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美国第四代核电技术再度上演“起大早赶晚集” 两条腿走路奋起追赶中俄

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 黄琨 • 2020-10-21 09:45:30 来源:前瞻网 E6643G0
100大行业全景图谱

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近期,全球核能领域迎来了2件大事。

首先是10月16日,在福岛核事故过去近10年后,日本方面不打算再自己解决自己造成的所有问题,要将这10年间储存下来的放射性废水全部排放进太平洋,让全世界共同为自己的错误“买单”。

尽管还没做出最后结论,但是日本官防长官加藤胜信表示,内阁会议将在10月底前正式决定。同一天,日本经济产业大臣梶山弘志也表示,政府会“尽快确定”。日媒的梳理也表明,排水入海方案其实早已确定,日本政府早想这么干了。

为了冷却出事的福岛反应堆,日本要不断向其注入海水,最初几年每天产生核废水400-500吨,即便去年开始降到170吨左右,到今年9月累积的总量也达到了123万吨。

事发之初,东电曾直接将第1批1.15万吨核废水排入太平洋,结果在事故第1个月,整个太平洋就都监测到放射性物质,第2个月还扩散到了更大的海洋区域。如果现在这超过100万吨全排进太平洋,后果不堪设想。

当然,其具体影响我们现在还不知道,真正的后果可能也要很长时间才会显现出来。而在短期内,另一件事对核电领域的影响可能要大得多。

美国能源部上周宣布,将在7年内,资助私营企业使用新技术建造2台全新的核反应堆。结合美国今年上半年发布的《恢复美国核能竞争优势》报告,这可能意味着,在过去十几年间心存顾忌的美国人,可能会重新义无反顾地投向核电的怀抱了。

在之前的文章《“华龙一号”逆袭AP 1000,见证中国核电的历史性超越》中,前瞻经济学人介绍了核反应堆技术的一些基本知识,同时也梳理了第一、二、三代核电站发展历程,以及中国如何在第3代核电技术上历史性地超越美国。

在那篇文章中,我们提到,目前的核反应堆可以按中子能谱分为热中子堆和快中子堆(FNR);而热中子堆下面,根据冷却剂和慢化剂的不同可以分成高温气冷堆(GCR)、重水堆(PHWR)和轻水堆;在轻水堆中,又能根据设计原理分成压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)。

而在世界核能协会发布的年度报告中,也是大致将全球核电站分成了这样几种:

分类

不过,这实际上是非常简略的分法,因为它们是要么按照中子能量,要么按照冷却剂,要么按照慢化剂区分,实际上现实中有许多交叉和重叠的部分,比如在快中子堆中也有使用气体作为冷却剂,气冷堆中也有用轻水作为慢化剂的。

按照稍微详细一些的分法,各种反应堆技术可以分成下图中的线路:

核电站

前面那篇文章已经说到,尽管是美国和欧洲共同制定了第三代反应堆技术标准,但是作为美国技术象征的AP 1000反应堆技术一开始并未达到预设标准,在2011年福岛核事故后又失去了继续发展所需的市场,反而开始落后于中国。

根据美国能源部的说法以及近期的消息,新建的2台反应堆中,由泰拉能源公司(TerraPower)和通用电气-日立核能公司共建的属于采用熔盐储能的钠冷快堆,而另一家X-energy公司的则是高温气冷堆,均属于第四代反应堆。

和第三代反应堆一样,在第四代反应堆上,美国也是占了先机的。早在1999年6月的核学年会上,美国就提出了相关概念,并在2000年牵头拉拢法国、英国、日本等核电先进国家成立了Gen-IV(第四代)国际论坛,并完成制定了Gen IV研发目标计划。

结果,他们又重复了三代堆上“起大早赶晚集”的剧情。

首先要说明的是,核电划代实际上不是个非常严格的事情,只是一个约定俗成的划分。不同代际的核电技术,未必在核心技术上有很大不同,可能只是在理念上做出了改变。

比如第三代核电站相较于第二代,技术上没有很大变化,只是在核电站整体设计上,在预防和缓解严重事故的安全性和寿命上提出了更高要求以及一些新理念。

同样,第四代核电站技术是在第三代的基础上,提出了更高的安全性和经济性标准,唯有“不依赖铀资源的先进燃料循环”这点可能比较有新意。

在具体堆型上,Gen-IV国际论坛确定了6种反应堆堆型作为发展方向,包括超临界水冷堆、高温气冷堆、熔盐堆、钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆。美国这次研究的就分属其中2种。

首先科普一下钠冷快堆技术。

“快堆”全称是快中子反应堆,是和热中子(也称慢中子)反应堆对应的概念。

上世纪30年代,科学家发现一些质量非常大的原子核,像铀、钍和钚等,在吸收1个中子后会分裂成2个或更多个质量较小的原子核。这就是核裂变。

在这些大质量原子核裂变成小质量原子核的过程中,它们还会放出2个或以上数量的中子,这就会导致周围的同类原子核继续吸收原子核,继而分裂。这么一个原子核接一个原子核的核裂变反应,就是链式核反应。

不过,并不是所有中子都能和原子核反应,不同能量的中子和不同原子核的反应概率不同。在过去,大多数核反应堆都是使用铀235作为原材料,而铀235捕获低能中子的能力远强于高能中子。

所以,传统的反应堆中都要添加一种慢化剂,使之前释放出来的高能自由中子慢下来。中子慢化的原理是让中子原子核进行弹性碰撞,导致能量减少而减速。最好的慢化剂是与中子质量相近的原子,比如水中的氢原子、石墨中的碳原子等,所以水和石墨是最常见的慢化剂。

经过慢化的中子就是慢中子,更多的称呼是热中子。所以传统只用铀235为材料的反应堆被称为慢中子反应堆。

然而,在天然铀材料中,铀235的含量仅为0.72%,99.27%都是铀238。过去建设核电站,都要辛辛苦苦把天然铀提纯,使铀235的浓度达到3-4%,但这依然会留下96-97%无法处理的放射性核废料。

不过,科学家们早已发现,铀238会吸收快中子变成铀239,铀239很快会衰变为镎239,镎239又会很快衰变为钚239,而钚239是可以在快中子冲击下,发生类似铀235的裂变反应的。

那么如果用占多数的铀238吸收少数铀235裂变释放出来的快中子,使之转化为钚239,再让快中子和钚239碰撞,发生裂变,那么就把铀238利用了起来。此外,每个铀235核裂变所产生的快中子,可以使12-16个铀238变成钚239,这等于说在反应过程中,核燃料是“越烧越多”的。

这就是快中子堆的原理,同时,因为核燃料“越烧越多”这个情况,它也被称作增殖反应堆。

之前的文章我们已经介绍过传统的核反应堆。从结构上看,快堆和其大体上类似,主要的不同点在于堆芯和冷却剂。

反应堆

快堆的堆芯由燃料和增殖层组成。燃料采用处理好的钚239,并在四周包围了一层铀238构成的增殖层,用以吸收铀235释放的中子并衰变成钚239。

冷却剂方面,传统的反应堆使用的是水,同时起到冷却堆芯和慢化中子的作用。而现在需要快中子,就不能用水了。在上面的图中,快堆有铅冷、锂冷、钠冷、气冷4种,其中,钠冷和气冷是研究较多的,而钠冷又是最被看好的。

这是因为钠的原子质量大,不容易在碰撞后造成中子能量损失,同时它也不太吸收中子。同时,液态钠的导热性良好,自身沸点又高达890℃,不像水那样必须施加高压才能避免沸腾,这就降低了对管道材料的要求,提高了安全性。

相比之下,高温气冷堆相较传统堆型的革新幅度更小一些,只不过,它在堆芯设计、冷却剂和慢化剂选择上都有了改变,在安全性上有着革命性的提高。

以我国正在研发的石墨球床高温气冷堆为例,它堆芯内的燃料并非像传统堆型那样的燃料棒,而是一个一个小球。球的最外层是石墨,石墨层里面是稍微松散的石墨填料,石墨填料中又均匀分布着更小的球,这就是燃料球。

燃料球中心是二氧化铀燃料,往外是各种材料构成的保护层,包括多孔的碳保护层、热解石墨、碳化硅,然后又是1层热解石墨,一切都是为了导热设计的。

其中,石墨既可以良好导热,又可以起到慢化剂的作用。

反应堆

把燃料棒改成燃料球的好处在于,首先,根据简单的几何知识,许多球堆在一起,他们的周围会自然形成均匀的空隙,提供良好的散热条件。

反应堆采用氦气作为冷却剂,它的好处在于:它是惰性气体,有效降低了反应堆一回路冷却剂的放射性,另外也避免了冷却水沸腾的风险;可以达到很高温度,足以承受石墨球正常情况下900℃的高温。

此外,就算氦气泵停机,燃料球内的石墨填料本身也足够容纳很大热量,足以坚持到反应堆安全停堆。

高温气冷堆的大致结构如下:

反应堆

其中红色的是石墨球,里面是燃料球,黄色是氦气冷却剂,右边的管道是二回路的液体,经过氦气加热流出推动发电机工作。值得一提的是,由于氦气比较安全,高温气冷堆也可以不用采用双回路设计,只需要在一回路中使用氦气透平机推动发电机工作。

采用球状燃料堆还有一个好处,那就是更换燃料时,不需要先停机,再把燃料棒拔出、插入。新的燃料球可以在运行过程中,从反应堆的顶部直接填装到反应堆中,而从反应堆的底部排出。极大提高了换料的安全性。

排出的燃料球将通过燃耗检测,如果燃耗没有达到设计指标,则会通过专门的换料系统重新加载到堆中。

总的来说,高温气冷堆就是在安全方面极度加强的堆型。清华的示范堆曾经不止一次表演过,在不插入控制棒的情况下停止冷却的氦气泵,整个堆芯迅速达到热平衡,进而安全停堆。

有意思的是,尽管美国在20年前就牵头提出了第四代反应堆的概念,但在宣布要建造这2种堆型时,他们已经变成了追赶者。

需要再次强调的是,核反应堆的划带不是个非常严格的事情,尤其是在技术上。实际上,现在第四代反应堆所应用的技术,很多都是全球科学家们几十年前就探索过的。

近年来核电技术的发展,更重要的是在产业应用方面进行提高。在这方面,美国很落后。总体而言,自三厘岛事故后,美国社会对核电都产生了巨大的担忧,整个核电行业发展都放缓,颇有些因噎废食的感觉,而福岛核事故又再次加强了这种担忧。

自2007年中旬以来,美国共批准了26个新核电站项目,然而到今天为止,只有1台将投产。此外,2020年,美国印第安角2核电站还被提前4年关闭。

具体到这次的技术上,美国本来也是最早投入试验的国家。然而,自1989年最后一台高温气冷堆停堆后,他们再也没有建过新堆。相反,我国在建的100兆瓦HTR-PM核电站,将是未来几年乃至十几年最先进的商用堆。

此外,作为全球首座第四代示范堆的石岛湾核电高温气冷堆首台反应堆,10月19日冷态功能试验一次成功,标志着我国具有完全自主知识产权的国家科技重大专项高温气冷堆核电站示范工程通过了针对反应堆性能的首次全面考验,取得了全面进入调试阶段以来重大节点的首战胜利。

而在钠冷快堆方面,技术积累最深厚的是俄罗斯。其BN-800是目前运行功率最大的钠冷快堆,而法国的Superphénix曾经超过BN-800,但已于1997年停堆,此后再也没有那么大功率的钠冷快堆。美国曾在几十年前建过试验堆,但是也没了下文。

中国在钠冷快堆技术上的主要方向是和俄罗斯合作。此前的中国实验快堆(CEFR)就是在俄罗斯的帮助下建设并运行的,不少核心部件直接从俄罗斯进口。根据新闻报道,CEFR于2014年12月15日首次达到100%功率,标志着我国全面掌握了快堆的设计、建造、调试、运行的核心技术。

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