張銳平，張 雪，張祿慶（.中國(guó)核科技信息與經(jīng)濟(jì)研究院，北京 00048；.中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)公司科技委，北京008）

世界核電主要堆型技術(shù)沿革

張銳平1，張 雪1，張祿慶2
（1.中國(guó)核科技信息與經(jīng)濟(jì)研究院，北京 100048；2.中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)公司科技委，北京100822）

介紹了世界核電主要反應(yīng)堆堆型的工作原理、研發(fā)歷史、現(xiàn)狀及發(fā)展趨勢(shì)，重點(diǎn)放在我國(guó)和世界核電的主力堆型——壓水堆上。還介紹了正在研發(fā)的第四代核能系統(tǒng)。

世界核電；主要堆型；研發(fā)歷史；現(xiàn)狀和發(fā)展趨勢(shì)

1 輕水反應(yīng)堆（LWR）

反應(yīng)堆是一種能實(shí)現(xiàn)可控自持裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的裝置，常簡(jiǎn)稱為“堆”。它主要由核燃料、慢化劑（快中子堆無(wú)此成分）、冷卻劑、控制棒組件及其驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)、反射層、屏蔽、堆內(nèi)構(gòu)件與反應(yīng)堆壓力容器等組成。核反應(yīng)堆中，燃料核發(fā)生裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)釋放的熱量被反應(yīng)堆冷卻劑帶出堆芯用來(lái)產(chǎn)生蒸汽。蒸汽推動(dòng)汽輪機(jī)發(fā)電（如同化石燃料電廠一樣）。

這里所說(shuō)的“輕水”，就是普通的水(H2O)，只是其中的固體雜質(zhì)和化學(xué)離子成分含量要求極低。在輕水反應(yīng)堆中，水同時(shí)用作中子慢化劑和反應(yīng)堆冷卻劑。慢化劑的作用是將裂變釋放的高速中子（稱為快中子）減速慢化，使其可以引起更多的裂變。

選用輕水作為中子慢化劑和反應(yīng)堆冷卻劑并非偶然，主要是由于水具有優(yōu)越的中子慢化性能和熱物理特性，與燃料棒包殼、結(jié)構(gòu)及回路材料具有良好的化學(xué)相容性，而且價(jià)格低廉、易于獲得。由于水有很大的反應(yīng)性負(fù)溫度系數(shù)，使得反應(yīng)堆具有較好的“固有安全性”。再者可以充分利用常規(guī)蒸汽動(dòng)力裝置的水介質(zhì)技術(shù)。所以輕水堆是現(xiàn)在世界上應(yīng)用最廣泛的堆型。但是由于水的熱中子吸收截面較大，因而輕水堆不可能使用天然鈾作燃料，必須使用富集鈾。在反應(yīng)堆使用過(guò)程中，部分238U核吸收中子轉(zhuǎn)變成易裂變的239Pu，它可以部分補(bǔ)償235U裂變核的消耗。

人們將輕水堆劃分成兩大家族：壓水堆（P W R或俄羅斯版的V V E R）和沸水堆（BWR）。

1.1 工作原理

1.1.1 壓水反應(yīng)堆（PWR）

壓水堆核電廠具有功率密度高、結(jié)構(gòu)緊湊、安全易控、技術(shù)成熟、造價(jià)和發(fā)電成本相對(duì)較低等特點(diǎn)，因此它是目前國(guó)際上最廣泛采用的商用核電廠堆型，占輕水堆核電機(jī)組總數(shù)的3/4。圖1表示壓水堆核電廠的工作原理。在反應(yīng)堆工作壓力下保持液態(tài)的輕水(H2O)，作為冷卻劑由主泵唧送流經(jīng)反應(yīng)堆堆芯時(shí)，吸收堆芯產(chǎn)生的熱量而升溫。當(dāng)其流經(jīng)蒸汽發(fā)生器傳熱管的一次側(cè)時(shí)，將熱量傳給傳熱管另一側(cè)(二次側(cè))的二回路水，使之轉(zhuǎn)變?yōu)檎羝?，?qū)動(dòng)汽輪機(jī)，帶動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電。溫度下降了的冷卻劑再被送回堆芯，構(gòu)成一回路循環(huán)。由于高溫水的飽和蒸汽壓高，為了使反應(yīng)堆內(nèi)的水保持液態(tài)不沸騰，反應(yīng)堆必須在高壓下運(yùn)行?，F(xiàn)代壓水堆核電廠反應(yīng)堆和一回路工作壓力約15.5 MPa。

壓水堆核電廠的部分重要組成介紹如下：

燃料組件

二氧化鈾（UO2）芯塊或混合的鈾、钚氧化物（UO2、PuO2）MOX芯塊疊裝在管狀燃料棒內(nèi)。燃料棒有規(guī)則排列組成燃料組件，并列豎直布置構(gòu)成反應(yīng)堆堆芯。

控制棒

由中子吸收材料（如鎘銦銀合金等）制成，由驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)將其插入或抽出堆芯來(lái)控制反應(yīng)堆功率。

壓力容器

一種厚壁鋼容器，用來(lái)包容反應(yīng)堆堆芯和慢化劑/冷卻劑。

主泵

用來(lái)唧送冷卻劑流過(guò)堆芯帶出熱量的重要設(shè)備。

蒸汽發(fā)生器

一種專用熱交換器。冷卻劑帶出的反應(yīng)堆熱量在這里產(chǎn)生蒸汽供給汽輪機(jī)。

穩(wěn)壓器

用來(lái)穩(wěn)定和調(diào)節(jié)反應(yīng)堆工作壓力的設(shè)備。

圖1 壓水堆核電廠工作原理示意圖Fig.1 Schematic diagram of PWR nuclear power plant

安全殼

這是一個(gè)圍繞反應(yīng)堆的、承載能力非常強(qiáng)的建筑物，用來(lái)保護(hù)反應(yīng)堆免受外部入侵，以及保護(hù)外部環(huán)境免受其內(nèi)部重大事故的輻射影響。典型安全殼是壁厚達(dá)1米左右的混凝土和鋼結(jié)構(gòu)。

1.1.2 沸水反應(yīng)堆（BWR）

圖2是沸水堆核電廠工作原理示意圖。沸水堆與壓水堆的最大區(qū)別在于取消了蒸汽發(fā)生器，允許輕水在堆內(nèi)直接受熱產(chǎn)生蒸汽用于發(fā)電。不過(guò)，這樣就會(huì)對(duì)二回路循環(huán)和汽輪機(jī)造成輻射污染，必須對(duì)這些設(shè)備部件也要提供防護(hù)。由于水可以在堆內(nèi)沸騰，沸水堆的運(yùn)行壓力比壓水堆低，但是由于產(chǎn)生蒸汽的汽水分離器、蒸汽干燥器要安裝在壓力容器上方，所以其壓力容器個(gè)頭比壓水堆大得多，而控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)則不得不安裝在壓力容器的下方。

目前，全世界有10多個(gè)國(guó)家在使用沸水堆。

1.2 發(fā)展簡(jiǎn)史回顧

第二次世界大戰(zhàn)結(jié)束后，在確保核潛艇技術(shù)優(yōu)先發(fā)展的前提下，美國(guó)開始開發(fā)核能發(fā)電技術(shù)。1957年底，美國(guó)首先將核潛艇壓水堆和常規(guī)蒸汽發(fā)電技術(shù)結(jié)合起來(lái)，建成了世界上第一座60 MW希平港原型壓水堆核電廠。又于1960年建成了200 MW德累斯登原型沸水堆核電廠。在美國(guó)動(dòng)力示范堆計(jì)劃的推動(dòng)下，幾乎所有可能用于發(fā)電組合的堆型都進(jìn)行了試驗(yàn)。一大批原型示范堆核電廠的建立為科研攻關(guān)，解決工程建造技術(shù)問(wèn)題，證實(shí)核電廠的工程和經(jīng)濟(jì)可行性提供了條件。最終還是壓水堆和沸水堆的實(shí)用優(yōu)勢(shì)明顯，成了美國(guó)核電發(fā)展的主線。20世紀(jì)五六十年代，美國(guó)、西歐和日本的經(jīng)濟(jì)迅速發(fā)展。60年代后期美國(guó)核電造價(jià)還不到200 美元/千瓦，因此獲得了大批訂單。

西歐許多國(guó)家認(rèn)識(shí)到發(fā)展核電是其擺脫過(guò)分依賴中東石油的唯一出路。鑒于美國(guó)富集鈾輕水堆經(jīng)濟(jì)性、先進(jìn)性遠(yuǎn)勝于天然鈾石墨堆和美國(guó)政府同意供應(yīng)富集鈾的承諾，法國(guó)、瑞典、日本、西德等國(guó)先后放棄了原先的開發(fā)路線，轉(zhuǎn)向富集鈾輕水堆。引進(jìn)美國(guó)輕水堆技術(shù)建成了第一批西方輕水堆核電廠，如法國(guó)的舒茲(Chooz)核電廠，德國(guó)的奧珀利海母(Obrigheim)核電廠和日本的美浜（Mihama）1號(hào)核電廠等。

前蘇聯(lián)在1954年建成了第一座5 MW奧勃寧斯克實(shí)驗(yàn)性石墨沸水堆核電廠，1964年建成了265 MW原型壓水堆新沃羅涅什1號(hào)核電廠。石墨沸水堆（RBMK）和蘇式壓水堆（VVER）這兩種堆型成為前蘇聯(lián)和東歐國(guó)家核電發(fā)展的主力堆型。

圖2 沸水堆核電廠工作原理示意圖Fig.2 Schematic diagram of BWR nuclear power plant

人們通常將20世紀(jì)50至70年代初建造的首批原型堆/示范堆核電廠稱為第一代。受當(dāng)時(shí)技術(shù)限制，第一代核電廠功率普遍較小，一般為300 MW左右，建造的主要目的是為了通過(guò)試驗(yàn)示范來(lái)驗(yàn)證核電的工程實(shí)施可行性。

1973年的第一次石油危機(jī)，引發(fā)了美國(guó)第二個(gè)核電訂貨高潮。兩年間共訂貨6 700萬(wàn)千瓦，大約占當(dāng)年訂貨總?cè)萘康?0%。單堆功率水平在第一代的基礎(chǔ)上大幅度提高，達(dá)到百萬(wàn)千瓦級(jí)，環(huán)路數(shù)有2、3、4之分，技術(shù)上有不小進(jìn)步。通常稱這段時(shí)期建設(shè)的核電廠是第二代。第二代核電廠主要實(shí)現(xiàn)了商業(yè)化、標(biāo)準(zhǔn)化、系列化、批量化，以提高經(jīng)濟(jì)性，是目前世界上投運(yùn)核電廠的主力軍。堆型除了PWR、BWR、VVER外，還有CANDU，石墨氣冷堆MGR、AGR和石墨沸水堆RBMK等。參與輕水堆型研發(fā)的西方主要供貨商有美國(guó)西屋公司、通用電氣公司、ABB/CE公司，以及引進(jìn)美國(guó)技術(shù)后形成自己技術(shù)體系的法國(guó)法馬通公司、德國(guó)西門子公司、瑞典阿西亞原子能公司（ASEATOM）、日本的三菱、東芝和日立公司等。

受1979年第二次石油危機(jī)的影響，所有能源的價(jià)格均急劇上漲。西方各國(guó)經(jīng)濟(jì)發(fā)展速度銳減，同時(shí)采取大規(guī)模的節(jié)能措施，使得電力需求大幅回落。大批電力建設(shè)項(xiàng)目被迫停建、緩建或取消，而首當(dāng)其沖的就是造價(jià)高于常規(guī)電力的核電項(xiàng)目。同時(shí)，第一代核電技術(shù)在安全理念、選用材料和制造質(zhì)量方面的問(wèn)題逐漸暴露，顯示出低估了單堆功率放大引起的困難。1979年3月，美國(guó)發(fā)生的三里島事故更使核電雪上加霜。事故雖未造成人員傷亡和環(huán)境危害，卻對(duì)世界核電發(fā)展產(chǎn)生了很大影響。三里島事故后，美國(guó)核管會(huì)（USNRC）加強(qiáng)了對(duì)核電廠的安全監(jiān)管，不但嚴(yán)格控制新許可證的發(fā)放，而且對(duì)修改原有核電廠設(shè)備和規(guī)程的要求一加再加，致使設(shè)計(jì)一改再改，工期一拖再拖，經(jīng)濟(jì)性則一降再降，使投資風(fēng)險(xiǎn)大增，對(duì)核電建設(shè)的信心漸失。從20世紀(jì)80年代中期起，石油和煤產(chǎn)量過(guò)剩，價(jià)格持續(xù)走低，使核電逐漸失去經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力。1979年以后，美國(guó)再?zèng)]有新的核電訂貨。1986年4月，又發(fā)生了前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故，造成嚴(yán)重的人員傷亡、大面積的環(huán)境污染和大規(guī)模的公眾遷移，經(jīng)濟(jì)損失慘重。公眾接受心理問(wèn)題成了核電發(fā)展的重大障礙。核電發(fā)展遂跌至谷底，一些國(guó)家甚至放棄或擱置了核電發(fā)展計(jì)劃。

為了使核電擺脫兩次嚴(yán)重事故的惡劣影響、重新走上復(fù)蘇的道路，美國(guó)核電界牽頭聯(lián)合世界同行持續(xù)不斷地努力做兩件事：一是改進(jìn)投運(yùn)核電廠的安全、運(yùn)行業(yè)績(jī)和經(jīng)濟(jì)性；二是研發(fā)新核電技術(shù)。經(jīng)過(guò)20多年的不懈奮斗，兩件事都取得了很好的成績(jī)。

1.3 第二代壓水反應(yīng)堆的管理與技術(shù)改進(jìn)要點(diǎn)

三里島事故后，美國(guó)所有的電力公司和一些外國(guó)電力公司共同組建了核動(dòng)力運(yùn)行研究院（INPO），旨在提高核電廠運(yùn)行安全可靠性。

INPO提出并在核電界全力推廣一些新的管理理念，主要有：

推動(dòng)建立與提高安全文化素養(yǎng)，使核電廠全體員工都清楚地意識(shí)到提高核電廠安全，不只是安全管理部門的職責(zé)，而應(yīng)是每個(gè)員工在本職工作中自覺貫徹的行動(dòng)。企業(yè)領(lǐng)導(dǎo)層對(duì)安全文化的培育起著關(guān)鍵作用。

在業(yè)主和供貨商中健全與不斷改進(jìn)質(zhì)量保證體系，并加強(qiáng)監(jiān)督控制。

推動(dòng)人員培訓(xùn)與再培訓(xùn)的軟硬件條件的改進(jìn)，以及有組織、規(guī)范化的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)交流與反饋。

為提高投運(yùn)第二代核電廠的安全可靠性和經(jīng)濟(jì)性，在多年技術(shù)研發(fā)的基礎(chǔ)上進(jìn)行的技術(shù)改進(jìn)主要從下面幾個(gè)方面著手，而且大部分仍會(huì)在今后繼續(xù)應(yīng)用:

（1）新材料、新工藝的廣泛運(yùn)用

許多新材料、新工藝被開發(fā)出來(lái)，投入使用至今。主要舉例如下：

為了提高安全性，將燃料棒細(xì)化，以17×17組件代替15×15組件。

為了減少中子的無(wú)效吸收以節(jié)省核燃料，采用鋯-4合金代替不銹鋼作燃料棒包殼材料。

研發(fā)出新型可燃毒物及其添加工藝。用可燃毒物吸納較多的后備反應(yīng)性，可減少可溶硼的用量，確保反應(yīng)性溫度系數(shù)始終為負(fù)，提高安全性。可燃毒物隨吸收中子而逐漸減少，被其吸納的后備反應(yīng)性就會(huì)逐漸釋放出來(lái)，從而可加深燃料燃耗。

為了控制因反應(yīng)堆容量加大和換料周期延長(zhǎng)而增大的初始后備反應(yīng)性，并展平功率密度分布，采用細(xì)分的控制棒束、可溶硼和固體可燃毒物相結(jié)合的方法控制反應(yīng)堆。

為了滿足電廠“日負(fù)荷跟蹤”運(yùn)行方式的需要，專門設(shè)置了一種采用弱吸收芯體的“灰”控制棒，簡(jiǎn)稱灰棒。移動(dòng)灰棒不會(huì)引起中子注量率的過(guò)大畸變，又可減少調(diào)節(jié)冷卻劑中硼濃度的頻度。

早期采用的蒸汽發(fā)生器傳熱管材料，如304不銹鋼、Inconel－600、Incoloy－800均因不耐腐蝕，導(dǎo)致大量傳熱管破損，甚至不得不整體更換蒸汽發(fā)生器。后來(lái)研發(fā)出的Inconel－690才解決了這個(gè)問(wèn)題。

壓力容器頂蓋貫穿件材料也從Inconel－600改為Inconel－690，并逐步更換了貫穿件因應(yīng)力腐蝕出現(xiàn)裂紋的壓力容器頂蓋。

新建核電機(jī)組全部采用半速汽輪發(fā)電機(jī)組。

（2）先進(jìn)燃料管理方案

堆芯燃料管理是在確保安全的前提下，以燃耗計(jì)算和功率分布分析為基礎(chǔ)，獲得最佳的比燃耗、合理利用鈾資源、降低燃料成本、改善運(yùn)行性能，以及盡可能減少壓力容器所受快中子輻照而進(jìn)行的技術(shù)經(jīng)濟(jì)分析和管理工作。堆芯燃料管理的發(fā)展趨勢(shì)是換料周期延長(zhǎng)至18～24個(gè)月，更換燃料組件數(shù)由1/3堆芯改為1/4堆芯、換料方式從“由外向內(nèi)”（out-in），改為“由內(nèi)向外”（in-out）。改換后的方式有利于降低壓力容器所受快中子注量，但不利于堆芯中子注量率的展平。此因素可以通過(guò)燃料組件鈾富集度選擇、倒換料方案設(shè)計(jì)、可燃毒物布置等途徑得到較好解決，許多核電機(jī)組已經(jīng)獲得成功，取得很好的效益。

（3）先進(jìn)的數(shù)字化儀控系統(tǒng)的推廣

20世紀(jì)90年代前建成的核電廠均采用的是模擬量?jī)x控系統(tǒng)。由于IT技術(shù)的飛躍發(fā)展，這種系統(tǒng)的性能已大大落伍，設(shè)備老化過(guò)時(shí)、備品備件采購(gòu)已十分困難。因而更換成數(shù)字化儀控系統(tǒng)已經(jīng)是大勢(shì)所趨。數(shù)字化儀控系統(tǒng)的可靠性好，精度高，漂移少，可測(cè)試性與可維修性強(qiáng)、人機(jī)界面友好，而且增加了網(wǎng)絡(luò)通信、故障診斷和故障定位能力，特別是能將各種數(shù)據(jù)庫(kù)、知識(shí)庫(kù)和專家系統(tǒng)融入系統(tǒng)，大大強(qiáng)化了系統(tǒng)的控制能力、自動(dòng)化水平、信息綜合處理與顯示能力，顯著改善了人機(jī)接口，深得運(yùn)行檢修人員的好評(píng)與歡迎。

（4）系統(tǒng)設(shè)計(jì)安全性與運(yùn)行可靠性的改進(jìn)

堆芯設(shè)計(jì)中明顯改變了過(guò)去一味提高堆芯功率密度的做法，轉(zhuǎn)向采用較低的功率密度換取設(shè)計(jì)上的簡(jiǎn)化和寬容性，增大安全裕量。

增加冷卻劑裝量，提高一回路的熱惰性，以增加應(yīng)對(duì)瞬變的寬容時(shí)間，降低堆芯裸露的概率。

廣泛利用自然循環(huán)等非能動(dòng)載熱能力，導(dǎo)出反應(yīng)堆停堆后的剩余發(fā)熱甚至更多的熱量，提高核電廠非能動(dòng)安全性。

運(yùn)用“先漏后破”（LBB）準(zhǔn)則，充分考慮系統(tǒng)應(yīng)具備的易于運(yùn)行和便于檢修的簡(jiǎn)易性和寬容性，增加專設(shè)安全系統(tǒng)的冗余度與容量，為運(yùn)行人員留出充裕時(shí)間去應(yīng)對(duì)突發(fā)事件（“30分鐘不干預(yù)準(zhǔn)則”），提高核電廠的安全性、可用率和經(jīng)濟(jì)性。

開展水化學(xué)與設(shè)備材質(zhì)腐蝕控制的研究，研發(fā)新的無(wú)損檢測(cè)技術(shù)，包括采用“風(fēng)險(xiǎn)告知的在役檢查”（Risk informed in-service inspection）、性能監(jiān)測(cè)和糾正措施、預(yù)防性檢修、長(zhǎng)期規(guī)劃等的一攬子設(shè)備可靠性管理等。

（5）提高機(jī)組可用率，改進(jìn)經(jīng)濟(jì)性

提高燃料富集度，選用更先進(jìn)的燃料包殼材料，改進(jìn)制造工藝，生產(chǎn)高燃耗燃料組件,實(shí)現(xiàn)18～24月?lián)Q料。

改進(jìn)材料和設(shè)備性能，使之更加可靠耐用及便于檢修和更換部件，以適應(yīng)24個(gè)月的長(zhǎng)運(yùn)行周期。

盡量采用功率運(yùn)行期間的檢查、試驗(yàn)和預(yù)防性維修，盡可能縮短換料大修時(shí)間。

（未完待續(xù)）

Te e echn nical e e evolut t tion o o of le eadin n ng nu u uclea a ar po o ower r rea a acto or r r typ p pes in n the e wor r rld

ZHANG Rui-ping1，ZHANG Xue1，ZHANG Lu-qing2
(1.China Institute of Nuclear Information and Economics，Beijing 100048，China；2.STC of China National Nuclear Corporation，Beijing 100822，China)

General introduction, history, status and trend of development for the above-mentioned reactor types were described respectively in the paper. The focus was put on the PWR type being used mostly in China and in the world. At last, generation Ⅳ nuclear energy systems were described simply.

world nuclear power；leading reactor types；development history；status and trend of development

TL42

A

1674-1617(2009)01-0085-05

2008-12-23

張銳平（1982－），男，貴州習(xí)水人，現(xiàn)工作于中國(guó)核科技信息與經(jīng)濟(jì)研究院。