(中海石油(中國)有限公司 天津分公司， 天津 300459)

0 引 言

近些年，中國大力推行發(fā)展海洋經(jīng)濟(jì)的方針政策，海洋經(jīng)濟(jì)不斷繁榮發(fā)展。然而，中國最大海上油氣田渤海油田卻面臨著伴生氣量遞減與電力需求增加的矛盾和渤海油田稠油熱采所需熱能成本增加與提高采收率的矛盾。當(dāng)前，渤海油田開發(fā)所需電力主要來源于天然氣透平或原油發(fā)電機(jī)自發(fā)電。作為主要燃料的油田伴生氣和氣田氣井氣將隨著油氣開采產(chǎn)量減少逐步降低，若采用柴油替代天然氣作為燃料供電又將帶來高昂的燃料成本。因此，電能來源將成為制約渤海油田開發(fā)的瓶頸[1]。

核能作為一種技術(shù)成熟度高的替代能源，利用核反應(yīng)堆核裂變釋放的熱能進(jìn)行發(fā)電，具備熱電聯(lián)產(chǎn)的功能，其成本遠(yuǎn)低于燃煤成本，而且核燃料反應(yīng)所釋放的能量也遠(yuǎn)高于化石能源燃燒所釋放的能量，因此可向采油平臺供給熱能供稠油熱采使用以提高原油采收率，可有效解決渤海灣油田伴生氣量遞減與電力需求增加之間的矛盾，推動渤海油田在低油價新形勢下的高效開發(fā)。

經(jīng)過二十余年的高速發(fā)展，中國在核能利用方面已取得極大進(jìn)步。據(jù)不完全統(tǒng)計，截至2017年底，國內(nèi)投入商業(yè)運(yùn)行的核電機(jī)組共37臺，裝機(jī)容量高達(dá)35 807 MW。從國家整個發(fā)電占比來看，核能的利用較一些領(lǐng)先國家還存在較大差距。比如，核能發(fā)電占比法國高達(dá)78%，日本為30%，美國為19%，而中國核能發(fā)電在2009年僅占全國發(fā)電總額的1.95%?！秶液穗姲l(fā)展專題規(guī)劃》已于2007年獲批，這標(biāo)志著中國的核能發(fā)展進(jìn)入了新階段。

本文主要分析小型核反應(yīng)堆的安全優(yōu)勢，并充分借鑒俄羅斯核電站建設(shè)的經(jīng)驗，剖析小型核反應(yīng)堆在海洋油氣開發(fā)領(lǐng)域應(yīng)用的可能性，為渤海油田的高效開發(fā)提供技術(shù)支持。

1 核能供電的基本原理和分類

核電站是利用核動力反應(yīng)堆所產(chǎn)生的熱能來發(fā)電或發(fā)電兼供熱的動力設(shè)施。反應(yīng)堆是核電站的關(guān)鍵設(shè)備，鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)就在其中進(jìn)行。核反應(yīng)堆分類：根據(jù)燃料類型分為天然氣鈾堆、濃縮鈾堆和釷堆；根據(jù)中子能量分為快中子堆和熱中子堆分類：根據(jù)冷卻劑(載熱劑)類型材料分為水冷堆、氣冷堆、有機(jī)液冷堆和液態(tài)金屬冷堆；根據(jù)慢化劑(減速劑)類型分為石墨堆、重水堆、壓水堆、沸水堆、有機(jī)堆、熔鹽堆和鈹堆；根據(jù)中子通量分為高通量堆和一般能量堆；根據(jù)熱工狀態(tài)分為沸騰堆、非沸騰堆和壓水堆；根據(jù)運(yùn)行方式分為脈沖堆和穩(wěn)態(tài)堆；等等。

目前，世界上核電站使用最多的是壓水堆和沸水堆。

壓水堆是使用加壓輕水(即普通水)作冷卻劑和慢化劑，且水在堆內(nèi)不沸騰的核反應(yīng)堆，燃料為低濃鈾。20世紀(jì)80年代，壓水堆被公認(rèn)為是技術(shù)成熟、運(yùn)行安全、經(jīng)濟(jì)實用的堆型。壓水堆采用二回路發(fā)電(見圖1)，一般堆芯內(nèi)氣壓為10～20 MPaG，溫度為300 ℃左右，高壓使得冷卻水在此溫度下也不會汽化(中國秦山一期核電站反應(yīng)堆壓力容器設(shè)計參數(shù)為：工作壓力15.20 MPaG，設(shè)計壓力17.17 MPaG，設(shè)計溫度350 ℃)。當(dāng)冷卻水帶著熱量來到蒸汽發(fā)生器時，通過數(shù)以萬計的傳熱管把熱量傳給二回路中的冷卻水，使二回路的水沸騰，產(chǎn)生的蒸汽帶動汽輪機(jī)發(fā)電。

圖1 壓水堆發(fā)電原理

沸水堆同樣是輕水堆的一種。沸水堆核電站工作流程是：冷卻劑(水)從堆芯下部流進(jìn)，在沿堆芯上升的過程中，從燃料棒得到熱量，使冷卻劑變成蒸汽和水的混合物，經(jīng)過汽水分離器和蒸汽干燥器，用分離出的高溫蒸汽推動汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電，如圖2所示。來自汽輪機(jī)系統(tǒng)的給水進(jìn)入反應(yīng)堆壓力容器后，沿堆芯圍筒與容器內(nèi)壁之間的環(huán)形空間下降，在噴射泵的作用下進(jìn)入堆下腔室，再折而向上流過堆芯，受熱并部分汽化。汽水混合物經(jīng)汽水分離器分離后，水分沿環(huán)形空間下降，與給水混合；蒸汽則經(jīng)干燥器后出堆，通往汽輪發(fā)電機(jī)做功發(fā)電。蒸汽壓力約7 MPa，干度不小于99.75%。汽輪機(jī)乏汽冷凝后經(jīng)凈化、加熱再由給水泵送入反應(yīng)堆壓力容器，形成一閉合循環(huán)。再循環(huán)泵的作用是使堆內(nèi)形成強(qiáng)迫循環(huán)，其進(jìn)水取自環(huán)形空間底部，升壓后再送入反應(yīng)堆容器內(nèi)，成為噴射泵的驅(qū)動流。某些沸水堆用堆內(nèi)循環(huán)泵取代再循環(huán)泵和噴射泵。

圖2 沸水堆發(fā)電原理

沸水堆控制棒從堆芯底部引入，因此發(fā)生“在某些事故時控制棒應(yīng)插入堆芯而因機(jī)構(gòu)故障未能插入”的可能性比壓水堆大，即在停堆過程中一旦喪失動力，控制棒就會停在中間某處，最終可能導(dǎo)致臨界事故發(fā)生；而壓水堆的控制棒組件安裝在堆芯上部，如果出現(xiàn)機(jī)械或者電氣故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻斷鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。另外，對于控制棒向上引入的反應(yīng)堆，其堆芯上部的功率高于底部，當(dāng)反應(yīng)堆喪失冷卻動力后，會導(dǎo)致產(chǎn)生熱量大的堆芯部位溫度持續(xù)上升，使上部的燃料發(fā)生熔毀的概率增加。

當(dāng)沸水堆遇緊急情況停堆，冷卻動力喪失時，燃料溫度增加，冷卻水逐漸汽化，回路壓力增加，必須進(jìn)行釋壓處理，否則會導(dǎo)致帶有放射性的氣體進(jìn)入大氣，同時還需啟用備用電源進(jìn)行主動注水冷卻；當(dāng)壓水堆冷卻動力喪失時，可以用應(yīng)急水泵對蒸汽發(fā)生器進(jìn)行噴淋，并調(diào)節(jié)穩(wěn)壓器壓力，保證一回路不出現(xiàn)局部沸騰，依靠一、二回路的溫差實現(xiàn)自然循環(huán)，讓堆芯慢慢退熱。

沸水堆與壓水堆不同之處在于沸水堆沒有蒸汽發(fā)生器，一回路水通過堆芯加熱變成約285 ℃的蒸汽并直接引入汽輪機(jī)，常規(guī)島布置有一回路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一回路和蒸汽系統(tǒng)通過蒸汽發(fā)生器分隔開，而且蒸汽發(fā)生器安置在安全殼內(nèi)，只要蒸汽發(fā)生器完整，放射性物質(zhì)不會釋放到環(huán)境中，即使蒸汽發(fā)生器因故障破損，利用安全殼貫穿件關(guān)閉安全殼，放射性物質(zhì)也不會釋放到環(huán)境中。因此，壓水堆的安全性高于沸水堆。中國在運(yùn)和在建的所有核電站均為壓水堆式核電站。

2 中、小型堆的發(fā)展現(xiàn)狀和應(yīng)用前景

2.1 中、小型堆特點

與大堆相比，小型堆核能系統(tǒng)的固有安全性將大幅提高。以目前廣泛采用的一體化小型堆為例，其在安全性方面具有以下技術(shù)特點：

(1) 取消主冷卻系統(tǒng)內(nèi)大尺寸管道，從根本上消除威脅反應(yīng)堆安全的大破水、失水事故，是提高核反應(yīng)堆固有安全性的主要因素。

(2) 將反應(yīng)堆堆芯放置在壓力容器底部偏上，壓力容器中下部不開孔，確保在系統(tǒng)失水時壓力容器內(nèi)的堆芯處于被淹沒狀態(tài)。

(3) 在主冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計中采用自然循環(huán)原理，堆芯衰變熱可采用非能動余熱排除以提高安全性。

(4) 采用改進(jìn)的耐高溫燃料和結(jié)構(gòu)材料，增加反應(yīng)堆安全裕量。

(5) 簡化系統(tǒng)設(shè)計，減少不必要的閥門和管道，以提高安全性[2]。

2.2 中、小型堆發(fā)展現(xiàn)狀

近年來，中、小型反應(yīng)堆憑借初始投資小、建造周期短、可有效解決中小電網(wǎng)輸電問題的優(yōu)勢得到了世界各國的關(guān)注。中、小型核電機(jī)組是指發(fā)電功率在300 MW以下的機(jī)組。目前，中國正在研究的小型堆在技術(shù)水平、核安全、換料周期和經(jīng)濟(jì)性上都屬于世界先進(jìn)水平。

中國已經(jīng)開始研制可在海上應(yīng)用的小型堆，并取得階段性的成果。海上小型堆主要技術(shù)參數(shù)見表1。小型堆采用新的第3代壓水堆技術(shù)，在設(shè)計上擁有非能動性或稱自主能動性安全冷卻體系，擁有類似水塔性質(zhì)的蓄水裝置，置于安全殼上層，可依靠重力完成冷卻水注入實現(xiàn)冷卻。如果將小型堆應(yīng)用在海洋上，海洋將是巨大的天然蓄水池，能有效地防止類似日本福島核電站事故的發(fā)生，是反應(yīng)堆冷卻劑的最好來源，另外堆芯有排氣管道與外界連通，壓力可以得到控制。

表1 海上小型堆總體技術(shù)參數(shù)

2.3 小型堆在海上的應(yīng)用

核能在海洋環(huán)境中的應(yīng)用已近70年，1954年“鸚鵡螺”號核動力艦船服役開啟了海上核能應(yīng)用的先河。目前，全球共有300多艘核潛艇服役，在役約160多艘，98%采用小型壓水堆。全世界共裝備12艘核動力航母，均配備小型壓水堆。自20世紀(jì)50年代初，俄羅斯開始制造核動力艦船，迄今共建成9艘核動力破冰船。其中第1艘核動力破冰船“列寧”號于1959年下水，1989年退役。目前，俄羅斯是世界上唯一擁有核動力破冰船的國家[3]。

同時，俄羅斯正在其最大的造船廠波羅的海造船廠建設(shè)全球首個浮動式核電站，據(jù)悉，該浮動核電站將于2018年投入使用。該浮動式核電站暫時被命名為“羅蒙諾索夫”號， 配有兩座35 MW的KLT-40S反應(yīng)堆，排水量為2.15萬t，壽命為40年，換料周期為3～4年，總體布置圖[4]如圖3所示。據(jù)估計，該浮動核電站投入使用后將為東西伯利亞遠(yuǎn)東地區(qū)近20萬人供電。按照規(guī)劃，俄羅斯還將建設(shè)一批浮動式核電站，為大型工業(yè)項目、港口城市、海上油氣鉆探平臺提供能源。除了發(fā)電和發(fā)熱外，上述浮動核電站所發(fā)電力還能用于海水淡化，每天可生產(chǎn)24萬m3淡水。

圖3 KLT-40S浮動式核電站總體布置圖

2.4 小型堆在中國海洋領(lǐng)域的發(fā)展前景

中國海洋國土面積近300萬km2，海岸線長達(dá)1.8萬km，海洋資源相對豐富，對海洋資源的開發(fā)和利用也日益迫切。但是，中國海上島嶼分散，水下情況復(fù)雜，大型船艇往往無法使用，常規(guī)動力的小型船艇也因續(xù)航能力有限、補(bǔ)給困難而難堪重用，而小型核動力船艇因其有可長時間運(yùn)行、1次裝料可運(yùn)行幾年、可不依賴空氣運(yùn)行的優(yōu)點，特別適合于海洋開發(fā)、海洋領(lǐng)土守衛(wèi)等。

中國地域廣闊，各地經(jīng)濟(jì)發(fā)展不平衡，很多地區(qū)發(fā)展大規(guī)模電站存在困難。另外，在中國能源構(gòu)成中火力發(fā)電占大部分，為了減少CO2排放，發(fā)展利用中、小型核動力也是一種有益的嘗試。

目前，渤海灣地區(qū)是中國海洋油氣產(chǎn)量最大的區(qū)域，已達(dá)到3 000萬t油當(dāng)量，已建150多座采油平臺、6艘FPSO。單區(qū)域油氣田群用電量約150 MW，若采用核能供電，單堆功率在25～100 MW，可滿足油田群區(qū)域發(fā)電。同時，核能的蒸汽透平能產(chǎn)生200 ℃以上高溫蒸汽，可通過與生產(chǎn)水換熱進(jìn)行稠油熱采，有效提高渤海灣稠油采收率[5]。如若俄羅斯在建的浮動式核電站能夠安全、穩(wěn)定地運(yùn)行，其將成為中國發(fā)展海上浮動式核電站的經(jīng)驗借鑒，也將為海洋石油開采提供有力的電能保障，成為提高稠油采收率的有效措施。但是，目前全世界范圍內(nèi)還沒有一座成熟應(yīng)用的海上核電站用于海上油田的開發(fā)，技術(shù)上還存在許多難題有待解決，如海上核電站的結(jié)構(gòu)型式，海上核電站的安全性、環(huán)保性，海上核電站的設(shè)計、建造、運(yùn)行等所依據(jù)和使用的標(biāo)準(zhǔn)、規(guī)范等難題，還需各行業(yè)的專家繼續(xù)探索研究。

3 結(jié)論與建議

核能供電方式是能夠從根本上解決海洋油氣田開發(fā)電能需求的有效方案，該技術(shù)若能成熟發(fā)展，必將在探索深水油氣田的道路上大有可為，成為人類發(fā)展海洋經(jīng)濟(jì)的有力保障。為推進(jìn)核電在海洋油氣開發(fā)中的應(yīng)用，建議深入進(jìn)行核電海上應(yīng)用的適應(yīng)性研究，解決海上核反應(yīng)堆的運(yùn)行、換料等問題，同時開展耐高溫、高壓海管和單點系泊系統(tǒng)的研究，為示范工程的實施打下堅實的基礎(chǔ)。核能行業(yè)、海洋石油行業(yè)和其他相關(guān)行業(yè)專家，必須齊心協(xié)力，通過不斷的實踐檢驗共同開發(fā)出能適應(yīng)海洋環(huán)境的核能供電設(shè)施。