发展战略第三代核电技术在中国核电发展中的作用 精品Word文档下载推荐.docx
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此外还有1800万千瓦的在建工程。
国家有关部门组织了举世瞩目的第三代核电技术引进招投标,希望通过引进全套第三代技术来统一我国今后的核电机型。
历时两年有余的谈判终于尘埃落地。
本文试图探讨第三代核电技术在我国核电发展中可能起的作用,以及如何才能发挥作用。
一、第一、二代核电技术开发的简要回顾
世界上第一座核电厂是1954年前苏联建成的5MWe奥布宁斯克实验性石墨沸水堆核电厂。
1957年底美国建成了60MWe希平港原型压水堆核电厂。
接着美国政府又投资各种有可能用于发电的堆型研发,几乎所有可能的组合方式都进行了试验。
最终还是压水堆和沸水堆的实用优势明显,成了核电发展的主线。
上世纪五六十年代,美国、西欧和日本的经济迅速发展。
六十年代后期美国核电造价仅200$/kW左右,引起大批订货。
西欧许多国家认识到发展核电是其摆脱过分依赖中东石油的唯一出路。
在普遍看好核电的形势下,美、苏、日和西欧各国制定了庞大的核电规划。
鉴于美国富集铀轻水堆经济性远好于天然铀石墨堆和美国政府同意供应富集铀的承诺,法国、瑞典、日本、西德等国先后放弃了原先的天然铀路线,转向富集铀轻水堆。
美国轻水堆技术成了西方轻水堆核电技术的鼻祖。
1973年的第一次石油危机引发了美国第二个核电订货高潮,两年间共订货6700万千瓦,占当年订货总容量的~50%。
单台机组的功率水平也在通常称为第一代核电技术的原型/示范堆技术的基础上大幅度提高,达到百万千瓦级。
技术上也有不小进步。
通常称这段时期建设的核电厂采用的是第二代技术。
到1980年底,全世界约300座核电机组的总装机容量已达到1.8亿千瓦。
从1966年到1980年的核电装机容量年增长率达到26%。
受1979年第二次石油危机的影响,所有能源价格均急剧上涨,西方各国经济发展速度锐减,同时采取大规模的节能措施,使得电力需求大幅回落。
大批电力建设项目被迫停建、缓建或取消,而首当其冲的就是造价较高的核电厂。
在此期间早先运用的第一代核电技术在安全理念、选用的材料和制造质量方面的问题逐渐暴露,显示出低估了单台机组容量放大引起的困难。
1979年3月美国发生的三里岛事故更使核电雪上加霜,事故虽未造成人员伤亡,却对世界核电发展产生了深远影响。
三里岛事故后,美国核安全监管委员会(NRC)加强了对核电厂的安全管理,不但严格控制新许可证的发放,而且对原有核电厂的设备和规程的修改要求一加再加,致使设计一改再改,工期一拖再拖,经济性则一降再降,投资风险大大升高,使投资者对核电厂丧失信心。
1979年以后美国再没有新的核电厂订货。
据统计,到1983年美国有108座核电装置共计1.1亿千瓦和半数的火电厂订货合同被取消,不少在建的核电厂和火电厂被推迟或停建。
1986年4月又发生了前苏联切尔诺贝利核电厂事故,造成严重的人员伤亡、大面积环境污染和人员迁移。
核电发展遂跌至谷底。
从20世纪80年代中期起,石油和煤产量过剩,价格持续走低,使核电逐渐失去经济竞争力。
两次石油危机的长远影响使核电深受挫折。
二、电力公司要求文件和第三代核电技术
为了使核电摆脱严重事故的恶劣影响,美国核电界和世界上其它国家的核电同行一直在为核电走上复苏的道路进行持续不断地努力。
美国核电界做了两件事:
一是改进投运核电厂的安全和经济性;
二是研发新核电技术。
经过二十多年的不懈奋斗,这两件事都取得了很好的成绩。
一方面三里岛事故后,美国组建了核动力运行研究院(INPO),美国国内所有的电力公司和一些国外电力公司都成为其成员。
在全体成员单位的支持下,INPO在提高核电厂运行安全可靠性方面进行了大量卓有成效的工作。
突出表现在:
推动核电厂全体员工普遍建立与提高的安全文化意识、质量保证体系的健全与改进、人员培训与再培训条件的改进、有组织、规范化的运行经验反馈、水化学与设备材质的控制、无损检测技术的研发、先进技术(如计算机与IT技术、高燃耗燃料组件、PSA技术、大型设备更换等)与新材料(Inel690、Zr-4合金、新可燃毒物材料等的运用、包括性能监测和纠正措施、预防性检修、长期规划等的一揽子设备可靠性管理等。
通过INPO和电力公司的共同努力,美国投运核电厂的运行安全可靠性有了长足的进步,美国核电已爬出低谷。
目前美国核电厂运行性能指标总体良好,美国能源研究院(EPRI)的评价是“核电厂现有设备的安全性和经济性能全面优秀”,“具有高度的安全性能和破纪录的可靠性”。
事实上现在世界上正在运行的二代核电机组通过二十年左右持续不断在停堆换料中安排的整改,可以说都已经进化为二代改进型技术,只是改进程度上有所差别。
上世纪九十年代法国、德国和韩国推出的新机型核电机组的安全性和经济性都非常优良。
另一方面,为了提高核电厂的安全性和经济性,同时为了扭转满足美国核管会(NRC)安全要求方面的被动局面、提高获取安全许可证的稳定性,以促使设计和建造顺利进行、降低投资风险,20世纪80年代中期开始,美国电力研究院(EPRI)在NRC的支持下,经过多年努力,根据轻水堆30多年的运行经验教训,制定并于1990年首次公布了一套使供货商、投资方、业主、核安全管理当局和公众各方面都能接受的电力公司要求文件(URD),起初曾称用户要求文件,作为开发未来的先进轻水堆(ALWR)的明确、完整的技术准则。
随后西欧、日本和韩国亦相继制订出各自的电力公司要求文件EUR、JURD和KURD。
美国的URD共分三卷。
第一卷是先进轻水堆计划的政策声明和高层设计要求。
包括简化、设计裕量、人因、安全、技术成熟性、可维修性、可建造性、经济性、质量保证、标准化和管理稳定性等14项政策;
以及安全设计要求、性能设计要求、可建造性要求和设计过程要求等。
此外还明确提出了经济目标。
第二卷和第三卷则分别针对功率为120~135万千瓦改良型ALWR和采用全新设计理念的革新型即非能动型ALWR提出了完整的高层设计要求和针对特定设计概念的基本设计要求。
这些电力公司要求已用于若干先进轻水堆机型的研发并已取得较好的成果:
已有运行业绩的是ABWR,在建的有ABWR和EPR,正在进行合同谈判的有AP1000和EPR。
被电力公司看好的机型还有APWR、SBWR和ESBWR等。
URD在推动三代核电技术发展方面的历史功绩是举世公认的。
但笔者注意到URD有一段时间没有人提及了。
EPRI在20XX年年底发表的关于美国核能技术研发战略报告中也只字未提URD和第三代,只是泛指先进核电技术。
笔者认为可能有以下三个原因:
第一,URD的许多要求已不再是三代技术的”专利”
根据世界核电营运者协会(WANO)每年的统计资料,现役核电厂中的一批佼佼者运行业绩相当优秀。
URD对第三代核电技术提出的一些要求,如非计划自动紧急停堆次数<1次/年、机组可用率>87%、能按每日跟随负荷方式运行、18个月换料周期等已经在这些机组上得以实现。
许多核电厂提出延长运行许可证到60年的申请并能得到美国核管会的批准,均建立在对安全性非常有信心的基础上。
第二,URD的经济性要求难以兑现
目前采用三代技术的核电项目不多,但从已建与在建项目的建造周期和见诸报端的合同价来看,与早已折旧完毕的延寿核电厂相比,经济竞争力不强。
在考虑这多年的涨价因素,不再提那些经济指标也可理解。
日本东京电力公司建成运行的两台ABWR机组,据说业绩不错,但是造价太贵,跟进者甚寡。
经济性不佳可能是URD淡出的原因之一。
第三,URD不适应新形势的政治需要
面对世界防止核不扩散的严峻形势,美国牵头和主要核电国家,从本世纪初开始酝酿开发第四代核电技术,即为满足21世纪核能需要开展研发的6种核能堆型。
其主要特征应是:
除了比前三代核电有更高的安全性、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产生军用核材料。
专家预期,第四代核电将在2035年前后投入商用。
美国政府还积极推行全球核能伙伴(GNEP)计划,以谋求从根本上堵住核材料扩散的源头,确保核燃料的长期稳定供应。
URD未考虑这方面的要求,从政治上落了伍。
对美国核电业主而言,早已折旧完毕的核电厂延寿,会带来可观的经济效益和可以接受的安全性。
他们企望通过逐步技术改进,尽可能规避技术风险、获取最大的利润回报,这是他们并不急于建造新型反应堆核电项目的主要原因之一。
所以,作为革新型第三代核电设计的AP600/AP1000在美国推销了这么多年,就是没有一家公司愿意出头吃第一只螃蟹。
同时,美国核电界在推广新型反应堆时采取非常科学严谨和讲究实效的态度。
尽管他们已经有了数千堆年的运行经验、轻水反应堆技术又源自于美国,美国计划要在2020年前新增核电容量3000万千瓦、到2030年新增1亿千瓦核电,使核电装机容量翻番,但仍然要在完成至少两种ALWR标准设计的首堆工程的建设,取得经验后再行推广。
对于他们中途放弃研究的气冷堆和快堆,则确定了更为稳妥一些的进度,但都要在原型堆建成运行取得经验后再推广。
EPRI预计,属于第四代的超高温气冷堆(VHTR)原型堆电厂2020年建成,2030年大规模推广;
示范快堆将于2035年建成。
原来是西屋联队成员之一的三菱公司现在和法国AREVA公司联手大力推销二代改进型机组。
现在是市场经济时代,三代机组的造价与二代改进机组造价如果一直有较大差距(假设两者批量生产的优惠可以兑消),很难设想在政府不给予补助的情况,核电业主会自愿选用高价的三代产品。
即使假设将来二代核电厂退役和新增核电项目全都有三代技术来补缺,也可大致估算出,2040年左右三代核电仍然在全世界核电总装机容量中难以占到优势。
三、第三代核电技术在我国的发展
我国的核电发展技术路线是在上世纪八十年代就已经确定了走压水堆道路。
通过对当时引进的二代法国压水堆技术的消化吸收,取得了巨大的技术进步。
我们自主实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化,基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力,自主研发P1000和对法国M310技术的改进。
但由于种种原因,我国大陆开发核电进展缓慢,”十一五”末,核电装机容量才将增至870万千瓦,也就占届时装机容量的1%左右。
招标确定引进的AP1000采用全非能动安全技术,理念先进、系统简单,的确是一种基于成熟技术的新堆型设计。
我们在工作中也推动过类似研发。
但是,笔者认为,基于成熟技术的新集成必须非常重视在集成过程中的耦合匹配问题。
我们都还记得当年大亚湾核电厂采用了N4基于成熟技术的先进控制棒导向结构设计,造成控制棒落棒时间超限,被迫停堆大半年进行更换,又改回原来的设计。
在建中的N4也全都悄悄地作了设计变更。
关于技术成熟性,知名专家温鸿钧总结的核电技术成熟”三层次说”很有见地:
第一层次是研发设计的成熟,第二层次是首堆工程的成熟,第三层次是市场验证的成熟。
毋庸讳言,AP1000现有的成熟性属第一层次,还必须经过作为首堆工程的我国第一台商用机组建设取得经验后方可定论。
我国政府决定引进AP1000技术,肯定是在高瞻远瞩、权衡全局利弊,同时考虑了技术风险的可接受程度后作出的决策。
当务之急是作为核电厂营运者和核安全责任人的业主单位必须认真履行自己的职责,牢牢掌握社会主义市场经济条件下企业经济活动的主动权,充分吸取我国多个核电引进项目技术和商务谈判的经验教训,在后援单位的支持配合下出色完成合同谈判,尽可能为将来又好又快又安全地建设第一台AP1000机组打下坚实的技术和经济基础。
与此同时在组织机构、人员配置、规章制度等方面尽可能做好开工建设的各项准备。
在首台机组建设取得经验后,再行建设后续三台机组。
2020年前,三代核电机组乐观估计建成6-8台,核电中长期规划确定的核电建设目标的大部分还得靠我们已经基本掌握的二代改进型机组来满足。
所以,我们一定要沉着应对,在建设三代核电项目的同时做好AP1000技术的消化吸收,再创新用于我国自主创新项目的研发、改进和提高,以及第四代核电技术的研发。
我们深信自主研发的P1000经过实堆验证后,仍然会有良好的国内外应用前景。