來源標題：我國三代核電技術新在哪里
1月30日，我國自主三代核電技術“華龍一號”全球首堆福建福清核電站5號機組投入商業運行，標志著我國在三代核電技術領域已躋身世界前列，成為繼美國、法國、俄羅斯等國家之后真正掌握自主三代核電技術的國家。
三代核電技術是當前最先進的主流商用核電技術，也是備受各核大國重視的核心技術。幾十年來，從跟隨到跨越，從中國制造到中國創造，我國科研工作者用自己的智慧完成了一項又一項看似不可能完成的任務。核“新”技術的成功突破，將為祖國繁榮發展貢獻新的核之能量。那么，何為自主三代核電技術？技術新在哪里？我國三代核電技術水平如何？核電技術未來如何發展？本文就來作一簡要介紹。
核電技術迭代更新 追求“核安全”永恒不變
核安全是核電發展的生命線，從被稱為原型堆的第一代核電，發展到具有系統安全設計標準并實現了商業化、批量化的第二代或“二代+”核電，再到采用更高安全標準的第三代核電，追求“核安全”的目標始終貫穿著核電技術的迭代更新與進步。
第一代核電技術（20世紀50-70年代）——上世紀50年代，核能從軍用走向民用。1954年6月27日，蘇聯對外宣布建成了世界上第一座核電站——奧布靈斯克核電站，揭開核能用于發電的序幕，人類進入了和平利用核能的時代。這一時期，蘇聯、英國、美國等國家開發早期不同堆型的試驗堆和原型堆，用于發電或生產裂變材料，驗證了核電廠在工程和經濟上的可行性，國際上把上述實驗性和原型核電機組稱為第一代核電機組。
第二代核電技術（20世紀70-90年代）——在沿襲第一代核電技術優點的基礎上，設計出容量更大、技術更成熟、經濟性更好的第二代核能系統。很多國家開展了標準化、批量化建設，在試驗性和原型核電機組基礎上，陸續建成電功率在30萬千瓦以上的壓水堆、沸水堆、重水堆等核電機組。目前全球在運的核電機組絕大部分都屬于第二代核電機組。
第三代核電技術（20世紀90年代至今）——世界核電業界總結吸取美國三哩島和蘇聯切爾諾貝利核電站事故的教訓，對核電站嚴重事故的預防和緩解進行了研究和攻關，美國和歐洲先后出臺“先進輕水堆用戶要求”文件和“歐洲用戶對輕水堆核電站的要求”文件，進一步明確了防范與緩解嚴重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。國際上通常把滿足這兩份文件之一的核電機組稱為第三代核電機組。第三代核電技術提高了安全標準，具備更好的嚴重事故預防和緩解手段，以降低事故概率，同時采用簡化設計、提高單堆容量、提高可利用率、延長設計壽命等手段來提高核電廠的經濟性。日本福島核事故后，三代核電技術又進一步改進，針對全廠斷電增加了額外的無源系統和有源系統，并在設計中充分考慮了最終熱阱喪失的工況條件。
與二代核電相比，第三代核電對核電安全性、經濟性的要求更高，發生嚴重事故的概率進一步降低，機組的設計壽命進一步延長。在嚴重事故概率方面，三代機組的反應堆堆芯損壞概率從原先二代核電要求的1.0×10-4/堆·年降低到1.0×10-5/堆·年，大量放射性釋放概率從原來的＜1.0×10-5/堆·年降低到了＜1.0×10-6/堆·年（實際上我國自主三代核電“華龍一號”及“國和一號”技術，堆芯損壞概率均＜1.0×10-6/堆·年，大量放射性釋放概率均＜1.0×10-7/堆·年）。在設計壽命上，三代機組在二代基礎上增加了20年，對一些關鍵設備材料的性能要求進一步提高。例如，反應堆壓力容器鍛件尺寸加大，對鍛件的抗擊性能的要求進一步提高；反應堆一回路的主管道由過去的鑄件改為鍛件等。在核廢料方面，要求進一步減少核廢料的產生量，尋找更佳的核廢料處理方案，減少對人員和環境的劑量影響。在經濟性方面，要求進一步降低單位千瓦造價和縮短建設周期，提高機組熱效率和可利用率。
“華龍”騰飛“國和”生根 我國三代核電技術躋身世界前列
全球已開發并實現商業部署的三代核電技術包括以下幾種堆型：美國同日本聯合開發的先進沸水堆ABWR(由于采用沸水堆技術的國家并不多，ABWR技術原先計劃在全球范圍內大規模推廣的設想未能實現)；美國開發的先進壓水堆AP1000；俄羅斯開發的先進壓水堆VVER；法國和德國聯合開發的歐洲壓水堆EPR；韓國開發的先進壓水堆APR-1400；中國自主研發的大型先進壓水堆“華龍一號”（HPR1000）、“國和一號”（CAP1400）。
AP1000核電技術：是兩環路先進壓水堆技術，堆芯熱功率為3415兆瓦，它的最大特點是采用了非能動的安全理念，設計的非能動安全系統利用自然界物質固有的物理特性（重力、自然對流、擴散、蒸發、冷凝等）帶走堆芯的余熱，事故工況下72小時內操縱員不必采取動作，降低了人因錯誤，提高了安全性，同時簡化了系統、減少了設備和部件數量，經濟性上也有較強競爭力。2018年9月，AP1000全球首堆浙江三門核電廠1號機組率先在我國建成投產。
EPR核電技術：是四環路壓水堆核電技術，堆芯熱功率為4250兆瓦，屬于改進型核電技術，總體采用循序漸進式而不是革新式的設計改進原則，其主回路、主設備、安全系統、輔助系統及其它主要系統的設計都是參考成熟的有運行經驗的設計方案。2018年12月，臺山核電廠1號機組投入商業運行，成為率先建成投產的EPR全球首堆。
VVER-1200核電技術：是四環路壓水堆核電技術，堆芯熱功率為3200兆瓦，屬于改進型核電技術，采用能動和非能動相結合的安全理念，可實現事故后24小時無需操縱員和外部電源支持。與VVER-1000技術相比，經濟性和安全性都有了提高，主設備——包括反應堆壓力容器和蒸汽發生器的壽命從30年延長到60年，高度自動化和新技術的使用，使機組運行人員數量大幅減少。
“國和一號”（CAP1400）核電技術：是我國具有自主知識產權的大型先進壓水堆核電技術，是在國家科技重大專項的支持下，在消化、吸收AP1000技術的基礎上，通過自主創新，進一步提升電廠容量、優化總體參數、平衡電廠設計、重新設計關鍵設備，安全性、經濟性均優于AP1000的非能動壓水堆核電技術。“國和一號”堆芯熱功率為4040兆瓦，采用兩環路核蒸汽供應系統設計，目前其示范工程2臺機組均已在山東榮成開工建設。
帶你領略“華龍一號”十大創新成果
“華龍一號”核電技術是在我國核電30年的設計、建造和運行經驗基礎上，充分吸取福島核事故的經驗反饋，借鑒國際三代核電技術先進理念，研發出的滿足我國和全球最新安全要求的具有自主知識產權的三代壓水堆核電技術，其堆芯熱功率為3180兆瓦，采用三環路核蒸汽供應系統設計。“華龍一號”形成了177堆芯、能動加非能動安全設計特征、創新的核島與安全殼設計、核心設備實現自主化、自主化燃料組件、創新的工程總承包項目管理體系、打造數字華龍、創新的施工安裝技術、自主核電設計分析軟件包、構建完整自主的核電標準體系等十大創新成果。
177堆芯設計：與二代改進型機組傳統的157堆芯相比，“華龍一號”擁有獨特的177堆芯設計。雖然數字只相差20，但177堆芯不僅可以將核電機組的發電功率提升5%-10%，同時又降低了燃料的線功率密度，提高了安全性。
能動加非能動的安全設計特征：“華龍一號”獨創性地采用能動加非能動安全設計理念，既保留了能動系統成熟、高效的特點，又充分利用非能動系統基于自然循環、重力以及無需電源的固有特性，提高了安全措施的先進性與可靠性。
創新的核島與安全殼設計：“華龍一號”核島設計全面提升抗震能力，反應堆廠房采用雙層安全殼設計，核島關鍵廠房可以抵御大飛機撞擊。
未來核電技術發展充滿希望與無限可能
目前，世界上主要的核能國家均在競相開展第四代核能技術和先進小型模塊化反應堆的研究開發，并把它們作為占領未來先進核能技術發展制高點的重要競爭抓手。
第四代核能技術——為了進一步提高核能的可持續性、經濟性、安全性和可靠性，以及抗擴散和實物保護能力，美國能源部于2000年發起成立第四代核能系統國際論壇（GIF），旨在通過國際合作共同研發第四代核能系統。目前，GIF成員已從最初的9個國家和地區發展到14個。GIF優選出的第四代核能系統包括6種堆型：氣冷快堆、鉛冷快堆、熔鹽堆、鈉冷快堆、超臨界水堆、超高溫氣冷堆。第四代核能系統中以鈉冷快堆和高溫氣冷堆技術最為成熟。
2012年12月9日，我國高溫氣冷堆示范工程在山東石島灣開工建設，這是世界首座高溫氣冷堆核電站示范工程,也是我國自主研發、具備四代核電特征的商用核電站，目前該項目已開啟雙堆熱試，有望于2021年內建成投產。
2017年12月29日，我國鈉冷快堆示范工程1號機組在福建省霞浦縣土建開工，計劃于2023年建成，2號機組也已經于2020年正式開工建設。
我國在鉛冷快堆、熔鹽堆研究領域也取得一系列進展，建成了一批可用于流動傳熱、材料腐蝕等領域研究的鉛鉍實驗臺架；新一代鉛鉍合金零功率反應堆——啟明星Ⅲ號實現首次臨界，正式啟動堆芯核特性物理實驗；液態燃料釷基熔鹽實驗堆工程建設正在穩步推進。
小型模塊化反應堆——是一種安全性更好，通過工廠模塊化制造來降低成本、縮短建設周期，并可與可再生能源系統集成且具備多種用途等優點的先進反應堆，被譽為“核能游戲規則的改變者”。據統計，全球小堆研發至少有50種型號，以美俄兩國研發的型號居多。
我國陸上小型水堆及海洋核動力平臺的研發持續開展，形成了ACP100、“燕龍”泳池式低溫供熱堆、ACPR50S海上浮動堆、NHR200-Ⅱ殼式低溫供熱堆、HHP25、CAP200緊湊式小堆、“和美一號”一體化供熱堆等一系列小型堆技術。目前多個型號技術正在積極推動項目前期工作。
此外，可控核聚變一直是人類夢想的終極能源，由于實施難度大，世界各國在此領域開展了最為廣泛的合作，以尋求突破。
延伸閱讀
我國核電事業的發展歷程
20世紀70年代初，我國華東地區用電短缺的問題引起中央的重視。周恩來總理在聽取上海市工作匯報時指出：從長遠來看，要解決上海和華東地區用電問題，要靠核電。經過數年的選型論證、研發設計，1985年3月20日我國自主設計建造的第一座30萬千瓦壓水堆核電站在浙江秦山開工建設，秦山核電站的建成結束了中國大陸無核電的歷史，被譽為“國之光榮”。后續30多年來，我國核電事業歷經適度發展、積極發展和安全高效發展三個階段，核電在我國尤其是沿海地區發電量占比不斷提高，為當地經濟社會發展和生態環境保護作出了重要貢獻。
如今，我國已躋身世界核電大國的行列，成功實現了由“二代”向“三代”核電技術的跨越，形成了完整的研發設計、設備材料制造、工程建設、運營維護、燃料保障等全產業鏈體系。截至2020年12月底，我國商運核電機組49臺，總裝機容量5102.7萬千瓦，僅次于美國、法國，位列世界第三。2020年1-12月，運行核電機組累計發電量為3662.43億千瓦時，占全國累計發電量的4.94%，與燃煤發電相比，核能發電相當于減少燃燒標準煤10474.19萬噸，減少排放二氧化碳27442.38萬噸，減少排放二氧化硫89.03萬噸，減少排放氮氧化物77.51萬噸。
（作者單位：中國核能行業協會）
1月30日，我國自主三代核電技術“華龍一號”全球首堆福建福清核電站5號機組投入商業運行，標志著我國在三代核電技術領域已躋身世界前列，成為繼美國、法國、俄羅斯等國家之后真正掌握自主三代核電技術的國家。
三代核電技術是當前最先進的主流商用核電技術，也是備受各核大國重視的核心技術。幾十年來，從跟隨到跨越，從中國制造到中國創造，我國科研工作者用自己的智慧完成了一項又一項看似不可能完成的任務。核“新”技術的成功突破，將為祖國繁榮發展貢獻新的核之能量。那么，何為自主三代核電技術？技術新在哪里？我國三代核電技術水平如何？核電技術未來如何發展？本文就來作一簡要介紹。
核電技術迭代更新 追求“核安全”永恒不變
核安全是核電發展的生命線，從被稱為原型堆的第一代核電，發展到具有系統安全設計標準并實現了商業化、批量化的第二代或“二代+”核電，再到采用更高安全標準的第三代核電，追求“核安全”的目標始終貫穿著核電技術的迭代更新與進步。
第一代核電技術（20世紀50-70年代）——上世紀50年代，核能從軍用走向民用。1954年6月27日，蘇聯對外宣布建成了世界上第一座核電站——奧布靈斯克核電站，揭開核能用于發電的序幕，人類進入了和平利用核能的時代。這一時期，蘇聯、英國、美國等國家開發早期不同堆型的試驗堆和原型堆，用于發電或生產裂變材料，驗證了核電廠在工程和經濟上的可行性，國際上把上述實驗性和原型核電機組稱為第一代核電機組。
第二代核電技術（20世紀70-90年代）——在沿襲第一代核電技術優點的基礎上，設計出容量更大、技術更成熟、經濟性更好的第二代核能系統。很多國家開展了標準化、批量化建設，在試驗性和原型核電機組基礎上，陸續建成電功率在30萬千瓦以上的壓水堆、沸水堆、重水堆等核電機組。目前全球在運的核電機組絕大部分都屬于第二代核電機組。
第三代核電技術（20世紀90年代至今）——世界核電業界總結吸取美國三哩島和蘇聯切爾諾貝利核電站事故的教訓，對核電站嚴重事故的預防和緩解進行了研究和攻關，美國和歐洲先后出臺“先進輕水堆用戶要求”文件和“歐洲用戶對輕水堆核電站的要求”文件，進一步明確了防范與緩解嚴重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。國際上通常把滿足這兩份文件之一的核電機組稱為第三代核電機組。第三代核電技術提高了安全標準，具備更好的嚴重事故預防和緩解手段，以降低事故概率，同時采用簡化設計、提高單堆容量、提高可利用率、延長設計壽命等手段來提高核電廠的經濟性。日本福島核事故后，三代核電技術又進一步改進，針對全廠斷電增加了額外的無源系統和有源系統，并在設計中充分考慮了最終熱阱喪失的工況條件。
與二代核電相比，第三代核電對核電安全性、經濟性的要求更高，發生嚴重事故的概率進一步降低，機組的設計壽命進一步延長。在嚴重事故概率方面，三代機組的反應堆堆芯損壞概率從原先二代核電要求的1.0×10-4/堆·年降低到1.0×10-5/堆·年，大量放射性釋放概率從原來的＜1.0×10-5/堆·年降低到了＜1.0×10-6/堆·年（實際上我國自主三代核電“華龍一號”及“國和一號”技術，堆芯損壞概率均＜1.0×10-6/堆·年，大量放射性釋放概率均＜1.0×10-7/堆·年）。在設計壽命上，三代機組在二代基礎上增加了20年，對一些關鍵設備材料的性能要求進一步提高。例如，反應堆壓力容器鍛件尺寸加大，對鍛件的抗擊性能的要求進一步提高；反應堆一回路的主管道由過去的鑄件改為鍛件等。在核廢料方面，要求進一步減少核廢料的產生量，尋找更佳的核廢料處理方案，減少對人員和環境的劑量影響。在經濟性方面，要求進一步降低單位千瓦造價和縮短建設周期，提高機組熱效率和可利用率。
“華龍”騰飛“國和”生根 我國三代核電技術躋身世界前列
全球已開發并實現商業部署的三代核電技術包括以下幾種堆型：美國同日本聯合開發的先進沸水堆ABWR(由于采用沸水堆技術的國家并不多，ABWR技術原先計劃在全球范圍內大規模推廣的設想未能實現)；美國開發的先進壓水堆AP1000；俄羅斯開發的先進壓水堆VVER；法國和德國聯合開發的歐洲壓水堆EPR；韓國開發的先進壓水堆APR-1400；中國自主研發的大型先進壓水堆“華龍一號”（HPR1000）、“國和一號”（CAP1400）。
AP1000核電技術：是兩環路先進壓水堆技術，堆芯熱功率為3415兆瓦，它的最大特點是采用了非能動的安全理念，設計的非能動安全系統利用自然界物質固有的物理特性（重力、自然對流、擴散、蒸發、冷凝等）帶走堆芯的余熱，事故工況下72小時內操縱員不必采取動作，降低了人因錯誤，提高了安全性，同時簡化了系統、減少了設備和部件數量，經濟性上也有較強競爭力。2018年9月，AP1000全球首堆浙江三門核電廠1號機組率先在我國建成投產。
EPR核電技術：是四環路壓水堆核電技術，堆芯熱功率為4250兆瓦，屬于改進型核電技術，總體采用循序漸進式而不是革新式的設計改進原則，其主回路、主設備、安全系統、輔助系統及其它主要系統的設計都是參考成熟的有運行經驗的設計方案。2018年12月，臺山核電廠1號機組投入商業運行，成為率先建成投產的EPR全球首堆。
VVER-1200核電技術：是四環路壓水堆核電技術，堆芯熱功率為3200兆瓦，屬于改進型核電技術，采用能動和非能動相結合的安全理念，可實現事故后24小時無需操縱員和外部電源支持。與VVER-1000技術相比，經濟性和安全性都有了提高，主設備——包括反應堆壓力容器和蒸汽發生器的壽命從30年延長到60年，高度自動化和新技術的使用，使機組運行人員數量大幅減少。
“國和一號”（CAP1400）核電技術：是我國具有自主知識產權的大型先進壓水堆核電技術，是在國家科技重大專項的支持下，在消化、吸收AP1000技術的基礎上，通過自主創新，進一步提升電廠容量、優化總體參數、平衡電廠設計、重新設計關鍵設備，安全性、經濟性均優于AP1000的非能動壓水堆核電技術。“國和一號”堆芯熱功率為4040兆瓦，采用兩環路核蒸汽供應系統設計，目前其示范工程2臺機組均已在山東榮成開工建設。
帶你領略“華龍一號”十大創新成果
“華龍一號”核電技術是在我國核電30年的設計、建造和運行經驗基礎上，充分吸取福島核事故的經驗反饋，借鑒國際三代核電技術先進理念，研發出的滿足我國和全球最新安全要求的具有自主知識產權的三代壓水堆核電技術，其堆芯熱功率為3180兆瓦，采用三環路核蒸汽供應系統設計。“華龍一號”形成了177堆芯、能動加非能動安全設計特征、創新的核島與安全殼設計、核心設備實現自主化、自主化燃料組件、創新的工程總承包項目管理體系、打造數字華龍、創新的施工安裝技術、自主核電設計分析軟件包、構建完整自主的核電標準體系等十大創新成果。
177堆芯設計：與二代改進型機組傳統的157堆芯相比，“華龍一號”擁有獨特的177堆芯設計。雖然數字只相差20，但177堆芯不僅可以將核電機組的發電功率提升5%-10%，同時又降低了燃料的線功率密度，提高了安全性。
能動加非能動的安全設計特征：“華龍一號”獨創性地采用能動加非能動安全設計理念，既保留了能動系統成熟、高效的特點，又充分利用非能動系統基于自然循環、重力以及無需電源的固有特性，提高了安全措施的先進性與可靠性。
創新的核島與安全殼設計：“華龍一號”核島設計全面提升抗震能力，反應堆廠房采用雙層安全殼設計，核島關鍵廠房可以抵御大飛機撞擊。
未來核電技術發展充滿希望與無限可能
目前，世界上主要的核能國家均在競相開展第四代核能技術和先進小型模塊化反應堆的研究開發，并把它們作為占領未來先進核能技術發展制高點的重要競爭抓手。
第四代核能技術——為了進一步提高核能的可持續性、經濟性、安全性和可靠性，以及抗擴散和實物保護能力，美國能源部于2000年發起成立第四代核能系統國際論壇（GIF），旨在通過國際合作共同研發第四代核能系統。目前，GIF成員已從最初的9個國家和地區發展到14個。GIF優選出的第四代核能系統包括6種堆型：氣冷快堆、鉛冷快堆、熔鹽堆、鈉冷快堆、超臨界水堆、超高溫氣冷堆。第四代核能系統中以鈉冷快堆和高溫氣冷堆技術最為成熟。
2012年12月9日，我國高溫氣冷堆示范工程在山東石島灣開工建設，這是世界首座高溫氣冷堆核電站示范工程,也是我國自主研發、具備四代核電特征的商用核電站，目前該項目已開啟雙堆熱試，有望于2021年內建成投產。
2017年12月29日，我國鈉冷快堆示范工程1號機組在福建省霞浦縣土建開工，計劃于2023年建成，2號機組也已經于2020年正式開工建設。
我國在鉛冷快堆、熔鹽堆研究領域也取得一系列進展，建成了一批可用于流動傳熱、材料腐蝕等領域研究的鉛鉍實驗臺架；新一代鉛鉍合金零功率反應堆——啟明星Ⅲ號實現首次臨界，正式啟動堆芯核特性物理實驗；液態燃料釷基熔鹽實驗堆工程建設正在穩步推進。
小型模塊化反應堆——是一種安全性更好，通過工廠模塊化制造來降低成本、縮短建設周期，并可與可再生能源系統集成且具備多種用途等優點的先進反應堆，被譽為“核能游戲規則的改變者”。據統計，全球小堆研發至少有50種型號，以美俄兩國研發的型號居多。
我國陸上小型水堆及海洋核動力平臺的研發持續開展，形成了ACP100、“燕龍”泳池式低溫供熱堆、ACPR50S海上浮動堆、NHR200-Ⅱ殼式低溫供熱堆、HHP25、CAP200緊湊式小堆、“和美一號”一體化供熱堆等一系列小型堆技術。目前多個型號技術正在積極推動項目前期工作。
此外，可控核聚變一直是人類夢想的終極能源，由于實施難度大，世界各國在此領域開展了最為廣泛的合作，以尋求突破。
延伸閱讀
我國核電事業的發展歷程
20世紀70年代初，我國華東地區用電短缺的問題引起中央的重視。周恩來總理在聽取上海市工作匯報時指出：從長遠來看，要解決上海和華東地區用電問題，要靠核電。經過數年的選型論證、研發設計，1985年3月20日我國自主設計建造的第一座30萬千瓦壓水堆核電站在浙江秦山開工建設，秦山核電站的建成結束了中國大陸無核電的歷史，被譽為“國之光榮”。后續30多年來，我國核電事業歷經適度發展、積極發展和安全高效發展三個階段，核電在我國尤其是沿海地區發電量占比不斷提高，為當地經濟社會發展和生態環境保護作出了重要貢獻。
如今，我國已躋身世界核電大國的行列，成功實現了由“二代”向“三代”核電技術的跨越，形成了完整的研發設計、設備材料制造、工程建設、運營維護、燃料保障等全產業鏈體系。截至2020年12月底，我國商運核電機組49臺，總裝機容量5102.7萬千瓦，僅次于美國、法國，位列世界第三。2020年1-12月，運行核電機組累計發電量為3662.43億千瓦時，占全國累計發電量的4.94%，與燃煤發電相比，核能發電相當于減少燃燒標準煤10474.19萬噸，減少排放二氧化碳27442.38萬噸，減少排放二氧化硫89.03萬噸，減少排放氮氧化物77.51萬噸。
（作者單位：中國核能行業協會）
