壓水堆技術發(fā)展趨勢概述

張祿慶

(中國核工業(yè)集團公司，北京  100822)

        [摘要]核安全是核電廠的頭等大事，核電技術就是在吸取核電廠事故教訓，對核安全監(jiān)管當局對技技術進行評審時提出的要求，不斷研發(fā)改進而發(fā)展起來的。文中概述了壓水堆技術的發(fā)展趨勢，其大致可歸納為設計理念的拓展和新技術，新材料的研發(fā)與應用推廣兩方面。
        [關鍵]壓水堆發(fā)展趨勢
        [中圖分類號]TL421   [文獻標識碼]A   [文章編號]1674—1617  （008）01—0040—04

 The development trend of PWR technology

ZHANG lu-qing

(China National Nuclear Corporation ,beijing 100822 ,china)

        [Abstract]Nuclear safety is the most important thing of nuclear power plant.Nuclear power technology is developed through continuous R&D and improvement bassed on lessons drawn from nuclear accidents or incidents as well sa in line trend of PWR technology is described from two aspects in this paper ,i.e.prolongation of design idesas ,the R&D of new technology and materiais as their application
        [Key words]  PWR: development  trend

        20世紀物理學對人類社會發(fā)展產生了最重要影響的發(fā)明莫過于核能的利用。1 938年底德國科學家哈恩和斯特拉斯曼在用中子轟擊鈾原子核的實驗中首次發(fā)現(xiàn)了核裂變現(xiàn)象。核裂變可釋放出巨大的能量一核能。1 939年春法國科學家約里奧·居里和意  大利科學家費米先后證明，鈾核在裂變過程中會放  出2—3個中子，從而揭示了自持裂變鏈式反應的可  能性。1942年費米又在世界第一座反應堆上首次實  現(xiàn)了可控裂變鏈式反應。但是核能的利用這柄雙刃  劍卻首先使用于研制原子彈、氫彈、核潛艇和核航  母。直到20世紀50年代人類才開始開發(fā)核能的和  平利用——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，建成了世界上第一座60 MW希平港原型壓水堆核電廠。
        壓水堆核電廠因其功率密度高、結構緊湊、安全易控、技術成熟、造價和發(fā)電成本相對較低等特點，成為目前國際上最廣泛采用的商用核電堆型，占輕水堆核電機組總數(shù)的3／4。截至2006年底，全   世界31個國家和地區(qū)共擁有運行核電機組435臺，核電總發(fā)電量占全世界總發(fā)電量的16％左右。全世界已經(jīng)積累了13000多堆·年的核電運行經(jīng)驗。我國自主設計、建設的秦山310 MW機組，于1991年底首次并網(wǎng)發(fā)電，結束了大陸無核電的歷史。截至2007年底，我國大陸有秦山一、二、三期核電廠、大亞灣核電廠、嶺澳核電廠，田灣核電廠共11臺核電機組投入商業(yè)運行，核電裝機容量達906．8萬千瓦。我國也已掌握了現(xiàn)在普遍采用的壓水堆二代改進技術。
        核裂變在釋放熱能的同時還產生大量的放射性裂變產物和活化產物。鑒于反應堆停堆后會持續(xù)釋出衰變熱，堆芯如不能得到有效冷卻，可能導致燃料組件和反應堆壓力邊界的損壞，甚至導致放射性外泄。因此確保核安全成為核電廠的頭等大事。核電技術就是在吸取核電廠事故教訓、針對核安全監(jiān)管當局對技術進行評審時提出的要求，不斷研發(fā)改進而發(fā)展起來的。本文試圖概述壓水堆技術作為趨勢的最新發(fā)展。它大致可歸納為設計理念的拓展和新技術、新材料的研發(fā)與應用推廣兩方面。

1  設計理念的拓展

        1．1  深化嚴重事故對策研究
        1979年美國三里島事故使人們清醒地認識到，出現(xiàn)概率極低、但后果比已考慮的設計基準事故更可怕的嚴重核事故的確是可能發(fā)生的，必須高度重·視嚴重事故分析研究，并在設計中采取相應對策來防止嚴重事故發(fā)生或緩解其后果。20世紀80年代美國核管會提出使用確定論和概率論相結合的方法加強對嚴重事故及其應對措施的審評。1999年國際原子能機構建議：對已有核電廠，堆芯損壞概率應低于10^-4／堆·年，放射性失控外泄概率應低于10^—5／堆·年；對未來核電廠的要求則提高了一個量級，分別相應為^10—5／堆·年和10^—6／堆·年。美國核管會要求設計中有一系列防止和緩解嚴重事故的措施、提高未能緊急停堆的預期瞬態(tài)(ATWS)等事故工況下的安全裕量。2004年我國國家核安全局發(fā)布的《核動力廠設計安全規(guī)定》(HAFl02)中也  要求在核電廠最終安全分析報告中增加PSA分析內  容，在設計中盡量考慮防范和緩解嚴重事故的措  施。這些法規(guī)會對設計工作，特別是對二代壓水堆  的改進設計產生導向性影響。

       核電先進國家在具體設計中開發(fā)和應用了不少  對策手段，如非能動安全注射系統(tǒng)、反應堆自動降  壓系統(tǒng)(防止出現(xiàn)高壓熔堆)、安全殼消氫系統(tǒng)(防  止氫爆)、堆腔淹沒系統(tǒng)(保持堆芯熔融物在壓力容器內，防止發(fā)生蒸汽爆炸)以及堆芯捕集器(收集、冷卻穿透壓力容器壁的堆芯熔融物，防止安全殼被直接加熱和早期失效)等。
        美國三里島事故證明，安全殼作為防止放射性物質向環(huán)境釋放的最后一道屏障，在預防和緩解反應堆嚴重事故后果方面起著十分重要的作用。鑒于此，前蘇聯(lián)的VVER型壓水堆設計現(xiàn)在均增添了安全殼?，F(xiàn)在傾向采用屏障作用更好的雙層安全殼。我國田灣核電站和法、德設計的EPR就采用雙層安全殼。而美國西屋公司的APl000則采用全新設計的非能動冷卻安全殼及其輔助系統(tǒng)。
        1．2  先進的第三代壓水堆設計
        20世紀90年代，美國和歐洲核電先進國家核電界相繼提出各自的電力公司要求文件，分別稱為U日D和EUR。它們對今后建設的核電廠的安全、技術、經(jīng)濟性確定了一系列具體的奮斗目標。各國也著手研發(fā)同時滿足這些要求和核安全當局要求的所謂第三代壓水堆。在設計實踐中出現(xiàn)了兩種不同的走向。一種是法、德合作開發(fā)的歐洲動力堆EPR，它立足于成熟技術、逐漸演進，著重增加能動安全系統(tǒng)，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。芬蘭正在建造世界上第一座EPR核電廠。另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APl000。非能動安全系統(tǒng)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)大大簡化并采用模塊化設計。因其全新的概念而稱為革新型設計。我國三門核電廠1號機組的建設將成為APl000的首堆工程。
        1．3  一體化壓水堆等的概念設計
         所謂一體化是將反應堆主回路納入壓力容器  內，從根本上消除了一回路主管道破裂造成堆芯失水的可能，不再需要設置應急堆芯冷卻系統(tǒng)。同時  一體化設計增強了自然循環(huán)能力，非但可以帶出堆  芯余熱，而且可以帶出反應堆部分、甚至全部功率。  這種理念不僅適合于軍用艦船，而且還可用于中小 核電機組。目前美國核管會正對西屋公司等設計的  IR，S(國際創(chuàng)新保安反應堆)一體化堆概念設計進  行預申請審查。此外，包括中國在內的一些國家也  開展了適應發(fā)展中國家電網(wǎng)需求的新型中小容量的  堆型設計，重點在于簡化系統(tǒng)、提高固有安全性和  減少換料次數(shù)，甚至現(xiàn)場不換科，使高放廢物量也  大大減少。
        1．4  第4代核能技術的開發(fā)
        面對世界核擴散的嚴峻形勢，從本世紀初開  始，美國牽頭和主要核電國家醞釀開發(fā)滿足21世紀  核能需要的第四代核電技術。為此成立的第四代核  能系統(tǒng)論壇(GIF)推薦了包括超臨界水堆在內的6  種堆型。其主要特征除了比目前的技術有更高的安  全性、更好的經(jīng)濟性、更少的放射性廢物產生量外，  特別強調不易通過商用核燃料循環(huán)獲得軍用核材  料。專家預期，第四代核電將在2035年前后投入商  用。我國也加入了這個研發(fā)行列，已在973項目中  安排了超臨界水堆關鍵科學問題的基礎研究項目，  共有上海交通大學等4所高校和中國核動力研究設  計院等4所研究院參與該項基礎研究。
        1．5  模塊化設計和建造
        在核電系統(tǒng)設計中推行設計標準化，使得電廠  某個空間位置上所有系統(tǒng)的管道、設備等可以作為  一個模塊在工廠內先期制造安裝檢查完畢，再運到  現(xiàn)場進行模塊間的拼裝對接。這種對傳統(tǒng)的單項設  備逐一運往現(xiàn)場安裝方式的改變，可以減少現(xiàn)場施  工量，縮短工期，提高建造質量，對提高核電廠經(jīng)  濟性有顯著影9向。在第三代核電設計和新研發(fā)的堆  型概念設計中均采用或考慮了模塊化設計與建造。

2  新技術。新材料的研發(fā)與應用推廣

         2．1  堆芯燃料管理的改進
        堆芯燃料管理是在確保安全的前提下，以燃耗  計算和功率分布分析為基礎，獲得最佳的比燃耗、合理利用鈾資源、降低燃料成本、改善運行性能，以及盡可能降低壓力容器所受快中子輻照而進行的技術經(jīng)濟分析和管理工作。堆芯燃料管理的發(fā)展趨勢是換科周期延長至18～24個月，更換燃料組件數(shù)由1／3堆芯改為1／4堆芯(燃料組件將在堆內使用4個循環(huán))、換料方式從有助于展平堆芯中子注量率分布的”由外向內”(out-in)，即新燃料組件首先放在堆芯外區(qū)，再向里區(qū)挪位的換料，改為”由內向外”(in-out)，即新燃料組件首先放在堆芯最里區(qū)，再向外圍挪位的換料。這種方式有利于降低壓力容器所受快中子注量，但不利于堆芯中子注量率的展平。這些因素就在燃料組件鈾富集度選擇、倒換料方案計算、可燃毒物的選擇和布置方面帶來新的挑戰(zhàn)。許多核電機組已經(jīng)獲得成功。
         2．2  反應性控制新手段
        隨著機組容量的加大和換科周期的延長，反應堆的初始后備反應性相當大。后備反應性的控制需要滿足整個堆芯壽期內保持較平坦的功率分布、自動調節(jié)反應性以響應負荷的變化、緊急情況時能迅速停堆并保持適當?shù)耐６焉疃取，F(xiàn)代壓水堆均采用控制棒、可溶硼化學補償和可燃毒物聯(lián)合進行反應性控制。
        控制棒主要用來簡便快速補償運行時的反應性變化，實施啟停堆和功率調整。為了滿足電廠“日負荷跟蹤”的需要，還專門設置了一種采用弱吸收芯體材料的“灰”控制棒?；野舻囊苿硬粫鹬凶幼⒘柯实倪^大畸變。
        由燃耗、氙中毒、裂變產物積累、冷啟停等引起的緩慢反應性變化，則用調節(jié)冷卻劑中硼酸濃度來補償。鑒于慢化劑負溫度系數(shù)會隨硼濃度增加而變小，直至出現(xiàn)正值而影響安全。為此需在初始堆芯中設置可燃毒物。
        可燃毒物是種固體中子毒物，主要有硼、釓和鉺等的化合物。用可燃毒物吸納較大部分后備反應性，即可減少可溶硼的用量，確保反應性溫度系數(shù)始終為負。可燃毒物吸收中子而逐漸減少，被其吸納的反應性就會逐漸釋放出來，可加深燃料燃耗。在堆芯中妥善布置可燃毒物還可以展平中子注量率分布，對實現(xiàn)”由內向外”換料特別重要?，F(xiàn)在趨向于日益廣泛采用所謂一體化可燃毒物，它又包括涂敷于燃料芯塊表面的硼化鋯涂層，及UO₂和Gd₂0₃或Er₂0₃彌散體等品種。含可燃毒物燃料不僅適用于  首爐燃料，而且能在后續(xù)換料中發(fā)揮優(yōu)良效果。
        2．3  高燃耗燃料包殼材料的研發(fā)和應用
        不銹鋼作為燃料棒包殼材料，早就因其熱中子  吸收截面較大而被Zr-Sn系的Zr-2和Zr-4合金取代。  兩者對高溫水及蒸汽的耐蝕性和強度均有很大改  進，而且Zr-4合金的吸氫量比Zr-2合金小得多，因  此Zr-4合金已廣泛用于壓水堆的燃料包殼。Zr-4合  金的缺點是在高溫蒸汽中的腐蝕氧化膜不致密，容  易剝落；用于高燃耗燃料組件包殼，Zr-4合金則顯  得有些力不從心。
        為此，法國又研制了Zr-Nb系M5合金，合金中  的鈮可減輕少量雜質對腐蝕的有害作用，對氧化膜  剝落有自愈能力。M5鋯合金在抗腐蝕、蠕變、輻照  生長、吸氫等方面都比2r，4合金優(yōu)越。專家認為，  M5合金可以在鈾燃耗大于65GW．d／t的條件下使  用，并已用于EPR的燃料棒包殼。而美國西屋公司  開發(fā)的Zirlo合金則綜合了Zr-Sn、Zr-Nb合金的優(yōu)  點。在鈾燃耗為71 GW．d／t條件下，Zirlo的均勻  腐蝕速率、輻照生長、蠕變等性能均優(yōu)于Zr-4合金。  這種合金已用于實驗燃料組件的包殼和結構材料。
        2．4  數(shù)字化儀控系統(tǒng)的推廣
        20世紀90年代前建成的核電廠的儀控系統(tǒng)均采  用了模擬系統(tǒng)，性能已大大落伍，設備老化和過時、  備品備件采購困難。更換成數(shù)字化儀控系統(tǒng)已經(jīng)是  大勢所趨。數(shù)字化儀控系統(tǒng)的可靠性好、精度高，具  有網(wǎng)絡通信、故障診斷定位能力，且能將各種數(shù)據(jù)  庫、知識庫和專家系統(tǒng)融入系統(tǒng)之中，大大強化了  系統(tǒng)的控制能力、自動化水平、信息綜合處理與顯  示能力，顯著改善了人機接口。采用數(shù)字化儀控系  統(tǒng)后的中央控制室給人以完全耳目一新的感覺。
        2．5  自然循環(huán)等非能動安全技術的廣泛應用
        非能動安全系統(tǒng)已簡單闡述。最常運用的有自  然循環(huán)技術，例如閉合一回路內，依靠向下流的冷  段和向上流的熱段中的流體密度差，在重力作用下  所產生的驅動壓頭來實現(xiàn)的循環(huán)流動。顯然只要將  蒸汽發(fā)生器的高度相對于堆芯提得足夠高、保證其  二次側給水的供應，同時盡可能減少回路阻力，則  堆芯作為熱源、蒸汽發(fā)生器作為熱阱，就能在主回  路中建立起自然循環(huán)。自然循環(huán)在核電堆中已廣泛  用作非能動安全手段，例如在APl000設計中的非  能動堆芯冷卻系統(tǒng)，以及利用對流傳熱的非能動安  全殼冷卻系統(tǒng)等。有些小容量機組甚至采用自然循  環(huán)帶出堆芯全部發(fā)熱。
         2．6  核電廠延壽的技術準備
        現(xiàn)今運行壓水堆核電廠的設計壽命為30—40年。有相當一批電廠，特別是美國的早期核電廠正步入其后半生。但鑒于這些核電機組通過20年左右持續(xù)不斷在停堆換料中安排的整改．技術上有很大改進，運行業(yè)績相當好。對核電業(yè)主而言，早已折舊完畢的核電廠能延壽運行，會在可以接受的安全前提下帶來可觀的經(jīng)濟效益。許多美國核電廠向美國核管會提出延壽申請并獲得批準。這就大大激發(fā)了其他業(yè)主的熱情，可以預期核電廠延壽會成為一種風氣。但是延壽并不是一件容易的事。業(yè)主必須提供充足的證據(jù)，來證明其機組的系統(tǒng)設備足以安全可靠地多運行20年；對有缺陷的問題設備將采取何種補救措施或予以更換，方可獲得安全當局的批準。這里面有許許多多的長期技術準備與改進工作要做。美國核電運行研究院(1NPO)特別強調水化學和輻照環(huán)境對設備的影響，提出加強對應力腐蝕裂紋和輻照加速的應力腐蝕裂紋的發(fā)生和早期擴展過程的研究。他們提出的將性能監(jiān)測和糾正措施、預防性檢修、長期規(guī)劃集成起來考慮的理念非常具有借鑒意義。該方法將監(jiān)測、評估、維修、預防和長期計劃有機地結合起來，無疑對于延壽申請文件的準備是非常有益的。
3  結束語
        隨著人類社會的進步，在對電力需求增加的同時，保護環(huán)境的呼聲愈來愈高，全面、協(xié)調、可持續(xù)發(fā)展，建設和諧社會的愿望日益深入人心。核能的作用將得到更為突出的體現(xiàn)。美國在核電停止發(fā)展20多年后，重新走上核電復蘇的道路。許多發(fā)展中國家也希望發(fā)展核電。我國政府于2006年制定了核電中長期發(fā)展規(guī)劃，決定到2020年建成4000萬千瓦核電，在建1800萬千瓦。核電面臨大好的發(fā)展機遇。前述的兩種先進第三代核電機組均在中國落戶。在這些機組的建設過程中，我們肯定可以通過消化吸收國外先進技術．不斷提高自己的核電技術創(chuàng)新能力。自主創(chuàng)新、中外結合，不斷研發(fā)新的壓水堆技術，使我國核電“又好、又快、又安全”地發(fā)展，永遠是我國核科技人員的神圣使命和崇高職責。