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世界核电博览:俄罗斯核电现状及主流反应堆技术分析

北极星电力网新闻中心  来源:《核电潮》  作者:王廷奎  2018/9/29 9:06:13  我要投稿  
所属频道: 核电   关键词: 核电机组 俄罗斯 核电

北极星核电网讯:1俄罗斯核电现状

核电在俄罗斯电力结构中约占18%,而天然气发电约占一半。国际天然气价格是其国内燃气发电价格的五倍,因此,俄罗斯愿意发展核电,把节约下来的天然气卖给国际市场,从而获得更大利润。另外,西伯利亚气田到2020 年产气量预计会下降到四分之一。 这也是俄罗斯开足马力建设新核电机组的原因之一。ROSATOM 的长期发展战略是: 通过PRORYV(突破)工程,发展快堆形成燃料封闭循环;到2050年实现核电占比45% 到50%, 世纪末实现核电占比70% 到80%。

俄政府决定到2020 年结束对核电建设项目的财政支持,该政策极大地刺激了ROSATOM 抢占世界市场的荷尔蒙。据2017 年底统计,俄罗斯签订的核电装备和服务出口合同高达1330 亿美元。

1954 年,5MWe 的OBNINSK 反应堆成为世界首台发电的核电机组。目前, 俄罗斯已有36 台核电机组在运行, 总装机容量26.983GWe。11 台900MWe 轻水冷却石墨慢化的RBMK 机组(KURSK,LENINGRAD, SMOLENSK 三个电站),东西伯利亚4 台11MWe 石墨慢化沸水堆机组,17 台一代、二代技术VVER 压水堆系列机组,2 台三代VVER-1200机组(NOVOVORONEZH 6 号机组已经商运;但是LENINGRAD 2-1 机组还在动态调试中,未计算为运行装机容量), BELOYARSK 电站2 台快中子增殖堆(BN-600, BN-800)。

2机组延寿、增容以及延长换料周期

机组延寿与增容带来的巨大经济利益是俄罗斯积极开展这些工作的主要动力。根据多年实际经验,俄罗斯机组延寿所需的设备更新的投资仅仅是延寿增收的五分之一左右,机组增容的经济价值突出,以ROSTOV-2机组为例,其建设成本为2400USD/KW,而增容投资仅仅200USD/KW。

2000 年, 俄罗斯开始12 台一代机组5.7GWe 的延寿审评。早期的俄罗斯核电机组设计寿命30 年,目前 29 台已经获得15 年的延寿许可。2014 年, 俄罗斯的核电机组延寿审评标准跟国际标准接轨,并获得了国家批准。一般通过反应堆压力容器退火处理,或者通过更换老化设备(也有拆卸退役机组上性能尚佳的设备用于延寿机组)等手段。VVER-440 机组从初始设计寿命30 年延期到45 年;VVER-1000 机组的运行许可一般延至60 年,延寿达30 年之多。2015 年,巴拉科夫1 号机组完成延寿审评; 后续3 台机组也获得相同的延寿许可。

2012 年俄罗斯能源当局制定核电机组扩容计划,VVER-440 机组扩容到107%, RBMK 机组扩容到105%, VVER-1000 机组到104-110%(2013 年修改计划到107-110%)。2016 年底, 所有VVER-1000 机组完成扩容104%。2014 年开始到2018 年,以巴拉科夫4 号机组为示范,通过使用TVS-2M 改进型燃料进行扩容到107%,预计增容费用会提高到570USD/KW。费用提高的主要因素是汽轮发电机组的更换。2015 年完成VVER-440 机组扩容到105%,其中KOLA4 号机组扩容到107%。

VVER-440 机组维持12 个月换料。VVER-1000 机组最初设计是12 个月换料,到2008 年全部实现18 个月换料。目前正在考虑在新建机组VVER-TOI引入24 个月换料,主要通过提高燃料富集度,从4-4.5%提高到6-7%。

此外,还有RBMK 石墨堆的延寿与降功率运行。俄罗斯动力堆研究院最初设想通过增加燃料富集度从2.4% 到3% 来实现石墨堆的增容。但是2012 年, 在LENINGRAD 一号机组发现,增容到105% 后石墨老化变形严重, 直接导致压力管变形。于是2013 年,对LENINGRAD 一号机组进行了一次石墨堆栈的几何形状的修整,拆除压力管后,径向切割石墨柱,使其几何形状满足最初设计要求。另外,为安全考虑, 俄罗斯决定所有的RBMK 石墨反应堆降功率运行在80% 水平。

3俄罗斯主流反应堆技术简介

1. 2006 年9 月

俄罗斯制定了反应堆技术开发的四个方向:

60 年寿命的AES-2006 机组

BN-800 快堆

中小型反应堆 KLT-40 和VBER-300

高温堆( 主要用于燃烧锕系元素,将来用于高温制氢。目前无进展,不做介绍)

2. AES-2006

AES2006 是以1170MWe 的VVER-1200 为基础的三代堆型。主要有两种设计来源,一个来源是圣彼得堡原子能设计院的V-491 反应堆,另一个来源是莫斯科原子能设计院的V-392M 反应堆。V-491与V-392M 反应堆的热功率均为3500MWt( 其中300MWt 用于地方供热)。而AES-2006 的设计寿命增加到60 年, 热效率也从V-491 或者V-392M的31.6% 提升到34.8%。与V-392M 相比, AES-2006 使用相同的燃料组件数163,也是典型的四环路设计,但是压力容器直径稍大一点,运行压力和温度稍高一点(出口温度329 度),燃耗深度可达到70GWd/t,24 个月换料。堆芯捕集器填充非金属吸热材料。系列建造周期不大于54 个月。建设成本约2100 美元/ 千万。两台示范堆NOVOVORONEZH-6 于2016 年开始商运,LENINGRAD 2-1 于2017 年底临界。

3. VVER-TOI

在AES-2006 基础上进行典型的优化设计并配置先进的信息技术, 形成VVER-TOI 堆型。ROSATOM 声称这种设计将是俄罗斯乃至世界新的反应堆设计标准。主要变化是反应堆压力容器的制造工艺改进, 由AES-2006 的6 道焊缝改为4 道焊缝。压力容器的钢材也改用没有辐照脆化限制的新型钢材。这些变化是反应堆寿命延长到60 年,堆芯燃耗深度可达70GWD/T,实现24 月换料的保证。热功率3300MWt,堆芯装载163 个优化燃料组件。蒸汽发生器更大,而且增加改进型非能动系统,可以实现停堆后72 小时无需操纵员干预。建造周期可以缩短到40 个月。从而极大降低建设成本和运行成本。据说每年每GWe的天然铀的消耗也可以从目前的190 吨降到135 吨。2009 年开始设计,2012 年底完成,2013 年申请俄罗斯设计许可。俄罗斯打算在欧洲和美国也申请VVERTOI的许可,从而进军欧美市场。

4. 快堆技术

2010 年俄罗斯政府批准联邦核能发展计划2010-2015-2020, 该计划的财政预算达1100 亿卢布。其中600 亿卢布用于快堆研发, 包括100MWe 的铅-铋冷快堆SVBR, 300MWe 的铅冷快堆BREST,150MWt 的多用途堆MBIR, 以及钠冷快堆BN 系列的继续研究。ROSATOM 到2050 年的长期战略目标是利用封闭燃料循环的快堆、MOX 燃料以及氮化物燃料研发成固有安全的反应堆。值得多说一句的是多用途堆MBIR, 它是一个燃烧MOX 燃料的多环路实验快堆, 用于测试钠、铅、铅- 铋以及气体冷却剂的性能。2016 年,该实验堆对IAEA 开放,2017 年邀请国际参与。

目前俄罗斯两台BN 快堆运行。1980 年BELOYARSK 3 号机组BN-600 开始商运,最初设计寿命30 年,获得延寿15 年许可,可以运行到2025 年。BN-600 是热功率1470MWt 三环路的池式钠冷快堆。由于不断改进,燃料利用率从最初的设计值7% 提升到11.4%。

2006 年开始建设BELOYARSK 4 号机组BN-800,该机组使用MOX 燃料,可以燃烧反应堆级和武器级钚。俄罗斯原计划利用该机组技术逐步取代2020年后退役的机组容量。在BN-800 机组建造过程中,由于资金缺乏,工程几度延期,到2014 年才启动,2015 年11 月才发电。该机组热功率2100MWt, 电功率864MWe 。初始设计燃耗深度66GWD/T,逐步提升到100GWD/T。

5. 破冰船反应堆

开发利用北极圈内的矿藏——石油天然气就离不开破冰船。1959 年,俄罗斯首次装载核动力破冰船——列宁号,1970 年更换新一代船载反应堆,使列宁号继续服役到1989 年。继列宁号之后,从1975 年开始了北极圈级6 艘破冰船的建造,每艘搭载两座171MWt反应堆, 最大输出54MW 推力。 1977 年, 北极号破冰船到达北极,成为世界上首次到达北极的船只。两艘第三代破冰船北极号和西伯利亚号分别于2016年6 月和2017 年9 月下水, 船上搭载175MWt 的RITM-200 反应堆,双汽轮发电机组,螺旋桨输出功率60MW。预计北极号2019 年完成调试。目前正在设计最新四桨推力破冰船LK-120, 螺旋桨输出功率可达120MW,可破冰达4 米厚,即使在2 米厚的冰面也可以达到14 节航速。该船搭载315MWt 反应堆RITM-400。

6. 浮动堆

ROSATOM 最初计划到2015 年建造七八个浮动堆。首堆命名——莱曼诺索夫院士,计划2010 年完成建造。该堆由两座KLT-40S 反应堆驱动,每运行12 年经历一个为期一年的换料大修周期,共计三次换料,38 年运行寿命。2007 年, 莱曼诺索夫院士堆在SEVMASH 船坞铺下龙骨。2008 年, 由于SEVMASH 有饱和的军工任务,莱曼诺索夫院士堆转到有丰富破冰船制造经验的圣彼得堡波罗的海船坞公司,2009 年重新铺设龙骨;并重新制定建造计划:2012 年完成建设并拖往勘察加半岛服役,2013 年实现海军基地的供电供热。也许莱曼诺索夫院士堆注定命运多舛,变更承包商后,又逢波罗的海船坞公司资不抵债,工程被多次拖延。莱曼诺索夫2010 年下水,2013 年两台KLT-40S 反应堆安装就位,2016 年年中开始锚地实验。目前ROSENERGOATOM 不得不改变计划,希望2018 年初能够从圣彼得堡经波罗的海拖到穆尔曼斯克装料和启动,然后再拖到远东目的地PEVEK, 期望在2019 年在PEVEK 完成最后的调试并投入运行。2016 年,与浮动堆配套的岸基设施已经在PEVEK 开始建设。预计莱曼诺索夫院士堆建成价格达215 亿卢布。

2017 年7 月, ROSATOM 宣布第二座以及后续浮动堆将采用最新的破冰船反应堆RITM-200M, 每台反应堆功率增加50MWe, 但是重量减少1500 吨,新设计将可以使船体尺寸减少和排水量减少近4000 吨。再大一点的浮动堆计划使用325MWe 的VBER-300 反应堆,装载在49000 吨的驳船上。

7. 可变中子谱反应堆VVER-SM

俄罗斯水力设计院GIDROPRESS 推出一种新的堆型VVER-SM, 是一种241 个燃料组件的3300MWt 的反应堆, 其中132 个燃料组件装配可移动格架。随着燃料深度的增加,堆芯后备反应性逐渐减少,132 个燃料组件中的可移动格架逐步抽出,从而增加堆芯的水铀比。由于堆芯水铀比增加,中子得到充分慢化,把堆芯的中子谱从寿期初的硬谱逐渐向热中子谱推移,保证堆芯满功率运行。从一个换料周期来看, 堆芯中子谱较长时间处于硬化谱,快中子将U-238 转化成Pu-239, Pu-241 的份额较普通压水堆大得多。随着燃耗深度增加,堆芯的增殖比降低,产生的Pu-239,Pu-241 也在反应堆中后期的热中子谱运行时释放出裂变能量, 使得燃料的利用率显著增加。这种特殊的可移动格架在寿期初保证堆芯的水铀比1.5,寿期末格架全部抽出后水铀比可到达2.0 。

作者简介

WANO香港办公室高级顾问

先后任技术项目经理,新机组启动评估员,CPO队长

参加过40多次WANO评估活动,参与过国内外近30台新机组的启动前评估

以WANO队员的身份参加过国内所有在建及运行的核电厂评估及技术支持

参加过俄罗斯、白俄罗斯、斯洛伐克、伊朗、巴基斯坦、韩国等机组的评估及技术支持等活动

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