专题：日本核电工业简介（二）

2008-04-10 中国核电网5

反应堆开发：

七十年代，日本普贤（Fugen）先进热中子原型堆（ATR）建成。这种堆以重水为慢化剂，采用加压轻水冷却，设计可以使用铀燃料和钚燃料，但主要是验证钚的利用。这是世界上第一个采用全MOX燃料堆芯的热中子堆。普贤堆电功率为14.8万千瓦，由JNC负责运行，2003年3月关停。日本规划在Ohma建造60万千瓦的ATR示范堆，但于1995年决定中止。

1970年以来，日本共有28座沸水堆（包括先进型沸水堆）和23座压水堆投入运行。

日本首批ABWR机组（131.5万千瓦）是东京电力公司（Tepco）的柏崎·刈羽核电站（Kashiwazaki-Kariwa）6号、7号机组，分别于1996年11月、1997年7月投入商业化运行。两台机组由美国通用电气、日本东芝公司和日立公司组成的联合体建造。还有3台ABWR机组，滨冈（Hamaoka）5号、志贺（Shika）2号、岛根（Shimane）3号，目前正处于调试或在建状态。日立公司还正在开发60万、90万和170万千瓦等级的ABWR机组。ABWR二代的电功率为171.7万千瓦。

150万千瓦级的先进型压水堆（APWR）设计已经由4家电力公司联合三菱、西屋（早期参与）开发出来。目前，这一设计正在日本申请许可证，计划首批机组（153.8万千瓦）于2009年开始在敦贺（Tsuruga）核电厂址上建造（3号、4号机组）。2004年3月，福井县地方政府已经批准建造这个项目。APWR比目前的PWR更加简单，具有能动和非能动冷却系统，效率更高，燃耗超过55千兆瓦·日/吨。设计工作正在进行，将成为日本下一代压水堆的基础。“APWR+”的电功率为175万千瓦，能够使用全MOX堆芯。

三菱重工现在正在美国和欧洲市场推销170万千瓦级的APWR，并于2008年1月向美国核管制委员会提交了设计许可证申请。美国版本的APWR已经有TXU集团（现名“Luminant”）选择在德克萨斯州科曼奇峰（Comanche Peak）核电站扩建。三菱重工还参与了西屋公司AP1000反应堆的开发工作，但现在西屋公司已被东芝公司收购，三菱重工将独立开发压水堆技术。

2005年中期，日本经济产业省自然资源与能源厅（ANRE）核能政策规划部门提出要进行一项2年期的下一代轻水堆开发的可行性研究。新的设计，基于ABWR和APWR，将使建造工期和发电成本下降20%，并且使乏燃料的数量减少20%，同时安全性得到提高，3年可以建成，寿期更长。2007年9月，日本政府、核工业和电力公司宣布，将共同开发新型轻水堆设计，计划2020年左右部署。新型设计将使用富集度最低在5%以上的燃料，运行寿期达到80年。这个项目预计将投资5.2亿日元，8年时间，开发出一种BWR和一种PWR设计，每种堆型的电功率都在170万~180万千瓦。

关于快中子增殖堆（FBR），常阳（Joyo）试验快堆自1977年首次达临界以来，一直运行良好，已经积累了很多技术数据。文殊（Monju）原型快堆于1994年4月首次启动，但1995年12月在性能试验中二次热交换系统出现钠泄漏而中止，运行期间电功率达到24.6万千瓦。其监管权已转交给JNC（现为JAEA），日本科技大臣表示，2008年的主要目标是重新启动这座堆（见“日本文殊快堆完成换料年内恢复运行”）。日本最高法院于2005年5月做出的裁定，为2008年内（可能是10月）重新启动文殊堆扫清了障碍。此外，JAEA还接手了位于茨城县东海村附近大洗町（Oarai）的快堆和相关的研发工作。

1998年末，一座热功率30MWt的小型气冷原型堆——高温工程实验堆（HTTR）实现首次启动。这是日本首座石墨慢化、氦气冷却的反应堆。启动时的运行温度为850℃，2004年达到950℃，使其可以应用诸如热化制氢等化学工艺。这座反应堆的燃料是装入六角型石墨棱柱内的陶瓷包覆颗粒，具有很高的固有安全性水平。这一设计是为了给第二代高温氦冷核电机组在工业或驱动直接循环气轮机方面的商业化应用提供基础。根据计划，2015年，HTTR将于一座1000立方米/小时的碘硫制氢工厂连接，以验证其在一体化生产体系中的性能。