反應(yīng)堆技術(shù)向著更高安全性的方向代際演變。根據(jù)GIF技術(shù)路線圖,2030年前仍是第三代核電技術(shù)發(fā)展的時期。此前,第一代反應(yīng)堆是20世紀50~70年代建造的首批原型堆,這一代反應(yīng)堆燃料循環(huán)受限、功率較低;第二代反應(yīng)堆是20世紀70年代到2000年投入運行的商業(yè)反應(yīng)堆,其中PWR和BWR堆型較為主流;第三代反應(yīng)堆是2000年左右以后投運的機組,1979年美國三里島核事故后對于核反應(yīng)堆安全性提高的需求更加迫切,三代堆型應(yīng)運而生,三代堆的目標是提高現(xiàn)有反應(yīng)堆的安全性,此外還具有低造價、低長壽命廢物量等特征。第三代技術(shù)穩(wěn)步建設(shè),第四代核電技術(shù)開始發(fā)展。我國目前已基本實現(xiàn)二代向三代核電技術(shù)的跨越,自主三代“華龍一號”項目持續(xù)推進,第三代核電技術(shù)已經(jīng)較為成熟,我國未來一段時間內(nèi)新開工建設(shè)的核電技術(shù)或?qū)⑷砸匀穗娂夹g(shù)為主。此外,GIF于2001年成立,也在積極推進各堆形的研發(fā),將力爭2030年后實現(xiàn)先進核能系統(tǒng)的示范與商業(yè)化部署。四代核電技術(shù)有多個目標,在安全性方面提出更高要求。四代核電主要定義了可持續(xù)性、經(jīng)濟性、安全和可靠性以及防擴散和實物體保護能力4個目標,將明顯優(yōu)于三代核電,其中在安全可靠性方面要求比其他核能系統(tǒng)更優(yōu)、堆芯損壞可能性低、不需要廠外應(yīng)急。第四代核電技術(shù)將包括六種類型的系統(tǒng)。分別為(1)氣冷快堆(GFR);(2)鉛冷快堆(LFR);(3)熔鹽反應(yīng)堆(MSR);(4)鈉冷快堆(SFR);(5)超臨界水冷堆(SCWR);(6)超高溫氣冷堆(VHTR)。氣冷快堆(GFR)系統(tǒng)具有高溫氦冷快譜反應(yīng)堆的特點。早期對該堆形的研究較少,我國也并未進行這種堆形的研發(fā),該堆型或成為鈉冷快堆的長期替代方案。這一堆型的特征在于:氦氣是一種單相,化學(xué)惰性且透明的冷卻劑;堆芯出口溫度高于750℃(通常為800-850℃);該反應(yīng)堆可以作為閉式燃料循環(huán)的一部分。鉛冷快堆(LFR)系統(tǒng)能夠有效轉(zhuǎn)化增殖鈾,并可設(shè)計中小功率反應(yīng)堆。LFR具有快中子能譜和封閉的燃料循環(huán),可以用作自生成的和從輕水堆(LWR)乏燃料中回收的次錒系元素的燃燒器,以及作為釷基燃料的燃燒器/增殖器,該系統(tǒng)計劃使用熔鉛作為參考冷卻劑,用鉛-鉍共熔合金作為備用方案,這類冷卻劑相對惰性所以系統(tǒng)相對安全。目前該類反應(yīng)堆包括了大中小三類系統(tǒng),分別600/300/10~100MWe.因此,鉛冷快堆具備優(yōu)良的性能,既可作為大型商用電站、加速器驅(qū)動的嬗變系統(tǒng),也可作為微小型核動力的優(yōu)選技術(shù)路線之一。釷基熔鹽堆技術(shù)與輕水堆等固態(tài)燃料反應(yīng)堆相比,在經(jīng)濟性、安全性、燃料靈活性等方面具備優(yōu)勢。熔鹽堆是以熔鹽作為冷卻劑的反應(yīng)堆,熔鹽具有高溫、低壓、高化學(xué)穩(wěn)定性、高熱容等理想的反應(yīng)堆熱量傳輸特性,可建成常壓、緊湊、輕量化和低成本的反應(yīng)堆;熔鹽堆運行只需少量的水,即使在干旱地區(qū)也能夠高效發(fā)電;熔鹽堆輸出溫度可達700攝氏度以上,可實現(xiàn)核能綜合利用。該堆型的設(shè)計靈活性也較高,可以設(shè)計為熱堆或快堆,也可以部署為大功率反應(yīng)堆或小型模塊化反應(yīng)堆。鈉冷快堆是目前運行經(jīng)驗最豐富的核能系統(tǒng),能夠高效利用核燃料和降低放射性危害。鈉冷快堆是以液態(tài)金屬鈉為冷卻劑并油快中子引起核裂變的反應(yīng)堆。液態(tài)鈉具有有利的熱物理特性,但鈉易與水發(fā)生化學(xué)反應(yīng);該反應(yīng)堆一次系統(tǒng)將在接近大氣壓力的條件下運行,典型出口溫度為500-550攝氏度。快堆主要有兩大優(yōu)勢:(1)增殖。它可以將天然鈾中占99%以上的鈾-238轉(zhuǎn)化為易裂變核素钚-239,將鈾資源利用率從壓水堆的不到1%提高到60%以上;(2)嬗變。它可以將乏燃料中的長壽命高放射性核素轉(zhuǎn)化為短壽命低放射性核素,從而將核廢料的放射性危害降至較低水平。超臨界水冷反應(yīng)堆熱力學(xué)效率高,并可能簡化廠房提高經(jīng)濟性。該堆型是一種高溫高壓水冷反應(yīng)堆,其運行溫度高于水的熱力學(xué)臨界點(374℃,22.1 MPa).SCWR的概念設(shè)計分為壓力容器概念和壓力管概念兩種。超高溫氣冷反應(yīng)堆具有安全和核能制氫等優(yōu)勢。該堆型是20世紀70-80年代開發(fā)的高溫反應(yīng)堆的后代,其特點是全陶瓷包覆顆粒燃料,使用石墨作為中子減速劑,氦作為冷卻劑,具有自動衰變熱排除能力,實現(xiàn)固有安全和工藝熱應(yīng)用能力。使用氦作為冷卻劑和陶瓷作為堆芯結(jié)構(gòu)材料,允許堆芯出口的工作溫度可高達1000℃,從而允許使用無溫室氣體排放的工藝進行氫氣生產(chǎn)。
2、四代核電技術(shù)各具特色,全球研發(fā)持續(xù)突破四代核電六種技術(shù)各具特色,在研發(fā)上也仍有待更多突破。目前的壓水堆、沸水堆和重水堆均采用水為介質(zhì),其中重水堆采用的重水是氘和氧組成的化合物。但到了四代核電技術(shù)階段,除了超臨界水冷堆以外,其他均采用水以外的介質(zhì)作為冷卻劑;同時也有部分堆型是快堆;部分堆型做到了較低的系統(tǒng)壓力;部分堆型有高出口溫度;部分堆型有更靈活的部署規(guī)模選擇空間。正是由于各堆型與三代堆型的較大差異,新一代的核電技術(shù)在設(shè)備上也面臨了很多挑戰(zhàn),技術(shù)有待突破。


3、中國核電發(fā)展實施“三步走”戰(zhàn)略,高溫氣冷堆投入商業(yè)化運行中國核電發(fā)展實施三步走戰(zhàn)略,資源儲量將逐漸豐富,放射性污染也有望越來越小。1983年,國家“核能發(fā)展技術(shù)政策論證會”首次提出我國核能“熱堆-快堆-聚變堆"的三步走發(fā)展戰(zhàn)略,該戰(zhàn)略持續(xù)實施至今。熱堆、快堆利用的是核裂變能,聚變堆利用的是核聚變能。裂變反應(yīng)堆根據(jù)引起裂變反應(yīng)的中子能量不同分為熱堆(中子能量小于0.1eV,熱中子)和快堆(中子能量大于100000eV,快中子)。具體步驟為:第一步-熱堆:以壓水堆為代表的熱中子反應(yīng)堆,利用的是鈾-235,占自然界鈾資源的0.711%,資源儲量大約100年。第二步-快堆:以發(fā)展快堆為代表的增殖與嬗變堆,可以利用鈾-238,占自然界鈾資源的中99.284%,資源儲量大約數(shù)千年。第三步-可控核聚變堆:包括磁約束和慣性約束為代表的核聚變技術(shù),氘在海水中即可提取,資源儲量上億年。我國核能發(fā)展近中期目標是優(yōu)化自主第三代核電技術(shù),中長期目標是開發(fā)第四代核能系統(tǒng),長遠目標則是發(fā)展核聚變技術(shù)。目標為2020年自主第三代核電形成型譜化產(chǎn)品,帶動核電產(chǎn)業(yè)鏈發(fā)展.2030年以耐事故燃料為代表的核安全技術(shù)研究取得突破,實現(xiàn)壓水堆閉式燃料循環(huán),鈉冷快堆等部分第四代反應(yīng)堆成熟,突破核燃料增殖與高水平放射性廢物嬗變關(guān)鍵技術(shù)。2050年實現(xiàn)快堆閉式燃料循環(huán),壓水堆與快堆匹配發(fā)展,力爭建成核聚變示范工程。石島灣核電站投入商運,全球首座第四代商運核電站意義重大。2023年12月,山東榮成石島灣高溫氣冷堆核電站商業(yè)示范工程圓滿通過168小時連續(xù)運行考驗,正式投入商業(yè)運行,標志著我國在第四代核電技術(shù)研發(fā)和應(yīng)用領(lǐng)域達到世界領(lǐng)先水平。該項目于2012年12月正式開工,集聚了設(shè)計研發(fā)、工程建設(shè)、設(shè)備制造、生產(chǎn)運營等產(chǎn)業(yè)鏈上下游500余家單位,先后攻克了多項世界級關(guān)鍵技術(shù),設(shè)備國產(chǎn)化率達到93.4%,創(chuàng)新型設(shè)備600多臺(套)。高溫氣冷堆的下一代為GIF提出的超高溫氣冷堆。高溫氣冷堆出口溫度為700-950攝氏度,而超高溫氣冷堆出口溫度為950-1000以上攝氏度,在持續(xù)提升的安全性要求下,目前實現(xiàn)超高溫的技術(shù)仍具備挑戰(zhàn)性,因此超高溫氣冷堆將作為下一階段研究的重點。
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