第二代核電站發(fā)展趨勢

根據(jù)國際核電發(fā)展趨勢，第一代核電站建設(shè)于20世紀50～60年代，采用原堆型；第二代核電站從70年代至今，有多種堆型而且運行業(yè)績良好，還在增效延壽并批量建設(shè)，目前仍有23臺機組在建；第三代核電站研發(fā)始于90年代，安全和經(jīng)濟性能提高，市場前景樂觀，2005年首堆工程開始建設(shè)，但尚未形成批量；第四代核電站興起于90年代后期，尚在研究開發(fā)階段，主要特點是更加安全、經(jīng)濟，資源利用率提高，廢棄物量減少，具有防止核擴散等性能，特別是核燃料利用率大大提高，預(yù)計2035年將出現(xiàn)商用堆。?

第二代與第三代核電站的銜接特點2.1 SYSTEM80、M314和AP1000從上世紀80年代中期開始，美國西屋公司致力于開發(fā)改進型壓水堆——非能動先進壓水堆。當(dāng)時根據(jù)電力市場環(huán)境條件和電力公司的建議，選擇了600MWe級的容量作設(shè)計（AP600）。西屋公司投入了巨大的人力，完成了大量的設(shè)計文件和試驗研究。AP600設(shè)計經(jīng)過美國核管會的技術(shù)審查，于1998年9月獲得最終設(shè)計許可（Final Design Approval）。1999年12月，核管會向西屋公司頒發(fā)了最終設(shè)計認證證書（Final Design Certification）。近年來，隨著美國電力市場非管制化的發(fā)展以及天然氣價格的下跌，市場競爭要求進一步降低發(fā)電成本。由于不能通過繼續(xù)改進AP600設(shè)計達到新的目標，西屋公司決定提高電功率至百萬千瓦級來提高非能動先進壓水堆的市場競爭能力。AP1000堆芯采用成熟的、經(jīng)工程驗證的西屋公司加長堆芯設(shè)計（M314型），活性段高度14英尺，首爐裝料157個17×17 Performance+高性能燃料組件。壓力容器內(nèi)徑3.98m，環(huán)鍛結(jié)構(gòu)；經(jīng)驗證的堆芯圍筒，代替通常用的徑向反射層，采用全焊接結(jié)構(gòu)；堆芯測量系統(tǒng)經(jīng)上封頭穿出，取消下封頭貫穿件；通過材料改進等措施保證壓力容器60年設(shè)計壽命；堆內(nèi)構(gòu)件和控制棒驅(qū)動機構(gòu)均應(yīng)用M314堆型成熟技術(shù)。就反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)而言，M314與AP1000相比堆芯尺寸沒有太大的變化，但環(huán)路數(shù)不同，系統(tǒng)設(shè)置也變化極大。System80的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)為兩環(huán)路，雖然與AP1000環(huán)路數(shù)相同，但System 80裝載177個型號為Turbo的燃料組件，燃料組件與其他堆芯相差很大，完全不兼容，AP1000的主泵為全密封屏蔽泵，直接倒掛在SG出口空腔，與System80相差甚大。M314和System80原始設(shè)計中沒有考慮LBB準則，而在AP1000設(shè)計中采用了LBB技術(shù)。很多在役的M314和System80電廠為了簡化系統(tǒng)，節(jié)約運行維護費用，提高電廠的安全性和經(jīng)濟性，應(yīng)用LBB技術(shù)進行了改造。

因此從第二代NPP過渡到采用LBB技術(shù)的第三代不存在技術(shù)上的問題。AP1000相對于第二代NPP，采用了非能動的安全系統(tǒng)，大大提高了機組的安全性。M314和System80的抗震設(shè)計輸入較低，而AP1000增大到0.3g，機組抗震能力提高，可適應(yīng)更廣泛的廠址。從抗震設(shè)計的角度，第三代NPP的結(jié)構(gòu)有所改進，另外，M314和System80的設(shè)計中考慮OBE、SSE兩級地震水平，而在AP1000設(shè)計中，已將OBE從設(shè)計考慮中刪去，只按SSE進行抗震設(shè)計。M314、System 80的儀控系統(tǒng)主要采用的是模擬技術(shù)，其技術(shù)經(jīng)過多年的發(fā)展，已非常成熟。AP1000采用更先進的數(shù)字化儀表和控制系統(tǒng)。綜上所述，AP1000是革新型第三代核電站，與第二代相比變化很大。從M314過渡到AP1000，在反應(yīng)堆方面較容易，系統(tǒng)設(shè)置需做一定變動；從System 80過渡到AP1000，難度較大。2.2 N4、M310和EPR二十世紀七十年代，法國從美國西屋公司引進M312核電技術(shù)，先后建造了一批M312核電機組（CPY型，M310型）；從1977年起，采用西屋公司M414核電技術(shù)，建造了20臺四環(huán)路的P4/P’4核電機組；從1984年起開發(fā)、建造N4型四環(huán)路150萬千瓦級核電機組。

九十年代末，法國法瑪通公司和西門子公司聯(lián)合開發(fā)新一代壓水堆核電機組EPR，目標是根據(jù)歐洲用戶要求（EUR）設(shè)計新一代核電機組，以替代二十一世紀退役核電站。其設(shè)計綜合了法國N4核電站和德國Konvoi核電站的優(yōu)點和運行經(jīng)驗反饋，是全面滿足歐洲電力公司要求文件（EUR）的第三代改進型先進PWR核電站，已經(jīng)法國和德國核安全當(dāng)局審核批準，具備了作出決定開工建造第一臺機組的條件，但尚未有具體建造計劃。EPR合作開發(fā)單位選擇了在現(xiàn)有技術(shù)基礎(chǔ)上進行改進的方式開發(fā)EPR，在設(shè)計中也對非能動系統(tǒng)應(yīng)用進行了研究，也采用了一些特殊的非能動部件。EPR設(shè)備和部件設(shè)計盡可能吸收了法國N4和德國Konvoi機組的技術(shù)和經(jīng)驗反饋。當(dāng)采用新技術(shù)時，通過配套的綜合研發(fā)和試驗計劃對其進行驗證。主回路設(shè)計和布置與N4機組極其相近，可以看作經(jīng)過驗證。堆內(nèi)構(gòu)件總體布置、材料與N4相似，堆芯測量裝置和控制棒導(dǎo)向管設(shè)計則以Konvoi設(shè)計為基礎(chǔ)，布置在壓力容器上封頭，避免在壓力容器底部使用貫穿件，下封頭空間供處理嚴重事故使用。M310為大亞灣核電站和嶺澳核電站采用的堆型。采用12英尺燃料組件，三環(huán)路布置方式。

綜上所述，EPR為改進型第三代核電站，基于能動設(shè)計思想。N4采用14英尺燃料組件、四環(huán)路布置方式，過渡到EPR相對較容易；M310采用12英尺燃料組件、三環(huán)路布置方式，過渡到EPR相對較難。3 技術(shù)升級便捷程度分析比較3.1 System80、M314和AP1000AP1000屬第三代革新型先進PWR核電站。采用成熟的技術(shù)，通過系統(tǒng)簡化、減少設(shè)備以及采用非能動專設(shè)安全設(shè)施，顯著提升了電廠安全性、經(jīng)濟性，滿足URD有關(guān)要求。由于采用非能動技術(shù)，技術(shù)難度較大，目前尚無工程經(jīng)驗。M314與AP1000反應(yīng)堆基本相同，都裝載157個燃料組件，堆芯尺寸沒有變化，但環(huán)路數(shù)不同，系統(tǒng)設(shè)置變化較大；雖然System 80環(huán)路數(shù)與AP1000相同，但反應(yīng)堆和主回路設(shè)置相差很大。從M314升級到AP1000比從System 80升級到AP1000稍容易一些。3.2 N4、M310和EPR由M310、N4發(fā)展至EPR，安全系統(tǒng)仍保持能動基礎(chǔ)，通過增加安全系列，采用多樣化設(shè)施，改進技術(shù)，加強嚴重事故對策，提高設(shè)備可靠性，來提高安全性；并采取一些措施，來降低發(fā)電成本，滿足EUR對新一代核電機組要求。EPR屬第三代改進型先進PWR核電站。從N4升級到EPR比從M310升級到EPR稍容易一些

20世紀70年代以來，建設(shè)的商用核電站稱為第二代。90年代為解決公眾關(guān)注 的核安全和核廢料問題，在第二代基礎(chǔ)上研發(fā)的先進輕水堆核電站稱為第三代，實際上是第二代技術(shù)沿著提高安全性和經(jīng)濟性的方向不斷改進的結(jié)果。第三代技術(shù)相當(dāng)于在第二代技術(shù)基礎(chǔ)上，對嚴重事故預(yù)防和安全系統(tǒng)的改進提高，安全可靠性從設(shè)計上得到進一步提高，經(jīng)濟性則依賴設(shè)計、制造、施工安裝和運行管理水平的提高。就主要核電站設(shè)備而言，大部分技術(shù)是通用的，單臺設(shè)備容量向大型化發(fā)展，同時建設(shè)工期縮短為4～5年。

目前，第三代核電技術(shù)的代表為美國西屋公司AP1000技術(shù)和法國法瑪通公司EPR技術(shù)。其中，美國機型向簡化和非能動化發(fā)展，百萬千瓦級核電站（120萬千瓦）的核島由3回路減為2回路，循環(huán)系統(tǒng)大量采用依靠自然循環(huán)的非能動設(shè)計，并使用屏蔽式循環(huán)水泵；法國機型核島由3回路增加至4回路，常規(guī)島主設(shè)備向大型化發(fā)展，單臺設(shè)備容量加大。

目前，第二代核電站運行業(yè)績良好，尚有改進潛力和發(fā)展空間，在一定時期內(nèi)仍是核電技術(shù)的主流；第三代核電的設(shè)計目標要求比第二代具有更好的安全性和經(jīng)濟性，尤其是非能動安全系統(tǒng)和嚴重事故應(yīng)對措施, 可減少故障演變成事故的風(fēng)險，從而使堆芯熔化和大量放射性釋放的概率進一步降低。第三代的壓水堆核電機組目前尚未取得實際運行經(jīng)驗，沒有成熟的商用機型，達到批量規(guī)模建設(shè)的階段還需要有個過程。發(fā)達國家都準備采取先建設(shè)首堆工程的審慎做法以減少風(fēng)險。2005年9月，世界首臺第三代核電機組（EPR）在芬蘭開工建設(shè)；法國預(yù)計在2009年建設(shè)首臺第三代機組并取得運行經(jīng)驗，2015年以后再決定是否開工后續(xù)機組；美國將對采用第三代（AP1000）建設(shè)的第一、二臺機組，由政府提供5億美元的資金補貼，與投資商共同承擔(dān)首堆風(fēng)險。由于第三代壓水堆核電站剛開始建設(shè)，在經(jīng)濟性方面尚難以顯現(xiàn)競爭優(yōu)勢，但可以預(yù)計，隨著第三代核電站的批量建設(shè)，經(jīng)濟性的優(yōu)勢將得到逐步體現(xiàn)。 ?

第二代核電站從70年代至今，有多種堆型而且運行業(yè)績良好，還在增效延壽并批量建設(shè)，目前仍有23臺機組在建。2005年，全球第二代核電站（堆）共有443臺套，積累了超過1.2萬多堆年的安全運行經(jīng)驗。核電裝機占發(fā)電總裝機的16%，核電占總發(fā)電量的20%左右。

從堆型上看，壓水堆占核電的56%，沸水堆占21%，重水堆占7%，其他堆型占16%。近年來的第二代機組增效延壽研究表明，美國第二代機組核電可利用率可以從70%左右提高到90%，壽命由40年延長至60年，相當(dāng)于新建25臺百萬千瓦機組。預(yù)計未來30年壓水堆仍將是核電發(fā)展的主力堆型。

第二代核電技術(shù)被廣泛應(yīng)用于上世紀七十年代至今仍在運行的大部分商業(yè)核電站，它們大部分已實現(xiàn)標準化、系列化和批量建設(shè)，主要種類有壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）和蘇聯(lián)設(shè)計的壓水堆（VVER）和石墨水冷堆（RBMK）等。

第二代核電站技術(shù)證明了發(fā)展核電在經(jīng)濟上是可行的。但是前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站和美國三哩島核電站嚴重事故的發(fā)生，引起了公眾對核電安全性的質(zhì)疑，同時也讓人們意識到第二代核電技術(shù)的不完善性，許多國家的核電發(fā)展也都因此一度停滯。

第二代核電站是目前世界正在運行的439座核電站（2007年9月統(tǒng)計數(shù)）主力機組，總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34臺在建核電機組，總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發(fā)生事故之后，各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進，在安全性和經(jīng)濟性都有了不同程度的提高。

英國

Calder Hall核電站

Calder Hall核電站是英國建成的第一座核電站，建于坎布里亞郡，它是鎂諾克斯氣冷堆的原型，于1953年興建，1956年開始向國家電網(wǎng)送電，是世界上第一座商用核電站。

欣克利角核電站

欣克利角核電站，有欣克利A核電站、欣克利B核電站、欣克利C核電站。欣克利A核電站，屬于壓水堆核電站，始建于1957年，2000年被關(guān)閉。欣克利B核電站，屬于高溫氣冷堆核電站，始建于1976年，目前正在使用。欣克利C核電站，正在籌建。

哈特爾普爾核電站

哈特爾普爾核電站是一個核電站位于口的北部央行河T恤 ，2.5英里（4.0公里）的南哈特爾普爾在達勒姆郡，英格蘭東北部 。該站有一個輸出1,190凈電氣兆瓦 ，這是需求相當(dāng)于150萬的電力需求的家庭或能源3%的英國。電力是二產(chǎn)，通過使用先進氣冷反應(yīng)堆 （地帶）。

美國

三里島核電站

三里島核電站位于美國賓夕法尼亞州哈里斯堡，薩斯奎哈納河三里島。三里島核電站采用壓水反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)。三里島沸水式反應(yīng)爐的功率為95萬千瓦，每小時可產(chǎn)生每平方吋985磅壓力的飽和蒸汽7,620,000磅。