水冷堆主流堆型发展情况概述

水冷堆主流堆型发展情况概述

李 矫

(国家核电技术公司)

在经过二十多年的停滞乃至衰退后,世界核电工业近年来出现了明显复苏,而且将继续加速发展。无论是在过去的核电发展历程中,还是在今后相当长的一段时期内,水冷堆在世界核电领域都扮演着主要角色。世界上主流的水冷堆型主要包括:AB WR、ESB WR、AP1000、EPR、AP W R、VVER、CANDU等,其中AB WR和ESB W R属于沸水堆,其它的都是压水堆。现将这七款堆型的发展情况概括介绍如下。

1 AB WR

先进沸水堆(AB WR)是在世界范围内沸水堆(B WR)设计和多年运行经验基础上发展起来的第3代先进堆型,是目前世界上已获得US-NRC设计证书(1994年获得NRC的最终设计批准FDA)的最先进及最成熟的B WR。

AB W R具备成熟设计,在日本和美国完成取证,详细设计已经完成。其先进的建设技术也通过不断积累的建设经验获得验证,是世界上唯一拥有运行经验的先进沸水堆核电站,也是目前世界上惟一拥有运行业绩的第三代反应堆技术。

早在1978年美国通用电气公司(GE)就开始了先进型B W R(AB WR)的研发,并与瑞典的Asea原子能公司、意大利的Ansa l d o 公司以及日本的日立和东芝公司一起成立了 改进工程设计队(AET),共同开发AB WR。AET综合了美国、欧洲和日本在B W R方面的优点和成熟经验,考虑了最新的汽机、燃料、电子等方面的技术,完成了AB WR的概念设计。在AET工作的基础上,通用电气、日立和东芝公司通力合作,于1985年完成了AB WR的基本设计。

1987年,日本东京电力公司(TEPCO)选择通用电气、日立和东芝公司组成的国际联合体设计并建造柏崎-刈羽(K ash i w azaki -Kari w a)核电厂的两台AB WR机组(6号机组K6和7号机组K7)。该机组的热功率为3926MW t、电功率为1350MW e,电厂寿期为60年,可用率为90%。作为世界上首台3代核电站,柏崎-刈羽核电站第6、7号机组建设周期仅37个月(第一罐混凝土至装料),分别在1996年12月和1997年7月投产运行,在进度及预算要求内完成建设。目前在日本已有4台AB WR机组投入运行。

2009年3月,东芝公司在美国的子公司东芝美国核能公司和南德州核能营运公司(STPNOC)签署了EPC合同,将在德州建设南德州工程(STP)3号及4号两台AB W R机组。STP的3号及4号机组计划分别于2016年和2017年投入商业运行,是美国建设的第

一个AB WR核电站。

2 ESB WR

1992年美国通用电气公司(GE)开始设计自然循环的沸水堆,其特点是:系统采用非能动的安全系统,电功率为670MW e,称简化型沸水堆(SB WR)。这一开发计划后来发生了改变,转向为设计一个大功率、经济规模的、采用成熟技术和AB W R设备的ESB WR。ESB WR热功率为4000MW t、电功率为1380MW e,采用自然循环方式和非能动安全系统。

在此基础上,日立与GE公司联手成立了GE-H itachi核能公司(GE H),就先进B WR 核电站技术的开发进行合作。合作开发的ESB WR电功率为1 55G W e,具有更简化的系统,增大了安全余度,采用自然对流。更长的RPV,更短的堆芯;非能动安全系统:重力驱动ECCS系统,非能动安全壳冷却系统。

GE H已于2005年8月24日向美国核管会(NRC)提交了ESB WR的设计认证申请。美国拟在Fer m i和North Anna两个厂址各建一台ESB WR机组,相关联合建造申请书已于2008年9月和2007年11月分别递交NRC 审核。

此外,日立与GE公司还着力于下一代B WR的研发。包括电输出功率为1 8G W e的大型B W R及电功率为0 4~0 6GW e的中小型B WR(D M S)。

3 AP1000

1999年12月西屋公司获得AP600设计许可证后,即依据电力市场已经发生的变化启动了AP1000的研发工作。2001年西屋公司和ABB-CE公司联合后,利用AP600的简化改进和非能动安全的设计概念,加上Syste m 80+的某些技术,向市场推出AP1000。AP1000在逻辑上是AP600的延伸,其设计理念和设计目标与AP600相同,就是采用非能动的安全系统,简化设计、提高安全性,降低投资,设计与性能特点满足URD的要求。同时,将输出电功率提高到1000WM e以上来降低比投资和发电成本。

AP1000是双环路1117MW的第三代先进型P WR机组,与同样容量的传统核电站相比,AP1000的设备要求等级降低,很多动力设备不再需要配置应急动力电源,很多设备无需做抗震分析和鉴定。AP1000所需阀门、管道、电缆、泵、控制单元、抗震厂房容积分别减少50%、80%、85%、35%、70%和45%,节省了大量材料和现场人力。

美国西屋公司自上世纪八十年代以来,在能源部和NRC的支持下,耗资6亿多美元对非能动安全系统的功能、机理和可靠性等进行了大量的研究、开发、试验、验证和分析论证工作,其形成的设计文件已通过美国NRC的审查批准,2004年9月AP1000获得了最终设计批准证书(FDA)。

在美国核管会(NRC)收到的25份联合建造核电站的申请书中,有14台机组拟采用AP1000技术,是美国境内发展前景最好的主流堆型。中国也已在三门、海阳两个厂址建设四台AP1000机组。

4 EPR

EPR是始于20世纪90年代由法国法马通和德国西门子联合开发的新型核电厂设计。EPR设计是在最新投运的法国N4和德国KONVO I所应用的新技术的基础上,采纳了

法国原子能委员会和德国研发机构的技术创新成果开发而成的。EPR设计主要围绕改进事故预防措施、缓解假想严重事故后果和降低发电成本3个目标进行。

EPR是对现有技术较为成熟的压水堆的改进,是既创新又具有技术连续性的改进型设计。基本上仍然沿用能动的安全系统,增加其冗余度;降低燃料棒的线功率密度,提高安全余量;加大单机组容量,电功率达到1500MW e~1600MW e,以降低单位功率造价;并采取相应的严重事故预防和缓解措施。

法国阿海珐核电公司(AREVA NP)于2007年12月向NRC递交了EPR的设计认证申请。美国已有计划在四个厂址共建造4台EPR机组。在法国,法国电力公司(EDF)董事会也在2004年秋做出决定,在弗拉芒维尔厂址建造法国首台EPR机组。法国安全局(ASN)已于2007年2月发出了建造弗拉芒维尔3号机组的初步批准文件。

第一座EPR核电厂已在芬兰奥尔基洛托(O l k il u o to3)建造,原计划在2009年春季进入调试,现整个计划已推迟。

5 VVER

前苏联从上世纪六十年代就开始独立研发VVER系列压水堆技术。VVER堆型最早于1964年启动调试,1971年首台标准VVER -440机组启动运行(该机组自运行至今还未进行蒸汽发生器、反应堆顶盖及其他关键设备的更换),1980年首台VVER-1000机组调试运行。目前全世界共有51个VVER机组在运行,占全部轻水压水堆的20%,已累计运行超过1290堆年。

近几年来,俄罗斯一直在努力改进其VVER-1000反应堆,并以这种反应堆为基础开发出了热功率为3200MW t、电力装机容量达1200MW e的AES-2006型核电机组。布局的改进、先进设备的采用以及能动安全系统功能与一般作业功能相结合,使AES-2006 (VVER1200)与目前的V-320型VVER-1000反应堆相比具有更高的技术和经济效率,特别是水泥和金属的用量减少了28 6%、运行费用降低了28 6%、机组运行寿期提高到60年,AES-2006设计的堆芯损坏频率一般为1 0#10-7/a。这种新型机组将被用于 2007~2010年及至2015年以前的俄罗斯核电工业发展规划中的多个核电建设项目中。俄罗斯目前已有两个城市4台在建机组采用了VVER-1200技术,计划于2012年开始调试。

俄罗斯计划到2030年将核电发电量翻番,提高至占总发电量的25%~30%,计划共新建26台核电机组,主要以VVER堆型为主。在俄政府的大力推动下,VVER堆型的发展不容小视。

6 AP WR

AP W R是日本三菱公司与西屋公司经过10多年努力共同开发的4环路大型先进压水堆核电站,是在第二代压水堆技术基础上充分考虑了现有压水堆核电站的经验反馈进行的改进设计。AP WR比目前的P WR更加简单,具有能动和非能动冷却系统;效率更高;采用大容量反应堆压力容器、蒸汽发生器和汽轮机,提高经济性;电厂布置紧凑,简化系统及设备,降低建造成本;提高电厂可用性;全数字化仪控系统,采用一体化控制面板。

目前,这一设计正在日本申请许可证,计划于2009年开始在敦贺(Tsuruga)核电厂址上建造首批机组(敦贺3号、4号机组,单机功率为153 8万千瓦)。2004年3月,福井县地方政府已经批准建造这个项目,3号机组和4号机组计划分别于2016年3月和2017年3月投入商业运行。

目前,三菱重工正在美国和欧洲市场推销170万千瓦级的三代加AP W R+,并于2008年1月向美国核管会提交了设计许可证申请。已有TXU集团(现名 Lu m i n ant)选定在德克萨斯州科曼奇峰(Co m anche Peak)核电站扩建项目中建造美国版AP WR。

此外,三菱重工与法国阿海珐(AREVA)公司成立的合资公司ATMEA也在致力开发中型压水堆堆型ATMEA1。ATMEA1具备三个循环回路,电功率达到1100MW e,采用了先进的安注箱、安全壳内置水箱及三重能动安全系统。AP WR+与AT M EA1均可采用MOX 燃料。

7 CANDU

C ANDU系列堆型是商用重水堆的代表,由加拿大ACEL公司开发设计。自1962年加拿大建成世界第一台C ANDU堆型的示范核电站NPD(20MW e),经过大约40年的发展, 2001年底全世界共建成CANDU堆型机组41座。

加拿大原子能有限公司(AECL)一直在进行C ANDU堆的改进和革新,正在研发的ACR1000是新一代先进CANDU堆,在经济、固有安全性和运行性能方面有大的改进,同时又保留CANDU家族已证实的优点。ACR1000电功率为1165MW e;具备60年寿期;使用轻水冷却,但保留低压容器中重水的慢化功能,这对改进反应堆的可维修性和经济性具有重大意义。

AECL已向加拿大核安全委员会(CNSC)提交了AC R1000设计审查文件,是目前已完成CNSC发证前的二阶段审查的唯一三代加设计。2009年9月,CNSC对外公布了二阶段审查的结果,并宣称在加拿大境内授权建造ACR1000电站已无任何实质性的障碍。