的可能性；热力循环效率高。
3. 热循环方式
氦气透平直接循环方式是高温气冷堆高效发电的发展方向。但是，目前这项技术需要研究开发的项目较多，主要有：
①研制高质量、低释放率的燃料元件(以保证进入透平发电系统的放射性水平很低)；
②研制立式氦气透平技术，包括：磁力悬浮轴承、停机擎动轴承以及在高温氦气氛下相接触金属表面的处理等相关技术；
③研制高效(98％)的板翅式回热器技术等。
从技术可行性角度，目前考虑的替代氦气热力循环方式还有以下两种方式：
3.1 直接联合循环方式
循环流程如图6所示，6.9MPa的900℃高温氦气先驱动一个氦气压缩机透平，带动同轴的压缩机，再驱动主发电氦气透平，向外输出电力。出口的氦气再通过一直流蒸气发生器，加热另一侧的水，使之产生蒸汽。产生的蒸汽推动蒸汽透平发电机，向外输出功率。氦气经直流蒸气发生器后由压缩机加压到7.0MPa，183℃，回到堆芯入口。该系统的氦气透平和蒸汽透平联合循环发电效率可达48％。
这个循环系统的主要优点：不需要采用高效回热器，避开了一个技术难点。但是，由于采用氦气?蒸汽联合循环，增加了系统的投资成本，故不能排除堆芯进水事故的可能性。
3.2 间接联合循环
图7给出的间接联合循环流程为：反应堆出口的900℃高温氦气经过中间热交换器(加热二次侧的氮气)，冷却到300℃，再经过氦风机回送到堆芯的入口。二次侧的氮气经中间热交换器加热到850℃，实现气体透平和蒸汽透平的联合循环。该循环的发电效率为43.7％。
由于采用氮气作工质，可以采用成熟的气体透平技术，在现有技术基础条件下具有更好的可行性。但是投资成本增加，也不能排除堆芯进水事故的可能性。
从上述循环流程的比较可以看出，氦气热力循环方式都可以得到很高的发电效率，根据技术的发展水平，可以选择合适的循环流程。
模块式高温气冷堆由于采用非能动余热载出方式，其单堆的输出功率受到限制，最大热功率只能达到200～260MW。其输出电功率只能达到100MW规模容量，相比压水堆核电厂，其容量规模较小。但是，南非ESKOM公司设计的100MW发电容量的高温气冷堆的经济分析结果表明，与大容量的压水堆核电厂相比较，其发电成本有很好的竞争力，而且可以与当地廉价的煤电成本相比较。主要的因素有以下几点：
①高的发电效率：其发电效率比压水堆核电厂高出约25％。
②建造周期短：100MW容量高温气冷堆采用模块化建造方式，建造周期可缩短到两年，与压水堆核电厂5～6年的建造周期相比，降低了建造期的利息，可使建造比投资减少20％左右；
③系统简单：高温气冷堆具有的非能动安全特性使系统大为简单，不必设置压水堆核电厂中的堆芯应急冷却系统和安全壳等工程安全设施，节省了建造投资。 |
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发表于 2009-2-3 13:03 · 湖北
