核電站的發(fā)展歷程及應(yīng)用前景

林宗虎

中國工程院院士，西安交通大學(xué)多相流國家重點實驗室，西安 710049

自1954年蘇聯(lián)建成第1個核電站以來，全球已出現(xiàn)了為數(shù)眾多裝有各種反應(yīng)堆的核電站。本文簡述了反應(yīng)堆的主要結(jié)構(gòu)及核電站的發(fā)展歷程。根據(jù)核電站的特點，論述了核電站在未來能源中的地位及應(yīng)用前景。

1 核電站的基本原理

在燃用化石燃料的火電站中，化石燃料在鍋爐中燃燒時，燃料中的碳原子和空氣中的氧原子結(jié)合并放出能量，這種能量稱為化學(xué)能?；瘜W(xué)能是由于原子結(jié)合和分離使電子的位置和運動發(fā)生變化而產(chǎn)生的，與原子核無關(guān)。原子由原子核和電子組成；原子核又由質(zhì)子和中子組成，兩者統(tǒng)稱為核子。如果設(shè)法使原子核發(fā)生分離或結(jié)合（裂變或聚合），使核子之間強大的吸引力釋放出來，則同樣能放出巨大的能量，這種能量稱之為核能。1938年德國科學(xué)家奧托·哈恩用中子轟擊鈾原子核，發(fā)現(xiàn)重原子核的裂變現(xiàn)象。當(dāng)中子以一定速度與重原子核（如鈾－235）碰撞并被其吸收后，后者會出現(xiàn)不穩(wěn)定并分裂成兩片，同時產(chǎn)生2～3個中子并放出熱量。這些中子又去轟擊其他鈾核使其裂變并產(chǎn)生更多中子和熱量，這種連續(xù)不斷的核裂變過程稱為鏈式反應(yīng)。顯然，只要控制中子數(shù)的多少就能控制鏈式反應(yīng)的強度。常用方法為利用善于吸收中子的材料制成的控制棒的位置變化來控制鏈式反應(yīng)的中子數(shù)目。此外 ，中子的速度是非?？斓?，必須應(yīng)用慢速劑將其降速后才能使重原子核裂變。通常將能實現(xiàn)大規(guī)?？煽睾肆炎冩準椒磻?yīng)的裝置稱為核反應(yīng)堆，其中一般裝有核燃料棒、控制棒、慢速劑及將熱量帶出的冷卻劑。在火電站中，化石燃料在鍋爐中燃燒產(chǎn)生的熱量使水產(chǎn)生蒸汽并推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。在核電站中，核反應(yīng)堆內(nèi)核燃料持續(xù)裂變產(chǎn)生的熱量使水等冷卻工質(zhì)產(chǎn)生蒸汽推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。因而在早先的鍋爐書籍中也將反應(yīng)堆及產(chǎn)生蒸汽的蒸汽發(fā)生器統(tǒng)稱為原子鍋爐，這兩種電站除熱量來源不同外，其余工作原理基本上是類似的。

2 核裂變反應(yīng)堆電站的主要類型及結(jié)構(gòu)

1942年費米在美國建成第一個可自持鏈式反應(yīng)的試驗型核裂變反應(yīng)堆后，1954年前蘇聯(lián)在奧布寧斯克投運了世界首座試驗性核裂變反應(yīng)堆電站（電功率為5000kW，發(fā)電效率16.6%），標志著人類首次將核能用于和平建設(shè)。隨著核電站的發(fā)展形成了采用多種核裂變反應(yīng)堆的核電站，主要有輕水堆、重水堆、氣冷堆和快中子增殖堆（快堆）等核電站。

2.1 輕水堆核電站

輕水堆是核電站中最常用堆型。采用這種堆型的核電站占核電站總量的86%。這種堆型以普通水（輕水）作冷卻劑和慢化劑，按結(jié)構(gòu)又可分為壓水堆和沸水堆兩類。

2.1.1 壓水堆核電站

圖1 壓水堆核電站示意圖

這種核電站的系統(tǒng)示意圖可參見圖1。圖中一回路的主循環(huán)泵將水送入反應(yīng)堆吸熱后流入蒸汽發(fā)生器下部的倒U形管將熱量傳給二回路中水后再回入主循環(huán)泵進口，形成一個回路。二回路內(nèi)水由給水泵供給，在蒸發(fā)器倒U形管外部流過，吸收管內(nèi)一回路水的熱量并產(chǎn)生蒸汽后進入汽輪發(fā)電機組作功發(fā)電。汽輪機排汽經(jīng)凝汽器等設(shè)備后回入給水泵形成第二個回路。兩個回路相互隔絕。這樣，如燃料元件破損，不會造成第二回路水質(zhì)污染，以免放射性物質(zhì)經(jīng)汽輪機逸出。因而，壓水堆核電站安全性較高，是核電站中應(yīng)用最多的堆型，約占總量的62%，最大容量為1300MW，中國現(xiàn)有9臺。

2.1.2 沸水堆核電站

沸水堆核電站系統(tǒng)簡圖示于圖2。與壓水堆相比，其特點為無第二回路，水直接在反應(yīng)堆內(nèi)沸騰，產(chǎn)生蒸汽后送往汽輪發(fā)電機組發(fā)電。這樣省去了蒸汽發(fā)生器，但事故時有將放射性物質(zhì)帶入汽輪機并逸出的危險性。單機最大容量為1300MW，現(xiàn)全球有90臺機組［1］。

圖2 沸水堆核電站示意圖

2.2 重水堆核電站

重水即氧化氘，可由普通水制成。重水堆核電站以重水作冷卻劑和慢化劑，其系統(tǒng)與壓水堆的相似，見圖3。重水對中子慢化性能較好，吸收中子少，因而可用天然鈾作燃料。適用于天然鈾資源豐富，又缺乏鈾濃縮能力的國家。全球有40臺，中國有2臺。

圖3 加拿大開發(fā)的重水堆核電站系統(tǒng)圖

2.3 氣冷堆核電站

氣冷堆以氣體為冷卻劑，以耐高溫石墨作慢化劑。氣體在反應(yīng)堆中被加熱后流入蒸發(fā)器加熱水使之產(chǎn)生蒸汽推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。采用低濃縮鈾作燃料的氣冷堆一般用二氧化碳作冷卻劑，出口氣溫650℃；如采用高濃縮鈾為燃料的，用氦氣作冷卻劑，出口氣溫可達950℃，如將氦氣直接推動氦氣輪機發(fā)電，發(fā)電效率能達48%～50%。后者稱為高溫氣冷堆，全球氣冷堆約占總量的3%，高溫氣冷堆有7臺，中國有1臺。

2.4 快中子增殖堆核電站

前述幾種堆型中，核燃料的裂變主要依靠經(jīng)慢化劑慢化后的中子（稱為熱中子），因而也稱為熱中子堆。熱中子堆的主要問題是不能充分利用核燃料資源，利用率僅1%～2%。因而要開發(fā)核資源利用率高的快中子增殖堆。快中子為未經(jīng)慢化的中子，能量較大。研究表明，將快中子撞擊某些核燃料，如钚－239，也可使其裂變并產(chǎn)生多個中子。這樣，除維持自持鏈式反應(yīng)外，還有多余中子用于再生材料轉(zhuǎn)換。例如用于轟擊天然鈾中的鈾－238，經(jīng)二次β衰變后可變成钚－239新核，從而實現(xiàn)了裂變?nèi)剂系脑鲋?。這種堆型稱為快中子增殖堆?？於延妙校?39為堆芯，以鈾－238為增殖原料，置于堆芯周圍，形成增殖區(qū)。堆內(nèi)無慢化劑，只有冷卻劑（鈉或氦）。采用快堆，可利用天然鈾中大量不能用于熱中子堆的核資源鈾－238，從而使核燃料利用率高達60%～70%。圖4為應(yīng)用液態(tài)鈉冷卻的快堆系統(tǒng)簡圖。

圖4 鈉冷快堆核電站示意圖

圖4中內(nèi)置泵使液態(tài)鈉經(jīng)堆芯吸熱后進入主熱交換器對管內(nèi)鈉加熱后回入反應(yīng)堆容器。管內(nèi)鈉流入中間換熱器加熱其中的管內(nèi)水變成蒸汽，以推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。中間換熱器的存在可避免一回路鈉泄漏物直接與水接觸發(fā)生化學(xué)反應(yīng)并造成放射性物質(zhì)外泄。這種核電在法國、俄羅斯、日本均有運行，是發(fā)展方向之一，中國有1臺，正在積極開發(fā)試驗中。

3 國外核電站的發(fā)展歷程及趨勢

國外核電站的發(fā)展歷程大致可分為下列幾個階段。1954～1960年為試驗性及原型核電站階段。1954年前蘇聯(lián)第一個試驗性核電站投入運行后，美國第一個原型核電站1957年在希平港投運，電功率為90MW。在此期間，只有美、英、法和前蘇聯(lián)建成10臺核電機組，單機容量為5～210MW。1961～1968年為核電站實用階段。有11國建成核電站，這些國家為美、英、法、蘇聯(lián)、西德、日、意、比利時、瑞士、瑞典和加拿大。單機最大容量為608 MW。1969～1985年為核電站發(fā)展階段，全球核電站總?cè)萘空及l(fā)電機組總?cè)萘坑?970年的1.5%增加到1985年的15%。最大單機容量為1450MW。1979年美國三哩島核電站發(fā)生熔堆事故，1986年前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站事故后，核電安全部門不斷提高安全性要求和審批規(guī)范使核電建設(shè)期增長和建設(shè)成本增加，再加上20世紀80年代后期世界經(jīng)濟進入平緩發(fā)展期，使1985年后全球核電站發(fā)展減慢。1995年后，全球面臨化石能源大量使用后行將枯竭和全球變暖、環(huán)境惡化的雙重壓力，各國又出臺了發(fā)展核電的政策和討論。至今，全球有440多臺核電機組分布在數(shù)十個國家內(nèi)運行。其中有17個國家的核電占其電力總?cè)萘康?5%以上，有10個國家核電占電力總?cè)萘康?0%以上。其中法國核電機組容量占電力總?cè)萘康?8%。當(dāng)前核電容量約占全球電力總?cè)萘康?4%，預(yù)計到2030年將比2008年增長27%。

目前在運行的核電機組均為采用核裂變反應(yīng)堆的機組。研究表明在高溫下某些輕原子核可聚合成一個重原子核并釋放出中子和大量能量。這種依靠原子核聚變反應(yīng)產(chǎn)生能量并可控制其強度的反應(yīng)堆稱為可控?zé)岷司圩兎磻?yīng)堆。20世紀50年代開始人們已進行了核聚變試驗，英、美、蘇聯(lián)等國均進行了研究，耗資巨大，取得了一定進展。1991年英國首次用等離子體方法進行了可控?zé)岷司圩兎磻?yīng)。在輕原子核中較易實現(xiàn)核聚變的為氘和氚。在上億度的高溫下氘和氚的原子核克服了靜電作用力與外圍電子分離成為離子后可聚合成一個重原子核氦－4并放出中子和大量能量（是鈾裂變能量的5倍）并可持續(xù)核聚變。采用可控?zé)岷司圩兎磻?yīng)堆的核電站正在研發(fā)中?，F(xiàn)由中、美、歐洲、日、俄、韓和印度組成的國際組織正在建造國際熱核聚變實驗堆（International Thermo－nuclear Experiment Reactor，簡稱ITER），預(yù)計耗資100億美元，電功率為50萬kW，有望于2025年在法國建成，2050年商業(yè)化。圖5是這種托卡馬克型核聚變反應(yīng)堆系統(tǒng)簡圖。

圖5中，氘、氚的高溫等離子體在環(huán)形反應(yīng)堆中心部分進行熱聚合反應(yīng)（圖中所示為環(huán)形反應(yīng)堆的一段）。真空室使等離子體與外層結(jié)構(gòu)相分開。鋰層受中子照射升溫熔解并產(chǎn)生氚核，使氚燃料的消耗得到補充。液鉀經(jīng)換熱器將鋰層熱量帶出，所產(chǎn)生的鉀蒸汽帶動鉀蒸汽輪機發(fā)電機組發(fā)電。發(fā)電后的鉀蒸汽溫度仍高，可通過換熱器使水生成水蒸汽再用蒸汽輪機發(fā)電機組發(fā)電。超導(dǎo)線圈的作用是通電后形成強磁場使等離子體運動受磁場約束而不會和真空壁相撞。圖5的結(jié)構(gòu)稱為磁約束核聚變反應(yīng)堆系統(tǒng)，正在研發(fā)的還有慣性約束核聚變反應(yīng)堆等系統(tǒng)。1 t海水中含氘40g，鋰0.15 g，中子照射鋰－6可產(chǎn)生氚，所以海洋提供的聚變能源可供人類使用數(shù)十億年，同時氘氚核聚變反應(yīng)不產(chǎn)生放射性，沒有難處理的核廢料，所以是一種安全、清潔、低廉和用之不盡的能源。研發(fā)核聚變反應(yīng)堆的核電站是一種可持續(xù)解決人類能源與環(huán)境問題的重要途徑。

圖5 托卡馬克型核聚變反應(yīng)堆簡圖

4 中國核電站的發(fā)展歷程及趨勢

中國核電站的建設(shè)始于20世紀80年代中期，大致可分為下列幾個階段。1985～1995年為起步階段。首臺核電機組裝在秦山核電站，1985年開工，1994年商業(yè)運行，電功率為300MW，為中國自行設(shè)計建造和運行的原型核電機組，采用壓水堆型反應(yīng)堆。使中國成為繼美、英、法、前蘇聯(lián)、加拿大和瑞典后全球第7個能自行設(shè)計建造核電機組的國家。1982年從法國引進大亞灣核電機組（2×980MW），1987年開工，1994年投運。1996～2006年為推廣應(yīng)用階段。建成秦山二期、三期、嶺澳一期和田家灣等4座核電站的8臺核電機組，總裝機容量＜10000MW，還出口了一臺容量為300MW的核電機組到巴基斯坦。在此期間，核電容量僅占中國總發(fā)電容量的1%左右。2006年底中國政府確定了核電要走引進、消化、吸收、再創(chuàng)新的發(fā)展道路。2007～2020年為穩(wěn)步推進階段。鑒于國際核電事故和中國能源發(fā)展計劃，中國確定要在確保安全的基礎(chǔ)上高效發(fā)展核電。要優(yōu)先安排沿海核電建設(shè)，穩(wěn)步推進內(nèi)陸核電項目，同時要切實抓好在役核電機組的安全運行和在建項目的安全建設(shè)。在第十二個五年計劃期間要有序開工田家灣二期、紅沿河二期、三門二期、海陽二期等項目，適時建設(shè)桃花江一期、大畈一期和彭澤一期工程。到2020年核電裝機容量將達70000MW，為以前容量的7倍。使核電裝機容量占總電力裝機容量上升到4.4%［2］。中國核電發(fā)展總的要分三步走，即逐步發(fā)展壓水堆、快堆和核聚變堆以實現(xiàn)核電的長期可持續(xù)發(fā)展規(guī)劃。1999年后國際核電界將核電機組分為四代［3］。第一代指20世紀50年代到60年代初建成的試驗堆和原型堆核電機組。第二代指20世紀60年代中期到70年代建成的單機組容量在600～1400MW的標準型核電站，是當(dāng)今運行的440多臺核電機組的主體。第三代核電機組為在第二代基礎(chǔ)上進一步提高安全性和經(jīng)濟性并在近期可建造的商用核電機級。其特點為采用可靠的非能動安全系統(tǒng)，堆芯熔化概率低于1×10－5／堆年，電功率為1000～1700MW，壽命60年，可利用率＞87%，建設(shè)周期短并能在經(jīng)濟上與天然氣聯(lián)合循環(huán)相競爭。第四代核電機組指待開發(fā)的具有創(chuàng)新技術(shù)的核電機組，比上一代具有更好的安全性和經(jīng)濟性，核廢料少，核資源利用率高，其全壽命成本應(yīng)比其它能源有明顯優(yōu)勢。預(yù)計2030年后開始商業(yè)化。中國現(xiàn)有的核電機組主要為第二代及其改進型壓水堆機組，應(yīng)發(fā)揮已有的成熟技術(shù)穩(wěn)步發(fā)展沿海及內(nèi)陸核電站。同時要積極試驗和掌握第三代核電技術(shù)。中國已引進美國第三代核電技術(shù)AP－1000，并作為自主化依托項目建設(shè)浙江三門和山東海陽兩個核電站的4臺百萬千瓦級核電機組，4臺的國產(chǎn)化率分別為30%，50%，60%和70%。第5臺基本實現(xiàn)國產(chǎn)化，在設(shè)計技術(shù)方面，第一步外商為主，第二步中方為主，第三步設(shè)計和建造自主品牌的大型核電機組?，F(xiàn)首臺機組已開工，預(yù)計2013年投運。2020年后將成為中國新建核電機組的主流技術(shù)。同時也開展了第三代具有中國自主知識產(chǎn)權(quán)的ACPR－1000和CAP－1400核電機組設(shè)計工作。后者電功率為1400MW，具有先進的非能動安全系統(tǒng)等第三代核電技術(shù)。預(yù)計2017年建成示范工程。AP－1000的建造和CAP－1400的設(shè)計建造在全球均是史無前例的。

在發(fā)展第四代核電機組方面，中國在發(fā)展高溫氣冷堆和鈉冷快堆方面取得了重要進展。20世紀80年代中期在清華大學(xué)開展了高溫氣冷堆的研發(fā)工作（10MW），2003年滿功率并網(wǎng)發(fā)電，是世界上唯一運行的模塊式球床高溫氣冷堆（HTR－10）。2008年決定在此基礎(chǔ)上在山東榮成建200MW的示范核電站。經(jīng)兩年審查合格，將動工建設(shè)。美國預(yù)計將在2021年才建成這類示范核電站。在鈉冷快堆研發(fā)方面，中國原子能科學(xué)院在2000年建造鈉冷實驗快堆，電功率20MW［4］。2010年已達臨界，國產(chǎn)化率達70%，2011年7月成功并網(wǎng)發(fā)電，安全性已達到第四代要求，為中國快堆產(chǎn)業(yè)化打下堅實基礎(chǔ)。現(xiàn)已成立“快堆產(chǎn)業(yè)化技術(shù)創(chuàng)新戰(zhàn)略聯(lián)盟”以促進中國快堆核電的產(chǎn)業(yè)化進程。

在可控?zé)岷司圩兎磻?yīng)堆研究方面，中國1984年建成可控?zé)岷司圩兎磻?yīng)裝置——中國環(huán)流1號，1994年又建成中國環(huán)流器新1號裝置，1999年中國科學(xué)院等離子物理研究院的HT－7超導(dǎo)托卡馬克試驗裝置獲得穩(wěn)定的可重復(fù)的等離子體。2002年中國環(huán)流器2號（HL－2A）投入運行，使中國磁約束熱核聚變研究進程加快，使等離子體參數(shù)更接近聚變反應(yīng)堆的要求。此裝置與正在建造的國際熱核聚變實驗堆（ITER）相似，在國際上為中型裝置，增強了中國參加ITER計劃的實力。

中國核電至今不到1000萬kW，與中國實力及對能源的需求不相稱。預(yù)計2020年可達7000萬kW，2030年達2億kW，2050年可達4億kW。

5 核電的特點及其在能源結(jié)構(gòu)中的地位

由于全球化石能源的過度使用，使其儲量迅速減少并將在150年內(nèi)枯竭，而人口迅速增長和經(jīng)濟發(fā)展需要更多的能源。當(dāng)今全球人口為70億，到2050年將增至90億。據(jù)國際能源局估計，到2030年全球能源需求將比目前增加50%，中國經(jīng)濟在粗放型模式下快速發(fā)展，能源利用率不高，能源供需矛盾突出。當(dāng)前能源缺口為8%，2030年將缺20%，2050年將缺30%。中國化石能源如無新儲量發(fā)現(xiàn)將在近50年內(nèi)枯竭。在環(huán)境方面，全球溫室氣體CO2等增加迅速，導(dǎo)致冰川消融，海平面升高，自然災(zāi)害頻發(fā)。中國在能源消耗和CO2排量方面均已占全球首位。所以需節(jié)能減排，發(fā)展清潔高效、可持續(xù)發(fā)展的新能源，以便過渡到未來的可持續(xù)發(fā)展能源時期。對中國而言，更需改變當(dāng)前以煤為主的不合理能源結(jié)構(gòu)。核能發(fā)電在安全性、經(jīng)濟性、環(huán)保性和穩(wěn)定性方面均有其固有的特點從而使其在能源結(jié)構(gòu)中占有重要地位。

5.1 核電的安全性

核電站在選址、設(shè)計、建造和運行各階段均將安全性放在首位，其安全系統(tǒng)要求能確保安全停堆、堆芯冷卻和余熱導(dǎo)出，設(shè)置多道防止裂變物質(zhì)等放射性物質(zhì)外泄屏障，反應(yīng)堆必須在可監(jiān)測狀態(tài)下運行，要使事故時放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中的可能性降到最低。如第三代核電機組要求堆芯熔化概率低于10－5／堆年，發(fā)生大的放射性泄漏概率低于10－6／堆年。第四代核電機組的安全性要求還要高。核電站運行時，周圍居民實際受到核輻射的放射性劑量是很小的，一般只有50μSv／a（微西弗／年，其中Sv是輻射劑量單位）。人們在海平面高度生活時，從本體環(huán)境中受到的放射性劑量就要達到1000μSv／a。海拔每增高500m，人們受到的放射性劑量會增加100～200μSv／a。所以核電站運行時對附近人們放射性劑量的增值是不大的，增加致癌危險性僅相當(dāng)于經(jīng)常佩帶一只夜光表的影響。燃煤電站燃燒產(chǎn)物內(nèi)含有多種放射性致癌物質(zhì)如鐳、釷等，對同樣發(fā)電量而言，燃煤電站引起的癌癥危險性要比核電站高數(shù)十倍。此外，鈾裂變產(chǎn)生的熱量是同質(zhì)量煤的260萬倍，因而同容量的燃煤電站所需燃料量要比核電站多得多。在開礦、加工、運輸和電站運行中因事故死亡人數(shù)方面，燃煤電站也要比核電站高數(shù)十倍。

自1954年第一座核電站運行起到目前440多座核電站的近60年運行過程中共發(fā)生了3起事故，這些事故均為早期設(shè)計不完善和誤操作造成的。1979年美國三哩島核電站事故是由于穩(wěn)壓器卸壓閥跳開后不能復(fù)位導(dǎo)致失水事故，但當(dāng)時未查明主要原因，造成了誤操作使事態(tài)擴大到燃料元件燒毀。由于此堆為壓水堆有安全外殼等保護，所以僅導(dǎo)致電站停運但無人員傷亡和放射性泄漏危害環(huán)境。1986年切爾諾貝利核電站事故是至今最嚴重的核電事故［5］。該反應(yīng)堆是早期建造的石墨慢化輕水冷卻的沸水堆，安全性較差。無安全噴淋、無安全外殼、無二次回路，堆芯有200t能燃燒的石墨。當(dāng)堆芯失冷后，溫度升高，石墨與空氣接觸燃燒使溫度升高造成堆芯熔化。此事故造成20多名消防人員死亡，其遠期效應(yīng)除使白俄羅斯和烏克蘭的兒童甲狀腺癌發(fā)病率增加十萬分之幾外，未對公眾產(chǎn)生其他影響。2011年發(fā)生的日本福島核電事故是由于9級地震和海嘯引起的。其反應(yīng)堆是20世紀70年代早期制造的用輕水作冷卻劑和慢化劑的沸水反應(yīng)堆，無二次回路。其冷卻系統(tǒng)是能動性的（需用外界電等能源驅(qū)動的），地震時自動停堆，但余熱尚需冷卻。由于海嘯摧毀了主冷卻系統(tǒng)和備用柴油發(fā)電機，使堆芯余熱不能及時導(dǎo)出，雖用各種方法人工注入海水冷卻，但仍存在燃料棒部分熔化的可能性。其主要問題是設(shè)計時只考慮耐8級地震及未采用非能動冷卻系統(tǒng)（靠自然循環(huán)的），此外，日本東京電力公司未及時救災(zāi)也是造成事故擴大的人為因素。其后果是個別救援人員死亡、22人受放射性污染，放射性物質(zhì)增高了空氣和海水的污染程度，其影響嚴重程度介于前兩次事故之間。因而總體而言，核電的安全性高于火電，偶然發(fā)生事故，影響也有限。特別是近期設(shè)計的第三代核電顯著提高了核電安全性，使其成為一種高度安全的可靠能源。以近日展示并將于2013年全面具備實施首堆建設(shè)條件的中國先進百萬千瓦級壓水堆核電技術(shù)ACPR－1000為例，就在吸取福島核事故經(jīng)驗教訓(xùn)的基礎(chǔ)上，在安全性與成熟性等方面進行了一系列重大技術(shù)創(chuàng)新。其采用了可靠的燃料堆芯和全數(shù)字化儀表監(jiān)控系統(tǒng)，具備三系列安全隔離系統(tǒng)及多樣化驅(qū)動停堆系統(tǒng)，具有非能動冷卻系統(tǒng)及超設(shè)計基準事故的應(yīng)急供電供水系統(tǒng)，并提高了安全停堆的地震等級。其各項設(shè)計指標均滿足中國最新核安全法規(guī)（HAE102），美國的URD和歐洲的EUR文件的要求，亦即達到了國際第三代核電技術(shù)的先進水平。

5.2 核電的經(jīng)濟性

核電的特點是基建投資高，但燃料費用小，因此，總的發(fā)電成本比火力發(fā)電低30%～50%。比其他可再生能源，如風(fēng)電和太陽能，發(fā)電成本更要低得多。據(jù)法國原子能與可替代能源委員會主席畢高測算，目前風(fēng)電電價是核電的2倍到3.5倍，太陽能電價為核電的4倍到8倍，并且兩者還要占據(jù)大量土地和存在不能保證全年穩(wěn)定供電的缺點。

5.3 核電的環(huán)保性和穩(wěn)定性

核電不釋放有毒氣體和溫室氣體，以容量為1000MW的核電站為例，運行時對大氣放射性劑量只有50微西弗／年，每年有30t高放射性的燃料和800t低放射性廢物，管理費為0.3美分／（kW·h）。同容量煤電每年排CO2650萬t，SO24.4萬t，NOx1.3萬t，灰渣32萬t（包括毒物400萬t），其管理費用要比核電高5倍以上。核電和火電一樣可持續(xù)穩(wěn)定發(fā)電，可帶電網(wǎng)中的基本負荷，不像可再生能源發(fā)電機組會因地區(qū)、氣候、風(fēng)力、光照等自然因素變化而影響持續(xù)穩(wěn)定的發(fā)電工況。

5.4 核電在未來能源中的地位

核電因其安全性、經(jīng)濟性和環(huán)保性均優(yōu)于火電且能持續(xù)穩(wěn)定發(fā)電等優(yōu)點，無疑是全球和中國解決化石能源短缺和環(huán)境惡化雙重壓力的有效途徑。目前有60多個國家考慮發(fā)展核電，2030年將有10～25個國家首建核電站。未來15年核電站數(shù)量可增加一倍，中國正在積極發(fā)展核電，到2050年中國核電總?cè)萘繉⑦_4億kW，占全國發(fā)電總?cè)萘康姆蓊~將從目前的1%左右增加到14.5%。福島核事故對當(dāng)前核電發(fā)展有一定影響，會造成一些疑慮，但在短期質(zhì)疑之后，一定會因其優(yōu)越性而得到迅速發(fā)展。全球核電事業(yè)的發(fā)展是勢不可擋的。2050年后當(dāng)可控?zé)岷司圩儼l(fā)電機組商業(yè)化后，核電將成為可持續(xù)發(fā)展能源時期的重要力量。

6 結(jié)論

在核電近60年發(fā)展歷程中逐步形成了輕水堆、重水堆、氣冷堆及快中子增殖堆等核裂變反應(yīng)堆。其中輕水堆發(fā)電機組占核電總機組的86%，快中子增殖堆的出現(xiàn)使核燃料利用率從1%提高到60%～70%，因而是重要發(fā)展方向。

核電發(fā)展歷程中發(fā)生的3次核事故促使核電在選址、設(shè)計、建設(shè)和運行時均必須將安全放在首位，已可商業(yè)化的第三代核電機組要求采用非能動安全系統(tǒng)等更為可靠安全的措施，將堆芯熔化概率定為＜1×10－5／堆年，放射性泄漏概率定為＜1×10－6／堆年，電功率為1000～1700MW，壽命60年，可利用率＞87%，在經(jīng)濟上能與天然氣聯(lián)合循環(huán)發(fā)電機組相競爭。正在研發(fā)的第四代核電機組比第三代更安全、更經(jīng)濟，核廢料更少，核資源利用更有效，預(yù)計2030年商業(yè)化，其全壽命成本要比其他能源有明顯優(yōu)勢。

由于核電具有安全、經(jīng)濟、環(huán)保和持續(xù)穩(wěn)定發(fā)電等優(yōu)勢，因而是當(dāng)前解決能源短缺和環(huán)境惡化雙重壓力的有效途徑。15年后，全球核電機組將增加1倍。到2050年，中國核電將從目前的1000萬kW增長到4億kW。2050年資源豐富的可控?zé)岷司圩兎磻?yīng)堆核電機組商業(yè)化后，核電將成為今后可持續(xù)發(fā)展能源的重要力量。

（2011年12月5日收到）

［1］瞿秀靜，等，編著.新能源技術(shù) ［M］.第二版.北京：化學(xué)工業(yè)出版社，2010.

［2］（十一五863計劃）先進能源技術(shù)領(lǐng)域?qū)＜医M，編著.中國先進能源技術(shù)發(fā)展概論 ［M］.北京：中國石化出版社，2010.

［3］王大中，主編.21世紀中國能源科技發(fā)展展望 ［M］.北京：清華大學(xué)出版社，2007.

［4］王革華，主編.新能源概論 ［M］.北京：化學(xué)工業(yè)出版社，2006.

［5］歐陽予.核反應(yīng)堆與核能發(fā)電 ［M］.石家莊：河北教育出版社，2003.