国内外压水堆核电站技术路线的对比研究

国内外压水堆核电站技术路线的对比研究

0没有形成适合我国特点的堆场发展技术路线目前，中国修建的11个核电机组属于大型压水坝核电站。虽然我国具有独立开发核电站的工业基础,也积累了一定的核电站建设经验,但是还没有形成符合我国特点的核电站发展技术路线。本文旨在通过介绍压水堆核电站的分类、各个国家发展核电站的技术路线及核电站近期发展概况,为下一步制定我国的核电站发展技术路线提供待选堆型和建议。1世界各国对核计算机化技术的发展1.1国外堆场重点时代20022013年广义压水堆核电站经历50年的发展和改进,目前全世界进入商业运行的压水堆核电站的装机容量约占世界核电站装机总容量的2/3以上(见表1)。1.2商业发酵负荷因子下面简要介绍美国、法国、日本、韩国核电站发展的技术路线。所选国家2000年商业核电站平均负荷因子和发电量如表2所示,1990～2000年商业核电站年平均负荷因子如表3所示,过去10年平均负荷因子美国增加了20%,日本增加了10%。1.2.1美国为唯一运行轻水堆投运点目前,美国有104台商业运行的核电机组,全部是轻水堆,压水堆69座,沸水堆35座,占世界核电站发电量的31%,占国内发电量的20%。经过60年的发展,以压水堆为主的轻水堆成为美国商业运行核电站唯一选择。1979年三哩岛事故没有造成最终放射性大量扩散的严重后果,美国压水堆核电站技术经受了严峻考验,说明美国压水堆核电站基础可靠,技术路线成熟。美国不仅是压水堆核电站开创者,也是唯一运行轻水堆核电站(压水堆占2/3)的大国,积累了2千多堆一年的运行经验。综合1988～2000年NRC(核能管理委员会)规定的运行核电站7项性能指标的改善趋势及一系列安全监督和工程改进办法,可以看出美国对运行压水堆核电站的改进与完善卓有成效,压水堆核电站性能位居其他国家前列。1.2.2机组运行情况法国现有60个核电机组,总装机容量64450MWe,占法国全国发电装机总量的62%,占全国发电总量的75%。60个核电机组中有59个机组运行(超凤凰快堆机组被法国政府勒令停止运行),其中压水堆机组58个,装机总量为62950MWe,占核电机组装机总量的98%。法国集中发展压水堆型(全部PWR)核电站,最初引进美国技术,现在已经自主化,并且是运行、生产该类型核电机组的大国。1.2.3新长期规划主要内容日本原子能委员会(AEC)1995年审查了1987年制定的核能“长期规划”,并且再次形成核能研究、开发和应用的新长期规划。新长期规划从以下4个方面说明核电开发和利用的基本路线:(1)把和平开发利用核能政策作为国家承诺;(2)确立一贯坚持的轻水堆核发电系统;(3)稳定推进核燃料再循环开发;(4)核科学技术转向开发和强化基础研究。日本现已成为轻水堆核电站世界第二大国。引进美国技术同时开发沸水堆核电站和压水堆核电站2种堆型。目前运行核电机组性能记录和指标位居世界前列。1.2.4国外发酵企业和设备的鼓励开发三阶段2002年韩国有18台核电机组在运行,2台机组在建,核电占国家发电总量的39%以上。经过20年的国产化进程,韩国工业已能够设计和制造核电厂的大部分主要设备。目前韩国已经实现核电技术的自主化,成为核电出口国际市场的参加者。目前,核电、火电、水电装机容量比分别是27:63:10。到2006年,这个比例将是38:52:10。核电份额将从目前的39%增加到2006年的47.6%,核电厂将成为基本负荷电厂。韩国核电站开发经历如下3个阶段:早期阶段:核电站建造以交钥匙方式,供货商对全部整体项目负责,从工程设计、建造、调试到运行,然后交给业主。首批3台机组就是以这种方式建成的。第2阶段:韩国负责管理项目和电站的直接综合平衡安排。与外商签定蒸汽供应系统(NSSS)、汽轮机/发电机(T/G)供应及工程服务的主合同。6个950MW机组以这种方式建成。第3阶段:以最终核电技术自主化的规划形式启动。该规划从Yonggwang3号和4号机组开始由韩国工业界承接主合同。韩国电力公司(Kepco)负责项目管理和技术转让。韩国18个运行核电机组中,全部是压水堆核电机组,加压轻水堆核电机组(PWR)14个,加压重水堆核电机组(PHWR)4个。目前在建的2个也是压水堆机组。1994年韩国核电站年平均负荷因子是87.4%,世界平均值为70.2%,2000年韩国年平均负荷因子高达90%。2压水堆和被动式的堆场目前,商业运行的核电站大多是20世纪70和80年代开发的第2代反应堆。包括轻水堆(PWR、BWR);重水堆(CANDU);前苏联设计的VVER,RBMK等堆型。第3代反应堆是先进设计的核电站,包括先进沸水堆(ABWR),改进式先进压水堆(System80+),和被动式先进压水堆(AP600)。这些都是美国20世纪90年代开发的先进轻水堆,已经取得美国NRC设计许可证。欧洲20世纪90年代也推出了先进压水堆(EPR)。在21世纪第1个10年开发的反应堆称为前近期开发的第3代反应堆(GenerationⅢ+)。目前,该项工作处在设计、运作阶段。它们包括球床模式堆(PBMR)和AP1000。2个都具有被动安全设计和PBMR气冷等特点,从中可以看出第4代反应堆性能的前兆。这些设计还没有取得美国NRC设计许可证。在2030年以前称为后近期开发,即第4代反应堆。国际反应堆革新和安全项目(IRIS)反应堆是后近期开发中的一个,技术更先进,运行更安全,运行成本更低廉。另一个后近期开发属于第4代的反应堆是气透平模式氦堆(GT-MHR),具有被动安全和气体冷却特点。3只有pwr世界上有资格进入第3代(1996～2010年)开发的压水堆核电站,只有PWR。虽然法国及其伙伴推出的欧洲先进压水堆EPR也具有一定的代表性,但是对于第3代、第4代核电站开发,美国仍然处于世界领先地位,世界其它国家近期对于先进核电站的开发大都采取跟随美国或与其合作的策略。3.1doe与nrc近期美国政府能源政策支持核电站发展,NRC正在研究和评估新的先进反应堆许可证发放、现有核电站升级和核电站更换许可证等工作。美国环境署正在评价“核能改善空气质量的潜力”,同时提供了核废物深藏地点。美国能源部(DOE)在2002财政年度投资800万美元,2003年投资3850万美元,至2010年将共投资3.3亿美元,实施“NuclearEnergy2010”计划。DOE启动第4代核能规划早期项目,并分2个途径推进:国内近期项目,国际合作远期项目。DOE确认了可能在2010年以前建造的新反应堆设计,并公布了2010年以前新核电站的建造方案。该方案推荐开发阶段行动计划:阶段1一精简和公示对于大型未经实践验证的新核电站的核安全批准程序;阶段2—完成几个近期开发的反应堆设计,至少一个轻水和一个气冷反应堆的详细工程设计;阶段3—在2010年以前建造和运行新核电站。进入前期研究的反应堆还包括:GeneralAtomics的气透平模式氦堆(GT-MHR)设计、法马通(Framatome’sEuropean)设计的沸水堆和压水堆及国际反应堆革新和安全项目(IRIS)反应堆。NRC正在审查西屋AP1000的设计许可证申请。NRC已经批准了3个先进反应堆设计,可以作为建造新核电站申请的参考。它们是:(a)ABWR;(b)西屋System80+;(c)西屋AP600。3.1.1ap嵌入的安全集成系统AP600与今天大型核电站有很大的不同,它使用成熟的轻水堆技术和验证过的系统及部件。此外,AP600在压力容器上方安全壳内有几个大的应急安全水箱。在应急时,压力和重力将驱使水进入压力容器冷却堆芯。AP600的被动设计可极大地减少核电站设备和部件,缩小其规模。与今天核电站比较,AP600仅需要不到50%的建筑物容积,可减少阀门50%、管道80%、大型泵35%、控制电缆70%。这种模块设计将使核电站的建设时间缩短到3～4年。3.1.2ap004安全性能AP1000是与AP600设计相似的1000MWe级反应堆,属于GenerationⅢ+反应堆之一。AP1000利用AP600简化核电站设计的方式,减少成本,提高安全性。AP1000也利用AP600的被动安全设计,采纳自然力的优点,保障安全运行和紧急停堆。把概率风险评价(PRA)计算和设备失效数据一起用于设计AP1000的低风险设备。此外,AP1000将按照适于铁路或水运的模块化设计制造,并使用运行核电站已经使用的大量系统和设备,如蒸发器、数字仪表、控制装置及燃料和控制棒驱动机构等。2002年6月,美国NRC正式接受西屋AP1000设计许可证的申请,非正式设定的完成设计许可证审查日期为2005年12月。3.1.3apwr部分先进机组在其他装置中的运行ABBCombustionEngineeringNuclearPower公司(随后被西屋收购)开发了System80+先进压水堆(APWR),其设计从成熟的System80设计进化而来,增加了设计裕量,改善了核电站运行安全。反应堆包容在大的钢制双层安全壳内,设计能承受任何可预计的事故,提供更大维修工作空间。目前已有3个System80机组在美国国内运行,8个机组在韩国运行。它们是美国国内最大的核电机组。1997年韩国开始建造System80+核电站,作为韩国下一代先进反应堆。3.1.4abwr在日本通用电气公司(GE)设计了先进沸水堆(ABWR),ABWR的设计很多方面与今天的BWR不同,设计更紧凑,ABWR建筑容积仅是BWR的70%,减少了建造成本和时间,并具有更强的抗震性。目前的BWR控制棒(用于核反应堆停堆)是水力驱动,ABWR是电力和水力驱动。增加一个驱动机构可以减少失效概率,同时提高电厂对电网负荷变化的适应能力。已有2台ABWR机组在日本分别于1996年和1997年投入商业运行,建造周期分别为52个月和50个月。1996年在中国台湾省开始建造2台ABWR核电机组,预期商业运行分别是2004年和2005年。3.1.5pbmr重水堆堆球床模式堆(PBMR—Pebble-BedModularReactor)是1990年南非Eskom公司开发的。PBMR是在1980年德国开发和建造的高温气冷堆(HTR)基础上开发的,结构紧凑,多用途,适应范围广,每个PBMR为110MWe。10个PBMR共用1个控制室,占地面积小于3个足球场。PBMR可用于基础负荷或调峰负荷发电。PBMR使用的燃料球有网球大小,每个球内有15000个用石墨包敷的铀颗粒,用硅碳化合物屏蔽的包敷体包敷密实,无论气体或金属辐射产物都不能逸出包敷体。虽然铀被加浓到8%(与常规反应堆的铀浓度不同),但是用掉的裂变物质很多,留下来的很少。反应堆装载440000个小球,其中3/4是燃料,1/4是作为慢化剂的石墨,石墨慢化中子使其达到进行核反应的速度。常规反应堆应用水和蒸汽吸收和传递核反应产生的热量,之后通过汽轮发电机组发电,而PBMR采用气体氦作冷却剂,不与其他元素进行化学反应,不燃烧,没有放射性。PBMR像加拿大重水堆那样,运行中换料。新燃料小球从顶部连续加入到堆芯,用过的小球从底部移走,同时计量留下来的裂变材料。大约3个月循环1次,每个燃料球大约可维持3年,石墨球大约可用13年。气透平比汽轮机效率更高(磁性轴承摩擦力小),PBMR6年才需大修1次。PBMR采用被动安全设计,其物理特性、材料和燃料布置具有固有安全性,不需要常规主动安全系统。因为反应堆是负反应性温度系数,如果不能被石墨球停堆或不能被氦冷却,可依靠自身短时间内自然冷却。因为陶瓷材料覆盖燃料(石墨和硅碳化合物)比金刚石还硬,堆芯达到的温度峰值远远低于燃料损坏温度。此外球型(面体比高)反应堆热量损失快于堆芯燃料的热量产生,所以核电站决不会发生堆芯燃料融化。2007年南非核电站将运行第1个PBMR,之后还要继续建造10个或更多。日本核燃料工业公司将建造1个PBMR燃料球工厂,三菱重工将开发氦动力透平发电机。3.1.6iris堆堆型IRIS(theInternationalReactorInnovative&Secure)项目是进行第4代先进反应堆设计,IRIS反应堆是轻水堆,模块化设计,每个模块的容量是100～150MWe。IRIS反应堆是一体化设计,蒸发器、泵和稳压器在反应堆压力容器内,去掉了外设回路管道,不存在大失水事故源,提高了安全性。每个机组可以有8个模块,1个蒸汽发生器与4个蒸汽和给水管道相连,反应堆用水较少,蒸汽管破裂时安全壳仅有少量蒸汽释放。因为它的简化设计仅要求少量的泵、阀、管道和其它部件,IRIS反应堆只需每4年1次停堆大修。其它维修可以在反应堆运行时完成。借助冗余、模块和置换部件等可进一步简化在线维修。它的一次回路系统和承压结构中避免使用硼,所以可延长蒸发器使用期限,降低管道对应力腐蚀断裂的敏感性。IRIS反应堆采用长寿期燃料和单一化堆芯,需要比常规反应堆更高的浓缩铀,首炉堆芯为5%,随后堆芯9%。因为IRIS反应堆要用掉比常规反应堆多的燃料内裂变物质,所以减少了产生的核废物。燃料在第1个5年末置换,然后每8年置换1次。此时,反应堆进行全堆芯置换,乏燃料全部放在堆内。在此期间,不需要像常规反应堆那样为维持最高效率将弱和强燃料组件调换位置。提供IRIS反应堆的供货商将收回乏燃料和寿命期结束的反应堆,减少了能源公司的核电站退役成本。IRIS反应堆项目开始于1999年,2002年末完成初步设计,2010-2015年将开发出反应堆。IRIS反应堆联盟可能连续研究开发具有15%浓缩度的15年运行循环周期燃料。综上所述,我们推论美国在2010年以前建造的新核电站可能选取ABWR,System80+,AP1000,PBMR堆型,IRIS是2010年以后有希望应用的堆型。3.2法国epr的设计原则3.2.1设计理念和目标1992年法马通公司和西门子公司一起进行欧洲压水堆(EPR-EuropeanPressurizedWaterReactor)的开发。EPR设计的先进性是以法国和德国80多个核电站运行经验为基础的,是成熟技术的更新设计。在EPR设计理念中,纵深防御仍然作为基本原则。IAEA国际核安全咨询小组(INSAG)提出该原则在下一代反应堆应用的建议,并确认了5个防御层次:第1层考虑设计全面防范措施,减少异常工况发生的风险;第2层综合全部可能干预的控制和限制系统,防止造成第1层防御失效的事态扩大;第3层包括全部控制事故后果的专设安全防范系统,对EPR进行系统的多重失效分析,避免发生堆熔事故;第4层由避免安全壳失效的特定控制系统组成;第5层关注的是那些一旦发生放射性释放工况时厂内外的应急响应机构。3.2.2epr运行验证虽然经过几年的酝酿,法国还是没作出开始建造FOAK(FirstofAKind)机组的决定,原因是法国现存的一代核电站发电容量还不急需扩容,并且在第2个EPR项目启动之前应该得到第1个EPR的运行经验反馈。3.3高温工程试验目前,日本远期核能重点项目是快堆循环技术,目的是解决未来能源问题。另外,预计氢作为燃料电池燃料的需求不久将迅速增加。用核能生产氢是日本核能开发的新途径,高温工程试验反应堆(HTTR)也被列入近期研究项目。此外,日本原子能委员会成立了1个专门委员会,评价改进型反应堆。日本现在有39个沸水堆和23个压水堆运行,是在美国之后同时开发ABWR和APWR的国家。3.4gr项目完成阶段韩国先进轻水堆国家开发项目(KNGR:KoreanNextGenerationReactor)于1992年12月启动,2001年末完成,正式命名为先进动力反应堆1400(APR1400)。KNGR项目完成分为3个阶段。第1阶段:首先,选定改进型作为开发的先进堆型。以成熟技术为基础进行开发,从商业角度易于实现,容量大,可提高发电经济性;之后,确定反应堆功率水平、安全和经济等目标;根据反应堆功率水平细化主要系统布置、安全壳类型、安全系统特点、数字化仪表与控制人机接口等。在该阶段,要考虑国内的技术能力和经验,以便有效利用韩国积累的技术和工程实力。第2阶段:根据用户要求和电厂总体分析开展基础设计。从许可证申请、工程建造和经济性等各方面,对设计进行商业可行性审查。第3阶段:根据审查结果进行设计优化。根据韩国长期电力发展规划,2台APR1400机组计划分别于2010年9月和2011年9月运行。4中国未来太空运输工程的发展建议4.1“发展”出规律中国压水堆核电站技术是在国外引进和自主开发过程中发展起来的。目前,中国运行和在建的核电站全部属于上个世纪60至80年代开发的第2代核电站,还没有形成自主化、标准化系列。4.2未来改革开放的基础综上所述,中国未来核电站发展的堆型选择应该考虑如下因素:(1)第3代核电站:近期(1996～2010年),世界主要核电国家(美、法、日、韩)建造和准备建造的核电站,都是第3代核电站。我国台湾省正在建造的第4座核电站也是属于第3代ABWR。所以,第3代核电站应该是中国未来核电站发展的首选。(2)标准化原则:世界核电大国美国、法国、日本、韩国都把系列化和标准化应作为未来核电站发展的主要方向。借鉴上述国家经验,中国未来核电站也应该是系列化、标准化。(3)国际合作开发先进轻水堆核电站:美国和欧洲都推出各自的先进轻水堆核电站堆型,日本和韩国完成了1000MW轻水堆核电站自主化和标准化,进入开发先进轻水堆核电站阶段,它们都是和美国合作(GE、WH和CE公司),选择改进型先进轻水堆,开发具有本国特点的先进轻水堆核电站。(4)开发未来先进轻水堆的2条技术路线:根据提高安全性、可靠性和经济性的原则开发未来先进轻水堆核电站。按照目前美国研究和开发资料分析以及第4代核电站开发路线,未来核