我国核电技术进展及发展前景

叶奇蓁，中国工程院院士（2003年）。秦山二期工程总设计师，国防科学技术工业局专家咨询委委员，核安全专家委员会委员，能源局专家咨询委员会委员。

参与了我国第一座生产堆的设计，参与了生产、发电两用堆的设计，任设计总工程师。86年开始筹建秦山二期600MW核电站工程，任工程总设计师。组织科研攻关，主持设计重大方案的制定，以及科研攻关和关键设备和主设备研制方案的确定和相关技术措施的审定。主持、实施了国内首次堆上流致振动实测。处理、协调了大量技术接口问题和施工中的重大技术问题，为秦山二期建成投产作出了卓越贡献，该工程曾获2004年国家科技进步一等奖。

利用已拥有技术开发三代核电机型，中核和中广核正在开发具有自主知识产权的三代核电：ACP1000和ACPR1000﹢(华龙一号)，主要指标有：

（1）达到三代技术指标；

（2）采用能动+非能动相结合的先进安全系统；

（3）以成熟可靠的技术为基础，借鉴吸收引进的三代核电先进设计理念；

（4）具备完善的严重事故预防与缓解措施，考虑应对福岛核电站事故的相关改进和措施；

（5）充分利用当前国产化技术，使国产化率保持在80%左右；

（6）双层安全壳，具有抗商用大飞机撞击能力。

华龙一号采用能动和非能动结合的设计理念，贯彻核安全纵深防御和设计可靠性原则，采用“能动与非能动结合的安全设计理念”，能动安全系统将高效快速地消除或缓解事故，非能动安全系统可保障在动力源丧失时有效应对事故。

ACP1000的研发，是落实国家“产、学、研相结合”创新发展方式所取得的成果。ACP1000已出口巴基斯坦二台机组。

CAP1400是在引进AP1000基础上自主开发的，目前已通过初步设计审查。CAP1400具有如下技术特点：

（1）CAP1400净功率大于1400MWe；

（2）针对CAP1400，开展非能动安全系统研究，以满足其安全性要求；

（3）采用RFA改进型燃料堆芯热工安全余量>15%

（4）自主研发屏蔽电机主泵和湿绕组电机主泵；

（5）采用MSHIM进行负荷跟踪,提高运行灵活性；

（6）CAP1400将采用能够经受大型商用飞机撞击的结构设计。

引发堆芯迅速损坏导致安全壳早期失效的事故包括：

（1）反应堆冷却剂系统中大部件的失效；

（2）反应性失控事故。

严重事故会导致安全壳失效，产生高压熔堆、蒸汽爆炸、氢气爆炸、安全壳超压失效、安全壳边界熔穿等严重后果。

预防和缓解措施包括：

（1）专设主回路卸压系统，以防止高压熔堆，损伤安全壳。

（2）设置能动或／和非能动氢复合装置，以防止氢爆。

（3）设置堆芯熔融物堆内滞留，或堆外扑集，即堆芯扑集器。

设计基准事故发生概率设定为100%，处理方式是保证反应堆安全停闭，余热释放，放射性安全壳内包容，要求安全设施符合单一故障准则。

严重事故发生概率为：1）导致堆芯损伤﹤10^-5；2）导致大量放射性释放﹤10^-6。。要求缓解设施在严重事故环境下功能有效，例如：压力、温度、辐照等。

严重事故下缓解措施为堆芯熔融物扑集。

严重事故下缓解措施为保持安全壳的完整性。“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统，能利用内置于安全壳内的换热器组，导出安全壳内的热量，在安全壳外设置换热水箱，利用自然循环实现非能动安全壳热量排出。

由于放射性物质主要保存在燃料元件内部，要从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性，最佳选择是将事故序列中止在燃料元件破损之前。因此，福岛事故之后，核电燃料研发新方向——耐事故燃料，它能够为操作员提供更长的应对时间和缓解严重事故后果，具体目标包括降低堆芯（燃料）熔化的风险；缓解或消除锆水反应导致的氢爆风险；提高事故下裂变产物的包容能力。

国内外耐事故燃料的主要技术方向，按照燃料改进和包壳改进分为两个方面：燃料方面的目标是尽量提高燃料热导率和增强事故下对裂变产物的包容能力，主要技术措施包括：UO2芯块添加剂、非氧化陶瓷燃料；包壳方面的目标是尽量减少或消除锆水反应、提高包壳高温性能，主要技术措施包括：发展先进金属包壳、包壳涂层技术、发展SiC复合包壳。