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核电历史回顾和第三代先进堆型简析摘 要 回顾了核电发展历史，阐述了第三代核电厂的发展背景和设计要求，简单分析了几种第三代先进堆型的设计特点。关键词 代 核电厂 先进堆型 Abstract The paper looks back the development history of the nuclear power, explains the development background of the third generation nuclear power plant and design requirements, and analyzes the design characteristics of several typical third generation advanced reactor types.Key words Generation Nuclear Power Plant Advanced Reactor Types1 核电发展历史、现状和趋势 从第一座核电站建成至今已有50年的历史，在经历了20世纪60年代末80年代中期核电大发展以后，由于1979年美国三里岛事件和1986年前苏联切尔诺贝利事件的影响，核电的发展在世界范围内受到严重的挫折。也正因为这些事件，给了人们对核电有更多的反思，并为21世纪迎来核电在更高水平上的发展奠定了坚实的基础。 20世纪5060年代可视为核电发展早期。这时期核电主要集中在美、苏、英、法和加拿大少数几个国家中，西德和日本由于二次大战后巴黎协定禁止其在战后10年内进行核研究，因而核能技术应用起步较晚。这阶段发展的堆型可分为3种情况，一是从军用生产堆或军用动力堆转型改造过来，二是一些商用核电厂堆型的原型机组，第三则是研究探索过程中建造的一些堆型。这阶段典型的核电机组堆型包括：英国和法国建造的一批“美诺克斯”天然铀石墨气冷堆（GCR），前苏联早期建造的轻水冷却石墨慢化堆（LGR），美国早期建造的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR），加拿大早期建造的天然铀重水堆以及美国和前苏联早期建造的快中子增殖堆。 这一阶段建造的核电厂可称为第一代核电厂，这一代核电厂有以下一些共同点：（1） 建于核电开发期，因此具有研究探索的试验原型堆性质。（2） 设计比较粗糙，结构松散，尽管机组发电容量不大，一般在300 MW之内，但体积较大。（3） 设计中没有系统、规范、科学的安全标准作为指导和准则，因而存在许多安全隐患。（4） 发电成本较高。 目前，这一代核电厂基本已退役（约50台机组），这些早期开发、研究的堆型，有些成了第二代重点发展的商业核电厂堆型，如轻水堆（PWR，BWR）、改进型气冷堆（AGR）、高温气冷堆（HTGR）、CANDU重水堆和液态金属冷却快中子增殖堆（LMFBR），另有一些由于当时条件所限未能发展，但其设计思想已成为第三代甚至第四代先进堆的选用堆型，如采用自然循环方式和非能动安全的沸水堆（ESBWR）以及快中子堆和熔盐反应堆等。 目前正在运行的绝大部分商用核电厂划归为第二代核电厂，这一代核电厂主要是按照比较完备的核安全法规和标准以及确定论的方法考虑设计基准事故的要求而设计的。实际上，这种划分是相对的。它既是在第一代堆型（如20世纪60年代初投运的PWR电厂，英法等国的天然铀石墨气冷堆电厂）基础上的改进和发展，与现在的第三代核电厂的设计概念也有交叉。目前运行的许多核电厂，特别是三里岛事件后设计的核电厂已进行了许多根本性的改进，考虑了许多严重事故的对策，也引入了一些非能动安全设计。因此，第二代核电厂只是一个包络的概念，而非绝对的划分。 第二代核电厂主要有PWR、BWR、加拿大AECL开发的天然铀压力管式重水堆（CANDU堆）、前苏联开发的石墨水冷堆（LGR）、改进型气冷堆（AGR）和高温气冷堆（HTGR）以及钠冷快堆。由于切尔诺贝利事故，俄罗斯、乌克兰等国关闭了一批同堆型的LGR机组，对正在运行的13台LGR机组进行了相应的整治和改造，同时决定停止再建此堆型的核电厂。改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆基础上改进而成，由于其经济竞争力差，英国也停止了该堆型的发展，并向第三代气冷堆高温气冷堆方向发展。目前已建成的几座钠冷快堆核电机组由于一些技术问题未解决，大部分处于长期停闭状态。因此，目前运行和在建的第二代核电厂中占优势的堆型是PWR、BWR和重水堆，分别占目前总机组数的60%、19%和11%。由于三哩岛和切尔诺贝利事故的发生暴露了第二代核电厂设计中的一些根本性弱点，核电界在认真反思的基础上，提出了新的安全理念、安全方法和安全要求，开发了一批具有更高安全性、更好经济性的第三代堆型，并为了挑战核能发展面临的几方面问题（经济竞争力、核电安全性、核燃料利用率、核废物处理及核武器扩散），提出了将在21世纪30年代后发展的第四代核电概念和一些初选堆型。目前，一些第三代堆型在安全上、设计上已趋成熟，预计本世纪30年代以前将是第三代核电厂重点发展的时期，也是第三代核电厂和第二代核电厂并存的时期。2 三哩岛和切尔诺贝利事故2.1 事故简介 1979年3月28日，美国刚投产3个月的三哩岛核电厂2号机组发生轻水堆核电厂历史上最严重的事故。该事故是由丧失主给水（II类事件）引起的，由于经历一系列故障和人误的迭加（包括阀门误关闭辅助给水不可用，稳压器卸压阀卡开，操纵员关闭安注系统和所有主泵等）导致堆芯严重损坏，堆芯熔融物达数千吨，大量放射性裂变产物进入安全壳，一些放射性物质经由各种途径泄漏至环境，但释放到环境中的放射性物质由于安全壳的屏障作用相对较少。 切尔诺贝利核电厂是原苏联1 000 MW的石墨慢化沸水冷却的压力管式反应堆型机组（LGR）。该堆型的设计中存在着明显的缺陷，特别是过慢化设计使它可能具有正的温度反应性系数和由于反应堆体积巨大（高7 m，直径12 m）使氙-135引起的不稳定性使该堆的控制变得很复杂。而很低的控制棒插入速度（0.4 m/s）使得紧急停堆系统难以跟踪快速瞬变。 这次事故是由4号机组年度计划停堆检修所作的一项试验触发的。试验过程中一系列违反技术规格书和运行规程的操作，如断开应急堆芯冷却系统、提升的控制棒数超出运行规程的限制、切断停堆保护信号、试验工况使反应堆积累大量氙毒、并使堆功率降到正温度反应性系数区域等。正的温度反应性系数导致功率上升，功率上升导致氙浓度降低，两者释放过大的正反应性使反应堆达到超瞬发临界，功率急剧上升导致反应堆瞬时毁坏，发生了核电历史上最严重的事故。事故除摧毁反应堆厂房外，还使大量的放射性物质向环境释放。2.2 事故的教益（1） 核电必须将核安全放在首位，这不但是为了保护公众和环境，也是为了保护核电投资者和核工业界自身。一旦发生类似事件，几十亿投资顷刻会化为灰烬，还需投入巨额资金处理善后工作。这两起事故使核电发展进入低潮期达20年之久，而且停止了美国B&W公司的PWR堆型和原苏联RBMK-1000堆型的继续建造和发展。（2） 反映了确定论方法以及所采用的单一故障准则的局限性。第二代核电厂花费很大精力用于应对最大假想设计基准事故（如PWR失水事故），包括制定准则，设置安全设施层层设防。但两次事故表明，最严重的事故有时是由许多（非单一）小故障，包括单一故障未考虑的人误事件迭加引起的。因此，概率安全分析（PSA）作为确定论补充的必要性显得更为重要。（3） 核电厂必须具有固有安全性，应尽量采用非能动安全设计。切尔诺贝利事件就是因为该堆型在低功率时有正反应性系数而缺乏固有安全性引发了可怕的功率“暴走”的超瞬发临界事故；而三哩岛事故则主要由于一系列能动装置的故障和人误而导致的。（4） 新建核电厂设计除考虑设计基准事故外，还必须考虑严重事故对策。核电厂设计的安全水平必须提升，原来对第二代核电厂要求堆熔概率小于10-4/堆年已不适应核电发展对安全的要求，因为目前运行机组已近500台，按10-4/堆年要求意味着平均每20年就要发生一次堆熔事件，这是公众和环境不能接受的。因此必须考虑建立在新的安全理念基础上的新的堆型。新堆型必须在提升安全水平的基础上同时提升经济性能。3 第三代先进轻水堆的设计要求 为了总结核电发展的经验和教训，进一步提高电站的安全性能和运行性能，同时提高电站的经济性，1983年开始，美国电力研究院（EPRI）在美国核管理委员会（NRC）支持下，经多年努力于1990年为第三代轻水堆核电厂制定了一个明确完整的用户要求文件（URD）。 考虑到统一的欧洲对能源市场的客观要求，进一步提高轻水堆的竞争力和改进公众及政府对核电的可接受性，欧洲主要电力公司编制了欧州用户要求文件（EUR），并于1994年颁布了第一版。EUR与URD结构上有差异，但主要内容上基本相似。EUR已用于法德合作的欧洲压水堆（EPR），欧洲非能动式压水堆（EPP）和欧洲简化沸水堆（ESBWR）核电厂的设计。除URD和EUR外，日本和韩国也分别制定了本国的用户要求文件JURD和KURD，总的来讲，这些要求文件的基本内容均参考并类似于URD。 中国核安全当局于2002年发布了核安全政策白皮书“新建核电厂设计中的几个重要安全问题的技术政策”，对我国新建核电厂设计一系列安全问题提出了与世界先进核电国家相类似的要求。4 几种主要第三代先进堆型简析 按照URD和其它相关文件要求，近10年来世界主要核电国家开发了一系列第三代核电堆型，这些堆型按其设计特征可分为改进型和革新型两类。本文主要介绍和分析目前普遍关注的3种第三代核电堆型（AP-1000、EPR、ABWR）的设计特点。4.1 AP1000 AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路1117 MWe的第三代先进型PWR机组，它是1999年12月获得NRC设计许可证的AP600型机组设计逻辑上的延伸。AP1000尽可能保留AP600的设计，特别是高水平非能动安全系统的设计，并通过提高功率输出水平，降低发电成本。AP1000具有以下一些设计特点：（1）AP1000设计采用了既先进又成熟的技术，因此既具有先进性，又具有安全和可靠性，因为：? AP1000反应堆采用西屋成熟的Model 314技术，该技术已成功用于比利时Doel和美国South Texas Project等核电厂。? 采用了西屋先进的IFBA燃料组件，该组件已广泛用于西屋的PWR。? 反应堆冷却剂泵采用全密封泵（屏蔽泵），该泵40多年来已有1300台以上的成功应用记录。（2）采用非能动的安全系统，主要包括：? 非能动堆芯冷却系统。该系统通过使用3个非能动水源（堆芯补水箱、安注箱和安全壳内换料水贮存箱）以及2套100%能力的非能动余热热交换器执行堆芯余热排出、安全注入和卸压功能。这一系统的设计取消了第二代PWR机组中一些系统（如应急给水系统、余热排出系统、安注系统等）上的许多泵，也使一些系统（如化容系统、设备冷却水系统、应急交流电源系统等）获得简化并部分降格为非安全相关系统。? 非能动安全壳冷却系统。AP1000采用双层安全壳，内层是钢制安全壳。在事故情况下，钢制安全壳容器自身提供传热表面将热量从安全壳内导出，排入大气，以有效冷却安全壳，并使压力迅速下降。传热是通过两层安全壳间空气的自然循环，而空气的冷却则借助于靠重力从安全壳屏蔽厂房顶部水箱中流出的水的蒸发。由于该系统的设计取消了第二代PWR中的安全壳喷淋系统，原来由安全壳喷淋去除安全壳内放射性悬浮物和放射性碘的功能，在AP1000中是依靠沉淀和沉积等自然过程实现的。? 主控室可滞留系统和安全壳隔离系统也通过非能动安全设计和设施实现其功能。（3）反应堆冷却剂系统设计改进：? 采用2台蒸汽发生器的双回路对称设计，该设计具有投资省、容易布置、占据空间少、运行可靠性高和便于维修等优点。? 压力容器下封头无贯穿孔，因此堆芯上平面以下无大的开孔，大大减少了失水事故和堆芯裸露的概率。此外，设计使压力容器外表面在发生堆熔事故时起到排出堆芯熔融物热量的作用，以阻止熔融物熔穿压力容器。? 由于采用全密封的屏蔽泵，不需要第二代PWR普遍采用的冷却剂泵轴封设计，既消除了难以避免的轴封泄漏（小失水事故），也省去了为保证轴密封所用复杂的设计和设备。? 蒸汽发生器采用西屋公司标准的F型技术，运行经验表明该型蒸汽发生器具有很高的运行可靠性，传热管堵塞率低于1根/台年。? 对于同等功率水平的PWR，AP1000稳压器水容量增加50%，改善了其瞬态响应的能力。（4）采用了先进的全数字化仪控系统设计，并将多年来人因研究成果用于整个仪控和主控室设计，改善了可运行性和减少运行差错的可能性。（5）设计改进大大简化了AP1000核电厂，减少了电厂的系统和设备。分析表明，与第二代PWR相比，阀门减少了50%，泵减少了35%，管道减少20%，加热通风和冷却设备减少20%，抗震建筑物体积减少45%，电缆减少30%。（6）AP1000堆芯熔化概率为310-7/堆年，比现在的PWR电厂低2个数量级，而比URD要求也低1个多数量级。（7）由于设计简化，对称布置，以及大量的模块化设计，预计建造周期（从浇灌第一罐混凝土到堆芯燃料装载）只需36个月。（8）预计AP1000系列建造的第3台机组隔夜造价为1 100$/kW，而发电成本在3.6美分/kW以下。4.2 欧洲压水堆（EPR）EPR是法马通公司和西门子公司于1991年共同开发的，目前该项目纳入法马通ANP公司。EPR属于第三代改进型PWR，它的性能设计目标是基于或高于法、德现有大型PWR核电厂所达到的最高水平，遵循EUR的相关要求，因此既有成熟性，也具有先进性。EPR主要设计性能特点有：（1） EPR总体安全设计方案遵循法、德联合制定的“未来PWR核电厂通用安全方案的建议”，采用确定论方法与概率论方法相结合的双重策略：第一，在电厂设计时利用确定论设计基准，改进事故预防措施，减少严重事故的发生概率。第二，采用正确的处理措施，缓解严重事故的后果。由于设计中成功采用以上策略，使堆芯熔化概率降低到10-6/堆年以下，并能实现在发生严重事故时核电厂附近不需要采取人员撤离或迁移的场外应急响应措施。（2） EPR机组的设计热功率为4 250 MWt，电功率为1 5001 600 MWe，设计寿命60年，燃料组件241个，燃料活性段长度4 200 mm，燃料设计燃耗为60 000 MWD/tU，采用双层安全壳（一次安全壳为预应力混凝土，二次安全壳为钢筋混凝土）。（3） 反应堆冷却剂系统主要部件体积大于现在运行的PWR机组。较大的压力容器可以容纳较大的堆芯，以降低功率密度，增加热工安全裕量；同时降低压力容器内壁处快中子注量率，延长压力容器使用寿命，加大稳压器和蒸汽发生器二次侧容积改善电厂对瞬态的响应能力。（4） 核电厂重要安全系统及其支持系统（安全注入、应急给水、部件冷却、应急电源）设计有4个冗余系列，并分别安装在4个独立的区域，每个系列与反应堆冷却剂系统的一个环路相连。? 应急堆芯冷却系统由4个非能动集水箱和4个高压/低压安注系统构成。安注系统使用安全壳内换料水贮存箱，并从反应堆冷却剂系统冷、热双端注入，避免了回流和热管段长期注入的现象。另外，在低压安注管线上装有热交换器，以使EPR电厂在设计基准事故下不需要使用喷淋系统。? 应急给水系统由4个完全分离和独立的系列组成，每个系列由1个应急给水箱、1台应急给水泵和相应的管道、阀门组成，给水分别注入1台蒸汽发生器。各种正常和应急水源的冗余度和多样性保证二次侧排热的可靠性。? 电厂设置4套供核岛在正常和应急情况下使用的独立安装的电源，而常规岛所有的电源独立安装在常规岛厂房内。4台应急柴油机在设计和制造中采用多重设备，以使其中的2台可作为另2台的备用，以保证一定的可靠性水平。? 在二次侧排热能力完全丧失的罕见事故中，可通过安注系统在一回路以“给排”方式排除一次侧的能量。（5） EPR设计考虑了严重事故预防和缓解的手段和措施，其中包括：? 依靠余热排出系统的可靠性，辅以稳压器卸压阀的卸压措施，防止高压堆芯熔化。EPR稳压器至少安装3个卸压通道，每个通道由2个安全阀组成，保证其超压保护的可靠性。卸压的同时，排除了安全壳直接加热的危险。? 设计时考虑预防堆芯熔融物与混凝土相互作用以减少氢的产生量，并通过氢复合器和氢燃烧器减少氢在安全壳中积聚造成高载荷氢爆的危险。? 尽量减少冷却熔穿压力容器的堆芯熔融物的喷淋水量，防止蒸汽爆炸危及安全壳的完整性。? 在反应堆坑外设计了一大块空间（面积约150 m2）作为堆芯熔融物的扩散腔室，以防止堆芯熔融物与混凝土的相互作用。堆坑与扩散腔由高熔点材料覆盖的钢板通道相连。扩散腔室与安全壳内换料水贮存箱用泵相连，以便长时间淹没、冷却扩散的熔融物。另外，由喷淋系统组成的专用安全壳排热系统限制安全壳压力的增加。? EPR采用圆筒状的双层安全壳，其中第一层安全壳设计压力为0.75 MPa，有足够的裕度包容严重事故的后果，上述设计也保证使安全壳的压力不超过设计压力。? 利用保持负压的双层安全壳的环形空间，收集所有的泄漏物，防止任何密封（包括贯穿件密封）的旁路，保证尽量少的放射性物质释放到环境中去。（6） 采用先进的全数字化仪控设计和主控室设计，保护系统为四重冗余结构，采用“2/4”逻辑，具有高的可靠性。4.3 先进沸水堆 ABWR是目前唯一有运行电厂和经过运行考验的第三代先进型核电厂，其除了具有BWR的特点和优点，如直接循环、大的负空泡反应性系数、采用流量+控制棒调节功率方便、快捷外，还具有以下总体特征：（1） ABWR设计的重大改进之一是将原GE公司BWR安装在压力容器外侧的反应堆冷却剂再循环泵改为安装在压力容器内部的内置泵，实现了核蒸汽供应系统的一体化设计。该设计使得压力容器在堆芯部位以下无大口径管嘴，保证LOCA事故发生后无堆芯裸露风险，大大降低了堆芯熔化概率。（2） ABWR采用并改进了经验证的电机驱动和水力驱动相结合的电动水力微动控制棒驱动系统（FMCRD），提高了正常运行反应性控制的精度和紧急停堆的快速、可靠性。（3） ABWR的应急堆芯冷却系统（ECCS）分3个区设置了3套独立的、冗余的、符合多样性要求的子系统，各区子系统配备独立的供电、控制保护以及其它支持系统，保证了事故条件下应急堆芯冷却系统抑制和缓解事故后果的可靠性和有效性。（4） ABWR带有弛压水池的抑压式安全壳设计能保证在发生失水事故或严重事故时，通过弛压水池的非能动式设计有效抑制安全壳内压力的上升，洗涤破口流量中夹带的裂变产物，并为ECCS系统提供重要的可靠水源。ABWR安全壳设计为缓解严重事故及其减轻放射性释放后果提供了重要的有效的保障。（5） ABWR的仪表和控制系统（I&C）采用全数字化技术和容错结构，有助于ABWR电站安全、高效、可靠运行。（6） ABWR采用控制栅元堆芯设计和运行方案，即在ABWR运行期间，仅由少部分固定的控制棒（一般少于总控制棒数的1/10）组成的一个控制棒组在堆芯内移动来补偿整个运行寿期内的反应性变化。该设计减少了由于控制棒组迭换和控制棒插入或抽出对功率分布的扰动，简化了运行，提高了运行的可靠性和安全性。（7） ABWR可采用通过改变流量的谱移控制运行方式，即在循环初期到中期降低堆芯流量，以使空泡份额增加，中子谱变“硬”，促使钚的生成和积累，而在循环末期，增加堆芯流量，空泡份额减少，使中子谱变“软”，促使已积累的钚“燃烧”，以获得可利用的反应性，从而增加燃料的利用率。由于以上特点，ABWR核电厂具有较高的安全水平和经济竞争力，主要表现在：（1）ABWR设计基本上能全面满足URD的主要要求。（2）燃料破损率低于10-5，保证了反应堆冷却剂中放射性水平很低，并使常规岛设备、厂房受污染的程度维持在很低水平。（3）ABWR堆熔概率为1.610-7/堆年，安全壳失效概率为1.010-9/堆年，分别比URD的要求约低2个和3个数量级。（4）建造周期为48个月。当然，ABWR也具有BWR特有的弱点，特别是带有放射性的反应堆冷却剂形成的蒸汽直接进入常规岛，给常规岛设备和厂房带来一定的辐照影响，增加了运行时常规岛的屏蔽要求和维修时的辐射防护措施。混合堆概念的提出1改进型第二代核电厂：法国N4核电厂法国的N4核电厂是一型1400MW级电功率的四环路压水堆核电厂，第一个机组Chooz B-1于1996年并网，目前有4个机组在运行。N4的设计充分利用了法国30余座900MW级和20余座1300MW级核电厂的设计、建造和运行经验，而众所周知，这些核电厂的设计是建立在被国际广泛接受的所谓确定论设计原则之上的。随着PSA工作的进展，法国确定了一些需要补充分析或采取措施的工况，主要的有：- 最终热阱的完全丧失（H1）；- 蒸汽发生器给水完全丧失（H2）；- 交流电源完全丧失（H3）；- 未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）；- LOCA后长期运行时低压安注或安全壳喷淋的全部丧失（H4）；- 主蒸汽管道破裂，同时叠加一根或多根蒸汽发生器传热管破裂。显而易见，由于N4核电厂在整个电厂的基本构型（configuration）上与900MW级和1300MW级核电厂并无显著差异，这些补充的工况对N4核电厂同样适用，相应的措施和改进也被N4核电厂采取。其他的改进是停堆工况下一些事件的预防或缓解措施，如防硼稀释改进、一回路中水位运行时预防和缓解余热排出系统丧失的改进等，这些改进在900MW级和1300MW级核电厂中也已采用，国内的大亚湾和岭澳核电厂也进行了相应的改进。N4核电厂的安全系统仍采用两个安全系列的设计，在设计上尽量避免专设安全设施和正常运行系统的共用，如化容系统不再兼做高压安注，而设置了安注压力较低（11Mpa）的中压安注系统，这有利于SGTR事故的处置。辅助给水系统的每个系列上设置一台电动泵和一台汽动泵。为了对付全厂断电，设置了一台利用蒸汽发生器残余蒸汽的小汽轮发电机，同时可利用移动式附加电源（燃气轮机）。N4核电厂采用了内层预应力混凝土并涂覆环氧树脂、外层钢筋混凝土的双层安全壳。在严重事故情况下，为了维持安全壳的完整性，可以通过安全壳的测量放射性来发现安全壳的泄漏，并采取相应措施恢复安全壳的密封性（U2）；在堆芯融化物穿透安全壳底板的情况下，底部的仪表测量管道被完全密封在反应堆堆腔下部，防止放射性的过早释放（U4）；为了防止安全壳超压，设置了沙堆过滤泄压装置（U5）。N4核电厂采用了全数字化的控制和保护系统。N4核电厂燃料元件的平均线功率密度为179.6W/cm。英国Sizewell B核电厂英国的Sizewell B核电厂是在美国西屋公司标准核电厂系统（SNUPPS）的基础上发展而来的四环路压水堆核电厂，在设计过程中吸收了多年核电发展的经验。Sizewell B核电厂的电功率为1250MW，1995年并网发电。在Sizewell B核电厂的设计过程中，进行了广泛的确定论分析和概率论分析，包括了核电厂缓解严重事故能力的评价，和对包括飞机坠毁等外部事件的评价。Sizewell B核电厂的安全系统包括了4列100%容量的安全注射系统（9.6MPa）、两列100%容量的低压安注/余热排出系统、4列100%容量的设备冷却水系统、2 100%容量的电动辅助给水泵和2 100%容量的汽动辅助给水泵、4列100%容量的安全壳喷淋系统和4个安注箱等，另外设置了应急补水系统，在化容系统失效时为主泵轴封和一回路提供硼水。为了对付全厂断电，设置了4台应急柴油发电机。Sizewell B核电厂的安全壳为内层预应力混凝土覆钢内衬、外层钢筋混凝土的双层安全壳，安全壳具有较大容积使得氢气浓度得以控制，安全壳内还设有空冷器（air cooler）作为排出热量的另一种手段。作为严重事故管理规程的一部分，Sizewell B核电厂可通过稳压器先导式释放阀的排泄避免高压熔堆，通过淹没反应堆堆坑冷却和保持熔融的堆芯。Sizewell B核电厂在保护系统中部分使用了数字化技术。Sizewell B核电厂燃料元件的平均线功率密度为178W/cm.德国KONVOI核电厂德国后期建造的压水堆核电厂均采用了KONVOI的设计概念，这些核电厂投运在19741989年间，电功率大约在12251455MW之间。KONVOI核电厂为四环路设计。KONVOI核电厂的设计吸取了过去核电厂的运行经验反馈，并且利用PSA分析来平衡安全特性。KONVOI核电厂的专设安全设施在单一故障准则上采用N+2的概念，设置了四台应急柴油发电机组提供应急电源以应付设计基准事故。另外设置了四台由柴油机直接驱动的应急给水泵，这些较小的柴油机又带有四台小发电机保证外部事件情况下的供电，在厂外电源和四台应急柴油发电机组均失效时，保证应急给水的提供。不间断电源可以保证两小时的安全仪表供电。上述措施保证了全厂断电的预防和缓解。KONVOI核电厂的安全壳为内层钢、外层钢筋混凝土的球型双层安全壳。在严重事故管理方面，KONVOI核电厂的考虑了利用一次侧的排水-给水（bleed-feed）方式直接排热，利用二次侧的排水-给水方式恢复对蒸汽发生器的供水。在出现堆芯熔融后，为避免高压熔堆，利用稳压器的阀门对一回路卸压。在安全壳内设置了氢复合器和氢点火器来实现对氢气的控制。在安全壳达到试验压力时，还可以通过安全壳过滤通风系统来对安全壳降压。KONVOI核电厂燃料元件的平均线功率密度为163W/cm。笔者之所以将上述三型核电厂称之为改进型第二代核电厂，是因为现在比较认同的一些先进轻水堆概念，如简单性、设计裕量、可维护性、可建造性等等，在这些堆型的设计中没有提到最高层政策或给予系统的考虑。但是应该注意到的是，一些现在普遍考虑的严重事故预防和缓解措施在这些堆型的设计中也得到了不同的体现，当然三个堆型的体现程度不同，如笔者认为在缓解严重事故后果的方面Sizewell B和KONVOI核电厂考虑的可能更多一些，特别是在避免高压熔堆、安全壳内氢气控制等方面。2适度改进型先进核电厂： 美国SYSTEM80+核电厂美国ABB/CE公司的SYSTEM80+核电厂是一座电功率1350MW的压水堆核电厂，两台蒸汽发生器，每台蒸汽发生器采用了一进（口）两出（口）的特殊设计。SYSTEM80+核电厂是在美国palo verde和在韩国建造的SYSTEM80核电厂的基础上，遵照URD和美国核管会关于先进核电厂严重事故的政策要求设计，并按照核管会新的执照程序获得FDA（final design approval，最终设计批准）的核电厂。SYSTEM80+核电厂符合URD的改善可靠性、改善对事故的预防和缓解、改善经济性和良好的人机界面的要求，设计目标是不需要原型堆验证。在SYSTEM80+核电厂的设计中，PSA方法得到了广泛的应用。SYSTEM80+核电厂的设计寿命达60年。SYSTEM80+核电厂通过增加一回路水装量和稳压器体积改善了电厂的瞬态特性。安注系统采用四台安注泵和四个安注箱，两列安全壳喷淋系统和两列停堆冷却系统的泵互为备用以提高可靠性，辅助给水系统的两列中各有一台汽动泵和一台电动泵。SYSTEM80+核电厂优化了安全系统的管道布置。SYSTEM80+核电厂采用两台应急柴油发电机，并且附加了一台燃气轮机发电装置。SYSTEM80+核电厂的安全壳采用内层钢、外层钢筋混凝土的球型双层安全壳，换料水箱布置在安全壳内，可作为安全卸压的冷源。在严重事故方面，SYSTEM80+核电厂有着比较完善的考虑。附加交流电源、汽动辅助给水泵以及改善了密封结构可有效防止主泵轴封失效的主泵提供了对付全厂断电的能力；安全卸压系统可以释放一回路的压力以避免高压熔堆；安全卸压系统与安注系统还提供了一回路的feed-bleed冷却能力；堆腔淹没方式可以冷却压力容器内的堆芯熔融物，并且对压力容器外的堆芯熔融物具有滞留和冷却能力；较大的安全壳容积和氢点火器提供了安全壳内氢的控制能力。SYSTEM80+核电厂采用了数字化的控制和保护系统。SYSTEM80+核电厂燃料元件的平均线功率密度为176W/cm。日美APWR核电厂APWR核电厂是日本三菱公司和美国西屋公司合作开发的电功率1350MW的四环路压水堆核电厂。APWR核电厂的改进主要在提高经济性上。通过低功率密度堆芯的使用缩短在役检查的时间，提高电厂的可利用率；通过蒸汽发生器和汽轮机性能的改进提高热效率。APWR核电厂在安全上的主要改进是采用了大体积堆芯和大体积稳压器，在堆芯周围布置的不锈钢反射板也降低了压力容器的中子辐照剂量。安全系统采用四个通道、两个系列的设计，即应急柴油发电机仍为两台，但采用了四个流体系列，这样简化了系统布置。高压安注与上充系统分离，取消了低压安注系统。主泵密封注入不依赖于厂外电源和应急柴油发电机。APWR核电厂的安全壳仍采用带钢内衬的预应力混凝土单层安全壳，将换料水箱布置到了安全壳的底部，这样在安注系统运行时省却了从换料水箱到安全壳地坑的切换。APWR核电厂在严重事故缓解方面没有采取太多的措施，设计者认为发生堆芯严重事故的可能性已经降低到了极低的水平。由于APWR核电厂的开发仍在继续，方案可能会有变化，如最近推出的APWR+核电厂就增加了附加柴油发电机。APWR核电厂采用数字化控制保护系统。APWR核电厂燃料元件的平均线功率密度为171W/cm。美日ABWR核电厂ABWR核电厂是由美国GE公司、日本日立公司和东芝公司联合开发的电功率1350MW的沸水堆核电厂，是GE公司BWR6型核电厂的改进。ABWR核电厂的主要改进包括将再循环泵与压力容器连接为一体，排除了在堆芯以下部位发生的管道破裂；三套应急堆芯冷却系统进行了分组；增加了一套燃气轮机发电装置；提供了消防水作为应急冷却的后备水源。在严重事故缓解方面，ABWR核电厂采用了可靠的卸压装置减少DCH（安全壳直接加热），采用了堆坑淹没方式防止堆芯熔融物与安全壳底板混凝土的反应，堆坑淹没水源来自于安全壳内的抑压池；安全壳可以被氮气惰化以防止氢爆；在安全壳超压时，可以通过过滤通风系统释放安全壳内的压力，放射性物质被安全壳湿井内的水过滤。ABWR核电厂的安全壳采用典型的沸水堆抑压式安全壳。ABWR核电厂采用了数字化控制保护系统。由上述介绍可以看出，这几个堆型的改进是有限的，改进程度也存在着较大差异，有些在一些第二代堆上已经采用的改进在其中某些堆型上也没有被采用，其中尤以APWR核电厂所采用的改进较少。当然核电厂的安全不能通过如此简单的比较全部说明，但限于本文主要集中于总体方案的讨论，在其他条件假定同等的情况下，不能认为APWR核电厂在安全措施的考虑上达到了和SYSTEM80+核电厂同样的水平，甚至Sizewell B核电厂和KONVOI核电厂的水平。之所以将这几个堆型列为适度改进型先进核电厂，主要是考虑了堆型开发的年代，即URD已经颁布。特别是这些堆型的开发是建立在一套先进堆的理念上，除了要考虑前面列出的先进堆的主要要求外，广泛应用了现代设计、建造技术，如计算机虚拟设计、计算机模拟建造等，使核电厂的建造、运行、检查和维修等活动在设计阶段就得到了系统的优化考虑，以实现所提出的先进堆目标，而APWR核电厂的设计方案一直在发展中，如近期的APWR+核电厂。3保守改进型先进核电厂：法德EPR核电厂EPR核电厂是法国的法马通公司和德国的西门子公司（现西门子公司的核电部门已被法马通公司并购）联合开发的欧洲压水堆，四个环路，电功率达1500MW。EPR核电厂按确定论方法设计，并广泛采用了概率论分析，以试图降低剩余风险。EPR核电厂的安全系统采用四个系列，并且在安全系统的功能上实现多样化，即某一个安全系统的功能都可以被其他的安全系统替代。EPR核电厂采用了四台应急柴油发电机，并且在设计和制造上实现多样化，使全厂断电的可能性极低。EPR核电厂可以使用稳压器卸压阀和安注系统实现一回路的feed-bleed冷却方式。EPR核电厂原拟采用内层预应力混凝土覆盖环氧树脂、外层钢筋混凝土的双层安全壳，两国的核安全当局要求其在内层安全壳附加钢内衬。除了采用四个系列等多种措施来预防严重事故外，EPR核电厂在严重事故缓解方面采取了大量的措施，主要有稳压器卸压避免高压熔堆、安全壳内的氢复合器和氢点火器、堆坑底部的堆芯熔融物扩散冷却仓室等，提高了安全壳的设计承压能力。EPR核电厂采用数字化控制和保护系统。EPR核电厂燃料元件的平均线功率密度为155W/cm。俄国AES91核电厂AES91核电厂原为芬兰的IVO和俄罗斯联合开发，准备在芬兰建造的核电厂。由于芬兰议会否定了新的核电项目，AES91核电厂用于中国的田湾核电厂项目，预计于2004年装料。AES91核电厂为四环路压水堆核电厂，使用有俄罗斯特点的卧式蒸汽发生器，电功率1000MW。AES91核电厂的安全系统普遍采用了4 100%或4 50%的设计，采用四台100%的应急柴油发电机，另备有两台可靠柴油发电机和一台附加柴油发电机。AES91核电厂使用四台100%的电动应急给水泵为蒸汽发生器提供应急给水；在ATWS工况时，用专门的应急注硼系统向一回路和稳压器注入浓硼。AES91核电厂采用内层预应力混凝土并附加钢内衬、外层钢筋混凝土的双层安全壳。在严重事故缓解方面，AES91核电厂设置了安全壳内的氢复合器控制安全壳内的氢气；设置了堆芯捕集器收集和冷却堆芯熔融物；在全部丧失蒸汽发生器给水时，AES91核电厂可以通过打开稳压器卸压阀和一回路应急排气装置，降低一回路的压力，并利用安注系统实现一回路的feed-bleed冷却方式。AES91核电厂采用数字化控制和保护系统。AES91核电厂燃料元件的平均线功率密度为174.1W/cm。在体现前面所列的先进轻水堆的许多主要特征方面，包括在设计和建造手段的现代化方面，AES91核电厂也未必比N4、Sizewell B和KONVOI等核电厂更先进，将AES91核电厂列在这里，主要是考虑到它的总体方案和EPR核电厂很相似。从上面的介绍可以看出，相比较而言，EPR核电厂和AES91核电厂大大增加了安全系统的冗余度，双层安全壳的设计也很保守，在严重事故的预防和缓解方面采取了专门的措施和设备。这种设计势必大量增加了安全系统和设备的数量，因而笔者将其称之为保守改进型先进核电厂。至于EPR核电厂和AES91核电厂这样通过增加核电厂复杂性来改进安全性的核电厂是否符合先进轻水堆的要求，只能是仁者见仁、智者见智了。4革命型先进核电厂：虽然前面所述的几型核电厂在安全系统的设置及严重事故预防和缓解措施的采用上有着这样和哪样的差别，但核电厂的总体构型（configuration）上没有根本性的变化，因而提高核电厂安全水平的主要途径只能通过增加系统的冗余度和增加专门设备来实现，这无疑进一步增加了核电厂的复杂性。URD的观点认为，现有核电厂的许多问题恰恰是由于核电厂的复杂性所导致。虽然在这些核电厂的设计中也采取了一些措施（如将安注通道分离，减少管道的交叉等）试图简化核电厂的系统，但从总体来说并没有明显的变化。AP600和AP1000核电厂正是试图通过核电厂系统的重构，产生一个革命或革新性的效果。AP600核电厂AP600核电厂是美国西屋公司开发的电功率600MW的压水堆核电厂，采用两台一进（口）两出（口）的蒸汽发生器，电磁式主泵直接安装在蒸汽发生器的下部。AP600核电厂完全重构了核电厂的安全系统，没有采用传统的高压安注、安注箱、低压安注、应急给水等概念，而是设置了安注箱、堆芯补水箱和安全壳内的换料水箱三个非能动的堆芯注入冷却装置。在一回路失水事故时，通过三个非能动的注入系统实现堆芯的冷却，自动卸压系统可以维持一回路的低压以保证安全注入；在其他事故时，利用换料水箱作为热阱，利用非能动的余热排出热交换器依靠自然循环带出堆芯热量。AP600核电厂采用内层钢、外层钢筋混凝土的双层安全壳，安全壳内的热量通过内外层安全壳之间的空间依靠空气的自然循环带出。作为严重事故的缓解手段，AP600核电厂设置了安全壳内的氢复合器和氢点火器控制氢气，设置了堆腔淹没冷却堆芯熔融物。由于采用了非能动的安全系统以及主泵采用了不需轴封注入的电磁泵，电源主要保证安全状态的监测，在事故后72小时内不需操纵人员的干预。AP600核电厂备用了两台移动式的非安全级发电装置满足72小时后的需要。AP1000核电厂鉴于AP600核电厂的功率较低，为了改善经济性，西屋公司在AP600的基础上开发了AP1000核电厂。AP1000核电厂是AP600核电厂的纵向放大，基本结构相同，在此不作进一步的介绍。三、几个需要探讨的问题在对几型核电厂作了粗略的介绍后，我们可以探讨下述几个问题：1先进性、安全性和经济性的关系问题。三哩岛核电厂事故，特别是切尔诺贝利核电厂事故后，国际上要求改进和提高核电厂安全水平的呼声很高。核电厂的安全水平是一个很敏感的问题，也是一个很难把握的问题。正是因为这个问题的复杂性，产生了一个著名的问题或命题，即How safe is enough？。人们解决这个问题的方法是试图通过建立合适的安全目标，包括概率安全目标来确定核电厂可接受的安全水平，新确立的安全目标普遍提高了安全水平的要求。但人们也意识到，现有核电厂已是一个高度复杂的系统，进一步提高安全水平必将涉及到技术和经济性方面的问题。美国核电界对此的反应是推出了URD，试图通过引导供货商开发先进轻水堆，在安全性和经济性上都获得提高。因为人们清楚地认识到，虽然经常强调安全性是核电厂发展的前提，但缺乏经济性的核电厂再安全也不会被市场所接受。URD中所定义的两种先进轻水堆，即进化型堆和被动型堆均要求在安全性和经济性上的同时提高，考虑到功率规模、技术成熟程度和开发投资等因素，URD要求进化型堆比被动型堆具有更好的经济性。SYSTEM80+核电厂和ABWR核电厂是供货商对进化型堆要求的响应，而AP600及后来开发的AP1000核电厂是供货商对被动型堆要求的响应。从前面的描述可以看到，SYSTEM80+核电厂和ABWR核电厂仅增加了极有限的新系统和设备，而通过系统的重新布置、系统功能的再分配提高了核电厂的安全水平。从电厂整体来看，至少SYSTEM80+核电厂和ABWR核电厂的系统复杂性没有明显增加。由于各国的技术基础、技术创新能力和安全水平要求不同等方面因素的影响，欧洲走的是与美国有一定区别的道路，这从EPR核电厂和AES91核电厂总体方案上与美国开发的几型电厂的差别可以看出，应该说EPR核电厂和AES91核电厂的复杂性有了较大增加。但不管有什么区别，两种方式都增加了安全系统和设备，增加了安全裕度因而降低了功率输出，这势必导致比投资的增加。因而这些核电厂试图通过缩短建造周期、增大单个机组功率、提高电厂可利用率、降低燃料循环成本等方式来补偿这些付出， 问题是人们所期望的目标能否达到，尚没有足够的实践加以证明，有限的实际验证来自于ABWR核电厂。ABWR核电厂是参照URD的要求设计的核电厂，按照URD的要求，对ABWR这样的进化型核电厂，每千瓦的造价应低于1300美元。而据日方介绍，日本建造的ABWR核电厂每千瓦实际造价达到2300美元，考虑到物价上涨因素这也是一个很高的造价。日本在1996年建成了两座ABWR核电厂，运行也是成功的，但日本在1998年又开工建设了一座BWR核电厂，其中原因值得深入探讨。至于AP600和AP1000核电厂，其方案与第二代核电厂的差异更远远大于ABWR这样的核电厂，我们有绝对把握相信其目标可以达到吗？换句话说，新设计核电厂所采取的试图提高经济性的措施即使有效，这些措施的大多数同样可应用于第二代核电厂，假如第二代核电厂的安全水平可以接受，采用这些措施将使核电具备更强的竞争力。这就涉及我们要讨论的第二个问题，即如何看待第二代核电厂的安全水平。2第二代核电厂的安全水平问题三哩岛核电厂的事故虽然对核电的发展产生了较大影响，但三哩岛核电厂事故也从一个侧面说明现有核电厂所采取的安全措施是有效的，事故并没有给公众和环境带来不可接受的影响。而从三哩岛核电厂事故得到的教训，已经极大地丰富了核电厂设计、建造和运行的安全内容。世界上现在运行的核电厂大多数是第二代核电厂，有些甚至更老，但整个运行记录应该说证明了这些核电厂的安全。至于切尔诺贝利核电厂事故，由于前苏联长期脱离国际核安全主流，并不具备典型意义。实际上，现在仍在建造核电厂的发达国家正在建造的还是第二代核电厂。除前面已经提到的1998年开工，现仍在建造的日本BWR核电厂外，韩国建造的也是SYSTEM80型核电厂，而不是SYSTEM80+核电厂，韩国计划到2006年前后才过渡到先进型核电厂。另外一个值得注意的动向是美国核管会提出的安全目标。在1986年核管会发布的有关安全目标的政策声明中，提出了将大规模放射性释放降低到10-6/堆年的概率安全目标，而近期核管会又在征求对于该政策声明的修改意见，征求意见的两个版本之一认为大规模放射性释放的频率低于10-5/堆年、熔堆频率低于10-4/堆年也是可以接受的，这两个值正是美国现有核电厂概率安全评价结果的中值。不管最终那个版本被接受，至少说明核管会对这个问题也在探讨中。安全水平也不存在一个国际普适的标准，不同国家的国情不同，要求可能也不同。欧洲由于地域狭小、人口密集，希望将厂外应急的影响降到最低程度，因而设计出了EPR这样保守的核电厂。但日本同样地域狭小、人口密集，却设计出了APWR方案。第二代核电厂还有一定的改进余地，采取适当的、经过验证的、已经成熟的一些技术，可以在不增加大的投入的情况下使核电厂的安全水平有一定的甚至明显的改善，而不带来过大的风险。因而，轻易地否定第二代核电厂的改进型并不完全可取。3先进性和成熟性关系的问题。毫无疑问，人们追求先进性是认为先进性能够带来安全和经济上的利益，而决不是为先进而先进。但先进性和成熟性之间总是存在着一定的矛盾，核电行业给予人们的印象似乎是技术进步较慢，对采用新技术热情小，这恰恰反映了核电本身的特殊性。核电厂首先是一个发电装置，它的首