欧阳予

（图4）

1.5在安全壳内设置氢点火器和氢复合器来防止氢气燃爆。 美国西屋公司自八十年代以来，在能源部和NRC的支持下，耗资六亿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月获得了最终设计批准书（FDA）。 2、EPR的预防和缓解严重事故措施主要有：

2.1为了降低发生严重事故的概率，在采用传统的第二代安全设计的基础上，增加和强化专设安全系统，例如，安全注射、堆芯余热排出等系统由二系列增加为四系列，相应的应急安全电源等支持系统也由二系列增加为四系列，并增强实体隔离和多样性等措施。

2.2设置堆芯熔融物稳定设施来避免熔融物烧穿安全壳底板。见图5-A，图5-B。具体说，当堆芯熔融物烧穿压力容器下封头而落到堆坑底部时，熔融物将融化塞（Melt plug）融化打开，往散布室（Spreading compartment）散布，由换料水箱来的水和位于散布室及相关通道中的牺牲混凝土（Sacrificial concret,具有吸热反应特性）吸收其热量，再由安全壳将热量排走，以使堆芯熔融物保持（retention）稳定，不再蔓延，这个过程是自动的（非能动的）。但是它只能保持约12个小时的冷却使安全壳压力不超限值；为了继续长时间冷却安全壳底板和堆芯熔融物，使安全壳不超压，则需要启动由泵驱动的能动的安全壳冷却系统（CHRS），见图6。

2.3 为了防止在严重事故时发生高压熔堆和安全壳被直接加热，要使一回路降压。具体做法是除了在稳压器顶部装有第二代核电站已有的三只安全阀外，再并联增设两台电动的大排量泄压阀；当压力容器内温度超过650℃时，将这两台电动阀开启，直接向安全壳内排放流体，降低一回路压力，并降低氢的生成量。大排量泄压阀是要用电力驱动的能动设备。

2.4在安全壳内放置了被动催化式复合器以控制氢的浓度，通过测量安全壳内的压力来监测氢复合器的功能和氢的爆燃。

由法国和德国专家联合组成的核反应堆咨询委员会对EPR预防核缓解严重事故的措施审评后认为：对于EPR设计中针对“严重事故的预防和缓解”的概念和所采取的措施，原则上可以接受，满足“技术导则”（咨询委员会审议通过的审评依据文件）中有关实现“堆芯熔融物保持概念（A Melt retention concept）”的大部分技术要求。一些详细内容尚需随着详细设计的进展给予进一步的说明。

四、第四代核能系统的研究开发

近年来，世界各国提出了许多新概念的反应堆设计和燃料循环方案。2000年1月，在美国能源部的倡议下，十个有意发展核能利用的国家派专家联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约（Charter），约定共同合作研究开发第四代核能系统（Gen Ⅳ）。这十个国家是：美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷。第四代核能系统开发的目标是要在2030年左右创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展性、防核扩散、防恐怖袭击等方面都有显著的先进性和竞争能力；它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应堆装置，还应把核燃料循环也包括在内，组成完整的核能利用系统。

GIF主要是由各国政府部门支持的科研院所、高等院校和工业界的专家所组成，自2000年至2002年三年中，先后有100多名专家开过八次研讨会，提出了第四代核能系统的具体技术目标，主要是： 1、核电机组比投资不大于1000美元/KW，发电成本不大于3美分/KWh，建设周期不超过三年；

2、非常低的堆芯熔化概率和燃料破损率，人为错误不会导致严重事故，不需要厂外应急措施；

3、尽可能减少核从业人员的职业剂量，尽可能减少核废物产生量，对核废物要有一个完整的处理和处置方案，其安全性要能为公众所接受；

4、核电站本身要有很强的防核扩散能力，核电和核燃料技术难于被恐怖主义组织所利用，这些措施要能用科学方法进行评估； 5、要有全寿期和全环节的管理系统； 6、要有国际合作的开发机制。

GIF在2002年5月在巴黎举行的研讨会上，选定了六种反应堆型的概念设计，作为第四代核能系统的优先研究开发对象。这六种堆型中，有三种是热中子堆，有三种是快中子堆。 属于热中子堆的是：

超临界水冷堆（SCWR， Supercritical water-cooled Reactor） 很高温气冷堆（VHTR， Very-high-temperature gas-cooled reactor）

熔盐堆（MSR，Molten salt reactor） 属于快中子堆的是：

带有先进燃料循环的钠冷快堆（SFR, Sodium-cooled fast reactor） 铅冷快堆（LFR, Lead-cooled fast reactor） 气冷快堆（GFR, Gas-cooled fast reactor）

无论对这六种堆型中的任何一种来说，要从现在的概念设计进展到商用示范，都有大量的研究开发工作要做，需要相当长的时间。 参加GIF的十个国家的专家对上述六种核能利用系统的研究开发工作大纲和分工合作进行了研究协调，提出了初步的工作“路线图”（Roadmap），认为从现在的概念设想转变成商业实施（产业化），需要经过四个步骤的工作：

第一步：可存在性（生命力，Viability）研究。研究明确要使该方案切实可行的关键所在，并证明其原则可行。

第二步：性能研究。工程规模的研究开发和优化，使其性能达到期望的水平。

第三步：系统示范。建造中等或较大规模的示范系统以验证设计。 第四步：商用实施。

目前，GIF的十个国家的参加单位只对第一步和第二步做了初步安排和分工，尚未安排第三步和第四步。目前尚不能确定究竟那一种堆型系统能成功，但按照GIF对第四代的展望计划，将在2020年前后选定一种或几种堆型，2025年前后建成创新的原型机组系统示范，如果在原型机组上能成功地显示这种创新技术在安全性和经济性上的优越性，确实能与其他能源的发电机组竞争，那么大约从2030年起就可广泛地采用第四代核电机组系统，而在那时，现在正在运行的第二代核电机组均将达到60年寿期（批准延寿后）的退役年限。可以用第四代机组去取代。

五、我国核电技术的发展

自1974年3月周恩来总理批准建造功率为30万千瓦的压水堆设计方案以来，我国核电研究开发和设计建造工作已经走过了三十年历程。目前我国大陆已经有9套核电机组运行，装机容量达到6990MW，到今年年底将有11套机组运行，总功率9110MW。2004年，国务院已批准了8套核电机组的建设。其中四套是第二代改进的项目，四套是第三代核电自主化的依托项目。2005年，又决定再开展四套第二代改进机组的建设前期工作。核电在我国已由起步进入了发展阶段。

周总理在批准第一座30万千瓦核电站核电方案时指出，建设这座核电站的目的不仅在于发电，更重要的是通过自主研究、设计、建造、运行，掌握技术，积累经验，培训人员，为今后核电在我国的发展打下良好基础。今天，这个目标已基本达到。我国核电队伍经过秦山、大亚湾（包括岭澳）和田湾三个基地建设和总包出口核电机组到国外的锻炼，已经有能力自主设计30万千瓦和60万千瓦的核电机组，基本有能力自主设计100万千瓦的核电机组。但是我们的技术水平还属于国际上第二

代压水堆的核电技术水平。我国中央领导在广泛听取了各有关部门和专家的意见后，做出了我国应积极推进核电发展的决定,并指出：今后我国核电发展应尽快实行大型机组的自主化、国产化，要执行“采用先进技术，统一技术路线”的方针。因此，我们应当在适当继续建造一些第二代改进型机组的同时，以提高核电的安全性和经济性为根本目标，尽快实现我国核电技术的升级换代，即从第二代上升到第三代水平；通过自主开发与引进技术相结合，尽快达到自主设计和建造第三代百万千瓦大型压水堆核电机组的目标，形成先进的、标准化的、能批量建造的产业规模，优质高速发展核电。与此同时，我们还应该看到，国际上已比较成熟的第三代核电机组都还有不足之处和发展空间。例如，AP-1000的非能动安全系统是先进的,但它单机容量只能到1200MW，是有发展空间的；EPR的单机功率虽然已达1600MW，但它的能动安全系统相当复杂，不是发展方向。我国已选定AP-1000为第三代核电自主化依托项目的机型,我们在与国外厂家合作,消化吸收引进技术,建设第三代核电机组的同时，还应针对其不足之处和发展空间,立专项同时进行改进和创新，开发出具有我国知识产权的中国品牌的更加先进的大型核电机组。为此，我国中长期科技发展规划已将“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站”列为重大专项。这是国家要全力保证的重大工程，成功后将要产业化批量建造的。

另外，我认为，“大型先进压水堆”重大专项再往前发展，应是第四代的超临界水冷堆，它的发电热效率能达44%，单机电功率能达1700MW。在这方面我们也应适当做些前瞻性预研。

总之，我国核电正面临着前所未有的良好发展机遇，我们必须珍惜这个机遇，努力做好工作，为我国核科技和核工业的发展以及国际的核能利用做出应有的贡献。

（作者简介：欧阳予，中国科学院院士、中国核工业集团科技委及中国广东核电集团科技委高级顾问、国务院核电自主化工作领导小组专家组组长、国家核电技术公司专家委员会副主任）

信息来源：国防科工委网站