能源、经济、环境-第14部分
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快中子堆以钚－239为裂变燃料，以铀－238为增殖原料（不裂变）。钚－239裂变反应应用的是快中子，而不是热中子。裂变产生的中子即是快中子，因此快中子堆中不需要慢化剂。用快中子轰击钚－239原子核产生裂变；一个钚－239原子核裂变放出的中子数平均值比一个铀－235核裂变放出的中子数多，因此钚－239裂变产生的中子数除维持反应堆的链式反应外，多余的中子被铀－238俘获后可产生新的钚－239，而且新生的钚－239比堆芯内消耗的钚－239还多，这样就实现了核燃料的增殖。
图1 压水堆原理流程
图2 快中子增殖核心电站原理流程
快中子增殖堆的结构以钚－239为核燃料组成堆芯，铀－238为增殖原料，安放在堆芯周围形成增殖层（再生区）。冷却剂用液态钠，以大大减少中子的吸收损失。快中子增殖核电站原理流程如图2所示。
1951年，美国按上述原理建成世界上第一座快中子增殖堆。到70年代末，快中子示范电站功率已达3万KW，开始进入实用阶段。目前，已建成商业规模的示范堆。快中子增殖堆理论上可利用全部铀资源，实际上由于各种损失，估计可利用铀资源60％以上，它被认为是最有前途的发电用反应堆。
（3）高温气冷堆
高温气冷堆是模块式球床高温气冷反应堆的简称，是我国完全自主研发、拥有独立知识产权的先进反应堆，已经被国际原子能机构推荐为第四代反应堆候选堆型之一。
高温气冷堆用氦气做冷却剂，直接驱动透平发电。高温可以提高能量转换的效率。高温气冷堆的最大优势在于其内在固有安全性。在满功率运行条件下，即使停止输送冷却剂和提升控制棒也不会产生不良后果。
1986年，清华核研院承担的高温气冷堆研究被列入国家高技术“863”计划。1992年3月，国务院批复同意在核研院建造我国第一座10兆瓦高温气冷实验堆。1995年6月；10兆瓦高温气冷实验堆在核研院动工兴建，2000年12月建成达到临界，2003年1月实现满功率并网发电。高温气冷堆是安全性好、用途广泛的先进反应堆，国际核能专家认为，未来最有发展前景的新核电厂堆型是高温气冷堆，高温气冷堆有可能在国际核电界引起一场革命。模块式球床高温气冷堆是最有希望成为“第4代先进核能系统”的技术之一。10兆瓦高温气冷堆的建造成功，使我国成为世界上为数很少的几个掌握了高温气冷堆技术的国家之一，为今后实现高温气冷堆产业化和国产化打下了良好的基础
图1 10MW高温气冷实验堆的总体结构
高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料元件（见图3）。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，裂变气体的释放率仍低于10－4。高温气冷堆具有如下的基本安全特性：
图3 高温气冷堆球形燃料元件
反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反应性温度系数（燃料和慢化剂温度系数之和）均为负，具有瞬发效应的燃料温度系数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。
中国首座具有自主知识产权的高温气冷堆核电示范工程进入实质建设阶段，该反应堆可满足第四代核技术水平。华能山东石岛湾核电有限公司股东出资协议书和章程25日在北京签订。此举标志着高温气冷堆核电示范工程这一国家中长期科技发展规划（2006－2020）重大专项工程取得了实质性进展。
中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学分别出资47．5％、32．5％、20％，成立华能山东石岛湾核电有限公司，负责投资、建设、运营华能山东石岛湾核电站20万千瓦级高温气冷堆核电示范工程。该工程厂址位于山东荣成石岛湾，建成后设备国产化率将达到70％以上，工程总投资约30亿元。
3、核电站安全保障系统
为了保护核电站工作人员和核电站周围居民的健康，核电站必须始终坚持“质量第一，安全第一”的原则。
核电站的设计、建造和运行均采用纵深防御的原则，从设备、措施上提供多等级的重迭保护，以确保核电站对功率能有效控制，对燃料组件能充分冷却，对放射性物质不发生泄漏。纵深防御原则一般包括五层防线，即第一层防线：精心设计、制造、施工，确保核电站有精良的硬件环境。建立周密的程序，严格的制度，对核电站工作人员有高水平的教育和培训，人人注意和关心安全，有完备的软件环境。第二层防线：加强运行管理和监督，及时正确处理异常情况，排除故障。第三层防线：在严重异常情况下，反应堆正常的控制和保护系统动作，防止设备故障和人为差错造成事故。第四层防线：发生事故情况时，启用核电站安全系统，包括各外设安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大，保护反应堆厂房（安全壳）。第五层防线：万一发生极不可能发生的事故，并伴有放射性外泄，启用厂内外应急响应计划，努力减轻事故对周围居民和环境的影响。
按照纵深防御的原则，目前的设计在核燃料和环境（外部空气）之间设置了四道屏障（指中国目前使用的压水堆核电站）。即第一道屏障：燃料芯块，核燃料放在氧化铀陶瓷芯块中，并使得大部分裂变产物和气体产物98％以上保存在芯块内。第二道屏障Z燃料包壳，燃料芯块密封在锆合金制造的包壳中，构成核燃料芯棒，锆合金具有足够的强度，且在高温下不与水发生反应。第三道屏障：压力管道和容器（冷却剂系统），将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中，避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内。第四道屏障：反应堆安全壳，用预应力钢筋混凝土构筑，壁厚近100cm，内表面加有的钢衬，可以抗御来自内部或外界的飞出物，防止放射性物质进入环境。
核电站配置的外设安全系统包括：①隔离系统，用来将反应堆厂房隔离开来，主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门，收集厂房内泄漏物质，将其过滤后再排出厂外。②注水系统，在反应堆可能"；失水"；时，向堆芯注水，以冷却燃料组件，避免包壳破裂，注入水中含有硼，用以制止核链式反应。注水系统使用压力氮气，在无电流和无人操作情况下，在一定压力下可自动注水。③事故冷却器和喷淋系统，用来冷却厂房以降低厂房的压力。在厂房压力上升时先启动空气冷却（风机……换热器）的事故冷却器；再进一步可以启动厂房喷淋系统将冷水或含唰水喷入厂房，以降热和降压。以上所有安全保护系统均采用独立设备和冗余布置，均备有事故电源，安全系统可以抗地震在蒸汽——空气及放射性物质的恶劣环境中运行。
核电站运行人员须经严格的技术和管理培训，通过国家核安全局主持的资格考试，获得国家核安全局颁发的运行值岗操作员或高级操作员执照才能上岗，无照不得上岗。执照在规定期内有效，过期后必须申请核发机关再次审查。
万一发生了核外泄事故，应启动应急计划。应急计划的内容主要包括疏散人员，封闭核污染区（核反应堆及核电站），清除核污染，以保证人身安全和环境清洁。
以上所述核电站安全保障体系，可以确保核电站的安全运行。
4、世界和中国核电发展状况
2002年6月16日，国际原子能机构最近发表的一份报告说，截止2001年年底全世界正在运行的核电站共有438座。总部设在维也纳的国际原子能机构14日在结束为期5天的理事会例会之际，核准了将提交这一机构第46届大会审议的“2001年度报告”。这份报告在介绍“世界范围的核能”时指出，核能仍然是许多国家能源组成中的一个重要部分。报告说，到2001年年底，全世界正在运行的核电站共有438座，总发电量为353千兆瓦，占全世界发电量的16％，累计运行时间已超过1万堆年，1个堆年相当于核电站中的1个反应堆运行1年。
据报告说，尽管迄今核电站主要分布在工业化国家，但是目前正在建设的32个核电站中有31座分布在亚洲、中欧和东欧地区。此外，现有核电站通过采取各种措施减少了发电成本并提高了安全性。其中，阿根廷、巴西、捷克、德国、印度、韩国、西班牙、俄罗斯、瑞士、乌克兰和美国都增加了各自的核电发电量并达到创纪录的水平。
据国际原子能机构统计，在2001年全世界正在运行的核电站中，美国最多，达104座；法国59座，英国和俄罗斯也都在30座以上。2001年核发电量在国内总发电量中所占比例超过20％的有19个国家，比2000年增加了两个。其中，立陶宛比例最高，达到78％，比利时和斯洛伐克超过50％，乌克兰、瑞典和保加利亚３国则都在49％以上，韩国等8个国家也占到３１％到39之多。
中国有4座核电站11台机组运行。在建的不少。
一、秦山核电站 位于杭州湾畔，一期工程是中国第一座依靠自己的力量设计、建造和运营管理的30万千瓦压水堆核电站。1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土，1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。
二期工程，是中国自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的首座2× 60万千瓦商用压水堆核电站，于1996年6月2日开工，经过近6年的建设，第一台机组于2002年4月15日比计划提前47天投入商业运行。
秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆核电技术，建造两台70万千瓦级核电机组。1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。
二、广东大亚湾核电站 1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MW压水堆反应堆机组先后投入商业营运。
三、田湾核电站 位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建2至4台的余地。一期建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES…91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80％，年发电量为140亿千瓦时。工程于1999年10月20日正式开工，单台机组的建设工期为62个月；分别于2004年和2005年建成投产。
四、岭澳核电站 一期工程于1997年5月开工建设。它位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。岭澳核电站是“九五”期间我国开工建设的基本建设项目中最大的能源项目之一。岭澳核电站（一期）拥有两台百万千瓦级压水堆核电机组，2003年1月全面建成投入商业运行，2004年7月16日通过国家竣工验收。目前正展开二期工程建设。
为提升我国核电自主化能力，经国家批准，引进美国西屋公司AP1000三代核电技术建设浙江三门和山东海阳两个自主化依托项目，目前，项目各项准备工作正在开展中，计划2009年3月首台机组开工。此外，为满足核电发展需要，广东、福建、浙江、山东等高温气冷堆示范工程项目的前期工作正在积极实施中，将根据工作进展情况分批开工建设。以上项目机组共17台，容量1940万千瓦。
经过充分论证，我国核电发展技术路线已经确定。坚持发展百万千瓦级压水堆核电技术路线，实施中采取技术引进和自主创新相接合的方式。一方面，以我为主，中外合作，通过引进国际新一代百万千瓦压水堆核电站工程的设计和设备制造技术，作为我国下一步核电建设的主要堆型。另一方面，通过消化吸收国际先进核电技术，并再创新，加强自主研发，实施“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”重大专项，通过对引进技术的改进研发及示范电站建设，形成我国大型先进压水堆自主品牌和知识产权，具备批量建设能力。与此同时，为使我国核电建设不停步，满足电力发展需求，以现有成熟的二代改进型核电技术为基础，通过设计改进和研发，自主建设一批百万千瓦级压水堆核电站。
在自主设计方面，国内已形成了多家具有资质的核蒸汽系统或核电工程设计队伍。多年来，除了自主设计、建造秦山一期、二期和二期扩建工程外，岭澳二期工程已从岭澳一期核岛设计以外方为主过渡为完全以我为主自主设计全部工程。我国已基本掌握二代改进型百万千瓦级核电技术，具备了批量化建造的能力。
设备制造方面，在核电建设带动下，近两年来，我国核电装备制造能力提升较快，核电安全文化和质保理念进一步深化，已形成了以东北、四川、上海三大核电装备制造基地，以及以第一、第二重型机械制造集团和上重集团为重点的大型铸锻件和压力容器制造基地，不久将形成每年6台套百万千瓦核电机组主设备制造能力。通过红沿河项目的实施，我国将具备自主加工、制造百万千瓦级压水堆核电机组的大部分核岛设备和常规岛主设备的能力，设备综合国产化率将达到75％。
在自主建造和自主运营方面，通过多个项目的建设和运行，积累了大型核电站的工程建设和项目管理经验，已形成了与国际接轨的核电工程建设项目管理能力，完全具备了自主核电运行管理能力。
在核能技术研发方面，建立了一批大型实验台架，进行了大量科研攻�
