加载中…核评论：SVBR－俄罗斯模块式铅铋快堆（5）
(2013-06-06 01:20:50) SVBR－俄罗斯模块式铅铋快堆
杜铭海(dumhai@126.com)
2007.09.17
(续4)
5．存在的争议
铅与铅合金冷却反应堆是一种新型反应堆，除俄罗斯有潜艇堆的运行经验外，世界各国都没有经验。对这种新颖而独特反应堆生命力的认识和疑问，随着俄罗斯有关文章的发表和世界各国试验研究的进展逐渐深入。有的大致统一，有的还需要实践检验。
讨论金属冷却快堆及其冷却剂，人们自然以耳熟的钠冷快堆和钠金属作为标准进行衡量。2002年IAEA发表了TECDOC－1289《对于快堆，铅、铅-铋合金和钠冷却剂热物理与热工学性能比较评价》[17]。这是IAEA组织世界权威的快堆专家对两种金属冷却剂作的比较评论，特别地引人注意。5年多时间重金属冷却剂研究有很大进展，再检查这个文件的论点，多数是正确和准确的，但也存在争议。
TECDOC－1289的评估结论是：
－铅和铅铋作为快堆的冷却剂存在下述缺点：
▲高腐蚀性引起设备和燃料元件损坏；
▲在动力工程中，提议的主冷却剂熔点首次高于给水温度；
▲高温检修和维修，遥控装卸料问题；
▲冷却剂与水相互作用产生固体沉淀堵塞堆芯流道；
▲运行产生的长寿命同位素问题。
－四个缺点解决了，证实了，那么它的最重要的优于钠的优点是：钠与空气和水化学活性引起的爆炸的可能性。
－重金属快堆所有的其它优点，在钠冷快堆的实践中都已得到证实。
因此，将铅铋合金技术直接用于铅冷却剂是可疑的，须要长期的研究。
应当承认，就金属冷却剂而言，钠仍然是最成熟的快堆冷却剂，采用钠做冷却剂设计的快堆，能够实现新一代核能系统复兴核能的历史使命。但就更好、更安全、更加广泛的能源使命而言，钠冷快堆是有局限性的，不是金属冷却快堆的顶点，特别是高温快堆非电产品使命。
中子学特性
－ 钠和LBE冷却剂的实际比较，不包含为获得良好中子特性所作堆芯设计的任何改进。尽管如此，仍很容易看出，LBE冷却剂对很小泄漏损失的贡献导致最希望的性能。
－ 对于LBE冷却剂，堆芯非能动安全响应达到了新的水平，致使沸腾裕量从钠的～400℃，到LBE戏剧性地上升到～1000℃。液态重金属冷却剂高沸腾温度是重要的固有安全特征，消除了沸腾问题，增强了固有安全的堆芯性能。
热工性能
－ 铅和LBE的驱动功率要求是钠的6－7倍，厂用电高。
－ 低压降堆芯设计，分析的所有冷却剂都具有优良的自然循环热排出性能。中子学性能允许堆芯冷却剂份额大的冷却剂（Bi,Pb,LBE）可以考虑100％的自然循环热传输，有可能使电厂简化和固有安全达到新的水平。
根本性的简化、防扩散以及高度的固有/非能动安全准则中存在“协调性”（Spencer,2000）。有趣的是，这种协调性的重要贡献因素来自为新一代反应堆选择液态重金属冷却剂的考虑。
需要调查研究铅与铅铋合金冷却剂的各种无保护的事故。前景是好的，600MWe的ELSY，满功率无冷却加热的温升只有1K/sec。两个系统（SFR与LFR）内的无保护失去热阱事故，LFR一定更容易克服，因为它有容积热容量高30％的优势。
TECDOC－1289提出的铅和铅铋的缺点，有些需要证实并加以解决，也可以解决，并没有颠覆性的问题。其中值得说明的是，“在工程上首次主冷却剂的凝固点低于二次工质”，必须排除给水管道断裂引起冷却剂凝固可能引起的严重事故的疑问。
SG传热管泄漏或断裂可能（局部地）冷却重金属冷却剂，致使某些物资达到凝固点。如果冷却范围很大，可能威胁到堆芯入口发生局部堵塞。为消除这种可能性，引入了工作流体入口温度至少比冷却剂凝固温度高100℃准则。LBE凝固温度很低（123℃），不存在困难。但对于铅，高达327℃凝固温度，意味着给水温度超过水的临界点。俄罗斯BREST反应堆概念采用超临界SG的办法（Adamov,1997）[15] 。
“排除给水管道断裂”可能有困难，但排除“可能引起的严重事故”还是可能的。“给水管道断裂”事件的发生概率容易确定，缓解后果的措施也是经典的，问题是分析采取附加工程措施的必要性。有的专家认为，钠冷快堆存在同样性质的问题，有些后果更严重。
6．启示
6.1. 只有核电才能从根本上解决能源问题
从根本上讲，能源问题是人类可持续发展的大问题。没有现代化的、可持续的能源供应，人类现代化的文明失去动力，是不可想象的。
就中国当前面临的事态而言，能源问题涉及国家安全，更直接制约着经济发展和国际形象。事关发展和经济命脉，要有超前意识。作为发展中国家，将能源问题看得严重些，并不过分。目前国家的环境问题严重得触目惊心。实践证明，照搬西方先污染后治理的老道路，重化工、用“世界工厂”的概念积累财富的办法弊多利少；能源工业技术落后，效率低下，已经为世界瞩目；温室气体排放即将成为世界第一，而受害的实先是我们自己。想在这方面靠西方资助，无疑是等待“天上掉馅饼”，而世界上“没有免费的午餐”。
http://s10/mw690/94328698gde6b792a8c49&690
图16. 亚太地区的生态（酸雨沉降）状况
能源配置要有科学发展观，不能受人们“忽悠”。现代文明社会，可再生能源如水电、风电、太阳能发电、生物质能┉只能是现代化能源的补充，拾遗补缺，不可能唱主角；煤炭、石油和天然气都是特定地质时代特定条件下“上帝对人类的恩赐”，不能持久；集中的、大规模的能源消费最终只能依靠核能－裂变和聚变能源。
中国的电力企业，面对当前中国和世界的能源形势，要有慈悲之心和发展的观点，要开“百年老店”，给后代人留点资源，不能“赶尽杀绝”，“吃光用光”；要及时转变角色，继续生存下去，从不可持续的“电源”公司向可持续的“能源”公司过渡。
从本质上讲，世界只有核能是可持续的。能量和物质本来就是一个事物的两个方面，物质世界本身就是裂变和聚变的过程和产物，质能转换永无止境。人类利用“裂变和聚变”质能转换的初级阶段是势能（如水能）和化合和分解（如燃烧）。现在人类的技术和智慧能够利用高级的质能转换，实现某种物质（铀）裂变，利用裂变能作为人类社会文明的能源。不充分利用可延续50年，充分利用可持续千年以上，实际上成为可持续的能源。现在人类的技术和聪明智慧正在致力于和平利用聚变能作为人类社会文明的能源。悲观、保守地估计，50-100年实现聚变能发电，就可“一劳永逸”地解决能源问题了。
现在当政的明智人士，特别是能源界的领导人士，应当眼光远大，用科学的发展观和系统论看待能源问题，有所为，有所不为。很少的投入，可能有源源不绝的回报。方向就是核能，就是第四代核源系统。
6.2. LFR系统茁壮、安全，适合我们的技术基础和发展水平
俄罗斯人在上个世纪未开发的SVBR系统是创新的新一代能源系统。LBE是创新的重金属冷却剂快堆技术，在此框架内，传统堆型核电厂特有的经济和安全要求间的矛盾可以消除，使核能得到快速发展。
SVBR-75/100设计采用保守方法，利用经实践证实的主回路和二回路设计和运行参数，熟悉的燃料和结构材料技术。设备部件和反应堆流程采用运行经验检验过的工程解决办法。
保守的设计保证SVBR-75/100最大程度地继承铅铋冷却潜艇堆用过的技术，减少执行期限和R&D的范围，降低成本和投资风险，并且有利于提高反应堆装置的可靠性和安全性。
和模块式钠冷快堆相比，SVBR或LBE的天然特性是茁壮，对环境条件和人的素质要求不高，适合当前世界大多数发展中国家的工业发展水平和技术水平。
模块式的原型堆很可能类似于最终设计。
SVBR可用不同的燃料循环运行。使用铀氧化物燃料，CBR<1,推迟LWR乏燃料后处理到2050年：使燃料运行成本最小。这也适合我国核工业目前的实际和发展水平。
SVBR推迟后处理时间的概念有道理。我们和俄罗斯、美国、法国、日本等核电强国不完全相同。消耗天然铀，积累乏燃料，准备热堆乏燃料闭路循环技术是方向。
俄罗斯开发了很有吸引力的LFR，但苦于资金短缺，迟迟不能验证他们的技术。燃料闭环的BREST-300型铅冷核电系统，本来计划2010年建成发电，因8.25亿美元，要拖到2030年以后；世界核科学家1990年代意识到俄罗斯的LBE技术的重要性，2000年就明确地说，“与俄罗斯人全面合作，基于西方（仅仅）开发的证实性数据，在约3－5年的时间框架内就可开发出具有必不可少特征的、先进的、LBE冷却的、防核扩散的原型反应堆系统”。而在俄罗斯建造一个这种系统，充其量也就是1亿美元，折合基建成本，不到目前国家招标AP－1000的1/2。但现在要拖到2017年。俄罗斯开发LBE技术的工程师和研究人员快要退休了，保留和传授他们开发的专门知识和技术，可以让人们少走不少的弯路。
6.3.
模块式小堆和经济规模问题
目前全世界核电机组在走扩大单机容量的办法，降低核电机组的基建比投资，以获得所谓的规模经济。这个结论没有考虑长期运行大机组的经济风险。单从机组基建比投资看，似乎经济了，但从长期运行和维护整个过程分析，特别是和模块式小型机组分析对比，从筹资、建造、运行、维护全过程分析，单机大容量机组的经济性能和风险不是小了，而是大了。
模块式小堆可以实现根本性的规模经济，模块式机组的有利因素是全面性的。俄罗斯人以SVBR模块式机组为例做了说明：
－ “标准”的、完全工厂制造的反应堆模块的系列产品：提高制造质量，降低模块的成本；
－ 完全工厂加工的反应堆模块能通过铁路和其它运输工具运到核电厂建造现场：减少土建和安装施工的范围和期限，降低成本。
－ 使用“标准”模块，建造小型、中型和大型电力机组：减少核电厂建设周期，降低核电厂建设成本；
－ 转向标准设计和渐进的土建和安装施工组织方法；减少电力机组建设投资循环周期到3－3.5年，增加竞争力。
－ 模块式小机组构成的大、中型核电厂长期运行的经济和技术风险最小是更根本性的，更值得分析和研究。这方面国内重视和研究不够。
http://s14/mw690/94328698gde6b7e0555ed&690
图17. SVBR-75/100型模块的1600MWe核电厂核蒸汽供应系统平面和纵剖面
6.4. 商机和风险
商机
－ SVBR是目前唯一的建造价格低于现代LWR的第四代核能系统。用SVBR-75模块更新新瓦洛涅什2＃机组的NSSS，在俄罗斯条件下，最低建造成本$ 100M，隔夜基建比投资不超过560美元/kWe，不到AP-1000的1/2；
－ SVBR是第四代核能系统中唯一能在2020年前建成的新一代核能系统，而且原型机和商用机组的差别不大；
－ SVBR的设计、设备和系统建立在运行实践的基础上，技术上没有很大风险；
－ SVBR是有发展潜力的核能系统，耐高温材料解决后发电效率有可能很高；而且生产非电产品，前途远大、广阔；
－ 即使不考虑发展，引进6个模块，建设一个600MWE的核电厂，总投资4亿美元，经济风险可以接受；
－ 如果只引进NSSS系统，反应堆模块本身的隔夜基建比投资不超过85美元/kWe（？），其它系统和设备国内完全可以制造，无问题。
引用的经济参数都是俄罗斯条件，但俄罗斯提供资料时已经有60％的上浮考虑。
风险
和其它5个第四代核能系统比较，SVBR的主要风险在于：
－ 和西方的设计比较，俄罗斯的设计比较粗糙，就像田湾一样，还可能发生某些低级的小问题。
－ 研究部门的科研人员迫切希望能实现愿望，报价上的误差可能比较大。真正谈起出口，价格可能更高。
－ 俄罗斯的SVBR-75/100原型机要到2017年才能建成。如果俄罗斯投资不到位，项目很可能拖期。如果采用技术合作的方式，资金有保证，按期或提前建成原型机，是完全可能的。美国的科学家推荐这种办法。
－ 国内在重金属冷却剂研究上，目前还是空白。工业企业界独立引进这种技术，要开展人员和技术培训，要培养一定的国内技术支持和服务能力。
7．结束语
国家对核能发展非常重视，提供了力所能及的财政支持。目前中国的钠冷实验快堆工程进展顺利，希望能够按期进行调试和试运行；山东荣城“高温气冷堆示范工程”项目已经进入实施阶段；最近国家科技部在“973”计划项目中批准了8个核电科研设计单位“超临界水堆关键科学问题的基础研究”，形势令人振奋。中国是个能源消费大国，面临的能源问题非常尖锐，多方面开展能源科研工作是迫切需要的。但技术创新，单靠国家安排，政府出资，数额有限，总是杯水车薪，力不从心。成果受益的企业和部门的积极性和主动性没有发挥出来，更不用说民营企业的积极性和创新精神了。机制上存在问题，应当在制度上创新，鼓励工业企业开展科研创新，和专业科研院所、大学相结合，开展项目带动的科研攻关。在这方面，华能集团的精神，值得学习和发扬。
在SVBR系统研发、甚至引进方面，中国有无可能出现新局面？
参考资料
1．Oleg Saraev PROSPECTS OF ESTABLISHING A NEW TECHNOLOGY PLATFORM FOR NUCLEAR INDUSTRY DEVELOPMENT IN RUSSIA Rosenergoatom Russia International Congress on Advances in Nuclear Power Plants Nice, May 13-18, 2007
2．Alexei Breus, Russian Duma calls for national strategy favoring fast
reactors NUCLEONICS WEEK
4．Russia's first nuclear power plant with SVBR-75/100 reactor unit will go on line in the city of Novovoronezh 2007 8 17
5．1AEA-TECDOC-1056 Nuclear heat applications:Design aspects and operating experience Proceedings of four technical meetings held between December 1995 and April 1998 p165-176.
6. IAEA-TECDOC-1536 Status of Small Reactor Designs Without On-Site Refuelling January 2007 p511-550
7. G.I.Toshinsky, A.V.Zrodnikov, V.I.Chitaykin,
O.G.Grigoriev
8. A.V. Zrodnikov,G.I. Toshinsky, O.G. Komlev, U.G. Dragunov, V.S. Stepanov, N.N. Klimov, A.V. Dedoul I.I. Kopytov, V.N. Krushelnitsky, ““Concept of Small power Reactor Installation Concept of Small power Reactor Installation without Refuelling During Lifetime (SVBRwithout Refuelling During Lifetime (SVBR--75/100)75/100)”” IAEA 21IAEA 21--25 November 200525 November 2005
9. TECDOC-1451-Innovative small and medium sized reactors Design features, safety approaches and R&D trends p159－170
10. Bruce W. Spencer THE RUSH TO HEAVY LIQUID METAL REACTOR COOLANTS – GIMMICK OR REASONED Proceedings of ICONE 8 8th International Conference on Nuclear Engineering April 2-6, 2000, Baltimore, MD USA ICONE-8729
11. Hartmut U. Wider, Johan Carlsson, Klaus Dietze
12. Kazuaki Matsui： Innovative Nuclear Energy Systems。The Institute of Applied Energy。
13. Ehud Greenspan Thoughts on furthering sustainable nuclear power with low proliferation risk Department of Nuclear Engineering University of California, Berkeley USA gehud@nuc.berkeley.edu Workshop on Nuclear Power Growth: International Cooperation Woodrow Wilson International Center for Scholars Washington, DC, May 9, 2007
14. US DOE Office of Nuclear Energy The U.S. Generation IV
Fast Reactor Strategy
15. H.Wider, J.Carlsson, JRC / Inst. for Energy, Petten, Netherland E. Loewen, INEEL, USA Renewed Interest in Lead Cooled Reactors INES1,Japan
16. Il Soon Hwang (hisline@snu.ac.kr) A Sustainable Nuclear Energy Model Korea Seoul National University, Seoul, Republic of Korea SNU Management of Technology June 19, 2007
17. IAEA-TECDOC-1289 Comparative assessment of thermophysical and thermohydraulic characteristics of lead, lead-bismuth and sodium coolants for fast reactors June 2002.
缩略语
AAA－先进加速器应用
ADS－加速器驱动系统
ANL－阿贡国家实验室
BN-350－350MWe钠冷快堆（已停役）
BN－钠冷快堆（俄罗斯）
BREST－铅冷快堆（俄罗斯）
CBR－堆芯增殖比
CPS-控制保护系统
CRIEPI－电力工业中心研究所
DUPIC－一种新的核燃料闭环战略：处理LWR的乏燃料，加工成氧化物燃料棒直接用于LFR或SFR堆芯，作为堆芯装载。（韩国）
EC－欧盟
EFPD－有效满功率天数
ELSY－欧洲铅冷快堆
ENHS－密闭核热源
EP-823－俄罗斯研制的耐腐蚀不锈钢
FBR－快增殖堆
FIMA－已裂变原子所占可裂变原子的百分数
FZK－卡尔斯鲁厄核子研究所
Gen-IV－第四代核能系统
GFR－气冷快堆
GIF－第四代国际论坛
GNEP－全球核能伙伴
HMR-重金属堆
I&C－仪表与控制
IAEA－国际原子能机构
INL－爱达荷国家实验室
IPPE－物理与动力工程研究所（俄罗斯）
J-FBR－日本快增殖堆
JNC－日本核循环发展研究所
JRC－联合研究中心
LANL－洛斯阿拉莫斯国家实验室
LBE－铅铋共晶体
LFR－铅冷快堆
LLNL－洛仑兹利佛莫尔国家实验室
LMFBR－液态金属冷却快增殖堆
LMR-液态金属堆
LSPR－模块式LBE冷却快堆
LWR－轻水堆
MCP－主循环泵
MES－三菱工程与船舶制造公司
MINATOM－俄罗斯原子能部（？）
PBBFR－LBE冷却直接接触式沸水快堆
PEACER－防扩散环境友好容错可持续经济反应堆（韩国）
PGU－燃气涡轮机发电机组
PHRS-非能动余热排出系统
Prol.-Res.－防扩散
R&D－研究与开发
RDIPE－动力工程发展研究院
Rosatom－俄罗斯原子能公司（？）
SFR/MA－反应堆乏燃料/微量阿系元素
SFR－钠冷快堆
SGTR-蒸汽发生器传热管断裂
SG-蒸汽发生器
SMR－小型和中型堆
SSTAR－小型安全可运输自动控制反应堆r
STAR-H2－异型制氢STAR
STAR-LM－异型液态金属冷却STAR
STAR－安全可运输自动控制反应堆
SVBR－液态铅铋冷却快堆（）
TECDOC－IAEA出版系列技术文件中的普通报告
UCB－加州大学伯克力分校
UREX＋Pyro－铀提取工艺＋高温冶金后处理工艺
VGTR－甚高温气冷堆
VHTR－甚高温堆
VVER－压水堆（俄罗斯）
喜欢
0
赠金笔