核電站及其一回路發展

張步嶺 彭瑋

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

一、前言

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

二、核電站的發展

2.1第一代核電站

世界核電發展開始于上世紀50年代，一般而言，國際上把50年代興建的帶有技術驗證性質的核電原型機組和實驗機組統稱為第一代核電站，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）生產發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、經濟、穩定地運行，實現了工程可行性和經濟可行性的驗證，為以后七、八十年代核電較大規模的商用發展打下了基礎。

2.2第二代核電站

在60代中后期，隨著技術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，一般國際上統稱為第二代核電機組。

這段時期形成系列化建設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公司的壓水堆因發生了三哩島核事故，蘇聯石墨水冷堆因發生切爾諾貝利核事故，暴露了設計中的缺陷，停止了這兩種機型的發展。石墨氣冷堆由于其固有的特點，經濟競爭能力差，局限在英國建設。由此看出：由機型固有特點決定的安全性和經濟競爭力是其能否持續發展的關鍵，確保安全，提高經濟競爭力是核電技術發展的方向和動力。

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上進行了規范化和標準化，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，首先是法國阿海琺公司和德國西門子公司聯合設計的ERP，美國西屋公司由AP600發展而來的AP1000，以及俄羅斯由VVER-1000發展而來的AES92/2006；其中AP1000滿足URD要求。ERP和AES滿足EUR要求；目前首次進入商業運行的三代核電站估計會出現在2015年左右。

2.4第四代核電站

四代核電技術的提法始于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，國際上應該在2020年左右確定四代核電反應堆的主力堆型，在2025年建成原型示范堆，2030年進入四代堆的商業應用。目前在研究這一技術的國家主要有美國、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、核電站反應堆冷卻劑系統的發展

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

3.1第一代壓水堆核電機組反應堆冷卻劑系統

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

艦船第一代PWR動力裝置的RCS通常采用兩環路方案，即一個反應堆配兩條環路，核電機組為提高電廠輸出電功率往往采用RCS三環或四環路方案。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，蒸汽發生器則改用單筒體自然循環立式結構。

3.2第二代壓水堆核電機組反應堆冷卻劑系統

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

在保證安全可靠的基礎上增加機組容量和降低電廠造價是提高電廠經濟性的重要技術措施。20世紀六七十年代在石油危機等因素的刺激下，各經濟發達國家大力發展核電，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。

通過核蒸汽供應系統（NSSS）主要設備、主要部件的標準化和系列化實現大型化是第二代PWR核電機組的主要特征。RCS主設備配置不同，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供應商是通過增加RCS環路數和增加反應堆堆芯燃料組件數與高度來提高NSSS功率。美國原CE公司和B&W公司則實施兩環路的1-2-4配置方案，即1個反應堆配2臺蒸汽發生器和4臺主泵。

3.3第三代壓水堆核電機組反應堆冷卻劑系統及其后續發展

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

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

輕水堆（LWR）有壓水堆（PWR）和沸水堆（BWR）兩種堆型，它們的共同發展目標是超臨界水冷堆（SCWR）。SCWR是6類第四代核能系統中唯一的輕水堆。核電機組向簡單化、一體化回歸的設計思想在這里發展到更加高級的程度。SCMR通過單回路水循環，把反應堆產生的高溫高壓無相變超臨界水直接送入汽輪發電機組。SCWR取消了傳統壓水堆RCS所有的主設備，NSSS僅剩下一個主設備——反應堆。反應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）