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自然安全的BREST铅冷快堆

2018-10-27 14:55:32 来源:网络 评论:0 点击:

【摘要】 目前投运核电厂采用的几乎全部都是热中子反应堆,其共同的缺点一是天然铀的有效利用率还不到百分之一,二是如果采用开式燃料循环,则其大量乏燃料元件的放射性要等十几万年之后才能衰减到铀矿天然本底放射性水平。只有在快中子反应堆中才能使全部铀-238在吸收一个中子后逐渐地转化为可裂变的钚-239,使极长放射性半衰期的次锕系元素用作核燃料或被嬗变。因此,快中子堆是现代核能体系不可或缺的重要组成部分。在本文中对钠冷增殖快堆与自然安全铅冷快堆做了全面分析比较,其结果表明,钠冷增殖快堆虽然是各国最初起步的研究堆型,但由于液态金属钠遇空气迅速自燃、遇水立刻发生剧烈的放热化学反应等的自然性能,致使60年来所积累的400多堆年的运行经验都是以负面为主,除一两个钠冷快堆之外,都因达不到稳定运行状态而提前关闭。对钠冷的这些技术困难至今也未能找到根本的解决办法,而且大功率钠冷增殖快堆停堆后的自然循环能力不足以载出堆芯余热,因而在遇到停电、停泵等这种并不十分罕见的事故时必然发生堆芯熔毁,并伴随有正反应性引入机制,如造成功率飞升,则并不是在堆芯下端设置燃料熔融物收集装置就能解决的;而BREST铅冷快堆则是最具发展潜力与现实性的堆型,它是一种自然安全的快中子堆,选择了化学性能稳定和具有良好相容性的材料体系,采用氮化物燃料芯块,以液铅做载热剂,利用这一组合使堆芯的内增殖比达到了略大于1的数值,自然排除了堆芯功率飞升及失冷的可能,并在核电站场地内设置干式化学后处理的闭合燃料循环系统设备。BREST铅冷快堆和采用具有完全非能动安全冷却系统的压水堆核电站是现代核能体系的最佳组合,构成一个完整统一的核燃料循环体系,能够全面满足对现代核能提出的包括确定性核安全、无时限的核燃料供应保障、放射性废物减量化及保持自然界的辐射平衡、防止核武扩散、具有经济竞争能力等的各项要求,并立足于成熟技术,在近期内即可为建设我国现代能源体系作出实际贡献。
 
  关键词:核能  自然安全  钠冷快堆  铅冷快堆  现代核能体系  能源保障  环保。
 
Abstract
  Almost all reactors in present nuclear power stations are thermal nutron reactors,thy have their common shortcomings,that is the first,natural uranium effective utilization ratio is only less than one procent, and the second,burying large quantities of radioactive spent fuel for more than a handred of thounsands years in the case of using open fuel cycle.All U-238 gradually converted into fissionable Pu-239 after nutron absobtion,long-lived radioactive MA can be used as a fuel or be transmutated,all these processes can be accomplished only in fast nutron reactors,so FR is an indispensable important component in modern nuclear power system. The SFR and LFR are compared comprehensively in the paper and the result shows that LFR BREST is provided with the most development potential and reality,it is a naturally safe FR with nitride fuel and lead coolant ,(usiong this combination have achived CBR little more than one),and a special onsite closed fuel cycle.The optimum combination ,consisted of LFR BREST and PWR nuclear power station with AAP(advanced all passive) safety cooling systems,forms united nuclear fuel cycle system and enable to meet all requirements of modern nuclar power system, so make a practical contribution to the construction of the modern energy system in China.
 
  Key words:  nuclear power,  natural safe,  SFR,  LFR,  modern nuclear power system,  energy security,  environment protection
 
1.引言

  现阶段广泛应用的轻水堆(压水堆和沸水堆)、重水堆以及正处于研究发展中的高温气冷堆和超临界压水堆等都属于热中子堆(以下简称为热堆)范畴,其共同缺点是对天然铀资源的有效利用率还不到百分之一。按现有核电厂的消耗量计算,已探明可经济开采的铀资源只能满足数十年的需要。另一缺点是在其卸料元件中除裂变产物外还包含极长放射性半衰期的钚和次锕系元素,如不对其进行化学后处理,则其放射性要等十几万年以后才能自然衰减到铀矿的自然本底辐射水平。只有在快中子能谱范围内,燃料铀才具有良好的增殖性能,使铀-238在吸收一个中子后逐渐都转化为可裂变的Pu-239,而且次锕系元素的裂变截面大于其吸收截面,使其可作为核燃料加以利用或对其进行嬗变,因而发展快中子堆(以下简称快堆)是解决长期核燃料保障及核废料有效处理的不可或缺的重要手段。目前全人类所面临的巨大能源保障及环保压力,都在催促快堆的及时发展,以使其能更早地开始实际应用,并以更快的发展速度进入世界核能体系。

  历史上快堆与热堆几乎同时起步发展,而且在世界上最早的核能发电即是1951年12月20日在美国EBR-1快堆上实现的,首次证实了利用核能发电的现实可能性。随后在世界各国共积累了400多堆年的快堆运行经验。早期各国多以具有巨大核燃料增殖潜力的液态金属钠冷快堆为主要研发对象,但在随后的工作中逐渐发现钠冷却工艺的一系列困难,同时以轻水、重水、气体为冷却剂的热堆核电厂,因其技术要求比钠冷快堆更容易满足,而且当时已发现的可经济开采的铀资源也能够满足核能早期发展的需求,经济性也占有优势,所以快堆的发展就逐渐淡出了人们的视线,形成了以热堆、特别是轻水堆为主的核电市场。

  二十世纪后期,世界环境保护问题变得愈来愈尖锐,并且与能源问题密切相关。在各种清洁能源中,只有核能才具有长期为人类社会可持续发展提供充足能源保障的潜力,但只靠热堆却远远无法满足对现代核能的全面要求。于是在确定为现代核能发展所需要的第四代反应堆的研发计划时,在被列入的研发对象中快堆占有重要位置,其中最有实践基础的是钠冷快堆与铅冷快堆。
 
2.  钠冷快堆与铅冷快堆的安全性能比较

  在文献【2】中,对钠冷及铅冷快堆的性能做了全面的比较。液态金属载热剂钠、铅及铅铋共晶合金的热物理性能列于表1。从表1的数据中可以看出,液态金属钠具有最优异的热物理及流体力学性能,最适合用于快堆极高体积比功率堆芯的稠密栅格,实现核燃料的高速增殖,其全堆增殖比可达1.2~1.4,所以在早期的快堆发展中液态金属钠载热剂便成了首选。

  虽然铅的密度相当于钠的12.37倍,但表征载热能力的密度与比热之乘积ρ·Cp,却仅为钠的1.45倍,而且由于保护结构材料的需要,铅的工作流速不能大于2.5m/s,所以其载热能力受到很大限制。为了保留较好的堆芯体积比功率和把燃料组件表面温度控制在合理范围内,在铅冷快堆中不得不增加堆芯内铅的流通截面,将元件棒间距与棒径之比P/D由钠冷快堆中常见的1.2增至1.8,由于液铅的中子慢化能力低,也只有利用液铅做载热剂时才可以在堆芯内扩大铅载热剂的份额。

 

  铅的中子吸收截面小、慢化能力低,在相同的堆芯几何条件下,铅冷快堆的中子能谱较硬,可获得略优于钠冷快堆的物理性能,但铅冷快堆的P/D值增为1.8后,相关计算表明,其中子物理性能明显下降,失去了核燃料高速增殖的优点,但却可保有使堆芯的内增殖比略大于1的可能性,用以实现在反应堆的核燃料自持循环。

  与热堆相比,虽然快堆的中子寿命短且缓发中子份额小,但仍有足够的负温度反应性系数可保障快堆的安全稳定运行能力。虽然在按堆芯径向分区的每个区域内载热剂的温度反应性系数有的为正值,但其绝对值明显小于负值的燃料芯块的多普勒效应,而且在堆芯功率上升的过程中按时间顺序来说燃料的升温在前,载热剂的升温在后,所以钠冷与铅冷快堆都保持总体的负温度反应性系数,成为快堆具有自安全、自调节及堆功率自然跟踪负荷变化能力的重要内在依据。

  借助负的温度反应性反馈,在小功率钠冷快堆上证实了其良好的内在安全性能。在RAPSODIE钠冷快堆上于1982年在50%功率水平下按实验计划切除了保护系统并停泵;1986年在热功率为62.5MW的EBRI满功率初始条件下,一次按实验计划停运一回路钠泵,造成ULOF(堆芯未被保护失去冷却剂流量)条件,另一次停运二回路钠泵,造成LOHS(失去热阱)条件。在所有这些事件中,都是依靠堆芯的反应性负温度系数反馈,使堆芯得到了自然保护。

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