上世紀60年代後期，在實驗性和原型核電機組基礎上，陸續建成電功率在30萬千瓦的壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機組，它們在進一步證明核能發電技術可行性的同時，使核電的經濟性也得以證明。上世紀70年代，因石油漲價引發的能源危機促進了核電的大發展。目前世界上商業運行的四百多座核電機組絕大部分是在這段時期建成的，習慣上稱之為第二代核電機組。
基本介紹
- 中文名：第二代核電站
- 外文名：Second Generation Nuclear Power Plant
- 又稱：第二代核電機組
- 創立時間：70年代
- 種類：有壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）
- 銜接特點：2.1 SYSTEM80
歷史發展,技術比較,銜接特點,
歷史發展
第二代核電站從70年代至今，有多種堆型而且運行業績良好，還在增效延壽並批量建設，目前仍有23台機組在建。2005年，全球第二代核電站（堆）共有443台套，積累了超過1.2萬多堆年的安全運行經驗。核電裝機占發電總裝機的16%，核電占總發電量的20%左右。
從堆型上看，壓水堆占核電的56%，沸水堆占21%，重水堆占7%，其他堆型占16%。近年來的第二代機組增效延壽研究表明，美國第二代機組核電可利用率可以從70%左右提高到90%，壽命由40年延長至60年，相當於新建25台百萬千瓦機組。預計未來30年壓水堆仍將是核電發展的主力堆型。
第二代核電技術被廣泛套用於上世紀七十年代至今仍在運行的大部分商業核電站，它們大部分已實現標準化、系列化和批量建設，主要種類有壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）和蘇聯設計的壓水堆（VVER）和石墨水冷堆（RBMK）等。
第二代核電站技術證明了發展核電在經濟上是可行的。但是前蘇聯車諾比核電站和美國三哩島核電站嚴重事故的發生，引起了公眾對核電安全性的質疑，同時也讓人們意識到第二代核電技術的不完善性，許多國家的核電發展也都因此一度停滯。
第二代核電站是目前世界正在運行的439座核電站（2007年9月統計數）主力機組，總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34台在建核電機組，總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和車諾比核電站發生事故之後，各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進，在安全性和經濟性都有了不同程度的提高。
根據國際核電發展趨勢，第一代核電站建設於20世紀50～60年代，採用原堆型；第二代核電站從70年代至今，有多種堆型而且運行業績良好，還在增效延壽並批量建設，目前仍有23台機組在建；第三代核電站研發始於90年代，安全和經濟性能提高，市場前景樂觀，2005年首堆工程開始建設，但尚未形成批量；第四代核電站興起於90年代後期，尚在研究開發階段，主要特點是更加安全、經濟，資源利用率提高，廢棄物量減少，具有防止核擴散等性能，特別是核燃料利用率大大提高，預計2035年將出現商用堆。
福島第一核電站
福島第一核電站屬於第二代核電站，它是一種“沸水型”核反應堆，又稱“輕水堆”，高20米，寬7米，堆芯區安置有鈾燃料元件棒，鍋爐內水燒開後溫度達到300度， 70個大氣壓。鍋爐內上部，水變成水蒸氣利用蒸氣推動渦輪發電機發電。廢氣進入到管道凝結成水後，再進入到“鍋爐”。這些水進入到系統的同時還承擔著“核反應”的阻化劑的作用。
2011年3月11日日本九州島海域發生9級強地震之後，共發生的4次核電站機組爆炸事故。福島第一核電站4個機組接連發生爆炸，產生核泄漏事故。3月15日東京地區檢測到放射性物質輻射量超過正常標準，最新監測數據顯示核輻射量已超過往常20倍。
技術比較
20世紀70年代以來，建設的商用核電站稱為第二代。90年代為解決公眾關注的核安全和核廢料問題，在第二代基礎上研發的先進輕水堆核電站稱為第三代，實際上是第二代技術沿著提高安全性和經濟性的方向不斷改進的結果。第三代技術相當於在第二代技術基礎上，對嚴重事故預防和安全系統的改進提高，安全可靠性從設計上得到進一步提高，經濟性則依賴設計、製造、施工安裝和運行管理水平的提高。就主要核電站設備而言，大部分技術是通用的，單台設備容量向大型化發展，同時建設工期縮短為4～5年。
目前，第三代核電技術的代表為美國西屋公司AP1000技術和法國法瑪通公司EPR技術。其中，美國機型向簡化和非能動化發展，百萬千瓦級核電站（120萬千瓦）的核島由3迴路減為2迴路，循環系統大量採用依靠自然循環的非能動設計，並使用禁止式循環水泵；法國機型核島由3迴路增加至4迴路，常規島主設備向大型化發展，單台設備容量加大。
目前，第二代核電站運行業績良好，尚有改進潛力和發展空間，在一定時期內仍是核電技術的主流；第三代核電的設計目標要求比第二代具有更好的安全性和經濟性，尤其是非能動安全系統和嚴重事故應對措施, 可減少故障演變成事故的風險，從而使堆芯熔化和大量放射性釋放的機率進一步降低。第三代的壓水堆核電機組目前尚未取得實際運行經驗，沒有成熟的商用機型，達到批量規模建設的階段還需要有個過程。已開發國家都準備採取先建設首堆工程的審慎做法以減少風險。2005年9月，世界首台第三代核電機組（EPR）在芬蘭開工建設；法國預計在2009年建設首台第三代機組並取得運行經驗，2015年以後再決定是否開工後續機組；美國將對採用第三代（AP1000）建設的第一、二台機組，由政府提供5億美元的資金補貼，與投資商共同承擔首堆風險。由於第三代壓水堆核電站剛開始建設，在經濟性方面尚難以顯現競爭優勢，但可以預計，隨著第三代核電站的批量建設，經濟性的優勢將得到逐步體現。
銜接特點
第二代與第三代核電站的銜接特點2.1 SYSTEM80、M314和AP1000從上世紀80年代中期開始，美國西屋公司致力於開發改進型壓水堆——非能動先進壓水堆。當時根據電力市場環境條件和電力公司的建議，選擇了600MWe級的容量作設計（AP600）。西屋公司投入了巨大的人力，完成了大量的設計檔案和試驗研究。AP600設計經過美國核管會的技術審查，於1998年9月獲得最終設計許可（Final Design Approval）。1999年12月，核管會向西屋公司頒發了最終設計認證證書（Final Design Certification）。近年來，隨著美國電力市場非管制化的發展以及天然氣價格的下跌，市場競爭要求進一步降低發電成本。由於不能通過繼續改進AP600設計達到新的目標，西屋公司決定提高電功率至百萬千瓦級來提高非能動先進壓水堆的市場競爭能力。AP1000堆芯採用成熟的、經工程驗證的西屋公司加長堆芯設計（M314型），活性段高度14英尺，首爐裝料157個17×17 Performance+高性能燃料組件。壓力容器內徑3.98m，環鍛結構；經驗證的堆芯圍筒，代替通常用的徑向反射層，採用全焊接結構；堆芯測量系統經上封頭穿出，取消下封頭貫穿件；通過材料改進等措施保證壓力容器60年設計壽命；堆內構件和控制棒驅動機構均套用M314堆型成熟技術。就反應堆冷卻劑系統而言，M314與AP1000相比堆芯尺寸沒有太大的變化，但環路數不同，系統設定也變化極大。System80的反應堆冷卻劑系統為兩環路，雖然與AP1000環路數相同，但System 80裝載177個型號為Turbo的燃料組件，燃料組件與其他堆芯相差很大，完全不兼容，AP1000的主泵為全密封禁止泵，直接倒掛在SG出口空腔，與System80相差甚大。M314和System80原始設計中沒有考慮LBB準則，而在AP1000設計中採用了LBB技術。很多在役的M314和System80電廠為了簡化系統，節約運行維護費用，提高電廠的安全性和經濟性，套用LBB技術進行了改造。
因此從第二代NPP過渡到採用LBB技術的第三代不存在技術上的問題。AP1000相對於第二代NPP，採用了非能動的安全系統，大大提高了機組的安全性。M314和System80的抗震設計輸入較低，而AP1000增大到0.3g，機組抗震能力提高，可適應更廣泛的廠址。從抗震設計的角度，第三代NPP的結構有所改進，另外，M314和System80的設計中考慮OBE、SSE兩級地震水平，而在AP1000設計中，已將OBE從設計考慮中刪去，只按SSE進行抗震設計。M314、System 80的儀控系統主要採用的是模擬技術，其技術經過多年的發展，已非常成熟。AP1000採用更先進的數位化儀表和控制系統。綜上所述，AP1000是革新型第三代核電站，與第二代相比變化很大。從M314過渡到AP1000，在反應堆方面較容易，系統設定需做一定變動；從System 80過渡到AP1000，難度較大。2.2 N4、M310和EPR二十世紀七十年代，法國從美國西屋公司引進M312核電技術，先後建造了一批M312核電機組（CPY型，M310型）；從1977年起，採用西屋公司M414核電技術，建造了20台四環路的P4/P’4核電機組；從1984年起開發、建造N4型四環路150萬千瓦級核電機組。
九十年代末，法國法瑪通公司和西門子公司聯合開發新一代壓水堆核電機組EPR，目標是根據歐洲用戶要求（EUR）設計新一代核電機組，以替代二十一世紀退役核電站。其設計綜合了法國N4核電站和德國Konvoi核電站的優點和運行經驗反饋，是全面滿足歐洲電力公司要求檔案（EUR）的第三代改進型先進PWR核電站，已經法國和德國核安全當局審核批准，具備了作出決定開工建造第一台機組的條件，但尚未有具體建造計畫。EPR合作開發單位選擇了在現有技術基礎上進行改進的方式開發EPR，在設計中也對非能動系統套用進行了研究，也採用了一些特殊的非能動部件。EPR設備和部件設計儘可能吸收了法國N4和德國Konvoi機組的技術和經驗反饋。當採用新技術時，通過配套的綜合研發和試驗計畫對其進行驗證。主迴路設計和布置與N4機組極其相近，可以看作經過驗證。堆內構件總體布置、材料與N4相似，堆芯測量裝置和控制棒導向管設計則以Konvoi設計為基礎，布置在壓力容器上封頭，避免在壓力容器底部使用貫穿件，下封頭空間供處理嚴重事故使用。M310為大亞灣核電站和嶺澳核電站採用的堆型。採用12英尺燃料組件，三環路布置方式。
綜上所述，EPR為改進型第三代核電站，基於能動設計思想。N4採用14英尺燃料組件、四環路布置方式，過渡到EPR相對較容易；M310採用12英尺燃料組件、三環路布置方式，過渡到EPR相對較難。3 技術升級便捷程度分析比較3.1 System80、M314和AP1000AP1000屬第三代革新型先進PWR核電站。採用成熟的技術，通過系統簡化、減少設備以及採用非能動專設安全設施，顯著提升了電廠安全性、經濟性，滿足URD有關要求。由於採用非能動技術，技術難度較大，目前尚無工程經驗。M314與AP1000反應堆基本相同，都裝載157個燃料組件，堆芯尺寸沒有變化，但環路數不同，系統設定變化較大；雖然System 80環路數與AP1000相同，但反應堆和主迴路設定相差很大。從M314升級到AP1000比從System 80升級到AP1000稍容易一些。3.2 N4、M310和EPR由M310、N4發展至EPR，安全系統仍保持能動基礎，通過增加安全系列，採用多樣化設施，改進技術，加強嚴重事故對策，提高設備可靠性，來提高安全性；並採取一些措施，來降低發電成本，滿足EUR對新一代核電機組要求。EPR屬第三代改進型先進PWR核電站。從N4升級到EPR比從M310升級到EPR稍容易一些。
