探讨第三代和第四代核电技术

（1）第三代核电技术 为了指导核电发展商开发更安全更经济的核电机型，统一目标，美国针对轻水堆（包括压水堆和沸水堆）的安全性和经济性提出了一系列定量指标要求的URD文件。欧洲也提出EUR文件，表达了相同或相似的看法和要求。国际原子能机构提出了NUSS修订第二版，明确了对防范和缓解严重事故，提高安全性、可靠性和改善人因工程等要求。

第三代核电机组的设计原则是以第二代核电机组积累技术储备和运行经验为基础，针对其不足之处，采用经过开发验证可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD文件或EUR文件和NUSS建议法规的要求。归纳各国已提出的设计方案，有以下指标和特点：

1）安全性指标。在安全性上，应有预防和缓解严重事故的设施，以达到下列指标要求：①堆芯熔化事故概率≤1.0×10^-5堆·年（即每座反应堆每运行一年出现此类事故的概率不大于十万分之一）。②大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0×10^-6堆·年（即每座反应堆每运行一年出现此类事故的概率不大于百万分之一）。③核燃料热工安全余量≥15%。

2）经济性指标。在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争（我国的提法是要求能与脱硫煤电相竞争），具体指标包括：①机组可利用率≥87%。②设计寿命为60年。③建设周期不大于54个月。

3）采用非能动安全系统。采用非能动安全系统，即利用物质固有的重力、流体对流和蒸发扩散等自然原理，设计不需要专设电源或其他动力源驱动的安全系统，以便在应急情况下自然冷却反应堆和带走堆芯余热。这即使系统简化和设备减少，又提高了安全可靠性和经济性。

4）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（kW数）的加大而减少的（在单机容量为150～170万kW前均如此）。因此，欧洲法马通、德国电站联盟联合设计的EPR机组额定电功率约160万kW，已在芬兰中标。美国西屋公司和燃烧公司也出于经济性的考虑将原单机容量65万kW的AP-600型机组发展为约110万kW的AP-1000型机组。日本三菱提出的NP-21型压水堆核电机组的电功率为170万kW。俄罗斯也正在设计的VVER型第三代核电机组，功率为150万kW。

5）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SizeweⅡ、捷克的TemeIin、日本的ABWR均采用了数字化仪表控制系统。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。我国1万kW高温气冷试验堆和田湾核电站均已采用整体数字化控制系统。

6）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，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，其工期可缩短为48个月。德国、美国、南非正在研究设计的高温气冷堆，也往模块化方向发展。

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实现商用化。我国已明确第三代核电的堆型是电功率为百万kW以上的压水堆。

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。System80+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AP-1000和法国法马通公司的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160万kW）大于AP-1000的单机功率（约110万kW），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。

2001年4月，美国总统布什在其《能源政策报告》中再次表明了美国政府支持发展核电的决心，指出发展核电是美国能源政策的重要组成部分。目前，美国工业界在能源部的支持下，正在从比较成熟的压水堆、沸水堆、高温气冷堆中选择第三代核电的系列发展堆型。

我国目前正在通过招标和竞标谈判选择第三代核电机组的合作伙伴。与此同时，我国也做好了在我国已掌握的第二代核电技术的基础上，自主开发第三代核电站的准备。

（2）第四代核能利用系统研究进展 近年来，世界各国提出了许多反应堆设计和核燃料循环方案的新概念。2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷十个有意发展核能利用的国家派专家参加了“第四代国际核能论坛”（简称GIF），并于2001年7月共同签署了合作研究开发第四代核能系统的合约。

第四代核能系统开发的目标是2030年前创新地开发出新一代核能系统，使其安全性、经济性、可持续发展性、防核扩散、防恐怖袭击等方面都有显著提高；研究开发不仅包括用于发电或制氢等的核反应堆装置，还包括核燃料循环，以达到组成完整核能利用系统的目标。

GIF协会主要由各国政府部门支持的科研院所、高等院校和工业界专家组成。2000～2002年，先后召开了有100多名专家参加的八次研讨会，提出了第四代核能系统的具体技术目标，主要包括：①核电机组比投资不大于每kW1000美元，发电成本不大于3美分每kW时，建设周期不超过3年。②极低的堆芯熔化概率和燃料破损率，人为错误不会导致严重事故，不需要厂外应急措施。③尽可能减少核从业人员的职业剂量，尽可能减少核废物产生量，有完整的核废物处理和处置方案，其安全性能为公众所接受。④核电站本身要有很强的防核扩散能力，核电技术和核燃料技术难于被恐怖主义组织利用。⑤全寿期和全环节的管理系统。⑥国际合作开发机制。2002年5月，巴黎GIF研讨会选出六种优先发展的第四代核能系统，包括三种热中子堆和三种快中子堆。(www.xing528.com)

三种热中子堆是超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）；熔盐堆（MSR）。三种快中子堆是带有先进燃料循环的钠冷快堆（SFR）；铅冷快堆（LFR）；气冷快堆（GFR）。

参加GIF的专家对上述六种核能利用系统的研究开发路径进行了研究，对国际分工合作进行了协商，提出了初步的工作“路线图”，认为从现在的概念设想转变成商业实施（产业化）需经四个步骤：第一步，可存在性研究。明确方案切实可行的关键之所在，并证明其原则上是可行的。第二步，性能研究。工程规模的研究开发和优化，使其性能达到期望的水平。第三步，系统示范。建造中等或较大规模的示范系统以验证设计。第四步，商用实施。

目前，参加GIF的相关单位只对第一步和第二步做了初步安排和分工，尚未启动第三步和第四步。目前尚不能确定究竟哪种堆型系统能成功实现产业化。但按照GIF对第四代的发展计划，将在2020年前后选定一种或几种堆型；2025年前后建成创新的原型机组系统示范。如果在原型机组上能成功地显示这种创新技术在安全性和经济性上的优越性，确实能与其他能源的发电机组竞争，那么大约从2030年起就可广泛地采用第四代核电机组系统。而到那时，现在正在运行的第二代核电机组均将达到60年寿期（批准延寿后）的退役年限。

国际原子能机构除了赞同GIF的GenIV倡议外，也在2001年倡议开始了“INPRO”国际项目（International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cy-cles，简称INPRO，即创新型反应堆和燃料循环国际项目）。目前参加INPRO项目的有中国、法国、俄罗斯、印度、西班牙、加拿大、荷兰、土耳其和欧洲委员会等。INPRO的工作不是具体设计某种型号的反应堆和燃料系统，其主要任务是：①论证说明为了满足21世纪经济发展对电力的需求，必须发展核电。②促进国际和各国的设计单位、制造单位和电站业主通力合作，以设计和建造具有竞争能力的创新型反应堆和核燃料系统，既具有固有安全性，又能防止核扩散和核材料丢失。

现对第四代核能利用系统的六种堆型做一简要介绍：

1）超临界水冷堆（SCWR）。水是超临界水冷堆的工作介质，其工作温度压力超过水的热力学临界点，即温度374℃、压力22.1MPa。超临界水冷堆可使电站热效率高达44%～45%，并简化了配套系统和设施。因其反应堆冷却剂也就是汽轮机的工作介质不改变相状，故无“压水堆”、“沸水堆”之分。工作时水压力约25MPa，进堆温度约280℃，出堆温度510～550℃，最高可达550℃，单机组电功率可达170万kW。与压水堆比较，它不需要蒸气发生器等；与沸水堆比较，它不需要气水分离器。

据估算，由于超临界水冷堆系统显著简化和热效率显著提高，电站造价和发电成本将大大降低，每kW造价约为900美元，每千瓦时电价约2.9美分。超临界水冷堆的创新设计可大量沿用已积累的压水堆和沸水堆技术储备及超临界火电站技术，但仍需大量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。

2）超高温气冷堆（VHTR）。超高温气冷堆是在高温气冷堆（HTGR）的基础上发展起来的。在20世纪70年代，美国、德国已建成电功率为（20～30）万kW的高温气冷堆核电站，但因其经济性不如轻水堆和技术不成熟等原因，未能达到商业化应用。20世纪80年代，德国推出了模块式高温气冷堆的设计概念。以模块式小型化和具有固有安全性为特征，成为国际上高温气冷堆技术发展走向，美、德、日本、南非和我国都在积极研究。清华大学核能设计研究院已建成1万kW的模块式高温气冷试验堆。超高温气冷堆为小型模块堆，单堆热功率60万kW，冷却堆芯的氦气出口温度达1000℃，可用于制氢及石油、化工等工艺过程的供热等；用于发电，效率可达50%。在采用铀-钚燃料循环改进后可使废物量显著减小。超高温气冷堆具有高度的非能动安全特点。

3）熔盐堆（MSR）。熔盐堆的概念设计在20世纪60年代末就已提出。它用铀、钚、钠、锆的氟化盐在高温熔融的液态下既做核燃料，又做载热剂。当熔盐核燃料流入堆芯时产生裂变反应释热，流出堆芯时载热出堆，经过热交换器传出使用，故不需要专门制作燃料组件，这是它最基本的特征。熔盐进、出堆的温度为600～800℃，发电效率可高达45%～50%。但与开放式熔盐核燃料相关的放射性隔离与保护问题，以及熔盐在高温下与各种设备材料之间的相容性等问题的解决难度甚大。

4）钠冷快堆（SFR）。第四代钠冷快堆采用可有效控制锕系元素和可转换铀的闭式燃料循环，钠在接近大气压的压力下运行，在堆出口处温度约500℃，沸腾裕度大。现在，在法、俄两国已有钠冷快堆核电机组能运行发电，但因钠容易与氧或水发生强烈的化学反应，因此在工艺系统中要严防钠与水和空气接触而产生爆炸燃烧，这就大大增加了系统和设备的复杂性，阻碍了快堆的商业化实用。因此，简化快堆系统和运行可靠性是第四代快堆的重要研究任务之一。鉴于快堆在核燃料利用的优越性（热堆只能利用铀资源的1%～2%，快堆能利用60%～70%），我国正积极推进快堆技术研发。在“863计划”安排的推动下，我国已建设一座热功率为6.5万kW的实验钠冷快堆。

5）铅冷快堆（LFR）。铅冷快堆系统利用高温下的液态铅或铅-铋合金冷却，采用闭式燃料循环，以实施铀的有效转化利用并控制锕系元素。堆芯寿命长达15～30年，有利于防核扩散。液态金属靠自然循环对流冷却，在堆出口处温度为550℃。若要用于制氢或为石油、化工工艺供热，则应将出口温度提高到800℃。该堆具有高度的非能动安全性能。

与钠冷快堆比较，铅的化学性质呈现出惰性，比较稳定。但铅的熔点偏高，与别的金属材料相容性较差，这是需要研究解决的关键问题。

6）气冷快堆（GFR）。气冷快堆系统用氦气冷却，采用闭式燃料循环。高温（850℃）氦气直接驱动氦汽轮机发电，热效率可达48%。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，可将长寿命高放射性废物的产量降至最低，并提高铀资源的利用率。气冷快堆另一优点是还可用于制氢或为其他工艺供热。但氦的传热能力远不如液态金属；如何将功率密度很高的堆芯热量用氦带出是一难题。此外，大功率氦汽轮机也还有待研制。

“第三代”反应堆最主要的优点是比“第二代”反应堆具有更好的安全性和经济性，尤其是严重事故应对措施，可避免设备故障演变成反应堆事故，从而使堆芯熔化事故的概率进一步降低。应当指出，核电由“第二代”技术向“第三代”技术的发展与过渡，是在已经成熟的核电技术的基础上，不断进行技术改进与创新的渐进过程，以期不断提高核电的安全性和经济性，使之具有更好的竞争力。目前世界上属于“第三代”的压水堆核电机组尚未取得实际的运行经验，首期“第三代”核电机组的建设与运行，应由政府和企业共同承担风险。所以，在今后的若干年内，会出现“第二代”核电站与“第三代”核电站共存的局面。在“第三代”技术被市场全面接受之前，改进型的“第二代”技术或“二代+”技术将具有相当规模的发展空间。无疑，改进型的“第二代”的建设将推动“第三代”核电技术的发展。

“第四代”核能技术将是在“第三代”核电站的基础上发展起来的先进核能系统。它最显著的特点是从循环经济的角度出发，将先进反应堆技术和先进核燃料循环技术作为一个系统工程进行研究，而不是孤立地研究反应堆技术本身。“第四代”核能系统不仅考虑发电，还将考虑供热和制氢等应用。为了满足核能可持续发展的需要，“第四代”核能系统应能同时满足：①资源的可持续性，即通过先进燃料循环，充分利用核能资源，实现核废物最少化，降低未来核废物处置库的长期管理压力。②高度的安全性，即改善核电站操作性能和可靠性，降低堆芯损坏的可能性和严重性，免除核电站外部应急响应要求。③良好的经济性，即在全寿命期内具有比其他能源更大的费用优势。④可靠的防扩散性，防止核材料的偷盗或非法转移。