核电站的发展历程及应用前景

林宗虎

中国工程院院士，西安交通大学多相流国家重点实验室，西安 710049

自1954年苏联建成第1个核电站以来，全球已出现了为数众多装有各种反应堆的核电站。本文简述了反应堆的主要结构及核电站的发展历程。根据核电站的特点，论述了核电站在未来能源中的地位及应用前景。

1 核电站的基本原理

在燃用化石燃料的火电站中，化石燃料在锅炉中燃烧时，燃料中的碳原子和空气中的氧原子结合并放出能量，这种能量称为化学能。化学能是由于原子结合和分离使电子的位置和运动发生变化而产生的，与原子核无关。原子由原子核和电子组成；原子核又由质子和中子组成，两者统称为核子。如果设法使原子核发生分离或结合（裂变或聚合），使核子之间强大的吸引力释放出来，则同样能放出巨大的能量，这种能量称之为核能。1938年德国科学家奥托·哈恩用中子轰击铀原子核，发现重原子核的裂变现象。当中子以一定速度与重原子核（如铀－235）碰撞并被其吸收后，后者会出现不稳定并分裂成两片，同时产生2～3个中子并放出热量。这些中子又去轰击其他铀核使其裂变并产生更多中子和热量，这种连续不断的核裂变过程称为链式反应。显然，只要控制中子数的多少就能控制链式反应的强度。常用方法为利用善于吸收中子的材料制成的控制棒的位置变化来控制链式反应的中子数目。此外 ，中子的速度是非常快的，必须应用慢速剂将其降速后才能使重原子核裂变。通常将能实现大规模可控核裂变链式反应的装置称为核反应堆，其中一般装有核燃料棒、控制棒、慢速剂及将热量带出的冷却剂。在火电站中，化石燃料在锅炉中燃烧产生的热量使水产生蒸汽并推动汽轮发电机组发电。在核电站中，核反应堆内核燃料持续裂变产生的热量使水等冷却工质产生蒸汽推动汽轮发电机组发电。因而在早先的锅炉书籍中也将反应堆及产生蒸汽的蒸汽发生器统称为原子锅炉，这两种电站除热量来源不同外，其余工作原理基本上是类似的。

2 核裂变反应堆电站的主要类型及结构

1942年费米在美国建成第一个可自持链式反应的试验型核裂变反应堆后，1954年前苏联在奥布宁斯克投运了世界首座试验性核裂变反应堆电站（电功率为5000kW，发电效率16.6%），标志着人类首次将核能用于和平建设。随着核电站的发展形成了采用多种核裂变反应堆的核电站，主要有轻水堆、重水堆、气冷堆和快中子增殖堆（快堆）等核电站。

2.1 轻水堆核电站

轻水堆是核电站中最常用堆型。采用这种堆型的核电站占核电站总量的86%。这种堆型以普通水（轻水）作冷却剂和慢化剂，按结构又可分为压水堆和沸水堆两类。

2.1.1 压水堆核电站

图1 压水堆核电站示意图

这种核电站的系统示意图可参见图1。图中一回路的主循环泵将水送入反应堆吸热后流入蒸汽发生器下部的倒U形管将热量传给二回路中水后再回入主循环泵进口，形成一个回路。二回路内水由给水泵供给，在蒸发器倒U形管外部流过，吸收管内一回路水的热量并产生蒸汽后进入汽轮发电机组作功发电。汽轮机排汽经凝汽器等设备后回入给水泵形成第二个回路。两个回路相互隔绝。这样，如燃料元件破损，不会造成第二回路水质污染，以免放射性物质经汽轮机逸出。因而，压水堆核电站安全性较高，是核电站中应用最多的堆型，约占总量的62%，最大容量为1300MW，中国现有9台。

2.1.2 沸水堆核电站

沸水堆核电站系统简图示于图2。与压水堆相比，其特点为无第二回路，水直接在反应堆内沸腾，产生蒸汽后送往汽轮发电机组发电。这样省去了蒸汽发生器，但事故时有将放射性物质带入汽轮机并逸出的危险性。单机最大容量为1300MW，现全球有90台机组［1］。

图2 沸水堆核电站示意图

2.2 重水堆核电站

重水即氧化氘，可由普通水制成。重水堆核电站以重水作冷却剂和慢化剂，其系统与压水堆的相似，见图3。重水对中子慢化性能较好，吸收中子少，因而可用天然铀作燃料。适用于天然铀资源丰富，又缺乏铀浓缩能力的国家。全球有40台，中国有2台。

图3 加拿大开发的重水堆核电站系统图

2.3 气冷堆核电站

气冷堆以气体为冷却剂，以耐高温石墨作慢化剂。气体在反应堆中被加热后流入蒸发器加热水使之产生蒸汽推动汽轮发电机组发电。采用低浓缩铀作燃料的气冷堆一般用二氧化碳作冷却剂，出口气温650℃；如采用高浓缩铀为燃料的，用氦气作冷却剂，出口气温可达950℃，如将氦气直接推动氦气轮机发电，发电效率能达48%～50%。后者称为高温气冷堆，全球气冷堆约占总量的3%，高温气冷堆有7台，中国有1台。

2.4 快中子增殖堆核电站

前述几种堆型中，核燃料的裂变主要依靠经慢化剂慢化后的中子（称为热中子），因而也称为热中子堆。热中子堆的主要问题是不能充分利用核燃料资源，利用率仅1%～2%。因而要开发核资源利用率高的快中子增殖堆。快中子为未经慢化的中子，能量较大。研究表明，将快中子撞击某些核燃料，如钚－239，也可使其裂变并产生多个中子。这样，除维持自持链式反应外，还有多余中子用于再生材料转换。例如用于轰击天然铀中的铀－238，经二次β衰变后可变成钚－239新核，从而实现了裂变燃料的增殖。这种堆型称为快中子增殖堆。快堆用钚－239为堆芯，以铀－238为增殖原料，置于堆芯周围，形成增殖区。堆内无慢化剂，只有冷却剂（钠或氦）。采用快堆，可利用天然铀中大量不能用于热中子堆的核资源铀－238，从而使核燃料利用率高达60%～70%。图4为应用液态钠冷却的快堆系统简图。

图4 钠冷快堆核电站示意图

图4中内置泵使液态钠经堆芯吸热后进入主热交换器对管内钠加热后回入反应堆容器。管内钠流入中间换热器加热其中的管内水变成蒸汽，以推动汽轮发电机组发电。中间换热器的存在可避免一回路钠泄漏物直接与水接触发生化学反应并造成放射性物质外泄。这种核电在法国、俄罗斯、日本均有运行，是发展方向之一，中国有1台，正在积极开发试验中。

3 国外核电站的发展历程及趋势

国外核电站的发展历程大致可分为下列几个阶段。1954～1960年为试验性及原型核电站阶段。1954年前苏联第一个试验性核电站投入运行后，美国第一个原型核电站1957年在希平港投运，电功率为90MW。在此期间，只有美、英、法和前苏联建成10台核电机组，单机容量为5～210MW。1961～1968年为核电站实用阶段。有11国建成核电站，这些国家为美、英、法、苏联、西德、日、意、比利时、瑞士、瑞典和加拿大。单机最大容量为608 MW。1969～1985年为核电站发展阶段，全球核电站总容量占发电机组总容量由1970年的1.5%增加到1985年的15%。最大单机容量为1450MW。1979年美国三哩岛核电站发生熔堆事故，1986年前苏联切尔诺贝利核电站事故后，核电安全部门不断提高安全性要求和审批规范使核电建设期增长和建设成本增加，再加上20世纪80年代后期世界经济进入平缓发展期，使1985年后全球核电站发展减慢。1995年后，全球面临化石能源大量使用后行将枯竭和全球变暖、环境恶化的双重压力，各国又出台了发展核电的政策和讨论。至今，全球有440多台核电机组分布在数十个国家内运行。其中有17个国家的核电占其电力总容量的25%以上，有10个国家核电占电力总容量的30%以上。其中法国核电机组容量占电力总容量的78%。当前核电容量约占全球电力总容量的14%，预计到2030年将比2008年增长27%。

目前在运行的核电机组均为采用核裂变反应堆的机组。研究表明在高温下某些轻原子核可聚合成一个重原子核并释放出中子和大量能量。这种依靠原子核聚变反应产生能量并可控制其强度的反应堆称为可控热核聚变反应堆。20世纪50年代开始人们已进行了核聚变试验，英、美、苏联等国均进行了研究，耗资巨大，取得了一定进展。1991年英国首次用等离子体方法进行了可控热核聚变反应。在轻原子核中较易实现核聚变的为氘和氚。在上亿度的高温下氘和氚的原子核克服了静电作用力与外围电子分离成为离子后可聚合成一个重原子核氦－4并放出中子和大量能量（是铀裂变能量的5倍）并可持续核聚变。采用可控热核聚变反应堆的核电站正在研发中。现由中、美、欧洲、日、俄、韩和印度组成的国际组织正在建造国际热核聚变实验堆（International Thermo－nuclear Experiment Reactor，简称ITER），预计耗资100亿美元，电功率为50万kW，有望于2025年在法国建成，2050年商业化。图5是这种托卡马克型核聚变反应堆系统简图。

图5中，氘、氚的高温等离子体在环形反应堆中心部分进行热聚合反应（图中所示为环形反应堆的一段）。真空室使等离子体与外层结构相分开。锂层受中子照射升温熔解并产生氚核，使氚燃料的消耗得到补充。液钾经换热器将锂层热量带出，所产生的钾蒸汽带动钾蒸汽轮机发电机组发电。发电后的钾蒸汽温度仍高，可通过换热器使水生成水蒸汽再用蒸汽轮机发电机组发电。超导线圈的作用是通电后形成强磁场使等离子体运动受磁场约束而不会和真空壁相撞。图5的结构称为磁约束核聚变反应堆系统，正在研发的还有惯性约束核聚变反应堆等系统。1 t海水中含氘40g，锂0.15 g，中子照射锂－6可产生氚，所以海洋提供的聚变能源可供人类使用数十亿年，同时氘氚核聚变反应不产生放射性，没有难处理的核废料，所以是一种安全、清洁、低廉和用之不尽的能源。研发核聚变反应堆的核电站是一种可持续解决人类能源与环境问题的重要途径。

图5 托卡马克型核聚变反应堆简图

4 中国核电站的发展历程及趋势

中国核电站的建设始于20世纪80年代中期，大致可分为下列几个阶段。1985～1995年为起步阶段。首台核电机组装在秦山核电站，1985年开工，1994年商业运行，电功率为300MW，为中国自行设计建造和运行的原型核电机组，采用压水堆型反应堆。使中国成为继美、英、法、前苏联、加拿大和瑞典后全球第7个能自行设计建造核电机组的国家。1982年从法国引进大亚湾核电机组（2×980MW），1987年开工，1994年投运。1996～2006年为推广应用阶段。建成秦山二期、三期、岭澳一期和田家湾等4座核电站的8台核电机组，总装机容量＜10000MW，还出口了一台容量为300MW的核电机组到巴基斯坦。在此期间，核电容量仅占中国总发电容量的1%左右。2006年底中国政府确定了核电要走引进、消化、吸收、再创新的发展道路。2007～2020年为稳步推进阶段。鉴于国际核电事故和中国能源发展计划，中国确定要在确保安全的基础上高效发展核电。要优先安排沿海核电建设，稳步推进内陆核电项目，同时要切实抓好在役核电机组的安全运行和在建项目的安全建设。在第十二个五年计划期间要有序开工田家湾二期、红沿河二期、三门二期、海阳二期等项目，适时建设桃花江一期、大畈一期和彭泽一期工程。到2020年核电装机容量将达70000MW，为以前容量的7倍。使核电装机容量占总电力装机容量上升到4.4%［2］。中国核电发展总的要分三步走，即逐步发展压水堆、快堆和核聚变堆以实现核电的长期可持续发展规划。1999年后国际核电界将核电机组分为四代［3］。第一代指20世纪50年代到60年代初建成的试验堆和原型堆核电机组。第二代指20世纪60年代中期到70年代建成的单机组容量在600～1400MW的标准型核电站，是当今运行的440多台核电机组的主体。第三代核电机组为在第二代基础上进一步提高安全性和经济性并在近期可建造的商用核电机级。其特点为采用可靠的非能动安全系统，堆芯熔化概率低于1×10－5／堆年，电功率为1000～1700MW，寿命60年，可利用率＞87%，建设周期短并能在经济上与天然气联合循环相竞争。第四代核电机组指待开发的具有创新技术的核电机组，比上一代具有更好的安全性和经济性，核废料少，核资源利用率高，其全寿命成本应比其它能源有明显优势。预计2030年后开始商业化。中国现有的核电机组主要为第二代及其改进型压水堆机组，应发挥已有的成熟技术稳步发展沿海及内陆核电站。同时要积极试验和掌握第三代核电技术。中国已引进美国第三代核电技术AP－1000，并作为自主化依托项目建设浙江三门和山东海阳两个核电站的4台百万千瓦级核电机组，4台的国产化率分别为30%，50%，60%和70%。第5台基本实现国产化，在设计技术方面，第一步外商为主，第二步中方为主，第三步设计和建造自主品牌的大型核电机组。现首台机组已开工，预计2013年投运。2020年后将成为中国新建核电机组的主流技术。同时也开展了第三代具有中国自主知识产权的ACPR－1000和CAP－1400核电机组设计工作。后者电功率为1400MW，具有先进的非能动安全系统等第三代核电技术。预计2017年建成示范工程。AP－1000的建造和CAP－1400的设计建造在全球均是史无前例的。

在发展第四代核电机组方面，中国在发展高温气冷堆和钠冷快堆方面取得了重要进展。20世纪80年代中期在清华大学开展了高温气冷堆的研发工作（10MW），2003年满功率并网发电，是世界上唯一运行的模块式球床高温气冷堆（HTR－10）。2008年决定在此基础上在山东荣成建200MW的示范核电站。经两年审查合格，将动工建设。美国预计将在2021年才建成这类示范核电站。在钠冷快堆研发方面，中国原子能科学院在2000年建造钠冷实验快堆，电功率20MW［4］。2010年已达临界，国产化率达70%，2011年7月成功并网发电，安全性已达到第四代要求，为中国快堆产业化打下坚实基础。现已成立“快堆产业化技术创新战略联盟”以促进中国快堆核电的产业化进程。

在可控热核聚变反应堆研究方面，中国1984年建成可控热核聚变反应装置——中国环流1号，1994年又建成中国环流器新1号装置，1999年中国科学院等离子物理研究院的HT－7超导托卡马克试验装置获得稳定的可重复的等离子体。2002年中国环流器2号（HL－2A）投入运行，使中国磁约束热核聚变研究进程加快，使等离子体参数更接近聚变反应堆的要求。此装置与正在建造的国际热核聚变实验堆（ITER）相似，在国际上为中型装置，增强了中国参加ITER计划的实力。

中国核电至今不到1000万kW，与中国实力及对能源的需求不相称。预计2020年可达7000万kW，2030年达2亿kW，2050年可达4亿kW。

5 核电的特点及其在能源结构中的地位

由于全球化石能源的过度使用，使其储量迅速减少并将在150年内枯竭，而人口迅速增长和经济发展需要更多的能源。当今全球人口为70亿，到2050年将增至90亿。据国际能源局估计，到2030年全球能源需求将比目前增加50%，中国经济在粗放型模式下快速发展，能源利用率不高，能源供需矛盾突出。当前能源缺口为8%，2030年将缺20%，2050年将缺30%。中国化石能源如无新储量发现将在近50年内枯竭。在环境方面，全球温室气体CO2等增加迅速，导致冰川消融，海平面升高，自然灾害频发。中国在能源消耗和CO2排量方面均已占全球首位。所以需节能减排，发展清洁高效、可持续发展的新能源，以便过渡到未来的可持续发展能源时期。对中国而言，更需改变当前以煤为主的不合理能源结构。核能发电在安全性、经济性、环保性和稳定性方面均有其固有的特点从而使其在能源结构中占有重要地位。

5.1 核电的安全性

核电站在选址、设计、建造和运行各阶段均将安全性放在首位，其安全系统要求能确保安全停堆、堆芯冷却和余热导出，设置多道防止裂变物质等放射性物质外泄屏障，反应堆必须在可监测状态下运行，要使事故时放射性物质释放到环境中的可能性降到最低。如第三代核电机组要求堆芯熔化概率低于10－5／堆年，发生大的放射性泄漏概率低于10－6／堆年。第四代核电机组的安全性要求还要高。核电站运行时，周围居民实际受到核辐射的放射性剂量是很小的，一般只有50μSv／a（微西弗／年，其中Sv是辐射剂量单位）。人们在海平面高度生活时，从本体环境中受到的放射性剂量就要达到1000μSv／a。海拔每增高500m，人们受到的放射性剂量会增加100～200μSv／a。所以核电站运行时对附近人们放射性剂量的增值是不大的，增加致癌危险性仅相当于经常佩带一只夜光表的影响。燃煤电站燃烧产物内含有多种放射性致癌物质如镭、钍等，对同样发电量而言，燃煤电站引起的癌症危险性要比核电站高数十倍。此外，铀裂变产生的热量是同质量煤的260万倍，因而同容量的燃煤电站所需燃料量要比核电站多得多。在开矿、加工、运输和电站运行中因事故死亡人数方面，燃煤电站也要比核电站高数十倍。

自1954年第一座核电站运行起到目前440多座核电站的近60年运行过程中共发生了3起事故，这些事故均为早期设计不完善和误操作造成的。1979年美国三哩岛核电站事故是由于稳压器卸压阀跳开后不能复位导致失水事故，但当时未查明主要原因，造成了误操作使事态扩大到燃料元件烧毁。由于此堆为压水堆有安全外壳等保护，所以仅导致电站停运但无人员伤亡和放射性泄漏危害环境。1986年切尔诺贝利核电站事故是至今最严重的核电事故［5］。该反应堆是早期建造的石墨慢化轻水冷却的沸水堆，安全性较差。无安全喷淋、无安全外壳、无二次回路，堆芯有200t能燃烧的石墨。当堆芯失冷后，温度升高，石墨与空气接触燃烧使温度升高造成堆芯熔化。此事故造成20多名消防人员死亡，其远期效应除使白俄罗斯和乌克兰的儿童甲状腺癌发病率增加十万分之几外，未对公众产生其他影响。2011年发生的日本福岛核电事故是由于9级地震和海啸引起的。其反应堆是20世纪70年代早期制造的用轻水作冷却剂和慢化剂的沸水反应堆，无二次回路。其冷却系统是能动性的（需用外界电等能源驱动的），地震时自动停堆，但余热尚需冷却。由于海啸摧毁了主冷却系统和备用柴油发电机，使堆芯余热不能及时导出，虽用各种方法人工注入海水冷却，但仍存在燃料棒部分熔化的可能性。其主要问题是设计时只考虑耐8级地震及未采用非能动冷却系统（靠自然循环的），此外，日本东京电力公司未及时救灾也是造成事故扩大的人为因素。其后果是个别救援人员死亡、22人受放射性污染，放射性物质增高了空气和海水的污染程度，其影响严重程度介于前两次事故之间。因而总体而言，核电的安全性高于火电，偶然发生事故，影响也有限。特别是近期设计的第三代核电显著提高了核电安全性，使其成为一种高度安全的可靠能源。以近日展示并将于2013年全面具备实施首堆建设条件的中国先进百万千瓦级压水堆核电技术ACPR－1000为例，就在吸取福岛核事故经验教训的基础上，在安全性与成熟性等方面进行了一系列重大技术创新。其采用了可靠的燃料堆芯和全数字化仪表监控系统，具备三系列安全隔离系统及多样化驱动停堆系统，具有非能动冷却系统及超设计基准事故的应急供电供水系统，并提高了安全停堆的地震等级。其各项设计指标均满足中国最新核安全法规（HAE102），美国的URD和欧洲的EUR文件的要求，亦即达到了国际第三代核电技术的先进水平。

5.2 核电的经济性

核电的特点是基建投资高，但燃料费用小，因此，总的发电成本比火力发电低30%～50%。比其他可再生能源，如风电和太阳能，发电成本更要低得多。据法国原子能与可替代能源委员会主席毕高测算，目前风电电价是核电的2倍到3.5倍，太阳能电价为核电的4倍到8倍，并且两者还要占据大量土地和存在不能保证全年稳定供电的缺点。

5.3 核电的环保性和稳定性

核电不释放有毒气体和温室气体，以容量为1000MW的核电站为例，运行时对大气放射性剂量只有50微西弗／年，每年有30t高放射性的燃料和800t低放射性废物，管理费为0.3美分／（kW·h）。同容量煤电每年排CO2650万t，SO24.4万t，NOx1.3万t，灰渣32万t（包括毒物400万t），其管理费用要比核电高5倍以上。核电和火电一样可持续稳定发电，可带电网中的基本负荷，不像可再生能源发电机组会因地区、气候、风力、光照等自然因素变化而影响持续稳定的发电工况。

5.4 核电在未来能源中的地位

核电因其安全性、经济性和环保性均优于火电且能持续稳定发电等优点，无疑是全球和中国解决化石能源短缺和环境恶化双重压力的有效途径。目前有60多个国家考虑发展核电，2030年将有10～25个国家首建核电站。未来15年核电站数量可增加一倍，中国正在积极发展核电，到2050年中国核电总容量将达4亿kW，占全国发电总容量的份额将从目前的1%左右增加到14.5%。福岛核事故对当前核电发展有一定影响，会造成一些疑虑，但在短期质疑之后，一定会因其优越性而得到迅速发展。全球核电事业的发展是势不可挡的。2050年后当可控热核聚变发电机组商业化后，核电将成为可持续发展能源时期的重要力量。

6 结论

在核电近60年发展历程中逐步形成了轻水堆、重水堆、气冷堆及快中子增殖堆等核裂变反应堆。其中轻水堆发电机组占核电总机组的86%，快中子增殖堆的出现使核燃料利用率从1%提高到60%～70%，因而是重要发展方向。

核电发展历程中发生的3次核事故促使核电在选址、设计、建设和运行时均必须将安全放在首位，已可商业化的第三代核电机组要求采用非能动安全系统等更为可靠安全的措施，将堆芯熔化概率定为＜1×10－5／堆年，放射性泄漏概率定为＜1×10－6／堆年，电功率为1000～1700MW，寿命60年，可利用率＞87%，在经济上能与天然气联合循环发电机组相竞争。正在研发的第四代核电机组比第三代更安全、更经济，核废料更少，核资源利用更有效，预计2030年商业化，其全寿命成本要比其他能源有明显优势。

由于核电具有安全、经济、环保和持续稳定发电等优势，因而是当前解决能源短缺和环境恶化双重压力的有效途径。15年后，全球核电机组将增加1倍。到2050年，中国核电将从目前的1000万kW增长到4亿kW。2050年资源丰富的可控热核聚变反应堆核电机组商业化后，核电将成为今后可持续发展能源的重要力量。

（2011年12月5日收到）

［1］瞿秀静，等，编著.新能源技术 ［M］.第二版.北京：化学工业出版社，2010.

［2］（十一五863计划）先进能源技术领域专家组，编著.中国先进能源技术发展概论 ［M］.北京：中国石化出版社，2010.

［3］王大中，主编.21世纪中国能源科技发展展望 ［M］.北京：清华大学出版社，2007.

［4］王革华，主编.新能源概论 ［M］.北京：化学工业出版社，2006.

［5］欧阳予.核反应堆与核能发电 ［M］.石家庄：河北教育出版社，2003.