核电历史回顾和第三代先进堆型简析

摘 要 回顾了核电发展历史，阐述了第三代核电厂的发展背景和设计要求，简单分析了几种第三代先进堆型的设计特点。

关键词 代 核电厂 先进堆型

Abstract The paper looks back the development history of the nuclear power, explains the development background of the third generation nuclear power plant and design requirements, and analyzes the design characteristics of several typical third generation advanced reactor types.

Key words Generation Nuclear Power Plant Advanced Reactor Types

1 核电发展历史、现状和趋势

从第一座核电站建成至今已有50年的历史，在经历了20世纪60年代末～80年代中期核电大发展以后，由于1979年美国三里岛事件和1986年前苏联切尔诺贝利事件的影响，核电的发展在世界范围内受到严重的挫折。也正因为这些事件，给了人们对核电有更多的反思，并为21世纪迎来核电在更高水平上的发展奠定了坚实的基础。

20世纪50～60年代可视为核电发展早期。这时期核电主要集中在美、苏、英、法和加拿大少数几个国家中，西德和日本由于二次大战后巴黎协定禁止其在战后10年内进行核研究，因而核能技术应用起步较晚。这阶段发展的堆型可分为3种情况，一是从军用生产堆或军用动力堆转型改造过来，二是一些商用核电厂堆型的原型机组，第三则是研究探索过程中建造的一些堆型。这阶段典型的核电机组堆型包括：英国和法国建造的一批“美诺克斯”天然铀石墨气冷堆（GCR），前苏联早期建造的轻水冷却石墨慢化堆（LGR），美国早期建造的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR），加拿大早期建造的天然铀重水堆以及美国和前苏联早期建造的快中子增殖堆。

这一阶段建造的核电厂可称为第一代核电厂，这一代核电厂有以下一些共同点：

（1） 建于核电开发期，因此具有研究探索的试验原型堆性质。

（2） 设计比较粗糙，结构松散，尽管机组发电容量不大，一般在300 MW之内，但体积较大。

（3） 设计中没有系统、规范、科学的安全标准作为指导和准则，因而存在许多安全隐患。

（4） 发电成本较高。

目前，这一代核电厂基本已退役（约50台机组），这些早期开发、研究的堆型，有些成了第二代重点发展的商业核电厂堆型，如轻水堆（PWR，BWR）、改进型气冷堆（AGR）、高温气冷堆（HTGR）、CANDU重水堆和液态金属冷却快中子增殖堆（LMFBR），另有一些由于当时条件所限未能发展，但其设计思想已成为第三代甚至第四代先进堆的选用堆型，如采用自然循环方式和非能动安全的沸水堆（ESBWR）以及快中子堆和熔盐反应堆等。

目前正在运行的绝大部分商用核电厂划归为第二代核电厂，这一代核电厂主要是按照比较完备的核安全法规和标准以及确定论的方法考虑设计基准事故的要求而设计的。实际上，这种划分是相对的。它既是在第一代堆型（如20世纪60年代初投运的PWR电厂，英法等国的天然铀石墨气冷堆电厂）基础上的改进和发展，与现在的第三代核电厂的设计概念也有交叉。目前运行的许多核电厂，特别是三里岛事件后设计的核电厂已进行了许多根本性的改进，考虑了许多严重事故的对策，也引入了一些非能动安全设计。因此，第二代核电厂只是一个包络的概念，而非绝对的划分。

第二代核电厂主要有PWR、BWR、加拿大AECL开发的天然铀压力管式重水堆（CANDU堆）、前苏联开发的石墨水冷堆（LGR）、改进型气冷堆（AGR）和高温气冷堆（HTGR）以及钠冷快堆。由于切尔诺贝利事故，俄罗斯、乌克兰等国关闭了一批同堆型的LGR机组，对正在运行的13台LGR机组进行了相应的整治和改造，同时决定停止再建此堆型的核电厂。改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆基础上改进而成，由于其经济竞争力差，英国也停止了该堆型的发展，并向第三代气冷堆——高温气冷堆方向发展。目前已建成的几座钠冷快堆核电机组由于一些技术问题未解决，大部分处于长期停闭状态。因此，目前运行和在建的第二代核电厂中占优势的堆型是PWR、BWR和重水堆，分别占目前总机组数的60%、19%和11%。

由于三哩岛和切尔诺贝利事故的发生暴露了第二代核电厂设计中的一些根本性弱点，核电界在认真反思的基础上，提出了新的安全理念、安全方法和安全要求，开发了一批具有更高安全性、更好经济性的第三代堆型，并为了挑战核能发展面临的几方面问题（经济竞争力、核电安全性、核燃料利用率、核废物处理及核武器扩散），提出了将在21世纪30年代后发展的第四代核电概念和一些初选堆型。目前，一些第三代堆型在安全上、设计上已趋成熟，预计本世纪30年代以前将是第三代核电厂重点发展的时期，也是第三代核电厂和第二代核电厂并存的时期。

2 三哩岛和切尔诺贝利事故

2.1 事故简介

1979年3月28日，美国刚投产3个月的三哩岛核电厂2号机组发生轻水堆核电厂历史上最严重的事故。该事故是由丧失主给水（II类事件）引起的，由于经历一系列故障和人误的迭加（包括阀门误关闭辅助给水不可用，稳压器卸压阀卡开，操纵员关闭安注系统和所有主泵等）导致堆芯严重损坏，堆芯熔融物达数千吨，大量放射性裂变产物进入安全壳，一些放射性物质经由各种途径泄漏至环境，但释放到环境中的放射性物质由于安全壳的屏障作用相对较少。

切尔诺贝利核电厂是原苏联1 000 MW的石墨慢化沸水冷却的压力管式反应堆型机组（LGR）。该堆型的设计中存在着明显的缺陷，特别是过慢化设计使它可能具有正的温度反应性系数和由于反应堆体积巨大（高7 m，直径12 m）使氙-135引起的不稳定性使该堆的控制变得很复杂。而很低的控制棒插入速度（0.4 m/s）使得紧急停堆系统难以跟踪快速瞬变。

这次事故是由4号机组年度计划停堆检修所作的一项试验触发的。试验过程中一系列违反技术规格书和运行规程的操作，如断开应急堆芯冷却系统、提升的控制棒数超出运行规程的限制、切断停堆保护信号、试验工况使反应堆积累大量氙毒、并使堆功率降到正温度反应性系数区域等。正的温度反应性系数导致功率上升，功率上升导致氙浓度降低，两者释放过大的正反应性使反应堆达到超瞬发临界，功率急剧上升导致反应堆瞬时毁坏，发生了核电历史上最严重的事故。事故除摧毁反应堆厂房外，还使大量的放射性物质向环境释放。

2.2 事故的教益

（1） 核电必须将核安全放在首位，这不但是为了保护公众和环境，也是为了保护核电投资者和核工业界自身。一旦发生类似事件，几十亿投资顷刻会化为灰烬，还需投入巨额资金处理善后工作。这两起事故使核电发展进入低潮期达20年之久，而且停止了美国B&W公司的PWR堆型和原苏联RBMK-1000堆型的继续建造和发展。

（2） 反映了确定论方法以及所采用的单一故障准则的局限性。第二代核电厂花费很大精力用于应对最大假想设计基准事故（如PWR失水事故），包括制定准则，设置安全设施层层设防。但两次事故表明，最严重的事故有时是由许多（非单一）小故障，包括单一故障未考虑的人误事件迭加引起的。因此，概率安全分析（PSA）作为确定论补充的必要性显得更为重要。

（3） 核电厂必须具有固有安全性，应尽量采用非能动安全设计。切尔诺贝利事件就是因为该堆型在低功率时有正反应性系数而缺乏固有安全性引发了可怕的功率“暴走”的超瞬发临界事故；而三哩岛事故则主要由于一系列能动装置的故障和人误而导致的。

（4） 新建核电厂设计除考虑设计基准事故外，还必须考虑严重事故对策。核电厂设计的安全水平必须提升，原来对第二代核电厂要求堆熔概率小于10-4/堆年已不适应核电发展对安全的要求，因为目前运行机组已近500台，按10-4/堆年要求意味着平均每20年就要发生一次堆熔事件，这是公众和环境不能接受的。因此必须考虑建立在新的安全理念基础上的新的堆型。新堆型必须在提升安全水平的基础上同时提升经济性能。

3 第三代先进轻水堆的设计要求

为了总结核电发展的经验和教训，进一步提高电站的安全性能和运行性能，同时提高电站的经济性，1983年开始，美国电力研究院（EPRI）在美国核管理委员会（NRC）支持下，经多年努力于1990年为第三代轻水堆核电厂制定了一个明确完整的用户要求文件（URD）。

考虑到统一的欧洲对能源市场的客观要求，进一步提高轻水堆的竞争力和改进公众及政府对核电的可接受性，欧洲主要电力公司编制了欧州用户要求文件（EUR），并于1994年颁布了第一版。EUR与URD结构上有差异，但主要内容上基本相似。EUR已用于法德合作的欧洲压水堆（EPR），欧洲非能动式压水堆（EPP）和欧洲简化沸水堆（ESBWR）核电厂的设计。

除URD和EUR外，日本和韩国也分别制定了本国的用户要求文件JURD和KURD，总的来讲，这些要求文件的基本内容均参考并类似于URD。

中国核安全当局于2002年发布了核安全政策白皮书“新建核电厂设计中的几个重要安全问题的技术政策”，对我国新建核电厂设计一系列安全问题提出了与世界先进核电国家相类似的要求。

4 几种主要第三代先进堆型简析

按照URD和其它相关文件要求，近10年来世界主要核电国家开发了一系列第三代核电堆型，这些堆型按其设计特征可分为改进型和革新型两类。本文主要介绍和分析目前普遍关注的3种第三代核电堆型（AP-1000、EPR、ABWR）的设计特点。

4.1 AP1000

AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路1117 MWe的第三代先进型PWR机组，它是1999年12月获得NRC设计许可证的AP600型机组设计逻辑上的延伸。AP1000尽可能保留AP600的设计，特别是高水平非能动安全系统的设计，并通过提高功率输出水平，降低发电成本。

AP1000具有以下一些设计特点：

（1）AP1000设计采用了既先进又成熟的技术，因此既具有先进性，又具有安全和可靠性，因为：

? AP1000反应堆采用西屋成熟的Model 314技术，该技术已成功用于比利时Doel和美国South Texas Project等核电厂。

? 采用了西屋先进的IFBA燃料组件，该组件已广泛用于西屋的PWR。

? 反应堆冷却剂泵采用全密封泵（屏蔽泵），该泵40多年来已有1300台以上的成功应用记录。

（2）采用非能动的安全系统，主要包括：

? 非能动堆芯冷却系统。该系统通过使用3个非能动水源（堆芯补水箱、安注箱和安全壳内换料水贮存箱）以及2套100%能力的非能动余热热交换器执行堆芯余热排出、安全注入和卸压功能。这一系统的设计取消了第二代PWR机组中一些系统（如应急给水系统、余热排出系统、安注系统等）上的许多泵，也使一些系统（如化容系统、设备冷却水系统、应急交流电源系统等）获得简化并部分降格为非安全相关系统。

? 非能动安全壳冷却系统。AP1000采用双层安全壳，内层是钢制安全壳。在事故情况下，钢制安全壳容器自身提供传热表面将热量从安全壳内导出，排入大气，以有效冷却安全壳，并使压力迅速下降。传热是通过两层安全壳间空气的自然循环，而空气的冷却则借助于靠重力从安全壳屏蔽厂房顶部水箱中流出的水的蒸发。由于该系统的设计取消了第二代PWR中的安全壳喷淋系统，原来由安全壳喷淋去除安全壳内放射性悬浮物和放射性碘的功能，在AP1000中是依靠沉淀和沉积等自然过程实现的。

? 主控室可滞留系统和安全壳隔离系统也通过非能动安全设计和设施实现其功能。

（3）反应堆冷却剂系统设计改进：

? 采用2台蒸汽发生器的双回路对称设计，该设计具有投资省、容易布置、占据空间少、运行可靠性高和便于维修等优点。

? 压力容器下封头无贯穿孔，因此堆芯上平面以下无大的开孔，大大减少了失水事故和堆芯裸露的概率。此外，设计使压力容器外表面在发生堆熔事故时起到排出堆芯熔融物热量的作用，以阻止熔融物熔穿压力容器。

? 由于采用全密封的屏蔽泵，不需要第二代PWR普遍采用的冷却剂泵轴封设计，既消除了难以避免的轴封泄漏（小失水事故），也省去了为保证轴密封所用复杂的设计和设备。

? 蒸汽发生器采用西屋公司标准的F型技术，运行经验表明该型蒸汽发生器具有很高的运行可靠性，传热管堵塞率低于1根/台年。

? 对于同等功率水平的PWR，AP1000稳压器水容量增加50%，改善了其瞬态响应的能力。

（4）采用了先进的全数字化仪控系统设计，并将多年来人因研究成果用于整个仪控和主控室设计，改善了可运行性和减少运行差错的可能性。

（5）设计改进大大简化了AP1000核电厂，减少了电厂的系统和设备。分析表明，与第二代PWR相比，阀门减少了50%，泵减少了35%，管道减少20%，加热通风和冷却设备减少20%，抗震建筑物体积减少45%，电缆减少30%。

（6）AP1000堆芯熔化概率为3×10-7/堆年，比现在的PWR电厂低2个数量级，而比URD要求也低1个多数量级。

（7）由于设计简化，对称布置，以及大量的模块化设计，预计建造周期（从浇灌第一罐混凝土到堆芯燃料装载）只需36个月。

（8）预计AP1000系列建造的第3台机组隔夜造价为1 100$/kW，而发电成本在3.6美分/kW以下。

4.2 欧洲压水堆（EPR）

EPR是法马通公司和西门子公司于1991年共同开发的，目前该项目纳入法马通ANP公司。

EPR属于第三代改进型PWR，它的性能设计目标是基于或高于法、德现有大型PWR核电厂所达到的最高水平，遵循EUR的相关要求，因此既有成熟性，也具有先进性。EPR主要设计性能特点有：

（1） EPR总体安全设计方案遵循法、德联合制定的“未来PWR核电厂通用安全方案的建议”，采用确定论方法与概率论方法相结合的双重策略：第一，在电厂设计时利用确定论设计基准，改进事故预防措施，减少严重事故的发生概率。第二，采用正确的处理措施，缓解严重事故的后果。由于设计中成功采用以上策略，使堆芯熔化概率降低到10-6/堆年以下，并能实现在发生严重事故时核电厂附近不需要采取人员撤离或迁移的场外应急响应措施。

（2） EPR机组的设计热功率为4 250 MWt，电功率为1 500～1 600 MWe，设计寿命60年，燃料组件241个，燃料活性段长度4 200 mm，燃料设计燃耗为60 000 MWD/tU，采用双层安全壳（一次安全壳为预应力混凝土，二次安全壳为钢筋混凝土）。

（3） 反应堆冷却剂系统主要部件体积大于现在运行的PWR机组。较大的压力容器可以容纳较大的堆芯，以降低功率密度，增加热工安全裕量；同时降低压力容器内壁处快中子注量率，延长压力容器使用寿命，加大稳压器和蒸汽发生器二次侧容积改善电厂对瞬态的响应能力。

（4） 核电厂重要安全系统及其支持系统（安全注入、应急给水、部件冷却、应急电源）设计有4个冗余系列，并分别安装在4个独立的区域，每个系列与反应堆冷却剂系统的一个环路相连。

? 应急堆芯冷却系统由4个非能动集水箱和4个高压/低压安注系统构成。安注系统使用安全壳内换料水贮存箱，并从反应堆冷却剂系统冷、热双端注入，避免了回流和热管段长期注入的现象。另外，在低压安注管线上装有热交换器，以使EPR电厂在设计基准事故下不需要使用喷淋系统。

? 应急给水系统由4个完全分离和独立的系列组成，每个系列由1个应急给水箱、1台应急给水泵和相应的管道、阀门组成，给水分别注入1台蒸汽发生器。各种正常和应急水源的冗余度和多样性保证二次侧排热的可靠性。

? 电厂设置4套供核岛在正常和应急情况下使用的独立安装的电源，而常规岛所有的电源独立安装在常规岛厂房内。4台应急柴油机在设计和制造中采用多重设备，以使其中的2台可作为另2台的备用，以保证一定的可靠性水平。

? 在二次侧排热能力完全丧失的罕见事故中，可通过安注系统在一回路以“给—排”方式排除一次侧的能量。

（5） EPR设计考虑了严重事故预防和缓解的手段和措施，其中包括：

? 依靠余热排出系统的可靠性，辅以稳压器卸压阀的卸压措施，防止高压堆芯熔化。EPR稳压器至少安装3个卸压通道，每个通道由2个安全阀组成，保证其超压保护的可靠性。卸压的同时，排除了安全壳直接加热的危险。

? 设计时考虑预防堆芯熔融物与混凝土相互作用以减少氢的产生量，并通过氢复合器和氢燃烧器减少氢在安全壳中积聚造成高载荷氢爆的危险。

? 尽量减少冷却熔穿压力容器的堆芯熔融物的喷淋水量，防止蒸汽爆炸危及安全壳的完整性。

? 在反应堆坑外设计了一大块空间（面积约150 m2）作为堆芯熔融物的扩散腔室，以防止堆芯熔融物与混凝土的相互作用。堆坑与扩散腔由高熔点材料覆盖的钢板通道相连。扩散腔室与安全壳内换料水贮存箱用泵相连，以便长时间淹没、冷却扩散的熔融物。另外，由喷淋系统组成的专用安全壳排热系统限制安全壳压力的增加。

? EPR采用圆筒状的双层安全壳，其中第一层安全壳设计压力为0.75 MPa，有足够的裕度包容严重事故的后果，上述设计也保证使安全壳的压力不超过设计压力。

? 利用保持负压的双层安全壳的环形空间，收集所有的泄漏物，防止任何密封（包括贯穿件密封）的旁路，保证尽量少的放射性物质释放到环境中去。

（6） 采用先进的全数字化仪控设计和主控室设计，保护系统为四重冗余结构，采用“2/4”逻辑，具有高的可靠性。

4.3 先进沸水堆

ABWR是目前唯一有运行电厂和经过运行考验的第三代先进型核电厂，其除了具有BWR的特点和优点，如直接循环、大的负空泡反应性系数、采用流量+控制棒调节功率方便、快捷外，还具有以下总体特征：

（1） ABWR设计的重大改进之一是将原GE公司BWR安装在压力容器外侧的反应堆冷却剂再循环泵改为安装在压力容器内部的内置泵，实现了核蒸汽供应系统的一体化设计。该设计使得压力容器在堆芯部位以下无大口径管嘴，保证LOCA事故发生后无堆芯裸露风险，大大降低了堆芯熔化概率。

（2） ABWR采用并改进了经验证的电机驱动和水力驱动相结合的电动—水力微动控制棒驱动系统（FMCRD），提高了正常运行反应性控制的精度和紧急停堆的快速、可靠性。

（3） ABWR的应急堆芯冷却系统（ECCS）分3个区设置了3套独立的、冗余的、符合多样性要求的子系统，各区子系统配备独立的供电、控制保护以及其它支持系统，保证了事故条件下应急堆芯冷却系统抑制和缓解事故后果的可靠性和有效性。

（4） ABWR带有弛压水池的抑压式安全壳设计能保证在发生失水事故或严重事故时，通过弛压水池的非能动式设计有效抑制安全壳内压力的上升，洗涤破口流量中夹带的裂变产物，并为ECCS系统提供重要的可靠水源。ABWR安全壳设计为缓解严重事故及其减轻放射性释放后果提供了重要的有效的保障。

（5） ABWR的仪表和控制系统（I&C）采用全数字化技术和容错结构，有助于ABWR电站安全、高效、可靠运行。

（6） ABWR采用控制栅元堆芯设计和运行方案，即在ABWR运行期间，仅由少部分固定的控制棒（一般少于总控制棒数的1/10）组成的一个控制棒组在堆芯内移动来补偿整个运行寿期内的反应性变化。该设计减少了由于控制棒组迭换和控制棒插入或抽出对功率分布的扰动，简化了运行，提高了运行的可靠性和安全性。

（7） ABWR可采用通过改变流量的谱移控制运行方式，即在循环初期到中期降低堆芯流量，以使空泡份额增加，中子谱变“硬”，促使钚的生成和积累，而在循环末期，增加堆芯流量，空泡份额减少，使中子谱变“软”，促使已积累的钚“燃烧”，以获得可利用的反应性，从而增加燃料的利用率。

由于以上特点，ABWR核电厂具有较高的安全水平和经济竞争力，主要表现在：

（1）ABWR设计基本上能全面满足URD的主要要求。

（2）燃料破损率低于10-5，保证了反应堆冷却剂中放射性水平很低，并使常规岛设备、厂房受污染的程度维持在很低水平。

（3）ABWR堆熔概率为1.6×10-7/堆年，安全壳失效概率为1.0×10-9/堆年，分别比URD的要求约低2个和3个数量级。

（4）建造周期为48个月。

当然，ABWR也具有BWR特有的弱点，特别是带有放射性的反应堆冷却剂形成的蒸汽直接进入常规岛，给常规岛设备和厂房带来一定的辐照影响，增加了运行时常规岛的屏蔽要求和维修时的辐射防护措施。

混合堆概念的提出

1．改进型第二代核电厂：

"法国N4核电厂

法国的N4核电厂是一型1400MW级电功率的四环路压水堆核电厂，第一个机组Chooz B-1于1996年并网，目前有4个机组在运行。

N4的设计充分利用了法国30余座900MW级和20余座1300MW级核电厂的设计、建造和运行经验，而众所周知，这些核电厂的设计是建立在被国际广泛接受的所谓"确定论"设计原则之上的。随着PSA工作的进展，法国确定了一些需要补充分析或采取措施的工况，主要的有：

- 最终热阱的完全丧失（H1）；

- 蒸汽发生器给水完全丧失（H2）；

- 交流电源完全丧失（H3）；

- 未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）；

- LOCA后长期运行时低压安注或安全壳喷淋的全部丧失（H4）；

- 主蒸汽管道破裂，同时叠加一根或多根蒸汽发生器传热管破裂。

显而易见，由于N4核电厂在整个电厂的基本构型（configuration）上与900MW级和1300MW级核电厂并无显著差异，这些补充的工况对N4核电厂同样适用，相应的措施和改进也被N4核电厂采取。

其他的改进是停堆工况下一些事件的预防或缓解措施，如防硼稀释改进、一回路中水位运行时预防和缓解余热排出系统丧失的改进等，这些改进在900MW级和1300MW级核电厂中也已采用，国内的大亚湾和岭澳核电厂也进行了相应的改进。

N4核电厂的安全系统仍采用两个安全系列的设计，在设计上尽量避免专设安全设施和正常运行系统的共用，如化容系统不再兼做高压安注，而设置了安注压力较低（11Mpa）的中压安注系统，这有利于SGTR事故的处置。辅助给水系统的每个系列上设置一台电动泵和一台汽动泵。为了对付全厂断电，设置了一台利用蒸汽发生器残余蒸汽的小汽轮发电机，同时可利用移动式附加电源（燃气轮机）。

N4核电厂采用了内层预应力混凝土并涂覆环氧树脂、外层钢筋混凝土的双层安全壳。在严重事故情况下，为了维持安全壳的完整性，可以通过安全壳的测量放射性来发现安全壳的泄漏，并采取相应措施恢复安全壳的密封性（U2）；在堆芯融化物穿透安全壳底板的情况下，底部的仪表测量管道被完全密封在反应堆堆腔下部，防止放射性的过早释放（U4）；为了防止安全壳超压，设置了沙堆过滤泄压装置（U5）。

N4核电厂采用了全数字化的控制和保护系统。

N4核电厂燃料元件的平均线功率密度为179.6W/cm。

"英国Sizewell B核电厂

英国的Sizewell B核电厂是在美国西屋公司标准核电厂系统（SNUPPS）的基础上发展而来的四环路压水堆核电厂，在设计过程中吸收了多年核电发展的经验。Sizewell B核电厂的电功率为1250MW，1995年并网发电。

在Sizewell B核电厂的设计过程中，进行了广泛的确定论分析和概率论分析，包括了核电厂缓解严重事故能力的评价，和对包括飞机坠毁等外部事件的评价。

Sizewell B核电厂的安全系统包括了4列100%容量的安全注射系统（9.6MPa）、两列100%容量的低压安注/余热排出系统、4列100%容量的设备冷却水系统、2 100%容量的电动辅助给水泵和2 100%容量的汽动辅助给水泵、4列100%容量的安全壳喷淋系统和4个安注箱等，另外设置了应急补水系统，在化容系统失效时为主泵轴封和一回路提供硼水。为了对付全厂断电，设置了4台应急柴油发电机。

Sizewell B核电厂的安全壳为内层预应力混凝土覆钢内衬、外层钢筋混凝土的双层安全壳，安全壳具有较大容积使得氢气浓度得以控制，安全壳内还设有空冷器（air cooler）作为排出热量的另一种手段。

作为严重事故管理规程的一部分，Sizewell B核电厂可通过稳压器先导式释放阀的排泄避免高压熔堆，通过淹没反应堆堆坑冷却和保持熔融的堆芯。

Sizewell B核电厂在保护系统中部分使用了数字化技术。

Sizewell B核电厂燃料元件的平均线功率密度为178W/cm.

"德国KONVOI核电厂

德国后期建造的压水堆核电厂均采用了KONVOI的设计概念，这些核电厂投运在1974~1989年间，电功率大约在1225~1455MW之间。KONVOI核电厂为四环路设计。

KONVOI核电厂的设计吸取了过去核电厂的运行经验反馈，并且利用PSA分析来平衡安全特性。

KONVOI核电厂的专设安全设施在单一故障准则上采用N+2的概念，设置了四台应急柴油发电机组提供应急电源以应付设计基准事故。另外设置了四台由柴油机直接驱动的应急给水泵，这些较小的柴油机又带有四台小发电机保证外部事件情况下的供电，在厂外电源和四台应急柴油发电机组均失效时，保证应急给水的提供。不间断电源可以保证两小时的安全仪表供电。上述措施保证了全厂断电的预防和缓解。

KONVOI核电厂的安全壳为内层钢、外层钢筋混凝土的球型双层安全壳。

在严重事故管理方面，KONVOI核电厂的考虑了利用一次侧的排水-给水（bleed-feed）方式直接排热，利用二次侧的排水-给水方式恢复对蒸汽发生器的供水。在出现堆芯熔融后，为避免高压熔堆，利用稳压器的阀门对一回路卸压。在安全壳内设置了氢复合器和氢点火器来实现对氢气的控制。在安全壳达到试验压力时，还可以通过安全壳过滤通风系统来对安全壳降压。

KONVOI核电厂燃料元件的平均线功率密度为163W/cm。

笔者之所以将上述三型核电厂称之为改进型第二代核电厂，是因为现在比较认同的一些先进轻水堆概念，如简单性、设计裕量、可维护性、可建造性等等，在这些堆型的设计中没有提到最高层政策或给予系统的考虑。但是应该注意到的是，一些现在普遍考虑的严重事故预防和缓解措施在这些堆型的设计中也得到了不同的体现，当然三个堆型的体现程度不同，如笔者认为在缓解严重事故后果的方面Sizewell B和KONVOI核电厂考虑的可能更多一些，特别是在避免高压熔堆、安全壳内氢气控制等方面。

2．适度改进型先进核电厂：

" 美国SYSTEM80+核电厂

美国ABB/CE公司的SYSTEM80+核电厂是一座电功率1350MW的压水堆核电厂，两台蒸汽发生器，每台蒸汽发生器采用了一进（口）两出（口）的特殊设计。SYSTEM80+核电厂是在美国palo verde和在韩国建造的SYSTEM80核电厂的基础上，遵照URD和美国核管会关于先进核电厂严重事故的政策要求设计，并按照核管会新的执照程序获得FDA（final design approval，最终设计批准）的核电厂。SYSTEM80+核电厂符合URD的改善可靠性、改善对事故的预防和缓解、改善经济性和良好的人机界面的要求，设计目标是不需要原型堆验证。在SYSTEM80+核电厂的设计中，PSA方法得到了广泛的应用。SYSTEM80+核电厂的设计寿命达60年。

SYSTEM80+核电厂通过增加一回路水装量和稳压器体积改善了电厂的瞬态特性。安注系统采用四台安注泵和四个安注箱，两列安全壳喷淋系统和两列停堆冷却系统的泵互为备用以提高可靠性，辅助给水系统的两列中各有一台汽动泵和一台电动泵。SYSTEM80+核电厂优化了安全系统的管道布置。

SYSTEM80+核电厂采用两台应急柴油发电机，并且附加了一台燃气轮机发电装置。

SYSTEM80+核电厂的安全壳采用内层钢、外层钢筋混凝土的球型双层安全壳，换料水箱布置在安全壳内，可作为安全卸压的冷源。

在严重事故方面，SYSTEM80+核电厂有着比较完善的考虑。附加交流电源、汽动辅助给水泵以及改善了密封结构可有效防止主泵轴封失效的主泵提供了对付全厂断电的能力；安全卸压系统可以释放一回路的压力以避免高压熔堆；安全卸压系统与安注系统还提供了一回路的feed-bleed冷却能力；堆腔淹没方式可以冷却压力容器内的堆芯熔融物，并且对压力容器外的堆芯熔融物具有滞留和冷却能力；较大的安全壳容积和氢点火器提供了安全壳内氢的控制能力。

SYSTEM80+核电厂采用了数字化的控制和保护系统。

SYSTEM80+核电厂燃料元件的平均线功率密度为176W/cm。

"日美APWR核电厂

APWR核电厂是日本三菱公司和美国西屋公司合作开发的电功率1350MW的四环路压水堆核电厂。APWR核电厂的改进主要在提高经济性上。通过低功率密度堆芯的使用缩短在役检查的时间，提高电厂的可利用率；通过蒸汽发生器和汽轮机性能的改进提高热效率。

APWR核电厂在安全上的主要改进是采用了大体积堆芯和大体积稳压器，在堆芯周围布置的不锈钢反射板也降低了压力容器的中子辐照剂量。安全系统采用四个通道、两个系列的设计，即应急柴油发电机仍为两台，但采用了四个流体系列，这样简化了系统布置。高压安注与上充系统分离，取消了低压安注系统。主泵密封注入不依赖于厂外电源和应急柴油发电机。

APWR核电厂的安全壳仍采用带钢内衬的预应力混凝土单层安全壳，将换料水箱布置到了安全壳的底部，这样在安注系统运行时省却了从换料水箱到安全壳地坑的切换。

APWR核电厂在严重事故缓解方面没有采取太多的措施，设计者认为发生堆芯严重事故的可能性已经降低到了极低的水平。由于APWR核电厂的开发仍在继续，方案可能会有变化，如最近推出的APWR+核电厂就增加了附加柴油发电机。

APWR核电厂采用数字化控制保护系统。

APWR核电厂燃料元件的平均线功率密度为171W/cm。

"美日ABWR核电厂

ABWR核电厂是由美国GE公司、日本日立公司和东芝公司联合开发的电功率1350MW的沸水堆核电厂，是GE公司BWR6型核电厂的改进。

ABWR核电厂的主要改进包括将再循环泵与压力容器连接为一体，排除了在堆芯以下部位发生的管道破裂；三套应急堆芯冷却系统进行了分组；增加了一套燃气轮机发电装置；提供了消防水作为应急冷却的后备水源。

在严重事故缓解方面，ABWR核电厂采用了可靠的卸压装置减少DCH（安全壳直接加热），采用了堆坑淹没方式防止堆芯熔融物与安全壳底板混凝土的反应，堆坑淹没水源来自于安全壳内的抑压池；安全壳可以被氮气惰化以防止氢爆；在安全壳超压时，可以通过过滤通风系统释放安全壳内的压力，放射性物质被安全壳湿井内的水过滤。

ABWR核电厂的安全壳采用典型的沸水堆抑压式安全壳。

ABWR核电厂采用了数字化控制保护系统。

由上述介绍可以看出，这几个堆型的改进是有限的，改进程度也存在着较大差异，有些在一些第二代堆上已经采用的改进在其中某些堆型上也没有被采用，其中尤以APWR核电厂所采用的改进较少。当然核电厂的安全不能通过如此简单的比较全部说明，但限于本文主要集中于总体方案的讨论，在其他条件假定同等的情况下，不能认为APWR核电厂在安全措施的考虑上达到了和SYSTEM80+核电厂同样的水平，甚至Sizewell B核电厂和KONVOI核电厂的水平。

之所以将这几个堆型列为适度改进型先进核电厂，主要是考虑了堆型开发的年代，即URD已经颁布。特别是这些堆型的开发是建立在一套"先进堆"的理念上，除了要考虑前面列出的先进堆的主要要求外，广泛应用了现代设计、建造技术，如计算机虚拟设计、计算机模拟建造等，使核电厂的建造、运行、检查和维修等活动在设计阶段就得到了系统的优化考虑，以实现所提出的先进堆目标，而APWR核电厂的设计方案一直在发展中，如近期的APWR+核电厂。

3．保守改进型先进核电厂：

"法德EPR核电厂

EPR核电厂是法国的法马通公司和德国的西门子公司（现西门子公司的核电部门已被法马通公司并购）联合开发的"欧洲压水堆"，四个环路，电功率达1500MW。

EPR核电厂按确定论方法设计，并广泛采用了概率论分析，以试图降低剩余风险。

EPR核电厂的安全系统采用四个系列，并且在安全系统的功能上实现多样化，即某一个安全系统的功能都可以被其他的安全系统替代。EPR核电厂采用了四台应急柴油发电机，并且在设计和制造上实现多样化，使全厂断电的可能性极低。EPR核电厂可以使用稳压器卸压阀和安注系统实现一回路的feed-bleed冷却方式。

EPR核电厂原拟采用内层预应力混凝土覆盖环氧树脂、外层钢筋混凝土的双层安全壳，两国的核安全当局要求其在内层安全壳附加钢内衬。

除了采用四个系列等多种措施来预防严重事故外，EPR核电厂在严重事故缓解方面采取了大量的措施，主要有稳压器卸压避免高压熔堆、安全壳内的氢复合器和氢点火器、堆坑底部的堆芯熔融物扩散冷却仓室等，提高了安全壳的设计承压能力。

EPR核电厂采用数字化控制和保护系统。

EPR核电厂燃料元件的平均线功率密度为155W/cm。

"俄国AES91核电厂

AES91核电厂原为芬兰的IVO和俄罗斯联合开发，准备在芬兰建造的核电厂。由于芬兰议会否定了新的核电项目，AES91核电厂用于中国的田湾核电厂项目，预计于2004年装料。

AES91核电厂为四环路压水堆核电厂，使用有俄罗斯特点的卧式蒸汽发生器，电功率1000MW。

AES91核电厂的安全系统普遍采用了4 100%或4 50%的设计，采用四台100%的应急柴油发电机，另备有两台可靠柴油发电机和一台附加柴油发电机。AES91核电厂使用四台100%的电动应急给水泵为蒸汽发生器提供应急给水；在ATWS工况时，用专门的应急注硼系统向一回路和稳压器注入浓硼。

AES91核电厂采用内层预应力混凝土并附加钢内衬、外层钢筋混凝土的双层安全壳。

在严重事故缓解方面，AES91核电厂设置了安全壳内的氢复合器控制安全壳内的氢气；设置了堆芯捕集器收集和冷却堆芯熔融物；在全部丧失蒸汽发生器给水时，AES91核电厂可以通过打开稳压器卸压阀和一回路应急排气装置，降低一回路的压力，并利用安注系统实现一回路的feed-bleed冷却方式。

AES91核电厂采用数字化控制和保护系统。

AES91核电厂燃料元件的平均线功率密度为174.1W/cm。

在体现前面所列的先进轻水堆的许多主要特征方面，包括在设计和建造手段的现代化方面，AES91核电厂也未必比N4、Sizewell B和KONVOI等核电厂更"先进"，将AES91核电厂列在这里，主要是考虑到它的总体方案和EPR核电厂很相似。

从上面的介绍可以看出，相比较而言，EPR核电厂和AES91核电厂大大增加了安全系统的冗余度，双层安全壳的设计也很保守，在严重事故的预防和缓解方面采取了专门的措施和设备。这种设计势必大量增加了安全系统和设备的数量，因而笔者将其称之为保守改进型先进核电厂。至于EPR核电厂和AES91核电厂这样通过增加核电厂复杂性来改进安全性的核电厂是否符合"先进轻水堆"的要求，只能是仁者见仁、智者见智了。

4．革命型先进核电厂：

虽然前面所述的几型核电厂在安全系统的设置及严重事故预防和缓解措施的采用上有着这样和哪样的差别，但核电厂的总体构型（configuration）上没有根本性的变化，因而提高核电厂安全水平的主要途径只能通过增加系统的冗余度和增加专门设备来实现，这无疑进一步增加了核电厂的复杂性。URD的观点认为，现有核电厂的许多问题恰恰是由于核电厂的复杂性所导致。虽然在这些核电厂的设计中也采取了一些措施（如将安注通道分离，减少管道的交叉等）试图简化核电厂的系统，但从总体来说并没有明显的变化。AP600和AP1000核电厂正是试图通过核电厂系统的重构，产生一个"革命"或"革新"性的效果。

"AP600核电厂

AP600核电厂是美国西屋公司开发的电功率600MW的压水堆核电厂，采用两台一进（口）两出（口）的蒸汽发生器，电磁式主泵直接安装在蒸汽发生器的下部。

AP600核电厂完全重构了核电厂的安全系统，没有采用传统的高压安注、安注箱、低压安注、应急给水等概念，而是设置了安注箱、堆芯补水箱和安全壳内的换料水箱三个非能动的堆芯注入冷却装置。在一回路失水事故时，通过三个非能动的注入系统实现堆芯的冷却，自动卸压系统可以维持一回路的低压以保证安全注入；在其他事故时，利用换料水箱作为热阱，利用非能动的余热排出热交换器依靠自然循环带出堆芯热量。

AP600核电厂采用内层钢、外层钢筋混凝土的双层安全壳，安全壳内的热量通过内外层安全壳之间的空间依靠空气的自然循环带出。

作为严重事故的缓解手段，AP600核电厂设置了安全壳内的氢复合器和氢点火器控制氢气，设置了堆腔淹没冷却堆芯熔融物。

由于采用了非能动的安全系统以及主泵采用了不需轴封注入的电磁泵，电源主要保证安全状态的监测，在事故后72小时内不需操纵人员的干预。AP600核电厂备用了两台移动式的非安全级发电装置满足72小时后的需要。

"AP1000核电厂

鉴于AP600核电厂的功率较低，为了改善经济性，西屋公司在AP600的基础上开发了AP1000核电厂。AP1000核电厂是AP600核电厂的纵向放大，基本结构相同，在此不作进一步的介绍。

三、几个需要探讨的问题

在对几型核电厂作了粗略的介绍后，我们可以探讨下述几个问题：

1．先进性、安全性和经济性的关系问题。

三哩岛核电厂事故，特别是切尔诺贝利核电厂事故后，国际上要求改进和提高核电厂安全水平的呼声很高。核电厂的安全水平是一个很敏感的问题，也是一个很难把握的问题。正是因为这个问题的复杂性，产生了一个著名的问题或命题，即"How safe is enough？"。

人们解决这个问题的方法是试图通过建立合适的安全目标，包括概率安全目标来确定核电厂可接受的安全水平，新确立的安全目标普遍提高了安全水平的要求。但人们也意识到，现有核电厂已是一个高度复杂的系统，进一步提高安全水平必将涉及到技术和经济性方面的问题。

美国核电界对此的反应是推出了URD，试图通过引导供货商开发"先进轻水堆"，在安全性和经济性上都获得提高。因为人们清楚地认识到，虽然经常强调安全性是核电厂发展的前提，但缺乏经济性的核电厂再安全也不会被市场所接受。URD中所定义的两种先进轻水堆，即进化型堆和被动型堆均要求在安全性和经济性上的同时提高，考虑到功率规模、技术成熟程度和开发投资等因素，URD要求进化型堆比被动型堆具有更好的经济性。

SYSTEM80+核电厂和ABWR核电厂是供货商对进化型堆要求的响应，而AP600及后来开发的AP1000核电厂是供货商对被动型堆要求的响应。从前面的描述可以看到，SYSTEM80+核电厂和ABWR核电厂仅增加了极有限的新系统和设备，而通过系统的重新布置、系统功能的再分配提高了核电厂的安全水平。从电厂整体来看，至少SYSTEM80+核电厂和ABWR核电厂的系统复杂性没有明显增加。

由于各国的技术基础、技术创新能力和安全水平要求不同等方面因素的影响，欧洲走的是与美国有一定区别的道路，这从EPR核电厂和AES91核电厂总体方案上与美国开发的几型电厂的差别可以看出，应该说EPR核电厂和AES91核电厂的复杂性有了较大增加。但不管有什么区别，两种方式都增加了安全系统和设备，增加了安全裕度因而降低了功率输出，这势必导致比投资的增加。因而这些核电厂试图通过缩短建造周期、增大单个机组功率、提高电厂可利用率、降低燃料循环成本等方式来补偿这些付出，

问题是人们所期望的目标能否达到，尚没有足够的实践加以证明，有限的实际验证来自于ABWR核电厂。ABWR核电厂是参照URD的要求设计的核电厂，按照URD的要求，对ABWR这样的进化型核电厂，每千瓦的造价应低于1300美元。而据日方介绍，日本建造的ABWR核电厂每千瓦实际造价达到2300美元，考虑到物价上涨因素这也是一个很高的造价。日本在1996年建成了两座ABWR核电厂，运行也是成功的，但日本在1998年又开工建设了一座BWR核电厂，其中原因值得深入探讨。至于AP600和AP1000核电厂，其方案与第二代核电厂的差异更远远大于ABWR这样的核电厂，我们有绝对把握相信其目标可以达到吗？

换句话说，新设计核电厂所采取的试图提高经济性的措施即使有效，这些措施的大多数同样可应用于第二代核电厂，假如第二代核电厂的安全水平可以接受，采用这些措施将使核电具备更强的竞争力。这就涉及我们要讨论的第二个问题，即如何看待第二代核电厂的安全水平。

2．第二代核电厂的安全水平问题

三哩岛核电厂的事故虽然对核电的发展产生了较大影响，但三哩岛核电厂事故也从一个侧面说明现有核电厂所采取的安全措施是有效的，事故并没有给公众和环境带来不可接受的影响。而从三哩岛核电厂事故得到的教训，已经极大地丰富了核电厂设计、建造和运行的安全内容。世界上现在运行的核电厂大多数是第二代核电厂，有些甚至更老，但整个运行记录应该说证明了这些核电厂的安全。至于切尔诺贝利核电厂事故，由于前苏联长期脱离国际核安全主流，并不具备典型意义。

实际上，现在仍在建造核电厂的发达国家正在建造的还是第二代核电厂。除前面已经提到的1998年开工，现仍在建造的日本BWR核电厂外，韩国建造的也是SYSTEM80型核电厂，而不是SYSTEM80+核电厂，韩国计划到2006年前后才过渡到先进型核电厂。

另外一个值得注意的动向是美国核管会提出的安全目标。在1986年核管会发布的有关安全目标的政策声明中，提出了将大规模放射性释放降低到10-6/堆年的概率安全目标，而近期核管会又在征求对于该政策声明的修改意见，征求意见的两个版本之一认为大规模放射性释放的频率低于10-5/堆年、熔堆频率低于10-4/堆年也是可以接受的，这两个值正是美国现有核电厂概率安全评价结果的中值。不管最终那个版本被接受，至少说明核管会对这个问题也在探讨中。

安全水平也不存在一个国际普适的标准，不同国家的国情不同，要求可能也不同。欧洲由于地域狭小、人口密集，希望将厂外应急的影响降到最低程度，因而设计出了EPR这样保守的核电厂。但日本同样地域狭小、人口密集，却设计出了APWR方案。

第二代核电厂还有一定的改进余地，采取适当的、经过验证的、已经成熟的一些技术，可以在不增加大的投入的情况下使核电厂的安全水平有一定的甚至明显的改善，而不带来过大的风险。

因而，轻易地否定第二代核电厂的改进型并不完全可取。

3．先进性和成熟性关系的问题。

毫无疑问，人们追求先进性是认为先进性能够带来安全和经济上的利益，而决不是为先进而先进。但先进性和成熟性之间总是存在着一定的矛盾，核电行业给予人们的印象似乎是技术进步较慢，对采用新技术热情小，这恰恰反映了核电本身的特殊性。

核电厂首先是一个发电装置，它的首要目的是满足人们的能源需要，它不像武器，先进与落后可能决定胜负和生死。事实上，决定核电成败的关键因素之一恰恰是运行的可靠性，而不是先进性。许多先进概念的核电厂，如快中子增殖堆、高温气冷堆等，正是尚不能提供足够的运行可靠性而不能得到大的发展。

核电厂又是一个高度复杂的系统，许多看似成熟的技术都可能在人们未预料到的环节上出现问题，许多问题要经过一个相当长时间的实际运行才能体现，有限的试验室验证未必能够暴露所有问题，这在我国也有着惨痛的经验教训。当我们规划长远的核电发展时，将所有的宝押在一个没有经过实际运行验证的堆型上可能会带来巨大的风险。

据法国核电界人士介绍，法国近期内将作出是否建造EPR的决定。众所周知，法国现在能源供应非常充足，而且向周围国家大量输出电力。法国之所以要在近期内作出是否建造EPR的决定，是考虑到到2020年前后在1980年前后建造的大批核电厂面临退役，如果法国到时仍依赖于核能的话，在2015年前后就要开始大批建造顶替用的核电厂。现在开始建造EPR，也要在2010年前后投产，再经过几年的运行验证，时间已比较紧迫。从这里也可以看出，即使像EPR这样改进型的核电厂，法方仍然抱着非常谨慎的态度。

国际原子能机构在INSAG-3《核电安全的基本原则》中强调："任一核电厂在决定是否进行所建议的旨在提高安全性的各项改进时，应当有一套严格规定的方法。对每一项重大改进，其提议者应论证其紧迫性、安全增益和实施代价。应避免把主要力量花在那些增益有限的改进上，而且要认识到安全方面的改进也可能影响经济性和其他社会因素，这些都很重要。应特别注意，确保拟议中的安全改进不会带来得不偿失的弊端"。这非常精辟地总结了决定安全改进时所应持有的基本理念。

笔者认为，应把核电厂的适用性放在首要位置，而把先进性放在适当的位置。不必要的先进性要求将极大地限制我们的选择余地，带来不必要的风险。

四、我国核电近期的选择

在对国际上的几型新堆型作了介绍并进行了一些讨论后，我们可以得到以下几点启示：

1．世界核电的发展仍处在一个探索期，包括堆型的选择、安全水平的要求等还不能得出明确的结论；

2．第二代核电厂技术成熟，有长期的运行实践，经一定改进后安全水平也是可以接受的；

3．对核电安全的恐惧有着复杂的社会心理因素，核电本身的社会风险是相当低的，但投资核电的风险却比较大。在市场经济的条件下，核电投资者希望尽可能规避风险，选择成熟技术的愿望是合理的；

4．核电是个高度复杂的系统，必须稳扎稳打，一个台阶一个台阶的发展，企图跨越式的发展可能会带来较大风险；

5．作为一个发电装置，核电应把适用性放在首位，先进技术的使用应该有一个逐步验证的过程，不宜短时间大面积地铺开；

6．确定安全水平的要求和堆型的选择一定要考虑到国情；

7．经济性是决定核电成败的关键因素之一，决不能加以忽略；

8．国家核安全局以"技术政策"引导核电用户进一步提高安全水平，而不是以法规的形式贸然改变安全水平要求的方式是完全正确的。这样可以留有余地，留有一定的观察期，使我们在未来核电发展的方向上把握的更准确、更恰当。

笔者认为，我国目前合理的选择是：

1．选择技术成熟、风险较低的堆型，加以适当改进，尽快开工，以维持一支核电的设计、建造和运行队伍。拖的时间过长的话，将导致核电队伍的流失，以致我们决定大规模发展核电时都缺乏一支可依靠的技术力量；

2．近期内的任务是继续打牢核电技术基础，并大力推进国产化，形成可靠的核电设计、制造能力，降低核电造价，使核电成为有竞争力的能源供给手段；

3．密切跟踪世界核电发展的趋势，选择有长期远景的堆型，探讨技术合作的路子，一旦有较大把握时，可适当建造，验证技术，为长远发展奠定基础。

中国的经济发展和环境保护需要核电，确定合理的核电发展战略对核电的良好发展起着生死攸关的作用，这已被各国核电发展的实践所证明，愿中国核电有一个光明的未来。

EPR — 先进的核反应堆EPR — 先进的核反应堆

时间:2005-3-4 17:32:00 点击:143

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　　EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREVA集团的子公司）。法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。

　　一、EPR实现了三大目标：

　　1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。

　　2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。

　　3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。

　　二、EPR的主要特征

　　1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。

　　2、 EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。

　　3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。

　　4、EPR属压水堆技术。法国在运行的核电站都是压水堆。目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。

　　5、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量；

　　6、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区。

　　7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进，EPR运行40年无需更换重型设备。

主要性能 单 位 EPR N4

热功率 MW 4250/4500 4250

电功率 MW 1500-1600 1450

效 率 % 36 34

一回路数 4 4

燃料组件数 241 205

燃 耗 GWj/t ＞60 45

二回路压力 bar 78 71

抗震安全度 g 0.25 0.15

技术寿期 年 60 40

　　三、经济性能更高

　　EPR的发电成本将更低，比N4系列反应堆低10%。主要优化措施是：

　　1、 EPR的功率（约1600兆瓦）比近期建设的反应堆功率（约1450兆瓦）更高。

　　2、建设周期更短：从建造至商业运行计划用57个月。

　　3、能量效益提高到36%，这是轻水反应堆最好的指标。

　　4、EPR技术寿期将达到60年。

　　5、提高燃料的利用率。在发电量相同的条件下，EPR将减少使用15%的铀，废物产量因此降低。同样，也降低了核燃料循环（从铀浓缩到后处理等各个环节）的费用。

　　6、EPR降低了运行费：

　　由于提高了人机接口的质量和主控室的功效，操作简化，通过运行支持系统，提升自动化水平，减少了人工干预；

　　设备布局更合理，便于进入工作区，简化了检修，缩短了工期；可进行不停运的标准化保养维修；

　　停堆换料期减至16天；反应堆寿期内可利用率可达到91%，法国在役反应堆的平均使用率为82%。

　　7、EPR的发电成本将降至30欧元/MWh，比主要竞争对手—天然气低20%。发电成本包括各种外部费用：研发费、乏燃料后处理费、废物处置费、设施退役费。与之相比，化石能源发电成本不含外部费用。

　　四、更高的安全性

　　EPR满足法德两国核安全当局提出的“加强防范可能损坏堆芯的事件，缓解堆芯熔化的放射性影响”两方面的要求，具有更高的安全性。

　　1. 加强防范损坏堆芯的事件

　　通过设计简单化、功能多样化和冗余系统确保安全功能。自动化水平更加先进；EPR配置四个同样的安全系统，具有非正常状态下冷却堆芯的功能。每个系统都能完全独立发挥其安全功效。这四个系统分别设在四个厂房，实行严格的分区实体保护。因内部事件（水灾、火灾等）或外部事件（地震）造成某一系统失灵时，另一系统代替有故障系统行使安全职能，实现反应堆安全停堆。这些结构性的安全系统将把在役压水堆极低的堆芯破损概率再降低一个10次方。

　　2. 安全壳具有非常高的密封性

　　如果万一发生堆芯损坏事件，将对居民和环境采取防御性保护措施，使他们不受影响。

　　EPR的密封水平是国际上唯一的，反应堆厂房非常牢固，混凝土底座厚达6米，安全壳为双层，内壳为预应力混凝土结构，外壳钢筋混凝土结构，厚度都是1.3米。2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。

　　即使发生概率极低的熔堆事故，压力壳被熔穿，熔化的堆芯逸出压力壳，熔融物仍封隔在专门的区域内冷却。这一专门区域的内壁使用了耐特高温保护材料，能够保证混凝底板的密封性能。EPR的熔堆事故影响严格限制在反应堆安全壳内，核电站周边的居民、土壤和含水层都受到保护。

　　3. 降低运行和检修人员的辐照剂量

　　EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进一步加强：集体剂量目标确定为0.4人希弗特/堆年，与目前经济合作与发展组织国家核电站的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低一倍以上。

　　目前法国核电站检修人员的人希弗特集体剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年（5mSv）。换言之，法国核电站工作人员的平均剂量等同于法国天然放射性当量。

　　五、EPR更加环保

　　核电的优势是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉尘及其他温室效应气体，EPR在可持续发展方面取得了重要的进展：

　　EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率，减少铀的使用量，降低钚和长寿命废物的产量；有利于控制和降低钚的储量；由于EPR的技术寿期将达到60年，在生产同等电力的情况下，EPR退役后的最终废物数量将减少；利用核能有利于储备本世纪中叶将逐渐枯竭的化石燃料。

　　六、EPR的发展前景

　　成为法国核电站更新换代的保证

　　目前，法国核反应堆的平均技术寿期为40年。核电站运行有严格的规定，定期进行检查。十年安排一次全面大修，每台机组必须得到运行许可证方可继续运行十年。

　　2020年，法国最造建设的14台机组将达到40年以上的寿期。2025年，其他34台机组也将达到40年以上的寿期（装机容量为31000兆瓦，约占法国核电总装机容量的50%）。据预测，未来核安全方面的要求会更加严格，在役老机组的检修费会更高。

　　最近几年，法国电力需求每年以1.6%的速度增长（法国工业部能源与原材料总局提供的数据），根据预测，2020年国内电力需求比现在将增加33%，约1400亿千瓦时（140TWh）。必须通过新增18000兆瓦装机容量，机组可使用率达到90%时，法国才能满足这种需求。仅仅依靠可再生能源和节能是无法满足法国电力需求的。考虑到节能措施，预计2000年至2030年欧洲电力需求平均每年增长1.4%。由于许多电厂这一时期将接近寿期，必须新建600000兆瓦装机容量，才能实现增加330000兆瓦装机容量的目标。

　　2004年6月，法国政府宣布，核电将在国家能源结构中占有重要的比例。2004年10月21日，法国电力公司决定在FLAMAN-VILLE建设EPR系列首台机组。计划2007年开工，工期预计五年。

　　通过建设EPR，法国将继续保持世界一流的核电技术实力。通过与外国电力运营商合作，继续优化法国和国外核电站的运行。

　　七、 出口现状及前景

　　芬兰市场

　　2003年12月18日，由AREVA、西门子和芬兰电力公司（TVO）组成的奥尔基卢奥托3联队（Consortium OLKILUOTO 3）签署了一台欧洲压水堆（EPR）机组供货合同。这是一项交钥匙工程，计划2009年投入商业运行。

　　根据合同，AREVA负责核岛设备、首炉燃料和一台ERP模拟机的供货，还负责部分土木工程、连接厂房和废物厂房的建设。西门子PG全面负责常规岛的建设，包括机电设备、汽轮机保护和调节系统的工程、设计、采购和供应，土木工程，安装和运行。

　　中国市场

　　2004年6月11日，AREVA与中国核工业集团公司和中国广东核电集团公司分别签署了合作意向书，为秦山二期扩建项目和岭澳二期项目提供技术服务和咨询。

　　此外，中国决定通过国际招标引进第三代技术，2004年9月28日，浙江三门和广东阳江四台机组核岛建设及技术转让招标书发标。2005年2月28日，AREVA入围中国这两个核电国产化依托项目的竞标行列。

　　美国市场

　　根据美国政府重新启动核能规划《核能2010》，EPR符合美国市场的要求。美国核电站选址批准程序需要很长时间，如小功率核电机组运营商选用大功率、供电能力强的EPR，申报厂址的工作效率将提高。另外，火电厂更新也可选择EPR。

　　结 论

　　EPR是目前唯一在建的第三代反应堆。EPR是渐进型反应堆，与最近建设的核电机组没有技术断代，是最新一代的压水反应堆。

　　EPR可提供安全、低价、无温室气体排放的电源，符合核安全当局的规定，满足

从CNP1000三种堆芯方案的比较看自主化核电项目优化选择的方向从CNP1000三种堆芯方案的比较看自主化核电项目优化选择的方向

据已有信息估计，我国将自主建设6套百万千瓦级压水堆核电机组。这6套机组的建设将对我 国 核电在下世纪前15～20年甚至更为长久的发展产生深远的影响。因此，6套机组的选型至关 重要。按照我国核电界的普遍意见，6套机组的型号可定名为CNP1000。各主要核电企业和研 究设计单位已为CNP1000提出了三种堆芯方案，它们分别由157、177和193个燃料组件组成。 这样，CNP1000就有三种选择，即CNP1000(157)、CNP1000(177)和CNP1000(193)。本文通过 技 术性能、安全性、经济性、成熟性等方面的综合比较，对三者作出评价，并对优化选择的方 向提出建议。

2 堆芯优化的出发点

为使三种方案的比较有一个客观和现实的共同基础，本文假定每一种方案选用相同类型的燃 料组件(17 17的AFA-3G)，相近性能的汽轮发电机系统(使电厂效率相同或接近相同)以及相 同的参考电厂(大亚湾)。在这里，相同参考电厂的特定内涵主要是指：

--相同的布置、系统以及相应的图纸基础；

--相同的国际合作伙伴；

--相近的工期和进度。在上述基础上，堆芯优化的出发点是：

--成熟性与先进性的统一(URD的基本方针)；

--合理降低堆芯功率密度；

--提高堆芯安全性，使安全裕度不低于15%，并满足堆芯熔化概率小于1 10 -5 /堆 年；

--改善堆芯燃料管理，实现经济的18个月换料，并使电厂具备直至24个月换料的能力；

--降低电厂比投资，为实现低于1500＄/kW的目标服务；

--降低上网电价，为实现低于0 05＄/kWh的目标服务；

--有利于推进国产化、标准化和系列化；

--减少投资风险；

--增强业主信赖。

合理降低堆芯功率密度是先进轻水堆的重要设计思想，是增大堆芯安全裕度和改善堆芯燃料 管理及运行性能的主要技术基础。以平均线功率密度(W/cm)为例，从M310到P4、N4、EPR和A P600，依次是186、175、179、155和130 3，下降的趋势十分明显；相对于M310，EPR下降 的幅度达17%，AP600达30%。因此，合理降低堆芯功率密度也是本文优化选择堆芯方案的主要依据。

　　令人十分欣慰的是，氘、氚聚变不仅是一个巨大的能源，而且是一个巨大的中子源。我们可以利用聚变反应室产生的中子，在聚变反应室外的铀－238、钍－232包层中，生产钚－239或铀－233等核燃料。这就是所谓聚变裂变混合堆，简称混合堆。

　　混合堆是一个可供选择的堆型。铀－235原子核一次裂变，可以放出2.43个中子；氘、氚一次聚变，只放出1个中子，比铀－235一次裂变放出的中子少；但由于铀－235吸收中子后有一部分会变成铀－236而不裂变，所以铀－235每次平均要吸收1.175个中子才能裂变，要求铀－235质量大，如果按相同质量比较，氘、氚聚变放出的中子数，是铀－235裂变释放的净中子数的43倍以上。氘、氚聚变时释放的能量，80%变成聚变时放出的中子的动能。因而氘、氚聚变不仅释放的中子数量多，而且释放的中子能量高。铀－235裂变放出的中子能量大多为100～200万电子伏，而氘、氚聚变放出的中子，能量高达140O万电子伏。然而要直接利用高能量中子的这部分动能是很困难的。可是从生产核燃料的角度来看，一个聚变中子的作用比一个裂变中子的作用大得多。这是因为高能聚变中子轰击到铀－238及钍－232靶上，可以产生一系列串级的引起中子和核燃料增殖的核过程，释放出比聚变中子能量稍低但数量增加几倍的次级中子。这些次级中子，除了一部分仍可使铀－238及钍－232裂变继续放出中子外，还有一部分可以使铀－238及钍－232变成钚－239及铀－233等优质核燃料。

　　在适当厚的天然铀靶内，一个聚变中子可以生产出22倍于它所携带的能量，并获得5个钚－239原子核。由于这个原因，如果在聚变反应室外放置一层足够厚的由天然铀、铀－238或钍－232组成的再生区，聚变产生的中子，就可以在再生区生产钚－239及铀－233，并释放出裂变能。这个再生区又叫混合堆的裂变包层。当然聚变中子也可以使再生区中的锂变成氚，补充氚的消耗。根据这种考虑，早在1953年，美国劳伦斯·利弗莫尔实验室的鲍威尔，就提出了建立聚变－裂变混合堆的建议。正是由于使用聚变产生的中子，有可能比军用生产堆生产出更多的核武器用的钚－239，所以美、前苏联、英聚变研究的早期，是高度保密的。后来看到这种方式一时难以成功，才互相解密，开展了大规模的国际合作。

混合堆的相对优势

　　快堆和混合堆一样，也是同时生产能量及核燃料的工厂。但和混合堆相比，快堆有3个缺点：第一，要有很大的初始装料，例如120万千瓦的“超凤凰”快堆，要装4吨核燃料；而混合堆不需要投入铀－235或钚－239等核燃料，可以直接用天然铀或核工业中积存下来的贫铀、乏燃料。第二，快堆倍增时间较长，要每过6年甚至30多年，才能增殖出一座相同功率的快堆用的核燃料。因此一座快堆增殖的核燃料除自身消耗外，只能在积累到一定量后，“养活”一座快堆；而混合堆生产的钚－239或铀－233，比相同功率的快堆多几倍到十几倍，因而可以用混合堆来“养活”几倍甚至十几倍于它的相同功率的压水堆或快堆；第三，快堆和压水堆一样，都要求在实现链式反应的状态下运行；而用混合堆生产钚－239或铀－233时，不需要达到实现链式反应的条件，因而有可能更加安全。

　　聚变堆为了获得有益的能量输出，要求聚变产生的能量，远大于为创造实现聚变的条件而消耗的能量。混合堆只要求聚变产生的能量与消耗的能量差不多相等就可以了，因而它对聚变的要求比纯聚变堆容易些。

　　目前的聚变技术，特别进展得比较快的托卡马克，虽然在个别孤立的指标上达到或接近于为设计混合堆所要求的条件，但是从工程观点来看，这些技术还远没有成熟。建造聚变－裂变混合堆的首要条件，是需要有一个聚变反应室作为堆芯，它能连续而稳定地提供大量廉价的中子。即使不能连续和稳定地运行，至少也应能按照需要周期地运行。而目前的聚变装置，都耗资巨大，虽然有可能在短暂的时间里提供相当数量的中子，却不能连续和稳定，或按照需要周期地运行。专家们估计，不经过30～40年的努力，要建造一个稳定、廉价的聚变中子源是不可能的。

　　对于以磁约束实现聚变的混合堆，从聚变区逸出的离子和中子，会使聚变反应室壁受到严重的辐照损伤。反应室壁受到轰击后溅射出来的杂质，进入等离子体后又会使聚变区温度降低而熄火；对于惯性约束，反应室壁受到的γ射线及离子射线的轰击也很严重。因此研究聚变区内约束等离子和实现聚变的条件，研究等离子体与聚变反应室壁的相互作用，是研制混合堆要解决的问题。

混合堆的难题

　　由于聚变反应室壁和高温等离子体的相互作用，会使反应室壁发热。目前多希望用锂或锂的化合物来冷却它，以便在冷却反应室壁的同时增殖氘。估计在用锂冷却的条件下，反应室壁将达到800℃以上的高温，比目前钠冷快堆燃料元件包壳的使用温度高200多摄氏度。如此高的温度及高能中子、离子、γ射线和中性原子的轰击，使聚变反应室壁的工作条件，比裂变堆中的结构材料的工作条件苛刻得多。由于聚变反应室壁难以更换，为了满足经济运行的要求，希望反应室壁能长期工作，甚至工作到混合堆退役。目前这种材料还没有找到。因此研制反应室壁的结构材料，研究冷却剂对它的腐蚀，是实现混合堆的重要课题。

　　对于磁约束的混合堆来说，如果采用液态锂作为冷却剂，由于它在强磁场中的磁流体阻力，要消耗大量的泵功率来驱使它流动，将严重影响其经济性的改善。

　　如果在聚变反应室外加上裂变包层后，则上述问题更难解决。这是由于裂变包层中的铀和钍在聚变反应室放出的中子轰击下，有强烈放射性。对于托卡马克型聚变－裂变混合堆，如采用离子回旋加热，就会有数十甚至上百根巨大的同轴电缆要穿过裂变包层到聚变反应室。这种电缆除了会减少包层覆盖率外，电缆中的绝缘材料，也可能在强烈的中子轰击下破坏。目前还考虑用低混杂波电流驱动使托卡马克在接近于稳态的状态下运行。如果这样，则穿过包层的波导管会使裂变包层留下不少难以屏蔽的空洞，大量中子及γ射线从空洞中泄漏，使工作人员难以接近。其他类型的聚变－裂变混合堆也有类似问题。

　　由于混合的裂变包层是在没有链式反应的状态下运行，因而一旦出现链式反应的条件，就会形成切尔诺贝利核电站那样的严重事故。这是由于按照混合堆设计要求以及混合堆空间的限制，它不存在裂变反应堆那种紧急停堆保护系统。

　　混合堆的裂变包层靠近聚变反应室一侧，由于中子通量高，因而功率比另一侧高得多。与裂变反应堆相比，混合堆裂变包层的功率分布的梯度大得多，功率分布的不均匀，给混合堆的运行造成了困难。

　　由于上述原因，不少学者认为，混合堆不仅将聚变堆和裂变堆的优点结合在一起，也将两者的困难结合在一起。有的学者甚至认为，混合堆比纯聚变堆还困难。但不管怎样，混合堆仍然是一个可供考虑的途径。

混合堆的不同型

　　根据混合堆裂变包层工作方式的不同，可将混合堆分为快裂变型混合堆和抑制裂变型混合堆。快裂变型混合堆就是利用聚变产生的高能快中子，在裂变包层产生一系列串级的核过程，大量生产钚－239或铀－233核燃料。与此同时，由于铀－238、钚－239或铀－233的大量裂变，也在裂变包层产生大量裂变热。抑制裂变型混合堆，则是在包层中放入大量的铍等慢化材料，使聚变产生的高能快中子很快慢化为热中子等能量低的中子。这些中子难以使铀－238、钍－232裂变，主要是使它们变成钚239、铀－233。通过频繁的后处理，将钚－239、铀－233及时提取出来，减少它们裂变的可能性。

　　快裂变型混合堆可以有效地生产核燃料，抑制裂变型混合堆不能有效地生产核燃料，而且过多地后处理使生产成本增加。但抑制裂变型混合堆由于裂变包层中裂变几率少，裂变热的产生也就大大减少，可以简化包层内裂变热的导出问题。

　　混合堆的发展中，需结合具体的堆型，研究堆的启动、控制、加料、能量的传递与转换、放射性屏蔽及检修等有关工程问题。托卡马克虽然目前比其他聚变途径成熟，但如果用托卡马克建造混合堆，结构复杂，不便进行混合堆的总体布置，维修困难。如果不采用昂贵的清除杂质的偏滤器，这种堆由于杂质的积累，再加上磁场的不稳定性，只能脉冲运行。由于脉冲运行，结构材料要经历温度循环和应力循环，而且冷却剂回路，要能够储存脉冲时产生的能量，以保证功率相对稳定的输出。串级磁镜混合堆，由于可以稳态运行，为实现聚变而消耗的能量的利用效率高，便于检修和屏蔽，将可能是有前途的堆型。

道路曲折，目标明确

　　科学技术的发展过程中，会遇到困难，发生曲折和反复，是正常的，不足为奇。

　　在世纪之交，围绕法国“超凤凰快堆”的争论即是一例。这是以中国神话一种从自己的灰烬中获得永生的鸟的名字来命名的核电站，早在十多年前就曾并入法国电力公司的电网，虽正常运转时间不长，但作为技术探索，提供的经验却是宝贵的。

　　目前在俄罗斯、日本、印度等就有8座快堆，即快中子增殖反应堆正在正常运行。

　　当然，不应当否认现在快堆发电还存在一些技术问题，但是，只要重视，问题是可以解决的。从根本上讲，快堆不仅具有固有的安全性，而且具有很好的经济性。与热堆核电站相比，快堆核电站对核燃料的利用率高出了60～70倍，同时快堆还能焚烧掉长寿命放射性锕系元素。快堆核电站和热堆核电站能相辅相成地为人类提供安全、经济和洁净的电能。有远见的国家，是不会忽视对快堆核电开发的，例1995年，日本的装机容量为28万千瓦的快堆“文殊”号，就成功地进行了发电、供电试验。因此，日本政府1997年6月宣布，要继续推进其开发快堆和核燃料再循环计划。

　　到2050年，中国的能源缺口将达10亿吨标准煤。人们已经体会到人类大量使用碳基燃料已经成为环境污染的重要因素之一，加速发展包括快堆核电站在内的核电事业，是解决上述矛盾的重要途径之一。在快堆技术发展上，中国也给予了高度重视，各有关主管部门给予了有力的支持，在1987年将快堆技术研究纳入了国家“863”高技术计划，列为该计划能源领域的最大项目，建成了热功率为65兆瓦、电功率约20兆瓦的快中子实验堆。

　　近十多年来，世界快堆处在低潮，主要原因，是从70年代后期开始，世界经济发展速度减缓，能源和电力增长速度也随之减缓，热堆核电站的发展相应减缓，因此作为热堆核电站后续者的快堆事业的发展也受到制约。但是，各国快堆发展也不平衡，各国根据自己不同的国情采取了不同的政策。在西欧的“超凤凰快堆” 时起时落的争论不休中，中国作为一个核大国，仍作出开展快堆起步工作的决策是正当的。

　　可以预期，今后相当长的时期人类仍将利用裂变能。