第四代核电站与中国核电的未来
核电是世界三大支柱能源之一，具有清洁、安全、高效的特性。在20世纪末21世纪初的几年里，发生了对世界核电发展产生深远影响的三件大事：美国政府发起了第四代核电站的技术政策研究；俄罗斯总统普京在世界新千年峰会上，发出了推动世界核电发展的倡议；美国总统布什颁布了美国新的能源政策，把扩大核能作为国家能源政策的主要组成部分。
1999年6月，美国能源部（Department of Energy, DOE）核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站（以下简称第四代核电）的倡议。2000年1月，DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议，就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论，并在发展核电方面达成了十点共识，其基本思想是：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。会议决定成立高级技术专家组，对细节问题作进一步研究，并提出推荐性意见。
同年5月，DOE又组织了近百名国内外专家就第四代核电的一般目标问题进行研讨，目的是选出一个或几个第四代核电的概念，以便进一步开展工作。2001年7月，上述九国成立了第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum, GIF）并签署了协议。2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士（2002年2月加盟）。会上10国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。核电站的分代标志
第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
第二代（GEN-Ⅱ）核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR（PWR，BWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、苏联的压水堆VVER/RBMK等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。
第三代（GEN-Ⅲ）是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆（advanced boiling water reactors, ABWR）、系统80+(9system 80+)、AP600、AP1000、欧洲压水堆（European pressurized reactor, EPR）等。
第四代（GEN-Ⅳ）是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天然气、火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。
目前，全世界核电站每年发电量约为2500亿千瓦时，占世界总发电量的17%，其中法国核电已占全国总发电量的79%。截止2002年底，全世界正在运行的核电机组为444台，其中压水堆为262台，占59%，在建的50台核电机组中，压水堆为31台，占62%。因此，压水堆核电站是当前世界核电的主流堆型。
第四代核电站的开发目标
美国开发第四代核电站的初衷主要是防止核扩散，目标是开发出面向发展中国家的超长寿命堆芯的密闭型小型反应堆核电站。但是经过2000年5月的“国际工作小组”会议以及GIF在2000年8月的汉城会议和2001年3月的巴黎会议等，美国采纳了其他成员国的意见，决定开展概念更广的新一代核能系统的开发。第四代核电站的开发目标可分为四个方面。
?核能的可持续发展通过对核燃料的有效利用，实现提供持续生产能源的手段；实现核废物量
的最少化，加强管理，减轻长期管理事务，保证公众健康，保护环境。
?提高安全性、可靠性确保更高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯损伤的概率及程度，并具
有快速恢复反应堆运行的能力；取消在厂址外采取应急措施的必要性。
?提高经济性发电成本优于其他能源；资金的风险水平能与其他能源相比。
?防止核扩散利用反应堆系统本身的特性，在商用核燃料循环中通过处理的材料，对于核扩散
具有更高的防止性，保证难以用于核武器或被盗窃；为了评价核能的核不扩散性，DOE针对第四代核电站正在开发定量评价防止核扩散的方法。
现时的核反应堆温度大多在300度左右，而在这6种第四代和反应堆中，有4种温度可达800度以上，并在设计上考虑到产生的热收集来制氢。把核电和制氢联结在一起，便能够集核电和燃料电池两者的高效能和无污染于一身，是一个理想的能源模式。
第四代核电站的概念
DOE于2001年4月征集到了12个国家的94个第四代核电站反应堆系统，其中水冷堆28个，液态金属冷却堆32个，气冷堆17个，其他堆型17个。
2002年9月19日至20日在东京召开的GIF会议上，与会的10个国家在上述94个概念堆的基础上，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。
气冷快堆系统
气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。
铅合金液态金属冷却快堆系统
铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。
LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300～400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的电池组的组合。LFR电池组是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对小电网发电的需求。
熔盐反应堆系统
熔盐反应堆（molten salt reactor, MSR）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦，冷却剂出口温度700～800℃，热效率高。
液态钠冷却快堆系统
液态钠冷却快堆（sodium-cooled fast reactor, SFR）系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即功率为150～500兆瓦，燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金；中到大规模核电站，即功率为500～1 500兆瓦，使用铀-钚氧化物燃料。该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。
超高温气冷堆系统
超高温气冷堆(very high temperature reactor, VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。
VHTR系统提供热量，堆芯出口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。此外，该系统在采用铀/钚燃料循环，使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。
超临界水冷堆系统
超临界水冷堆（super-critical water-cooled reactor, SCWR）系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃，22.1兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到目前轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆芯设计有两个方案，即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1 700兆瓦，运行压力是25兆帕，反应堆出口温度为510～550℃。
中国核电的未来
1980年代初，中国核工业部确定了“热中子堆电站—快中子堆电站—聚变堆电站”三步走的核能发展战略。该战略符合核能发展规律，也符合世界核电发展趋势。中国发展核电的目的之一是为国民经济的可持续发展提供有力的能源支持。目前，中国核电发展已经走过了20年的路程，运行与在建的核电机组总容量已接近10吉瓦，核电发电量约占全国总发电量的2%左右，已形成了浙江秦山、广东大亚湾、江苏田湾三大核电基地，因此已具备了稳定发展的基础。
当前是中国核电发展的最关键时期，国家电力规划中已确定了“适度发展核电”的方针。有专家论证，到2050年，为保证满足发展国民经济对能源的需求，核电的装机容量至少需要达到120吉瓦。只发展热堆核电站，根本无法满足这一需求，因此，必须采用热堆电站与快堆电站“接力”的发展方式，才有可能实现这一目标。为此，快堆电站必须在2025年开始逐步取代热堆电站，才能保证核电发展的燃料供给。在这个框架下，热堆电站的可能发展规模为55吉瓦左右。
为适应2020年国民经济翻两番的宏伟目标，2003年初，中国政府提出：到2020年，核电装机容量将要达到36吉瓦左右，核电发电量将占全国总发电量的4%，国家将投入3 600亿元进行核电建设。由于核电站建设周期至少五年，因此，从现在开始到2015年，每年要开工建设2吉瓦核电机组。
据专家估计，如果照这样的发展速度，到2035年，中国核电占全国总发电量的比例将会达到现在的世界平均水平（16%）。
面对第四代核电站，为实现中国核电发展的宏伟目标，有关专家对中国核电的发展提出了四点建议：当前要抓紧第二代核电站的建设，尽快掌握技术，实现国产化；抓紧第三代核电技术的自主开发；坚持并抓好快中子堆技术的研究开发；抓紧先进核燃料循环技术的研究开发。
近二三十年内，国际上将主要建设第三代核电站。中国应按国际上第三代核电技术的要求，以自主开发为主，引进先进技术，加强国际合作，在国际第三代核电技术发展中争得一定的地位。在2020年左右，中国应具备批量建设符合国际上第三代核电技术要求的核电站，使其成为中国在快堆电站规模发展之前核电市场的主要机型。
第四代核电中，达成共识的六种新型核电堆型中至少三种是快堆，由此可见由热堆电站向快堆电站过渡的态势。中国已开始快堆技术的开发研究，在国家“863计划”的支持下，中国的实验快堆正在加紧建设，预计在“十一五”初期即可建成并投入运行。专家建议，应加快大型快堆电站的开发，争取跨越式发展，力争2020年建成中等规模的原型快堆电站，并具备相应的闭合燃料循环能力，争取在2025年开工建设大型快堆示范电站，并在2030年后不久建设具有国际上第四代核电技术特点的商用核电站。
在发展核电技术的同时，也要发展与之相匹配的燃料循环技术。中国的乏燃料后处理技术已有一定基础，但总体上还比较薄弱，应从基础研究开始，进行先进燃料循环技术的研究开发。
专家们认为，面对第四代核电站，中国核电发展的首要工作是制定一个有权威的规划，从而决定发展规模和燃料循环方式，进而引出技术路线、堆型选择、国产化等一系列重大问题。核电项目是在这些重大问题业已决定的基础上的产物。只有具备了有权威的规划，核电才能有序地发展。
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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。
关键词第三代核电厂先进堆型
Abstract The paper looks back the development history of the nuclear power, explains the development background of the third generation nuclear power plant and design requirements, and analyzes the design characteristics of several typical third generation advanced reactor types. Key words Generation Nuclear Power Plant Advanced Reactor Types 1
`
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年美国三哩岛事件和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300 MW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，特别是三哩岛事件后设计的核电厂已进行了许多根本性的改进，考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年代以前将是第三代核电厂重点发展的时期，也是第三代核电厂和第二代核电厂并存的时期。
2 三哩岛和切尔诺贝利事故
2.1 事故简介1979年3月28日，美国刚投产3个月的三哩岛核电厂2号机组发生轻水堆核电厂历史上最严重的事故。该事故是由丧失主给水（II类事件）引起的，由于经历一系列故障和人误的迭加（包括阀门误关闭辅助给水不可用，稳压器卸压阀卡开，操纵员关闭安注系统和所有主泵等）导致堆芯严重损坏，堆芯熔融物达数千吨，大量放射性裂变产物进入安全壳，一些放射性物质经由各种途径泄漏至环境，但释放到环境中的放射性物质由于安全壳的屏障作用相对较少。切尔诺贝利核电厂是原苏联1 000 MW的石墨慢化沸水冷却的压力管式反应堆型机组（LGR）。该堆型的设计中存在着明显的缺陷，特别是过慢化设计使它可能具有正的温度反应性系数和由于反应堆体积巨大（高7 m，直径12 m）使氙-135引起的不稳定性使该堆的控制变得很复杂。而很低的控制棒插入速度（0.4 m/s）使得紧急停堆系统难以跟踪快速瞬变。这次事故是由4号机组年度计划停堆检修所作的一项试验触发的。试验过程中一系列违反技术规格书和运行规程的操作，如断开应急堆芯冷却系统、提升的控制棒数超出运行规程的限制、切断停堆保护信号、试验工况使反应堆积累大量氙毒、并使堆功率降到正温度反应性系数区域等。正的温度反应性系数导致功率上升，功率上升导致氙浓度降低，两者释放过大的正反应性使反应堆达到超瞬发临界，功率急剧上升导致反应堆瞬时毁坏，发生了核电历史上最严重的事故。事故除摧毁反应堆厂房外，还使大量的放射性物质向环境释放。
2.2 事故的教益
（1）核电必须将核安全放在首位，这不但是为了保护公众和环境，也是为了保护核电投资者和核工
业界自身。一旦发生类似事件，几十亿投资顷刻会化为灰烬，还需投入巨额资金处理善后工作。
这两起事故使核电发展进入低潮期达20年之久，而且停止了美国B&W公司的PWR堆型和原苏联RBMK-1000堆型的继续建造和发展。
（2）反映了确定论方法以及所采用的单一故障准则的局限性。第二代核电厂花费很大精力用于应对最大假想设计基准事故（如PWR失水事故），包括制定准则，设臵安全设施层层设防。但两次事故表明，最严重的事故有时是由许多（非单一）小故障，包括单一故障未考虑的人误事件迭加引起的。因此，概率安全分析（PSA）作为确定论补充的必要性显得更为重要。
（3）核电厂必须具有固有安全性，应尽量采用非能动安全设计。切尔诺贝利事件就是因为该堆型在低功率时有正反应性系数而缺乏固有安全性引发了可怕的功率“暴走”的超瞬发临界事故；而三哩岛事故则主要由于一系列能动装臵的故障和人误而导致的。
（4）新建核电厂设计除考虑设计基准事故外，还必须考虑严重事故对策。核电厂设计的安全水平必须提升，原来对第二代核电厂要求堆熔概率小于10-4/堆年已不适应核电发展对安全的要求，因为目前运行机组已近500台，按10-4/堆年要求意味着平均每20年就要发生一次堆熔事件，这是公众和环境不能接受的。因此必须考虑建立在新的安全理念基础上的新的堆型。新堆型必须在提升安全水平的基础上同时提升经济性能。
3 第三代先进轻水堆的设计要求
为了总结核电发展的经验和教训，进一步提高电站的安全性能和运行性能，同时提高电站的经济性，1983年开始，美国电力研究院（EPRI）在美国核管理委员会（NRC）支持下，经多年努力于1990年为第三代轻水堆核电厂制定了一个明确完整的用户要求文件（URD）。考虑到统一的欧洲对能源市场的客观要求，进一步提高轻水堆的竞争力和改进公众及政府对核电的可接受性，欧洲主要电力公司编制了欧州用户要求文件（EUR），并于1994年颁布了第一版。EUR与URD结构上有差异，但主要内容上基本相似。EUR已用于法德合作的欧洲压水堆（EPR），欧洲非能动式压水堆（EPP）和欧洲简化沸水堆（ESBWR）核电厂的设计。除URD和EUR外，日本和韩国也分别制定了本国的用户要
求文件JURD和KURD，总的来讲，这些要求文件的基本内容均参考并类似于URD。中国核安全当局于2002年发布了核安全政策白皮书“新建核电厂设计中的几个重要安全问题的技术政策”，对我国新建核电厂设计一系列安全问题提出了与世界先进核电国家相类似的要求。
4 几种主要第三代先进堆型简析
按照URD和其它相关文件要求，近10年来世界主要核电国家开发了一系列第三代核电堆型，这些堆型按其设计特征可分为改进型和革新型两类。本文主要介绍和分析目前普遍关注的3种第三代核电堆型（AP-1000、EPR、ABWR）的设计特点。
4.1 AP1000
AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路1117 MWe的第三代先进型PWR机组，它是1999年12月获得NRC设计许可证的AP600型机组设计逻辑上的延伸。AP1000尽可能保留AP600的设计，特别是高水平非能动安全系统的设计，并通过提高功率输出水平，降低发电成本。AP1000具有以下一些设计特点：
（1）AP1000设计采用了既先进又成熟的技术，因此既具有先进性，又具有安全和可靠性，因为：
?AP1000反应堆采用西屋成熟的Model 314技术，该技术已成功用于比利时Doel和美国
South Texas Project等核电厂。
?采用了西屋先进的IFBA燃料组件，该组件已广泛用于西屋的PWR。
?反应堆冷却剂泵采用全密封泵（屏蔽泵），该泵40多年来已有1300台以上的成功应用记录。（2）采用非能动的安全系统，主要包括：
?非能动堆芯冷却系统。该系统通过使用3个非能动水源（堆芯补水箱、安注箱和安全壳内换
料水贮存箱）以及2套100%能力的非能动余热热交换器执行堆芯余热排出、安全注入和卸压功能。这一系统的设计取消了第二代PWR机组中一些系统（如应急给水系统、余热排出系统、安注系统等）上的许多泵，也使一些系统（如化容系统、设备冷却水系统、应急交流
电源系统等）获得简化并部分降格为非安全相关系统。
?非能动安全壳冷却系统。AP1000采用双层安全壳，内层是钢制安全壳。在事故情况下，钢
制安全壳容器自身提供传热表面将热量从安全壳内导出，排入大气，以有效冷却安全壳，并使压力迅速下降。传热是通过两层安全壳间空气的自然循环，而空气的冷却则借助于靠重力从安全壳屏蔽厂房顶部水箱中流出的水的蒸发。由于该系统的设计取消了第二代PWR中的安全壳喷淋系统，原来由安全壳喷淋去除安全壳内放射性悬浮物和放射性碘的功能，在AP1000中是依靠沉淀和沉积等自然过程实现的。
?主控室可滞留系统和安全壳隔离系统也通过非能动安全设计和设施实现其功能。
（3）反应堆冷却剂系统设计改进：
?采用2台蒸汽发生器的双回路对称设计，该设计具有投资省、容易布臵、占据空间少、运行
可靠性高和便于维修等优点。? 压力容器下封头无贯穿孔，因此堆芯上平面以下无大的开孔，大大减少了失水事故和堆芯裸露的概率。此外，设计使压力容器外表面在发生堆熔事故时起到排出堆芯熔融物热量的作用，以阻止熔融物熔穿压力容器。
?由于采用全密封的屏蔽泵，不需要第二代PWR普遍采用的冷却剂泵轴封设计，既消除了难
以避免的轴封泄漏（小失水事故），也省去了为保证轴密封所用复杂的设计和设备。
?蒸汽发生器采用西屋公司标准的F型技术，运行经验表明该型蒸汽发生器具有很高的运行可
靠性，传热管堵塞率低于1根/台年。
?对于同等功率水平的PWR，AP1000稳压器水容量增加50%，改善了其瞬态响应的能力。（4）采用了先进的全数字化仪控系统设计，并将多年来人因研究成果用于整个仪控和主控室设计，改善了可运行性和减少运行差错的可能性。
（5）设计改进大大简化了AP1000核电厂，减少了电厂的系统和设备。分析表明，与第二代PWR 相比，阀门减少了50%，泵减少了35%，管道减少20%，加热通风和冷却设备减少20%，抗震建筑物体积减少45%，电缆减少30%。
（6）AP1000堆芯熔化概率为3×10-7/堆年，比现在的PWR电厂低2个数量级，而比URD要求也低1个多数量级。
（7）由于设计简化，对称布臵，以及大量的模块化设计，预计建造周期（从浇灌第一罐混凝土到堆芯燃料装载）只需36个月。（8）预计AP1000系列建造的第3台机组隔夜造价为1 100$/kW，而发电成本在3.6美分/kW以下。
4.2 欧洲压水堆（EPR）
EPR是法马通公司和西门子公司于1991年共同开发的，目前该项目纳入法马通ANP公司。EPR 属于第三代改进型PWR，它的性能设计目标是基于或高于法、德现有大型PWR核电厂所达到的最高水平，遵循EUR的相关要求，因此既有成熟性，也具有先进性。EPR主要设计性能特点有：（1）EPR总体安全设计方案遵循法、德联合制定的“未来PWR核电厂通用安全方案的建议”，采用确定论方法与概率论方法相结合的双重策略：第一，在电厂设计时利用确定论设计基准，改进事故预防措施，减少严重事故的发生概率。第二，采用正确的处理措施，缓解严重事故的后果。由于设计中成功采用以上策略，使堆芯熔化概率降低到10-6/堆年以下，并能实现在发生严重事故时核电厂附近不需要采取人员撤离或迁移的场外应急响应措施。
（2）EPR机组的设计热功率为4 250 MWt，电功率为1 500～1 600 MWe，设计寿命60年，燃料组件241个，燃料活性段长度4 200 mm，燃料设计燃耗为60 000 MWD/tU，采用双层安全壳（一次安全壳为预应力混凝土，二次安全壳为钢筋混凝土）。
（3）反应堆冷却剂系统主要部件体积大于现在运行的PWR机组。较大的压力容器可以容纳较大的堆芯，以降低功率密度，增加热工安全裕量；同时降低压力容器内壁处快中子注量率，延长压力容器使用寿命，加大稳压器和蒸汽发生器二次侧容积改善电厂对瞬态的响应能力。
（4）核电厂重要安全系统及其支持系统（安全注入、应急给水、部件冷却、应急电源）设计有4个冗余系列，并分别安装在4个独立的区域，每个系列与反应堆冷却剂系统的一个环路相连。
应急堆芯冷却系统由4个非能动集水箱和4个高压/低压安注系统构成。安注系统使用安全壳
内换料水贮存箱，并从反应堆冷却剂系统冷、热双端注入，避免了回流和热管段长期注入的现象。另外，在低压安注管线上装有热交换器，以使EPR电厂在设计基准事故下不需要使用喷淋系统。
应急给水系统由4个完全分离和独立的系列组成，每个系列由1个应急给水箱、1台应急给水泵和相应的管道、阀门组成，给水分别注入1台蒸汽发生器。各种正常和应急水源的冗余度和多样性保证二次侧排热的可靠性。
电厂设臵4套供核岛在正常和应急情况下使用的独立安装的电源，而常规岛所有的电源独立安装在常规岛厂房内。4台应急柴油机在设计和制造中采用多重设备，以使其中的2台可作为另2台的备用，以保证一定的可靠性水平。
在二次侧排热能力完全丧失的罕见事故中，可通过安注系统在一回路以“给—排”方式排除一次侧的能量。
（5）EPR设计考虑了严重事故预防和缓解的手段和措施，其中包括：
?依靠余热排出系统的可靠性，辅以稳压器卸压阀的卸压措施，防止高压堆芯熔化。EPR稳
压器至少安装3个卸压通道，每个通道由2个安全阀组成，保证其超压保护的可靠性。卸
压的同时，排除了安全壳直接加热的危险。
?设计时考虑预防堆芯熔融物与混凝土相互作用以减少氢的产生量，并通过氢复合器和氢燃
烧器减少氢在安全壳中积聚造成高载荷氢爆的危险。
?尽量减少冷却熔穿压力容器的堆芯熔融物的喷淋水量，防止蒸汽爆炸危及安全壳的完整性。
?在反应堆坑外设计了一大块空间（面积约150 m2）作为堆芯熔融物的扩散腔室，以防止
堆芯熔融物与混凝土的相互作用。堆坑与扩散腔由高熔点材料覆盖的钢板通道相连。扩散
腔室与安全壳内换料水贮存箱用泵相连，以便长时间淹没、冷却扩散的熔融物。另外，由
喷淋系统组成的专用安全壳排热系统限制安全壳压力的增加。
?EPR采用圆筒状的双层安全壳，其中第一层安全壳设计压力为0.75 MPa，有足够的裕度
包容严重事故的后果，上述设计也保证使安全壳的压力不超过设计压力。
利用保持负压的双层安全壳的环形空间，收集所有的泄漏物，防止任何密封（包括贯穿件密封）的旁路，保证尽量少的放射性物质释放到环境中去。
（6）采用先进的全数字化仪控设计和主控室设计，保护系统为四重冗余结构，采用“2/4”逻辑，具有高的可靠性。
4.3 先进沸水堆
ABWR是目前唯一有运行电厂和经过运行考验的第三代先进型核电厂，其除了具有BWR的特点和优点，如直接循环、大的负空泡反应性系数、采用流量+控制棒调节功率方便、快捷外，还具有以下总体特征：
1）ABWR设计的重大改进之一是将原GE公司BWR安装在压力容器外侧的反应堆冷却剂再循环泵改为安装在压力容器内部的内臵泵，实现了核蒸汽供应系统的一体化设计。该设计使得压力容器在堆芯部位以下无大口径管嘴，保证LOCA事故发生后无堆芯裸露风险，大大降低了堆芯熔化概率。
2）ABWR采用并改进了经验证的电机驱动和水力驱动相结合的电动—水力微动控制棒驱动系统（FMCRD），提高了正常运行反应性控制的精度和紧急停堆的快速、可靠性。
3）ABWR的应急堆芯冷却系统（ECCS）分3个区设臵了3套独立的、冗余的、符合多样性要求的子系统，各区子系统配备独立的供电、控制保护以及其它支持系统，保证了事故条件下应急堆芯冷却系统抑制和缓解事故后果的可靠性和有效性。
4）ABWR带有弛压水池的抑压式安全壳设计能保证在发生失水事故或严重事故时，通过弛压水池的非能动式设计有效抑制安全壳内压力的上升，洗涤破口流量中夹带的裂变产物，并为ECCS系统提供重要的可靠水源。ABWR安全壳设计为缓解严重事故及其减轻放射性释放后果提供了重要的有效的保障。
5）ABWR的仪表和控制系统（I&C）采用全数字化技术和容错结构，有助于ABWR电站安全、
高效、可靠运行。
6）ABWR采用控制栅元堆芯设计和运行方案，即在ABWR运行期间，仅由少部分固定的控制棒（一般少于总控制棒数的1/10）组成的一个控制棒组在堆芯内移动来补偿整个运行寿期内的反应性变化。该设计减少了由于控制棒组迭换和控制棒插入或抽出对功率分布的扰动，简化了运行，提高了运行的可靠性和安全性。
7）ABWR可采用通过改变流量的谱移控制运行方式，即在循环初期到中期降低堆芯流量，以使空泡份额增加，中子谱变“硬”，促使钚的生成和积累，而在循环末期，增加堆芯流量，空泡份额减少，使中子谱变“软”，促使已积累的钚“燃烧”，以获得可利用的反应性，从而增加燃料的利用率。
由于以上特点，ABWR核电厂具有较高的安全水平和经济竞争力，主要表现在：
（1）ABWR设计基本上能全面满足URD的主要要求。
（2）燃料破损率低于10-5，保证了反应堆冷却剂中放射性水平很低，并使常规岛设备、厂房受污染的程度维持在很低水平。
（3）ABWR堆熔概率为1.6×10-7/堆年，安全壳失效概率为1.0×10-9/堆年，分别比URD的要求约低2个和3个数量级。
（4）建造周期为48个月。当然，ABWR也具有BWR特有的弱点，特别是带有放射性的反应堆冷却剂形成的蒸汽直接进入常规岛，给常规岛设备和厂房带来一定的辐照影响，增加了运行时常规岛的屏蔽要求和维修时的辐射防护措施。(摘自核工业研究院陈连发)
4月7日，记者获悉，中国核电高层近日先后出访芬兰和日本，对第三代核电技术的两大阵营——法玛通EPR和西屋AP1000进行秘密探访。而持续了一年半之久的中国核电招标最终花落谁家，不日即见分晓。显而易见的事实是，如果后者中标，日资即渗入到中国核电领域。今年2月，东芝公司已经斥资54亿美元购得西屋51%的股权。
中日关系专家刘军红认为：“目前日本政治倾向攻击性，东芝与政府间关系又非常默契。因此，中国如果选择西屋技术，将使中国核电安全面临不确定性。”
回想一下，当初建设三峡水电站的时候，日本是怎么做的手脚！日本提供的钢材全部为劣质钢材！幸亏被及时发现。
如果日本东芝控股的西屋公司中标中国核电建设项目，在核电控制系统做手脚是绝对可以预见的事情！对于设计的源程序等关键技术，不管是西屋公司还是法玛通都明确表示了是不会转让的！不转让源程序，留下后门是轻而易举的事，谁知道编译好的软件里有没有后门啊？通过反编译分析恐怕也很难发现吧。
软件的后门配合硬件控制芯片的后门（具无线信号接收功能），那这个核电站的安全就完全由别人掌控了。
再说，控制系统的软件大多是嵌入式软件，固化在硬件里，核电站的控制系统那么复杂，要查安全漏洞恐怕比大海捞针都难！
即使外方同意转让源程序，也要通过中方人员亲自核对编译，才谈得上一点安全性，但别人就不会留一手吗？所以呀，核电站应该立足自有技术，特别是核心的控制技术。不怕一万、只怕万一！核电站出事故，危害性太大。花那么多钱引进，没准就是埋在身边的定时炸弹！
不知大家看过电视剧《24hours》（反恐24小时第3季）没有？核电站控制系统被恐怖分子遥控掌握的可怖情景，应该还记忆犹新吧？虽然是电视剧，也并非天方夜谭，技术上是完全可能的。
以上从政治角度分析了引进国外核电技术的安全隐患，现在我们从核工程技术本身来分析分析：1）法玛通EPR和西屋AP1000这2个所谓的3代技术，都是纸上谈兵，都没有可参考的成功营运的
电站，哪怕是实验电站！
2）所谓的3代技术只是在2代的基础上作了些改进，安全性上并没有质的飞跃！一出事故，还是会出现灾难性的辐射泄露。
3）而4代核电技术具有主动安全性，即使控制系统完全失效，也不会出现辐射泄露事故。清华大学的高温气冷堆HTR就是这样的4代核电技术，而且HTR实验电站已经成功发电！
我就搞不清楚，为什么某些高官就那么相信国外的纸上谈兵的技术，而不愿相信中国人自己的实际上已经成功的技术呢？真是太不可思议了！！！清华的高温气冷堆即使有不成熟的地方，也比法玛通EPR 和西屋AP1000这2个纸上谈兵的3代技术更成熟！
有人会说，法国、美国及日本有更多的核电成功经验积累，那为什么不给自己国家的技术一点市场发展的空间呢？如果把引进国外技术所需的几百亿（有可能是几千亿）的零头来继续发展清华的高温气冷堆，以及基于秦山核电站压水堆技术的CNP1000,我就不信搞不成功。要知道，当今的几个主要核电国家：法国、美国、日本、俄罗斯，它们的核电站都是自己设计建造的！而中国作为世界主要的核大国，连核电站都不能独立建造，是不是一种耻辱呢？
再说,如果依靠引进,中国只能被动地复制国外技术，自主研发的技术又将会走“运十”老路！
此外，西屋现在是一家日本控股的公司！当今国际，对中国发展深怀恐惧，竭力阻挠甚至暗中破坏的国家，首推日本，其次美国。如果中国采用西屋公司没有商业成功营运经验的AP1000方案，在平常时期，会不会小问题不断？在非常时期，很难说，没有引进关键核心设计源程序的AP1000会不会在关键时刻，发生事故！？没有主动安全性的3代核电站一出事故，就会是一场核辐射大灾难！！！！！！作为核工程专业出身的我，建议直接发展第4代核电技术，因为即使它的控制系统完全失效，也不会出现辐射泄露事故。也就不怕什么“后门”。清华大学的高温气冷堆HTR离商业成功只有一步之遥！
另外，基于秦山核电站压水堆技术的CNP1000也值得鼓励发展，中国以后平均每年就要建造2~3座核电站，多种自有技术并行发展也无不可。
极力主张引进的，据说主要是广东核电集团，它也提出了一个CPR1000方案，但其出发点就是错的！
核心技术依赖国外，跟不争气的中国汽车工业一样，简单组装而已。综上所述,引进国外3代核电就是自掘坟墓！---这绝不是危言耸听,对人民生命健康、对国家财产是自掘坟墓！对自我创新能力也是自掘坟墓
世界核电技术发展简史 1、第一代核电技术 即早期原型反应堆，主要目的是为通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。 前苏联在1954年建成5兆瓦实验性石墨沸水堆型核电站;英国1956年建成45兆瓦原型天然铀石墨气冷堆型核电站;美国1957年建成60兆瓦原型压水堆型核电站;法国1962年建成60兆瓦天然铀石墨气冷堆型核电站;加拿大1962年建成25兆瓦天然铀重水堆型核电站。这些核电站均属于第一代核电站。 2、第二代核电技术 第二代核电技术是在第一代核电技术的基础上建成的，它实现了商业化、标准化等，包括压水堆、沸水堆和重水堆等，单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高，达到千兆瓦级。 在第二代核电技术高速发展期，美、苏、日和西欧各国均制定了庞大的核电规划。美国成批建造了500至1100兆瓦的压水堆、沸水堆，并出口其他国家;前苏联建造了1000兆瓦石墨堆和440兆瓦、1000兆瓦VVER型压水堆;日本和法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术，其核电发电量均增加了20多倍。 美国三里岛核电站事故和前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。我国目前运行的核电站大多为第二代改进型。 3、第三代核电技术 指满足美国“先进轻水堆型用户要求”(URD)和“欧洲用户对轻水堆型核电站的要求”(EUR)的压水堆型技术核电机组，是具有更高安全性、更高功率的新一代先进核电站。 第三代先进压水堆型核电站主要有ABWR、System80+、AP600、AP1000、EPR、ACR等技术类型，其中具有代表性的是美国的AP1000和法国的EPR。中国已引进AP1000等技术，分别在浙江三门和山东海阳等地开工建造。 4、第四代核电技术 第四代核电是由美国能源部发起，并联合法国、英国、日本等9个国家共同研究的下一代核电技术。目前仍处于开发阶段，预计可在2030年左右投入应用。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
核电厂电气设备抗震能力鉴定方法探讨 摘要：探讨了核电设备抗震能力鉴定试验基本过程及评价方法，试验采用的阻尼比通常采用白噪声扫描或正弦扫描的方法测得，提出了阻尼比及地震反应谱量级的确定原则，确定鉴定结论的可接受性。针对目前抗震考核中电气设备的安装环境模拟存在不足之处，给出了改进措施与方法。根据核电站不同电气设备工作的复杂性和多样性特点，列出了几种常用的电气性能监测电路原理图，并给出了具体的电气性能评价方法。 关键词：核电站；反应谱；地震波；抗震能力鉴定；阻尼比 随着国家新能源战略的实施，清洁能源的发展是整个国民经济可持续发展和增长最基本的驱动力。然而核电因强震造成的安全事故不容忽视，如何控制事态的发展，其重任就落在各种核安全的电气设备上。负责核电厂安全的设备必须进行抗震鉴定。我国核电设备鉴定主要依据美国的IEEE和法国的RCC-E系列标准，也有采用前苏联标准的，而抗震鉴定是核电设备环境试验中的重要一环，其目的是验证样机是否满足设计要求，其抗震鉴定所涉及的内容包括几何参数、抗地震荷载能力、地震发生时及前后整机的工作状态、机械性能、电气特性等。如何对电气设备进行合理的抗震考核，对全面评价其抗震性能非常重要。 1设备抗震鉴定前后外观检查 电气设备框架多以型钢焊接或螺栓连接而成，经长途运输可能会导致结构紧固件松动、焊接处出现裂纹或构件自身变形等。在抗震试验之前，须由技术人员根据产品装配工艺要求对产品的外观、几何尺寸及机械性能等进行细致检查，以免造成误判。对一些损坏或变形严重构件需使用同型号的产品进行更换，并做相应的记录，以便后续分析评价。抗震试验后再次对产品进行同样的动传递关系，监测数据也会不同，所以要进行检查。因某些设备不要求进行应力监测，所以地震考核试验前后的几何尺寸变化从另一方面反映了试件的永久变形程度。设备变形程度是设备抗震能力的参考依据，但不是必要的判断标准，有些样品抗震考核后，其几何形状虽有变化，但仍保持其应有的结构强度与电气功能，除进行必要的结构加强外无需其它的设计变更。 2设备安装及抗震考核量级的确定 2.1设备安装及其对试验结果的影响 支架设计必须考虑现场的安装情况、被鉴定设备的重量与大小、振动台台面的尺寸与安装孔的尺寸等因素。支架必须有足够刚度，以减少因支架对鉴定结果的影响。实际试验中曾出现因支架焊接变形及刚度太弱导致设备出现自激振动现象，设备的振动处于失控状态，无法达到考核目的，在对支架进行加固与处理后问题解决。被鉴定设备需根据其设计的安装条件来模拟其在振动台上的安装。核安全级设备的抗震鉴定除检验设备自身的抗震能力外，还应考察现场设备连接支架及连接方式可能存在的缺陷。一旦连接方式固定，振动台与设备之间的振动传递关系就已经建立，设备的鉴定结果是以这种传递关系为依据的，不同的支架及安装方式将会出现不同的振动，安装形式应以试验的安装状态为参考，有些设备现场安装是不需要转接支架的，直接由地脚螺栓连接，这样的安装方式由于设备的安装高度降低，安装的连接刚度也会增加，其地震响应要比通过转接支架的安装方式小，对设备的抗震是有利的。 2.2阻尼比的确定 结构的阻尼比除与结构的自身特性如构造特性、连接形式、摩擦阻力等有关
第四代核能系统的特点及其热力循环 第四代核能系统的特点 第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。 2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。 1.超临界水冷堆（SCWR） SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。 超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率 SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。功率、温度和压力的控制上有很大挑战，例如，给水功率控制，控制棒的温度控制，汽轮机的节流压力控制等。需要研究电站的启动过程，防止启动过程出现失控。 2.超高温气冷堆（VHTR） VHTR是高温低冷对的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过的循环方式。其燃料可承受高达1800度高温，冷却出口温度可大1000度以上。VHTR具有良好非能动安全特性，热效率可超过50%，经济上竞争力强。VHTR可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供光谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性，产生的核废料极少。 VHTR要从目前的堆芯出口温度850到950度提高到1000到1100度，仍有许多技术上有待解决的问题，在这种超高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得燃料的碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料研发，以满足堆芯出口温度可达1000度以上的要求；事故时燃料温度最高可达1800度；最大燃耗可达150到200（GWD/MTHM)。 3.熔盐反应堆（MSR） 熔盐反应堆是钠、锆和铀的氟化物液体混合物做燃料的反应堆。氟化物传热性能好，无辐射，与空水、水都不发生剧烈反应。在熔盐中产生的热量通过中间热交换器传给二次侧冷却剂，在通过第三热交换器传给能量转化系统。参考电厂的电功率是百万千瓦级。堆芯出口温度700度，也可达800度，以提高热效率。
1.成套配电装置的特点 （1）、电气设备布置在封闭或半封闭的金属外壳内，相间和对地距离可以缩小，结构紧揍，占地面积小。 （2）、所有电器元件已在工厂组装成一整体，现场安装工作量大大减小，有利缩短建设周期，也便于扩建和搬迁。（3）、运行可靠性高，维护方便 （4）、耗用钢材较多，造价较高。 2.发电机与配电装置的连接有三种方式，即用电缆、敞露母线、封闭母线连接。 3.电气主接线图一般画成单线图 4.核电厂主要有三种主接线：高压开关站主接线、发变组接线、厂用电接线。 5.在两组母线间，装有三个断路器，可引接二个回路，又称为二分之三接线。 6.双母线接线特点 （1）、检修任一组母线时，不会停止对用户连续供电。（2）、运行调度灵活，通过倒换操作可形成不同的运行方式（3.）在特殊需要时，可以用母联与系统进行同期或解列操作。 7.厂用耗电量占发电厂全部发电量的百分数，称为厂用电率。 8.厂用电系统的主要功能是在任何工况下：
（1）为核电厂的厂用点设备提供安全可靠的电源。 （2）并对与核安全有关的系统和设备提供应急电源，以确保核电站的安全运行。 励磁方式分为：用直流发电机作为励磁电源的直流励磁机励磁系统；用硅整流器装置将交流转化成直流后供给励磁的整流器励磁系统 用直流发电机作为励磁电源的直流励磁机励磁系统用硅整流器将交流转化成直流后供给励磁的整流器励磁系统。 同步发电机并联运行的优点 1.电能的供应可以相互调剂，合理使用 2.增加供电的可靠性 3.提高供电的质量，电网的电压和频率能保持在要求的恒定范围内 4.系统愈大，负载就愈趋均匀，不同性质的负载，互相起补偿作用。 5.联成大电力系统，有可能使发电厂布局更加合理。
第一章概述 1-1.核电厂一次设备的作用与组成 作用：直接生产和输送电能。组成：①发、变、送、用电设备②汇集和分配电能的设备③开关设备④限制短路电流和防雷设备⑤将一次电路和二次电路相联系的设备 1-2.核电厂二次设备的作用与组成 作用：对一次设备的工作进行监察、测量、控制和保护的辅助设备。组成：①仪表和信号装置②继电保护和自动装置③远动装置和控制装置 1-3.核电厂的电气设备在安全上是如何分级的：安全及设备、安全相关设备、非安全重要设备 第二章核电厂电气开关与导体 2-1.电弧是如何形成的：当开关断开电路时,只要电流达到几百毫安，电源电压有几十伏，在开关的触头间就会出现电弧。 2-2.电弧是带电介质形成的良导体，通常分为三个区域：阴极区、弧柱区、阳极区。其中电弧的燃烧和熄灭过程是开关电器最重要的内容。 2-3.电弧的熄灭：去游离过程大于游离过程 2-4.交流电弧的特性：①电流瞬时值随时间发生变化，因而电弧的温度、直径、电弧电压也随时间变化，电弧的这种特性称为动特性②电弧具有热惯性③交流电弧每隔半个周期要经过零值一次，称为“自然过零” 2-5.弧隙的介质强度：能够承受外加电压作用而不致使弧隙击穿的电压 2-6.近阴极效应：当电流过零电极极性改变时，弧隙中剩余带电介质的运动方向随之改变，质量较轻的自由电子因带负电荷迅速转向新的阳极，而此时正离子由于惯性大，来不及改变方向还停留在原处。这就使得新阴极附近被正电荷充满，缺少导电的自由电子，于是在阴极附近出现150~250V介质强度，这种现象被称为近阴极效应。 2-7.影响介质强度恢复速度的物理因素：①弧隙温度②弧隙介质的特性③灭弧介质的压力（越高越不易击穿）④断路器跳闸时，触头的分断速度 2-8.灭弧方法（热击穿和电击穿）：①提高触头的分断速度②采用多断口③吹弧（纵吹、横吹、纵横吹：大电流横吹，小电流纵吹）④灭弧原理灭弧⑤利用固体的狭缝狭沟灭弧⑥采用耐高温金属材料制作触头、优质灭弧介质 2-9.熔断器构成：金属熔件、支持熔件的触头和外壳（熔管），灭弧介质 2-10.断路器分类：按压力分（低压熔断器、高压熔断器），按熔断后电流分（限流和不限流）2-11.熔断器工作原理：在铜或银熔件的表面焊上小锡球或小铅球，当熔件发热到锡或铅的熔点时，锡或铅的小球率先融化，而掺入铜或银熔件的内部，形成合金，电阻增大，发热加剧，同时熔点降低，首先在焊有小锡球或小铅球处融化，熔断点形成电弧使熔件沿全厂融化。2-12.熔断器的安秒特性曲线：熔件熔断时间与通过电流的关系称 为熔断器的保护特性。此特性用t=f(I)曲线表示，称为熔断器的安 秒特性，又成为保护特性曲线。 2-13.熔断器的主要参数：①额定电压②额定电流③极限分断能力 2-14.熔断器的选用原则：设备正常工作（正常启动）时不熔断， 当过大电流和短路电流时熔断。
目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。每年的研发费用超过20亿美元。按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代：（1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站；（2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；（3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（AL WR）核电站。 Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的Gen-IV。 2 Gen-IV的研发目标目前Gen-IV先进核能系统的概念还比较模糊，国际上也没有一个确切的定义。但是，这里已经明确的是"先进核能系统"，而非"先进反应堆"。其应满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本标准。具体来说，研发Gen-IV的目标有三类： 2.1 可持续能力目标按照比较权威的定义，可持续能力的本质是如何维系地球生存支持系统去满足人类基本需求的能力。对一个特定系统而言，是其在规定目标和预设阶段
世界核电站可划分为四代 录入时间：2008-3-25 作者：snpec 第一代核电站： 自50年至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。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。 第二代核电站： 第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。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。 第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。 第三代核电站: 对于第三代核电站类型有各种不同看法。 美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型，这类典型的核电站见下表： 第三代核电站美国欧洲 EPR 能动核电站：System 80+, APR1400,APWR1600，ABWR， ESBWR 非能动核电站：AP1000 EP1000 第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。 第四代核能系统: 第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），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，美国能源部发起并约请阿根廷、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、英国等核电发达国家组建了“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）。 第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。 目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。 第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统： 第四代核能系统代号中子能谱燃料循环
龙源期刊网 https://www.doczj.com/doc/7b5979911.html, 四代快堆特性分析及前景展望 作者：李伟哲覃国秀 来源：《科技信息·下旬刊》2017年第06期 摘要：四代核电技术共六种堆型，其中三种为热堆，三种为快堆。快堆由于其独特的自身优势，受到广泛的关注。本文分析了铅冷快堆、气冷快堆以及钠冷快堆的特性，并对其发展前景进行了探讨。 关键词：气冷快堆；铅冷快堆；钠冷快堆 近几年，我国的核电技术发展迅速，不仅研发了具有自主知识产权的压水堆技术，并且已经将核电技术输出到了国外。我国在大范围建设压水堆核电站的同时，也在积极研发四代堆技术。 四代反应堆包括六种堆型，包括气冷快堆、铅合金液态金属冷却快堆、液态钠冷却快堆、熔盐反应堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆。前三种为快堆，后三种为热堆。快堆比热堆最大的优势是燃料的可增殖。热堆的能量主要来源于热中子引起铀235裂变产生的热量，以及裂变产物产生的衰变热。快堆由快中子引发裂变，主要用钚239作为核燃料。在反应堆堆芯，钚239的外围区域放有铀238，堆内的快中子撞击钚239使其发生裂变，裂变产生的快中子被外区的铀238吸收，生成铀239，铀239属于不稳定核素，经过几次衰变后会转化为钚239。也就是说随着反应的进行，堆芯的核燃料会反而会变多，这种现象就叫做燃料的增殖。因此快堆技术优于热堆技术，快堆不仅可以节省燃料，还可以提高反应堆的能效。 1 气冷快堆 气冷快堆，英文缩写为GFR。是由快中子引发裂变，用氦气作为冷却剂的反应堆。气冷 快堆的燃料主要有复合陶瓷型、先进颗粒型和锕系元素混合物陶瓷包壳元件型三种，燃料循环的形式为闭式。运行时的出口温度约为850℃。 堆芯布局可以是棱柱块状或者是针状或板状燃料组件。GFR参考堆有一个一体化的场内 乏燃料处理和再处理厂。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，将长寿命放射性废物的产生量降到最低[1]。由于冷却剂使用的是气体，因此其热导率较低，目前对气冷快堆的 研究较少。 2 铅冷快堆 铅合金液态金属冷却快堆，英文缩写为LFR。由快中子引发裂变，用铅或铅/铋液态合金作为冷却剂的反应堆。堆芯装载的核燃料有铀钚混合的氧化物或氮化物两种，其采用的燃料循环方式与气冷快堆一样，属于闭式循环。运行时的冷却剂出口温度一般为550℃，如果使用的是先进的核材料，温度可达800℃。核电站的额定功率可在几种方案中进行选择，包括一个换
选择题： 1.感应电动机的额定功率（B）从电源吸收的总功率。 A.大于； B.小于； C.等于 2. 电动机铭牌上的“温升”是指（A）允许温升。 A.定子绕组； B.定子铁芯； C.转子个 3.电动机从电源吸收无功功率，产生（C）。 A.机械能； B.热能； C.磁场 4. 电动机定子旋转磁场的转速和转子转速的差数，叫做（A）。 A.转差； B.转差率； C.滑差 5.当外加电压降低时，电动机的电磁力矩降低，转差（B）。 A.降低； B.增大； C.无变化 6.交流电流表指示的电流值，表示的示交流电流的（A）。 A.有效值； B.最大值； C.平均值 7.我们使用的测量仪表，它的准确等级若是0.5级，则该仪表的基本误差是（C）。 A.+0.5％； B.-0.5％； C.±0.5％ 8.断路器切断电流时，是指（C）。 A.动静触头分开； B. 电路电流表指示为零； C.触头间电弧完全熄灭 9.蓄电池电动势的大小与（A）无关。 A.极板的大小； B.蓄电池内阻的大小； C.蓄电池比重高低。 10.蓄电池所能输出的能量与它的极板表面积（C）。 A. 没有关系； B.成反比； C. 成正比。 11.电流互感器二次回路阻抗增加时，其电流误差和角误差（A）。 A. 均增加； B.均减小； C.电流误差增加，角误差减小。 12.零序电流只有在（B）才会出现。 A. 相间故障； B. 接地故障或非全相运行； C. 振荡时。 13.涡流损耗的大小，与铁芯材料的性质（B）。 A. 没有关系； B.有关系； C. 关系不大。 14.磁滞损耗的大小与周波（C）。 A. 无关； B.成反比； C. 成正比。 15.不同的绝缘材料，其耐热能力不同，如果长时间在高于绝缘材料的耐热能力下运行，绝缘材料容易（B）。 A. 开裂； B.老化； C. 破碎。 16.铅酸蓄电池在放电过程中，其电解液的硫酸浓度（B）。
第四代核电站与中国核电的未来 核电是世界三大支柱能源之一，具有清洁、安全、高效的特性。在20世纪末21世纪初的几年里，发生了对世界核电发展产生深远影响的三件大事：美国政府发起了第四代核电站的技术政策研究；俄罗斯总统普京在世界新千年峰会上，发出了推动世界核电发展的倡议；美国总统布什颁布了美国新的能源政策，把扩大核能作为国家能源政策的主要组成部分。 1999年6月，美国能源部（Department of Energy, DOE）核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站（以下简称第四代核电）的倡议。2000年1月，DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议，就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论，并在发展核电方面达成了十点共识，其基本思想是：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。会议决定成立高级技术专家组，对细节问题作进一步研究，并提出推荐性意见。 同年5月，DOE又组织了近百名国内外专家就第四代核电的一般目标问题进行研讨，目的是选出一个或几个第四代核电的概念，以便进一步开展工作。2001年7月，上述九国成立了第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum, GIF）并签署了协议。2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士（2002年2月加盟）。会上10国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。核电站的分代标志 第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
一、词汇简写与翻译 1、聚变fusion 裂变fission 2、安全壳Containment Structure 3、包壳Cladding 4、控制棒Control Rods 5、压力容器Reactor Vessel 6、汽轮机Turbine 7、冷凝器Condenser 8、RCP反应堆冷却剂泵Reactor Coolant Pumps 9、SG 蒸汽发生器Steam Generator 10、SFR 钠冷快堆系统Sodium Cooled Fast Reactor System 11、LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System 12、GFR气冷快堆系统Gas Cooled Fast Reactor System 13、VHTR超高温堆系统Supercritical Water Cooled Reactor System 14、MSR熔盐堆系统Molten Salt Reactor System 15、RPV 反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel 16、IAEA 国际原子能组织International Atomic Energy Agency 17、EPR 欧洲压水堆European Pressurized Reactor 18、ABWR先进的沸水反应堆Advanced Boiling Water Reactor 19、PWR 压水堆Pressure Water Reactor 20、BWR沸水堆Boiling Water Reactor 21、CEFR 中国实验快堆China Experiment Fast Reactor 22、DOE 美国能源部Department of Energy 23、NRC 美国核管理委员会Nuclear Regulatory Commission 24、CNNC 中国核工业集团总公司The China National Nuclear Corporation 25、CGN 26、CSS安全壳喷淋系统Containment Spray System 27、RCS 反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System 28、OBE 运行基准地震Operating Basis Earthquake 29、DBA 设计基准事故Design Basic Accident 30、QA质量保证Quality Assurance 31、ASME美国机械工程师协会American Society of Mechanical Engineers 32、CVCS化学和容积控制系统Chemical and Volume Control System 33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up 34、RHR 余热排出系统Residual Heat Removal 35、CCWS/RRI 设备冷却系统Component Cooling Water System 36、ESWS/SEC 重要厂用水系统Essential Service Water System 37、PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment 38、WTS 废物处理系统Waste Treatment System 39、热管段：hot leg 冷管段：cool leg 40、PPM 百万分之一Parts Per Million 41、RX：安全壳厂房 KX：燃料厂房及换料水池
中国实验快堆工程 ——核燃料越烧越多，核废料越烧越少 工程总投资：13.88亿元 工程期限：1995年——2010年 北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。 长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。美国和欧洲许
多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。 但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。 而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
核电站技术改进和发展
目录 一、国外轻水堆核电技术发展和特点 二、用户对新一代核电机组性能要求 三、第三代压水堆核电站 三第三代压水堆核电站 、核 四、第四代核电站
一、国外轻水堆核电技术发展和特点 、国外轻水堆核电技术发展和特点 国外具有轻水堆核电技术研究和开发主要国家有美国西屋公司，日本三菱燃烧工程公司，美国通用美国西屋公司日本三菱燃烧工程公司美国通用电气、日本东芝、日立，法国法马通，德国西门子公司以及俄罗斯等几家，其开发过程如下： 1. 美国西屋公司 西屋公司自1957年建成第座PWR核电站至七十 年建成第一座 年代末先后发展了30万千瓦一条环路的标准化系列机组，主要有两环路、三环路的312型、314型和四环路的412型、414型等。据统计在美国运行的核电站中，西屋公司供货的共48台其中二环路3台，三环路312型为13台，四环路为32台，约占据美国核电市台路为台约占据美核电市场一半。但自1976年后由于国内没有了核电订货，转向日本、德国和法国等核电国家出口核电站，转转向日本德国和法国等核电国家出口核电站转让核电技术。
九十年代西屋公司根据URD文件要求，与日本三菱合作研究开发改进型压水堆核电站APWR－1500MWe，同时投入大量力量研究开发非能力的AP－600型机组， 型机组 经过技术论证和设计，于1998年获得美国NRC的批准（FDA）。 年西屋公司和CE公司联合后，利用AP－600非2001公司联合后利用 能动安全的设计概念；加上CE公司系统80＋双蒸汽 发生器经验向电力公司推荐AP－1000机型，采用非 能动技术和两条50万千瓦的环路经验，简化设计，改善核电的经济性。
第四代核能系统 本词条缺少名片图，补充相关内容使词条更完整，还能快速升级，赶紧来编辑吧！ 第四代核能系统是一种具有更好的安全性、经济竞争力，核废物量少，可有效防止核扩散的先进核能系统，代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。 中文名 第四代核能系统 提出时间 1999年6月 提出单位 美国能源部 包括 阿根廷、巴西、加拿大 目录 1.1概述 2.2历程 3.3四代核电 1.?设计目标 2.?组成要素 3.4核电未来 1.5风险控制 概述 编辑 1999年6月，美国能源部（Department of Energy, DOE）核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站（以下简称第四代核电）的倡议。2000年1月，DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议，就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论，并在发展核电方面达成了十点共识，其基本思想是：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。会议决定成立高级技术专家组，对细节问题作进一步研究，并提出推荐性意见。 同年5月，DOE又组织了近百名国内外专家就第四代核电的一般目标问题进行研讨，目的是选出一个或几个第四代核电的概念，以便进一步开展工作。2001年7月，上述九国成立了第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum, GIF）并签署了协议。2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士（2002年2月加盟）。会上各国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。 历程
24 三 09 第四代核能系统研发介绍 1 Gen-IV的研发背景 实现人与自然和谐共存和可持续发展是人类所追求的理想境界。在中国灿烂的五千年的文化中，始终贯穿着天人合一的构思。在世界各国追求工业化的过程中，出现了能源和环境这一对矛盾，而目前能源供应的模式不是可持续的，必须进行重大调整。可持续发展成了人类进入新世纪之后所面临的首要问题。 人们注意到电力市场竞争的压力可能会对核电的运行安全产生不利影响。但研究表明，最成功的商业核电厂和最安全的核电厂之间存在着密切的关联。三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站发生的事故及其影响证明：核安全是核工业发展的生命线。安全可靠性已经成为核电厂的商业要求中一个不可或缺的部分。 目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。 面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。每年的研发费用超过20亿美元。 按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代： （1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站； （2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体； （3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（ALWR）核电站。 Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的Gen-IV。 2 Gen-IV的研发目标 目前Gen-IV先进核能系统的概念还比较模糊，国际上也没有一个确切的定义。但是，这里已经明确的是”先进核能系统”，而非”先进反应堆”。其应满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本标准。关于核废物有3条：要有完整的解决方案；解决方案被公众接受；废物量要最小。关于防核扩散的有3条：对武器扩散分子的吸引力小；内在的和外部的防止核扩散能力强；对防止核扩散要经过评估。。 具体来说，研发Gen-IV的目标有三类： 2.1 可持续能力目标 按照比较权威的定义，可持续能力的本质是如何维系地球生存支持系统去满足人类基本需求的能力。对一个特定系统而言，是其在规定目标和预设阶段内可以成功地将其发展度、协调度、持续度稳定地约束在可持续发展阈值内的概率，也就是其成功地延伸至可持续发展目标的能力。Gen-IV 的可持续能力目标包括燃料的有效利用、废物管理和在物理上对核扩散的限制。即： 可持续能力目标1：Gen-IV将为全世界提供满足洁净空气要求、长期可靠、燃料有效利用的可持续能源。 可持续能力目标2：Gen-IV产生的核废料量极少；采用的核废料管理方式将既能妥善地对核废料进行安全处置，又能显著减少工作人员的剂量，从而改进对公众健康和环境的保护。
【核科普】一代至四代核电技术简介 2014-02-20核电观察 第一代核电技术 1954年前苏联建成电功率为5MW的实验性核电厂，1957年美国建成电功率为90MW的希平港原型核电厂，这些证明了核能用于发电是可行的，国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。 早期原型堆代表： 德累斯顿
费米一号（美） Magnox 希平港（美） 第二代核电技术 20世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在300MW 以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行的同时，使核电的经济性也得以证明，可与火电、水电相竞争。目前世界上商运的400多台核电机组绝大部分是在这段时间建成的，它们称为第二代核电机组。 第二代核电堆型代表： PWR (压水堆) VVER (压水堆) BWR (沸水堆)
CANDU (重水堆) 第三代核电技术 20世纪90年代，美国电力研究院出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD （Utility Requirements Document），用一系列定量指标来规范核电厂的安全性和经济性。随后，欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求”，即EUR （European Utility Requirements）,也表达了类似的看法。国际上通常把URD 或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。 URD和EUR的主要关注点为： 1）进一步降低堆芯融化和放射性向环境释放的风险，使发生严重事故的概率减少到极致，以消除社会公众的顾虑。 2）进一步减少核废物（特别是强放射性和长寿命核废物）的排放量，寻求更加的核废物处理方案，减少对人员和环境的放射性影响。
什么是第四代核电技术 第四代核电技术概念是1999年6月美国克林顿政府的能源部首先提出的，并得到一些国家的支持。 (1)第四代核电技术的概念 把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代;70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代;第三 代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆;第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。 (2)开发第四代核电技术的目的 美国政府对核电界共同研究开发的第三代核电技术不够满意的是：未考虑防止核扩散的要求，经济性不够理想。为了强化防止核扩散的要求和进一步改善经济性，提出要研究开发第四代核电站。 (3)第四代核电技术的性能要求 2000年5月，由美国能源部发起、美国阿贡实验室组织的全世界约100名专家进行了研讨，提出了第四代核电站14项基本要求。关于经济性的有3条：要有竞争力的发电成本，其母线发电成本为3美分/kWh;可接受的投资风险，比投资小于1000美元/kW;建造时间(从浇注第一罐混凝土至反应堆启动试验)少于3年。有5条是关于核安全和辐射安全的：非常低的堆芯破损概率;任何可信初因事故都经验证，不会发生严重堆芯损坏;不需要场外应急;人因容错性能高;尽可能小的辐射照射。关于核废物有3条：要有完整的解决方案;解决方案被公众接受;废物量要最小。关于防核扩散的有3条：对武器扩散分子的吸引力小;内在的和外部的防止核扩散能力强;对防止核扩散要经过评估。 由上看出，第四代核电站的要求突出了防止核扩散问题，没有考虑核燃料循环和核资源问题，而这两个问题是涉及核能可持续发展的重大问题。 (4)设想发展进度