摘 要 I 摘 要 核能作為新一代能源，具有許多其它能源無法比擬的優點，不僅不會對環境造成破壞，而且核燃料能量密度比起化石燃料高上幾百萬倍，運輸和儲存十分方便，所以興建核電站對于我國是十分必要并具有光明前景的。 發展 核電是我國滿足電力需求、優化能源結構、保障能源安全，促進 經濟 持續發展的重大戰略舉措；發展核電是減少環境污染，實現經濟和生態環 境協調發展的有效途徑；發展核電是寓軍于民、促進核科技 工業 發展，保持和提高國家核威懾能力的主要手段；發展核電是促進裝備制造業產業升級的重要措施；發展核電符合世界能源利用的趨勢。 本文 首先闡明了世 界核電技術發展的歷程，劃分了核電發展階段，總結了各代技術的特點。 著重講第二代核電技術的開發原因，及其特點和對它所做的改進 ；國際上對第三代核電機組安全性和經濟性的要求和為滿足這些要求所采取的措施，以及第三代壓水堆 設計特點； 第四代核能系統的開發規劃和工作路線圖。 在國家積極發展核電的政策指導下， 安全、經濟的 核電技術在中國具有廣闊的市場前景 。 其次論述了 未來核電發展研究 核聚變發電技術的前景。接著介紹了世界核電技術發展趨勢和現狀。 經過多年的發展與競爭，較成熟的核電站大體已定型。 最后通過對中國核電發展的現狀、世界核電發展較快國家的核電發展經驗的分析和借鑒 , 提出了對中國核電發展的建議和思考。 關鍵詞： 核電；第二代核電；第三代核電；第四代核電；核聚變 目 錄 錄 摘 要 . I 第 1 章 緒 論 . 1 述 . 1 電技術發展研究的目的和意義 . 1 題研究的主要問題 . 2 第 2 章 第一代核電技術 . 3 電站的發電原理 . 3 一代核電技術的發展及特點 . 4 第 3 章 第二代核電技術 . 5 二代核電技術的內容 . 5 開發第二代核電技術的原因 . 6 二代壓水堆核電技術的改進 . 7 化技術研發 . 7 分堆型簡介 . 8 水堆 . 8 水堆 . 9 中子增殖反應堆 . 9 第 4 章 第三代核電技術 . 12 三代核電技術的概念 . 12 三代核電技術與第二代差異 . 12 三代核電技術的研究發展 . 13 三代核電技術分類 . 14 . 14 . 15 第 5 章 第四代核電技術 . 16 四代核電技術的概念 . 16 第四代核電技術的開發目的 . 16 四代核電技術的研究發展 . 17 第 6 章 未來核電發展研究 . 22 聚變前景 . 22 第 7 章中國核電的未來 . 24 結 論 . 26 目 錄 謝 . 27 參考文獻 . 28 第 1 章 緒 論 1 第 1 章 緒 論 隨著當今社會的日益發展，我們國家也面臨著煤炭、石油、天然氣等能源燃料日益匱乏的境況，核能作為高效、清潔能源，不僅在安全性、穩定性以及對環境的保護性上具有明顯優勢，還是一種更為經濟的能源，它目前在我國正在逐步的推行和發展，未來必將成為新 一代的能源支柱。 述 核電與火電、水電一起，并稱為世界三大電力支柱，目前核能發電約占全世界總發電量的 16%，是當今世界上大規?？沙掷m供電的主要能源之一。截至2009 年 1 月底，全世界共有 438 臺運行中的核電機組，總裝機容量達到 千瓦，有 44 臺建設中的核電機組。 1核能和平利用產業是一個以眾多學科為基礎 發展 起來的綜合性戰略產業，就其本身的專業技術而言，它包括了核反應堆、核燃料循環、同位素與輻射、核廢物處理、核安全與防護等技術。一個國家核能和平利用技術的水平是衡量其綜合科技實力的重要標志之一 。核能和平利用產業對國民經濟發展、國防建設和人民生活水平的提高起著重要的作用。2 我國核能和平利用產業是在核軍工的基礎上逐步建立起來的，經過幾十年的發展，已經形成了比較完整的產業體系。但是，就總體而言，目前尚處于結構調整期，發展水平還不高。與許多國家相比，我國的核能和平利用產業對國民經濟的貢獻率以及技術水平均存在著相當大的差距，尚不能滿足經濟和社會發展的需求。“十五”期間，要在國民經濟和社會發展第十個五年計劃綱要的指導下，統籌規劃，合理安排，實現產業的跨越式發展。 電技術發展研究的目的和意 義 相對于其他清潔能源，核電具有大容量、波動性小和利用小時數高的特點，最可能成為替代火電的重要發電方式。我們測算，以目前接近不考慮碳成本煤電價格的平均價格（ 核電站的內部回報率將達到 積極進行能源結構調整，投資核電是具有吸引力的選擇。 當前，圍繞能源選擇的問題爭論不休。這場爭論的起因是國際社會試圖控制二氧化碳向大氣層的排放，因為二氧化碳進入大氣層導致了全球升溫。國際原子能機構強調核東北電力大學專 科畢業論文 2 能的種種好處，認為作為一種重要的能源來源，核能不存在溫室氣體和其他有毒氣體排放的問題。 題研究的主要問題 經過 大量的中外文 獻閱讀 和專業知識的學習，加以整理、總結、歸納，并和 同組 同 學 不 斷 的研究、探 討 ，又 經過 指 導 老 師 的指 點 ， 掌握開發 核電技術的起因，以及在此期間核電技術的發展過程，以及對未來核電技術的發展要求做出預判。為將來的工作打下良好的理論基礎。 第 2 章 第一代核電技術 3 第 2 章 第一 代核電技術 第二次世界大戰結束后，美國開始開發核能發電技術。 1957 年底，美國首先將核潛艇壓水堆和常規蒸汽發電技術結合起來，建成了世界上第一座 60 后又于 1960 年建成了 200 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勢明顯，成了美國核電發展的主線。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。 電站的發電原理 核能發電是利用核反應堆中核裂變所釋放的熱能進行發電的方式。核能發電的能量來自核反應堆中可裂變材料 (核燃料 )進行裂變反應所釋放的裂變能。裂變反應指鈾 重元素在中子作用下分裂為兩個，同 時放出中子和大量能量的過程。反應中，可裂變物的原子核吸收一個中子后發生裂變并放出兩三個中子。若這些中子除去消耗，至少有一個中子能引起另一個原子核裂變，使裂變自持地進行，則這種反應稱為鏈式裂變反應。實現鏈式反應是核能發電的前提 9。核電堆型種類很多，但技術比較成熟且投入商業營運的，主要有以下幾種堆型：壓水堆、沸水堆、重水堆、氣冷堆、壓力管式石墨沸水堆、快中子增殖堆。在目前，核電站中以壓水堆、沸水堆所占的比例最大。 歷史上第一個人工核反應 ： 117842147 。 利用中子擊鈾 ，會發生以下裂變 (誘發裂變 )： 095381 3 954102 3 592 208936144561023592 2雖然目前核電站都是采用的核裂變反應堆，但是許多國家包括我國都投入大量的人力物力在積極探索研制核聚變反應堆，核聚變是兩個較輕的原子結合形成一個較重的原子，在這個過程中將會產生比核裂變更多的能量，這種能量是一種更加安全、清潔、經濟的能源，且有可能實現能量直接轉換，具有極高的熱效率。相比于裂變所需的鈾、钚等重元素原料，核聚變卻可以利用氘、氚等儲存量更大，分布更廣泛的輕元素，在放射性方面 也降低了很多 10。 核電站的核心設備是核反應堆，核反應堆中最重要的部分是堆芯，由核燃料組件和控制棒組件組成，堆芯堆載在壓力容器中。核燃料組件是由圓柱狀的二氧化鈾芯塊做成的燃料棒，然后按照一定順序組裝起來。控制棒組件控制核東北電力大學專 科畢業論文 4 反應堆的開、停以及功率的變化，控制棒內的材料能強烈吸收中子，可以控制反應堆內鏈式裂變反應的進行，通過調節控制棒的高度來控制反應速度。安全殼是核電站必不可缺的建筑，核聚變反應所用的原料具有很強的放射性，所以需要安全殼來進行保護，安全殼是由鋼筋混凝土制成，有很大的強度，能承受各種沖擊，并確保 核反應堆內的放射性物質不逸入環境。 核電站的開發與建設開始于上世紀 50 年代。 1954 年，前蘇聯建成電功率為五千千瓦的實驗性核電站； 1957 年，美國建成電功率為九萬千瓦的希平港原型核電站。這些成就證明了利用核能發電的技術可行性。國際上把上述實驗性和原型核電機組稱為第一代核電機組。 一代核電技術的發展及特點 受當時技術限制，第一代核電廠功率普遍較小，一般為 300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。堆型除了石墨沸水堆 （ 和蘇式壓水堆 （ 外，還有加拿大開 發的 、改進型氣冷堆 （ 。 第 3 章 第二代核電技術 5 第 3 章 第二 代核電技術 第二代核電技術被廣泛應用于上世紀七十年代至今仍在運行的大部分商業核電站，它們大部分已實現標準化、系列化和批量建設，主要種類有壓水堆（ 沸水堆（ 重水堆（ 蘇聯設計的壓水堆（ 石墨水冷堆（ 。 第二代核電站技術證明了發展核電在經濟上是可行的。但是前蘇聯切爾諾貝利核電站和美國三哩島核電站嚴重事故的發生，引起了公眾對核電安全性的質疑， 同時也讓人們意識到第二代核電技術的不完善性，許多國家的核電發展也都因此一度停滯。 二代核電技術的內容 第二代核電站：上世界 60年代后期，在實驗性和原型核電機組基礎上，陸續建成電功率在 30萬千瓦的壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機組，它們在進一步證明核能發電技術可行性的同時，使核電的經濟性也得以證明。上世紀 70年代，因石油漲價引發的能源危機促進了核電的大發展。目前世界上商業運行的四百多座核電機組絕大部分是在這段時期建成的，習慣上稱之為第二代核電機組。 上世紀 80 年 代中期開始，美國西屋公司致力于開發改進型壓水堆 非能動先進壓水堆。當時根據電力市場環境條件和電力公司的建議，選擇了 600的容量作設計（ 西屋公司投入了巨大的人力，完成了大量的設計文件和試驗研究。 計經過美國核管會的技術審查，于 1998 年 9 月獲得最終設計許可 （ 。 1999 年 12月，核管會向西屋公司頒發了最終設計認證證書 （ 。自 60 年代末至 70 年代世界上建造了大批單機容量在 600 1400標準化和系列化核電站，以 美國 西屋公司為代表的 12（ 600環路壓水堆，堆芯有 121 合組件，采用 12 英尺燃料組件）、 12（ 1000 環路壓水堆，堆芯有 157 盒組件，采用 12 英尺燃料組件，）， 14 （ 10403 環路壓水堆，堆芯有 157 盒組件，采用 14 英尺燃料組件），12（ 12004 環路壓水堆，堆芯有 193 盒組件，采用 12 英尺燃料組件，）、 14（ 13004 環路壓水堆，堆芯有 193 盒組件，采用14 英尺燃料組件）、 10502 環路壓水堆）以及一大批沸水堆東北電力大學專 科畢業論文 6 （ 均可劃入第二代核電站范疇。法國的 屬于 12， 14 一類標準核電站。 日本 、 韓國 也建造了一批 12、 12。 第二代加改進反應堆： 0， 0+， 法國 圖 3國 特征 雙層安全殼 數字化儀控 17 17燃料組件 開發第二代核電技術的原因 1979 年第二次石油危機的影響，能源價格急劇上漲。西方各國經濟發展速度銳減，同時采取大規模的節能措施，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 5。 促第 3 章 第二代核電技術 7 進了第二代核電技術的發展。 二代壓水堆核電技術的改進 三哩島事故發生之后，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（ 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、可維修性和經濟性 7。 主要有： 1. 推動建立與提高安全文化素養，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。企業領導層對安全文化的培育起著關鍵作用。 2. 在業主和供貨商中健全與不斷改進質量保證體系，并加強監督控制。 3. 推動人員培訓與再培訓的軟硬件條件的改進，以及有組織、規范化的運行經驗交流與反饋。 這些管理理念日臻完善，并將在今后堅持貫徹下去。 化技術研發 針對建造與運行中發現的問題，加強技術研發，主要在以下幾方面實現了技術進步： 件重復出現的故障，研制出新材料、新工藝，投入使用至今； 程度不 同地考慮了預防和緩解嚴重事故后果的應對措施； 這些技術不僅已普遍應用于第二代的投運和新建機組，而且絕大多數改進也用到了下文中的第三代核電技術中 14。 第二代核電站從 70 年代至今，有多種堆型而且運行業績良好，還在增效延壽并批量建設，目前仍有 23 臺機組在建。 2005 年，全球第二代核電站（堆）共有 443 臺套，積累了超過 多堆年的安全運行經驗。核電裝機占發電總裝機的 16%，核電占總發電量的 20%左右。從堆型上看，壓水堆占核電的 56%，東北電力大學專 科畢業論文 8 沸水堆占 21%，重水 堆占 7%，其他堆型占 16%。近年來的第二代機組增效延壽研究表明，美國第二代機組核電可利用率可以從 70%左右提高到 90%，壽命由40 年延長至 60 年，相當于新建 25 臺百萬千瓦機組。預計未來 30 年壓水堆仍將是核電發展的主力堆型。第二代核電站是目前世界正在運行的 439 座核電站（ 2007 年 9 月統計數）主力機組，總裝機容量為 千瓦。還共有 34 臺在建核電機組，總裝機容量為 千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發生事故之后，各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進，在安全性和經濟性都有了不同程度的提高 。 分堆型簡介 水堆 壓水堆是目前核電站中采用的主要堆型。流程圖如圖 3 壓水堆中最顯著的優點是結構緊湊、堆芯功率密度大，壓水堆核電廠的基建費用低、建設周期短。 主要缺點是：必須采用耐高溫的壓力容器；由于水的熱中子吸收截面大，無法采用天然鈾，必須采用有一定富集度的核燃料。 動力裝置 ：一回路系統是核蒸汽供應系統，稱為核島。 主要設備有核反應堆、主循環泵、穩壓器、蒸汽發生器和相應的管道、閥門及其他的輔助設備。 二回路系統是將蒸汽的熱能轉換為電能的系統，稱為常規島。 主要設備有汽水分離器 、汽輪機、凝汽器、凝結水泵、給水加熱器、除氧器等。 一回路系統 的 主要功能：由冷卻劑將堆芯中因核裂變產生的熱能傳輸給蒸汽動力裝置，并冷卻堆芯，防止燃料元件燒毀，同時還兼作中子的慢化劑，反射層及輻射線的吸收劑。根據核電站功率的大小，一般由一個反應堆和一到四個并聯的閉合回路組成。 壓力容器 ： 反應堆壓力殼是壓水堆的關鍵設備之一，是不可更換的。作用是 用來裝置堆芯，密封冷卻劑，為反應堆的安全運行提供必要的堆芯控制核中子通量測量。工作參數為 16350 。 蒸汽發生器 ： 蒸汽發生器是一回路冷卻劑將攜帶的熱能傳給二次 側水的換熱設備。蒸汽發生器的傳熱管是一、二次側的隔離屏障。傳熱管的破損是目前核電站發生最多的事故。據統計目前核電站中的蒸汽發生器 80%以上達不到核電站規定的 40 年壽期。 第 3 章 第二代核電技術 9 冷卻劑主泵 的 作用 是 用于輸送高溫高壓的反應堆冷卻劑，使其強迫流動，從而把反應堆內產生的熱能傳送到蒸汽發生器，以保證一回路系統正常工作。因此主泵也是核電站的重要設備之一，而且是一回路系統中唯一高速旋轉的設備。 穩壓器 功能：穩壓器的基本功能是建立并維持一回路系統的壓力，避免冷卻劑在反應堆內發生容積沸騰。 水堆 沸水堆是以沸騰水為中子 慢化劑和冷卻劑，并在反應堆壓力容器內直接產生飽和蒸汽的動力堆。 沸水堆和壓水堆一樣，采用相同的燃料、慢化劑、冷卻劑。目前世界上已運行的沸水堆有 92 座，占全世界核電廠的 23%。 沸水堆的主要優點 1. 省了一個回路，因而不需要昂貴的蒸汽發生器。 2. 工作壓力可以降低，獲得與壓水堆同樣的蒸汽溫度，沸水堆只需加壓到7力殼厚度可以減薄。 3. 功率運行時慢化劑處于飽和沸騰狀態，負的大空泡反應性系數使核電廠具有良好的固有安全性，能通過流量調節方便的調節功率和延長運行壽期。 4. 由于直接循環和空泡的存在，不能采用可溶的硼酸調節反 應性，而采用含釓可燃毒物補償反應性。省去了壓水堆中復雜的調硼系統和相關操作。 5. 采用堆內再循環系統，減少了反應堆壓力容器的開孔接管，也大大縮小了它的直徑，降低了核電廠失水事故的可能性和嚴重性 。 沸水堆的主要缺點 ： 1. 輻射防護和廢物處理比較復雜。 2. 功率密度比壓水堆低，在同樣功率條件下核燃料裝載量要比壓水堆多50%，增加了投資。 3. 堆芯比壓水堆大 ，壓力殼 內又裝有噴射泵，蒸汽分離器和干燥器等設備，壓力容器尺寸比壓水堆大得多。 4. 空泡在堆芯軸向的不均勻性使得慢化能力隨堆芯高度而下降，給設計帶來一定的復雜性。 中子增殖反應堆 快中子增殖反應堆 反映方程式： 東北電力大學專 科畢業論文 10 39239239238 ),( 33233233239 ),( 目前，技術最成熟和經濟效益較顯著的當屬輕水堆 (包括沸水堆和壓水堆 )，它是今后一段時間內采用的主要堆型 (我國采用的是壓水堆 )。 但這種反應堆以低濃鈾 (將天然鈾中的鈾 235 豐度提高到 3左右 )為燃料，一座 100 萬千瓦的核電站投入運行后，如果不通過核燃料處理以回收利用從反應堆中卸出的核燃料，那么每年則需補充 200 噸左右的天然鈾由于天然鈾資源并不豐富，且在天然存在的鈾中， 鈾 235 僅占 按現在的核電發展速度，若只發展輕水堆，到不了下個世紀的二 、三十年代，將出現核資源的嚴重短缺。 因此，為充分利用鈾資源，確保核電能的大規模發展，核電的第二代先進堆型 快中子增殖反應堆 (簡稱快堆 )應運而生 15。 快堆是一種正在開發的新型反應堆，它 的優越性在于：能以從輕水反應堆中卸出來的核燃料中回收的钚為燃料。 快堆運行之后，回收的钚雖通過裂變產生核能而消耗，然而置于堆內的鈾 238(在天然鈾中占 99 3 )可通過吸收快中子產生新的可裂變核燃料钚 239，而且其數量比消耗掉的 要多，這就是增殖的含義。這是它與輕水堆的根本差別與先進性之所在。 這種反應堆運行的結果，凈消耗的僅是鈾 238，新產生的钚不僅足以用來維持該反應堆的持續運行 (通過核燃料后處理回收復用 )，多余部分還可用于新建的反應堆。 這種反應堆投入運行后，一座 100 萬千瓦的核電站每年僅需補充約 天然鈾。 鈾資源的利用率由輕水堆的 1 2 (提高到 60 70，使鈾資源得到充分利用。 此外，快堆可使錒元素 (核裂變中產生的一種長壽命放射性廢料 )作 為燃料在堆中燒掉，變成一般的裂變產物，解決了裂變核能的后顧之憂。 快堆還具有自穩性能，即在失流，或失熱阱或功 率瞬變的情況下，反應堆可以靠自身的負反應性溫度系數停堆，安全性進一 步提高。 快堆一般放在一個直徑約 10m 的圓池內，圓池的中央是由數十根核燃料組成的直徑約 1m 的反應堆的堆芯，鈾 238 在堆芯 的周圍構成增殖層，堆芯和增殖層浸泡在導熱能力很強的金屬鈉液體里。 鈾 238 轉變成钚 239 的過程主要是在增殖層里進行。 當鈾 235 發生裂變時，產生的快中子 (動能超過 1000 電子伏特 )轟擊增殖層中的鈾 238，把大量的鈾 238轉變為比鈾 235更好的核燃料钚 239(核燃料增殖 )，使核燃料越燒越多。 劇烈的核裂變產生的大量 熱能，由流經堆芯和增殖層的液態鈉傳遞出去，以推動汽輪發電機發電。 由此可見，快中子增殖反應堆與普通反應堆相比，其先進性主要體現在“快”和“ 增殖”上。 即前者大量利用快中子，使含量較多的鈾 238 轉變增殖，而后者需設法使裂變產生的快中子減速變成能量為 子伏的熱中子，以引起含量較少的鈾 235 裂變。 快中子增殖反應堆最早始于 1946 年， 現在世界上已建成的大小快堆有 20第 3 章 第二代核電技術 11 座。 我國的快堆技術開始于 60 年代的中后期。 1986 年，快堆列入我國高技術核能發展計劃以及核能和能源發展規劃，并要求在本世紀末建成一座熱功率 65兆瓦、電功率約 25 兆 瓦的實驗快堆。 總之，快堆的安全可靠、核燃料增殖和能消化掉長壽命放射性錒系元素等先進 性，把核能的利用推向了一個新階段，展示了裂變核能發展的燦爛前景 東北電力大學專 科畢業論文 12 第 4 章 第三 代 核電技術 第三代核電站的安全性和經濟性都將明顯優于第二代核電站。由于安全是核電發展的前提，世界各國除了對正在運行的第二代機組進行延壽與補充性建一些二代加的機組外，接下來新一批的核電建設重點是采用更安全、更經濟的先進第三代核電機組。我國國家引進的美國非能動 電站以及廣東核電集團公司引進的法國 電站都屬于第三代核電站 16。 三代核電技術的概念 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（ 據輕水堆 30多年的運行經驗教訓，制定并于 1990年首次公布了一套使供貨商、投資方、業主、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（ 作為開發未來的先進輕水堆（ 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（ 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、 經濟性、質量保證、標準化和管理穩定性等 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 人們將按照 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（ 有數臺投運；在建的有 蘭和法國的世界頭兩座歐洲壓水堆（ 以及剛剛在我國三門開工建設的世界第 一臺 組等；被業主看好的機型還有先進壓水堆（ 簡化沸水堆（ 增強型簡化沸水堆（ 。 三代核電技術與第二代差異 世界各國在回顧三十余年第二代核電站的建造和運行經驗，尤其總結了美國三哩島核電站和 切爾諾貝利 核電站 事故的經驗教訓之后，為使今后建造的核電站在安全性、經濟性、安全審評穩定性以及保護核電業主投資等方面有大的改進，首先是美國電力公司發起建立先進輕水堆（ 計的技術基礎，為設計美國下一代先進輕水堆 (推行一項先進輕水堆 劃，編制了一份美國核電用戶要求文件 (繼而歐洲 10 家核電公司也編寫了歐洲核電用第 4 章 第三代核電技術 13 戶要求 (件。 范了第三代核電站的設計技術基礎，其要點如下： 1. 劃的目標：為未來的 供一整套設計的綜合要求、穩定的審批基準、支 持 廠的發展。 2. 14 條政策：簡單化、設計裕量、人因、安全、 設計 基準與安全裕量、管理 穩定性、標準化、成熟技術、可維護性、可建造性、質量保證、經濟性、預防人為破壞、睦鄰友好。 3. 第三代壓水堆核電站有兩種 類型：改進型電廠（如 非能動型 電廠 (如 兩種類型的核電廠又分別提出了專用要求，其要點如下： 改進型核電廠：更簡化的專設安全系統；至少有兩條隔離的和獨立的交流電源與電網相連；至少三十分鐘時間內，不考慮操縱員的干預；在喪失全部給水，至少在 2 小時內不應有燃料損壞；在喪失廠內外交流電源的 8 小時內，燃料沒有損壞等。 非能動型核電廠：不要求安全相關的交流電源；至少 72 小時內，不需要操作員干預；嚴重事故條件下，安全殼有足夠的設計裕量；不需要廠外應急計劃等。 以上概括了第三代核電站的特點，我國國家引進的美國非能動 電站屬于第三代核電站的非能動型核電廠，廣東核電集團公司引進的法國 本上都滿足了上述 相關要求。 三代核電技術的研究發展 就壓水堆而言，國際上比較成熟的第三代大型核電機組有 0+三個 型號。 0+雖已通過美國核管會批準，但由于安全系統應用非能動太少，美國已放棄使用。美國西屋公司的 法國阿?，m公司 （ 的 都滿足第三代核電機組的設計要求，但各有優缺點：單機功率（約 1600 于 單機功率（約 1100 但它的能動安全系統比傳統的能動安全系統更加復雜，不如 非能動安全系統先進。 高溫氣冷堆 目前，國內外高溫氣冷堆研究 有如下幾種：美國和俄羅斯聯合設計的，此設計采用環形堆芯設計和棱柱型燃料元件，利用直接循環氦氣透平機組發電；日本建造的一座 30溫東北電力大學專 科畢業論文 14 氣冷實驗堆 （ 采用棱柱型燃料元件；南非設計的 反應堆實際上是德國 延續發展，采用球型燃料元件，反應堆熱功率由 200高到了 400球床高溫堆直接循環氦氣輪機發電站。南非計劃 2011 年開展示范項目， 2015 年開始商業化運營 17。 三代核電技術分類 。 2002年 3月，美國核管會已經完成 ， 2004年 12月獲得了美國核管會授予的最終設計批準 。 功率 1250計壽命 60年，主要安全系統采用非能動設計，布置在安全殼內，安全殼為雙層結構，外層為預應力混凝土，內層為鋼板結構。 如圖 4 第 4 章 第三代核電技術 15 994年，歐洲用戶集團會同西屋公司及其工業合作伙伴 個意大利企業集團，包括 啟動了一項名為 洲非能動型核電站）的計劃，以評估西屋公司非能動核電站技術在歐洲的應用前景。已完成以下主要工作：（ 1）評估了歐洲用戶要求 （ 對西屋核島設計的影響；（ 2）確定了滿足 000 ，并期望在歐洲獲得設計許可。對于安全系統和安全殼，基準電站設計基本上采用了西屋公司簡化壓水堆 （ 的設計，而在 是根據 是， 東北電力大學專 科畢業論文 16 第 5 章 第四代 核電技術 第四代核能系統是一種具有更好的安全性、經濟競爭力，核廢物量少，可有效防止核擴散的先進核能系統，代表了先進核能系統的發展趨勢和技術前沿。第四代（ 是待開發的核電站，其目標是到 2030年達到實用化的程度，主要特征是經濟性高（與天燃氣火力發電站相當）、安全性好、廢物產生量小，并能防止核擴散。目前，全世界核電站每年發電量約為 2500億千瓦時，占世界總發電量的 17%，其中法國核電已占全國總發電量的 79%。截止 2002年底，全世界正在運行的核電機組為 444臺，其中壓水堆為 262臺，占 59%，在建的 50臺核電機組中，壓水堆為 31臺，占 62%。因此，壓水堆核電站是當前世界核電的主流堆型。美國開發第四代核電站的初衷主要是防止核擴散，目標是開發出面向發展中國家的超長壽命堆芯的密閉型小型反應堆核電站。但是經過 2000年 5月的“國際工作小組”會議以及 000年 8月的漢城會議和 2001年 3月的巴黎會議等，美國采納了其他成員國的意見，決定開展概念 更廣的新一代核能系統的開發。 四代核電技術的概念 第四代核能系統概念（有別于核電技術或先進反應堆），最先由美國能源部的核能、科學與技術辦公室提出，始見于 1999年 6月美國核學會夏季年會，同年 11月的該學會冬季年會上，發展第四代核能系統的設想得到進一步明確； 2000年 1月，美國能源部發起并約請 阿根廷 、 巴西 、 加拿大 、法國、日本、韓國、南非和英國等 9個國家的政府代表開會，討論開發新一代核能技術的國際合作問題，取得了廣泛共識，并發表了 “ 九國聯合聲明 ” 。隨后，由美國、法國、日本、英國等核電發達國家組建了 “ 第四代核能系統國際論壇（ ” ，擬于 2相關目標和計劃；這項計劃總的目標是在 2030年左右，向市場推出能夠解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代核能系統（ 第四代核能系統將滿足安全、經濟、可持續發展、極少的廢物生成、燃料增殖的風險低、防止核擴散等基本要求。 第四代核電技術的開發目的 美國政府對核電界共同研究開發的第三代核電技術不夠滿意的是：未考慮防止核擴散的要求，經濟性不夠理想。為了強化防止核擴散的要求和進一步改第 5 章 第四代核電技術 17 善經濟性，提出要研究開發第四代核電站。 經過 2000年 5月的“國際工作小組”會議 以及 000年 8月的漢城會議和 2001年 3月的巴黎會議等，美國采納了其他成員國的意見，決定開展概念更廣的新一代核能系統的開發。 四代核電技術的研究發展 四代核電合作項目中有 6 種設計概念，包括三種快中子堆和三種熱中子堆。三種快中子堆是：帶有先進燃料循環的鈉冷快堆（ 鉛冷快堆（ 氣冷快堆（ 三種熱中子堆是：超臨界水冷堆（ 、 超 高 溫 氣 冷 堆 （ 熔鹽堆（ 這些設計特點都改進了經濟性，增強了安全性，使廢物和防止核擴散燃料循環最小化 18。 在所有第四代反應堆概念中，鈉冷快堆具有最廣泛的開發基礎，美、法、俄、日和其他國家已做了大量研究工作。 1951 年以來， 在 8 個國家取得了 300 堆年以上的運行經驗。目前在役的 鈉冷快堆有俄羅斯的 堆，法國的 250 凰快堆和印度的 40 中子增殖實驗堆（ 當前世界上快堆發展得最好的是俄羅斯。俄羅斯商用快堆 00 于 1980年建成，負荷因子一直維持約 70，其電價可與當地煤電競爭?，F正在建造 00，將花費 400 億盧比（約 美元），預計能夠在 2011 年前建成。并在設計更大功率 1800 800。 10 美國通用電氣公司（ 阿貢國家實驗室（ 通過超棱柱（ 先進快堆（ 設 計提高先進鈉冷快堆的經濟性。11 日本十分重視快堆的發展，在 2006 年制定的中長期核能國家計劃大綱中明確提出，到 2025 年左右建成快中子增殖示范堆， 2050 年之前在商業基礎上引進快中子增殖反應堆。為此，日本將“快速增殖反應堆循環技術”列入國家支柱技術，快堆項目 2006 財年預算達到 日元（約 3 億美元）， 2007財年繼續撥款 日元（約 美元）。目前日本建有原型堆“文殊”（ 實驗堆“常陽”（ 東北電力大學專 科畢業論文 18 1985 年，印度在卡爾帕卡姆（ 成了第一 座 40 中子增殖實驗堆（ 標志著印度步入了快增殖堆國家俱樂部。隨后，印度的快中子增殖技術得到較快發展。印度目前正在建造 500 型快堆（ 預計 2010 年建成。印度政府為此撥款 450 億盧比，用于建設核反應堆和原料循環利用設施。 1995 年中國原子能研究院開始建造一座熱功率 65 功率為 20 快中子實驗堆，該工程目前正在安裝調試階段，預計 2009 年建成。中國實驗快堆（ 我國快堆工程發展的第一步，建 造方針是“以我為主，中外合作”。技術上以俄羅斯已運行的快堆 00 為參照，大部分關鍵設備由俄羅斯制造，在重大技術問題上向俄羅斯咨詢。 鈉的化學性質極為活潑，容易與氧或水產生劇烈的化學反應，因此在工藝系統和設備中要嚴防鈉泄漏，嚴防鈉與水和空氣接觸，這就大大增加了系統和設備的復雜性，使得投資加大，因此就沖淡了它在燃料上的優越性，其發電成本還不能與壓水堆等相競爭。作為第四代核能系統的發展，在完善非能動安全性、降低造價和發電成本，以及燃料循環技術等方面還有大量的研發工作要開展。 俄羅斯最重要的先進反應堆設計是熔 融鉛和鉛 于 8 艘核潛艇和 2 個地面設施 80 堆年的運行經驗，俄羅斯研制出一個小型池式多功能鉛5/100 應堆設計。冷卻劑的自然循環足以保證反應堆排除衰變熱，不會使堆芯過熱。該設計適用不同類型的燃料（ 料、氮化物燃料）。該反應堆可在工廠整體制造，運抵現場后就處于待機狀態。它可運行 8 10 年，然后在堆芯置于凍結冷卻劑的情況下返還供貨國。 作為鉛冷卻大型快堆，俄羅斯正在開發中的 作為參考概念。已開發出使用一氮化合物燃料的 300 1200 計 。俄羅斯計劃在別洛雅爾斯克（ 造一座 00 示范廠。這些反應堆的現有問題主要與冷卻技術和結構材料腐蝕有關。 兩種美國的長壽期、防擴散的設計令人注目： 50 10100 合金冷卻小型安全可移動獨立反應堆（ 與鈉冷快堆相比，鉛的化學性質惰性，比較穩定，但鉛具有熔點偏高，與別的金屬材料相容性較差等問題。未來研發需要解決氮化物燃料、耐高溫結構材料、鉛冷卻劑的環境影響、冷卻劑的化學控制等關鍵問題。 第 5 章 第四代核電技術 19 法國對此領域最感興趣，該國計 劃開發一臺用氣體作載熱體的快中子燃料全循環反應堆（ 統），在 2030 年前后開發出一種能夠優化利用核燃料潛能、減少生產長壽命放射性廢物的技術。這種廢物毒性會明顯降低，幾百年后可降到鈾礦石的毒性水平，這是 統希望達到的目標。 氣冷快中子堆仍有很多的技術關鍵有待解決，主要包括：用于快中子譜的氣冷快中子堆的燃料元件；堆芯設計具有較硬的快中子譜，在增殖包層中能獲得較高的轉化比；快中子堆的安全性，特別是在高功率密度下（ 100 熱惰性較小的條件下如何解決停堆后堆芯衰變熱的安全載出；燃料循環技術 ，包括乏燃料的解體和再制造技術等。 目前世界上 13 個國家的 32 個組織正在進行超臨界水冷堆的研究。從 1998年開始，在日本科學促進會的資助下，東京大學對超臨界壓力水化學、輻射損傷和傳熱惡化現象等進行了研究。 2000 年，在日本通產省的資助下，開始對 術開發計劃分為 3 個子課題進行，即“反應堆概念的相關技術研究”、“傳熱與流動的相關技術研究”和“材料與化學的相關技術研究”。參與研究的單位包括東芝公司、日立公司、九州大學和東京大學等。 美國 1999 年啟動了核能研究計劃（ 展新一代核能技 術，選擇了包括超臨界水冷反應堆在內的新堆型進行技術攻關，在反應堆設計、材料、堆工程和安全、以及輻照化學等領域開展工作。 2003 年啟動了 究開發計劃，參加單位有愛德華國家工程和環境實驗室（ 阿貢國家實驗室（ 橡樹嶺國家實驗室（ 西屋電氣公司、 司和麻省理工學院（ ，并由 責組織實施。 加拿大提出了 念，近期開展了超臨界流體傳熱試驗研究、材料腐蝕試驗、燃料棒束設計、燃料循環評價、堆芯設計和主回路冷卻劑特性研究。 歐洲超臨界水冷堆項目從 2000 年開始啟動，有德國、意大利、法國等 7 國參與，可行性研究預計在 2008 年完成；計劃花 10 年（ 2003 2012 年）的時間進行關鍵技術攻關，包括材料性能研究、設計程序研制、超臨界水傳熱試驗研究以及臨界流動試驗研究等；從 20