全球核電的現(xiàn)狀與發(fā)展趨勢(shì)

全球核電的現(xiàn)狀與發(fā)展趨勢(shì)

1我國核損害能力是能源安全的重要支點(diǎn)原子能是世界發(fā)展的需要。未來20-25年的能源需求是當(dāng)前的兩倍，在2050年達(dá)到三倍。能源持續(xù)增長與消費(fèi)石化燃料帶來的溫室效應(yīng)之間矛盾解決的唯一答案只有核能。核能是一種可大規(guī)模使用的安全、經(jīng)濟(jì)的工業(yè)能源。目前世界上有441座發(fā)電用反應(yīng)堆,向世界提供約17%的電力。美國現(xiàn)有103座核電堆在運(yùn)行,提供了20%的電力。法國的這一比例更高達(dá)75%。在這些地區(qū),核電的發(fā)電成本已經(jīng)低于煤電。核電站是最衛(wèi)生最安全的發(fā)電設(shè)備,據(jù)美國統(tǒng)計(jì),1942年到1975年,核工業(yè)每萬工時(shí)發(fā)生各種事故不到其他工業(yè)事故的1/3,放射性事故僅占0.4%。據(jù)法國環(huán)保機(jī)構(gòu)統(tǒng)計(jì),從1980年到1986年,全法國核電發(fā)電量占全部發(fā)電量的比例從24%發(fā)展到70%,因而二氧化硫排放量減少了56%,氧化氮的排放量減少了9%,塵埃減少了36%,大氣質(zhì)量有明顯改進(jìn)。進(jìn)入21世紀(jì)核能發(fā)電出現(xiàn)了新的勢(shì)頭。2006年2月20日美國總統(tǒng)布什宣布將于2010年恢復(fù)核電站建設(shè)。2002~2025年的日本核電規(guī)劃將增加9GW,俄羅斯和東歐等轉(zhuǎn)型經(jīng)濟(jì)體國家的核電規(guī)劃將增加19GW,中國等新興經(jīng)濟(jì)體國家的核電規(guī)劃將增加58GW。國際原子能機(jī)構(gòu)預(yù)測今后25年全球能源需求增長60%,最好是核能補(bǔ)缺。核電是世界上最安全的工業(yè)之一,越來越多的人們已經(jīng)認(rèn)識(shí)到核能是不排放溫室氣體、能經(jīng)濟(jì)和安全進(jìn)行大規(guī)模開發(fā)的唯一的技術(shù)。我國核電研發(fā)始于上世紀(jì)70年代到80年代,90年代初有突破性進(jìn)展。1981年11月秦山核電站一期工程30萬kW核電廠開始建設(shè),1991年12月并網(wǎng)發(fā)電,使我國成為繼美、英、法、前蘇聯(lián)、加拿大、瑞典之后世界上第七個(gè)能夠自行設(shè)計(jì)和建造核電站的國家。1994年2月和1994年5月大亞灣核電站(引進(jìn)法瑪通公司2×98萬kWM310型壓水堆核電機(jī)組)分別商業(yè)運(yùn)行。我國核電第二個(gè)建設(shè)高潮是相繼開工的四個(gè)核電項(xiàng)目:自主設(shè)計(jì)、自主建造秦山二期核電站;嶺澳核電站引進(jìn)法國法瑪通技術(shù)并有所改進(jìn),設(shè)備國產(chǎn)化、管理自主化有較大提高;秦山三期核電站從加拿大AECL引進(jìn)重水堆核電機(jī)組;田灣核電站從俄羅斯引進(jìn)的壓水堆核電機(jī)組。截止到2004年9月,我國共有9臺(tái)核電機(jī)組投入運(yùn)行,裝機(jī)容量達(dá)到700萬kW。2003年底,我國核電發(fā)電量占全國總發(fā)電量的2.3%;核電裝機(jī)容量占全國電力總裝機(jī)容量的1.63%.。在浙江、廣東兩省,2003年核發(fā)電量均超過本省總發(fā)電量的13%,核電成為當(dāng)?shù)仉娏?yīng)的重要支柱。2005年以后在建機(jī)組全部投產(chǎn)后,我國核電將有11臺(tái)機(jī)組、裝機(jī)容量900萬kW,屆時(shí)核發(fā)電量占全國發(fā)電裝機(jī)總?cè)萘康?%左右。2當(dāng)前和第四代核電站的設(shè)計(jì)目標(biāo)2.1第三代堆場核水堆采用非能動(dòng)安全措施的氫氧核級(jí)第一代核電站:始于上世紀(jì)50年代到60年代開發(fā)的輕水冷卻反應(yīng)堆(LWR)。第二代核電站:在第一代反應(yīng)堆的基礎(chǔ)上,開發(fā)出了大型的壓水堆和沸水堆。第三代核電站:目前我們所處階段:正在進(jìn)行標(biāo)準(zhǔn)化、最佳化設(shè)計(jì)和大力采用非能動(dòng)安全措施的核能發(fā)電技術(shù)的前期。第四代核電站:較之前三代核電站有革命性改進(jìn)(革新型),即:降低建造成本;改善安全性(尤其是公眾的安全);實(shí)現(xiàn)廢物量的最少化;減少核物質(zhì)擴(kuò)散的可能性。第四代核電是1999年6月美國能源部核能科學(xué)與技術(shù)辦公室首次提出的概念。2.2堆芯損傷的安全性第四代核能發(fā)電系統(tǒng)是既適合于核能發(fā)達(dá)國家也適合于發(fā)展中國家并具有競爭力的下一代核能系統(tǒng)。其設(shè)計(jì)目標(biāo)是:①基礎(chǔ)電力成本無論是建在美國國內(nèi),還是建在其他國家,都必須具有與其他電力資源的價(jià)格競爭力。成本約為3美分/kW·h。②投資風(fēng)險(xiǎn)必須最小。希望投資費(fèi)用1000美元/kW,建造時(shí)間在3~4年。③必須具有更高的安全性系數(shù),不僅要得到國家的安全法規(guī)官員的認(rèn)可,還要得到一般公眾的認(rèn)可。其中降低發(fā)生堆芯損傷的可能性是必需的條件:第四代反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)要公開,通過具有透明度的綜合反應(yīng)堆試驗(yàn),證明在最可能發(fā)生事故的的條件下也不會(huì)發(fā)生重大堆芯損傷。這就是說,在事故易發(fā)的溫度下,使用不熔化的堆芯燃料和包殼材料及化學(xué)反應(yīng)性小的冷卻劑,并利用非能動(dòng)冷卻導(dǎo)熱系統(tǒng),實(shí)現(xiàn)將堆芯溫度維持在允許的范圍。④從采礦到燃料制造、反應(yīng)堆運(yùn)行、廢物處理的全部燃料循環(huán)、運(yùn)輸、反應(yīng)堆解體及去污的所有過程,在第四代反應(yīng)堆中,必須從最初就要有所考慮。尤其是在所有廢物的處理流程中,都應(yīng)有徹底解決的方案。并且,第四代反應(yīng)堆在設(shè)計(jì)上要做到將產(chǎn)生的廢物量減少到最低限度,例如燃料要達(dá)到極高的燃耗深度等。⑤對(duì)于核擴(kuò)散具有更高的防止法規(guī),將來自核燃料循環(huán)的回收物質(zhì)應(yīng)用于核武器的路完全堵死。第四代核電站研究開發(fā)計(jì)劃列于表1。3第四代核電站對(duì)燃料和材料的要求和研究計(jì)劃3.1超臨界水冷堆scwr材料研究第四代核電站的主要技術(shù)措施列于表2。目前核電站材料選擇是40年以前的系列,雖然經(jīng)過了改進(jìn)但還遠(yuǎn)不能滿足第四代核電站對(duì)核燃料和材料的要求。第四代核電站要求高燃耗、高溫堆芯、長壽命,達(dá)到經(jīng)濟(jì)的競爭性指標(biāo),即3美分/kW·h,1000美元/kW,3~4年建成;高度安全,非能動(dòng)導(dǎo)熱等。要滿足高參數(shù)的第四代反應(yīng)堆的需要,必須采用革新的材料科學(xué)方法,革命性地拓展材料性能限值。超臨界水冷堆(SCWR)材料研究必須解決三方面的重要課題:①超臨界水的輻射分解特性;②超臨界水與燃料包殼堆內(nèi)構(gòu)件材料的相容性;③超臨界水冷卻劑化學(xué)的控制技術(shù)。開發(fā)SCWR候選材料的評(píng)價(jià)指標(biāo)包括力學(xué)性能、尺寸穩(wěn)定性和耐蝕性能,可供考慮的材料如鐵素體和鐵素體/馬氏體鋼、奧氏體鋼、新的氧化物彌散強(qiáng)化(ODS)、非晶態(tài)合金以及晶界工程合金等。目前正在應(yīng)用并持續(xù)改進(jìn)的高燃耗耐蝕Zr基合金(核燃料包殼和堆內(nèi)構(gòu)件材料)是否能用于SCWR,這是首先應(yīng)當(dāng)研究評(píng)價(jià)的。研究在全新的冷卻劑化學(xué)和輻射化學(xué)條件下鋯合金的腐蝕機(jī)理、合金化學(xué)和冶金變量對(duì)氧化性能的影響,根據(jù)試驗(yàn)確定工程上可行的高溫使用區(qū)。3.2測試和試驗(yàn)研究的基本內(nèi)容美國推出的關(guān)于SCWR燃料和包殼的國際核能研究計(jì)劃(I-NERI)為:①提高高燃耗時(shí)鋯合金的耐腐蝕性能;②現(xiàn)有燃料包殼中設(shè)置陶瓷纖維的包殼層;③鋯包殼防腐蝕用陶瓷涂層的相關(guān)研究;④高燃耗深度的燃料基體開發(fā)。在國際核能研究計(jì)劃框架內(nèi)美國的國家核能研究計(jì)劃(NERI)提出了一系列基礎(chǔ)課題:首先,要進(jìn)一步弄清鋯合金的腐蝕機(jī)理,采用詳細(xì)特性研究和模型分析方法,研究控制腐蝕行為的一些關(guān)鍵參數(shù)。要精確確定各種機(jī)理必須在二元和三元合金上進(jìn)行研究,采用特殊的實(shí)驗(yàn)設(shè)計(jì)以便單獨(dú)觀察單個(gè)參數(shù)對(duì)腐蝕過程的影響。計(jì)劃的目標(biāo)是開發(fā)和示范水冷卻堆鋯基合金的耐腐蝕性能改進(jìn)的技術(shù)基礎(chǔ),并開發(fā)出具更優(yōu)良耐腐蝕性能的鋯基合金。這些現(xiàn)有商業(yè)鋯合金大都是通過合金元素加入、試驗(yàn)、評(píng)價(jià)、優(yōu)化組成和機(jī)械熱處理工藝的經(jīng)驗(yàn)方法形成的。雖然用這種經(jīng)典方法進(jìn)一步改進(jìn)性能還是有可能的,但是要使耐腐蝕性能有較大改善就需要更進(jìn)一步了解合金化學(xué)和顯微組織對(duì)氧化膜保護(hù)層的結(jié)構(gòu)和保護(hù)作用退化的影響機(jī)理。因此,提出的技術(shù)路線集中在弄清所選合金的各個(gè)化學(xué)和冶金變量對(duì)氧化膜性能的影響;鑒定哪些因素能顯著降低腐蝕速率,這些知識(shí)將作為新合金成分和工藝路線設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)。將用真空電弧爐熔煉出一系列被測試合金(modelalloys)的小鈕扣鑄錠,然后通過熱加工工藝減薄成條帶,進(jìn)行高壓釜試驗(yàn)。要制備和試驗(yàn)兩個(gè)系列的測試合金:第一個(gè)系列是為了揭示鋯基體中的溶質(zhì)原子對(duì)腐蝕速率的影響(重點(diǎn)是化學(xué)價(jià)和溶質(zhì)原子濃度的影響)。第二個(gè)系列是為了顯示沉積相對(duì)腐蝕過程的影響(重點(diǎn)是沉積相的尺寸、體積分?jǐn)?shù)和類型)。這些合金將在不同的高壓釜環(huán)境中試驗(yàn),測定氧化膜生長速率和轉(zhuǎn)折點(diǎn)氧化膜厚度,這些氧化膜包括輻照后的氧化膜,測定控制腐蝕速率的兩個(gè)參數(shù)(氧輸運(yùn)性能和轉(zhuǎn)折點(diǎn)膜厚度)與氧化層顯微組織的關(guān)系。先進(jìn)測試技術(shù)包括同步輻射微束X射線衍射儀、熒光分析(在新近的NERI計(jì)劃中阿貢國家實(shí)驗(yàn)室用先進(jìn)中子源開發(fā)的技術(shù))、橫截面透射電鏡(TEM)、氧化膜應(yīng)力測定、納米硬度(nano-indentation)。本計(jì)劃對(duì)科學(xué)和技術(shù)的貢獻(xiàn)在于提高腐蝕行為的預(yù)測能力,以及提高獲得高性能鋯合金的可能性(這些鋯合金在目前的LWR和先進(jìn)的LWR以及SCWR的苛刻的運(yùn)行工況下具有優(yōu)良的耐腐蝕性能)。鋯包殼管的先進(jìn)陶瓷防腐蝕法:這是旨在提高高燃耗率的輕水堆燃料用鋯合金的耐腐蝕性的相關(guān)提案。輕水堆燃料性能受熱工、化學(xué)、力學(xué)性能制約,鋯合金的燃料包殼腐蝕是其主要制約因素。近來,佛羅里達(dá)大學(xué)已研制出金屬層粘著性良好的陶瓷薄膜,有效地增強(qiáng)了鋯包殼強(qiáng)度。鋯包殼的陶瓷涂層,即采用各種化學(xué)氣相沉積法(ChemicalVaporDeposition),在鋯上沉積碳化硅和碳化鋯的涂層。重點(diǎn)是涂層粘著性,采用氧化鋯柔軟膜方法等,對(duì)涂層的粘著性和防腐蝕效果進(jìn)行評(píng)價(jià)。第二階段研究將針對(duì)輕水堆下一代包殼材料。驗(yàn)證其陶瓷包殼的適用可能性。燃料包殼用連續(xù)陶瓷纖維復(fù)合材料:這是關(guān)于輕水堆燃料的金屬包殼改進(jìn)的提案,在現(xiàn)有鋯包殼中,設(shè)置由陶瓷纖維(CFCC)組成的包層,主要實(shí)現(xiàn)對(duì)事故時(shí)完好性的強(qiáng)化。計(jì)劃以輕水堆燃料為對(duì)象,選擇2~3種材料,制作出試驗(yàn)用試件,與鋯試件的腐蝕進(jìn)行比較試驗(yàn),對(duì)耐失水事故(LOCA)性能進(jìn)行評(píng)價(jià)。耐放射性SiC/SiC:這種改進(jìn)陶瓷復(fù)合材料的特點(diǎn)是耐高溫(>1000℃)和其高溫引起的高熱效率運(yùn)行,提供了設(shè)計(jì)核裂變堆的潛在可能性。碳化硅是一種非常難以與放射性水反應(yīng)的物質(zhì),一旦在反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料中使用,會(huì)有助于減少高放廢物量。陶瓷基體復(fù)合材料是為了實(shí)現(xiàn)在高溫區(qū)的應(yīng)用而研發(fā)的。在包覆燃料顆粒中SiC起壓力殼作用,可耐1600℃高溫。目前主要用于HTGR,今后可能用于SCWR。壓水堆蒸汽發(fā)生器的晶界應(yīng)力腐蝕破裂的機(jī)理研究;輻照誘發(fā)應(yīng)力腐蝕裂紋(IASCC)的機(jī)理調(diào)查及新材料的開發(fā);反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料(奧氏體不銹鋼、壓力容器用鋼及鋯)在輻照下變形模式的變換實(shí)驗(yàn);為了改善反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料耐環(huán)境破裂性能等,采用界面控制和組成控制的結(jié)構(gòu)材料設(shè)計(jì)法的研究;耐輻照性能良好的合金開發(fā)、評(píng)價(jià)研究等一批重要課題作為第三代核電站應(yīng)用和向第四代核電站的過渡研究仍然受到國際范圍的極大重視。4對(duì)現(xiàn)代核制造材料的應(yīng)用應(yīng)注意的問題(1)核能是不排放溫室氣體,能進(jìn)行經(jīng)濟(jì)、安全和大規(guī)模開發(fā)的唯一的技術(shù)。高溫化學(xué)工藝核能制氫為即將到來的氫能源和大規(guī)模核