从世界核电站发展趋势看我国核电发展现状

孙德意， 宋浩亮， 许俊斌

（1.上海电气（集团）总公司，上海200336；

2.上海电气集团股份有限公司中央研究院，上海200070）

日本福岛发生的核电站爆炸及核泄漏事故，是继1986年切尔诺贝利核爆炸和1979年美国三哩岛核泄漏事故以来，核电站几十年发展历史上的第3次大事故。

在此背景下，核电站发展现状及核电的未来发展趋势再次成为人们极为关注的焦点。

1 世界核电站的发展阶段

从核电站发展的历程看，世界核电站可划分为4个阶段[1]。

1.1 第1代核电站

核电站的开发与建设开始于20世纪50年代，主要是利用已有的军用核技术建造以发电为目的的反应堆。1954年，前苏联在奥布宁斯克建成了电功率为5 MW的APS－1压力管式石墨水冷堆实验性核电站。1957年12月，美国建成了电功率为60 MW的世平浦（Shipping Port）原型核电站。

受当时技术限制，第1代核电厂的功率普遍较小，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工程实施的可行性。

1.2 第2代核电站

20世纪60年代后期，在实验性和原型核电机组的基础上，陆续建成了压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，实现了商业化、批量化，使核电的经济性也得以证明。通常，人们将从这一时期开始建设的核电厂称为第2代。

1.3 第3代核电站

20世纪90年代，美国电力研究院出台的《先进轻水堆用户要求》（Utility Requirements Document，URD）和欧洲出台的《欧洲用户对轻水堆核电站的要求》（European Utility Requirements，EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。通常，国际上将满足这两份文件之一的核电站称为第3代核电站。

第3代核电站包括了改进型的能动（安全系统）核电站和革新型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证、试验工作及核电站的初步设计，它们将成为第3代核电站的主力堆型。第3代核电站的典型型号如表1所示[2]。

表1 第3代核电站的具体型号

第3代核电站的安全性和经济性都明显优于第2代核电站。

AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1 250 MW，设计寿命60 a，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构，如图1所示。

图1 AP1000核电站示意图

EPR为单堆布置四环路机组，电功率为1 525 MW，设计寿命60 a，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层为预应力混凝土。如图2所示。

图2 EPR核电站示意图

1.4 第4代核电站

以上3代核电站有个通病就是当反应炉降温时，必须插入控制棒。控制棒本身是第1～3代核电站技术的一个根本。第4代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖风险低、防止核扩散等基本要求。

目前，世界各国都在不同程度地开展第4代核电能系统的基础技术和学科的研发工作。第4代核电能系统包括3种快中子反应堆系统和3种热中子反应堆系统。如表2所示。

表2 第4代核能系统

2 福岛核电站属于第2代沸水堆

按冷却剂类型分，第2代核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆和重水堆等。此次爆炸的福岛核电站，建设于20世纪60年代，属于第2代技术。机组采用的是老式的单层循环沸水堆，冷却水直接引入海水冷却一回路，属于20世纪60年代末、70年代初建设的早期核电技术。

沸水反应堆以轻水（普通水H2O）作为冷却剂和中子慢化剂。反应堆冷却系统内压强为7.091 Mpa。在这里，来自汽轮机的给水进入压力容器后，约在280℃时沸腾。汽水混合物经过堆芯上方的汽水分离器和蒸汽干燥器过滤掉液态水后直接送到汽轮机。离开汽轮机的蒸汽经过冷凝器凝结为液态水（给水）后，回流至反应堆，完成一个循环。如图3所示。沸水堆没有蒸汽发生器，直接用沸水产生的蒸汽推动汽轮机；正常运行时，蒸汽就有放射性，一旦发生故障，放射性还会增加，检查和维修有难度。

日本发生9.0级地震后，反应堆安全冷却系统已经失灵，同时地震摧毁了电网，厂外电源不可用；随后海啸引起的洪水将柴油发电机房淹没，造成应急供电系统不能工作、冷却系统无法正常循环，使得反应堆内部的热量无法释放出来，燃料和蒸汽进一步发生反应，最终摧毁反应堆堆芯，使反应堆厂房结构严重受损。福岛核电站的损毁造成了放射性物质大范围泄漏，对人体健康和环境产生了负面影响。

图3 沸水堆的原理图

3 我国核电站的技术发展现状

第2代核电站中的压水堆是全球核电发展的技术主流（约占80%）。我国已建成的核电站都属于压水堆。

压水堆的工作原理：一次回路中，主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在12.156～16.208 Mpa。在高压情况下，冷却剂的温度即使超过300℃也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，将热量传给管外的二次回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽；从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二次回路循环系统。压水堆核电站的一次回路系统与二次回路系统完全隔开，是一个密闭的循环系统。冷凝器中用三次回路循环泵抽来的江河水作冷却剂，冷却后又排回到江河中，组成三次回路循环。如图4所示。

第2代核电技术采用电力推动式安全冷却系统（以后备电力系统推动冷水循环流动冷却核反应堆），其最大的安全隐患在于若后备电力系统受破坏无法运作，将致核反应堆内部无法降温，最终可能导致堆芯融化，发生严重核泄漏事故。

我国现在已经审批在建或确定要开工建设的机组约占全球核电在建规模的40%，总装机容量约达34 GW。其中很多选择了第2代改进型CPR1000，还包括采用美国AP1000技术4台、采用法国EPR技术2台的第3代核电站[3]。

图4 压水堆的原理图

3.1 CPR1000的技术特点

我国二代改进型压水堆核电站随着技术的发展和运行经验的反馈，逐步引入新的成熟技术，使核电站的安全性得到进一步的提高。与第2代核电站相比，二代改进型压水堆核电站采用的主要技术特点包括[4]：降低了堆芯功率密度，使热工安全余量大于15%；加大稳压器容量，增加了核电站运行的稳定性；增设附加应急柴油发电机系统，提高了供电的可靠性；增设安全壳过滤卸压排放系统，防止安全壳超压失效，并防止放射性外泄；应用概率安全分析技术及风险管理技术，防止核电站出现严重事故；引入严重事故预防和缓解措施，如非能动氢复合系统防止氢爆、稳压器卸压排放系统防止高压熔堆，田湾核电站还设计了堆芯捕集器用以在堆芯熔融时防止熔融物熔穿透安全壳底板；广泛采用数字化仪控技术和先进控制室，改善了人机界面；汽轮发电机采用半速机组，提高了出力和热效。CPR1000主要技术及经济指标如表3所示。

CPR1000是一个先进、成熟、安全、经济的，可以自主批量建设的“二代加”改进型压水堆核电站，可与第3代核电技术平稳过渡衔接。

3.2 AP1000的技术特点

3.2.1 主回路系统和设备采用成熟电站设计

AP1000堆芯采用美国西屋公司的加长型堆芯设计。这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组及Tihange3号机组等得到应用。燃料组件采用可靠性高的Performance＋（简称P＋）；采用增大的蒸汽发生器（D125型），与正在运行的美国西屋公司大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。AP1000的主回路如图5所示。

表3 CPR1000的主要技术及经济指标

3.2.2 简化的非能动设计提高了安全性和经济性

AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统、堆芯冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性、安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。AP1000非能动堆芯冷却系统如图6所示。

在AP1000设计中，运用概率风险评价分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积都大幅度地减少，同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。

图5 AP1000的主回路示意图

图6 AP1000非能动堆芯冷却系统

3.2.3 严重事故预防与缓解措施

在AP1000设计中，针对堆芯和混凝土相互反应、高压熔堆、氢气燃烧和爆炸、蒸汽爆炸、安全壳超压、安全壳旁路等严重事故的发生，采取了相应的预防与缓解措施。

（1）为防止堆芯熔融物熔穿压力容器与混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内（In－Vessel Retention，IVR）的设计（见图7）。在发生堆芯熔化事故后，将水注入压力容器外壁与其保温层之间，可以可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。在AP600设计时，已进行过IVR的试验和分析，并通过了核管会的审查。对于AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需作一些附加试验。由于采用了IVR技术，可以保证压力容器不被熔穿，从而避免堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。

图7 AP1000堆芯熔融物滞留在压力容器内In－Vessel Retention（IVR）

（2）针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（Automatic Depressurization System，ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。通过冗余多样的卸压措施，能可靠降低压力，从而避免发生高压熔堆事故。

（3）针对氢气燃烧和爆炸的危险，在AP1000设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳壁的威胁；同时，在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。

（4）对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置有冗余多样的自动卸压系统，避免了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯熔融物没有与水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。

（5）对于因丧失安全壳、热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动安全壳冷却系统的2路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性，如图8所示。事故后，在较长时期内仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。

（6）针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外冷却剂流失意外发生等措施来减少事故的发生。

图8 AP1000非能动安全壳冷却系统

3.2.4 仪控系统和主控室设计

AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作，避免了发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。

3.2.5 建造中大量采用模块化建造技术

在AP1000的建造中采用大量的模块化建造技术。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈与教训吸取也更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造减少了大量的现场人员和施工活动。

3.3 EPR的技术特点

3.3.1 安全性和经济性高

EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化了系统设计，扩大了主回路设备储水能力，改进了人机接口，系统地考虑了停堆工况，以提高纵深防御的设计安全水平。EPR设计了应对严重事故的应急措施，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。

EPR内部事件的堆芯熔化概率为6.3×10－7／（堆·a），在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16 d，运行维护成本比现在运行的电站低10%，经济性高。

3.3.2 严重事故预防与缓解措施

在EPR设计中，针对高压熔堆、氢气燃烧和爆炸、蒸汽爆炸、堆芯熔融物及安全壳内热量排出等严重事故的发生，都有预防与缓解措施。

（1）为避免高压熔堆事故发生，在应对设计基准事故设置了3个安全阀（3×300 t／h）的基础上，专门设置了针对严重事故工况的卸压装置（900 t／h），安全阀和卸压装置都通过卸压箱排到安全壳内。当堆芯温度大于650℃时，操纵员启动专设卸压装置，可有效避免压力容器超压失效，并防止压力容器失效后堆芯熔融物的散射。

（2）针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用了大容积安全壳（80 000 m3）。在设备间布置有40台大型氢复合器，在反应堆厂房升降机部位也安装了4台氢复合器。通过计算分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷。采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。

（3）对于蒸汽爆炸事故，EPR在 Reactor Pressure Vessel（RPV）设计中未设置特殊的装置。通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允许承受的载荷能力，分析论证了导致安全壳早期失效的压力容器内蒸汽爆炸已基本消除，不需要设置特殊的装置来应对蒸汽爆炸事故。试验显示：熔融物不会发生假设中的那种爆炸（极低的概率和／或爆炸性），进一步的试验仍在进行中。

（4）对于堆芯熔融物，在EPR设计中，RPV失效前堆坑内保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进入专用的展开隔室中展开。堆坑和展开隔室装有保护材料，保护熔融物中残余的锆，降低了氧化物的密度和温度。在展开区域设有氧化锆防护层，防护层底下设有冷却管线，安全壳内换料水箱的水非能动地流入并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全壳失效。

（5）对于安全壳内热量的排出，EPR设计有带外部循环的安全壳喷淋系统，共有2个系列，可以在较短的时间内降低安全壳温度和压力。该系统可以从喷淋工作模式切换至直接冷却熔融物的工作模式，能长时间防止蒸汽产生，并将熔融物和安全壳中的热量导出。

3.3.3 仪控系统和主控室设计

EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先进技术设备的优点。仪控采用4列布置，分别位于安全厂房的不同区域，避免发生共模失效。主控室与N4机组的高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。

4 我国核电的发展趋势

4.1 AP1000核电路线推广将加速

为进一步降低二氧化碳的排放，我国非化石能源发电技术的发展势在必行，作为清洁高效能源的重要组成之一的核电，保持稳健的发展仍是大势所趋。受日本福岛核事故刺激，核电安全技术备受重视，核电技术路线选择也会有较大调整[5]。在核电规划中，我国政府对核安全将更重视，更安全的第3代AP1000核电技术将更受青睐。

4.2 我国核电装备企业将面临全球核电治更新换代需求

从建设周期看，全球核电站许多服役已近20到40年，沸水反应堆建设整体平均服役年龄较压水反应堆更长。核反应堆的建设寿命一般在40年左右，意味着在80年代大量建设的反应堆已接近退役。日本福岛核电站泄漏事故加深了民众对到役二代核电站不信任心理；因此，预期未来已运行核电站更新周期将会缩短。目前，AP1000正处于商用化阶段，CAP1400处于研制阶段，待CAP1400试运行成功，即可能面临着二代核电站的更新需求高峰。

4.3 核电站安全管理将更受重视

日本福岛核事故发生后，各国纷纷声明已对本本国核电站设施重新进行了安全检查。2011年03月16日，国务院总理温家宝主持召开了国务院常务会议。会上强调，要充分认识核安全的重要性和紧迫性，核电发展要把安全放在第一位，会议决定：立即组织对我国核设施进行全面安全检查，切实加强在运行核设施的安全管理，全面审查在建核电站，严格审批新上核电项目。可以预计，我国在核电站安全管理上的投入将更高；在核电站安全管理过程中，核电站安全管理服务业和核电站安全检查检测设备将面临新的产业机会，如核废料处理、核安全检测机器人等。

[1] 张禄庆.第三代核电技术在中国核电发展中的作用[J].发展，2007（5）：35－37.

[2] 黄 来，张建玲，彭 敏，等.第3代核电技术AP1000核岛技术分析[J].湖南电力，2009（4）：1－3，22.

[3] 高 利.全球建新核电站将更加谨慎，步调放缓——福岛核电站事故我国核电建设的影响[EB／OL].（2011－03－13）[2011－04－25].http：／／r.hexun.com／read.php？t＝2＠id＝175140.

[4] 濮继龙.中国改进型压水堆核电技术——CPR1000的形成[J].中国工程科学，2008（3）：54－57.

[5] 陈 伟.核电技术现状与研究进展[J].世界科技研究与发展，2005（5）：81－86.