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

世界核電主要堆型技術沿革

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

介紹了世界核電主要反應堆堆型的工作原理、研發(fā)歷史、現(xiàn)狀及發(fā)展趨勢，重點放在我國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

1 輕水反應堆（LWR）

反應堆是一種能實現(xiàn)可控自持裂變鏈式反應的裝置，常簡稱為“堆”。它主要由核燃料、慢化劑（快中子堆無此成分）、冷卻劑、控制棒組件及其驅動機構、反射層、屏蔽、堆內(nèi)構件與反應堆壓力容器等組成。核反應堆中，燃料核發(fā)生裂變鏈式反應釋放的熱量被反應堆冷卻劑帶出堆芯用來產(chǎn)生蒸汽。蒸汽推動汽輪機發(fā)電（如同化石燃料電廠一樣）。

這里所說的“輕水”，就是普通的水(H2O)，只是其中的固體雜質和化學離子成分含量要求極低。在輕水反應堆中，水同時用作中子慢化劑和反應堆冷卻劑。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、結構及回路材料具有良好的化學相容性，而且價格低廉、易于獲得。由于水有很大的反應性負溫度系數(shù)，使得反應堆具有較好的“固有安全性”。再者可以充分利用常規(guī)蒸汽動力裝置的水介質技術。所以輕水堆是現(xiàn)在世界上應用最廣泛的堆型。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。在反應堆使用過程中，部分238U核吸收中子轉變成易裂變的239Pu，它可以部分補償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 壓水反應堆（PWR）

壓水堆核電廠具有功率密度高、結構緊湊、安全易控、技術成熟、造價和發(fā)電成本相對較低等特點，因此它是目前國際上最廣泛采用的商用核電廠堆型，占輕水堆核電機組總數(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)反應堆堆芯時，吸收堆芯產(chǎn)生的熱量而升溫。當其流經(jīng)蒸汽發(fā)生器傳熱管的一次側時，將熱量傳給傳熱管另一側(二次側)的二回路水，使之轉變?yōu)檎羝寗悠啓C，帶動發(fā)電機發(fā)電。溫度下降了的冷卻劑再被送回堆芯，構成一回路循環(huán)。由于高溫水的飽和蒸汽壓高，為了使反應堆內(nèi)的水保持液態(tài)不沸騰，反應堆必須在高壓下運行。現(xiàn)代壓水堆核電廠反應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，并列豎直布置構成反應堆堆芯。

控制棒

由中子吸收材料（如鎘銦銀合金等）制成，由驅動機構將其插入或抽出堆芯來控制反應堆功率。

壓力容器

一種厚壁鋼容器，用來包容反應堆堆芯和慢化劑/冷卻劑。

主泵

用來唧送冷卻劑流過堆芯帶出熱量的重要設備。

蒸汽發(fā)生器

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

穩(wěn)壓器

用來穩(wěn)定和調(diào)節(jié)反應堆工作壓力的設備。

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

這是一個圍繞反應堆的、承載能力非常強的建筑物，用來保護反應堆免受外部入侵，以及保護外部環(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1米左右的混凝土和鋼結構。

1.1.2 沸水反應堆（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，這樣就會對二回路循環(huán)和汽輪機造成輻射污染，必須對這些設備部件也要提供防護。由于水可以在堆內(nèi)沸騰，沸水堆的運行壓力比壓水堆低，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，所以其壓力容器個頭比壓水堆大得多，而控制棒驅動機構則不得不安裝在壓力容器的下方。

目前，全世界有10多個國家在使用沸水堆。

1.2 發(fā)展簡史回顧

第二次世界大戰(zhàn)結束后，在確保核潛艇技術優(yōu)先發(fā)展的前提下，美國開始開發(fā)核能發(fā)電技術。1957年底，美國首先將核潛艇壓水堆和常規(guī)蒸汽發(fā)電技術結合起來，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。在美國動力示范堆計劃的推動下，幾乎所有可能用于發(fā)電組合的堆型都進行了試驗。一大批原型示范堆核電廠的建立為科研攻關，解決工程建造技術問題，證實核電廠的工程和經(jīng)濟可行性提供了條件。最終還是壓水堆和沸水堆的實用優(yōu)勢明顯，成了美國核電發(fā)展的主線。20世紀五六十年代，美國、西歐和日本的經(jīng)濟迅速發(fā)展。60年代后期美國核電造價還不到200 美元/千瓦，因此獲得了大批訂單。

西歐許多國家認識到發(fā)展核電是其擺脫過分依賴中東石油的唯一出路。鑒于美國富集鈾輕水堆經(jīng)濟性、先進性遠勝于天然鈾石墨堆和美國政府同意供應富集鈾的承諾，法國、瑞典、日本、西德等國先后放棄了原先的開發(fā)路線，轉向富集鈾輕水堆。引進美國輕水堆技術建成了第一批西方輕水堆核電廠，如法國的舒茲(Chooz)核電廠，德國的奧珀利海母(Obrigheim)核電廠和日本的美浜（Mihama）1號核電廠等。

前蘇聯(lián)在1954年建成了第一座5 MW奧勃寧斯克實驗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。受當時技術限制，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試驗示范來驗證核電的工程實施可行性。

1973年的第一次石油危機，引發(fā)了美國第二個核電訂貨高潮。兩年間共訂貨6 700萬千瓦，大約占當年訂貨總容量的50%。單堆功率水平在第一代的基礎上大幅度提高，達到百萬千瓦級，環(huán)路數(shù)有2、3、4之分，技術上有不小進步。通常稱這段時期建設的核電廠是第二代。第二代核電廠主要實現(xiàn)了商業(yè)化、標準化、系列化、批量化，以提高經(jīng)濟性，是目前世界上投運核電廠的主力軍。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西屋公司、通用電氣公司、ABB/CE公司，以及引進美國技術后形成自己技術體系的法國法馬通公司、德國西門子公司、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年第二次石油危機的影響，所有能源的價格均急劇上漲。西方各國經(jīng)濟發(fā)展速度銳減，同時采取大規(guī)模的節(jié)能措施，使得電力需求大幅回落。大批電力建設項目被迫停建、緩建或取消，而首當其沖的就是造價高于常規(guī)電力的核電項目。同時，第一代核電技術在安全理念、選用材料和制造質量方面的問題逐漸暴露，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，卻對世界核電發(fā)展產(chǎn)生了很大影響。三里島事故后，美國核管會（USNRC）加強了對核電廠的安全監(jiān)管，不但嚴格控制新許可證的發(fā)放，而且對修改原有核電廠設備和規(guī)程的要求一加再加，致使設計一改再改，工期一拖再拖，經(jīng)濟性則一降再降，使投資風險大增，對核電建設的信心漸失。從20世紀80年代中期起，石油和煤產(chǎn)量過剩，價格持續(xù)走低，使核電逐漸失去經(jīng)濟競爭力。1979年以后，美國再沒有新的核電訂貨。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)濟損失慘重。公眾接受心理問題成了核電發(fā)展的重大障礙。核電發(fā)展遂跌至谷底，一些國家甚至放棄或擱置了核電發(fā)展計劃。

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

1.3 第二代壓水反應堆的管理與技術改進要點

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

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到提高核電廠安全，不只是安全管理部門的職責，而應是每個員工在本職工作中自覺貫徹的行動。企業(yè)領導層對安全文化的培育起著關鍵作用。

在業(yè)主和供貨商中健全與不斷改進質量保證體系，并加強監(jiān)督控制。

推動人員培訓與再培訓的軟硬件條件的改進，以及有組織、規(guī)范化的運行經(jīng)驗交流與反饋。

為提高投運第二代核電廠的安全可靠性和經(jīng)濟性，在多年技術研發(fā)的基礎上進行的技術改進主要從下面幾個方面著手，而且大部分仍會在今后繼續(xù)應用:

（1）新材料、新工藝的廣泛運用

許多新材料、新工藝被開發(fā)出來，投入使用至今。主要舉例如下：

為了提高安全性，將燃料棒細化，以17×17組件代替15×15組件。

為了減少中子的無效吸收以節(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性，可減少可溶硼的用量，確保反應性溫度系數(shù)始終為負，提高安全性?？扇级疚镫S吸收中子而逐漸減少，被其吸納的后備反應性就會逐漸釋放出來，從而可加深燃料燃耗。

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

為了滿足電廠“日負荷跟蹤”運行方式的需要，專門設置了一種采用弱吸收芯體的“灰”控制棒，簡稱灰棒。移動灰棒不會引起中子注量率的過大畸變，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。后來研發(fā)出的Inconel－690才解決了這個問題。

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力腐蝕出現(xiàn)裂紋的壓力容器頂蓋。

新建核電機組全部采用半速汽輪發(fā)電機組。

（2）先進燃料管理方案

堆芯燃料管理是在確保安全的前提下，以燃耗計算和功率分布分析為基礎，獲得最佳的比燃耗、合理利用鈾資源、降低燃料成本、改善運行性能，以及盡可能減少壓力容器所受快中子輻照而進行的技術經(jīng)濟分析和管理工作。堆芯燃料管理的發(fā)展趨勢是換料周期延長至18～24個月，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。此因素可以通過燃料組件鈾富集度選擇、倒換料方案設計、可燃毒物布置等途徑得到較好解決，許多核電機組已經(jīng)獲得成功，取得很好的效益。

（3）先進的數(shù)字化儀控系統(tǒng)的推廣

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

（4）系統(tǒng)設計安全性與運行可靠性的改進

堆芯設計中明顯改變了過去一味提高堆芯功率密度的做法，轉向采用較低的功率密度換取設計上的簡化和寬容性，增大安全裕量。

增加冷卻劑裝量，提高一回路的熱惰性，以增加應對瞬變的寬容時間，降低堆芯裸露的概率。

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

運用“先漏后破”（LBB）準則，充分考慮系統(tǒng)應具備的易于運行和便于檢修的簡易性和寬容性，增加專設安全系統(tǒng)的冗余度與容量，為運行人員留出充裕時間去應對突發(fā)事件（“30分鐘不干預準則”），提高核電廠的安全性、可用率和經(jīng)濟性。

開展水化學與設備材質腐蝕控制的研究，研發(fā)新的無損檢測技術，包括采用“風險告知的在役檢查”（Risk informed in-service inspection）、性能監(jiān)測和糾正措施、預防性檢修、長期規(guī)劃等的一攬子設備可靠性管理等。

（5）提高機組可用率，改進經(jīng)濟性

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

改進材料和設備性能，使之更加可靠耐用及便于檢修和更換部件，以適應24個月的長運行周期。

盡量采用功率運行期間的檢查、試驗和預防性維修，盡可能縮短換料大修時間。

（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，貴州習水人，現(xiàn)工作于中國核科技信息與經(jīng)濟研究院。