4代核電站的發展歷程
發布時間：2014-05-13 新聞來源：一覽電力英才網
一、核電站的第一、二、三、四代
1、核電發展簡史
自1954年前蘇聯建成電功率為5兆瓦的實驗性核電站以來，核電技術不斷進步，其發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建設的實驗性原型核電站，證明了利用核能發電的技術可行性。
第一代核電站有：
1954年，前蘇聯建成電功率為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運行上的可行性
第二代核電站是指上世紀七十年代到現在正在運行的大部分商業核電站，它證明了發展核電站在商業運行上是可行的，也使世界核電得到了較快發展。
4、吸取第二代核電在安全上的教訓對規模發展核電提出的新要求
在上世紀七十至八十年代期間，世界核電先后發生了美國三哩島、蘇聯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注度。
針對公眾對核電安全性、經濟性的疑慮，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更好的經濟性（批量化之后大幅度降低造價）。
5、第三代核電站的優越性
第三代核電站技術是指滿足《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。它具有以下優越性：
①在設計上必須具有預防和緩解嚴重事故的設施；
②在經濟上能與聯合循環的天然氣機組相競爭；
③在能源轉換系統方面大量采用二代的成熟技術，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展
第四代核電技術是指目前正進行概念設計和研究開發的，在反應堆和燃料循環方面有重大創新的核電站，其安全性和經濟性更加優越、廢物量較少、無需廠外應急、具有防擴散能力。
第四代核電技術最快能在2030年以后開始商業應用。
國際上一些工業發達國家已組成第四代核能國家論壇(GIF)，協調和組織進行第四代核能利用系統的研究和開發，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、第三代核電技術是當今國際上核電發展的主流
1、第二代核電技術在安全上的教訓
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年的前蘇聯切爾諾貝利核電站大量放射性向環境釋放事故，以及2011年日本福島核電站因9.0級地震并引發海嘯導致的核泄漏事故。
三次事故說明：第二代核電技術設計低估了發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
大量放射性向環境釋放概率≤1.0*10-6/堆*年
②第三代核電機組有更好的經濟性，能與聯合循環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境釋放概率。
AP1000的堆芯熔化概率和大量放射性向環境釋放概率比現有的第二代核電機組約小100倍，即安全性提高了近100倍。
第三代核電技術采用了很多預防和緩解嚴重事故的措施。
四、為實現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”的思路，即在第二代的基礎上再增加和強化專設安全系統。例如，安全注射、堆芯余熱排出、應急安全電源燈系統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以防止安全殼熔穿。
2、AP1000“減法”設計思路
AP1000采用“非能動技術”的路線，利用自然界物質固有的規律來保障安全：利用物質的重力，流體的自然對流、擴散、蒸發、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”設計思路的優越性
AP1000和EPR的核級系統、設備，以及某些非核級設備的特征和數量的比較：
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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