世界核电主要堆型技术沿革

张锐平，张 雪，张禄庆（.中国核科技信息与经济研究院，北京 00048；.中国核工业集团公司科技委，北京008）

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）

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。

世界核电；主要堆型；研发历史；现状和发展趋势

1 轻水反应堆（LWR）

反应堆是一种能实现可控自持裂变链式反应的装置，常简称为“堆”。它主要由核燃料、慢化剂（快中子堆无此成分）、冷却剂、控制棒组件及其驱动机构、反射层、屏蔽、堆内构件与反应堆压力容器等组成。核反应堆中，燃料核发生裂变链式反应释放的热量被反应堆冷却剂带出堆芯用来产生蒸汽。蒸汽推动汽轮机发电（如同化石燃料电厂一样）。

这里所说的“轻水”，就是普通的水(H2O)，只是其中的固体杂质和化学离子成分含量要求极低。在轻水反应堆中，水同时用作中子慢化剂和反应堆冷却剂。慢化剂的作用是将裂变释放的高速中子（称为快中子）减速慢化，使其可以引起更多的裂变。

选用轻水作为中子慢化剂和反应堆冷却剂并非偶然，主要是由于水具有优越的中子慢化性能和热物理特性，与燃料棒包壳、结构及回路材料具有良好的化学相容性，而且价格低廉、易于获得。由于水有很大的反应性负温度系数，使得反应堆具有较好的“固有安全性”。再者可以充分利用常规蒸汽动力装置的水介质技术。所以轻水堆是现在世界上应用最广泛的堆型。但是由于水的热中子吸收截面较大，因而轻水堆不可能使用天然铀作燃料，必须使用富集铀。在反应堆使用过程中，部分238U核吸收中子转变成易裂变的239Pu，它可以部分补偿235U裂变核的消耗。

人们将轻水堆划分成两大家族：压水堆（P W R或俄罗斯版的V V E R）和沸水堆（BWR）。

1.1 工作原理

1.1.1 压水反应堆（PWR）

压水堆核电厂具有功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，因此它是目前国际上最广泛采用的商用核电厂堆型，占轻水堆核电机组总数的3/4。图1表示压水堆核电厂的工作原理。在反应堆工作压力下保持液态的轻水(H2O)，作为冷却剂由主泵唧送流经反应堆堆芯时，吸收堆芯产生的热量而升温。当其流经蒸汽发生器传热管的一次侧时，将热量传给传热管另一侧(二次侧)的二回路水，使之转变为蒸汽，驱动汽轮机，带动发电机发电。温度下降了的冷却剂再被送回堆芯，构成一回路循环。由于高温水的饱和蒸汽压高，为了使反应堆内的水保持液态不沸腾，反应堆必须在高压下运行。现代压水堆核电厂反应堆和一回路工作压力约15.5 MPa。

压水堆核电厂的部分重要组成介绍如下：

燃料组件

二氧化铀（UO2）芯块或混合的铀、钚氧化物（UO2、PuO2）MOX芯块叠装在管状燃料棒内。燃料棒有规则排列组成燃料组件，并列竖直布置构成反应堆堆芯。

控制棒

由中子吸收材料（如镉铟银合金等）制成，由驱动机构将其插入或抽出堆芯来控制反应堆功率。

压力容器

一种厚壁钢容器，用来包容反应堆堆芯和慢化剂/冷却剂。

主泵

用来唧送冷却剂流过堆芯带出热量的重要设备。

蒸汽发生器

一种专用热交换器。冷却剂带出的反应堆热量在这里产生蒸汽供给汽轮机。

稳压器

用来稳定和调节反应堆工作压力的设备。

图1 压水堆核电厂工作原理示意图Fig.1 Schematic diagram of PWR nuclear power plant

安全壳

这是一个围绕反应堆的、承载能力非常强的建筑物，用来保护反应堆免受外部入侵，以及保护外部环境免受其内部重大事故的辐射影响。典型安全壳是壁厚达1米左右的混凝土和钢结构。

1.1.2 沸水反应堆（BWR）

图2是沸水堆核电厂工作原理示意图。沸水堆与压水堆的最大区别在于取消了蒸汽发生器，允许轻水在堆内直接受热产生蒸汽用于发电。不过，这样就会对二回路循环和汽轮机造成辐射污染，必须对这些设备部件也要提供防护。由于水可以在堆内沸腾，沸水堆的运行压力比压水堆低，但是由于产生蒸汽的汽水分离器、蒸汽干燥器要安装在压力容器上方，所以其压力容器个头比压水堆大得多，而控制棒驱动机构则不得不安装在压力容器的下方。

目前，全世界有10多个国家在使用沸水堆。

1.2 发展简史回顾

第二次世界大战结束后，在确保核潜艇技术优先发展的前提下，美国开始开发核能发电技术。1957年底，美国首先将核潜艇压水堆和常规蒸汽发电技术结合起来，建成了世界上第一座60 MW希平港原型压水堆核电厂。又于1960年建成了200 MW德累斯登原型沸水堆核电厂。在美国动力示范堆计划的推动下，几乎所有可能用于发电组合的堆型都进行了试验。一大批原型示范堆核电厂的建立为科研攻关，解决工程建造技术问题，证实核电厂的工程和经济可行性提供了条件。最终还是压水堆和沸水堆的实用优势明显，成了美国核电发展的主线。20世纪五六十年代，美国、西欧和日本的经济迅速发展。60年代后期美国核电造价还不到200 美元/千瓦，因此获得了大批订单。

西欧许多国家认识到发展核电是其摆脱过分依赖中东石油的唯一出路。鉴于美国富集铀轻水堆经济性、先进性远胜于天然铀石墨堆和美国政府同意供应富集铀的承诺，法国、瑞典、日本、西德等国先后放弃了原先的开发路线，转向富集铀轻水堆。引进美国轻水堆技术建成了第一批西方轻水堆核电厂，如法国的舒兹(Chooz)核电厂，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电厂和日本的美浜（Mihama）1号核电厂等。

前苏联在1954年建成了第一座5 MW奥勃宁斯克实验性石墨沸水堆核电厂，1964年建成了265 MW原型压水堆新沃罗涅什1号核电厂。石墨沸水堆（RBMK）和苏式压水堆（VVER）这两种堆型成为前苏联和东欧国家核电发展的主力堆型。

图2 沸水堆核电厂工作原理示意图Fig.2 Schematic diagram of BWR nuclear power plant

人们通常将20世纪50至70年代初建造的首批原型堆/示范堆核电厂称为第一代。受当时技术限制，第一代核电厂功率普遍较小，一般为300 MW左右，建造的主要目的是为了通过试验示范来验证核电的工程实施可行性。

1973年的第一次石油危机，引发了美国第二个核电订货高潮。两年间共订货6 700万千瓦，大约占当年订货总容量的50%。单堆功率水平在第一代的基础上大幅度提高，达到百万千瓦级，环路数有2、3、4之分，技术上有不小进步。通常称这段时期建设的核电厂是第二代。第二代核电厂主要实现了商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性，是目前世界上投运核电厂的主力军。堆型除了PWR、BWR、VVER外，还有CANDU，石墨气冷堆MGR、AGR和石墨沸水堆RBMK等。参与轻水堆型研发的西方主要供货商有美国西屋公司、通用电气公司、ABB/CE公司，以及引进美国技术后形成自己技术体系的法国法马通公司、德国西门子公司、瑞典阿西亚原子能公司（ASEATOM）、日本的三菱、东芝和日立公司等。

受1979年第二次石油危机的影响，所有能源的价格均急剧上涨。西方各国经济发展速度锐减，同时采取大规模的节能措施，使得电力需求大幅回落。大批电力建设项目被迫停建、缓建或取消，而首当其冲的就是造价高于常规电力的核电项目。同时，第一代核电技术在安全理念、选用材料和制造质量方面的问题逐渐暴露，显示出低估了单堆功率放大引起的困难。1979年3月，美国发生的三里岛事故更使核电雪上加霜。事故虽未造成人员伤亡和环境危害，却对世界核电发展产生了很大影响。三里岛事故后，美国核管会（USNRC）加强了对核电厂的安全监管，不但严格控制新许可证的发放，而且对修改原有核电厂设备和规程的要求一加再加，致使设计一改再改，工期一拖再拖，经济性则一降再降，使投资风险大增，对核电建设的信心渐失。从20世纪80年代中期起，石油和煤产量过剩，价格持续走低，使核电逐渐失去经济竞争力。1979年以后，美国再没有新的核电订货。1986年4月，又发生了前苏联切尔诺贝利核电厂事故，造成严重的人员伤亡、大面积的环境污染和大规模的公众迁移，经济损失惨重。公众接受心理问题成了核电发展的重大障碍。核电发展遂跌至谷底，一些国家甚至放弃或搁置了核电发展计划。

为了使核电摆脱两次严重事故的恶劣影响、重新走上复苏的道路，美国核电界牵头联合世界同行持续不断地努力做两件事：一是改进投运核电厂的安全、运行业绩和经济性；二是研发新核电技术。经过20多年的不懈奋斗，两件事都取得了很好的成绩。

1.3 第二代压水反应堆的管理与技术改进要点

三里岛事故后，美国所有的电力公司和一些外国电力公司共同组建了核动力运行研究院（INPO），旨在提高核电厂运行安全可靠性。

INPO提出并在核电界全力推广一些新的管理理念，主要有：

推动建立与提高安全文化素养，使核电厂全体员工都清楚地意识到提高核电厂安全，不只是安全管理部门的职责，而应是每个员工在本职工作中自觉贯彻的行动。企业领导层对安全文化的培育起着关键作用。

在业主和供货商中健全与不断改进质量保证体系，并加强监督控制。

推动人员培训与再培训的软硬件条件的改进，以及有组织、规范化的运行经验交流与反馈。

为提高投运第二代核电厂的安全可靠性和经济性，在多年技术研发的基础上进行的技术改进主要从下面几个方面着手，而且大部分仍会在今后继续应用:

（1）新材料、新工艺的广泛运用

许多新材料、新工艺被开发出来，投入使用至今。主要举例如下：

为了提高安全性，将燃料棒细化，以17×17组件代替15×15组件。

为了减少中子的无效吸收以节省核燃料，采用锆-4合金代替不锈钢作燃料棒包壳材料。

研发出新型可燃毒物及其添加工艺。用可燃毒物吸纳较多的后备反应性，可减少可溶硼的用量，确保反应性温度系数始终为负，提高安全性。可燃毒物随吸收中子而逐渐减少，被其吸纳的后备反应性就会逐渐释放出来，从而可加深燃料燃耗。

为了控制因反应堆容量加大和换料周期延长而增大的初始后备反应性，并展平功率密度分布，采用细分的控制棒束、可溶硼和固体可燃毒物相结合的方法控制反应堆。

为了满足电厂“日负荷跟踪”运行方式的需要，专门设置了一种采用弱吸收芯体的“灰”控制棒，简称灰棒。移动灰棒不会引起中子注量率的过大畸变，又可减少调节冷却剂中硼浓度的频度。

早期采用的蒸汽发生器传热管材料，如304不锈钢、Inconel－600、Incoloy－800均因不耐腐蚀，导致大量传热管破损，甚至不得不整体更换蒸汽发生器。后来研发出的Inconel－690才解决了这个问题。

压力容器顶盖贯穿件材料也从Inconel－600改为Inconel－690，并逐步更换了贯穿件因应力腐蚀出现裂纹的压力容器顶盖。

新建核电机组全部采用半速汽轮发电机组。

（2）先进燃料管理方案

堆芯燃料管理是在确保安全的前提下，以燃耗计算和功率分布分析为基础，获得最佳的比燃耗、合理利用铀资源、降低燃料成本、改善运行性能，以及尽可能减少压力容器所受快中子辐照而进行的技术经济分析和管理工作。堆芯燃料管理的发展趋势是换料周期延长至18～24个月，更换燃料组件数由1/3堆芯改为1/4堆芯、换料方式从“由外向内”（out-in），改为“由内向外”（in-out）。改换后的方式有利于降低压力容器所受快中子注量，但不利于堆芯中子注量率的展平。此因素可以通过燃料组件铀富集度选择、倒换料方案设计、可燃毒物布置等途径得到较好解决，许多核电机组已经获得成功，取得很好的效益。

（3）先进的数字化仪控系统的推广

20世纪90年代前建成的核电厂均采用的是模拟量仪控系统。由于IT技术的飞跃发展，这种系统的性能已大大落伍，设备老化过时、备品备件采购已十分困难。因而更换成数字化仪控系统已经是大势所趋。数字化仪控系统的可靠性好，精度高，漂移少，可测试性与可维修性强、人机界面友好，而且增加了网络通信、故障诊断和故障定位能力，特别是能将各种数据库、知识库和专家系统融入系统，大大强化了系统的控制能力、自动化水平、信息综合处理与显示能力，显著改善了人机接口，深得运行检修人员的好评与欢迎。

（4）系统设计安全性与运行可靠性的改进

堆芯设计中明显改变了过去一味提高堆芯功率密度的做法，转向采用较低的功率密度换取设计上的简化和宽容性，增大安全裕量。

增加冷却剂装量，提高一回路的热惰性，以增加应对瞬变的宽容时间，降低堆芯裸露的概率。

广泛利用自然循环等非能动载热能力，导出反应堆停堆后的剩余发热甚至更多的热量，提高核电厂非能动安全性。

运用“先漏后破”（LBB）准则，充分考虑系统应具备的易于运行和便于检修的简易性和宽容性，增加专设安全系统的冗余度与容量，为运行人员留出充裕时间去应对突发事件（“30分钟不干预准则”），提高核电厂的安全性、可用率和经济性。

开展水化学与设备材质腐蚀控制的研究，研发新的无损检测技术，包括采用“风险告知的在役检查”（Risk informed in-service inspection）、性能监测和纠正措施、预防性检修、长期规划等的一揽子设备可靠性管理等。

（5）提高机组可用率，改进经济性

提高燃料富集度，选用更先进的燃料包壳材料，改进制造工艺，生产高燃耗燃料组件,实现18～24月换料。

改进材料和设备性能，使之更加可靠耐用及便于检修和更换部件，以适应24个月的长运行周期。

尽量采用功率运行期间的检查、试验和预防性维修，尽可能缩短换料大修时间。

（未完待续）

Te e echn nical e e evolut t tion o o of le eadin n ng nu u uclea a ar po o ower r rea a acto or r r typ p pes in n the e wor r rld

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)

General introduction, history, status and trend of development for the above-mentioned 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.

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

TL42

A

1674-1617(2009)01-0085-05

2008-12-23

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。