压水堆技术发展趋势概述

张禄庆

(中国核工业集团公司，北京  100822)

        [摘要]核安全是核电厂的头等大事，核电技术就是在吸取核电厂事故教训，对核安全监管当局对技技术进行评审时提出的要求，不断研发改进而发展起来的。文中概述了压水堆技术的发展趋势，其大致可归纳为设计理念的拓展和新技术，新材料的研发与应用推广两方面。
        [关键]压水堆发展趋势
        [中图分类号]TL421   [文献标识码]A   [文章编号]1674—1617  （008）01—0040—04

 The development trend of PWR technology

ZHANG lu-qing

(China National Nuclear Corporation ,beijing 100822 ,china)

        [Abstract]Nuclear safety is the most important thing of nuclear power plant.Nuclear power technology is developed through continuous R&D and improvement bassed on lessons drawn from nuclear accidents or incidents as well sa in line trend of PWR technology is described from two aspects in this paper ,i.e.prolongation of design idesas ,the R&D of new technology and materiais as their application
        [Key words]  PWR: development  trend

        20世纪物理学对人类社会发展产生了最重要影响的发明莫过于核能的利用。1 938年底德国科学家哈恩和斯特拉斯曼在用中子轰击铀原子核的实验中首次发现了核裂变现象。核裂变可释放出巨大的能量一核能。1 939年春法国科学家约里奥·居里和意  大利科学家费米先后证明，铀核在裂变过程中会放  出2—3个中子，从而揭示了自持裂变链式反应的可  能性。1942年费米又在世界第一座反应堆上首次实  现了可控裂变链式反应。但是核能的利用这柄双刃  剑却首先使用于研制原子弹、氢弹、核潜艇和核航  母。直到20世纪50年代人类才开始开发核能的和  平利用——核能发电技术。1957年底，美国首先将  核潜艇压水堆和常规蒸汽发电技术结合，建成了世界上第一座60 MW希平港原型压水堆核电厂。
        压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的3／4。截至2006年底，全   世界31个国家和地区共拥有运行核电机组435台，核电总发电量占全世界总发电量的16％左右。全世界已经积累了13000多堆·年的核电运行经验。我国自主设计、建设的秦山310 MW机组，于1991年底首次并网发电，结束了大陆无核电的历史。截至2007年底，我国大陆有秦山一、二、三期核电厂、大亚湾核电厂、岭澳核电厂，田湾核电厂共11台核电机组投入商业运行，核电装机容量达906．8万千瓦。我国也已掌握了现在普遍采用的压水堆二代改进技术。
        核裂变在释放热能的同时还产生大量的放射性裂变产物和活化产物。鉴于反应堆停堆后会持续释出衰变热，堆芯如不能得到有效冷却，可能导致燃料组件和反应堆压力边界的损坏，甚至导致放射性外泄。因此确保核安全成为核电厂的头等大事。核电技术就是在吸取核电厂事故教训、针对核安全监管当局对技术进行评审时提出的要求，不断研发改进而发展起来的。本文试图概述压水堆技术作为趋势的最新发展。它大致可归纳为设计理念的拓展和新技术、新材料的研发与应用推广两方面。

1  设计理念的拓展

        1．1  深化严重事故对策研究
        1979年美国三里岛事故使人们清醒地认识到，出现概率极低、但后果比已考虑的设计基准事故更可怕的严重核事故的确是可能发生的，必须高度重·视严重事故分析研究，并在设计中采取相应对策来防止严重事故发生或缓解其后果。20世纪80年代美国核管会提出使用确定论和概率论相结合的方法加强对严重事故及其应对措施的审评。1999年国际原子能机构建议：对已有核电厂，堆芯损坏概率应低于10^-4／堆·年，放射性失控外泄概率应低于10^—5／堆·年；对未来核电厂的要求则提高了一个量级，分别相应为^10—5／堆·年和10^—6／堆·年。美国核管会要求设计中有一系列防止和缓解严重事故的措施、提高未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)等事故工况下的安全裕量。2004年我国国家核安全局发布的《核动力厂设计安全规定》(HAFl02)中也  要求在核电厂最终安全分析报告中增加PSA分析内  容，在设计中尽量考虑防范和缓解严重事故的措  施。这些法规会对设计工作，特别是对二代压水堆  的改进设计产生导向性影响。

       核电先进国家在具体设计中开发和应用了不少  对策手段，如非能动安全注射系统、反应堆自动降  压系统(防止出现高压熔堆)、安全壳消氢系统(防  止氢爆)、堆腔淹没系统(保持堆芯熔融物在压力容器内，防止发生蒸汽爆炸)以及堆芯捕集器(收集、冷却穿透压力容器壁的堆芯熔融物，防止安全壳被直接加热和早期失效)等。
        美国三里岛事故证明，安全壳作为防止放射性物质向环境释放的最后一道屏障，在预防和缓解反应堆严重事故后果方面起着十分重要的作用。鉴于此，前苏联的VVER型压水堆设计现在均增添了安全壳。现在倾向采用屏障作用更好的双层安全壳。我国田湾核电站和法、德设计的EPR就采用双层安全壳。而美国西屋公司的APl000则采用全新设计的非能动冷却安全壳及其辅助系统。
        1．2  先进的第三代压水堆设计
        20世纪90年代，美国和欧洲核电先进国家核电界相继提出各自的电力公司要求文件，分别称为U日D和EUR。它们对今后建设的核电厂的安全、技术、经济性确定了一系列具体的奋斗目标。各国也着手研发同时满足这些要求和核安全当局要求的所谓第三代压水堆。在设计实践中出现了两种不同的走向。一种是法、德合作开发的欧洲动力堆EPR，它立足于成熟技术、逐渐演进，着重增加能动安全系统，用加大机组容量的规模效应来补偿经济性，世称改良型设计。芬兰正在建造世界上第一座EPR核电厂。另一种是美国西屋公司研发的以全非能动安全系统、简化设计和布置以及模块化建造为主要特色的APl000。非能动安全系统采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力，而不使用泵、风机等能动部件；无需运行人员操作和安全级支持系统就能保证安全，使系统大大简化并采用模块化设计。因其全新的概念而称为革新型设计。我国三门核电厂1号机组的建设将成为APl000的首堆工程。
        1．3  一体化压水堆等的概念设计
         所谓一体化是将反应堆主回路纳入压力容器  内，从根本上消除了一回路主管道破裂造成堆芯失水的可能，不再需要设置应急堆芯冷却系统。同时  一体化设计增强了自然循环能力，非但可以带出堆  芯余热，而且可以带出反应堆部分、甚至全部功率。  这种理念不仅适合于军用舰船，而且还可用于中小 核电机组。目前美国核管会正对西屋公司等设计的  IR，S(国际创新保安反应堆)一体化堆概念设计进  行预申请审查。此外，包括中国在内的一些国家也  开展了适应发展中国家电网需求的新型中小容量的  堆型设计，重点在于简化系统、提高固有安全性和  减少换料次数，甚至现场不换科，使高放废物量也  大大减少。
        1．4  第4代核能技术的开发
        面对世界核扩散的严峻形势，从本世纪初开  始，美国牵头和主要核电国家酝酿开发满足21世纪  核能需要的第四代核电技术。为此成立的第四代核  能系统论坛(GIF)推荐了包括超临界水堆在内的6  种堆型。其主要特征除了比目前的技术有更高的安  全性、更好的经济性、更少的放射性废物产生量外，  特别强调不易通过商用核燃料循环获得军用核材  料。专家预期，第四代核电将在2035年前后投入商  用。我国也加入了这个研发行列，已在973项目中  安排了超临界水堆关键科学问题的基础研究项目，  共有上海交通大学等4所高校和中国核动力研究设  计院等4所研究院参与该项基础研究。
        1．5  模块化设计和建造
        在核电系统设计中推行设计标准化，使得电厂  某个空间位置上所有系统的管道、设备等可以作为  一个模块在工厂内先期制造安装检查完毕，再运到  现场进行模块间的拼装对接。这种对传统的单项设  备逐一运往现场安装方式的改变，可以减少现场施  工量，缩短工期，提高建造质量，对提高核电厂经  济性有显著影9向。在第三代核电设计和新研发的堆  型概念设计中均采用或考虑了模块化设计与建造。

2  新技术。新材料的研发与应用推广

         2．1  堆芯燃料管理的改进
        堆芯燃料管理是在确保安全的前提下，以燃耗  计算和功率分布分析为基础，获得最佳的比燃耗、合理利用铀资源、降低燃料成本、改善运行性能，以及尽可能降低压力容器所受快中子辐照而进行的技术经济分析和管理工作。堆芯燃料管理的发展趋势是换科周期延长至18～24个月，更换燃料组件数由1／3堆芯改为1／4堆芯(燃料组件将在堆内使用4个循环)、换料方式从有助于展平堆芯中子注量率分布的”由外向内”(out-in)，即新燃料组件首先放在堆芯外区，再向里区挪位的换料，改为”由内向外”(in-out)，即新燃料组件首先放在堆芯最里区，再向外围挪位的换料。这种方式有利于降低压力容器所受快中子注量，但不利于堆芯中子注量率的展平。这些因素就在燃料组件铀富集度选择、倒换料方案计算、可燃毒物的选择和布置方面带来新的挑战。许多核电机组已经获得成功。
         2．2  反应性控制新手段
        随着机组容量的加大和换科周期的延长，反应堆的初始后备反应性相当大。后备反应性的控制需要满足整个堆芯寿期内保持较平坦的功率分布、自动调节反应性以响应负荷的变化、紧急情况时能迅速停堆并保持适当的停堆深度。现代压水堆均采用控制棒、可溶硼化学补偿和可燃毒物联合进行反应性控制。
        控制棒主要用来简便快速补偿运行时的反应性变化，实施启停堆和功率调整。为了满足电厂“日负荷跟踪”的需要，还专门设置了一种采用弱吸收芯体材料的“灰”控制棒。灰棒的移动不会引起中子注量率的过大畸变。
        由燃耗、氙中毒、裂变产物积累、冷启停等引起的缓慢反应性变化，则用调节冷却剂中硼酸浓度来补偿。鉴于慢化剂负温度系数会随硼浓度增加而变小，直至出现正值而影响安全。为此需在初始堆芯中设置可燃毒物。
        可燃毒物是种固体中子毒物，主要有硼、钆和铒等的化合物。用可燃毒物吸纳较大部分后备反应性，即可减少可溶硼的用量，确保反应性温度系数始终为负。可燃毒物吸收中子而逐渐减少，被其吸纳的反应性就会逐渐释放出来，可加深燃料燃耗。在堆芯中妥善布置可燃毒物还可以展平中子注量率分布，对实现”由内向外”换料特别重要。现在趋向于日益广泛采用所谓一体化可燃毒物，它又包括涂敷于燃料芯块表面的硼化锆涂层，及UO₂和Gd₂0₃或Er₂0₃弥散体等品种。含可燃毒物燃料不仅适用于  首炉燃料，而且能在后续换料中发挥优良效果。
        2．3  高燃耗燃料包壳材料的研发和应用
        不锈钢作为燃料棒包壳材料，早就因其热中子  吸收截面较大而被Zr-Sn系的Zr-2和Zr-4合金取代。  两者对高温水及蒸汽的耐蚀性和强度均有很大改  进，而且Zr-4合金的吸氢量比Zr-2合金小得多，因  此Zr-4合金已广泛用于压水堆的燃料包壳。Zr-4合  金的缺点是在高温蒸汽中的腐蚀氧化膜不致密，容  易剥落；用于高燃耗燃料组件包壳，Zr-4合金则显  得有些力不从心。
        为此，法国又研制了Zr-Nb系M5合金，合金中  的铌可减轻少量杂质对腐蚀的有害作用，对氧化膜  剥落有自愈能力。M5锆合金在抗腐蚀、蠕变、辐照  生长、吸氢等方面都比2r，4合金优越。专家认为，  M5合金可以在铀燃耗大于65GW．d／t的条件下使  用，并已用于EPR的燃料棒包壳。而美国西屋公司  开发的Zirlo合金则综合了Zr-Sn、Zr-Nb合金的优  点。在铀燃耗为71 GW．d／t条件下，Zirlo的均匀  腐蚀速率、辐照生长、蠕变等性能均优于Zr-4合金。  这种合金已用于实验燃料组件的包壳和结构材料。
        2．4  数字化仪控系统的推广
        20世纪90年代前建成的核电厂的仪控系统均采  用了模拟系统，性能已大大落伍，设备老化和过时、  备品备件采购困难。更换成数字化仪控系统已经是  大势所趋。数字化仪控系统的可靠性好、精度高，具  有网络通信、故障诊断定位能力，且能将各种数据  库、知识库和专家系统融入系统之中，大大强化了  系统的控制能力、自动化水平、信息综合处理与显  示能力，显著改善了人机接口。采用数字化仪控系  统后的中央控制室给人以完全耳目一新的感觉。
        2．5  自然循环等非能动安全技术的广泛应用
        非能动安全系统已简单阐述。最常运用的有自  然循环技术，例如闭合一回路内，依靠向下流的冷  段和向上流的热段中的流体密度差，在重力作用下  所产生的驱动压头来实现的循环流动。显然只要将  蒸汽发生器的高度相对于堆芯提得足够高、保证其  二次侧给水的供应，同时尽可能减少回路阻力，则  堆芯作为热源、蒸汽发生器作为热阱，就能在主回  路中建立起自然循环。自然循环在核电堆中已广泛  用作非能动安全手段，例如在APl000设计中的非  能动堆芯冷却系统，以及利用对流传热的非能动安  全壳冷却系统等。有些小容量机组甚至采用自然循  环带出堆芯全部发热。
         2．6  核电厂延寿的技术准备
        现今运行压水堆核电厂的设计寿命为30—40年。有相当一批电厂，特别是美国的早期核电厂正步入其后半生。但鉴于这些核电机组通过20年左右持续不断在停堆换料中安排的整改．技术上有很大改进，运行业绩相当好。对核电业主而言，早已折旧完毕的核电厂能延寿运行，会在可以接受的安全前提下带来可观的经济效益。许多美国核电厂向美国核管会提出延寿申请并获得批准。这就大大激发了其他业主的热情，可以预期核电厂延寿会成为一种风气。但是延寿并不是一件容易的事。业主必须提供充足的证据，来证明其机组的系统设备足以安全可靠地多运行20年；对有缺陷的问题设备将采取何种补救措施或予以更换，方可获得安全当局的批准。这里面有许许多多的长期技术准备与改进工作要做。美国核电运行研究院(1NPO)特别强调水化学和辐照环境对设备的影响，提出加强对应力腐蚀裂纹和辐照加速的应力腐蚀裂纹的发生和早期扩展过程的研究。他们提出的将性能监测和纠正措施、预防性检修、长期规划集成起来考虑的理念非常具有借鉴意义。该方法将监测、评估、维修、预防和长期计划有机地结合起来，无疑对于延寿申请文件的准备是非常有益的。
3  结束语
        随着人类社会的进步，在对电力需求增加的同时，保护环境的呼声愈来愈高，全面、协调、可持续发展，建设和谐社会的愿望日益深入人心。核能的作用将得到更为突出的体现。美国在核电停止发展20多年后，重新走上核电复苏的道路。许多发展中国家也希望发展核电。我国政府于2006年制定了核电中长期发展规划，决定到2020年建成4000万千瓦核电，在建1800万千瓦。核电面临大好的发展机遇。前述的两种先进第三代核电机组均在中国落户。在这些机组的建设过程中，我们肯定可以通过消化吸收国外先进技术．不断提高自己的核电技术创新能力。自主创新、中外结合，不断研发新的压水堆技术，使我国核电“又好、又快、又安全”地发展，永远是我国核科技人员的神圣使命和崇高职责。