CANDU基本特点的形成原因可以追溯到五十多年前加拿大刚开始发展核电反应堆时的特殊国情条件,特别是当时的资源状况(要求能够利用天然铀而不是加浓铀),人才和技术力量(要发挥加拿大在重水研究堆技术和人才方面的优势),市场因素(要能够和当时安大略省的煤电竞争)和工业基础(要与加拿大当时相对薄弱的工业基础相适应)。为了确保设计出的反应堆能够利用易裂变核素铀-235富集度极低的天然铀,要求对裂变产生的中子利用率极高,因而必须使用对中子吸收极少的重水作慢化剂。初始方案曾提出采用立式堆芯和耐高温高压的钢制大容器;而经济性分析结果表明,为了与当时的煤电竞争,商用核电厂的功率至少要在200 MW以上,而相应的压力容器尺寸已远远超出了加拿大当时的制造能力。为解决这个矛盾,最终采用了压力管燃料通道式的堆芯结构,这不仅简化了堆芯和燃料的支承结构,同时使不停堆双向装卸燃料成为可能。自1962年加拿大建成了世界上第一个CANDU原型堆示范电厂 D(20 MW)以来,全球已建成的CANDU机组共有30多座,大部分是分布在加拿大国内。
从80年代中期开始,CANDU产品逐步进入国际市场,在世界核电不太景气的情况下,这种堆型仍然较快地发展到了加拿大以外的6个国家。仅从1991年以来就有7个CANDU机组项目签约,其中四个已经全部按时按预算建成投产,三个在韩国,一个在罗马尼亚;另外,秦山三期的两台CANDU-6机组也即将建成投产,还有罗马尼亚的第二个CANDU机组正在建设中。
CANDU基本特点经受了几十年来的实践检验,相关的一些发展优势为这种反应堆技术的不断发展改进创造了有利的条件。
1.2 燃料和设备制造易于实现本土化
燃料棒束组件设计是CANDU堆很有特色的一个方面。它的外形短小,长约50 cm,外径10 cm;结构也简单,目前CANDU-6用的37-根元件棒燃料组件仅仅由七个简单部件组成。简单短小的燃料组件设计,意味着燃料制造厂投资小,燃料生产成本低,燃料和相关运行管理费用低。所有引进CANDU机组的国家,在建成第一个机组后都很快就实现了燃料组件制造的国产化,这包括工业基础比较薄弱的国家,如阿根廷和罗马尼亚等。中国包头核燃料厂也很快建成投产,并为秦山三期的CANDU堆提供燃料组件。
由于整个反应堆基本上是由大量完全一样的小模块件组合而成,避开了庞大高压容器和复杂燃料组件的制造,所以CANDU技术相对来说更容易实现本土化。印度是一个很好的例子。对于已经拥有PWR技术和设备制造经验的国家,CANDU技术和设备制造的全面国产化会更加迅速,需要的额外投入较少。韩国是一个很好的例子,不仅实现了CANDU机组设备的大规模国产化,并且很快就开始参与国外同类机组项目分包,包括提供设备和技术服务。
1.3 高中子经济性和燃料循环灵活性
CANDU四大基本特点共同带来的一个突出发展优势是它的高中子经济性,即裂变产生的中子浪费少,而更多中子用于引发新的裂变或者转换产生新的易裂变核,从而提高了核燃料的利用率。由于采用了重水作慢化剂,重水对快中子的慢化能力较强,而它的中子吸收截面极低(还不到轻水的1/650)。另外,不停堆换料、简单的燃料组件设计和堆芯中含较少对中子有害的材料,也显著减少了中子的损失。CANDU高中子经济性直接体现在很高的核燃料利用率上。比如,在使用天然铀的CANDU-6核电厂,生产单位电能所需的天然铀量要比通常的压水堆少30%;加上燃料组件设计简单,制造成本低,燃料破损率低,运行性能良好,燃料在堆外也不必担心发生临界性事故,操作费用低;另一方面,虽然因使用天然铀产生乏燃料量比较大,但是由于燃耗低从而裂变产物的浓度低,因而释热少、毒性小和屏蔽要求低等原因,每度电的平均乏燃料处置和贮存费用与PWR相当或更低。所以,研究表明CANDU天然铀燃料循环每千瓦时的总费用还不到PWR的一半。
另一方面,由于良好的中子经济性、不停堆换料和简单的棒束组件设计这些优点的组合,CANDU反应堆是现有动力堆中唯一能够提供充分灵活性、不需大的改动就可以使用多种核燃料的堆型,因而具有长期发展的生命力。除了天然铀之外,可以实际应用的燃料包括稍加浓铀、轻水堆乏燃料后处理回收铀、各种含钚的MOX燃料、铀或钚驱动的钍燃料、轻水堆乏燃料的直接利用和后处理产生的一些高放长寿命锕系废物等。这种燃料循环方面的优势意味着,在近期可以显著提高易裂变铀资源的利用率,在远期即使易裂变铀资源变得匮乏或昂贵时仍可确保易裂变核燃料的长期稳定供应,而且同一种成熟经济的热中子堆可以长期为核电的持续大规模发展发挥作用。
1.4 固有和非能动安全性特点
同其它水堆一样,CANDU堆对燃料温度的快速变化有很强的和非常迅速的负反应性反馈抑制能力,这是根本的固有安全特性。除此之外,CANDU的设计特点还为提高反应堆的固有安全性创造了一系列有利的条件。比如,由于反应性控制装置的工作环境是低压低温的慢化剂,控制棒靠重力和弹簧加速下落,液体中子毒物注入靠压缩气体,这种依靠自然力的动作安全可靠,从而避免了高压水力弹棒等一类事故。
又如前面已经提到过,不停堆换料可以使过剩反应性维持在最低的水平(大约为压水堆燃料循环初期的1/10),因为燃耗引起的反应性降低可以不断通过更换燃料得到补偿。控制装置的反应性总价值很小(典型值是大约20 mk),在控制系统故障时单个控制装置的价值和可能引入最大正反应性价值也是很小的,因而从根本上提高了堆的固有安全性。不停堆换料功能也可以用来将破损的燃料棒束及时移出堆芯,使热传输系统维持非常低的裂变产物的放射性水平,符合合理可行尽量低的安全性原则;而其它水堆,破损的燃料要在堆内停留相当长时间直到下一次停堆才能取出,会增加对冷却剂系统的放射性污染。
由于CANDU堆使用重水慢化,中子的寿命较长,运行参数的扰动引起反应堆功率变化的速度较慢,这种慢特性使得反应堆的控制相对容易。低温低压的慢化剂环境和燃料通道式的堆芯便于对中子通量和其它重要参数进行详细测量,这对全面了解和监控反应堆的动态特性非常有利。
除了有利的固有安全特性之外,CANDU堆还设置了一系列专设安全系统,除了其它水堆通常有的之外,还特别包括了前面提到过的装有两套冗余、完全独立、基于不同原理、隔离开的以及可以在运行时随时进行测试的快速停堆系统。快速停堆系统与运行控制系统相互独立,不共用设备。
1.5 全数字化计算机控制和运行高度自动化
良好的堆芯物理动态特性,反应性控制装置处在低温低压的工作环境,管栅式堆芯便于通量和其它重要参数的测量,这些都为CANDU堆最先实现全数字化计算机控制和运行的高度自动化以及将来朝智能化方向发展创造了有利的条件。1971年投入运行的第一个大型商用CANDU机组(Pickering)就大规模应用了数字化计算机直接控制,而现代的CANDU-6机组(如秦山三期机组)的数字化控制也早已经全面应用到了反应堆功率控制,热传输系统控制,蒸汽发生器二次侧控制,汽轮机控制,装卸料机不停堆换料控制,报警、显示和其它信息处理等方面。有两台计算机同时运行,每一台都能完全独立进行全厂控制,当一台万一出现故障则自动切换到另一台;如果两台计算机同时出现故障,则自动停堆。只有在较小的局部回路上采用了常规的模拟控制仪表,但同时为所有安全相关系统设置了常规显示和报警信号仪表,以便在两台计算机都发生故障并自动停堆后,可以对全厂安全进行监控。
新一代设计将进一步应用先进信息和控制技术,控制中心将进一步朝智能化的全面监控和信息中心方向发展。
1.6 防御严重事故的特性
以上谈到的主要是有关正常运行时的特性,而CANDU设计特点也有利于防御严重事故。首先,由于堆芯中的承压边界是由分散到了几百个小直径的压力管组成,在一些假想的严重事故条件下,虽然个别压力管可能失效,但不会发生不可接受的压力边界整体丧失的极端严重事故。所以,这时压力管所起的作用就象保险丝一样,加上高度可靠的两套快速停堆系统,因而事实上可以排除轻水堆必须考虑的发生高压熔融喷射的可能,从而避免危及安全壳屏障。
对于CANDU型反应堆来说,由于堆芯结构的特殊性,在大破口失水事故加上堆芯应急冷却系统失效这种双重事故叠加的情况下,慢化剂仍然可以起应急热阱的作用,保持燃料通道的完整性。在燃料完全失去冷却的情况下,压力管变形下塌,与燃料通道外层的排管接触,这样燃料中的热量可以传给与排管外表面接触的慢化剂,可以有效避免燃料的大规模熔化,从而保持压力管的完整性。
除了慢化剂之外,CANDU堆还有一个额外的非能动应急热阱。由于整个排管容器外侧表面是浸泡在大容量的屏蔽水池之中,即使发生了极不可能的大破口失水事故又同时加上堆芯应急冷却系统失效,再加上慢化剂任其烧干这样三重事故叠加的假想情况,堆芯可能会严重变形,一些燃料通道会逐渐熔化坍塌到排管容器底部,但热量还可以传给体积很大的屏蔽水。因此,排管容器起一种"堆芯捕集器"的作用,避免因熔穿而影响到安全壳。在新一代设计中,可通过在慢化剂系统、屏蔽水系统和安全壳系统引入更多的非能动安全排热功能,将进一步朝着降低甚至避免需要场外应急响应要求的方向迈进,以便从根本上减少或彻底消除公众对核电安全性方面的顾虑。
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