世界和世界能源需求與發(fā)展

1我國燃料的利用在分析了接下來幾十年能源需求和人口增長率的基礎(chǔ)上，世界能源總需求增加了15.20a，2005年能源消費約為3.113w（9.3.01j，a）。到21世紀中期地球上對能源的需求水平至少需1014W(3.1×1021J/a)?，F(xiàn)在地球上對能源的需求主要來源于煤、石油、天然氣。世界能源燃料的估計儲量,見表1。石油、天然氣剩下的儲量已很有限。主要靠煤,每年需在地球上開采煤礦1012m3,需109t車廂運載量轉(zhuǎn)運煤。近30a由于煤的消耗,大氣中二氧化碳濃度增長將近10倍,硫化物形成的酸雨使人類被迫在酸雨和溫室效應(yīng)的環(huán)境里從事農(nóng)業(yè)生產(chǎn)。為了說明燃料運輸和為解決環(huán)境污染所需的能源消耗,用能源輸出系數(shù)η來說明式中,Q總為從燃料里所獲取能源總量,Q運為運輸燃料消耗的能量,Q環(huán)為解決燃料利用所造成的環(huán)境問題消耗的能量,表2給出在前蘇聯(lián)條件下能源輸出系數(shù)η隨年份的變化,可見煤的利用系數(shù)很低。關(guān)于煤的利用問題已討論很多,世界煤總儲量約為1012t(3×1022J),現(xiàn)在對煤的需求量約為3×1019～4×1019J/a,煤的總儲量尚可用數(shù)百年。但其對環(huán)境的污染卻是嚴重的問題。它的利用包含著很大的危害和風(fēng)險。確認世界上石油的總儲量為2.15×1011t(9.48×1021J),除去石油、化工消耗量,估計石油可用到21世紀中期(2040—2050年)石油作為重要的化工原料,人們不能把化工原料都消耗盡。天然氣儲量所含能量與石油儲量相當,估計尚可用60多年。核能是相對干凈的能源,但現(xiàn)有的反應(yīng)堆主要是燃耗235U,核電廠的壽命為40a,2000座電功率為1GW的電廠每年要消耗2000t235U,需40萬t天然鈾,按近期鈾價可用的鈾儲量,只能滿足核電十幾年的需要。所以從長遠觀點看,發(fā)展以238U或232Th為燃料的堆型是當務(wù)之急。如果238U和232Th能得以應(yīng)用,其所含量能為6×1023J,比煤所含能量還要大20倍,可供世界對能量的消耗數(shù)千年。再來看看我國的情況,估計我國到2020年,能量消耗量約為26×108～27×108t標煤,即7.6×1019～7.9×1019J。現(xiàn)有石油、天然氣、燃料(見表3)也只能維持20～30a2005年我國總裝機容量4×108kW,從2006年開始年增長率約為7%。到2020年裝機容量達11×108kW,如按7×108kW全用核電計,并以核電消耗235U為主,那么我國現(xiàn)有鈾資源也只夠維持5～6a時間,見表3。如果全部用電的10%用核電,估計我國鈾資源(5000kt)也只能用半個世紀。而核電廠的壽命為40～50a,所以建235U為燃料的核電廠解決中國對電的需求10%以上也是困難的?？梢婇_發(fā)以238U或232Th為燃料的堆型對我國也同樣是至關(guān)重要的?？煸鲋扯咽抢?38U、232Th可能的途徑之一,但實踐證明快增殖堆也仍存在不少技術(shù)、經(jīng)濟上的問題,特別是快增殖堆核燃料循環(huán)伴隨著大量钚被分離出來。隨著全球?qū)四苄枨蟮脑鲩L,人們對核能安全、對可裂變核材料廣泛生產(chǎn)和利用所引起的核武器擴散危險也更為關(guān)注。尋求一種更安全的,可以充分利用鈾、釷資源,又可防核武器擴散危險,又便于處理核廢料的核能方案,是解決未來可持續(xù)發(fā)展能源的關(guān)鍵問題。2融鹽堆的“平衡燃料快堆”核能是現(xiàn)實可用的相對干凈的能源。利用聚變能,特別是氘-氘聚變放能,是人類長久以來的夢想和奮斗目標,直至現(xiàn)在人類還在作著不懈的努力。氘存在于海水中,是取之不盡、用之不竭的核燃料資源。但從目前的發(fā)展階段看,還有相當?shù)木嚯x,除了現(xiàn)在正研究的磁約束聚變和慣性約束聚變之外,也不能排除另辟蹊徑的可能性,例如,以外中子源驅(qū)動并以消耗238U或232Th為燃料的聚變-裂變混合堆,以氘為燃料的核爆發(fā)電等。我國科學(xué)家正在研究這種途徑。特別值得重視的是以238U、232Th作燃料的核能利用的問題。因為它具有更為現(xiàn)實的可能性。它的燃料資源豐富,并具有熱堆(LWR)和快堆(FBR)的設(shè)計和運行經(jīng)驗可以借鑒。為了利用238U或232Th作為反應(yīng)堆燃料,又避免核擴散和核廢料所帶來的環(huán)境問題,這里提出一個平衡燃料快堆的概念。即在一定238U-233Pu或232Th-233U燃料成分下,可使堆系統(tǒng)中238U俘獲中子的生成239Pu的生成率與239Pu裂變的消耗率相等或232Th俘獲中子生成233U的生成率與233U裂變的消耗率相等,即以消耗238U或232Th為代價產(chǎn)生核能,而不直接消耗239Pu或233U。初始投料中的239Pu或233U僅起“催化”作用,以提高堆系統(tǒng)的反應(yīng)性,本身并不消耗。其反應(yīng)過程如下:在一定堆材料成分下,使其中子譜滿足或其中,Σc238為238U的宏觀中子俘獲截面,∑C+f239為239Pu的宏觀俘獲、裂變截面;∑C232為232Th的宏觀中子俘獲截面,∑C+f233為233U的宏觀俘獲、裂變截面。即在堆中239Pu的生成率等于239Pu燃耗率,或233U的生成率等于233U燃耗率。而以238U或232Th的消耗為代價生產(chǎn)核能。以238U或232Th作為生產(chǎn)核能的燃料,就可大大提高釷、鈾資源的利用率,而且不像快堆那樣需把钚分離出來,也不像輕水堆那樣需要鈾的濃縮,因而大大減少了核擴散的危險。還可在堆中燒去乏燃料中的錒系元素、嬗變長壽命的裂變產(chǎn)物。對于一個堆只需一次性的初始投料中有一定量的239Pu或233U(235U)。在以后堆的運行中只消耗238U或232Th。一次性的初始投料可用現(xiàn)有的低濃鈾或熱堆乏燃料中钚,也可利用聚變-裂變混合堆或核爆氘能發(fā)電生產(chǎn)初始投料所需的“鈾钚”或“釷鈾”混合燃料。在融鹽堆的構(gòu)型下,可以在線從乏燃料中的去除裂變碎片,并添加燃去的238U或232Th。20世紀50年代初美國發(fā)展出了普雷克斯流程(purexprocess),即用磷酸三丁酯萃取法從乏燃料中回收鈾、钚,去除裂變碎片。補充了消耗掉的238U(或232Th)之后燃料就可繼續(xù)使用。普京總統(tǒng)于2000年9月6日在聯(lián)合國千年首腦會議上提出了全球發(fā)展新的核能倡議,新核能的特點是:①不再消耗易裂變材料;②最后解決放射性廢物問題;③徹底解決易裂變材料的擴散問題;④所有的鈾、釷同位素最終都得到應(yīng)用。其基本原理是:堆中經(jīng)輻照的鈾和钚定期地在現(xiàn)場進行后處理,去掉其中的裂變產(chǎn)物和重元素,再與追加的天然鈾氧化物,在堆里進行新一輪循環(huán),使所有的同位素(包括鈾和釷的所有同位素)都得到應(yīng)用。分離出的長壽命放射性同位素重新投入堆中,通過中子俘獲嬗變成短壽命同位素,使核廢料得到處理。美國科學(xué)家最近也提出了類似的能源方案。3npu的燃耗率設(shè)計Ni是i類核素核子數(shù)密度,Ni發(fā)生反應(yīng)后生成Ni+1,其線性鏈可表示為N1→N2→N3→…→Ni→Ni+1→…燃耗方程為;s-1為238U的衰變常數(shù);為238U的第g群中子吸收截面,N28為238U的核子數(shù)密度。λ29a=λ29+σag29Φg;λ29=0.4908×10-3s-1為239U的衰變常數(shù);σag29為239U的第g群中子吸收截面,λ28c=σag28Φg為238U的第g群中子俘獲數(shù),N29為239U的核子數(shù)密質(zhì)。λP=0.3443×10-5s-1為Np的衰變常數(shù),NP為Np的核子數(shù)密度;為Np的第g群中子吸收截面。為Pu的衰變常數(shù),為Pu的第g群中子吸收截面,NPu為Pu的核子數(shù)密度。由方程(1)由方程(2)t=0時,N29=0,代入N28解得由于>>于是有由方程(3)t=0時,NP=0,代入N29解得由于,于是有由方程(4)由于初始加入的Pu很快消失完,即NPu(0)e-λPuat～0所以有即,NPu的燃耗率等于N28俘獲中子產(chǎn)钚率。如初投料時不滿足該條件,反應(yīng)堆運行中會自動調(diào)解NPu、N28使上述條件得到滿足。4堆棧類型的選擇為了充分利用鈾、釷資源,燃料成分平衡型的反應(yīng)堆是比較有利的。有兩種實現(xiàn)燃料平衡堆型的方案可以選取。4.1叉車堆堆t最近由美國利弗莫爾國家實驗室牽頭,阿貢國家實驗室負責(zé)堆的設(shè)計,洛斯阿拉莫斯國家實驗室負責(zé)冷卻劑和燃料技術(shù)研究,日本電力公司研究所參與燃料研究,共同提出了一種新型快堆的設(shè)計方案。這就是我們所設(shè)想的一種小型的,可裂變?nèi)剂献猿值目熘凶臃磻?yīng)堆?，F(xiàn)以該堆型為例來說明自持快堆的工作原理。反應(yīng)堆以液態(tài)鉛作冷卻劑和載熱劑,中子的平均能量為250keV。堆運行時,燃料由反應(yīng)堆裝料中可轉(zhuǎn)化核(238U)自行產(chǎn)生出來,以補足堆運行燃料消耗的需要。反應(yīng)堆一次裝料可運行30a,中間不需再裝、換料。反應(yīng)堆的電功率為10～100MW,高15m,直徑3m,重量不超過500t,可用載重卡車運輸,見圖1、圖2。反應(yīng)堆壽期終了后,可整體由載重卡車運往后處理廠進行集中處理,回收可裂變核燃料。反應(yīng)堆用戶不需自己生產(chǎn)核燃料和裝料,也可不參與后處理,不需高放核廢料儲存和處理乏燃料的工業(yè)體系,因而大大減少了核擴散的危險,也減少了運行和維護人員。用鉛-鉍代替鈉作冷卻劑,化學(xué)活性小,壓力小,使堆更為安全、緊湊,宜作高溫運行。除發(fā)電外,可用于生產(chǎn)氫,代替汽油作汽車的燃料。堆中設(shè)有信號探測系統(tǒng),以監(jiān)視堆的運行。堆設(shè)計是被動安全的,控制失靈時,會自動關(guān)閉,安全的散出熱量。設(shè)計上的難點是:①冷卻劑和核燃料的相容性,鉛會腐蝕燃料元件的包皮和結(jié)構(gòu)材料;②燃料包皮與結(jié)構(gòu)材料對中子長期照射的耐受性;③壽終后的堆有強放射性,如何密封,安全運回回收廠。在平衡燃料成分的快堆中,可用232Th→233U或238U→239Pu循環(huán)方式,232Th→233U循環(huán)方式中可用24t232Th,4.2t233U;238U-Pu循環(huán)中用钚與貧化鈾作成的钚占15%的混合氧化物燃料維持堆的穩(wěn)定運行,在系統(tǒng)中239Pu或233U邊燃耗,邊由238U或232Th俘獲中子產(chǎn)生出來。用鉛的自然對流進行冷卻和熱交換,從堆芯中提取能量。實際上這就是鉛冷卻的,用238U-Pu或232Th-233U作燃料的,以消耗238U或232Th產(chǎn)生能量的池式快堆,失冷事故不易發(fā)生,因為它在堆芯周圍的鉛,不會驟然失去。鉛沸騰(沸點1740℃)產(chǎn)生的氣泡可由鉛的自然對流消除。即使鉛冷卻系統(tǒng)整體失效,鉛的熱容量和熱傳導(dǎo)性也可以保證堆的安全。總之,這種堆的設(shè)計可從現(xiàn)今經(jīng)典的反應(yīng)堆設(shè)計及安全控制的進展中受益。輕水堆的乏燃料中已積累了1500tPu,這些钚足可供啟動300～500座該類型反應(yīng)運行。以滿足人類對電能的需要,解決人類面臨的核擴散、溫室效應(yīng)的危害。4.2散裂型中性的堆體磁約束聚變或慣性約束聚變的氘-氚反應(yīng)產(chǎn)生的14.1MeV的中子,或加速器加速的高能帶電粒子與重介質(zhì)原子核發(fā)生散裂反應(yīng)產(chǎn)生的高能中子都具有用于驅(qū)動次臨界堆的可能性。這里僅就一種方案為例作一說明。用加速器將帶電粒子,如質(zhì)子加速至GeV量級。它所具有的能量超過核內(nèi)(n,p)的結(jié)合能,高能帶電粒子與靶物質(zhì)中的原子核相互作用,釋放出中子和核子,次級高能核子又可與其他原子核作用引起新的中子、核子釋放。釋放出核子和中子的剩余核一般處于高激發(fā)態(tài),高激發(fā)態(tài)的原子核可能會散裂成碎塊,蒸發(fā)出新的中子,我們稱這種反應(yīng)過程為串級反應(yīng)或散裂反應(yīng)。不同的靶物質(zhì)每次反應(yīng)產(chǎn)生的中子數(shù)和中子的能譜是不同的,見表4。以能量為960MeV,流強為50mA的質(zhì)子流與鉛或鎢作用,每次反應(yīng)產(chǎn)生25個散裂型中子,約可產(chǎn)生7.8×1018s-1強度中子源。假定次臨界堆keff=0.97,裂變次級中子v=2.5,裂變放能180MeV,則反應(yīng)堆功率P=keff/(1-keff)v×180×1.602×10-19×7.8×1018=2.91GW,而2.9GWt,約合電功率1GWe。用加速器中子驅(qū)動次臨界堆,實際上就是用一部分電能換取中子。自20世紀中后期,加速器技術(shù)有了長足的發(fā)展,用于加速器的電能的50%可以轉(zhuǎn)化為高能帶電粒子的能量,用反應(yīng)堆產(chǎn)生能量的10%就可維持加速器的運行。次臨界堆的構(gòu)型也可用融監(jiān)堆,將燃料和載熱劑結(jié)合起來,以便于在線裝卸料和清除燃料中的裂變產(chǎn)物碎片。這樣一來整個能量放大器都可用相互獨立的相對成熟的技術(shù)—加速器(或聚變-裂變混合堆)+快堆+乏燃料后處理—組合應(yīng)用,相互增益。次臨界堆是被動的沒有臨界安全的問題。用232Th-233U循環(huán)時,可用15%的233U和232Th(或用Pu,或235U代替)作燃料2%的中子由加速器提供。238U-239Pu循環(huán)與此相似。循環(huán)出的乏燃料經(jīng)過數(shù)月的冷卻,就可去除其中的裂變碎片,添加補充232Th(或238U)后可作為燃料,繼續(xù)循環(huán)使用。美國阿貢實驗室(ANL)研究出了“熱處理”方法,即在融監(jiān)中進行電解,從重金屬中分離提取出裂變產(chǎn)物。這里以普通反應(yīng)堆構(gòu)型作堆芯為例,說明反應(yīng)堆工作狀態(tài)見圖3。反應(yīng)堆芯置于30m深,直徑6m的容器中,容器內(nèi)注入104t熔融的鉛作冷卻劑載熱劑。鉛吸收中子很少,遇冷空氣和水不會快速起反應(yīng),鉛的熔點為327.5℃,循環(huán)溫度為560℃,高溫鉛由于膨脹,升至頂部,而冷卻后的鉛沉于底部。堆芯是次臨界的,用0.98的瞬發(fā)中子,加速器提供2%的中子,可使系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)運行。芯子過熱時,鉛會膨脹,使之堵住發(fā)射管,阻止中子進入堆中?；蛴勉U的非正常膨脹驅(qū)動芯子中的碳化硼棒深入堆芯吸收中子,阻止事故發(fā)生。據(jù)研究,這種堆產(chǎn)生的放射性,經(jīng)過500a即可降低到煤渣的放射性水平,經(jīng)過10萬a即可降低到天然鈾的放射性水平。因為這種堆不需從乏燃料中分離钚或233U,因而乏