世界核電主要堆型技術(shù)沿革

張銳平，張　雪，張祿慶

（1.中國(guó)核科技信息與經(jīng)濟(jì)研究院，北京　100048；2.中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)公司科技委，北京　100822）

世界核電主要堆型技術(shù)沿革

張銳平1，張雪1，張祿慶2

（1.中國(guó)核科技信息與經(jīng)濟(jì)研究院，北京100048；2.中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)公司科技委，北京100822）

摘要：介紹了世界核電主要反應(yīng)堆堆型的工作原理、研發(fā)歷史、現(xiàn)狀及發(fā)展趨勢(shì)，重點(diǎn)放在我國(guó)和世界核電的主力堆型——壓水堆上。還介紹了正在研發(fā)的第四代核能系統(tǒng)。

關(guān)鍵詞：世界核電；主要堆型；研發(fā)歷史；現(xiàn)狀和發(fā)展趨勢(shì)

（上接2009年第2期第189頁(yè)）

目前，作為AP1000首堆工程的我國(guó)三門(mén)核電廠1號(hào)機(jī)組已開(kāi)工建設(shè)，芬蘭的世界上第一座EPR核電廠因各種原因已拖期兩年有余?？梢哉f(shuō)兩個(gè)工程均處于詳細(xì)的工程設(shè)計(jì)和施工設(shè)計(jì)階段。AP1000和EPR先進(jìn)的設(shè)計(jì)性能有待首臺(tái)機(jī)組的運(yùn)行加以證實(shí)。毋庸諱言，這兩個(gè)工程的造價(jià)遠(yuǎn)高于二代改進(jìn)型機(jī)組，AP1000和EPR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(zhēng)尚拭目以待。EPR與KONVOI、N4的主要參數(shù)比較見(jiàn)表3。

1.4.3第三代沸水堆技術(shù)特點(diǎn)

先進(jìn)型沸水堆是在多年來(lái)沸水堆設(shè)計(jì)和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上改進(jìn)發(fā)展起來(lái)的第三代反應(yīng)堆，也是目前唯一經(jīng)過(guò)運(yùn)行考驗(yàn)的第三代先進(jìn)型核電機(jī)組。此外，近期還在ABWR基礎(chǔ)上開(kāi)發(fā)了增強(qiáng)型簡(jiǎn)化沸水堆（ESBWR）和歐洲開(kāi)發(fā)的SWR1000沸水堆。這里僅簡(jiǎn)單介紹一下ABWR。

ABWR

ABWR的研發(fā)工作始于1978年，其后，GE公司與瑞典Asea原子能公司、意大利Ansaldo公司以及日本的日立、東芝公司共同完成了概念設(shè)計(jì)。1985年，GE、日立、東芝三家公司共同完成了基本設(shè)計(jì)。1994年7月13日，ABWR獲得最終設(shè)計(jì)批準(zhǔn)（FDA），這是美國(guó)核管會(huì)批準(zhǔn)的第一個(gè)先進(jìn)核電反應(yīng)堆，1997年5月，ABWR獲得NRC標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)證書(shū)。

ABWR是目前最先進(jìn)的沸水反應(yīng)堆，它除了具有BWR的特點(diǎn)和優(yōu)點(diǎn)，如直接循環(huán)、大的負(fù)空泡反應(yīng)性系數(shù)、采用流量加控制棒調(diào)節(jié)功率等外，還具有以下總體特征：

（1）將原來(lái)BWR安裝在壓力容器外側(cè)的反應(yīng)堆冷卻劑再循環(huán)泵改為安裝在壓力容器內(nèi)部的內(nèi)置泵，實(shí)現(xiàn)了核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的一體化設(shè)計(jì)，使得壓力容器在堆芯上沿以下部位不再有大口徑管嘴，大大降低了失水事故發(fā)生后堆芯裸露的風(fēng)險(xiǎn)和堆芯熔化的概率。

（2）采用并改進(jìn)了經(jīng)驗(yàn)證的電機(jī)驅(qū)動(dòng)和水力驅(qū)動(dòng)相結(jié)合的電動(dòng)——水力微動(dòng)控制棒驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)（FMCRD），提高了正常運(yùn)行反應(yīng)性控制的精度和緊急停堆的快速、可靠性。

（3）應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）分3區(qū)設(shè)置了3套獨(dú)立的、符合冗余性和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)以及其他支持系統(tǒng)，保證了事故條件下ECCS抑制和緩解事故后果的可靠性和有效性。

（4）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)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)提供重要的可靠水源，為緩解嚴(yán)重事故及減輕放射性釋放后果提供了重要、有效的保障。

（5）采用的全數(shù)字化儀表和控制系統(tǒng)（I&C）技術(shù)和容錯(cuò)結(jié)構(gòu)，有助于ABWR電站安全、高效、可靠運(yùn)行。

（6）采用“控制柵元”堆芯設(shè)計(jì)和運(yùn)行方案，即在反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)僅由少數(shù)預(yù)先確定的控制棒（一般少于控制棒總數(shù)的1/10）組成的控制棒組在堆芯內(nèi)上下移動(dòng)來(lái)參與補(bǔ)償整個(gè)運(yùn)行壽期內(nèi)的反應(yīng)性變化。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)功率分布的擾動(dòng)，簡(jiǎn)化了運(yùn)行，并提高了運(yùn)行的可靠性和安全性。

（7）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、中期降低堆芯流量，以增加空泡份額，中子能譜變“硬”，促進(jìn)钚的生成和積累；而在循環(huán)末期增加堆芯流量，以減少空泡份額，使中子能譜變“軟”，促使已積累的钚更多地參與裂變，以獲得可利用的反應(yīng)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。但是ABWR也有弱點(diǎn)，特別是帶有放射性的反應(yīng)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)一定的輻照影響，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)措施。

表3　EPR與KONVOI、N4的主要參數(shù)比較Table3　Comparison for main parameters of EPR,KONVOI and N4

1.5俄羅斯壓水堆（WWER）技術(shù)

WWER是蘇聯(lián)（今俄羅斯）發(fā)展的壓水動(dòng)力堆的簡(jiǎn)稱(chēng)。在一些東歐國(guó)家，核電生產(chǎn)部分或全部依靠蘇聯(lián)設(shè)計(jì)的這種反應(yīng)堆。

蘇聯(lián)獨(dú)立發(fā)展的WWER壓水堆與源自美國(guó)的PWR壓水堆，基本原理和工藝流程相同，差異在于：

20世紀(jì)70年代建成投產(chǎn)的第一代WWER-440（V-230型）未設(shè)置專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)（應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)）和安全殼，基本上不具備對(duì)付嚴(yán)重事故的措施。但堆芯設(shè)計(jì)的安全裕度比較大，并且由于采用了臥式蒸汽發(fā)生器，一回路水裝量大，在失水事故情況下能保持堆芯長(zhǎng)期淹沒(méi)和處于安全狀態(tài)。

20世紀(jì)80年代前期建成的第二代WWER-440（V-213型）是在WWER-440（V-230型）的基礎(chǔ)上加以改進(jìn)形成的。增加了一個(gè)“起泡冷凝塔”（bubbler/condenser tower）。在失水事故時(shí)，各隔間的蒸汽流向該塔并得到冷凝，從而降低壓力，使各隔間不會(huì)超壓并保持密封性。其他改進(jìn)包括：增加了應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)；反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)側(cè)堆焊了不銹鋼覆蓋層；反應(yīng)堆冷卻劑泵配備了慣性飛輪以提高惰轉(zhuǎn)流量。然而，缺少安全殼仍然是嚴(yán)重的不足（古巴和芬蘭的4個(gè)堆除外）。

第三代WWER-1000（V-320型）是在20世紀(jì)80年代后期建成的。它繼承了WWER-440（V-213型）的優(yōu)點(diǎn)，并增設(shè)了安全殼，同西方PWR的安全標(biāo)準(zhǔn)基本一致。WWER-440有6個(gè)環(huán)路，而WWER-1000都改為采用4個(gè)環(huán)路。20世紀(jì)90年代開(kāi)發(fā)的WWER-1000（AES-91/V-392型）的某些系統(tǒng)的安全裕度還比較大，蒸汽發(fā)生器仍然采用運(yùn)行性能優(yōu)良的臥式U形管束自然循環(huán)類(lèi)型，安全殼改用雙層結(jié)構(gòu)和把乏燃料儲(chǔ)存水池布置在安全殼內(nèi)。

我國(guó)田灣核電站采用的AES-91/V-428型在燃料和控制棒等方面比V-392型又有較大改進(jìn)：改用鋯鈮合金代替不銹鋼作為燃料組件格架和導(dǎo)向管材料，及改用由內(nèi)向外的低泄漏換料方案，以提高燃料利用的經(jīng)濟(jì)性，可把換料富集度由4.4%降為3.9%，平均卸料燃耗達(dá)到43 000 MW·d/tU；改用Dy2O3-TiO2或Hf代替一部分碳化硼作為控制棒材料，以延長(zhǎng)控制棒使用壽命，降低更換頻度；在CrB2Al彌散體可燃毒物棒的端部裝入鋁柱，以展平軸向功率分布；將壓力容器增高300 mm，使堆芯頂部以上的水層厚度加大，以降低容器上部焊縫受到的中子注量；專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)由3串列改為4個(gè)完全獨(dú)立和實(shí)體分隔的串列，可使堆芯嚴(yán)重?fù)p壞概率減小10倍，并提高核電廠的可用率。此外，還采用了全數(shù)字化儀控系統(tǒng)，堆腔下方增設(shè)了堆芯熔融物捕集系統(tǒng)，同時(shí)采用雙層安全殼?？傮w上說(shuō)，AES-91/V-428型壓水堆的安全性和經(jīng)濟(jì)性同世界上正在建設(shè)的先進(jìn)壓水堆的水平相當(dāng)。WWER的主要特性如表4所示。

表4　WWER的主要特性Table 4　Main characteristics of WWER

2　CANDU型重水堆（PHWR）

2.1堆型概述

加拿大原子能有限公司（AECL)研發(fā)的臥式壓力管式天然鈾重水慢化和冷卻的CANDU堆是發(fā)電用重水堆的成功典型，已經(jīng)出口多個(gè)國(guó)家。CANDU堆采用天然二氧化鈾作燃料，重水（D2O）作冷卻劑和慢化劑。CANDU堆堆芯為一個(gè)不銹鋼制的臥式圓筒形排管容器（Calandria），幾百個(gè)水平的壓力管式燃料通道穿過(guò)排管容器兩端的端板。高溫高壓的重水冷卻劑從壓力管內(nèi)燃料棒束的縫隙中流過(guò)，把熱量帶到立式倒置U形管式蒸汽發(fā)生器中，把熱量傳遞給U形管外的輕水，產(chǎn)生高溫高壓蒸汽驅(qū)動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)發(fā)電。排管容器內(nèi)盛放重水慢化劑，重水慢化劑處于常壓、70 ℃下，見(jiàn)圖6。

圖6　CANDU堆核電廠示意圖Fig.6　Schematic diagram of CANDU nuclear power plant

2.2發(fā)展簡(jiǎn)史回顧

當(dāng)?shù)囟瑑?chǔ)還未開(kāi)始，一是因?yàn)楫?dāng)?shù)匦←湶シN季節(jié)推遲；二是因?yàn)榘凑諔T例，當(dāng)?shù)囟瑑?chǔ)開(kāi)展比較晚；三是因?yàn)楫?dāng)前的市場(chǎng)已經(jīng)飽和，基層市場(chǎng)低迷；四是當(dāng)前賒銷(xiāo)嚴(yán)重，目前回款份額不大，沒(méi)有足夠的資金進(jìn)行冬儲(chǔ)。韓海霞表示，因?yàn)楫?dāng)?shù)鼗ㄉ梅室鹊矫髂?月份，而且小麥追肥的量也不大，所以經(jīng)銷(xiāo)商現(xiàn)在不著急冬儲(chǔ)。即使價(jià)格穩(wěn)定下來(lái)，甚至有所下滑，仍舊不計(jì)劃冬儲(chǔ)。

目前，世界各國(guó)發(fā)展的重水反應(yīng)堆，無(wú)論從裝置還是數(shù)量上看，占主要的還是加拿大的CANDU型反應(yīng)堆。

當(dāng)時(shí)加拿大選擇CANDU重水堆作為他們發(fā)展的堆型有3個(gè)原因：

第一，選擇重水系統(tǒng)可以發(fā)揮重水作為減速劑的優(yōu)點(diǎn)，同時(shí)美國(guó)重水制造廠運(yùn)行順利，可以供應(yīng)重水。

第二，一回路冷卻劑系統(tǒng)應(yīng)用壓力管代替壓力容器適應(yīng)加拿大當(dāng)時(shí)的制造能力。

第三，用天然鈾作燃料，可直接利用加拿大豐富的鈾資源，無(wú)須仰仗國(guó)外供給濃縮鈾。

其堆型發(fā)展可簡(jiǎn)要概括如下：

1947年，加拿大喬克河核研究所建成了熱功率4.2萬(wàn)千瓦的天然鈾重水型研究試驗(yàn)堆NRX，它為美國(guó)薩凡那河（Savannah River）重水生產(chǎn)堆設(shè)計(jì)和建造提供了實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)，也為美國(guó)核潛艇動(dòng)力堆早期的元件、材料輻照試驗(yàn)提供了試驗(yàn)場(chǎng)所。不久建成了第二座天然鈾重水研究堆NRU。

1962年加拿大建成了世界上第一座CANDU重水示范堆核電站NPD，緊接著其原型堆核電站道格拉斯角（Douglas Point）在1968年投入運(yùn)行，功率22萬(wàn)千瓦。

1971—1973年，示范堆核電站皮林克A核電站的四個(gè)機(jī)組相繼投入運(yùn)行，單機(jī)功率50多萬(wàn)千瓦。1977—1979年，建造了布魯斯A核電站。

在發(fā)展加壓重水堆（PHW）期間，一方面，為了改善其在高溫高壓條件下重水漏失和伴之而來(lái)的“氚危害”問(wèn)題，加拿大又發(fā)展了另一種用沸騰輕水作冷卻劑的CANDU-BLW反應(yīng)堆。根蒂萊1號(hào)（Gentilly-1）就是這種堆型?？墒橇硪环矫妫@種改進(jìn)又使得反應(yīng)堆在穩(wěn)定性和控制性方面產(chǎn)生了缺點(diǎn)，因此，根蒂萊2號(hào)堆又重新采用了PHW堆型，電功率67.5萬(wàn)千瓦。

鑒于20世紀(jì)70年代建造的布魯斯和皮克靈等反應(yīng)堆運(yùn)行良好，后來(lái)又相繼建造了月城、布魯斯B等堆。我國(guó)秦山三期重水堆核電廠采用CANDU6型機(jī)組，功率達(dá)728 MW，至今已安全穩(wěn)定運(yùn)行了5個(gè)年頭。

到2001年，全世界共建成41座CANDU堆機(jī)組。加拿大原子能有限公司（AECL）一直對(duì)CANDU堆進(jìn)行改進(jìn)和革新，在完成了電功率715 MW的CANDU6的研發(fā)基礎(chǔ)上，又基本上完成了935 MW電功率的CANDU9的研發(fā)工作，并于1997年1月獲得了加拿大核安全委員會(huì)的許可證。

2.3先進(jìn)CANDU堆（ACR）技術(shù)特點(diǎn)

AECL設(shè)計(jì)的“第三代+”核電機(jī)組——先進(jìn)CANDU反應(yīng)堆（ACR-1000）是一種具有60年設(shè)計(jì)壽期的1 200 MW核電機(jī)組。它在保持了成熟的坎杜設(shè)計(jì)特性的基礎(chǔ)上，在低壓排管容器內(nèi)采用重水作慢化劑、輕水作冷卻劑。一系列先進(jìn)技術(shù)的運(yùn)用使得ACR的安全性、經(jīng)濟(jì)性、可維修性和運(yùn)行性能方面達(dá)到最佳化（見(jiàn)表5）。該機(jī)組80%的設(shè)計(jì)特性、設(shè)備和規(guī)格都是基于CANDU6型參考機(jī)組。

AECL已完成ACR-1000的設(shè)計(jì)工作，并準(zhǔn)備投放市場(chǎng)。相關(guān)的設(shè)計(jì)、工程施工、制造方面的系統(tǒng)簡(jiǎn)化和改進(jìn)，在提高ACR-1000的固有安全性和運(yùn)行性能的同時(shí)，還將降低機(jī)組的造價(jià)，并縮短施工工期。所有ACR-1000的創(chuàng)新特性已經(jīng)或?qū)⒃诘谝粋€(gè)ACR-1000建設(shè)項(xiàng)目開(kāi)始前得到完全的測(cè)試和驗(yàn)證。

表5　ACR-1000主要特性Table5　Main characteristics of ACR-1000

3　高溫氣冷堆（HTGR）

3.1堆型概述

高溫氣冷堆是在低溫氣冷堆的技術(shù)基礎(chǔ)上發(fā)展起來(lái)的一種先進(jìn)的反應(yīng)堆。采用耐高溫的全陶瓷燃料元件，以氦氣作為冷卻劑，以石墨作為慢化劑和堆芯結(jié)構(gòu)材料。

高溫氣冷堆分為采用球形燃料元件的球床高溫氣冷堆和采用六角形棱柱形石墨燃料元件的棱柱床（也稱(chēng)柱狀)高溫氣冷堆兩種。其中，球床高溫氣冷堆的代表是德國(guó)的HTR-Module，棱柱床高溫氣冷堆的代表是美國(guó)的MHTGR。這兩種堆型各有優(yōu)缺點(diǎn)：球床堆可以不停堆裝、卸料，實(shí)現(xiàn)多次燃料元件循環(huán)使用，因而功率分布和燃耗比較均勻，反應(yīng)堆的可利用率高，后備反應(yīng)性小，這些都提高了經(jīng)濟(jì)性和安全性；但裝換料系統(tǒng)比較復(fù)雜，反射層不易更換，需要使用長(zhǎng)壽命、耐輻照的石墨。柱狀堆的優(yōu)點(diǎn)是堆芯易做成環(huán)狀，有利于傳熱，且氦冷卻劑在堆芯的壓力降小，石墨反射層容易更換，對(duì)石墨要求可降低；缺點(diǎn)是需要停堆更換燃料，要求反應(yīng)堆后備反應(yīng)性大，經(jīng)濟(jì)性差。圖7和圖8分別為球床堆設(shè)計(jì)和柱狀堆設(shè)計(jì)的結(jié)構(gòu)示意圖。

圖7　HTR-Module球床堆結(jié)構(gòu)示意圖Fig.7　Schematic diagram of HTR-Module

圖8　MHTGR柱狀堆結(jié)構(gòu)示意圖Fig.8　Schematic diagram of MHTGR

高溫氣冷堆的反應(yīng)堆和蒸汽發(fā)生器分別布置在各自的鋼壓力容器內(nèi)，二者之間用高溫氣體（氦氣)和低溫氣體（水蒸氣)同軸管道相連接，形成“肩并肩”式的布置，其優(yōu)點(diǎn)是易于裝配、更換、維護(hù)、檢查和修理。反應(yīng)堆設(shè)有兩套控制功率和停堆系統(tǒng)，機(jī)械驅(qū)動(dòng)的控制棒系統(tǒng)用于反應(yīng)堆開(kāi)、停堆和調(diào)節(jié)功率，氣動(dòng)的小球停堆系統(tǒng)用直徑10 mm的含碳化硼中子吸收體的石墨小球，為備用停堆系統(tǒng)。

（未完待續(xù)）

中圖分類(lèi)號(hào)：TL42

文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A

文章編號(hào)：1674-1617（2009)03-0276-06

收稿日期：2008-12-23

作者簡(jiǎn)介：張銳平（1982—），男，貴州習(xí)水人，現(xiàn)工作于中國(guó)核科技信息與經(jīng)濟(jì)研究院。

Technical evolution ofleading nuclear power reactor types in the world

ZHANG Rui-ping1，ZHANG Xue1，ZHANG Lu-qing2
(1.China Institute of Nuclear Information and Economics，Beijing 100048，China；2.STC of China National Nuclear Corporation，Beijing 100822，China)

Abstract：General introduction， history， status and trend of development for the abovementioned reactor types were described respectively in the paper. The focus was put on the PWR type being used mostly in China and in the world. At last， generation Ⅳ nuclear energy systems were described simply.

Key words：world nuclear power；leading reactor types；development history；status and trend of development