4代核電站的發(fā)展歷程
發(fā)布時間：2014-05-13 新聞來源：一覽電力英才網(wǎng)
一、核電站的第一、二、三、四代
1、核電發(fā)展簡史
自1954年前蘇聯(lián)建成電功率為5兆瓦的實驗性核電站以來，核電技術(shù)不斷進步，其發(fā)展進程可以劃分為第一、二、三、四代。
2、第一代核電站證明了技術(shù)上的可行性
第一代核電站是指各國在上世紀五十年代開發(fā)建設的實驗性原型核電站，證明了利用核能發(fā)電的技術(shù)可行性。
第一代核電站有：
1954年，前蘇聯(lián)建成電功率為5兆瓦的奧布涅斯克實驗性核電站；
1956年，英國建成卡德豪爾石墨氣冷堆原型核電站；
1957年，美國建成希平港壓水堆原型核電站；
1960年，美國建成德累斯頓沸水堆原型核電站；
1962年，加拿大建成重水堆原型核電站。
3、第二代核電站證明了商業(yè)運行上的可行性
第二代核電站是指上世紀七十年代到現(xiàn)在正在運行的大部分商業(yè)核電站，它證明了發(fā)展核電站在商業(yè)運行上是可行的，也使世界核電得到了較快發(fā)展。
4、吸取第二代核電在安全上的教訓對規(guī)模發(fā)展核電提出的新要求
在上世紀七十至八十年代期間，世界核電先后發(fā)生了美國三哩島、蘇聯(lián)切爾諾貝利以及日本福島核電站三起嚴重事故，不斷增加了人民對核電安全的關(guān)注度。
針對公眾對核電安全性、經(jīng)濟性的疑慮，美國電力研究院在美國能源部和核管會的支持下，制定出了《美國用戶要求文件(URD)》，對新建核電站的安全性、經(jīng)濟性和先進性提出了要求。隨后，歐洲也出臺了《歐洲用戶要求文件(EUR)》，表達了與URD文件相同或相似的要求。
URD對新建核電站的主要要求：
①更大的功率（100-150萬千瓦）；
②更高的安全性（大量放射性向環(huán)境釋放的概率小于10-6/堆*年）；
③更長的壽命（由40年延長至60年）；
④更短的建設周期（48-52個月）；
⑤更好的經(jīng)濟性（批量化之后大幅度降低造價）。
5、第三代核電站的優(yōu)越性
第三代核電站技術(shù)是指滿足《美國用戶要求文件(URD)》或《歐洲用戶要求文件(EUR)》，具有更高安全性的新一代先進核電站技術(shù)。它具有以下優(yōu)越性：
①在設計上必須具有預防和緩解嚴重事故的設施；
②在經(jīng)濟上能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣機組相競爭；
③在能源轉(zhuǎn)換系統(tǒng)方面大量采用二代的成熟技術(shù)，可以在近期進行商用建造。
6、第四代核電站著眼于核能更長遠發(fā)展
第四代核電技術(shù)是指目前正進行概念設計和研究開發(fā)的，在反應堆和燃料循環(huán)方面有重大創(chuàng)新的核電站，其安全性和經(jīng)濟性更加優(yōu)越、廢物量較少、無需廠外應急、具有防擴散能力。
第四代核電技術(shù)最快能在2030年以后開始商業(yè)應用。
國際上一些工業(yè)發(fā)達國家已組成第四代核能國家論壇(GIF)，協(xié)調(diào)和組織進行第四代核能利用系統(tǒng)的研究和開發(fā)，我國也已參加。GIF初步確定六種候選堆型，包括：超臨界水冷堆、極高溫氣冷堆、帶燃料循環(huán)的鈉冷快堆、氣冷快堆、鉛冷快堆和熔鹽堆。
二、第三代核電技術(shù)是當今國際上核電發(fā)展的主流
1、第二代核電技術(shù)在安全上的教訓
由于第二代核電的設計沒有把預防和緩解嚴重事故作為必須措施，全世界核電站運行50多年以來發(fā)生過三次嚴重事故：1979年的美國三哩島核電站堆芯熔化事故、1986年的前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站大量放射性向環(huán)境釋放事故，以及2011年日本福島核電站因9.0級地震并引發(fā)海嘯導致的核泄漏事故。
三次事故說明：第二代核電技術(shù)設計低估了發(fā)生嚴重事故的可能性。因此，第三代核電把預防和緩解嚴重事故作為設計上必須要滿足的要求。這是第三代和第二代在安全要求上的根本差別。
2、第三代核電的設計目標
①第三代核電機組有更高安全目標
堆芯熱工安全裕量>15%
堆芯熔化概略≤1.0*10-5/堆*年
大量放射性向環(huán)境釋放概率≤1.0*10-6/堆*年
②第三代核電機組有更好的經(jīng)濟性，能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭
機組額定功率 100-150萬KW(e)
可利用因子>87%
換料周期18-24月
電站壽命60年
建設周期48-52月
三、第三代核電站的安全特點
我國核電站當前的安全要求：《核動力廠設計安全規(guī)定》+《“十二五”期間新建核電項目安全要求》。
概率安全分析報告是國家核安全局許可證審批必須提交的文件之一。通常采用概率分析方法評估堆芯熔化概率和大量放射性向環(huán)境釋放概率。
AP1000的堆芯熔化概率和大量放射性向環(huán)境釋放概率比現(xiàn)有的第二代核電機組約小100倍，即安全性提高了近100倍。
第三代核電技術(shù)采用了很多預防和緩解嚴重事故的措施。
四、為實現(xiàn)第三代核電安全目標的兩種設計思路
1、EPR的“加法”思路
EPR采取了“增加專設安全系統(tǒng)”的思路，即在第二代的基礎上再增加和強化專設安全系統(tǒng)。例如，安全注射、堆芯余熱排出、應急安全電源燈系統(tǒng)都由二系列增加為四系列，同時增設堆芯熔融物捕集和冷卻系統(tǒng)以防止安全殼熔穿。
2、AP1000“減法”設計思路
AP1000采用“非能動技術(shù)”的路線，利用自然界物質(zhì)固有的規(guī)律來保障安全：利用物質(zhì)的重力，流體的自然對流、擴散、蒸發(fā)、冷凝等原理在事故應急時冷卻反應堆廠房（安全殼）和帶走堆芯余熱。
3、AP1000“減法”設計思路的優(yōu)越性
AP1000和EPR的核級系統(tǒng)、設備，以及某些非核級設備的特征和數(shù)量的比較：
① 械設備
②安全級電氣設備
AP1000與EPR相比安全級電纜縮短了85%，安全級電氣設備基本上限于直流設備。取消了1E級的應急柴油發(fā)電機組。
③ AP1000和EPR的建造工作量的比較
土建施工中核安全級的構(gòu)筑物混凝土澆筑量每臺機組AP1000約為5萬立方米，EPR約為20萬立方米。
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