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自然安全的BREST铅冷快堆:现代核能体系中最具发展潜力的堆型

2016-03-24 12:29来源:核科学与工程关键词:核能系统核能发电压水堆收藏点赞

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与热堆相比,虽然快堆的中子寿命短且缓发中子份额小,但仍有足够的负温度反应性系数可保障快堆的安全稳定运行能力。虽然在按堆芯径向分区的每个区域内载热剂的温度反应性系数有的为正值,但其绝对值明显小于负值的燃料芯块的多普勒效应,而且在堆芯功率上升的过程中按时间顺序燃料的升温在前,载热剂的升温在后,所以钠冷与铅冷快堆都保持总体的负温度反应性系数,成为两者具有自安全、自调节及堆功率自然跟踪负荷变化能力的重要内在依据。

借助负的温度反应性反馈,在小功率钠冷快堆上实现了其良好的内在安全性能。然而对于大功率商用规模的钠冷快堆来说,结果就没有这么幸运了。由于钠的沸点低,堆芯采用稠密栅格布置、钠的体积份额小、自然循环能力差等原因,在堆芯发生未被保护的失流事故和全部供电中断事条件下,堆芯内的钠温迅速达到沸点、形成钠蒸汽而堆芯内钠汽泡的正反应性系数导致堆芯大部熔毁。另外,液态钠与空气和水的激烈放热化学反应这一始终挥之不去的巨大隐患,也都是促使很多钠冷快堆提前关闭的重要原因。

在铅冷快堆中拉大堆芯内的棒间距之后,虽然在物理方面失去了高速增殖核燃料的优越性,但在反应堆安全方面却获得了巨大的收益。首先由于增加了堆芯内截热剂的流通截面,减少了堆芯流动阻力,增加了铅载热剂在一回路内的自然循环能力。在小功率铅冷快堆核电装置中甚至可以实现满功率条件下的自然循环,极大地简化核电厂的传热系统。在大功率铅冷快堆中也可使依靠一回路自然循环能够安全载出的热能大于额定功率的10%,明显超过停堆后的堆芯剩余发热水平。

俄罗斯铅冷快堆发展历史

研发铅冷快堆的国家主要是俄罗斯,于1957年首建Pb-Bi冷却快中子试验堆,1971年第一艘装备Pb-Bi冷却中能中子动力反应堆的ALP-705核潜艇下水试运行,随后共有7艘ALP-705核潜艇在1976-1996年期间服役。Pb-Bi冷却中能中子堆体积小,有良好的机动性能,可从满负荷运行瞬时转入超静音运行工况。适合于边远地区独立能源项目的SVBR-100小功率铅冷快堆核动力装置计划于2017年建成。1980年提出BREST铅冷快堆概念,最初主要目的是用以消耗军用钚,但在后续工作中逐渐发现其良好的自然安全性能及能够满足为人类社会可持续发展提供可靠能源保障的巨大潜力,于是被列入俄联邦21世纪新能源发展计划。2013年4月4-7日在法国巴黎召开的关于快堆及其相关燃料循环国际专业会议上,俄联邦代表称BREST铅冷快堆在全面解决人类所面临的新能源需求方面最具潜力。据《世界核新闻》网2014年9月2日报道,俄罗斯电力工程研究设计院NIKIET现已完成BREST-300铅冷快堆的工程设计。超过25个NIKIET部门以及35家核工业组织和公司参与了这一为期2年的原型堆技术设计项目,后续发展堆型为BREST-1200。

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