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      1、第一代核能發電機組

      第一代核能發電是利用原子核裂變能發電的初級階段，從為軍事服務走向和平利用，時間大體上在上世紀50年代到60年代中期，以開發早期的原型堆核電廠為主。

      例如，美國西屋電氣公司開發的民用壓水堆核電廠，希平港（shippingport）核電廠在美國建成；以及通用電氣公司（GE）開發的民用沸水堆核電廠，第一個建在美國加利福尼亞灣洪保德灣，以及隨后1960年7月建成德累斯頓（Dresden-I）。前蘇聯1954年在莫斯科附近奧布寧斯克建成第一座壓力管式石墨水冷核電廠，英國1956年建成第一座產钚、發電兩用的石墨氣冷核電廠——卡德霍爾核電廠。

      這一時期的工作，為下一步商用核電廠的發展奠定了基礎。第二代核電廠基本上仿照了這一代核電廠的模式，只是技術上更加成熟,容量逐步擴大，并逐步引進先進技術。

      2、第二代核能發電機組

      （1）概況

      第二代核能發電是商用核電廠大發展的時期，從上世紀60年代中期到90年代末，即使目前在興建的核電廠，還大多屬于第二代的核能發電機組。前后形成兩次核電廠建設高潮，一次是在美國輕水堆核電廠的經濟性得到驗證之后，另一次是在1973年世界第一次石油危機后，使得各國將核電作為解決能源問題的有力措施。

      第二代核電廠的建設形成了幾個主要的核電廠類型，他們是壓水堆核電廠，沸水堆核電廠，重水堆（CANDU）核電廠，氣冷堆核電廠，以及壓力管式石墨水冷堆核電廠。建成441座核電廠，最大的單機組功率做到150萬千瓦，總的運行業績達到上萬個堆年。期間僅出現過兩次較大的事故，即三里島核電廠事故和切爾諾貝利核電廠事故。

      氣冷堆核電廠由于其建造費用和發電成本競爭不過輕水堆核電廠，上世紀70年代末已停止興建。石墨水冷堆核電廠由于其安全性能存在較大缺陷，切爾諾貝利核電廠事故以后，不再興建。

      從上世紀80年代開始，世界核電進入一個緩慢的發展時期，除亞洲國家外，核電建設的規模都比較小。造成這種局面的原因主要有：①1979年世界發生了第二次石油危機，各國經濟發展的速度迅速減緩；同時大規模的節能措施和產業結構調整，使得電力需求的增長率大幅度降低，1980年僅增長1.7%，1982年為負增長-2.3%，1983年以前美國共取消了108臺核電機組及幾十臺火電機組的合同。②兩次核電廠事故對世界核電的發展產生重大影響，公眾接受問題成為核電發展的主要關注點，一些歐洲國家如瑞士、意大利、奧地利、瑞典、德國等相繼暫停發展核電；同時嚴格的審批程序，以及為預防事故所采取的提高安全的措施，使核電廠的建設工期拖長，投資增加，導致核電的經濟競爭力下降，特別是投資風險的不確定性，阻礙了核電的進一步發展。

      （2）中國第二代壓水堆改進型機組特點

      我國核電技術的引進是從引進法國機組開始的。法國百萬千瓦級核電技術的原型是美國西屋公司標準312堆型，通過改進批量化建設發展成為標準化的CPY技術。為了提高法國核電的出口競爭力，法瑪通公司在CPY的基礎上形成了安全性和經濟性較好的M310堆型。大亞灣核電站引進的就是這種新型的M310堆型，同時我國開展了百萬千瓦級大型商用核電技術的消化、吸收和創新工作。

      嶺澳一期核電站以大亞灣核電站為參考電站，維持熱功率和其它主要運行參數不變，結合經驗反饋和核安全技術發展要求，通過37項技術改進，進一步提高了電站安全水平和技術經濟性能，總體性能達到了國際同類型在役核電站的先進水平。

      在建的嶺澳二期核電站在大亞灣和嶺澳一期核電站的技術基礎上，根據運行經驗反饋和參考法國同類機組批量改造計劃，進行了多項技術改進，其中重大改進有15項。嶺澳二期工程按“自主設計、部件采購”模式實施。

      CRP－1000方案是最近由中廣核集團推出的，它以嶺澳一期和嶺澳二期為參考基礎，為進一步滿足新版安全法規的要求，相應采納了一些新技術。在后續項目中，CRP－1000方案仍將結合經驗反饋，陸續采用新技術，使其安全性和經濟性進一步提高。應該說，CRP－1000是目前國內安全可靠性、成熟性、經濟性等各方面有一定競爭力的核電技術方案。是我國可以在“十一五”和“十二五”期間進行建設的百萬千瓦級“二代加”改進核電技術方案。遼寧紅沿河核電站項目將采用CPR－1000技術方案。

      CRP－1000擬采用的主要新技術有：

      ①為了滿足新安全法規、導則的要求，進一步應用的新技術。

      ②在嶺澳二期基礎上進一步完善數字化儀控技術。

      ③事故處理規程由事故定向轉為狀態定向。

      ④采用半速汽輪發電機組。原大亞灣與嶺澳一期均采用全速汽輪機組，現采用半速汽輪發電機組可具有以下優點：

      提高機組效率，繼而提升電價競爭力；

      半速機組的供貨商選擇范圍較大，可以形成多家廠商競爭的局面。

      ⑤首爐堆芯即采用18個月換料方案。原來大亞灣與嶺澳一期的堆芯換料為12個月，換料時間改為18個月后，可減少換料大修次數，降低大修成本，并可提高電站可利用率，增加發電量。

      ⑥反應堆壓力容器設計壽命為60年。原來法國（包括美國）的反應堆壓力容器設計壽命均為40年，提高到60年后對核電站總的經濟效益有很大提高。

      ⑦堆坑注水技術：有利于防止或延遲RPV熔穿；防止堆芯熔融物與混凝土反應，防止安全殼底板熔穿等。

      ⑧主回路應用LBB設計理念。

      ⑨工程建設采用可視化進度控制。

      ⑩采用三維輔助設計。

      3、第三代核能發電機組

      （1）背景

      從九十年代開始人們逐漸加大了對化學燃料發電引起的環境污染，特別是對溫室效應引起的全球變暖的關注，使得核能發電重新提上儀事日程。同時，各核工業發達國家從80年代末到90年代初陸續開始積極為核電的復蘇而努力，著手制訂以更安全、更經濟為目標的設計標準規范，理順核電廠的安全審批程序。其中，美國率先制訂了先進輕水堆核電廠的電力公司要求文件（URD），西歐國家相繼制訂了歐洲電力公司要求文件(EUR)。

      為了進一步提高核電廠的安全性，嚴重事故的預防和緩解，就成為新一代核電技術開發的核心。如果計算到1986年切爾諾貝利事故時為止，世界商用核電廠累計約4000堆·年的運行歷史，其間發生過兩次嚴重事故，發生概率達到5×10-4/堆·年。這說明，嚴重事故發生概率雖然低，但并不是不可能發生的；同時亦說明，單純考慮設計基準事故，不考慮嚴重事故的預防和緩解，不足以確保工作人員、公眾和環境的安全。

      美國最早開展嚴重事故的研究，1975年WASH-1400報告首次將概率安全分析技術應用到核電廠，提出了以事件發生頻率為依據的事故分類方法。WASH-1400報告首次指出，核電廠風險主要并非來自設計基準事故，而是導致堆芯熔化的嚴重事故。WASH-1400還首次建立了安全殼失效模式和放射性物質釋放模式。

      在這種背景下，一些發達國家的核電設備供應商利用自己的技術儲備和經驗積累，開始開發符合《電力公司要求文件》要求的，具備嚴重事故預防和緩解措施的先進輕水堆核電廠。同時在提高核電廠的經濟性方面亦采取了一系列措施，主要有提高單堆容量，降低單位造價；加深燃耗，延長換料周期，縮短停堆換料時間，提高核電廠的可利用率；延長核電廠的壽命至60年；以及采用模塊化設計，縮短建造周期等。

      （2）第三代核電機組的設計原則和特點

      第三代核電機組的設計原則，是在采用第二代核電機組已積累的技術儲備和運行經驗的基礎上，針對其不足之處，進一步采用經過開發驗證是可行的新技術，以顯著改善其安全性和經濟性，滿足URD文件或EUR文件和IAEA新建議法規的要求；同時，應能在2010年前進行商用核電站的建造。

      統觀各國已提出的設計方案，有下列特點：

      ① 在安全性上，滿足URD文件的要求，主要是：

      堆芯熔化事故概率≤1.0 X 10-5堆·年；

      大量放射性釋放到環境的事故概率≤1.0 X 10-6堆·年；

      應有預防和緩解嚴重事故的設施。

      核燃料熱工安全余量≥15%。

      ② 在經濟性上，要求能與聯合循環的天然氣電廠相競爭；

      機組可利用率≥87%；

      設計壽命為60年；

      建設周期不大于54個月。

      ③ 采用非能動安全系統

      即利用物質的重力，流體的對流，擴散等天然原理，設計不需要專設動力源驅動的安全系統，以適應在應急情況下冷卻和帶走堆芯余熱的需要。這樣，既使系統簡化，設備減少，又提高了安全度和經濟性。這是革新型的重大改進，是代表核安全發展方向的。

      ④ 單機容量進一步大型化

      研究和工程建造經驗表明，輕水堆核電站的單位千瓦比投資是隨單機容量（千瓦數）的加大而減少的（在單機容量為150萬-170萬千瓦前均如此）。因此，歐洲法馬通、德國電站聯盟聯合設計的EPR機組的電功率為160萬-170萬千瓦，日本三菱提出的NP-21型壓水堆核電機組的電功率為170萬千瓦，俄羅斯也正在設計單機電功率為150萬千瓦的WWER型第三代核電機組，美國西屋公司和燃燒公司也在原單機容量為65萬千瓦的AP-600型的基礎上改進，設計出單機電功率為110－120萬千瓦的AP-1000型機組。

      ⑤ 采用整體數字化控制系統

      國外近年來新建成投產的核電機組，如法國的N4、英國的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了數字化儀控系統。經驗證明，采用數字化儀表控制系統可顯著提高可靠性，改善人因工程，避免誤操作。世界各國核電設計和機組供應商提出的第三代核電機組無一例外地均采用整體數字化儀表控制系統。

      ⑥ 施工建設模塊化以縮短工期

      核電建設工期的長短對其經濟性有顯著影響。因此，新的核電機組從設計開始就考慮如何縮短工期。有效辦法之一就是改變傳統的把單項設備逐一運往工地安裝方式，向模塊化方向發展：以設計標準化和設備制造模塊化的方式盡可能在制造廠內（條件較工地好）組裝好，減少現場施工量以縮短工期。美國和日本聯合建設的ABWR機組已成功地采用了這種技術。美國AP-1000也將采用模塊化設計、建造技術，據稱其工期可縮短為48個月。

      （3）第三代核電廠的主要類型

      ① 先進壓水堆核電廠

      在國際上，目前已比較成熟的第三代核電壓水堆有AP-1000、ERP和System80+三個型號，System80+雖已經美國NRC批準，但美國已放棄不用。

      i）AP600與AP1000先進的非能動的壓水堆電廠。

      緊湊布置的反應堆冷卻劑系統。反應堆冷卻劑系統采用二環路，各有一臺蒸汽發生器、兩臺屏蔽式電動泵、一條熱管段和兩條冷管段組成，泵的吸入管直接連在蒸汽發生器下端，省去泵的單獨支撐。

      非能動的安全系統。由重力、自然循環和儲能等按自然規律來驅動的安全系統。包括非能動余熱派出系統、非能動安全注射系統，以及非能動的安全殼冷卻系統。

      非能動余熱排出熱交換器的進口與反應堆冷卻劑系統熱管段相連，出口與蒸汽發生器出口腔相連。在冷卻劑泵失效時，水流自然循環到該熱交換器，將反應堆余熱帶到安全殼內換料水箱。

      非能動安全注射系統有兩臺堆芯補水箱、兩臺安注箱和位于安全殼的換料水箱組成。與反應堆冷卻劑環路連接并充滿硼水，靠重力注射。當正常上充水系統故障時，可應付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏時，提供堆芯應急冷卻，最終將反應堆冷卻劑系統全部淹沒。非能動安全殼冷卻劑系統以鋼安全殼作為傳熱界面，首先利用位于安全殼屏蔽廠房頂部的水箱，噴淋鋼安全殼外表面；隨后將空氣從安全殼屏蔽構筑物頂部引入，沿導流板，經安全殼底部，再沿鋼安全殼外表面向上流動，導出鋼安全殼內部的熱量，作為最終熱阱。

      熔融物堆內滯留。在嚴重事故下將堆芯熔融物保持在堆內，通過壓力容器外表進行冷卻是AP1000緩解嚴重事故的重要策略。反應堆的堆腔設計成能在事故工況下將堆腔淹沒到冷卻劑環路高度以上，同時在反應堆保溫層與壓力容器之間設計有通路，水進入通路，帶走熱量，加熱后的水或蒸汽從堆腔上部流出。

      在安全殼內設置氫氣點火器和氫復合器來防止氫氣爆燃。美國西屋公司自八十年代以來，在能源部和NRC的支持下，耗資六億多美元對非能動安全系統的功能、機理和可靠性等進行了大量的研究、開發、試驗、驗證和分析論證工作，其形成的設計文件已通過美國NRC的審查批準，2004年9月獲得了最終設計批準書（FDA）。

A      P600和AP1000的設計已通過美國核監管委員會的審評。

      ii）EPR歐洲壓水堆核電廠是通過對現有技術較為成熟的壓水堆加以改進。基本上仍然沿用能動的安全系統，增加其冗余度；降低燃料棒的線功率密度，提高安全余量；加大單機組容量，電功率達到1500-1600MWe，以降低單位功率造價；并采取相應的嚴重事故預防和緩解措施，其特點如下：

      簡化冗余的安全系統結構。安全系統采用n+2的概念，4系列的安注系統，安全殼內設置硼化水儲存水箱，余熱派出系統與低壓安注系統組合在一起。

      雙層安全殼。內層為金屬襯里預應力鋼筋混凝土安全殼，外層為鋼筋混凝土安全殼，兩層之間設有過瀘排放系統，以防止安全殼超壓，并保護環境。

      限制嚴重事故后果的設計。在穩壓器頂部設有專門的卸壓閥，其卸壓能力可保證一次側快速減壓至5bar,以防止嚴重事故情況下高壓熔堆。堆芯熔融物擴散及捕集，用以在堆芯熔融物在壓力容器外擴展時，收集熔融物，并轉運至熔融物冷卻區（堆芯捕集器），其下部有循環冷卻水通道，用以保護核島基礎底板；換料水箱中的水靠重力注入熔融物，使其冷卻固定。安全殼內裝有氫復合器，以便在任何時候使氫的平均濃度保持在10%以下，從而避免發生氫爆的危險。

      第一座EPR核電廠已在芬蘭奧爾基洛托（Olkiluoto 3）建造，原計劃在2009年春季進入調試，現整個計劃已推遲。

      iii）APWR和APWR+（USAPWR）是日本三菱公司與美國西屋公司合作開發的新一代壓水堆核電廠。APWR同樣是通過對現有四環路壓水堆核電廠進行優化改進，采用257個17×17的燃料組件，電功率為1530MWe，其主要特點如下：

      四個系列專設安全系統。APWR將應急堆芯冷卻系統和安全殼噴淋系統均設計成4×50%的機械系列，并將出水管線直接注入壓力容器。換料水池設置在安全殼內；安注箱經優化設計，將加大注水范圍，以滿足早期迅速大量注入冷卻水，盡早再淹沒堆芯；及至堆芯再淹沒后，以較小流量長期注水使堆芯冷卻下來。

      APWR準備在敦賀3、4建造。

      APWR+是在APWR基礎上進行改進，將燃料組件有效長度從3.7米增加到4.3米，核電廠的電功率增加到1750MWe,換料周期為24個月，可利用率的目標為95%。與APWR相比，APWR+有下列特點：

      將堆芯核儀表改成從反應堆上部插入方式，取消下部儀表管座。安全系統的特點是利用蒸汽發生器二次側卸壓，以導出衰變熱；同時使得系統壓力可以快速下降，減少一次側的失水。由于一次側壓力在堆芯有水覆蓋的情況下，降到低壓安注泵接入壓力，因此可以取消高壓安注泵。此外，在大破口失水事故時，一回路系統被低壓安注泵注入的大量水淹沒，破口出來的蒸汽被回路淹沒水凝結，其結果有可能導致取消安全殼噴淋系統。鑒于換料水池位于安全殼運轉層上，即使低壓安注泵實效，換料水池的水亦能依靠重力非能動地流入堆芯。安全殼通風系統的冷卻水源采用多樣化設計，以提高其可靠性。在主蒸汽管道破裂時，為了保證堆芯硼酸的注入，硼酸注入箱利用減壓沸騰原理維持硼注入箱壓力，非能動地注入堆芯。

      APWR+預計2007年報美國核監管委員會審批。

      iv）APR1400是在韓國標準兩回路壓水堆核電廠（KSNP）的基礎上發展起來的，電功率1450MWe，韓國標準核電廠的原型設計是《系統80》，APR1400則相當于《系統80+》

    安全注入系統采用4系列反應堆直接注入方式；并通過安裝在安注箱內的流量調節設備,在發生失水事故時，調節安注流量，有效地利用冷卻水。采用安全殼內設置換料水池，將穩壓器排放管路連接到換料水池，以及非能動氫復合器，熔融物堆內滯留及堆外冷卻等緩解嚴重事故措施。
      韓國計劃在2010年后興建四座APR1400。

      v）IRIS堆型

      即“國際創新保安反應堆”（International Reactor Innovative and secure）,是由美國、英國、日本、意大利等的工業界，研究院所和高等院校共同推出的一種模塊式一體化壓水反應堆，其特點是將反應堆堆芯和蒸汽發生器、主泵等一并放置于一個壓力容器內，這些設備之間沒有管道聯接，從而消滅了傳統壓水堆由于主管道破裂而發生“失水事故”的可能，再加上它設有高度非能動熱輸出能力的安全系統，又有能耐嚴重事故下壓力值的壓力容器和球形安全殼，因而使大量放射性釋放環境幾乎不可能，可能不需廠外應急。堆芯核燃料一次裝料可連續運行4年乃至8年而不需換料，這就有利于防止核擴散，且高放射性廢物量也大大減少。這些實際上已在相當程度上符合第四代核電機組的要求，故有的專家認為，IRIS堆可以說是屬于第四代的，或是介于第三代與第四代之間的。
    由于一體化，整個核蒸汽供應系統均在一個壓力容器內，故可以在設備制造廠內把它作為一個模塊制造完成后運往工地安裝，以縮短工期。但由于壓力容器不能過大，每個模塊的功率也受限不能大，一般電功率只300MW左右,故其經濟性如何,還是問題。

      這種創新型的反應堆必有一系列的技術難點需要解決，故有必要建原型堆考驗后，才能商用建造。

②先進沸水堆核電廠

i）ABWR是改進型（先進）沸水堆，由美國通用電氣公司和日本東芝公司和日立聯合開發。已有兩個機組在日本柏崎·刈羽核電廠建成，稱柏崎·刈羽6號和7號機組，電功率1315MWe，分別在1996年12月和1997年7月投產運行。下圖示出ABWR核電廠的模型圖。ABWR的主要特點如下：

采用先進的燃料和堆芯設計。采用最新的鋯襯墊燃料設計，燃料棒沿軸向采用分區富集度布置，使軸向功率分布趨于均勻。

先進沸水堆核電廠模型圖

采用內置式再循環泵。取消堆外再循環系統，簡化了結構。采用濕式電機結構，電機的線圈浸在水中，不需要軸密封。

采用電力－水力組合的控制棒驅動機構。正常運行時用電力驅動控制棒，而緊急停堆時利用液壓驅動使控制棒迅速插入，從而實現快速停堆和精細調節的功能。

采用三個獨立的應急堆芯冷卻和余熱排出系統，每個系統負責堆芯一個區。每個區都有二個高壓堆芯充水系統、一個堆芯隔離冷卻系統、三個余熱排出/低壓堆芯充水系統。

采用鋼筋混凝土結構的安全殼，具有必要的強度，以承受壓力，內部襯有鋼襯里，保證安全殼的氣密性。

ii）ESBWR經濟簡化型沸水堆。1992年美國通用電氣公司開始設計自然循環的沸水堆，其特點系統采用非能動的安全系統，電功率670MWe，稱簡化型沸水堆（SBWR）。這一開發計劃后來改變了，轉向設計一個大功率、經濟規模的，采用成熟技術和ABWR設備的ESBWR。

ESBWR的設計基于自然循環和非能動安全特性，以提高核電廠的性能和簡化設計。下圖給出ESBWR的系統示意圖，由于容器外區的水與圍板以內的水汽混合物的密謀差，加上煙囪效應，構成主冷冷卻劑的自然循環。

經濟簡化型沸水堆核電廠系統圖

ESBWR的安全系統是非能動的。它包括：①自動卸壓系統，由安裝在主蒸汽管道上的10個安全釋放閥和8個卸壓閥組成，分別將蒸汽排放到抑壓池和干井。②重力驅動的冷卻系統，在自動卸壓系統將反應堆容器卸壓后，補給水靠重力流入容器。③分離的冷凝系統，它由4個獨立的高壓環路組成，每個環路有一臺熱交換器，在反應堆停閉和全廠失電后，蒸汽將在管側冷凝，熱交換器管束放在安全殼外的大水池中，通過自然循環導出余熱。④非能動安全殼冷卻系統，由4條安全相關的獨立的高壓環路組成，每個環路有一臺熱交換器與安全殼相通，凝結水及釋放閥管線淹沒在抑壓池內，熱交換器設置在安全殼外的大水池內，通過自然循環導出失水事故后安全殼內的熱量。

③先進坎度（CANDU）型重水堆（ACR）核電廠。

ACR除繼續保持CANDU型重水堆的水平壓力管，不停堆裝卸料，獨立的低溫、低壓重水慢化回路等特點外，在設計上作了如下改進：i）采用低富集度（1.65%）的二氧化鈾燃料組件，使燃耗增加三倍，乏燃料減少2/3；ii）采用輕水冷卻劑回路，提高蒸汽的壓力和溫度，提高核電廠的熱效率；iii）除了控制棒停堆系統外，還采用了在慢化劑中注入液態硝酸釓的第二停堆系統；iv）將輕水屏蔽水箱作為嚴重事故時的后備熱阱；v）全堆芯具有負的冷卻劑空穴系數；vi）安全殼采用鋼襯里預應力混凝土結構。

加拿大正在進行ACR－700與ACR－1000的開發，ACR－1000預期2014年投入運行。

下圖給出ACR－1000的示意圖。

ACR－1000示意圖