第四代核能系統(tǒng)的案例
鈉冷快堆 附第四代核能系統(tǒng)與鈉冷快堆概論下載
而對于鈉與水的反應(yīng)，CEFR采用及其靈敏的氫氣檢測系統(tǒng)，如果檢測到了氫氣，如果經(jīng)確認(rèn)的確是由鈉與水反應(yīng)產(chǎn)生，則會進(jìn)行停堆維修。對于鈉或水大量泄漏的情況，還會啟用專門的保護(hù)系統(tǒng)，隔離水與鈉，并且執(zhí)行停堆。05
總結(jié) 在核燃料短缺與乏燃料處理問題日漸嚴(yán)峻的當(dāng)下，國際社會對于快堆的技術(shù)重要性產(chǎn)生了普遍共識，鈉冷快堆這一技術(shù)的發(fā)展與普及，對于核能的可持續(xù)發(fā)展有著極其重大的意義。后續(xù)核芯威力支隊(duì)將在前往中國原子能科學(xué)研究院的線下參觀中更深入地對鈉冷快堆展開調(diào)研。
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核電堆型經(jīng)歷了怎樣的發(fā)展歷程？
第四代核能系統(tǒng)與前幾代完全不同，必須以大量的技術(shù)進(jìn)步為前提。目前這些系統(tǒng)正處在研究之中。
二十一世紀(jì)將是第二代、第三代、第四代核能系統(tǒng)共存的時(shí)代。
從一代到四代——核電技術(shù)大盤點(diǎn)
第四代核能利用系統(tǒng)，常指快中子反應(yīng)堆技術(shù)，不使用鈾燃料，而改用钚-239作燃料，換言之，就是在堆心燃料钚-239的外圍再生區(qū)里放置鈾-238，钚-239產(chǎn)生裂變反應(yīng)時(shí)放出來的快中子，被裝在外圍再生區(qū)的鈾-238吸收，鈾-238就會很快變成钚-239。
這樣不僅提高了能量的產(chǎn)生，而且還充分利用了鈾-238這一核廢料，核廢料導(dǎo)致的環(huán)境污染問題將能得到解決。從而使第四代核電的安全性和經(jīng)濟(jì)性都更加優(yōu)越，廢物量極少，無需廠外應(yīng)急，并具有防核擴(kuò)散能力的核能利用系統(tǒng)，它的商用化估計(jì)要到2030年左右方能實(shí)現(xiàn)。
如我國在2012年12月9日重新開工建設(shè)的自主研發(fā)世界首座具有第四代核電特征的高溫氣冷堆核電站在位于中國東部沿海山東省榮成市的華能石島灣核電廠就屬于第四代核電技術(shù)，最近炒的火熱的行波堆也屬于第四代核電技術(shù)。
（石島灣核電站，即華能石島灣高溫氣冷堆核電站。該核電站是全球首座將四代核電技術(shù)成功商業(yè)化的示范項(xiàng)目，也是中國“十二五”獲批的第一個(gè)核電項(xiàng)目。它位于山東省威海市榮成石島灣 。）
總的來說，第一代核電站為原型堆，其目的在于驗(yàn)證核電設(shè)計(jì)技術(shù)和商業(yè)開發(fā)前景；第二代核電站為技術(shù)成熟的商業(yè)堆，目前在運(yùn)的核電站絕大部分屬于第二代核電站。
展開 第四代核電堆型：鈉冷快堆設(shè)計(jì)的流體仿真技術(shù)挑戰(zhàn)與解決方案
<h2 class="ql-align-center">1、第四代核電堆<span style="background-color: rgb(255, 255, 255); color: rgb(51, 51, 51);">型</span></h2><p>第四代核反應(yīng)堆是目前核能技術(shù)發(fā)展的前沿方向，具有更高的安全性、經(jīng)濟(jì)性、可持續(xù)性以及防擴(kuò)散能力等特點(diǎn)。第四代核能系統(tǒng)國際論壇（GIF）從眾多概念設(shè)計(jì)中選定了六種系統(tǒng)作為第四代核技術(shù)系統(tǒng)，分別是：</p><p>氣冷快堆（GFR）：使用氦氣作為冷卻劑，具有高出口溫度和閉式燃料循環(huán)的特點(diǎn)，可以實(shí)現(xiàn)更高的熱電轉(zhuǎn)換效率.</p><p>鉛冷快堆（LFR）：采用鉛或鉛鉍合金作為冷卻劑，具有高熱電轉(zhuǎn)換效率和良好的核廢物嬗變能力，同時(shí)鉛基材料的化學(xué)穩(wěn)定性高，可避免起火或爆炸等安全問題。</p><p>熔鹽堆（MSR）：使用熔融狀態(tài)的鹽作為冷卻劑和燃料載體，具有固有安全性高、熱轉(zhuǎn)換效率高以及燃料利用率高等優(yōu)點(diǎn)。例如，釷基熔鹽堆就是一種典型的熔鹽堆，其核反應(yīng)燃料處于液態(tài)，具有良好的導(dǎo)熱性和較低蒸氣壓。</p><p>鈉冷快堆（SFR）：以鈉作為冷卻劑，具有高熱電轉(zhuǎn)換效率和良好的核燃料增殖能力，是目前相對比較成熟的技術(shù)之一。</p><p>超臨界水冷堆（SCWR）：采用超臨界水作為冷卻劑和慢化劑，能夠?qū)崿F(xiàn)更高的熱電轉(zhuǎn)換效率和燃料利用率，同時(shí)具有較好的安全性和經(jīng)濟(jì)性。</p><p>超高溫氣冷堆（VHTR）：使用氦氣作為冷卻劑，在高溫下運(yùn)行，允許在反應(yīng)堆運(yùn)行期間進(jìn)行高溫電解，從而有效地生產(chǎn)氫氣以及合成碳中性燃料。
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四代核電站的進(jìn)化之旅（三）
在新建更好更安全的第三代核電站的同時(shí)，自然也不能放任那么多現(xiàn)役的第二代核電站成為“不定時(shí)炸彈”。通過增設(shè)氫氣控制系統(tǒng)、安全殼泄壓裝置等設(shè)備，第二代核電站的安全性能也大幅升級。這里的氫氣來自反應(yīng)堆過熱，核燃料棒中的金屬材料鋯在高溫下和外圍的水發(fā)生化學(xué)反應(yīng)而生成。福島核事故的爆炸，正是由于氫氣泄漏到空氣中與氧氣混合所引發(fā)。當(dāng)然這種爆炸不同于核武器爆炸，只是氫氣和氧氣激烈地結(jié)合成水的過程，本身并沒有放射性。
改進(jìn)后的二代核電站，雖然整體上“前浪”難敵“后浪”，但基本滿足了安全要求，不至于短期內(nèi)被“后浪”拍死在沙灘上。未來一二十年，隨著第二代核電站的老去，第三代核電站將取代它的主力地位。我國目前在建和規(guī)劃待建的核電站，都將采用第三代核電技術(shù)。
蘇聯(lián)建成的世界第一座核電站——奧布涅斯克實(shí)驗(yàn)性核電站，已經(jīng)退出歷史舞臺，并被改造成核能博物館
第四代還在襁褓中
第三代核電站的熱度還沒過去，美國能源部(DOE)又在1996年提出了以核廢物減量、節(jié)約鈾礦資源、進(jìn)一步強(qiáng)化固有安全性為目標(biāo)的第四代核電站的概念。
2001年7月，美國能源部牽頭，由美國、英國、韓國、南非、日本、法國、加拿大、巴西、阿根廷9國，成立了第四代核能系統(tǒng)國際論壇(GIF)，中國、瑞士和歐洲原子能共同體后來也加入其中。該論壇目前確立了6種有前途的第四代核反應(yīng)堆作為重點(diǎn)研發(fā)對象，包括3種快中子堆——鈉冷快堆(SFR)、鉛冷快堆(LFR)和氣冷快堆(GFR)，以及3種熱中子堆——超臨界水冷堆(SCWR)、超高溫氣冷堆(VHTR)和熔鹽堆(MSR)。這些設(shè)計(jì)的目的是要達(dá)到大幅減少核廢料、更充分利用鈾資源、降低核電站建造和運(yùn)營成本、防止放射性物質(zhì)外泄的目的。
2008年10月和2009年3月，我國分別加入了超高溫氣冷堆和鈉冷快堆兩個(gè)系統(tǒng)的研究。
展開 我國核能技術(shù)的發(fā)展方向
發(fā)展聚變裂變混合堆有可能促進(jìn)聚變能提前應(yīng)用，其在未來能源中的競爭力應(yīng)該和第四代堆及純聚變堆比較。
核能領(lǐng)域科技發(fā)展態(tài)勢
壓水堆是2030年前我國核電發(fā)展的主力?？傮w發(fā)展方向是圍繞核能利用的長期安全穩(wěn)定及效能最大化。安全性仍然是核電發(fā)展的前提，實(shí)現(xiàn)安全性與經(jīng)濟(jì)性的優(yōu)化平衡是第三代核電發(fā)展面臨的現(xiàn)實(shí)挑戰(zhàn)。壓水堆乏燃料的干式儲存、運(yùn)輸、后處理、高水平放射性廢物處置需要統(tǒng)籌考慮和合理布局。
快堆及第四代堆是核能下一步的發(fā)展方向。預(yù)計(jì)2030年前后將有部分成熟第四代堆推向市場，之后逐漸擴(kuò)大規(guī)模。鈉冷快堆是目前第四代堆中技術(shù)成熟度最高、最接近商用的堆型，也是世界主要核大國繼壓水堆之后的重點(diǎn)發(fā)展方向。鈉冷快堆首先需要通過示范堆證明其安全性和經(jīng)濟(jì)性?？於雅涮椎娜剂涎h(huán)是關(guān)系快堆規(guī)?；l(fā)展的關(guān)鍵，涉及壓水堆乏燃料后處理、快堆燃料元件生產(chǎn)、快堆乏燃料后處理等環(huán)節(jié)。如果非常規(guī)鈾開發(fā)取得突破，如海水提鈾技術(shù)，那么快堆能源供應(yīng)的需求會弱化，嬗變超鈾元素和長壽命裂變產(chǎn)物的需求會強(qiáng)化。即使快堆的定位從增殖轉(zhuǎn)向嬗變，發(fā)展規(guī)模相應(yīng)減少，但快堆及其燃料循環(huán)發(fā)展還是必需的。
考慮到快堆燃料循環(huán)的建立需要數(shù)十年的時(shí)間，應(yīng)該及早開展相關(guān)研究工作，加強(qiáng)技術(shù)儲備。我國的高溫氣冷堆技術(shù)世界領(lǐng)先，在此基礎(chǔ)上發(fā)展超高溫氣冷堆，將是核能多用途利用的重要方式之一。
展開 我國研制出第四代核電機(jī)組核心部件支撐環(huán)
近日，太鋼采用高純凈不銹鋼材料打造的世界直徑最大、重量最大的無焊縫整體不銹鋼環(huán)形鍛件研制成功，將用于制作我國首個(gè)第四代核電機(jī)組——福建霞浦60萬千瓦快中子反應(yīng)堆示范堆核心部件支撐環(huán)。
快堆是我國核能發(fā)展“熱堆—快堆—聚變堆”戰(zhàn)略路線“三步走”中的第二步，屬于世界上第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)的首選堆型，可大幅提升核燃料的資源利用率。作為整個(gè)堆容器的“脊梁”，該巨型環(huán)形鍛件直徑15.6米，重達(dá)150噸，要求結(jié)構(gòu)上能承受7000噸重量，耐受650℃高溫，并且連續(xù)運(yùn)行四十年。
以往，國內(nèi)外此類巨型鍛件均采用多段小坯組焊方式制造，焊縫位置的材料組織性能薄弱，給核電機(jī)組運(yùn)行埋下安全隱患。中科院金屬所首創(chuàng)“以小制大”工藝路線，以58塊高純凈不銹鋼連鑄板坯疊加鍛造制作該環(huán)件所需百噸級原始坯料，解決了傳統(tǒng)“以大制大”工藝上鋼錠凝固過程所固有的冶金缺陷問題。
苛刻的使用條件和全新的加工工藝對所需連鑄坯的化學(xué)成分及其均勻性提出了前所未有的挑戰(zhàn)。太鋼與中國原子能科學(xué)研究院、中國科學(xué)院金屬研究所聯(lián)手研發(fā)，全方位開展技術(shù)攻關(guān)，通過對冶煉和連鑄工藝的突破，材料的耐高溫、耐腐蝕性能，鋼質(zhì)純凈度，內(nèi)部組織均勻性，尺寸精度等指標(biāo)達(dá)到了全新高度，掌握了快堆關(guān)鍵設(shè)備用不銹鋼板、連鑄坯、電渣錠等系列產(chǎn)品的制造技術(shù)，并具備了批量生產(chǎn)能力，有力支持了這一“世界之最”的成功研制
來源：科技日報(bào)
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