芮泰德

核能在提供长期、稳定的能源供应的同时，极少排放温室气体，不产生二氧化硫和氮氧化物等有害气体以及粉尘，故而成为目前世界各国为保障能源供应安全、保护生态环境的努力中，最具现实意义的替代能源，而且必将对人类社会发挥越来越大的作用。

1. 第一代核电技术

第二次世界大战结束后，美国开始开发核能发电技术。1957年底，美国首先将核潜艇压水堆和常规蒸汽发电技术结合起来，建成了世界上第一座60 MWe希平港原型压水堆核电厂。然后又于1960年建成了200 MWe德累斯登原型沸水堆核电厂。在美国动力示范堆计划的推动下，几乎所有可能用于发电组合的堆型都进行了试验。最终压水堆和沸水堆的实用优势明显，成了美国核电发展的主线。法国、瑞典、日本、西德等国先后放弃了原先的石墨天然铀技术开发路线，转而引进美国轻水堆技术建成了第一批西方轻水堆核电厂。

前苏联在1954年建成了第一座 5 MWe奥勃宁斯克实验性石墨沸水堆核电厂，1964年建成了265 MWe 原型压水堆新沃罗涅什一号核电厂。石墨沸水堆（RBMK）和苏式压水堆（VVER）这两种堆型成为前苏联和东欧国家核电发展的主力堆型。

人们通常将上世纪50年代至60年代中期前后各国建造的首批原型堆/示范堆核电厂称为第一代。受当时技术限制，第一代核电厂功率普遍较小，一般为300MWe左右，建造的主要目的是为了通过试验示范来验证核电的工程实施可行性。堆型除了上述4种外，还有加拿大开发的CANDU压力管式重水反应堆和英国开发的镁洛克斯石墨气冷堆（MGR）、改进型气冷堆（AGR）等。现在第一代核电机组大多数已退役。

2. 第二代核电技术

1973年的第一次石油危机引发了美国与西欧各国的核电建设高潮。单堆功率大幅度提高，达到百万千瓦级，一回路环路数有2、3、4之分，技术上有不小进步。通常人们将从这段时期期开始建设的核电厂称为第二代。第二代核电厂实现了标准化、系列化、商用化和批量化，以提高经济性，是目前世界上投运核电厂的主力。

受1979年第二次石油危机的影响，能源价格急剧上涨。西方各国经济发展速度锐减，同时采取大规模的节能措施，使得电力需求大幅回落。大批电力建设项目被迫停建、缓建，首当其冲的就是造价高于常规电力的核电项目。同时，第一代核电技术在安全理念、选用材料和制造质量方面的问题逐渐暴露。1979年3月美国发生的三哩岛事故虽未造成人员伤亡和环境危害，却对世界核电发展产生了很大影响。三哩岛事故后，美国核管会（USNRC）加强了对核电厂的安全监管，不但严格控制新许可证的发放，而且对原有核电厂设备和规程的修改要求一再加码，设计修改导致工期拖延，使得投资风险大增，核电逐渐失去经济竞争力。美国已有30年没有建设新核电机组。1986年4月发生的前苏联切尔诺贝利核电厂事故，造成严重的人员伤亡、大面积的环境污染和大规模的公众迁移，经济损失惨重。公众接受心理问题成了核电发展的重大障碍。核电发展遂跌至谷底，一些国家甚至放弃获搁置了核电发展计划。

3. 二代压水堆核电技术的改进

三哩岛事故发生之后，美国所有的电力公司和一些外国电力公司共同组建了核动力运行研究院（INPO），旨在从电厂管理和技术两个方面来提高投运核电厂的运行安全可靠性、可维修性和经济性。

3.1推行新的重要管理理念

主要有：

l   推动建立与提高安全文化素养，使核电厂全体员工都清楚地意识到提高核电厂安全，不只是安全管理部门的职责，而应是每个员工在本职工作中自觉贯彻的行动。企业领导层对安全文化的培育起着关键作用。

l   在业主和供货商中健全与不断改进质量保证体系，并加强监督控制。

l   推动人员培训与再培训的软硬件条件的改进，以及有组织、规范化的运行经验交流与反馈。

这些管理理念日臻完善，并将在今后坚持贯彻下去。

3.2. 强化技术研发

针对建造与运行中发现的问题，加强技术研发，主要在以下几方面实现了技术进步：

（1）针对关键设备、部件重复出现的故障，研制出新材料、新工艺，投入使用至今；

（2）利用反应堆和一回路系统设计和安全评价新理念，并程度不同地考虑了预防和缓解严重事故后果的应对措施；

（3）先进的半速汽轮机与数字化仪控系统等的普遍推广。

这些技术不仅已普遍应用于第二代的投运和新建机组，而且绝大多数改进也用到了下文中的第三代核电技术中。

实际上，包括我国在内的世界各国正在运行的二代核电机组，通过20年左右在电厂运营管理能力的提升，以及在停堆换料或专项整治中持续不断安排的整改，技术上已有很大改进，运行业绩相当好。 ()纪九十年代前建造的核电厂的仪控系统均为模拟量加大和换料周期的二代压水堆核电厂的原设计寿命为30～40年，现在有近半数的投运美国核电厂向核管会提出延寿20年的申请并陆续获得批准。可以预期，核电厂延寿会成为一种风气。而新建二代改进型核电机组的设计寿命已可提高到60年。运行业绩证明二代改进型机组的安全性是可以接受的，加上核电本身独特的环保优势，才又使核电出现了复苏的势头。可以肯定，今后一段相当长的时期，二代改进型核电机组将会和下文介绍的第三代核电机组长期共存，共同为人类造福。

4. 第三代先进轻水堆核电技术

美国核电界同期做的另一件大事就是，从上世纪80年代中期开始，美国电力研究院（EPRI）根据轻水堆30多年的运行经验教训，制定并于1990年首次公布了一套使供货商、投资方、业主、核安全管理当局和公众各方面都能接受的电力公司要求文件（URD），作为开发未来的先进轻水堆（ALWR）的明确、完整的技术准则。随后西欧亦相继制订出欧洲电力公司要求文件（EUR）。

URD共分三卷。第一卷是先进轻水堆计划的政策声明和顶层设计要求，包括简化、设计裕量、人因、安全、技术成熟性、可维修性、可建造性、经济性、质量保证、标准化和管理稳定性等14项政策；以及有关安全设计、性能设计、可建造性和设计过程方面的要求等。此外还明确提出了经济性奋斗目标。第二卷和第三卷则分别对功率为120～135万千瓦改良型ALWR和采用全新设计理念的革新型即非能动型ALWR提出了一套较为完整的高层设计要求。

人们将按照URD、EUR等要求设计建造的核电厂称为先进核电厂，习惯上又称之为第三代核电厂。日本的先进沸水堆（ABWR）已有数台投运；在建的有ABWR、芬兰和法国的世界头两座欧洲压水堆（EPR），以及刚刚在我国三门开工建设的世界第一台AP1000机组等；被业主看好的机型还有先进压水堆（APWR）、简化沸水堆（SBWR）和增强型简化沸水堆（ESBWR）等。

5 第三代压水堆的设计特色 

如前文所述，第二代改进型核电技术中的大部分已在三代核电中得到沿用。三代技术中最值得称道的是其完善的预防和缓解严重事故对策。一些关键措施在二代核电设计中难以采用。

三哩岛事故使人们清醒地认识到，概率极低、但后果比已考虑的设计基准事故更可怕的严重事故是可能发生的，必须高度重视严重事故分析及其对策研究。包括我国在内，许多国家的核安全监管机构要求使用概率安全评价（PSA）方法对严重事故进行安全分析，并在设计中尽量考虑防范和缓解措施。

已完成的第三代技术的堆芯熔化概率和大量放射性释放概率明显低于URD和EUR的相应要求。具体设计中出现了两种不同的走向：

第一种是美国西屋公司研发的以全非能动安全系统、简化设计和布置以及模块化建造为主要特色的AP1000。非能动安全系统的工作原理是采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力，而不使用泵、风机和应急柴油发电机等能动部件；无需运行人员操作和安全级支持系统就能保证安全，使系统大大简化。因其全新的概念而称为革新型设计。

第二种是法、德合作开发的EPR。它立足于成熟技术的逐渐演进，着重利用4套完全实体分隔的能动安全系统提高安全性，用加大机组容量的规模效应来补偿经济性，世称改良型设计。

这两种设计在应对严重事故出现堆芯熔融的措施也有不同的理念与特色。鉴于安全壳在预防和缓解反应堆严重事故后果方面的重要作用，两者了采用结构不同的双层安全壳。

综上所述，第三代核电技术的安全性，在二代改进型机组安全性可以接受的基础上，又有较大提高。但是为此可能要付出的经济代价将使核电的经济竞争性大打折扣，这很可能成为制约第三代核电技术在世界范围被广泛应用的主要因素。ABWR已有较好的运行业绩，但因经济性不被看好，使得续建机组甚少。目前，AP1000和EPR均无建成投运的机组，其首堆工程还处于边设计、边施工状态。毋庸讳言，这两个首堆工程的造价远高于二代改进型机组，更不用提URD和EUR的经济性要求了。三代压水堆核电技术的运行安全可靠性和经济性要等待首堆运行和批量化商业推广两个阶段的检验与改进后才有定论。它们的经济性何时能与批量建设的二代改进型机组竞争，人们将拭目以待。

核电界一直存在“多么安全就足够安全了”（How safe is safe enough）的争论。国际原子能机构（IAEA）在其基础性文件中总结说：“无论怎样努力，都不可能实现绝对安全。从根本意义上说安全是将风险控制在合理可接受的程度，而不可能完全消除风险。故而，安全就是利益和代价的平衡^]。 等到三代核电技术经过实践证明，其运行性能卓越、经济上与二代核电技术相当，则用不着任何行政干预，业主都会自动采用三代技术。

6  第四代核能系统

面对全世界日益严峻的核扩散和反恐形势、第三代核电比投资居高不下的困难，并考虑到燃料资源对核电可持续发展的重要性，在第三代压水堆核电新生儿还未呱呱落地之时，人们又开始酝酿第四代核能系统的催生。

开发第四代核能系统的设想，最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室于1999年6月在美国核学会夏季年会上提出。 2000年1月，美国能源部发起并约请了阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等8个国家的政府代表开会，磋商开发新一代核能技术的国际合作问题。会议取得广泛共识，并发表了“9国联合声明”。此后成立的“第四代核能系统国际论坛（GIF）”拟定的总目标是：在2030年前后，创新地开发出新一代核能系统（G-IV）, 使其安全性、经济性、在节省铀资源和废物量最少化两方面的可持续发展性、防核扩散、防恐怖袭击等方面都有显著提高；研发不仅用于发电或制氢等的反应堆, 还包括核燃料循环的装置, 以达到组成完整核能利用系统的目标。

第四代核能系统的具体技术目标, 主要包括：

l      核电机组比投资不大于1000 美元/kW, 发电成本不大于3 美分/kWh , 建设周期不超过3 年;

l      极低的堆芯熔化概率和燃料破损率, 人为错误不会导致严重事故, 不需要厂外应急措施；

l      尽可能减少核从业人员的职业剂量, 尽可能减少核废物产生量, 有完整的核废物处理和处置方案, 其安全性能为公众所接受；

l      核电站本身要有很强的防核扩散能力, 核电技术和核燃料技术难于被恐怖主义组织所利用：

l      全寿期和全环节的管理系统；

l      国际合作开发机制。

2002年,GIF对有潜在希望的反应堆概念进行了筛选，推荐出六种在能源可持续性、经济竞争性、安全可靠性，以及防扩散和防外部侵犯能力方面最具前景的核系统作为进一步研发的方向。它们包括3种快堆系统和3种热堆系统，即带有先进燃料循环的钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）和气冷快堆（GFR），以及超临界水冷堆（SCWR）、超高温气冷堆（VHTR）) 和熔盐堆（MSR）。

一般认为，第四代核能技术进步跨度大，考虑得比较全面和深远，为核能长远的可持续发展创造了十分有利的条件。例如，第四代快堆具有闭合燃料循环特征，可实现将长寿命放射性废物减少到最小。出口温度高，这就有可能高效率地发电、产氢或产生高温工艺热。

作为唯一的水堆选项，超临界水堆（SCWR）将超临界火电和最新的轻水堆技术结合起来，效率明显提高、系统大大简化、可采用非能动安全技术，显示出巨大的应用潜力和经济竞争力。此外，具有快中子能谱的SCWR提供了全部锕系元素再利用的闭合燃料循环可能性。

由于技术基础不同，六种堆型的研发进度不会一样。