第四代核能发展的困境Word文档下载推荐.docx
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首次发电,用四个点亮的灯泡标志这一历史事件
从发现核裂变至今只有70年,但核电装机达到370百万千瓦(GWe),占世界电力容量的16%、发电量的20%、一次能源供应的6%,成为不可或缺的三大能源支柱之一,是人类智慧创造的伟大奇迹!
尽管发现自然界可能裂变的物质只有铀和钍,目前利用的核能还限于天然铀中含量0.71%的铀-235,但科学实践证明天然铀和钍中蕴涵的核能都能开发出来。
铀和钍是地球壳层含量比较丰富的化学元素,除自然衰变成为“地热”和天然放射性本底与污染源外,其它用途有限。
但充分开发利用铀和钍的裂变能,就可最终解除世界能源供应的忧虑,改变几十亿人的生活方式,提高生活质量,使全人类活得有“尊严”。
因为,铀或钍的裂变能得到充分利用,一百万千瓦(1Gwe)的核电机组每年只需1吨核燃料。
2050年全世界90亿人口,按照西方先进国家人均耗能的1/2考虑(~3kWe,目前中国人均1.6kWe)[3],27000GWe核电机组,年需核燃料2.7万吨,靠现有的天然铀资源(470万吨)可供应~200年。
如果考虑陆地花岗岩和海水中的天然铀(分别为2200万吨和4亿吨),再加上钍资源,实际上可供应人类能源几千、上万年。
这是核科学界的“追求”和“梦想”。
它的代表人物、诺贝尔物理奖获得者、美国原子能委员会主席西博格1972年曾保证,“2000年前后核裂变不仅会在全球电力生产中占主要地位(随着快增殖堆份额的增加),而且我们还要依靠商业聚变与核推进宇宙飞船载人去火星”;
美国原子能委员会1974年预报,2000年美国核装机容量为1200GWe[4]。
然而目前的现实是,全世界运行的~440台核电机组,多是靠固体铀/钚燃料运行的热(中子)堆,卸料前增殖的钚裂变占输出热能的30-40%。
乏燃料卸出后,绝大多数现场冷却、储存,用增殖钚运行的反应堆很少。
自然界钍是铀资源的三至五倍,但只有印度计划大规模用于核电。
中国某些地方钍资源呈尾料、矿渣形态,严重污染着周边环境[5]。
2.近期发展核电,轻水堆是“唯一选择”
美国“智库”MIT(麻省理工学院)在核能上是个“中间”偏右的多学科研究机构,早在美国能源部发起研发“第四代”核能系统的初期(2003年)就在其综合报告“核能的未来”中明确表态,“在今后50年内,满足经济、安全、废物管理以及防止核扩散方面最好的选择是开环、一次通过燃料循环”。
而且说“在全球核电装机容量逐渐增长的情景下(如2050年达到1000GWe),有足够的铀资源可以合理的成本支持这个选择”[6]。
MIT物理学教授欧内斯特•莫尼斯(曾任能源部副部长)甚至断言,“未来几十年内,轻水堆(LWR)将是唯一选择”[7]。
所谓“开环”或“一次通过”核燃料循环,就是天然铀或浓缩铀燃料在反应堆内“燃烧”一次,出堆后经冷却、包装后放入地质处置场永存。
的确,目前世界在建与计划建造的核电机组,轻水堆占绝对优势,但对MIT“有足够铀资源”的乐观,认识并不一致。
1GWe的轻水堆机组60年运行寿期约需要1万吨天然铀,如电厂业主按40%的燃料准备,现有的资源就很紧张。
而且,要考虑世界日益紧张的能源供应现实引发的变化。
传统石油衰退即将来临,天然气的峰值也只是10年后的事件,而且比全球变暖的长远危机更加严重。
两组事件推动快速发展与部署低碳基能源系统。
可再生能源的最大限值是能源需求的20%,而且只适合人口分散的农村和边远地区。
除了化石燃料之外,世界能源供应只能依靠核能[8]。
1980年以来,石油消耗超过新发现,与2010-2015年石油峰的预计一致
近期发展核电,中国走在世界前列,为某些国家效法和羡慕。
有个美国人在网上写道,中国要建造那么多的核电而美国的议员们却无动于衷,“恨不得搬起椅子把他们砸醒”。
当前的事实是美国政府、特别是奥巴马政府基本上接受MIT的观点。
尽管突出节能和发展可再生能源,甚至花巨资投入碳捕获与扣押技术,但有可能发现其它措施作用有限(可再生能源)或不现实(碳捕获与扣押技术)之后,转而接受共和党的提案,建造更多的核电。
就在最近,奥巴马批准了“全美近30年来第一个核反应堆建设提供85亿美元的贷款担保”,而且“还要求国会将预算中与核能产业相关的贷款担保金额从185亿美元提高到540亿美元”。
日本经济产业省最近制定的能源基本计划草案,“以确保安全为前提,重点发展以核电为主的低碳电源,到2030年至少增加14座核电站,核电站利用率从现在的60%提高到90%”。
这是个重要信号。
说明西方世界尽管对核电仍然有点神经过敏,但有可能发生“急转弯”。
加上其它国家,包括印度、俄罗斯和其它国家庞大的发展计划,对世界铀资源可能出现短缺,不能掉以轻心。
正在北海下每天2700吨/天扣押CO2,占美国煤炭发射~0,03%
“热堆”取得这样的成就,得到这么多的重视与考虑,有现在的辉煌,而且还要“坚持若干年”,实在出乎核能先驱们的“意外”。
因为在他们看来,热堆的“优势”实在可怜(中子经济极差,热效率太低),发展热堆只是“权宜之计”。
“采用目前的反应堆,只利用1%左右的天然铀”,“核能可能注定要消亡”。
早就应该通过“闭(路循)环”,过渡到更先进的“增殖”堆了!
只要“闭环”的增殖堆实验成功并大规模部署,核燃料资源不存在“任何问题”。
3.核燃料“闭环”—核科学家的“伊甸园”
早在核能发展初期,核科学先驱们就清醒地认识到:
天然铀资源有限,靠消耗其中0.71%铀-235的热堆,核能毫无希望。
核裂变产生的长寿命、高毒性核素和裂变产物,经分离、嬗变成为短寿命或稳定的核素,才能得到社会公众的接受。
为此,必须建造“快堆”,把“可转换的”铀-238转化为“易裂变的”钚-239,在堆内多次循环,实现燃料“闭环”增殖,提取核燃料潜藏的全部量。
同时利用多余的中子与长寿命、高毒性核素和裂变产物反应,“嬗变”或分裂成为短寿命或稳定的核素。
某些难以嬗变的裂变产物,提取出来单独处理,做成“放射源”、医用同位素和微型电源等,变废为宝。
建造永久性“处置场”,使少量残留长寿命的、经济上不值得回收的废物与生物圈保持“隔离”,保护环境和周围居民的健康。
商用热堆乏燃料,铀占绝大部分。
反应堆运行,铀“转换”为钚,是快堆运行需要的核燃料。
长寿命、高毒性重核素—次阿系元素(MA)很少(主要是镎、镅和锔),可入堆“嬗变”为易裂变材料“销毁”。
核裂变的固态裂变产物大部分是稳定或短寿命的裂变产物,不到百年,可变为有用的矿藏。
其中稀土元素Tc、Ru、Rh、Pd,比地壳的富集度高百万倍;
放射性锶和铯是很有用的稳定“热源”;
长寿命的碘和锝需要入堆“嬗变”为稳定元素[9]。
按照核科学家的设想,乏燃料经“后处理”、快堆“嬗变”作“闭环”运行,“核废物”在500-1000年内放射毒性低于矿井内原始矿石的水平。
这将减轻远期泄漏或地质不稳定带来的任何危害的感觉。
在核科学家看来,乏燃料中的核“废物”是“宝藏”,负担很少,核能发展“前途无量”。
几十年的科学研究证明,核能先驱的理想是可以实现的。
但是,要把他们的梦想变为现实,还要花费几十年时间,克服许多理论和实践的障碍,经过许多的艰难曲折……
问题在于实现核燃料“闭环”,要把“后处理”、燃料制作和“快堆”增殖三个环节作为一个系统,进行“从摇篮到坟墓”式的系统分析,逐一检查并消除内部存在的“魔鬼”。
而过去的经验教训是,三个关键环节“各自为战”,系统分析不足。
“魔鬼在细节之中”,阻挡着核能顺利前行。
4.传统核能发展的困境
目前世界各国核燃料“循环”有三种选择:
“开环”、“闭环”和“等等看”。
“等等看”就是看核电发展的形势,怎么最“有利”就怎么干。
实际上,这不能称为一种“选择”,但近来持这种“选择”的国家越来越多,而且认为是“最聪明”的选择[10]。
“开环”就是核燃料在堆内“烧”一次,出堆后经冷却,作为核“废物”运到地质“处置场”作可回取或不可回取式的“最终处置”。
最初提出这种循环方式的是美国人,至今还在坚持的也是美国人。
但真正实际采用的可能只有准备分阶段“关闭”核电的国家。
世界上没有真正的核科学家会赞成这种循环方式,因为乏燃料的“内容”太珍贵了。
有人比喻说,这好比把刚刚在“壁炉”里烧糊了树皮的“原木”当垃圾扔掉了!
最近,美国的情况有变化。
面对新的能源危机和“节能减排”的压力,奥巴马政府采取的许多行动促使美国不能坚持“开环”:
军事核遗产和民用核废料是个沉重负担;
近期宣布撤回内华达州尤卡山(YuccaMountain)核废物处置场建造许可证申请,决定设立超党派的美国核未来“蓝带委员会”,就乏核燃料和核废物管理制定安全、长期的解决办法提出建议。
尽管“蓝带委员会”两年之内才能提出报告,但结果有可能放弃“开环”,选择“闭环”。
“闭环”的理由是使核能有实质性增长。
可分为“准”闭环和“完全”闭环,是目前世界各国普遍追求、“先易后难”的两种方案。
“准”闭环,又称“有限再循环”,就是乏燃料经“后处理”提取剩余的铀和经转换生成的钚同位素。
之后钚同位素加入浓缩工艺的尾料“贫铀”制成铀钚混合氧化物(MOX)燃料,重新入堆“燃烧”。
剩余的、堆内运行产生的次阿系元素(MA)和裂变产物共同作为高放废物处理(玻璃固化)或暂存(高放废液罐)。
MOX燃料多数作为热堆燃料循环1-2次,少部分作为实验性原型快堆的驱动燃料。
MOX乏燃料后处理试验证实可行,但没有足够的快堆消耗这种再循环的燃料,所以没有继续进行后处理[11]。
目前,法国和日本采用就是这种“准”闭环。
西方发达国家和许多核科学家对MOX燃料本身持有异议,担心社会公众反对,明确这种循环方式不符合第四代国际论坛的最新“要求”[12]。
“完全”闭环,还要提取乏燃料中所有的长寿期核素进入快堆“嬗变”,直至彻底“销毁”。
目前还没有“完全”闭环系统的国际范例。
有些国家在闭环方面采取了零星的步骤,最突出的是法国,但迄今为止还没有一个国家完成了这项任务。
4.1.“后处理”的挑战
目前世界核电机组运行卸出的乏燃料,大多临时储存在核电现场乏燃料水池或干式暂存罐内等待“处理”。
有的核电厂已经关闭,但乏燃料“去向”不明;
快堆“增殖”的核燃料还“闭锁”在乏燃料内。
全世界等待处理的乏燃料约200000吨,而且还以每年20000吨的速度增加。
其实,发展核电的国家都知道“后处理”的优势。
实际问题是选择什么后处理工艺,与现在运行或即将开发的快堆如何“配置”,安全与经济性能如何,存在广泛、而且尖锐的争议。
已经采用或还在研究的后处理工艺“名称”繁多,但基本上就“湿法”和“干法”两种,而且都源于美国。
“湿法”就是过去军用钚提取工艺,现已演进得比较成熟。
“干法”不能简单地军用,放弃了;
后来开发快堆又捡起来用于钠冷快堆EBR-II循环燃料后处理,而且很成功。
但是,用于民用核电乏燃料后处理,达到第四代核能系统设定的要求,两种工艺都要进一步开发,而且需要的时间很长。
美国最早采用“湿法”处理生产堆、两用堆乏燃料提取军用钚。
实践的结果是后处理现场若干液态高放废物大罐泄漏的威胁与核扩散风险,致使美国政府宣布放弃后处理,采用“开环”。
据说美国处理这种遗产,大概需70多年,费用约3000亿美元。
有人说“湿法”后处理1M3乏燃料产生5000M3高放废物和17000000M3低放废物[13],这也太恐怖了!
美国多数专家推崇“干法”,湿法很难获得通过。
目前美国没有运行的“民用”后处理厂。
英国、法国、日本、俄罗斯等执行乏燃料后处理的国家,采用集中式湿法后处理。
英国后处理厂经营状况不好,信用不良,缺乏国外订单,设备状态老化,宣布将要关闭[14]。
俄罗斯后处理厂规模小,设备老化,答应处理的国外乏燃料(包括国内快堆乏燃料)多储存在后处理厂水池内。
想扩大规模,但资金困难[15]。
日本从法国进口的800吨/年处理能力的后处理厂还在调试中,预计2013年投产[16]。
只有法国后处理厂从国外订单获得大量利润,而且利用预付定金扩大处理规模,还向美国能源部大力推销它的技术[17]。
这些国家也都在研究“干法”工艺,做“转身”的准备。
目前世界各国的“闭环”,实际上都是湿法-MOX燃料循环。
工艺流中的长寿命、高毒性次阿系元素和裂变产物混合成“废物流”,进入固化流程或在高放废液大罐内暂存。
同时都在进行次阿系元素和某些裂变产物靶件“嬗变”实验。
实验性凤凰快堆关闭后,法国、美国和俄罗斯都寄希望于日本的文殊原型快堆,希望得到“异质”靶件嬗变的“福音”[18]。
但文殊快堆的再启动时间“一拖再拖”。
幸运的是,2010年5月6日文殊快堆终于重新启动,但“如何防止再次发生事故是个重要课题”[19]。
美国阿贡实验室开发的“干法”后处理工艺广受青睐。
因为高温电冶金工艺,乏燃料无需冷却,废液量少,没有纯钚“流”,防扩散能力强。
但属半连续运行方式,在厚重屏蔽的热室内遥控完成乏燃料后处理和循环燃料制作全过程,产品质量保证和设备故障处理难度极大,还处在实验室或半工业规模阶段,距大规模商用还有很大距离[20]。
后处理工艺,无论干法还是湿法,都要使工艺流中核燃料与嬗变核素组分的工艺损失尽量少,进入废物流的阿系元素<
0.1%,使核废物地质隔离“万年”的问题化为几百年,甚至可“近地表处置”;
同时使产品(核燃料与嬗变核素)便于燃料或靶件制作,保证反应堆安全运行。
目前世界各国后处理厂、循环燃料加工厂都是地区集中设置。
适应未来众多、分散的快堆发电中心,频繁的乏燃料和循环燃料运输是很大的经济、安全和社会影响问题。
湿法后处理+循环燃料制作,乏燃料冷却、“老化”时间长,从出堆到再次入堆周期至少7年以上,基本上不适应未来的要求。
只有“干法”+快堆一体配置,前端和后端能够“从容不迫”。
美国钠冷快堆EBR-II采用这种配置,燃料组件从堆内卸出到重新入堆,最短周期28天[21]。
美国钠冷快堆EBR-II,反应堆+干法后处理+燃料制作“一体化”配置
世界各国循环燃料后处理,普遍倾向“干法”、“堆-化”一体配置。
这使美国显得比较超脱。
法国、日本和俄罗斯即使想“转身”,也存在很大经济压力。
很可能继续坚持原方案,但负担会越来越重。
两种后处理的经济成本都很高。
安全性方面,MIT的“外交”辞令是:
“对燃料循环总体上的安全知之甚少”。
欧洲人的评价也不乐观:
“┅每个人都意识到,达到希望之地的旅程要经过有许多险阻的荒漠,而且我们并不太确信前景会如同人们想象的那么光明”[22]。
有人从轻水堆乏燃料后处理工艺选择的经验教训得出结论,“技术发展的时间常数相对短(几十年),而废物技术选择的涵义影响深远(几百或上千年)。
应当花些时间慎重地选择正确的技术”[23]。
4.2.快堆安全问题
至今人们谈起新一代核能,仍以快堆为核心。
第四代国际论坛确定的六个核能系统,明确三个为快堆。
快堆系统中,钠冷快堆(SFR)占据“先天优势”。
和平利用核能,核科学先驱最先想到的是发展快堆。
二次世界大战结束后,费米博士最早动员他的学生、阿贡实验室主任沃利•齐恩组织核科学与技术专家开发快堆。
世界上最早证实核能发电的不是压水堆,而是阿贡实验室的钠(化钾)冷快堆EBR-I。
钠冷快堆的最大优势是“增殖”性能好,可将堆内大量铀-238转换为易裂变的钚,使核燃料越用越多。
如果没有包壳材料性能的限制,反应堆不用换料,能长期运行下去。
战后激烈的核军备竞赛中,快堆的这种特性对军方很有吸引力,美国EBR-I就是在军方强力支持下,在很短时间内建成的[24]。
经试验确认增殖能力后,又建造了钠冷实验核反应堆冷(SRE)。
连正在开发压水堆核推进器的海军,也建造了钠冷堆核动力推进的第二艘核潜艇海狼号。
不过,海军的实验不成功,很快被拆除。
而海军上将里克沃尔的结论意见,对钠冷堆很不利:
“钠冷快堆,建造昂贵,运行复杂,即使很小的故障也很敏感,使停堆持续很长时间…而且检修困难、费时”,至今仍被引为“经典”[25]。
美国以钠冷快堆为主的快堆技术发展很快,而且决定了世界快堆技术的发展方向。
其实,世界快堆近60年的发展史实际上就是SFR的发展史。
发展SFR的国家总计$500多亿的投入,300堆年的运行经验,技术和安全上有很大提高,但总体形象没有根本改善,从“确定论”观点,还得不出比现代轻水堆更安全、可靠的结论[26]。
1970年代美国政府全面停止快堆研发,英国原型快堆长期遭受热交换器泄漏的折磨,法国超凤凰刚建成即被迫关闭,日本文殊原型快堆钠泄漏成为公众关系灾难……世界仅存的“硕果”是俄罗斯的BN-600长期安全运行。
快堆研究活动陷入低迷、停顿状态,甚至有中断的危险,曾使IAEA呼吁“抢救”、保护快堆开发的知识遗产。
快堆技术发展的关键是冷却剂选择。
钠的核与物理性能优越,化学性能与工程应用也有很多优势。
但钠泄漏、与空气或水接触危险,使系统和设备设计变得异常复杂,仍然免除不了“钠综合症”的磨难,很难让非专业人士和普通社会公众对其安全有很强的信心。
现在,连高温气冷堆都在考虑液盐替代氦气作冷却剂或中间回路的传热剂[27]。
为什么SFR不考虑作适当的改变?
液盐就是液态氟化物,大气沸点1400℃,透明,抗辐照,性质类似水,而且是冷却聚变堆第一壁的首选。
液盐不是新技术,在炼铝行业有很久的应用历史。
作为冷却剂、传热介质,性能优于钠。
附图:
固态与液态氟盐
附表:
以100℃的冷却剂温升输运1000MWt,不同冷却剂的相对热输运能力[28]
(确定管道、阀门和热交换器的尺寸)
水
钠
氦气
液态盐
压力,MPa
15.5
0.69
7.07
出口温度,℃
320
545
1000
流速,m/s(ft/s)
6(20)
75(250)
输运1000MWt要求直径1m管道的根数
0.6
2.0
12.3
0.5
钠冷快堆的根本性问题是钠的特性能使倍增时间短,从安全角度考虑,增殖堆堆芯的“正空泡效应”不可接受。
这种效应可以缓解,但直接损害了堆的增殖能力。
快堆的安全与增殖是相互对立的[29]。
BN-600多年连续安全运行的原因值得深入总结,其增殖增益为-0.15。
降低增殖比“便于确保降低核电厂成本的同时解决安全问题”[30]。
俄罗斯的铅冷快堆(BREST,即LFR)符合第四代标准,入选为待开发的快堆系统。
世界多数核科学家对LFR的安全性评价很高。
但只有俄罗斯建造、运行过这种堆,而且标准与西方不同。
美、日、法、韩都把LFR作为后备选项。
第四代国际论坛强调快堆的核废物管理使命,因此,安全、废物最少更重要。
就管理核废物而言,快堆嬗变能力强,但热谱和超热谱都有“嬗变”核废物的能力,技术上更成熟,安全性更好。
但从根本上讲,核废物问题是钚/铀-238燃料循环的固有缺点,从根本上解决问题就是少用或不用铀-238。
此时核科学家想到了另一种可增殖材料,那就是钍。
钍是地壳内比铀更丰富、开采更方便的核材料,吸收中子生成优良的易裂变的U-233。
热谱U-233/Th-232燃料循环能“增殖”,1960年代希平港压水堆证实“轻水增殖堆”增殖比~1.0139。
在新形势下,它的“转换”性能更重要:
销毁军用钚,而且产生的废物中MA很少。
在美国政府资助下,俄罗斯正在与美国钍能源公司合作,在VVER-1000堆内用钚-钍燃料销毁核武器拆除的钚[31,32]。
加拿大正在与我国清华大学等合作,研究在坎杜堆内用LWR乏燃料的超铀元素(TRU)和钍实现燃料闭环[33]。
4.3.固体燃料的尴尬
传统核能“沿袭”采用固体燃料。
核工业有专门的燃料元件生产厂给核电厂提供燃料组件,收取服务费。
燃料组件不是普通意义上的“燃料”,而是“设备”,外观更像“艺术品”。
制作标准非常高,要求达到“零破损”。
所以固体核燃料生产工序复杂,工艺要求严格,质量标准很高。
即使简单的燃料芯块生产也是个复杂的系统工程,与传统的“燃料”概念相去甚远。
这种设计精良、制作严格的“燃料”入堆“燃烧”一个周期(1.5-3年),卸出成为乏燃料,在专用的燃料水池“冷却”5-7年后,装入专用的屏蔽容器运到后处理厂进行“后处理”。
钠冷快堆燃料元件与组件的结构
到目前为止,过去、现在运行的所有快堆使用的燃料组件都不含或不完全含MA。
(俄罗斯快堆使用浓缩铀燃料,MOX燃料还在试用阶段)。
因此,燃料元件生产厂使用的原料,是后处理厂从乏燃料中提取的钚同位素和浓缩尾料(贫铀)。
采用的工艺与天然铀或浓缩铀燃料元件大体相同,但芯块生产等与原料接触的工序要在手套箱内操作。
如果原料含部分MA,则需在防辐射(伽玛、中子)屏蔽的热室内用机械手遥控操作,以保护工作人员的健康和安全。
问题在于,含部分或全部MA的均匀燃料棒或异质嬗变靶件制作工艺还处在实验阶段。
某些元素成分的工艺损失、对加工工艺的影响、与包壳材料的相互作用还不清楚或需要堆内实验验证。
即使实验证实问题可以解决,还必须要有大量加工和长期辐照试验计划,必须开发与热室操作一致的大规模遥控加工工艺[34,35]。
某些嬗变靶件要经过多次再循环(间隔6年),花费几十年才能使其放射毒性降低到百分之一以下[22]。
问题还在于,含钚、特别是含MA的燃料,成分复杂、毒性很大、工艺复杂,燃料性能与时间要求密切相关。
很担心,即使固体燃料生产、堆内使用和后处理各个环节上一切顺利解决,也不适宜大规模部署分散的堆-化分离的快堆系统。
图中测量的是在热室内干法浇铸的燃料芯棒
(METALLICFUELS,INL,NUCLEARFUELS&
MATERIALSSPOTLIGHT,March2009)
固体燃料,唯一的例外可能是铀-233/钍燃料循环。
因为循环燃料组分简单,U-233寿期很长,其它易裂变重核素很少,燃料性能与时间关