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核电站之核反应堆(3)

北极星电力网技术频道    作者:佚名   2011/1/10 10:58:02   

 关键词:  核电站 核反应堆

  提高经济性

  发电成本优于其他能源;资金的风险水平能与其他能源相比。

  防止核扩散

  利用反应堆系统本身的特性,在商用核燃料循环中通过处理的材料,对于核扩散具有更高的防止性,保证难以用于核武器或被盗窃;为了评价核能的核不扩散性,DOE针对第四代核电站正在开发定量评价防止核扩散的方法。

  第四代核电站

  2002年9月19日至20日在东京召开的GIF(第四代核能系统国际论坛GenerationIVInternationalForum,GIF)会议上,与会的10个国家在94个概念堆的基础上,一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。

  气冷快堆系统

  气冷快堆(gas-cooledfastreactor,GFR)系统是快中子谱氦冷反应堆,采用闭式燃料循环,燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电,或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环,GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外,其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料(包括贫铀)。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统,出口温度为850℃。

  铅合金液态金属冷却快堆系统

  铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooledfastreactor,LFR)系统是快中子谱铅(铅/铋共晶)液态金属冷却堆,采用闭式燃料循环,以实现可转换铀的有效转化,并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择,例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂,也可以选择额定功率在300~400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长(15~20年)的50~100兆瓦的组合。LFR是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂,可满足市场上对小电网发电的需求。

  熔盐反应堆系统

  熔盐反应堆(moltensaltreactor,MSR)系统是超热中子谱堆,燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道,产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件,并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性,可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦,冷却剂出口温度700~800℃,热效率高。

  液态钠冷却快堆系统

  液态钠冷却快堆(sodium-cooledfastreactor,SFR)系统是快中子谱钠冷堆,它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物,尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案:中等规模核电站,即功率为150~500兆瓦,燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金;中到大规模核电站,即功率为500~1500兆瓦,使用铀-钚氧化物燃料。该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行,并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点,因此安全性能好。

  超高温气冷堆系统

  超高温气冷堆(veryhightemperaturereactor,VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯(如日本的高温工程试验反应器HTTR),也可以是球床堆芯(如中国的高温气冷试验堆HTR-10)。VHTR系统提供热量,堆芯出口温度为1000℃,可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备,以满足热电联供的需要。此外,该系统在采用铀/钚燃料循环,使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。

  超临界水冷堆系统

  超临界水冷堆(super-criticalwater-cooledreactor,SCWR)系统是高温高压水冷堆,在水的热力学临界点(374℃,22.1兆帕)以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到目前轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是,冷却剂在反应堆中不改变状态,直接与能量转换设备相连接,因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆芯设计有两个方案,即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1700兆瓦,运行压力是25兆帕,反应堆出口温度为510~550℃。

  我国第四代核反应堆进展

  华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程已于2008年开始建设,工程将于2013年11月投产发电。这是中国第一座采用第四代核反应堆的核电站,使用的是第四代高温气冷石墨球床反应堆,简称球床堆。第四代反应堆的六个构型中,高温气冷堆是一个很有前途的方案,现行的高温气冷堆有两个流派:石墨球床和柱状燃料的,前者的使用者是中国和南非,后者是美、俄和日本。石墨球床堆也叫卵石堆,最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆,由于技术和需求的限制,30年没有大的发展,直到上个世纪90年代,国际能源危机的压力日趋严重,南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索,分别是南非国营电力设计的PBMR(400MW热功率)和中国原子能技术研究院设计的HTR-PM(460MW)。两者的设计都已经基本完成,其间中国完成了清华大学10Mw原理堆(HTR-10)的建造和运行工作,HTR-10已经并网多时了。所有的核电站都由几个部分组成:1:堆芯,核燃料在此低速燃烧,产生热量2:冷却回路,堆芯产生的热量通过回路里的介质传导出去,使得堆芯保持一个稳定的反应温度,持续工作。3:发电机组,把冷却回路中的热量通过汽轮机的方式转换成电能。先说说燃料组件,石墨球床气冷堆的燃料组件大大不同于传统的核燃料组件,你可以把它看成一个西瓜,外壳是硬化的石墨材料,相当于西瓜皮,里面是稍微松散的石墨填料,相当于西瓜瓤,在西瓜瓤里均匀分布着一些以二氧化铀为主要成分的西瓜子,这就是真正的核燃料颗粒,顺便说一下,这个瓜子有个用陶瓷做的瓜子壳,而二氧化铀则相当于瓜子仁。这个西瓜结构的燃料组件直径是6厘米。在反应堆的堆芯里面(多是一个环形的圆柱体),这些燃料组件就和煤球炉子里一样,直接填充进去就好了,在一定的温度下,瓜子仁里面的核燃料开始裂变反应,产生热量,煤球里面的石墨起到慢化作用,保持链式反应的稳定运行,正常情况下,这些煤球的温度是900摄氏度左右。一堆球球堆在一起,他们的周围就自然而然的形成了均匀的空隙,这些空隙就是堆芯内部的冷却空间,在堆芯的一端注入高压氦气,另一端让高压氦气流出,快速流过煤球空隙的氦气带走了多余的热量,就构成了堆芯冷却的第一回路。900摄氏度的高压氦气从反应堆中出来之后,有两个途径,一是继续经过一个水冷回路,把水加热成蒸汽,推动汽轮机带动发电机发电,更先进一些的就是直接用氦气透平机组把热能转换成机械能,带动发电机。冷却后的氦气继续打回堆芯,就构成了完整的换能循环过程。这就是石墨球床的基本工作原理,相对于当前的压水堆/沸水堆/重水堆电站,简直巧妙到一定程度了。石墨球床堆的特点首先,他的燃料组件尺寸很小,精度要求也不高,制造起来就容易得多。其次,堆芯的结构很简单,简直就是一个高精度的煤球炉子,只要容纳燃料球就好了。第三,他的冷却热质是氦气,好处有三:惰性气体,不用担心污染的传递,即使泄露也没事;单一的气体工质,不用复杂的流体控制理论;气体温度很高,高达900度,而压水堆则只有300-400度,未来的超临界堆也不过500多度,所以效率不比压水堆低。这就大大简化了冷却回路的复杂性,甚至只要氦气透平机过关,一个回路就可以了,而压水堆由于必须隔离污染的一次循环水,必须设计成两个回路。由于工质是“干净”的,不必考虑管路中子脆化的问题,高温气冷堆的回路造价和使用期限以及维护成本都低得多。第四,球床气冷堆简直就是一个烧核燃料的煤球炉子,换燃料的方式很核反应堆

来源:贵州电力网
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