世界核電主要堆型技術沿革

張銳平，張　雪，張祿慶

（1.中國核科技信息與經濟研究院，北京　100048；2.中國核工業集團公司科技委，北京　100822）

世界核電主要堆型技術沿革

張銳平1，張雪1，張祿慶2

（1.中國核科技信息與經濟研究院，北京100048；2.中國核工業集團公司科技委，北京100822）

摘要：介紹了世界核電主要反應堆堆型的工作原理、研發歷史、現狀及發展趨勢，重點放在我國和世界核電的主力堆型——壓水堆上。還介紹了正在研發的第四代核能系統。

關鍵詞：世界核電；主要堆型；研發歷史；現狀和發展趨勢

（上接2009年第2期第189頁）

目前，作為AP1000首堆工程的我國三門核電廠1號機組已開工建設，芬蘭的世界上第一座EPR核電廠因各種原因已拖期兩年有余。可以說兩個工程均處于詳細的工程設計和施工設計階段。AP1000和EPR先進的設計性能有待首臺機組的運行加以證實。毋庸諱言，這兩個工程的造價遠高于二代改進型機組，AP1000和EPR的經濟性何時能與批量建設的二代改進型機組競爭尚拭目以待。EPR與KONVOI、N4的主要參數比較見表3。

1.4.3第三代沸水堆技術特點

先進型沸水堆是在多年來沸水堆設計和運行經驗的基礎上改進發展起來的第三代反應堆，也是目前唯一經過運行考驗的第三代先進型核電機組。此外，近期還在ABWR基礎上開發了增強型簡化沸水堆（ESBWR）和歐洲開發的SWR1000沸水堆。這里僅簡單介紹一下ABWR。

ABWR

ABWR的研發工作始于1978年，其后，GE公司與瑞典Asea原子能公司、意大利Ansaldo公司以及日本的日立、東芝公司共同完成了概念設計。1985年，GE、日立、東芝三家公司共同完成了基本設計。1994年7月13日，ABWR獲得最終設計批準（FDA），這是美國核管會批準的第一個先進核電反應堆，1997年5月，ABWR獲得NRC標準設計證書。

ABWR是目前最先進的沸水反應堆，它除了具有BWR的特點和優點，如直接循環、大的負空泡反應性系數、采用流量加控制棒調節功率等外，還具有以下總體特征：

（1）將原來BWR安裝在壓力容器外側的反應堆冷卻劑再循環泵改為安裝在壓力容器內部的內置泵，實現了核蒸汽供應系統的一體化設計，使得壓力容器在堆芯上沿以下部位不再有大口徑管嘴，大大降低了失水事故發生后堆芯裸露的風險和堆芯熔化的概率。

（2）采用并改進了經驗證的電機驅動和水力驅動相結合的電動——水力微動控制棒驅動系統（FMCRD），提高了正常運行反應性控制的精度和緊急停堆的快速、可靠性。

（3）應急堆芯冷卻系統（ECCS）分3區設置了3套獨立的、符合冗余性和多樣性要求的子系統。各區子系統配備獨立的供電、控制保護以及其他支持系統，保證了事故條件下ECCS抑制和緩解事故后果的可靠性和有效性。

（4）帶有弛壓水池的抑壓式安全殼設計能保證在發生失水事故或嚴重事故時，通過弛壓水池的非能動設計有效抑制安全殼內壓力的上升，洗滌破口流量中夾帶的裂變產物，并為ECCS系統提供重要的可靠水源，為緩解嚴重事故及減輕放射性釋放后果提供了重要、有效的保障。

（5）采用的全數字化儀表和控制系統（I&C）技術和容錯結構，有助于ABWR電站安全、高效、可靠運行。

（6）采用“控制柵元”堆芯設計和運行方案，即在反應堆運行時僅由少數預先確定的控制棒（一般少于控制棒總數的1/10）組成的控制棒組在堆芯內上下移動來參與補償整個運行壽期內的反應性變化。該設計減少了由于控制棒組迭換和控制棒插入或抽出對功率分布的擾動，簡化了運行，并提高了運行的可靠性和安全性。

（7）采用通過改變流量的“譜移控制”運行方式，即在循環初、中期降低堆芯流量，以增加空泡份額，中子能譜變“硬”，促進钚的生成和積累；而在循環末期增加堆芯流量，以減少空泡份額，使中子能譜變“軟”，促使已積累的钚更多地參與裂變，以獲得可利用的反應性，從而增加燃料的利用率。

由于以上特點，ABWR核電廠具有較高的安全水平和經濟競爭力。但是ABWR也有弱點，特別是帶有放射性的反應堆冷卻劑形成的蒸汽直接進入常規島，給常規島設備和廠房帶來一定的輻照影響，增加了運行時常規島的屏蔽要求和維修時的輻射防護措施。

表3　EPR與KONVOI、N4的主要參數比較Table3　Comparison for main parameters of EPR,KONVOI and N4

1.5俄羅斯壓水堆（WWER）技術

WWER是蘇聯（今俄羅斯）發展的壓水動力堆的簡稱。在一些東歐國家，核電生產部分或全部依靠蘇聯設計的這種反應堆。

蘇聯獨立發展的WWER壓水堆與源自美國的PWR壓水堆，基本原理和工藝流程相同，差異在于：

20世紀70年代建成投產的第一代WWER-440（V-230型）未設置專設安全系統（應急堆芯冷卻系統）和安全殼，基本上不具備對付嚴重事故的措施。但堆芯設計的安全裕度比較大，并且由于采用了臥式蒸汽發生器，一回路水裝量大，在失水事故情況下能保持堆芯長期淹沒和處于安全狀態。

20世紀80年代前期建成的第二代WWER-440（V-213型）是在WWER-440（V-230型）的基礎上加以改進形成的。增加了一個“起泡冷凝塔”（bubbler/condenser tower）。在失水事故時，各隔間的蒸汽流向該塔并得到冷凝，從而降低壓力，使各隔間不會超壓并保持密封性。其他改進包括：增加了應急堆芯冷卻系統；反應堆壓力容器內側堆焊了不銹鋼覆蓋層；反應堆冷卻劑泵配備了慣性飛輪以提高惰轉流量。然而，缺少安全殼仍然是嚴重的不足（古巴和芬蘭的4個堆除外）。

第三代WWER-1000（V-320型）是在20世紀80年代后期建成的。它繼承了WWER-440（V-213型）的優點，并增設了安全殼，同西方PWR的安全標準基本一致。WWER-440有6個環路，而WWER-1000都改為采用4個環路。20世紀90年代開發的WWER-1000（AES-91/V-392型）的某些系統的安全裕度還比較大，蒸汽發生器仍然采用運行性能優良的臥式U形管束自然循環類型，安全殼改用雙層結構和把乏燃料儲存水池布置在安全殼內。

我國田灣核電站采用的AES-91/V-428型在燃料和控制棒等方面比V-392型又有較大改進：改用鋯鈮合金代替不銹鋼作為燃料組件格架和導向管材料，及改用由內向外的低泄漏換料方案，以提高燃料利用的經濟性，可把換料富集度由4.4%降為3.9%，平均卸料燃耗達到43 000 MW·d/tU；改用Dy2O3-TiO2或Hf代替一部分碳化硼作為控制棒材料，以延長控制棒使用壽命，降低更換頻度；在CrB2Al彌散體可燃毒物棒的端部裝入鋁柱，以展平軸向功率分布；將壓力容器增高300 mm，使堆芯頂部以上的水層厚度加大，以降低容器上部焊縫受到的中子注量；專設安全系統由3串列改為4個完全獨立和實體分隔的串列，可使堆芯嚴重損壞概率減小10倍，并提高核電廠的可用率。此外，還采用了全數字化儀控系統，堆腔下方增設了堆芯熔融物捕集系統，同時采用雙層安全殼。總體上說，AES-91/V-428型壓水堆的安全性和經濟性同世界上正在建設的先進壓水堆的水平相當。WWER的主要特性如表4所示。

表4　WWER的主要特性Table 4　Main characteristics of WWER

2　CANDU型重水堆（PHWR）

2.1堆型概述

加拿大原子能有限公司（AECL)研發的臥式壓力管式天然鈾重水慢化和冷卻的CANDU堆是發電用重水堆的成功典型，已經出口多個國家。CANDU堆采用天然二氧化鈾作燃料，重水（D2O）作冷卻劑和慢化劑。CANDU堆堆芯為一個不銹鋼制的臥式圓筒形排管容器（Calandria），幾百個水平的壓力管式燃料通道穿過排管容器兩端的端板。高溫高壓的重水冷卻劑從壓力管內燃料棒束的縫隙中流過，把熱量帶到立式倒置U形管式蒸汽發生器中，把熱量傳遞給U形管外的輕水，產生高溫高壓蒸汽驅動汽輪發電機發電。排管容器內盛放重水慢化劑，重水慢化劑處于常壓、70 ℃下，見圖6。

圖6　CANDU堆核電廠示意圖Fig.6　Schematic diagram of CANDU nuclear power plant

2.2發展簡史回顧

當地冬儲還未開始，一是因為當地小麥播種季節推遲；二是因為按照慣例，當地冬儲開展比較晚；三是因為當前的市場已經飽和，基層市場低迷；四是當前賒銷嚴重，目前回款份額不大，沒有足夠的資金進行冬儲。韓海霞表示，因為當地花生用肥要等到明年3月份，而且小麥追肥的量也不大，所以經銷商現在不著急冬儲。即使價格穩定下來，甚至有所下滑，仍舊不計劃冬儲。

目前，世界各國發展的重水反應堆，無論從裝置還是數量上看，占主要的還是加拿大的CANDU型反應堆。

當時加拿大選擇CANDU重水堆作為他們發展的堆型有3個原因：

第一，選擇重水系統可以發揮重水作為減速劑的優點，同時美國重水制造廠運行順利，可以供應重水。

第二，一回路冷卻劑系統應用壓力管代替壓力容器適應加拿大當時的制造能力。

第三，用天然鈾作燃料，可直接利用加拿大豐富的鈾資源，無須仰仗國外供給濃縮鈾。

其堆型發展可簡要概括如下：

1947年，加拿大喬克河核研究所建成了熱功率4.2萬千瓦的天然鈾重水型研究試驗堆NRX，它為美國薩凡那河（Savannah River）重水生產堆設計和建造提供了實踐經驗的基礎，也為美國核潛艇動力堆早期的元件、材料輻照試驗提供了試驗場所。不久建成了第二座天然鈾重水研究堆NRU。

1962年加拿大建成了世界上第一座CANDU重水示范堆核電站NPD，緊接著其原型堆核電站道格拉斯角（Douglas Point）在1968年投入運行，功率22萬千瓦。

1971—1973年，示范堆核電站皮林克A核電站的四個機組相繼投入運行，單機功率50多萬千瓦。1977—1979年，建造了布魯斯A核電站。

在發展加壓重水堆（PHW）期間，一方面，為了改善其在高溫高壓條件下重水漏失和伴之而來的“氚危害”問題，加拿大又發展了另一種用沸騰輕水作冷卻劑的CANDU-BLW反應堆。根蒂萊1號（Gentilly-1）就是這種堆型。可是另一方面，這種改進又使得反應堆在穩定性和控制性方面產生了缺點，因此，根蒂萊2號堆又重新采用了PHW堆型，電功率67.5萬千瓦。

鑒于20世紀70年代建造的布魯斯和皮克靈等反應堆運行良好，后來又相繼建造了月城、布魯斯B等堆。我國秦山三期重水堆核電廠采用CANDU6型機組，功率達728 MW，至今已安全穩定運行了5個年頭。

到2001年，全世界共建成41座CANDU堆機組。加拿大原子能有限公司（AECL）一直對CANDU堆進行改進和革新，在完成了電功率715 MW的CANDU6的研發基礎上，又基本上完成了935 MW電功率的CANDU9的研發工作，并于1997年1月獲得了加拿大核安全委員會的許可證。

2.3先進CANDU堆（ACR）技術特點

AECL設計的“第三代+”核電機組——先進CANDU反應堆（ACR-1000）是一種具有60年設計壽期的1 200 MW核電機組。它在保持了成熟的坎杜設計特性的基礎上，在低壓排管容器內采用重水作慢化劑、輕水作冷卻劑。一系列先進技術的運用使得ACR的安全性、經濟性、可維修性和運行性能方面達到最佳化（見表5）。該機組80%的設計特性、設備和規格都是基于CANDU6型參考機組。

AECL已完成ACR-1000的設計工作，并準備投放市場。相關的設計、工程施工、制造方面的系統簡化和改進，在提高ACR-1000的固有安全性和運行性能的同時，還將降低機組的造價，并縮短施工工期。所有ACR-1000的創新特性已經或將在第一個ACR-1000建設項目開始前得到完全的測試和驗證。

表5　ACR-1000主要特性Table5　Main characteristics of ACR-1000

3　高溫氣冷堆（HTGR）

3.1堆型概述

高溫氣冷堆是在低溫氣冷堆的技術基礎上發展起來的一種先進的反應堆。采用耐高溫的全陶瓷燃料元件，以氦氣作為冷卻劑，以石墨作為慢化劑和堆芯結構材料。

高溫氣冷堆分為采用球形燃料元件的球床高溫氣冷堆和采用六角形棱柱形石墨燃料元件的棱柱床（也稱柱狀)高溫氣冷堆兩種。其中，球床高溫氣冷堆的代表是德國的HTR-Module，棱柱床高溫氣冷堆的代表是美國的MHTGR。這兩種堆型各有優缺點：球床堆可以不停堆裝、卸料，實現多次燃料元件循環使用，因而功率分布和燃耗比較均勻，反應堆的可利用率高，后備反應性小，這些都提高了經濟性和安全性；但裝換料系統比較復雜，反射層不易更換，需要使用長壽命、耐輻照的石墨。柱狀堆的優點是堆芯易做成環狀，有利于傳熱，且氦冷卻劑在堆芯的壓力降小，石墨反射層容易更換，對石墨要求可降低；缺點是需要停堆更換燃料，要求反應堆后備反應性大，經濟性差。圖7和圖8分別為球床堆設計和柱狀堆設計的結構示意圖。

圖7　HTR-Module球床堆結構示意圖Fig.7　Schematic diagram of HTR-Module

圖8　MHTGR柱狀堆結構示意圖Fig.8　Schematic diagram of MHTGR

高溫氣冷堆的反應堆和蒸汽發生器分別布置在各自的鋼壓力容器內，二者之間用高溫氣體（氦氣)和低溫氣體（水蒸氣)同軸管道相連接，形成“肩并肩”式的布置，其優點是易于裝配、更換、維護、檢查和修理。反應堆設有兩套控制功率和停堆系統，機械驅動的控制棒系統用于反應堆開、停堆和調節功率，氣動的小球停堆系統用直徑10 mm的含碳化硼中子吸收體的石墨小球，為備用停堆系統。

（未完待續）

中圖分類號：TL42

文獻標志碼：A

文章編號：1674-1617（2009)03-0276-06

收稿日期：2008-12-23

作者簡介：張銳平（1982—），男，貴州習水人，現工作于中國核科技信息與經濟研究院。

Technical evolution ofleading nuclear power reactor types in the world

ZHANG Rui-ping1，ZHANG Xue1，ZHANG Lu-qing2
(1.China Institute of Nuclear Information and Economics，Beijing 100048，China；2.STC of China National Nuclear Corporation，Beijing 100822，China)

Abstract：General introduction， history， status and trend of development for the abovementioned reactor types were described respectively in the paper. The focus was put on the PWR type being used mostly in China and in the world. At last， generation Ⅳ nuclear energy systems were described simply.

Key words：world nuclear power；leading reactor types；development history；status and trend of development