未来十年核电先进堆型介绍

未来十年核电先进堆型介绍

未来十年核电先进堆型介绍IntroductionofAdvancedNuclearReactorsintheDecade

杨孟嘉1任俊生1周志伟2

（1.中国广东核电集团公司技术中心，广东深圳，518124；

2.清华大学核能技术设计研究院，北京，100084）

摘要根据世界核电工业的发展现状，系统讨论了面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点以及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述了这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。

关键词先进反应堆核电商业计划

Abstract：Varioustypesofadvancednuclearreactoraimingatnuclearelectricpowermarketaroundtheyear2010,the irdesignfeaturesandthecorrespondingcommercialplansinitiatedbyworldmajorsuppliersofnuclearpo werplantsforobtainingpotentialcustomersaresystematicallydiscussedbytakingintoaccountthecurrent statusofthedevelopmentofnuclearelectricpowerindustryworldwide.Thetechnicalandcommercialpre parednessfordeployingtheseadvancednuclearreactorsinneartermhasbeensummarized.Asareference,t hepresentresearchisofconsiderableforChinesenuclearpowerindustrytoselectadvancedreactortypesan dtodeterminethemaintechnologicaldevelopmentroadmap,andtoestablisheffectivesafetyregulatorygu idelinesinnearfuture.

Keywords：AdvancedreactorCommercialplanofnuclearpower

在无温室气体排放的条件下，全球400多座核电站正安全可靠地为人类提供17的电力，这是源于20世纪中叶的核能技术在其沧桑的发展进程中所创造的成就。随着上个世纪六、七十年代投入运行的核电站逐渐达到其40年的运行寿期，核能界一方面向核安全当局提出申请，要求延长运营期限；另一方面在对已有的核电机组实施渐进性设计和运行改进的基础上，面向2010年前后的核电市场，推出第三代（80年代开始发展、90年代末开始投入市场）先进轻水堆核电站和在第一代至第三代核电堆型的基础上经过渐进性设计改进的核电堆型。

本文简略介绍这两类核电堆型。

1ABWR

先进沸水堆（ABWR）是在世界范围内沸水堆（BWR）设计和多年运行经验的基础上发展起来的第三代先进堆型，它基本符合国际上通行的核安全管理规定，基本满足美国用户要求文件（URD）对第三代先进轻水堆安全性、先进性、可靠性和经济性的要求。ABWR 也是一个完成了全部工程设计、并且有实际建造和运行经验的反应堆。

早在1978年美国GE公司就开始了先进型BWR（ABWR）的研发，并与瑞典的Asea 原子能公司、意大利的Ansaldo公司以及日本的日立和东芝公司一起成立了"改进工程设计队（AET）"，共同开发ABWR。AET综合了美国、欧洲和日本在BWR方面的优点和成熟经验，考虑了最新的汽机、燃料、电子等方面的技术，完成了ABWR的概念设计。在AET 工作的基础上，GE、日立和东芝公司通力合作，于1985年完成了ABWR的基本设计。1987年，日本东京电力公司（TEPCO）选择GE、日立和东芝公司组成的国际联合体设计并建造柏崎·刈羽（Kashiwazaki-Kariwa）核电厂的两台ABWR机组（6号机组K6和7号机组K7）。1987年GE公司向美国核管会（NRC）提出ABWR标准设计许可证申请；1991年，K6/K7获得日本核安全当局的建造许可；1994年ABWR得到NRC的最终设计批准（FDA）；1997年，ABWR获得美国NRC标准设计证书，完成了全部设计鉴定并取得了许可证。K6和K7分别于1996和1997年投入商业运行，预计寿期60年，建造费用约2000美元/kW，发电成本约为7美分/kWh。还有更多的ABWR也正在申请建造。将来的ABWR机组的建造费用预计为1700美元/kW。

ABWR采用成熟的常规核燃料，建造工期已在日本得到证明，但在经济竞争性方面存在着某些不确定性。

ABWR主要设计参数

热功率MWt3926电功率MWe1350堆芯冷却剂压力MPa7.17堆芯冷却剂温度℃287堆芯冷却剂流量kg/hr

52.2x106

活性区长度m3.7压力壳内径m7.1燃料组件数872控制棒数205功率密度kW/l51

2AP-600

AP-600是610MWe的压水堆。它的堆芯、反应堆压力壳、堆内构件和燃料与现在正在运行的西屋压水堆基本相同。降低堆芯功率密度以提供更大的热工裕度。AP-600设计的创新方面是：反应堆和安全壳的紧急冷却依靠的是非能动的特性，例如：重力、自然循环、自然对流、蒸发和冷凝，而不是依靠交流电源和电机驱动的部件。对AP-600非能动冷却系统的大量实验已经完成，而且得到NRC独立进行的验证。NRC已经认证了AP-600的设计。AP-600已完成90％的详细设计，也是采用常规核燃料。AP-600在经济竞争性方面存在着某些不确定性。

AP-600主要设计参数

热功率MWt1940电功率MWe610堆芯冷却剂压力MPa15.5堆芯冷却剂温度℃315.5热工设计流量m3/s6.32x2活性区长度m3.66压力壳内径m3.99燃料组件数145控制棒数45

3AP-1000

AP-1000是1117MWe的压水堆，它的基本设计与AP-600相同，但是提高了输出功率以达到经济规模。除了在一些部件的容量上的改动外，AP-1000的非能动安全系统在本质上与AP-600的相同。因为输出功率的提高只增加了少量的投资成本，AP-1000发电成本估计可比AP-600降低30（0.036美元/kWh），因此可以预期AP-1000一旦投放市场，在经济性方面会有较大的诱惑。AP-1000设计认证的申请计划在2002年3月提交给NRC，目前正与