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1、核能发展历史及中国核电发展历程1、第一代核能发电机组20世纪50年代初开始，利用已有的军用核电技术建造以发电为目的的反应堆，由建造试验堆转入示范阶段例如，美国西屋电气公司开发的民用压水堆核电厂，希平港（shippingport）核电厂在美国建成；以及通用电气公司（GE）开发的民用沸水堆核电厂，第一个建在美国加利福尼亚湾洪保德湾，以及随后1960年7月建成德累斯顿（Dresden-I）。前苏联1954年在莫斯科附近奥布宁斯克建成第一座ASP-1压力管式石墨水冷核电厂，英国1956年建成第一座产钚、发电两用的石墨气冷核电厂卡德霍尔核电厂。这一时期核电的安全性和经济性得到了验证，相对于常规发电系统的
2、优越性明显的显现出来。此时，又是世界各国经济快速发展的时期，电力需求也以十年翻一翻的速度增长，给核电发展提供了一个广阔的市场。核电迅速实现了标准化、批量化的建设和发展。2、第二代核能发电机组（1）概况第二代核能发电是商用核电厂大发展的时期，从上世纪60年代中期到90年代末，即使目前在兴建的核电厂，还大多属于第二代的核能发电机组。前后形成两次核电厂建设高潮，一次是在美国轻水堆核电厂的经济性得到验证之后，另一次是在1973年世界第一次石油危机后，使得各国将核电作为解决能源问题的有力措施。第二代核电厂的建设形成了几个主要的核电厂类型，他们是压水堆核电厂，沸水堆核电厂，重水堆（CANDU）核电厂，气冷
3、堆核电厂，以及压力管式石墨水冷堆核电厂。建成441座核电厂，最大的单机组功率做到150万千瓦，总的运行业绩达到上万个堆年。期间仅出现过两次较大的事故，即三里岛核电厂事故和切尔诺贝利核电厂事故。气冷堆核电厂由于其建造费用和发电成本竞争不过轻水堆核电厂，上世纪70年代末已停止兴建。石墨水冷堆核电厂由于其安全性能存在较大缺陷，切尔诺贝利核电厂事故以后，不再兴建。从上世纪80年代开始，世界核电进入一个缓慢的发展时期。造成这种局面的原因主要有：1979年世界发生了第二次石油危机，各国经济发展的速度迅速减缓；同时大规模的节能措施和产业结构调整，使得电力需求的增长率大幅度降低，1980年仅增长1.7%，19
4、82年为负增长-2.3%，1983年以前美国共取消了108台核电机组及几十台火电机组的合同。两次核电厂事故对世界核电的发展产生重大影响，公众接受问题成为核电发展的主要关注点，一些欧洲国家如瑞士、意大利、奥地利、瑞典、德国等相继暂停发展核电；同时严格的审批程序，以及为预防事故所采取的提高安全的措施，使核电厂的建设工期拖长，投资增加，导致核电的经济竞争力下降，特别是投资风险的不确定性，阻碍了核电的进一步发展。3、第三代核能发电机组（1）背景从九十年代开始人们逐渐加大了对化学燃料发电引起的环境污染，特别是对温室效应引起的全球变暖的关注，使得核能发电重新提上仪事日程。同时，各核工业发达国家从80年代末
5、到90年代初陆续开始积极为核电的复苏而努力，着手制订以更安全、更经济为目标的设计标准规范，理顺核电厂的安全审批程序。其中，美国率先制订了先进轻水堆核电厂的电力公司要求文件（URD），西欧国家相继制订了欧洲电力公司要求文件(EUR)。为了进一步提高核电厂的安全性，严重事故的预防和缓解，就成为新一代核电技术开发的核心。如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累计约4000堆年的运行历史，其间发生过两次严重事故，发生概率达到510-4/堆年。这说明，严重事故发生概率虽然低，但并不是不可能发生的；同时亦说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的预防和缓解，不足以确保工作人员、公众和环
6、境的安全。美国最早开展严重事故的研究，1975年WASH-1400报告首次将概率安全分析技术应用到核电厂，提出了以事件发生频率为依据的事故分类方法。WASH-1400报告首次指出，核电厂风险主要并非来自设计基准事故，而是导致堆芯熔化的严重事故。WASH-1400还首次建立了安全壳失效模式和放射性物质释放模式。在这种背景下，一些发达国家的核电设备供应商利用自己的技术储备和经验积累，开始开发符合电力公司要求文件要求的，具备严重事故预防和缓解措施的先进轻水堆核电厂。同时在提高核电厂的经济性方面亦采取了一系列措施，主要有提高单堆容量，降低单位造价；加深燃耗，延长换料周期，缩短停堆换料时间，提高核电厂的
7、可利用率；延长核电厂的寿命至60年；以及采用模块化设计，缩短建造周期等。（2）第三代核电机组的设计原则和特点第三代核电机组的设计原则，是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD文件或EUR文件和IAEA新建议法规的要求；同时，应能在2010年前进行商用核电站的建造。统观各国已提出的设计方案，有下列特点： 在安全性上，满足URD文件的要求，主要是：堆芯熔化事故概率1.0 X 10-5堆年；大量放射性释放到环境的事故概率1.0 X 10-6堆年；应有预防和缓解严重事故的设施。核燃料热工安全余
8、量15%。 在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争；机组可利用率87%；设计寿命为60年；建设周期不大于54个月。 采用非能动安全系统即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。这是革新型的重大改进，是代表核安全发展方向的。 单机容量进一步大型化研究和工程建造经验表明，轻水堆核电站的单位千瓦比投资是随单机容量（千瓦数）的加大而减少的（在单机容量为150万-170万千瓦前均如此）。因此，欧洲法马通、德国电站联盟联合设计的EPR机组的电功率为160万-17
9、0万千瓦，日本三菱提出的NP-21型压水堆核电机组的电功率为170万千瓦，俄罗斯也正在设计单机电功率为150万千瓦的VVER型第三代核电机组，美国西屋公司和燃烧公司也在原单机容量为65万千瓦的AP-600型的基础上改进，设计出单机电功率为110120万千瓦的AP-1000型机组。 采用整体数字化控制系统国外近年来新建成投产的核电机组，如法国的N4、英国的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了数字化仪控系统。经验证明，采用数字化仪表控制系统可显著提高可靠性，改善人因工程，避免误操作。世界各国核电设计和机组供应商提出的第三代核电机组无一例外地均采用整体数字化仪表控制系统。
10、施工建设模块化以缩短工期核电建设工期的长短对其经济性有显著影响。因此，新的核电机组从设计开始就考虑如何缩短工期。有效办法之一就是改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式，向模块化方向发展：以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内（条件较工地好）组装好，减少现场施工量以缩短工期。美国和日本联合建设的ABWR机组已成功地采用了这种技术。美国AP-1000也将采用模块化设计、建造技术，据称其工期可缩短为48个月。（3）第三代核电厂的主要类型 先进压水堆核电厂在国际上，目前已比较成熟的第三代核电压水堆有AP-1000、ERP和ESB-WR、ABWR、AP600与AP1000先进的非能动的压水
11、堆电厂。紧凑布置的反应堆冷却剂系统。反应堆冷却剂系统采用二环路，各有一台蒸汽发生器、两台屏蔽式电动泵、一条热管段和两条冷管段组成，泵的吸入管直接连在蒸汽发生器下端，省去泵的单独支撑。非能动的安全系统。由重力、自然循环和储能等按自然规律来驱动的安全系统。包括非能动余热派出系统、非能动安全注射系统，以及非能动的安全壳冷却系统。非能动余热排出热交换器的进口与反应堆冷却剂系统热管段相连，出口与蒸汽发生器出口腔相连。在冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，将反应堆余热带到安全壳内换料水箱。非能动安全注射系统有两台堆芯补水箱、两台安注箱和位于安全壳的换料水箱组成。与反应堆冷却剂环路连接并充满硼水，靠重
12、力注射。当正常上充水系统故障时，可应付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏时，提供堆芯应急冷却，最终将反应堆冷却剂系统全部淹没。非能动安全壳冷却剂系统以钢安全壳作为传热界面，首先利用位于安全壳屏蔽厂房顶部的水箱，喷淋钢安全壳外表面；随后将空气从安全壳屏蔽构筑物顶部引入，沿导流板，经安全壳底部，再沿钢安全壳外表面向上流动，导出钢安全壳内部的热量，作为最终热阱。熔融物堆内滞留。在严重事故下将堆芯熔融物保持在堆内，通过压力容器外表进行冷却是AP1000缓解严重事故的重要策略。反应堆的堆腔设计成能在事故工况下将堆腔淹没到冷却剂环路高度以上，同时在反应堆保温层与压力容器之间设计有通路，水进入通路，带走热量，
13、加热后的水或蒸汽从堆腔上部流出。在安全壳内设置氢气点火器和氢复合器来防止氢气爆燃。EPR欧洲压水堆核电厂是通过对现有技术较为成熟的压水堆加以改进。基本上仍然沿用能动的安全系统，增加其冗余度；降低燃料棒的线功率密度，提高安全余量；加大单机组容量，电功率达到1500-1600MWe，以降低单位功率造价；并采取相应的严重事故预防和缓解措施，其特点如下：简化冗余的安全系统结构。安全系统采用n+2的概念，4系列的安注系统，安全壳内设置硼化水储存水箱，余热派出系统与低压安注系统组合在一起。双层安全壳。内层为金属衬里预应力钢筋混凝土安全壳，外层为钢筋混凝土安全壳，两层之间设有过泸排放系统，以防止安全壳超压，
14、并保护环境。 限制严重事故后果的设计。在稳压器顶部设有专门的卸压阀，其卸压能力可保证一次侧快速减压至5bar,以防止严重事故情况下高压熔堆。堆芯熔融物扩散及捕集，用以在堆芯熔融物在压力容器外扩展时，收集熔融物，并转运至熔融物冷却区（堆芯捕集器），其下部有循环冷却水通道，用以保护核岛基础底板；换料水箱中的水靠重力注入熔融物，使其冷却固定。安全壳内装有氢复合器，以便在任何时候使氢的平均浓度保持在10%以下，从而避免发生氢爆的危险。APWR和APWR+（USAPWR）是日本三菱公司与美国西屋公司合作开发的新一代压水堆核电厂。APWR同样是通过对现有四环路压水堆核电厂进行优化改进，采用257个1717
15、的燃料组件，电功率为1530MWe，其主要特点如下：四个系列专设安全系统。APWR将应急堆芯冷却系统和安全壳喷淋系统均设计成450%的机械系列，并将出水管线直接注入压力容器。换料水池设置在安全壳内；安注箱经优化设计，将加大注水范围，以满足早期迅速大量注入冷却水，尽早再淹没堆芯；及至堆芯再淹没后，以较小流量长期注水使堆芯冷却下来。APWR+是在APWR基础上进行改进，将燃料组件有效长度从3.7米增加到4.3米，核电厂的电功率增加到1750MWe,换料周期为24个月，可利用率的目标为95%。与APWR相比，APWR+有下列特点：将堆芯核仪表改成从反应堆上部插入方式，取消下部仪表管座。安全系统的特点
16、是利用蒸汽发生器二次侧卸压，以导出衰变热；同时使得系统压力可以快速下降，减少一次侧的失水。由于一次侧压力在堆芯有水覆盖的情况下，降到低压安注泵接入压力，因此可以取消高压安注泵。此外，在大破口失水事故时，一回路系统被低压安注泵注入的大量水淹没，破口出来的蒸汽被回路淹没水凝结，其结果有可能导致取消安全壳喷淋系统。鉴于换料水池位于安全壳运转层上，即使低压安注泵实效，换料水池的水亦能依靠重力非能动地流入堆芯。安全壳通风系统的冷却水源采用多样化设计，以提高其可靠性。在主蒸汽管道破裂时，为了保证堆芯硼酸的注入，硼酸注入箱利用减压沸腾原理维持硼注入箱压力，非能动地注入堆芯.安全注入系统采用4系列反应堆直接注入方式；并通过安装在安注箱内的流量调节设备,在发生失水事故时，调节安注流量，有效地利用冷却水。采用安全壳内设置换料水池，将稳压器排放
