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战略中国

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日志

 
 

中国实验快堆首次临界 让核燃料越烧越多  

2011-01-04 09:12:35|  分类: 新闻 |  标签: |举报 |字号 订阅

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 新闻缘起
 

    7月21日,由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的我国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界。这意味着我国第四代先进核能系统技术实现了重大突破,成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。


    快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型,代表了第四代核能系统的发展方向。其形成的核燃料闭合式循环,可使铀资源利用率提高至60%以上,也可使核废料产生量得到最大程度的降低,实现放射性废物最小化。国际社会普遍认为,发展和推广快堆,可以从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。
 

    将新闻进行到底


 

    “提升1号调节棒至顶部”“提升2号调节棒至180毫米、220毫米、230毫米……”,中国实验快堆主控室内滴滴声越来越急促,7月21日9点50分,源量程周期稳定在100秒达两分钟后,中核集团公司副总经理、中国实验快堆领导小组组长杨长利宣布:“中国实验快堆首次实现临界!”


 

    首次实现临界意味着我国第四代先进核能系统技术实现了重大突破,成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。快堆有什么优势?快堆安全性如何保证?从实验堆走向商业化还有多远的路要走?有关专家对此进行了一一回应。


 

    快堆有何优势?


 

    铀资源的利用率最高提高70倍


 

    目前,在国内核电领域还在为第三代核电技术讨论时,快堆已被贴上了第四代核电技术的标签。中核集团中国原子能科学研究院快堆总工程师徐銤说,因为它契合了第四代核电技术的重要指标:具有更好的经济性,安全性高和废物产生量少。


 

    “在铀的燃烧中,真正消耗的是铀235。天然铀中99.2%都是铀238,而真正能裂变的铀235只有0.07%。”徐銤介绍,目前全世界的400多座核电站多为轻水堆,又称热堆。热堆消耗的主要核燃料是铀235,而自然界中铀235的蕴藏量仅占0.66%,其余绝大部分是铀238,占99.2%。为保证核反应正常进行,一般轻水堆采用3%—4%的浓缩铀235为原料,这意味着,真正参与核反应的原料铀235只有3%—4%,余下是会产生辐射的铀238核废料。


 

    而快堆则有望改变这一现状。在快堆中,常用的核燃料是钚239,钚239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀238吸收,又变成钚239,从而使堆中核燃料变多,反应开始循环持续下去,从而将铀资源的利用率提高到60%—70%。


 

    由于利用率的提高,相对较贫的铀矿有了开采的价值。就世界范围讲,可采铀资源将因此增加上千倍。以目前探明的天然铀储量推测,快堆的使用可以使铀资源可持续利用3000年以上。


 

    快堆的另一个突出特点是核废料越烧越少。热堆反应后的剩余物的放射性仍然很强,如果直接进行地质处置,耗资极其惊人。而这些核废料在快堆反应中经过回收再利用以后,放射性物质的衰变期只有二三百年,可以大大减少核废物处置量,降低乏燃料长期毒性风险。


 

    “既然燃料越烧越多,能否实现60年不换料呢?”徐銤说,要实现这一目标,意味着快堆的建造材料必须耐烧,而到现在还很难找到这样的材料,“目前看来,20—30年不换料是可能实现的。”


 

    安全性咋保障?


 

    冷态、热态调试拴上双保险


 

    在中国实验快堆大楼参观时,工作人员告诉记者,快堆在工程设计方面取得了多方面突破:在世界上首次采用了非能动事故余热排出系统,与世界已建快堆相比,是最安全的一座快堆;自主完成了反应堆换料系统设计,快堆的换料是在封闭系统中靠遥控自动完成的,经实验验证该设计是先进可靠的;采用了先进的数字化技术,自主完成计算机监控和主控室设计,大大简化了主控室操作,给操纵员应急操作带来了极大的方便……


 

    杨长利介绍,在多年快堆建设过程中,中核集团始终坚持自主创新,自主完成了快堆概念设计、初步设计、施工设计及建筑、安装调试工作,初步建立起了钠冷快堆技术的研发体系和标准规范体系,全面掌握了快堆物理、热工、力学以及总体、结构、回路、仪控、电气设计技术,取得了以钠工艺为代表的一批自主创新成果,申请了百余项专利,设备国产化率高达70%。


 

    白手起家,大家都没有经验可以参考,安全性成为大家关注的焦点。


 

    2008年底,中国实验快堆进入了紧张的集中调试阶段,这是全面检验设计、设备制造和安装施工质量的关键环节。


 

    徐銤介绍,调试阶段包括系统升温之前的冷态调试和升温后的热态调试。由于钠的熔点为97.8摄氏度,为保证钠在液态下使用,堆系统必须加热到250摄氏度,在250摄氏度高温下的热态调试是对系统和设备整体性能的全面检验。特别是系统灌钠之后的热态调试,任务更加艰巨,因为钠有其特有的“脾气”,一旦没有按钠的特点行事,往往就会导致实验的失败。


 

    中核集团中国原子能科学研究院院长赵志祥介绍,为了顺利完成调试阶段的任务,原子能院做了大量的准备工作。早在2001年,便开始调试和运行准备工作,其中包括主控室运行人员的培训。不但建立了调试阶段的组织体系和质量保证体系,制定了调试阶段的质保大纲和相关程序,还建立了岗位责任制和日协调、周协调的例会制度,用最先进的管理软件制定调试进度计划并进行动态管理与协调,完成了600多个调试文件和600多个运行规程的编写,调试试验项目达1000多项,确保调试的“质量第一、安全第一”。


 

    2008年12月,在完成约152项单系统调试试验之后,综合冷态调试开始,目的是验证系统和设备的功能,获取初始运行数据,检验相关联系统的相容性,以及排除安全隐患等。


 

    2009年4月,热态调试全面展开,依次进行了一系列调试工作,包括用气体对堆本体加热,将钠灌入一、二回路,启动一、二回路钠循泵并达到稳定运行,使一、二回路之间达到热平衡状态,在热态下进行换料系统调试,将启动中子源装入堆芯,对核测系统调试,在启动中子源下整定保护系统参数等333项试验。截


 

    至2009年8月,反应堆装料前的调试任务全部圆满完成,并在9月取得了国家核安全局颁发的首次装料许可证。


 

    “快堆的安全性、可靠性和经济可接受性,已得到国外丰富的快堆实验和应用经验的证实。”徐銤说,半个世纪以来,世界上已有美、俄、英、法、日、德、印7国建成过21座快堆。作为第四代先进核能系统中最重要的堆型之一,在美国等国提出的先进核能系统中,6种堆型有3种是快堆。


 

    商业化还有多远?


 

    2030年完成商业化项目


 

    上世纪60年代中期,我国的快堆研究开始起步,主要在物理、热工、结构材料和钠工艺等方面开展了一些基础研究,并建成了一批小型实验装置。其中,最具有代表性的研究成果是1969年由周恩来总理特批50公斤高浓铀建成的“东风-6号”零功率实验装置,实现了我国快堆技术发展“零”的突破。


 

    1986年3月,邓小平同志对王大珩、王淦昌、杨家墀、陈芳允等四位科学家关于我国应跟踪世界高技术前沿的建议信函做出了重要批示,从而催生了863高技术研究发展计划。快堆脱颖而出,被列入863计划能源反应堆主题项目。1992年3月14日,国务院批准863计划能源技术领域的研究发展目标,建成一座热功率65兆瓦的中国实验快堆。


 

    “热功率65兆瓦、电功率20兆瓦的中国原型快堆的开发是我国快堆应用的‘关键一步’。”徐銤说,快堆要用钠作冷却剂,总的来说技术比较复杂。为了减小发展中的技术经济风险,根据国外经验和我国技术现状,按照我国快堆战略设想,快堆将分实验堆、示范堆和商用堆三步走。此次快堆的成功临界,是我国核能研究和应用的一个重大突破,意味着离普遍推广应用快堆又迈出了一大步。


 

    杨长利介绍,与目前的实验快堆相比,中国下一步建设的示范快堆,在功率、体量上有很大的变化,在技术上也需要有突破。例如,实验快堆是以高浓二氧化铀为燃料,而为了实现核燃料增殖,还需要在示范快堆中进一步研制铀和钚的混合燃料。在技术开发上,还需要加大对实验设施的投入。另外,还要通过示范项目将现在掌握的技术进行集成,通过示范堆的建设,对所有的工程问题、经济性问题进行验证,才能过渡到商用快堆,最终实现大规模地投入运行。


 

    “预计每10年完成一个阶段,即2020年完成示范项目,2030年完成商业化项目。”杨长利表示。(陈瑜)


 

    相关链接


 

    中国实验快堆大事记


 

    1986年863计划实施,开始“快中子增殖堆”课题预研


 

    1995年12月中国实验快堆工程立项


 

    1997年8月中国实验快堆被列为863计划重大项目


 

    2000年5月核岛浇灌第一罐混凝土


 

    2002年8月核岛厂房封顶


 

    2005年8月堆本体安装开始


 

    2007年6月堆内构件安装完成


 

    2007年7月主控室交调


 

    2007年12月完成模拟组件安装


 

    2008年12月全厂安装完成,综合冷调开始


 

    2009年3月堆本体气密性试验完成


 

    2009年4月冷态调试结束,热态调试开始


 

    2009年8月热态调试结束,具备首次装料条件


 

    2010年6月首次装料


 

    2010年7月首次临界

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