核电技术背景

核电技术背景

本章所提及的核电指利用裂变核在可控裂变反应中所产生的能量进行发电，特别指并网运行的商业发电站。本章不涉及不连入电网的特殊用途的发电设备或非商业用途的设施。

现阶段可控核聚变仍然处于理论研究阶段，还有相当多的理论和技术问题有待解决，普遍认为其真正能用于发电还有50年时间，而技术成熟且成本降低也需要多年的时间。因此，本章不涉及通过氘氚聚变能量发电的设施。

本章主要考虑我国计划在近10年内建造的核电站，以及可能实现的新一代核电的技术发展趋势。

一、核电站基本原理

裂变核（如铀235，钚239）自发衰变时会释放出中子，这些中子能与裂变核发生裂变反应释放出大量能量和更多中子，能够输出能量并且激发更多的原子核发生裂变反应。这个过程不断重复就形成链式反应。如果能够控制链式反应的速度使其达到平衡，就能获得一个稳定的能量输出。核反应堆就是在一个自持的稳定的链式反应模式下的工作（可控核反应）。

反应堆输出能量直接或间接加热水或者某种气体可获得高温高压的气体，高温高压的气体可以驱动汽轮机带动发电机发电。对有效工作气体加热的方式不同，反应堆可以分为多种类型。

二、核电站的分代

国际上从20世纪50年代开始使用核电，到现在已经发展了非常多类型的反应堆。一般将反应堆分为四代：

1.一代：20世纪50年代建造的反应堆。可以将其看作现代反应堆的实验堆或原型堆。目前这些反应堆基本上全部关闭。

2.二代：基于一代反应堆，更具经济性。欧美在20世纪70年代大量建造。国际上绝大多数在运行的反应堆属于此类。其安全性由主动措施进行保障（可以理解为由工程设计技巧及操作规程来保障其安全，利用多级保护将危险降到相当低的水平）。我国已建反应堆属于这一代。

3.三代：目前技术达到商用水平的最新型的反应堆。切尔诺贝利核电站发生事故后，核电站的安全问题受到极度的关切，促进了第三代反应堆的开发。这一代反应堆的安全可以不依赖主动性操作进行保障（从理论上保障了其安全，发生事故时，即使在所有的主动措施均失效的情况下，反应堆自然停堆），被认为是真正安全的反应堆。现在国际上新建和我国计划建造的反应堆都属于这一代。

三代反应堆还具有以下特质：

●对每个类型进行标准化设计，可以加快项目评估核准速度，降低建造

成本和建造周期；

●更简单而且稳健的设计，使其更容易操作，不易受到误操作的影响；

●更加可靠，设计寿命更长，一般能达60年；

●熔芯事故的可能性更低；

●受到外物冲击造成严重损坏后能够防止核泄漏；●更高的燃耗率，减少核废料；

●可消耗掉堆内毒素，延长燃料使用寿命。

4.四代：最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确；2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等九个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛”（GIF），拟于2～3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（GenⅣ）。

不同于前三代反应堆所具有的相当强的延续性，第四代反应堆是一类不同的反应堆。目前有六种类型的反应堆认为满足第四代反应堆的要求。包括三种快中子堆和三种热中子堆。三种快中子堆是：带有先进燃料循环的钠冷快堆（Sodium-cooled fast reactor，SFR）、铅冷快堆（Lead-cooled fast reactor，LFR）和气冷快堆（Gas-cooled fast reactor，GFR），三种热中子堆是：超临界水冷堆（Supercritical water-cooled reactor，SCWR）、超高温气冷堆（Very-hightemperature gas-cooled reactor，VHTR）和熔盐堆（Molten salt reactor，MSR）。

快中子堆能够利用铀238作为燃料（铀矿中不到1%是铀235，其他的为铀238），目前无法使用的贫铀或乏燃料将能够重新被利用，全世界可利用的铀资源将因此增加上千倍。

在所有第四代反应堆概念中，钠冷快堆具有最广泛的开发基础，美、法、俄、日以及其他国家已做了大量研究工作。1951年以来，SFR已在8个国家取得了300堆•年以上的运行经验。目前在役的钠冷快堆有俄罗斯的BN 600快堆，法国的250 MW凤凰快堆和印度的40 MW快中子增殖实验堆（FBTR）。

2010年7月21日，中核集团中国原子能科学院自主研发的中国第一座快中子堆首次临界，意味着中国第四代先进核能系统技术实现了重大突破。该座反应堆采用的也是钠冷快堆技术。

概而言之，现有的核电堆型以第二代反应堆为主，由于大多数还有相当长的寿命，在将来一段时间内还会有相当的保有量。将来20年左右的时间内将要建造的核电站将以第三代或第三代改进型反应堆为主。

三、主流反应堆类型

国际上用于核电的反应堆主要是热堆（利用热中子维持链式反应），根据慢化剂和冷却剂的种类可以分为轻水堆（包括压水堆和沸水堆，慢化剂和冷却剂均为轻水），重水堆（慢化剂采用重水），石墨慢化堆（慢化剂为石墨，冷却剂可采用水冷或气冷）。

1.压水堆（Pressurized water reactor，PWR）：冷却循环系统分为两级。初级水冷对堆芯进行冷却，采用高压水，沸点超过300℃。初级水冷对次级循环进行加热产生蒸汽推动汽轮机。压水堆一般采用低浓缩铀（3%～4%），也可使用铀和钚混合燃料。这种堆型是核动力舰艇所使用的反应堆，发展非常成熟，使得这种堆型成为现有核电的主要堆型，总装机容量占现有全部核电的64%。

2.沸水堆（Boiling water reactor，BWR）：冷却水在反应堆内沸腾产生高温蒸汽，蒸汽直接推动汽轮机发电。沸水堆使用的冷却水压力低于压水堆，建造成本较低。采用的比压水堆浓缩度较低的燃料。国际上28%装机容量的核电采用这种堆型。

3.重水堆（Heavy water reactors，HWR）：重水是最好的慢化剂，可以降低燃料的浓缩度（使用1%～2%的浓缩铀）。但重水相当昂贵。重水堆也有不同型号，但均类似压水堆采用两级循环的方法降低重水的用量。目前核电装机容量的5.3%采用重水堆。

4.气冷石墨堆（Gas-graphite reactors，GGR）：采用石墨慢化体加气体冷却。这属于最早一类的堆型。这种反应堆及其改进型号现在占总核电装机容量的3.6%，但已经没有该类型的反应堆继续新建于核电站。更新的高温气冷堆（High Temperature Gas cooled Reactor，H TGR）被认为是第四代反应堆，中国正在参与国际合作进行开发。

5.石墨沸水堆：一种石墨慢化轻水冷却的反应堆，其优点在于这种反应堆没有理论上的功率上限，很容易建造功率很大的反应堆。但这种堆型理论上是不安全的，切尔诺贝利核电站就属于这一类。目前有4%的核电装机容量采用这种堆型。这种堆型在美国已经全部关闭。

以上为国际上目前在用的主要反应堆型，均属于第二代反应堆。

第三代反应堆的开发是从20世纪80年代开始的，这个阶段国际上新建的核电数量很少，核电的活动主要集中在技术开发上。如上面提到的第三代核电具有标准化设计的特质，每个种类由一家公司或几家公司开发出一个成熟的型号。国内和国际上在建和计划的核电站都属于这一类。

6.相关公司及技术：

GE日立（Hitachi）和东芝（Toshiba）共同享有先进沸水堆（Advanced boiling water reactor，ABWR）技术并在日本开发。GE日立还开发了更便宜的“经济的简化沸水堆”（Economic Simplified Boiling Water Reactor，ESBWR），具有更低的建造和运行成本。

西屋电器公司（Westinghouse Electric Company）开发了AP600，吸收了System 80+（由Combustion Engineering开发，该公司现并入西屋）的一些特征后升级到AP1000。AP1000为其主推的产品，中国已经引进并计划引进更多这个型号的反应堆。

加拿大原子能有限公司（Atomic Energy of Canada Limited）开发了先进CANDU堆（Advanced CANDU Reactor），现有型号为ACR 1000，用轻水冷却。

Areva，Electricitéde France和西门子共同开发的EPR（Evolutionary Power Reactor），在欧洲称为欧洲压水堆（European Pressurized Reactor）。为美国特殊设计的该型号被称为US EPR。中国引进并部分国产化的型号为CEPR。

三菱重工（Mitsubishi Heavy Industries）开发了先进压水堆（Advanced Pressurized Water Reactor，APWR），将成为日本下一代压水堆的基础。其为美国设计的改进型称为US APWR，具有更高的经济性、效率和安全性。

还有一些功率较小的模块化设计反应堆，但主要目标不是针对并网电站一类的用途，用于海水淡化，特殊情况供电、供热、生产氢及其他用途，这里不作详细介绍。

四、核燃料循环

核燃料循环是指核燃料的获得、使用、处理及回收利用的整个过程。不同类型的反应堆对燃料循环的具体工艺有不同的要求。对于一般的堆型，燃料循环包括铀矿勘探开采、矿石加工、铀浓缩、燃料元件加工、乏燃料元件处理及放射性废物的处理贮存和处置。燃料循环是核工业的重要部分，不仅需要考虑其投入的成本，还需要考虑其对环境的影响。

核燃料不仅仅局限于铀235，如印度由于缺少铀资源且受到技术封锁，开发了使用钍的核电系统。将来的第四代反应堆部分堆型可以直接使用铀238。与此相关的燃料循环技术将大大不同于现在常用的技术。