《世界科技研究与发展》：核电技术现状与研究进展（中国科学院武汉文献情报中心：陈伟、张军、李桂菊）

第29卷 第5期 世界科技研究与发展 Vol 29 2007年10月81·86页 WORLD SC FTECH R&D Oct 2007 pp 81-86 核电技术现状与研究进展 陈伟张军李桂菊 (中国科学院武汉文献情报中心,武汉430071) 摘要:对世界核电发展最新现状进行了概述,综述世界上第三代和第四代核电技术研究进展,最后介绍了核聚变 发电技术的前景 关键词:核电第三代核电技术第四代核电技术核聚变研究发展 The sta tus and Research d eve lopm en t of Nuc lear Power Techno logy CHEN Wei ZHANG Jun L I Guiju (W uhan L ibrary of Ch inese Academy of Sc iences, Wuhan 430071) Abstract: This paper summarizes the newest develpment status of gbbal nuclear power Then the Generatin I and IV technobgy deve bpment tendency in the world is also presented and the pospect for nuclear fusion power generaton is given Key words: nuclear power, Generation Il, Generaton IV, nuc lear fusion, research and deve bpment 自从人类发现铀裂变可释放出巨大能量以来,电发展总体趋缓,核电在近期和远期的发展均集中 经过半个多世纪工程技术实践的充分检验,人们已在亚洲。截至2007年8月22日,在全世界30座在 经深刻认识到核电是一种安全、清洁、经济、高效的建反应堆中,有17座在亚洲。在最近并入电网的 能源。积极发展核电是实现能源及电力可持续发展35座反应堆中,有24座在亚洲。但这并不是说西 的必然选择。核能发电分为两种,一种是通过一些方国家在核能利用上已停步不前。事实上他们在大 重原子核裂变释放出的能量,即核裂变能发电现已力发展核电新技术、积极开发新一代核电站方面是 达到工业应用的规模另一种是核聚变能,是由两个非常活跃的,其中尤以美国为代表,不仅开发了第 轻原子核结合在一起释放出的能量,目前只实现了代核电技术,而且还领导了第四代核电技术的研发 军用,即制造氢弹。通过有控制地缓慢释放核聚变 能达到大规模和平利用的受控热核反应迄今尚未实 表1世界运行和在建的核电反应堆(截至2007年8月22 日) 现工业化应用。核能反应堆按照中子能谱可分为热 Ta ble 1 Nuclear power reacbrs in operaton and under con- 中子堆和快中子堆。也可以根据载热剂的不同(水 struction in the world (as of 22 August 2007) 冷气冷或液态金属冷却)和慢化剂类型不同轻 水、重水或石墨)来划分 运行中的反应堆在建反应堆2006年核发电量 国家机组总装机 机组容量发电量占总发 世界核电技术发展现状 AR数N)(NB份额(% 美国 根据国际原子能机构(ⅣBA)的最新统计,截至 法国 本5547587 8662915300 2007年8月22日,全世界共有439台核电机组正在 俄罗斯312174 45851443159 运行,另外还有30座反应堆系统正在建造中。核电 158731.4 总装机容量达到近372W,满足了世界约16%和 乌克兰1513107 90084847.5 经合组织(OECD)国家25%的电力需求,如表1所 加拿大1812589 924 692184 示。由于政治经济等诸多因素,当前西方国家的核 瑞典 47.9 2205481.9 西班牙8 基金项目:本文受中国科学院知识创新工程重要方向项目“能源 比利时7 科技创新战略研究”支持。 www.globescican 第81页 201994-2007ChinaAcademicJOurnalElectronicPublishingHouseAllrightsreservedhttp://www.cnki.net

第 29卷 2007年 10月 第 5期 81 - 86页 世界科技研究与发展 WORLD SC I2TECH R&D Vol. 29 Oct. 2007 No. 5 pp. 81 - 86 www. globesci. com 第 81页 3 基金项目 :本文受中国科学院知识创新工程重要方向项目“能源 科技创新战略研究 ”支持。 核电技术现状与研究进展 3 陈 伟 张 军 李桂菊 (中国科学院武汉文献情报中心 ,武汉 430071) 摘 要 :对世界核电发展最新现状进行了概述 ,综述世界上第三代和第四代核电技术研究进展 ,最后介绍了核聚变 发电技术的前景。 关键词 :核电 第三代核电技术 第四代核电技术 核聚变 研究发展 The Sta tus and Research D evelopm en t of Nuclear Power Technology 3 CHEN W e i ZHANG Jun L I Guiju (W uhan Library of Chinese Academy of Sciences, Wuhan 430071) Abstract: This paper summarizes the newest development status of global nuclear power. Then the Generation Ⅲ and Ⅳ technology development tendency in the world is also p resented and the p rospect for nuclear fusion power generation is given at last. Key words: nuclear power, Generation Ⅲ, Generation Ⅳ, nuclear fusion, research and development 自从人类发现铀裂变可释放出巨大能量以来 , 经过半个多世纪工程技术实践的充分检验 ,人们已 经深刻认识到核电是一种安全、清洁、经济、高效的 能源。积极发展核电是实现能源及电力可持续发展 的必然选择。核能发电分为两种 ,一种是通过一些 重原子核裂变释放出的能量 ,即核裂变能发电 ,现已 达到工业应用的规模 ;另一种是核聚变能 ,是由两个 轻原子核结合在一起释放出的能量 ,目前只实现了 军用 ,即制造氢弹。通过有控制地缓慢释放核聚变 能达到大规模和平利用的受控热核反应迄今尚未实 现工业化应用。核能反应堆按照中子能谱可分为热 中子堆和快中子堆。也可以根据载热剂的不同 (水 冷、气冷或液态金属冷却 )和慢化剂类型不同 (轻 水、重水或石墨 )来划分。 1 世界核电技术发展现状 根据国际原子能机构 ( IAEA)的最新统计 ,截至 2007年 8月 22日 ,全世界共有 439台核电机组正在 运行 ,另外还有 30座反应堆系统正在建造中。核电 总装机容量达到近 372 GW ,满足了世界约 16%和 经合组织 (OECD)国家 25%的电力需求 ,如表 1所 示。由于政治经济等诸多因素 ,当前西方国家的核 电发展总体趋缓 ,核电在近期和远期的发展均集中 在亚洲。截至 2007年 8月 22日 ,在全世界 30座在 建反应堆中 ,有 17座在亚洲。在最近并入电网的 35座反应堆中 ,有 24座在亚洲。但这并不是说西 方国家在核能利用上已停步不前。事实上他们在大 力发展核电新技术、积极开发新一代核电站方面是 非常活跃的 ,其中尤以美国为代表 ,不仅开发了第三 代核电技术 ,而且还领导了第四代核电技术的研发。 表 1 世界运行和在建的核电反应堆 (截至 2007年 8月 22 日 ) a Table 1 Nuclear power reactors in operation and under con2 struction in the world ( as of 22 August 2007) 国 家 运行中的反应堆 在建反应堆 2006年核发电量 机组 数 总装机 容量 (MW ) 机组 数 总装机 容量 (MW ) 发电量 ( TWh) 占总发 电量的 份额 ( % ) 美国 104 100322 787. 2 19. 4 法国 59 63260 428. 7 78. 1 日本 55 47587 1 866 291. 5 30. 0 俄罗斯 31 21743 7 4585 144. 3 15. 9 德国 17 20339 158. 7 31. 4 韩国 20 17454 2 1920 141. 2 38. 6 乌克兰 15 13107 2 1900 84. 8 47. 5 加拿大 18 12589 92. 4 15. 8 英国 19 10222 69. 2 18. 4 瑞典 10 9034 65 47. 9 中国 11 8572 4 3220 54. 8 1. 9 西班牙 8 7450 57. 4 19. 8 比利时 7 5824 44. 3 54. 4 印度 17 3779 6 2910 15. 6 2. 6

21世纪青年学者论坛 世界科技研究与发展 2007年10月 运行中的反应堆在建反应堆206年核发电量出,通过蒸汽发生器将热量传给二回路并产生蒸汽 国家机组容量机组 推动汽轮机发电,是现有核电站采用最多的一种堆 数Aw)数 捷克 份额(%)型。沸水堆也是用轻水作慢化剂和载热剂,但它不 瑞士53220 设置蒸汽发生器,一回路冷却剂直接在反应堆中将 芬 裂变产生的热量导出并转换为蒸汽送至汽轮机发 斯洛伐克5 16657.2 保加利亚2 1906181 电,因蒸汽直接从堆中产生,因此有一定放射性,对 224 1Q144汽机设计运行、维修有较高要求。重水堆利用重水 13.83.3 537.7 作慢化剂和载热剂,同样在蒸汽发生器中产生蒸汽 104 推动汽轮机发电。由于重水本身成本较高,使重水 罗马尼亚2 阿根廷 69279718堆的推广应用受到一定限制1 斯洛文尼亚1 40.5 2核电技术研究进展 巴基斯坦2 3002527 自从20世纪50年代核电站诞生以来,世界核 亚美尼亚1 376 伊朗 电建设经历了三个阶段:实验示范阶段(1965年以 937167130234142661.616 前)、高速推广阶段(1966~1980年)和滞缓发展阶 数据源自国际原子能机构(htp:/ www laea org/p Grammes/a2 段(1981年至今)。开发了三代核反应堆,第一代反 b总计中包括中国台湾的下列数据 6台机组在运行,4921M;2台机组在建,2600Mw 应堆以原型堆的形式在50、60年代投入应用;第二 2006年核发电量为383Wh,占2006年总发电量的195 代反应堆以大型商业化核电站的形式在70年代出 从表1中可以看出,全世界拥有核电站的国家现并运行至今,包括美国、欧洲和日本的压水堆 只有30个,而美国、法国和日本三国的核电站数量(wR)与沸水堆(BwR)以及俄罗斯的轻水堆 就接近全世界核电站总数的二分之一。这一方面是wWER)和加拿大开发的坎杜重水堆( CANDU), 由于核电站建设需要巨额的资金投入;另一方面也第二代反应堆已经在经济和环境等方面验证了核电 说明核电技术是掌握在少数人手里的高新技术。从的安全性能和竞争力第三代反应堆发展于90年 一个侧面说明了西方发达国家的经济和技术能力。代,包括有美国研发的先进沸水堆(ABWR)改进式 经过多年的发展与竞争,较成熟的核电站大体先进压水堆(Sysm80+)和非能动先进压水堆 已定型。在役运行的核电站中有909%是水冷却型,(APl00)以及法国推出的欧洲先进压水堆 其中压水堆约为60%,沸水堆约为21%,重水堆为(EF)。第三代反应堆将安全作为首要参考因素 9%,剩下10%为气体冷却反应堆、石墨慢化型水冷主要目标是进一步提高第二代反应堆的安全性。此 反应堆或是快中子增殖反应堆俵表2) 外,第四代反应堆的研究工作也已经逐步展开,这 表2核电站反应堆类型(截至2007年8月22日) 代反应堆是未来的革命性反应堆系统,反应堆和燃 Table 2 Nuclear power reactors by type as of 22 Augu 料循环都将有重大革新和发展 2007) 21对第二代核电机组的改进 运行中 上世纪80、90年代以来,各国对现在正运行的 类型机组总装机容量机组总装机容量第二代核电站为提高安全性和经济性而进行的技术 压水堆 数MN)数MM)改进取得了显著成效。以美国为例,他们在研究开 WR26524321821 沸水堆 BWR 94 84958 发新型核电机组的同时,毫不放松对现在正在运行 PHWR 44 22367 石墨慢化型水冷堆LW(R1611404 的第二代核电机组的改进和提高效益。对这些机组 气冷堆 18 的改进主要是从提高安全性,改善经济性、发挥机组 快速增殖堆 1220 设计裕量,提高额定功率、延长机组寿期三方面着手 进行1。通过这些改进核电机组的可利用率从70 从表2可知,目前商业应用最为广泛的主要有年代初的60%左右提高到了现在的约90%寿命由 压水堆、沸水堆和重水堆三种堆型。压水堆以高压40年延长到了60年,延寿后的发电成本降低至 轻水作为慢化剂和载热剂,将核裂变产生的热量导1.88美分/h 第82页 wwwf cl can 201994-2007ChinaAcademicJournalElectronicPublishingHouse.alLrightsreservedhtpwww.enki.net

21世纪青年学者论坛 世界科技研究与发展 2007年 10月 第 82页 www. globesci. com 国 家 运行中的反应堆 在建反应堆 2006年核发电量 机组 数 总装机 容量 (MW ) 机组 数 总装机 容量 (MW ) 发电量 ( TWh) 占总发 电量的 份额 ( % ) 捷克 6 3523 24. 5 31. 5 瑞士 5 3220 26. 4 37. 4 芬兰 4 2696 1 1600 22 28. 0 斯洛伐克 5 2034 16. 6 57. 2 保加利亚 2 1906 2 1906 18. 1 43. 6 南非 2 1800 10. 1 4. 4 巴西 2 1795 13. 8 3. 3 匈牙利 4 1755 12. 5 37. 7 墨西哥 2 1360 10. 4 4. 9 罗马尼亚 2 1310 5. 2 9. 0 立陶宛 1 1185 7. 9 71. 8 阿根廷 2 935 1 692 7. 2 7. 0 斯洛文尼亚 1 666 5. 3 40. 5 荷兰 1 482 3. 3 3. 5 巴基斯坦 2 425 1 300 2. 5 2. 7 亚美尼亚 1 376 2. 4 41. 4 伊朗 1 915 总计 b 439 371671 30 23414 2661. 6 16 a数据源自国际原子能机构 ( http: / /www. iaea. org/p rogrammes/ a2 / index. html) b总计中包括中国台湾的下列数据 : —6台机组在运行 , 4921 MW; 2台机组在建 , 2600 MW; —2006年核发电量为 38. 3 TWh,占 2006年总发电量的 19. 5% ; 从表 1中可以看出 ,全世界拥有核电站的国家 只有 30个 ,而美国、法国和日本三国的核电站数量 就接近全世界核电站总数的二分之一。这一方面是 由于核电站建设需要巨额的资金投入 ;另一方面也 说明核电技术是掌握在少数人手里的高新技术。从 一个侧面说明了西方发达国家的经济和技术能力。 经过多年的发展与竞争 ,较成熟的核电站大体 已定型。在役运行的核电站中有 90%是水冷却型 , 其中压水堆约为 60% ,沸水堆约为 21% ,重水堆为 9% ,剩下 10%为气体冷却反应堆、石墨慢化型水冷 反应堆或是快中子增殖反应堆 (表 2)。 表 2 核电站反应堆类型 (截至 2007年 8月 22日 ) Table 2 Nuclear power reactors by type ( as of 22 August 2007) 类型 运行中 在建 机组 数 总装机容量 (MW ) 机组 数 总装机容量 (MW ) 压水堆 PWR 265 243218 21 17371 沸水堆 BWR 94 84958 2 2600 加压重水堆 PHWR 44 22367 4 1298 石墨慢化型水冷堆 LWGR 16 11404 1 925 气冷堆 GCR 18 9034 0 0 快速增殖堆 FBR 2 690 2 1220 总计 439 371671 30 23414 从表 2可知 ,目前商业应用最为广泛的主要有 压水堆、沸水堆和重水堆三种堆型。压水堆以高压 轻水作为慢化剂和载热剂 ,将核裂变产生的热量导 出 ,通过蒸汽发生器将热量传给二回路并产生蒸汽 推动汽轮机发电 ,是现有核电站采用最多的一种堆 型。沸水堆也是用轻水作慢化剂和载热剂 ,但它不 设置蒸汽发生器 ,一回路冷却剂直接在反应堆中将 裂变产生的热量导出并转换为蒸汽送至汽轮机发 电 ,因蒸汽直接从堆中产生 ,因此有一定放射性 ,对 汽机设计、运行、维修有较高要求。重水堆利用重水 作慢化剂和载热剂 ,同样在蒸汽发生器中产生蒸汽 推动汽轮机发电。由于重水本身成本较高 ,使重水 堆的推广应用受到一定限制 [ 1 ]。 2 核电技术研究进展 自从 20世纪 50年代核电站诞生以来 ,世界核 电建设经历了三个阶段 :实验示范阶段 ( 1965年以 前 )、高速推广阶段 (1966～1980年 )和滞缓发展阶 段 (1981年至今 )。开发了三代核反应堆 ,第一代反 应堆以原型堆的形式在 50、60年代投入应用 ;第二 代反应堆以大型商业化核电站的形式在 70年代出 现并运行至今 ,包括美国、欧洲和日本的压水堆 (PWR)与沸水堆 (BWR ) 以及俄罗斯的轻水堆 (WW ER)和加拿大开发的坎杜重水堆 (CANDU ) , 第二代反应堆已经在经济和环境等方面验证了核电 的安全性能和竞争力 ;第三代反应堆发展于 90年 代 ,包括有美国研发的先进沸水堆 (ABWR)、改进式 先进压水堆 ( System 80 + )和非能动先进压水堆 (AP1000 ) , 以 及 法 国 推 出 的 欧 洲 先 进 压 水 堆 (EPR)。第三代反应堆将安全作为首要参考因素 , 主要目标是进一步提高第二代反应堆的安全性。此 外 ,第四代反应堆的研究工作也已经逐步展开 ,这一 代反应堆是未来的革命性反应堆系统 ,反应堆和燃 料循环都将有重大革新和发展 [ 2 ]。 2. 1 对第二代核电机组的改进 上世纪 80、90年代以来 ,各国对现在正运行的 第二代核电站为提高安全性和经济性而进行的技术 改进取得了显著成效。以美国为例 ,他们在研究开 发新型核电机组的同时 ,毫不放松对现在正在运行 的第二代核电机组的改进和提高效益。对这些机组 的改进主要是从提高安全性 ,改善经济性、发挥机组 设计裕量 ,提高额定功率、延长机组寿期三方面着手 进行 [ 3 ]。通过这些改进 ,核电机组的可利用率从 70 年代初的 60%左右提高到了现在的约 90% ,寿命由 40年延长到了 60 年 ,延寿后的发电成本降低至 1188美分 /kW h

2007年10月 世界科技研究与发展 21世纪青年学者论坛 22第三代核电技术的研究发展 应堆(EPR),属于第三代改进型先进wR核电站 目前,国际上开发的第三代核电堆型均为热中EPR有着所有轻水反应堆中最高的热效率,达到了 子堆,如压水堆、沸水堆、高温气冷堆。这是因为目36%。它有望提供比现有轻水反应堆更低的发电成 前仅热中子堆有把握在近期内实现商用化。我国已本,在60年服役年限中核电站利用率可达到92%。 明确第三代核电堆型是电功率百万千瓦以上的压水第一座ER已在芬兰西南部小岛奥尔基洛托(Okr 堆。水冷堆将会持续部署到2050年后。从2010年hob开工建造并有望于2009年开始运行。第二座 到2020年,由于采用第三代先进轻水反应堆,核能将建造在法国北部城市弗拉芒维尔( flamanville)。 在世界发电市场上的份额会有所增加。部分第三代222高温气冷堆 热反应堆准备投入市场,大部分使用加压水技术并 目前,国内外高温气冷堆研究主要有如下几种 且有着革新的设计。气冷反应堆有有效的安全设施美国和俄罗斯联合设计的GT-MHR( Gas Turb ine 特性和比轻水反应堆更高的热效率 Modular Helium Reactor),此设计采用环形堆芯设计 221压水堆 和棱柱型燃料元件,利用直接循环氦气透平机组发 就压水堆而言,国际上比较成熟的第三代大型电;日本建造的一座30Mw高温气冷实验堆(HT 核电机组有AP1000.PR和 System80+三个型号。T)采用棱柱型燃料元件;南非设计的FBMR(Peb Sysn80+虽已通过美国核管会批准,但由于安全 ble bed Modular Reactor反应堆实际上是德国H 系统应用非能动太少,美国已放弃使用。美国西屋 Module的延续发展,采用球型燃料元件,反应堆 公司的AP1000和法国阿海珐公司(AREA)的热功率由200Mw提高到了400Mw,是球床高温堆 EPR虽都满足第三代核电机组的设计要求,但各有直接循环氦气轮机发电站。南非计划到2011年 优缺点:EPR的单机功率(约1600MW)大于AP开展示范项目,从2015年开始商业化运营 1000的单机功率的约1100MW),但它的能动安全系 我国自行设计建造的10M高温气冷实验堆 统比传统的能动安全系统更加复杂,不如AP100(HTR-10)于2000年12月成功建成达到临界, 的非能动安全系统先进。两者具体设计参数见表2003年1月达到满功率运行并网发电。2004年12 月中国华能集团、中国核工业建设集团清华大学在 表3AP1000与EP主要设计参数 京正式签订咲于共同合作建设高温气冷堆核电示 Table 3 Main design parameters of AP 1000 and EPR 范工程投资协议》,由三方共同组建核电有限公司, 负责建设运营200MW高温气冷堆商用示范核电 热功率MW 3400 4250/4500 站。目前,清华核能院已经完成电功率195MW球 I117 500/1600 床模块式高温气冷堆(HTR-MM)的方案设计,计划 堆芯冷却剂压力MPa 堆芯冷却剂温度/℃ 2925/330 2010年投入商业运行。 活性区长度/m 压力壳内径m 23第四代核电技术研究进展 燃料组件数 57 第四代核电技术有6种设计概念,包括三种快 控制棒数 中子堆和三种热中子堆。三种快中子堆是:带有先 设计寿期/a 进燃料循环的钠冷快堆(SFR, Sod iumτ bo led fast 美国西屋公司设计的AP1000属于第三代革新actr)铅冷快堆(LFR, Lead-cooled fast reactor)和气 型先进PR核电站。AP1000通过独特的非能动冷快堆(GHFR, Gas-cooled fast reac tr),三种热中子堆 安全系统设计,使反应堆设计更加简单,堆芯损毁概是:超临界水冷堆(SCWR, Supercritical watercooled 率可忽略不计,提高了核电站的安全性和可靠性;实 Reactor)、超高温气冷堆(VHTR,ver-hgh- tempera 行模块化设计与建造,有利于提高核电站建造质量 ture gas-cooled reactor)和熔盐堆(MSR, Molten salt 和标准化程度:配备行业最先进的全数字化仪表和 reactor)。这些设计特点都改进了经济性,增强了安 控制系统,使核电站的运营更加简便。我国将引进全性,使废物量最小化和防止核扩散燃料循环 此技术,在浙江三门和山东海阳建造四台核电机组,231钠冷快堆 作为第三代核电自主化依托工程。 在所有第四代反应堆概念中,钠冷快堆具有最 法国阿海珐公司( AREVA)开发的欧洲压水反广泛的开发基础,美法、俄、日和其他国家已做了大 www.globescican 第83页 201994-2007ChinaAcademicJOurnalElectronicPublishingHouse.Allrightsreservedhttp:/www.cnki.net

2007年 10月 世界科技研究与发展 21世纪青年学者论坛 www. globesci. com 第 83页 2. 2 第三代核电技术的研究发展 目前 ,国际上开发的第三代核电堆型均为热中 子堆 ,如压水堆、沸水堆、高温气冷堆。这是因为目 前仅热中子堆有把握在近期内实现商用化。我国已 明确第三代核电堆型是电功率百万千瓦以上的压水 堆。水冷堆将会持续部署到 2050年后。从 2010年 到 2020年 ,由于采用第三代先进轻水反应堆 ,核能 在世界发电市场上的份额会有所增加。部分第三代 热反应堆准备投入市场 ,大部分使用加压水技术并 且有着革新的设计。气冷反应堆有有效的安全设施 特性和比轻水反应堆更高的热效率 [ 4 ]。 2. 2. 1 压水堆 就压水堆而言 ,国际上比较成熟的第三代大型 核电机组有 AP 1000、EPR和 System 80 +三个型号。 System 80 +虽已通过美国核管会批准 ,但由于安全 系统应用非能动太少 ,美国已放弃使用。美国西屋 公司的 AP 1000 和法国阿海珐公司 (AREVA )的 EPR虽都满足第三代核电机组的设计要求 ,但各有 优缺点 : EPR 的单机功率 (约 1600 MW )大于 AP 1000的单机功率 (约 1100 MW ) ,但它的能动安全系 统比传统的能动安全系统更加复杂 ,不如 AP 1000 的非能动安全系统先进。两者具体设计参数见表 3 [ 5 ]。 表 3 AP 1000与 EPR主要设计参数 Table 3 Main design parameters of AP 1000 and EPR 主要性能 AP1000 EPR 热功率 /MW 3400 4250 /4500 电功率 /MW 1117 1500 /1600 堆芯冷却剂压力 /MPa 15. 5 15. 5 堆芯冷却剂温度 /℃ 321 292. 5 /330 活性区长度 /m 4. 27 4. 2 压力壳内径 /m 3. 99 4. 87 燃料组件数 157 241 控制棒数 53 89 设计寿期 / a 60 60 美国西屋公司设计的 AP 1000属于第三代革新 型先进 PWR核电站。AP 1000通过独特的非能动 安全系统设计 ,使反应堆设计更加简单 ,堆芯损毁概 率可忽略不计 ,提高了核电站的安全性和可靠性 ;实 行模块化设计与建造 ,有利于提高核电站建造质量 和标准化程度 ;配备行业最先进的全数字化仪表和 控制系统 ,使核电站的运营更加简便。我国将引进 此技术 ,在浙江三门和山东海阳建造四台核电机组 , 作为第三代核电自主化依托工程。 法国阿海珐公司 (AREVA )开发的欧洲压水反 应堆 (EPR) ,属于第三代改进型先进 PWR核电站。 EPR有着所有轻水反应堆中最高的热效率 ,达到了 36%。它有望提供比现有轻水反应堆更低的发电成 本 ,在 60年服役年限中核电站利用率可达到 92%。 第一座 EPR已在芬兰西南部小岛奥尔基洛托 (O lki2 luoto)开工建造并有望于 2009年开始运行。第二座 将建造在法国北部城市弗拉芒维尔 (Flamanville)。 2. 2. 2 高温气冷堆 目前 ,国内外高温气冷堆研究主要有如下几种 : 美国和俄罗斯联合设计的 GT - MHR ( Gas Turbine Modular Helium Reactor) ,此设计采用环形堆芯设计 和棱柱型燃料元件 ,利用直接循环氦气透平机组发 电 ;日本建造的一座 30 MW 高温气冷实验堆 (HT2 TR)采用棱柱型燃料元件 ;南非设计的 PBMR (Peb2 ble Bed Modular Reactor)反应堆实际上是德国 HTR - Module的延续发展 ,采用球型燃料元件 ,反应堆 热功率由 200 MW 提高到了 400 MW ,是球床高温堆 - 直接循环氦气轮机发电站。南非计划到 2011年 开展示范项目 ,从 2015年开始商业化运营。 我国自行设计建造的 10 MW 高温气冷实验堆 (HTR - 10 )于 2000 年 12月成功建成达到临界 , 2003年 1月达到满功率运行并网发电。2004年 12 月中国华能集团、中国核工业建设集团、清华大学在 京正式签订《关于共同合作建设高温气冷堆核电示 范工程投资协议 》,由三方共同组建核电有限公司 , 负责建设、运营 200 MW 高温气冷堆商用示范核电 站。目前 ,清华核能院已经完成电功率 195 MW 球 床模块式高温气冷堆 (HTR - PM)的方案设计 ,计划 2010年投入商业运行。 2. 3 第四代核电技术研究进展 第四代核电技术有 6种设计概念 ,包括三种快 中子堆和三种热中子堆。三种快中子堆是 :带有先 进燃料循环的钠冷快堆 (SFR, Sodium2cooled fast re2 actor)、铅冷快堆 (LFR,Lead2cooled fast reactor)和气 冷快堆 ( GFR, Gas2cooled fast reactor) ,三种热中子堆 是 :超临界水冷堆 (SCWR, Supercritical water2cooled Reactor)、超高温气冷堆 (VHTR, Very2high2tempera2 ture gas2cooled reactor)和熔盐堆 (MSR, Molten salt reactor)。这些设计特点都改进了经济性 ,增强了安 全性 ,使废物量最小化和防止核扩散燃料循环。 2. 3. 1 钠冷快堆 在所有第四代反应堆概念中 ,钠冷快堆具有最 广泛的开发基础 ,美、法、俄、日和其他国家已做了大

21世纪青年学者论坛 世界科技研究与发展 2007年10月 量研究工作。1951年以来,SRR已在8个国家取得方面还有大量的研发工作要开展。 了300堆·年以上的运行经验。目前在役的钠冷快232铅冷快堆 堆有俄罗斯的BN-600快堆,法国的250MW凤凰 俄罗斯最重要的先进反应堆设计是熔融铅和铅 快堆和印度的40MW快中子增殖实验堆(HBTR)。 铋冷却快堆。基于8艘核潜艇和2个地面设施 当前世界上快堆发展得最好的是俄罗斯。俄罗80堆·年的运行经验,俄罗斯研制出一个小型池式 斯商用快堆BN600于1980年建成,负荷因子一直多功能铅-铋冷却75/00Mw的SVBR反应堆设 维持约70%,其电价可与当地煤电竞争。现正在建计。冷却剂的自然循环足以保证反应堆排出衰变 造BN800,将花费400亿卢比约138亿美元),预热,不会使堆芯过热。该设计适用不同类型的燃料 计能够在2011年前建成。并在设计1800MW的(UO2MOX燃料、氮化物燃料)。该反应堆可在工厂 BN1800 整体制造,运抵现场后就处于待机状态。它可运行 美国通用电气公司(G正E)和阿贡国家实验室8~10年,然后在堆芯置于冻结冷却剂的情况下返 (ANL)正通过超棱柱( Super: Prism)和先进快堆还供货国 (AFR-300)的设计提高先进钠冷快堆的经济性。 作为铅冷却大型快堆,俄罗斯正在开发中的 日本十分重视快堆的发展,在2006年制定的中Best可作为参考概念。已开发出使用一氮化合物 长期髅核能国家计划》大纲中明确提出,到2025年燃料的300MW和1200MW设计。俄罗斯计划在 左右建成快中子增殖示范堆,2050年之前在商业基别洛雅尔斯克( Beloyarsk)建造一座 Brest300示范 础上引进快中子增殖反应堆。为此,日本将“快速站。这些反应堆的现有问题主要与冷却技术和结构 增殖反应堆循环技术咧列入国家支柱技术,快堆项材料腐蚀有关。 目2006财年预算达到34735亿日元(约3亿美 两种美国的长寿期、防扩散的设计令人注目:① 元),2007财年继续拨款296.78亿日元(约2.4亿50Mw铅-铋冷却密封核热源(ENHS);②0~100 美元)。目前日本建有原型堆“文殊”Monj)和Mw铅合金冷却小型安全可移动独立反应堆 实验堆“常阳”(Joyo) ( SSTAR)。 1985年,印度在卡尔帕卡姆( Kalpakkam)建成 与钠冷快堆相比,铅的化学性质惰性,比较稳 了第一座40Mw快中子增殖实验堆(BIR)。随定,但铅具有熔点偏高,与别的金属材料相容性较差 后,印度的快中子增殖技术得到较快发展。印度目等问题。未来硏发需要解决氮化物燃料、耐高温结 前正在建造500Mw原型快堆(PBR),预计2010构材料、铅冷却剂的环境影响、冷却剂的化学控制等 年建成。印度政府为此拨款450亿卢比,用于建设关键问题 核反应堆和原料循环利用设施。 3.3气冷快堆 1995年中国原子能研究院开始建造一座热功 法国对此领域最感兴趣,并计划开发一座用气 率65MW、电功率为20Mw的快中子实验堆,该工体作载热体的快中子燃料全循环反应堆(GFR系 程目前正在安装调试阶段,预计2009年建成。中国统),在2030年前后开发出一种能够优化利用核燃 实验快堆( China expermental fast reactor,CEFR)是料潜能、减少生产长寿命放射性废物的技术。这种 我国快堆工程发展的第一步,建造方针是“以我为废物毒性会明显降低,几百年后可降到铀矿石的毒 主,中外合作”。技术上以俄罗斯已运行的快堆BN性水平,这是GHR系统希望达到的目标。 600为参照,大部分关键设备由俄罗斯制造,在重大 气冷快堆仍有很多关键技术有待解决,主要包 技术问题上向俄罗斯咨询。 括:用于气冷快堆的燃料元件;堆芯设计具有较硬的 钠的化学性质极为活泼,容易与氧或水产生剧快中子谱,在增殖包层中能获得较高的转化比;快堆 烈的化学反应,因此在工艺系统和设备中要严防钠的安全性,特别是在高功率密度下(100MWh/m3) 泄漏,严防钠与水和空气接触,这就大大增加了系统和热惰性较小的条件下如何解决停堆后堆芯衰变热 和设备的复杂性,使得投资加大,因此就冲淡了它在的安全载出;,燃料循环技术,包括乏燃料的解体和再 燃料上的优越性,其发电成本还不能与压水堆等相制造技术等。 竞争。作为第四代核能系统的发展,在完善非能动23.4超临界水冷堆 安全性、降低造价和发电成本,以及燃料循环技术等 目前世界上13个国家的32个组织正在进行超 第84页 www.globescicam 201994-2007ChinaAcademicJOurnalElectronicPublishingHouse.aLlrightsreservedhttp:/www.cnki.net

21世纪青年学者论坛 世界科技研究与发展 2007年 10月 第 84页 www. globesci. com 量研究工作。1951年以来 , SFR已在 8个国家取得 了 300堆 ·年以上的运行经验。目前在役的钠冷快 堆有俄罗斯的 BN - 600快堆 ,法国的 250 MW 凤凰 快堆和印度的 40 MW 快中子增殖实验堆 (FBTR)。 当前世界上快堆发展得最好的是俄罗斯。俄罗 斯商用快堆 BN 600于 1980年建成 ,负荷因子一直 维持约 70% ,其电价可与当地煤电竞争。现正在建 造 BN 800,将花费 400亿卢比 (约 13. 8亿美元 ) ,预 计能够在 2011年前建成。并在设计 1800 MW 的 BN 1800。 美国通用电气公司 ( GE)和阿贡国家实验室 (ANL)正通过超棱柱 ( Super - Prism )和先进快堆 (AFR - 300)的设计提高先进钠冷快堆的经济性。 日本十分重视快堆的发展 ,在 2006年制定的中 长期《核能国家计划 》大纲中明确提出 ,到 2025年 左右建成快中子增殖示范堆 , 2050年之前在商业基 础上引进快中子增殖反应堆。为此 ,日本将“快速 增殖反应堆循环技术 ”列入国家支柱技术 ,快堆项 目 2006财年预算达到 347. 35 亿日元 (约 3 亿美 元 ) , 2007财年继续拨款 296178亿日元 (约 214亿 美元 ) [ 6 ]。目前日本建有原型堆“文殊 ”(Monju)和 实验堆“常阳 ”(Joyo)。 1985年 ,印度在卡尔帕卡姆 ( Kalpakkam )建成 了第一座 40 MW 快中子增殖实验堆 (FBTR)。随 后 ,印度的快中子增殖技术得到较快发展。印度目 前正在建造 500 MW 原型快堆 (PFBR) ,预计 2010 年建成。印度政府为此拨款 450亿卢比 ,用于建设 核反应堆和原料循环利用设施。 1995年中国原子能研究院开始建造一座热功 率 65 MW、电功率为 20 MW 的快中子实验堆 ,该工 程目前正在安装调试阶段 ,预计 2009年建成。中国 实验快堆 (China experimental fast reactor, CEFR)是 我国快堆工程发展的第一步 ,建造方针是“以我为 主 ,中外合作 ”。技术上以俄罗斯已运行的快堆 BN 600为参照 ,大部分关键设备由俄罗斯制造 ,在重大 技术问题上向俄罗斯咨询。 钠的化学性质极为活泼 ,容易与氧或水产生剧 烈的化学反应 ,因此在工艺系统和设备中要严防钠 泄漏 ,严防钠与水和空气接触 ,这就大大增加了系统 和设备的复杂性 ,使得投资加大 ,因此就冲淡了它在 燃料上的优越性 ,其发电成本还不能与压水堆等相 竞争。作为第四代核能系统的发展 ,在完善非能动 安全性、降低造价和发电成本 ,以及燃料循环技术等 方面还有大量的研发工作要开展。 2. 3. 2 铅冷快堆 俄罗斯最重要的先进反应堆设计是熔融铅和铅 -铋冷却快堆。基于 8艘核潜艇和 2个地面设施 80堆 ·年的运行经验 ,俄罗斯研制出一个小型池式 多功能铅 - 铋冷却 75 /100 MW 的 SVBR反应堆设 计。冷却剂的自然循环足以保证反应堆排出衰变 热 ,不会使堆芯过热。该设计适用不同类型的燃料 (UO2 MOX燃料、氮化物燃料 )。该反应堆可在工厂 整体制造 ,运抵现场后就处于待机状态。它可运行 8～10年 ,然后在堆芯置于冻结冷却剂的情况下返 还供货国。 作为铅冷却大型快堆 ,俄罗斯正在开发中的 Brest可作为参考概念。已开发出使用一氮化合物 燃料的 300 MW 和 1200 MW 设计。俄罗斯计划在 别洛雅尔斯克 (Beloyarsk)建造一座 B rest 300示范 站。这些反应堆的现有问题主要与冷却技术和结构 材料腐蚀有关。 两种美国的长寿期、防扩散的设计令人注目 : ① 50 MW 铅 - 铋冷却密封核热源 ( ENHS) ; ②10～100 MW 铅 合 金 冷 却 小 型 安 全 可 移 动 独 立 反 应 堆 (SSTAR)。 与钠冷快堆相比 ,铅的化学性质惰性 ,比较稳 定 ,但铅具有熔点偏高 ,与别的金属材料相容性较差 等问题。未来研发需要解决氮化物燃料、耐高温结 构材料、铅冷却剂的环境影响、冷却剂的化学控制等 关键问题。 2. 3. 3 气冷快堆 法国对此领域最感兴趣 ,并计划开发一座用气 体作载热体的快中子燃料全循环反应堆 ( GFR 系 统 ) ,在 2030年前后开发出一种能够优化利用核燃 料潜能、减少生产长寿命放射性废物的技术。这种 废物毒性会明显降低 ,几百年后可降到铀矿石的毒 性水平 ,这是 GFR系统希望达到的目标。 气冷快堆仍有很多关键技术有待解决 ,主要包 括 :用于气冷快堆的燃料元件 ;堆芯设计具有较硬的 快中子谱 ,在增殖包层中能获得较高的转化比 ;快堆 的安全性 ,特别是在高功率密度下 ( 100 MW h /m 3 ) 和热惰性较小的条件下如何解决停堆后堆芯衰变热 的安全载出 ;燃料循环技术 ,包括乏燃料的解体和再 制造技术等。 2. 3. 4 超临界水冷堆 目前世界上 13个国家的 32个组织正在进行超

2007年10月 世界科技研究与发展 21世纪青年学者论坛 临界水冷堆的研究。从1998年开始,在日本科学促司、BREI公司和麻省理工学院(Mm等,并由N 进会的资助下,东京大学对超临界压力水化学、辐射EE负责组织实施 损伤和传热恶化现象等进行了研究。2000年,在日 加拿大提出了 CANDU-X概念,近期开展了超 本通产省的资助下,开始对SwR进行研究开发。临界流体传热试验硏究、材料腐蚀试验、燃料棒束设 技术开发计划分为3个子课题进行,即“反应堆概计、燃料循环评价堆芯设计和主回路冷却剂特性研 念的相关技术研究”、“传热与流动的相关技术研究 究和“材料与化学的相关技术研究”。参与研究的 欧洲超临界水冷堆项目从2000年开始启动,有 单位包括东芝公司、日立公司、九州大学和东京大学德国、意大利、法国等7国参与,可行性研究预计在 等 2008年完成;计划花10年(2003~2012年)的时间 美国1999年启动了核能研究计划(NFRD发展进行关键技术攻关,包括材料性能研究、设计程序研 新一代核能技术,选择了包括超临界水冷反应堆在制、超临界水传热试验研究以及临界流动试验硏究 内的新堆型进行技术攻关,在反应堆设计、材料、堆等;从2009年至2016年花7年时间进行整体试验, 工程和安全、以及辐照化学等领域开展工作。2003包括棒束传热试验、中子学验证试验、衰变热排出试 年启动了SwR研究开发计划,参加单位有爱达荷验以及LOCA分离效应试验研究等;2020年完成概 国家工程和环境实验室(N)、阿贡国家实验室念设计,建成原型超临界水冷堆(POAK)。表4中 (ANL)、橡树岭国家实验室(ORNL)、西屋电气公列出了90年代以来国外提出的主要技术方案 表4国外提出的超临界水冷堆主要技术方案 Table 4 Main concep tual designs of SCwr in freign countries 方案名称 定功率出口温度压力净效率 提出机构慢化刹"M)(C)MP)(%) 注 热中子谱SwR 日本东京大学 570 44直接循环 快中子谱SCwR 日本 Water TWg H2O1728可变可变38~45直接循环,可燃烧锕系元素 CANDU X Mark I 41间接循环,一回路强迫循环 CANDU·XNC 间接循环,一回路强迫循环 CANDU- ALXI 加拿大AECL 406路 复式循环,VHP透平乏汽为传统间接回 复式循环,VHP透平乏汽为SG和堆芯入 CANDU- ALX2 口加热器供热 球床超临界压力蒸汽 美国INL 24 40碳化硅·热解碳包覆UO,颗粒液化床 美国爱达荷实验室H2O1 448直接循环 超临界压力一体化 俄罗斯库尔 轻水堆 卡托夫研究所 H,O 体化布置,间接循环,一回路自然循环 超临界水冷堆的创新设计仍可大量沿用已积累氦气轮机压缩机以及设计和验证方法等领域的研 的压水堆和沸水堆的技术储备和超临界火电站技发。美国2005年颁布的新《能源法》在爱达荷国 术,但仍需大量的研究开发才能落实设计,特别是堆家实验室开展下一代核电厂(NGNP)项目提供12.5 芯性能和结构材料的开发工作尤为重要。未来需要亿美元的资金。2005年实际拨款3882.8万美元, 解决的问题包括如何避免出现正的反应性温度系2006年实际拨款5445万美元,2007财年能源部还 数、耐高温、耐腐蚀而吸收中子少的结构材料、非能将拨款3143.6万美元,2008财年预算申请3600万 动安全系统、运行稳定性,功率温度、压力控制以及美元 停堆可靠性等,SWR水装量较低,仅为50kgM 为了实现VHR的发展目标,还要在一些关键 左右,对安全的潜在影响也需要深入分析 技术上取得突破,包括:包覆颗粒燃料的最高限值温 23.5超高温气冷堆 度由目前的1600℃提高到1800℃;最大燃耗提高到 美国能源部已将VHTR选为下一代核电站计 Wd/HM。为了满足这样的要求,需要 划(NNP)的目标技术,计划到2017年建立制氢示研发更为先进的ZC包覆的颗粒燃料以代替目前的 范机组,爱达荷国立实验室等单位正在进行包括适Sc包覆的颗粒燃料。目前ZcC包覆的颗粒燃料还 应高温环境的控制棒和关键结构材料、热化学制氢处于实验室的硏制阶段,要达到工业化的规模生产 工艺、高温燃料元件、中间热交换器及隔离阀、高效还有很多的研究开发工作要做。此外,氦气透平机 www.globescican 201994-2007ChinaAcademicJOurnalElectronicPublishingHouse.aLlrightsreservedhttp:/www.cnki.net

2007年 10月 世界科技研究与发展 21世纪青年学者论坛 www. globesci. com 第 85页 临界水冷堆的研究。从 1998年开始 ,在日本科学促 进会的资助下 ,东京大学对超临界压力水化学、辐射 损伤和传热恶化现象等进行了研究。2000年 ,在日 本通产省的资助下 ,开始对 SCWR进行研究开发。 技术开发计划分为 3个子课题进行 ,即“反应堆概 念的相关技术研究 ”、“传热与流动的相关技术研 究 ”和“材料与化学的相关技术研究 ”。参与研究的 单位包括东芝公司、日立公司、九州大学和东京大学 等。 美国 1999年启动了核能研究计划 (NER I)发展 新一代核能技术 ,选择了包括超临界水冷反应堆在 内的新堆型进行技术攻关 ,在反应堆设计、材料、堆 工程和安全、以及辐照化学等领域开展工作。2003 年启动了 SCWR研究开发计划 ,参加单位有爱达荷 国家工程和环境实验室 ( INEEL)、阿贡国家实验室 (ANL)、橡树岭国家实验室 (ORNL )、西屋电气公 司、BRE I公司和麻省理工学院 (M IT)等 ,并由 IN2 EEL负责组织实施。 加拿大提出了 CANDU - X概念 ,近期开展了超 临界流体传热试验研究、材料腐蚀试验、燃料棒束设 计、燃料循环评价、堆芯设计和主回路冷却剂特性研 究。 欧洲超临界水冷堆项目从 2000年开始启动 ,有 德国、意大利、法国等 7国参与 ,可行性研究预计在 2008年完成 ;计划花 10年 (2003～2012年 )的时间 进行关键技术攻关 ,包括材料性能研究、设计程序研 制、超临界水传热试验研究以及临界流动试验研究 等 ;从 2009年至 2016年花 7年时间进行整体试验 , 包括棒束传热试验、中子学验证试验、衰变热排出试 验以及 LOCA分离效应试验研究等 ; 2020年完成概 念设计 ,建成原型超临界水冷堆 (POAK)。表 4中 列出了 90年代以来国外提出的主要技术方案 [ 7 ]。 表 4 国外提出的超临界水冷堆主要技术方案 Table 4 Main concep tual designs of SCWR in foreign countries 方案名称 提出机构 慢化剂 额定功率 (MW ) 出口温度 (℃) 压力 (MPa) 净效率 ( % ) 备注 热中子谱 SCWR 日本东京大学 H2O 1570 508 25 44 直接循环 快中子谱 SCWR 日本 Water TWG H2O 1728 可变 可变 38～45 直接循环 ,可燃烧锕系元素 CANDU - X Mark 1 D2O 910 430 25 41 间接循环 ,一回路强迫循环 CANDU - XNC D2O 370 400 25 40 间接循环 ,一回路强迫循环 CANDU - ALX1 加拿大 AECL D2O 950 450 25 40. 6 复式循环 , VHP透平乏汽为传统间接回 路 SG供热 CANDU - ALX2 D2O 1143 650 25 45 复式循环 , VHP透平乏汽为 SG和堆芯入 口加热器供热 球床 /超临界压力蒸汽 美国 PNNL H2O 200 540 24 40 碳化硅 - 热解碳包覆 UO2 颗粒液化床 热谱 SCWR 美国爱达荷实验室 H2O 1600 500 25 44. 8 直接循环 超临界压力一体化 轻水堆 俄罗斯库尔 卡托夫研究所 H2O 515 381 23. 6 38 一体化布置 ,间接循环 ,一回路自然循环 超临界水冷堆的创新设计仍可大量沿用已积累 的压水堆和沸水堆的技术储备和超临界火电站技 术 ,但仍需大量的研究开发才能落实设计 ,特别是堆 芯性能和结构材料的开发工作尤为重要。未来需要 解决的问题包括如何避免出现正的反应性温度系 数、耐高温、耐腐蚀而吸收中子少的结构材料、非能 动安全系统、运行稳定性 ,功率、温度、压力控制以及 停堆可靠性等 , SCWR水装量较低 ,仅为 50 kg/MW 左右 ,对安全的潜在影响也需要深入分析。 2. 3. 5 超高温气冷堆 美国能源部已将 VHTR选为下一代核电站计 划 (NGNP)的目标技术 ,计划到 2017年建立制氢示 范机组 ,爱达荷国立实验室等单位正在进行包括适 应高温环境的控制棒和关键结构材料、热化学制氢 工艺、高温燃料元件、中间热交换器及隔离阀、高效 氦气轮机、压缩机以及设计和验证方法等领域的研 发。美国 2005年颁布的新《能源法 》为在爱达荷国 家实验室开展下一代核电厂 (NGNP)项目提供 1215 亿美元的资金。2005年实际拨款 388218万美元 , 2006年实际拨款 5445万美元 , 2007财年能源部还 将拨款 314316万美元 , 2008财年预算申请 3600万 美元。 为了实现 VHTR的发展目标 ,还要在一些关键 技术上取得突破 ,包括 :包覆颗粒燃料的最高限值温 度由目前的 1600℃提高到 1800℃;最大燃耗提高到 150～200 GWd /tHM。为了满足这样的要求 ,需要 研发更为先进的 ZrC包覆的颗粒燃料以代替目前的 SiC包覆的颗粒燃料。目前 ZrC包覆的颗粒燃料还 处于实验室的研制阶段 ,要达到工业化的规模生产 , 还有很多的研究开发工作要做。此外 ,氦气透平机