第四代核电 又近了一步

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2018-10-26

  近日,我国核动力研究设计院副总工程师肖泽军透露,我国超临界水冷堆技术研发第一阶段(基础技术研究)研发目标已完成,提出了超临界水冷堆总体技术路线,完成了中国百万千瓦超临界水冷堆CSR1000总体设计方案和材料选型方案。

同时还完成了关键技术基础研究,初步构建了设计与实验研究平台体系。 据悉,超临界水堆是世界强国争相研制的第四代核电技术之一,与我国此前向美国西屋公司引进的压水堆相比领先一代。

据悉,超临界水堆核电技术的最大优势是造价低廉,同等功率的3座第三代反应堆的价格相当于4座超临界水冷堆。

同时超临界水堆的安全性也比现有反应堆有很大的提高,具备自循环能力,不会出现堆芯融化等恶性事故。   超临界堆与各种老式水冷反应堆对比图,其最主要优势是结构简单,大幅降低成本,同时提高安全性  这一技术与我国目前正在努力推进的超临界、超超临界燃煤发电技术有一定继承性。

部分媒体解读认为此型反应堆可用于未来航母动力。 不过,据了解,这一技术将主要用于工业发电,在体积重量等方面并不能完全满足军舰使用的要求。   据报道,今年5月20日,中国政府签署了加入第四代核能系统国际论坛(GIF)超临界水冷堆(SCWR)系统安排协议,完成了加入GIFSCWR的全部法律程序,正式成为其成员,并随之参与国际超临界水冷堆技术研发。

  信息显示,加入GIFSCWR标志着由核动力院牵头、协调组织国内相关单位代表中国参加第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统获得了实质性进展。

我国今后将不再以观察员的身份参加该系统的相关活动,而是参加GIF框架下的相关超临界水冷堆研发活动。   除已收获成果的第一阶段研发工作,超临界水冷堆技术路线图中还有四个阶段的发展,且一直持续到2025年。

四个阶段包括2014年-2017年实施技术研发第二阶段,2017年-2021年进行工程技术研发,2019年-2023年进行工程实验堆设计建造,2022年-2025年进行百万千瓦级超临界水冷堆标准设计研究。

  基于热工水力及材料初步实验结果、设计分析及初步可行性研究,提出了具有自主知识产权的中国超临界水冷堆CSR1000总体设计方案,确定了总体技术参数,获得了初步可行性的堆结构、堆芯和燃料组件设计。 肖泽军介绍了目前研发进展中的第二个标志性成果。

  就下一步的研发计划,肖泽军透露,在技术研发的第二阶段(关键技术攻关阶段),将全面掌握超临界水冷堆设计技术和设计方法,完成CSR1000的工程实验堆的设计研究;完成堆外实验、材料优化及工程应用堆外性能、燃料元件辐照考验装置设计等关键技术攻关;完成包壳和堆内构件材料入队辐照考验。   记者了解到,超临界水冷堆是一种高温高压水冷反应堆,其本质是运行在临界点(兆帕,374摄氏度)之上的轻水堆。

与常规水冷堆相比,具有热效率高、系统配置简单、功率规模大、主设备和反应堆厂房尺寸小、技术基础好等优点,受到国际上的关注和重视。 美国、日本、加拿大、德国、法国、俄罗斯、韩国等从本世纪初开始就相继开展了该技术的研究开发。