第四代核能系统的研究开发

第四代核能系统的研究开发

近年来，世界各国提出了许多新概念的反应堆设计和燃料循环方案。2000年1月，在美国能源部的倡议下，十个有意发展核能利用的国家派专家联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约（Charter），约定共同合作研究开发第四代核能系统（Gen Ⅳ）。这十个国家是：美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷。第四代核能系统开发的目标是要在2030年左右创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展性、防核扩散、防恐怖袭击等方面都有显著的先进性和竞争能力；它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应堆装置，还应把核燃料循环也包括在内，组成完整的核能利用系统。

GIF主要是由各国政府部门支持的科研院所、高等院校和工业界的专家所组成，自2000年至2002年三年中，先后有100多名专家开过八次研讨会，提出了第四代核能系统的具体技术目标，主要是：

1、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，建设周期不超过三年；

2、非常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；

3、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，对核废物要有一个完整的处理和处置方案，其安全性要能为公众所接受；

4、核电站本身要有很强的防核扩散能力，核电和核燃料技术难于被恐怖主义组织所利用，这些措施要能用科学方法进行评估；

5、要有全寿期和全环节的管理系统；

6、要有国际合作的开发机制。

GIF在2002年5月在巴黎举行的研讨会上，选定了六种反应堆型的概念设计，作为第四代核能系统的优先研究开发对象。这六种堆型中，有三种是热中子堆，有三种是快中子堆。

属于热中子堆的是：

超临界水冷堆（SCWR， Supercritical water-cooled Reactor）

很高温气冷堆（VHTR， Very-high-temperature gas-cooled reactor）

熔盐堆（MSR，Molten salt reactor）

属于快中子堆的是：

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）

气冷快堆（GFR, Gas-cooled fast reactor）

无论对这六种堆型中的任何一种来说，要从现在的概念设计进展到商用示范，都有大量的研究开发工作要做，需要相当长的时间。

参加GIF的十个国家的专家对上述六种核能利用系统的研究开发工作大纲和分工合作进行了研究协调，提出了初步的工作“路线图”（Roadmap），认为从现在的概念设想转变成商业实施（产业化），需要经过四个步骤的工作：第一步：可存在性（生命力，Viability）研究。研究明确要使该方案切实可行的关键所在，并证明其原则可行。

第二步：性能研究。工程规模的研究开发和优化，使其性能达到期望的水平。

第三步：系统示范。建造中等或较大规模的示范系统以验证设计。

第四步：商用实施。

目前，GIF的十个国家的参加单位只对第一步和第二步做了初步安排和分工，尚未安排第三步和第四步。目前尚不能确定究竟那一种堆型系统能成功，但按照GIF对第四代的展望计划，将在2020年前后选定一种或几种堆型，2025年前后建成创新的原型机组系统示范，如果在原型机组上能成功地显示这种创新技术在安全性和经济性上的优越性，确实能与其他能源的发电机组竞争，那么大约从2030年起就可广泛地采用第四代核电机组系统，而在那时，现在正在运行的第二代核电机组均将达到60年寿期（批准延寿后）的退役年限。可以用第四代机组去取代。

第三代核能发电机组

（1）背景

从九十年代开始人们逐渐加大了对化学燃料发电引起的环境污染，特别是对温室效应引起的全球变暖的关注，使得核能发电重新提上仪事日程。同时，各核工业发达国家从80年代末到90年代初陆续开始积极为核电的复苏而努力，着手制订以更安全、更经济为目标的设计标准规范，理顺核电厂的安全审批程序。其

中，美国率先制订了先进轻水堆核电厂的电力公司要求文件（URD），西欧国家相继制订了欧洲电力公司要求文件(EUR)。为了进一步提高核电厂的安全性，严重事故的预防和缓解，就成为新一代核电技术开发的核心。如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累计约4000堆·年的运行历史，其间发生过两次严重事故，发生概率达到5×10-4/堆·年。这说明，严重事故发生概率虽然低，但并不是不可能发生的；同时亦说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的预防和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。美国最早开展严重事故的研究，1975年WASH-1400报告首次将概率安全分析技术应用到核电厂，提出了以事件发生频率为依据的事故分类方法。WASH-1400报告首次指出，核电厂风险主要并非来自设计基准事故，而是导致堆芯熔化的严重事故。WASH-1400还首次建立了安全壳失效模式和放射性物质释放模式。在这种背景下，一些发达国家的核电设备供应商利用自己的技术储备和经验积累，开始开发符合《电力公司要求文件》要求的，具备严重事故预防和缓解措施的先进轻水堆核电厂。同时在提高核电厂的经济性方面亦采取了一系列措施，主要有提高单堆容量，降低单位造价；加深燃耗，延长换料周期，缩短停堆换料时间，提高核电厂的可利用率；延长核电厂的寿命至60年；以及采用模块化设计，缩短建造周期等。

（2）第三代核电机组的设计原则和特点

第三代核电机组的设计原则，是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD文件或EUR文件和IAEA新建议法规的要求；同时，应能在2010年前进行商用核电站的建造。统观各国已提出的设计方案，有下列特点：

①在安全性上，满足URD文件的要求，主要是：堆芯熔化事故概率≤1.0 X 10-5堆·年；大量放射性释放到环境的事故概率≤1.0 X 10-6堆·年；应有预防和缓解严重事故的设施。核燃料热工安全余量≥15%。

②在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争；机组可利用率≥87%；设计寿命为60年；建设周期不大于54个月。

③采用非能动安全系统即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余