新能源產(chǎn)業(yè)振興規(guī)劃將將被改變的核反應堆

新能源產(chǎn)業(yè)振興規(guī)劃將將被改變的核反應堆

隨著《十大工業(yè)振興計劃》的發(fā)表，最近也有關于新能源工業(yè)振興計劃的消息。那么，新能源產(chǎn)業(yè)復興計劃的重點是什么？這些行業(yè)直接受益嗎？。中國可再生能源學會副理事長、中科院能源委員會委員王孟杰表示,出臺的新能源產(chǎn)業(yè)振興規(guī)劃將會與該規(guī)劃已公布的《可再生能源中長期發(fā)展規(guī)劃》、《可再生能源發(fā)展“十一五”規(guī)劃》相一致,而根據(jù)我國“十一五”期間電力工業(yè)“優(yōu)化發(fā)展火電、有序發(fā)展水電、積極發(fā)展核電、加快發(fā)展氣電、大力發(fā)展風電”的發(fā)展方針,核能將是發(fā)展重點之一。按照《核電中長期發(fā)展規(guī)劃》確定的我國核電發(fā)展目標,到2010年在運行核電裝機容量1200萬kW,到2020年新建31座核電站。目前,在運行裝機容量4000萬kW,在建核電裝機容量1800萬kW。到2035年,我國核能裝機容量在電力結構中的比例應達到20%,可以預見核能建設在近幾年內將進入超高速發(fā)展階段。為了實現(xiàn)國家核能戰(zhàn)略目標,必須開發(fā)超越傳統(tǒng)技術(如第二代核反應堆以及21世紀初興建的第三代核反應堆,第三代核反應堆具有更高的效率和安全性,但本質上是對二代核反應堆概念的一種改進)的第四代核反應堆技術,以提供更高效、更經(jīng)濟、更安全、對天然鈾利用更充分、產(chǎn)生更少固體廢料的核電能。事實上,新一代核電廠對熱力學效率、建筑與運行成本、安全系數(shù)、廢棄物毒性以及世界鈾資源的利用效率提出了更高要求。然而,這一切都需要進行創(chuàng)新型的設計,使核電廠能夠在更高溫度、更強腐蝕性的冷卻劑以及更大輻射量的環(huán)境下運作,所有這些都對反應堆堆芯材料的要求更為嚴苛。許多人認為,世界上任一種正在研究的新概念核反應堆的成功實現(xiàn),都面臨著同一個問題,即高性能材料的發(fā)展。核反應堆系統(tǒng)的特點一般表現(xiàn)為冷卻劑(水、氣體、液態(tài)金屬、熔鹽)的不同以及裂變反應發(fā)生的中子能量狀態(tài)(快中子或熱中子)。裂變反應中,中子作為副產(chǎn)物持續(xù)產(chǎn)生,具有1～2MeV的高能量;在一些核反應堆中(熱中子反應堆),中子能量被降至約1MeV甚至更低,以提高特定鈾同位素如鈾235的中子裂變反應幾率;而在另一些反應堆中(快中子反應堆),需要維持中子的高能狀態(tài),可使如鈾238此類天然非裂變同位素轉變?yōu)橐琢炎兊耐凰?從而實現(xiàn)核燃料的充分利用。現(xiàn)有的商業(yè)化核電廠主要是以水為冷卻劑的熱中子清水反應堆,而液態(tài)鈉則是快中子反應堆的冷卻劑。除了冷卻劑和裂變過程外,核反應堆與煤電廠和天然氣電廠類似,都是將熱能傳遞給冷卻劑用以驅動渦輪機發(fā)電。因此,反應堆堆芯以及安全殼所用到的特殊材料(以及用于安全存儲核廢料的材料系統(tǒng))是核電技術面臨的關鍵挑戰(zhàn)。美國能源部以及第四代核技術國際論壇已經(jīng)發(fā)布了一份題為“第四代核能系統(tǒng)技術路線圖”的報告,該報告確定了6種第四代核能系統(tǒng)的反應堆技術概念,分別是超臨界水冷反應堆(SCWR)、鈉冷快堆(SFR)、鉛冷快堆(LFR)、超高溫氣冷快堆(VHTR)、氣冷快堆(GFR)以及熔鹽反應堆(MSR)。表1總結了這6種類型反應堆的基本特點以及各主要部件可能采用的材料,表中還將現(xiàn)有的2種二代輕水反應堆——壓水反應堆(PWR)和沸水反應堆(BWR)納入了比較范圍。反應堆堆芯的設計需要將核燃料與循環(huán)的冷卻劑保持隔離,以避免受到放射性裂變材料以及裂變產(chǎn)物的污染,因此所有的反應堆堆芯設計都有一個甚至更多隔離層用于遏制核燃料裂變,以使裂變過程中產(chǎn)生的巨大熱量能夠傳遞給冷卻劑,這些設計可分為3大類,如圖1所示。在第一類中,核燃料以丸狀或棒狀形式裝在被稱為包殼的環(huán)形套筒中(圖1a),核燃料可以是金屬或陶瓷形態(tài)(氧化物、碳化物或氮化物),而包殼通常是合金。輕水反應堆、超臨界水反應堆、鈉冷快堆、鉛冷快堆以及不同氣冷快堆都采用這種堆芯結構,只是在燃料、包殼形式以及冷卻劑方面有較大區(qū)別。第二類反應堆堆芯的核燃料采用球狀形式,外裹多層石墨或熱解碳以及結構陶瓷如SiC等用于盛放裂變產(chǎn)物以及傳導熱量(圖1b),球體為直徑約1mm的小顆粒,包裹在球狀或塊狀結構石墨中,通過氦進行冷卻。超高溫氣冷快堆采用的即為這類燃料形式。第三種類型的反應堆采用了聯(lián)合燃料-冷卻劑結構,該結構中,核燃料與冷卻劑同為一體(圖1c)。某種該類反應堆就是使鈾均勻溶解于熔鹽冷卻劑中,在反應堆容器中循環(huán)流動。在所有情況下,材料面臨的挑戰(zhàn)均來自于核燃料產(chǎn)生的高溫、強烈的核輻射以及冷卻劑穩(wěn)定性等問題,因此,核燃料、包殼、結構材料、反應堆容器以及這些材料與冷卻劑的相互作用,構成了21世紀新概念高效核反應堆的最大挑戰(zhàn)。一、在抗輻射劑和高溫下應用先進反應堆堆芯所用到的結構材料,面臨著前所未有的來自溫度、輻射劑量和壓力的要求。與當前的輕水反應堆相比,先進設計的共同特征是高溫,還一個特點就是裂變中子所引發(fā)的劇烈撞擊位移損傷,以dpa(displacementsperatom的縮寫)為單位進行量化,1dpa的損傷程度對應為材料中全部原子的位移。通過由原子擴散引起(利用特別設計的抗輻射材料,具有大量納米級點缺陷復合中心)的自愈合過程,絕大多數(shù)位移損傷缺陷可以得到復合,進而使累積的輻射損傷維持在較低的水平。高溫、大劑量的操作環(huán)境,對結構材料的強度、蠕變、蠕變疲勞以及低溫下的斷裂韌度提出了更高的要求。顆粒強化是增大材料在高溫下強度的方法之一,但是輻射會改變物相的穩(wěn)定性,許多用于強化的金屬間物相都會變得不穩(wěn)定,為此,氧化物彌散強化合金成為近來人們關注的熱點,如納米級的二氧化鈦、氧化釔,這些氧化物在輻射狀態(tài)下更加穩(wěn)定,與鐵素體馬氏體合金相比,高溫下的強度更高。有文章指出,使用這些合金將面臨制造、脆化以及與環(huán)境之間的可能有害化學作用等挑戰(zhàn)。作為絕大多數(shù)反應堆設計的首要安全結構,壓力容器也同樣需要強度更高的材料。二、氣冷制備石墨及陶瓷化合物當由中溫設計轉向接近1000℃的高溫設計時,結構材料所面臨的挑戰(zhàn)就顯得非常大了。與復雜高功率能源系統(tǒng)中大量用到低塑性材料的工程設計一樣,中子位移損傷引起的性能退化是一大挑戰(zhàn)。在氣冷反應堆的極端操作溫度下,石墨和陶瓷化合物是結構材料的首選材質,石墨的六邊形密堆積晶體結構要求采用特殊制造的“核子”級石墨,方能滿足所期望的組分有效使用期限,這樣石墨對中子位移損傷就呈現(xiàn)出各向異性的響應;對于那些需經(jīng)受相對較大位移損傷或工程壓力的組分,就要用到陶瓷化合物而非石墨。隨著計算程序的發(fā)展,未來核能體系中前景材料及燃料新的建模示例出現(xiàn)了,憑借微觀層面的新結果、計算技術及科學的進步、原子物理冶金學的突破,以前根據(jù)經(jīng)驗的模型正在被更加物理的模型所取代。有文章總結了有關氣冷反應堆石墨及陶瓷化合物研發(fā)的一些進展。高溫氣冷反應堆系統(tǒng)的一大關鍵挑戰(zhàn)就是研發(fā)合適的高熱傳導材料,這種材料用于反應堆外部的熱交換器,與此同時,超耐熱合金以及難熔金屬也是人們所關注的對象。三、射輔助損傷的原理第四代核能系統(tǒng)的冷卻劑同核裂變產(chǎn)物之間的相互作用,是目前輕水反應堆面臨的巨大挑戰(zhàn)之一。高溫輻射將加速材料的腐蝕和氧化,使之退化,尤其是輻射輔助(irradiationassisted)脅強腐蝕裂化問題在第四代核能系統(tǒng)中更加嚴重,幾乎是第二代核能發(fā)電系統(tǒng)的10倍多。此外,由于第四代核能系統(tǒng)的工作溫度要比之前的核能發(fā)電系統(tǒng)高得多,因此需要使用不同的冷卻劑,如在超臨界狀態(tài)下使用的水、液態(tài)金屬(如納、鉛鉍合金)、熔鹽和高壓氦氣等。在高溫條件下,腐蝕和氧化不可避免,冷卻劑回路被破壞發(fā)生泄漏的時候,不同冷卻劑之間將會發(fā)生化學反應(如鈉與水的反應)。四、原子嬗變對多態(tài)性能的影響核燃料的設計者必須全面綜合地考慮各種核燃料,如核燃料本身及其包層,并且確保包層在各種情況下發(fā)揮其作為第一層屏障的限制作用。未來的核能系統(tǒng)對核燃料提出了更多的要求,核燃料必須在極端運行條件下保持穩(wěn)定。許多核能系統(tǒng)的操作溫度都非常高,舉例來說,鈉冷(U,Pu)O2燃料快速反應堆的中心溫度超過2000℃。在高溫條件下,核燃料經(jīng)受著非常高的輻射(主要由裂變產(chǎn)生的反沖離子導致)傷害。在裂變中,約有10%～30%的原子裂變成了其他原子,而這將導致核燃料的物理特性(如導熱性等)發(fā)生改變,由于其物理化學特性,核燃料的裂變產(chǎn)物將向溫度較低的區(qū)域移動,在某些情況下,核燃料將同包層發(fā)生化學反應。目前的核燃料研究主要著眼于對所有相關現(xiàn)象進行解釋并建立模型,并開發(fā)新的燃料和理論。裂變燃料主要分為氧化物燃料,如UO2或(U,Pu)O2;碳化物燃料,如(U,Pu)C;氮化物燃料,如(U,Pu)N以及金屬燃料(UPuZr)。重原子的密度、中子特性、導熱性、熔點、環(huán)境的化學相容性等等,這些主要因素都是選擇燃料時需要考慮的。此外,不同的燃料及反應堆類型也要采用不同的包層,輕水反應堆采用的是鋯合金覆層;快速反應堆則采用的是鐵覆層;而第四代核能系統(tǒng)覆層面臨的主要挑戰(zhàn)是,開發(fā)并驗證擁有極佳膨脹特性和抗腐蝕性的新型耐高溫鋼材,在強輻射損傷下仍能保持較好的機械特性。在氣冷快速反應堆中,核燃料的第一層包層工作溫度超過1000℃,而這意味著核燃料可能被陶瓷(如纖維補強碳化硅基陶瓷復合材料,fiberreinforcedsiliconcarbidecomposites)污染,由于高延展性和強韌性是包層材料必要的典型特性,陶瓷材料的地位受到了嚴重挑戰(zhàn)。超高溫反應堆中使用的粒子燃料使用了多層熱解碳和陶瓷作為包層材料,由于裂解燃料體積較小,因此這種做法是可行的。五、國際研究計劃正在研究新的廢水處理材料和方案未來的第四代反應堆擁有更高的效率和更高的運轉溫度,能夠有效回收利用嬗變所產(chǎn)生的“次錒系核素”(镎、镅、鋦),從而減少長壽命廢料的數(shù)量。然而,必須處置的廢物將永遠存在,并且對于日益增加的全球核能利用來說,一個重要內容就是要找到可以有效固化核廢料的可靠材料,或者是用于臨時貯藏或者是用作深埋地底的基體。當前的國際研究計劃正在研究用硼硅酸鹽玻璃和經(jīng)特殊設計的復雜陶瓷長期儲存放射性廢料的有關材料科學問題。對于現(xiàn)有核能系統(tǒng)和提議的未來第四代反應堆系統(tǒng),不同潛在廢料形態(tài)的強致電離輻射場、各種各樣的化學活性以及廢料的時間性化學變化與放射性衰變提出了眾多材料科學挑戰(zhàn),研究員正在借助各種先進的實驗和建模仿真工具尋找解決方案?？傊?設想的第四代核反應堆系統(tǒng)擁有更高的運轉溫度和置換損害等級,一些新型冷卻系統(tǒng)的潛在利用可能會引入新的化學兼容性