can陆堆堆芯结构的发展

can陆堆堆芯结构的发展

1加拿大重水堆核级设备现状在世界上，大多数核电站技术已经发展成为一个商业规模大、并且可以先后建设的项目，主要是压力容量器的低压轻水炉（pwr）和压力管道的压重水炉（kodu）。前者源于美国海军投资开发的核潜艇动力堆,而后者是由加拿大原子能公司(AECL)原创开发成功的CANDU重水堆,也是本文要讨论的内容。中国大陆已建成并投入商业运行的共9台核电机组中,秦山三期核电站采用两台CANDU6型机组(图1),其余的是压水堆。加拿大是世界上不仅成功地原创开发了一种有竞争力的商用堆型,而且使其在国内和国际市场得到持续发展的为数很少的几个国家之一。从二战时美英加三国核能合作计划开始,加拿大在1944年就建立了世界著名的乔克河国家实验室,1945年建成美国之外的第一个核反应堆,1947年建成当时世界上功率最大和中子通量最高、以重水为慢化剂、天然铀为燃料的大型重水研究堆。1952年,加拿大政府正式成立加拿大原子能公司(AECL:AtomicEnergyofCanadaLimited),致力于核反应堆和相关技术的研发、设计和商业化推广应用。AECL早已发展成为一家世界领先的核技术与工程公司,为全球各地的电力业主提供CANDU核电站及相关技术服务,包括项目承包、工程设计、建造管理、调试支持、特种设备、运行服务、核废管理和电站退役等。在1962年CANDU原型堆和1967年第一台商用规模的CANDU机组相继建成投产之后,加拿大安大略省在1971～1993年间共建造了20台功率在60万kW与90万kW两种系列的CANDU机组,使核电比例迅速达到约50%。另外,有4台70万kW级的CANDU6机组在1980年代初建成,两台在加拿大国内,一台在韩国,另一台在阿根廷。近十多年来,CANDU技术在中国、韩国、罗马尼亚、印度等核电新兴国家得到迅速发展。印度已经实现了重水堆技术的全面本土化,韩国在建成第三、四台机组之后也快速实现了75%以上的国产化能力。截止2006年中,全球已建成45台CANDU型机组(图2),约占世界核电机组总数的10%,现有5台CANDU型机组在建,占全球在建核电机组总数的约18%。还有不少国家,包括加拿大本国的电力业主,正在与AECL合作进行项目可行性研究,计划建设一批新的CANDU机组。AECL的CANDU机组产品目前主要有两个系列:70万kW级的第二代半成熟技术CANDU6,重水慢化,重水冷却,可用天然铀,已有十个机组建成投产;120万kW级的第三代半技术ACR-1000(图1右),重水慢化,轻水冷却,用稍加浓铀或其它加浓核燃料,计划2010年在北美开始建设。2cand堆芯如图3所示,CANDU核电站的基本流程与通常的压水堆(PWR)核电站完全一样:有两个主回路,一回路为反应堆冷却剂系统,主要由反应堆堆芯、主泵、蒸汽发生器、稳压器(图中没有显示)等组成;二回路由蒸汽发生器、汽轮发电机组、冷凝器、给水泵等组成。核裂变反应在堆芯中进行,产生的能量主要释放在核燃料棒内;经主泵加压的高压冷却剂从核燃料棒的表面快速地冲刷流过,同时不断地把热量带走;高温高压冷却水在蒸汽发生器的U型管内快速流过时不断地把热量传递给管子外侧的水,而水沸腾所产生的高温高压水蒸汽推动汽轮机,从而带动发电机发电。与通常的压水堆一样,堆芯和一回路所有带核的设备完全被包容在安全壳内,使其与二回路汽轮发电机系统以及环境隔离。所以,CANDU核电站实际上是一种广义上的压水堆核电站。它们不仅基本原理和系统流程一样,常规岛部分所采用的汽轮发电机等一系列设备和相关技术基础基本上也是一样的,而且除了反应堆本体之外,核蒸汽供应系统所用到的主要设备,如蒸汽发生器、冷却剂循环泵、稳压器等也都是类似的。据估计,CANDU与普通压水堆电站大约75%以上的设备基本上是相同的,对先进CANDU反应堆ACR-1000而言,这个比例会更高。两种核电站技术是建立在相同的核电工程技术与核电产业装备能力基础之上,完全兼容,相互补充。CANDU与PWR核电站的主要差异在于堆芯结构。PWR堆芯是单个庞大的高压容器(图4左),所有的燃料组件、控制棒组件、兼作慢化和冷却用的高温高压水,以及其它堆内构件全部装在里面,停堆后上封头可以打开。而CANDU堆芯(图3和图4右),其承压边界是由几百根直径很小(约10cm)的水平压力管燃料通道组成的,高温高压冷却水在管内流动;同时,每个压力管燃料通道内装有12个简单短小的燃料组件,在不停堆换料时,两台装卸料机分别与选定通道的两端相接(图3),使得新燃料和乏燃料组件可以出入。这些燃料通道从一个卧式圆筒形的排管容器的两端穿过,燃料通道外侧和容器内壁之空间则充满低温(约75℃)低压的重水慢化剂,而整个排管容器置于充满水的屏蔽箱体之内。总之,CANDU堆芯结构可以归纳成5大基本特点:①模块化堆芯,②重水慢化剂,③燃料简单,④不停堆换料,⑤固有应急热阱。正是由于这些堆芯设计理念上的特点,决定这种堆型的巨大优势和发展灵活性。3两种机组的性能对比CANDU堆芯结构的基本特点带来了下述一系列发展优势,使得这种反应堆技术可以更好地适应未来核电持续发展的需要。优势一、模块化堆芯;制造简单、可批量生产、可更换因为堆芯是由大量压力管等模块件组合而成,避开了庞大压力容器相关的大型锻件和压力容器高难度制造技术及较高的成本投入,所以CANDU技术相对来说更容易快速实现全面本土自主化。印度是一个很好的例子,在从加拿大引进两台机组的基础上,全面实现了国产化,截止2005年底印度已经建成投产14台CANDU型机组,4台在建。对于已经拥有一定PWR基础的国家,CANDU技术的国产化会更加迅速、成本更低。韩国是一个典型的例子,在建设第三、四台机组时就实现了设计自主化和75%以上的设备国产化能力,并且很快就开始参与国外同类机组项目分包,包括供应设备和技术服务。相反,对压水堆而言,压力容器相关技术常常成为进一步提升自主化能力的一个重要制约因素。CANDU模块化堆芯的零部件可以大批量生产,不象压水堆的压力容器会受到大型锻件生产周期长、供应短缺、高难度制造技术等问题的影响。模块化堆芯可以通过更换,来大幅度延长反应堆的寿命。先期投入运行的CANDU6机组的业主正在积极准备将其寿期延长到六十年,而新设计的机组寿命则是六十年甚至可以更长。相反,对压水堆而言,要确保压力壳的六十年寿期,仍然有待实践检验。优势二、燃料设计简单:经济性好、易于实现本土化、易于储存处理CANDU燃料棒束组件外形短小(长约50cm,外径10cm),结构简单,采用UO2陶瓷燃料芯块和锆合金包壳(图5左)。相比之下,压水堆的燃料组件很长(大约4m,边长0.2m),结构也复杂(图5右)。简单短小的CANDU燃料组件设计,意味着燃料制造厂家投资小,燃料生产成本低,业主的燃料采购成本和相关运行管理费用也随之下降。所有引进CANDU机组的国家,建成第一个机组后,很快都实现了燃料组件制造的国产化。中国包头核燃料厂也早已建成投产,为秦山三期供应燃料组件。由于燃料组件简单短小,CANDU乏燃料的操作、运输、储存和处理都相对简单。AECL已经开发出整套成熟、经济的乏燃料干法储存技术(图6),并且得到广泛应用,初步解决了乏燃料储存问题。优势三、重水慢化剂:高中子经济性和燃料循环灵活性CANDU堆著名的突出优点是它的高中子经济性。其中最主要的原因是采用了重水作慢化剂,重水对快中子的慢化能力较强,而它对中子的吸收却极少(还不到轻水的六百五十分之一)。另外,不停堆换料、简单的燃料组件设计和堆芯中含有较少对中子有害的结构材料等因素,也显著减少了中子的损失。由于中子经济性好,所以CANDU堆能够“烧”各种难“烧”的核燃料,包括天然铀、轻水堆乏燃料、铀钚混合燃料和钍基燃料等,而且核燃料的利用率很高。比如,CANDU6采用天然铀燃料,生产单位电能所需要的天然铀比通常的压水堆少30%;加上燃料组件设计简单,制造成本低,生产每度电的燃料循环费用大约比PWR少一半以上;还可以避免投入巨资建造铀浓缩工厂或从国外进口浓缩铀。相反,压水堆用的是轻水慢化剂,大量的中子被吸收掉,所以不能用天然铀作燃料,只能用加浓铀,核燃料的利用率也低。由于优越的中子经济性、不停堆换料和简单的燃料组件设计这些优点,CANDU反应堆是现有商用堆中能够提供充分的燃料循环灵活性,也即不需要对系统作大的改动就可以使用多种不同的核燃料。所以,掌握一种堆型技术,可以满足和适应未来长远的需要。特别是当天然铀价格飙升时或资源短缺时,CANDU堆可以改用不同类型的核燃料。这对像中国这样铀资源不足的国家,具有重大的战略意义;实际上很多核电大国都有过重水堆发展计划,但由于各种原因没有能坚持到底,使其得不到大规模商业化应用。印度是个例外,重水堆和钍燃料的大规模利用是印度核电发展战略的核心。优势四、不停堆换料:容量因子高,大修安排灵活,燃料管理方便由于燃料组件简单短小,又加上反应堆堆芯是水平管道式的,这使不停堆双向装卸燃料成为可能。不停堆换料带来的好处是多方面的:①有助于提高电站的容量因子;②大修计划的安排相对灵活,而压水堆等换料时就必须强制停堆;③CANDU创造和保持着连续运行894天的世界记录,现有一些CANDU机组已经在向36个月大修周期的先进目标迈进,而先进CANDU堆ACR-1000就是按照这样的设计指标进行;④强有力和灵活的燃料管理手段,使过剩反应性最小化,提高核燃料的利用效率,能及时把破损的燃料组件从堆内取出,也便于应用先进燃料循环。优势五、固有安全性高:低压低温的慢化剂环境;慢化剂和屏蔽水多重应急冷却能力;两套快速停堆系统CANDU有两套独立的快速停堆系统。由于工作环境是低压低温的慢化剂,控制棒靠重力和弹簧加速下落,液体中子毒物注入靠压缩气体膨胀力,这种依靠自然力动作的快速停堆系统高度安全可靠。相反,压水堆等要考虑高压水力弹棒等一类事故。不停堆换料使得后备反应性维持在最低的水平,控制装置反应性总价值小,另一方面瞬发中子寿命长,反应性能引发的瞬态幅度很有限,加上CANDU有两套快速反应和非能动停堆系统,因而从根本上提高了固有安全性。堆芯中的承压边界是由分散到了几百个小直径的压力管组成,每个压力管象保险丝一样,个别压力管失效不可能导致象压力容器式反应堆要考虑的压力边界整体丧失的一类极端严重事故。因而CANDU堆事实上可以排除压水堆等必须考虑的发生高压熔融喷射而危及安全壳屏障的这样严重事故情况。由于堆芯结构的特殊性,在大破口失水事故同时堆芯应急冷却系统失效这种双重事故叠加的情况下,慢化剂仍然可以起应急热阱的作用,保持燃料通道的完整性。除了慢化剂之外,整个排管容器外侧表面浸泡在大容量的屏蔽水体之中,即使发生了极不可能的大破口失水事故,同时加上堆芯应急冷却系统失效,再加上让慢化剂任其烧干这样三重事故叠加的假想情况,堆芯可能会严重变形,一些燃料通道会逐渐熔化坍塌到排管容器底部,但体积很大的屏蔽水还可以吸收热量,保证容器的包容能力。因此,排管容器起一种固有“堆芯捕集器”的作用,可避免影响到下一道屏障,即安全壳。优势六、成熟数字化控制CANDU核电站是世界上最早实现和应用数字化计算机控制和运行的商用堆。1971年投入运行的第一个大型商用CANDU机组(PickeringA)就大规模采用了数字化计算机直接控制,而现代的CANDU6机组(如秦山三期机组)的数字化控制已经达到了一个很高的水平,全面应用到了反应堆功率控制,热传输系统控制,蒸汽发生器二次侧控制,汽轮机控制,装卸料机不停堆换料控制,报警、显示和其它信息处理等各方面。有两台计算机同时运行,每一台都能完全独立进行全厂控制,当一台万一出现故障则自动切换到另一台;如果两台计算机同时出现故障,则自动停堆。只有在较小的局部回路上采用了常规的模拟控制仪表,但同时为所有安全相关系统设置了常规显示和报警信号仪表,以便在两台计算机都发生故障并自动停堆后,可以对全厂安全进行监控。在30多年CANDU数字化控制的实践应用和丰富经验基础之上,AECL已经开发出智能化的运行支持系统,已经在部分运行的核电站中得到应用,并将在ACR-1000设计中得到全面应用。优势七、大量生产同位素由于特殊的堆芯结构和反应堆物理特点,CANDU堆在发电的同时还可以利用调节棒装载靶件大量生产钴-60等放射性同位素,而不会对电力生产有影响。钴-60在医疗用品消毒、食品保鲜和储存、材料改性等方面有着广泛的用途,是辐照高新技术不可缺少的原料。全世界的90%钴-60来源于CANDU反应堆。优势八、建造快、造价有竞争力AECL保持着优异的按时按预算建设CANDU电站的纪录。以中国首座CANDU核电站项目为例,秦山三期建设了两台70万kW级的CANDU6型机组。1号机组于2002年12月31日投入商业运行,比原计划提前43天,从第一罐混凝土到商业运行只用了54个月,创造了中国核电建设最短工期记录(图7);2号机组于2003年7月24日投入商业运行,比原计划提前了112天。两台机组不但提前建成投产,节省预算10.6%,而且工程质量达到了国际高标准,秦山三期项目取得巨大成功。如中国翻版自主建设本土化的CANDU6技术,必将在工期和造价等方面取得进一步改进。优势九、运行性能好、容量因子高由于不停堆换料、在线维护能力强等特点,CANDU机组以长期连续运行、容量因子高而著称。目前秦山三期两台CANDU6机组运行出色,寿期容量因子也是中国所有运行核电机组中最高的(图8)。秦山三期项目的成功又一次证明了CANDU6这种机组的突出优点.CANDU6自从1983年第一台机组投入运行以来,全球已有10台机组投入,运行业绩普遍很好(图9)。2004年底的平均寿期容量因子高达87.7%,其中还有三个机组进入全球十佳行列,其容量因子年平均值也明显高于其它堆型。4acr-100的集成优化应用由于其独特的模块式燃料通道堆芯结构特点,AECL在CANDU6等成熟机组技术的基础上,开发了融合轻水堆和重水堆优点的第三代半的渐进革新型设计ACR-1000,即功率为120万kW级的先进CANDU反应堆。通过保留CANDU堆型的优势特点,同时引入一系列经过验证可行的设计革新和成熟技术的集成优化应用,ACR-1000达到更高的安全性标准和更高的运行性能,而且建造更快,造价更低,运行更为经济。限于篇幅,本文不进行详细介绍。以ACR-1000为基础,AECL在研发更先进的第四代压力管式超临界水冷堆(SCWR)(图10)。作为ACR-1000设计的自然延伸,CANDU超临界水堆将采用超临界水为冷却剂,保留重水为