核能第一代--第二代--第三代技術(shù)優(yōu)點|缺點(切爾諾貝利核事件)

【專家解說】：第一代核電站 20世紀(jì)50年至60年代初，蘇聯(lián)、美國等建造了第一批單機容量在300MWe左右的核電站，如美國的希平港核電站和英第安角1號核電站，法國的舒茲(Chooz)核電站，德國的奧珀利海母(Obrigheim)核電站，日本的美浜1號核電站等。第一代核電廠屬于原型堆核電廠，主要目的是為了通過試驗示范形式來驗證其核電在工程實施上的可行性。 第二代核電站 20世紀(jì)70年代，因石油漲價引發(fā)的能源危機促進(jìn)了核電發(fā)展，世界上已經(jīng)商業(yè)運行的400多臺機組大部分在這段時期建成，稱為第二代核電機組。第二代核電廠主要是實現(xiàn)商業(yè)化、標(biāo)準(zhǔn)化、系列化、批量化，以提高經(jīng)濟性。自20世紀(jì)60年代末至70年代世界上建造了大批單機容量在600-1400MWe的標(biāo)準(zhǔn)化和系列化核電站，以美國西屋公司為代表的Model 212(600MWe，兩環(huán)路壓水堆，堆芯有121合組件，采用12英尺燃料組件)、Model 312(1000MWe，3環(huán)路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用12英尺燃料組件，)，Model 314 (1040MWe，3環(huán)路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用14英尺燃料組件)，Model 412(1200MWe，4環(huán)路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用12英尺燃料組件，)、Model 414(1300MWe，4環(huán)路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用14英尺燃料組件)、System80(1050MWe，2環(huán)路壓水堆)以及一大批沸水堆(BWR)均可劃入第二代核電站范疇。法國的CPY，P4，P4′也屬于Model 312，Model 414一類標(biāo)準(zhǔn)核電站。日本、韓國也建造了一批Model 412、BWR、System80等標(biāo)準(zhǔn)核電站。 第二代核電站是世界正在運行的439座核電站(2007年9月統(tǒng)計數(shù))主力機組，總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34臺在建核電機組，總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核 電站發(fā)生事故之后，各國對正在運行的核電站進(jìn)行了不同程度的改進(jìn)，在安全性和經(jīng)濟性都有了不同程度的提高。 從事核電的專家們對第二代核電站進(jìn)行了反思，當(dāng)時認(rèn)為發(fā)生堆芯熔化和放射性物質(zhì)大量往環(huán)境釋放這類嚴(yán)重事故的可能性很小，不必把預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的設(shè)施作為設(shè)計上必須的要求，因此，第二代核電站應(yīng)對嚴(yán)重事故的措施比較薄弱。 第三代核電站 對于第三代核電站類型有各種不同看法。 美國核電用戶要求文件(URD)和歐洲核電用戶要求文件(EUR)提出了第三代核電站的安全和設(shè)計技術(shù)要求，它包括了改革型的能動(安全系統(tǒng))核電站和先進(jìn)型的非能動(安全系統(tǒng))核電站，并完成了全部工程論證和試驗工作以及核電站的初步設(shè)計，它們將成為第三代核電站的主力堆型。 我國自主創(chuàng)新的第三代核電項目正在浙江三門和山東海陽進(jìn)行建設(shè)，和正在運行發(fā)電的第二代核電機組相比，預(yù)防和緩解堆芯熔化成為設(shè)計上的必須要求，而這一點也正是作為第二代核電站的福島核電站事故中暴露出來的弱點。據(jù)悉，我國第三代核電站將裝備有蓄水池，這樣的“大水箱”在緊急情況下能釋放出大量的水，從而達(dá)到降溫等應(yīng)急需求。 通過總結(jié)經(jīng)驗教訓(xùn)，美國、歐洲和國際原子能機構(gòu)都出臺了新規(guī)定，把預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故作為設(shè)計上的必須要求，滿足以上要求的核電站稱為第三代核電站。 世界上技術(shù)比較成熟、可以據(jù)以建造第三代核電機組的設(shè)計，主要有美國的AP1000(壓水堆)和ABWR(沸水堆)，以及歐洲的EPR(壓水堆)等型號，它們發(fā)生嚴(yán)重事故的概率均比第二代核電機組小100倍以上。美國、法國等國家已公開宣布，今后不再建造第二代核電機組，只建設(shè)第三代核電機組。而我國有13臺第二代核電機組正在運行發(fā)電，未來重點放在建設(shè)第三代核電機組上，并開發(fā)出具有我國自主知識產(chǎn)權(quán)的中國品牌的第三代先進(jìn)核電機組。為此，國務(wù)院決定以浙江三門和山東海陽兩個核電項目作為第三代核電自主化依托工程，建設(shè)4套第三代AP1000壓水堆核電機組。國家中長期科技發(fā)展規(guī)劃綱要已將“大型先進(jìn)壓水堆核電站”列為重大專項。 第四代核能系統(tǒng) 第四代核能系統(tǒng)概念(有別于核電技術(shù)或先進(jìn)反應(yīng)堆)，最先由美國能源部的核能、科學(xué)與技術(shù)辦公室提出，始見于1999年6月美國核學(xué)會夏季年會，同年11月的該學(xué)會冬季年會上，發(fā)展第四代核能系統(tǒng)的設(shè)想得到進(jìn)一步明確; 2000年1月，美國能源部發(fā)起并約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等9個國家的政府代表開會，討論開發(fā)新一代核能技術(shù)的國際合作問題，取得了廣泛共識，并發(fā)表了“九國聯(lián)合聲明”。隨后，由美國、法國、日本、英國等核電發(fā)達(dá)國家組建了“第四代核能系統(tǒng)國際論壇(GIF)”，擬于2-3年內(nèi)定出相關(guān)目標(biāo)和計劃;這項計劃總的目標(biāo)是在2030年左右，向市場推出能夠解決核能經(jīng)濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代核能系統(tǒng)(Gen-IV)。 第四代核能系統(tǒng)將滿足安全、經(jīng)濟、可持續(xù)發(fā)展、極少的廢物生成、燃料增殖的風(fēng)險低、防止核擴散等基本要求。 世界各國都在不同程度上開展第四代核電能系統(tǒng)的基礎(chǔ)技術(shù)和學(xué)課的研發(fā)工作。 第四代核電能系統(tǒng)包括三種快中子反應(yīng)堆系統(tǒng)和三種熱中子反應(yīng)堆系統(tǒng): 第四代核能系統(tǒng) 代號 中子能譜 燃料循環(huán) 鈉冷快堆系統(tǒng)(Sodium Cooled Fast Reactor System) SFR 快 閉式 鉛合金冷卻快堆系統(tǒng)(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System) LFR 快 閉式 氣冷快堆系統(tǒng)(Gas-Cooled Fast Reactor System) GFR 快 閉式 超高溫堆系統(tǒng)(Very High Temperature Reactor System) VHTR 熱 一次 超臨界水冷堆系統(tǒng)(Supercritical Water Cooled Reactor System) SCWR 熱和快 一次/閉式 熔鹽堆系統(tǒng)(Molten Salt Reactor System) MSR 熱 閉式[16]