向魁,梁展鵬,李華,朱光濤
(1.中國能源建設集團廣東省電力設計研究院有限公司,廣東 廣州 510663;2.中國科學院合肥物質科學研究院 等離子體物理研究所,安徽 合肥 230031)
人類社會的持續(xù)發(fā)展,離不開能源的持續(xù)供應。傳統(tǒng)化石能源瀕臨枯竭,而且燃燒化石燃料給人類生存環(huán)境帶來了巨大的負面影響。人類不斷增長的能源需求與現(xiàn)有能源資源短缺、溫室氣體排放限制之間的矛盾日趨尖銳。核能是清潔能源,無論從經濟上,還是環(huán)保上來說,都是一種不可或缺的替代能源。隨著核能技術的發(fā)展成熟,以AP1000、EPR、“華龍一號”等為代表的更安全、更先進的第三代核裂變能已逐漸成為當今世界重要能源來源之一[1-2]。盡管如此,核裂變仍存在核燃料資源稀缺、核燃料利用率低、核泄漏安全隱患仍不能完全消除、核電廠選址困難、核廢料處理昂貴且仍存在二次污染風險等等一系列潛在問題[3-5]。
相對于核裂變,核聚變從燃料資源豐富性、利用安全性、環(huán)境友好性等方面具有得天獨厚的優(yōu)勢。自20 世紀中葉以來,隨著托卡馬克(Tokamak)裝置的深入研究,可控核聚變技術取得了長足發(fā)展。其中以歐洲的JET 裝置、日本的JT-60U 裝置、美國的TFTR 裝置等為代表的大型托卡馬克(Tokamak)裝置,在等離子體溫度、輸出功率等方面都取得了突破性的進展,驗證了可控核聚變的可行性[6-8]。
中國核聚變研究起步雖晚,但隨著“HL”環(huán)流系列、EAST 等為代表的自主化核聚變裝置的研究成果突破,中國快速躋身于國際核聚變研究前列[9-10]。中國聚變工程實驗堆(CFETR,China Fusion Engineering Test Reactor,簡稱CFETR),將是中國在可控核聚變科研項目中的又一個科技制高點。CFETR 項目是中國自主設計和研制、以中國為主聯(lián)合國際合作的重大科學工程。CFETR 聚變堆是介于ITER 與DEMO之間的階段性托卡馬克裝置,其首要任務是通過DT 反應實現(xiàn)可利用的聚變能,探索未來聚變能的開發(fā)與應用潛力[11]。
目前核聚變在“自持燃燒”、“穩(wěn)態(tài)運行”等方面仍存在一定不足,給核聚變在發(fā)電等領域的工程應用帶來巨大挑戰(zhàn)。根據CFETR 中遠期規(guī)劃,預期本世紀中葉左右實現(xiàn)核聚變電站商用?,F(xiàn)階段對核聚變發(fā)電開展前期技術探索,將具有十分重要的前瞻性意義。
按規(guī)劃,CFETR 聚變發(fā)電廠(Fusion Power Plant -FPP)將成為世界上第一個演示核聚變能發(fā)電的裝置,目標是實現(xiàn)1~2 GW 的聚變輸出功率,發(fā)電功率可達到350~800 MW。CFETR 聚變發(fā)電廠的設計意義是為未來建設可穩(wěn)定運行的GW 級聚變示范堆奠定基礎。
如圖1 所示,CFETR 聚變發(fā)電原理,與裂變堆發(fā)電原理類似,CFETR 是通過托卡馬克聚變裝置來產生熱量。托卡馬克裝置冷卻回路分為一回路和二回路。一回路冷卻劑穿過托卡馬克包層(及偏濾器),經管道進入熱交換器(蒸汽發(fā)生器),通過熱換熱器與二回路冷卻劑在互不接觸情況下完成熱量交換。降溫以后的一回路冷卻劑經主泵又重新循環(huán)回到托卡馬克內部。通過熱交換器的換熱,二回路產生高溫高壓的水蒸汽,推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。
圖1 聚變發(fā)電廠原理圖Fig.1 Schematic diagram of fusion power plant
根據CFETR 聚變堆初步預期及規(guī)劃,CFETR聚變發(fā)電邊界條件假定如下:
CFETR 聚變堆額定熱功率輸出暫按1.25 GW。
CFETR 聚變堆運行典型規(guī)律:以額定功率維持穩(wěn)定運行2 h,而后無功率輸出,即聚變堆停止輸出20 min,周而復始;穩(wěn)定輸出時,功率有小幅波動,暫忽略不計。
CFETR 聚變堆的包層有兩種選擇方案:
方案一:采用水作為包層冷卻介質。
方案二:采用氦氣作為包層冷卻介質。
兩種包層方案下,CFETR 聚變堆一回路參數(shù)如表1 所示:
表1 不同包層的一回路參數(shù)Tab.1 Primary circuit parameters of different claddings
與傳統(tǒng)的火電、裂變堆核電等發(fā)電形式相比,聚變堆發(fā)電具有一定獨特性。與常規(guī)發(fā)電模式最大不同之處在于,現(xiàn)階段的聚變反應是具有一定周期性的、脈沖式的輸出特性,且周而復始,即在聚變反應長脈沖能量輸出結束之后,需要較長的停機等待時間為下一次反應輸出做準備,如此反復。
圖2 是一個典型周期的聚變等離子體電流驅動方案。通過該圖可以看出,在一個典型反應周期內,受限于當前物理模型、等離子體運行機制等綜合因素影響,聚變反應過程中的等離子體電流難以做到長期穩(wěn)定運行,是不連續(xù)的。而維持“燃料”穩(wěn)定的等離子體電流狀態(tài)是聚變反應的重要前提,一旦無法維持,核聚變反應立即停止,能量輸出也隨之中斷。簡而言之,聚變堆能量輸出具有周期性間斷,熱功率斷崖式變化的特點。
圖2 典型聚變等離子體電流驅動方案Fig.2 Typical fusion plasma current driving scheme
眾所周知,汽輪發(fā)電機組是一套旋轉機械設備與電氣設備的組合裝置,通過介質推動汽輪機旋轉做功,帶動發(fā)電機發(fā)電,將熱能轉換為電能。從汽輪發(fā)電機組運行安全、設備壽命、發(fā)電品質等角度而言,這個轉換過程對能量輸入的品質要求必須是穩(wěn)定且持續(xù)的。這使得聚變堆能量輸出特性難以與常規(guī)汽輪發(fā)電機組運行要求相匹配。若要使得汽輪發(fā)電機組安全、穩(wěn)定、持續(xù)地運行,就必須要求核聚變輸出穩(wěn)定性進一步提升,這也將是核聚變研究在現(xiàn)階段需要不斷攻克與提升的方向。
短期內CFETR 聚變堆輸出穩(wěn)定性條件有限的情況下,如何解決汽輪發(fā)電機組安全、穩(wěn)定、持續(xù)運行與CFERTR 聚變堆間斷輸出特性之間的矛盾,則是當前CFETR 聚變發(fā)電廠概念設計亟需解決的技術問題,這也是當前CFETR 在發(fā)電領域實現(xiàn)工程應用的主要“絆腳石”。
因而,CFETR 聚變發(fā)電概念設計階段,主要探討聚變堆與常規(guī)島(汽輪發(fā)電機組)功率匹配以及穩(wěn)定運行等關鍵問題的解決方案。為解決這個問題,CFETR 聚變發(fā)電廠需要配置對應的儲能系統(tǒng),以“削峰填谷”的方式將核島能量間斷、不穩(wěn)定輸出轉變?yōu)檫B續(xù)、穩(wěn)定輸出,從而確保常規(guī)島汽輪發(fā)電機組安全、持續(xù)、穩(wěn)定運行。
2.1.1 項目規(guī)模
根據CFETR 核聚變假定邊界條件,本項目按一套額定功率1.25 GW 的核島來規(guī)劃相應常規(guī)島,本期考慮設計一套(1×350 MWe 級)常規(guī)島主廠房(包括對應儲能部分)??紤]后續(xù)核島功率熱功率存在提升空間,可預留一套同容量的常規(guī)島主廠房擴建條件。
2.1.2 總體原則
1)現(xiàn)階段采用一堆一機配備方案,機組容量選擇與CFETR 聚變堆運行特性相匹配。
2)核島與常規(guī)島之間配置一套儲能緩沖系統(tǒng),以確保發(fā)電廠持續(xù)穩(wěn)定運行。
3)常規(guī)島系統(tǒng)配置應符合1×350 MWe 級聚變堆汽輪發(fā)電機組并網發(fā)電要求。
4)考慮核島側的獨立性,常規(guī)島相關系統(tǒng)暫不考慮與核島側系統(tǒng)的深度耦合,減少對核島側的影響。
5)在常規(guī)島故障情況下,考慮核島物理實驗需求,為了不影響核島持續(xù)運行,需配置一套獨立的輔助散熱系統(tǒng),導出核聚變熱量。
6)常規(guī)島機組盡量采用常規(guī)的、成熟的技術路線。
2.1.3 總體方案
CFETR 核聚變發(fā)電廠總體方案如圖3 所示,除核島一回路以及常規(guī)島二回路系統(tǒng)外,還包括儲能緩沖系統(tǒng)、輔助散熱系統(tǒng)等。
圖3 核聚變發(fā)電廠總體方案示意圖Fig.3 Schematic diagram of overall scheme of nuclear fusion power plant
1)儲能緩沖系統(tǒng)
無論是運行間隔還是等離子體破裂,都使得聚變堆一回路輸出能量斷崖式下跌,會進一步導致汽輪機的進汽參數(shù)急劇下降,無法滿足機組持續(xù)穩(wěn)定運轉要求,最終會導致停機或者設備損壞。與此同時,這種模式下發(fā)電品質也無法保證,對電網沖擊危害巨大。這種情況,無論是對機組壽命還是發(fā)電品質而言,均是十分不利的。因而,針對核島功率輸出的不穩(wěn)定性,CFETR 聚變發(fā)電廠需考慮設置中間儲能緩沖系統(tǒng)。
在CFETR 聚變穩(wěn)定期時,通過儲能緩沖系統(tǒng),將CFETR 聚變能中的一部分能量先預留起來,臨時存儲于儲能緩沖系統(tǒng)中(簡稱“儲能”過程),其余用于發(fā)電;而CFETR 聚變間歇期時,CFETR 無能量輸出,此時將之前預先存儲于儲能緩沖系統(tǒng)中的能量釋放出來(簡稱“釋能”過程),以持續(xù)輸出至汽輪發(fā)電機組用于穩(wěn)定發(fā)電。在儲能與釋能環(huán)節(jié),輸出至汽輪發(fā)電機組的功率應是平衡穩(wěn)定的。即無論CFETR 是在穩(wěn)定期還是在間歇期,儲能緩沖系統(tǒng)以“削峰填谷”方式解決核島與常規(guī)島能量傳遞特性匹配問題,確保典型周期內汽輪發(fā)電機組的輸入能量是穩(wěn)定且持續(xù)的,進而實現(xiàn)聚變發(fā)電廠能夠安全、平穩(wěn)運行,并生產出高品質穩(wěn)定電力。
2)輔助散熱系統(tǒng)
現(xiàn)階段CFETR 在探索發(fā)電工程應用的過程中,還需肩負著科研試驗任務。在CFETR 運行期間,核島物理實驗需求不得受到常規(guī)島影響而停機,即要求考慮在常規(guī)島機組無論是停機檢修還是意外故障狀態(tài)下,核島仍能繼續(xù)運轉而不受影響。因此,為滿足核島不間斷運行的要求,常規(guī)島側還需考慮額外設置一套輔助散熱系統(tǒng)。
在汽輪發(fā)電機組停機時,啟用輔助散熱系統(tǒng),旁路常規(guī)島汽輪發(fā)電機組,即通過在一回路側并聯(lián)輔助散熱系統(tǒng),通過輔助散熱系統(tǒng)的換熱設備持續(xù)導出核聚變熱量,確保核島持續(xù)運行。
針對CFETR 的輸出特性以及不同包層設計方案,需對儲能緩沖系統(tǒng)的儲能介質選擇、儲能容量計算、儲能運行模式等方面予以分析探討。
2.2.1 儲能介質選擇
對于儲能系統(tǒng)而言,儲能介質的選擇至關重要。儲能介質一方面要物性穩(wěn)定安全、經濟可靠,另外一方面儲能介質特性與CFETR 聚變堆一回路參數(shù)相匹配,即能適應一回路溫度變化范圍。按照儲熱方式的不同,儲能介質可以分為導熱油/熔鹽/液態(tài)金屬/混凝土等為代表的顯熱儲熱材料、潛熱儲熱(相變儲熱)材料以及熱化學儲熱材料三類。其中顯熱儲熱材料是利用材料自身在溫度升高和降低過程中熱能的變化進行熱能的儲存/釋放,顯熱儲熱材料主要有水、導熱油、熔融鹽等。顯然儲熱材料是目前應用最為廣泛、安全性最高、成本最低的儲熱材料[12]。
根據CFETR 聚變堆在一回路冷卻包層預想方案,分為水冷包層與氦冷包層。不同冷卻包層對應一回路溫度范圍不同,對應儲能介質選擇也不同。對于CFETR 水冷包層方案,一回路溫度范圍偏低(290~325 ℃),可考慮采用導熱油作為中間儲能介質,且常規(guī)島側汽輪機主蒸汽參數(shù)可參考采用壓水堆電站典型蒸汽參數(shù)(主汽溫度按~260 ℃);對于CFETR 氦冷包層方案,一回路溫度范圍較高(300~600 ℃),可考慮采用熔鹽作為中間儲能介質,且常規(guī)島側汽輪機主蒸汽參數(shù)可參考采用高溫氣冷堆核電站典型蒸汽參數(shù)(主汽溫度按~525 ℃)[13-15]。
參考光熱發(fā)電等儲能應用工程經驗,本項目采用間接式雙罐顯熱儲熱形式[14,16]。
2.2.2 儲能容量計算
根據CFETR 聚變堆典型運行模式,在核島典型運行時間周期內,CFETR 聚變堆額定熱功率能夠維持穩(wěn)定運行時間為2 h,零功率輸出時間則為20 min。
經計算,典型運行周期中,核島側、儲能側、常規(guī)島側狀態(tài)及參數(shù)羅列如表2 所示:
表2 CFETR 儲能功率參數(shù)表Tab.2 CFETR energy storage power parameter table
1)本表格計算中,為了核算理論儲能容量,暫忽略儲能系統(tǒng)的轉換效率以及散熱損失影響。故表中常規(guī)島側輸入功率數(shù)據未扣除以上因素。在估算電廠發(fā)電量以及效率時,需考慮相關影響。
2)對于儲能實際選型容量,鑒于Tokamak 運行期功率輸出波動以及系統(tǒng)本身損耗等影響,需額外考慮一定裕量。
2.2.3 儲能運行模式
核島與常規(guī)島之間設置有儲能緩沖系統(tǒng),而儲能緩沖系統(tǒng)既可與常規(guī)島并聯(lián)運行,也可與常規(guī)島串聯(lián)運行,即存在兩種儲能運行模式。其中,儲能緩沖系統(tǒng)與常規(guī)島并聯(lián)模式,即核島與儲能緩沖系統(tǒng)、常規(guī)島之間可直接換熱,簡稱為耦合運行模式;儲能緩沖系統(tǒng)與常規(guī)島串聯(lián)模式,即核島只能與儲能緩沖系統(tǒng)換熱,不能與常規(guī)島直接換熱,簡稱為解耦運行模式。
考慮核島與常規(guī)島是否可以解耦運行,儲能緩沖系統(tǒng)儲能運行模式有兩種可選方案(以導熱油為例)。
耦合運行模式如圖4 所示,具體運行方式如下:
圖4 核島與常規(guī)島耦合運行模式Fig.4 Coupling operation mode of nuclear island and conventional island
1)核島一回路:Tokamak 運行期,被Tokamak 加熱后的一回路高溫水一部分直接 進入蒸汽發(fā)生器加熱水產生蒸汽發(fā)電,另一部分進入換熱器加熱從冷油罐來的低溫導熱油,蒸汽發(fā)生器返回的低溫水和換熱器換熱后的低溫水匯合,再進入Tokamak 進行下一次加熱。Tokamak 運行間歇期,從Tokamak 出來的一回路水全部進入換熱器被熱油罐來的高溫導熱油加熱,加熱后的一回路高溫水進入蒸汽發(fā)生器加熱水產生蒸汽發(fā)電,然后返回Tokamak 溫度繼續(xù)下一個循環(huán)。
2)儲熱工質回路:Tokamak 運行期,低溫導熱油通過冷油泵輸送至換熱器,經一回路水加熱變成高溫導熱油后進入熱油罐蓄存起來。Tokamak 運行間歇期,高溫導熱油通過熱油泵輸送至換熱器,對一回路水加熱后變成低溫導熱油后進入冷油罐蓄存起來。
解耦運行模式如圖5 所示,具體運行方式如下:
圖5 核島與常規(guī)島解耦運行模式Fig.5 Decoupled operation mode of nuclear island and conventional island
1)核島一回路:Tokamak 運行期,被Tokamak 加熱后的一回路高溫水全部進入換熱器加熱從冷油罐來的低溫導熱油,換熱器出口的低溫水返回Tokamak進行下一次加熱。Tokamak 運行間歇期,僅一回路循環(huán)保持循環(huán)工作(核島的要求),而換熱器油側被隔離。
2)儲熱工質回路:Tokamak 運行期,低溫導熱油通過冷油泵輸送至換熱器,經一回路水加熱變成高溫導熱油后進入熱油罐蓄存起來。無論在Tokamak運行期還是Tokamak 運行間歇期,只要油罐液位正常,高溫導熱油都通過熱油泵輸送至蒸汽發(fā)生器加熱水產生蒸汽發(fā)電。
從對發(fā)電效率的影響來看:在Tokamak 運行期,耦合運行模式的一回路高溫水與蒸汽發(fā)生器直接換熱,不存在其他損失;而解耦運行模式必須經過換熱器的一次換熱,存在?損失。在Tokamak 運行間歇期則是耦合運行模式的一回路高溫水必須經過換熱器的兩次換熱,?損失較大;而解耦運行模式只經過了儲熱過程的一次換熱,?損失較小。總體上,由于Tokamak 運行期持續(xù)時間較長,故此耦合運行模式對應的整體發(fā)電效率會高于解耦運行模式。
從工質用量來看:耦合運行模式的儲熱溫度上限受Tokamak 出口溫度(325 ℃)和換熱器端差限制,下限受Tokamak 入口溫度(290 ℃)和換熱器端差限制;在解耦運行模式中,冷油罐的溫度不受Tokamak回水溫度的限制,可以取得更低、接近蒸汽發(fā)生器的給水溫度(~226 ℃),儲熱系統(tǒng)的儲熱溫差更大。由于解耦運行模式中儲熱溫差遠大于耦合運行模式,因此該模式中儲罐更小、儲熱工質用量更少,儲熱區(qū)的占地面積更小。
2.2.4 不同包層方案下儲能組合方案推薦
不同包層方案下,儲能介質以及運行模式存在不同組合選擇如表3 所示。
表3 不同包層儲能運行模式組合Tab.3 Combination of different cladding energy storage operation modes
對于導熱油儲能系統(tǒng)而言,由于耦合運行模式儲能系統(tǒng)中儲能與釋能環(huán)節(jié)存在二次換熱,換熱端差損失相對較大。對于導熱油儲能而言,由于水冷包層溫差限制(一回路參數(shù)溫度低、溫差小),儲能系統(tǒng)本身可有效利用的儲能溫差范圍本來就小,因而換熱溫差對導熱油介質用量影響極為敏感。在同樣的釋能功率條件下,相對于解耦方案而言,耦合運行方案中導熱油介質用量大大增加。儲熱方案中投資占比最大部分其中之一就是工質用量。初步估算,采用耦合運行方案相比解耦運行方案,按當前市場價計需多出6 億元的導熱油購置初投資。
因而從工程初投資、占地面積等方面考慮,核聚變水冷包層方案對應優(yōu)先推薦解耦運行的導熱油儲能方案。
對于氦冷包層而言,由于氦冷包層一回路工質、儲熱工質的運行溫度區(qū)間以及物性有別于水冷包層,兩種儲熱方案之間的配置差異和水冷包層的情況有所不同。相對于水冷包層,氦冷包層方案中一回路參數(shù)溫度高、溫差大,使得一回路以及儲能的介質用量相對較少,對應設備配置以及介質投資成本,且在耦合與解耦兩種運行模式下的差異影響敏感性相對較小??紤]系統(tǒng)的高效性,核聚變氦冷包層方案對應優(yōu)先推薦耦合運行的熔鹽儲能方案。
根據CFETR 聚變發(fā)電設計原則以及假定邊界條件,結合推薦的儲能系統(tǒng)配置,對CFETR 聚變發(fā)電廠汽輪發(fā)電機組方案予以評估。其中,針對水冷包層方案與氦冷包層方案常規(guī)島方案綜合對比如表4 所示。
表4 CFETR 聚變發(fā)電不同包層技術方案綜合對比Tab.4 Comprehensive comparison of different cladding technical schemes for CFETR fusion power generation
從目前發(fā)電效率而言,水冷包層對應的發(fā)電效率較低,而氦冷包層對應的發(fā)電效率相對較高,具有一定競爭優(yōu)勢。另外,單純從常規(guī)島的角度來看,氦冷包層方案在常規(guī)島側(包括儲能)的造價、占地等方面是優(yōu)于水冷包層方案的。
若從整體CFETR 聚變堆發(fā)電廠總體來看,因氦冷溫度達到600 ℃以上,需注意核島材料選擇、設備設計等方面因素勢必會影響整體經濟性,相關結論尚需結合核島側情況予以綜合評判。
本文基于中國聚變工程實驗堆(CFETR)功率輸出特性,在聚變堆額定功率1.25 GW 條件下,提出一種實現(xiàn)1×350 MWe 級聚變堆發(fā)電廠概念設計方案。該方案通過采用儲能緩沖系統(tǒng),即以“削峰填谷”的方式將CFETR 聚變堆周期性長脈沖的不穩(wěn)定輸出轉化為持續(xù)的穩(wěn)定輸出,以實現(xiàn)CFETR 聚變發(fā)電安全穩(wěn)定運行。
CFETR 聚變堆存在兩種冷卻方案,即水冷包層與氦冷包層方案,由于兩種不同包層方案下聚變堆一回路參數(shù)差異較大,對儲能緩沖系統(tǒng)的選擇也不同。水冷包層推薦采用導熱油解耦儲能方案,氦冷包層推薦采用熔鹽耦合儲能方案。
最后綜合對比,其中氦冷發(fā)電技術方案在發(fā)電性能、占地、造價等方面,單從常規(guī)島側來說,均具有一定優(yōu)勢。
本文提出了CFETR 聚變發(fā)電初步技術解決方案,屬于前期概念設計工作,距離面向工程應用與方案落地尚存在一定差距。從聚變發(fā)電廠整體而言,常規(guī)島與核島之間的協(xié)同性、耦合性等系統(tǒng)性工程技術細節(jié)問題尚需探討。例如,儲能系統(tǒng)與聚變堆能量輸出過程運行匹配問題、常規(guī)島側輔助系統(tǒng)與核島輔助系統(tǒng)整合優(yōu)化問題、核島與常規(guī)島之間控制協(xié)同問題等方面尚待進一步研究,以期為聚變發(fā)電廠技術方案工程實踐提供依據。
CFETR 核聚變發(fā)電廠概念設計,是現(xiàn)階段CFETR 在發(fā)電領域開展工程技術應用研究的一次具有前瞻性意義的初步探索,希望為后續(xù)聚變發(fā)電技術深入研究以及工程應用方案提供一點參考。