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in up 0 in as 00 is of of - ,000 6,000 of an in - to it of on of of to is to to be an of of of is in of of is if a a is - - to in of RC a on is of to to of In an of be To an of a RCs or in s 0 of 00). to a is in is to or to s of to if of be in RC in is wo of a s to s of in 00 90. of to In 00, 00, or 90. 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年，世界核电机组又累计了约 6000堆 年的经验而没有发生重大事故，这就说明，近 20 年来各拥有核电站国家所采取的改进措施，包括机组性能的改进和提高安全文化等措施，实际上已使现在正在运行（国际上称为第二代的）核电站的安全运行性达到了可以接受的水平。但是，仍有一些问题是社会公众和用户关心的重点，需要继续寻求更佳的解决，如 ： 1、如何进一步减低堆芯熔化和放射性往环境大量释放这类严重事故的概率，使其减至极小，以消除社会公众的顾虑； 2、如何进一步减少核废物（特别是强放射性和长寿命核废物）的产量和更佳妥善的处理方案；如何减少对人员和环境的剂量影响； 3、如何降低核电站每单位千瓦的造价和缩短建设工期，提高机组热效率和可利用率，加长寿期，以进一步改善其经济性。 美国 件、欧价 件和国际原子能机构的 议法规第二版，主要就是从这些目标出发而提出的要求。九十年代以来美国、欧洲联盟日本、 加拿大、俄罗斯、韩国等正在针对这些要求，结合已取得的研究开发成果，进行第三代核电站的设计，已提出了多种不同深度的设计方案（型号）。与此同时，为了从更长远着想，力图从根本上确定核能利用的必要性、可行性和可持续性，以美国为首的一些工业发达国家已经联合起来进行第四代核能利用系统的概念设计和研究开发工作。 这里简要说明一下第一、二、三、四代核电机组及其反应堆的含义： 第一代是指在上世纪 50 60 年代建成的试验堆和原型堆核电站，如苏联的第一原子能电站，美国的希平港压水法核电站等； 第二代是指从 60 年代末以 来陆续投产至今还正在商业运行的核电机组及其反应堆，如 ； 第三代是指以满足用户要求文件（ 设计要求的，具有预防和缓解严重事故措施，经济上能与天然气机组相竞争的核电机组及其反应堆如 000、 ； 第四代是指目前正进行概念设计和研究开发的，可望约在 2030 年建成经济性和安全性均更加优越，废物量少，无需厂外应急并具有防核扩散能力的核能利用系统。 二、第三代核电机组发展趋势 第三代核电机 组的设计原则，是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步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 件或 件和 议法规的要求；同时，应能在 2010 年前后进行商用核电站的建造。统观各国己提出的设计方案，有下列特点： 1、 在安全性上，满足 件的要求，主要是： 堆芯熔化事故概率 10 5 堆 年； 大量放射性释放到环境的事故概率 10 6 堆 年； 因 此，应有预防和缓解严事故的设施 核燃料热工安全余量 15 。 2、在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争； 机组可利用率 87% ； 设计寿命为 60 年 建设周期不大于 54 个月。 3、采用非能动安全系统。即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。以1000 为例，示意如图 1。 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（千瓦数）的加大而减少的（在单机容量为 150 万170 万千瓦前均如此）。回此，欧洲法马通、德国电站联盟联合设计的 组的额定电功率为 150 万 170 万千瓦，日本三菱提出的 21 型压水堆核电机组的电功率为 170 万千瓦，俄罗斯也正在设计单机电功率为 150 万千瓦的 第三代核电机组，日本东芝和日立提出了建 170 万千瓦沸水堆 的概念设计，美国西屋公司和燃烧公司也将原单机容量 60万千瓦的 600型机 组发展为 100 万千瓦的 1000 型机组。 5、压水堆一回路都采用偶数环路 第三代压水难设计一回路均采用偶数环路，即两环或四环，例如，美国的 1000 是两环路，但每环含一台蒸汽发生器和两台主泵，韩国的 1300也是两环路，每环含一台蒸汽发生器和两台主泵，日本三菱的 21，欧洲的 俄罗斯的 1500 都是四环路，每环山一台蒸汽发生器和一台主泵组成。采用偶数环路的主要原因是使安全系统的布置合理，容易实现其冗余系统的相互隔离和独立性。 6、 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 国的 S 1、捷克的 本的 采用了数字化仪控系统。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 10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。 7、 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，向模块化方问发展：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）组装好，减少现场施工量以缩短工期。美国和日本联合建设的 组已成功地采用了这种技术。美国 1000 也将采用模块化设计、建造技术，据称其工期可缩短为 48 个月。德国、美国、南非正在研究设计的高温气冷堆，也是往模块化方向发展。 为了顺利实现从第二代核电机组到第三代的过渡，在美国能源部的倡议下，美国组建了一个审计各种新型号的核电机组能否在 2 010 年前实 施建造的工作小组，称为 “ 近期项目实施组 ” （ ），广泛收集了电站用户和反应堆设计制造厂家等对已经出笼的反应堆新型号的意见，（包括对其设计完成的深度，获得核安全当局批准的能力，与现有基础设施的匹配性、安全性和经济性指标的可信程度等），根据意见反馈结果， 提出了对 8 个型号的堆型在 2010 年能否实施建造的结论性看法，分为：能（ 大概能（ 有可能（ 不能（ 个等级 ，列表如下。 对 8 个型号的核电机组能否在 2010 年前实施建造的评估意见 序 号 型号 名称 设计单位 堆型 电功率 术特点和设计深度 能否在2010年前实施建造 1 水堆 1350 改进型沸水堆，已于 1997年在日本投产 能 2 水堆 610 具有非能动安全系统，设计已获得 大概能 3 水堆 1090 具有非能动安全系统，正在申请 批准 4 温气冷堆 110 球型耐高温燃料组建模式反应堆 大概能 5 水堆 1013 满足 件要求 有可能 6 温气冷堆 1380 无再循环泵，自然循环，具有非能动系统 有可能 7 俄库尔恰托夫院 压水堆 288 使用武器钚为著作核燃料，模块式反应堆 有可能 8 00 模块式、一体化反应堆 不能 这里认为在 2010 年前尚不能实施建造的堆型为序号 8 的 型，即 “ 国际创新保安反应堆 ” （ 是由美国、英国、日本、意大利等的工业界，研究院所和高等院校共同推出的一种模块式一体化压水反应堆，其特点是将反应堆堆芯和蒸汽发生器、主泵等一并放置于一个压力容器内，这些设备之间没有管道联接（图 2），从而消灭了传统压水堆由于主管道破裂而发生 “ 失水事故 ” 的可能，再加上它设有高度非能动热输出能力的安全系统，又有能耐严重事故下 压力值的压力容器和球 形安全壳，因而使大量放射性释放环境几乎不可能，可能不需厂外应急。堆芯核燃料一次装料可连续运行 4 年乃至 8 年而不需换料，这就有利于防止核扩散，且高放射性废物量也大大减少。这些实际上己符合第四代核电机组的要求，故有的专家认为， 是介于第三代与第四代之间的。 由于一体化，整个核蒸汽供应系统均在一个压力容器内，故可以在设备制造厂内把它作为一个模块制造完成后运往工地安装就位，显著缩短工期。但由于压力容器不能过大，故每个模块的功率也不宜过大，一般为电功率 300右， 但据称在经济上仍有优势，能与天然气机组相竞争。 这种创新型的反应堆必有一系列的技术难点需要解决，故有必要建原型难考验。 中国核动力研究设计院已对一体化核蒸汽供应系统长期进行过研究并取得大量成果，为我国研究设计 堆打下了良好基础。 现在，美国工业界在能源部的支持下，正在对上述八种堆型进行研究工发，打算在 2005 年至少选定一种，作为第三代核电的系列发展的堆型。 尽管 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（而从环境角度出发，布什总统也曾提出要争取到 2012 年将温室气体排放量比现在降低 12，这对核电发展也是促进），但电力投资业主对第三代选用什么样的核电型号仍持谨慎态度，一定要看到在确保安全的前提下经济上也确实是有优势时才选定下来开工建设。 三、对第二代核电机组的改进 上世纪八十、九十年代以来，各国对现正运行的核电站为提高安全性和经济性而进行的技术改进取得了显著成效。以美国为例，他们在研究开发新型核电机组的同时，毫不放松对现在正在运行的第二代核电机组的改进和提高效益，并已取 得显著成绩。美国现在有 104 套核电机组在运工发电，对这些机组的改进是从下面几个方面着手的： l、改进机组运行性能 通过优化堆芯核燃料换料方案等以降低运行成本；通过改进安全系统，加强运行管理，提高安全文化等以减少停堆次数和异常事件出现次数；采用 “ 风险信息已知的在役检育方式 ” （ 等完善核电维修技术。通过这些改进使核电机组的可利用率从 70 年代初的 60左右提高到了现在的约 90。实践证明，机组安全性的提高和经济性的提高是可以相辅相成的；安全系统的改善和人员安全文化的提高必然促进机组的稳定连续运行，从而提高有效利用率，在经济上也得到好处。 2、发挥机组设计裕量，提高额定功率 在核电机组设计时，由于考虑一些不确定性，都留有相当的裕量，在对运行经验数据进行仔细分析后，这些不确定性就可相对确定，裕量就可发挥出来；此外，在采用更高精度的检测仪表后，由于考虑仪表误差而留的安全裕量也可发挥出来。因此，可以在保证安全指标的前提下提高机组额定功率。美国己有五十多座机组都通过这些改进使额定功率得到不同程度的提高。 3、延长机组寿期 核电机组一般设计寿命是 40 年，现在各国都认为这个寿期是可以延长的，都在考虑延寿的问题。美国核管理委员会己为此制定了管理导则，并已审批通过了六个核电站的机组寿命由 40 年延至 60 年，而现在申请延期者仍络绎绝，出现了排队等候的现象。据美国核管理委员会的信息，美国 80的机组都要申请延寿，这是因为延寿的利益是十分显著的：据测算机组延寿每千瓦的代价为 250 美元到 750 美元，而目前新建机组的造价为每千瓦 1500 美元至 2000美元；何况如果机组不延寿，到期就要退役，而退役拆除费不低于每千瓦 400美元。据称 ，延寿后的发电成本可降低到 1 8 8 美分 四、第四代核能系统的开发 近年来，世界各国提出了许多新概念的反应堆设计和燃料循环方案。 2000年 1 月，在美国能源部的倡议下，十个有意发展核能利用的国家派专家联合组成了 “ 第四代国际核能论坛 ” （ V 称 于 2001 年 7 月签署了合约（ 约定其间合作研究开发第四代核能系统（ 这十个国家是：美国、英国、瑞士、南非、日本、 法国、加拿大、巴西和阿根廷。国际原子能机构和国际经济合作与开发组织（ 子能机构也派了观察员参加。第四代核能系统开发的目标是要在2030 年或更早一些时间创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、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的先进性和竞争能力；它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应堆装置，还应把包含核燃料循环在内，组成完整的核能利用系统。 会主要是由各国政府部门支持的科研院所、高等院校和工业界的专家所组成，自 2000 年至 2002 年三年中，先后有 100 多名专家开过八 次研讨会，提出了第四代核能系统的具体技术目标，主要是： l、核电机组比投资不大于 1000 美元 电成本不大于 3 美分 设周期不超过三年； 2、非常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，对核废物要有一个完整的处理和处置方案，其安全性要能为公众所接受； 4、核电站本身要有很强的防核扩散能力，核电和核燃料技术难于被恐怖主义组织所利用，这些措施要能用科学方法进行评估； 、 要有全寿期和全环节的管理系统； 、 要有国际合作的开发机制。 2002 年 5 月在巴黎举行的研讨会上，选定了六种反应堆型的概念设计，作为第四代核能系统的优先研究开发对象。这六种堆型中，有三种是热中子堆，有三种是快中子堆。属于热中子堆的是： 超临界水冷堆（ ） 很高温气冷堆（ 熔盐堆（ 属于快中于堆的是： 带有先进燃料循环的纳冷快堆（ 铅冷快堆（ 气冷快堆（ 现简要介绍这六种堆型的主要特点。 l、超临界水冷堆（ 超临界水冷堆的工作介质水是在超过水的热力学临界点的温度压力（ 3 7 4C ， 2 2. 1M 状 况下工作，这样可使电站的热效率高达 44 45，并简化了配套系统和设施，反应堆的冷却剂也就是汽轮机的工作介质，不改变相状，故也无 “ 压水堆 ” 、 “ 沸水堆 ” 之分，（图 3）水的压力约 25培堆的温度约 280C ，出堆时 510C 以上，可高达 550C ，单机组电功率可达 170万千瓦。 堆芯核燃料为氧化铀芯块，包壳采用耐高温的高强度镍合金或不锈钢。堆芯设计有两种方案：热中子谱方案和快中子谱方案，相应的也有两种燃料循环方案，即： （ 1）在热中子谱反应堆上的开式循环，一次通过方案； （ 2）在快中子谱反应堆上的闭式循环方案，即设置以先进湿法处理为基础，对锕系元素实施完全再循环的方案。 据估算，由于系统显著简化和热效率显著提高，使电站造价和发电成本大大降低，每千瓦造价约为 900 美元，每 价约 分。这种创新的设计仍可大量利用压水堆和沸水堆己积累的技术储备，并可利用超临界火电站的技术，但仍有大量的研究开发工作要取得结果后才能落实设计。主要是： 在堆芯设计方面，核燃料、慢化剂（冷却剂），控制棒，结构材料等在堆芯中的布局均要有崭新的设计结构，以及如何避免出现反应性正温度系数等，都 要研究。堆芯中既耐高温、耐腐蚀而又吸收中于少的材料等需要研制。 在专设安全系统方面，原则上拟采用类似于先进沸水堆的非能动安全系统，但其可行性仍需研究证实。 在如何保证运行稳定性，实现功率水平、温度、压力的可控性以及 L 动，停堆停机的可靠性等，均需研究。 2、很高温气冷堆（ V H T R） 很高温气冷堆是在高温气冷堆（ 基础上发展起来的。在上世纪七十年代，美国、德国已建成电功率为 200 300高温气冷堆核电站，但因经济上竞争不过压水堆和技术上还有些问题不成熟等原因，未能达到商业化 应用。八十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、南非等和我国都在积极研究，我国在清华大学核能设计研究院已建成 10模块式高温气冷试验堆。 小型模块堆，单堆热功率 600用碳化锆覆盖的颗粒燃料做成块状、针状或球状组件。冷却堆芯的氦气出口温度达 1000C ，可用于制氢及石油、化工等工艺过程供热等，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， 有高度的非能动安全特点。 3、熔盐堆（ M S R） 熔盐堆的概念设计在上世纪六十年代末即己提出，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。熔盐进、出堆的温度为 600C 800C ，发电效率可达 4550，可谓高效。但一系列与开放式熔盐核燃料相关的放射性隔离、保护问题以及熔盐在高温上与各种设备材料之间的相容性等问题的解决，难度甚大。 4、钠冷快培（ 第四代钠冷快培采用可有效 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 500C ，沸腾裕度大。有两个工艺方案： （ 1）中等规模（电功率 15 0 5 0 0 纳冷堆，使用铀 锆合合燃料，并采用高温处理的金属燃料循环。 （ 2）大型规模（电功率 5 0 0 15 0 0 铀冷堆，使用铀 料，以先进的湿法处理为基础的燃料循环。 采用闭式燃料循环可将高放射性废物产量显著降低并提高铀资源的有效利用率。 5、铅冷快 堆（ L F R） 铅冷快培系统用在高温下的液态铅或铅 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。盒式（ 芯可实施燃料就地处理，堆芯寿命长达 15 30 年，有利于防核扩散。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物燃料，液态金属靠自然循环对流冷却，在堆出口处温度为 550C 。若要用以制氢或为石油化工工艺，则应将出口温度提高到 8 0 0 C ，本堆具有高度的非能动安全性能。 铅冷快堆系统有两个方案：一是单堆系统电功率为 300 400模块式方案，另一为电 功率为 1200大型机组系统方案。 6、 冷快堆（ G F R） 气冷快堆系统用氦气冷却，采用闭式燃料循环。高温（ 850C ）氦气直接驱动氦气轮机发电，采用布雷顿循环。单堆热功率 600功率 288效率达 48。也可用于制氢或其他工艺供热。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，并有利用提高铀资源的利用率。 参加 十个国家的专家对上述六种核能利用系统的研究开发工作大纲和分工合作进行了研究协调，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），需要经过四个步骤的工作： 第一步：可存在性（生命力， 究 研究明确要使该方案切实可行的关键所在，并证明其原则可行。 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， 十个国家的参加单位只对第一步和第二步做了初步安排和分工，尚未安排第三步和第四步。目前尚不能确定究竟那一种堆型系统能成功，但按照 第四代的展望计划，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、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，而在那时，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 议外，也在 2001 年倡议开始了“ R 0” 国际项目（ 目前已参加 目的国家有：中国、法国、俄罗斯、欧洲联盟、印度、西班牙、加拿大、荷兰、土耳其等。 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： l、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。 五、可控热核聚变堆的前景展望 聚变核能的发现与裂变核能的发现都是伟大的物理学成就。 1935 年物理学家贝特（ 出了关于太阳和其他恒星上存在氢原子核聚变的假说，之后物理学家们很快就证实了：在极高的温度下，氢、氘、氚和氦 轻核确能发生聚变，而且聚变释放的能量约为同等质量铀、钚等重核裂变所释放能量的 35 倍。 H 然界的轻核资源可 以说是取之不尽，用之不竭的。据估算，海水中总量达四十万亿吨的氘足以满足人类今后几十亿年对能源的需求。 但是，实现可控聚变热核反应堆的难度非常之大。试比较一下： 1945 年人类爆炸了第一颗原子弹， 1954 年就有了第一座和平利用裂变核能的核电站；而1952 年第一颗氢弹爆炸试验成功后至今己五十年，可控热核反应堆至今尚未走出科学家的试验室。可以说，聚变能源的开发和和平利用是人类科学技术发展史上最具有挑战性的事件。 根据劳逊（ 1957 年提出的判据，轻核的聚变反应必须在所需的高温 下等离子体以足够大的密度维持足够长的约束时间，才能使反应达到 “ 临界 ” ，此时反应系统产生的能量等于加热等离子体并维持其高温所需的能量，即两者的比值如（能量增益因子） Q l。科学家们五十多年来的研究表明，磁约束和惯性约束是满足劳逊判据、实现受控聚变的两种基本途径，多年来，各国已建成多种类型的试验装置 200 多台，向上述目标前进。八十年代以来，一些大型托卡马克（磁约束）装置如美国的 共体的 本的 苏联的 相继建成，使等效氘氚聚变反应的 Q 值达到大于 1，宣告了磁约束受控热核 聚变的科学可行性已被证实。在此基础上，欧、美、日、俄四方联合（之后加拿大加入，美国退出后又拟再加入）开发的国际热核能试验反应堆 于 1998 年完成了工程设计，期望在 2020 年建成，其设计功率为 1000离子体持续时间大于 1000 秒。如果这样一座百万千瓦级的聚变核反应堆能如期建成运行，将使聚变发电的工程可行性得到证实。但要走向经济的商用化发电，仍还有一系列技术问题需要解决，仍有很长的道路要走。国际聚变界认为，从 “ 聚变研究 ” 到 “ 聚变经济 ” ，尚需要 5 0 年以上的时间。但前景是光明的。 我国早在 50 年代中期就己开始了可控热核聚变的研究， 2002 年 12 月 2日，我国新一代受控核聚变研究装置 中国环流二号 A（ 2A）建成开机，这是继八十年代中型托卡马克 l 和九十年代改进型 1M 以及合肥超托卡马克 - 7 号（ 7）建成并取得重要研究成果之后我国在核聚变领域的新跨越。 2A 和己立项在建的 7 标志着我国聚变研究进入大规模装置试验阶段，具备了在更高层次上参与国际合作研究与竞争的基础。我国将在托卡马克长脉冲与稳态运行和燃烧等离子体物理等前沿领域承担一系列课题，为需 数据率提供支持。 随着激光技术的发展，惯性约束研究也有重大进展，各国科学家先后建立了一批几百焦耳至数千焦耳级的中小规模固体激光驱动器和 准分子激光驱动器，包括我国的 内。专家们认为，准分了激光具有良好的物理特性和较高的能量价格比，是很有希望的一种驱动源。 六、结语 我国现已投产运行和正在建设的 11 套核电机组均属第二代核电机组。他们在不断总结自己的并参照国际上的核电技术发展经验基础上已做了不少的改进，使其技术经济指标均有相当的提高。根据党中央和国务院已确定的 “ 采 用先进技术，统一技术路线，适度发展核电 ” 的方针，国家各有关部问正在制定具体实施方案，以期充分利用我国已积累的核电技术和经验并充分吸取国际先进技术和经验，通过新的核电工程实践项目在较短时间内达到自主设计和建造百万千瓦级大型核电机组的目标并早日进入第三代核电机组发展阶段。我国己建成的高温气冷堆试验核电站和正在建设的快堆试验核电站以及对一体化核蒸汽系统和闭式核燃料循环系统己进行的大量研究开发工作有力地推动着我国迈向第四代核能利用系统的进程。我国在热核聚变方面取得的研究成果和积极参与国际合作的走向也是令人鼓舞的。 总之，我国核能利用的发展前景将越来越广阔。但这终究是一个长期的，巨大的系统工程，既要解决近期为国民经济服务的大量技术课题，又要为下一步和长远发展进行系统的预研，开展基础研究和应用研究；牵涉到的学科范围也十分广泛和相互交叉。因此，必须远近结合，高瞻远瞩，全面考虑，统筹安排，认真落实，力争在较短时间内能与国际先进水平并驾齐驱。我们相信，在国家的统一规划下，在社会公众的理解和支持下，我国核能的开发利用必将结出丰硕成果。 高温气冷堆是第四代先进核能系统的关键技术之一，也是目前世界上最先进的核反应堆，具 有良好的安全性和经济性。作为国家高技术研究与发展计划 863 计划重点项目，我国从 1992 年起，对该项技术的研究发展立项，前后共投入 2 亿多元。经过 8 年的努力，我国的首座高温气冷堆终于在 2000 年 12 月 21 日顺利建成并首次实现临界状态，从而使我国成为世界上少数几个掌握高温气冷堆技术的国家之一。 实验堆的建成，标志着我国已基本掌握了具有自主知识产权的高温气冷堆技术，基本具备了设计、制造和建造高温气冷堆的能力。有关专家指出，首座高温气冷堆的建成，标志着我国在核能高温气冷堆技术领域达到了世界先进水平；是继我国自 力更生建成秦山一期压水堆核电站、低温核供热堆后，在和平利用核能领域取得的又一重大开拓性成果。 高温气冷堆采用全陶瓷燃料元件，冷却剂是氯气，石墨作慢化剂和结构材料。当燃料元件冷却后，剩余热量会通过热传导和热辐射向周四散失而冷却。其堆芯即使在 1600 摄氏度的高温下也能完好无损，在任何情况下都不会发生前苏联切尔诺贝利核电站那种对公众和环境造成危害的严重核事故。 高温气冷反应堆发电效率高达 40%至 47%，它可以产生 950 摄氏度的高温工艺热，除 了发电外，还可以进行煤的气化和液化，稠油热采，制氧，并可用于冶 金和石油化工等部门。 2003 4 111. U 22.1 690WHF2.2 A508-122003 4 10 mm TIG 10 120 g0.9 100%100%6%2.3 3 18 MND5 850 925 6356652.4 18 MND52 1 1 33.1 3 2 3.2 2003 4 1345 mm5060 cmkg28 mm 3 mm1622 10 MND5 69050 1502501 1 5 100%100%5 4.2 4 6320 MPa16 320 Mpa 99.9%1506 7 mm 6.35 mm3.56 mm 7 4. 4.1 24Cr-12Ni 20Cr-10Ni 142003 4 690100%100%6 85. 5.1 5.1.1 3497mm 8 mm 7 555 mm 8956 4.3 19.4+0.08-0.05 mm 27.43 mm 0.1278 mm6.7mm4 5.1.2 3296 mm9 mm525 mm5954 8 123456722.33+0.08-0.08 mm 31 mm 92003 4 150.15 mm30 mm Z10Cr13Cr13%0.3 mm ;AISI405 0.3 mm0.5 mm0.26 mmXY5 mm;1000mm 3 mm22+0.4-012 2 4 4 6. 9 6.1 4 V SaintMarcel Y 3 5954 3 1/3 3 1180 /0.080.09 mm/12 9 3 U 6.2 U U 10 U 5.2 Vallourec-Monbord 100%100%U 162003 4 U U 11 U 12 Ocr13 1807. U 10 U 6.3 U 2 Mpa 10 11 11 600 30m 600 24 90 OCr13 600 Ocr13 8. 10 20 8.1 12 6002003 4 171 3 RTUTPTMTET1 ASME RTUTPTMT ETRTUTPTMT8.2 ET10 20%80%16 4 1 8.3 182003 4 1 0.20 Mpa 1. .30 TNDT+33.3.1989 2 312 21. 0.15 ppm0.15 ppm10s/cm10.0 ppmPH=68252. .1993 6420 14.3. .15 1996 9 121 30.4. .0.2MPa .21.48 MPa1 5. .300 MW 30 .1989 9 451 586. .SG .2002 15 131 34.0.2 MP 17.2 Mpa核电站2003年第4期 专论与译文 11 压水堆核电站蒸汽发生器的制造 核动力运行研究所 丁训慎 1. 前言 在压水堆核电站中蒸汽发生器是一回路系统中的一个主设备具有尺寸大重量重设计制造复杂作用重要的特点在设计和制造方面被称为当代热交换器技术的最高水平长期以来国际上压水堆核电站蒸汽发生器经常发生传热管腐蚀破损在可靠性上存在严重问题是核蒸汽供应系统的唯一的致命弱点保证蒸汽发生器的制造质量有助于提高其安全可靠性由于蒸汽发生器制造相当复杂技术密集程度高要求制造质量符合技术任务书的要求因此整个制造过程都处于受控状态各个环节都有质保监督 蒸汽发生器的制造基本上覆盖了核容器的基本制造技术其制造难度在核设备中具有相当的代表性能反映工厂核容器制造能力的水平管板和筒体锥形体是核电站设备大锻件中生产难度较大的零件管板因直径大厚度厚采用普通的锻造方法时管板中心部位不能锻透缺陷不能焊合筒体锥形体的形状特殊如果锻成直筒状金属利用率低机械加工量大质量不能得到保证所以管板和筒体锥形体都必须采用特殊的锻造方法 蒸汽发生器一次侧的水具有放射性为了避免管道与设备中形成很高的活性必须保证所接触材料在给定的参数下在一次侧水中具有很高的抗腐蚀和抗侵蚀的稳定性这就要求在管板下表面与一次侧水接触表面堆焊因科镍690在一次侧下封头内堆焊不锈钢堆焊保护层是蒸汽发生器制造中非常重要的工序在堆焊耐腐蚀的衬里时应保证每条焊缝成型的质量对蒸汽发生器一次侧的密封性提出了很高的要求为了保证所要求的密封性传热管与管板的连接一次侧进出口接管与下封头的连接都采用焊接焊接是蒸汽发生器制造中重要的组成部分还包括筒体的环焊缝汽发生器体积大机加工的要求相当高工艺又复杂要求在专用车间和专用设备上加工用专用工艺装备和非标准设备其中管孔深孔加工难度最大大量深孔的几何精度孔径孔距公差要求都很高大大超过常规产品的要求又由于蒸汽发生器另部件尺寸大安装精度要求高制造过程中另部件公差的积累给安装带来很大的难度其中支撑板和流量分配板的装入内套筒蒸汽发生器的制造过程中必须十分注意清洁度因为一次侧表面的沾污会引起腐蚀的加剧活性的提高堆内流通截面的堵塞以及释热元件的烧毁等由于蒸汽发生器在运行中的检修比其他常规设备要困难所以要求可靠性更高更要严格地遵守工艺规范相应地对检验提出了更高的要求 2锻造与锻压 板的锻造 管板是饼状锻件锻造工艺为镦粗成形一般管板锻件中心部件会存在密集性缺陷例如非金属类杂质白点和疏松非金属类杂质和白点可以在冶炼浇注热处理等方面采取措施予以解决而疏松则是钢锭中固有的缺陷只能用锻造来消灭镦粗工序能否焊合锻件内部疏松取决于镦粗比的大小必须采取特殊的锻造方法例如双重压实法即下料时采用体锥形体锻造 为了使锻件的形状和尺寸接近产品一般采用变截面筒体进行扩孔的方法第一步扩孔时上砧与坯料的凸出部分接触金属沿直径方向延伸内专论与译文 核电站2003年第4期 12 外径增大此时没有同砧子接触的坯料由于金属的整体性也在沿直径方向延伸但其量很小由于这种沿长度方向的不均匀延伸使坯料形成锥形第二步上砧与锥形坯料整个长度上接触此时锻件的锥度达到要求值并在以后扩孔中保持不变扩孔仅使壁厚减薄和坯料内外径沿整个长度均匀增大 最近又改进为锥形体折角处带有一段与上下和筒体直径的过渡段这样使锥形体与上下筒体的焊接更简易并提高了焊接性能 封头的锻压 法马通公司把下封头由铸造改为18 65之间的回火处理随后在静态空气中冷却锻造下封头与管板为相同材料保证了焊接性能锻造成型比烧铸工艺简单并能保证机械性能 封头与蒸汽限流器的锻压 法马通公司把上封头从低合金钢板冲压成形再与蒸汽限流器锻件焊接改进为上封头与蒸汽限流器整体锻造后热旋压成型材料为18 1 上封头与蒸汽限流器 3管子与管板的焊接与胀接 子与管板的焊接 大亚湾核电站蒸汽发生器管子与管板焊接接头如图2所示坡口形式为管子微缩于管板孔的堆焊层里焊接前先在管端胀接10 外观检验和100%的液体渗透检验射线检验采取抽查方式检验数目为焊接接头总数的6%抽查位置在管板中均匀分布操作方法如图3所示最后为氦气探漏来检验其密封性 图2 管子与管板焊接接头 图3 管子与管板焊接接头的射线检验 子与管板的胀接 核电站2003年第4期 专论与译文 13 大亚湾核电站蒸汽发生器管子与管板的连接采用管端焊接和沿管板全厚度的机械胀能消除间隙防止腐蚀也起到防止管子拔脱的作用如图4所示胀管机为旋转滚柱机械式电脑控制全自动操作容许最大未胀合长度5 0 4 带机械微胀的全厚度胀管 管子与管板的胀接改进为液压320 . 堆焊和焊接 板镍基合金堆焊 堆焊时应保证每条焊缝的质量即焊缝应是平滑的均匀层叠的无凹陷和焊瘤焊缝的高度以及焊缝间的重叠度都不应超过规定的数值堆焊过程中出现的个别缺陷需在堆焊下一条焊缝前用机械方法除去当在较大的堆焊区域内经常出现缺陷时或发现堆焊层脱开时应停止堆焊直到查明和消除产生缺陷的原因为止 大亚湾核电站蒸汽发生器在基体金属16 50为带极自动堆焊边缘自动堆焊无法堆敷的地方则采用手工电弧焊补焊如图5所示堆焊层先进行100%头色检验然后将管板置于一个专用水槽内进行100%的自动超声检验最后用超声测厚仪进行厚度的测量 图5 管板上镍基合金堆焊 板和下封头的焊接 焊缝坡口见图6首先在管板和下封头上焊接马镫式的组装定位装置对装配质量进行外观检验并按圆周均匀地分为16点进行组装尺寸测量使其满足公差要求在焊缝内侧进行手工电弧焊预热温度为150按图6专用磨具磨焊根7 缝内表面复面层堆焊如图7所示首先在下封头侧坡口斜边手工电弧堆焊一层24 核电站2003年第4期 14 的管板侧手工电弧堆焊因科镍690堆满为止 图6 管板和下封头焊缝坡口 图7 管板和下封头焊缝内表面复面层堆焊 下筒体最终焊接 焊接坡口如图8所示首先进行上下筒体组装将管束外壳上部敞口部分用帆布进行封闭放置保温材料软垫安装风机和导管安装并点焊马镫式垫块定位装置调整上下两筒体方位并进行组装对接用千斤顶进行接头调整调整上下两筒体在水平和垂直方向上的对中对组装整体进行复查复核接头内外两点间的高程差在马镫式定位装置和堆焊台上装配点焊楔块手工电弧焊焊接组装附件对组装质量进行外观检查和尺寸测量用瞄准器对整体进行最后检查 焊缝的焊接如图8所示图中的1 2 34 5等部位采有手工电弧焊而部位6 7采用埋弧自动焊手工电弧焊焊接坡口底部坡口外部为埋弧自动焊碳弧气刨除装配附件手工电弧焊焊接马镫定位装置内部区域埋弧自动焊焊接马镫定位装置外部区域并最后完成整个环焊缝的焊接取消底部板条磨削内部焊根对焊缝的内外表面作100%液体渗透和磁粉检验外还作100%的超声检验 图8 上下筒体最终焊缝坡口 5. 机加工 板钻孔 亚湾核电站蒸汽发生器管板直径为3497 秦山一期蒸汽发生器管板直径3296 8 专论与译文 15 任意两管孔间距偏差在堆焊侧不大于0.3 9 秦山一期蒸汽发生器管板示意图 工件的装夹管板组合件在钻孔时管板承受轴向力和扭矩加之管板直径较大加工周期较长要使工件在整个加工过程中不发生位移采取将管板组件放在二块工过程用机床主轴按管板十字中心线校正管板平面与机床主轴的垂直度由于受机床削用量的选择切削用量对钻孔质量起着很大的作用切削用量与工件材料精度要求刀具寿命和生产效率有关经过多次试验确定切削用量为钻头转速1180转/ 加工工艺和数控程序在反复试验的基础上编制了钻孔工艺钻孔规程检查规定等一系列工艺文件以指导操作人员工作同时编制了钻孔数控程序要求机床在校对加工原点后按数控程序钻孔并要求数控程序输入微机后经两人两次校核无误后方可开机钻孔 管板深孔钻的检查为了及时掌握钻孔质量发现问题采用