國內外壓水堆核電站技術路線的對比研究

國內外壓水堆核電站技術路線的對比研究

0沒有形成適合我國特點的堆場發(fā)展技術路線目前，中國修建的11個核電機組屬于大型壓水壩核電站。雖然我國具有獨立開發(fā)核電站的工業(yè)基礎,也積累了一定的核電站建設經驗,但是還沒有形成符合我國特點的核電站發(fā)展技術路線。本文旨在通過介紹壓水堆核電站的分類、各個國家發(fā)展核電站的技術路線及核電站近期發(fā)展概況,為下一步制定我國的核電站發(fā)展技術路線提供待選堆型和建議。1世界各國對核計算機化技術的發(fā)展1.1國外堆場重點時代20022013年廣義壓水堆核電站經歷50年的發(fā)展和改進,目前全世界進入商業(yè)運行的壓水堆核電站的裝機容量約占世界核電站裝機總容量的2/3以上(見表1)。1.2商業(yè)發(fā)酵負荷因子下面簡要介紹美國、法國、日本、韓國核電站發(fā)展的技術路線。所選國家2000年商業(yè)核電站平均負荷因子和發(fā)電量如表2所示,1990～2000年商業(yè)核電站年平均負荷因子如表3所示,過去10年平均負荷因子美國增加了20%,日本增加了10%。1.2.1美國為唯一運行輕水堆投運點目前,美國有104臺商業(yè)運行的核電機組,全部是輕水堆,壓水堆69座,沸水堆35座,占世界核電站發(fā)電量的31%,占國內發(fā)電量的20%。經過60年的發(fā)展,以壓水堆為主的輕水堆成為美國商業(yè)運行核電站唯一選擇。1979年三哩島事故沒有造成最終放射性大量擴散的嚴重后果,美國壓水堆核電站技術經受了嚴峻考驗,說明美國壓水堆核電站基礎可靠,技術路線成熟。美國不僅是壓水堆核電站開創(chuàng)者,也是唯一運行輕水堆核電站(壓水堆占2/3)的大國,積累了2千多堆一年的運行經驗。綜合1988～2000年NRC(核能管理委員會)規(guī)定的運行核電站7項性能指標的改善趨勢及一系列安全監(jiān)督和工程改進辦法,可以看出美國對運行壓水堆核電站的改進與完善卓有成效,壓水堆核電站性能位居其他國家前列。1.2.2機組運行情況法國現(xiàn)有60個核電機組,總裝機容量64450MWe,占法國全國發(fā)電裝機總量的62%,占全國發(fā)電總量的75%。60個核電機組中有59個機組運行(超鳳凰快堆機組被法國政府勒令停止運行),其中壓水堆機組58個,裝機總量為62950MWe,占核電機組裝機總量的98%。法國集中發(fā)展壓水堆型(全部PWR)核電站,最初引進美國技術,現(xiàn)在已經自主化,并且是運行、生產該類型核電機組的大國。1.2.3新長期規(guī)劃主要內容日本原子能委員會(AEC)1995年審查了1987年制定的核能“長期規(guī)劃”,并且再次形成核能研究、開發(fā)和應用的新長期規(guī)劃。新長期規(guī)劃從以下4個方面說明核電開發(fā)和利用的基本路線:(1)把和平開發(fā)利用核能政策作為國家承諾;(2)確立一貫堅持的輕水堆核發(fā)電系統(tǒng);(3)穩(wěn)定推進核燃料再循環(huán)開發(fā);(4)核科學技術轉向開發(fā)和強化基礎研究。日本現(xiàn)已成為輕水堆核電站世界第二大國。引進美國技術同時開發(fā)沸水堆核電站和壓水堆核電站2種堆型。目前運行核電機組性能記錄和指標位居世界前列。1.2.4國外發(fā)酵企業(yè)和設備的鼓勵開發(fā)三階段2002年韓國有18臺核電機組在運行,2臺機組在建,核電占國家發(fā)電總量的39%以上。經過20年的國產化進程,韓國工業(yè)已能夠設計和制造核電廠的大部分主要設備。目前韓國已經實現(xiàn)核電技術的自主化,成為核電出口國際市場的參加者。目前,核電、火電、水電裝機容量比分別是27:63:10。到2006年,這個比例將是38:52:10。核電份額將從目前的39%增加到2006年的47.6%,核電廠將成為基本負荷電廠。韓國核電站開發(fā)經歷如下3個階段:早期階段:核電站建造以交鑰匙方式,供貨商對全部整體項目負責,從工程設計、建造、調試到運行,然后交給業(yè)主。首批3臺機組就是以這種方式建成的。第2階段:韓國負責管理項目和電站的直接綜合平衡安排。與外商簽定蒸汽供應系統(tǒng)(NSSS)、汽輪機/發(fā)電機(T/G)供應及工程服務的主合同。6個950MW機組以這種方式建成。第3階段:以最終核電技術自主化的規(guī)劃形式啟動。該規(guī)劃從Yonggwang3號和4號機組開始由韓國工業(yè)界承接主合同。韓國電力公司(Kepco)負責項目管理和技術轉讓。韓國18個運行核電機組中,全部是壓水堆核電機組,加壓輕水堆核電機組(PWR)14個,加壓重水堆核電機組(PHWR)4個。目前在建的2個也是壓水堆機組。1994年韓國核電站年平均負荷因子是87.4%,世界平均值為70.2%,2000年韓國年平均負荷因子高達90%。2壓水堆和被動式的堆場目前,商業(yè)運行的核電站大多是20世紀70和80年代開發(fā)的第2代反應堆。包括輕水堆(PWR、BWR);重水堆(CANDU);前蘇聯(lián)設計的VVER,RBMK等堆型。第3代反應堆是先進設計的核電站,包括先進沸水堆(ABWR),改進式先進壓水堆(System80+),和被動式先進壓水堆(AP600)。這些都是美國20世紀90年代開發(fā)的先進輕水堆,已經取得美國NRC設計許可證。歐洲20世紀90年代也推出了先進壓水堆(EPR)。在21世紀第1個10年開發(fā)的反應堆稱為前近期開發(fā)的第3代反應堆(GenerationⅢ+)。目前,該項工作處在設計、運作階段。它們包括球床模式堆(PBMR)和AP1000。2個都具有被動安全設計和PBMR氣冷等特點,從中可以看出第4代反應堆性能的前兆。這些設計還沒有取得美國NRC設計許可證。在2030年以前稱為后近期開發(fā),即第4代反應堆。國際反應堆革新和安全項目(IRIS)反應堆是后近期開發(fā)中的一個,技術更先進,運行更安全,運行成本更低廉。另一個后近期開發(fā)屬于第4代的反應堆是氣透平模式氦堆(GT-MHR),具有被動安全和氣體冷卻特點。3只有pwr世界上有資格進入第3代(1996～2010年)開發(fā)的壓水堆核電站,只有PWR。雖然法國及其伙伴推出的歐洲先進壓水堆EPR也具有一定的代表性,但是對于第3代、第4代核電站開發(fā),美國仍然處于世界領先地位,世界其它國家近期對于先進核電站的開發(fā)大都采取跟隨美國或與其合作的策略。3.1doe與nrc近期美國政府能源政策支持核電站發(fā)展,NRC正在研究和評估新的先進反應堆許可證發(fā)放、現(xiàn)有核電站升級和核電站更換許可證等工作。美國環(huán)境署正在評價“核能改善空氣質量的潛力”,同時提供了核廢物深藏地點。美國能源部(DOE)在2002財政年度投資800萬美元,2003年投資3850萬美元,至2010年將共投資3.3億美元,實施“NuclearEnergy2010”計劃。DOE啟動第4代核能規(guī)劃早期項目,并分2個途徑推進:國內近期項目,國際合作遠期項目。DOE確認了可能在2010年以前建造的新反應堆設計,并公布了2010年以前新核電站的建造方案。該方案推薦開發(fā)階段行動計劃:階段1一精簡和公示對于大型未經實踐驗證的新核電站的核安全批準程序;階段2—完成幾個近期開發(fā)的反應堆設計,至少一個輕水和一個氣冷反應堆的詳細工程設計;階段3—在2010年以前建造和運行新核電站。進入前期研究的反應堆還包括:GeneralAtomics的氣透平模式氦堆(GT-MHR)設計、法馬通(Framatome’sEuropean)設計的沸水堆和壓水堆及國際反應堆革新和安全項目(IRIS)反應堆。NRC正在審查西屋AP1000的設計許可證申請。NRC已經批準了3個先進反應堆設計,可以作為建造新核電站申請的參考。它們是:(a)ABWR;(b)西屋System80+;(c)西屋AP600。3.1.1ap嵌入的安全集成系統(tǒng)AP600與今天大型核電站有很大的不同,它使用成熟的輕水堆技術和驗證過的系統(tǒng)及部件。此外,AP600在壓力容器上方安全殼內有幾個大的應急安全水箱。在應急時,壓力和重力將驅使水進入壓力容器冷卻堆芯。AP600的被動設計可極大地減少核電站設備和部件,縮小其規(guī)模。與今天核電站比較,AP600僅需要不到50%的建筑物容積,可減少閥門50%、管道80%、大型泵35%、控制電纜70%。這種模塊設計將使核電站的建設時間縮短到3～4年。3.1.2ap004安全性能AP1000是與AP600設計相似的1000MWe級反應堆,屬于GenerationⅢ+反應堆之一。AP1000利用AP600簡化核電站設計的方式,減少成本,提高安全性。AP1000也利用AP600的被動安全設計,采納自然力的優(yōu)點,保障安全運行和緊急停堆。把概率風險評價(PRA)計算和設備失效數(shù)據(jù)一起用于設計AP1000的低風險設備。此外,AP1000將按照適于鐵路或水運的模塊化設計制造,并使用運行核電站已經使用的大量系統(tǒng)和設備,如蒸發(fā)器、數(shù)字儀表、控制裝置及燃料和控制棒驅動機構等。2002年6月,美國NRC正式接受西屋AP1000設計許可證的申請,非正式設定的完成設計許可證審查日期為2005年12月。3.1.3apwr部分先進機組在其他裝置中的運行ABBCombustionEngineeringNuclearPower公司(隨后被西屋收購)開發(fā)了System80+先進壓水堆(APWR),其設計從成熟的System80設計進化而來,增加了設計裕量,改善了核電站運行安全。反應堆包容在大的鋼制雙層安全殼內,設計能承受任何可預計的事故,提供更大維修工作空間。目前已有3個System80機組在美國國內運行,8個機組在韓國運行。它們是美國國內最大的核電機組。1997年韓國開始建造System80+核電站,作為韓國下一代先進反應堆。3.1.4abwr在日本通用電氣公司(GE)設計了先進沸水堆(ABWR),ABWR的設計很多方面與今天的BWR不同,設計更緊湊,ABWR建筑容積僅是BWR的70%,減少了建造成本和時間,并具有更強的抗震性。目前的BWR控制棒(用于核反應堆停堆)是水力驅動,ABWR是電力和水力驅動。增加一個驅動機構可以減少失效概率,同時提高電廠對電網負荷變化的適應能力。已有2臺ABWR機組在日本分別于1996年和1997年投入商業(yè)運行,建造周期分別為52個月和50個月。1996年在中國臺灣省開始建造2臺ABWR核電機組,預期商業(yè)運行分別是2004年和2005年。3.1.5pbmr重水堆堆球床模式堆(PBMR—Pebble-BedModularReactor)是1990年南非Eskom公司開發(fā)的。PBMR是在1980年德國開發(fā)和建造的高溫氣冷堆(HTR)基礎上開發(fā)的,結構緊湊,多用途,適應范圍廣,每個PBMR為110MWe。10個PBMR共用1個控制室,占地面積小于3個足球場。PBMR可用于基礎負荷或調峰負荷發(fā)電。PBMR使用的燃料球有網球大小,每個球內有15000個用石墨包敷的鈾顆粒,用硅碳化合物屏蔽的包敷體包敷密實,無論氣體或金屬輻射產物都不能逸出包敷體。雖然鈾被加濃到8%(與常規(guī)反應堆的鈾濃度不同),但是用掉的裂變物質很多,留下來的很少。反應堆裝載440000個小球,其中3/4是燃料,1/4是作為慢化劑的石墨,石墨慢化中子使其達到進行核反應的速度。常規(guī)反應堆應用水和蒸汽吸收和傳遞核反應產生的熱量,之后通過汽輪發(fā)電機組發(fā)電,而PBMR采用氣體氦作冷卻劑,不與其他元素進行化學反應,不燃燒,沒有放射性。PBMR像加拿大重水堆那樣,運行中換料。新燃料小球從頂部連續(xù)加入到堆芯,用過的小球從底部移走,同時計量留下來的裂變材料。大約3個月循環(huán)1次,每個燃料球大約可維持3年,石墨球大約可用13年。氣透平比汽輪機效率更高(磁性軸承摩擦力小),PBMR6年才需大修1次。PBMR采用被動安全設計,其物理特性、材料和燃料布置具有固有安全性,不需要常規(guī)主動安全系統(tǒng)。因為反應堆是負反應性溫度系數(shù),如果不能被石墨球停堆或不能被氦冷卻,可依靠自身短時間內自然冷卻。因為陶瓷材料覆蓋燃料(石墨和硅碳化合物)比金剛石還硬,堆芯達到的溫度峰值遠遠低于燃料損壞溫度。此外球型(面體比高)反應堆熱量損失快于堆芯燃料的熱量產生,所以核電站決不會發(fā)生堆芯燃料融化。2007年南非核電站將運行第1個PBMR,之后還要繼續(xù)建造10個或更多。日本核燃料工業(yè)公司將建造1個PBMR燃料球工廠,三菱重工將開發(fā)氦動力透平發(fā)電機。3.1.6iris堆堆型IRIS(theInternationalReactorInnovative&Secure)項目是進行第4代先進反應堆設計,IRIS反應堆是輕水堆,模塊化設計,每個模塊的容量是100～150MWe。IRIS反應堆是一體化設計,蒸發(fā)器、泵和穩(wěn)壓器在反應堆壓力容器內,去掉了外設回路管道,不存在大失水事故源,提高了安全性。每個機組可以有8個模塊,1個蒸汽發(fā)生器與4個蒸汽和給水管道相連,反應堆用水較少,蒸汽管破裂時安全殼僅有少量蒸汽釋放。因為它的簡化設計僅要求少量的泵、閥、管道和其它部件,IRIS反應堆只需每4年1次停堆大修。其它維修可以在反應堆運行時完成。借助冗余、模塊和置換部件等可進一步簡化在線維修。它的一次回路系統(tǒng)和承壓結構中避免使用硼,所以可延長蒸發(fā)器使用期限,降低管道對應力腐蝕斷裂的敏感性。IRIS反應堆采用長壽期燃料和單一化堆芯,需要比常規(guī)反應堆更高的濃縮鈾,首爐堆芯為5%,隨后堆芯9%。因為IRIS反應堆要用掉比常規(guī)反應堆多的燃料內裂變物質,所以減少了產生的核廢物。燃料在第1個5年末置換,然后每8年置換1次。此時,反應堆進行全堆芯置換,乏燃料全部放在堆內。在此期間,不需要像常規(guī)反應堆那樣為維持最高效率將弱和強燃料組件調換位置。提供IRIS反應堆的供貨商將收回乏燃料和壽命期結束的反應堆,減少了能源公司的核電站退役成本。IRIS反應堆項目開始于1999年,2002年末完成初步設計,2010-2015年將開發(fā)出反應堆。IRIS反應堆聯(lián)盟可能連續(xù)研究開發(fā)具有15%濃縮度的15年運行循環(huán)周期燃料。綜上所述,我們推論美國在2010年以前建造的新核電站可能選取ABWR,System80+,AP1000,PBMR堆型,IRIS是2010年以后有希望應用的堆型。3.2法國epr的設計原則3.2.1設計理念和目標1992年法馬通公司和西門子公司一起進行歐洲壓水堆(EPR-EuropeanPressurizedWaterReactor)的開發(fā)。EPR設計的先進性是以法國和德國80多個核電站運行經驗為基礎的,是成熟技術的更新設計。在EPR設計理念中,縱深防御仍然作為基本原則。IAEA國際核安全咨詢小組(INSAG)提出該原則在下一代反應堆應用的建議,并確認了5個防御層次:第1層考慮設計全面防范措施,減少異常工況發(fā)生的風險;第2層綜合全部可能干預的控制和限制系統(tǒng),防止造成第1層防御失效的事態(tài)擴大;第3層包括全部控制事故后果的專設安全防范系統(tǒng),對EPR進行系統(tǒng)的多重失效分析,避免發(fā)生堆熔事故;第4層由避免安全殼失效的特定控制系統(tǒng)組成;第5層關注的是那些一旦發(fā)生放射性釋放工況時廠內外的應急響應機構。3.2.2epr運行驗證雖然經過幾年的醞釀,法國還是沒作出開始建造FOAK(FirstofAKind)機組的決定,原因是法國現(xiàn)存的一代核電站發(fā)電容量還不急需擴容,并且在第2個EPR項目啟動之前應該得到第1個EPR的運行經驗反饋。3.3高溫工程試驗目前,日本遠期核能重點項目是快堆循環(huán)技術,目的是解決未來能源問題。另外,預計氫作為燃料電池燃料的需求不久將迅速增加。用核能生產氫是日本核能開發(fā)的新途徑,高溫工程試驗反應堆(HTTR)也被列入近期研究項目。此外,日本原子能委員會成立了1個專門委員會,評價改進型反應堆。日本現(xiàn)在有39個沸水堆和23個壓水堆運行,是在美國之后同時開發(fā)ABWR和APWR的國家。3.4gr項目完成階段韓國先進輕水堆國家開發(fā)項目(KNGR:KoreanNextGenerationReactor)于1992年12月啟動,2001年末完成,正式命名為先進動力反應堆1400(APR1400)。KNGR項目完成分為3個階段。第1階段:首先,選定改進型作為開發(fā)的先進堆型。以成熟技術為基礎進行開發(fā),從商業(yè)角度易于實現(xiàn),容量大,可提高發(fā)電經濟性;之后,確定反應堆功率水平、安全和經濟等目標;根據(jù)反應堆功率水平細化主要系統(tǒng)布置、安全殼類型、安全系統(tǒng)特點、數(shù)字化儀表與控制人機接口等。在該階段,要考慮國內的技術能力和經驗,以便有效利用韓國積累的技術和工程實力。第2階段:根據(jù)用戶要求和電廠總體分析開展基礎設計。從許可證申請、工程建造和經濟性等各方面,對設計進行商業(yè)可行性審查。第3階段:根據(jù)審查結果進行設計優(yōu)化。根據(jù)韓國長期電力發(fā)展規(guī)劃,2臺APR1400機組計劃分別于2010年9月和2011年9月運行。4中國未來太空運輸工程的發(fā)展建議4.1“發(fā)展”出規(guī)律中國壓水堆核電站技術是在國外引進和自主開發(fā)過程中發(fā)展起來的。目前,中國運行和在建的核電站全部屬于上個世紀60至80年代開發(fā)的第2代核電站,還沒有形成自主化、標準化系列。4.2未來改革開放的基礎綜上所述,中國未來核電站發(fā)展的堆型選擇應該考慮如下因素:(1)第3代核電站:近期(1996～2010年),世界主要核電國家(美、法、日、韓)建造和準備建造的核電站,都是第3代核電站。我國臺灣省正在建造的第4座核電站也是屬于第3代ABWR。所以,第3代核電站應該是中國未來核電站發(fā)展的首選。(2)標準化原則:世界核電大國美國、法國、日本、韓國都把系列化和標準化應作為未來核電站發(fā)展的主要方向。借鑒上述國家經驗,中國未來核電站也應該是系列化、標準化。(3)國際合作開發(fā)先進輕水堆核電站:美國和歐洲都推出各自的先進輕水堆核電站堆型,日本和韓國完成了1000MW輕水堆核電站自主化和標準化,進入開發(fā)先進輕水堆核電站階段,它們都是和美國合作(GE、WH和CE公司),選擇改進型先進輕水堆,開發(fā)具有本國特點的先進輕水堆核電站。(4)開發(fā)未來先進輕水堆的2條技術路線:根據(jù)提高安全性、可靠性和經濟性的原則開發(fā)未來先進輕水堆核電站。按照目前美國研究和開發(fā)資料分析以及第4代核電站開發(fā)路線,未來核