四代核电技术

还是那片枫叶

新华社北京３月２１日电日本核事故重新引发对核电技术的热议。核电技术起步于上世纪中期，迄今已发展至第三代，第四代核电技术尚处于开发阶段。总体而言，６０年来，核电技术一代比一代安全。

第一代核电技术：即早期原型反应堆，主要目的是为通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。

上世纪５０年代中期至６０年代初，苏联建成５兆瓦石墨沸水堆核电站，美国建成６０兆瓦原型压水堆核电站，法国建成６０兆瓦天然铀石墨气冷堆核电站，加拿大建成２５兆瓦天然铀重水堆核电站，这些核电站均属于第一代核电站，最终发现轻水堆（包括压水堆和沸水堆）实用优势明显，轻水堆也因此成为核电发展的主线。第一代核电站现已退出历史舞台，不再使用。

第二代核电技术：上世纪６０年代中期以后投入运行的大部分核电站是基于第二代核电技术，它实现了商业化、标准化等，包括压水堆、沸水堆和重水堆等，单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高，达到千兆瓦级。

在第二代核电技术高速发展期，平均１７天就有一座核电站投入运行，主要原因是在当时石油危机的背景下，人们普遍看好核电。美、苏、日和西欧各国均制定了庞大的核电规划。美国成批建造了５００至１１００兆瓦的压水堆、沸水堆，并出口其他国家；苏联建造了１０００兆瓦石墨堆和４４０兆瓦、１０００兆瓦ＶＶＥＲ型压水堆；日本和法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术，其核电发电量均增加了２０多倍。

１９７９年美国三里岛核电站事故和１９８６年苏联切尔诺贝利核电站事故催生了第二代改进型核电站，其主要特点是增设了氢气控制系统、安全壳泄压装置等，安全性能得到显著提升。此前建设的所有核电站均为一代改进堆或二代堆，如日本福岛第一核电站的部分机组反应堆。我国目前运行的核电站大多为第二代改进型。

第三代核电技术：指满足《美国用户要求文件（ＵＲＤ）》或《欧洲用户要求文件（ＥＵＲ）》，具有更高安全性、更高功率的新一代先进核电站。比如，ＵＲＤ对新建核电站的主要要求包括：功率更大（１０００至１５００兆瓦）；寿命更长（由４０年延长至６０年）；建设周期更短（４８至５２个月）；经济性更好（造价大幅度降低）；安全性更高。世界核能协会说，第三代核电站与第二代核电站的最大区别在于，事故发生时，第三代核电站不依赖人为操作或外界系统的干预，而依靠重力、自然循环等自然规律来实现保护功能。

第三代核电站主要堆型包括先进沸水堆（ＡＢＷＲ）、先进非能动式压水堆１０００（ＡＰ１０００）、欧洲压水堆（ＥＰＲ）、先进压水堆（ＡＰＷＲ）、经济简化型沸水堆（ＥＳＢＷＲ）和先进压水堆１４００（ＡＰＲ１４００）等。中国已引进ＡＰ１０００等技术，分别在浙江三门和山东海阳等地开工建造。

第四代核电技术：目前仍处于开发阶段，目标是在２０３０年左右投入应用。第四代核电技术有六种设计概念，包括三种快中子堆和三种热中子堆。三种快中子堆分别是带有先进燃料循环的钠冷快堆（ＳＦＲ）、铅冷快堆（ＬＦＲ）和气冷快堆（ＧＦＲ）；三种热中子堆分别是超临界水冷堆（ＳＣＷＲ）、超高温气冷堆（ＶＨＴＲ）和熔盐堆（ＭＳＲ）。这些设计的目的是要达到大幅减少核废料、更充分利用铀资源、降低核电站建造和运营成本，以及更好控制核扩散，即保证核技术的和平利用。（完）