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日本核循环发展——先进堆开发

北极星电力网新闻中心  来源:嘿嘿能源heypower  作者:heypower  2021/9/13 16:43:42  我要投稿  
所属频道:  关键词: 高温气冷堆 高温堆 日本

北极星核电网讯:高温堆高温气冷堆,减速水冷堆,快中子反应堆,日本在先进堆方面研发具有丰富的经验。

(来源:微信公众号“嘿嘿能源heypower”  ID:heiheinengyuan  作者:heypower)

1、高温气冷堆

1998年底,日本原子能研究所(现为日本原子能研究所)的30 MWt高温气冷工程试验反应堆(HTTR)项目在东京附近的大洗町核氢和热应用研究中心启动。

这是日本第一个石墨慢化氦冷堆,运行温度850°C,2004年达到950°C,2010年,稳定运行了50天,证明了在该水平下的稳定热量。

同时这种堆型也将应用于化学过程,如氢气的热化学生产。

该种堆型燃料是陶瓷涂层颗粒,呈六角形,低浓缩铀(平均6%)位于石墨棱中,该种燃料结构具有较高的安全性。碳化硅陶瓷元件适合于高温酸性环境。

其设计目的是为第二代氦冷却装置的商业化奠定基础,在高温环境下运行,用于工业应用或直接驱动循环燃气轮机。

在哈萨克斯坦WWR-K研究堆试验的帮助下,已确定燃料燃耗为90 GWd/t。正在开发目标燃耗为160 GWd/t的燃料(德国和美国之前已达到100 GWd/t)。

到2015年,预计将有一座生产1000 m3/h氢气的碘硫工厂与HTTR相连,以确认综合生产系统的性能。

然而,HTTR于2011年2月因计划检查而关闭,并在2013年7月宣布,在新的后福岛法规出台之前保持关闭状态。

2020年5月,NRA批准了修改,JAEA预计将尽快重启。

JAEA随后计划连接氦气涡轮机和制氢系统,并在2030年之前证明这些系统的运行——HTTR-GT/H2电厂。

其设计用于从0.7 MWt产生1 MWe的电能和30m3/h的氢气。

2、高温堆

根据HTTR,JAEA设计了一个600 MWt高温反应堆(HTR),称为GTHTR300C,在850-950°C下使用布雷顿循环,以产生高达300 MWe的电能。

燃料为棱柱型TRISO,浓缩铀含量为14%,平均燃耗为120 GWd/t,燃料循环为48个月。最多四个模块将构成一个发电厂。主要用于120吨/天的热化学制氢,或者生产300 MWe并将余热用于多级闪蒸(MSF)脱盐,55000 m3/天的预计水成本是使用燃气CCGT的一半。

该反应堆正在与三菱重工(MHI)、东芝/IHI和富士共同开发中,商业化目标约为2030年。

小型HTR50S堆的设计是JAEA基于HTTR,主要用于工业过程、供热和/或发电的概念设计,功率50 MWt,双反应器出口温度为750°C和900°C,最大限度地利用传统技术,以便在2020年代将其部署到发展中国家。

最初,这将使用蒸汽循环发电,然后改进燃料,将反应堆出口温度提高到900°C,并安装中间热交换器,以示范使用碘硫工艺生产氦气涡轮机和氢气。

2019年初,日本原子能机构(JAEA)与英国电力公司成立了一家合资企业,基于HTTR设计建造一座10 MWe SMR,用于动力和工艺加热。同时后续计划将设计规模扩大到100 MWe。

MHI和JAEA提出了一种模块化HTR,用于使用蒸汽循环发电,输出功率为50-100 MWe(120或250 MWt),燃料布置与HTTR类似。

MHI已经开始了MHR-100GT的概念设计。

2014年,政府将HTR研究纳入其基本能源计划草案,5月,MEXT的核科学和技术委员会成立了一个工作组,根据国内外需求评估HTR的研发现状,并讨论其未来方向。

2018年7月,政府确认HTR是其能源政策的一部分,2019年6月,内阁确认HTR用于热化学制氢。

JAEA与哈萨克斯坦国家核中心就库尔恰托夫市50 MW HTR的设计、建造和运行达成了重大协议。

它还与韩国和中国签订了HTR研究协议。JAEA计划在阿联酋阿布扎比与阿联酋核能公司(ENEC)合作,并由日本工程师联合会(JEF)加速开发100 MW的HTR示范。

根据2007年与印度尼西亚国家原子能机构(BATAN)的合作协议,2014年,JAEA同意包括HTR的研发。

在印度尼西亚引进商业反应堆之前,BATAN计划建造一个约3-10 MWe的测试和示范HTR,尽管这是与俄罗斯签订的合同。

3、减速水冷堆

日本正在开发的减速水冷堆(RMWR),堆型为轻水堆,主要区别在燃料方面,燃料包装得更紧密,以减少水的缓和作用。

结合沸水堆变型(可再生资源沸水堆–RBWR)设计,燃料组件和控制棒,进行了一定的改进,特别是燃料组件要短得多,因此它们仍然可以充分冷却。

理想情况下,燃料组件为六边形,带有Y形控制杆。缓和度的降低意味着生产更多的裂变钚,增殖率约为1(而不是约0.6),并且更多的U-238转化为Pu-239,在常规反应堆中燃烧。燃耗约为45 GWd/t,周期长。

初始MOX燃料需要约10%Pu。与常规LWR一样,空隙反应性为负值。

日立基于ABWR-II的RBWR设计,每个燃料组件的中心部分(约80%)带有MOX燃料棒和外围的铀氧化物。

在MOX燃料部分,燃烧少量锕系元素以及回收钚,设计功率为1346 MWe。不过几年来几乎没有人听说过这个项目。

开发RMWR的主要目的是提高世界铀资源使用率,并为广泛使用快中子反应堆提供桥梁。

回收的钚应优先用于RMWR,而不是传统LWR中的MOX燃料,并且钚的多次回收也成了可能。

JAERI于1997年开始研究RMWR,后于1998年与日本原子能公司(JAPCO)合作进行概念设计研究。日立也密切参与其中。

新的后处理技术是RMWR概念的一部分。20世纪80年代开发的氟化物挥发工艺,与钚的溶剂萃取相结合,形成日立的Fluorex工艺。

在这种情况下,乏燃料中90-92%的铀被气化为UF6,然后进行浓缩或储存净化。剩余物通过Purex回路,将裂变产物和次要锕系元素分离为HLW,留下未分离的U-Pu混合物(约4:1)制成MOX燃料。

4、快中子反应堆

2014年战略能源计划将快中子反应堆(FNR)的研发作为优先事项,主要目的消耗废物体积和降低毒性。

JAEA自1967年以来一直在东海村运行快临界组件(FCA),以研究快堆的中子特性。

这种设计已用于常阳实验堆和文殊快堆开发。在此过程中,该设施积累了约数百公斤分离钚(据报告为武器级)和高浓缩铀。

2014年3月,在美国于2004年设立的全球减少威胁倡议(GTRI)的支持下,同意将所有这些材料分别送往美国进行处置或民用。

FCA本身将被转换为低浓缩铀,并重新分配用于废物的嬗变和处置。

常阳实验快堆位于大洗町,从1977年开始运行,连续运行了三个堆芯,2003年被提升到140MWt,积累了大量的技术数据。

自2007年以来,由于一些核心部件损坏,它已被关闭。必须更换上部堆芯结构,并于2014年完成。

经过实质性升级后,2016年JAEA向NRA申请许可,于2021年重新启动。

JAEA计划在2020年底前完成其工程,预计从2022年年中开始,Mk IV堆芯将以100 MWt的功率运行,其中包含多达79个MOX燃料组件。

JAEA说,在大约71000小时的运行期间,常阳辐照了大约100个MOX燃料组件,这对日本的燃料循环政策具有重要意义。

后来又说,1982-2000年间,342个快堆燃料组件受到100 MWt辐照,2003-2007年间,在140 MWt受到辐照。

280 MWt 文殊原型FBR堆于1994年4月启动,并于1995年8月并网,但在1995年12月的性能测试中,其二次传热系统出现钠泄漏,这意味着该系统在实际运行仅205天后就被关闭。

2012年年中,文部省向AEC概述了文殊快堆未来的走向。

如果日本选择直接在地下处置乏燃料,文殊快堆项目将被终止。如果继续进行后处理的封闭式燃料循环,文殊快堆将继续其最初的任务,从2050年开始为FBR的商业使用做准备,并从2025年开始运行一个示范装置。

据报道,文殊快堆的建造和运行成本为1万亿日元(125亿美元),2012年的预算为175亿日元。

2014年初,据报道其维护费用为每天5000万日元。

日本核电审查了文殊快堆的快中子堆部分的信息文件。它的大部分时间都处于关闭状态,2016年12月,政府确认它将退役。

2014年5月,日本承诺支持法国阿斯特里德快堆项目的开发,2014年8月,日本原子能机构,三菱重工和三菱FBR Systems与法国原子能委员会(CEA)和阿海珐(Areva)签订了一项协议,以推进阿斯特里德的合作。

阿斯特里德被设想为1500 MWe钠冷快堆商业系列的600 MWe原型,计划从2050年左右开始部署,以利用当时丰富的贫铀,并在使用过的MOX燃料中燃烧钚。

阿斯特里德将有很高的燃料消耗,包括燃料元素中的次要锕系元素,并且在增殖比率上有很大的灵活性。

阿斯特里德被称为“自生”快堆,而不是增殖反应堆,以证明低净钚产量。

2006年法国政府委托CEA开发快中子反应堆,该反应堆基本上是第四代钠冷式反应堆,在法国已有45年的运行经验。

2009年年中,阿斯特里德(用于工业示范的先进钠技术反应堆)因其锕系元素燃烧潜力而在研发中获得高度优先权。

CEA寻求与日本和中国合作开发。阿斯特里德计划包括反应堆本身和相关燃料循环设施的开发:一条专用MOX燃料制造线(AFC)和一个用于使用阿斯特里德燃料(ATC)的试验性后处理厂(ATC),时间约为2023年。

含锕系元素用于嬗变的燃料棒计划于2023年开始生产,但2025年前阿斯特里德不会装载含有少量锕系元素的燃料进行嬗变。

2014年,根据2010年10月达成的快堆研发协议,法国已要求日本在文殊快堆中测试阿斯特里德的燃料。

2018年6月,法国政府表示,阿斯特里德的容量将从最初计划的600 MWe降至100至200 MWe,以降低建设成本,同时也因为商业快堆的开发不再是重中之重。

在这一决定之后,东芝表示,规模较小的阿斯特里德将是日本快堆开发进程的倒退,可能迫使日本建造自己的大型示范反应堆,而不是依赖阿斯特里德。

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