世界核电主要堆型技术沿革

张锐平，张　雪，张禄庆

（1.中国核科技信息与经济研究院，北京　100048；2.中国核工业集团公司科技委，北京　100822）

世界核电主要堆型技术沿革

张锐平1，张雪1，张禄庆2

（1.中国核科技信息与经济研究院，北京100048；2.中国核工业集团公司科技委，北京100822）

摘要：介绍了世界核电主要反应堆堆型的工作原理、研发历史、现状及发展趋势，重点放在我国和世界核电的主力堆型——压水堆上。还介绍了正在研发的第四代核能系统。

关键词：世界核电；主要堆型；研发历史；现状和发展趋势

（上接2009年第2期第189页）

目前，作为AP1000首堆工程的我国三门核电厂1号机组已开工建设，芬兰的世界上第一座EPR核电厂因各种原因已拖期两年有余。可以说两个工程均处于详细的工程设计和施工设计阶段。AP1000和EPR先进的设计性能有待首台机组的运行加以证实。毋庸讳言，这两个工程的造价远高于二代改进型机组，AP1000和EPR的经济性何时能与批量建设的二代改进型机组竞争尚拭目以待。EPR与KONVOI、N4的主要参数比较见表3。

1.4.3第三代沸水堆技术特点

先进型沸水堆是在多年来沸水堆设计和运行经验的基础上改进发展起来的第三代反应堆，也是目前唯一经过运行考验的第三代先进型核电机组。此外，近期还在ABWR基础上开发了增强型简化沸水堆（ESBWR）和欧洲开发的SWR1000沸水堆。这里仅简单介绍一下ABWR。

ABWR

ABWR的研发工作始于1978年，其后，GE公司与瑞典Asea原子能公司、意大利Ansaldo公司以及日本的日立、东芝公司共同完成了概念设计。1985年，GE、日立、东芝三家公司共同完成了基本设计。1994年7月13日，ABWR获得最终设计批准（FDA），这是美国核管会批准的第一个先进核电反应堆，1997年5月，ABWR获得NRC标准设计证书。

ABWR是目前最先进的沸水反应堆，它除了具有BWR的特点和优点，如直接循环、大的负空泡反应性系数、采用流量加控制棒调节功率等外，还具有以下总体特征：

（1）将原来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，使得压力容器在堆芯上沿以下部位不再有大口径管嘴，大大降低了失水事故发生后堆芯裸露的风险和堆芯熔化的概率。

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

（4）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，为缓解严重事故及减轻放射性释放后果提供了重要、有效的保障。

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

（6）采用“控制栅元”堆芯设计和运行方案，即在反应堆运行时仅由少数预先确定的控制棒（一般少于控制棒总数的1/10）组成的控制棒组在堆芯内上下移动来参与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，并提高了运行的可靠性和安全性。

（7）采用通过改变流量的“谱移控制”运行方式，即在循环初、中期降低堆芯流量，以增加空泡份额，中子能谱变“硬”，促进钚的生成和积累；而在循环末期增加堆芯流量，以减少空泡份额，使中子能谱变“软”，促使已积累的钚更多地参与裂变，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。但是ABWR也有弱点，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。

表3　EPR与KONVOI、N4的主要参数比较Table3　Comparison for main parameters of EPR,KONVOI and N4

1.5俄罗斯压水堆（WWER）技术

WWER是苏联（今俄罗斯）发展的压水动力堆的简称。在一些东欧国家，核电生产部分或全部依靠苏联设计的这种反应堆。

苏联独立发展的WWER压水堆与源自美国的PWR压水堆，基本原理和工艺流程相同，差异在于：

20世纪70年代建成投产的第一代WWER-440（V-230型）未设置专设安全系统（应急堆芯冷却系统）和安全壳，基本上不具备对付严重事故的措施。但堆芯设计的安全裕度比较大，并且由于采用了卧式蒸汽发生器，一回路水装量大，在失水事故情况下能保持堆芯长期淹没和处于安全状态。

20世纪80年代前期建成的第二代WWER-440（V-213型）是在WWER-440（V-230型）的基础上加以改进形成的。增加了一个“起泡冷凝塔”（bubbler/condenser tower）。在失水事故时，各隔间的蒸汽流向该塔并得到冷凝，从而降低压力，使各隔间不会超压并保持密封性。其他改进包括：增加了应急堆芯冷却系统；反应堆压力容器内侧堆焊了不锈钢覆盖层；反应堆冷却剂泵配备了惯性飞轮以提高惰转流量。然而，缺少安全壳仍然是严重的不足（古巴和芬兰的4个堆除外）。

第三代WWER-1000（V-320型）是在20世纪80年代后期建成的。它继承了WWER-440（V-213型）的优点，并增设了安全壳，同西方PWR的安全标准基本一致。WWER-440有6个环路，而WWER-1000都改为采用4个环路。20世纪90年代开发的WWER-1000（AES-91/V-392型）的某些系统的安全裕度还比较大，蒸汽发生器仍然采用运行性能优良的卧式U形管束自然循环类型，安全壳改用双层结构和把乏燃料储存水池布置在安全壳内。

我国田湾核电站采用的AES-91/V-428型在燃料和控制棒等方面比V-392型又有较大改进：改用锆铌合金代替不锈钢作为燃料组件格架和导向管材料，及改用由内向外的低泄漏换料方案，以提高燃料利用的经济性，可把换料富集度由4.4%降为3.9%，平均卸料燃耗达到43 000 MW·d/tU；改用Dy2O3-TiO2或Hf代替一部分碳化硼作为控制棒材料，以延长控制棒使用寿命，降低更换频度；在CrB2Al弥散体可燃毒物棒的端部装入铝柱，以展平轴向功率分布；将压力容器增高300 mm，使堆芯顶部以上的水层厚度加大，以降低容器上部焊缝受到的中子注量；专设安全系统由3串列改为4个完全独立和实体分隔的串列，可使堆芯严重损坏概率减小10倍，并提高核电厂的可用率。此外，还采用了全数字化仪控系统，堆腔下方增设了堆芯熔融物捕集系统，同时采用双层安全壳。总体上说，AES-91/V-428型压水堆的安全性和经济性同世界上正在建设的先进压水堆的水平相当。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)研发的卧式压力管式天然铀重水慢化和冷却的CANDU堆是发电用重水堆的成功典型，已经出口多个国家。CANDU堆采用天然二氧化铀作燃料，重水（D2O）作冷却剂和慢化剂。CANDU堆堆芯为一个不锈钢制的卧式圆筒形排管容器（Calandria），几百个水平的压力管式燃料通道穿过排管容器两端的端板。高温高压的重水冷却剂从压力管内燃料棒束的缝隙中流过，把热量带到立式倒置U形管式蒸汽发生器中，把热量传递给U形管外的轻水，产生高温高压蒸汽驱动汽轮发电机发电。排管容器内盛放重水慢化剂，重水慢化剂处于常压、70 ℃下，见图6。

图6　CANDU堆核电厂示意图Fig.6　Schematic diagram of CANDU nuclear power plant

2.2发展简史回顾

当地冬储还未开始，一是因为当地小麦播种季节推迟；二是因为按照惯例，当地冬储开展比较晚；三是因为当前的市场已经饱和，基层市场低迷；四是当前赊销严重，目前回款份额不大，没有足够的资金进行冬储。韩海霞表示，因为当地花生用肥要等到明年3月份，而且小麦追肥的量也不大，所以经销商现在不着急冬储。即使价格稳定下来，甚至有所下滑，仍旧不计划冬储。

目前，世界各国发展的重水反应堆，无论从装置还是数量上看，占主要的还是加拿大的CANDU型反应堆。

当时加拿大选择CANDU重水堆作为他们发展的堆型有3个原因：

第一，选择重水系统可以发挥重水作为减速剂的优点，同时美国重水制造厂运行顺利，可以供应重水。

第二，一回路冷却剂系统应用压力管代替压力容器适应加拿大当时的制造能力。

第三，用天然铀作燃料，可直接利用加拿大丰富的铀资源，无须仰仗国外供给浓缩铀。

其堆型发展可简要概括如下：

1947年，加拿大乔克河核研究所建成了热功率4.2万千瓦的天然铀重水型研究试验堆NRX，它为美国萨凡那河（Savannah River）重水生产堆设计和建造提供了实践经验的基础，也为美国核潜艇动力堆早期的元件、材料辐照试验提供了试验场所。不久建成了第二座天然铀重水研究堆NRU。

1962年加拿大建成了世界上第一座CANDU重水示范堆核电站NPD，紧接着其原型堆核电站道格拉斯角（Douglas Point）在1968年投入运行，功率22万千瓦。

1971—1973年，示范堆核电站皮林克A核电站的四个机组相继投入运行，单机功率50多万千瓦。1977—1979年，建造了布鲁斯A核电站。

在发展加压重水堆（PHW）期间，一方面，为了改善其在高温高压条件下重水漏失和伴之而来的“氚危害”问题，加拿大又发展了另一种用沸腾轻水作冷却剂的CANDU-BLW反应堆。根蒂莱1号（Gentilly-1）就是这种堆型。可是另一方面，这种改进又使得反应堆在稳定性和控制性方面产生了缺点，因此，根蒂莱2号堆又重新采用了PHW堆型，电功率67.5万千瓦。

鉴于20世纪70年代建造的布鲁斯和皮克灵等反应堆运行良好，后来又相继建造了月城、布鲁斯B等堆。我国秦山三期重水堆核电厂采用CANDU6型机组，功率达728 MW，至今已安全稳定运行了5个年头。

到2001年，全世界共建成41座CANDU堆机组。加拿大原子能有限公司（AECL）一直对CANDU堆进行改进和革新，在完成了电功率715 MW的CANDU6的研发基础上，又基本上完成了935 MW电功率的CANDU9的研发工作，并于1997年1月获得了加拿大核安全委员会的许可证。

2.3先进CANDU堆（ACR）技术特点

AECL设计的“第三代+”核电机组——先进CANDU反应堆（ACR-1000）是一种具有60年设计寿期的1 200 MW核电机组。它在保持了成熟的坎杜设计特性的基础上，在低压排管容器内采用重水作慢化剂、轻水作冷却剂。一系列先进技术的运用使得ACR的安全性、经济性、可维修性和运行性能方面达到最佳化（见表5）。该机组80%的设计特性、设备和规格都是基于CANDU6型参考机组。

AECL已完成ACR-1000的设计工作，并准备投放市场。相关的设计、工程施工、制造方面的系统简化和改进，在提高ACR-1000的固有安全性和运行性能的同时，还将降低机组的造价，并缩短施工工期。所有ACR-1000的创新特性已经或将在第一个ACR-1000建设项目开始前得到完全的测试和验证。

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

3　高温气冷堆（HTGR）

3.1堆型概述

高温气冷堆是在低温气冷堆的技术基础上发展起来的一种先进的反应堆。采用耐高温的全陶瓷燃料元件，以氦气作为冷却剂，以石墨作为慢化剂和堆芯结构材料。

高温气冷堆分为采用球形燃料元件的球床高温气冷堆和采用六角形棱柱形石墨燃料元件的棱柱床（也称柱状)高温气冷堆两种。其中，球床高温气冷堆的代表是德国的HTR-Module，棱柱床高温气冷堆的代表是美国的MHTGR。这两种堆型各有优缺点：球床堆可以不停堆装、卸料，实现多次燃料元件循环使用，因而功率分布和燃耗比较均匀，反应堆的可利用率高，后备反应性小，这些都提高了经济性和安全性；但装换料系统比较复杂，反射层不易更换，需要使用长寿命、耐辐照的石墨。柱状堆的优点是堆芯易做成环状，有利于传热，且氦冷却剂在堆芯的压力降小，石墨反射层容易更换，对石墨要求可降低；缺点是需要停堆更换燃料，要求反应堆后备反应性大，经济性差。图7和图8分别为球床堆设计和柱状堆设计的结构示意图。

图7　HTR-Module球床堆结构示意图Fig.7　Schematic diagram of HTR-Module

图8　MHTGR柱状堆结构示意图Fig.8　Schematic diagram of MHTGR

高温气冷堆的反应堆和蒸汽发生器分别布置在各自的钢压力容器内，二者之间用高温气体（氦气)和低温气体（水蒸气)同轴管道相连接，形成“肩并肩”式的布置，其优点是易于装配、更换、维护、检查和修理。反应堆设有两套控制功率和停堆系统，机械驱动的控制棒系统用于反应堆开、停堆和调节功率，气动的小球停堆系统用直径10 mm的含碳化硼中子吸收体的石墨小球，为备用停堆系统。

（未完待续）

中图分类号：TL42

文献标志码：A

文章编号：1674-1617（2009)03-0276-06

收稿日期：2008-12-23

作者简介：张锐平（1982—），男，贵州习水人，现工作于中国核科技信息与经济研究院。

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