芮泰德

核能在提供長期、穩(wěn)定的能源供應(yīng)的同時(shí)，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(yīng)安全、保護(hù)生態(tài)環(huán)境的努力中，最具現(xiàn)實(shí)意義的替代能源，而且必將對(duì)人類社會(huì)發(fā)揮越來越大的作用。

1. 第一代核電技術(shù)

第二次世界大戰(zhàn)結(jié)束后，美國開始開發(fā)核能發(fā)電技術(shù)。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(shù)結(jié)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(dòng)力示范堆計(jì)劃的推動(dòng)下，幾乎所有可能用于發(fā)電組合的堆型都進(jìn)行了試驗(yàn)。最終壓水堆和沸水堆的實(shí)用優(yōu)勢(shì)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(shù)開發(fā)路線，轉(zhuǎn)而引進(jìn)美國輕水堆技術(shù)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(shí)驗(yàn)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(hào)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(jì)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(dāng)時(shí)技術(shù)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(yàn)示范來驗(yàn)證核電的工程實(shí)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(yīng)堆和英國開發(fā)的鎂洛克斯石墨氣冷堆（MGR）、改進(jìn)型氣冷堆（AGR）等。現(xiàn)在第一代核電機(jī)組大多數(shù)已退役。

2. 第二代核電技術(shù)

1973年的第一次石油危機(jī)引發(fā)了美國與西歐各國的核電建設(shè)高潮。單堆功率大幅度提高，達(dá)到百萬千瓦級(jí)，一回路環(huán)路數(shù)有2、3、4之分，技術(shù)上有不小進(jìn)步。通常人們將從這段時(shí)期期開始建設(shè)的核電廠稱為第二代。第二代核電廠實(shí)現(xiàn)了標(biāo)準(zhǔn)化、系列化、商用化和批量化，以提高經(jīng)濟(jì)性，是目前世界上投運(yùn)核電廠的主力。

受1979年第二次石油危機(jī)的影響，能源價(jià)格急劇上漲。西方各國經(jīng)濟(jì)發(fā)展速度銳減，同時(shí)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(shè)項(xiàng)目被迫停建、緩建，首當(dāng)其沖的就是造價(jià)高于常規(guī)電力的核電項(xiàng)目。同時(shí)，第一代核電技術(shù)在安全理念、選用材料和制造質(zhì)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(duì)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(huì)（USNRC）加強(qiáng)了對(duì)核電廠的安全監(jiān)管，不但嚴(yán)格控制新許可證的發(fā)放，而且對(duì)原有核電廠設(shè)備和規(guī)程的修改要求一再加碼，設(shè)計(jì)修改導(dǎo)致工期拖延，使得投資風(fēng)險(xiǎn)大增，核電逐漸失去經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭力。美國已有30年沒有建設(shè)新核電機(jī)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(yán)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(jì)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(jì)劃。

3. 二代壓水堆核電技術(shù)的改進(jìn)

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(dòng)力運(yùn)行研究院（INPO），旨在從電廠管理和技術(shù)兩個(gè)方面來提高投運(yùn)核電廠的運(yùn)行安全可靠性、可維修性和經(jīng)濟(jì)性。

3.1推行新的重要管理理念

主要有：

l   推動(dòng)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(shí)到提高核電廠安全，不只是安全管理部門的職責(zé)，而應(yīng)是每個(gè)員工在本職工作中自覺貫徹的行動(dòng)。企業(yè)領(lǐng)導(dǎo)層對(duì)安全文化的培育起著關(guān)鍵作用。

l   在業(yè)主和供貨商中健全與不斷改進(jìn)質(zhì)量保證體系，并加強(qiáng)監(jiān)督控制。

l   推動(dòng)人員培訓(xùn)與再培訓(xùn)的軟硬件條件的改進(jìn)，以及有組織、規(guī)范化的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)交流與反饋。

這些管理理念日臻完善，并將在今后堅(jiān)持貫徹下去。

3.2. 強(qiáng)化技術(shù)研發(fā)

針對(duì)建造與運(yùn)行中發(fā)現(xiàn)的問題，加強(qiáng)技術(shù)研發(fā)，主要在以下幾方面實(shí)現(xiàn)了技術(shù)進(jìn)步：

（1）針對(duì)關(guān)鍵設(shè)備、部件重復(fù)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(yīng)堆和一回路系統(tǒng)設(shè)計(jì)和安全評(píng)價(jià)新理念，并程度不同地考慮了預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故后果的應(yīng)對(duì)措施；

（3）先進(jìn)的半速汽輪機(jī)與數(shù)字化儀控系統(tǒng)等的普遍推廣。

這些技術(shù)不僅已普遍應(yīng)用于第二代的投運(yùn)和新建機(jī)組，而且絕大多數(shù)改進(jìn)也用到了下文中的第三代核電技術(shù)中。

實(shí)際上，包括我國在內(nèi)的世界各國正在運(yùn)行的二代核電機(jī)組，通過20年左右在電廠運(yùn)營管理能力的提升，以及在停堆換料或?qū)ｍ?xiàng)整治中持續(xù)不斷安排的整改，技術(shù)上已有很大改進(jìn)，運(yùn)行業(yè)績相當(dāng)好。 ()紀(jì)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(shè)計(jì)壽命為30～40年，現(xiàn)在有近半數(shù)的投運(yùn)美國核電廠向核管會(huì)提出延壽20年的申請(qǐng)并陸續(xù)獲得批準(zhǔn)。可以預(yù)期，核電廠延壽會(huì)成為一種風(fēng)氣。而新建二代改進(jìn)型核電機(jī)組的設(shè)計(jì)壽命已可提高到60年。運(yùn)行業(yè)績證明二代改進(jìn)型機(jī)組的安全性是可以接受的，加上核電本身獨(dú)特的環(huán)保優(yōu)勢(shì)，才又使核電出現(xiàn)了復(fù)蘇的勢(shì)頭。可以肯定，今后一段相當(dāng)長的時(shí)期，二代改進(jìn)型核電機(jī)組將會(huì)和下文介紹的第三代核電機(jī)組長期共存，共同為人類造福。

4. 第三代先進(jìn)輕水堆核電技術(shù)

美國核電界同期做的另一件大事就是，從上世紀(jì)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(yùn)行經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)，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(dāng)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(jìn)輕水堆（ALWR）的明確、完整的技術(shù)準(zhǔn)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(jìn)輕水堆計(jì)劃的政策聲明和頂層設(shè)計(jì)要求，包括簡化、設(shè)計(jì)裕量、人因、安全、技術(shù)成熟性、可維修性、可建造性、經(jīng)濟(jì)性、質(zhì)量保證、標(biāo)準(zhǔn)化和管理穩(wěn)定性等14項(xiàng)政策；以及有關(guān)安全設(shè)計(jì)、性能設(shè)計(jì)、可建造性和設(shè)計(jì)過程方面的要求等。此外還明確提出了經(jīng)濟(jì)性奮斗目標(biāo)。第二卷和第三卷則分別對(duì)功率為120～135萬千瓦改良型ALWR和采用全新設(shè)計(jì)理念的革新型即非能動(dòng)型ALWR提出了一套較為完整的高層設(shè)計(jì)要求。

人們將按照URD、EUR等要求設(shè)計(jì)建造的核電廠稱為先進(jìn)核電廠，習(xí)慣上又稱之為第三代核電廠。日本的先進(jìn)沸水堆（ABWR）已有數(shù)臺(tái)投運(yùn)；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(shè)的世界第一臺(tái)AP1000機(jī)組等；被業(yè)主看好的機(jī)型還有先進(jìn)壓水堆（APWR）、簡化沸水堆（SBWR）和增強(qiáng)型簡化沸水堆（ESBWR）等。

5 第三代壓水堆的設(shè)計(jì)特色 

如前文所述，第二代改進(jìn)型核電技術(shù)中的大部分已在三代核電中得到沿用。三代技術(shù)中最值得稱道的是其完善的預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故對(duì)策。一些關(guān)鍵措施在二代核電設(shè)計(jì)中難以采用。

三哩島事故使人們清醒地認(rèn)識(shí)到，概率極低、但后果比已考慮的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故更可怕的嚴(yán)重事故是可能發(fā)生的，必須高度重視嚴(yán)重事故分析及其對(duì)策研究。包括我國在內(nèi)，許多國家的核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)要求使用概率安全評(píng)價(jià)（PSA）方法對(duì)嚴(yán)重事故進(jìn)行安全分析，并在設(shè)計(jì)中盡量考慮防范和緩解措施。

已完成的第三代技術(shù)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(yīng)要求。具體設(shè)計(jì)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(dòng)安全系統(tǒng)、簡化設(shè)計(jì)和布置以及模塊化建造為主要特色的AP1000。非能動(dòng)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(duì)流等自然驅(qū)動(dòng)力，而不使用泵、風(fēng)機(jī)和應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)等能動(dòng)部件；無需運(yùn)行人員操作和安全級(jí)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(shè)計(jì)。

第二種是法、德合作開發(fā)的EPR。它立足于成熟技術(shù)的逐漸演進(jìn)，著重利用4套完全實(shí)體分隔的能動(dòng)安全系統(tǒng)提高安全性，用加大機(jī)組容量的規(guī)模效應(yīng)來補(bǔ)償經(jīng)濟(jì)性，世稱改良型設(shè)計(jì)。

這兩種設(shè)計(jì)在應(yīng)對(duì)嚴(yán)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(yù)防和緩解反應(yīng)堆嚴(yán)重事故后果方面的重要作用，兩者了采用結(jié)構(gòu)不同的雙層安全殼。

綜上所述，第三代核電技術(shù)的安全性，在二代改進(jìn)型機(jī)組安全性可以接受的基礎(chǔ)上，又有較大提高。但是為此可能要付出的經(jīng)濟(jì)代價(jià)將使核電的經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭性大打折扣，這很可能成為制約第三代核電技術(shù)在世界范圍被廣泛應(yīng)用的主要因素。ABWR已有較好的運(yùn)行業(yè)績，但因經(jīng)濟(jì)性不被看好，使得續(xù)建機(jī)組甚少。目前，AP1000和EPR均無建成投運(yùn)的機(jī)組，其首堆工程還處于邊設(shè)計(jì)、邊施工狀態(tài)。毋庸諱言，這兩個(gè)首堆工程的造價(jià)遠(yuǎn)高于二代改進(jìn)型機(jī)組，更不用提URD和EUR的經(jīng)濟(jì)性要求了。三代壓水堆核電技術(shù)的運(yùn)行安全可靠性和經(jīng)濟(jì)性要等待首堆運(yùn)行和批量化商業(yè)推廣兩個(gè)階段的檢驗(yàn)與改進(jìn)后才有定論。它們的經(jīng)濟(jì)性何時(shí)能與批量建設(shè)的二代改進(jìn)型機(jī)組競(jìng)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(jī)構(gòu)（IAEA）在其基礎(chǔ)性文件中總結(jié)說：“無論怎樣努力，都不可能實(shí)現(xiàn)絕對(duì)安全。從根本意義上說安全是將風(fēng)險(xiǎn)控制在合理可接受的程度，而不可能完全消除風(fēng)險(xiǎn)。故而，安全就是利益和代價(jià)的平衡^]。 等到三代核電技術(shù)經(jīng)過實(shí)踐證明，其運(yùn)行性能卓越、經(jīng)濟(jì)上與二代核電技術(shù)相當(dāng)，則用不著任何行政干預(yù)，業(yè)主都會(huì)自動(dòng)采用三代技術(shù)。

6  第四代核能系統(tǒng)

面對(duì)全世界日益嚴(yán)峻的核擴(kuò)散和反恐形勢(shì)、第三代核電比投資居高不下的困難，并考慮到燃料資源對(duì)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(shí)，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(shè)想，最先由美國能源部的核能、科學(xué)與技術(shù)辦公室于1999年6月在美國核學(xué)會(huì)夏季年會(huì)上提出。 2000年1月，美國能源部發(fā)起并約請(qǐng)了阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等8個(gè)國家的政府代表開會(huì)，磋商開發(fā)新一代核能技術(shù)的國際合作問題。會(huì)議取得廣泛共識(shí)，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(biāo)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(jì)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(kuò)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(yīng)堆, 還包括核燃料循環(huán)的裝置, 以達(dá)到組成完整核能利用系統(tǒng)的目標(biāo)。

第四代核能系統(tǒng)的具體技術(shù)目標(biāo), 主要包括：

l      核電機(jī)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(shè)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(cuò)誤不會(huì)導(dǎo)致嚴(yán)重事故, 不需要廠外應(yīng)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(qiáng)的防核擴(kuò)散能力, 核電技術(shù)和核燃料技術(shù)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(jī)制。

2002年,GIF對(duì)有潛在希望的反應(yīng)堆概念進(jìn)行了篩選，推薦出六種在能源可持續(xù)性、經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭性、安全可靠性，以及防擴(kuò)散和防外部侵犯能力方面最具前景的核系統(tǒng)作為進(jìn)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(jìn)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(rèn)為，第四代核能技術(shù)進(jìn)步跨度大，考慮得比較全面和深遠(yuǎn)，為核能長遠(yuǎn)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(shí)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(xiàng)，超臨界水堆（SCWR）將超臨界火電和最新的輕水堆技術(shù)結(jié)合起來，效率明顯提高、系統(tǒng)大大簡化、可采用非能動(dòng)安全技術(shù)，顯示出巨大的應(yīng)用潛力和經(jīng)濟(jì)競(jìng)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(shù)基礎(chǔ)不同，六種堆型的研發(fā)進(jìn)度不會(huì)一樣。