芮泰德

核能在提供長期、穩(wěn)定的能源供應的同時，極少排放溫室氣體，不產(chǎn)生二氧化硫和氮氧化物等有害氣體以及粉塵，故而成為目前世界各國為保障能源供應安全、保護生態(tài)環(huán)境的努力中，最具現(xiàn)實意義的替代能源，而且必將對人類社會發(fā)揮越來越大的作用。

1. 第一代核電技術

第二次世界大戰(zhàn)結束后，美國開始開發(fā)核能發(fā)電技術。1957年底，美國首先將核潛艇壓水堆和常規(guī)蒸汽發(fā)電技術結合起來，建成了世界上第一座60 MWe希平港原型壓水堆核電廠。然后又于1960年建成了200 MWe德累斯登原型沸水堆核電廠。在美國動力示范堆計劃的推動下，幾乎所有可能用于發(fā)電組合的堆型都進行了試驗。最終壓水堆和沸水堆的實用優(yōu)勢明顯，成了美國核電發(fā)展的主線。法國、瑞典、日本、西德等國先后放棄了原先的石墨天然鈾技術開發(fā)路線，轉而引進美國輕水堆技術建成了第一批西方輕水堆核電廠。

前蘇聯(lián)在1954年建成了第一座 5 MWe奧勃寧斯克實驗性石墨沸水堆核電廠，1964年建成了265 MWe 原型壓水堆新沃羅涅什一號核電廠。石墨沸水堆（RBMK）和蘇式壓水堆（VVER）這兩種堆型成為前蘇聯(lián)和東歐國家核電發(fā)展的主力堆型。

人們通常將上世紀50年代至60年代中期前后各國建造的首批原型堆/示范堆核電廠稱為第一代。受當時技術限制，第一代核電廠功率普遍較小，一般為300MWe左右，建造的主要目的是為了通過試驗示范來驗證核電的工程實施可行性。堆型除了上述4種外，還有加拿大開發(fā)的CANDU壓力管式重水反應堆和英國開發(fā)的鎂洛克斯石墨氣冷堆（MGR）、改進型氣冷堆（AGR）等?，F(xiàn)在第一代核電機組大多數(shù)已退役。

2. 第二代核電技術

1973年的第一次石油危機引發(fā)了美國與西歐各國的核電建設高潮。單堆功率大幅度提高，達到百萬千瓦級，一回路環(huán)路數(shù)有2、3、4之分，技術上有不小進步。通常人們將從這段時期期開始建設的核電廠稱為第二代。第二代核電廠實現(xiàn)了標準化、系列化、商用化和批量化，以提高經(jīng)濟性，是目前世界上投運核電廠的主力。

受1979年第二次石油危機的影響，能源價格急劇上漲。西方各國經(jīng)濟發(fā)展速度銳減，同時采取大規(guī)模的節(jié)能措施，使得電力需求大幅回落。大批電力建設項目被迫停建、緩建，首當其沖的就是造價高于常規(guī)電力的核電項目。同時，第一代核電技術在安全理念、選用材料和制造質量方面的問題逐漸暴露。1979年3月美國發(fā)生的三哩島事故雖未造成人員傷亡和環(huán)境危害，卻對世界核電發(fā)展產(chǎn)生了很大影響。三哩島事故后，美國核管會（USNRC）加強了對核電廠的安全監(jiān)管，不但嚴格控制新許可證的發(fā)放，而且對原有核電廠設備和規(guī)程的修改要求一再加碼，設計修改導致工期拖延，使得投資風險大增，核電逐漸失去經(jīng)濟競爭力。美國已有30年沒有建設新核電機組。1986年4月發(fā)生的前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故，造成嚴重的人員傷亡、大面積的環(huán)境污染和大規(guī)模的公眾遷移，經(jīng)濟損失慘重。公眾接受心理問題成了核電發(fā)展的重大障礙。核電發(fā)展遂跌至谷底，一些國家甚至放棄獲擱置了核電發(fā)展計劃。

3. 二代壓水堆核電技術的改進

三哩島事故發(fā)生之后，美國所有的電力公司和一些外國電力公司共同組建了核動力運行研究院（INPO），旨在從電廠管理和技術兩個方面來提高投運核電廠的運行安全可靠性、可維修性和經(jīng)濟性。

3.1推行新的重要管理理念

主要有：

l   推動建立與提高安全文化素養(yǎng)，使核電廠全體員工都清楚地意識到提高核電廠安全，不只是安全管理部門的職責，而應是每個員工在本職工作中自覺貫徹的行動。企業(yè)領導層對安全文化的培育起著關鍵作用。

l   在業(yè)主和供貨商中健全與不斷改進質量保證體系，并加強監(jiān)督控制。

l   推動人員培訓與再培訓的軟硬件條件的改進，以及有組織、規(guī)范化的運行經(jīng)驗交流與反饋。

這些管理理念日臻完善，并將在今后堅持貫徹下去。

3.2. 強化技術研發(fā)

針對建造與運行中發(fā)現(xiàn)的問題，加強技術研發(fā)，主要在以下幾方面實現(xiàn)了技術進步：

（1）針對關鍵設備、部件重復出現(xiàn)的故障，研制出新材料、新工藝，投入使用至今；

（2）利用反應堆和一回路系統(tǒng)設計和安全評價新理念，并程度不同地考慮了預防和緩解嚴重事故后果的應對措施；

（3）先進的半速汽輪機與數(shù)字化儀控系統(tǒng)等的普遍推廣。

這些技術不僅已普遍應用于第二代的投運和新建機組，而且絕大多數(shù)改進也用到了下文中的第三代核電技術中。

實際上，包括我國在內的世界各國正在運行的二代核電機組，通過20年左右在電廠運營管理能力的提升，以及在停堆換料或專項整治中持續(xù)不斷安排的整改，技術上已有很大改進，運行業(yè)績相當好。 ()紀九十年代前建造的核電廠的儀控系統(tǒng)均為模擬量加大和換料周期的二代壓水堆核電廠的原設計壽命為30～40年，現(xiàn)在有近半數(shù)的投運美國核電廠向核管會提出延壽20年的申請并陸續(xù)獲得批準?？梢灶A期，核電廠延壽會成為一種風氣。而新建二代改進型核電機組的設計壽命已可提高到60年。運行業(yè)績證明二代改進型機組的安全性是可以接受的，加上核電本身獨特的環(huán)保優(yōu)勢，才又使核電出現(xiàn)了復蘇的勢頭。可以肯定，今后一段相當長的時期，二代改進型核電機組將會和下文介紹的第三代核電機組長期共存，共同為人類造福。

4. 第三代先進輕水堆核電技術

美國核電界同期做的另一件大事就是，從上世紀80年代中期開始，美國電力研究院（EPRI）根據(jù)輕水堆30多年的運行經(jīng)驗教訓，制定并于1990年首次公布了一套使供貨商、投資方、業(yè)主、核安全管理當局和公眾各方面都能接受的電力公司要求文件（URD），作為開發(fā)未來的先進輕水堆（ALWR）的明確、完整的技術準則。隨后西歐亦相繼制訂出歐洲電力公司要求文件（EUR）。

URD共分三卷。第一卷是先進輕水堆計劃的政策聲明和頂層設計要求，包括簡化、設計裕量、人因、安全、技術成熟性、可維修性、可建造性、經(jīng)濟性、質量保證、標準化和管理穩(wěn)定性等14項政策；以及有關安全設計、性能設計、可建造性和設計過程方面的要求等。此外還明確提出了經(jīng)濟性奮斗目標。第二卷和第三卷則分別對功率為120～135萬千瓦改良型ALWR和采用全新設計理念的革新型即非能動型ALWR提出了一套較為完整的高層設計要求。

人們將按照URD、EUR等要求設計建造的核電廠稱為先進核電廠，習慣上又稱之為第三代核電廠。日本的先進沸水堆（ABWR）已有數(shù)臺投運；在建的有ABWR、芬蘭和法國的世界頭兩座歐洲壓水堆（EPR），以及剛剛在我國三門開工建設的世界第一臺AP1000機組等；被業(yè)主看好的機型還有先進壓水堆（APWR）、簡化沸水堆（SBWR）和增強型簡化沸水堆（ESBWR）等。

5 第三代壓水堆的設計特色 

如前文所述，第二代改進型核電技術中的大部分已在三代核電中得到沿用。三代技術中最值得稱道的是其完善的預防和緩解嚴重事故對策。一些關鍵措施在二代核電設計中難以采用。

三哩島事故使人們清醒地認識到，概率極低、但后果比已考慮的設計基準事故更可怕的嚴重事故是可能發(fā)生的，必須高度重視嚴重事故分析及其對策研究。包括我國在內，許多國家的核安全監(jiān)管機構要求使用概率安全評價（PSA）方法對嚴重事故進行安全分析，并在設計中盡量考慮防范和緩解措施。

已完成的第三代技術的堆芯熔化概率和大量放射性釋放概率明顯低于URD和EUR的相應要求。具體設計中出現(xiàn)了兩種不同的走向：

第一種是美國西屋公司研發(fā)的以全非能動安全系統(tǒng)、簡化設計和布置以及模塊化建造為主要特色的AP1000。非能動安全系統(tǒng)的工作原理是采用加壓氣體、重力流、自然循環(huán)流以及對流等自然驅動力，而不使用泵、風機和應急柴油發(fā)電機等能動部件；無需運行人員操作和安全級支持系統(tǒng)就能保證安全，使系統(tǒng)大大簡化。因其全新的概念而稱為革新型設計。

第二種是法、德合作開發(fā)的EPR。它立足于成熟技術的逐漸演進，著重利用4套完全實體分隔的能動安全系統(tǒng)提高安全性，用加大機組容量的規(guī)模效應來補償經(jīng)濟性，世稱改良型設計。

這兩種設計在應對嚴重事故出現(xiàn)堆芯熔融的措施也有不同的理念與特色。鑒于安全殼在預防和緩解反應堆嚴重事故后果方面的重要作用，兩者了采用結構不同的雙層安全殼。

綜上所述，第三代核電技術的安全性，在二代改進型機組安全性可以接受的基礎上，又有較大提高。但是為此可能要付出的經(jīng)濟代價將使核電的經(jīng)濟競爭性大打折扣，這很可能成為制約第三代核電技術在世界范圍被廣泛應用的主要因素。ABWR已有較好的運行業(yè)績，但因經(jīng)濟性不被看好，使得續(xù)建機組甚少。目前，AP1000和EPR均無建成投運的機組，其首堆工程還處于邊設計、邊施工狀態(tài)。毋庸諱言，這兩個首堆工程的造價遠高于二代改進型機組，更不用提URD和EUR的經(jīng)濟性要求了。三代壓水堆核電技術的運行安全可靠性和經(jīng)濟性要等待首堆運行和批量化商業(yè)推廣兩個階段的檢驗與改進后才有定論。它們的經(jīng)濟性何時能與批量建設的二代改進型機組競爭，人們將拭目以待。

核電界一直存在“多么安全就足夠安全了”（How safe is safe enough）的爭論。國際原子能機構（IAEA）在其基礎性文件中總結說：“無論怎樣努力，都不可能實現(xiàn)絕對安全。從根本意義上說安全是將風險控制在合理可接受的程度，而不可能完全消除風險。故而，安全就是利益和代價的平衡^]。 等到三代核電技術經(jīng)過實踐證明，其運行性能卓越、經(jīng)濟上與二代核電技術相當，則用不著任何行政干預，業(yè)主都會自動采用三代技術。

6  第四代核能系統(tǒng)

面對全世界日益嚴峻的核擴散和反恐形勢、第三代核電比投資居高不下的困難，并考慮到燃料資源對核電可持續(xù)發(fā)展的重要性，在第三代壓水堆核電新生兒還未呱呱落地之時，人們又開始醞釀第四代核能系統(tǒng)的催生。

開發(fā)第四代核能系統(tǒng)的設想，最先由美國能源部的核能、科學與技術辦公室于1999年6月在美國核學會夏季年會上提出。 2000年1月，美國能源部發(fā)起并約請了阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等8個國家的政府代表開會，磋商開發(fā)新一代核能技術的國際合作問題。會議取得廣泛共識，并發(fā)表了“9國聯(lián)合聲明”。此后成立的“第四代核能系統(tǒng)國際論壇（GIF）”擬定的總目標是：在2030年前后，創(chuàng)新地開發(fā)出新一代核能系統(tǒng)（G-IV）, 使其安全性、經(jīng)濟性、在節(jié)省鈾資源和廢物量最少化兩方面的可持續(xù)發(fā)展性、防核擴散、防恐怖襲擊等方面都有顯著提高；研發(fā)不僅用于發(fā)電或制氫等的反應堆, 還包括核燃料循環(huán)的裝置, 以達到組成完整核能利用系統(tǒng)的目標。

第四代核能系統(tǒng)的具體技術目標, 主要包括：

l      核電機組比投資不大于1000 美元/kW, 發(fā)電成本不大于3 美分/kWh , 建設周期不超過3 年;

l      極低的堆芯熔化概率和燃料破損率, 人為錯誤不會導致嚴重事故, 不需要廠外應急措施；

l      盡可能減少核從業(yè)人員的職業(yè)劑量, 盡可能減少核廢物產(chǎn)生量, 有完整的核廢物處理和處置方案, 其安全性能為公眾所接受；

l      核電站本身要有很強的防核擴散能力, 核電技術和核燃料技術難于被恐怖主義組織所利用：

l      全壽期和全環(huán)節(jié)的管理系統(tǒng)；

l      國際合作開發(fā)機制。

2002年,GIF對有潛在希望的反應堆概念進行了篩選，推薦出六種在能源可持續(xù)性、經(jīng)濟競爭性、安全可靠性，以及防擴散和防外部侵犯能力方面最具前景的核系統(tǒng)作為進一步研發(fā)的方向。它們包括3種快堆系統(tǒng)和3種熱堆系統(tǒng)，即帶有先進燃料循環(huán)的鈉冷快堆（SFR）、鉛冷快堆（LFR）和氣冷快堆（GFR），以及超臨界水冷堆（SCWR）、超高溫氣冷堆（VHTR）) 和熔鹽堆（MSR）。

一般認為，第四代核能技術進步跨度大，考慮得比較全面和深遠，為核能長遠的可持續(xù)發(fā)展創(chuàng)造了十分有利的條件。例如，第四代快堆具有閉合燃料循環(huán)特征，可實現(xiàn)將長壽命放射性廢物減少到最小。出口溫度高，這就有可能高效率地發(fā)電、產(chǎn)氫或產(chǎn)生高溫工藝熱。

作為唯一的水堆選項，超臨界水堆（SCWR）將超臨界火電和最新的輕水堆技術結合起來，效率明顯提高、系統(tǒng)大大簡化、可采用非能動安全技術，顯示出巨大的應用潛力和經(jīng)濟競爭力。此外，具有快中子能譜的SCWR提供了全部錒系元素再利用的閉合燃料循環(huán)可能性。

由于技術基礎不同，六種堆型的研發(fā)進度不會一樣。