雨燕直播在线观看直播:我国三代核电技术新在哪里？带你领略“华龙一号”十大创新成果

来源：网络 2021-02-10

1月30日，我国自主三代核电技术“华龙一号”全球首堆福建福清核电站5号机组投入商业运行，标志着我国在三代核电技术领域已跻身世界前列，成为继美国、法国、俄罗斯等国家之后真正掌握自主三代核电技术的国家。

三代核电技术是当前最先进的主流商用核电技术，也是备受各核大国重视的核心技术。几十年来，从跟随到跨越，从中国制造到中国创造，我国科研工作者用自己的智慧完成了一项又一项看似不可能完成的任务。核“新”技术的成功突破，将为祖国繁荣发展贡献新的核之能量。那么，何为自主三代核电技术？技术新在哪里？我国三代核电技术水平如何？核电技术未来如何发展？本文就来作一简要介绍。

1 核电技术迭代更新追求“核安全”永恒不变

核安全是核电发展的生命线，从被称为原型堆的第一代核电，发展到具有系统安全设计标准并实现了商业化、批量化的第二代或“二代+”核电，再到采用更高安全标准的第三代核电，追求“核安全”的目标始终贯穿着核电技术的迭代更新与进步。

第一代核电技术（20世纪50-70年代）——上世纪50年代，核能从军用走向民用。1954年6月27日，苏联对外宣布建成了世界上第一座核电站——奥布灵斯克核电站，揭开核能用于发电的序幕，人类进入了和平利用核能的时代。这一时期，苏联、英国、美国等国家开发早期不同堆型的试验堆和原型堆，用于发电或生产裂变材料，验证了核电厂在工程和经济上的可行性，国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。

第二代核电技术（20世纪70-90年代）——在沿袭第一代核电技术优点的基础上，设计出容量更大、技术更成熟、经济性更好的第二代核能系统。很多国家开展了标准化、批量化建设，在试验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组。目前全球在运的核电机组绝大部分都属于第二代核电机组。

第三代核电技术（20世纪90年代至今）——世界核电业界总结吸取美国三哩岛和苏联切尔诺贝利核电站事故的教训，对核电站严重事故的预防和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”文件，进一步明确了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。第三代核电技术提高了安全标准，具备更好的严重事故预防和缓解手段，以降低事故概率，同时采用简化设计、提高单堆容量、提高可利用率、延长设计寿命等手段来提高核电厂的经济性。日本福岛核事故后，三代核电技术又进一步改进，针对全厂断电增加了额外的无源系统和有源系统，并在设计中充分考虑了最终热阱丧失的工况条件。

与二代核电相比，第三代核电对核电安全性、经济性的要求更高，发生严重事故的概率进一步降低，机组的设计寿命进一步延长。在严重事故概率方面，三代机组的反应堆堆芯损坏概率从原先二代核电要求的1.0×10-4/堆·年降低到1.0×10-5/堆·年，大量放射性释放概率从原来的＜1.0×10-5/堆·年降低到了＜1.0×10-6/堆·年（实际上我国自主三代核电“华龙一号”及“国和一号”技术，堆芯损坏概率均＜1.0×10-6/堆·年，大量放射性释放概率均＜1.0×10-7/堆·年）。在设计寿命上，三代机组在二代基础上增加了20年，对一些关键设备材料的性能要求进一步提高。例如，反应堆压力容器锻件尺寸加大，对锻件的抗击性能的要求进一步提高；反应堆一回路的主管道由过去的铸件改为锻件等。在核废料方面，要求进一步减少核废料的产生量，寻找更佳的核废料处理方案，减少对人员和环境的剂量影响。在经济性方面，要求进一步降低单位千瓦造价和缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率。

“华龙一号”抗大飞机撞击设计。

2 “华龙”腾飞“国和”生根我国三代核电技术跻身世界前列

全球已开发并实现商业部署的三代核电技术包括以下几种堆型：美国同日本联合开发的先进沸水堆ABWR(由于采用沸水堆技术的国家并不多，ABWR技术原先计划在全球范围内大规模推广的设想未能实现)；美国开发的先进压水堆AP1000；俄罗斯开发的先进压水堆VVER；法国和德国联合开发的欧洲压水堆EPR；韩国开发的先进压水堆APR-1400；中国自主研发的大型先进压水堆“华龙一号”（HPR1000）、“国和一号”（CAP1400）。

AP1000核电技术：是两环路先进压水堆技术，堆芯热功率为3415兆瓦，它的最大特点是采用了非能动的安全理念，设计的非能动安全系统利用自然界物质固有的物理特性（重力、自然对流、扩散、蒸发、冷凝等）带走堆芯的余热，事故工况下72小时内操纵员不必采取动作，降低了人因错误，提高了安全性，同时简化了系统、减少了设备和部件数量，经济性上也有较强竞争力。2018年9月，AP1000全球首堆浙江三门核电厂1号机组率先在我国建成投产。

EPR核电技术：是四环路压水堆核电技术，堆芯热功率为4250兆瓦，属于改进型核电技术，总体采用循序渐进式而不是革新式的设计改进原则，其主回路、主设备、安全系统、辅助系统及其它主要系统的设计都是参考成熟的有运行经验的设计方案。2018年12月，台山核电厂1号机组投入商业运行，成为率先建成投产的EPR全球首堆。

VVER-1200核电技术：是四环路压水堆核电技术，堆芯热功率为3200兆瓦，属于改进型核电技术，采用能动和非能动相结合的安全理念，可实现事故后24小时无需操纵员和外部电源支持。与VVER-1000技术相比，经济性和安全性都有了提高，主设备——包括反应堆压力容器和蒸汽发生器的寿命从30年延长到60年，高度自动化和新技术的使用，使机组运行人员数量大幅减少。

“国和一号”（CAP1400）核电技术：是我国具有自主知识产权的大型先进压水堆核电技术，是在国家科技重大专项的支持下，在消化、吸收AP1000技术的基础上，通过自主创新，进一步提升电厂容量、优化总体参数、平衡电厂设计、重新设计关键设备，安全性、经济性均优于AP1000的非能动压水堆核电技术。“国和一号”堆芯热功率为4040兆瓦，采用两环路核蒸汽供应系统设计，目前其示范工程2台机组均已在山东荣成开工建设。

“华龙一号” 177堆芯设计。

3 带你领略“华龙一号”十大创新成果

“华龙一号”核电技术是在我国核电30年的设计、建造和运行经验基础上，充分吸取福岛核事故的经验反馈，借鉴国际三代核电技术先进理念，研发出的满足我国和全球最新安全要求的具有自主知识产权的三代压水堆核电技术，其堆芯热功率为3180兆瓦，采用三环路核蒸汽供应系统设计。“华龙一号”形成了177堆芯、能动加非能动安全设计特征、创新的核岛与安全壳设计、核心设备实现自主化、自主化燃料组件、创新的工程总承包项目管理体系、打造数字华龙、创新的施工安装技术、自主核电设计分析软件包、构建完整自主的核电标准体系等十大创新成果。

177堆芯设计：与二代改进型机组传统的157堆芯相比，“华龙一号”拥有独特的177堆芯设计。虽然数字只相差20，但177堆芯不仅可以将核电机组的发电功率提升5%-10%，同时又降低了燃料的线功率密度，提高了安全性。

能动加非能动的安全设计特征：“华龙一号”独创性地采用能动加非能动安全设计理念，既保留了能动系统成熟、高效的特点，又充分利用非能动系统基于自然循环、重力以及无需电源的固有特性，提高了安全措施的先进性与可靠性。

创新的核岛与安全壳设计：“华龙一号”核岛设计全面提升抗震能力，反应堆厂房采用双层安全壳设计，核岛关键厂房可以抵御大飞机撞击。

4 未来核电技术发展充满希望与无限可能

目前，世界上主要的核能国家均在竞相开展第四代核能技术和先进小型模块化反应堆的研究开发，并把它们作为占领未来先进核能技术发展制高点的重要竞争抓手。

第四代核能技术——为了进一步提高核能的可持续性、经济性、安全性和可靠性，以及抗扩散和实物保护能力，美国能源部于2000年发起成立第四代核能系统国际论坛（GIF），旨在通过国际合作共同研发第四代核能系统。目前，GIF成员已从最初的9个国家和地区发展到14个。GIF优选出的第四代核能系统包括6种堆型：气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、钠冷快堆、超临界水堆、超高温气冷堆。第四代核能系统中以钠冷快堆和高温气冷堆技术最为成熟。

2012年12月9日，我国高温气冷堆示范工程在山东石岛湾开工建设，这是世界首座高温气冷堆核电站示范工程,也是我国自主研发、具备四代核电特征的商用核电站，目前该项目已开启双堆热试，有望于2021年内建成投产。

2017年12月29日，我国钠冷快堆示范工程1号机组在福建省霞浦县土建开工，计划于2023年建成，2号机组也已经于2020年正式开工建设。

我国在铅冷快堆、熔盐堆研究领域也取得一系列进展，建成了一批可用于流动传热、材料腐蚀等领域研究的铅铋实验台架；新一代铅铋合金零功率反应堆——启明星Ⅲ号实现首次临界，正式启动堆芯核特性物理实验；液态燃料钍基熔盐实验堆工程建设正在稳步推进。

小型模块化反应堆——是一种安全性更好，通过工厂模块化制造来降低成本、缩短建设周期，并可与可再生能源系统集成且具备多种用途等优点的先进反应堆，被誉为“核能游戏规则的改变者”。据统计，全球小堆研发至少有50种型号，以美俄两国研发的型号居多。

我国陆上小型水堆及海洋核动力平台的研发持续开展，形成了ACP100、“燕龙”泳池式低温供热堆、ACPR50S海上浮动堆、NHR200-Ⅱ壳式低温供热堆、HHP25、CAP200紧凑式小堆、“和美一号”一体化供热堆等一系列小型堆技术。目前多个型号技术正在积极推动项目前期工作。

此外，可控核聚变一直是人类梦想的终极能源，由于实施难度大，世界各国在此领域开展了最为广泛的合作，以寻求突破。