闫宏伟，谷 文，郑宝峰

自1954年世界上第一座核电站问世，截止到2010年底，全球正在运行的核电机组共442个，核电发电量约占全球发电总量的16%，正在建设的核电机组65个。这些反应堆有着优良的运行记录。核电用五十多年的时间就超过了水电几百年达到的在全球能源生产中的地位，已成为世界能源的重要组成部分。鉴于二代、三代核电站在经济、技术、公众等方面均是可以接受的，那么，更加先进的核能系统就可能进一步扩大核能应用的机会，未来要大规模采用的新型动力堆称为第四代核电技术。

1 第四代核电站的提出

第一代核电站是早期的原型堆电站，即从1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站[1]。

如前苏联1954年建成的世界第一座实验性核电站（5000 kW），美国希平港压水堆、德累斯顿沸水堆，英国的镁诺克斯石墨气冷堆等，证明了利用核能发电的技术可行性。

第二代核电站是1960年后期至1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站[1]。

有压水堆、沸水堆、坎杜堆以及俄罗斯的VVER和PBMK等，在进一步证明核能发电技术可行性的同时，也证明核电的经济性可与火电、水电相竞争。上世纪70年代，因为石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展，目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，发挥着世界核能发电中坚力量的作用，称为第二代机组[2]。

我公司目前承制的国内百万千瓦压力容器项目中，无论是CPR1000堆型，还是M310堆型，都是介于二代与三代之间的压水堆堆型，通常被称为二代半堆型，目前此堆型还没有形成完全的自主知识产权，无法满足我国核电项目出口到国际市场的需求。

第三代核电站是指先进的轻水堆核电站，即从1990后期到2010年开始运行的核电站[1]。

为解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电界集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台“先进轻水堆用户要求”文件和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，进一步明确防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足这两份文件之一的核电机组称为第三代核电机组[2]。

第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如改进型沸水堆（ABWR）、系统 80+（System 80+）、AP1000、EPR等[1]。

第三代核电技术问世以后，受到全球核电用户的普遍关注，包括中国在内的一些核电业主已经选用或准备选用更安全、更经济的第三代核电技术进行新的核电机组建设[2]。

我公司目前在制的三门2号反应堆压力容器等项目及后续将要参与研发和制造的CP1000及CAP1400堆型就属于第三代核电站，此堆型的制造成功，将为我国核电设备出口奠定基础。

第四代核电站是一种革新型反应堆。2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能利用的国家，联合组成“第四代国际核能论坛（GIF）”，并于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能系统。第四代核能系统是指安全性和经济性更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统，预计可以在2030年以前投入商业应用[2]。

2 第四代核电站的目标要求

为了实现核能发电美好的未来，第四代核电站的开发目标可分为以下四个方面。

提高经济性 鉴于发电成本必须优于本国或本地区建造的其他发电能源，第四代核电站基础电力成本都必需具有可与其他电力资源竞争的价格水平[3]。

以秦山核电站为例，一期、二期、三期上网电价分别为0.42元/kW时、0.39元/kW时、0.46元/kW时，均低于浙江火电每千瓦时0.47元的上网电价。目前，采用二代或二代半技术的核电站投资成本约每千瓦1 000美元，三代核电站测算成本约每千瓦2 000美元。因此，为使投资风险做到最小，第四代核电站的投资费用必需控制在每千瓦1 000美元。以便将来核电站的建造费用能降低到与其他能源竞争的水平，在更加便于市场接受的小型反应堆（100 MW）方面，工厂制造核电站的概念受到了人们的关注[3]。

提高安全性、可靠性 向当局和公众示范说明其改进的安全裕量，大幅度降低堆芯损伤的概率及程度，具有快速恢复反应堆运行的能力，取消在厂址外采取应急措施的必要性[1]，能高度容忍人因错误。针对公众对核电站和核燃料循环的安全顾虑，必须继续确保足够的可靠性。尽管现有轻水堆技术是极为安全的，但针对运行和维护的过分依靠，在某种意义上是更容易出问题的。尤其是在熟练技术支持基础差的国家或不同安全文件或工作文化的国家，要发展这种轻水堆技术可能会存在问题。因此，第四代核电站必需具有更高的安全系数，不仅要得到国家的安全法规官员的认可，还要得到一般公众的认可。第四代核电站的设计还要公开，通过具有透明度的综合反应堆试验，证明最可能发生事故的后果不会发生重大堆芯损伤。也就是说，在温度方面，要使用不熔化的堆芯燃料和包壳材料，要使用化学反应性小的冷却剂，并且在最坏的事故工况下，利用非能动冷却导热系统，以实现将堆芯温度维持在可进行处理的范围，还要制定出紧急情况下防止给现场外公众带来影响的事故方案[3]。

核能的可持续发展 从采矿到燃料制造、反应堆运行、废物处理的全部燃料循环、运输、反应堆解体及去污等所有过程加以考虑，尤其是在所有废物处理流程中，都应有彻底解决的方案。通过对核燃料的有效利用，实现提供持续生产能源的手段，实现核废物量的最少化，减轻长期管理事务，保证公众健康，保护环境[3]。

防止核扩散 利用反应堆系统本身特性，在商用核燃料循环中处理材料，对于核扩散具有更高的防止性，将来自核燃料循环的回收物质应用于核武器的路完全堵死[3]。

3 中国核电技术现状与发展

我国目前已建成并正在运行的核电站有6座、13台机组（见表1），装机容量1078.6万kW，还不到全国总发电量的2%。截至2010年底，全国核电发电量为473亿kW时，在一次性能源消费中占比仅0.5%。

根据国际原子能机构2011年1月公布的最新数据，拥有核电机组最多的国家依次为：美国104个、法国58个、日本54个 (世界核工业联合会公布的数字为55)、俄罗斯32个、韩国21个、印度20个、英国19个、加拿大18个、德国17个、乌克兰15个、中国13个。其中法国核电占其国内总电力的75%、比利时57%、瑞典39%、日本34%、德国31%、英国22%、美国20%、俄罗斯16%。与核电发展先进国家相比，我国的核能发电比例还很低。目前我国经济发展的高速增长，对能源电力的需求缺口很大，尤其是在我国的沿海地区，严重缺电制约着工业的发展[2]。

表1 中国核电站概况

因此，当前是中国核电发展的关键时期，为满足发展国民经济对能源的需求，解决我国能源环境污染，实现温室气体减排目标，核电的装机容量至少需要达到20 000万kW，核电装机占到电力总装机的10%以上，核电发电量占到总电量的15%以上。只发展热堆核电站根本无法满足这一需求，必需采用热堆电站与快堆电站“接力”的发展方式，才有可能实现这一目标。为此，快堆电站必须在2025年开始逐步取代热堆电站，才能保证核电发展的燃料供给。

在我国，由清华大学核能设计研究院设计、建造的国家863计划项目“10兆瓦高温实验堆”，2003年1月实现并网发电，2009年12月实现72小时连续满功率运行，成为世界上首座投入运行的模块式球床高温气冷实验堆。“十一五”期间，大型先进压水堆及高温气冷堆联合科研体系基本成型，完全由我国自主研发的第四代技术的20万kW的高温气冷堆核电站示范工程，将于近期在山东荣城开工建设，整个项目加上科研的投资达50亿元，建设周期约4年。

中国实验快堆是国家“863”计划重大项目，该堆采用的是已在美、法、俄、日等国家有多堆运行经验的钠冷快堆技术，其成功临界说明我国“压水堆—快堆—聚变堆”核能“三步走”战略获得了突破性的进展，也从根本上为破解铀资源短缺和核废料处理难题提供了可能。因此，我国应再加大安全高效大型快堆电站的开发力度，争取跨越式发展。力争到2020年建成中等规模的原型快堆电站，并具备相应的闭合燃料循环能力。争取在2025年开工建设大型快堆示范电站，并在2030年后建设具有国际上第四代核电技术特点商用电站。

在发展核电技术的同时，也要发展与之相匹配的燃料循环技术。中国的乏燃料后处理技术虽有一定的基础，但总体上还比较薄弱，应从基础研究开始，进行先进燃料循环技术的研究。

4 结语

核电行业半个多世纪曲折的发展过程，是人们对核电这一新兴能源产业化发展规律从进行摸索、认识到成熟掌握的历史，其结果是使各国政府和公众越来越多地认识到核能是可以安全掌握、具有经济竞争力、可持续发展的能源。针对世界核电技术的发展趋势及我国经济快速发展对电力的需求缺口，当前要抓紧二代及二代加核电站的建设；抓紧三代核电技术的消化、吸收和自主创新；抓紧快中子反应堆技术的研究开发；抓紧先进核燃料循环技术的研究开发。

[1]李强.锆合金在550℃/25 MPa超临界水中腐蚀行为的研究.上海大学博士论文，2008-08-01.

[2]范思立.技术路线渐明中国推动三代核电引进.中国经济时报，2007-05-11.

[3]汪胜国.世界核能发电的现状及未来堆型的开发.东方电气评论，2006-09-25.

[4]陈伟，张军，李桂菊.核电技术现状与研究进展.世界科技研究与发展，2007-10-15.