El reactor refrigerado por gas de alta temperatura tiene las ventajas de una alta eficiencia térmica (40 ~ 41), un quemado profundo (hasta 20 MW/t de uranio) y alta tasa de conversión (0,7 ~ 0,8). Dado que el helio tiene buena estabilidad química, buen rendimiento de transferencia de calor y baja radiactividad inducida, puede eliminar de forma segura el calor residual después del apagado y tiene un buen rendimiento de seguridad. Reactor experimental de alta temperatura refrigerado por gas de 10 MW;
Con el apoyo del programa nacional “863”, mi país ha llevado a cabo trabajos de investigación y desarrollo de un reactor experimental de alta temperatura de 10 MW refrigerado por gas. desde mediados de la década de 1980. En febrero de 2000, en octubre de 2003, se completó hasta el nivel crítico y en octubre de 2003 se conectó a la red a plena carga para generar energía. Nuestro país ha logrado resultados revolucionarios en la investigación y el desarrollo de tecnología de reactores refrigerados por gas de alta temperatura y básicamente ha dominado la tecnología central y la tecnología de integración del diseño de sistemas. Este logro científico y tecnológico ha tenido un amplio impacto en el país y en el extranjero, haciendo que China ingrese a las filas internacionales avanzadas en tecnología de reactores refrigerados por gas de alta temperatura. Junio de 5438 En octubre de 2006, el Consejo de Estado emitió oficialmente el "Plan Nacional de Desarrollo Científico y Tecnológico a Medio y Largo Plazo (2006-2020)", que enumera la "Demostración de una planta de energía nuclear con un gran reactor avanzado de agua a presión y un reactor de alta temperatura refrigerado por gas". Proyecto" como gran proyecto nacional.
Sistemas Avanzados de Energía Nuclear de Cuarta Generación
El Foro Internacional de Sistemas de Energía Nuclear de Cuarta Generación (GIF) publicó recientemente oficialmente su informe anual de 2013. El informe anual cubre los avances en investigación y desarrollo realizados por los países miembros del GIF, así como informes de progreso sobre seis sistemas, incluidos reactores refrigerados por gas de temperatura ultraalta, reactores rápidos refrigerados por sodio, reactores supercríticos refrigerados por agua y reactores rápidos refrigerados por gas. , reactores rápidos refrigerados por plomo y reactores de sales fundidas. El concepto de "sistema de energía nuclear avanzado de cuarta generación" ha sido propuesto internacionalmente. Este tipo de sistema de energía nuclear tiene una buena seguridad inherente, no causará daños al público en caso de accidente, puede competir económicamente con otros métodos de generación de energía y tiene la ventaja de un período de construcción corto. Se espera que los reactores de alta temperatura refrigerados por gas se conviertan en una de las tecnologías de la cuarta generación de sistemas avanzados de energía nuclear.
La investigación y el desarrollo de reactores refrigerados por gas de alta temperatura en mi país comenzaron a mediados de la década de 1970, y la principal unidad de investigación es el Instituto de Investigación Nuclear de la Universidad de Tsinghua. El reactor de alta temperatura refrigerado por gas es un tipo de reactor reconocido por la comunidad internacional de energía nuclear por tener buenas características de seguridad. Después del accidente nuclear de Three Mile Island, la seguridad de los reactores nucleares en todo el mundo ha mejorado y la probabilidad de fusión del núcleo ha aumentado significativamente. En la actualidad, la probabilidad de fusión central de las centrales nucleares del mundo puede alcanzar el nivel de "centrales eléctricas satisfactorias" representada por la línea continua de la Figura 2, y algunas centrales nucleares han alcanzado el nivel de "centrales eléctricas seguras excelentes". El requisito de diseño para la probabilidad de fusión del núcleo de los reactores avanzados de agua ligera es 10-5/reactor. Se propone en el documento “Necesidades de los usuarios de servicios eléctricos” elaborado por el Instituto de Investigaciones en Energía Eléctrica (EPRI). El reactor modular de alta temperatura refrigerado por gas (MHTR) es un tipo de reactor innovador con una probabilidad estimada de fusión del núcleo de menos de 10-7/reactor. Esto es mucho menor que la probabilidad de fusión del núcleo requerida para los reactores avanzados de agua ligera.
El uso de un excelente combustible de partículas recubiertas en reactores refrigerados por gas a alta temperatura es la base de su buena seguridad. El combustible de uranio se divide en muchas partículas pequeñas de combustible, y cada partícula está envuelta con una capa de carbono medio térmico de baja densidad, dos capas de carbono medio térmico de alta densidad y una capa de carburo de silicio. El diámetro de las partículas recubiertas es inferior a 65438 ± 0 mm y el combustible de partículas recubiertas se dispersa uniformemente en la matriz de material moderador de grafito para formar un elemento combustible esférico con un diámetro de 6 cm (consulte la Figura 3). El revestimiento bloquea completamente los productos de fisión producidos en las partículas del revestimiento. Los experimentos muestran que el combustible de partículas recubiertas aún mantiene su integridad incluso después de haber sido calentado a una temperatura alta de 1600°C durante cientos de horas, y la tasa de liberación de gas de fisión sigue siendo inferior a 10-4. Los reactores enfriados por gas de alta temperatura tienen las siguientes características básicas de seguridad:
1.1 Características de seguridad inherentes de las reacciones transitorias En todo el rango de temperaturas, el coeficiente de temperatura de reacción del núcleo del reactor enfriado por gas de alta temperatura (el la relación de los coeficientes de temperatura del combustible y del moderador) y ) son negativos, y el coeficiente de temperatura del combustible con efectos instantáneos también es negativo. Por lo tanto, el núcleo del reactor puede confiar en su capacidad inherente de compensación de retroalimentación de reactividad para lograr el apagado automático en cualquier accidente de introducción de reactividad positiva. Los accidentes que involucran la introducción de reactividad positiva en reactores enfriados por gas a alta temperatura incluyen principalmente:
(1) Mal funcionamiento de la palanca de control; (2) Ruptura del tubo del generador de vapor y entrada de agua en el núcleo, lo que resulta en una mejora. capacidad de moderación e introducción de reactividad positiva Accidentes de reacción (3) Accidentes de reacción positiva causados por un exceso de velocidad del ventilador del circuito primario y una caída en la temperatura promedio del extremo caliente del refrigerante.
Los resultados del análisis de accidentes muestran que en el caso del accidente con reactividad positiva mencionada anteriormente, el aumento en la potencia del reactor conduce a un aumento en la temperatura del elemento combustible, mientras que el coeficiente de temperatura de reactividad negativa puede rápidamente inhibe el aumento de potencia y la temperatura máxima del combustible está muy por debajo del límite de temperatura máxima del elemento combustible.
1.2 El diseño térmico del núcleo modular del reactor refrigerado por gas de alta temperatura con características de seguridad pasiva de carga de calor residual tiene en cuenta el enfriamiento del núcleo y no requiere un sistema especial de enfriamiento de calor residual en condiciones de accidente. El calor de desintegración del núcleo se puede transferir al enfriador de superficie fuera de la vasija de presión del reactor a través de mecanismos pasivos como la conducción de calor, la convección y la radiación, y luego el enfriador de aire descarga el calor residual del núcleo a la atmósfera (disipador de calor final). ) a través de la circulación natural.
Cuando ocurre un accidente de despresurización del refrigerante del circuito primario, el calor residual del núcleo del reactor ya no puede ser descargado por el sistema principal de transferencia de calor, y el calor de desintegración del núcleo del reactor solo puede ser descargado por el sistema pasivo de descarga de calor residual mencionado anteriormente. Esto inevitablemente aumentará la temperatura de los elementos combustibles en el área central. Para limitar la temperatura máxima de los elementos combustibles del núcleo al límite de temperatura de 1600°C, se limitarán la densidad de potencia y el diámetro del núcleo del reactor modular de alta temperatura refrigerado por gas.
La realización de la función de descarga pasiva del calor residual en reactores modulares refrigerados por gas de alta temperatura básicamente elimina la posibilidad de accidentes por fusión del núcleo y tiene características de seguridad pasiva.
1.3 Barreras múltiples para evitar la liberación radiactiva La defensa en profundidad y las barreras múltiples son principios básicos de seguridad para todas las centrales nucleares. Como primera barrera del reactor modular de alta temperatura refrigerado por gas, la temperatura máxima de los elementos combustibles del núcleo está limitada a 1600 °C en todas las condiciones operativas y de accidente. Por debajo de esta temperatura, la capa de carbono pirolítico y el denso recubrimiento de carburo de silicio permanecen intactos, lo que permite que los productos de fisión gaseosos y metálicos queden retenidos casi por completo en las partículas de combustible recubiertas. Además, el material fisionable se dispersa en muchas partículas pequeñas de combustible en grandes cantidades, formando barreras independientes y teniendo una alta confiabilidad.
La barrera de presión del circuito primario es la segunda barrera para evitar la fuga de materiales radiactivos. La frontera de presión del circuito primario consta de los siguientes recipientes a presión: el recipiente a presión del reactor, el recipiente a presión del generador de vapor y el recipiente a presión del conducto de gas caliente que conecta los dos recipientes a presión. Se puede descartar la posibilidad de rotura por penetración de estos recipientes a presión.
Debido a que la temperatura del elemento combustible excede los 1600 °C y una gran cantidad de productos de fisión no se liberarán bajo ninguna condición de operación, y el nivel de radioactividad del refrigerante del circuito primario es muy bajo en condiciones normales de operación, incluso en caso de falla En caso de un accidente de presión, el refrigerante del circuito primario se libera completamente al entorno circundante y tiene poco impacto en el entorno circundante. Por lo tanto, el diseño del reactor modular de alta temperatura refrigerado por gas adopta el concepto de diseño de "contención" en lugar de contención. El "cuerpo de contención" es diferente del recipiente de contención. El recipiente de contención no tiene requisitos de estanqueidad al aire ni de soporte de presión total, y no requiere funciones como reducción de la presión de pulverización y control de gases inflamables, por lo que el sistema se simplifica enormemente.
La función de "contención" del reactor de alta temperatura refrigerado por gas se logra a través de la cabina principal con cierto rendimiento de sellado. La tasa de fuga bajo una diferencia de presión de 10 kPa es inferior a 10-2/día. En condiciones normales de funcionamiento, el sistema de escape mantiene la presión negativa en la cabina principal para evitar que los materiales radiactivos de la cabina principal se propaguen al edificio del reactor. El aire expulsado se filtra y se descarga por la chimenea cuando ocurre un accidente grave; se pierde la presión del refrigerante, cuando la presión en la cabina supera los 10 kPa, la membrana a prueba de explosiones del tubo de escape de emergencia se abrirá automáticamente y los materiales radiactivos se descargarán directamente desde la chimenea a la atmósfera sin filtrar. Dado que las consecuencias de la liberación directa de radiactividad no son graves, la presión en la cabina del primer circuito cae inmediatamente a la presión normal después de un corto período de tiempo y el sistema filtra las emisiones nuevamente, lo que puede evitar que una gran cantidad de material de fisión radiactivo ser liberado directamente al medio ambiente cuando ocurre un accidente y evitar el riesgo de una gran cantidad de liberación radiactiva. El reactor modular de lecho de guijarros de alta temperatura refrigerado por gas adopta la característica de escape pasivo del calor residual, lo que mejora enormemente la seguridad, pero la potencia de su único reactor es muy limitada. Dado que el reactor de lecho de guijarros de alta temperatura refrigerado por gas puede proporcionar helio a alta temperatura a 950°C, aprovechar al máximo su potencial de helio a alta temperatura para obtener una mayor generación de energía es la principal dirección de desarrollo para mejorar su competitividad económica. El método de circulación directa de la turbina de helio es la principal dirección de desarrollo para la generación de energía de alta eficiencia en reactores refrigerados por gas de alta temperatura.
La central nuclear con reactor refrigerado por gas de alta temperatura diseñada por la empresa ESKOM de Sudáfrica utiliza un método de circulación directa de turbina de helio [1, 2] que impulsa directamente el refrigerante de helio de alta temperatura en la salida del circuito primario. la turbina de helio para generar electricidad. La presión del reactor es de 7 MPa y la temperatura de salida de helio es de 900 ℃.
El helio de alta temperatura primero impulsa la turbina de helio de alta presión, luego impulsa el compresor coaxial, luego impulsa la turbina de helio de baja presión y finalmente impulsa la turbina de helio principal para producir electricidad. Una vez completado todo el ciclo, la presión del helio descenderá a 2,9 MPa y la temperatura descenderá a 571 °C. Para presurizar el helio a la presión de entrada del circuito primario del reactor, es necesario enfriarlo a 27 °C a través del regenerador y precalentador, luego aumentarlo a 7 MPa a través de un compresor de dos etapas y luego regresar al otro lado del calentador. calentarse a 558°C Regresar a la entrada del núcleo del reactor. Este proceso se muestra en la Figura 5. La eficiencia de generación de energía de este modo de ciclo puede llegar a 47.
Las principales ventajas de este sistema de circulación son: el sistema es simple, todos los sistemas de energía están integrados en tres recipientes a presión coaxiales y el costo es bajo, evita la posibilidad de accidentes por intrusión de agua en el núcleo; la eficiencia del ciclo térmico es alta. El método de circulación directa de turbina de helio es la dirección de desarrollo para la generación de energía de alta eficiencia en reactores refrigerados por gas de alta temperatura. Sin embargo, actualmente hay muchos proyectos que requieren investigación y desarrollo sobre esta tecnología, entre los que se incluyen principalmente:
(1) Desarrollo de elementos combustibles de alta calidad y bajas emisiones (para garantizar que el nivel de radiactividad que ingresa al El sistema de generación de energía de la turbina es muy bajo);
②El desarrollo de la tecnología de turbinas de helio verticales, que incluye: cojinetes de suspensión magnética, cojinetes de arranque y parada y tratamiento de superficies metálicas en contacto con una atmósfera de helio de alta temperatura;
③Desarrollo de tecnología de regenerador de aletas de placas (98) de alta eficiencia.
Desde la perspectiva de la viabilidad técnica, actualmente existen dos métodos que pueden sustituir al ciclo térmico de helio:
3.1 Modo de ciclo combinado directo
Se muestra el proceso del ciclo en la figura 6 mostrada. El gas helio a alta temperatura a 900 °C y 6,9 MPa primero impulsa una turbina compresora de helio para impulsar un compresor coaxial y luego impulsa la turbina principal de helio de generación de energía para producir electricidad. El gas helio en la salida pasa a través del generador de vapor de un solo paso para calentar el agua del otro lado y generar vapor. El vapor producido impulsa un generador de turbina para generar energía. Después de pasar por el generador de vapor de un solo paso, el compresor presuriza el gas helio a 7,0 MPa y 183 °C y luego regresa a la entrada del núcleo del reactor. La eficiencia de generación de energía del ciclo combinado de la turbina de helio y la turbina de vapor en este sistema puede llegar a 48.
La principal ventaja de este sistema de circulación es que no requiere un regenerador eficiente, lo que evita un problema técnico. Sin embargo, ¿debido al uso de helio? El ciclo combinado de vapor aumenta el coste de inversión del sistema, por lo que no se puede descartar la posibilidad de accidentes por intrusión de agua en el núcleo.
3.2 Ciclo combinado indirecto
El proceso de ciclo combinado indirecto que se muestra en la Figura 7 es el siguiente: el gas helio a alta temperatura de 900 °C en la salida del reactor pasa a través del intercambiador de calor intermedio. (el lado secundario calienta el nitrógeno), se enfría a 300 °C y luego se devuelve a la entrada del núcleo del reactor a través de un soplador de helio. El nitrógeno del lado secundario se calienta a 850°C a través de un intercambiador de calor intermedio, realizando así un ciclo combinado de turbina de gas y turbina de vapor. La eficiencia de generación de energía de este ciclo es 43,7.
Dado que se utiliza nitrógeno como fluido de trabajo, se puede utilizar tecnología madura de turbinas de gas, que tiene buena viabilidad en las condiciones básicas de la tecnología existente. Sin embargo, el aumento de los costes de inversión no puede descartar la posibilidad de que se produzcan accidentes por intrusión de agua en el núcleo del reactor.
De la comparación de los procesos de ciclo anteriores, se puede ver que el ciclo térmico de helio puede lograr una mayor eficiencia de generación de energía. Según el nivel de desarrollo de la tecnología, se puede seleccionar un proceso de ciclo apropiado. Debido a la emisión pasiva de calor residual, la potencia de salida del reactor modular de alta temperatura refrigerado por gas es limitada y la potencia térmica máxima sólo puede alcanzar 200 ~ 260 MW. Su potencia de salida sólo puede alcanzar los 100 MW, que es más pequeña que la de una central nuclear con reactor de agua a presión. Sin embargo, los resultados del análisis económico del reactor de alta temperatura refrigerado por gas de 100 MW diseñado por la empresa ESKOM de Sudáfrica muestran que, en comparación con las plantas de energía nuclear con reactores de agua a presión de gran capacidad, su costo de generación de energía es muy competitivo y puede ser comparable al costo. de energía local barata a base de carbón. Los factores principales son los siguientes:
① Alta eficiencia de generación de energía: su eficiencia de generación de energía es aproximadamente un 25% mayor que la de las centrales nucleares con reactores de agua a presión.
②Período de construcción corto: el reactor refrigerado por gas de alta temperatura de 100 MW adopta un modelo de construcción modular y el período de construcción se puede acortar a dos años, lo que reduce el interés durante el período de construcción y se compara con el Período de construcción de 5 a 6 años de una planta de energía nuclear con reactor de agua a presión Reducir la inversión en construcción en aproximadamente un 20;
(3) Simplicidad del sistema: las características de seguridad pasiva del HTGR hacen que el sistema sea muy simple. necesidad de instalar un sistema de enfriamiento de emergencia y un recipiente de contención en una planta de energía nuclear con reactor de agua a presión, ahorrando así la inversión en construcción.
④Alta seguridad: tiene características de seguridad inherentes y no causará riesgos tradicionales como la fusión del núcleo en las situaciones de accidentes más graves.