核電站及其一回路發(fā)展

張步嶺 彭瑋

引言：本文簡要介紹了三代核電站的發(fā)展歷程，展望了第四代核電站技術(shù)，并介紹了三代壓水堆核電站反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的技術(shù)特點。

一、前言

在20世紀五、六十年代，二戰(zhàn)時期為軍事目的而發(fā)展的核技術(shù)轉(zhuǎn)向民用發(fā)展核電，顯示了美好的前景。1942年12月，在美國芝加哥大學(xué)建成的世界第一座反應(yīng)堆證明了實現(xiàn)可控的核裂變鏈式反應(yīng)的科學(xué)可行性，之后世界核電經(jīng)歷了20世紀六七十年代的大規(guī)模快速發(fā)展。而 1979年3月的美國三哩島事故和1984年4月的蘇聯(lián)切爾諾貝利事故，使核電廠安全問題空前地呈現(xiàn)在世人面前，迫使核電向更安全、更經(jīng)濟性、更先進和可靠性的方向發(fā)展，推進了核電更加可靠的核電新設(shè)計。

二、核電站的發(fā)展

2.1第一代核電站

世界核電發(fā)展開始于上世紀50年代，一般而言，國際上把50年代興建的帶有技術(shù)驗證性質(zhì)的核電原型機組和實驗機組統(tǒng)稱為第一代核電站，主要有希平港（Shipping Port）壓水堆核電站、德累斯頓（Dresden-1）沸水堆核電站、卡德霍爾（Calder Hall A）生產(chǎn)發(fā)電兩用的石墨氣冷堆核電廠、APS-1壓力管式石墨水冷堆核電站以及NPD天然鈾重水堆核電站。這些核電站證實了核電站能夠安全、經(jīng)濟、穩(wěn)定地運行，實現(xiàn)了工程可行性和經(jīng)濟可行性的驗證，為以后七、八十年代核電較大規(guī)模的商用發(fā)展打下了基礎(chǔ)。

2.2第二代核電站

在60代中后期，隨著技術(shù)的進步和能源價格的攀升，首批電功率30萬千瓦的壓水堆，沸水堆和重水堆等核電機組開始大量興建，目前世界上運行的大部分商業(yè)核電機組都是這個時期修建的，包括前不久出了大事故的日本福島核電站。這一時期興建的核電機組，一般國際上統(tǒng)稱為第二代核電機組。

這段時期形成系列化建設(shè)的機型主要有壓水堆核電機組、沸水堆機組、天然鈾壓力管式重水堆、石墨水冷堆電站、石墨氣冷堆電站。

上述核電系列中，B&W公司的壓水堆因發(fā)生了三哩島核事故，蘇聯(lián)石墨水冷堆因發(fā)生切爾諾貝利核事故，暴露了設(shè)計中的缺陷，停止了這兩種機型的發(fā)展。石墨氣冷堆由于其固有的特點，經(jīng)濟競爭能力差，局限在英國建設(shè)。由此看出：由機型固有特點決定的安全性和經(jīng)濟競爭力是其能否持續(xù)發(fā)展的關(guān)鍵，確保安全，提高經(jīng)濟競爭力是核電技術(shù)發(fā)展的方向和動力。

2.3第三代核電站

20世紀70和80年代中先后發(fā)生了三哩島和切爾諾貝利兩大核事故，使核能的公眾接受問題成了世界核電發(fā)展的重大障礙。從上世紀90年代開始，為了消除這兩次重大事故對核電發(fā)展帶來的影響，美國和歐洲分別提出了“先進輕水堆用戶要求”文件（即URD文件）和“歐洲用戶對輕水堆核電站的要求”（即EUR文件），第一次對核電站在技術(shù)上進行了規(guī)范化和標準化，國際上通常把滿足這兩份文件任意之一要求的核電機組稱為第三代核電機組。

目前滿足上述文件要求的核電機組主要為三個，首先是法國阿?，m公司和德國西門子公司聯(lián)合設(shè)計的ERP，美國西屋公司由AP600發(fā)展而來的AP1000，以及俄羅斯由VVER-1000發(fā)展而來的AES92/2006；其中AP1000滿足URD要求。ERP和AES滿足EUR要求；目前首次進入商業(yè)運行的三代核電站估計會出現(xiàn)在2015年左右。

2.4第四代核電站

四代核電技術(shù)的提法始于2000年，美國牽頭召開的“第四代國際核能論壇”（GIF），在2002年，這個論壇提出了六種有限候選的堆型，分別是超臨界水冷堆、高溫氣冷堆、熔鹽堆、鈉冷快堆、鉛冷快堆以及氣冷快堆；按照GIF的提法，國際上應(yīng)該在2020年左右確定四代核電反應(yīng)堆的主力堆型，在2025年建成原型示范堆，2030年進入四代堆的商業(yè)應(yīng)用。目前在研究這一技術(shù)的國家主要有美國、法國、俄羅斯、日本、印度、中國、加拿大等。

目前四代核電方興未艾，可以肯定的說，各國爭先吐艷的一個核電新春天不久就要來臨。

三、核電站反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的發(fā)展

在核動力發(fā)展過程中，不同時期的核動力裝置堆反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）的要求是不同，RCS的設(shè)計思想是隨著核動力技術(shù)的不斷進步而不斷發(fā)展的。

3.1第一代壓水堆核電機組反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)

第一代壓水堆（PWR）機組是核電起步階段的機組，其主要技術(shù)是在軍用核動力的基礎(chǔ)上發(fā)展起來的，因此，它的RCS設(shè)計具有軍用技術(shù)的許多特點。

艦船第一代PWR動力裝置的RCS通常采用兩環(huán)路方案，即一個反應(yīng)堆配兩條環(huán)路，核電機組為提高電廠輸出電功率往往采用RCS三環(huán)或四環(huán)路方案。但是，除了希平港以外，以后的核電機組均取消了備用主泵和主管道上所有的隔離閥和止回閥。一些早期核電機組采用的屏蔽電動機泵，也在后期改為大功率的軸密封式主泵，蒸汽發(fā)生器則改用單筒體自然循環(huán)立式結(jié)構(gòu)。

3.2第二代壓水堆核電機組反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)

在第一代PWR動力裝置進入后期發(fā)展后，核電機組的設(shè)計思想是在保證電廠安全性的基礎(chǔ)上注重經(jīng)濟性，以提高核電在能源領(lǐng)域的競爭力。

在保證安全可靠的基礎(chǔ)上增加機組容量和降低電廠造價是提高電廠經(jīng)濟性的重要技術(shù)措施。20世紀六七十年代在石油危機等因素的刺激下，各經(jīng)濟發(fā)達國家大力發(fā)展核電，PWR單機容量從300MWe等級很快提高到了1350MWe等級（美國西屋公司414型）。法國四環(huán)路機組可達1500MWe （N4型），功率在目前運行的PWR中是最大的。

通過核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)（NSSS）主要設(shè)備、主要部件的標準化和系列化實現(xiàn)大型化是第二代PWR核電機組的主要特征。RCS主設(shè)備配置不同，標準化和系列化的方式也不同。以美國西屋公司為代表的NSSS供應(yīng)商是通過增加RCS環(huán)路數(shù)和增加反應(yīng)堆堆芯燃料組件數(shù)與高度來提高NSSS功率。美國原CE公司和B&W公司則實施兩環(huán)路的1-2-4配置方案，即1個反應(yīng)堆配2臺蒸汽發(fā)生器和4臺主泵。

3.3第三代壓水堆核電機組反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其后續(xù)發(fā)展

核電機組從相對簡單的第一代到越來越復(fù)雜的第二代，經(jīng)歷了半個世紀的漫長過程。 AP1000的設(shè)計又從復(fù)雜的第二代發(fā)展為簡單的、更先進的第三代，開創(chuàng)了技術(shù)突破和革新的新思路。RCS正沿著革新的道路進一步發(fā)展。

更為簡單的一體化模塊式反應(yīng)堆IRIS（熱功率1000MW）就是其中極具吸引力的一個國際開發(fā)項目。IRIS—體化反應(yīng)堆壓力容器不僅包容了堆芯、蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器，而且包容了主泵及其電動機和控制棒驅(qū)動機構(gòu)，即反應(yīng)堆壓力容器包容了整個RCS的主要設(shè)備。

輕水堆（LWR）有壓水堆（PWR）和沸水堆（BWR）兩種堆型，它們的共同發(fā)展目標是超臨界水冷堆（SCWR）。SCWR是6類第四代核能系統(tǒng)中唯一的輕水堆。核電機組向簡單化、一體化回歸的設(shè)計思想在這里發(fā)展到更加高級的程度。SCMR通過單回路水循環(huán)，把反應(yīng)堆產(chǎn)生的高溫高壓無相變超臨界水直接送入汽輪發(fā)電機組。SCWR取消了傳統(tǒng)壓水堆RCS所有的主設(shè)備，NSSS僅剩下一個主設(shè)備——反應(yīng)堆。反應(yīng)堆成為一臺名符其實的“核鍋爐”。

（作者單位：中國核電工程有限公司鄭州分公司）