核電歷史回顧和第三代先進(jìn)堆型簡(jiǎn)析

核電歷史回顧和第三代先進(jìn)堆型簡(jiǎn)析摘要回顧了核電發(fā)展歷史，論述了第三代核電廠的發(fā)展背景和設(shè)計(jì)要求，簡(jiǎn)單分析了幾種第三代先進(jìn)堆型的設(shè)計(jì)特點(diǎn)。關(guān)鍵詞代核電廠先進(jìn)堆型AbstractThepaperlooksbackthedevelopmenthistoryofthenuclearpower,explainsthedevelopmentbackgroundofthethirdgenerationnuclearpowerplantanddesignrequirements,andanalyzesthedesigncharacteristicsofseveraltypicalthirdgenerationadvancedreactortypes.KeywordsGenerationNuclearPowerPlantAdvancedReactorTypes1核電發(fā)展歷史、現(xiàn)狀和趨勢(shì)從第一座核電站建成至今已有50年的歷史，在經(jīng)歷了20世紀(jì)60年代末~80年代中期核電大發(fā)展以后，由于1979年美國(guó)三里島事件和1986年前蘇聯(lián)切爾諾貝利事件的影響，核電的發(fā)展活著界范圍內(nèi)受到嚴(yán)重的挫折。也正因?yàn)檫@些事件，給了人們對(duì)核電有更多的反思，并為21世紀(jì)迎來(lái)核電在更高水平上的發(fā)展奠定了堅(jiān)實(shí)的基礎(chǔ)。20世紀(jì)50~60年代可視為核電發(fā)展初期。這時(shí)期核電主要集中在美、蘇、英、法和加拿大少數(shù)幾個(gè)國(guó)家中，西德和日本由于二次大戰(zhàn)后巴黎協(xié)定禁止其在戰(zhàn)后10年內(nèi)進(jìn)行核研究，因此核能技術(shù)應(yīng)用起步較晚。這階段發(fā)展的堆型可分為3種情況，一是參軍用生產(chǎn)堆或軍用動(dòng)力堆轉(zhuǎn)型改造過(guò)來(lái)，二是一些商用核電廠堆型的原型機(jī)組，第三則是研究探索進(jìn)程中建造的一些堆型。這階段典型的核電機(jī)組堆型包括：英國(guó)和法國(guó)建造的一批“美諾克斯”天然鈾石墨氣冷堆（GCR）,前蘇聯(lián)初期建造的輕水冷卻石墨慢化堆（LGR）,美國(guó)初期建造的壓水堆（PWR）和滾水堆（BWR）,加拿大初期建造的天然鈾重水堆和美國(guó)和前蘇聯(lián)初期建造的快中子增殖堆。這一階段建造的核電廠可稱為第一代核電廠，這一代核電廠有以下一些一路點(diǎn)：建于核電開(kāi)發(fā)期，因此具有研究探索的實(shí)驗(yàn)原型堆性質(zhì)。設(shè)計(jì)比較粗糙，結(jié)構(gòu)松散，雖然機(jī)組發(fā)電容量不大，一般在300MW之內(nèi)，但體積較大。設(shè)計(jì)中沒(méi)有系統(tǒng)、規(guī)范、科學(xué)的安全標(biāo)準(zhǔn)作為指導(dǎo)和準(zhǔn)則，因此存在許多安全隱患。發(fā)電本錢(qián)較高。目前，這一代核電廠大體已退役（約50臺(tái)機(jī)組），這些初期開(kāi)發(fā)、研究的堆型，有些成了第二代重點(diǎn)發(fā)展的商業(yè)核電廠堆型，如輕水堆（PWR，BWR）、改良型氣冷堆（人6口）、高溫氣冷堆（HTGR）、CANDU重水堆和液態(tài)金屬冷卻快中子增殖堆（LMFBR），還有一些由于那時(shí)條件所限未能發(fā)展，但其設(shè)計(jì)思想已成為第三代乃至第四代先進(jìn)堆的選用堆型，如采用自然循環(huán)方式和非能動(dòng)安全的滾水堆（ESBWR）和快中子堆和熔鹽反映堆等。目前正在運(yùn)行的絕大部份商用核電廠劃歸為第二代核電廠，這一代核電廠主如果依照比較完備的核安全法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)和肯定論的方式考慮設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的要求而設(shè)計(jì)的。實(shí)際上，這種劃分是相對(duì)的。它既是在第一代堆型（如20世紀(jì)60年代初投運(yùn)的PWR電廠，英法等國(guó)的天然鈾石墨氣冷堆電廠）基礎(chǔ)上的改良和發(fā)展，與此刻的第三代核電廠的設(shè)計(jì)概念也有交叉。目前運(yùn)行的許多核電廠，特別是三里島事件后設(shè)計(jì)的核電廠已進(jìn)行了許多根本性的改良，考慮了許多嚴(yán)重事故的對(duì)策，也引入了一些非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)。因此，第二代核電廠只是一個(gè)包絡(luò)的概念，而非絕對(duì)的劃分。第二代核電廠主要有PWR、BWR、加拿大AECL開(kāi)發(fā)的天然鈾壓力管式重水堆（CANDU堆）、前蘇聯(lián)開(kāi)發(fā)的石墨水冷堆（16口）、改良型氣冷堆（人6口）和高溫氣冷堆（HTGR）和鈉冷快堆。由于切爾諾貝利事故，俄羅斯、烏克蘭等國(guó)關(guān)閉了一批同堆型的LGR機(jī)組，對(duì)正在運(yùn)行的13臺(tái)LGR機(jī)組進(jìn)行了相應(yīng)的整治和改造，同時(shí)決定停止再建此堆型的核電廠。改良型氣冷堆是在天然鈾石墨氣冷堆基礎(chǔ)上改良而成，由于其經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力差，英國(guó)也停止了該堆型的發(fā)展，并向第三代氣冷堆——高溫氣冷堆方向發(fā)展。目前已建成的幾座鈉冷快堆核電機(jī)組由于一些技術(shù)問(wèn)題未解決，大部份處于長(zhǎng)期停閉狀態(tài)。因此，目前運(yùn)行和在建的第二代核電廠中占優(yōu)勢(shì)的堆型是PWR、BWR和重水堆，別離占目前總機(jī)組數(shù)的60%、19%和11%。由于三哩島和切爾諾貝利事故的發(fā)生暴露了第二代核電廠設(shè)計(jì)中的一些根本性弱點(diǎn)，核電界在認(rèn)真反思的基礎(chǔ)上，提出了新的安全理念、安全方式和安全要求，開(kāi)發(fā)了一批具有更高安全性、更好經(jīng)濟(jì)性的第三代堆型，并為了挑戰(zhàn)核能發(fā)展面臨的幾方面問(wèn)題（經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力、核電安全性、核燃料利用率、核廢物處置及核武器擴(kuò)散），提出了將在21世紀(jì)30年代后發(fā)展的第四代核電概念和一些初選堆型。目前，一些第三代堆型在安全上、設(shè)計(jì)上已趨成熟，估計(jì)本世紀(jì)30年代以前將是第三代核電廠重點(diǎn)發(fā)展的時(shí)期，也是第三代核電廠和第二代核電廠并存的時(shí)期。2三哩島和切爾諾貝利事故事故簡(jiǎn)介1979年3月28日，美國(guó)剛投產(chǎn)3個(gè)月的三哩島核電廠2號(hào)機(jī)組發(fā)生輕水堆核電廠歷史上最嚴(yán)重的事故。該事故是由喪失主給水（II類(lèi)事件）引發(fā)的，由于經(jīng)歷一系列故障和人誤的迭加（包括閥門(mén)誤關(guān)閉輔助給水不可用，穩(wěn)壓器卸壓閥卡開(kāi)，操縱員關(guān)閉安注系統(tǒng)和所有主泵等）致使堆芯嚴(yán)重?fù)p壞，堆芯熔融物達(dá)數(shù)千噸，大量放射性裂變產(chǎn)物進(jìn)入安全殼，一些放射性物質(zhì)經(jīng)由各類(lèi)途徑泄漏至環(huán)境，但釋放到環(huán)境中的放射性物質(zhì)由于安全殼的屏障作用相對(duì)較少。切爾諾貝利核電廠是原蘇聯(lián)1000MW的石墨慢化滾水冷卻的壓力管式反映堆型機(jī)組（16口）。該堆型的設(shè)計(jì)中存在著明顯的缺點(diǎn)，特別是過(guò)慢化設(shè)計(jì)使它可能具有正的溫度反映性系數(shù)和由于反映堆體積龐大（高7m，直徑12m）使氙-135引發(fā)的不穩(wěn)定性使該堆的控制變得很復(fù)雜。而很低的控制棒插入速度（m/s）使得緊急停堆系統(tǒng)難以跟蹤快速瞬變。這次事故是由4號(hào)機(jī)組年度計(jì)劃停堆檢修所作的一項(xiàng)實(shí)驗(yàn)觸發(fā)的。實(shí)驗(yàn)進(jìn)程中一系列違背技術(shù)規(guī)格書(shū)和運(yùn)行規(guī)程的操作，如斷開(kāi)應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)、提升的控制棒數(shù)超出運(yùn)行規(guī)程的限制、切斷停堆保護(hù)信號(hào)、實(shí)驗(yàn)工況使反映堆積累大量氙毒、并使堆功率降到正溫度反映性系數(shù)區(qū)域等。正的溫度反映性系數(shù)致使功率上升，功率上升致使氙濃度降低，二者釋放過(guò)大的正反映性使反映堆達(dá)到超瞬發(fā)臨界，功率急劇上升致使反映堆瞬時(shí)損壞，發(fā)生了核電歷史上最嚴(yán)重的事故。事故除摧毀反映堆廠房外，還使大量的放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放。事故的教益核電必需將核安全放在首位，這不可是為了保護(hù)公眾和環(huán)境，也是為了保護(hù)核電投資者和核工業(yè)界自身。一旦發(fā)生類(lèi)似事件，幾十億投資瞬息會(huì)化為灰燼，還需投入巨額資金處置善后工作。這兩起事故使核電發(fā)展進(jìn)入低潮期達(dá)20年之久，而且停止了美國(guó)B&W公司的PWR堆型和原蘇聯(lián)RBMK-1000堆型的繼續(xù)建造和發(fā)展。反映了肯定論方式和所采用的單一故障準(zhǔn)則的局限性。第二代核電廠花費(fèi)很大精力用于應(yīng)對(duì)最大假想設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故（如PWR失水事故），包括制定準(zhǔn)則，設(shè)置安全設(shè)施層層設(shè)防。但兩次事故表明，最嚴(yán)重的事故有時(shí)是由許多（非單一）小故障，包括單一故障未考慮的人誤事件迭加引發(fā)的。因此，概率安全分析（PSA）作為肯定論補(bǔ)充的必要性顯得更為重要。核電廠必需具有固有安全性，應(yīng)盡可能采用非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)。切爾諾貝利事件就是因?yàn)樵摱研驮诘凸β蕰r(shí)有正反映性系數(shù)而缺乏固有安全性引發(fā)了恐怖的功率“暴走”的超瞬發(fā)臨界事故；而三哩島事故則主要由于一系列能動(dòng)裝置的故障和人誤而致使的。新建核電廠設(shè)計(jì)除考慮設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故外，還必需考慮嚴(yán)重事故對(duì)策。核電廠設(shè)計(jì)的安全水平必需提升，原來(lái)對(duì)第二代核電廠要求堆熔概率小于10-4/堆年已不適應(yīng)核電發(fā)展對(duì)安全的要求，因?yàn)槟壳斑\(yùn)行機(jī)組已近500臺(tái)，按10-4/堆年要求意味著平均每20年就要發(fā)生一次堆熔事件，這是公眾和環(huán)境不能接受的。因此必需考慮成立在新的安全理念基礎(chǔ)上的新的堆型。新堆型必需在提升安全水平的基礎(chǔ)上同時(shí)提升經(jīng)濟(jì)性能。第三代先進(jìn)輕水堆的設(shè)計(jì)要求為了總結(jié)核電發(fā)展的經(jīng)驗(yàn)和教訓(xùn)，進(jìn)一步提高電站的安全性能和運(yùn)行性能，同時(shí)提高電站的經(jīng)濟(jì)性，1983年開(kāi)始，美國(guó)電力研究院（EPRI）在美國(guó)核管理委員會(huì)（NRC）支持下，經(jīng)連年盡力于1990年為第三代輕水堆核電廠制定了一個(gè)明確完整的用戶要求文件（URD）。考慮到統(tǒng)一的歐洲對(duì)能源市場(chǎng)的客觀要求，進(jìn)一步提高輕水堆的競(jìng)爭(zhēng)力和改良公眾及政府對(duì)核電的可接受性，歐洲主要電力公司編制了歐州用戶要求文件（EUR），并于1994年公布了第一版。EUR與URD結(jié)構(gòu)上有不同，但主要內(nèi)容上大體相似。EUR已用于法德合作的歐洲壓水堆（EPR），歐洲非能動(dòng)式壓水堆（EPP）和歐洲簡(jiǎn)化滾水堆（ESBWR）核電廠的設(shè)計(jì)。除URD和EUR外，日本和韓國(guó)也別離制定了本國(guó)的用戶要求文件JURD和KURD，總的來(lái)講，這些要求文件的大體內(nèi)容均參考并類(lèi)似于URD。中國(guó)核安全當(dāng)局于2021年發(fā)布了核安全政策白皮書(shū)“新建核電廠設(shè)計(jì)中的幾個(gè)重要安全問(wèn)題的技術(shù)政策”，對(duì)我國(guó)新建核電廠設(shè)計(jì)一系列安全問(wèn)題提出了與世界先進(jìn)核電國(guó)家相類(lèi)似的要求。幾種主要第三代先進(jìn)堆型簡(jiǎn)析依照URD和其它相關(guān)文件要求，近10年來(lái)世界主要核電國(guó)家開(kāi)發(fā)了一系列第三代核電堆型，這些堆型按其設(shè)計(jì)特征可分為改良型和革新型兩類(lèi)。本文主要介紹和分析目前普遍關(guān)注的3種第三代核電堆型（AP-1000、EPR、ABWR）的設(shè)計(jì)特點(diǎn)。AP1000AP1000是美國(guó)西屋公司開(kāi)發(fā)的一種雙環(huán)路1117MWe的第三代先進(jìn)型PWR機(jī)組，它是1999年12月取得NRC設(shè)計(jì)許可證的AP600型機(jī)組設(shè)計(jì)邏輯上的延伸。AP1000盡可能保留AP600的設(shè)計(jì)，特別是高水平非能動(dòng)安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)，并通過(guò)提高功率輸出水平，降低發(fā)電本錢(qián)。AP1000具有以下一些設(shè)計(jì)特點(diǎn)：（1）AP1000設(shè)計(jì)采用了既先進(jìn)又成熟的技術(shù)，因此既具有先進(jìn)性，又具有安全和靠得住性，因?yàn)椋篈P1000反映堆采用西屋成熟的Model314技術(shù)，該技術(shù)已成功用于比禾IJ時(shí)Doel和美國(guó)SouthTexasProject等核電廠。采用了西屋先進(jìn)的IFBA燃料組件，該組件已普遍用于西屋的PWR。反映堆冷卻劑泵采用全密封泵（屏蔽泵），該泵40連年來(lái)已有1300臺(tái)以上的成功應(yīng)用記錄。（2）采用非能動(dòng)的安全系統(tǒng)，主要包括：非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)。該系統(tǒng)通過(guò)利用3個(gè)非能動(dòng)水源（堆芯補(bǔ)水箱、安注箱和安全殼內(nèi)換料水貯存箱）和2套100%能力的非能動(dòng)余熱熱互換器執(zhí)行堆芯余熱排出、安全注入和卸壓功能。這一系統(tǒng)的設(shè)計(jì)取消了第二代PWR機(jī)組中一些系統(tǒng)（如應(yīng)急給水系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、安注系統(tǒng)等）上的許多泵，也使一些系統(tǒng)（如化容系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、應(yīng)急交流電源系統(tǒng)等）取得簡(jiǎn)化并部份降格為非安全相關(guān)系統(tǒng)。非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)。AP1000采用雙層安全殼，內(nèi)層是鋼制安全殼。在事故情況下，鋼制安全殼容器自身提供傳熱表面將熱量從安全殼內(nèi)導(dǎo)出，排入大氣，以有效冷卻安全殼，并使壓力迅速下降。傳熱是通過(guò)兩層安全殼間空氣的自然循環(huán)，而空氣的冷卻則借助于靠重力從安全殼屏蔽廠房頂部水箱中流出的水的蒸發(fā)。由于該系統(tǒng)的設(shè)計(jì)取消了第二代PWR中的安全殼噴淋系統(tǒng)，原來(lái)由安全殼噴淋去除安全殼內(nèi)放射性懸浮物和放射性碘的功能，在AP1000中是依托沉淀和沉積等自然進(jìn)程實(shí)現(xiàn)的。主控室可滯留系統(tǒng)和安全殼隔離系統(tǒng)也通過(guò)非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)和設(shè)施實(shí)現(xiàn)其功能。（3）反映堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計(jì)改良：采用2臺(tái)蒸汽發(fā)生器的雙回路對(duì)稱設(shè)計(jì)，該設(shè)計(jì)具有投資省、容易布置、占據(jù)空間少、運(yùn)行靠得住性高和便于維修等長(zhǎng)處。壓力容器下封頭無(wú)貫穿孔，因此堆芯上平面以下無(wú)大的開(kāi)孔，大大減少了失水事故和堆芯袒露的概率。另外，設(shè)計(jì)使壓力容器外表面在發(fā)生堆熔事故時(shí)起到排出堆芯熔融物熱量的作用，以阻止熔融物熔穿壓力容器。由于采用全密封的屏蔽泵,不需要第二代PWR普遍采用的冷卻劑泵軸封設(shè)計(jì)，既消除難以避免的軸封泄漏（小失水事故），也省去了為保證軸密封所用復(fù)雜的設(shè)計(jì)和設(shè)備。蒸汽發(fā)生器采用西屋公司標(biāo)準(zhǔn)的F型技術(shù)，運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明該型蒸汽發(fā)生器具有很高的運(yùn)行靠得住性，傳熱管堵塞率低于1根/臺(tái)年。對(duì)于同樣功率水平的PWR，AP1000穩(wěn)壓器水容量增加50%，改善了其瞬態(tài)響應(yīng)的能力。（4）采用了先進(jìn)的全數(shù)字化儀控系統(tǒng)設(shè)計(jì)，并將連年來(lái)人因研究功效用于整個(gè)儀控和主控室設(shè)計(jì)，改善了可運(yùn)行性和減少運(yùn)行過(guò)失的可能性。（5）設(shè)計(jì)改良大大簡(jiǎn)化了AP1000核電廠，減少了電廠的系統(tǒng)和設(shè)備。分析表明，與第二代PWR相較，閥門(mén)減少了50%，泵減少了35%，管道減少20%，加熱通風(fēng)和冷卻設(shè)備減少20%，抗震建筑物體積減少45%，電纜減少30%。（6）AP1000堆芯熔化概率為3*10-7/堆年，比此刻的PWR電廠低2個(gè)數(shù)量級(jí)，而比URD要求也低1個(gè)多數(shù)量級(jí)。（7）由于設(shè)計(jì)簡(jiǎn)化，對(duì)稱布置，和大量的模塊化設(shè)計(jì)，估計(jì)建造周期（從澆灌第一罐混凝土到堆芯燃料裝載）只需36個(gè)月。（8）估計(jì)AP1000系列建造的第3臺(tái)機(jī)組隔夜造價(jià)為1100$/kW，而發(fā)電本錢(qián)在美分/kW以下。歐洲壓水堆（EPR）EPR是法馬通公司和西門(mén)子公司于1991年一路開(kāi)發(fā)的，目前該項(xiàng)目納入法馬通ANP公司。EPR屬于第三代改良型PWR，它的性能設(shè)計(jì)目標(biāo)是基于或高于法、德現(xiàn)有大型PWR核電廠所達(dá)到的最高水平，遵循EUR的相關(guān)要求，因此既有成熟性，也具有先進(jìn)性。EPR主要設(shè)計(jì)性能特點(diǎn)有：（1）EPR整體安全設(shè)計(jì)方案遵循法、德聯(lián)合制定的“未來(lái)PWR核電廠通用安全方案的建議”，采用肯定論方式與概率論方式相結(jié)合的雙重策略：第一，在電廠設(shè)計(jì)時(shí)利用肯定論設(shè)計(jì)基準(zhǔn)，改良事故預(yù)防辦法，減少嚴(yán)重事故的發(fā)生概率。第二，采用正確的處置辦法，減緩嚴(yán)重事故的后果。由于設(shè)計(jì)中成功采用以上策略，使堆芯熔化概率降低到10-6/堆年以下，并能實(shí)此刻發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)核電廠周?chē)恍枰扇∪藛T撤離或遷移的場(chǎng)外應(yīng)急響應(yīng)辦法。（2）EPR機(jī)組的設(shè)計(jì)熱功率為4250MWt，電功率為1500~1600MWe，設(shè)計(jì)壽命60年，燃料組件241個(gè)，燃料活性段長(zhǎng)度4200mm，燃料設(shè)計(jì)燃耗為60000MWD/tU，采用雙層安全殼（一次安全殼為預(yù)應(yīng)力混凝土，二次安全殼為鋼筋混凝土）。（3）反映堆冷卻劑系統(tǒng)主要部件體積大于此刻運(yùn)行的PWR機(jī)組。較大的壓力容器可以容納較大的堆芯，以降低功率密度，增加熱工安全裕量；同時(shí)降低壓力容器內(nèi)壁處快中子注量率，延長(zhǎng)壓力容器利用壽命，加大穩(wěn)壓器和蒸汽發(fā)生器二次側(cè)容積改善電廠對(duì)瞬態(tài)的響應(yīng)能力。（4）核電廠重要安全系統(tǒng)及其支持系統(tǒng)（安全注入、應(yīng)急給水、部件冷卻、應(yīng)急電源）設(shè)計(jì)有4個(gè)冗余系列，并別離安裝在4個(gè)獨(dú)立的區(qū)域，每一個(gè)系列與反映堆冷卻劑系統(tǒng)的一個(gè)環(huán)路相連。應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)由4個(gè)非能動(dòng)集水箱和4個(gè)高壓/低壓安注系統(tǒng)組成。安注系統(tǒng)利用安全殼內(nèi)換料水貯存箱，并從反映堆冷卻劑系統(tǒng)冷、熱雙端注入，避免了回流和熱管段長(zhǎng)期注入的現(xiàn)象。另外，在低壓安注管線上裝有熱互換器，以使EPR電廠在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下不需要利用噴淋系統(tǒng)。應(yīng)急給水系統(tǒng)由4個(gè)完全分離和獨(dú)立的系列組成，每一個(gè)系列由1個(gè)應(yīng)急給水箱、1臺(tái)應(yīng)急給水泵和相應(yīng)的管道、閥門(mén)組成，給水別離注入1臺(tái)蒸汽發(fā)生器。各類(lèi)正常和應(yīng)急水源的冗余度和多樣性保證二次側(cè)排熱的靠得住性。電廠設(shè)置4套供核島在正常和應(yīng)急情況下利用的獨(dú)立安裝的電源，而常規(guī)島所有的電源獨(dú)立安裝在常規(guī)島廠房?jī)?nèi)。4臺(tái)應(yīng)急柴油機(jī)在設(shè)計(jì)和制造中采用多重設(shè)備，以使其中的2臺(tái)可作為另2臺(tái)的備用，以保證必然的靠得住性水平。在二次側(cè)排熱能力完全喪失的罕有事故中，可通過(guò)安注系統(tǒng)在一回路以“給—排”方式排除一次側(cè)的能量。(5)EPR設(shè)計(jì)考慮了嚴(yán)重事故預(yù)防和減緩的手腕和辦法，其中包括：依托余熱排出系統(tǒng)的靠得住性，輔以穩(wěn)壓器卸壓閥的卸壓辦法，避免高壓堆芯熔化。EPR穩(wěn)壓器至少安裝3個(gè)卸壓通道，每一個(gè)通道由2個(gè)安全閥組成，保證其超壓保護(hù)的靠得住性。卸壓的同時(shí)，排除安全殼直接加熱的危險(xiǎn)。設(shè)計(jì)時(shí)考慮預(yù)防堆芯熔融物與混凝土彼此作用以減少氫的產(chǎn)生量，并通過(guò)氫復(fù)合器和氫燃燒器減少氫在安全殼中積聚造成高載荷氫爆的危險(xiǎn)。盡可能減少冷卻熔穿壓力容器的堆芯熔融物的噴淋水量，避免蒸汽爆炸危及安全殼的完整性。在反映堆坑外設(shè)計(jì)了一大塊空間(面積約150m2)作為堆芯熔融物的擴(kuò)散腔室，以避免堆芯熔融物與混凝土的彼此作用。堆坑與擴(kuò)散腔由高熔點(diǎn)材料覆蓋的鋼板通道相連。擴(kuò)散腔室與安全殼內(nèi)換料水貯存箱用泵相連，以便長(zhǎng)時(shí)間淹沒(méi)、冷卻擴(kuò)散的熔融物。另外，由噴淋系統(tǒng)組成的專用安全殼排熱系統(tǒng)限制安全殼壓力的增加。EPR采用圓筒狀的雙層安全殼，其中第一層安全殼設(shè)計(jì)壓力為MPa，有足夠的裕度包容嚴(yán)重事故的后果，上述設(shè)計(jì)也保證使安全殼的壓力不超過(guò)設(shè)計(jì)壓力。利用維持負(fù)壓的雙層安全殼的環(huán)形空間，搜集所有的泄漏物，避免任何密封(包括貫穿件密封)的旁路，保證盡可能少的放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中去。采用先進(jìn)的全數(shù)字化儀控設(shè)計(jì)和主控室設(shè)計(jì)，保護(hù)系統(tǒng)為四重冗余結(jié)構(gòu)，采用“2/4”邏輯，具有高的靠得住性。先進(jìn)滾水堆ABWR是目前唯一有運(yùn)行電廠和通過(guò)運(yùn)行考驗(yàn)的第三代先進(jìn)型核電廠，其除具有BWR的特點(diǎn)和長(zhǎng)處，如直接循環(huán)、大的負(fù)空泡反映性系數(shù)、采用流量+控制棒調(diào)節(jié)功率方便、快捷外，還具有以下整體特征：（1）ABWR設(shè)計(jì)的重大改良之一是將原GE公司BWR安裝在壓力容器外側(cè)的反映堆冷卻劑再循環(huán)泵改成安裝在壓力容器內(nèi)部的內(nèi)置泵，實(shí)現(xiàn)了核蒸汽供給系統(tǒng)的一體化設(shè)計(jì)。該設(shè)計(jì)使得壓力容器在堆芯部位以下無(wú)大口徑管嘴，保證LOCA事故發(fā)生后無(wú)堆芯袒露風(fēng)險(xiǎn)，大大降低了堆芯熔化概率。（2）ABWR采用并改良了經(jīng)驗(yàn)證的電棚驅(qū)動(dòng)和水力驅(qū)動(dòng)相結(jié)合的電動(dòng)一水力微動(dòng)控制棒驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)（FMCRD），提高了正常運(yùn)行反映性控制的精度和緊急停堆的快速、靠得住性。（3）ABWR的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）分3個(gè)區(qū)設(shè)置了3套獨(dú)立的、冗余的、符合多樣性要求的子系統(tǒng)，各區(qū)子系統(tǒng)配備獨(dú)立的供電、控制保護(hù)和其它支持系統(tǒng)，保證了事故條件下應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)抑制和減緩事故后果的靠得住性和有效性。（4）ABWR帶有弛壓水池的抑壓式安全殼設(shè)計(jì)能保證在發(fā)生失水事故或嚴(yán)重事故時(shí)，通過(guò)弛壓水池的非能動(dòng)式設(shè)計(jì)有效抑制安全殼內(nèi)壓力的上升，洗滌破口流量中夾帶的裂變產(chǎn)物，并為ECCS系統(tǒng)提供重要的靠得住水源。ABWR安全殼設(shè)計(jì)為減緩嚴(yán)重事故及其減輕放射性釋放后果提供了重要的有效的保障。（5）ABWR的儀表和控制系統(tǒng)（1&0采用全數(shù)字化技術(shù)和容錯(cuò)結(jié)構(gòu)，有助于ABWR電站安全、高效、靠得住運(yùn)行。(6)ABWR采用控制柵元堆芯設(shè)計(jì)和運(yùn)行方案，即在ABWR運(yùn)行期間，僅由少部份固定的控制棒(一般少于總控制棒數(shù)的1/10)組成的一個(gè)控制棒組在堆芯內(nèi)移動(dòng)來(lái)補(bǔ)償整個(gè)運(yùn)行壽期內(nèi)的反映性轉(zhuǎn)變。該設(shè)計(jì)減少了由于控制棒組迭換和控制棒插入或抽出對(duì)功率散布的擾動(dòng)，簡(jiǎn)化了運(yùn)行，提高了運(yùn)行的靠得住性和安全性。(7)ABWR可采用通過(guò)改變流量的譜移控制運(yùn)行方式，即在循環(huán)初期到中期降低堆芯流量，以使空泡份額增加，中子譜變“硬”，促使钚的生成和積累，而在循環(huán)末期，增加堆芯流量，空泡份額減少，使中子譜變“軟”，促使已積累的钚“燃燒”，以取得可利用的反映性，從而增加燃料的利用率。由于以上特點(diǎn)，ABWR核電廠具有較高的安全水平和經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力，主要表此刻：(1)ABWR設(shè)計(jì)大體上能全面知足URD的主要要求。(2)燃料破損率低于10-5，保證了反映堆冷卻劑中放射性水平很低，并使常規(guī)島設(shè)備、廠房受污染的程度維持在很低水平。(3)ABWR堆熔概率為X10-7/堆年，安全殼失效概率為*10-9/堆年，別離比URD的要求約低2個(gè)和3個(gè)數(shù)量級(jí)。(4)建造周期為48個(gè)月。固然，ABWR也具有BWR特有的弱點(diǎn)，特別是帶有放射性的反映堆冷卻劑形成的蒸汽直接進(jìn)入常規(guī)島，給常規(guī)島設(shè)備和廠房帶來(lái)必然的輻照影響，增加了運(yùn)行時(shí)常規(guī)島的屏蔽要求和維修時(shí)的輻射防護(hù)辦法?；旌隙迅拍畹奶岢?．改良型第二代核電廠："法國(guó)N4核電廠法國(guó)的N4核電廠是一型1400MW級(jí)電功率的四環(huán)路壓水堆核電廠，第一個(gè)機(jī)組ChoozB-1于1996年并網(wǎng)，目前有4個(gè)機(jī)組在運(yùn)行。N4的設(shè)計(jì)充分利用了法國(guó)30余座900MW級(jí)和20余座1300MW級(jí)核電廠的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，而眾所周知，這些核電廠的設(shè)計(jì)是成立在被國(guó)際普遍接受的所謂“肯定論"設(shè)計(jì)原則之上的。隨著PSA工作的進(jìn)展，法國(guó)肯定了一些需要補(bǔ)充分析或采取辦法的工況，主要的有：最終熱阱的完全喪失（H1）；蒸汽發(fā)生器給水完全喪失（H2）；交流電源完全喪失（H3）；未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)（ATWT）；LOCA后長(zhǎng)期運(yùn)行時(shí)低壓安注或安全殼噴淋的全數(shù)喪失（H4）；-主蒸汽管道破裂，同時(shí)疊加一根或多根蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂。顯而易見(jiàn)，由于N4核電廠在整個(gè)電廠的大體構(gòu)型（configuration）上與900MW級(jí)和1300MW級(jí)核電廠并無(wú)顯著不同，這些補(bǔ)充的工況對(duì)N4核電廠一樣適用，相應(yīng)的辦法和改良也被N4核電廠采取。其他的改良是停堆工況下一些事件的預(yù)防或減緩辦法，如防硼稀釋改良、一回路中水位運(yùn)行時(shí)預(yù)防和減緩余熱排出系統(tǒng)喪失的改良等，這些改良在900MW級(jí)和1300MW級(jí)核電廠中也已采用，國(guó)內(nèi)的大亞灣和嶺澳核電廠也進(jìn)行了相應(yīng)的改良。N4核電廠的安全系統(tǒng)仍采用兩個(gè)安全系列的設(shè)計(jì)，在設(shè)計(jì)上盡可能避免專設(shè)安全設(shè)施和正常運(yùn)行系統(tǒng)的共用，如化容系統(tǒng)再也不兼做高壓安注，而設(shè)置了安注壓力較低（11Mpa）的中壓安注系統(tǒng)，這有利于SGTR事故的處置。輔助給水系統(tǒng)的每一個(gè)系列上設(shè)置一臺(tái)電動(dòng)泵和一臺(tái)汽動(dòng)泵。為了對(duì)付全廠斷電，設(shè)置了一臺(tái)利用蒸汽發(fā)生器殘余蒸汽的小汽輪發(fā)電機(jī)，同時(shí)可利用移動(dòng)式附加電源（燃?xì)廨啓C(jī)）。N4核電廠采用了內(nèi)層預(yù)應(yīng)力混凝土并涂覆環(huán)氧樹(shù)脂、外層鋼筋混凝土的雙層安全殼。在嚴(yán)重事故情況下，為了維持安全殼的完整性，可以通過(guò)安全殼的測(cè)量放射性來(lái)發(fā)現(xiàn)安全殼的泄漏，并采取相應(yīng)辦法恢復(fù)安全殼的密封性（U2）;在堆芯融化物穿透安全殼底板的情況下，底部的儀表測(cè)量管道被完全密封在反映堆堆腔下部，避免放射性的過(guò)早釋放（U4）;為了避免安全殼超壓，設(shè)置了沙堆過(guò)濾泄壓裝置（U5）。N4核電廠采用了全數(shù)字化的控制和保護(hù)系統(tǒng)。N4核電廠燃料元件的平均線功率密度為cm。"英國(guó)SizewellB核電廠英國(guó)的SizewellB核電廠是在美國(guó)西屋公司標(biāo)準(zhǔn)核電廠系統(tǒng)（SNUPPS）的基礎(chǔ)上發(fā)展而來(lái)的四環(huán)路壓水堆核電廠，在設(shè)計(jì)進(jìn)程中吸收了連年核電發(fā)展的經(jīng)驗(yàn)。SizewellB核電廠的電功率為1250MW，1995年并網(wǎng)發(fā)電。在SizewellB核電廠的設(shè)計(jì)進(jìn)程中，進(jìn)行了普遍的肯定論分析和概率論分析，包括了核電廠減緩嚴(yán)重事故能力的評(píng)價(jià)，和對(duì)包括飛機(jī)墜毀等外部事件的評(píng)價(jià)。SizewellB核電廠的安全系統(tǒng)包括了4列100%容量的安全注射系統(tǒng)()、兩列100%容量的低壓安注/余熱排出系統(tǒng)、4列100%容量的設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、2100%容量的電動(dòng)輔助給水泵和2100%容量的汽動(dòng)輔助給水泵、4列100%容量的安全殼噴淋系統(tǒng)和4個(gè)安注箱等，另外設(shè)置了應(yīng)急補(bǔ)水系統(tǒng)，在化容系統(tǒng)失效時(shí)為主泵軸封和一回路提供硼水。為了對(duì)付全廠斷電，設(shè)置了4臺(tái)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)。SizewellB核電廠的安全殼為內(nèi)層預(yù)應(yīng)力混凝土覆鋼內(nèi)襯、外層鋼筋混凝土的雙層安全殼，安全殼具有較大容積使得氫氣濃度得以控制，安全殼內(nèi)還設(shè)有空冷器(aircooler)作為排出熱量的另一種手腕。作為嚴(yán)重事故管理規(guī)程的一部份，SizewellB核電廠可通過(guò)穩(wěn)壓器先導(dǎo)式釋放閥的排泄避免高壓熔堆，通過(guò)淹沒(méi)反映堆堆坑冷卻和維持熔融的堆芯。SizewellB核電廠在保護(hù)系統(tǒng)中部份利用了數(shù)字化技術(shù)。SizewellB核電廠燃料元件的平均線功率密度為178W/cm."德國(guó)KONVOI核電廠德國(guó)后期建造的壓水堆核電廠均采用了KONVOI的設(shè)計(jì)概念，這些核電廠投運(yùn)在1974~1989年間，電功率大約在1225~1455MW之間。KONVOI核電廠為四環(huán)路設(shè)計(jì)。KONVOI核電廠的設(shè)計(jì)吸取了過(guò)去核電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋，而且利用PSA分析來(lái)平衡安全特性。KONVOI核電廠的專設(shè)安全設(shè)施在單一故障準(zhǔn)則上采用N+2的概念，設(shè)置了四臺(tái)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組提供給急電源以應(yīng)付設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。另外設(shè)置了四臺(tái)由柴油機(jī)直接驅(qū)動(dòng)的應(yīng)急給水泵，這些較小的柴油機(jī)又帶有四臺(tái)小發(fā)電機(jī)保證外部事件情況下的供電，在廠外電源和四臺(tái)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組均失效時(shí)，保證應(yīng)急給水的提供。不中斷電源可以保證兩小時(shí)的安全儀表供電。上述辦法保證了全廠斷電的預(yù)防和減緩。KONVOI核電廠的安全殼為內(nèi)層鋼、外層鋼筋混凝土的球型雙層安全殼。在嚴(yán)重事故管理方面，KONVOI核電廠的考慮了利用一次側(cè)的排水-給水（bleed-feed）方式直接排熱，利用二次側(cè)的排水-給水方式恢復(fù)對(duì)蒸汽發(fā)生器的供水。在出現(xiàn)堆芯熔融后，為避免高壓熔堆，利用穩(wěn)壓器的閥門(mén)對(duì)一回路卸壓。在安全殼內(nèi)設(shè)置了氫復(fù)合器和氫點(diǎn)火器來(lái)實(shí)現(xiàn)對(duì)氫氣的控制。在安全殼達(dá)到實(shí)驗(yàn)壓力時(shí)，還可以通過(guò)安全殼過(guò)濾通風(fēng)系統(tǒng)來(lái)對(duì)安全殼降壓。KONVOI核電廠燃料元件的平均線功率密度為163W/cm。筆者之所以將上述三型核電廠稱之為改良型第二代核電廠，是因?yàn)榇丝瘫容^認(rèn)同的一些先進(jìn)輕水堆概念，如簡(jiǎn)單性、設(shè)計(jì)裕量、可保護(hù)性、可建造性等等，在這些堆型的設(shè)計(jì)中沒(méi)有提到最高層政策或給予系統(tǒng)的考慮?？墒菓?yīng)該注意到的是，一些此刻普遍考慮的嚴(yán)重事故預(yù)防和減緩辦法在這些堆型的設(shè)計(jì)中也取得了不同的表現(xiàn)，固然三個(gè)堆型的表現(xiàn)程度不同，如筆者以為在減緩嚴(yán)重事故后果的方面SizewellB和KONVOI核電廠考慮的可能更多一些，特別是在避免高壓熔堆、安全殼內(nèi)氫氣控制等方面。2．適度改良型先進(jìn)核電廠："美國(guó)SYSTEM80+核電廠美國(guó)ABB/CE公司的SYSTEM80+核電廠是一座電功率1350MW的壓水堆核電廠，兩臺(tái)蒸汽發(fā)生器，每臺(tái)蒸汽發(fā)生器采用了一進(jìn)（口）兩出（口）的特殊設(shè)計(jì)。SYSTEM80+核電廠是在美國(guó)paloverde和在韓國(guó)建造的SYSTEM80核電廠的基礎(chǔ)上，遵循URD和美國(guó)核管會(huì)關(guān)于先進(jìn)核電廠嚴(yán)重事故的政策要求設(shè)計(jì)，并依照核管會(huì)新的執(zhí)照程序取得FDA（finaldesign叩proval，最終設(shè)計(jì)批準(zhǔn)）的核電廠。SYSTEM80+核電廠符合URD的改善靠得住性、改善對(duì)事故的預(yù)防和減緩、改善經(jīng)濟(jì)性和良好的人機(jī)界面的要求，設(shè)計(jì)目標(biāo)是不需要原型堆驗(yàn)證。在SYSTEM80+核電廠的設(shè)計(jì)中，PSA方式取得了普遍的應(yīng)用。SYSTEM80+核電廠的設(shè)計(jì)壽命達(dá)60年。SYSTEM80+核電廠通過(guò)增加一回路水裝量和穩(wěn)壓器體積改善了電廠的瞬態(tài)特性。安注系統(tǒng)采用四臺(tái)安注泵和四個(gè)安注箱，兩列安全殼噴淋系統(tǒng)和兩列停堆冷卻系統(tǒng)的泵互為備用以提高靠得住性，輔助給水系統(tǒng)的兩列中各有一臺(tái)汽動(dòng)泵和一臺(tái)電動(dòng)泵。SYSTEM80+核電廠優(yōu)化了安全系統(tǒng)的管道布置。SYSTEM80+核電廠采用兩臺(tái)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)，而且附加了一臺(tái)燃?xì)廨啓C(jī)發(fā)電裝置。SYSTEM80+核電廠的安全殼采用內(nèi)層鋼、外層鋼筋混凝土的球型雙層安全殼，換料水箱布置在安全殼內(nèi)，可作為安全卸壓的冷源。在嚴(yán)重事故方面，SYSTEM80+核電廠有著比較完善的考慮。附加交流電源、汽動(dòng)輔助給水泵和改善了密封結(jié)構(gòu)可有效避免主泵軸封失效的主泵提供了對(duì)付全廠斷電的能力；安全卸壓系統(tǒng)可以釋放一回路的壓力以避免高壓熔堆；安全卸壓系統(tǒng)與安注系統(tǒng)還提供了一回路的feed-bleed冷卻能力；堆腔淹沒(méi)方式可以冷卻壓力容器內(nèi)的堆芯熔融物，而且對(duì)壓力容器外的堆芯熔融物具有滯留和冷卻能力；較大的安全殼容積和氫點(diǎn)火器提供了安全殼內(nèi)氫的控制能力。SYSTEM80+核電廠采用了數(shù)字化的控制和保護(hù)系統(tǒng)。SYSTEM80+核電廠燃料元件的平均線功率密度為176W/cm。"日美APWR核電廠APWR核電廠是日本三菱公司和美國(guó)西屋公司合作開(kāi)發(fā)的電功率1350MW的四環(huán)路壓水堆核電廠。APWR核電廠的改良主要在提高經(jīng)濟(jì)性上。通太低功率密度堆芯的利用縮短在役檢查的時(shí)間，提高電廠的可利用率；通過(guò)蒸汽發(fā)生器和汽輪機(jī)性能的改良提高熱效率。APWR核電廠在安全上的主要改良是采用了大體積堆芯和大體積穩(wěn)壓器，在堆芯周?chē)贾玫牟讳P鋼反射板也降低了壓力容器的中子輻照劑量。安全系統(tǒng)采用四個(gè)通道、兩個(gè)系列的設(shè)計(jì)，即應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)仍為兩臺(tái)，但采用了四個(gè)流體系列，這樣簡(jiǎn)化了系統(tǒng)布置。高壓安注與上充系統(tǒng)分離，取消了低壓安注系統(tǒng)。主泵密封注入不依賴于廠外電源和應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)。APWR核電廠的安全殼仍采用帶鋼內(nèi)襯的預(yù)應(yīng)力混凝土單層安全殼，將換料水箱布置到了安全殼的底部，這樣在安注系統(tǒng)運(yùn)行時(shí)省卻了從換料水箱到安全殼地坑的切換。APWR核電廠在嚴(yán)重事故減緩方面沒(méi)有采取太多的辦法，設(shè)計(jì)者以為發(fā)生堆芯嚴(yán)重事故的可能性已經(jīng)降低到了極低的水平。由于APWR核電廠的開(kāi)發(fā)仍在繼續(xù)，方案可能會(huì)有轉(zhuǎn)變，如最近推出的APWR+核電廠就增加了附加柴油發(fā)電機(jī)。APWR核電廠采用數(shù)字化控制保護(hù)系統(tǒng)。APWR核電廠燃料元件的平均線功率密度為171W/cm。"美日ABWR核電廠ABWR核電廠是由美國(guó)GE公司、日今日立公司和東芝公司聯(lián)合開(kāi)發(fā)的電功率1350MW的滾水堆核電廠，是GE公司BWR6型核電廠的改良。ABWR核電廠的主要改良包括將再循環(huán)泵與壓力容器連接為一體，排除在堆芯以下部位發(fā)生的管道破裂；三套應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)進(jìn)行了分組；增加了一套燃?xì)廨啓C(jī)發(fā)電裝置；提供了消防水作為應(yīng)急冷卻的后備水源。在嚴(yán)重事故減緩方面，ABWR核電廠采用了靠得住的卸壓裝置減少DCH（安全殼直接加熱），采用了堆坑淹沒(méi)方式避免堆芯熔融物與安全殼底板混凝土的反映，堆坑淹沒(méi)水源來(lái)自于安全殼內(nèi)的抑壓池；安全殼可以被氮?dú)舛杌员苊鈿浔?；在安全殼超壓時(shí)，可以通過(guò)過(guò)濾通風(fēng)系統(tǒng)釋放安全殼內(nèi)的壓力，放射性物質(zhì)被安全殼濕井內(nèi)的水過(guò)濾。ABWR核電廠的安全殼采用典型的滾水堆抑壓式安全殼。ABWR核電廠采用了數(shù)字化控制保護(hù)系統(tǒng)。由上述介紹可以看出，這幾個(gè)堆型的改良是有限的，改良程度也存在著較大不同，有些在一些第二代堆上已經(jīng)采用的改良在其中某些堆型上也沒(méi)有被采用，其中尤以APWR核電廠所采用的改良較少。固然核電廠的安全不能通過(guò)如此簡(jiǎn)單的比較全數(shù)說(shuō)明，但限于本文主要集中于整體方案的討論，在其他條件假定同樣的情況下，不能以為APWR核電廠在安全辦法的考慮上達(dá)到了和SYSTEM80+核電廠一樣的水平，乃至SizewellB核電廠和KONVOI核電廠的水平。之所以將這幾個(gè)堆型列為適度改良型先進(jìn)核電廠，主如果考慮了堆型開(kāi)發(fā)的年代，即URD已經(jīng)公布。特別是這些堆型的開(kāi)發(fā)是成立在一套“先進(jìn)堆”的理念上，除要考慮前面列出的先進(jìn)堆的主要要求外，普遍應(yīng)用了現(xiàn)代設(shè)計(jì)、建造技術(shù)，如計(jì)算機(jī)虛擬設(shè)計(jì)、計(jì)算機(jī)模擬建造等，使核電廠的建造、運(yùn)行、檢查和維修等活動(dòng)在設(shè)計(jì)階段就取得了系統(tǒng)的優(yōu)化考慮，以實(shí)現(xiàn)所提出的先進(jìn)堆目標(biāo)，而APWR核電廠的設(shè)計(jì)方案一直在發(fā)展中，如近期的APWR+核電廠。3．保守改良型先進(jìn)核電廠："法德EPR核電廠EPR核電廠是法國(guó)的法馬通公司和德國(guó)的西門(mén)子公司（現(xiàn)西門(mén)子公司的核電部門(mén)已被法馬通公司并購(gòu)）聯(lián)合開(kāi)發(fā)的"歐洲壓水堆"，四個(gè)環(huán)路，電功率達(dá)1500MW。EPR核電廠按肯定論方式設(shè)計(jì)，并普遍采用了概率論分析，以試圖降低剩余風(fēng)險(xiǎn)。EPR核電廠的安全系統(tǒng)采用四個(gè)系列，而且在安全系統(tǒng)的功能上實(shí)現(xiàn)多樣化，即某一個(gè)安全系統(tǒng)的功能都可以被其他的安全系統(tǒng)替代。EPR核電廠采用了四臺(tái)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)，而且在設(shè)計(jì)和制造上實(shí)現(xiàn)多樣化，使全廠斷電的可能性極低。EPR核電廠可利用穩(wěn)壓器卸壓閥和安注系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)一回路的feed-bleed冷卻方式。EPR核電廠原擬采用內(nèi)層預(yù)應(yīng)力混凝土覆蓋環(huán)氧樹(shù)脂、外層鋼筋混凝土的雙層安全殼，兩國(guó)的核安全當(dāng)局要求其在內(nèi)層安全殼附加鋼內(nèi)襯。除采用四個(gè)系列等多種辦法來(lái)預(yù)防嚴(yán)重事故外，EPR核電廠在嚴(yán)重事故減緩方面采取了大量的辦法，主要有穩(wěn)壓器卸壓避免高壓熔堆、安全殼內(nèi)的氫復(fù)合器和氫點(diǎn)火器、堆坑底部的堆芯熔融物擴(kuò)散冷卻倉(cāng)室等，提高了安全殼的設(shè)計(jì)承壓能力。EPR核電廠采用數(shù)字化控制和保護(hù)系統(tǒng)。EPR核電廠燃料元件的平均線功率密度為155W/cm。"俄國(guó)AES91核電廠AES91核電廠原為芬蘭的IVO和俄羅斯聯(lián)合開(kāi)發(fā)，準(zhǔn)備在芬蘭建造的核電廠。由于芬蘭議會(huì)否定了新的核電項(xiàng)目，AES91核電廠用于中國(guó)的田灣核電廠項(xiàng)目，估計(jì)于2021年裝料。AES91核電廠為四環(huán)路壓水堆核電廠，利用有俄羅斯特點(diǎn)的臥式蒸汽發(fā)生器，電功率1000MW。AES91核電廠的安全系統(tǒng)普遍采用了4100%或450%的設(shè)計(jì)，采用四臺(tái)100%的應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)，另備有兩臺(tái)靠得住柴油發(fā)電機(jī)和一臺(tái)附加柴油發(fā)電機(jī)。AES91核電廠利用四臺(tái)100%的電動(dòng)應(yīng)急給水泵為蒸汽發(fā)生器提供給急給水；在ATWS工況時(shí)，用專門(mén)的應(yīng)急注硼系統(tǒng)向一回路和穩(wěn)壓器注入濃硼。AES91核電廠采用內(nèi)層預(yù)應(yīng)力混凝土并附加鋼內(nèi)襯、外層鋼筋混凝土的雙層安全殼。在嚴(yán)重事故減緩方面，AES91核電廠設(shè)置了安全殼內(nèi)的氫復(fù)合器控制安全殼內(nèi)的氫氣；設(shè)置了堆芯捕集器搜集和冷卻堆芯熔融物；在全數(shù)喪失蒸汽發(fā)生器給水時(shí)，AES91核電廠可以通過(guò)打開(kāi)穩(wěn)壓器卸壓閥和一回路應(yīng)急排氣裝置，降低一回路的壓力，并利用安注系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)一回路的feed-bleed冷卻方式。AES91核電廠采用數(shù)字化控制和保護(hù)系統(tǒng)。AES91核電廠燃料元件的平均線功率密度為cm。在表現(xiàn)前面所列的先進(jìn)輕水堆的許多主要特征方面，包括在設(shè)計(jì)和建造手腕的現(xiàn)代化方面，AES91核電廠也未必比N4、SizewellB和KONVOI等核電廠更"先進(jìn)"，將AES91核電廠列在這里，主如果考慮到它的整體方案和EPR核電廠很相似。從上面的介紹可以看出，相較較而言，EPR核電廠和AES91核電廠大大增加了安全系統(tǒng)的冗余度，雙層安全殼的設(shè)計(jì)也很保守，在嚴(yán)重事故的預(yù)防和減緩方面采取了專門(mén)的辦法和設(shè)備。這種設(shè)計(jì)必將大量增加了安全系統(tǒng)和設(shè)備的數(shù)量，因此筆者將其稱之為保守改良型先進(jìn)核電廠。至于EPR核電廠和AES91核電廠這樣通過(guò)增加核電廠復(fù)雜性來(lái)改良安全性的核電廠是不是符合"先進(jìn)輕水堆"的要求，只能是仁者見(jiàn)仁、智者見(jiàn)智了。4．革命型先進(jìn)核電廠：雖然前面所述的幾型核電廠在安全系統(tǒng)的設(shè)置及嚴(yán)重事故預(yù)防和減緩辦法的采用上有著這樣和哪樣的不同，但核電廠的整體構(gòu)型（configuration）上沒(méi)有根本性的轉(zhuǎn)變，因此提高核電廠安全水平的主要途徑只能通過(guò)增加系統(tǒng)的冗余度和增加專門(mén)設(shè)備來(lái)實(shí)現(xiàn)，這無(wú)疑進(jìn)一步增加了核電廠的復(fù)雜性。URD的觀點(diǎn)以為，現(xiàn)有核電廠的許多問(wèn)題恰正是由于核電廠的復(fù)雜性所致使。雖然在這些核電廠的設(shè)計(jì)中也采取了一些辦法（如將安注通道分離，減少管道的交叉等）試圖簡(jiǎn)化核電廠的系統(tǒng)，但從整體來(lái)講并無(wú)明顯的轉(zhuǎn)變。AP600和AP1000核電廠正是試圖通過(guò)核電廠系統(tǒng)的重構(gòu)，產(chǎn)生一個(gè)"革命"或"革新"性的效果。"AP600核電廠AP600核電廠是美國(guó)西屋公司開(kāi)發(fā)的電功率600MW的壓水堆核電廠，采用兩臺(tái)一進(jìn)（口）兩出（口）的蒸汽發(fā)生器，電磁式主泵直接安裝在蒸汽發(fā)生器的下部。AP600核電廠完全重構(gòu)了核電廠的安全系統(tǒng)，沒(méi)有采用傳統(tǒng)的高壓安注、安注箱、低壓安注、應(yīng)急給水等概念，而是設(shè)置了安注箱、堆芯補(bǔ)水箱和安全殼內(nèi)的換料水箱三個(gè)非能動(dòng)的堆芯注入冷卻裝置。在一回路失水事故時(shí)，通過(guò)三個(gè)非能動(dòng)的注入系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)堆芯的冷卻，自動(dòng)卸壓系統(tǒng)可以維持一回路的低壓以保證安全注入；在其他事故時(shí)，利用換料水箱作為熱阱，利用非能動(dòng)的余熱排出熱互換器依托自然循環(huán)帶出堆芯熱量。AP600核電廠采用內(nèi)層鋼、外層鋼筋混凝土的雙層安全殼，安全殼內(nèi)的熱量通過(guò)內(nèi)外層安全殼之間的空間依托空氣的自然循環(huán)帶出。作為嚴(yán)重事故的減緩手腕，AP600核電廠設(shè)置了安全殼內(nèi)的氫復(fù)合器和氫點(diǎn)火器控制氫氣，設(shè)置了堆腔淹沒(méi)冷卻堆芯熔融物。由于采用了非能動(dòng)的安全系統(tǒng)和主泵采用了不需軸封注入的電磁泵，電源主要保證安全狀態(tài)的監(jiān)測(cè)，在事故后72小時(shí)內(nèi)不需操縱人員的干與。AP600核電廠備用了兩臺(tái)移動(dòng)式的非安全級(jí)發(fā)電裝置知足72小時(shí)后的需要。"AP1000核電廠鑒于AP600核電廠的功率較低，為了改善經(jīng)濟(jì)性，西屋公司在AP600的基礎(chǔ)上開(kāi)發(fā)了AP1000核電廠。AP1000核電廠是AP600核電廠的縱向放大，大體結(jié)構(gòu)相同，在此不作進(jìn)一步的介紹。三、幾個(gè)需要探討的問(wèn)題在對(duì)幾型核電廠作了粗略的介紹后，咱們可以探討下述幾個(gè)問(wèn)題：1．先進(jìn)性、安全性和經(jīng)濟(jì)性的關(guān)系問(wèn)題。三哩島核電廠事故，特別是切爾諾貝利核電廠事故后，國(guó)際上要求改良和提高核電廠安全水平的呼聲很高。核電廠的安全水平是一個(gè)很敏感的問(wèn)題，也是一個(gè)很難把握的問(wèn)題。正是因?yàn)檫@個(gè)問(wèn)題的復(fù)雜性，產(chǎn)生了一個(gè)著名的問(wèn)題或命題，即"Howsafeisenough?"。人們解決這個(gè)問(wèn)題的方式是試圖通過(guò)成立適合的安全目標(biāo)，包括概率安全目標(biāo)來(lái)肯定核電廠可接受的安全水平，新確立的安全目標(biāo)普遍提高了安全水平的要求。但人們也意識(shí)到，現(xiàn)有核電廠已是一個(gè)高度復(fù)雜的系統(tǒng)，進(jìn)一步提高安全水平必將涉及到技術(shù)和經(jīng)濟(jì)性方面的問(wèn)題。美國(guó)核電界對(duì)此的反映是推出了URD,試圖通過(guò)引導(dǎo)供貨商開(kāi)發(fā)"先進(jìn)輕水堆"，在安全性和經(jīng)濟(jì)性上都取得提高。因?yàn)槿藗兦宄厥煜さ剑m然常常強(qiáng)調(diào)安全性是核電廠發(fā)展的前提，但缺乏經(jīng)濟(jì)性的核電廠再安全也不會(huì)被市場(chǎng)所接受。URD中所概念的兩種先進(jìn)輕水堆，即進(jìn)化型堆和被動(dòng)型堆均要求在安全性和經(jīng)濟(jì)性上的同時(shí)提高，考慮到功率規(guī)模、技術(shù)成熟程度和開(kāi)發(fā)投資等因素，URD要求進(jìn)化型堆比被動(dòng)型堆具有更好的經(jīng)濟(jì)性。SYSTEM80+核電廠和ABWR核電廠是供貨商對(duì)進(jìn)化型堆要求的響應(yīng)，而AP600及后來(lái)開(kāi)發(fā)的AP1000核電廠是供貨商對(duì)被動(dòng)型堆要求的響應(yīng)。之前面的描述可以看到，SYSTEM80+核電廠和ABWR核電廠僅增加了極有限的新系統(tǒng)和設(shè)備，而通過(guò)系統(tǒng)的從頭布置、系統(tǒng)功能的再分派提高了核電廠的安全水平。從電廠整體來(lái)看，至少SYSTEM80+核電廠和ABWR核電廠的系統(tǒng)復(fù)雜性沒(méi)有明顯增加。由于各國(guó)的技術(shù)基礎(chǔ)、技術(shù)創(chuàng)新能力和安全水平要求不同樣方面因素的影響，歐洲走的是與美國(guó)有必然區(qū)別的道路，這從EPR核電廠和AES91核電廠整體方案上與美國(guó)開(kāi)發(fā)的幾型電廠的不同可以看出，應(yīng)該說(shuō)EPR核電廠和AES91核電廠的復(fù)雜性有了較大增加。但無(wú)論有什么區(qū)別，兩種方式都增加了安全系統(tǒng)和設(shè)備，增加了安全裕度因此降低了功率輸出，這必將致使比投資的增加。因此這些核電廠試圖通過(guò)縮短建造周期、增大單個(gè)機(jī)組功率、提高電廠可利用率、降低燃料循環(huán)本錢(qián)等方式來(lái)補(bǔ)償這些付出，問(wèn)題是人們所期望的目標(biāo)可否達(dá)到，尚沒(méi)有足夠的實(shí)踐加以證明，有限的實(shí)際驗(yàn)證來(lái)自于ABWR核電廠。ABWR核電廠是參照URD的要求設(shè)計(jì)的核電廠，依照URD的要求，對(duì)ABWR這樣的進(jìn)化型核電廠，每千瓦的造價(jià)應(yīng)低于1300美元己而據(jù)日方介紹，日本建造的ABWR核電廠每千瓦實(shí)際造價(jià)達(dá)到2300美元，考慮到物價(jià)上漲因素這也是一個(gè)很高的造價(jià)。日本在1996年建成了兩座ABWR核電廠，運(yùn)行也是成功的，但日本在1998年又動(dòng)工建設(shè)了一座BWR核電廠，其中原因值得深切探討。至于AP600和AP1000核電廠，其方案與第二代核電廠的不同更遠(yuǎn)遠(yuǎn)大于ABWR這樣的核電廠，咱們有絕對(duì)把握相信其目標(biāo)可以達(dá)到嗎？換句話說(shuō)，新設(shè)計(jì)核電廠所采取的試圖提高經(jīng)濟(jì)性的辦法即便有效，這些辦法的大多數(shù)一樣可應(yīng)用于第二代核電廠，假設(shè)第二代核電廠的安全水平可以接受，采用這些辦法將使核電具有更強(qiáng)的競(jìng)爭(zhēng)力。這就涉及咱們要討論的第二個(gè)問(wèn)題，即如何看待第二代核電廠的安全水平。2．第二代核電廠的安全水平問(wèn)題三哩島核電廠的事故雖然對(duì)核電的發(fā)展產(chǎn)生了較大影響，但三哩島核電廠事故也從一個(gè)側(cè)面說(shuō)明現(xiàn)有核電廠所采取的安全辦法是有效的，事故并無(wú)給公眾和環(huán)境帶來(lái)不可接受的影響。而從三哩島核電廠事故取得的教訓(xùn)，已經(jīng)極大地豐碩了核電廠設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行的安全內(nèi)容。世界上此刻運(yùn)行的核電廠大多數(shù)是第二代核電廠，有些乃至更老，但整個(gè)運(yùn)行記錄應(yīng)該說(shuō)證明了這些核電廠的安全。至于切爾諾貝利核電廠事故，由于前蘇聯(lián)長(zhǎng)期離建國(guó)際核安全主流，并非具有典型意義。實(shí)際上，此刻仍在建造核電廠的發(fā)達(dá)國(guó)家正在建造的仍是第二代核電廠。除前面已經(jīng)提到的1998年動(dòng)工，現(xiàn)仍在建造的日本BWR核電廠外，韓國(guó)建造的也是SYSTEM80型核電廠，而不是SYSTEM80+核電廠，韓國(guó)計(jì)劃到2021年前后才過(guò)渡到先進(jìn)型核電廠。另外一個(gè)值得注意的動(dòng)向是美國(guó)核管會(huì)提出的安全目標(biāo)。在1986年核管會(huì)發(fā)布的有關(guān)安全目標(biāo)的政策聲明中，提出了將大規(guī)模放射性釋放降低到10-6/堆年的概率安全目標(biāo)，而近期核管會(huì)又在征求對(duì)于該政策聲明的修改意見(jiàn)，征求意見(jiàn)的兩個(gè)版本之一以為大規(guī)模放射性釋放的頻率低于10-5/堆年、熔堆頻率低于10-4/堆年也是可以接受的，這兩個(gè)值正是美國(guó)現(xiàn)有核電廠概率安全評(píng)價(jià)結(jié)果的中值。無(wú)論最終那個(gè)版本被接受，至少說(shuō)明核管會(huì)對(duì)這個(gè)問(wèn)題也在探討中。安全水平也不存在一個(gè)國(guó)際普適的標(biāo)準(zhǔn)，不同國(guó)家的國(guó)情不同，要求可能也不同。歐洲由于地域狹小、人口密集，希望將廠外應(yīng)急的影響降到最低程度，因此設(shè)計(jì)出了EPR這樣保守的核電廠。但日本一樣地域狹小、人口密集，卻設(shè)計(jì)出了APWR方案。第二代核電廠還有必然的改良余地，采取適當(dāng)?shù)?、通過(guò)驗(yàn)證的、已經(jīng)成熟的一些技術(shù)，可以在不增加大的投入的情況下使核電廠的安全水平有必然的乃至明顯的改善，而不帶來(lái)過(guò)大的風(fēng)險(xiǎn)。因此，輕易地否定第二代核電廠的改良型并非完全可取。3．先進(jìn)性和成熟性關(guān)系的問(wèn)題。毫無(wú)疑問(wèn)，人們追求先進(jìn)性是以為先進(jìn)性能夠帶來(lái)安全和經(jīng)濟(jì)上的利益，而決不是為先進(jìn)而先進(jìn)。但先進(jìn)性和成熟性之間老是存在著必然的矛盾，核電行業(yè)給予人們的印象似乎是技術(shù)進(jìn)步較慢，對(duì)采用新技術(shù)熱情小，這恰恰反映了核電本身的特殊性。核電廠首先是一個(gè)發(fā)電裝置，它的首要目的是知足人們的能源需要，它不像武器，先進(jìn)與掉隊(duì)可能決定輸贏和生死。事實(shí)上，決定核電成敗的關(guān)鍵因素之一恰正是運(yùn)行的靠得住性，而不是先進(jìn)性。許多先進(jìn)概念的核電廠，如快中子增殖堆、高溫氣冷堆等，正是尚不能提供足夠的運(yùn)行靠得住性而不能取得大的發(fā)展。核電廠又是一個(gè)高度復(fù)雜的系統(tǒng)，許多看似成熟的技術(shù)都可能在人們未預(yù)料到的環(huán)節(jié)上出現(xiàn)問(wèn)題，許多問(wèn)題要通過(guò)一個(gè)相當(dāng)長(zhǎng)時(shí)間的實(shí)際運(yùn)行才能表現(xiàn)，有限的實(shí)驗(yàn)室驗(yàn)證未必能夠暴露所有問(wèn)題，這在我國(guó)也有著慘重的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)。當(dāng)咱們計(jì)劃久遠(yuǎn)的核電發(fā)展時(shí)，將所有的寶押在一個(gè)沒(méi)有通過(guò)實(shí)際運(yùn)行驗(yàn)證的堆型上可能會(huì)帶來(lái)龐大的風(fēng)險(xiǎn)。據(jù)法國(guó)核電界人士介紹，法國(guó)近期內(nèi)將作出是不是建造EPR的決定。眾所周知，法國(guó)此刻能源供給超級(jí)充沛，而且向周?chē)鷩?guó)家大量輸出電力。法國(guó)之所以要在近期內(nèi)作出是不是建造EPR的決定，是考慮到到2021年前后在1980年前后建造的大量核電廠面臨退役，若是法國(guó)到時(shí)仍依賴于核能的話，在2021年前后就要開(kāi)始大量建造頂替用的核電廠。此刻開(kāi)始建造EPR,也要在2021年前后投產(chǎn)，再通過(guò)幾年的運(yùn)行驗(yàn)證，時(shí)間已比較緊迫。從這里也可以看出，即便像EPR這樣改良型的核電廠，法方仍然抱著超級(jí)謹(jǐn)慎的態(tài)度。國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)在INSAG-3《核電安全的大體原則》中強(qiáng)調(diào)："任一核電廠在決定是不是進(jìn)行所建議的旨在提高安全性的各項(xiàng)改良時(shí)，應(yīng)當(dāng)有一套嚴(yán)格規(guī)定的方式。對(duì)每一項(xiàng)重大改良，其提議者應(yīng)論證其緊迫性、安全增益和實(shí)施代價(jià)。應(yīng)避免把主要力量花在那些增益有限的改良上，而且要熟悉到安全方面的改良也可能影響經(jīng)濟(jì)性和其他社會(huì)因素，這些都很重要。應(yīng)特別注意，確保擬議中的安全改良不會(huì)帶來(lái)得不償失的短處"。這超級(jí)精辟地總結(jié)了決定安全改良時(shí)所應(yīng)持有的大體理念。筆者以為，應(yīng)把核電廠的適用性放在首要位置，而把先進(jìn)性放在適當(dāng)?shù)奈恢?。沒(méi)必要要的先進(jìn)性要求將極大地限制咱們的選擇余地，帶來(lái)沒(méi)必要要的風(fēng)險(xiǎn)。四、我國(guó)核電近期的選擇在對(duì)國(guó)際上的幾型新堆型作了介紹并進(jìn)行了一些討論后，咱們可以取得以下幾點(diǎn)啟迪：1．世界核電的發(fā)展仍處在一個(gè)探索期，包括堆型的選擇、安全水平的要求等還不能得出明確的結(jié)論；2．第二代核電廠技術(shù)成熟，有長(zhǎng)期的運(yùn)行實(shí)踐，經(jīng)必然改良后安全水平也是可以接受的；3．對(duì)核電安全的恐懼有著復(fù)雜的社會(huì)意理因素，核電本身的社會(huì)風(fēng)險(xiǎn)是相當(dāng)?shù)偷模顿Y核電的風(fēng)險(xiǎn)卻比較大。在市場(chǎng)經(jīng)濟(jì)的條件下，核電投資者希望盡可能規(guī)避風(fēng)險(xiǎn)，選擇成熟技術(shù)的愿望是合理的；4．核電是個(gè)高度復(fù)雜的系統(tǒng)，必需穩(wěn)扎穩(wěn)打，一個(gè)臺(tái)階一個(gè)臺(tái)階的發(fā)展，企圖跨越式的發(fā)展可能會(huì)帶來(lái)較大風(fēng)險(xiǎn)；5．作為一個(gè)發(fā)電裝置，核電應(yīng)把適用性放在首位，先進(jìn)技術(shù)的利用應(yīng)該有一個(gè)慢慢驗(yàn)證的進(jìn)程，不宜短時(shí)間大面積地鋪開(kāi)；6．肯定安全水平的要求和堆型的選擇必然要考慮到國(guó)情；7．經(jīng)濟(jì)性是決定核電成敗的關(guān)鍵因素之一，決不能加以忽略；8．國(guó)家核安全局以"技術(shù)政策"引導(dǎo)核電用戶進(jìn)一步提高安全水平，而不是以法規(guī)的形式貿(mào)然改變安全水平要求的方式是完全正確的。這樣可以留有余地，留有必然的觀察期，使咱們?cè)谖磥?lái)核電發(fā)展的方向上把握的更準(zhǔn)確、更適當(dāng)。筆者以為，我國(guó)目前合理的選擇是：1．選擇技術(shù)成熟、風(fēng)險(xiǎn)較低的堆型，加以適當(dāng)改良，盡快動(dòng)工，以維持一支核電的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行隊(duì)伍。拖的時(shí)間太長(zhǎng)的話，將致使核電隊(duì)伍的流失，以致咱們決定大規(guī)模發(fā)展核電時(shí)都缺乏一支可依托的技術(shù)力量；2．近期內(nèi)的任務(wù)是繼續(xù)打牢核電技術(shù)基礎(chǔ)，并大力推動(dòng)國(guó)產(chǎn)化，形成靠得住的核電設(shè)計(jì)、制造能力，降低核電造價(jià)，使核電成為有競(jìng)爭(zhēng)力的能源供給手腕；3．密切跟蹤世界核電發(fā)展的趨勢(shì)，選擇有長(zhǎng)期遠(yuǎn)景的堆型，探討技術(shù)合作的路子，一旦有較大把握時(shí)，可適當(dāng)建造，驗(yàn)證技術(shù)，為久遠(yuǎn)發(fā)展奠定基礎(chǔ)。中國(guó)的經(jīng)濟(jì)發(fā)展和環(huán)境保護(hù)需要核電，肯定合理的核電發(fā)展戰(zhàn)略對(duì)核電的良好發(fā)展起著生死攸關(guān)的作用，這已被各國(guó)核電發(fā)展的實(shí)踐所證明，愿中國(guó)核電有一個(gè)光明的未來(lái)。EPR—先進(jìn)的核反映堆EPR—先進(jìn)的核反映堆時(shí)間:2021-3-417:32:00點(diǎn)擊:143EPR是法馬通和西門(mén)子聯(lián)合開(kāi)發(fā)的反映堆。2021年1月，法馬通公司與西門(mén)子核電部歸并，組成法馬通先進(jìn)核能公司（FramatomeANP，AREVA集團(tuán)的子公司）。法國(guó)電力公司和德國(guó)各主要電力公司參加了項(xiàng)目的設(shè)計(jì)。法德兩國(guó)核安全當(dāng)局協(xié)調(diào)了EPR的核安全標(biāo)準(zhǔn)，統(tǒng)一了技術(shù)規(guī)范。新一代核反映堆EPR已經(jīng)完成了技術(shù)開(kāi)發(fā)層面的工作，現(xiàn)已進(jìn)入建設(shè)階段。一、EPR實(shí)現(xiàn)了三大目標(biāo)：一、知足了歐洲電力公司在“歐洲用戶要求文件”中提出的全數(shù)要求。二、達(dá)到了法國(guó)核安全局對(duì)未來(lái)壓水堆核電站提出的核安全標(biāo)準(zhǔn)。3、提高核電的經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力，EPR的發(fā)電本錢(qián)將比N4系列低10%。二、EPR的主要特征一、EPR是目前國(guó)際上最新型反映堆（法國(guó)N4和德國(guó)近期建設(shè)的Konvoi反映堆）的基礎(chǔ)上開(kāi)發(fā)的，吸取了核電站運(yùn)行三十連年的經(jīng)驗(yàn)。二、EPR是漸進(jìn)型、而不是革命型的產(chǎn)品，維持了技術(shù)的持續(xù)性，沒(méi)有技術(shù)斷代問(wèn)題。EPR采用了法國(guó)原子能委員會(huì)和德國(guó)核能研發(fā)機(jī)構(gòu)的技術(shù)創(chuàng)新功效。3、EPR是新一代反映堆，具有更高的經(jīng)濟(jì)和技術(shù)性能：降低發(fā)電本錢(qián)，充分利用核燃料（UO2或MOX），減少長(zhǎng)壽廢物的產(chǎn)量，運(yùn)行加倍靈活，檢修加倍便利，大量降低運(yùn)行和檢修人員的放射性劑量。4、EPR屬壓水堆技術(shù)。法國(guó)在運(yùn)行的核電站都是壓水堆。目前，全世界共有440臺(tái)在運(yùn)行的核電機(jī)組，其中209臺(tái)是壓水堆。壓水堆是上國(guó)際上利用最普遍的堆型。五、EPR可利用各類(lèi)壓水堆燃料：低富集鈾燃料（5%）、循環(huán)復(fù)用的燃料（源于后處置的再富集鈾，或源于后處置的钚鈾氧化物燃料MOX）。EPR堆芯可全數(shù)利用MOX燃料裝料。這樣，一方面可實(shí)現(xiàn)穩(wěn)定乃至減少钚存量的目標(biāo)，同時(shí)也可降低廢物的產(chǎn)量；六、EPR的電功率約為1600兆瓦。具有大規(guī)模電網(wǎng)的地域適于建設(shè)這種大容量機(jī)組。另外，人口密度大、場(chǎng)址少的地域也適于采用大容量機(jī)組。未來(lái)20年，半數(shù)以上的新核電站將建在這種地域。7、EPR的技術(shù)壽期為60年，目前在運(yùn)行的反映堆的技術(shù)壽期為40年。由于設(shè)備方面的改良，EPR運(yùn)行40年無(wú)需改換重型設(shè)備。主要性能單位EPRN4熱功率MW4250/45004250電功率MW1500-16001450效率%3634一回路數(shù)44燃料組件數(shù)241205燃耗GWj/t>6045二回路壓力bar7871抗震安全度g技術(shù)壽期年6040三、經(jīng)濟(jì)性能更高EPR的發(fā)電本錢(qián)將更低，比N4系列反映堆低10%。主要優(yōu)化辦法是：一、EPR的功率（約1600兆瓦）比近期建設(shè)的反映堆功率（約1450兆瓦）更高。二、建設(shè)周期更短：從建造至商業(yè)運(yùn)行計(jì)劃用57個(gè)月。3、能量效益提高到36%，這是輕水反映堆最好的指標(biāo)。4、EPR技術(shù)壽期將達(dá)到60年。五、提高燃料的利用率。在發(fā)電量相同的條件下，EPR將減少利用15%的鈾，廢物產(chǎn)量因此降低。一樣，也降低了核燃料循環(huán)（從鈾濃縮到后處置等各個(gè)環(huán)節(jié)）的費(fèi)用。六、EPR降低了運(yùn)行費(fèi)：由于提高了人機(jī)接口的質(zhì)量和主控室的功效，操作簡(jiǎn)化，通過(guò)運(yùn)行支持系統(tǒng)，提升自動(dòng)化水平，減少了人工干與；設(shè)備布局更合理，便于進(jìn)入工作區(qū)，簡(jiǎn)化了檢修，縮短了工期；可進(jìn)行不斷運(yùn)的標(biāo)準(zhǔn)化保養(yǎng)維修；停堆換料期減至16天；反映堆壽期內(nèi)可利用率可達(dá)到91%，法國(guó)在役反映堆的平均利用率為82%。7、EPR的發(fā)電本錢(qián)將降至30歐元/MWh,比主要競(jìng)爭(zhēng)對(duì)手一天然氣低20%。發(fā)電本錢(qián)包括各類(lèi)外部費(fèi)用：研發(fā)費(fèi)、乏燃料后處置費(fèi)、廢物處置費(fèi)、設(shè)施退役費(fèi)。與之相較，化石能源發(fā)電本錢(qián)不含外部費(fèi)用。四、更高的安全性EPR知足法德兩國(guó)核安全當(dāng)局提出的“增強(qiáng)防范可能損壞堆芯的事件，減緩堆芯熔化的放射性影響”兩方面的要求，具有更高的安全性。增強(qiáng)防范損壞堆芯的事件通過(guò)設(shè)計(jì)簡(jiǎn)單化、功能多樣化和冗余系統(tǒng)確保安全功能。自動(dòng)化水平加倍先進(jìn)；EPR配置四個(gè)一樣的安全系統(tǒng)，具有非正常狀態(tài)下冷卻堆芯的功能。每一個(gè)系統(tǒng)都能完全獨(dú)立發(fā)揮其安全功效。這四個(gè)系統(tǒng)別離設(shè)在四個(gè)廠房，實(shí)行嚴(yán)格的分區(qū)實(shí)體保護(hù)。因內(nèi)部事件（水患、火災(zāi)等）或外部事件（地震）造成某一系統(tǒng)失靈時(shí)，另一系統(tǒng)代替有故障系統(tǒng)行使安全職能，實(shí)現(xiàn)反映堆安全停堆。這些結(jié)構(gòu)性的安全系統(tǒng)將把在役壓水堆極低的堆芯破損概率再降低一個(gè)10次方。安全殼具有超級(jí)高的密封性若是萬(wàn)一發(fā)生堆芯損壞事件，將對(duì)居民和環(huán)境采取防御性保護(hù)辦法，使他們不受影響。EPR的密封水平是國(guó)際上唯一的，反映堆廠房超級(jí)牢固，混凝土底座厚達(dá)6米，安全殼為雙層，內(nèi)殼為預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)，外殼鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)，厚度都是米。米厚的安全殼可抵御墜機(jī)等外部侵襲。即便發(fā)生概率極低的熔堆事故，壓力殼被熔穿，熔化的堆芯逸出壓力殼，熔融物仍封隔在專門(mén)的區(qū)域內(nèi)冷卻。這一專門(mén)區(qū)域的內(nèi)壁利用了耐特高溫保護(hù)材料，能夠保證混凝底板的密封性能。EPR的熔堆事故影響嚴(yán)格限制在反映堆安全殼內(nèi)，核電站周邊的居民、土壤和含水層都受到保護(hù)。降低運(yùn)行和檢修人員的輻照劑量EPR運(yùn)行和檢修人員的輻射防護(hù)工作將進(jìn)一步增強(qiáng)：集體劑量目標(biāo)肯定為人希弗特/堆年，與目前經(jīng)濟(jì)合作與發(fā)展組織國(guó)家核電站的平均劑量（1人希弗特/堆年）相較，將降低一倍以上。目前法國(guó)核電站檢修人員的人希弗特集體劑量水平約合人均劑量5毫希弗特/年（5mSv）。換言之，法國(guó)核電站工作人員的平均劑量等同于法國(guó)天然放射性當(dāng)量。五、EPR加倍環(huán)保核電的優(yōu)勢(shì)是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉塵及其他溫室效應(yīng)氣體，EPR在可持續(xù)發(fā)展方面取得了重要的進(jìn)展：EPR的堆芯設(shè)計(jì)有利于提高燃料的利用率，減少鈾的利用量，降低钚和長(zhǎng)壽命廢物的產(chǎn)量；有利于控制和降低钚的儲(chǔ)量；由于EPR的技術(shù)壽期將達(dá)到60年，在生產(chǎn)同樣電力的情況下，EPR退役后的最終廢物數(shù)量將減少；利用核能有利于儲(chǔ)蓄本世紀(jì)中葉將逐漸枯竭的化石燃料。六、EPR的發(fā)展前景成為法國(guó)核電站更新?lián)Q代的保證目前，法國(guó)核反映堆的平均技術(shù)壽期為40年。核電站運(yùn)行有嚴(yán)格的規(guī)定，按期進(jìn)行檢查。十年安排一次全面大修，每臺(tái)機(jī)組必需取得運(yùn)行許可證方可繼續(xù)運(yùn)行十年。2021年，法國(guó)最造建設(shè)的14臺(tái)機(jī)組將達(dá)到40年以上的壽期。2025年，其他34臺(tái)機(jī)組也將達(dá)到40年以上的壽期（裝機(jī)容量為31000兆瓦，約占法國(guó)核電總裝機(jī)容量的50%）。據(jù)預(yù)測(cè)，未來(lái)核安全方面的要求會(huì)加倍嚴(yán)格，在役老機(jī)組的檢修費(fèi)會(huì)更高。最近幾年，法國(guó)電力需求每一年以%的速度增加（法國(guó)工業(yè)部能源與原材料總局提供的數(shù)據(jù)），按照預(yù)測(cè)，2021年國(guó)內(nèi)電力需求比此刻將增加33%，約1400億千瓦時(shí)（140TWh）。必需通過(guò)新增18000兆瓦裝機(jī)容量，機(jī)組可利用率達(dá)到90%時(shí)，法國(guó)才能知足這種需求。僅僅依托可再生能源和節(jié)能是無(wú)法知足法國(guó)電力需求的?？紤]到節(jié)能辦法，估計(jì)2000年至2030年歐洲電力需求平均每一年增加%。由于許多電廠這一時(shí)期將接近壽期，必需新建600000兆瓦裝機(jī)容量，才能實(shí)現(xiàn)增加330000兆瓦裝機(jī)容量的目標(biāo)。2021年6月，法國(guó)政府宣布，核電將在國(guó)家能源結(jié)構(gòu)中占有重要的比例。2021年10月21日，法國(guó)電力公司決定在FLAMAN-VILLE建設(shè)EPR系列首臺(tái)機(jī)組。計(jì)劃2021年動(dòng)工，工期估計(jì)五年。通過(guò)建設(shè)EPR，法國(guó)將繼續(xù)維持世界一流的核電技術(shù)實(shí)力。通過(guò)與外國(guó)電力運(yùn)營(yíng)商合作，繼續(xù)優(yōu)化法國(guó)和國(guó)外核電站的運(yùn)行。七、出口現(xiàn)狀及前景芬蘭市場(chǎng)2021年12月18日，由AREVA、西門(mén)子和芬蘭電力公司（TVO）組成的奧爾基盧奧托3聯(lián)隊(duì)（ConsortiumOLKILUOTO3）簽署了一臺(tái)歐洲壓水堆（EPR）機(jī)組供貨合同。這是一項(xiàng)交鑰匙工程，計(jì)劃2021年投入商業(yè)運(yùn)行。按照合同，AREVA負(fù)責(zé)核島設(shè)備、首爐燃料和一臺(tái)ERP模擬機(jī)的供貨，還負(fù)責(zé)部份土木工程、連接廠房和廢物廠房的建設(shè)。西門(mén)子PG全面負(fù)責(zé)常規(guī)島的建設(shè)，包括機(jī)電設(shè)備、汽輪機(jī)保護(hù)和調(diào)節(jié)系統(tǒng)的工程、設(shè)計(jì)、采購(gòu)和供給，土木工程，安裝和運(yùn)行。中國(guó)市場(chǎng)2021年6月11日，AREVA與中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)公司和中國(guó)廣東核電集團(tuán)公司別離簽署了合作意向書(shū)，為秦山二期擴(kuò)建項(xiàng)目和嶺澳二期項(xiàng)目提供技術(shù)服務(wù)和咨詢。另外，中國(guó)決定通過(guò)國(guó)際招標(biāo)引進(jìn)第三代技術(shù)，2021年9月28日，浙江三門(mén)和廣東陽(yáng)江四臺(tái)機(jī)組核島建設(shè)及技術(shù)轉(zhuǎn)讓招標(biāo)書(shū)發(fā)標(biāo)。2021年2月28日，AREVA入圍中國(guó)這兩個(gè)核電國(guó)產(chǎn)化依托項(xiàng)目的競(jìng)標(biāo)行列。美國(guó)市場(chǎng)按照美國(guó)政府從頭啟動(dòng)核能計(jì)劃《核能2021》，EPR符合美國(guó)市場(chǎng)的要求。美國(guó)核電站選址批準(zhǔn)程序需要很長(zhǎng)時(shí)間，如小功率核電機(jī)組運(yùn)營(yíng)商選用大功率、供電能力強(qiáng)的EPR，申報(bào)廠址的工作效率將提高。另外，火電廠更新也可選擇EPR。結(jié)論EPR是目前唯一在建的第三代反映堆。EPR是漸進(jìn)型反映堆，與最近建設(shè)的核電機(jī)組沒(méi)有技術(shù)斷代，是最新一代的壓水反映堆。EPR可提供安全、低價(jià)、無(wú)溫室氣體排放的電源，符合核安全當(dāng)局的規(guī)定，知足從CNP1000三種堆芯方案的比較看自主化核電項(xiàng)目?jī)?yōu)化選擇的方向從CNP1OOO三種堆芯方案的比較看自主化核電項(xiàng)目?jī)?yōu)化選擇的方向據(jù)已有信息估量，我國(guó)將自主建設(shè)6套百萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆核電機(jī)組。這6套機(jī)組的建設(shè)將對(duì)我國(guó)核電在下世紀(jì)前15~20年乃至更為長(zhǎng)久的發(fā)展產(chǎn)生深遠(yuǎn)的影響。因此，6套機(jī)組的選型相當(dāng)重要。依照我國(guó)核電界的普遍意見(jiàn)，6套機(jī)組的型號(hào)可定名為CNP1000o各主要核電企業(yè)和研究設(shè)計(jì)單位已為CNP1000提出了三種堆芯方案，它們別離由157、177和193個(gè)燃料組件組成。這樣，CNP1000就有三種選擇,即CNP1000（157）sCNP1000Q77）和CNP1000（193）o本文通過(guò)技術(shù)性能、安全性、經(jīng)濟(jì)性、成熟性等方面的綜合比較，對(duì)三者作出評(píng)價(jià)，并對(duì)優(yōu)化選擇的方向提出建議。2堆芯優(yōu)化的起點(diǎn)為使三種方案的比較有一個(gè)客觀和現(xiàn)實(shí)的一路基礎(chǔ)，本文假定每一種方案選用相同類(lèi)型的燃料組件Q717的AFA-3G）,相近性能的汽輪發(fā)電機(jī)系統(tǒng)（使電廠效率相同或接近相同）和相同的參考電廠（大亞灣）。在這里，相同參考電廠的特定內(nèi)涵主如果指：相同的布置、系統(tǒng)和相應(yīng)的圖紙基礎(chǔ)；相同的國(guó)際合作伙伴；相近的工期和進(jìn)度。在上述基礎(chǔ)上，堆芯優(yōu)化的起點(diǎn)是：成熟性與先進(jìn)性的統(tǒng)一（URD的大體方針）;合理降低堆芯功率密度；提高堆芯安全性，使安全裕度不低于15%,并知足堆芯熔化概率小于110 -5/堆年；改善堆芯燃料管理，實(shí)現(xiàn)經(jīng)濟(jì)的18個(gè)月?lián)Q料，并使電廠具有直至24個(gè)月?lián)Q料的能力；降低電廠比投資，為實(shí)現(xiàn)低于1500$/kW的目標(biāo)服務(wù)；一降低上網(wǎng)電價(jià)，為實(shí)現(xiàn)低于0 05$/kWh的目標(biāo)服務(wù)；有利于推動(dòng)國(guó)產(chǎn)化、標(biāo)準(zhǔn)化和系列化；一減少投資風(fēng)險(xiǎn)；增強(qiáng)業(yè)主信賴。合理降低堆芯功率密度是先進(jìn)輕水堆的重要設(shè)計(jì)思想，是增大堆芯安全裕度和改善堆芯燃料管理及運(yùn)行性能的主要技術(shù)基礎(chǔ)。以平均線功率密度(W/cm)為例，從M310到P4、N4、EPR和AP600,依次是18六、17五、17九、155和130 3，下降的趨勢(shì)十分明顯；相對(duì)于M310,EPR下降的幅度達(dá)17%,AP600達(dá)30%。因此，合理降低堆芯功率密度也是本文優(yōu)化選擇堆芯方案的主要依據(jù)。令人十分欣慰的是，氘、氚聚變不僅是一個(gè)龐大的能源，而且是一個(gè)龐大的中子源。咱們可以利用聚變反映室產(chǎn)生的中子，在聚變反映室外的鈾－23八、釷－232包層中，生產(chǎn)钚－239或鈾－233等核燃料。這就是所謂聚變裂變混合堆，簡(jiǎn)稱混合堆?；旌隙咽且粋€(gè)可供選擇的堆型。鈾－235原子核一次裂變，可以放出個(gè)中子；氘、氚一次聚變，只放出1個(gè)中子，比鈾－235一次裂變放出的中子少；但由于鈾－235吸收中子后有一部份會(huì)變成鈾－236而不裂變，所以鈾－235每次平均要吸收個(gè)中子才能裂變，要求鈾－235質(zhì)量大，若是按相同質(zhì)量比較，氘、氚聚變放出的中子數(shù)，是鈾－235裂變釋放的凈中子數(shù)的43倍以上。氘、氚聚變時(shí)釋放的能量，80%變成聚變時(shí)放出的中子的動(dòng)能。因此氘、氚聚變不僅釋放的中子數(shù)量多，而且釋放的中子能量高。鈾－235裂變放出的中子能量大多為100~200萬(wàn)電子伏，而氘、氚聚變放出的中子，能量高達(dá)140O萬(wàn)電子伏。但是要直接利用高能量中子的這部份動(dòng)能是很困難的?？墒菑纳a(chǎn)核燃料的角度來(lái)看，一個(gè)聚變中子的作用比一個(gè)裂變中子的作用大得多。這是因?yàn)楦吣芫圩冎凶愚Z擊到鈾－238及釷－232靶上，可以產(chǎn)生一系列串級(jí)的引發(fā)中子和核燃料增殖的核進(jìn)程，釋放出比聚變中子能量稍低但數(shù)量增加幾倍的次級(jí)中子。這些次級(jí)中子，除一部份仍可使鈾－238及釷－232裂變繼續(xù)放出中子外，還有一部份可使鈾－238及釷－232變成钚－239及鈾－233等優(yōu)質(zhì)核燃料。在適當(dāng)厚的天然鈾靶內(nèi)，一個(gè)聚變中子可以生產(chǎn)出22倍于它所攜帶的能量，并取得5個(gè)钚－239原子核。由于這個(gè)原因，若是在聚變反映室外放置一層足夠厚的由天然鈾、鈾－238或釷－232組成的再生區(qū)，聚變產(chǎn)生的中子，就可以夠在再生區(qū)生產(chǎn)钚－239及鈾－233，并釋放出裂變能。這個(gè)再生區(qū)又叫混合堆的裂變包層。固然聚變中子也可使再生區(qū)中的鋰變成氚，補(bǔ)充氚的消耗。按照這種考慮，早在1953年，美國(guó)勞倫斯沐L弗莫爾實(shí)驗(yàn)室的鮑威爾，就提出了成立聚變－裂變混合堆的建議。正是由于利用聚變產(chǎn)生的中子，有可能比軍用生產(chǎn)堆生產(chǎn)出更多的核武器用的钚－239，所以美、前蘇聯(lián)、英聚變研究的初期，是高度保密的。后來(lái)看到這種方式一時(shí)難以成功，才彼此解密，開(kāi)展了大規(guī)模的國(guó)際合作?；旌隙训南鄬?duì)優(yōu)勢(shì)快堆和混合堆一樣，也是同時(shí)生產(chǎn)能量及核燃料的工廠。但和混合堆相較，快堆有3個(gè)缺點(diǎn)：第一，要有很大的初始裝料，例如120萬(wàn)千瓦的“超鳳凰”快堆，要裝4噸核燃料；而混合堆不需要投入鈾－235或钚－239等核燃料，可以直接用天然鈾或核工業(yè)中積存下來(lái)的貧鈾、乏燃料。第二，快堆倍增時(shí)間較長(zhǎng)，要每過(guò)6年乃至30連年，才能增殖出一座相同功率的快堆用的核燃料。因此一座快堆增殖的核燃料除自身消耗外，只能在積累到必然量后，“養(yǎng)活”一座快堆；而混合堆生產(chǎn)的钚－239或鈾－233，比相同功率的快堆多幾倍到十幾倍，因此可以用混合堆來(lái)“養(yǎng)活”幾倍乃至十幾倍于它的相同功率的壓水堆或快堆；第三，快堆和壓水堆一樣，都要求在實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)椒从车臓顟B(tài)下運(yùn)行；而用混合堆生產(chǎn)钚－239或鈾－233時(shí)，不需要達(dá)到實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)椒从车臈l件，因此有可能加倍安全。聚變堆為了取得有利的能量輸出，要求聚變產(chǎn)生的能量，遠(yuǎn)大于為創(chuàng)造實(shí)現(xiàn)聚變的條件而消耗的能量。混合堆只要求聚變產(chǎn)生的能量與消耗的能量差不多相等就可以夠了，因此它對(duì)聚變的要求比純聚變堆容易些。目前的聚變技術(shù)，特別進(jìn)展得比較快的托卡馬克，雖然在個(gè)別孤立的指標(biāo)上達(dá)到或接近于為設(shè)計(jì)混合堆所要求的條件，可是從工程觀點(diǎn)來(lái)看，這些技術(shù)還遠(yuǎn)沒(méi)有成