從世界核電站發展趨勢看我國核電發展現狀

孫德意， 宋浩亮， 許俊斌

（1.上海電氣（集團）總公司，上海200336；

2.上海電氣集團股份有限公司中央研究院，上海200070）

日本福島發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，核電站幾十年發展歷史上的第3次大事故。

在此背景下，核電站發展現狀及核電的未來發展趨勢再次成為人們極為關注的焦點。

1 世界核電站的發展階段

從核電站發展的歷程看，世界核電站可劃分為4個階段[1]。

1.1 第1代核電站

核電站的開發與建設開始于20世紀50年代，主要是利用已有的軍用核技術建造以發電為目的的反應堆。1954年，前蘇聯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。

受當時技術限制，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60年代后期，在實驗性和原型核電機組的基礎上，陸續建成了壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機組，它們在進一步證明核能發電技術可行性的同時，實現了商業化、批量化，使核電的經濟性也得以證明。通常，人們將從這一時期開始建設的核電廠稱為第2代。

1.3 第3代核電站

20世紀90年代，美國電力研究院出臺的《先進輕水堆用戶要求》（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計技術要求，進一步明確了防范與緩解嚴重事故、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型的能動（安全系統）核電站和革新型的非能動（安全系統）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濟性都明顯優于第2代核電站。

AP1000為單堆布置兩環路機組，電功率1 250 MW，設計壽命60 a，主要安全系統采用非能動設計，布置在安全殼內，安全殼為雙層結構，外層為預應力混凝土，內層為鋼板結構，如圖1所示。

圖1 AP1000核電站示意圖

EPR為單堆布置四環路機組，電功率為1 525 MW，設計壽命60 a，雙層安全殼設計，外層采用加強型的混凝土殼抵御外部災害，內層為預應力混凝土。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反應爐降溫時，必須插入控制棒。控制棒本身是第1～3代核電站技術的一個根本。第4代核能系統將滿足安全、經濟、可持續發展、極少的廢物生成、燃料增殖風險低、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代核電能系統的基礎技術和學科的研發工作。第4代核電能系統包括3種快中子反應堆系統和3種熱中子反應堆系統。如表2所示。

表2 第4代核能系統

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，建設于20世紀60年代，屬于第2代技術。機組采用的是老式的單層循環沸水堆，冷卻水直接引入海水冷卻一回路，屬于20世紀60年代末、70年代初建設的早期核電技術。

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

日本發生9.0級地震后，反應堆安全冷卻系統已經失靈，同時地震摧毀了電網，廠外電源不可用；隨后海嘯引起的洪水將柴油發電機房淹沒，造成應急供電系統不能工作、冷卻系統無法正常循環，使得反應堆內部的熱量無法釋放出來，燃料和蒸汽進一步發生反應，最終摧毀反應堆堆芯，使反應堆廠房結構嚴重受損。福島核電站的損毀造成了放射性物質大范圍泄漏，對人體健康和環境產生了負面影響。

圖3 沸水堆的原理圖

3 我國核電站的技術發展現狀

第2代核電站中的壓水堆是全球核電發展的技術主流（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堆，并進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，將熱量傳給管外的二次回路水，使水沸騰產生蒸汽；冷卻劑流經蒸汽發生器后，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出并轉換產生蒸汽；從蒸汽發生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱后送回蒸汽發生器。這就是二次回路循環系統。壓水堆核電站的一次回路系統與二次回路系統完全隔開，是一個密閉的循環系統。冷凝器中用三次回路循環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。如圖4所示。

第2代核電技術采用電力推動式安全冷卻系統（以后備電力系統推動冷水循環流動冷卻核反應堆），其最大的安全隱患在于若后備電力系統受破壞無法運作，將致核反應堆內部無法降溫，最終可能導致堆芯融化，發生嚴重核泄漏事故。

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

圖4 壓水堆的原理圖

3.1 CPR1000的技術特點

我國二代改進型壓水堆核電站隨著技術的發展和運行經驗的反饋，逐步引入新的成熟技術，使核電站的安全性得到進一步的提高。與第2代核電站相比，二代改進型壓水堆核電站采用的主要技術特點包括[4]：降低了堆芯功率密度，使熱工安全余量大于15%；加大穩壓器容量，增加了核電站運行的穩定性；增設附加應急柴油發電機系統，提高了供電的可靠性；增設安全殼過濾卸壓排放系統，防止安全殼超壓失效，并防止放射性外泄；應用概率安全分析技術及風險管理技術，防止核電站出現嚴重事故；引入嚴重事故預防和緩解措施，如非能動氫復合系統防止氫爆、穩壓器卸壓排放系統防止高壓熔堆，田灣核電站還設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；廣泛采用數字化儀控技術和先進控制室，改善了人機界面；汽輪發電機采用半速機組，提高了出力和熱效。CPR1000主要技術及經濟指標如表3所示。

CPR1000是一個先進、成熟、安全、經濟的，可以自主批量建設的“二代加”改進型壓水堆核電站，可與第3代核電技術平穩過渡銜接。

3.2 AP1000的技術特點

3.2.1 主回路系統和設備采用成熟電站設計

AP1000堆芯采用美國西屋公司的加長型堆芯設計。這種堆芯設計已在比利時的Doel 4號機組及Tihange3號機組等得到應用。燃料組件采用可靠性高的Performance＋（簡稱P＋）；采用增大的蒸汽發生器（D125型），與正在運行的美國西屋公司大型蒸汽發生器相似；穩壓器容積有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式電動泵；主管道簡化設計，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標準的三環路壓力容器相似，取消了堆芯區的環焊縫，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的主要技術及經濟指標

3.2.2 簡化的非能動設計提高了安全性和經濟性

AP1000主要安全系統，如余熱排出系統、安注系統、安全殼冷卻系統、堆芯冷卻系統等，均采用非能動設計，系統簡單，不依賴交流電源，無需能動設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。針對嚴重事故的設計可將損壞的堆芯保持在壓力容器內，避免放射性釋放。AP1000非能動堆芯冷卻系統如圖6所示。

在AP1000設計中，運用概率風險評價分析找出設計中的薄弱環節并加以改進，提高安全水平。簡化非能動設計大幅度減少了安全系統的設備和部件，與正在運行的電站設備相比，閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積都大幅度地減少，同時采用標準化設計，便于采購、運行、維護，提高經濟性。

圖5 AP1000的主回路示意圖

圖6 AP1000非能動堆芯冷卻系統

3.2.3 嚴重事故預防與緩解措施

在AP1000設計中，針對堆芯和混凝土相互反應、高壓熔堆、氫氣燃燒和爆炸、蒸汽爆炸、安全殼超壓、安全殼旁路等嚴重事故的發生，采取了相應的預防與緩解措施。

（1）為防止堆芯熔融物熔穿壓力容器與混凝土底板發生反應，AP1000采用了將堆芯熔融物保持在壓力容器內（In－Vessel Retention，IVR）的設計（見圖7）。在發生堆芯熔化事故后，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設計時，已進行過IVR的試驗和分析，并通過了核管會的審查。對于AP1000，這些試驗和分析結果仍然適用，但需作一些附加試驗。由于采用了IVR技術，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生反應。

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

（2）針對高壓熔堆事故，AP1000主回路設置了4列可控的自動卸壓系統（Automatic Depressurization System，ADS），其中3列卸壓管線通向安全殼內換料水儲存箱，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，從而避免發生高壓熔堆事故。

（3）針對氫氣燃燒和爆炸的危險，在AP1000設計中使氫氣從反應堆冷卻劑系統逸出的通道遠離安全殼壁，避免氫氣火焰對安全殼壁的威脅；同時，在環安全殼內部布置冗余、多樣的氫點火器和非能動自動催化氫復合器，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設置有冗余多樣的自動卸壓系統，避免了高壓蒸汽爆炸發生。而在低壓工況下，由于IVR技術的應用，堆芯熔融物沒有與水直接接觸，避免了低壓蒸汽爆炸發生。

（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，在較長時期內僅靠空氣冷卻就足以帶出安全殼內的熱量，有效防止安全殼超壓。由于采用了IVR技術，不會發生堆芯熔融物和混凝土底板的反應，避免了產生非凝結氣體引起的安全殼超壓事故。

（6）針對安全殼旁路事故，AP1000通過改進安全殼隔離系統設計、減少安全殼外冷卻劑流失意外發生等措施來減少事故的發生。

圖8 AP1000非能動安全殼冷卻系統

3.2.4 儀控系統和主控室設計

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

3.2.5 建造中大量采用模塊化建造技術

在AP1000的建造中采用大量的模塊化建造技術。模塊化建造技術使建造活動處于容易控制的環境中，在制作車間即可進行檢查，經驗反饋與教訓吸取也更加容易，保證建造質量。平行進行的各個模塊建造減少了大量的現場人員和施工活動。

3.3 EPR的技術特點

3.3.1 安全性和經濟性高

EPR通過主要安全系統4列布置，分別位于安全廠房4個隔開的區域，簡化了系統設計，擴大了主回路設備儲水能力，改進了人機接口，系統地考慮了停堆工況，以提高縱深防御的設計安全水平。EPR設計了應對嚴重事故的應急措施，將堆芯熔融物穩定在安全殼內，避免放射性釋放。

EPR內部事件的堆芯熔化概率為6.3×10－7／（堆·a），在電站壽期內可用率平均達到90%，正常停堆換料和檢修時間16 d，運行維護成本比現在運行的電站低10%，經濟性高。

3.3.2 嚴重事故預防與緩解措施

在EPR設計中，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熱量排出等嚴重事故的發生，都有預防與緩解措施。

（1）為避免高壓熔堆事故發生，在應對設計基準事故設置了3個安全閥（3×300 t／h）的基礎上，專門設置了針對嚴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。當堆芯溫度大于650℃時，操縱員啟動專設卸壓裝置，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在設計中采用了大容積安全殼（80 000 m3）。在設備間布置有40臺大型氫復合器，在反應堆廠房升降機部位也安裝了4臺氫復合器。通過計算分析氫氣產生量、氫氣分布和燃燒導致的壓力載荷。采取上述措施后氫氣產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）設計中未設置特殊的裝置。通過選擇相關事故和邊界條件，計算判斷RPV封頭允許承受的載荷能力，分析論證了導致安全殼早期失效的壓力容器內蒸汽爆炸已基本消除，不需要設置特殊的裝置來應對蒸汽爆炸事故。試驗顯示：熔融物不會發生假設中的那種爆炸（極低的概率和／或爆炸性），進一步的試驗仍在進行中。

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

（5）對于安全殼內熱量的排出，EPR設計有帶外部循環的安全殼噴淋系統，共有2個系列，可以在較短的時間內降低安全殼溫度和壓力。該系統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生，并將熔融物和安全殼中的熱量導出。

3.3.3 儀控系統和主控室設計

EPR的儀控系統和主控室采用成熟的設計，充分吸取已運行電站數字化儀控系統、人機接口等經驗反饋，吸取先進技術設備的優點。儀控采用4列布置，分別位于安全廠房的不同區域，避免發生共模失效。主控室與N4機組的高度計算機化控制室相同，專門設有用于維護和診斷工作的人機接口。

4 我國核電的發展趨勢

4.1 AP1000核電路線推廣將加速

為進一步降低二氧化碳的排放，我國非化石能源發電技術的發展勢在必行，作為清潔高效能源的重要組成之一的核電，保持穩健的發展仍是大勢所趨。受日本福島核事故刺激，核電安全技術備受重視，核電技術路線選擇也會有較大調整[5]。在核電規劃中，我國政府對核安全將更重視，更安全的第3代AP1000核電技術將更受青睞。

4.2 我國核電裝備企業將面臨全球核電治更新換代需求

從建設周期看，全球核電站許多服役已近20到40年，沸水反應堆建設整體平均服役年齡較壓水反應堆更長。核反應堆的建設壽命一般在40年左右，意味著在80年代大量建設的反應堆已接近退役。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

日本福島核事故發生后，各國紛紛聲明已對本本國核電站設施重新進行了安全檢查。2011年03月16日，國務院總理溫家寶主持召開了國務院常務會議。會上強調，要充分認識核安全的重要性和緊迫性，核電發展要把安全放在第一位，會議決定：立即組織對我國核設施進行全面安全檢查，切實加強在運行核設施的安全管理，全面審查在建核電站，嚴格審批新上核電項目。可以預計，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業和核電站安全檢查檢測設備將面臨新的產業機會，如核廢料處理、核安全檢測機器人等。

[1] 張祿慶.第三代核電技術在中國核電發展中的作用[J].發展，2007（5）：35－37.

[2] 黃 來，張建玲，彭 敏，等.第3代核電技術AP1000核島技術分析[J].湖南電力，2009（4）：1－3，22.

[3] 高 利.全球建新核電站將更加謹慎，步調放緩——福島核電站事故我國核電建設的影響[EB／OL].（2011－03－13）[2011－04－25].http：／／r.hexun.com／read.php？t＝2＠id＝175140.

[4] 濮繼龍.中國改進型壓水堆核電技術——CPR1000的形成[J].中國工程科學，2008（3）：54－57.

[5] 陳 偉.核電技術現狀與研究進展[J].世界科技研究與發展，2005（5）：81－86.