2007年10月 世界科技研究与发展 21世纪青年学者论坛 22第三代核电技术的研究发展 应堆(EPR),属于第三代改进型先进wR核电站 目前,国际上开发的第三代核电堆型均为热中EPR有着所有轻水反应堆中最高的热效率,达到了 子堆,如压水堆、沸水堆、高温气冷堆。这是因为目36%。它有望提供比现有轻水反应堆更低的发电成 前仅热中子堆有把握在近期内实现商用化。我国已本,在60年服役年限中核电站利用率可达到92%。 明确第三代核电堆型是电功率百万千瓦以上的压水第一座ER已在芬兰西南部小岛奥尔基洛托(Okr 堆。水冷堆将会持续部署到2050年后。从2010年hob开工建造并有望于2009年开始运行。第二座 到2020年,由于采用第三代先进轻水反应堆,核能将建造在法国北部城市弗拉芒维尔( flamanville)。 在世界发电市场上的份额会有所增加。部分第三代222高温气冷堆 热反应堆准备投入市场,大部分使用加压水技术并 目前,国内外高温气冷堆研究主要有如下几种 且有着革新的设计。气冷反应堆有有效的安全设施美国和俄罗斯联合设计的GT-MHR( Gas Turb ine 特性和比轻水反应堆更高的热效率 Modular Helium Reactor),此设计采用环形堆芯设计 221压水堆 和棱柱型燃料元件,利用直接循环氦气透平机组发 就压水堆而言,国际上比较成熟的第三代大型电;日本建造的一座30Mw高温气冷实验堆(HT 核电机组有AP1000.PR和 System80+三个型号。T)采用棱柱型燃料元件;南非设计的FBMR(Peb Sysn80+虽已通过美国核管会批准,但由于安全 ble bed Modular Reactor反应堆实际上是德国H 系统应用非能动太少,美国已放弃使用。美国西屋 Module的延续发展,采用球型燃料元件,反应堆 公司的AP1000和法国阿海珐公司(AREA)的热功率由200Mw提高到了400Mw,是球床高温堆 EPR虽都满足第三代核电机组的设计要求,但各有直接循环氦气轮机发电站。南非计划到2011年 优缺点:EPR的单机功率(约1600MW)大于AP开展示范项目,从2015年开始商业化运营 1000的单机功率的约1100MW),但它的能动安全系 我国自行设计建造的10M高温气冷实验堆 统比传统的能动安全系统更加复杂,不如AP100(HTR-10)于2000年12月成功建成达到临界, 的非能动安全系统先进。两者具体设计参数见表2003年1月达到满功率运行并网发电。2004年12 月中国华能集团、中国核工业建设集团清华大学在 表3AP1000与EP主要设计参数 京正式签订咲于共同合作建设高温气冷堆核电示 Table 3 Main design parameters of AP 1000 and EPR 范工程投资协议》,由三方共同组建核电有限公司, 负责建设运营200MW高温气冷堆商用示范核电 热功率MW 3400 4250/4500 站。目前,清华核能院已经完成电功率195MW球 I117 500/1600 床模块式高温气冷堆(HTR-MM)的方案设计,计划 堆芯冷却剂压力MPa 堆芯冷却剂温度/℃ 2925/330 2010年投入商业运行。 活性区长度/m 压力壳内径m 23第四代核电技术研究进展 燃料组件数 57 第四代核电技术有6种设计概念,包括三种快 控制棒数 中子堆和三种热中子堆。三种快中子堆是:带有先 设计寿期/a 进燃料循环的钠冷快堆(SFR, Sod iumτ bo led fast 美国西屋公司设计的AP1000属于第三代革新actr)铅冷快堆(LFR, Lead-cooled fast reactor)和气 型先进PR核电站。AP1000通过独特的非能动冷快堆(GHFR, Gas-cooled fast reac tr),三种热中子堆 安全系统设计,使反应堆设计更加简单,堆芯损毁概是:超临界水冷堆(SCWR, Supercritical watercooled 率可忽略不计,提高了核电站的安全性和可靠性;实 Reactor)、超高温气冷堆(VHTR,ver-hgh- tempera 行模块化设计与建造,有利于提高核电站建造质量 ture gas-cooled reactor)和熔盐堆(MSR, Molten salt 和标准化程度:配备行业最先进的全数字化仪表和 reactor)。这些设计特点都改进了经济性,增强了安 控制系统,使核电站的运营更加简便。我国将引进全性,使废物量最小化和防止核扩散燃料循环 此技术,在浙江三门和山东海阳建造四台核电机组,231钠冷快堆 作为第三代核电自主化依托工程。 在所有第四代反应堆概念中,钠冷快堆具有最 法国阿海珐公司( AREVA)开发的欧洲压水反广泛的开发基础,美法、俄、日和其他国家已做了大 www.globescican 第83页 201994-2007ChinaAcademicJOurnalElectronicPublishingHouse.Allrightsreservedhttp:/www.cnki.net2007年 10月 世界科技研究与发展 21世纪青年学者论坛 www. globesci. com 第 83页 2. 2 第三代核电技术的研究发展 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内实现商用化。我国已 明确第三代核电堆型是电功率百万千瓦以上的压水 堆。水冷堆将会持续部署到 2050年后。从 2010年 到 2020年 ,由于采用第三代先进轻水反应堆 ,核能 在世界发电市场上的份额会有所增加。部分第三代 热反应堆准备投入市场 ,大部分使用加压水技术并 且有着革新的设计。气冷反应堆有有效的安全设施 特性和比轻水反应堆更高的热效率 [ 4 ]。 2. 2. 1 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。 System 80 +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 公司的 AP 1000 和法国阿海珐公司 (AREVA )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 1600 MW )大于 AP 1000的单机功率 (约 1100 MW ) ,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。两者具体设计参数见表 3 [ 5 ]。 表 3 AP 1000与 EPR主要设计参数 Table 3 Main design parameters of AP 1000 and EPR 主要性能 AP1000 EPR 热功率 /MW 3400 4250 /4500 电功率 /MW 1117 1500 /1600 堆芯冷却剂压力 /MPa 15. 5 15. 5 堆芯冷却剂温度 /℃ 321 292. 5 /330 活性区长度 /m 4. 27 4. 2 压力壳内径 /m 3. 99 4. 87 燃料组件数 157 241 控制棒数 53 89 设计寿期 / a 60 60 美国西屋公司设计的 AP 1000属于第三代革新 型先进 PWR核电站。AP 1000通过独特的非能动 安全系统设计 ,使反应堆设计更加简单 ,堆芯损毁概 率可忽略不计 ,提高了核电站的安全性和可靠性 ;实 行模块化设计与建造 ,有利于提高核电站建造质量 和标准化程度 ;配备行业最先进的全数字化仪表和 控制系统 ,使核电站的运营更加简便。我国将引进 此技术 ,在浙江三门和山东海阳建造四台核电机组 , 作为第三代核电自主化依托工程。 法国阿海珐公司 (AREVA )开发的欧洲压水反 应堆 (EPR) ,属于第三代改进型先进 PWR核电站。 EPR有着所有轻水反应堆中最高的热效率 ,达到了 36%。它有望提供比现有轻水反应堆更低的发电成 本 ,在 60年服役年限中核电站利用率可达到 92%。 第一座 EPR已在芬兰西南部小岛奥尔基洛托 (O lki2 luoto)开工建造并有望于 2009年开始运行。第二座 将建造在法国北部城市弗拉芒维尔 (Flamanville)。 2. 2. 2 高温气冷堆 目前 ,国内外高温气冷堆研究主要有如下几种 : 美国和俄罗斯联合设计的 GT - MHR ( Gas Turbine Modular Helium Reactor) ,此设计采用环形堆芯设计 和棱柱型燃料元件 ,利用直接循环氦气透平机组发 电 ;日本建造的一座 30 MW 高温气冷实验堆 (HT2 TR)采用棱柱型燃料元件 ;南非设计的 PBMR (Peb2 ble Bed Modular Reactor)反应堆实际上是德国 HTR - Module的延续发展 ,采用球型燃料元件 ,反应堆 热功率由 200 MW 提高到了 400 MW ,是球床高温堆 - 直接循环氦气轮机发电站。南非计划到 2011年 开展示范项目 ,从 2015年开始商业化运营。 我国自行设计建造的 10 MW 高温气冷实验堆 (HTR - 10 )于 2000 年 12月成功建成达到临界 , 2003年 1月达到满功率运行并网发电。2004年 12 月中国华能集团、中国核工业建设集团、清华大学在 京正式签订《关于共同合作建设高温气冷堆核电示 范工程投资协议 》,由三方共同组建核电有限公司 , 负责建设、运营 200 MW 高温气冷堆商用示范核电 站。目前 ,清华核能院已经完成电功率 195 MW 球 床模块式高温气冷堆 (HTR - PM)的方案设计 ,计划 2010年投入商业运行。 2. 3 第四代核电技术研究进展 第四代核电技术有 6种设计概念 ,包括三种快 中子堆和三种热中子堆。三种快中子堆是 :带有先 进燃料循环的钠冷快堆 (SFR, Sodium2cooled fast re2 actor)、铅冷快堆 (LFR,Lead2cooled fast reactor)和气 冷快堆 ( GFR, Gas2cooled fast reactor) ,三种热中子堆 是 :超临界水冷堆 (SCWR, Supercritical water2cooled Reactor)、超高温气冷堆 (VHTR, Very2high2tempera2 ture gas2cooled reactor)和熔盐堆 (MSR, Molten salt reactor)。这些设计特点都改进了经济性 ,增强了安 全性 ,使废物量最小化和防止核扩散燃料循环。 2. 3. 1 钠冷快堆 在所有第四代反应堆概念中 ,钠冷快堆具有最 广泛的开发基础 ,美、法、俄、日和其他国家已做了大