核電發(fā)展50年世界核電工業(yè)發(fā)展回顧

核電發(fā)展50年世界核電工業(yè)發(fā)展回顧

自1954年世界第一個(gè)核電機(jī)組誕生以來，世界上共有441家核電機(jī)組，總安裝功率約為3.58g/h，世界核氣量為25740g/h，核氣量占世界總排放量的16%。有法、美等17個(gè)國家或地區(qū)核發(fā)電量超過25%。核電用50年的時(shí)間就超過了水電幾百年達(dá)到的在全球能源生產(chǎn)中的地位,核電累計(jì)運(yùn)行達(dá)10000多個(gè)堆·年,已成為世界能源的重要組成部分。按美國能源部(DOE)提議,且在核能界獲得共識(shí),把核動(dòng)力反應(yīng)堆的發(fā)展分為4個(gè)階段。將20世紀(jì)50—60年代建的原型堆稱為第一代(GENI),70—90年代建的商用動(dòng)力堆稱為第二代(GENII),90年代至今正在開發(fā)的先進(jìn)輕水堆稱為第三代(GENIII),將未來(2020—2030年起)要大規(guī)模采用的新型動(dòng)力堆稱為第四代(GENIV)。1第二代煤炭核核發(fā)生及運(yùn)行情況20世紀(jì)50—60年代可視為核電發(fā)展早期,這一階段建造的核電廠可稱為第一代核電廠。這時(shí)期核電主要集中在美、蘇、英、法和加拿大少數(shù)幾個(gè)國家,西德和日本由于二次大戰(zhàn)后巴黎協(xié)定禁止其在戰(zhàn)后10年內(nèi)進(jìn)行核研究,因而核能技術(shù)應(yīng)用起步較晚。這階段發(fā)展的堆型可分為3種情況:一是從軍用生產(chǎn)堆或軍用動(dòng)力堆轉(zhuǎn)型改造過來,二是一些商用核電廠堆型的原型機(jī)組,三是研究探索過程中建造的堆型。這階段典型的核電機(jī)組堆型包括:英國和法國建造的一批“美諾克斯”天然鈾石墨氣冷堆(GCR),前蘇聯(lián)早期建造的輕水冷卻石墨氣冷堆(LGR),美國早期建造的壓水堆(PWR)和沸水堆(BWR),加拿大早期建造的天然鈾重水堆以及美國和前蘇聯(lián)早期建造的快中子增殖堆。第一代核電廠的特點(diǎn)為:建于核電開發(fā)期,因此具有研究探索的試驗(yàn)原型堆性質(zhì);設(shè)計(jì)比較粗糙,結(jié)構(gòu)松散,盡管機(jī)組發(fā)電容量不大,一般在300MW之內(nèi),但體積較大;設(shè)計(jì)中沒有系統(tǒng)、規(guī)范、科學(xué)的安全標(biāo)準(zhǔn)作為指導(dǎo)和準(zhǔn)則,因而存在許多安全隱患;發(fā)電成本高。目前,這一代核電廠基本已退役(約20臺(tái)機(jī)組)。當(dāng)前,正在運(yùn)行的絕大部分商用核電廠視為第二代核電廠,這一代核電廠主要是按照比較完備的核安全法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)以及確定論的方法考慮設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的要求而設(shè)計(jì)的。它既是第一代堆型基礎(chǔ)上的改進(jìn)和發(fā)展,與現(xiàn)在的第三代核電廠的設(shè)計(jì)概念也有交叉。第二代核電廠主要有PWR,BWR,加拿大AECL開發(fā)的天然鈾壓力管式重水堆(CANDU)、前蘇聯(lián)卡法的石墨水冷堆(LGR)、改進(jìn)型氣冷堆(AGR)和高溫氣冷堆(HTGR)以及鈉冷快堆。由于1979年美國三哩島事件和1986年前蘇聯(lián)切爾諾貝利事件的影響,經(jīng)過實(shí)踐的考驗(yàn),目前,運(yùn)行和在建的第二代核電廠中占優(yōu)勢的堆型是PWR,BWR和重水堆,分別占目前總機(jī)組數(shù)的60%,19%和11%。核電的發(fā)展經(jīng)歷過兩次嚴(yán)重事故的考驗(yàn),1979年三哩島核事故使核能的發(fā)展遭遇到一次大的挫折;1986年的切爾諾貝利核電事故,證明了石墨水堆是不成熟的堆型。人們從三哩島核事故總結(jié)了豐富的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn),在提高核安全水平上狠下功夫(如NUREG-0933),由美國核監(jiān)管會(huì)(NRC)帶頭,強(qiáng)化了按核法規(guī)條例對(duì)核電站的監(jiān)管;但由于有些要求失之過嚴(yán),改善安全性相關(guān)的改進(jìn)項(xiàng)目耗資過大,導(dǎo)致核電在經(jīng)濟(jì)上喪失了競爭力。1990年起,美國對(duì)核電站的監(jiān)管做了很大的改進(jìn),調(diào)整了一些過分嚴(yán)厲的要求,在關(guān)注安全的同時(shí)也關(guān)注核電的效益,在滿足安全審評(píng)的前提下,允許機(jī)組提升功率運(yùn)行,普遍提升功率5%~10%,某些機(jī)組提升功率達(dá)20%;結(jié)果在保證機(jī)組安全性能的前提下,機(jī)組容量因子穩(wěn)步上升。盡管1973年之后,美國并沒有新的核電廠訂貨,核發(fā)電量每年仍增加8%。1998年的統(tǒng)計(jì)表明,美國該年2/3的核電機(jī)組非計(jì)劃自動(dòng)停堆次數(shù)為零,美國的核電廠工業(yè)事故率比全美國工業(yè)事故率的1/10還低,而目前核電廠員工的輻照劑量率比1980年降低了80%。更引人注目的是美國按核法規(guī)條例對(duì)核電站的監(jiān)管還在改進(jìn),從2000年起,NRC已審查批準(zhǔn)了8臺(tái)核電機(jī)組的運(yùn)行執(zhí)照從40年延長至60年,據(jù)NRC及美核工業(yè)界預(yù)計(jì),美在役核電機(jī)組的80%~85%,也就是說幾乎全部第二代核動(dòng)力堆機(jī)組都可延長壽命至60年。第一、二代堆型的核電廠中成功的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)為今后核電的發(fā)展奠定了扎實(shí)的基礎(chǔ)。2第三代先進(jìn)的填充方法2.1國外核法安全政策文件的出版日期在三哩島核事故及切爾諾貝利核事故之后,為了總結(jié)核電發(fā)展的經(jīng)驗(yàn)和教訓(xùn),進(jìn)一步提高電站的安全性能和運(yùn)行性能,并同時(shí)提高電站的經(jīng)濟(jì)性,提早為未來的核電發(fā)展作好準(zhǔn)備,美國將電力公司對(duì)下一代核電廠的要求系統(tǒng)、清晰、完整地匯總起來,由美國電力研究所(EPRI)牽頭,匯集了美國及核電發(fā)達(dá)國家的專家,從1988年開始制定電力公司要求文件(URD),于1990年3月出了第一版,最終第6版署的日期為1993年12月,該文件的出版日期是1997年5月。URD對(duì)下一代,即第三代核動(dòng)力堆的要求分為兩大部分,即革新型輕水堆(采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)),和改進(jìn)型輕水堆(依據(jù)成熟的經(jīng)過考驗(yàn)的工藝技術(shù))。在URD的影響和推動(dòng)下,第三代核動(dòng)力堆獲得了相當(dāng)?shù)陌l(fā)展,NRC已批準(zhǔn)了ABWR和APWR-SYSTEM80+及AP600的標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)。日本參照URD要求編制了JURD,并與美國GE公司合作開發(fā)、建設(shè)并營運(yùn)了2臺(tái)ABWR核電廠;韓國參照URD編制了KURD,并與ABB-CE公司合作,開發(fā)、建設(shè)、營運(yùn)了6臺(tái)其標(biāo)準(zhǔn)化(KSNP)核電機(jī)組,正在開發(fā)其下一代(KNGR)核電機(jī)組。歐洲聯(lián)合編制了其電力公司要求文件(EUR),基本要求與URD相似,但在如何滿足這些要求方面,不像URD那樣詳細(xì)引用美國的法規(guī)條例、標(biāo)準(zhǔn)、導(dǎo)則,而提倡優(yōu)先選用國際的、歐洲的和本國的法規(guī)標(biāo)準(zhǔn),并給供貨商、制造商留有較大的選擇余地。歐洲正在聯(lián)合開發(fā)新一代壓水堆EPR,并計(jì)劃盡快建設(shè)示范電廠,以便推廣使用。中國核安全局于2002年發(fā)布了核安全政策白皮書——《新建核電廠設(shè)計(jì)中的幾個(gè)重要安全問題的技術(shù)政策》,對(duì)我國新建核電廠設(shè)計(jì)一系列安全問題提出了與世界先進(jìn)核電國家相類似的要求?？偟恼f來,利用成熟的、經(jīng)驗(yàn)證的改進(jìn)型輕水堆設(shè)計(jì),由于成功把握大,風(fēng)險(xiǎn)小,受到更多的關(guān)注,并已成功地開始投入實(shí)用;而革新型輕水堆由于采用新技術(shù),必須建造模式堆進(jìn)行驗(yàn)證,需要政府支持分擔(dān)風(fēng)險(xiǎn)。2.2洲壓水堆epr按照URD和其他相關(guān)文件要求,近10年來世界主要核電國家開發(fā)了一系列第三代核電堆型,這些堆型按其設(shè)計(jì)特征可分為改進(jìn)型和革新型兩類。目前普遍受到關(guān)注的是3種核電堆型(AP1000,EPR,ABWR)。2.2.1AP1000是美國西屋公司開發(fā)的一種雙環(huán)路,電功率為1117MW的第三代先進(jìn)型PWR機(jī)組,它是1999年12月獲得NRC設(shè)計(jì)許可證的AP600的設(shè)計(jì),主要特征是高水平非能動(dòng)安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì),并通過提高功率輸出水平,降低發(fā)電成本。AP1000具有以下一些設(shè)計(jì)特點(diǎn):a.采用了既先進(jìn)又成熟的技術(shù),如反應(yīng)堆采用Model314技術(shù)和IFBA燃料組件,反應(yīng)堆冷卻劑泵采用全密封泵(屏蔽泵)等;b.采用非能動(dòng)的安全系統(tǒng),如非能動(dòng)的堆芯冷卻系統(tǒng)、非能動(dòng)的安全殼冷卻系統(tǒng)、主控室可滯留系統(tǒng)和安全殼隔離系統(tǒng)也通過非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)和設(shè)施實(shí)現(xiàn)其功能;c.反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)進(jìn)行了若干設(shè)計(jì)改進(jìn)以使其更可靠和便于維修;d.采用了先進(jìn)的全數(shù)字化儀控系統(tǒng)設(shè)計(jì);e.設(shè)計(jì)改進(jìn)大大簡化了AP1000核電廠,使預(yù)計(jì)建造周期只需36個(gè)月。2.2.2歐洲壓水堆(EPR)EPR是法馬通公司和西門子公司于1991年共同開發(fā)的,屬于第三代改進(jìn)型PWR,它的性能設(shè)計(jì)目標(biāo)是基于或高于法、德現(xiàn)有大型PWR核電廠所達(dá)到的最高水平,遵循EUR的相關(guān)要求,因此既有成熟性,也具有先進(jìn)性。EPR具有以下設(shè)計(jì)特點(diǎn):1)EPR總體安全設(shè)計(jì)方案遵循法、德聯(lián)合制定的“未來PWR核電廠通用安全方案的建議”,采用確定論方法與概率論方法相結(jié)合的雙重策略;2)EPR機(jī)組的設(shè)計(jì)熱功率為4250MW,電功率為1500~1600MW,設(shè)計(jì)壽命60年,采用雙層安全殼;3)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主要部件體積大于現(xiàn)在運(yùn)行的PWR機(jī)組,可以容納較大的堆芯,以降低功率密度,增加熱工安全裕量;4)核電廠重要安全系統(tǒng)及其支持系統(tǒng)設(shè)計(jì)有4個(gè)冗余系列,并分別安裝在4個(gè)獨(dú)立的區(qū)域,每個(gè)系列與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的一個(gè)環(huán)路相連;5)EPR設(shè)計(jì)考慮了嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解的手段和措施;6)采用先進(jìn)的全數(shù)字化儀控設(shè)計(jì)和主控室設(shè)計(jì),保護(hù)系統(tǒng)為4重冗余結(jié)構(gòu),采用“2/4”邏輯,具有高的可靠性。2.2.3先進(jìn)沸水堆(ABWR)是目前唯一有運(yùn)行電廠和經(jīng)過運(yùn)行考驗(yàn)的第三代先進(jìn)型核電廠,除了具有BWR的特點(diǎn)和優(yōu)點(diǎn),如直接循環(huán)、大的負(fù)空泡反應(yīng)性系數(shù)、采用流量+控制棒調(diào)節(jié)功率的方便、快捷外,還具有以下總體特征:1)將原GE公司BWR安裝在壓力容器外側(cè)的反應(yīng)堆冷卻劑再循環(huán)泵改為安裝在壓力容器內(nèi)部的內(nèi)置泵,實(shí)現(xiàn)了核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的一體化設(shè)計(jì),大大降低了堆芯熔化概率;2)ABWR采用并改進(jìn)了經(jīng)驗(yàn)證的電機(jī)驅(qū)動(dòng)和水力驅(qū)動(dòng)相結(jié)合的電動(dòng)—水力微動(dòng)控制棒驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)(FMCRD),提高了正常運(yùn)行反應(yīng)性控制的精度和緊急停堆的快速、可靠性;3)ABWR的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)(ECCS)分3個(gè)區(qū)設(shè)置了3套獨(dú)立的、冗余的、符合多樣性要求的子系統(tǒng),各區(qū)子系統(tǒng)配備獨(dú)立的供電、控制保護(hù)以及其他支持系統(tǒng),保證了事故條件下應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)抑制和緩解事故后果的可靠性和有效性;4)ABWR帶有弛壓水池的抑壓式安全殼設(shè)計(jì),能保證在發(fā)生失水事故或嚴(yán)重事故時(shí),通過弛壓水池的非能動(dòng)式設(shè)計(jì)有效抑制安全殼內(nèi)壓力的上升,洗滌破口流量中夾帶的裂變產(chǎn)物,并為ECCS系統(tǒng)提供重要的可靠水源。ABWR安全殼設(shè)計(jì)為緩解嚴(yán)重事故及其減輕放射性釋放后果提供了重要的有效保障;5)ABWR的儀表和控制系統(tǒng)(I&C)采用全數(shù)字化技術(shù)和容錯(cuò)結(jié)構(gòu),有助于ABWR電站安全、高效、可靠運(yùn)行;6)ABWR采用控制柵元堆芯設(shè)計(jì)和運(yùn)行方案,即在ABWR運(yùn)行期間,僅由少部分固定的控制棒(一般少于總控制棒數(shù)的1/10)組成的一個(gè)控制棒組在堆芯內(nèi)移動(dòng)來補(bǔ)償整個(gè)運(yùn)行壽期內(nèi)的反應(yīng)性變化。該設(shè)計(jì)簡化了運(yùn)行,提高了運(yùn)行的可靠性和安全性;7)ABWR可采用通過改變流量的譜移控制運(yùn)行方式,從而增加燃料的利用率。以上是對(duì)世界上3種第三代核電先進(jìn)堆型特點(diǎn)及先進(jìn)性的介紹。目前的第三代堆型電廠,在亞洲的電力市場上是可行的,因?yàn)殡娏精@得保證能夠收回全部正當(dāng)?shù)某杀?。研究表?如果在美國建造運(yùn)行和退役一座先進(jìn)輕水堆(ALWR)核電廠,其全壽期發(fā)電成本預(yù)計(jì)是4.5美分/kW·h,而隨著美國電力市場的自由化,據(jù)估計(jì)一座新建的核電廠如果要有競爭力,其全壽期發(fā)電成本只能是3美分/kW·h左右,因此美國本土不會(huì)建設(shè)和營運(yùn)第三代核動(dòng)力堆電廠,而只能通過開發(fā)第四代核動(dòng)力堆電廠來尋求利用核裂變能的出路。3通過推進(jìn)“4-5”和“3-4”的方法,積極降低投資風(fēng)險(xiǎn),并促使其早期投資美國作為開發(fā)和應(yīng)用核電的先驅(qū)和主力,其核電發(fā)展?fàn)顩r及對(duì)未來挑戰(zhàn)的態(tài)度成了引人注目的風(fēng)向標(biāo)。2000年1月美國首次提出了第四代反應(yīng)堆計(jì)劃,美國能源部的核能科技辦公室于2000年5月主持召開了一次有100多名來自美國和國際核工業(yè)和科研機(jī)構(gòu)專家參加的專家會(huì)議,目標(biāo)是研究有關(guān)能滿足發(fā)達(dá)國家和發(fā)展中國家的需求,提供有生命力、有競爭力的未來核能的第四代核動(dòng)力系統(tǒng)。通過專家工作組研究,第四代核動(dòng)力堆的主要開發(fā)目標(biāo)是:其全壽期發(fā)電成本必須能與本國或本地區(qū)建造的其他發(fā)電資源相競爭;如在美國可競爭的發(fā)電成本是3美分/kW·h(以2000年美元幣值計(jì));必須具有可能的最小投資風(fēng)險(xiǎn),核電廠投資成本約為1000美元/kW;總的工程建設(shè)周期最好是3年(從第一罐混凝土到機(jī)組并網(wǎng)發(fā)電);向管理當(dāng)局和公眾示范說明其改進(jìn)的安全裕量,堆芯損壞的可能性很小,確保不發(fā)生需要場外應(yīng)急措施的事故,能高度容忍人因錯(cuò)誤;其全壽期過程(從采礦、燃料加工、反應(yīng)堆運(yùn)行到廢物管理、運(yùn)輸、核電廠退役及去污)產(chǎn)生最少的廢物量;其商業(yè)核燃料循環(huán)產(chǎn)生的材料不可能導(dǎo)致核擴(kuò)散。但另一種觀點(diǎn)認(rèn)為應(yīng)開發(fā)有效的乏燃料后處理,而由IAEA實(shí)施有效的監(jiān)管來防止核擴(kuò)散。美國目前正計(jì)劃對(duì)水冷堆、氣冷堆、液態(tài)金屬冷卻堆及新的非傳統(tǒng)概念設(shè)計(jì)等四大類100多個(gè)方案進(jìn)行比較分析、篩選,在2005年之前選出一種或幾種第四代核能系統(tǒng)概念加以重點(diǎn)開發(fā),以便在2030年之前被廣泛采用。由于按目前的開發(fā)計(jì)劃第四代動(dòng)力堆要到2030年左右才能推廣應(yīng)用,因此美國還在開展國際合作開發(fā)氣體透平高溫反應(yīng)堆(GT-MHR)和革新型輕水堆(AP1000),力求在2010年之前就能建設(shè)商用核電站。另外,美國調(diào)整核能政策還促進(jìn)和帶動(dòng)了世界核電的全面復(fù)蘇,例如俄羅斯將停建多年的ROSTOV-1,WWER-1000核電機(jī)組恢復(fù)建成,于2001年12月25日投入商業(yè)運(yùn)行,并計(jì)劃在2020年前再建40座核電廠將年發(fā)電量從2000年的1290×108kW·h增加到2020年的3400×108kW·h。英國正在研究利用AP1000或NG-CANDU型堆,在2010年至2025年間建設(shè)10~12GW的核電機(jī)組容量替代將要退役的氣冷堆核電機(jī)組容量。4第三階段:2005年至今中國核電發(fā)展的歷史共有3個(gè)階段。第一階段,從1985年建造秦山核電廠開始到1994年大亞灣核電站2臺(tái)機(jī)組發(fā)電,花了10年時(shí)間建成了2個(gè)核電廠,3臺(tái)機(jī)組,總裝機(jī)容量為210×104kW。第二階段,從1996年建造秦山二期開始,陸續(xù)建設(shè)了秦山三期、嶺澳一期及田灣等核電廠。第二階段共建設(shè)4個(gè)