核電歷史回顧和第三代先進堆型簡析

核電歷史回顧和第三代先進堆型簡析摘要回顧了核電發(fā)展歷史，論述了第三代核電廠的發(fā)展背景和設計要求，簡單分析了幾種第三代先進堆型的設計特點。關鍵詞代核電廠先進堆型AbstractThepaperlooksbackthedevelopmenthistoryofthenuclearpower,explainsthedevelopmentbackgroundofthethirdgenerationnuclearpowerplantanddesignrequirements,andanalyzesthedesigncharacteristicsofseveraltypicalthirdgenerationadvancedreactortypes.KeywordsGenerationNuclearPowerPlantAdvancedReactorTypes1核電發(fā)展歷史、現(xiàn)狀和趨勢從第一座核電站建成至今已有50年的歷史，在經歷了20世紀60年代末~80年代中期核電大發(fā)展以后，由于1979年美國三里島事件和1986年前蘇聯(lián)切爾諾貝利事件的影響，核電的發(fā)展活著界范圍內受到嚴重的挫折。也正因為這些事件，給了人們對核電有更多的反思，并為21世紀迎來核電在更高水平上的發(fā)展奠定了堅實的基礎。20世紀50~60年代可視為核電發(fā)展初期。這時期核電主要集中在美、蘇、英、法和加拿大少數(shù)幾個國家中，西德和日本由于二次大戰(zhàn)后巴黎協(xié)定禁止其在戰(zhàn)后10年內進行核研究，因此核能技術應用起步較晚。這階段發(fā)展的堆型可分為3種情況，一是參軍用生產堆或軍用動力堆轉型改造過來，二是一些商用核電廠堆型的原型機組，第三則是研究探索進程中建造的一些堆型。這階段典型的核電機組堆型包括：英國和法國建造的一批“美諾克斯”天然鈾石墨氣冷堆（GCR）,前蘇聯(lián)初期建造的輕水冷卻石墨慢化堆（LGR）,美國初期建造的壓水堆（PWR）和滾水堆（BWR）,加拿大初期建造的天然鈾重水堆和美國和前蘇聯(lián)初期建造的快中子增殖堆。這一階段建造的核電廠可稱為第一代核電廠，這一代核電廠有以下一些一路點：建于核電開發(fā)期，因此具有研究探索的實驗原型堆性質。設計比較粗糙，結構松散，雖然機組發(fā)電容量不大，一般在300MW之內，但體積較大。設計中沒有系統(tǒng)、規(guī)范、科學的安全標準作為指導和準則，因此存在許多安全隱患。發(fā)電本錢較高。目前，這一代核電廠大體已退役（約50臺機組），這些初期開發(fā)、研究的堆型，有些成了第二代重點發(fā)展的商業(yè)核電廠堆型，如輕水堆（PWR，BWR）、改良型氣冷堆（人6口）、高溫氣冷堆（HTGR）、CANDU重水堆和液態(tài)金屬冷卻快中子增殖堆（LMFBR），還有一些由于那時條件所限未能發(fā)展，但其設計思想已成為第三代乃至第四代先進堆的選用堆型，如采用自然循環(huán)方式和非能動安全的滾水堆（ESBWR）和快中子堆和熔鹽反映堆等。目前正在運行的絕大部份商用核電廠劃歸為第二代核電廠，這一代核電廠主如果依照比較完備的核安全法規(guī)和標準和肯定論的方式考慮設計基準事故的要求而設計的。實際上，這種劃分是相對的。它既是在第一代堆型（如20世紀60年代初投運的PWR電廠，英法等國的天然鈾石墨氣冷堆電廠）基礎上的改良和發(fā)展，與此刻的第三代核電廠的設計概念也有交叉。目前運行的許多核電廠，特別是三里島事件后設計的核電廠已進行了許多根本性的改良，考慮了許多嚴重事故的對策，也引入了一些非能動安全設計。因此，第二代核電廠只是一個包絡的概念，而非絕對的劃分。第二代核電廠主要有PWR、BWR、加拿大AECL開發(fā)的天然鈾壓力管式重水堆（CANDU堆）、前蘇聯(lián)開發(fā)的石墨水冷堆（16口）、改良型氣冷堆（人6口）和高溫氣冷堆（HTGR）和鈉冷快堆。由于切爾諾貝利事故，俄羅斯、烏克蘭等國關閉了一批同堆型的LGR機組，對正在運行的13臺LGR機組進行了相應的整治和改造，同時決定停止再建此堆型的核電廠。改良型氣冷堆是在天然鈾石墨氣冷堆基礎上改良而成，由于其經濟競爭力差，英國也停止了該堆型的發(fā)展，并向第三代氣冷堆——高溫氣冷堆方向發(fā)展。目前已建成的幾座鈉冷快堆核電機組由于一些技術問題未解決，大部份處于長期停閉狀態(tài)。因此，目前運行和在建的第二代核電廠中占優(yōu)勢的堆型是PWR、BWR和重水堆，別離占目前總機組數(shù)的60%、19%和11%。由于三哩島和切爾諾貝利事故的發(fā)生暴露了第二代核電廠設計中的一些根本性弱點，核電界在認真反思的基礎上，提出了新的安全理念、安全方式和安全要求，開發(fā)了一批具有更高安全性、更好經濟性的第三代堆型，并為了挑戰(zhàn)核能發(fā)展面臨的幾方面問題（經濟競爭力、核電安全性、核燃料利用率、核廢物處置及核武器擴散），提出了將在21世紀30年代后發(fā)展的第四代核電概念和一些初選堆型。目前，一些第三代堆型在安全上、設計上已趨成熟，估計本世紀30年代以前將是第三代核電廠重點發(fā)展的時期，也是第三代核電廠和第二代核電廠并存的時期。2三哩島和切爾諾貝利事故事故簡介1979年3月28日，美國剛投產3個月的三哩島核電廠2號機組發(fā)生輕水堆核電廠歷史上最嚴重的事故。該事故是由喪失主給水（II類事件）引發(fā)的，由于經歷一系列故障和人誤的迭加（包括閥門誤關閉輔助給水不可用，穩(wěn)壓器卸壓閥卡開，操縱員關閉安注系統(tǒng)和所有主泵等）致使堆芯嚴重損壞，堆芯熔融物達數(shù)千噸，大量放射性裂變產物進入安全殼，一些放射性物質經由各類途徑泄漏至環(huán)境，但釋放到環(huán)境中的放射性物質由于安全殼的屏障作用相對較少。切爾諾貝利核電廠是原蘇聯(lián)1000MW的石墨慢化滾水冷卻的壓力管式反映堆型機組（16口）。該堆型的設計中存在著明顯的缺點，特別是過慢化設計使它可能具有正的溫度反映性系數(shù)和由于反映堆體積龐大（高7m，直徑12m）使氙-135引發(fā)的不穩(wěn)定性使該堆的控制變得很復雜。而很低的控制棒插入速度（m/s）使得緊急停堆系統(tǒng)難以跟蹤快速瞬變。這次事故是由4號機組年度計劃停堆檢修所作的一項實驗觸發(fā)的。實驗進程中一系列違背技術規(guī)格書和運行規(guī)程的操作，如斷開應急堆芯冷卻系統(tǒng)、提升的控制棒數(shù)超出運行規(guī)程的限制、切斷停堆保護信號、實驗工況使反映堆積累大量氙毒、并使堆功率降到正溫度反映性系數(shù)區(qū)域等。正的溫度反映性系數(shù)致使功率上升，功率上升致使氙濃度降低，二者釋放過大的正反映性使反映堆達到超瞬發(fā)臨界，功率急劇上升致使反映堆瞬時損壞，發(fā)生了核電歷史上最嚴重的事故。事故除摧毀反映堆廠房外，還使大量的放射性物質向環(huán)境釋放。事故的教益核電必需將核安全放在首位，這不可是為了保護公眾和環(huán)境，也是為了保護核電投資者和核工業(yè)界自身。一旦發(fā)生類似事件，幾十億投資瞬息會化為灰燼，還需投入巨額資金處置善后工作。這兩起事故使核電發(fā)展進入低潮期達20年之久，而且停止了美國B&W公司的PWR堆型和原蘇聯(lián)RBMK-1000堆型的繼續(xù)建造和發(fā)展。反映了肯定論方式和所采用的單一故障準則的局限性。第二代核電廠花費很大精力用于應對最大假想設計基準事故（如PWR失水事故），包括制定準則，設置安全設施層層設防。但兩次事故表明，最嚴重的事故有時是由許多（非單一）小故障，包括單一故障未考慮的人誤事件迭加引發(fā)的。因此，概率安全分析（PSA）作為肯定論補充的必要性顯得更為重要。核電廠必需具有固有安全性，應盡可能采用非能動安全設計。切爾諾貝利事件就是因為該堆型在低功率時有正反映性系數(shù)而缺乏固有安全性引發(fā)了恐怖的功率“暴走”的超瞬發(fā)臨界事故；而三哩島事故則主要由于一系列能動裝置的故障和人誤而致使的。新建核電廠設計除考慮設計基準事故外，還必需考慮嚴重事故對策。核電廠設計的安全水平必需提升，原來對第二代核電廠要求堆熔概率小于10-4/堆年已不適應核電發(fā)展對安全的要求，因為目前運行機組已近500臺，按10-4/堆年要求意味著平均每20年就要發(fā)生一次堆熔事件，這是公眾和環(huán)境不能接受的。因此必需考慮成立在新的安全理念基礎上的新的堆型。新堆型必需在提升安全水平的基礎上同時提升經濟性能。第三代先進輕水堆的設計要求為了總結核電發(fā)展的經驗和教訓，進一步提高電站的安全性能和運行性能，同時提高電站的經濟性，1983年開始，美國電力研究院（EPRI）在美國核管理委員會（NRC）支持下，經連年盡力于1990年為第三代輕水堆核電廠制定了一個明確完整的用戶要求文件（URD）?？紤]到統(tǒng)一的歐洲對能源市場的客觀要求，進一步提高輕水堆的競爭力和改良公眾及政府對核電的可接受性，歐洲主要電力公司編制了歐州用戶要求文件（EUR），并于1994年公布了第一版。EUR與URD結構上有不同，但主要內容上大體相似。EUR已用于法德合作的歐洲壓水堆（EPR），歐洲非能動式壓水堆（EPP）和歐洲簡化滾水堆（ESBWR）核電廠的設計。除URD和EUR外，日本和韓國也別離制定了本國的用戶要求文件JURD和KURD，總的來講，這些要求文件的大體內容均參考并類似于URD。中國核安全當局于2021年發(fā)布了核安全政策白皮書“新建核電廠設計中的幾個重要安全問題的技術政策”，對我國新建核電廠設計一系列安全問題提出了與世界先進核電國家相類似的要求。幾種主要第三代先進堆型簡析依照URD和其它相關文件要求，近10年來世界主要核電國家開發(fā)了一系列第三代核電堆型，這些堆型按其設計特征可分為改良型和革新型兩類。本文主要介紹和分析目前普遍關注的3種第三代核電堆型（AP-1000、EPR、ABWR）的設計特點。AP1000AP1000是美國西屋公司開發(fā)的一種雙環(huán)路1117MWe的第三代先進型PWR機組，它是1999年12月取得NRC設計許可證的AP600型機組設計邏輯上的延伸。AP1000盡可能保留AP600的設計，特別是高水平非能動安全系統(tǒng)的設計，并通過提高功率輸出水平，降低發(fā)電本錢。AP1000具有以下一些設計特點：（1）AP1000設計采用了既先進又成熟的技術，因此既具有先進性，又具有安全和靠得住性，因為：AP1000反映堆采用西屋成熟的Model314技術，該技術已成功用于比禾IJ時Doel和美國SouthTexasProject等核電廠。采用了西屋先進的IFBA燃料組件，該組件已普遍用于西屋的PWR。反映堆冷卻劑泵采用全密封泵（屏蔽泵），該泵40連年來已有1300臺以上的成功應用記錄。（2）采用非能動的安全系統(tǒng)，主要包括：非能動堆芯冷卻系統(tǒng)。該系統(tǒng)通過利用3個非能動水源（堆芯補水箱、安注箱和安全殼內換料水貯存箱）和2套100%能力的非能動余熱熱互換器執(zhí)行堆芯余熱排出、安全注入和卸壓功能。這一系統(tǒng)的設計取消了第二代PWR機組中一些系統(tǒng)（如應急給水系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、安注系統(tǒng)等）上的許多泵，也使一些系統(tǒng)（如化容系統(tǒng)、設備冷卻水系統(tǒng)、應急交流電源系統(tǒng)等）取得簡化并部份降格為非安全相關系統(tǒng)。非能動安全殼冷卻系統(tǒng)。AP1000采用雙層安全殼，內層是鋼制安全殼。在事故情況下，鋼制安全殼容器自身提供傳熱表面將熱量從安全殼內導出，排入大氣，以有效冷卻安全殼，并使壓力迅速下降。傳熱是通過兩層安全殼間空氣的自然循環(huán)，而空氣的冷卻則借助于靠重力從安全殼屏蔽廠房頂部水箱中流出的水的蒸發(fā)。由于該系統(tǒng)的設計取消了第二代PWR中的安全殼噴淋系統(tǒng)，原來由安全殼噴淋去除安全殼內放射性懸浮物和放射性碘的功能，在AP1000中是依托沉淀和沉積等自然進程實現(xiàn)的。主控室可滯留系統(tǒng)和安全殼隔離系統(tǒng)也通過非能動安全設計和設施實現(xiàn)其功能。（3）反映堆冷卻劑系統(tǒng)設計改良：采用2臺蒸汽發(fā)生器的雙回路對稱設計，該設計具有投資省、容易布置、占據空間少、運行靠得住性高和便于維修等長處。壓力容器下封頭無貫穿孔，因此堆芯上平面以下無大的開孔，大大減少了失水事故和堆芯袒露的概率。另外，設計使壓力容器外表面在發(fā)生堆熔事故時起到排出堆芯熔融物熱量的作用，以阻止熔融物熔穿壓力容器。由于采用全密封的屏蔽泵,不需要第二代PWR普遍采用的冷卻劑泵軸封設計，既消除難以避免的軸封泄漏（小失水事故），也省去了為保證軸密封所用復雜的設計和設備。蒸汽發(fā)生器采用西屋公司標準的F型技術，運行經驗表明該型蒸汽發(fā)生器具有很高的運行靠得住性，傳熱管堵塞率低于1根/臺年。對于同樣功率水平的PWR，AP1000穩(wěn)壓器水容量增加50%，改善了其瞬態(tài)響應的能力。（4）采用了先進的全數(shù)字化儀控系統(tǒng)設計，并將連年來人因研究功效用于整個儀控和主控室設計，改善了可運行性和減少運行過失的可能性。（5）設計改良大大簡化了AP1000核電廠，減少了電廠的系統(tǒng)和設備。分析表明，與第二代PWR相較，閥門減少了50%，泵減少了35%，管道減少20%，加熱通風和冷卻設備減少20%，抗震建筑物體積減少45%，電纜減少30%。（6）AP1000堆芯熔化概率為3*10-7/堆年，比此刻的PWR電廠低2個數(shù)量級，而比URD要求也低1個多數(shù)量級。（7）由于設計簡化，對稱布置，和大量的模塊化設計，估計建造周期（從澆灌第一罐混凝土到堆芯燃料裝載）只需36個月。（8）估計AP1000系列建造的第3臺機組隔夜造價為1100$/kW，而發(fā)電本錢在美分/kW以下。歐洲壓水堆（EPR）EPR是法馬通公司和西門子公司于1991年一路開發(fā)的，目前該項目納入法馬通ANP公司。EPR屬于第三代改良型PWR，它的性能設計目標是基于或高于法、德現(xiàn)有大型PWR核電廠所達到的最高水平，遵循EUR的相關要求，因此既有成熟性，也具有先進性。EPR主要設計性能特點有：（1）EPR整體安全設計方案遵循法、德聯(lián)合制定的“未來PWR核電廠通用安全方案的建議”，采用肯定論方式與概率論方式相結合的雙重策略：第一，在電廠設計時利用肯定論設計基準，改良事故預防辦法，減少嚴重事故的發(fā)生概率。第二，采用正確的處置辦法，減緩嚴重事故的后果。由于設計中成功采用以上策略，使堆芯熔化概率降低到10-6/堆年以下，并能實此刻發(fā)生嚴重事故時核電廠周圍不需要采取人員撤離或遷移的場外應急響應辦法。（2）EPR機組的設計熱功率為4250MWt，電功率為1500~1600MWe，設計壽命60年，燃料組件241個，燃料活性段長度4200mm，燃料設計燃耗為60000MWD/tU，采用雙層安全殼（一次安全殼為預應力混凝土，二次安全殼為鋼筋混凝土）。（3）反映堆冷卻劑系統(tǒng)主要部件體積大于此刻運行的PWR機組。較大的壓力容器可以容納較大的堆芯，以降低功率密度，增加熱工安全裕量；同時降低壓力容器內壁處快中子注量率，延長壓力容器利用壽命，加大穩(wěn)壓器和蒸汽發(fā)生器二次側容積改善電廠對瞬態(tài)的響應能力。（4）核電廠重要安全系統(tǒng)及其支持系統(tǒng)（安全注入、應急給水、部件冷卻、應急電源）設計有4個冗余系列，并別離安裝在4個獨立的區(qū)域，每一個系列與反映堆冷卻劑系統(tǒng)的一個環(huán)路相連。應急堆芯冷卻系統(tǒng)由4個非能動集水箱和4個高壓/低壓安注系統(tǒng)組成。安注系統(tǒng)利用安全殼內換料水貯存箱，并從反映堆冷卻劑系統(tǒng)冷、熱雙端注入，避免了回流和熱管段長期注入的現(xiàn)象。另外，在低壓安注管線上裝有熱互換器，以使EPR電廠在設計基準事故下不需要利用噴淋系統(tǒng)。應急給水系統(tǒng)由4個完全分離和獨立的系列組成，每一個系列由1個應急給水箱、1臺應急給水泵和相應的管道、閥門組成，給水別離注入1臺蒸汽發(fā)生器。各類正常和應急水源的冗余度和多樣性保證二次側排熱的靠得住性。電廠設置4套供核島在正常和應急情況下利用的獨立安裝的電源，而常規(guī)島所有的電源獨立安裝在常規(guī)島廠房內。4臺應急柴油機在設計和制造中采用多重設備，以使其中的2臺可作為另2臺的備用，以保證必然的靠得住性水平。在二次側排熱能力完全喪失的罕有事故中，可通過安注系統(tǒng)在一回路以“給—排”方式排除一次側的能量。(5)EPR設計考慮了嚴重事故預防和減緩的手腕和辦法，其中包括：依托余熱排出系統(tǒng)的靠得住性，輔以穩(wěn)壓器卸壓閥的卸壓辦法，避免高壓堆芯熔化。EPR穩(wěn)壓器至少安裝3個卸壓通道，每一個通道由2個安全閥組成，保證其超壓保護的靠得住性。卸壓的同時，排除安全殼直接加熱的危險。設計時考慮預防堆芯熔融物與混凝土彼此作用以減少氫的產生量，并通過氫復合器和氫燃燒器減少氫在安全殼中積聚造成高載荷氫爆的危險。盡可能減少冷卻熔穿壓力容器的堆芯熔融物的噴淋水量，避免蒸汽爆炸危及安全殼的完整性。在反映堆坑外設計了一大塊空間(面積約150m2)作為堆芯熔融物的擴散腔室，以避免堆芯熔融物與混凝土的彼此作用。堆坑與擴散腔由高熔點材料覆蓋的鋼板通道相連。擴散腔室與安全殼內換料水貯存箱用泵相連，以便長時間淹沒、冷卻擴散的熔融物。另外，由噴淋系統(tǒng)組成的專用安全殼排熱系統(tǒng)限制安全殼壓力的增加。EPR采用圓筒狀的雙層安全殼，其中第一層安全殼設計壓力為MPa，有足夠的裕度包容嚴重事故的后果，上述設計也保證使安全殼的壓力不超過設計壓力。利用維持負壓的雙層安全殼的環(huán)形空間，搜集所有的泄漏物，避免任何密封(包括貫穿件密封)的旁路，保證盡可能少的放射性物質釋放到環(huán)境中去。采用先進的全數(shù)字化儀控設計和主控室設計，保護系統(tǒng)為四重冗余結構，采用“2/4”邏輯，具有高的靠得住性。先進滾水堆ABWR是目前唯一有運行電廠和通過運行考驗的第三代先進型核電廠，其除具有BWR的特點和長處，如直接循環(huán)、大的負空泡反映性系數(shù)、采用流量+控制棒調節(jié)功率方便、快捷外，還具有以下整體特征：（1）ABWR設計的重大改良之一是將原GE公司BWR安裝在壓力容器外側的反映堆冷卻劑再循環(huán)泵改成安裝在壓力容器內部的內置泵，實現(xiàn)了核蒸汽供給系統(tǒng)的一體化設計。該設計使得壓力容器在堆芯部位以下無大口徑管嘴，保證LOCA事故發(fā)生后無堆芯袒露風險，大大降低了堆芯熔化概率。（2）ABWR采用并改良了經驗證的電棚驅動和水力驅動相結合的電動一水力微動控制棒驅動系統(tǒng)（FMCRD），提高了正常運行反映性控制的精度和緊急停堆的快速、靠得住性。（3）ABWR的應急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）分3個區(qū)設置了3套獨立的、冗余的、符合多樣性要求的子系統(tǒng)，各區(qū)子系統(tǒng)配備獨立的供電、控制保護和其它支持系統(tǒng)，保證了事故條件下應急堆芯冷卻系統(tǒng)抑制和減緩事故后果的靠得住性和有效性。（4）ABWR帶有弛壓水池的抑壓式安全殼設計能保證在發(fā)生失水事故或嚴重事故時，通過弛壓水池的非能動式設計有效抑制安全殼內壓力的上升，洗滌破口流量中夾帶的裂變產物，并為ECCS系統(tǒng)提供重要的靠得住水源。ABWR安全殼設計為減緩嚴重事故及其減輕放射性釋放后果提供了重要的有效的保障。（5）ABWR的儀表和控制系統(tǒng)（1&0采用全數(shù)字化技術和容錯結構，有助于ABWR電站安全、高效、靠得住運行。(6)ABWR采用控制柵元堆芯設計和運行方案，即在ABWR運行期間，僅由少部份固定的控制棒(一般少于總控制棒數(shù)的1/10)組成的一個控制棒組在堆芯內移動來補償整個運行壽期內的反映性轉變。該設計減少了由于控制棒組迭換和控制棒插入或抽出對功率散布的擾動，簡化了運行，提高了運行的靠得住性和安全性。(7)ABWR可采用通過改變流量的譜移控制運行方式，即在循環(huán)初期到中期降低堆芯流量，以使空泡份額增加，中子譜變“硬”，促使钚的生成和積累，而在循環(huán)末期，增加堆芯流量，空泡份額減少，使中子譜變“軟”，促使已積累的钚“燃燒”，以取得可利用的反映性，從而增加燃料的利用率。由于以上特點，ABWR核電廠具有較高的安全水平和經濟競爭力，主要表此刻：(1)ABWR設計大體上能全面知足URD的主要要求。(2)燃料破損率低于10-5，保證了反映堆冷卻劑中放射性水平很低，并使常規(guī)島設備、廠房受污染的程度維持在很低水平。(3)ABWR堆熔概率為X10-7/堆年，安全殼失效概率為*10-9/堆年，別離比URD的要求約低2個和3個數(shù)量級。(4)建造周期為48個月。固然，ABWR也具有BWR特有的弱點，特別是帶有放射性的反映堆冷卻劑形成的蒸汽直接進入常規(guī)島，給常規(guī)島設備和廠房帶來必然的輻照影響，增加了運行時常規(guī)島的屏蔽要求和維修時的輻射防護辦法?；旌隙迅拍畹奶岢?．改良型第二代核電廠："法國N4核電廠法國的N4核電廠是一型1400MW級電功率的四環(huán)路壓水堆核電廠，第一個機組ChoozB-1于1996年并網，目前有4個機組在運行。N4的設計充分利用了法國30余座900MW級和20余座1300MW級核電廠的設計、建造和運行經驗，而眾所周知，這些核電廠的設計是成立在被國際普遍接受的所謂“肯定論"設計原則之上的。隨著PSA工作的進展，法國肯定了一些需要補充分析或采取辦法的工況，主要的有：最終熱阱的完全喪失（H1）；蒸汽發(fā)生器給水完全喪失（H2）；交流電源完全喪失（H3）；未能緊急停堆的預期瞬態(tài)（ATWT）；LOCA后長期運行時低壓安注或安全殼噴淋的全數(shù)喪失（H4）；-主蒸汽管道破裂，同時疊加一根或多根蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂。顯而易見，由于N4核電廠在整個電廠的大體構型（configuration）上與900MW級和1300MW級核電廠并無顯著不同，這些補充的工況對N4核電廠一樣適用，相應的辦法和改良也被N4核電廠采取。其他的改良是停堆工況下一些事件的預防或減緩辦法，如防硼稀釋改良、一回路中水位運行時預防和減緩余熱排出系統(tǒng)喪失的改良等，這些改良在900MW級和1300MW級核電廠中也已采用，國內的大亞灣和嶺澳核電廠也進行了相應的改良。N4核電廠的安全系統(tǒng)仍采用兩個安全系列的設計，在設計上盡可能避免專設安全設施和正常運行系統(tǒng)的共用，如化容系統(tǒng)再也不兼做高壓安注，而設置了安注壓力較低（11Mpa）的中壓安注系統(tǒng)，這有利于SGTR事故的處置。輔助給水系統(tǒng)的每一個系列上設置一臺電動泵和一臺汽動泵。為了對付全廠斷電，設置了一臺利用蒸汽發(fā)生器殘余蒸汽的小汽輪發(fā)電機，同時可利用移動式附加電源（燃氣輪機）。N4核電廠采用了內層預應力混凝土并涂覆環(huán)氧樹脂、外層鋼筋混凝土的雙層安全殼。在嚴重事故情況下，為了維持安全殼的完整性，可以通過安全殼的測量放射性來發(fā)現(xiàn)安全殼的泄漏，并采取相應辦法恢復安全殼的密封性（U2）;在堆芯融化物穿透安全殼底板的情況下，底部的儀表測量管道被完全密封在反映堆堆腔下部，避免放射性的過早釋放（U4）;為了避免安全殼超壓，設置了沙堆過濾泄壓裝置（U5）。N4核電廠采用了全數(shù)字化的控制和保護系統(tǒng)。N4核電廠燃料元件的平均線功率密度為cm。"英國SizewellB核電廠英國的SizewellB核電廠是在美國西屋公司標準核電廠系統(tǒng)（SNUPPS）的基礎上發(fā)展而來的四環(huán)路壓水堆核電廠，在設計進程中吸收了連年核電發(fā)展的經驗。SizewellB核電廠的電功率為1250MW，1995年并網發(fā)電。在SizewellB核電廠的設計進程中，進行了普遍的肯定論分析和概率論分析，包括了核電廠減緩嚴重事故能力的評價，和對包括飛機墜毀等外部事件的評價。SizewellB核電廠的安全系統(tǒng)包括了4列100%容量的安全注射系統(tǒng)()、兩列100%容量的低壓安注/余熱排出系統(tǒng)、4列100%容量的設備冷卻水系統(tǒng)、2100%容量的電動輔助給水泵和2100%容量的汽動輔助給水泵、4列100%容量的安全殼噴淋系統(tǒng)和4個安注箱等，另外設置了應急補水系統(tǒng)，在化容系統(tǒng)失效時為主泵軸封和一回路提供硼水。為了對付全廠斷電，設置了4臺應急柴油發(fā)電機。SizewellB核電廠的安全殼為內層預應力混凝土覆鋼內襯、外層鋼筋混凝土的雙層安全殼，安全殼具有較大容積使得氫氣濃度得以控制，安全殼內還設有空冷器(aircooler)作為排出熱量的另一種手腕。作為嚴重事故管理規(guī)程的一部份，SizewellB核電廠可通過穩(wěn)壓器先導式釋放閥的排泄避免高壓熔堆，通過淹沒反映堆堆坑冷卻和維持熔融的堆芯。SizewellB核電廠在保護系統(tǒng)中部份利用了數(shù)字化技術。SizewellB核電廠燃料元件的平均線功率密度為178W/cm."德國KONVOI核電廠德國后期建造的壓水堆核電廠均采用了KONVOI的設計概念，這些核電廠投運在1974~1989年間，電功率大約在1225~1455MW之間。KONVOI核電廠為四環(huán)路設計。KONVOI核電廠的設計吸取了過去核電廠的運行經驗反饋，而且利用PSA分析來平衡安全特性。KONVOI核電廠的專設安全設施在單一故障準則上采用N+2的概念，設置了四臺應急柴油發(fā)電機組提供給急電源以應付設計基準事故。另外設置了四臺由柴油機直接驅動的應急給水泵，這些較小的柴油機又帶有四臺小發(fā)電機保證外部事件情況下的供電，在廠外電源和四臺應急柴油發(fā)電機組均失效時，保證應急給水的提供。不中斷電源可以保證兩小時的安全儀表供電。上述辦法保證了全廠斷電的預防和減緩。KONVOI核電廠的安全殼為內層鋼、外層鋼筋混凝土的球型雙層安全殼。在嚴重事故管理方面，KONVOI核電廠的考慮了利用一次側的排水-給水（bleed-feed）方式直接排熱，利用二次側的排水-給水方式恢復對蒸汽發(fā)生器的供水。在出現(xiàn)堆芯熔融后，為避免高壓熔堆，利用穩(wěn)壓器的閥門對一回路卸壓。在安全殼內設置了氫復合器和氫點火器來實現(xiàn)對氫氣的控制。在安全殼達到實驗壓力時，還可以通過安全殼過濾通風系統(tǒng)來對安全殼降壓。KONVOI核電廠燃料元件的平均線功率密度為163W/cm。筆者之所以將上述三型核電廠稱之為改良型第二代核電廠，是因為此刻比較認同的一些先進輕水堆概念，如簡單性、設計裕量、可保護性、可建造性等等，在這些堆型的設計中沒有提到最高層政策或給予系統(tǒng)的考慮?？墒菓撟⒁獾降氖牵恍┐丝唐毡榭紤]的嚴重事故預防和減緩辦法在這些堆型的設計中也取得了不同的表現(xiàn)，固然三個堆型的表現(xiàn)程度不同，如筆者以為在減緩嚴重事故后果的方面SizewellB和KONVOI核電廠考慮的可能更多一些，特別是在避免高壓熔堆、安全殼內氫氣控制等方面。2．適度改良型先進核電廠："美國SYSTEM80+核電廠美國ABB/CE公司的SYSTEM80+核電廠是一座電功率1350MW的壓水堆核電廠，兩臺蒸汽發(fā)生器，每臺蒸汽發(fā)生器采用了一進（口）兩出（口）的特殊設計。SYSTEM80+核電廠是在美國paloverde和在韓國建造的SYSTEM80核電廠的基礎上，遵循URD和美國核管會關于先進核電廠嚴重事故的政策要求設計，并依照核管會新的執(zhí)照程序取得FDA（finaldesign叩proval，最終設計批準）的核電廠。SYSTEM80+核電廠符合URD的改善靠得住性、改善對事故的預防和減緩、改善經濟性和良好的人機界面的要求，設計目標是不需要原型堆驗證。在SYSTEM80+核電廠的設計中，PSA方式取得了普遍的應用。SYSTEM80+核電廠的設計壽命達60年。SYSTEM80+核電廠通過增加一回路水裝量和穩(wěn)壓器體積改善了電廠的瞬態(tài)特性。安注系統(tǒng)采用四臺安注泵和四個安注箱，兩列安全殼噴淋系統(tǒng)和兩列停堆冷卻系統(tǒng)的泵互為備用以提高靠得住性，輔助給水系統(tǒng)的兩列中各有一臺汽動泵和一臺電動泵。SYSTEM80+核電廠優(yōu)化了安全系統(tǒng)的管道布置。SYSTEM80+核電廠采用兩臺應急柴油發(fā)電機，而且附加了一臺燃氣輪機發(fā)電裝置。SYSTEM80+核電廠的安全殼采用內層鋼、外層鋼筋混凝土的球型雙層安全殼，換料水箱布置在安全殼內，可作為安全卸壓的冷源。在嚴重事故方面，SYSTEM80+核電廠有著比較完善的考慮。附加交流電源、汽動輔助給水泵和改善了密封結構可有效避免主泵軸封失效的主泵提供了對付全廠斷電的能力；安全卸壓系統(tǒng)可以釋放一回路的壓力以避免高壓熔堆；安全卸壓系統(tǒng)與安注系統(tǒng)還提供了一回路的feed-bleed冷卻能力；堆腔淹沒方式可以冷卻壓力容器內的堆芯熔融物，而且對壓力容器外的堆芯熔融物具有滯留和冷卻能力；較大的安全殼容積和氫點火器提供了安全殼內氫的控制能力。SYSTEM80+核電廠采用了數(shù)字化的控制和保護系統(tǒng)。SYSTEM80+核電廠燃料元件的平均線功率密度為176W/cm。"日美APWR核電廠APWR核電廠是日本三菱公司和美國西屋公司合作開發(fā)的電功率1350MW的四環(huán)路壓水堆核電廠。APWR核電廠的改良主要在提高經濟性上。通太低功率密度堆芯的利用縮短在役檢查的時間，提高電廠的可利用率；通過蒸汽發(fā)生器和汽輪機性能的改良提高熱效率。APWR核電廠在安全上的主要改良是采用了大體積堆芯和大體積穩(wěn)壓器，在堆芯周圍布置的不銹鋼反射板也降低了壓力容器的中子輻照劑量。安全系統(tǒng)采用四個通道、兩個系列的設計，即應急柴油發(fā)電機仍為兩臺，但采用了四個流體系列，這樣簡化了系統(tǒng)布置。高壓安注與上充系統(tǒng)分離，取消了低壓安注系統(tǒng)。主泵密封注入不依賴于廠外電源和應急柴油發(fā)電機。APWR核電廠的安全殼仍采用帶鋼內襯的預應力混凝土單層安全殼，將換料水箱布置到了安全殼的底部，這樣在安注系統(tǒng)運行時省卻了從換料水箱到安全殼地坑的切換。APWR核電廠在嚴重事故減緩方面沒有采取太多的辦法，設計者以為發(fā)生堆芯嚴重事故的可能性已經降低到了極低的水平。由于APWR核電廠的開發(fā)仍在繼續(xù)，方案可能會有轉變，如最近推出的APWR+核電廠就增加了附加柴油發(fā)電機。APWR核電廠采用數(shù)字化控制保護系統(tǒng)。APWR核電廠燃料元件的平均線功率密度為171W/cm。"美日ABWR核電廠ABWR核電廠是由美國GE公司、日今日立公司和東芝公司聯(lián)合開發(fā)的電功率1350MW的滾水堆核電廠，是GE公司BWR6型核電廠的改良。ABWR核電廠的主要改良包括將再循環(huán)泵與壓力容器連接為一體，排除在堆芯以下部位發(fā)生的管道破裂；三套應急堆芯冷卻系統(tǒng)進行了分組；增加了一套燃氣輪機發(fā)電裝置；提供了消防水作為應急冷卻的后備水源。在嚴重事故減緩方面，ABWR核電廠采用了靠得住的卸壓裝置減少DCH（安全殼直接加熱），采用了堆坑淹沒方式避免堆芯熔融物與安全殼底板混凝土的反映，堆坑淹沒水源來自于安全殼內的抑壓池；安全殼可以被氮氣惰化以避免氫爆；在安全殼超壓時，可以通過過濾通風系統(tǒng)釋放安全殼內的壓力，放射性物質被安全殼濕井內的水過濾。ABWR核電廠的安全殼采用典型的滾水堆抑壓式安全殼。ABWR核電廠采用了數(shù)字化控制保護系統(tǒng)。由上述介紹可以看出，這幾個堆型的改良是有限的，改良程度也存在著較大不同，有些在一些第二代堆上已經采用的改良在其中某些堆型上也沒有被采用，其中尤以APWR核電廠所采用的改良較少。固然核電廠的安全不能通過如此簡單的比較全數(shù)說明，但限于本文主要集中于整體方案的討論，在其他條件假定同樣的情況下，不能以為APWR核電廠在安全辦法的考慮上達到了和SYSTEM80+核電廠一樣的水平，乃至SizewellB核電廠和KONVOI核電廠的水平。之所以將這幾個堆型列為適度改良型先進核電廠，主如果考慮了堆型開發(fā)的年代，即URD已經公布。特別是這些堆型的開發(fā)是成立在一套“先進堆”的理念上，除要考慮前面列出的先進堆的主要要求外，普遍應用了現(xiàn)代設計、建造技術，如計算機虛擬設計、計算機模擬建造等，使核電廠的建造、運行、檢查和維修等活動在設計階段就取得了系統(tǒng)的優(yōu)化考慮，以實現(xiàn)所提出的先進堆目標，而APWR核電廠的設計方案一直在發(fā)展中，如近期的APWR+核電廠。3．保守改良型先進核電廠："法德EPR核電廠EPR核電廠是法國的法馬通公司和德國的西門子公司（現(xiàn)西門子公司的核電部門已被法馬通公司并購）聯(lián)合開發(fā)的"歐洲壓水堆"，四個環(huán)路，電功率達1500MW。EPR核電廠按肯定論方式設計，并普遍采用了概率論分析，以試圖降低剩余風險。EPR核電廠的安全系統(tǒng)采用四個系列，而且在安全系統(tǒng)的功能上實現(xiàn)多樣化，即某一個安全系統(tǒng)的功能都可以被其他的安全系統(tǒng)替代。EPR核電廠采用了四臺應急柴油發(fā)電機，而且在設計和制造上實現(xiàn)多樣化，使全廠斷電的可能性極低。EPR核電廠可利用穩(wěn)壓器卸壓閥和安注系統(tǒng)實現(xiàn)一回路的feed-bleed冷卻方式。EPR核電廠原擬采用內層預應力混凝土覆蓋環(huán)氧樹脂、外層鋼筋混凝土的雙層安全殼，兩國的核安全當局要求其在內層安全殼附加鋼內襯。除采用四個系列等多種辦法來預防嚴重事故外，EPR核電廠在嚴重事故減緩方面采取了大量的辦法，主要有穩(wěn)壓器卸壓避免高壓熔堆、安全殼內的氫復合器和氫點火器、堆坑底部的堆芯熔融物擴散冷卻倉室等，提高了安全殼的設計承壓能力。EPR核電廠采用數(shù)字化控制和保護系統(tǒng)。EPR核電廠燃料元件的平均線功率密度為155W/cm。"俄國AES91核電廠AES91核電廠原為芬蘭的IVO和俄羅斯聯(lián)合開發(fā)，準備在芬蘭建造的核電廠。由于芬蘭議會否定了新的核電項目，AES91核電廠用于中國的田灣核電廠項目，估計于2021年裝料。AES91核電廠為四環(huán)路壓水堆核電廠，利用有俄羅斯特點的臥式蒸汽發(fā)生器，電功率1000MW。AES91核電廠的安全系統(tǒng)普遍采用了4100%或450%的設計，采用四臺100%的應急柴油發(fā)電機，另備有兩臺靠得住柴油發(fā)電機和一臺附加柴油發(fā)電機。AES91核電廠利用四臺100%的電動應急給水泵為蒸汽發(fā)生器提供給急給水；在ATWS工況時，用專門的應急注硼系統(tǒng)向一回路和穩(wěn)壓器注入濃硼。AES91核電廠采用內層預應力混凝土并附加鋼內襯、外層鋼筋混凝土的雙層安全殼。在嚴重事故減緩方面，AES91核電廠設置了安全殼內的氫復合器控制安全殼內的氫氣；設置了堆芯捕集器搜集和冷卻堆芯熔融物；在全數(shù)喪失蒸汽發(fā)生器給水時，AES91核電廠可以通過打開穩(wěn)壓器卸壓閥和一回路應急排氣裝置，降低一回路的壓力，并利用安注系統(tǒng)實現(xiàn)一回路的feed-bleed冷卻方式。AES91核電廠采用數(shù)字化控制和保護系統(tǒng)。AES91核電廠燃料元件的平均線功率密度為cm。在表現(xiàn)前面所列的先進輕水堆的許多主要特征方面，包括在設計和建造手腕的現(xiàn)代化方面，AES91核電廠也未必比N4、SizewellB和KONVOI等核電廠更"先進"，將AES91核電廠列在這里，主如果考慮到它的整體方案和EPR核電廠很相似。從上面的介紹可以看出，相較較而言，EPR核電廠和AES91核電廠大大增加了安全系統(tǒng)的冗余度，雙層安全殼的設計也很保守，在嚴重事故的預防和減緩方面采取了專門的辦法和設備。這種設計必將大量增加了安全系統(tǒng)和設備的數(shù)量，因此筆者將其稱之為保守改良型先進核電廠。至于EPR核電廠和AES91核電廠這樣通過增加核電廠復雜性來改良安全性的核電廠是不是符合"先進輕水堆"的要求，只能是仁者見仁、智者見智了。4．革命型先進核電廠：雖然前面所述的幾型核電廠在安全系統(tǒng)的設置及嚴重事故預防和減緩辦法的采用上有著這樣和哪樣的不同，但核電廠的整體構型（configuration）上沒有根本性的轉變，因此提高核電廠安全水平的主要途徑只能通過增加系統(tǒng)的冗余度和增加專門設備來實現(xiàn)，這無疑進一步增加了核電廠的復雜性。URD的觀點以為，現(xiàn)有核電廠的許多問題恰正是由于核電廠的復雜性所致使。雖然在這些核電廠的設計中也采取了一些辦法（如將安注通道分離，減少管道的交叉等）試圖簡化核電廠的系統(tǒng)，但從整體來講并無明顯的轉變。AP600和AP1000核電廠正是試圖通過核電廠系統(tǒng)的重構，產生一個"革命"或"革新"性的效果。"AP600核電廠AP600核電廠是美國西屋公司開發(fā)的電功率600MW的壓水堆核電廠，采用兩臺一進（口）兩出（口）的蒸汽發(fā)生器，電磁式主泵直接安裝在蒸汽發(fā)生器的下部。AP600核電廠完全重構了核電廠的安全系統(tǒng)，沒有采用傳統(tǒng)的高壓安注、安注箱、低壓安注、應急給水等概念，而是設置了安注箱、堆芯補水箱和安全殼內的換料水箱三個非能動的堆芯注入冷卻裝置。在一回路失水事故時，通過三個非能動的注入系統(tǒng)實現(xiàn)堆芯的冷卻，自動卸壓系統(tǒng)可以維持一回路的低壓以保證安全注入；在其他事故時，利用換料水箱作為熱阱，利用非能動的余熱排出熱互換器依托自然循環(huán)帶出堆芯熱量。AP600核電廠采用內層鋼、外層鋼筋混凝土的雙層安全殼，安全殼內的熱量通過內外層安全殼之間的空間依托空氣的自然循環(huán)帶出。作為嚴重事故的減緩手腕，AP600核電廠設置了安全殼內的氫復合器和氫點火器控制氫氣，設置了堆腔淹沒冷卻堆芯熔融物。由于采用了非能動的安全系統(tǒng)和主泵采用了不需軸封注入的電磁泵，電源主要保證安全狀態(tài)的監(jiān)測，在事故后72小時內不需操縱人員的干與。AP600核電廠備用了兩臺移動式的非安全級發(fā)電裝置知足72小時后的需要。"AP1000核電廠鑒于AP600核電廠的功率較低，為了改善經濟性，西屋公司在AP600的基礎上開發(fā)了AP1000核電廠。AP1000核電廠是AP600核電廠的縱向放大，大體結構相同，在此不作進一步的介紹。三、幾個需要探討的問題在對幾型核電廠作了粗略的介紹后，咱們可以探討下述幾個問題：1．先進性、安全性和經濟性的關系問題。三哩島核電廠事故，特別是切爾諾貝利核電廠事故后，國際上要求改良和提高核電廠安全水平的呼聲很高。核電廠的安全水平是一個很敏感的問題，也是一個很難把握的問題。正是因為這個問題的復雜性，產生了一個著名的問題或命題，即"Howsafeisenough?"。人們解決這個問題的方式是試圖通過成立適合的安全目標，包括概率安全目標來肯定核電廠可接受的安全水平，新確立的安全目標普遍提高了安全水平的要求。但人們也意識到，現(xiàn)有核電廠已是一個高度復雜的系統(tǒng)，進一步提高安全水平必將涉及到技術和經濟性方面的問題。美國核電界對此的反映是推出了URD,試圖通過引導供貨商開發(fā)"先進輕水堆"，在安全性和經濟性上都取得提高。因為人們清楚地熟悉到，雖然常常強調安全性是核電廠發(fā)展的前提，但缺乏經濟性的核電廠再安全也不會被市場所接受。URD中所概念的兩種先進輕水堆，即進化型堆和被動型堆均要求在安全性和經濟性上的同時提高，考慮到功率規(guī)模、技術成熟程度和開發(fā)投資等因素，URD要求進化型堆比被動型堆具有更好的經濟性。SYSTEM80+核電廠和ABWR核電廠是供貨商對進化型堆要求的響應，而AP600及后來開發(fā)的AP1000核電廠是供貨商對被動型堆要求的響應。之前面的描述可以看到，SYSTEM80+核電廠和ABWR核電廠僅增加了極有限的新系統(tǒng)和設備，而通過系統(tǒng)的從頭布置、系統(tǒng)功能的再分派提高了核電廠的安全水平。從電廠整體來看，至少SYSTEM80+核電廠和ABWR核電廠的系統(tǒng)復雜性沒有明顯增加。由于各國的技術基礎、技術創(chuàng)新能力和安全水平要求不同樣方面因素的影響，歐洲走的是與美國有必然區(qū)別的道路，這從EPR核電廠和AES91核電廠整體方案上與美國開發(fā)的幾型電廠的不同可以看出，應該說EPR核電廠和AES91核電廠的復雜性有了較大增加。但無論有什么區(qū)別，兩種方式都增加了安全系統(tǒng)和設備，增加了安全裕度因此降低了功率輸出，這必將致使比投資的增加。因此這些核電廠試圖通過縮短建造周期、增大單個機組功率、提高電廠可利用率、降低燃料循環(huán)本錢等方式來補償這些付出，問題是人們所期望的目標可否達到，尚沒有足夠的實踐加以證明，有限的實際驗證來自于ABWR核電廠。ABWR核電廠是參照URD的要求設計的核電廠，依照URD的要求，對ABWR這樣的進化型核電廠，每千瓦的造價應低于1300美元己而據日方介紹，日本建造的ABWR核電廠每千瓦實際造價達到2300美元，考慮到物價上漲因素這也是一個很高的造價。日本在1996年建成了兩座ABWR核電廠，運行也是成功的，但日本在1998年又動工建設了一座BWR核電廠，其中原因值得深切探討。至于AP600和AP1000核電廠，其方案與第二代核電廠的不同更遠遠大于ABWR這樣的核電廠，咱們有絕對把握相信其目標可以達到嗎？換句話說，新設計核電廠所采取的試圖提高經濟性的辦法即便有效，這些辦法的大多數(shù)一樣可應用于第二代核電廠，假設第二代核電廠的安全水平可以接受，采用這些辦法將使核電具有更強的競爭力。這就涉及咱們要討論的第二個問題，即如何看待第二代核電廠的安全水平。2．第二代核電廠的安全水平問題三哩島核電廠的事故雖然對核電的發(fā)展產生了較大影響，但三哩島核電廠事故也從一個側面說明現(xiàn)有核電廠所采取的安全辦法是有效的，事故并無給公眾和環(huán)境帶來不可接受的影響。而從三哩島核電廠事故取得的教訓，已經極大地豐碩了核電廠設計、建造和運行的安全內容。世界上此刻運行的核電廠大多數(shù)是第二代核電廠，有些乃至更老，但整個運行記錄應該說證明了這些核電廠的安全。至于切爾諾貝利核電廠事故，由于前蘇聯(lián)長期離建國際核安全主流，并非具有典型意義。實際上，此刻仍在建造核電廠的發(fā)達國家正在建造的仍是第二代核電廠。除前面已經提到的1998年動工，現(xiàn)仍在建造的日本BWR核電廠外，韓國建造的也是SYSTEM80型核電廠，而不是SYSTEM80+核電廠，韓國計劃到2021年前后才過渡到先進型核電廠。另外一個值得注意的動向是美國核管會提出的安全目標。在1986年核管會發(fā)布的有關安全目標的政策聲明中，提出了將大規(guī)模放射性釋放降低到10-6/堆年的概率安全目標，而近期核管會又在征求對于該政策聲明的修改意見，征求意見的兩個版本之一以為大規(guī)模放射性釋放的頻率低于10-5/堆年、熔堆頻率低于10-4/堆年也是可以接受的，這兩個值正是美國現(xiàn)有核電廠概率安全評價結果的中值。無論最終那個版本被接受，至少說明核管會對這個問題也在探討中。安全水平也不存在一個國際普適的標準，不同國家的國情不同，要求可能也不同。歐洲由于地域狹小、人口密集，希望將廠外應急的影響降到最低程度，因此設計出了EPR這樣保守的核電廠。但日本一樣地域狹小、人口密集，卻設計出了APWR方案。第二代核電廠還有必然的改良余地，采取適當?shù)?、通過驗證的、已經成熟的一些技術，可以在不增加大的投入的情況下使核電廠的安全水平有必然的乃至明顯的改善，而不帶來過大的風險。因此，輕易地否定第二代核電廠的改良型并非完全可取。3．先進性和成熟性關系的問題。毫無疑問，人們追求先進性是以為先進性能夠帶來安全和經濟上的利益，而決不是為先進而先進。但先進性和成熟性之間老是存在著必然的矛盾，核電行業(yè)給予人們的印象似乎是技術進步較慢，對采用新技術熱情小，這恰恰反映了核電本身的特殊性。核電廠首先是一個發(fā)電裝置，它的首要目的是知足人們的能源需要，它不像武器，先進與掉隊可能決定輸贏和生死。事實上，決定核電成敗的關鍵因素之一恰正是運行的靠得住性，而不是先進性。許多先進概念的核電廠，如快中子增殖堆、高溫氣冷堆等，正是尚不能提供足夠的運行靠得住性而不能取得大的發(fā)展。核電廠又是一個高度復雜的系統(tǒng)，許多看似成熟的技術都可能在人們未預料到的環(huán)節(jié)上出現(xiàn)問題，許多問題要通過一個相當長時間的實際運行才能表現(xiàn)，有限的實驗室驗證未必能夠暴露所有問題，這在我國也有著慘重的經驗教訓。當咱們計劃久遠的核電發(fā)展時，將所有的寶押在一個沒有通過實際運行驗證的堆型上可能會帶來龐大的風險。據法國核電界人士介紹，法國近期內將作出是不是建造EPR的決定。眾所周知，法國此刻能源供給超級充沛，而且向周圍國家大量輸出電力。法國之所以要在近期內作出是不是建造EPR的決定，是考慮到到2021年前后在1980年前后建造的大量核電廠面臨退役，若是法國到時仍依賴于核能的話，在2021年前后就要開始大量建造頂替用的核電廠。此刻開始建造EPR,也要在2021年前后投產，再通過幾年的運行驗證，時間已比較緊迫。從這里也可以看出，即便像EPR這樣改良型的核電廠，法方仍然抱著超級謹慎的態(tài)度。國際原子能機構在INSAG-3《核電安全的大體原則》中強調："任一核電廠在決定是不是進行所建議的旨在提高安全性的各項改良時，應當有一套嚴格規(guī)定的方式。對每一項重大改良，其提議者應論證其緊迫性、安全增益和實施代價。應避免把主要力量花在那些增益有限的改良上，而且要熟悉到安全方面的改良也可能影響經濟性和其他社會因素，這些都很重要。應特別注意，確保擬議中的安全改良不會帶來得不償失的短處"。這超級精辟地總結了決定安全改良時所應持有的大體理念。筆者以為，應把核電廠的適用性放在首要位置，而把先進性放在適當?shù)奈恢谩]必要要的先進性要求將極大地限制咱們的選擇余地，帶來沒必要要的風險。四、我國核電近期的選擇在對國際上的幾型新堆型作了介紹并進行了一些討論后，咱們可以取得以下幾點啟迪：1．世界核電的發(fā)展仍處在一個探索期，包括堆型的選擇、安全水平的要求等還不能得出明確的結論；2．第二代核電廠技術成熟，有長期的運行實踐，經必然改良后安全水平也是可以接受的；3．對核電安全的恐懼有著復雜的社會意理因素，核電本身的社會風險是相當?shù)偷?，但投資核電的風險卻比較大。在市場經濟的條件下，核電投資者希望盡可能規(guī)避風險，選擇成熟技術的愿望是合理的；4．核電是個高度復雜的系統(tǒng)，必需穩(wěn)扎穩(wěn)打，一個臺階一個臺階的發(fā)展，企圖跨越式的發(fā)展可能會帶來較大風險；5．作為一個發(fā)電裝置，核電應把適用性放在首位，先進技術的利用應該有一個慢慢驗證的進程，不宜短時間大面積地鋪開；6．肯定安全水平的要求和堆型的選擇必然要考慮到國情；7．經濟性是決定核電成敗的關鍵因素之一，決不能加以忽略；8．國家核安全局以"技術政策"引導核電用戶進一步提高安全水平，而不是以法規(guī)的形式貿然改變安全水平要求的方式是完全正確的。這樣可以留有余地，留有必然的觀察期，使咱們在未來核電發(fā)展的方向上把握的更準確、更適當。筆者以為，我國目前合理的選擇是：1．選擇技術成熟、風險較低的堆型，加以適當改良，盡快動工，以維持一支核電的設計、建造和運行隊伍。拖的時間太長的話，將致使核電隊伍的流失，以致咱們決定大規(guī)模發(fā)展核電時都缺乏一支可依托的技術力量；2．近期內的任務是繼續(xù)打牢核電技術基礎，并大力推動國產化，形成靠得住的核電設計、制造能力，降低核電造價，使核電成為有競爭力的能源供給手腕；3．密切跟蹤世界核電發(fā)展的趨勢，選擇有長期遠景的堆型，探討技術合作的路子，一旦有較大把握時，可適當建造，驗證技術，為久遠發(fā)展奠定基礎。中國的經濟發(fā)展和環(huán)境保護需要核電，肯定合理的核電發(fā)展戰(zhàn)略對核電的良好發(fā)展起著生死攸關的作用，這已被各國核電發(fā)展的實踐所證明，愿中國核電有一個光明的未來。EPR—先進的核反映堆EPR—先進的核反映堆時間:2021-3-417:32:00點擊:143EPR是法馬通和西門子聯(lián)合開發(fā)的反映堆。2021年1月，法馬通公司與西門子核電部歸并，組成法馬通先進核能公司（FramatomeANP，AREVA集團的子公司）。法國電力公司和德國各主要電力公司參加了項目的設計。法德兩國核安全當局協(xié)調了EPR的核安全標準，統(tǒng)一了技術規(guī)范。新一代核反映堆EPR已經完成了技術開發(fā)層面的工作，現(xiàn)已進入建設階段。一、EPR實現(xiàn)了三大目標：一、知足了歐洲電力公司在“歐洲用戶要求文件”中提出的全數(shù)要求。二、達到了法國核安全局對未來壓水堆核電站提出的核安全標準。3、提高核電的經濟競爭力，EPR的發(fā)電本錢將比N4系列低10%。二、EPR的主要特征一、EPR是目前國際上最新型反映堆（法國N4和德國近期建設的Konvoi反映堆）的基礎上開發(fā)的，吸取了核電站運行三十連年的經驗。二、EPR是漸進型、而不是革命型的產品，維持了技術的持續(xù)性，沒有技術斷代問題。EPR采用了法國原子能委員會和德國核能研發(fā)機構的技術創(chuàng)新功效。3、EPR是新一代反映堆，具有更高的經濟和技術性能：降低發(fā)電本錢，充分利用核燃料（UO2或MOX），減少長壽廢物的產量，運行加倍靈活，檢修加倍便利，大量降低運行和檢修人員的放射性劑量。4、EPR屬壓水堆技術。法國在運行的核電站都是壓水堆。目前，全世界共有440臺在運行的核電機組，其中209臺是壓水堆。壓水堆是上國際上利用最普遍的堆型。五、EPR可利用各類壓水堆燃料：低富集鈾燃料（5%）、循環(huán)復用的燃料（源于后處置的再富集鈾，或源于后處置的钚鈾氧化物燃料MOX）。EPR堆芯可全數(shù)利用MOX燃料裝料。這樣，一方面可實現(xiàn)穩(wěn)定乃至減少钚存量的目標，同時也可降低廢物的產量；六、EPR的電功率約為1600兆瓦。具有大規(guī)模電網的地域適于建設這種大容量機組。另外，人口密度大、場址少的地域也適于采用大容量機組。未來20年，半數(shù)以上的新核電站將建在這種地域。7、EPR的技術壽期為60年，目前在運行的反映堆的技術壽期為40年。由于設備方面的改良，EPR運行40年無需改換重型設備。主要性能單位EPRN4熱功率MW4250/45004250電功率MW1500-16001450效率%3634一回路數(shù)44燃料組件數(shù)241205燃耗GWj/t>6045二回路壓力bar7871抗震安全度g技術壽期年6040三、經濟性能更高EPR的發(fā)電本錢將更低，比N4系列反映堆低10%。主要優(yōu)化辦法是：一、EPR的功率（約1600兆瓦）比近期建設的反映堆功率（約1450兆瓦）更高。二、建設周期更短：從建造至商業(yè)運行計劃用57個月。3、能量效益提高到36%，這是輕水反映堆最好的指標。4、EPR技術壽期將達到60年。五、提高燃料的利用率。在發(fā)電量相同的條件下，EPR將減少利用15%的鈾，廢物產量因此降低。一樣，也降低了核燃料循環(huán)（從鈾濃縮到后處置等各個環(huán)節(jié)）的費用。六、EPR降低了運行費：由于提高了人機接口的質量和主控室的功效，操作簡化，通過運行支持系統(tǒng)，提升自動化水平，減少了人工干與；設備布局更合理，便于進入工作區(qū)，簡化了檢修，縮短了工期；可進行不斷運的標準化保養(yǎng)維修；停堆換料期減至16天；反映堆壽期內可利用率可達到91%，法國在役反映堆的平均利用率為82%。7、EPR的發(fā)電本錢將降至30歐元/MWh,比主要競爭對手一天然氣低20%。發(fā)電本錢包括各類外部費用：研發(fā)費、乏燃料后處置費、廢物處置費、設施退役費。與之相較，化石能源發(fā)電本錢不含外部費用。四、更高的安全性EPR知足法德兩國核安全當局提出的“增強防范可能損壞堆芯的事件，減緩堆芯熔化的放射性影響”兩方面的要求，具有更高的安全性。增強防范損壞堆芯的事件通過設計簡單化、功能多樣化和冗余系統(tǒng)確保安全功能。自動化水平加倍先進；EPR配置四個一樣的安全系統(tǒng)，具有非正常狀態(tài)下冷卻堆芯的功能。每一個系統(tǒng)都能完全獨立發(fā)揮其安全功效。這四個系統(tǒng)別離設在四個廠房，實行嚴格的分區(qū)實體保護。因內部事件（水患、火災等）或外部事件（地震）造成某一系統(tǒng)失靈時，另一系統(tǒng)代替有故障系統(tǒng)行使安全職能，實現(xiàn)反映堆安全停堆。這些結構性的安全系統(tǒng)將把在役壓水堆極低的堆芯破損概率再降低一個10次方。安全殼具有超級高的密封性若是萬一發(fā)生堆芯損壞事件，將對居民和環(huán)境采取防御性保護辦法，使他們不受影響。EPR的密封水平是國際上唯一的，反映堆廠房超級牢固，混凝土底座厚達6米，安全殼為雙層，內殼為預應力混凝土結構，外殼鋼筋混凝土結構，厚度都是米。米厚的安全殼可抵御墜機等外部侵襲。即便發(fā)生概率極低的熔堆事故，壓力殼被熔穿，熔化的堆芯逸出壓力殼，熔融物仍封隔在專門的區(qū)域內冷卻。這一專門區(qū)域的內壁利用了耐特高溫保護材料，能夠保證混凝底板的密封性能。EPR的熔堆事故影響嚴格限制在反映堆安全殼內，核電站周邊的居民、土壤和含水層都受到保護。降低運行和檢修人員的輻照劑量EPR運行和檢修人員的輻射防護工作將進一步增強：集體劑量目標肯定為人希弗特/堆年，與目前經濟合作與發(fā)展組織國家核電站的平均劑量（1人希弗特/堆年）相較，將降低一倍以上。目前法國核電站檢修人員的人希弗特集體劑量水平約合人均劑量5毫希弗特/年（5mSv）。換言之，法國核電站工作人員的平均劑量等同于法國天然放射性當量。五、EPR加倍環(huán)保核電的優(yōu)勢是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉塵及其他溫室效應氣體，EPR在可持續(xù)發(fā)展方面取得了重要的進展：EPR的堆芯設計有利于提高燃料的利用率，減少鈾的利用量，降低钚和長壽命廢物的產量；有利于控制和降低钚的儲量；由于EPR的技術壽期將達到60年，在生產同樣電力的情況下，EPR退役后的最終廢物數(shù)量將減少；利用核能有利于儲蓄本世紀中葉將逐漸枯竭的化石燃料。六、EPR的發(fā)展前景成為法國核電站更新?lián)Q代的保證目前，法國核反映堆的平均技術壽期為40年。核電站運行有嚴格的規(guī)定，按期進行檢查。十年安排一次全面大修，每臺機組必需取得運行許可證方可繼續(xù)運行十年。2021年，法國最造建設的14臺機組將達到40年以上的壽期。2025年，其他34臺機組也將達到40年以上的壽期（裝機容量為31000兆瓦，約占法國核電總裝機容量的50%）。據預測，未來核安全方面的要求會加倍嚴格，在役老機組的檢修費會更高。最近幾年，法國電力需求每一年以%的速度增加（法國工業(yè)部能源與原材料總局提供的數(shù)據），按照預測，2021年國內電力需求比此刻將增加33%，約1400億千瓦時（140TWh）。必需通過新增18000兆瓦裝機容量，機組可利用率達到90%時，法國才能知足這種需求。僅僅依托可再生能源和節(jié)能是無法知足法國電力需求的?？紤]到節(jié)能辦法，估計2000年至2030年歐洲電力需求平均每一年增加%。由于許多電廠這一時期將接近壽期，必需新建600000兆瓦裝機容量，才能實現(xiàn)增加330000兆瓦裝機容量的目標。2021年6月，法國政府宣布，核電將在國家能源結構中占有重要的比例。2021年10月21日，法國電力公司決定在FLAMAN-VILLE建設EPR系列首臺機組。計劃2021年動工，工期估計五年。通過建設EPR，法國將繼續(xù)維持世界一流的核電技術實力。通過與外國電力運營商合作，繼續(xù)優(yōu)化法國和國外核電站的運行。七、出口現(xiàn)狀及前景芬蘭市場2021年12月18日，由AREVA、西門子和芬蘭電力公司（TVO）組成的奧爾基盧奧托3聯(lián)隊（ConsortiumOLKILUOTO3）簽署了一臺歐洲壓水堆（EPR）機組供貨合同。這是一項交鑰匙工程，計劃2021年投入商業(yè)運行。按照合同，AREVA負責核島設備、首爐燃料和一臺ERP模擬機的供貨，還負責部份土木工程、連接廠房和廢物廠房的建設。西門子PG全面負責常規(guī)島的建設，包括機電設備、汽輪機保護和調節(jié)系統(tǒng)的工程、設計、采購和供給，土木工程，安裝和運行。中國市場2021年6月11日，AREVA與中國核工業(yè)集團公司和中國廣東核電集團公司別離簽署了合作意向書，為秦山二期擴建項目和嶺澳二期項目提供技術服務和咨詢。另外，中國決定通過國際招標引進第三代技術，2021年9月28日，浙江三門和廣東陽江四臺機組核島建設及技術轉讓招標書發(fā)標。2021年2月28日，AREVA入圍中國這兩個核電國產化依托項目的競標行列。美國市場按照美國政府從頭啟動核能計劃《核能2021》，EPR符合美國市場的要求。美國核電站選址批準程序需要很長時間，如小功率核電機組運營商選用大功率、供電能力強的EPR，申報廠址的工作效率將提高。另外，火電廠更新也可選擇EPR。結論EPR是目前唯一在建的第三代反映堆。EPR是漸進型反映堆，與最近建設的核電機組沒有技術斷代，是最新一代的壓水反映堆。EPR可提供安全、低價、無溫室氣體排放的電源，符合核安全當局的規(guī)定，知足從CNP1000三種堆芯方案的比較看自主化核電項目優(yōu)化選擇的方向從CNP1OOO三種堆芯方案的比較看自主化核電項目優(yōu)化選擇的方向據已有信息估量，我國將自主建設6套百萬千瓦級壓水堆核電機組。這6套機組的建設將對我國核電在下世紀前15~20年乃至更為長久的發(fā)展產生深遠的影響。因此，6套機組的選型相當重要。依照我國核電界的普遍意見，6套機組的型號可定名為CNP1000o各主要核電企業(yè)和研究設計單位已為CNP1000提出了三種堆芯方案，它們別離由157、177和193個燃料組件組成。這樣，CNP1000就有三種選擇,即CNP1000（157）sCNP1000Q77）和CNP1000（193）o本文通過技術性能、安全性、經濟性、成熟性等方面的綜合比較，對三者作出評價，并對優(yōu)化選擇的方向提出建議。2堆芯優(yōu)化的起點為使三種方案的比較有一個客觀和現(xiàn)實的一路基礎，本文假定每一種方案選用相同類型的燃料組件Q717的AFA-3G）,相近性能的汽輪發(fā)電機系統(tǒng)（使電廠效率相同或接近相同）和相同的參考電廠（大亞灣）。在這里，相同參考電廠的特定內涵主如果指：相同的布置、系統(tǒng)和相應的圖紙基礎；相同的國際合作伙伴；相近的工期和進度。在上述基礎上，堆芯優(yōu)化的起點是：成熟性與先進性的統(tǒng)一（URD的大體方針）;合理降低堆芯功率密度；提高堆芯安全性，使安全裕度不低于15%,并知足堆芯熔化概率小于110 -5/堆年；改善堆芯燃料管理，實現(xiàn)經濟的18個月?lián)Q料，并使電廠具有直至24個月?lián)Q料的能力；降低電廠比投資，為實現(xiàn)低于1500$/kW的目標服務；一降低上網電價，為實現(xiàn)低于0 05$/kWh的目標服務；有利于推動國產化、標準化和系列化；一減少投資風險；增強業(yè)主信賴。合理降低堆芯功率密度是先進輕水堆的重要設計思想，是增大堆芯安全裕度和改善堆芯燃料管理及運行性能的主要技術基礎。以平均線功率密度(W/cm)為例，從M310到P4、N4、EPR和AP600,依次是18六、17五、17九、155和130 3，下降的趨勢十分明顯；相對于M310,EPR下降的幅度達17%,AP600達30%。因此，合理降低堆芯功率密度也是本文優(yōu)化選擇堆芯方案的主要依據。令人十分欣慰的是，氘、氚聚變不僅是一個龐大的能源，而且是一個龐大的中子源。咱們可以利用聚變反映室產生的中子，在聚變反映室外的鈾－23八、釷－232包層中，生產钚－239或鈾－233等核燃料。這就是所謂聚變裂變混合堆，簡稱混合堆?；旌隙咽且粋€可供選擇的堆型。鈾－235原子核一次裂變，可以放出個中子；氘、氚一次聚變，只放出1個中子，比鈾－235一次裂變放出的中子少；但由于鈾－235吸收中子后有一部份會變成鈾－236而不裂變，所以鈾－235每次平均要吸收個中子才能裂變，要求鈾－235質量大，若是按相同質量比較，氘、氚聚變放出的中子數(shù)，是鈾－235裂變釋放的凈中子數(shù)的43倍以上。氘、氚聚變時釋放的能量，80%變成聚變時放出的中子的動能。因此氘、氚聚變不僅釋放的中子數(shù)量多，而且釋放的中子能量高。鈾－235裂變放出的中子能量大多為100~200萬電子伏，而氘、氚聚變放出的中子，能量高達140O萬電子伏。但是要直接利用高能量中子的這部份動能是很困難的?？墒菑纳a核燃料的角度來看，一個聚變中子的作用比一個裂變中子的作用大得多。這是因為高能聚變中子轟擊到鈾－238及釷－232靶上，可以產生一系列串級的引發(fā)中子和核燃料增殖的核進程，釋放出比聚變中子能量稍低但數(shù)量增加幾倍的次級中子。這些次級中子，除一部份仍可使鈾－238及釷－232裂變繼續(xù)放出中子外，還有一部份可使鈾－238及釷－232變成钚－239及鈾－233等優(yōu)質核燃料。在適當厚的天然鈾靶內，一個聚變中子可以生產出22倍于它所攜帶的能量，并取得5個钚－239原子核。由于這個原因，若是在聚變反映室外放置一層足夠厚的由天然鈾、鈾－238或釷－232組成的再生區(qū)，聚變產生的中子，就可以夠在再生區(qū)生產钚－239及鈾－233，并釋放出裂變能。這個再生區(qū)又叫混合堆的裂變包層。固然聚變中子也可使再生區(qū)中的鋰變成氚，補充氚的消耗。按照這種考慮，早在1953年，美國勞倫斯沐L弗莫爾實驗室的鮑威爾，就提出了成立聚變－裂變混合堆的建議。正是由于利用聚變產生的中子，有可能比軍用生產堆生產出更多的核武器用的钚－239，所以美、前蘇聯(lián)、英聚變研究的初期，是高度保密的。后來看到這種方式一時難以成功，才彼此解密，開展了大規(guī)模的國際合作?；旌隙训南鄬?yōu)勢快堆和混合堆一樣，也是同時生產能量及核燃料的工廠。但和混合堆相較，快堆有3個缺點：第一，要有很大的初始裝料，例如120萬千瓦的“超鳳凰”快堆，要裝4噸核燃料；而混合堆不需要投入鈾－235或钚－239等核燃料，可以直接用天然鈾或核工業(yè)中積存下來的貧鈾、乏燃料。第二，快堆倍增時間較長，要每過6年乃至30連年，才能增殖出一座相同功率的快堆用的核燃料。因此一座快堆增殖的核燃料除自身消耗外，只能在積累到必然量后，“養(yǎng)活”一座快堆；而混合堆生產的钚－239或鈾－233，比相同功率的快堆多幾倍到十幾倍，因此可以用混合堆來“養(yǎng)活”幾倍乃至十幾倍于它的相同功率的壓水堆或快堆；第三，快堆和壓水堆一樣，都要求在實現(xiàn)鏈式反映的狀態(tài)下運行；而用混合堆生產钚－239或鈾－233時，不需要達到實現(xiàn)鏈式反映的條件，因此有可能加倍安全。聚變堆為了取得有利的能量輸出，要求聚變產生的能量，遠大于為創(chuàng)造實現(xiàn)聚變的條件而消耗的能量。混合堆只要求聚變產生的能量與消耗的能量差不多相等就可以夠了，因此它對聚變的要求比純聚變堆容易些。目前的聚變技術，特別進展得比較快的托卡馬克，雖然在個別孤立的指標上達到或接近于為設計混合堆所要求的條件，可是從工程觀點來看，這些技術還遠沒有成