從核電站的一、二、三、四代說起
 
一、什么是核電站的第一、二、三、四代
1、 核電發(fā)展簡史
自1954年前蘇聯(lián)建成電功率為5兆瓦的實驗性核電站以來，核電技術(shù)不斷進(jìn)步，其發(fā)展進(jìn)程可以劃分為第一、二、三、四代。
圖：第一、二、三、四代核電站

2、 第一代核電站證明了技術(shù)上的可行性
第一代核電站是指各國在上世紀(jì)五十年代開發(fā)建設(shè)的實驗性原型核電站，證明了利用核能發(fā)電的技術(shù)可行性。
第一代核電站有：
1954年，前蘇聯(lián)建成電功率為5兆瓦的奧布涅斯克實驗性核電站;
1956年，英國建成卡德豪爾石墨氣冷堆原型核電站;
1957年，美國建成希平港壓水堆原型核電站;
1960年，美國建成德累斯頓沸水堆原型核電站;
1962年，加拿大建成重水堆原型核電站。
3、 第二代核電站證明了商業(yè)運行上的可行性
第二代核電站是指上世紀(jì)七十年代到現(xiàn)在正在運行的大部分商業(yè)核電站，它證明了發(fā)展核電站在商業(yè)運行上是可行的，也使世界核電得到了較快發(fā)展。
4、 吸取第二代核電在安全上的教訓(xùn)對規(guī)模發(fā)展核電提出的新要求
在上世紀(jì)七十至八十年代期間，世界核電先后發(fā)生了美國三哩島、蘇聯(lián)切爾諾貝利以及日本福島核電站三起嚴(yán)重事故，不斷增加了人民對核電安全的關(guān)注度。
針對公眾對核電安全性、經(jīng)濟性的疑慮，美國電力研究院在美國能源部和核管會的支持下，制定出了《美國用戶要求文件(URD)》，對新建核電站的安全性、經(jīng)濟性和先進(jìn)性提出了要求。隨后，歐洲也出臺了《歐洲用戶要求文件(EUR)》，表達(dá)了與URD文件相同或相似的要求。
URD對新建核電站的主要要求：
① 更大的功率(100~150萬千瓦);
② 更高的安全性(大量放射性向環(huán)境釋放的概率小于10-6 /堆*年);
③ 更長的壽命(由40年延長至60年);
④ 更短的建設(shè)周期(48~52個月);
⑤ 更好的經(jīng)濟性(批量化之后大幅度降低造價)。
5、 第三代核電站的優(yōu)越性
第三代核電站技術(shù)是指滿足《美國用戶要求文件(URD)》或《歐洲用戶要求文件(EUR)》，具有更高安全性的新一代先進(jìn)核電站技術(shù)。它具有以下優(yōu)越性：
① 在設(shè)計上必須具有預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的設(shè)施;
② 在經(jīng)濟上能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣機組相競爭;
③ 在能源轉(zhuǎn)換系統(tǒng)方面大量采用二代的成熟技術(shù)，可以在近期進(jìn)行商用建造。
6、 第四代核電站著眼于核能更長遠(yuǎn)發(fā)展
第四代核電技術(shù)是指目前正進(jìn)行概念設(shè)計和研究開發(fā)的，在反應(yīng)堆和燃料循環(huán)方面有重大創(chuàng)新的核電站，其安全性和經(jīng)濟性更加優(yōu)越、廢物量較少、無需廠外應(yīng)急、具有防擴散能力。
第四代核電技術(shù)最快能在2030年以后開始商業(yè)應(yīng)用。
國際上一些工業(yè)發(fā)達(dá)國家已組成第四代核能國家論壇(GIF)，協(xié)調(diào)和組織進(jìn)行第四代核能利用系統(tǒng)的研究和開發(fā)，我國也已參加。GIF初步確定六種候選堆型，包括：超臨界水冷堆、極高溫氣冷堆、帶燃料循環(huán)的鈉冷快堆、氣冷快堆、鉛冷快堆和熔鹽堆。
圖：六種候選堆型示意圖









二、第三代核電技術(shù)是當(dāng)今國際上核電發(fā)展的主流
1、第二代核電技術(shù)在安全上的教訓(xùn)
由于第二代核電的設(shè)計沒有把預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故作為必須措施，全世界核電站運行50多年以來發(fā)生過三次嚴(yán)重事故：1979年的美國三哩島核電站堆芯熔化事故、1986年的前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站大量放射性向環(huán)境釋放事故，以及2011年日本福島核電站因9.0級地震并引發(fā)海嘯導(dǎo)致的核泄漏事故。
三次事故說明：第二代核電技術(shù)設(shè)計低估了發(fā)生嚴(yán)重事故的可能性。因此，第三代核電把預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故作為設(shè)計上必須要滿足的要求。這是第三代和第二代在安全要求上的根本差別。
2、第三代核電的設(shè)計目標(biāo)
①第三代核電機組有更高安全目標(biāo)
堆芯熱工安全裕量>15%
堆芯熔化概略≤1.0*10-5/堆*年
大量放射性向環(huán)境釋放概率≤1.0*10-6/堆*年
②第三代核電機組有更好的經(jīng)濟性，能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭
機組額定功率 100~150萬KW(e)
可利用因子>87%
換料周期 18~24月
電站壽命 60年
建設(shè)周期 48~52月
3、國際上第三代核電機組的主要機型
目前，具有代表性的第三代核電技術(shù)有如下7種機型


4、世界主要核電國家在建核電機組

注：①以上數(shù)據(jù)中，中國臺灣游2臺在建核電機組，2臺ABWR三代核電機組
②中國的統(tǒng)計數(shù)據(jù)截止2013年12月底，其他國家的數(shù)據(jù)來源于國際原子能機構(gòu)，截至2014年3月27日
三、第三代核電站的安全特點
我國核電站當(dāng)前的安全要求：《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》+《“十二五”期間新建核電項目安全要求》。
概率安全分析報告是國家核安全局許可證審批必須提交的文件之一。通常采用概率分析方法評估堆芯熔化概率和大量放射性向環(huán)境釋放概率。

AP1000的堆芯熔化概率和大量放射性向環(huán)境釋放概率比現(xiàn)有的第二代核電機組約小100倍，即安全性提高了近100倍。
圖：第三代與第二代核電廠堆芯熔化概率和大量放射性向環(huán)境釋放概率的比較

第三代核電技術(shù)采用了很多預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的措施。
圖：AP1000利用壓力容器外部自然循環(huán)冷卻能夠講堆芯熔融物保持在壓力容器里

圖：EPR的堆芯熔融物捕集系統(tǒng)

四、為實現(xiàn)第三代核電安全目標(biāo)的兩種設(shè)計思路
1、EPR的“加法”思路
EPR采取了“增加專設(shè)安全系統(tǒng)”的思路，即在第二代的基礎(chǔ)上再增加和強化專設(shè)安全系統(tǒng)。例如，安全注射、堆芯余熱排出、應(yīng)急安全電源燈系統(tǒng)都由二系列增加為四系列，同時增設(shè)堆芯熔融物捕集和冷卻系統(tǒng)以防止安全殼熔穿。
圖：EPR的廠房布置示意圖