來(lái)源標(biāo)題：我國(guó)三代核電技術(shù)新在哪里
1月30日，我國(guó)自主三代核電技術(shù)“華龍一號(hào)”全球首堆福建福清核電站5號(hào)機(jī)組投入商業(yè)運(yùn)行，標(biāo)志著我國(guó)在三代核電技術(shù)領(lǐng)域已躋身世界前列，成為繼美國(guó)、法國(guó)、俄羅斯等國(guó)家之后真正掌握自主三代核電技術(shù)的國(guó)家。
三代核電技術(shù)是當(dāng)前最先進(jìn)的主流商用核電技術(shù)，也是備受各核大國(guó)重視的核心技術(shù)。幾十年來(lái)，從跟隨到跨越，從中國(guó)制造到中國(guó)創(chuàng)造，我國(guó)科研工作者用自己的智慧完成了一項(xiàng)又一項(xiàng)看似不可能完成的任務(wù)。核“新”技術(shù)的成功突破，將為祖國(guó)繁榮發(fā)展貢獻(xiàn)新的核之能量。那么，何為自主三代核電技術(shù)？技術(shù)新在哪里？我國(guó)三代核電技術(shù)水平如何？核電技術(shù)未來(lái)如何發(fā)展？本文就來(lái)作一簡(jiǎn)要介紹。
核電技術(shù)迭代更新 追求“核安全”永恒不變
核安全是核電發(fā)展的生命線，從被稱為原型堆的第一代核電，發(fā)展到具有系統(tǒng)安全設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)并實(shí)現(xiàn)了商業(yè)化、批量化的第二代或“二代+”核電，再到采用更高安全標(biāo)準(zhǔn)的第三代核電，追求“核安全”的目標(biāo)始終貫穿著核電技術(shù)的迭代更新與進(jìn)步。
第一代核電技術(shù)（20世紀(jì)50-70年代）——上世紀(jì)50年代，核能從軍用走向民用。1954年6月27日，蘇聯(lián)對(duì)外宣布建成了世界上第一座核電站——奧布靈斯克核電站，揭開(kāi)核能用于發(fā)電的序幕，人類進(jìn)入了和平利用核能的時(shí)代。這一時(shí)期，蘇聯(lián)、英國(guó)、美國(guó)等國(guó)家開(kāi)發(fā)早期不同堆型的試驗(yàn)堆和原型堆，用于發(fā)電或生產(chǎn)裂變材料，驗(yàn)證了核電廠在工程和經(jīng)濟(jì)上的可行性，國(guó)際上把上述實(shí)驗(yàn)性和原型核電機(jī)組稱為第一代核電機(jī)組。
第二代核電技術(shù)（20世紀(jì)70-90年代）——在沿襲第一代核電技術(shù)優(yōu)點(diǎn)的基礎(chǔ)上，設(shè)計(jì)出容量更大、技術(shù)更成熟、經(jīng)濟(jì)性更好的第二代核能系統(tǒng)。很多國(guó)家開(kāi)展了標(biāo)準(zhǔn)化、批量化建設(shè)，在試驗(yàn)性和原型核電機(jī)組基礎(chǔ)上，陸續(xù)建成電功率在30萬(wàn)千瓦以上的壓水堆、沸水堆、重水堆等核電機(jī)組。目前全球在運(yùn)的核電機(jī)組絕大部分都屬于第二代核電機(jī)組。
第三代核電技術(shù)（20世紀(jì)90年代至今）——世界核電業(yè)界總結(jié)吸取美國(guó)三哩島和蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站事故的教訓(xùn)，對(duì)核電站嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解進(jìn)行了研究和攻關(guān)，美國(guó)和歐洲先后出臺(tái)“先進(jìn)輕水堆用戶要求”文件和“歐洲用戶對(duì)輕水堆核電站的要求”文件，進(jìn)一步明確了防范與緩解嚴(yán)重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。國(guó)際上通常把滿足這兩份文件之一的核電機(jī)組稱為第三代核電機(jī)組。第三代核電技術(shù)提高了安全標(biāo)準(zhǔn)，具備更好的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解手段，以降低事故概率，同時(shí)采用簡(jiǎn)化設(shè)計(jì)、提高單堆容量、提高可利用率、延長(zhǎng)設(shè)計(jì)壽命等手段來(lái)提高核電廠的經(jīng)濟(jì)性。日本福島核事故后，三代核電技術(shù)又進(jìn)一步改進(jìn)，針對(duì)全廠斷電增加了額外的無(wú)源系統(tǒng)和有源系統(tǒng)，并在設(shè)計(jì)中充分考慮了最終熱阱喪失的工況條件。
與二代核電相比，第三代核電對(duì)核電安全性、經(jīng)濟(jì)性的要求更高，發(fā)生嚴(yán)重事故的概率進(jìn)一步降低，機(jī)組的設(shè)計(jì)壽命進(jìn)一步延長(zhǎng)。在嚴(yán)重事故概率方面，三代機(jī)組的反應(yīng)堆堆芯損壞概率從原先二代核電要求的1.0×10-4/堆·年降低到1.0×10-5/堆·年，大量放射性釋放概率從原來(lái)的＜1.0×10-5/堆·年降低到了＜1.0×10-6/堆·年（實(shí)際上我國(guó)自主三代核電“華龍一號(hào)”及“國(guó)和一號(hào)”技術(shù)，堆芯損壞概率均＜1.0×10-6/堆·年，大量放射性釋放概率均＜1.0×10-7/堆·年）。在設(shè)計(jì)壽命上，三代機(jī)組在二代基礎(chǔ)上增加了20年，對(duì)一些關(guān)鍵設(shè)備材料的性能要求進(jìn)一步提高。例如，反應(yīng)堆壓力容器鍛件尺寸加大，對(duì)鍛件的抗擊性能的要求進(jìn)一步提高；反應(yīng)堆一回路的主管道由過(guò)去的鑄件改為鍛件等。在核廢料方面，要求進(jìn)一步減少核廢料的產(chǎn)生量，尋找更佳的核廢料處理方案，減少對(duì)人員和環(huán)境的劑量影響。在經(jīng)濟(jì)性方面，要求進(jìn)一步降低單位千瓦造價(jià)和縮短建設(shè)周期，提高機(jī)組熱效率和可利用率。
“華龍”騰飛“國(guó)和”生根 我國(guó)三代核電技術(shù)躋身世界前列
全球已開(kāi)發(fā)并實(shí)現(xiàn)商業(yè)部署的三代核電技術(shù)包括以下幾種堆型：美國(guó)同日本聯(lián)合開(kāi)發(fā)的先進(jìn)沸水堆ABWR(由于采用沸水堆技術(shù)的國(guó)家并不多，ABWR技術(shù)原先計(jì)劃在全球范圍內(nèi)大規(guī)模推廣的設(shè)想未能實(shí)現(xiàn))；美國(guó)開(kāi)發(fā)的先進(jìn)壓水堆AP1000；俄羅斯開(kāi)發(fā)的先進(jìn)壓水堆VVER；法國(guó)和德國(guó)聯(lián)合開(kāi)發(fā)的歐洲壓水堆EPR；韓國(guó)開(kāi)發(fā)的先進(jìn)壓水堆APR-1400；中國(guó)自主研發(fā)的大型先進(jìn)壓水堆“華龍一號(hào)”（HPR1000）、“國(guó)和一號(hào)”（CAP1400）。
AP1000核電技術(shù)：是兩環(huán)路先進(jìn)壓水堆技術(shù)，堆芯熱功率為3415兆瓦，它的最大特點(diǎn)是采用了非能動(dòng)的安全理念，設(shè)計(jì)的非能動(dòng)安全系統(tǒng)利用自然界物質(zhì)固有的物理特性（重力、自然對(duì)流、擴(kuò)散、蒸發(fā)、冷凝等）帶走堆芯的余熱，事故工況下72小時(shí)內(nèi)操縱員不必采取動(dòng)作，降低了人因錯(cuò)誤，提高了安全性，同時(shí)簡(jiǎn)化了系統(tǒng)、減少了設(shè)備和部件數(shù)量，經(jīng)濟(jì)性上也有較強(qiáng)競(jìng)爭(zhēng)力。2018年9月，AP1000全球首堆浙江三門核電廠1號(hào)機(jī)組率先在我國(guó)建成投產(chǎn)。
EPR核電技術(shù)：是四環(huán)路壓水堆核電技術(shù)，堆芯熱功率為4250兆瓦，屬于改進(jìn)型核電技術(shù)，總體采用循序漸進(jìn)式而不是革新式的設(shè)計(jì)改進(jìn)原則，其主回路、主設(shè)備、安全系統(tǒng)、輔助系統(tǒng)及其它主要系統(tǒng)的設(shè)計(jì)都是參考成熟的有運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的設(shè)計(jì)方案。2018年12月，臺(tái)山核電廠1號(hào)機(jī)組投入商業(yè)運(yùn)行，成為率先建成投產(chǎn)的EPR全球首堆。
VVER-1200核電技術(shù)：是四環(huán)路壓水堆核電技術(shù)，堆芯熱功率為3200兆瓦，屬于改進(jìn)型核電技術(shù)，采用能動(dòng)和非能動(dòng)相結(jié)合的安全理念，可實(shí)現(xiàn)事故后24小時(shí)無(wú)需操縱員和外部電源支持。與VVER-1000技術(shù)相比，經(jīng)濟(jì)性和安全性都有了提高，主設(shè)備——包括反應(yīng)堆壓力容器和蒸汽發(fā)生器的壽命從30年延長(zhǎng)到60年，高度自動(dòng)化和新技術(shù)的使用，使機(jī)組運(yùn)行人員數(shù)量大幅減少。
“國(guó)和一號(hào)”（CAP1400）核電技術(shù)：是我國(guó)具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的大型先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)，是在國(guó)家科技重大專項(xiàng)的支持下，在消化、吸收AP1000技術(shù)的基礎(chǔ)上，通過(guò)自主創(chuàng)新，進(jìn)一步提升電廠容量、優(yōu)化總體參數(shù)、平衡電廠設(shè)計(jì)、重新設(shè)計(jì)關(guān)鍵設(shè)備，安全性、經(jīng)濟(jì)性均優(yōu)于AP1000的非能動(dòng)壓水堆核電技術(shù)。“國(guó)和一號(hào)”堆芯熱功率為4040兆瓦，采用兩環(huán)路核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)設(shè)計(jì)，目前其示范工程2臺(tái)機(jī)組均已在山東榮成開(kāi)工建設(shè)。
帶你領(lǐng)略“華龍一號(hào)”十大創(chuàng)新成果
“華龍一號(hào)”核電技術(shù)是在我國(guó)核電30年的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)基礎(chǔ)上，充分吸取福島核事故的經(jīng)驗(yàn)反饋，借鑒國(guó)際三代核電技術(shù)先進(jìn)理念，研發(fā)出的滿足我國(guó)和全球最新安全要求的具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的三代壓水堆核電技術(shù)，其堆芯熱功率為3180兆瓦，采用三環(huán)路核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)設(shè)計(jì)。“華龍一號(hào)”形成了177堆芯、能動(dòng)加非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)特征、創(chuàng)新的核島與安全殼設(shè)計(jì)、核心設(shè)備實(shí)現(xiàn)自主化、自主化燃料組件、創(chuàng)新的工程總承包項(xiàng)目管理體系、打造數(shù)字華龍、創(chuàng)新的施工安裝技術(shù)、自主核電設(shè)計(jì)分析軟件包、構(gòu)建完整自主的核電標(biāo)準(zhǔn)體系等十大創(chuàng)新成果。
177堆芯設(shè)計(jì)：與二代改進(jìn)型機(jī)組傳統(tǒng)的157堆芯相比，“華龍一號(hào)”擁有獨(dú)特的177堆芯設(shè)計(jì)。雖然數(shù)字只相差20，但177堆芯不僅可以將核電機(jī)組的發(fā)電功率提升5%-10%，同時(shí)又降低了燃料的線功率密度，提高了安全性。
能動(dòng)加非能動(dòng)的安全設(shè)計(jì)特征：“華龍一號(hào)”獨(dú)創(chuàng)性地采用能動(dòng)加非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)理念，既保留了能動(dòng)系統(tǒng)成熟、高效的特點(diǎn)，又充分利用非能動(dòng)系統(tǒng)基于自然循環(huán)、重力以及無(wú)需電源的固有特性，提高了安全措施的先進(jìn)性與可靠性。
創(chuàng)新的核島與安全殼設(shè)計(jì)：“華龍一號(hào)”核島設(shè)計(jì)全面提升抗震能力，反應(yīng)堆廠房采用雙層安全殼設(shè)計(jì)，核島關(guān)鍵廠房可以抵御大飛機(jī)撞擊。
未來(lái)核電技術(shù)發(fā)展充滿希望與無(wú)限可能
目前，世界上主要的核能國(guó)家均在競(jìng)相開(kāi)展第四代核能技術(shù)和先進(jìn)小型模塊化反應(yīng)堆的研究開(kāi)發(fā)，并把它們作為占領(lǐng)未來(lái)先進(jìn)核能技術(shù)發(fā)展制高點(diǎn)的重要競(jìng)爭(zhēng)抓手。
第四代核能技術(shù)——為了進(jìn)一步提高核能的可持續(xù)性、經(jīng)濟(jì)性、安全性和可靠性，以及抗擴(kuò)散和實(shí)物保護(hù)能力，美國(guó)能源部于2000年發(fā)起成立第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇（GIF），旨在通過(guò)國(guó)際合作共同研發(fā)第四代核能系統(tǒng)。目前，GIF成員已從最初的9個(gè)國(guó)家和地區(qū)發(fā)展到14個(gè)。GIF優(yōu)選出的第四代核能系統(tǒng)包括6種堆型：氣冷快堆、鉛冷快堆、熔鹽堆、鈉冷快堆、超臨界水堆、超高溫氣冷堆。第四代核能系統(tǒng)中以鈉冷快堆和高溫氣冷堆技術(shù)最為成熟。
2012年12月9日，我國(guó)高溫氣冷堆示范工程在山東石島灣開(kāi)工建設(shè)，這是世界首座高溫氣冷堆核電站示范工程,也是我國(guó)自主研發(fā)、具備四代核電特征的商用核電站，目前該項(xiàng)目已開(kāi)啟雙堆熱試，有望于2021年內(nèi)建成投產(chǎn)。
2017年12月29日，我國(guó)鈉冷快堆示范工程1號(hào)機(jī)組在福建省霞浦縣土建開(kāi)工，計(jì)劃于2023年建成，2號(hào)機(jī)組也已經(jīng)于2020年正式開(kāi)工建設(shè)。
我國(guó)在鉛冷快堆、熔鹽堆研究領(lǐng)域也取得一系列進(jìn)展，建成了一批可用于流動(dòng)傳熱、材料腐蝕等領(lǐng)域研究的鉛鉍實(shí)驗(yàn)臺(tái)架；新一代鉛鉍合金零功率反應(yīng)堆——啟明星Ⅲ號(hào)實(shí)現(xiàn)首次臨界，正式啟動(dòng)堆芯核特性物理實(shí)驗(yàn)；液態(tài)燃料釷基熔鹽實(shí)驗(yàn)堆工程建設(shè)正在穩(wěn)步推進(jìn)。
小型模塊化反應(yīng)堆——是一種安全性更好，通過(guò)工廠模塊化制造來(lái)降低成本、縮短建設(shè)周期，并可與可再生能源系統(tǒng)集成且具備多種用途等優(yōu)點(diǎn)的先進(jìn)反應(yīng)堆，被譽(yù)為“核能游戲規(guī)則的改變者”。據(jù)統(tǒng)計(jì)，全球小堆研發(fā)至少有50種型號(hào)，以美俄兩國(guó)研發(fā)的型號(hào)居多。
我國(guó)陸上小型水堆及海洋核動(dòng)力平臺(tái)的研發(fā)持續(xù)開(kāi)展，形成了ACP100、“燕龍”泳池式低溫供熱堆、ACPR50S海上浮動(dòng)堆、NHR200-Ⅱ殼式低溫供熱堆、HHP25、CAP200緊湊式小堆、“和美一號(hào)”一體化供熱堆等一系列小型堆技術(shù)。目前多個(gè)型號(hào)技術(shù)正在積極推動(dòng)項(xiàng)目前期工作。
此外，可控核聚變一直是人類夢(mèng)想的終極能源，由于實(shí)施難度大，世界各國(guó)在此領(lǐng)域開(kāi)展了最為廣泛的合作，以尋求突破。
延伸閱讀
我國(guó)核電事業(yè)的發(fā)展歷程
20世紀(jì)70年代初，我國(guó)華東地區(qū)用電短缺的問(wèn)題引起中央的重視。周恩來(lái)總理在聽(tīng)取上海市工作匯報(bào)時(shí)指出：從長(zhǎng)遠(yuǎn)來(lái)看，要解決上海和華東地區(qū)用電問(wèn)題，要靠核電。經(jīng)過(guò)數(shù)年的選型論證、研發(fā)設(shè)計(jì)，1985年3月20日我國(guó)自主設(shè)計(jì)建造的第一座30萬(wàn)千瓦壓水堆核電站在浙江秦山開(kāi)工建設(shè)，秦山核電站的建成結(jié)束了中國(guó)大陸無(wú)核電的歷史，被譽(yù)為“國(guó)之光榮”。后續(xù)30多年來(lái)，我國(guó)核電事業(yè)歷經(jīng)適度發(fā)展、積極發(fā)展和安全高效發(fā)展三個(gè)階段，核電在我國(guó)尤其是沿海地區(qū)發(fā)電量占比不斷提高，為當(dāng)?shù)亟?jīng)濟(jì)社會(huì)發(fā)展和生態(tài)環(huán)境保護(hù)作出了重要貢獻(xiàn)。
如今，我國(guó)已躋身世界核電大國(guó)的行列，成功實(shí)現(xiàn)了由“二代”向“三代”核電技術(shù)的跨越，形成了完整的研發(fā)設(shè)計(jì)、設(shè)備材料制造、工程建設(shè)、運(yùn)營(yíng)維護(hù)、燃料保障等全產(chǎn)業(yè)鏈體系。截至2020年12月底，我國(guó)商運(yùn)核電機(jī)組49臺(tái)，總裝機(jī)容量5102.7萬(wàn)千瓦，僅次于美國(guó)、法國(guó)，位列世界第三。2020年1-12月，運(yùn)行核電機(jī)組累計(jì)發(fā)電量為3662.43億千瓦時(shí)，占全國(guó)累計(jì)發(fā)電量的4.94%，與燃煤發(fā)電相比，核能發(fā)電相當(dāng)于減少燃燒標(biāo)準(zhǔn)煤10474.19萬(wàn)噸，減少排放二氧化碳27442.38萬(wàn)噸，減少排放二氧化硫89.03萬(wàn)噸，減少排放氮氧化物77.51萬(wàn)噸。
（作者單位：中國(guó)核能行業(yè)協(xié)會(huì)）
1月30日，我國(guó)自主三代核電技術(shù)“華龍一號(hào)”全球首堆福建福清核電站5號(hào)機(jī)組投入商業(yè)運(yùn)行，標(biāo)志著我國(guó)在三代核電技術(shù)領(lǐng)域已躋身世界前列，成為繼美國(guó)、法國(guó)、俄羅斯等國(guó)家之后真正掌握自主三代核電技術(shù)的國(guó)家。
三代核電技術(shù)是當(dāng)前最先進(jìn)的主流商用核電技術(shù)，也是備受各核大國(guó)重視的核心技術(shù)。幾十年來(lái)，從跟隨到跨越，從中國(guó)制造到中國(guó)創(chuàng)造，我國(guó)科研工作者用自己的智慧完成了一項(xiàng)又一項(xiàng)看似不可能完成的任務(wù)。核“新”技術(shù)的成功突破，將為祖國(guó)繁榮發(fā)展貢獻(xiàn)新的核之能量。那么，何為自主三代核電技術(shù)？技術(shù)新在哪里？我國(guó)三代核電技術(shù)水平如何？核電技術(shù)未來(lái)如何發(fā)展？本文就來(lái)作一簡(jiǎn)要介紹。
核電技術(shù)迭代更新 追求“核安全”永恒不變
核安全是核電發(fā)展的生命線，從被稱為原型堆的第一代核電，發(fā)展到具有系統(tǒng)安全設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)并實(shí)現(xiàn)了商業(yè)化、批量化的第二代或“二代+”核電，再到采用更高安全標(biāo)準(zhǔn)的第三代核電，追求“核安全”的目標(biāo)始終貫穿著核電技術(shù)的迭代更新與進(jìn)步。
第一代核電技術(shù)（20世紀(jì)50-70年代）——上世紀(jì)50年代，核能從軍用走向民用。1954年6月27日，蘇聯(lián)對(duì)外宣布建成了世界上第一座核電站——奧布靈斯克核電站，揭開(kāi)核能用于發(fā)電的序幕，人類進(jìn)入了和平利用核能的時(shí)代。這一時(shí)期，蘇聯(lián)、英國(guó)、美國(guó)等國(guó)家開(kāi)發(fā)早期不同堆型的試驗(yàn)堆和原型堆，用于發(fā)電或生產(chǎn)裂變材料，驗(yàn)證了核電廠在工程和經(jīng)濟(jì)上的可行性，國(guó)際上把上述實(shí)驗(yàn)性和原型核電機(jī)組稱為第一代核電機(jī)組。
第二代核電技術(shù)（20世紀(jì)70-90年代）——在沿襲第一代核電技術(shù)優(yōu)點(diǎn)的基礎(chǔ)上，設(shè)計(jì)出容量更大、技術(shù)更成熟、經(jīng)濟(jì)性更好的第二代核能系統(tǒng)。很多國(guó)家開(kāi)展了標(biāo)準(zhǔn)化、批量化建設(shè)，在試驗(yàn)性和原型核電機(jī)組基礎(chǔ)上，陸續(xù)建成電功率在30萬(wàn)千瓦以上的壓水堆、沸水堆、重水堆等核電機(jī)組。目前全球在運(yùn)的核電機(jī)組絕大部分都屬于第二代核電機(jī)組。
第三代核電技術(shù)（20世紀(jì)90年代至今）——世界核電業(yè)界總結(jié)吸取美國(guó)三哩島和蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站事故的教訓(xùn)，對(duì)核電站嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解進(jìn)行了研究和攻關(guān)，美國(guó)和歐洲先后出臺(tái)“先進(jìn)輕水堆用戶要求”文件和“歐洲用戶對(duì)輕水堆核電站的要求”文件，進(jìn)一步明確了防范與緩解嚴(yán)重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。國(guó)際上通常把滿足這兩份文件之一的核電機(jī)組稱為第三代核電機(jī)組。第三代核電技術(shù)提高了安全標(biāo)準(zhǔn)，具備更好的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解手段，以降低事故概率，同時(shí)采用簡(jiǎn)化設(shè)計(jì)、提高單堆容量、提高可利用率、延長(zhǎng)設(shè)計(jì)壽命等手段來(lái)提高核電廠的經(jīng)濟(jì)性。日本福島核事故后，三代核電技術(shù)又進(jìn)一步改進(jìn)，針對(duì)全廠斷電增加了額外的無(wú)源系統(tǒng)和有源系統(tǒng)，并在設(shè)計(jì)中充分考慮了最終熱阱喪失的工況條件。
與二代核電相比，第三代核電對(duì)核電安全性、經(jīng)濟(jì)性的要求更高，發(fā)生嚴(yán)重事故的概率進(jìn)一步降低，機(jī)組的設(shè)計(jì)壽命進(jìn)一步延長(zhǎng)。在嚴(yán)重事故概率方面，三代機(jī)組的反應(yīng)堆堆芯損壞概率從原先二代核電要求的1.0×10-4/堆·年降低到1.0×10-5/堆·年，大量放射性釋放概率從原來(lái)的＜1.0×10-5/堆·年降低到了＜1.0×10-6/堆·年（實(shí)際上我國(guó)自主三代核電“華龍一號(hào)”及“國(guó)和一號(hào)”技術(shù)，堆芯損壞概率均＜1.0×10-6/堆·年，大量放射性釋放概率均＜1.0×10-7/堆·年）。在設(shè)計(jì)壽命上，三代機(jī)組在二代基礎(chǔ)上增加了20年，對(duì)一些關(guān)鍵設(shè)備材料的性能要求進(jìn)一步提高。例如，反應(yīng)堆壓力容器鍛件尺寸加大，對(duì)鍛件的抗擊性能的要求進(jìn)一步提高；反應(yīng)堆一回路的主管道由過(guò)去的鑄件改為鍛件等。在核廢料方面，要求進(jìn)一步減少核廢料的產(chǎn)生量，尋找更佳的核廢料處理方案，減少對(duì)人員和環(huán)境的劑量影響。在經(jīng)濟(jì)性方面，要求進(jìn)一步降低單位千瓦造價(jià)和縮短建設(shè)周期，提高機(jī)組熱效率和可利用率。
“華龍”騰飛“國(guó)和”生根 我國(guó)三代核電技術(shù)躋身世界前列
全球已開(kāi)發(fā)并實(shí)現(xiàn)商業(yè)部署的三代核電技術(shù)包括以下幾種堆型：美國(guó)同日本聯(lián)合開(kāi)發(fā)的先進(jìn)沸水堆ABWR(由于采用沸水堆技術(shù)的國(guó)家并不多，ABWR技術(shù)原先計(jì)劃在全球范圍內(nèi)大規(guī)模推廣的設(shè)想未能實(shí)現(xiàn))；美國(guó)開(kāi)發(fā)的先進(jìn)壓水堆AP1000；俄羅斯開(kāi)發(fā)的先進(jìn)壓水堆VVER；法國(guó)和德國(guó)聯(lián)合開(kāi)發(fā)的歐洲壓水堆EPR；韓國(guó)開(kāi)發(fā)的先進(jìn)壓水堆APR-1400；中國(guó)自主研發(fā)的大型先進(jìn)壓水堆“華龍一號(hào)”（HPR1000）、“國(guó)和一號(hào)”（CAP1400）。
AP1000核電技術(shù)：是兩環(huán)路先進(jìn)壓水堆技術(shù)，堆芯熱功率為3415兆瓦，它的最大特點(diǎn)是采用了非能動(dòng)的安全理念，設(shè)計(jì)的非能動(dòng)安全系統(tǒng)利用自然界物質(zhì)固有的物理特性（重力、自然對(duì)流、擴(kuò)散、蒸發(fā)、冷凝等）帶走堆芯的余熱，事故工況下72小時(shí)內(nèi)操縱員不必采取動(dòng)作，降低了人因錯(cuò)誤，提高了安全性，同時(shí)簡(jiǎn)化了系統(tǒng)、減少了設(shè)備和部件數(shù)量，經(jīng)濟(jì)性上也有較強(qiáng)競(jìng)爭(zhēng)力。2018年9月，AP1000全球首堆浙江三門核電廠1號(hào)機(jī)組率先在我國(guó)建成投產(chǎn)。
EPR核電技術(shù)：是四環(huán)路壓水堆核電技術(shù)，堆芯熱功率為4250兆瓦，屬于改進(jìn)型核電技術(shù)，總體采用循序漸進(jìn)式而不是革新式的設(shè)計(jì)改進(jìn)原則，其主回路、主設(shè)備、安全系統(tǒng)、輔助系統(tǒng)及其它主要系統(tǒng)的設(shè)計(jì)都是參考成熟的有運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的設(shè)計(jì)方案。2018年12月，臺(tái)山核電廠1號(hào)機(jī)組投入商業(yè)運(yùn)行，成為率先建成投產(chǎn)的EPR全球首堆。
VVER-1200核電技術(shù)：是四環(huán)路壓水堆核電技術(shù)，堆芯熱功率為3200兆瓦，屬于改進(jìn)型核電技術(shù)，采用能動(dòng)和非能動(dòng)相結(jié)合的安全理念，可實(shí)現(xiàn)事故后24小時(shí)無(wú)需操縱員和外部電源支持。與VVER-1000技術(shù)相比，經(jīng)濟(jì)性和安全性都有了提高，主設(shè)備——包括反應(yīng)堆壓力容器和蒸汽發(fā)生器的壽命從30年延長(zhǎng)到60年，高度自動(dòng)化和新技術(shù)的使用，使機(jī)組運(yùn)行人員數(shù)量大幅減少。
“國(guó)和一號(hào)”（CAP1400）核電技術(shù)：是我國(guó)具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的大型先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)，是在國(guó)家科技重大專項(xiàng)的支持下，在消化、吸收AP1000技術(shù)的基礎(chǔ)上，通過(guò)自主創(chuàng)新，進(jìn)一步提升電廠容量、優(yōu)化總體參數(shù)、平衡電廠設(shè)計(jì)、重新設(shè)計(jì)關(guān)鍵設(shè)備，安全性、經(jīng)濟(jì)性均優(yōu)于AP1000的非能動(dòng)壓水堆核電技術(shù)。“國(guó)和一號(hào)”堆芯熱功率為4040兆瓦，采用兩環(huán)路核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)設(shè)計(jì)，目前其示范工程2臺(tái)機(jī)組均已在山東榮成開(kāi)工建設(shè)。
帶你領(lǐng)略“華龍一號(hào)”十大創(chuàng)新成果
“華龍一號(hào)”核電技術(shù)是在我國(guó)核電30年的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)基礎(chǔ)上，充分吸取福島核事故的經(jīng)驗(yàn)反饋，借鑒國(guó)際三代核電技術(shù)先進(jìn)理念，研發(fā)出的滿足我國(guó)和全球最新安全要求的具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的三代壓水堆核電技術(shù)，其堆芯熱功率為3180兆瓦，采用三環(huán)路核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)設(shè)計(jì)。“華龍一號(hào)”形成了177堆芯、能動(dòng)加非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)特征、創(chuàng)新的核島與安全殼設(shè)計(jì)、核心設(shè)備實(shí)現(xiàn)自主化、自主化燃料組件、創(chuàng)新的工程總承包項(xiàng)目管理體系、打造數(shù)字華龍、創(chuàng)新的施工安裝技術(shù)、自主核電設(shè)計(jì)分析軟件包、構(gòu)建完整自主的核電標(biāo)準(zhǔn)體系等十大創(chuàng)新成果。
177堆芯設(shè)計(jì)：與二代改進(jìn)型機(jī)組傳統(tǒng)的157堆芯相比，“華龍一號(hào)”擁有獨(dú)特的177堆芯設(shè)計(jì)。雖然數(shù)字只相差20，但177堆芯不僅可以將核電機(jī)組的發(fā)電功率提升5%-10%，同時(shí)又降低了燃料的線功率密度，提高了安全性。
能動(dòng)加非能動(dòng)的安全設(shè)計(jì)特征：“華龍一號(hào)”獨(dú)創(chuàng)性地采用能動(dòng)加非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)理念，既保留了能動(dòng)系統(tǒng)成熟、高效的特點(diǎn)，又充分利用非能動(dòng)系統(tǒng)基于自然循環(huán)、重力以及無(wú)需電源的固有特性，提高了安全措施的先進(jìn)性與可靠性。
創(chuàng)新的核島與安全殼設(shè)計(jì)：“華龍一號(hào)”核島設(shè)計(jì)全面提升抗震能力，反應(yīng)堆廠房采用雙層安全殼設(shè)計(jì)，核島關(guān)鍵廠房可以抵御大飛機(jī)撞擊。
未來(lái)核電技術(shù)發(fā)展充滿希望與無(wú)限可能
目前，世界上主要的核能國(guó)家均在競(jìng)相開(kāi)展第四代核能技術(shù)和先進(jìn)小型模塊化反應(yīng)堆的研究開(kāi)發(fā)，并把它們作為占領(lǐng)未來(lái)先進(jìn)核能技術(shù)發(fā)展制高點(diǎn)的重要競(jìng)爭(zhēng)抓手。
第四代核能技術(shù)——為了進(jìn)一步提高核能的可持續(xù)性、經(jīng)濟(jì)性、安全性和可靠性，以及抗擴(kuò)散和實(shí)物保護(hù)能力，美國(guó)能源部于2000年發(fā)起成立第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇（GIF），旨在通過(guò)國(guó)際合作共同研發(fā)第四代核能系統(tǒng)。目前，GIF成員已從最初的9個(gè)國(guó)家和地區(qū)發(fā)展到14個(gè)。GIF優(yōu)選出的第四代核能系統(tǒng)包括6種堆型：氣冷快堆、鉛冷快堆、熔鹽堆、鈉冷快堆、超臨界水堆、超高溫氣冷堆。第四代核能系統(tǒng)中以鈉冷快堆和高溫氣冷堆技術(shù)最為成熟。
2012年12月9日，我國(guó)高溫氣冷堆示范工程在山東石島灣開(kāi)工建設(shè)，這是世界首座高溫氣冷堆核電站示范工程,也是我國(guó)自主研發(fā)、具備四代核電特征的商用核電站，目前該項(xiàng)目已開(kāi)啟雙堆熱試，有望于2021年內(nèi)建成投產(chǎn)。
2017年12月29日，我國(guó)鈉冷快堆示范工程1號(hào)機(jī)組在福建省霞浦縣土建開(kāi)工，計(jì)劃于2023年建成，2號(hào)機(jī)組也已經(jīng)于2020年正式開(kāi)工建設(shè)。
我國(guó)在鉛冷快堆、熔鹽堆研究領(lǐng)域也取得一系列進(jìn)展，建成了一批可用于流動(dòng)傳熱、材料腐蝕等領(lǐng)域研究的鉛鉍實(shí)驗(yàn)臺(tái)架；新一代鉛鉍合金零功率反應(yīng)堆——啟明星Ⅲ號(hào)實(shí)現(xiàn)首次臨界，正式啟動(dòng)堆芯核特性物理實(shí)驗(yàn)；液態(tài)燃料釷基熔鹽實(shí)驗(yàn)堆工程建設(shè)正在穩(wěn)步推進(jìn)。
小型模塊化反應(yīng)堆——是一種安全性更好，通過(guò)工廠模塊化制造來(lái)降低成本、縮短建設(shè)周期，并可與可再生能源系統(tǒng)集成且具備多種用途等優(yōu)點(diǎn)的先進(jìn)反應(yīng)堆，被譽(yù)為“核能游戲規(guī)則的改變者”。據(jù)統(tǒng)計(jì)，全球小堆研發(fā)至少有50種型號(hào)，以美俄兩國(guó)研發(fā)的型號(hào)居多。
我國(guó)陸上小型水堆及海洋核動(dòng)力平臺(tái)的研發(fā)持續(xù)開(kāi)展，形成了ACP100、“燕龍”泳池式低溫供熱堆、ACPR50S海上浮動(dòng)堆、NHR200-Ⅱ殼式低溫供熱堆、HHP25、CAP200緊湊式小堆、“和美一號(hào)”一體化供熱堆等一系列小型堆技術(shù)。目前多個(gè)型號(hào)技術(shù)正在積極推動(dòng)項(xiàng)目前期工作。
此外，可控核聚變一直是人類夢(mèng)想的終極能源，由于實(shí)施難度大，世界各國(guó)在此領(lǐng)域開(kāi)展了最為廣泛的合作，以尋求突破。
延伸閱讀
我國(guó)核電事業(yè)的發(fā)展歷程
20世紀(jì)70年代初，我國(guó)華東地區(qū)用電短缺的問(wèn)題引起中央的重視。周恩來(lái)總理在聽(tīng)取上海市工作匯報(bào)時(shí)指出：從長(zhǎng)遠(yuǎn)來(lái)看，要解決上海和華東地區(qū)用電問(wèn)題，要靠核電。經(jīng)過(guò)數(shù)年的選型論證、研發(fā)設(shè)計(jì)，1985年3月20日我國(guó)自主設(shè)計(jì)建造的第一座30萬(wàn)千瓦壓水堆核電站在浙江秦山開(kāi)工建設(shè)，秦山核電站的建成結(jié)束了中國(guó)大陸無(wú)核電的歷史，被譽(yù)為“國(guó)之光榮”。后續(xù)30多年來(lái)，我國(guó)核電事業(yè)歷經(jīng)適度發(fā)展、積極發(fā)展和安全高效發(fā)展三個(gè)階段，核電在我國(guó)尤其是沿海地區(qū)發(fā)電量占比不斷提高，為當(dāng)?shù)亟?jīng)濟(jì)社會(huì)發(fā)展和生態(tài)環(huán)境保護(hù)作出了重要貢獻(xiàn)。
如今，我國(guó)已躋身世界核電大國(guó)的行列，成功實(shí)現(xiàn)了由“二代”向“三代”核電技術(shù)的跨越，形成了完整的研發(fā)設(shè)計(jì)、設(shè)備材料制造、工程建設(shè)、運(yùn)營(yíng)維護(hù)、燃料保障等全產(chǎn)業(yè)鏈體系。截至2020年12月底，我國(guó)商運(yùn)核電機(jī)組49臺(tái)，總裝機(jī)容量5102.7萬(wàn)千瓦，僅次于美國(guó)、法國(guó)，位列世界第三。2020年1-12月，運(yùn)行核電機(jī)組累計(jì)發(fā)電量為3662.43億千瓦時(shí)，占全國(guó)累計(jì)發(fā)電量的4.94%，與燃煤發(fā)電相比，核能發(fā)電相當(dāng)于減少燃燒標(biāo)準(zhǔn)煤10474.19萬(wàn)噸，減少排放二氧化碳27442.38萬(wàn)噸，減少排放二氧化硫89.03萬(wàn)噸，減少排放氮氧化物77.51萬(wàn)噸。
（作者單位：中國(guó)核能行業(yè)協(xié)會(huì)）
