核电历史回顾和第三代先进堆型简析

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1、核电历史回顾和第三代先进堆型简析摘要回顾了核电发展历史，阐述了第三代核电厂的发展背景和设计要求，简单分析了几种第三代先进堆型的设计特点。关键词代核电厂先进堆型AbstractThepaperlooksbackthedevelopmenthistoryofthenuclearpower,explainsthedevelopmentbackgroundofthethirdgenerationnuclearpowerplantanddesignrequirements,andanalyzesthedesigncharacteristicsofseveralty

2、picalthirdgenerationadvancedreactortypes.KeywordsGenerationNuclearPowerPlantAdvancedReactorTypes1核电发展历史、现状和趋势从第一座核电站建成至今已有50年的历史，在经历了20世纪60年代末～80年代中期核电大发展以后，由于1979年美国三里岛事件和1986年前苏联切尔诺贝利事件的影响，核电的发展在世界范围内受到严重的挫折。也正因为这些事件，给了人们对核电有更多的反思，并为21世纪迎来核电在更高水平上的发展奠定了坚实的基础。20世纪50～60年代可视为核电发展早

3、期。这时期核电主要集中在美、苏、英、法和加拿大少数几个国家中，西德和日本由于二次大战后巴黎协定禁止其在战后10年内进行核研究，因而核能技术应用起步较晚。这阶段发展的堆型可分为3种情况，一是从军用生产堆或军用动力堆转型改造过来，二是一些商用核电厂堆型的原型机组，第三则是研究探索过程中建造的一些堆型。这阶段典型的核电机组堆型包括：英国和法国建造的一批“美诺克斯”天然铀石墨气冷堆（GCR），前苏联早期建造的轻水冷却石墨慢化堆（LGR），美国早期建造的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR），加拿大早期建造的天然铀重水堆以及美国和前苏联早期建造的快中子增殖堆。这一阶段

4、建造的核电厂可称为第一代核电厂，这一代核电厂有以下一些共同点：（1）建于核电开发期，因此具有研究探索的试验原型堆性质。（2）设计比较粗糙，结构松散，尽管机组发电容量不大，一般在300MW之内，但体积较大。（3）设计中没有系统、规范、科学的安全标准作为指导和准则，因而存在许多安全隐患。（4）发电成本较高。目前，这一代核电厂基本已退役（约50台机组），这些早期开发、研究的堆型，有些成了第二代重点发展的商业核电厂堆型，如轻水堆（PWR，BWR）、改进型气冷堆（AGR）、高温气冷堆（HTGR）、CANDU重水堆和液态金属冷却快中子增殖堆（LMFBR），另有一些由

5、于当时条件所限未能发展，但其设计思想已成为第三代甚至第四代先进堆的选用堆型，如采用自然循环方式和非能动安全的沸水堆（ESBWR）以及快中子堆和熔盐反应堆等。目前正在运行的绝大部分商用核电厂划归为第二代核电厂，这一代核电厂主要是按照比较完备的核安全法规和标准以及确定论的方法考虑设计基准事故的要求而设计的。实际上，这种划分是相对的。它既是在第一代堆型（如20世纪60年代初投运的PWR电厂，英法等国的天然铀石墨气冷堆电厂）基础上的改进和发展，与现在的第三代核电厂的设计概念也有交叉。目前运行的许多核电厂，特别是三里岛事件后设计的核电厂已进行了许多根本性的改进，考

6、虑了许多严重事故的对策，也引入了一些非能动安全设计。因此，第二代核电厂只是一个包络的概念，而非绝对的划分。第二代核电厂主要有PWR、BWR、加拿大AECL开发的天然铀压力管式重水堆（CANDU堆）、前苏联开发的石墨水冷堆（LGR）、改进型气冷堆（AGR）和高温气冷堆（HTGR）以及钠冷快堆。由于切尔诺贝利事故，俄罗斯、乌克兰等国关闭了一批同堆型的LGR机组，对正在运行的13台LGR机组进行了相应的整治和改造，同时决定停止再建此堆型的核电厂。改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆基础上改进而成，由于其经济竞争力差，英国也停止了该堆型的发展，并向第三代气冷堆——高

7、温气冷堆方向发展。目前已建成的几座钠冷快堆核电机组由于一些技术问题未解决，大部分处于长期停闭状态。因此，目前运行和在建的第二代核电厂中占优势的堆型是PWR、BWR和重水堆，分别占目前总机组数的60%、19%和11%。由于三哩岛和切尔诺贝利事故的发生暴露了第二代核电厂设计中的一些根本性弱点，核电界在认真反思的基础上，提出了新的安全理念、安全方法和安全要求，开发了一批具有更高安全性、更好经济性的第三代堆型，并为了挑战核能发展面临的几方面问题（经济竞争力、核电安全性、核燃料利用率、核废物处理及核武器扩散），提出了将在21世纪30年代后发展的第四代核电概念和一些

8、初选堆型。目前，一些第三代堆型在安全上、设计上已趋成熟，预计本世纪30年代以前将