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  2. 2022年07月10日   星期日歡迎來到中國核能行業協會官網
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    葉奇蓁:我國核能的創新發展
    時間:2022年06月09日 來源:中國電力報 點擊量:2903 分享:


      核能發展對保障安全,實現“碳達峰、碳中和” 目標具有重大意義。國家能源局、科學技術部編制的 《“十四五”能源領域科技創新規劃》體現了科技引領、創新驅動、自立自強的精神,為貫徹“在確保安全的前提下,積極有序發展核電”的方針提供科技支持。

      一、安全高效核能技術

      核能作為一種清潔能源,在降低煤炭消費、有效減少溫室氣體排放、緩解能源輸送壓力等方面具有獨特的優勢和發展潛力,是實現“碳達峰、碳中和”目標的重要能源組成。近年來核能發電為以安全、高效、清潔的方式供應電力,同時又解決環境和氣候變化問題,提供了極其現實的選擇。核能能夠現實可靠地供應可調度電力,與發電波動性強、不易調度以適應電力需求的可再生能源(如風能或太陽能)形成很好的補充。核電站既可作為基荷、供應可調度電力,又可參與調峰響應電能需求,在沒有風和陽光時,與間斷性的可再生能源(如風能或太陽能)形成很好的補充和支撐。

      截至2021年6月30日,我國在運核電機組51臺,全球第三;我國在建核電站15臺,全球第一;核能發電量超過法國,全球第二。全球首臺三代核電機組均在中國建成發電,我國自主設計的三代核電“華龍一號”,包括出口巴基斯坦的,均已按計劃建成投運。自主設計的三代核電“國和一號”正按計劃進行建設。在總結設計建設和運行經驗基礎上,吸取新的科技創新成果,“華龍一號”和“國和一號”將不斷優化升級,“華龍系列”和“國和系列”將是我國核電建設的主要機型。我國核電技術與國際核電大國同處國際先進行列,但核電占比尚只有個位數,發展空間寬闊,核電科技研發需求十分巨大。

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      十部委聯合發布的《北方地區冬季清潔取暖規劃(2017-2021 年)》將核能納入了清潔取暖能源之一,同時還提出“加強清潔供暖科技創新,研究探索核能供暖,推動現役核電機組向周邊供暖,安全發展低溫泳池堆供暖示范。目前我國城鎮集中供熱燃煤熱電聯產占48%,燃煤鍋爐占33%,清潔熱源不過4%;清潔供熱、低碳發展要求取締散煤燃燒和小鍋爐、壓減大型燃煤鍋爐已經成為能源結構轉型的大趨勢,核電站熱電聯供具有重要的意義。山東煙臺海陽核電站,通過抽汽供熱,為 7000 多戶居民、約 70 萬平方米的居民提供了源自核能的熱能。據測算,核能供熱項目首個供暖季(五個月)累計對外供熱 28.3 萬GJ,節省標準煤 9656 噸,減排煙塵 92.67 噸、二氧化硫 158.9 噸、氮氧化物 151 噸以及二氧化碳 2.41 萬噸,環保效益顯著;并使海陽核電廠熱效率從36.69%提高3.25%,達39.94%。目前已完成二期供熱工程,為450萬平方米的居民供熱,取代了當地12臺燃煤鍋爐,節約原煤約10萬噸,減排18萬噸二氧化碳。海陽核電正在加快推進以核電熱電聯產方式進行的核能供熱,1、2號機組稍加改造后,即可具備3000萬m2供熱能力。隨著后續機組建成投運,預計最終可提供超過1億m2供熱能力,供熱半徑達130km,每年可節約標煤約數百萬噸。

      核電站海水淡化:利用二回路低壓缸抽汽經換熱生成120℃~100℃熱水(中間介質),以熱水為動力,采用低溫閃蒸技術,通過——多效蒸餾、多級閃蒸兩套獨立的海水淡化裝置,生產95℃熱淡水8t/h,耗電量:1.5kWh/t淡水,熱效率82%。所生產的熱淡水可為居民供熱,同時為缺水地區提供淡水。

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      由于放射性物質主要保存在燃料元件內部,要“從設計上實際消除大量放射性物質釋放”,最佳選擇是將事故序列中止在燃料元件破損之前?,F有的三代核電主要在安全系統的改進上提升核電站的安全性,核電燃料發展新概念——耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel),提供更長的事故應對時間、緩解事故后果,在盡量不降低經濟性的前提下提高電站安全性、特別體現在燃料的事故安全性能上。主要表現在降低堆芯(燃料)熔化的風險,緩解或消除鋯水反應導致的氫爆風險,提高事故下裂變產物的包容能力,進而從根本上提升核電站的安全性,簡化核電站的系統,提高核燃料的燃耗,降低核燃料的費用,提高核電站的可利用率,有利于進一步提高核電的經濟性。

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      核工業是高科技戰略產業,是國家安全重要基石,人工智能的應用具有重要意義。落實新一代人工智能在核能行業發展,需深入并廣泛應用以工業機器人、圖像識別、深度自學習系統、自適應控制、自主操縱、人機混合智能、虛擬現實智能建模等為代表的新型人工智能技術。

      人工智能應用將提高核電運行安全性,例如“數字孿生”(Digital Twin),就是將實體對象以數字化方式在虛擬空間“復制”,模擬其在現實環境中的運行軌跡。利用數字孿生技術,可以對實體核電站和孿生核電站的數據進行交換分析,促進核電站的運行管理和監測, 指導操作員操作和事故處理,更好地確保反應堆運行安全。

      人工智能和大數據的應用將加強核電關鍵系統和設備的自動運行監控,及時發現異?;蚬收?,提前進行預防性維修,從而提高系統設備的可靠性,核電站運行的可利用率和經濟性。

      對人不可達區域進行機器人維修,減少工作人員的受照劑量。核工業機器人要求:① 耐高輻照、耐高溫、耐腐蝕性液體和氣體,特別是攝像頭、集成電路器件等;由于人員不能接近,機器人,包括機器人系統 ② 需有高度的可靠性,自診斷能力,自動識別故障并采取相應的應對措施,即具備必要的人工智能;在發生核事故時核設施附近的環境非常復雜,③ 機器人需能自動識別、爬行或水潛的能力。核工業機器人和機器人系統的開發并為嚴重事故處理、核電站退役創造技術條件。

      二、模塊化小型反應堆(SMR)技術

      SMR被設想用于小型電力或能源市場,特別是長距離輸電到不了的邊遠地區或孤立電網,對于這些用戶,大型反應堆是不可行的。SMR可以滿足更廣泛用戶和應用靈活的發電需求,包括取代退役的化石發電廠,為發展中國家或偏遠地區和離網地區提供小型電力的熱電聯產,以及實現混合核能/可再生能源系統。高度創新的SMR可以提供新的解決方案,進一步提高靈活性、推廣分布式發電。要切實滿足市場需求,新的小型模塊化反應堆必須真正采用創新理念,絕對不能是目前的第三代反應堆的縮小版。創新的設計:包括固有安全特性,模塊化設計(根據需要單個或多個反應堆模塊的集成),多功能用途(供電、供熱、海水淡化),工廠集成,整體運輸,整體安裝等;以及其它先進技術的應用,諸如高性能燃料,燃耗增加,膨脹和裂變氣體釋放量有限;耐事故燃料,能承受高溫不熔化,發生事故時防止或限制氫的產生;改進的堆芯內儀表,準確性更高,減少設計分析和運行保守性;數字化技術和人工智能的應用;低壓回路系統采用新型復合材料以取代鋼材;采用高機械性能和抗滲性能的先進混凝土等,均可明顯提升小型模塊化反應堆在經濟上的競爭力。與間歇性風電、太陽能發電、天然氣發電和用于特定應用的柴油發電機相比,小型模塊化反應堆是有競爭力的。如果類似于“即插即用”、設計完全獨立于安裝地點的解決方案得到證實,有可能使核電工程在短短的2-3年內完成,它們可以成為滿足市場需求、從而為能源轉型作出貢獻的最佳選擇。以下給出我國正在開發的各類小型堆:

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      ACP100是由中國核工業集團公司(CNNC)開發的模塊化壓水堆設計,旨在產生125 MW(e)的電力。ACP100基于現有的壓水堆技術,采用非能動動安全系統;通過自然對流冷卻反應堆。ACP100將反應堆冷卻劑系統(RCS)主要部件安裝在反應堆壓力容器(RPV)內。ACP100是一種多用途動力反應堆,設計用于發電、加熱、蒸汽生產或海水淡化,適用于能源或工業基礎設施有限的偏遠地區。

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      海上浮動核電站是將小型核反應堆和船舶結合,使核電移動化。一般采用小型核反應堆,安全性高。浮動核電站可為海洋平臺提供能源,包括:電力、蒸汽、熱源,并可進行海水淡化,以供給海上平臺淡水等,為海洋開發提供支持。浮動核電站還可為孤立海島、封閉海灣提供電力和能源。

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      移動核反應堆將建成100千瓦和1兆瓦兩種,該電站可以在公路、鐵路、海上或空中安全快速移動,并能快速設置和關閉,以支持沙漠地區、邊遠地區、無人區的各種任務。

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      池式低溫供熱堆系統簡單,主要包括反應堆系統、一回路系統、二回路系統、余熱冷卻系統、換料及乏燃料貯存系統、輔助工藝系統。熱量經兩次熱交換后進入熱網,確保放射性物質不進入熱網。泳池式低溫供熱堆固有安全性好,泳池熱容量大,即使不采取任何余熱冷卻手段,1800多噸的池水可確保堆芯不會裸露,即使沒有任何干預,也可實現26天堆芯不熔毀;抗外部事件能力強,水池全部埋入地下,避免因自然原因及人為原因造成重要設備損壞而發生核事故; 易退役,放射性源項小,僅為常規核電站的百分之一,且系統簡單,退役時間短;環保效益顯著,一座400MWt的低溫供熱堆可替代32 萬噸燃煤,或16000萬立米的天然氣。

      池式低溫供熱堆還可以進一步發展,例如冬季供暖夏季供冷,在用戶端設置溴化鋰吸熱式制冷機,就可為用戶提供冷凍水;生產同位素或單晶硅中子摻雜;利用退役燃煤熱電聯供廠址建設池式低溫供熱堆,既減少了投資,又保持熱網供熱。

      三、新一代核電技術

      核能的廣泛利用必然要考慮到核資源的優化和充分利用。十五年前,第四代核能系統國際論壇(GIF)發起了有關未來核能系統的聯合研究。中、法、韓、日、俄、美、歐盟之間由此展開了積極合作。GIF提出了六大領域的技術目標和相關評估指標:可持續性、經濟性、安全與可靠性、廢物最小化、防擴散和實體保護。六類最有前景的核系統被選中,其中兩類為氣體(氦)冷卻反應堆,另兩類是液態金屬(鈉、鉛合金)冷卻堆,還有一類超臨界水冷堆,最后一類是熔鹽冷卻堆。

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      在這些被選中的反應堆系統中,幾乎所有的GIF合作國都認為使用MOX燃料的先進鈉冷快堆(SFR)在本世紀投入商用的可能性最大。我國已建成鈉冷快中子實驗堆,正在建設600MWe(CFR600)鈉冷快中子示范核電站。CFR600將設計為采用MOX燃料的池式快堆;其熱功率為1500MW,電功率為600MW;一回路中有兩個環路,二回路的每個環路有8個模塊化蒸汽發生器;三回路是安裝了一個汽輪機的典型水-蒸汽系統;蒸汽的參數為14MPa、480℃;反應性控制由兩套停堆系統、一套獨立補充停堆系統實現;一套非能動余熱導出系統與熱池相連;CFR600將在2025年以前建成。CFR600的目的是示范燃料閉路循環,為大型鈉冷快堆制定標準和規范。

      開發快堆的主要目的是增殖核燃料,使鈾238裂變或將其高效地嬗變成钚239(Pu239)、緩解天然鈾資源可能的短缺。鈉冷快堆燃料具有更高的燃耗,使其在堆中停留的時間達到熱堆中的兩倍,也降低了乏燃料中次錒系核素的含量;鈉冷快堆還可設計用來嬗變長壽命核素,以及镅等超钚元素。

      在啟動鈉冷快堆系列項目前,需要解決此類反應堆的布置、掌握相應的燃料閉式循環等很多科學、技術問題。要解決的主要難題是對钚含量較高的鈉冷快堆MOX乏燃料進行工業化后處理,將周轉期縮短為幾年。為此國際上正在研究用金屬燃料替代MOX燃料,以提高燃料的增殖比;研究干法后處理技術,以克服濕法后處理所帶來的難題;以及快中子反應堆、干法后處理、金屬燃料制備的集成化布置(或稱一體化鈉冷快中子堆核能系統),以縮短燃料轉運的距離和時間。

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      我國于20世紀70年代中期開始研發高溫氣冷堆,HTR-10高溫氣冷堆實驗堆于20世紀90年代建成。作為國家科技重大專項的200兆瓦HTR-PM示范核電站已進入裝料調試。HTR-PM示范電站由兩個球床反應堆模塊組成,外加一個210 MWe的汽輪機組。反應堆堆芯入口/出口的氦氣溫度分別為250/750℃,蒸汽發生器出口的蒸汽參數為13.25 MPa/567 ℃。2005年,一條原型燃料元件生產線在清華大學核研院(INET)建成,每年可生產10萬個燃料元件。此后,一個具備年產30萬個燃料元件產能的燃料元件廠在中國北方的包頭建成。

      2014年GIF更新的第四代技術路線圖顯示,超高溫氣冷堆可在700 ℃到950 ℃(未來還可能超過1000 ℃)的堆芯出口溫度范圍內供應核熱和電力。新技術路線進一步提升反應堆出口氦氣溫度達1000℃,采用氦氣透平循環,提高熱效率;同時 使核能生產延伸到為工業提供高溫工藝熱,包括利用核能的高溫制氫,以提高制氫的效率。核能制氫(nuclear production of hydrogen)就是將核反應堆與采用先進制氫工藝的制氫廠耦合,進行氫的大規模生產。為此要研究先進的制氫工藝,諸如:正在發展的新技術———熱化學循環工藝(S-I 、HyS 、Cu-Cl 等)。

     ?。ㄈ┾Q基熔鹽堆

      釷基熔鹽堆核能系統以Li Be Na Zr等的氟化鹽與溶解的U﹑Pu﹑Th等的氟化物熔融混合后作燃料,在600-700℃的高溫低壓下運行,其中LiF﹑NaF﹑BeF2和ZrF4為載體鹽,UF4和PuF3為裂變材料,ThF4和UF4為增殖燃料,吸收中子后產生新的裂變材料U和Pu。熔鹽堆使用低能量的熱中子進行裂變反應。熔鹽堆的結構材料(設備和管道)采用抗高溫抗腐蝕的鎳基合金——哈斯特鎳基合金-N——來制造。熔鹽將堆芯核裂變反應所產生的熱量通過中間回路將其傳送到熱電轉換系統。

      我國具有豐富的釷資源,釷基熔鹽堆亦被視為增殖核燃料的一條途徑。為此我國正在研究設計2MW的試驗反應堆和20MWe模塊化釷基熔鹽堆研究堆及科學設施。釷基熔鹽堆技術仍有很多問題有待解決,而且要建立一套以鈾釷循環為基礎的核燃料循環工業體系。

     ?。ㄋ模┿U冷快堆

      鉛或鉛合金中子吸收和慢化能力弱,反應堆中子經濟性好,使其具有更高的核廢物嬗變和核燃料增殖能力。鉛基材料熔點低沸點高,反應堆可以在低壓運行并獲得高出口溫度,避免高壓系統帶來的冷卻劑系統喪失問題,同時可實現高熱電轉化效率。鉛基材料化學穩定性高,與空氣和水反應弱,可避免起火或爆炸等安全問題。鉛基材料的載熱和自然循環能力強,可依靠自然循環排出余熱,大大提高了反應堆的非能動安全性。

      當前研究進展:①鉛鉍工藝技術:實現噸級規模高純鉛鉍合金熔煉;②氧控技術:實現高溫液態鉛鉍合金中氧濃度在10-8~10-6wt%范圍內的穩定控制;③燃料組件技術:開展了5不銹鋼包殼管在高溫液態鉛鉍環境下的腐蝕、力學性能實驗,以及液態鉛鉍腐蝕與中子輻照協同作用實驗;④不同氧濃度下候選結構材料的腐蝕界面行為研究,分析氧濃度對腐蝕速率的影響及腐蝕機理,以確定CLEAR-I最佳氧濃度運行工況。

      鉛冷快堆比功率高,體積小,穩定性好,是核動力和移動式反應堆的可行的選擇。

      四、乏燃料后處理及放射性廢物處理與處置

      要實現核燃料的增殖和循環利用必須開展乏燃料的后處理,首先是壓水堆乏燃料的后處理,我國已建成并投運了乏燃料后處理中間試驗廠,正在建設示范工程,有關后處理技術的各項科研試驗正在進行。

      放射性廢物的安全管理是發展核電必須解決的一個關鍵問題,要做到合理可行盡量低,需要開展大量的科研試驗,比如等離子熔融、蒸汽重整等技術。處置最終的長壽命放射性廢物需要克服許多重大障礙,深地質處置庫是處置此類放射性廢物的公認方法。

      總起來說,《“十四五”能源領域科技創新規劃》既安排了近期任務,又考慮了中長期發展;既涉及到核電、核能利用的各個方面,同時還考慮到核燃料循環的各個環節,包括核廢物的處理和處置。規劃對基礎研究、共性技術、大科學裝置建設、人才培養等都提出了很好的意見,為“十四五”開局,啟動第二個百年科技創新,建成世界一流的能源領域科技強國作出全面的規劃。

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