核专业知识讲座第四代核能系统.ppt

1,核专业知识讲座 第四代核能系统,2,一、第四代核能系统简述,六种第四代核能系统,3,1.气体冷却快堆系统（GFR),系统描述：气体冷却快堆是一种快中子能谱的氦气冷却反应堆，具有封闭的燃料循环。堆芯布局可以基于菱形的块状、柱状或板状燃料组件进行布置。GFR采用直接循环的布朗循环气轮机进行发电，或者可以随时利用其为生产氢的热化工产品供热。,4,优点：快中子跟锕系元素结合将放射性废物减到最少。能更有效利用易裂变和可转换的材料。发展情况：GFR的技术主要来源于大量的热中子气体反应堆和少量的快中子气体冷却反应堆的设计。英、德、美、日、中、南非、俄。,5,2.铅冷却快堆系统（LFR）,系统描述：铅冷却快堆是一种快中子能谱的铅或铅/铋合金液态金属冷却的反应堆，并且具有封闭的燃料循环，便于可转换铀的有效转化和锕系元素的管理。,6,优点：装置具有较长的寿期，整个堆芯可以在工厂制造组装完全、不需要任何电气化学方面的能量转换。发展情况：俄罗斯潜艇用的铅-铋合金冷却反应堆技术、一体化快堆金属合金燃料重复利用和再加工技术的开发。,7,3.熔盐反应堆系统（MSR）,系统描述：熔盐反应堆是在超热能中子谱反应堆和完全重复利用锕系元素的燃料循环，以及在熔盐燃料混合物的循环流动中产生裂变能。熔盐燃料流经石墨堆芯通道，产生超热能中子。在熔盐中产生的热量通过一台中间热交换器传递到二回路冷却系统，然后通过一台三级热交换器传递到能量转换系统。,8,优点：采用封闭的燃料循环特别能够提高钚和微量锕系元素的燃耗。熔化的氟化盐具有优良的热传递性能，并且蒸发压力非常低，降低了压力容器和管系的应力。发展情况：主要是用于航天器推动。1954年的航天器反应堆试验对堆能否达到的最高温度(850)进行了验证。以及溶盐燃料的稳定性问题及与石墨镍基材料的兼容性问题。,9,4.钠冷却快堆系统（SFR）,系统描述：钠冷却快堆是一种快中子能谱的钠冷却反应堆，具有封闭的燃料循环，有利于锕系元素的有效管理和可转换铀的有效转化。该系统重要的安全特征是较长的热响应时间、较宽的冷却剂沸腾范围、主回路系统在接近大气压的条件下运行、在一回路系统中的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有一个中间的钠系统。,10,优点：SFR 可用于电力市场，同时由于SFR是快中子能谱反应堆，SFR更能够有效的利用那些可再利用的易裂变和可转换的材料。发展情况：法国、日本、德国、英国、俄罗斯和美国等国家已建造和运行了钠冷液态金属反应堆,功率范围从1.1MWt到1200MWt不等。,11,5.超临界水冷却反应堆系统（SCWR),系统描述：超临界水冷却反应堆系统是一种高温高压的水冷反应堆，它可以在高于水的热力学临界点的工况下运行。反应堆所采用的燃料为氧化铀。SCWR系统设计的主要目的是为了生产高效的电力产品。,12,优点：系统的热效率比目前的轻水反应堆高大约三分之一，同时也可以简化装置的配置。发展情况：其中许多技术可以在现有的轻水堆和超临界水冷化石燃料商用电站中找到，目前还没有SCWR的原型堆。,13,6.超高温反应堆系统（VHTR）,系统描述：超高温反应堆系统是一种石墨慢化氦气冷却的、具有一次性铀燃料循环的反应堆。反应堆是一个600MWt的堆芯，它与一台中间热交换器相连进行热量的传递可以用于生产氢产品、或为石化工业或其它工业用途供热。,14,优点：高效率，可以用于供热、发电。同时，灵活地采用铀/钚燃料循环并有助于废物的最小化。发展情况：基本技术已经在先前的高温气冷堆项目中形成了，在中国的HTR-10中也准备验证在10MWt的功率水平上进行发电和热电联供的可行性。,15,二、第四代核能系统的研究开发计划,第四代核能系统的目标是使这些系统能够在2030年之前得到广泛的应用下表列出了六种第四代核能系统研究开发的主要时间节点及其研究开发所需的经费初步预算。,在可行性研究和论证阶段，要证明一些关键技术是可行的如果上述两个阶段的研究工作进展顺利的话，至少还需要用6年的时问开展实际验证 工作，估计需要几十亿美元的资金。,16,中国核电的未来,目前，中国核电发展已经走过了20年的路程，运行与在建的核电机组总容量已接近10GW，核电发电量约占全国总发电量的2%左右，已形成了浙江秦山、广东大亚湾、江苏田湾三大核电基地，因此已具备了稳定发展的基础。第四代核电中，达成共识的六种新型核电堆型中至少三种是快堆，由此可见由热堆电站向快堆电站过渡的态势。中国已开始快堆技术的开发研究，在国家“863计划”的支持下，中国的实验快堆正在加紧建设，预计在“十一五”初期即可建成并投入运行。目前我国加快大型快堆电站的开发，争取跨越式发展，力争2020年建成中等规模的原型快堆电站，并具备相应的闭合燃料循环能力，争取在2025年开工建设大型快堆示范电站，并在2030年后不久建设具有国际上第四代核电技术特点的商用核电站。,