订阅第四代核反应堆技术是什么
来源：网络收集 点击： 时间：2024-05-07【导读】：
-----------------------------------------
世界核电技术的发展趋势世界核电技术的发展趋势
温鸿钧
（中国核工业集团公司，北京 100822）
国家计委制订的《国民经济和社会发展第十个五年计划能源发展专项规划》中提出：要在实现核电国产化的同时，积极支持我国自行开发新一代核电站的工作，为十一五及以后核电的发展奠定基础。国防科工委制定的《国防科技工业军转民十五计划纲要》中提出：加强核电国产化的研究开发，同时开展先进压水堆核电站关键技术的研究开发工作。
按国家计委、国防科工委的规划、计划要求，要进行先进压水堆关键技术和新一代核电站（即我国核电发展的第二步机型，满足用户要求文件的先进型（Advanced）机组）的研究开发。为了正确指导和推进这方面的工作，需要对世界核电的发展、核电技术的发展趋势，在调查研究的基础上作一正确的分析判断。为此，笔者做了这方面的工作，作了一个初步的分析，供有关方面专家、领导参考。
1 历史的回顾
1.1 核能发电技术的验证
在20世纪五、六十年代，二战时期为军事目的而发展的核技术转向民用发展核电，显示了美好的前景。一些发展核电的先行国，如美、英、法、原苏联、加拿大、瑞典等国，各自独立地进行了民用核能的开发。世界核技术的发展，由军用转向了民用。在民用核能的开发过程中，一般都通过建设和运行实验堆来验证工程技术安全上的可行性，再通过验证示范堆的建设，验证其经济上的可行性，之后再转入标准、定型、批量建设。
1942年12月，在美国芝加哥大学建成的世界第一座反应堆证明了实现可控的核裂变链式反应的科学可行性。 在二战期间及以后一段时间内，由美、原苏联、英、法等国家先后建成了一批生产核武器用钚的生产堆和核潜艇用动力反应堆，以及为支持这些反应堆的建设而建设了一批实验、试验反应堆，从而掌握了各种反应堆的基本性能、特点和关键技术。
50年代初开始，利用已有的军用核技术建造以发电为目的的反应堆，由建造实验堆阶段转入验证示范阶段。美国在潜艇动力堆技术的基础上，于1957年12月建成了希平港（Shipping Port）压水堆核电站，于1960年7月建成了德累斯顿（Dresden-1）沸水堆核电站，为轻水堆核电站的发展开辟了道路。英国于1956年10月建成了卡德霍尔（Calder Hall A）生产发电两用的石墨气冷堆核电厂。原苏联于1954年在奥布宁斯克建成APS-1压力管式石墨水冷堆核电站。加拿大于1962年建成NPD天然铀重水堆核电站。 围绕这些核电站的建设，进行了广泛的科研攻关，解决了一系列建造核电站的工程技术问题，证实了核电站能够安全、经济、稳定地运行，实现了工程可行性和经济可行性的验证，为以后七、八十年代核电较大规模的商用发展打下了基础。
1.2 核电大发展时期的标准化、系列化发展
60年代到70年代，核电的安全性和经济性得到验证，相对于常规发电系统的优越性鲜明地显现出来。此时，又是世界各国经济快速发展时期，电力需求也以十年翻一番的速度迅速增长，给核电发展提供了一个广阔的市场。核电迅速实现了标准化、批量化的建设和发展。
在核电大发展时期，同样存在激烈竞争。一些因其固有特点的限制，难于同其他机型竞争而被淘汰（如气体冷却重水堆、蒸汽发生重水堆（SGHWR）等）。有发展空间的机型，则为提高安全性、改善经济性而不断改进，如美国通用电气公司的沸水堆BWR1、BWR2等形成了系列化的发展。美国西屋公司的212、312、412型和314、414型等。
在七、八十年代，国际核电发展形成系列化建设的机型有：
（1）压水堆核电机组，包括西屋公司的压水堆、燃烧工程公司的压水堆、巴布科克·威尔科克斯（B用户要求文件
1983年开始，美国电力研究所（EPRI）在美国核管会（NRC）的支持下，经多年努力，制定了一个能被供应商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众各方面都能接受的，提高安全性和改善经济性的核电厂设计基础文件，即适用下一代轻水堆核电站设计的用户要求文件（URD）。随后，欧共体国家共同制定了类似的文件欧洲用户要求文件（EUR）。
URD的主要性能指标：
设计原则：简单、坚固、不需要原型堆；
燃料热工安全裕量：≥15%；
堆芯熔化概率：1.0×10-5/堆年；
大量放射性释放概率：1.0×10-6/堆年；
失水事故：6英寸以下破口，燃料不损坏；
设计寿命：60年；
换料周期：18~24个月；
机组可利用率：≥87%；
工作人员辐射剂量：100人雷姆/年；
建设周期（从浇注第一罐混凝土至商业运行）：对1300 MW机组为54个月，对600 MW机组为42个月。
（2）更安全、更经济机型的开发
世界核电供应商按URD、EUR等的要求，在各自已形成批量生产机型的基础上，作改进创新的开发研究。
美国西屋公司研究开发了AP-600型核电机组的设计，1988年获美国核管会最终设计批准书（FDA），特点是采用非能动安全系统，简化设计。另外，还同日本三菱公司合作研究开发了APWR- 1000、APWR-1300，但尚未获美国核管会颁发的最终设计批准书。
美国ABB-CE公司在其成熟的系统80的基础上，研究开发了改进的机型系统80+。1984年获得美国核管会颁发的最终设计批准书，并于1997年完成全部法律手续，获得美国核管会颁发的设计许可证。特点是采用双环路的输热系统。
美国GE公司基于成熟沸水堆技术，研究开发了先进沸水堆（ABWR），1994年获美国核管会颁发的最终设计批准书，1997年通过全部法律手续，获得美国核管会颁发的设计许可证。 在日本建造了2台，运行情况良好。我国台湾省正在建造的核四就是这种机型。
法国法马通公司和德国西门子公司联合开发了欧洲先进核电机组欧洲压水堆（EPR）。
俄罗斯根据核电改进发展潮流，在已成熟批量建设的WWER-1000的基础上，研究开发了AES-91型和AES-92型两种设计，向美国URD靠拢。AES-92采用较多的非能动安全系统。
（3）机型开发的思路
上述的研究开发的基本思路，大体可划分为改进型、革新型、革命型三类：
改进型是在原有设计基础上，利用国际上已成熟的改进技术，增加安全裕量，增加对付严重事故的安全措施，提高安全性，又通过增加单机容量，利用规模效益改善经济性，补偿因提高安全性而引起的经济性下降。
革新型的特点是在成熟技术基础上，采用依靠自然规律（重力、自然循环等）的非能动安全性，简化系统、减少设备，既提高安全性，又改善经济性。
革命型，在设计中引入固有安全性概念，从根本上排除产生事故的可能性。
按革命型设计思路开发的几个机型均遇到一些重大技术关键，距成熟尚有较大的距离。革新型机组的代表是AP-600，由于采用非能动安全系统有一定难度，相对于改进型成熟较晚。改进型机组的研究开发相对简单，如系统80+、ABWR、EPR等，都趋成熟，其中ABWR已成功建设和运行了2台机组。
2 核电技术发展的最新动向
2.1 核能复苏的动向
（1）美国政府颁布了新的能源政策，要复苏核能。2001年5月17日，美国总统布什颁布新的美国核能政策，指出应该发展清洁的、资源无限的核能，能源政策提出把扩大核能作为国家能源政策的重要组成部分，并提出了促进核能复苏和发展的一些具体政策。要求美国核管会在审批新的先进反应堆申请许可证的过程中将保证安全和环境保护作为最重要的条件。要求核管会推动核电企业对现役核电站安全升级、增加发电量。要求核管会对现役核电站重新发放许可证，使之达到或超过安全标准。提出发展下一代核技术和先进的核燃料循环，重新审订核燃料处理方法的研究，使得核废料少并具有强的防核扩散能力；不鼓励积累分离钚；要发展清洁、高效、废物量少、防核扩散的乏燃料处理处置技术。在2001年5月召开的核能会议上，美国核工业界提出在2020年前，新增核电装机5000万kW的设想目标。2001年8月初，美国众议院通过了保障美国未来能源的法案，支持在现有核电厂址上建设新的核电机组，增加国家在核能方面的研究费用，增加各大学的核科学及核工程的教育经费和研究费用。
（2）2001年1月底，俄罗斯原子能部副部长尼克马图林说：位于俄罗斯欧洲地区不久将面临电能短缺危机，政府唯一的解决方案是修建新的核反应堆，防止潜在的能源危机，俄罗斯计划在2020年前修建40座核反应堆。
（3）日本政府为了兑现削减CO2排放目标的承诺，日本资源能源厅提出日本将在2001年至2010年新建13座（约1694万kW）核电站。其中沸水堆10座（约1295万kW，ABWR 8座，BWR 2座），压水堆3座（约399万kW，APWR 2座，PWR 1座）。自2011年起，还计划建造7座核电站，约848万kW，其中ABWR 5座，BWR 2座。
2.2 第四代核电技术概念的提出
第四代核电技术概念是1999年6月美国克林顿政府的能源部首先提出的，并得到一些国家的支持。
（1）第四代核电技术的概念
把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。
（2）开发第四代核电技术的目的
美国政府对核电界共同研究开发的第三代核电技术不够满意的是：未考虑防止核扩散的要求，经济性不够理想。为了强化防止核扩散的要求和进一步改善经济性，提出要研究开发第四代核电站。
（3）第四代核电技术的性能要求
2000年5月，由美国能源部发起、美国阿贡实验室组织的全世界约100名专家进行了研讨，提出了第四代核电站14项基本要求。关于经济性的有3条：要有竞争力的发电成本，其母线发电成本为3美分/kWh；可接受的投资风险，比投资小于1000美元/kW；建造时间（从浇注第一罐混凝土至反应堆启动试验）少于3年。有5条是关于核安全和辐射安全的：非常低的堆芯破损概率；任何可信初因事故都经验证，不会发生严重堆芯损坏；不需要场外应急；人因容错性能高；尽可能小的辐射照射。关于核废物有3条：要有完整的解决方案；解决方案被公众接受；废物量要最小。关于防核扩散的有3条：对武器扩散分子的吸引力小；内在的和外部的防止核扩散能力强；对防止核扩散要经过评估。
由上看出，第四代核电站的要求突出了防止核扩散问题，没有考虑核燃料循环和核资源问题，而这两个问题是涉及核能可持续发展的重大问题。
（4）设想发展进度
当前的主要任务是研究确定第四代核电的性能要求，逐步由原则要求，经细化为具体指标，在此基础上再开展堆型的研究开发。预计2020年前能有一个或几个示范电站建成运行；到2030年以后再推广建设。在2001年到2030年这段时间内，将建造一批第三代的先进轻水堆核电机组。
（5）当前的进展
目前，该工作尚处于开始阶段，主要由大学教授、科研单位专家进行理论政策探讨。所提出的性能指标要求仅是原则性的，需要深化的工作还很多，还要经过方方面面的审查认可。距离做实质性的堆型选择、堆型研究开发还有较大距离。现在就把某种堆型说成第四代核电堆型为时尚早。
2.3 核电机型开发的一些新的动向
（1）美国西屋公司和ABB-CE公司联合后，基于美国核管会批准最终设计的AP-600和系统80+，提出了AP-1000的概念。利用AP-600简化改进和被动安全的设计概念，加上系统80+双环路的设计思想，把AP-600的60万kW扩大为100万kW，采用两条50万kW的环路。结合了简化设计和扩大规模两个方面来改善核电的经济性。
（2）日本三菱公司最近提出发展21世纪核电站NP-21的压水堆机型，其单机容量为150万到170万kW，四个环路，采用卧式蒸汽发生器。
（3）俄罗斯最近提出了发展150万kW的压水堆机型，四个环路，采用非能动的余热排出系统，采用垂直盘管式的蒸汽发生器。
（4）韩国在引进ABB-CE的系统80的核电技术基础上，自主提出了大型非能动压水堆核电站CP-1300的概念，采用了西屋公司的非能动安全系统的概念，又采用了ABB-CE双环路的设计。
（5）印度从俄罗斯进口百万千瓦级压水堆核电机组的合同谈判已基本完成，待我国田湾核电站建成后付之实施。其机组以我国田湾核电站为参考，要加上非能动的余热排出系统。
（6）南非提出了球床模块化高温气冷堆的设计概念，由于其热效率高、经济性好、安全性好，引起了国际较大的反响。但是，高温气冷堆的重要关键技术尚未得到工程验证，这种堆型的乏燃料难于处理和处置。另外，高温气冷堆的发展还将涉及核燃料循环体系的技术路线。
3 世界核电技术发展的趋势
3.1 提高安全性、改善经济性成为核电技术发展的主要趋向
在核电市场竞争中，一个机型能保持持续稳定的发展而不被市场竞争所淘汰，关键是能够确保安全、在经济上有竞争力。在近十年来，指导核电技术发展的用户要求文件（URD、EUR）、最新提出的第四代核电站的性能要求以及美国最近颁布的新的能源政策，都贯穿一条主线，就是要提高安全性、改善经济性，在满足确定的安全要求的条件下，争取最好的经济性。如堆芯熔化概率1.0×10-5/堆年，大量放射性释放概率1.0×10-6/堆年，燃料热工安全裕量≥15%等。
3.2 延长在役核电站的寿期已是世界各国都实际采取的行动
在经济上，延长寿期相对于新建核电站更经济。从可行性看，迅速更换反应堆的部件等措施、延长反应堆寿期在技术上和经济上已得到了验证。绝大部分原设计寿期40年的核电站机组都可延长到60年。目前，美国、英国、日本等国家做了许多关于延长寿命的研究验证工作，并通过核安全当局的审查，批准延长寿期。
3.3 单机容量继续向大型化方向发展
为提高核电站的经济性，继续向大型化方向发展：俄罗斯提出建造150万kW的压水堆机组的概念；日本三菱公司提出了建造150万至170万kW的压水堆机组；日本的东芝、日立提出了建170万kW的ABWR-II的概念；美国西屋公司也在AP-600的基础上向AP-1000发展。
3.4 采用非能动安全系统、简化系统、减少设备来提高安全性
世界各国最新提出的设计概念，一般都在原有设计基础上增加非能动安全系统代替原有的主动安全系统，也不追求全部采用非能动安全系统，而根据技术成熟程度和对机组的安全、经济性能的改进程度确定采用哪几个非能动安全系统，即是非能动、能动混合型的安全系统。
3.5 为便于堆内安全系统的设置和安排一般采用两个或四个的偶数环路
过去百万千瓦级机组一般采用三个环路，每个环路30万kW。但最近提出的一些设计概念都采用偶数环路，每个环路容量根据设计的单机总容量确定，不限制在30万kW一个环路。如美国的AP-1000是双环路，每个环路50万kW；韩国的CP-1300也是双环路，每个环路65万kW；日本三菱的NP-21，单机容量150万至170万kW，四个环路，每个环路37.5万或42.5万kW；俄罗斯的150万kW的设计概念，也是四个环路，每个环路37.5万kW。取偶数环路的主要原因是在压力容器内安全系统布置比较容易，也比较好。
3.6 仪表控制系统（I自行开发新一代核电站的要求和世界核电发展的趋势，我们应抓紧新一代的核电机型的研究开发工作，争取在2010年前完成机型的研究开发工作，具备上首堆工程的条件。从十二五初到十二五末或十三五初，完成首堆工程建设和投运， 实施标准化、批量化建设，这样大体可赶上世界核电发展的步伐。
世界核电技术的发展趋势世界核电技术的发展趋势
温鸿钧
（中国核工业集团公司，北京 100822）
国家计委制订的《国民经济和社会发展第十个五年计划能源发展专项规划》中提出：要在实现核电国产化的同时，积极支持我国自行开发新一代核电站的工作，为十一五及以后核电的发展奠定基础。国防科工委制定的《国防科技工业军转民十五计划纲要》中提出：加强核电国产化的研究开发，同时开展先进压水堆核电站关键技术的研究开发工作。
按国家计委、国防科工委的规划、计划要求，要进行先进压水堆关键技术和新一代核电站（即我国核电发展的第二步机型，满足用户要求文件的先进型（Advanced）机组）的研究开发。为了正确指导和推进这方面的工作，需要对世界核电的发展、核电技术的发展趋势，在调查研究的基础上作一正确的分析判断。为此，笔者做了这方面的工作，作了一个初步的分析，供有关方面专家、领导参考。
1 历史的回顾
1.1 核能发电技术的验证
在20世纪五、六十年代，二战时期为军事目的而发展的核技术转向民用发展核电，显示了美好的前景。一些发展核电的先行国，如美、英、法、原苏联、加拿大、瑞典等国，各自独立地进行了民用核能的开发。世界核技术的发展，由军用转向了民用。在民用核能的开发过程中，一般都通过建设和运行实验堆来验证工程技术安全上的可行性，再通过验证示范堆的建设，验证其经济上的可行性，之后再转入标准、定型、批量建设。
1942年12月，在美国芝加哥大学建成的世界第一座反应堆证明了实现可控的核裂变链式反应的科学可行性。 在二战期间及以后一段时间内，由美、原苏联、英、法等国家先后建成了一批生产核武器用钚的生产堆和核潜艇用动力反应堆，以及为支持这些反应堆的建设而建设了一批实验、试验反应堆，从而掌握了各种反应堆的基本性能、特点和关键技术。
50年代初开始，利用已有的军用核技术建造以发电为目的的反应堆，由建造实验堆阶段转入验证示范阶段。美国在潜艇动力堆技术的基础上，于1957年12月建成了希平港（Shipping Port）压水堆核电站，于1960年7月建成了德累斯顿（Dresden-1）沸水堆核电站，为轻水堆核电站的发展开辟了道路。英国于1956年10月建成了卡德霍尔（Calder Hall A）生产发电两用的石墨气冷堆核电厂。原苏联于1954年在奥布宁斯克建成APS-1压力管式石墨水冷堆核电站。加拿大于1962年建成NPD天然铀重水堆核电站。 围绕这些核电站的建设，进行了广泛的科研攻关，解决了一系列建造核电站的工程技术问题，证实了核电站能够安全、经济、稳定地运行，实现了工程可行性和经济可行性的验证，为以后七、八十年代核电较大规模的商用发展打下了基础。
1.2 核电大发展时期的标准化、系列化发展
60年代到70年代，核电的安全性和经济性得到验证，相对于常规发电系统的优越性鲜明地显现出来。此时，又是世界各国经济快速发展时期，电力需求也以十年翻一番的速度迅速增长，给核电发展提供了一个广阔的市场。核电迅速实现了标准化、批量化的建设和发展。
在核电大发展时期，同样存在激烈竞争。一些因其固有特点的限制，难于同其他机型竞争而被淘汰（如气体冷却重水堆、蒸汽发生重水堆（SGHWR）等）。有发展空间的机型，则为提高安全性、改善经济性而不断改进，如美国通用电气公司的沸水堆BWR1、BWR2等形成了系列化的发展。美国西屋公司的212、312、412型和314、414型等。
在七、八十年代，国际核电发展形成系列化建设的机型有：
（1）压水堆核电机组，包括西屋公司的压水堆、燃烧工程公司的压水堆、巴布科克·威尔科克斯（B用户要求文件
1983年开始，美国电力研究所（EPRI）在美国核管会（NRC）的支持下，经多年努力，制定了一个能被供应商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众各方面都能接受的，提高安全性和改善经济性的核电厂设计基础文件，即适用下一代轻水堆核电站设计的用户要求文件（URD）。随后，欧共体国家共同制定了类似的文件欧洲用户要求文件（EUR）。
URD的主要性能指标：
设计原则：简单、坚固、不需要原型堆；
燃料热工安全裕量：≥15%；
堆芯熔化概率：1.0×10-5/堆年；
大量放射性释放概率：1.0×10-6/堆年；
失水事故：6英寸以下破口，燃料不损坏；
设计寿命：60年；
换料周期：18~24个月；
机组可利用率：≥87%；
工作人员辐射剂量：100人雷姆/年；
建设周期（从浇注第一罐混凝土至商业运行）：对1300 MW机组为54个月，对600 MW机组为42个月。
（2）更安全、更经济机型的开发
世界核电供应商按URD、EUR等的要求，在各自已形成批量生产机型的基础上，作改进创新的开发研究。
美国西屋公司研究开发了AP-600型核电机组的设计，1988年获美国核管会最终设计批准书（FDA），特点是采用非能动安全系统，简化设计。另外，还同日本三菱公司合作研究开发了APWR- 1000、APWR-1300，但尚未获美国核管会颁发的最终设计批准书。
美国ABB-CE公司在其成熟的系统80的基础上，研究开发了改进的机型系统80+。1984年获得美国核管会颁发的最终设计批准书，并于1997年完成全部法律手续，获得美国核管会颁发的设计许可证。特点是采用双环路的输热系统。
美国GE公司基于成熟沸水堆技术，研究开发了先进沸水堆（ABWR），1994年获美国核管会颁发的最终设计批准书，1997年通过全部法律手续，获得美国核管会颁发的设计许可证。 在日本建造了2台，运行情况良好。我国台湾省正在建造的核四就是这种机型。
法国法马通公司和德国西门子公司联合开发了欧洲先进核电机组欧洲压水堆（EPR）。
俄罗斯根据核电改进发展潮流，在已成熟批量建设的WWER-1000的基础上，研究开发了AES-91型和AES-92型两种设计，向美国URD靠拢。AES-92采用较多的非能动安全系统。
（3）机型开发的思路
上述的研究开发的基本思路，大体可划分为改进型、革新型、革命型三类：
改进型是在原有设计基础上，利用国际上已成熟的改进技术，增加安全裕量，增加对付严重事故的安全措施，提高安全性，又通过增加单机容量，利用规模效益改善经济性，补偿因提高安全性而引起的经济性下降。
革新型的特点是在成熟技术基础上，采用依靠自然规律（重力、自然循环等）的非能动安全性，简化系统、减少设备，既提高安全性，又改善经济性。
革命型，在设计中引入固有安全性概念，从根本上排除产生事故的可能性。
按革命型设计思路开发的几个机型均遇到一些重大技术关键，距成熟尚有较大的距离。革新型机组的代表是AP-600，由于采用非能动安全系统有一定难度，相对于改进型成熟较晚。改进型机组的研究开发相对简单，如系统80+、ABWR、EPR等，都趋成熟，其中ABWR已成功建设和运行了2台机组。
2 核电技术发展的最新动向
2.1 核能复苏的动向
（1）美国政府颁布了新的能源政策，要复苏核能。2001年5月17日，美国总统布什颁布新的美国核能政策，指出应该发展清洁的、资源无限的核能，能源政策提出把扩大核能作为国家能源政策的重要组成部分，并提出了促进核能复苏和发展的一些具体政策。要求美国核管会在审批新的先进反应堆申请许可证的过程中将保证安全和环境保护作为最重要的条件。要求核管会推动核电企业对现役核电站安全升级、增加发电量。要求核管会对现役核电站重新发放许可证，使之达到或超过安全标准。提出发展下一代核技术和先进的核燃料循环，重新审订核燃料处理方法的研究，使得核废料少并具有强的防核扩散能力；不鼓励积累分离钚；要发展清洁、高效、废物量少、防核扩散的乏燃料处理处置技术。在2001年5月召开的核能会议上，美国核工业界提出在2020年前，新增核电装机5000万kW的设想目标。2001年8月初，美国众议院通过了保障美国未来能源的法案，支持在现有核电厂址上建设新的核电机组，增加国家在核能方面的研究费用，增加各大学的核科学及核工程的教育经费和研究费用。
（2）2001年1月底，俄罗斯原子能部副部长尼克马图林说：位于俄罗斯欧洲地区不久将面临电能短缺危机，政府唯一的解决方案是修建新的核反应堆，防止潜在的能源危机，俄罗斯计划在2020年前修建40座核反应堆。
（3）日本政府为了兑现削减CO2排放目标的承诺，日本资源能源厅提出日本将在2001年至2010年新建13座（约1694万kW）核电站。其中沸水堆10座（约1295万kW，ABWR 8座，BWR 2座），压水堆3座（约399万kW，APWR 2座，PWR 1座）。自2011年起，还计划建造7座核电站，约848万kW，其中ABWR 5座，BWR 2座。
2.2 第四代核电技术概念的提出
第四代核电技术概念是1999年6月美国克林顿政府的能源部首先提出的，并得到一些国家的支持。
（1）第四代核电技术的概念
把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。
（2）开发第四代核电技术的目的
美国政府对核电界共同研究开发的第三代核电技术不够满意的是：未考虑防止核扩散的要求，经济性不够理想。为了强化防止核扩散的要求和进一步改善经济性，提出要研究开发第四代核电站。
（3）第四代核电技术的性能要求
2000年5月，由美国能源部发起、美国阿贡实验室组织的全世界约100名专家进行了研讨，提出了第四代核电站14项基本要求。关于经济性的有3条：要有竞争力的发电成本，其母线发电成本为3美分/kWh；可接受的投资风险，比投资小于1000美元/kW；建造时间（从浇注第一罐混凝土至反应堆启动试验）少于3年。有5条是关于核安全和辐射安全的：非常低的堆芯破损概率；任何可信初因事故都经验证，不会发生严重堆芯损坏；不需要场外应急；人因容错性能高；尽可能小的辐射照射。关于核废物有3条：要有完整的解决方案；解决方案被公众接受；废物量要最小。关于防核扩散的有3条：对武器扩散分子的吸引力小；内在的和外部的防止核扩散能力强；对防止核扩散要经过评估。
由上看出，第四代核电站的要求突出了防止核扩散问题，没有考虑核燃料循环和核资源问题，而这两个问题是涉及核能可持续发展的重大问题。
（4）设想发展进度
当前的主要任务是研究确定第四代核电的性能要求，逐步由原则要求，经细化为具体指标，在此基础上再开展堆型的研究开发。预计2020年前能有一个或几个示范电站建成运行；到2030年以后再推广建设。在2001年到2030年这段时间内，将建造一批第三代的先进轻水堆核电机组。
（5）当前的进展
目前，该工作尚处于开始阶段，主要由大学教授、科研单位专家进行理论政策探讨。所提出的性能指标要求仅是原则性的，需要深化的工作还很多，还要经过方方面面的审查认可。距离做实质性的堆型选择、堆型研究开发还有较大距离。现在就把某种堆型说成第四代核电堆型为时尚早。
2.3 核电机型开发的一些新的动向
（1）美国西屋公司和ABB-CE公司联合后，基于美国核管会批准最终设计的AP-600和系统80+，提出了AP-1000的概念。利用AP-600简化改进和被动安全的设计概念，加上系统80+双环路的设计思想，把AP-600的60万kW扩大为100万kW，采用两条50万kW的环路。结合了简化设计和扩大规模两个方面来改善核电的经济性。
（2）日本三菱公司最近提出发展21世纪核电站NP-21的压水堆机型，其单机容量为150万到170万kW，四个环路，采用卧式蒸汽发生器。
（3）俄罗斯最近提出了发展150万kW的压水堆机型，四个环路，采用非能动的余热排出系统，采用垂直盘管式的蒸汽发生器。
（4）韩国在引进ABB-CE的系统80的核电技术基础上，自主提出了大型非能动压水堆核电站CP-1300的概念，采用了西屋公司的非能动安全系统的概念，又采用了ABB-CE双环路的设计。
（5）印度从俄罗斯进口百万千瓦级压水堆核电机组的合同谈判已基本完成，待我国田湾核电站建成后付之实施。其机组以我国田湾核电站为参考，要加上非能动的余热排出系统。
（6）南非提出了球床模块化高温气冷堆的设计概念，由于其热效率高、经济性好、安全性好，引起了国际较大的反响。但是，高温气冷堆的重要关键技术尚未得到工程验证，这种堆型的乏燃料难于处理和处置。另外，高温气冷堆的发展还将涉及核燃料循环体系的技术路线。
3 世界核电技术发展的趋势
3.1 提高安全性、改善经济性成为核电技术发展的主要趋向
在核电市场竞争中，一个机型能保持持续稳定的发展而不被市场竞争所淘汰，关键是能够确保安全、在经济上有竞争力。在近十年来，指导核电技术发展的用户要求文件（URD、EUR）、最新提出的第四代核电站的性能要求以及美国最近颁布的新的能源政策，都贯穿一条主线，就是要提高安全性、改善经济性，在满足确定的安全要求的条件下，争取最好的经济性。如堆芯熔化概率1.0×10-5/堆年，大量放射性释放概率1.0×10-6/堆年，燃料热工安全裕量≥15%等。
3.2 延长在役核电站的寿期已是世界各国都实际采取的行动
在经济上，延长寿期相对于新建核电站更经济。从可行性看，迅速更换反应堆的部件等措施、延长反应堆寿期在技术上和经济上已得到了验证。绝大部分原设计寿期40年的核电站机组都可延长到60年。目前，美国、英国、日本等国家做了许多关于延长寿命的研究验证工作，并通过核安全当局的审查，批准延长寿期。
3.3 单机容量继续向大型化方向发展
为提高核电站的经济性，继续向大型化方向发展：俄罗斯提出建造150万kW的压水堆机组的概念；日本三菱公司提出了建造150万至170万kW的压水堆机组；日本的东芝、日立提出了建170万kW的ABWR-II的概念；美国西屋公司也在AP-600的基础上向AP-1000发展。
3.4 采用非能动安全系统、简化系统、减少设备来提高安全性
世界各国最新提出的设计概念，一般都在原有设计基础上增加非能动安全系统代替原有的主动安全系统，也不追求全部采用非能动安全系统，而根据技术成熟程度和对机组的安全、经济性能的改进程度确定采用哪几个非能动安全系统，即是非能动、能动混合型的安全系统。
3.5 为便于堆内安全系统的设置和安排一般采用两个或四个的偶数环路
过去百万千瓦级机组一般采用三个环路，每个环路30万kW。但最近提出的一些设计概念都采用偶数环路，每个环路容量根据设计的单机总容量确定，不限制在30万kW一个环路。如美国的AP-1000是双环路，每个环路50万kW；韩国的CP-1300也是双环路，每个环路65万kW；日本三菱的NP-21，单机容量150万至170万kW，四个环路，每个环路37.5万或42.5万kW；俄罗斯的150万kW的设计概念，也是四个环路，每个环路37.5万kW。取偶数环路的主要原因是在压力容器内安全系统布置比较容易，也比较好。
3.6 仪表控制系统（I自行开发新一代核电站的要求和世界核电发展的趋势，我们应抓紧新一代的核电机型的研究开发工作，争取在2010年前完成机型的研究开发工作，具备上首堆工程的条件。从十二五初到十二五末或十三五初，完成首堆工程建设和投运， 实施标准化、批量化建设，这样大体可赶上世界核电发展的步伐。
版权声明：
1、本文系转载，版权归原作者所有，旨在传递信息，不代表看本站的观点和立场。
2、本站仅提供信息发布平台，不承担相关法律责任。
3、若侵犯您的版权或隐私，请联系本站管理员删除。
4、文章链接：http://www.ff371.cn/info/6700925.html
