從世界核電站發(fā)展趨勢看我國核電發(fā)展現(xiàn)狀

孫德意， 宋浩亮， 許俊斌

（1.上海電氣（集團(tuán)）總公司，上海200336；

2.上海電氣集團(tuán)股份有限公司中央研究院，上海200070）

日本福島發(fā)生的核電站爆炸及核泄漏事故，是繼1986年切爾諾貝利核爆炸和1979年美國三哩島核泄漏事故以來，核電站幾十年發(fā)展歷史上的第3次大事故。

在此背景下，核電站發(fā)展現(xiàn)狀及核電的未來發(fā)展趨勢再次成為人們極為關(guān)注的焦點。

1 世界核電站的發(fā)展階段

從核電站發(fā)展的歷程看，世界核電站可劃分為4個階段[1]。

1.1 第1代核電站

核電站的開發(fā)與建設(shè)開始于20世紀(jì)50年代，主要是利用已有的軍用核技術(shù)建造以發(fā)電為目的的反應(yīng)堆。1954年，前蘇聯(lián)在奧布寧斯克建成了電功率為5 MW的APS－1壓力管式石墨水冷堆實驗性核電站。1957年12月，美國建成了電功率為60 MW的世平浦（Shipping Port）原型核電站。

受當(dāng)時技術(shù)限制，第1代核電廠的功率普遍較小，一般為300 MW左右，建造的主要目的是為了通過試驗示范來驗證核電工程實施的可行性。

1.2 第2代核電站

20世紀(jì)60年代后期，在實驗性和原型核電機組的基礎(chǔ)上，陸續(xù)建成了壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機組，它們在進(jìn)一步證明核能發(fā)電技術(shù)可行性的同時，實現(xiàn)了商業(yè)化、批量化，使核電的經(jīng)濟(jì)性也得以證明。通常，人們將從這一時期開始建設(shè)的核電廠稱為第2代。

1.3 第3代核電站

20世紀(jì)90年代，美國電力研究院出臺的《先進(jìn)輕水堆用戶要求》（Utility Requirements Document，URD）和歐洲出臺的《歐洲用戶對輕水堆核電站的要求》（European Utility Requirements，EUR）提出了下一代核電站的安全和設(shè)計技術(shù)要求，進(jìn)一步明確了防范與緩解嚴(yán)重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。通常，國際上將滿足這兩份文件之一的核電站稱為第3代核電站。

第3代核電站包括了改進(jìn)型的能動（安全系統(tǒng)）核電站和革新型的非能動（安全系統(tǒng)）核電站，并完成了全部工程論證、試驗工作及核電站的初步設(shè)計，它們將成為第3代核電站的主力堆型。第3代核電站的典型型號如表1所示[2]。

表1 第3代核電站的具體型號

第3代核電站的安全性和經(jīng)濟(jì)性都明顯優(yōu)于第2代核電站。

AP1000為單堆布置兩環(huán)路機組，電功率1 250 MW，設(shè)計壽命60 a，主要安全系統(tǒng)采用非能動設(shè)計，布置在安全殼內(nèi)，安全殼為雙層結(jié)構(gòu)，外層為預(yù)應(yīng)力混凝土，內(nèi)層為鋼板結(jié)構(gòu)，如圖1所示。

圖1 AP1000核電站示意圖

EPR為單堆布置四環(huán)路機組，電功率為1 525 MW，設(shè)計壽命60 a，雙層安全殼設(shè)計，外層采用加強型的混凝土殼抵御外部災(zāi)害，內(nèi)層為預(yù)應(yīng)力混凝土。如圖2所示。

圖2 EPR核電站示意圖

1.4 第4代核電站

以上3代核電站有個通病就是當(dāng)反應(yīng)爐降溫時，必須插入控制棒。控制棒本身是第1～3代核電站技術(shù)的一個根本。第4代核能系統(tǒng)將滿足安全、經(jīng)濟(jì)、可持續(xù)發(fā)展、極少的廢物生成、燃料增殖風(fēng)險低、防止核擴散等基本要求。

目前，世界各國都在不同程度地開展第4代核電能系統(tǒng)的基礎(chǔ)技術(shù)和學(xué)科的研發(fā)工作。第4代核電能系統(tǒng)包括3種快中子反應(yīng)堆系統(tǒng)和3種熱中子反應(yīng)堆系統(tǒng)。如表2所示。

表2 第4代核能系統(tǒng)

2 福島核電站屬于第2代沸水堆

按冷卻劑類型分，第2代核電站常用的反應(yīng)堆有壓水堆、沸水堆和重水堆等。此次爆炸的福島核電站，建設(shè)于20世紀(jì)60年代，屬于第2代技術(shù)。機組采用的是老式的單層循環(huán)沸水堆，冷卻水直接引入海水冷卻一回路，屬于20世紀(jì)60年代末、70年代初建設(shè)的早期核電技術(shù)。

沸水反應(yīng)堆以輕水（普通水H2O）作為冷卻劑和中子慢化劑。反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)內(nèi)壓強為7.091 Mpa。在這里，來自汽輪機的給水進(jìn)入壓力容器后，約在280℃時沸騰。汽水混合物經(jīng)過堆芯上方的汽水分離器和蒸汽干燥器過濾掉液態(tài)水后直接送到汽輪機。離開汽輪機的蒸汽經(jīng)過冷凝器凝結(jié)為液態(tài)水（給水）后，回流至反應(yīng)堆，完成一個循環(huán)。如圖3所示。沸水堆沒有蒸汽發(fā)生器，直接用沸水產(chǎn)生的蒸汽推動汽輪機；正常運行時，蒸汽就有放射性，一旦發(fā)生故障，放射性還會增加，檢查和維修有難度。

日本發(fā)生9.0級地震后，反應(yīng)堆安全冷卻系統(tǒng)已經(jīng)失靈，同時地震摧毀了電網(wǎng)，廠外電源不可用；隨后海嘯引起的洪水將柴油發(fā)電機房淹沒，造成應(yīng)急供電系統(tǒng)不能工作、冷卻系統(tǒng)無法正常循環(huán)，使得反應(yīng)堆內(nèi)部的熱量無法釋放出來，燃料和蒸汽進(jìn)一步發(fā)生反應(yīng)，最終摧毀反應(yīng)堆堆芯，使反應(yīng)堆廠房結(jié)構(gòu)嚴(yán)重受損。福島核電站的損毀造成了放射性物質(zhì)大范圍泄漏，對人體健康和環(huán)境產(chǎn)生了負(fù)面影響。

圖3 沸水堆的原理圖

3 我國核電站的技術(shù)發(fā)展現(xiàn)狀

第2代核電站中的壓水堆是全球核電發(fā)展的技術(shù)主流（約占80%）。我國已建成的核電站都屬于壓水堆。

壓水堆的工作原理：一次回路中，主泵將高壓冷卻劑送入反應(yīng)堆，一般冷卻劑保持在12.156～16.208 Mpa。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使超過300℃也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應(yīng)堆，并進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，通過數(shù)以千計的傳熱管，將熱量傳給管外的二次回路水，使水沸騰產(chǎn)生蒸汽；冷卻劑流經(jīng)蒸汽發(fā)生器后，再由主泵送入反應(yīng)堆，這樣來回循環(huán)，不斷地把反應(yīng)堆中的熱量帶出并轉(zhuǎn)換產(chǎn)生蒸汽；從蒸汽發(fā)生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結(jié)成水，再由凝結(jié)給水泵送入加熱器，重新加熱后送回蒸汽發(fā)生器。這就是二次回路循環(huán)系統(tǒng)。壓水堆核電站的一次回路系統(tǒng)與二次回路系統(tǒng)完全隔開，是一個密閉的循環(huán)系統(tǒng)。冷凝器中用三次回路循環(huán)泵抽來的江河水作冷卻劑，冷卻后又排回到江河中，組成三次回路循環(huán)。如圖4所示。

第2代核電技術(shù)采用電力推動式安全冷卻系統(tǒng)（以后備電力系統(tǒng)推動冷水循環(huán)流動冷卻核反應(yīng)堆），其最大的安全隱患在于若后備電力系統(tǒng)受破壞無法運作，將致核反應(yīng)堆內(nèi)部無法降溫，最終可能導(dǎo)致堆芯融化，發(fā)生嚴(yán)重核泄漏事故。

我國現(xiàn)在已經(jīng)審批在建或確定要開工建設(shè)的機組約占全球核電在建規(guī)模的40%，總裝機容量約達(dá)34 GW。其中很多選擇了第2代改進(jìn)型CPR1000，還包括采用美國AP1000技術(shù)4臺、采用法國EPR技術(shù)2臺的第3代核電站[3]。

圖4 壓水堆的原理圖

3.1 CPR1000的技術(shù)特點

我國二代改進(jìn)型壓水堆核電站隨著技術(shù)的發(fā)展和運行經(jīng)驗的反饋，逐步引入新的成熟技術(shù)，使核電站的安全性得到進(jìn)一步的提高。與第2代核電站相比，二代改進(jìn)型壓水堆核電站采用的主要技術(shù)特點包括[4]：降低了堆芯功率密度，使熱工安全余量大于15%；加大穩(wěn)壓器容量，增加了核電站運行的穩(wěn)定性；增設(shè)附加應(yīng)急柴油發(fā)電機系統(tǒng)，提高了供電的可靠性；增設(shè)安全殼過濾卸壓排放系統(tǒng)，防止安全殼超壓失效，并防止放射性外泄；應(yīng)用概率安全分析技術(shù)及風(fēng)險管理技術(shù)，防止核電站出現(xiàn)嚴(yán)重事故；引入嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施，如非能動氫復(fù)合系統(tǒng)防止氫爆、穩(wěn)壓器卸壓排放系統(tǒng)防止高壓熔堆，田灣核電站還設(shè)計了堆芯捕集器用以在堆芯熔融時防止熔融物熔穿透安全殼底板；廣泛采用數(shù)字化儀控技術(shù)和先進(jìn)控制室，改善了人機界面；汽輪發(fā)電機采用半速機組，提高了出力和熱效。CPR1000主要技術(shù)及經(jīng)濟(jì)指標(biāo)如表3所示。

CPR1000是一個先進(jìn)、成熟、安全、經(jīng)濟(jì)的，可以自主批量建設(shè)的“二代加”改進(jìn)型壓水堆核電站，可與第3代核電技術(shù)平穩(wěn)過渡銜接。

3.2 AP1000的技術(shù)特點

3.2.1 主回路系統(tǒng)和設(shè)備采用成熟電站設(shè)計

AP1000堆芯采用美國西屋公司的加長型堆芯設(shè)計。這種堆芯設(shè)計已在比利時的Doel 4號機組及Tihange3號機組等得到應(yīng)用。燃料組件采用可靠性高的Performance＋（簡稱P＋）；采用增大的蒸汽發(fā)生器（D125型），與正在運行的美國西屋公司大型蒸汽發(fā)生器相似；穩(wěn)壓器容積有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式電動泵；主管道簡化設(shè)計，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標(biāo)準(zhǔn)的三環(huán)路壓力容器相似，取消了堆芯區(qū)的環(huán)焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可在線測量。AP1000的主回路如圖5所示。

表3 CPR1000的主要技術(shù)及經(jīng)濟(jì)指標(biāo)

3.2.2 簡化的非能動設(shè)計提高了安全性和經(jīng)濟(jì)性

AP1000主要安全系統(tǒng)，如余熱排出系統(tǒng)、安注系統(tǒng)、安全殼冷卻系統(tǒng)、堆芯冷卻系統(tǒng)等，均采用非能動設(shè)計，系統(tǒng)簡單，不依賴交流電源，無需能動設(shè)備即可長期保持核電站安全，非能動式冷卻顯著提高安全殼的可靠性、安全裕度大。針對嚴(yán)重事故的設(shè)計可將損壞的堆芯保持在壓力容器內(nèi)，避免放射性釋放。AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)如圖6所示。

在AP1000設(shè)計中，運用概率風(fēng)險評價分析找出設(shè)計中的薄弱環(huán)節(jié)并加以改進(jìn)，提高安全水平。簡化非能動設(shè)計大幅度減少了安全系統(tǒng)的設(shè)備和部件，與正在運行的電站設(shè)備相比，閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積都大幅度地減少，同時采用標(biāo)準(zhǔn)化設(shè)計，便于采購、運行、維護(hù)，提高經(jīng)濟(jì)性。

圖5 AP1000的主回路示意圖

圖6 AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)

3.2.3 嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施

在AP1000設(shè)計中，針對堆芯和混凝土相互反應(yīng)、高壓熔堆、氫氣燃燒和爆炸、蒸汽爆炸、安全殼超壓、安全殼旁路等嚴(yán)重事故的發(fā)生，采取了相應(yīng)的預(yù)防與緩解措施。

（1）為防止堆芯熔融物熔穿壓力容器與混凝土底板發(fā)生反應(yīng)，AP1000采用了將堆芯熔融物保持在壓力容器內(nèi)（In－Vessel Retention，IVR）的設(shè)計（見圖7）。在發(fā)生堆芯熔化事故后，將水注入壓力容器外壁與其保溫層之間，可以可靠地冷卻掉到壓力容器下封頭的堆芯熔融物。在AP600設(shè)計時，已進(jìn)行過IVR的試驗和分析，并通過了核管會的審查。對于AP1000，這些試驗和分析結(jié)果仍然適用，但需作一些附加試驗。由于采用了IVR技術(shù)，可以保證壓力容器不被熔穿，從而避免堆芯熔融物和混凝土底板發(fā)生反應(yīng)。

圖7 AP1000堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)In－Vessel Retention（IVR）

（2）針對高壓熔堆事故，AP1000主回路設(shè)置了4列可控的自動卸壓系統(tǒng)（Automatic Depressurization System，ADS），其中3列卸壓管線通向安全殼內(nèi)換料水儲存箱，1列卸壓管線通向安全殼大氣。通過冗余多樣的卸壓措施，能可靠降低壓力，從而避免發(fā)生高壓熔堆事故。

（3）針對氫氣燃燒和爆炸的危險，在AP1000設(shè)計中使氫氣從反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)逸出的通道遠(yuǎn)離安全殼壁，避免氫氣火焰對安全殼壁的威脅；同時，在環(huán)安全殼內(nèi)部布置冗余、多樣的氫點火器和非能動自動催化氫復(fù)合器，消除氫氣，降低氫氣燃燒和爆炸對安全殼的危險。

（4）對于蒸汽爆炸事故，由于AP1000設(shè)置有冗余多樣的自動卸壓系統(tǒng)，避免了高壓蒸汽爆炸發(fā)生。而在低壓工況下，由于IVR技術(shù)的應(yīng)用，堆芯熔融物沒有與水直接接觸，避免了低壓蒸汽爆炸發(fā)生。

（5）對于因喪失安全殼、熱量排出引起的安全殼超壓事故，AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的2路取水管線的排水閥在失去電源和控制時處于故障安全位置，同時設(shè)置一路管線從消防水源取水，確保冷卻的可靠性，如圖8所示。事故后，在較長時期內(nèi)僅靠空氣冷卻就足以帶出安全殼內(nèi)的熱量，有效防止安全殼超壓。由于采用了IVR技術(shù)，不會發(fā)生堆芯熔融物和混凝土底板的反應(yīng)，避免了產(chǎn)生非凝結(jié)氣體引起的安全殼超壓事故。

（6）針對安全殼旁路事故，AP1000通過改進(jìn)安全殼隔離系統(tǒng)設(shè)計、減少安全殼外冷卻劑流失意外發(fā)生等措施來減少事故的發(fā)生。

圖8 AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)

3.2.4 儀控系統(tǒng)和主控室設(shè)計

AP1000儀控系統(tǒng)采用成熟的數(shù)字化技術(shù)設(shè)計，通過多樣化的安全級、非安全級儀控系統(tǒng)和信息提供、操作，避免了發(fā)生共模失效。主控室采用布置緊湊的計算機工作站控制技術(shù)，人機接口設(shè)計充分考慮了運行電站的經(jīng)驗反饋。

3.2.5 建造中大量采用模塊化建造技術(shù)

在AP1000的建造中采用大量的模塊化建造技術(shù)。模塊化建造技術(shù)使建造活動處于容易控制的環(huán)境中，在制作車間即可進(jìn)行檢查，經(jīng)驗反饋與教訓(xùn)吸取也更加容易，保證建造質(zhì)量。平行進(jìn)行的各個模塊建造減少了大量的現(xiàn)場人員和施工活動。

3.3 EPR的技術(shù)特點

3.3.1 安全性和經(jīng)濟(jì)性高

EPR通過主要安全系統(tǒng)4列布置，分別位于安全廠房4個隔開的區(qū)域，簡化了系統(tǒng)設(shè)計，擴大了主回路設(shè)備儲水能力，改進(jìn)了人機接口，系統(tǒng)地考慮了停堆工況，以提高縱深防御的設(shè)計安全水平。EPR設(shè)計了應(yīng)對嚴(yán)重事故的應(yīng)急措施，將堆芯熔融物穩(wěn)定在安全殼內(nèi)，避免放射性釋放。

EPR內(nèi)部事件的堆芯熔化概率為6.3×10－7／（堆·a），在電站壽期內(nèi)可用率平均達(dá)到90%，正常停堆換料和檢修時間16 d，運行維護(hù)成本比現(xiàn)在運行的電站低10%，經(jīng)濟(jì)性高。

3.3.2 嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施

在EPR設(shè)計中，針對高壓熔堆、氫氣燃燒和爆炸、蒸汽爆炸、堆芯熔融物及安全殼內(nèi)熱量排出等嚴(yán)重事故的發(fā)生，都有預(yù)防與緩解措施。

（1）為避免高壓熔堆事故發(fā)生，在應(yīng)對設(shè)計基準(zhǔn)事故設(shè)置了3個安全閥（3×300 t／h）的基礎(chǔ)上，專門設(shè)置了針對嚴(yán)重事故工況的卸壓裝置（900 t／h），安全閥和卸壓裝置都通過卸壓箱排到安全殼內(nèi)。當(dāng)堆芯溫度大于650℃時，操縱員啟動專設(shè)卸壓裝置，可有效避免壓力容器超壓失效，并防止壓力容器失效后堆芯熔融物的散射。

（2）針對氫氣燃燒和爆炸的危險，EPR在設(shè)計中采用了大容積安全殼（80 000 m3）。在設(shè)備間布置有40臺大型氫復(fù)合器，在反應(yīng)堆廠房升降機部位也安裝了4臺氫復(fù)合器。通過計算分析氫氣產(chǎn)生量、氫氣分布和燃燒導(dǎo)致的壓力載荷。采取上述措施后氫氣產(chǎn)生的危險不會威脅安全殼的完整性。

（3）對于蒸汽爆炸事故，EPR在 Reactor Pressure Vessel（RPV）設(shè)計中未設(shè)置特殊的裝置。通過選擇相關(guān)事故和邊界條件，計算判斷RPV封頭允許承受的載荷能力，分析論證了導(dǎo)致安全殼早期失效的壓力容器內(nèi)蒸汽爆炸已基本消除，不需要設(shè)置特殊的裝置來應(yīng)對蒸汽爆炸事故。試驗顯示：熔融物不會發(fā)生假設(shè)中的那種爆炸（極低的概率和／或爆炸性），進(jìn)一步的試驗仍在進(jìn)行中。

（4）對于堆芯熔融物，在EPR設(shè)計中，RPV失效前堆坑內(nèi)保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暫時滯留在堆坑內(nèi)，然后進(jìn)入專用的展開隔室中展開。堆坑和展開隔室裝有保護(hù)材料，保護(hù)熔融物中殘余的鋯，降低了氧化物的密度和溫度。在展開區(qū)域設(shè)有氧化鋯防護(hù)層，防護(hù)層底下設(shè)有冷卻管線，安全殼內(nèi)換料水箱的水非能動地流入并淹沒熔融物，從兩邊對熔融物進(jìn)行冷卻，避免底板熔穿和安全殼失效。

（5）對于安全殼內(nèi)熱量的排出，EPR設(shè)計有帶外部循環(huán)的安全殼噴淋系統(tǒng)，共有2個系列，可以在較短的時間內(nèi)降低安全殼溫度和壓力。該系統(tǒng)可以從噴淋工作模式切換至直接冷卻熔融物的工作模式，能長時間防止蒸汽產(chǎn)生，并將熔融物和安全殼中的熱量導(dǎo)出。

3.3.3 儀控系統(tǒng)和主控室設(shè)計

EPR的儀控系統(tǒng)和主控室采用成熟的設(shè)計，充分吸取已運行電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)、人機接口等經(jīng)驗反饋，吸取先進(jìn)技術(shù)設(shè)備的優(yōu)點。儀控采用4列布置，分別位于安全廠房的不同區(qū)域，避免發(fā)生共模失效。主控室與N4機組的高度計算機化控制室相同，專門設(shè)有用于維護(hù)和診斷工作的人機接口。

4 我國核電的發(fā)展趨勢

4.1 AP1000核電路線推廣將加速

為進(jìn)一步降低二氧化碳的排放，我國非化石能源發(fā)電技術(shù)的發(fā)展勢在必行，作為清潔高效能源的重要組成之一的核電，保持穩(wěn)健的發(fā)展仍是大勢所趨。受日本福島核事故刺激，核電安全技術(shù)備受重視，核電技術(shù)路線選擇也會有較大調(diào)整[5]。在核電規(guī)劃中，我國政府對核安全將更重視，更安全的第3代AP1000核電技術(shù)將更受青睞。

4.2 我國核電裝備企業(yè)將面臨全球核電治更新?lián)Q代需求

從建設(shè)周期看，全球核電站許多服役已近20到40年，沸水反應(yīng)堆建設(shè)整體平均服役年齡較壓水反應(yīng)堆更長。核反應(yīng)堆的建設(shè)壽命一般在40年左右，意味著在80年代大量建設(shè)的反應(yīng)堆已接近退役。日本福島核電站泄漏事故加深了民眾對到役二代核電站不信任心理；因此，預(yù)期未來已運行核電站更新周期將會縮短。目前，AP1000正處于商用化階段，CAP1400處于研制階段，待CAP1400試運行成功，即可能面臨著二代核電站的更新需求高峰。

4.3 核電站安全管理將更受重視

日本福島核事故發(fā)生后，各國紛紛聲明已對本本國核電站設(shè)施重新進(jìn)行了安全檢查。2011年03月16日，國務(wù)院總理溫家寶主持召開了國務(wù)院常務(wù)會議。會上強調(diào)，要充分認(rèn)識核安全的重要性和緊迫性，核電發(fā)展要把安全放在第一位，會議決定：立即組織對我國核設(shè)施進(jìn)行全面安全檢查，切實加強在運行核設(shè)施的安全管理，全面審查在建核電站，嚴(yán)格審批新上核電項目。可以預(yù)計，我國在核電站安全管理上的投入將更高；在核電站安全管理過程中，核電站安全管理服務(wù)業(yè)和核電站安全檢查檢測設(shè)備將面臨新的產(chǎn)業(yè)機會，如核廢料處理、核安全檢測機器人等。

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