Introduction of Advanced Nuclear Reactors in the Decade

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： Various types of advanced nuclear reactor aiming at nuclear electric power market around the year 2010, their design features and the corresponding commercial plans initiated by world major suppliers of nuclear power plants for obtaining potential customers are systematically discussed by taking into account the current status of the development of nuclear electric power industry worldwide. The technical and commercial preparedness for deploying these advanced nuclear reactors in near term has been summarized. As a reference, the present research is of considerable for Chinese nuclear power industry to select advanced reactor types and to determine the main technological development roadmap, and to establish effective safety regulatory guidelines in near future.

Key words： Advanced reactor Commercial plan of nuclear power

　　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。

1 ABWR

　　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

　　AP-600是610 MWe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

　　AP-1000是1117 MWe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NRC一起开展深入的审评工作，预计2003年底能收到"最终设计批准书"。AP1000已完成65%~70％的详细设计。

　　AP-600和AP-1000两种堆型都有强大的国际工业基础，两者都能够具备在2010年前后投放市场的条件。但西屋公司主要向市场推荐AP-1000。

AP-1000主要设计参数

　　EPR（欧洲压水堆）是法国和德国的核工业界在N4和Konvoi基础上联合开发的新一代压水堆。法国通过法马通公司（Framatome）与德国西门子公司（Siemens）于1989年签订了EPR开发合作协议，1991年法国电力公司和德国的一些电力公司决定参与EPR的开发工作。Framatome和Siemens现在已经合资成立法马通先进核能公司。EPR的设计工作从1991年开始，1994年完成概念设计，1998完成基本设计。2000年3月，法国常设项目组在德国专家参与下完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月向法国核安全当局递交了EPR详细技术导则，目前正在做补充设计。EPR的研发获得其他欧洲国家的协作，设计符合法国和德国的法律和法规。EPR研发的初步计划是2006年开始建造第一座EPR，2011年投入商业运行。EPR的研发迄今已耗资2亿多美元。

　　充分考虑N4和Konvoi机组的设计、运行经验反馈，EPR在安全系统的设计方面采取了一系列预防和缓解措施。例如：重要的安全系统（如安全注入、应急给水、设备冷却和应急电源）采用四重冗余设计，这样可使机组在运行中作预防性维护，即：事故＋单一故障准则＋维修，而且各列之间实行严格的实体隔离，因而可缩短停堆时间（正常的停堆换料和检修时间为17天），提高机组的可用率；增加蒸汽发生器和稳压器的体积，以延长事故发生后的宽限期；采用双层安全壳，外层可抵抗外部事件，内层可将假想严重事故的后果限制在核电站内；厂房布置考虑了防飞机坠毁；即使发生了堆熔事故，熔融物也被滞留在堆芯熔渣释放区内，并可利用重力将堆内换料水贮存箱（IRWST）中的储水直接流入堆芯熔渣释放区对熔融物进行淬火和冷却。

　　由于单机容量大，可用率高（18个月换料时可达91％），EPR在经济上有一定的竞争力。

EPR 主要设计参数

　　System 80+是一个功率为1350 MWe的压水堆，由ABB-CE公司（现在已与西屋公司合并）设计开发。它符合先进轻水堆用户要求文件，并在1997年获得NRC的认证。基于System 80+设计的核电站已经在韩国建造。韩国在System 80+的基础上开发改进出另一种1400 MWe的先进压水堆：APR－1400。首批两台APR-1400将成为新古里核电站（Shin-Kori）的3号和4号机组，建设费用预计为1400美元/kW。后续机组（48个月建设周期）造价有望降到1200美元/kW。但西屋公司目前没有将其推向其它市场的计划。

6 CANDU堆

　　自1962年加拿大建成世界第一台CANDU堆型的示范核电站NPD（20 MWe），经过大约40年的发展，2001年底全世界共建成CANDU堆型机组41座。CANDU堆型核电站实际上是一种特殊的压水堆核电站，与PWR堆型核电站很相似。两者的差异在反应堆本体，尤其是堆芯部分，而核蒸汽供应系统的主要设备和常规岛的汽轮机发电机组等设备基本上是类似的，相关技术基础也是基本相同的。根据统计，按价格计算，CANDU和PWR核电站约有75%以上的设备基本上是相同的。但CANDU堆使用的冷却剂（重水）的价格比PWR堆型的轻水贵重得多。

　　加拿大原子能有限公司（AECL）一直在进行CANDU堆的改进和革新，在秦山三期建成的两台715 MWe CANDU-6机组就比CANDU的较早设计有了许多改进。最近的CANDU-6设计中进行了以下的革新：核电站设计寿命延长为40年；改善了反应堆厂房大气控制系统而减少排放；扩大了合格停堆系统软件的使用范围；控制室配置先进操纵员显示系统；缓解严重事故的氢点火器等。有关935 MWe CANDU-9反应堆的研发工作也已基本结束，它是正在加拿大Darlington核电站运行的核电机组的改进型。加拿大核安全委员会经过两年的工作，已于1997年1月完成了CANDU-9许可证审批工作，认为其符合该国许可证审批的要求。

　　正在研发的ACR是新一代先进CANDU堆，在经济、固有安全性和运行性能方面会有大的改进，同时又保留CANDU家族已证实的优点。如，ACR使用轻水冷却，但保留低压容器中重水的慢化功能，这对改进反应堆的可维修性和经济性具有重大意义。AECL在2002年初完成了ACR-700的概念设计，并开始前期工程设计。ACR-1000的也在研发中。目标为能在2005年底或2006年初在加拿大本土或其它国家开始建造第一座ACR。AECL已向加拿大管理当局加拿大核安全委员会（CNSC）提交了ACR设计审查文件，预计2004年底能获得设计许可证。

　　目前ACR在美国已有三个潜在的用户。这些用户要求ACR能在2011年底或2012初投入商业运行。AECL预计ACR在经济上有明显的优势：两台700 MW机组或一台1000 MW机组的建造隔夜价可低至1000美元/kW。

ACR－700 主要设计参数

　　SWR1000是一个1013 MWe的沸水堆，由法马通先进核能公司（FANP）与德国的电力公司和其他欧洲伙伴联合开发。SWR1000的设计保留了常规BWR那些已被验证的特征，并具有非能动安全的特性，增强了安全性。设计满足欧洲要求，包括德国核法规和标准，以及德国和法国反应堆安全委员会对欧洲压水堆提出的其他建议中的有关要求。SWR1000的4年设计阶段在1999完成，包括与厂址无关的安全分析报告、概率安全分析报告和建造成本预算报告各一份。FANP建议在欧洲市场上尽力销售SWR1000的同时，也要考虑进入其它（如美国）市场。然而，到现在为止还没有采取任何行动修改设计以符合美国的标准或者准备向NRC提交认证申请。目前也没有关于SWR-1000的商业计划。

SWR 1000主要设计参数

热功率 MWt	2778
电功率 MWe	1013
堆芯冷却剂压力 MPa	7.1
堆芯冷却剂温度 ℃	286.1
热工设计流量 m3/s	12.62
活性区长度 m	2.8
平均卸料燃耗 GWd/t	65
压力壳内径 m	7
燃料组件数	624

8 ESBWR

　　ESBWR是一个1380 MWe、采用自然循环方式和非能动安全的沸水反应堆，由GE公司和几个国际电力公司、设计机构和研究组织共同开发。这个设计以90年代初开发的功率为670 MWe非能动式安全的上一代SBWR为基础，而且它也利用了ABWR的许多设计特性，而这两种堆都经过NRC的评估。支持ABWR项目的国际工业基础能支持ESBWR。更高的电厂功率与反应堆系统和安全壳结构的简化相结合，使它与SBWR和ABWR相比有可能显著降低成本。根据GE公司设计的经济目标和对材料量的初步预算，ESBWR在经济上可能具有竞争力。ESBWR采用常规的成熟的核燃料。虽然ESBWR具有明显的优势，但是GE公司没有向前推动该项目工程和设计认证工作，也没有给出ESBWR的商业化计划。

ESBWR主要设计参数

热功率 MWt	4000
电功率 MWe	1380
活性区长度 m	3.1
压力壳内径 m	7.1
燃料组件数	1020
控制棒数	121
功率密度 kW/l	53.7

9 IRIS

　　IRIS是一个由西屋开发的革新型小型（100 ~300 MWe）压水堆。IRIS设计的主要特性是一体化的主回路系统--即所有的主回路系统部件,包括蒸汽发生器、冷却剂泵和稳压器连同核燃料一道被安装在压力容器中。这样，IRIS消除了由大破口造成的冷却剂丧失事故的可能性；其小尺寸和模块化设计可以缩短工期，并可以在不适合建造大型核电厂的地方建设。IRIS现在还处于概念设计阶段，在关键的设计细节上，IRIS不同于其它获得许可的和正在运行的反应堆。因而需要广泛的分析和试验以作为NRC发放许可和进行商业部署的先决条件。目前没有明确的商业化计划来支持2010年前后部署IRIS，其经济竞争力也不确定。从技术上看，还有如下待解决的问题：

　　蒸汽发生器设计、控制、可检查性和可维修性；
　　一体化系统的安全性能，包括瞬态响应、主系统与安全壳的相互作用；
　　堆内控制棒驱动机械的研发。

　　IRIS的初装燃料是富集度4.95％的UO2燃料，再装燃料要使用富集度9％的UO2燃料。

IRIS 主要设计参数

热功率 MWt	1000
电功率 MWe	335
堆芯冷却剂压力 MPa	15.5
堆芯冷却剂温度 ℃	311
热工设计流量 kg/s	4481
活性区长度 m	4.27
燃料组件数	89

10 PBMR

　　PBMR（Pebble Bed Modular Reactor）：110 MWe石墨慢化氦冷却的反应堆，被认为是最有希望满足新一代核能系统要求的堆型。反应堆中核裂变产生的热量被传递给氦气并通过布雷顿直接循环在气体涡轮发电机中转化成电力。PBMR单机热功率为265 MW，输出电功率是110 MW，热效率可达42% ~50%。PBMR堆芯是基于德国的高温气冷技术，使用球形的燃料元件，直径60 mm的石墨球中分散有15 000颗直径为0.5 mm的加浓（5%~6%）UO2颗粒，颗粒外包覆耐高温碳化硅等涂层后，直径达1.0 mm。在直径为3.5 m的立式圆筒状结构中，内装33万颗石墨球燃料。气冷反应堆概念设计的基本目标是要达到特别安全性，即通过燃料设计有效地预先排除堆芯融化事故的可能性。PBMR是一个有潜在的客户积极介入并投资研发的堆型。第一个PBMR核电厂计划由南非国营电力公司（ESKOM）领导的合资企业在南非建造，其设计现在处于详细的工程设计阶段，并正在为南非核管理当局的审查准备材料。向NRC的预申请也正在进行。如果能解决几个有挑战性的技术问题，包括NRC要求确认燃料特征和试验程序，就能取得NRC的设计认证。

　　如果南非项目顺利实施，美国有可能上一个PBMR项目。然而PBMR的投资只是初步概算，有很大的不确定性。其经济性上的竞争力依赖于模块化建设和设计的成功。PBMR的安全性和可靠性则依赖于成功的燃料开发和高质量的燃料生产。PBMR的计划包括雄心勃勃的开发、试验、执照申请和生产PBMR燃料的计划。

PBMR主要设计参数

热功率 MWt	265
电功率 MWe	110
堆芯出口压力 MPa	7.0
堆芯出口温度 ℃	900
压力壳内径 m	6
燃料平均富集度 ％	8.0
燃耗 MWd/t	80000

11 GT-MHR

　　气轮机-模块化氦气反应堆（GT-MHR）是石墨作慢化剂的氦冷堆。每个机组产生288 MW电，最多4个机组构成一个完整的核电厂。反应堆中通过核裂变产生的热量被传递到冷却气体（氦气），并通过布雷顿直接循环在气体涡轮发电机中转化成电力。燃料由球形的燃料颗粒组成；每个颗粒被封装在多重涂敷层中，然后成型为圆柱形的燃料块，并装入石墨块的燃料通道中。GT-MHR设计具有很高的热效率（大约48%），良好的核安全性和很高的燃耗（＞100000 MWd/t），因此GT-MHR在经济上有较强的竞争力。俄国正在研发GT-MHR，美国、俄国、法国和日本政府和一些私人组织给与赞助。GT-MHR示范厂计划于2009年运行，但其投资目前还只是初步概算，因而有很高的不确定性。与PBMR一样，GT-MHR经济性上的竞争力依赖于模块化建设和设计的成功，安全性和可靠性则依赖于成功的燃料开发和高质量的燃料生产。

GT-MHR 主要设计参数

热功率 MWt	600
电功率 MWe	286
堆芯入口／出口压力 MPa	7.07／7.02
堆芯入口／出口温度 ℃	491／850
氦气质量流量 kg/s	320
燃气轮机入口／出口压力 MPa	7.01／2.64
燃气轮机入口／出口温度 ℃	848／511
燃耗 MWd/t	＞ 100000

　　美国能源部委托的专家为了对有可能在2010年前后投放市场的核电堆型的技术路线进行评估，推出了如下六条准则：

　（1）设计认证。候选堆型能否在2010年之前取得核安全当局的建造许可证或设计认证。

　（2）工业基础设施及能力。是否存在供货商和相关资源的有效的组合，或存在可信的对其作整合的计划。这种整合能够在2010年前后核电站投运的时间框架内向市场提供这种技术。

　（3）商业化计划。是否有一个切实可行的计划，包括怎样在2010年前后实现该种堆型的商业化，包括市场预期、供应商的安排、燃料供应的安排和工业制造能力。

　（4）费用分担计划。是否有一个明确的费用（用于试验、设计认证、初步设计、详细设计等方面的前期费用）分担计划。

　（5）经济竞争力。候选堆型在经济上是否有竞争力。

　（6）燃料循环工业结构。候选堆型是否采用低浓铀燃料和一次通过的燃料循环方式，是否有可靠的燃料循环工业基础支持，或有一个这样的可行的计划。

　　按照这些准则，本文介绍的11种堆型的大致评估结果见下表。

堆型	1 设计认证	2 工业基础	3 商业计划	4 费用分担计划	5 经济竞争力	6 燃料循环工业结构
ABWR	√	√	√	√	√	√
AP-600	√	√	√	√	√	√
AP-1000	√	√	√	√	√	√
EPR	√	√	√	√	√	√
System 80+	√	√	X	X	√	√
CANDU	√	√	√	√	√	√
SWR 1000	√	√	X	●	●	√
ESBWR	√	√	X	X	√	√
IRIS	X	√	X	√	●	√
PBMR	√	√	√	√	√	√
GT-MHR	√	√	√	√	●	√

√：符合准则；X：不符合准则；●：目前不确定

　　在决定能否促成新建核电项目的诸多因素（如投资者的商务和融资策略，地区或全国电力供应状况，替代燃料的成本等）中，关键仍然是核电的投资风险和在不断变化的电力市场中的经济竞争力。根据中国核工业发展的现状，压水堆技术掌握得较好，具有丰富的运行管理经验。因此，2010年前后新建核电站所选择的技术路线主要还是集中在先进压水堆的范围。而气冷堆商业化的技术路线还有大量的产业化研发工作有待筹划，实际实施可能还要再推后5年或更长的时间。

参考文献

[1] Near Term Deployment Roadmap Summary Report. October 31,2001

[2] EPR, the reactor of the 21st Century, FRAMATOME ANP, October 2000

[3] David F. Torgerson. The ACR-700 - Raising the bar for reactor safety, performance, economics, and constructability, Nuclear News, October 2002

[4] C Keith Paulson. AP1000: set to compete, NUCLEAR ENGINEERING INTERNATIONAL, October 2002