国际核能应用及其前景展望与我国核电的发展.doc

第 34 卷第 5 期 华 北 电 力 大 学 学 报2007 年 9 月Journal of Nort h China Electric Power University VolSep134 , No1, 200715国际核能应用及其前景展望与我国核电的发展欧阳予1,汪达升2(1.中国核工业集团公司 ,北京 100822 ; 2.华北电力大学 教务处 ,北京 102206)摘要 :核电是一种清洁 、安全 、技术成熟 、供应能力强 、能大规模应用的发电方式 ,国际核能的应用经历了对核电机组的从第一代到第三代不断改进的过程 ,目前 ,国际第四代核能利用系统研究提出了反应堆设计和核燃料循环方案的新概念 ,我国核电已由起步进入发展阶段 ,具有自主设计建造第二代核电的能力 ,我国已做出积极推进核电发展的重大决定 ,加快我国核电建设 ,提高核电在电力供给中的比重 ,这将有助于缓解电力增长与交通运输 、环境保护的矛盾 ,核能利用的发展前景将越来越广阔 。关键词 :核能应用 ;前景展望 ;核电发展中图分类号 : TL4 文献标识码 : A 文章编号 : 1007 - 2691 -(2007) 05 - 0001 - 10International nuclear power application and it s prospectforecast and our count ry nuclear elect ricity develop mentOU Yang2yu1 , WAN G Da2sheng2(1. Chinese nuclear industry group company , Beijing 100822 ;2. Nort h China electric power university school administration office , Beijing 102206)Abstract :The nuclear electricity is one kind clean , t he security , t hetechnology mature , t he supply ability is strong ,can t he large2scaleapplication electricity generation way , The international nuclear power application has experiencedto t henuclear electrical machinery from t he first generation t he processwhich unceasingly improves to t he t hird genera2tion , At present , The international fourt h generation of nuclear power proposed t hereactor design and t he nuclear fuelcirculation plan new concept usingt he system research , The our country nuclear electricity entered t he developmentp hase byt he start , has t he independent design to construct t hesecond2generation nuclear electricity t he ability , Ourcountry has made positively advances t he nuclear electricitydevelopment t he wise decision , Speeds up our country nuclear electricity construction , enhances t henuclear electricity in electric power supplies proportion , t his willbe helpful toalleviates t he electric power growt h and t hetransportation , t he environmental protection contradiction , The nuclearpower use prospects for development more and more will bebroad.Key word : Nuclear power application Prospect forecast Nuclear electricity development20 世纪 60 年代中期 ,在试验性和原型核电0 引 言核能的和平利用始于 20 世纪 50 年代 ,那时美国 、前苏联等工业发达国家在进行核军备竞赛的同时 ,也竞相发展核电站 。1954 年 ,前苏联建成电功率为5000 kW的试验性原子能电站 ,为世界上首座核电站 ; 1957年 ,美国建成电功率为90 000 kW的希平港原型核电站 ;这些成就证明了利用核能发电的技术可行性 。国际上把上述试验性和原型核电机组称为第一代核电机组 。收稿日期 : 2007206215 .机组基础上 ,陆续建成电功率在 30万 kW 以上的压水堆 、沸水堆 、重水堆等核电机组 ,它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时 ,使核电的经济性也得以证明 可与火电 、水电相竞争 。20 世纪 70 年代 ,因石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展 ,目前世界上商业运行的400 多座核电机组绝大部分是在浙段时期建成的 ,称为第二代核电机组 。1979 年三里岛核电事故以前 ,人们普遍认为核电是安全清洁的能源 。1979 年和 1986 年分别2华 北 电 力 大 学 学 报 2007 年发生在三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故使核电事业发展进入低潮 ,社会公众对核电安全性提出广泛质疑 ,电业投资者也放慢了投资步伐 。但中国 、法国 、日本和韩国等国家发展核电事业的方针仍然没有改变 ,而是从如何改进安全性和经济性的角度来考虑问题 ,不 “因噎废食”。20世纪 80 年代 ,虽然美国撤销了不少拟建核电项目 ,但没有放弃发展核电事业的可行性研究 。美国能源部和电力研究院的研究结果认为 :以已有核电经验和技术水平为基础 ,美国能够设计出新一代核电机组 ,其安全性能为社会公众和电力投资者所认可 ,其经济性具备参与市场竞争的能力 。进而美国电力研究院于 20 世纪 90 年代出台了“先进轻水堆用户要求”文件 ,即 U RD 文件(Utility Requirement s Document ) ,用一系列定量指标来规范核电站的安全性和经济性 。欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”,即 EU R( European Utilit y Requirement s)文件 ,也表达了与 U RD 文件相同或相似的看法 。国际原子能机构也对其推荐的核安全法规( NU SS 系列)进行了修订补充 ,进一步明确了防范与缓解严重事故 、提高安全可靠性和改善人为因素工程等方面的要求 。切尔诺贝利事故已经过去 20 年 ,期间世界400 多座核电机组又积累了8 000多堆.年的运行经验 ,且无重大事故发生 。这说明核电站改进措施已见成效 ,核电安全性和经济性都有所提高 。但公众和用户仍对发展核电事业有些许疑虑 ,因而必须着力解决以下问题 :(1)进一步降低堆芯熔化和放射性向环境释放的风险 ,使发生严重事故的概率减小到极至 ,以消除社会公众的顾虑 ;(2)进一步减少核废料( 特别是强放射性和长寿命核废料)的产量 ,寻求更佳的核废料处理方案 ,减少对人员和环境的剂量影响 ;(3)降低核电站每单位 kW 的造价和缩短建设周期 ,提高机组热效率和可利用率 ,提高寿期 ,以进一步改善其经济性 。美国 U RD 文件 、欧洲 EU R 文件和国际原子能机构 NU SS 建议法规修定第二版就主要依据上述目标而提出的 。国际上通常把满足 U RD 文件或 EU R 文件的核电机组称为第三代核电机组 。预计 2010 年前 ,第三代核电机组将进行商用建造和推广 。与此同时 ,为了从根本上解决核能利用的必要性 、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 ,力图在 2030 年左右能够商用建造 。1 对第二代核电机组的改进20 世纪 80 , 90 年代以来 ,各国对现正运行的第二代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 。对这些机组的改进是从以下几个方面着手的 :(1)改进机组安全 、运行性能 。通过改进安全系统 ,加强运行管理 ,改善人机接口 ,提高安全文化等以减少停堆次数和出现异常事件次数 ,增强安全性 ;采用 “风险信息己知的在役检查方式”( Risk informed inservice inspection)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 20 世纪 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 ,从而提高效率和利用率 ,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 ;因此 ,可以在保证安全指标的前提下提高机组额定功率 。美国已有 50 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为 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 。美国核管理委员会已为此制定了管理导则 ,并已审批通过了 40 多座核电机组寿命由 40 年延至 60 年 ,而现在申请延期者仍络绎不绝 ,这是因为延寿的利益是十分显著的 :据测算机组延寿每 kW 的代价为250到750,而 目 前 新 建 机 组 的 造 价 为 每kW1 500至2 000;何况如果机组不延寿 ,到期就要退役 ,面对退役拆除费不低于400/ kW 。第 5 期 欧阳予 ,等 :国际核能应用及其前景展望与我国核电的发展3据 称 ,延 寿 后 的 发 电 成 本 可 降 低 到022(1222188/ kWh。第三代核电机组发展目标第三代核电机组的设计原则为: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U RD文件或EU R文件及NU SS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 。11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 11010- 5堆年即每座反应堆每1年运行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 1010- 6堆年(即每座反应堆每运行1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 %。12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 。13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天然原理,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 。这既使系统简化和设备减少,又提高了安全可靠性和经济性 。这是革新型的重大改进 。在这方面,美国的A P - 1000压水堆是走在前面的 。14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kW比投资为随单机容量( kW)的加大而减少的(在单机容量为150万kW170万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 A P - 600型机组发展为约 120 万 kW 的 A P - 1000 型机组 。日本三菱提出的 N P - 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 VV ER型第三代核电机组功率为 150 万 kW 。215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 Sizewell 、捷克的Temelin 、日本的 ABWR 均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 10MW 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 。216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 AB2WR 机组已成功地采用了这种技术 。美国 A P -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 ,也是往模块化方向发展 。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 A P - 1000 、EPR 和 System80 + 3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 A P - 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 A P - 1000 的单机功率(约 120 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 A P - 1000 的非能动安全系统先进 。2001 年 4 月 ,美国政府在其 能源政策报4华 北 电 力 大 学 学 报 2007 年告再次表明了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 通 过 招 标 和 竞 标 谈 判 已 选 择 了 A P -1000 为发展第三代核电机组的机型 。与此同时 ,我国也做好了自主开发更加先进的第三代核电站的准备 。3 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 、韩国和阿根廷等 10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” ( Generation Nuclear EnergyInternational Forum , 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( Gen)的合约(Charter) 。第四代核能系统开发的目标为 : 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 年2002年 ,先后有 100 多名专家召开了 8 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1 000 / kW ,发电成本不大于013/ kWh ,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所利用 ;(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 6 种优先发展的第四代核能系统 ,包括 3 种热中子堆和 3种快中子堆 。3 种热中子堆为 :( 1 )超 临 界 水 冷 堆( SCWR , Supercriticalwater2cooled Reactor) ;(2)超高温气冷堆( V H TR , Very2high2tem2perat ure gas2cooled reactor) ;(3)熔盐堆(MSR , Molten salt reactor) 。3 种快中子堆为 :(1)带有先进燃料循环的钠冷快堆( SFR ,Sodium2cooled fast reactor) ;(2)铅冷快堆(L FR , Lead cooled fast reactor) ;(3)气 冷 快 堆( GFR , Gas cooled fast reactor) 。参加 GIF 的专家对上述 6 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 ”( Roadmap) ,认为从现在的概念设想转变成商业实施(产业化) ,需经 4 个步骤 。第 1 步 :可存在性( Viability)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 2 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 3 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 4 步 :商用实施 。目前 ,参加 GIF 的相关单位只对第 1 步和第2 步做了初步安排和分工 ,尚未启动第 3 步和第4 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GIF 的Gen IV 倡第 5 期 欧阳予 ,等 :国际核能应用及其前景展望与我国核电的发展议外 ,也在 2001 年倡议开始了 “IN PRO”国际项目( International Project on Innovative NuclearReactors and Fuel Cycles环国际项目) ,主要任务为:(1)力的需求,(2)和电站业主通力合作,全性,要介绍 。311超临界水冷堆压力2211 M Pa达44 %45 % ,相状,水压力约25 Mpa ,510550,最高可达达170万kW生器等(见图1) ,分离器 。据估算,热效率险著提高,低,每kW造 价 约 为0129技术,创新型反应堆和燃料循目前参加IN PRO项目的国家有: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 。IN PRO的工作不是具体设计某种型号的反应堆和燃料系统,其论证说明为满足21世纪经济发展对电必须发展核电;促进国际和各国的设计单位 、制造单位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6种堆型做一简( 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、。超临界水冷堆可使电站热效率高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,不改变故无 “压水堆”、“沸水堆”之分 。工作时进堆温度约280,出堆温度550,单机组电功率可。与压水堆比较,它不需要蒸汽发与沸水堆比较,它不需要汽水由于超临界水冷堆系统显著简化和电站造价和发电成本将大大降900,每kWh电 价 约。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和超临界火电站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 。图1压水堆与超临界水冷堆核电机组原理流程比较-10160Fig1The water2cooled reactor and t he supercriticalwater cold piles nuclear electrical machineryprinciple flow compares312超高温气冷堆(V H TR)5超 高 温 气 冷 堆 如 图2 ,是 在 高 温 气 冷 堆( H T GR)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200300 MW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 ,清华大学核能与新能源研究院已建成10 MW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 600 MW ,冷 却 堆 芯 的 氦 气 出 口 温 度 达1000,可用于制氢及石油 、化工等工艺过程供图 2 超高温气冷堆示意图Fig12 Superhigh temperature air cooledpile of schematic drawing6华 北 电 力 大 学 学 报 2007 年热等 ,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 。313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 。314 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在运行发电 ,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氧接触而产生爆炸 、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 ,简化快堆系统和提高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 12 % ,快堆能利用 6070 %) ,我国积极推进快堆技术研发 。在 863 计划安排的推动下 ,我国正在建设 1 座热功率为65 MW的实验钠冷快堆 ,预计 2009 年建成 。图 3 钠冷快中子堆核能系统示意图Fig13 The sodium cold fast neutron piles t he nuclearpower systemschematic drawing315铅冷快堆(L FR)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 1530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。若要用以制氢或为 石 油 化 工 工 艺 ,则 应 将 出 口 温 度 提 高 到800,本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隋性 ,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 。316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)氦气直接驱动氦气轮机发电 ,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其他工艺供热 。但氦的传输热的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 ,大功率氦气轮机也还有待研制 。4 我国核电的发展411我国核电已由起步进入发展阶段我国早在 1956 年制定的国家原子能发展规划 12 年大纲中就明确指出 : “用原子能发电是动力发展的新纪元 ,是有远大前途的”, “在有条件下应用原子能发电 ,组成综合动力系统”。1974年 3 月 31 日中央政府批准了 30 万 kW 级的压水堆核电方案 ,作为科技开发项目列入国家计划 ,核电才开始起步 。这就是秦山核电站的由来 。秦山核电站是第一座由我国自主创新建成的核电站 ,它于 1983 年基本完成研究开发和工程设计 ,1985 年 3 月 20 日正式开工建设 , 1991 年 12 月15 日并网发电 ,结束了我国大陆无核电的历史 ,实现了我国核电技术的重大突破 。我国从法国成套进口的 2 台 90 万 kW 级的核电机组也于 1987年在广东大亚湾开工 , 2 套机组分别于 1993 年和1994 年并网发电 。秦山核电站和大亚湾核电站的建成发电 ,为我国核电发展打下了良好的基础 。目前 ,我国大陆已有 10 套核电机组总装机容量 805 万 kW 在商业运行发电 ,已超过了台湾省的总容量( 6 套机组 , 514 万 kW) 。还有一套机组( 106 万 kW)正在调试 ,将于年内投入商第 5 期 欧阳予 ,等 :国际核能应用及其前景展望与我国核电的发展业运行 ,届时我国大陆核电装机容量将达 911 万正在实施中 。7kW (表 1) ,约占总装机容量的2 %。表 1 我国已商用发电和正在调试的核电项目Tab秦山1秦山2秦山3大亚湾岭澳1规划量1 800了解,412万kW出:握技术升,1Our country already commercial electricit ygeneration and isdebugging nuclear electricity project项目名称额定电功率/万kW堆 型备 注期期期期31265272298299压水堆压水堆重水堆压水堆压水堆田 湾2106压水堆其1号 机 已 商运 发电, 2号 机 组 已 并网发电合 计911国务院最近已原则批准的核电中长期发展(20052020年)中规定,到2020年,我国大陆核电装机容量将达4 000万kW ,在建容万kW。其中 “十五”末和 “十一五”期间开工的有1416套机组,分布在浙江 、广东 、辽宁 、山东 、福建等省 。现已正式开工的广东岭澳二期和浙江秦山二期扩建,将于 “十一五”期内建成投产 。其余机组将于 “十二五”期间陆续投产 。核电在我国已由起步进入了发展阶段 。上述列入规划的核电厂,厂址都在沿海 。据国家发展改革委员会已确认今后核电厂址将陆续在中 、西部地区布点 。我国具有自主设计建造第二代核电能力由中央政府批准我国第一座自主建设的30级压水堆核电方案(秦山1期)时即指建设这座核电站的目的不仅在于发电,更重要的是通过对它的研究 、设计 、建造 、运行,掌,积累经验,培训人员,为今后核电在我国的发展打下良好基础 。秦山1期核电机组已安全运行15余年,通过不断技术改进使机组性能和设备可靠性显著上创造了连续安全运行448天的优异成绩,积累了可贵的技术和经验 。在秦山30万kW核电机组的基础上进行改进提高的恰希玛核电站,是我国以总承包方式援建巴基斯坦的高科技出口项目,已于2000年建成发电 ,运行良好 。继此 ,巴基斯坦又要求我国再援建第 2 号机组 ,在技术和安全经济指标上将有进一步的提高 。2004 年 3 月双方已签定合同 ,秦山 2 期核电工程在吸取秦山 1 期技术和经验的同时 ,参考从法国进口的大亚湾核电站 ,消化吸收其技术和经验 ,并适当引进了一些技术 ,采取 “以我为主 ,中外合作”的方式 ,由我国自主设计建造成功 。它由 2 套电功率为 65 万 kW 的核电机组组成 ,其第 1 号和第 2 号机组已分别于2002 年 2 月和 2004 年 3 月并网发电 。这是继秦山 1 期之后 ,我国核电自主化建设新的里程碑 。秦山 3 期工程虽然采用的是加拿大坎都型重水堆核电机组 ,但我们对它的消化吸收和掌握很快 ,建设期间的质量 、进度和投资三大控制都做得很好 ,其 2 套机组均已于 2003 年 10 月正式投入商业运行 ,总投资和建设周期均优于计划指标 。我国从法国引进建于大亚湾的 2 套大型核电机组(单机功率 98 万 kW) ,投产发电以来 ,运行良好 ,以大亚湾核电站作基础进行改进的岭澳核电站 2 套机组也分别于 2002 年和 2003 年投入商业运行 。岭澳核电站决算造价比预算造价低了10 % ,工期较计划缩短了 2个月 ,工程质量优良 。通过大亚湾和岭澳这 4 套核电机组的建设和运行 ,积累了大型机组的技术和管理经验 ,增强了我国核电自主化的能力 ,为全面实现大型商用核电站的设计自主化和设备国产化打下了良好的基础 。总的来说 ,通过多年来的努力 ,我国已具有自主设计建造第二代核电机组的能力 ,并能加以改进 。413积极发展核电是英明正确的决策积极发展核电 ,因为核能有其无法取代的下列优点 :( 1)核能是地球上储量最丰富的能源 ,又是高度浓集的能源 。1t 金属铀裂变所产生的能量 ,相当于 270 万 t 标准煤 。地球上已探明的核裂变燃料 ,即铀矿和钍矿资源 ,按其所含能量计算 ,相当于有机燃料的 20 倍 ,只要及时开发利用 ,便有能力替代和后续有机燃料 。更进一步说 ,地球上还存在大量的聚变核燃料氘 ,能通过聚变反应产生核能 。1t氘聚变产生的能量相当于 1100万 t 标准煤 ,氘即重水中的 “重氢”,普通水中有七千分之一的重水 ,故地球上存在约 40 万亿 t氘 。所以聚变反应堆成功以后 ,能源真可谓取之不尽 ,用之不竭 ,人类将不再为能源问题所困扰 。( 2)核电是清洁的能源 ,有利于保护环境 。8华 北 电 力 大 学 学 报 2007 年目前世界上大量燃烧有机燃料的后果是足堪忧虑的 。燃烧后排出大量的二氧化硫 、二氧化碳 、氧化亚氮等气体 ,不仅直接危害人体健康和农作物生长 ,还导致酸雨和大气层的 “温室效应”,破坏生态平衡 。比较起来核电站就没有这些危害 。核电站严格按照国际上公认的安全规范和卫生规范设计 ,对放射性三废 ,原则上是回收处理储存 ,不往环境排放 ,排往环境的只是处理回收后残余的一点尾水尾气 ,数量甚微 ,对环境没有实质性的影响 。(3)核电站坚持安全第一 、质量第一的方针 ,正确设计 、高质量建造和按规范运行的核电站 ,其安全是有保证的 。(4)核电的经济性能与火电竞争 。电厂每kwh的成本是由建造折旧费 、燃料费和运行费这3 部分组成的 。主要是建造折旧费和燃料费 。核电厂由于考究安全和质量 ,建造费高于火电厂 ,但燃料费低于火电厂 ,火电厂的燃料费约占发电成本的 40 %60 % ,而核电厂的燃料费则只占20 %左右 。总的算起来 ,核电厂的发电成本是能与火电相竞争的 。(5)发展核电有利于减轻交通系统对燃料运输的负担 。1 座 100 万 kW 的燃煤火电机组每天需烧 煤 约1万 t , 1年 约 需300万t ,而 1座100kW 的核电机组每年仅需核燃料 30 t ,可见核燃料运输量仅是煤运输量的十万分之一 ,大大减轻交通运输负担 。(6)以核燃料代替煤和石油 ,有利于资源的合理利用 。煤和石油都是化学工业和纺织工业的宝贵原料 ,能用它们创造出多种产品 。它们在地球上的储藏量是很有限的 ;作为原料 ,它们要比仅作为燃料的价值高得多 。所以 ,从合理利用资源的角度来说 ,也应逐步以核燃料代替有机燃料 。总之 ,核电是一种清洁 、安全 、技术成熟 、供应能力强 、能大规模应用的发电方式 ;加快我国核电建设 ,提高核电在电力供给中的比重 ,有助于缓解电力增长与交通运输 、环境保护的矛盾 ;发展核电对带动高科技产业和装备制造业的发展 ,促进经济增长 ,调整能源结构 ,保障能源安全 ,实施可持续发展战略 ,都有重要意义 。414尽快实现大型先进核电机组自主化国产化国家已经确定 ,今后我国核电发展应尽快实现大型机组的自主化 、国产化 ,贯彻 “采用先进技术 ,统一技术路线”的方针 ,结合我国具体情况 ,积极推进核电的发展 。我国核电队伍经过秦山和大亚湾(包括岭澳)核电基地的建设 ,已有能力自主设计 30 万kW 和 60 万 kW 级的核电机组 ,基本有能力自主设计 100 万 kW 级的核电机组 。但我们的技术水平还属于国际上第二代压水堆核电的水平 。为了核电的发展不停步 ,我们应当再适当继续建造一些改进的第二代机组 ;与此同时 ,也必须以提高核电的安全性和经济性为根本目标 ,争取早日实现我国核电的升级换代 ,即从第二代往第三代发展 ;通过自主开发与引进技术相结合 ,达到能自主设计和建造第三代百万 kW 级大型先进压水堆核电机组的目标 ,形成先进 、标准化 、能批量建造的产业规模 ,更安全 、更经济地发展核电 。在此基础上还应不断改进 、创新 ,开发出完全具有我国知识产权的中国品牌的先进的核电机组 。为此 ,国家决定 ,以浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化依托工程 ,进行大型先进压水堆对外合作的招标谈判 。通过 4 套机组的合作设计建设 ,使我国不仅具有独立自主设计建造和系列发展第三代百万 kW 级核电机组的能力 ,而且具有继续改进 、提高 、创新 、发展的后劲 。要把消化吸收引进技术和自主研究开发结合起来 ,在搞好在建项目和消化吸收引进技术的同时 ,又能针对其不足之处和发展空间自主进行研究开发 ,力争在一定时期内设计出具有我国知识产权的中国品牌的第三代大型先进核电机组 ,并着手建造第一台这样的商用示范工程 ,然后逐步推广 。为此 ,国家中长期科技发展规划纲要已将大型先进压水堆和高温气冷堆核电站列为重大专项 ,全力加以保证 。5 核能利用的 3 个阶段核能利用是解决能源问题必由之路 ,它在能源中的比例将逐步加大 ,从而改善能源结构 ,并有希望在将来彻底解决人类对能源的需求 。然而 ,核能的开发利用是一个循序渐进的长期进程 ,按其科技难度和实现产业化的前景展望 ,大致可分为三个阶段 :第一阶段是热中子反应堆 ,第二阶段是快中子增殖堆 ,第三阶段是可控聚变堆 。这三阶段需要互相衔接和交叉 ,逐步进入实用 ,实现产业化 。第 5 期 欧阳予 ,等 :国际核能应用及其前景展望与我国核电的发展9551热中子堆目前,世界上有447座核电机组在运行发电,除4座是快堆外, 443座都是热中子堆 。这就是说,核能的产业化利用目前还处于第一阶段 。443座商用热中子堆核电机组中,压水堆有268座,约占60 %。我国已建成发电和正在调试的11套机组中有9套是压水堆, 2套(秦山三期)是重水堆 。我国政府已于1983年确定压水堆是我国发展核电的主力堆型, 20多年来的经验证明,这一决定是正确的 。压水堆具有技术成熟 、结构紧凑 、安全性较高 、运行维修较方便等优点,今后相当长一段时间内压水堆都将是我国核电的主力堆型 。但是,无论压水堆 、沸水堆或重水堆核电机组,它们的汽轮机工作介质都是饱和蒸汽,温度不超过280,这就决定了它们的发电热效率只能到达36 %左右 。从提高热效率出发,压水堆和沸水堆的发展前景是走向超临界水冷 堆( SCWR , Supercritical Water2cooled Reac2tor)。超临界水冷堆核电机组热效率可高达44 %45 % ,系统也显著简化,因此,电站造价和发电成本将显著降低,估计每kW造价约900,kWh电价约0129。另一有发展前途的热中子堆是高温汽冷堆 。美 、德 、俄 、日本 、南非都在积极研究,我国列入 “863”规划的重点项目 “10 MW模块式实验高温气冷堆”已于2002年在清华大学核能设计研究院内建成,它在技术上是走在世界前列的 。在此基础上,我国中长期科技发展纲要的重大专项大型先进压水堆和高温气冷堆核电站中已规定,将建造一座电功率为20万kW的模块式示范性高温气冷堆核电机组,促使高温气冷堆向商用化目标推进 。高温气冷堆还将向超高温气冷堆(V H TR )发展,其冷却堆芯的氦气出口温度达1 000,可用于制氢,也可用于石油 、化工 、炼钢等工艺供热,用于发电 、热效率可达50 %。但高性能燃料元件技术 、氦气透平直接循环发电及高温堆热制氢等技术尚有待克服 。12快中子堆热中子堆的主要缺点是核燃料利用率很低,在开采精炼出来的铀中,只有大约1 %2 %的燃料能够在热中子堆中产生核能,其余约98 %99 %的铀238都将积压下来,要等到快中子堆才加以利用 。快中子堆最大的优点就是能够充分利用核燃料,它在