PowerPoint Template

Size: px

Start display at page:

Download "PowerPoint Template"

堰费
5 years ago
Views:

1 中科院战略性先导专项 ADS 嬗变系统中国铅基研究反应堆 (CLEAR-I) 设计与研究进展报告人 : 柏云清中科院核能安全技术研究所第一届新型反应堆安全及发展研讨会兰州

2 提纲 I. 研究背景 II. 研究进展 III. 总结

3 ADS 次临界反应堆功能及要求次临界堆内核反应功能 : 1. 处理核废料 n + MA/FP 稳定核素 ( 嬗变 ) 2. 生产核燃料 n + U 238 /Th 232 核燃料 ( 增殖 ) 3. 生产能量 n + U/Pu/MA 能量 ( 发电 ) 核废料嬗变要求反应堆具有高中子能量和通量能谱硬 : 快中子反应堆功率密度高 : 液态金属冷却

4 第四代裂变核能系统候选堆型铅冷快堆钠冷快堆气冷快堆超高温气冷堆熔盐堆超临界水堆熔盐堆气冷快堆超高温气冷堆铅冷快堆钠冷快堆超临界水冷堆

5 VHTR SFR SCWR MSR LFR GFR 超高温气冷堆钠冷快堆超临界水堆熔盐堆铅冷快堆气冷快堆 GIF( 国际四代堆论坛 ) 权威评估数据六种第四代反应堆发展路线变化 GIF roadmap 2002 VHTR SFR SCWR MSR LFR GFR 超高温气冷堆钠冷快堆超临界水堆熔盐堆铅冷快堆气冷快堆 GIF roadmap Viability Performance Demonstation Viability Performance Demonstation 1 钠冷快堆的工业示范阶段出现延迟 ; 2 铅冷快堆 (LFR) 这 10 年间上升势头很快, 可行性研究阶段提前, 工业示范阶段与钠冷快堆基本相当 ; 3 超高温气冷堆, 气冷快堆 (GFR) 熔盐堆超临界水堆的路线图在可行性研究和技术验证阶段全部出现了大范围的推后

6 铅铋冷却反应堆优势及特点优势中子经济性好, 嬗变效率高传热能力强, 功率密度高低压运行, 安全性好发展历史久, 现实可行性好特点中子能谱硬, 中子倍增能力强高密度, 密度随温度变化大低熔点 & 高沸点化学稳定, 不与水和空气发生化学反应俄罗斯 60 年发展,100 余堆年运行经验第四代核反应堆及 ADS 次临界反应堆主选堆型

国际 ADS 研究计划国际 ADS/ 铅基堆研究现状研究计划项目靶功率 /MW 燃料冷却剂欧盟框架计划 MYRRHA 铅铋 ~50

铅铋 840 TRU/Zr 铅铋 / 钠韩国 HYPER 计划 HYPER 铅铋 1000 TRU/Zr 铅铋铅基反应堆研究计划

MOX 铅欧盟 ELFR 600( 电 ) MOX 铅俄罗斯潜艇堆 1 个陆上铅铋堆和 6 个潜艇用铅铋堆被建成俄罗斯 SVBR

铅铅合金冷却是 ADS 堆研究的首选, 欧盟评估过以氦气作为冷却剂的方案 XT-ADS-A, 但已放弃铅合金冷却堆已经有大量的研究经验,

7 国际 ADS 研究计划国际 ADS/ 铅基堆研究现状研究计划项目靶功率 /MW 燃料冷却剂欧盟框架计划 MYRRHA 铅铋 ~50 MOX 铅铋 EFIT 铅数百 MA 铅日本 OMEGA 计划 ADTS 铅铋 800 MA/Pu/ZrN 铅铋美国 ATW 计划 ATW 铅铋 840 TRU/Zr 铅铋 / 钠韩国 HYPER 计划 HYPER 铅铋 1000 TRU/Zr 铅铋铅基反应堆研究计划 MYRRHA ( 计划 2023 年建成 ) EFIT ( 欧洲框架计划 ) 项目功率 /MW 燃料冷却剂欧盟 ALFRED 300( 热 ) MOX 铅欧盟 ELFR 600( 电 ) MOX 铅俄罗斯潜艇堆 1 个陆上铅铋堆和 6 个潜艇用铅铋堆被建成俄罗斯 SVBR 75~100( 电 ) UO 2 铅铋俄罗斯 BREST 300( 电 ) U-Pu-MA N 铅美国 SSTAR 20( 电 ) TRUN 铅铅合金冷却是 ADS 堆研究的首选, 欧盟评估过以氦气作为冷却剂的方案 XT-ADS-A, 但已放弃铅合金冷却堆已经有大量的研究经验, 多个国家和地区有近期建造计划 ( 俄罗斯欧盟美国日本韩国印度 ) SVBR ( 计划 2017 前建成 ) BREST ( 计划 2020 前建成 )

8 第四届液态重金属冷却反应堆会议 2013 年 9 月 23~27 日, 第四届液态重金属冷却反应堆会议 ( HLMC-2013) 在俄罗斯原子城奥布宁斯克 (Obninsk) 举行 ; 俄罗斯中国德国比利时意大利法国美国韩国印度等 10 余个国家及国际原子能机构 (IAEA) 第四代核能系统国际论坛 (GIF) 等组织 200 余名代表参会 ; 各国铅铋堆发展现状和技术研究进展研讨 ; 9 月月 4 日, 俄罗斯 AKME Engineering 公司组织了参会代表开展了 SVBR-100 技术培训, 涉及到反应堆物理反应堆热工水力液态重金属技术模拟机人力资源等

俄罗斯铅铋核潜艇发展情况 1951 年, 建成第一座铅铋回路 ; 1963 年, 645

艘核潜艇苏联解体后, 由于俄罗斯的经济困难以及战略需求降低, 铅铋核潜艇逐步退役

9 俄罗斯铅铋核潜艇发展情况 1951 年, 建成第一座铅铋回路 ; 1963 年, 645 项目第一艘铅铋核潜艇投入运行,5 年后蒸汽发生器管道发生堵塞事故通过氧控和纯化技术, 解决了腐蚀和堵流问题 1969 年 4 月, 经过改进后的 705 项目的第一艘核潜艇 K64 调试成功, 创造了 42 节 (78km/h) 的世界纪录, 最终建造运行了 7 艘核潜艇苏联解体后, 由于俄罗斯的经济困难以及战略需求降低, 铅铋核潜艇逐步退役 2006 年最后一艘阿尔法级核潜艇退役, 但其船体结构仍保持完好, 所有设备仍处于良好状态, 随时可以启动运行

10 SVBR-100 项目研究进展俄罗斯原子能公司 ROSATOM 和俄罗斯最大的私营发电公司 EuroSibEnergo 于 2009 年 11 月联合成立的 AKME Engineering 公司负责工程实施, 计划在 2017 年建成,2019 年实现并网发电, 目前主要部件已经签订供货合同

铅基反应堆技术应用前景能源 : 第四代核电 / 聚变堆 / 聚变裂变混合堆等铅冷快堆是

噪音低 ( 潜艇 ) 铅合金堆已应用于破冰船潜艇等新技术应用 : 制氢 / 海水淡化等

12 铅基反应堆技术应用前景能源 : 第四代核电 / 聚变堆 / 聚变裂变混合堆等铅冷快堆是 IAEA6 种四代参考堆型之一促进聚变聚变裂变混合堆发展 ( 液态金属包层材料辐照等 ) 战略资源 : 同位素生产聚变试验堆启动用氚 ( 工程试验堆 ~10 公斤级 ) 其他放射性同位素国防 : 船用 / 艇用动力续航能力强, 推进功率大, 占空间小, 噪音低 ( 潜艇 ) 铅合金堆已应用于破冰船潜艇等新技术应用 : 制氢 / 海水淡化等氢是清洁能源, 未来市场潜力巨大世界淡水需求缺口 ~2000 亿 / 每年, 我国人均仅为世界人均的 1/4

ADS 次临界反应堆和第四代铅冷快堆参考堆型 ADS 实验装置中国铅基实验堆 CLEAR-II (~100MW) ADS

13 中国 ADS 发展计划路线图计划通过 3 个阶段的实施, 到 2030 年后建成热功率达到 1000MW 的 ADS 示范装置, 为保障国家能源供给和核裂变能长期可持续发展做出贡献中国铅基反应堆 CLEAR(China LEAd-based Reactor) 被选作 ADS 次临界反应堆和第四代铅冷快堆参考堆型 ADS 实验装置中国铅基实验堆 CLEAR-II (~100MW) ADS 研究装置中国铅基研究堆 CLEAR-I (~10MW) ADS 示范装置中国铅基示范堆 CLEAR-III (~1000MW) 超导 RFQ 强流腔加速元件离子源

14 铅铋冷却反应堆项目目标 1. 完成铅铋冷却反应堆预研装置概念设计及安全分析 ; 2. 开发铅铋冷却反应堆专用软件和数据库, 掌握铅铋堆设计和安全分析方法 ; 3. 研制高温液态铅铋回路预研实验装置堆材料服役性能测试平台和铅铋冷却反应堆预研装置, 分别开展零功率堆物理实验和铅铋回路工程技术实验项目名称总体方案及相关基础研究质子直线加速器液态金属散裂靶铅铋冷却反应堆平台与配套设施承担单位联合高能物理所近代物理所近代物理所合肥物质院 ( 核安全所 ) 联合

15 提纲 I. 研究背景 II. 研究进展 1. 反应堆设计 2. 关键技术研发 3. 安全分析 III. 总结

16 ADS 反应堆设计与研发思路要求思路概念设计详细方案设计初步工程设计施工设计考虑加速器散裂靶次临界堆耦合效应 ( 物理 + 空间 ) 特殊的中子学与热工特性, 要求设计软件与方案需要经过验证与确认材料和关键设备需要研发和考验, 通过安全评审铅铋示范堆 CLEAR-III 概念设计铅铋研究堆 CLEAR-I 设计方案关键技术研发与设计验证

17 反应堆设计 2011: 完成概念设计 ( 通过国内外专家咨询评议 ) 2012: 详细方案设计定稿 ( 通过专家评审及国内外同行校核 ) 2013: 启动初步工程设计关键技术研发 2011: 完成实验平台 ( 回路等 ) 方案设计及关键技术预研 2012: 开展铅铋实验回路工程设计与建造 2013: 完成大型铅铋实验回路建造和部分关键设备样机研制安全分析与环境影响评价 ( 许可证技术 ) 2011: 完成设计与安全分析软件适应性评估反应堆安全特性评估 2012: 建立基本完整的安全分析软件体系 2013: 完成典型事故分析项目总体进展情况

18 反应堆设计

~18 质子能量 / 流强 (GeV / ma) 1.5/6 k eff 0.98 0.

19 CLEAR-III: 铅基嬗变反应堆高效嬗变验证利用 ADS 高效嬗变核废料工业示范技术和第四代铅冷反应堆示范技术 ; 每年可嬗变超过 600kg 的次锕系核素, 相当于 18 个核电站产生的核废料参数 / 单位 BOC EOC DTSR MA ~18 质子能量 / 流强 (GeV / ma) 1.5/6 k eff 热功率 /MW 1000 峰值线功率密度 /W/cm 能量增益因子 156 平均体功率密度 /W/cm TRU 装料量 /t 4.89

20 CLEAR-I 设计目标与原则设计目标 ADS 与铅冷快堆技术验证平台中子学热工水力学安全特性验证关键部件运行与控制技术验证基础科学与中子辐照研究平台燃料与材料辐照 ( 先进裂变堆聚变堆结构材料 ) 同位素生产基础核数据积累设计原则现实可行性成熟的材料和燃料低功率池式反应堆安全可靠性铅铋自然对流冷却非能动余热排出系统实验灵活性双模式运行 ( 多种次临界度 ) 遥操换料系统 ( 燃料易于更换 )

21 CLEAR-I 主要设计参数项目参数堆型池式快中子反应堆热功率 10MW 活性区 ( 高度 / 直径 ) 800/1100 mm 燃料类型 UO 2 ( 富集度 19.75%) 包壳材料 316Ti 结构材料 316L 主容器外径 4,980mm 主容器高度 6,400mm 一回路冷却剂液态铅铋合金 (LBE) 冷却剂流量 529.5kg/s 堆芯温度 ( 进 / 出口 ) 260/390 设计寿命 30 年

22 CLEAR-I 本体三维结构设计换热器换料系统堆顶盖堆内构件余热排出系统堆容器堆芯堆芯围桶

23 CLEAR-I 各子系统设计详细方案设计已经完成, 涉及到 20 个系统, 已全面启动反应堆工程设计 1. 核设计 2. 热工设计 3. 冷却剂系统 4. 反应堆本体 5. 反应性控制系统 6. 换料系统 7. 铅铋工艺系统 8. 燃料与材料 9. 专设安全设施 10. 仪表与控制系统 11. 辐射防护系统 12. 应用系统 13. 辅助系统 14.

24 重要设计特性 I: 次临界 / 临界双模式运行功能丰富 : 首次提出并设计了次临界 / 临界双模式运行 ADS 反应堆实验系统, 可开展 ADS 集成耦合和第四代反应堆技术研究 ; 耦合创新 : 双旋塞分体式中心测量柱的换料系统方案创新设计, 解决了因加速器束流管道的引入导致的燃料组件自动装卸等难题 ; 运行灵活 : 设计了全自动遥操系统, 为反应堆辐照实验及后期升级使用 MOX 或其他先进燃料提供技术条件

25 重要设计特性 II: 固有安全铅铋冷却剂安全特性化学惰性, 常压运行, 高沸点热容大较大的冷却剂装量 / 功率比 (~700t / 10MW) 非能动安全主回路自然循环, 负反应性系数完全非能动余热排出系统 RVACS 低腐蚀率低流速 ( 堆芯平均流速 ~0.1m/s) 低运行温度 (260 o C-390 o C)

26 关键技术研发

27 关键技术涉及的范围及要求 1. 堆材料与燃料材料基础结构材料燃料包壳材料核燃料 2. 冷却剂技术技术特色冷却剂制备及纯净化氧浓度测量与控制热工水力特性 3. 专用设备研制性能保障驱动泵设备遥操换料系统换热器部件 4. 堆运行与控制技术安全关键热工水力与核测量技术控制棒驱动技术零功率物理实验

28 反应堆及燃料组件结构材料 1. 完成堆用包壳样管研制, 具备堆用材料研发与加工基础完成核级标准的燃料包壳样管研制, 并签订包壳管研制合同开展堆用关键部件 ( 如换热器管道 ) 特殊加工技术预研 2. 已建立非核性能测试平台, 并积累材料堆外性能数据包壳样管研制铅铋环境下的拉伸疲劳及蠕变等装置, 开展各类性能实验开展系列氧控环境下的流动 / 静态腐蚀实验 3. 正开展中子辐照实验, 掌握材料堆内服役性能慢速率拉伸装置完成堆结构材料 T91 高剂量中子辐照实验, 数据分析正在进行开展包壳材料 316Ti 高剂量中子辐照实验, 辐照剂量 ~20dpa 氧控动态腐蚀装置与实验结果材料研发测试与验证平台体系已具规模, 并获得部分工程验证实验数据

29 铅铋合金材料制备与测试完成核级工业规模高纯铅铋熔炼, 掌握制备与纯净化技术规模 :12 吨 ( 共晶 ) 主成分均匀, 无偏析纯净度 : 单杂质含量 <10ppm 总杂质含量 <100ppm 铅铋合金铸锭 (12 吨 ) 百公斤级熔炼炉开展了体系化的物性测试, 获得基本完整的铅铋合金数据完成合金热导电导等热物性测试满足铅铋关键技术验证数据需求比容粘度表面张力形成完整的熔炼纯净化及性能分析体系, 满足堆工程实验验证需求

铅铋关键技术验证完成多功能铅铋回路主体建设, 掌握堆关键设备集成耦合技术温度与流速 :800

在线氧测控技术 ( 铅铋堆特色技术 ) 1:1 模拟燃料组件 ( 堆芯核心部件 ) 换热器系统 (

30 铅铋关键技术验证完成多功能铅铋回路主体建设, 掌握堆关键设备集成耦合技术温度与流速 :800 10m/s( 设计参数最为先进 ) 回路高度与铅铋装量 :12m ~20t( 规模最大 ) 功能 : 堆材料组件热工安全等 ( 功能最完善 ) 正开展铅铋工艺核心设备的设计与研制高性能驱动泵技术 ( 铅铋循环心脏 ) 氧测控系统大型多功能铅铋实验回路 ( 材料 + 热工 ) 在线氧测控技术 ( 铅铋堆特色技术 ) 1:1 模拟燃料组件 ( 堆芯核心部件 ) 换热器系统 ( 堆能量转换关键部件 ) 机械泵 1:1 燃料组件基本建成铅铋回路综合实验平台, 正开展铅铋堆关键技术工程验证

31 燃料组件设计与研制 1. 完成燃料组件的方案设计, 正在进行初步工程设计大棒径大栅距燃料棒设计降低压损一体化配重解决燃料组件的浮力问题具有燃料芯块升级的可行性 2. 完成全尺度模拟流动组件及传热组件的研制全尺寸流动组件 (61 根元件 / 绕丝 ) 全尺寸传热组件 (61 根加热棒 /290kW)

$III. 全范围模拟机次临界 \ 临界双模式运行实时仿真$

32 反应堆关键部件研制 I. 1:2.5 尺寸堆内换料系统原理验证平台验证双旋塞换料系统设计的可行性 ( 国际首创 ) 燃料组件形状机械接口固定方式验证 II. 1:1 尺寸控制棒驱动机构原理验证平台全尺寸控制棒驱动机构原理验证验证介质密度铅蒸汽等对控制棒驱动影响堆内换料系统工程验证平台 III. 全范围模拟机次临界 \ 临界双模式运行实时仿真全数字化反应堆仪表与控制系统模拟机主控室控制棒驱动机构验证平台

33 铅铋反应堆预研装置完成零功率装置详细方案设计 ( 含 7 大系统,10 余项关键设备 ) 零功率装置加速器中子源预研装置获取反应堆建造许可证的必要平台 : 中子学软件与核设计方案验证

34 总结铅铋冷却反应堆具有良好的中子学热工水力及安全特性, 被认为是 ADS 及第四代反应堆的重要发展方向 ; 在中科院战略性先导专项的支持下, 已完成中国铅基研究反应堆 CLEAR-I 的详细方案设计与技术评审, 正在开展初步工程设计反应堆具有技术现实可行性固有安全性及实验灵活性, 可用于开展 ADS 及第四代铅冷快堆技术验证 ; 开展了大型铅铋实验回路建造材料研究, 换料系统燃料组件控制棒驱动机构模拟机等关键设备研制与验证, 基本掌握了反应堆的建造技术

35 欢迎指正!

36 中国科学院核能安全技术研究所等离子体物理研究所 (previous) 等离子体技术核与材料技术等离子物理所 (present) 聚变 FDS Team INEST Founded 中国科技大学 USTC 核工程裂变

37 核能安全技术研究所研究领域 1. 加速器驱动次临界系统 ( 铅基反应堆 ) 2. 聚变 / 聚变 - 裂变混合堆设计研究 (ITER) 3. 核反应堆安全基础研究 ~2013 members

38 研究所组织结构研究所现有人员 380 人

PowerPoint Presentation

PowerPoint Presentation 加速器驱动的次临界系统 (ADS) 杨磊中国科学院近代物理研究所能源革命与核能发展第四代堆加速器驱动的次临界系统国际 ADS 的发展现状中国 ADS 发展的机遇与挑战人类社会发展与能源革命化石能源广泛应用的弊端核能 1938 年, 德国的奥托哈恩发现了核裂变现象核能发展历程费米找了一个芝加哥大学废弃的露天运动场, 用石墨块和铀棒组成的材料建立了一个反应堆, 它于 1942