核电站及其一回路发展

张步岭 彭玮

引言：本文简要介绍了三代核电站的发展历程，展望了第四代核电站技术，并介绍了三代压水堆核电站反应堆冷却剂系统的技术特点。

一、前言

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。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，之后世界核电经历了20世纪六七十年代的大规模快速发展。而 1979年3月的美国三哩岛事故和1984年4月的苏联切尔诺贝利事故，使核电厂安全问题空前地呈现在世人面前，迫使核电向更安全、更经济性、更先进和可靠性的方向发展，推进了核电更加可靠的核电新设计。

二、核电站的发展

2.1第一代核电站

世界核电发展开始于上世纪50年代，一般而言，国际上把50年代兴建的带有技术验证性质的核电原型机组和实验机组统称为第一代核电站，主要有希平港（Shipping Port）压水堆核电站、德累斯顿（Dresden-1）沸水堆核电站、卡德霍尔（Calder Hall A）生产发电两用的石墨气冷堆核电厂、APS-1压力管式石墨水冷堆核电站以及NPD天然铀重水堆核电站。这些核电站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。

2.2第二代核电站

在60代中后期，随着技术的进步和能源价格的攀升，首批电功率30万千瓦的压水堆，沸水堆和重水堆等核电机组开始大量兴建，目前世界上运行的大部分商业核电机组都是这个时期修建的，包括前不久出了大事故的日本福岛核电站。这一时期兴建的核电机组，一般国际上统称为第二代核电机组。

这段时期形成系列化建设的机型主要有压水堆核电机组、沸水堆机组、天然铀压力管式重水堆、石墨水冷堆电站、石墨气冷堆电站。

上述核电系列中，B&W公司的压水堆因发生了三哩岛核事故，苏联石墨水冷堆因发生切尔诺贝利核事故，暴露了设计中的缺陷，停止了这两种机型的发展。石墨气冷堆由于其固有的特点，经济竞争能力差，局限在英国建设。由此看出：由机型固有特点决定的安全性和经济竞争力是其能否持续发展的关键，确保安全，提高经济竞争力是核电技术发展的方向和动力。

2.3第三代核电站

20世纪70和80年代中先后发生了三哩岛和切尔诺贝利两大核事故，使核能的公众接受问题成了世界核电发展的重大障碍。从上世纪90年代开始，为了消除这两次重大事故对核电发展带来的影响，美国和欧洲分别提出了“先进轻水堆用户要求”文件（即URD文件）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”（即EUR文件），第一次对核电站在技术上进行了规范化和标准化，国际上通常把满足这两份文件任意之一要求的核电机组称为第三代核电机组。

目前满足上述文件要求的核电机组主要为三个，首先是法国阿海珐公司和德国西门子公司联合设计的ERP，美国西屋公司由AP600发展而来的AP1000，以及俄罗斯由VVER-1000发展而来的AES92/2006；其中AP1000满足URD要求。ERP和AES满足EUR要求；目前首次进入商业运行的三代核电站估计会出现在2015年左右。

2.4第四代核电站

四代核电技术的提法始于2000年，美国牵头召开的“第四代国际核能论坛”（GIF），在2002年，这个论坛提出了六种有限候选的堆型，分别是超临界水冷堆、高温气冷堆、熔盐堆、钠冷快堆、铅冷快堆以及气冷快堆；按照GIF的提法，国际上应该在2020年左右确定四代核电反应堆的主力堆型，在2025年建成原型示范堆，2030年进入四代堆的商业应用。目前在研究这一技术的国家主要有美国、法国、俄罗斯、日本、印度、中国、加拿大等。

目前四代核电方兴未艾，可以肯定的说，各国争先吐艳的一个核电新春天不久就要来临。

三、核电站反应堆冷却剂系统的发展

在核动力发展过程中，不同时期的核动力装置堆反应堆冷却剂系统（RCS）的要求是不同，RCS的设计思想是随着核动力技术的不断进步而不断发展的。

3.1第一代压水堆核电机组反应堆冷却剂系统

第一代压水堆（PWR）机组是核电起步阶段的机组，其主要技术是在军用核动力的基础上发展起来的，因此，它的RCS设计具有军用技术的许多特点。

舰船第一代PWR动力装置的RCS通常采用两环路方案，即一个反应堆配两条环路，核电机组为提高电厂输出电功率往往采用RCS三环或四环路方案。但是，除了希平港以外，以后的核电机组均取消了备用主泵和主管道上所有的隔离阀和止回阀。一些早期核电机组采用的屏蔽电动机泵，也在后期改为大功率的轴密封式主泵，蒸汽发生器则改用单筒体自然循环立式结构。

3.2第二代压水堆核电机组反应堆冷却剂系统

在第一代PWR动力装置进入后期发展后，核电机组的设计思想是在保证电厂安全性的基础上注重经济性，以提高核电在能源领域的竞争力。

在保证安全可靠的基础上增加机组容量和降低电厂造价是提高电厂经济性的重要技术措施。20世纪六七十年代在石油危机等因素的刺激下，各经济发达国家大力发展核电，PWR单机容量从300MWe等级很快提高到了1350MWe等级（美国西屋公司414型）。法国四环路机组可达1500MWe （N4型），功率在目前运行的PWR中是最大的。

通过核蒸汽供应系统（NSSS）主要设备、主要部件的标准化和系列化实现大型化是第二代PWR核电机组的主要特征。RCS主设备配置不同，标准化和系列化的方式也不同。以美国西屋公司为代表的NSSS供应商是通过增加RCS环路数和增加反应堆堆芯燃料组件数与高度来提高NSSS功率。美国原CE公司和B&W公司则实施两环路的1-2-4配置方案，即1个反应堆配2台蒸汽发生器和4台主泵。

3.3第三代压水堆核电机组反应堆冷却剂系统及其后续发展

核电机组从相对简单的第一代到越来越复杂的第二代，经历了半个世纪的漫长过程。 AP1000的设计又从复杂的第二代发展为简单的、更先进的第三代，开创了技术突破和革新的新思路。RCS正沿着革新的道路进一步发展。

更为简单的一体化模块式反应堆IRIS（热功率1000MW）就是其中极具吸引力的一个国际开发项目。IRIS—体化反应堆压力容器不仅包容了堆芯、蒸汽发生器和稳压器，而且包容了主泵及其电动机和控制棒驱动机构，即反应堆压力容器包容了整个RCS的主要设备。

轻水堆（LWR）有压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）两种堆型，它们的共同发展目标是超临界水冷堆（SCWR）。SCWR是6类第四代核能系统中唯一的轻水堆。核电机组向简单化、一体化回歸的设计思想在这里发展到更加高级的程度。SCMR通过单回路水循环，把反应堆产生的高温高压无相变超临界水直接送入汽轮发电机组。SCWR取消了传统压水堆RCS所有的主设备，NSSS仅剩下一个主设备——反应堆。反应堆成为一台名符其实的“核锅炉”。

（作者单位：中国核电工程有限公司郑州分公司）