【正文】 電在我國(guó)已由起步進(jìn)入了發(fā)展階段 。現(xiàn)已正式開工的廣東嶺澳二期和浙江秦山二期擴(kuò)建,將于 “十一五”期內(nèi)建成投產(chǎn) 。表 1 　我國(guó)已商用發(fā)電和正在調(diào)試的核電項(xiàng)目Tab秦山1秦山2秦山3大亞灣嶺澳1規(guī)劃量1 800了解,412萬(wàn)kW出:握技術(shù)升,1　Our country already mercial electricit ygeneration and isdebugging nuclear electricity project項(xiàng)目名稱額定電功率/萬(wàn)kW堆 型備 　注期期期期31265272298299壓水堆壓水堆重水堆壓水堆壓水堆田 　灣2106壓水堆其1號(hào) 機(jī) 已 商運(yùn) 發(fā)電, 2號(hào) 機(jī) 組 已 并網(wǎng)發(fā)電合 　計(jì)911　　國(guó)務(wù)院最近已原則批準(zhǔn)的《核電中長(zhǎng)期發(fā)展(2005～2020年)》中規(guī)定,到2020年,我國(guó)大陸核電裝機(jī)容量將達(dá)4 000萬(wàn)kW ,在建容萬(wàn)kW。還有一套機(jī)組 ( 106 萬(wàn) kW) 正在調(diào)試 , 將于年內(nèi)投入商第 5 期 　　　　　　　　歐陽(yáng)予 , 等 : 國(guó)際核能應(yīng)用及其前景展望與我國(guó)核電的發(fā)展業(yè)運(yùn)行 , 屆時(shí)我國(guó)大陸核電裝機(jī)容量將達(dá) 911 萬(wàn) 正在實(shí)施中 。秦山核電站和大亞灣核電站的建成發(fā)電 , 為我國(guó)核電發(fā)展打下了良好的基礎(chǔ) 。秦山核電站是第一座由我國(guó)自主創(chuàng)新建成的核電站 , 它于 1983 年基本完成研究開發(fā)和工程設(shè)計(jì) ,1985 年 3 月 20 日正式開工建設(shè) , 1991 年 12 月15 日并網(wǎng)發(fā)電 , 結(jié)束了我國(guó)大陸無(wú)核電的歷史 ,實(shí)現(xiàn)了我國(guó)核電技術(shù)的重大突破 。1974年 3 月 31 日中央政府批準(zhǔn)了 30 萬(wàn) kW 級(jí)的壓水堆核電方案 , 作為科技開發(fā)項(xiàng)目列入國(guó)家計(jì)劃 ,核電才開始起步 。此外 ,大功率氦氣輪機(jī)也還有待研制 。氣冷快堆另一優(yōu)點(diǎn)是還可用于制氫或其他工藝供熱 。高溫 (850 ℃) 氦氣直接驅(qū)動(dòng)氦氣輪機(jī)發(fā)電 ,熱效率可達(dá)48 % 。但鉛的熔點(diǎn)偏高 , 與別的金屬材料相容性較差 , 這是需要研究解決的關(guān)鍵問(wèn)題 。若要用以制氫或?yàn)?石 油 化 工 工 藝 , 則 應(yīng) 將 出 口 溫 度 提 高 到800 ℃, 本堆具有高度的非能動(dòng)安全性能 。堆芯壽命長(zhǎng)達(dá) 15～30年 , 有利于防核擴(kuò)散 。在 863 計(jì)劃安排的推動(dòng)下 , 我國(guó)正在建設(shè) 1 座熱功率為65 MW的實(shí)驗(yàn)鈉冷快堆 , 預(yù)計(jì) 2009 年建成 。因此 , 簡(jiǎn)化快堆系統(tǒng)和提高運(yùn)行可靠性是第四代快堆的重要研究任務(wù)之一 。314 　鈉冷快堆 ( SFR)第四代鈉冷快堆采用可有效控制錒系元素和可轉(zhuǎn)換鈾的閉式燃料循環(huán) , 鈉在接近大氣壓的壓力下運(yùn)行 , 在堆出口處溫度約500 ℃, 沸騰裕度大 。熔鹽進(jìn) 、出堆 的 溫 度 為 600 ～ 800 ℃, 發(fā) 電 效 率 可 高 達(dá)45 %～50 %。在采用鈾/ 钚燃料循環(huán)改進(jìn)后可使廢物量顯著減小 , 超高溫氣冷堆具有高度的非能動(dòng)安全特點(diǎn) 。美 、德 、日本 、南非和我國(guó)都在積極研究 , 清華大學(xué)核能與新能源研究院已建成10 MW的模塊式高溫氣冷試驗(yàn)堆 。在 20 世紀(jì) 70 年代 , 美國(guó) 、德國(guó)已建成電功率為200～300 MW的高溫氣冷堆核電站 , 但因其經(jīng)濟(jì)性不如輕水堆和技術(shù)不成熟等原因 , 未能達(dá)到商業(yè)化應(yīng)用 。超臨界水冷堆的創(chuàng)新設(shè)計(jì)可大量沿用已積累的壓水堆和沸水堆技術(shù)儲(chǔ)備和超臨界火電站但仍需大量研究開發(fā)才能落實(shí)設(shè)計(jì),特別是堆芯性能和結(jié)構(gòu)材料的開發(fā)工作尤為重要 。工作時(shí)進(jìn)堆溫度約280℃,出堆溫度550℃,單機(jī)組電功率可。超臨界水冷堆可使電站熱效率高并簡(jiǎn)化了配套系統(tǒng)和設(shè)施 。促進(jìn)國(guó)際和各國(guó)的設(shè)計(jì)單位 、制造單位以設(shè)計(jì)和建造具有競(jìng)爭(zhēng)能力的創(chuàng)新型反應(yīng)堆和核燃料系統(tǒng),既具有固有安又能防止核擴(kuò)散和核材料丟失 。據(jù)估算,熱效率險(xiǎn)著提高,低,每kW造 價(jià) 約 為0129技術(shù),創(chuàng)新型反應(yīng)堆和燃料循目前參加IN PRO項(xiàng)目的國(guó)家有:中國(guó) 、法 國(guó) 、俄 羅 斯 、歐 洲 聯(lián) 盟 、印 度 、西 班牙 、加拿大 、荷蘭 、土耳其等 。國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)除了贊同 GIF 的 Gen IV 倡第 5 期 　　　　　　　　歐陽(yáng)予 , 等 : 國(guó)際核能應(yīng)用及其前景展望與我國(guó)核電的發(fā)展議外 , 也在 2001 年倡議開始了 “IN PRO”國(guó)際項(xiàng)目 ( International Project on Innovative NuclearReactors and Fuel Cycles環(huán)國(guó)際項(xiàng)目) ,主要任務(wù)為:(1)力的需求,(2)和電站業(yè)主通力合作,全性,要介紹 。目前 , 參加 GIF 的相關(guān)單位只對(duì)第 1 步和第2 步做了初步安排和分工 , 尚未啟動(dòng)第 3 步和第4 步 。建造中等或較大規(guī)模的示范系統(tǒng)以驗(yàn)證設(shè)計(jì) 。工程規(guī)模的研究開發(fā)和優(yōu)化 , 使其性能達(dá)到期望的水平 。明確方案切實(shí)可行的關(guān)鍵之所在 , 并證明其原則上是可行的 。參加 GIF 的專家對(duì)上述 6 種核能利用系統(tǒng)的研究開發(fā)路徑進(jìn)行了研究 , 對(duì)國(guó)際分工合作進(jìn)行了 協(xié) 商 , 提 出 了 初 步 的 工 作 “ 路 線 圖 ”( Roadmap) , 認(rèn)為從現(xiàn)在的概念設(shè)想轉(zhuǎn)變成商業(yè)實(shí)施 (產(chǎn)業(yè)化) , 需經(jīng) 4 個(gè)步驟 。(2) 鉛冷快堆 (L FR , Lead cooled fast reactor) 。(3) 熔鹽堆 (MSR , Molten salt reactor) 。3 種熱中子堆為 :( 1 ) 超 臨 界 水 冷 堆 ( SCWR , Supercriticalwater2cooled Reactor) 。(6) 國(guó)際合作開發(fā)機(jī)制 。(4) 核電站本身要有很強(qiáng)的防核擴(kuò)散能力 ,核電技術(shù)和核燃料技術(shù)難于被恐怖主義組織所利用 。(2) 極低的堆芯熔化概率和燃料破損率 , 人為錯(cuò)誤不會(huì)導(dǎo)致嚴(yán)重事故 , 不需要廠外應(yīng)急措施 。GIF 協(xié)會(huì)主要由各國(guó)政府部門支持的科研院所 、高等院校和工業(yè)界專家組成 。第四代核能系統(tǒng)開發(fā)的目標(biāo)為 : 2030 年前創(chuàng)新地開發(fā)出新一代核能系統(tǒng) , 使其安全性 、經(jīng)濟(jì)性 、可持續(xù)發(fā)展性 、防核擴(kuò)散 、防恐怖襲擊等方面都有顯著提高 。3 　第四代核能利用系統(tǒng)研究進(jìn)展近年來(lái) , 世界各國(guó)提出了許多反應(yīng)堆設(shè)計(jì)和核燃料循環(huán)方案的新概念 。我國(guó) 通 過(guò) 招 標(biāo) 和 競(jìng) 標(biāo) 談 判 已 選 擇 了 A P 1000 為發(fā)展第三代核電機(jī)組的機(jī)型 。2001 年 4 月 , 美國(guó)政府在其 《能源政策報(bào)4華 北 電 力 大 學(xué) 學(xué) 報(bào) 　　　　　　　　　　　　　　　　　2007 年告》再次表明了支持發(fā)展核電的決心 , 指出發(fā)展核電是美國(guó)能源政策的重要組成部分 。System80 + 雖已通過(guò)美國(guó)核管會(huì)批準(zhǔn) ,但由于安全系統(tǒng)應(yīng)用非能動(dòng)太少 , 美國(guó)已放棄使用 。我國(guó)已明確第三代核電的堆型是電功率百萬(wàn) kW以上的壓水堆 。目前 , 國(guó)際上開發(fā)的第三代核電堆型均為熱中子堆 , 如壓水堆 、沸水堆 、高溫氣冷堆 。美國(guó) A P 1000 也將采用模塊化設(shè)計(jì) 、建造技術(shù) , 其工期可縮短為 48 個(gè)月 。有效辦法之一就是改變傳統(tǒng)的把單項(xiàng)設(shè)備逐一運(yùn)往工地安裝方式 , 向模塊化方向發(fā)展 : 以設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)化和設(shè)備制造模塊化的方式盡可能在制造廠內(nèi) (條件較工地好) 組裝 , 減少現(xiàn)場(chǎng)施工量以縮短工期 。216　施工建設(shè)模塊化以縮短工期核電建設(shè)工期的長(zhǎng)短對(duì)其經(jīng)濟(jì)性有顯著影響 。世界各國(guó)核電設(shè)計(jì)和機(jī)組供應(yīng)商提出的第三代核電機(jī)組無(wú)一例外地均采用整體數(shù)字化儀表控制系統(tǒng) 。215　采用整體數(shù)字化控制系統(tǒng)國(guó)外近年來(lái)新建成投產(chǎn)的核電機(jī)組 , 如法國(guó)的 N4 、英國(guó)的 Sizewell 、捷克的 Temelin 、日本的 ABWR 均采用了數(shù)字化儀控系統(tǒng) 。美國(guó)西屋公司和燃燒公司也出于經(jīng)濟(jì)性的考慮將原單機(jī)容量 65 萬(wàn) kW 的 A P 600型機(jī)組發(fā)展為約 120 萬(wàn) kW 的 A P 1000 型機(jī)組 。14　單機(jī)容量進(jìn)一步大型化研究和工程建造經(jīng)驗(yàn)表明,輕水堆核電站的單位kW比投資為隨單機(jī)容量( kW)的加大而減少的(在單機(jī)容量為150萬(wàn)kW～170萬(wàn)kW前均如此)。這是革新型的重大改進(jìn) 。13　采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)采用非能動(dòng)安全系統(tǒng),即利用物質(zhì)固有的重力 、流體對(duì)流和蒸發(fā)擴(kuò)散等天然原理,設(shè)計(jì)不需要專設(shè)電源或其他動(dòng)力源驅(qū)動(dòng)的安全系統(tǒng),以便在應(yīng)急情況下自然冷卻反應(yīng)堆和帶走堆芯余熱 。(2)設(shè)計(jì)壽命為60年。(3)核燃料熱工安全余量 ≥15 %。11　安全性指標(biāo)在安全性上,應(yīng)有預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的設(shè)施,以達(dá)到下列指標(biāo)要求:(1)堆芯熔化事故概率 ≤11010 5堆?年即每座反應(yīng)堆每1年運(yùn)行出現(xiàn)此類事故的概率不大于十萬(wàn)分之一) ?！〉谌穗姍C(jī)組發(fā)展目標(biāo)第三代核電機(jī)組的設(shè)計(jì)原則為:以第二代核電機(jī)組積累技術(shù)儲(chǔ)備和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)為基礎(chǔ),針對(duì)其不足之處,采用經(jīng)過(guò)開發(fā)驗(yàn)證可行的新技術(shù),以顯著改善其安全性和經(jīng)濟(jì)性,滿足U RD文件或EU R文件及NU SS建議法規(guī)的要求 。 何況如果機(jī)組不延壽 , 到期就要退役 , 面對(duì)退役拆除費(fèi)不低于400 ＄/ kW 。核電機(jī)組一般設(shè)計(jì)壽命為 40 年 , 現(xiàn)在各國(guó)都認(rèn)為這個(gè)壽期是可以延長(zhǎng)的 , 都在考慮延壽的問(wèn)題 。美國(guó)已有 50 多座機(jī)組都通過(guò)這些改進(jìn)使額定功率得到不同程度的提高 。在核電機(jī)組設(shè)計(jì)時(shí) , 由于考慮一些不確定性 , 都留有相當(dāng)?shù)脑Ａ?, 在對(duì)運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)進(jìn)行仔細(xì)分析后 , 這些不確定性就可相對(duì)確定 , 裕量就