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核电站“代”化:第一代到第四代
撰写时间:2012-7-19 文章作者:协会 文章来源:

        核电站按核电技术的先进性来分,一般分为四代。目前在运行的核电站绝大部分为第二代核电站,正在建设(或规划建设)的核电基本为第三代核电站。

 
       第一代核电站
        第一代核电厂属于原型堆核电厂,主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
        自上世纪 50年代至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站,如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站,法国的舒兹(Chooz) 核电站,德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等,均属于第一代核电站。
        上世纪50年代中期至60年代初,苏联建成5兆瓦石墨沸水堆核电站,美国建成60兆瓦原型压水堆核电站,法国建成60兆瓦天然铀石墨气冷堆核电站,加拿大建成25兆瓦天然铀重水堆核电站,这些核电站均属于第一代核电站。目前它们均已退出历史舞台,不再使用。

图:亚美尼亚的米沙摩尔(Metsamor)核电站是许多早期建造的,

没有主安全壳的核电站之一,属于苏联时代建造的第一代核电站。

        第二代核电站
        第二代核电站主要是指上世纪七十年代至现在正在运行的大部分商业核电站,实现了商业化、标准化、系列化、批量化,包括压水堆、沸水堆、重水堆等。 
        自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600-1400MWe的标准化和系列化核电站,以美国西屋公司为代表的Model 212(600MWe,两环路压水堆,堆芯有121合组件,采用12英尺燃料组件)、Model 312(1000MWe,3环路压水堆,堆芯有157盒组件,采用12英尺燃料组件,),Model 314 (1040MWe,3环路压水堆,堆芯有157盒组件,采用14英尺燃料组件),Model 412(1200MWe,4环路压水堆,堆芯有193盒组件,采用12英尺燃料组件,)、Model 414(1300MWe,4环路压水堆,堆芯有193盒组件,采用14英尺燃料组件)、System80(1050MWe,2环路压水堆)以及一大批沸水堆(BWR)均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY,P4,P4′也属于Model 312,Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
        在第二代核电技术高速发展期,平均17天就有一座核电站投入运行,主要原因是在当时石油危机的背景下,人们普遍看好核电。美、苏、日和西欧各国均制定了庞大的核电规划。
       1979年美国三里岛核电站事故和1986年苏联切尔诺贝利核电站事故催生了第二代改进型核电站,其主要特点是增设了氢气控制系统、安全壳泄压装置等,安全性能得到显著提升。此前建设的所有核电站均为一代改进堆或二代堆,如日本福岛第一核电站的部分机组反应堆。

图:巴基斯坦恰希玛核电站

        第二代核电站是目前世界正在运行的主力机组。目前,我国在运的全部核电机组均属第二代核电站。

       第三代核电站
        第三代核电技术是指满足《美国用户要求文件(URD)》或《欧洲用户要求文件(EUR)》,具有更高安全性的新一代先进核电站技术。URD对新建核电站的主要要求:
        1、 更大的功率(100~150万千瓦)
        2、 更高的安全性(向外放射性大量释放概率小于10-6/堆.年)
        3、 更长的寿命(由40年延长至60年)
        4、 更短的建设周期(48~52个月)
        5、 更好的经济性(批量化之后大幅度降低造价)

        第三代核电技术在设计上必须具有预防和缓解严重事故的设施,在经济上能与天然气机组相竞争,并且能在近期(2010年前)进行商用建造。它在能源转换系统方面大量采用了二代的成熟技术,但是在安全性方面大大提高。


第三代核电站主要类型

堆型

供应商

合作商

ABWR

GE

日立、东芝

AP-1000

西屋

绍尔公司

EPR

AREVA

APWR

西屋

三菱

BWR90

ABB

ESBWR

GE

WWER-1000

俄罗斯

APR1400

韩国


图:第三代核电技术代表AP1000核电站,世界首座AP1000核电站——三门核电站鸟瞰效果图


        中国已引进AP1000技术,分别在浙江三门和山东海阳开工建造,作为第三代核电自主化依托工程。

        第四代核电站
        第四代核能系统概念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,美国能源部发起并邀请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9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(Gen-IV)。
        第四代核电合作项目中有6种设计概念,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(SFR,Sodium-cooled fast reactor)、铅冷快堆(LFR,Lead-cooled fast reactor)和气冷快堆(GFR,Gas-cooled fast reactor),三种热中子堆是:超临界水冷堆(SCWR,Supercritical water-cooled Reactor)、超高温气冷堆(VHTR,Very-high-temperature gas-cooled reactor)和熔盐堆(MSR,Molten salt reactor)。这些设计特点都改进了经济性,增强了安全性,使废物和防止核扩散燃料循环最小化。
        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、日和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日上午9时50分,由中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界。这是我国核电领域的重大自主创新成果,意味着我国第四代先进核能系统技术实现了重大突破。由此,我国成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之一。

中国自主研发的第四代技术的核电站,即将在山东荣成开建。

 

 

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