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未来十年核电先进堆型介绍

未来十年核电先进堆型介绍IntroductionofAdvancedNuclearReactorsintheDecade

杨孟嘉1任俊生1周志伟2

（1.中国广东核电集团公司技术中心，广东深圳，518124；

2.清华大学核能技术设计研究院，北京，100084）

摘要根据世界核电工业的发展现状，系统讨论了面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点以及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述了这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。

关键词先进反应堆核电商业计划

Abstract：Varioustypesofadvancednuclearreactoraimingatnuclearelectricpowermarketaroundtheyear2010,the irdesignfeaturesandthecorrespondingcommercialplansinitiatedbyworldmajorsuppliersofnuclearpo werplantsforobtainingpotentialcustomersaresystematicallydiscussedbytakingintoaccountthecurrent statusofthedevelopmentofnuclearelectricpowerindustryworldwide.Thetechnicalandcommercialpre parednessfordeployingtheseadvancednuclearreactorsinneartermhasbeensummarized.Asareference,t hepresentresearchisofconsiderableforChinesenuclearpowerindustrytoselectadvancedreactortypesan dtodeterminethemaintechnologicaldevelopmentroadmap,andtoestablisheffectivesafetyregulatorygu idelinesinnearfuture.

Keywords：AdvancedreactorCommercialplanofnuclearpower

在无温室气体排放的条件下，全球400多座核电站正安全可靠地为人类提供17的电力，这是源于20世纪中叶的核能技术在其沧桑的发展进程中所创造的成就。随着上个世纪六、七十年代投入运行的核电站逐渐达到其40年的运行寿期，核能界一方面向核安全当局提出申请，要求延长运营期限；另一方面在对已有的核电机组实施渐进性设计和运行改进的基础上，面向2010年前后的核电市场，推出第三代（80年代开始发展、90年代末开始投入市场）先进轻水堆核电站和在第一代至第三代核电堆型的基础上经过渐进性设计改进的核电堆型。

本文简略介绍这两类核电堆型。

1ABWR

先进沸水堆（ABWR）是在世界范围内沸水堆（BWR）设计和多年运行经验的基础上发展起来的第三代先进堆型，它基本符合国际上通行的核安全管理规定，基本满足美国用户要求文件（URD）对第三代先进轻水堆安全性、先进性、可靠性和经济性的要求。ABWR 也是一个完成了全部工程设计、并且有实际建造和运行经验的反应堆。

早在1978年美国GE公司就开始了先进型BWR（ABWR）的研发，并与瑞典的Asea 原子能公司、意大利的Ansaldo公司以及日本的日立和东芝公司一起成立了"改进工程设计队（AET）"，共同开发ABWR。AET综合了美国、欧洲和日本在BWR方面的优点和成熟经验，考虑了最新的汽机、燃料、电子等方面的技术，完成了ABWR的概念设计。在AET 工作的基础上，GE、日立和东芝公司通力合作，于1985年完成了ABWR的基本设计。1987年，日本东京电力公司（TEPCO）选择GE、日立和东芝公司组成的国际联合体设计并建造柏崎·刈羽（Kashiwazaki-Kariwa）核电厂的两台ABWR机组（6号机组K6和7号机组K7）。1987年GE公司向美国核管会（NRC）提出ABWR标准设计许可证申请；1991年，K6/K7获得日本核安全当局的建造许可；1994年ABWR得到NRC的最终设计批准（FDA）；1997年，ABWR获得美国NRC标准设计证书，完成了全部设计鉴定并取得了许可证。K6和K7分别于1996和1997年投入商业运行，预计寿期60年，建造费用约2000美元/kW，发电成本约为7美分/kWh。还有更多的ABWR也正在申请建造。将来的ABWR机组的建造费用预计为1700美元/kW。

ABWR采用成熟的常规核燃料，建造工期已在日本得到证明，但在经济竞争性方面存在着某些不确定性。

ABWR主要设计参数

热功率MWt3926电功率MWe1350堆芯冷却剂压力MPa7.17堆芯冷却剂温度℃287堆芯冷却剂流量kg/hr

52.2x106

活性区长度m3.7压力壳内径m7.1燃料组件数872控制棒数205功率密度kW/l51

2AP-600

AP-600是610MWe的压水堆。它的堆芯、反应堆压力壳、堆内构件和燃料与现在正在运行的西屋压水堆基本相同。降低堆芯功率密度以提供更大的热工裕度。AP-600设计的创新方面是：反应堆和安全壳的紧急冷却依靠的是非能动的特性，例如：重力、自然循环、自然对流、蒸发和冷凝，而不是依靠交流电源和电机驱动的部件。对AP-600非能动冷却系统的大量实验已经完成，而且得到NRC独立进行的验证。NRC已经认证了AP-600的设计。AP-600已完成90％的详细设计，也是采用常规核燃料。AP-600在经济竞争性方面存在着某些不确定性。

AP-600主要设计参数

热功率MWt1940电功率MWe610堆芯冷却剂压力MPa15.5堆芯冷却剂温度℃315.5热工设计流量m3/s6.32x2活性区长度m3.66压力壳内径m3.99燃料组件数145控制棒数45

3AP-1000

AP-1000是1117MWe的压水堆，它的基本设计与AP-600相同，但是提高了输出功率以达到经济规模。除了在一些部件的容量上的改动外，AP-1000的非能动安全系统在本质上与AP-600的相同。因为输出功率的提高只增加了少量的投资成本，AP-1000发电成本估计可比AP-600降低30（0.036美元/kWh），因此可以预期AP-1000一旦投放市场，在经济性方面会有较大的诱惑。AP-1000设计认证的申请计划在2002年3月提交给NRC，目前正与

NRC一起开展深入的审评工作，预计2003年底能收到"最终设计批准书"。AP1000已完成65~70％的详细设计。

AP-600和AP-1000两种堆型都有强大的国际工业基础，两者都能够具备在2010年前后投放市场的条件。但西屋公司主要向市场推荐AP-1000。

AP-1000主要设计参数

热功率MWt3400电功率MWe1117堆芯冷却剂压力MPa15.5堆芯冷却剂温度℃321热工设计流量m3/s18.92活性区长度m4.27压力壳内径m3.99燃料组件数157控制棒数53

4EPR

EPR（欧洲压水堆）是法国和德国的核工业界在N4和Konvoi基础上联合开发的新一代压水堆。法国通过法马通公司（Framatome）与德国西门子公司（Siemens）于1989年签订了EPR开发合作协议，1991年法国电力公司和德国的一些电力公司决定参与EPR的开发工作。Framatome和Siemens现在已经合资成立法马通先进核能公司。EPR的设计工作从1991年开始，1994年完成概念设计，1998完成基本设计。2000年3月，法国常设项目组在德国专家参与下完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月向法国核安全当局递交了EPR详细技术导则，目前正在做补充设计。EPR的研发获得其他欧洲国家的协作，设计符合法国和德国的法律和法规。EPR研发的初步计划是2006年开始建造第一座EPR，2011年投入商业运行。EPR的研发迄今已耗资2亿多美元。

充分考虑N4和Konvoi机组的设计、运行经验反馈，EPR在安全系统的设计方面采取了一系列预防和缓解措施。例如：重要的安全系统（如安全注入、应急给水、设备冷却和应急电源）采用四重冗余设计，这样可使机组在运行中作预防性维护，即：事故＋单一故障准则＋维修，而且各列之间实行严格的实体隔离，因而可缩短停堆时间（正常的停堆换料和检修时间为17天），提高机组的可用率；增加蒸汽发生器和稳压器的体积，以延长事故发生后的宽限期；采用双层安全壳，外层可抵抗外部事件，内层可将假想严重事故的后果限制在核电站内；厂房布置考虑了防飞机坠毁；即使发生了堆熔事故，熔融物也被滞留在堆芯熔渣释放区内，并可利用重力将堆内换料水贮存箱（IRWST）中的储水直接流入堆芯熔渣释放区对熔融物进行淬火和冷却。

由于单机容量大，可用率高（18个月换料时可达91％），EPR在经济上有一定的竞争力。

EPR主要设计参数

热功率MWt4250电功率MWe1550堆芯冷却剂压力MPa15.5堆芯入口／出口温度℃292.5／330热工设计流量kg/s22135活性区长度m4.2压力壳内径m4.87燃料组件数241控制棒数89燃耗MWd/t65000

5System80

System80是一个功率为1350MWe的压水堆，由ABB-CE公司（现在已与西屋公司合并）设计开发。它符合先进轻水堆用户要求文件，并在1997年获得NRC的认证。基于System80设计的核电站已经在韩国建造。韩国在System80的基础上开发改进出另一种1400MWe的先进压水堆：APR－1400。首批两台APR-1400将成为新古里核电站（Shin-Kori）

的3号和4号机组，建设费用预计为1400美元/kW。后续机组（48个月建设周期）造价有望降到1200美元/kW。但西屋公司目前没有将其推向其它市场的计划。

6CANDU堆

自1962年加拿大建成世界第一台CANDU堆型的示范核电站NPD（20MWe），经过大约40年的发展，2001年底全世界共建成CANDU堆型机组41座。CANDU堆型核电站实际上是一种特殊的压水堆核电站，与PWR堆型核电站很相似。两者的差异在反应堆本体，尤其是堆芯部分，而核蒸汽供应系统的主要设备和常规岛的汽轮机发电机组等设备基本上是类似的，相关技术基础也是基本相同的。根据统计，按价格计算，CANDU和PWR核电站约有75以上的设备基本上是相同的。但CANDU堆使用的冷却剂（重水）的价格比PWR 堆型的轻水贵重得多。

加拿大原子能有限公司（AECL）一直在进行CANDU堆的改进和革新，在秦山三期建成的两台715MWeCANDU-6机组就比CANDU的较早设计有了许多改进。最近的CANDU-6设计中进行了以下的革新：核电站设计寿命延长为40年；改善了反应堆厂房大气控制系统而减少排放；扩大了合格停堆系统软件的使用范围；控制室配置先进操纵员显示系统；缓解严重事故的氢点火器等。有关935MWeCANDU-9反应堆的研发工作也已基本结束，它是正在加拿大Darlington核电站运行的核电机组的改进型。加拿大核安全委员会经过两年的工作，已于1997年1月完成了CANDU-9许可证审批工作，认为其符合该国许可证审批的要求。

正在研发的ACR是新一代先进CANDU堆，在经济、固有安全性和运行性能方面会有大的改进，同时又保留CANDU家族已证实的优点。如，ACR使用轻水冷却，但保留低压容器中重水的慢化功能，这对改进反应堆的可维修性和经济性具有重大意义。AECL在2002年初完成了ACR-700的概念设计，并开始前期工程设计。ACR-1000的也在研发中。目标为能在2005年底或2006年初在加拿大本土或其它国家开始建造第一座ACR。AECL已向加拿大管理当局加拿大核安全委员会（CNSC）提交了ACR设计审查文件，预计2004年底能获得设计许可证。

目前ACR在美国已有三个潜在的用户。这些用户要求ACR能在2011年底或2012初投入商业运行。AECL预计ACR在经济上有明显的优势：两台700MW机组或一台1000MW 机组的建造隔夜价可低至1000美元/kW。

ACR－700主要设计参数

热功率MWt1972电功率MWe731反应堆出口集管压力MPa12反应堆出口集管温度℃325热工设计流量kg/s6900重水总装量t131重水补充量t/a0.8燃料富集度％2.0燃耗MWd/t20500 7SWR1000

SWR1000是一个1013MWe的沸水堆，由法马通先进核能公司（FANP）与德国的电力公司和其他欧洲伙伴联合开发。SWR1000的设计保留了常规BWR那些已被验证的特征，并具有非能动安全的特性，增强了安全性。设计满足欧洲要求，包括德国核法规和标准，以及德国和法国反应堆安全委员会对欧洲压水堆提出的其他建议中的有关要求。SWR1000的4年设计阶段在1999完成，包括与厂址无关的安全分析报告、概率安全分析报告和建造成

本预算报告各一份。FANP建议在欧洲市场上尽力销售SWR1000的同时，也要考虑进入其它（如美国）市场。然而，到现在为止还没有采取任何行动修改设计以符合美国的标准或者准备向NRC提交认证申请。目前也没有关于SWR-1000的商业计划。

SWR1000主要设计参数热功率MWt2778电功率MWe1013堆芯冷却剂压力MPa7.1堆芯冷却剂温度℃286.1热工设计流量m3/s12.62活性区长度m2.8平均卸料燃耗GWd/t65压力壳内径m7燃料组件数624

8ESBWR

ESBWR是一个1380MWe、采用自然循环方式和非能动安全的沸水反应堆，由GE公司和几个国际电力公司、设计机构和研究组织共同开发。这个设计以90年代初开发的功率为670MWe非能动式安全的上一代SBWR为基础，而且它也利用了ABWR的许多设计特性，而这两种堆都经过NRC的评估。支持ABWR项目的国际工业基础能支持ESBWR。更高的电厂功率与反应堆系统和安全壳结构的简化相结合，使它与SBWR和ABWR相比有可能显著降低成本。根据GE公司设计的经济目标和对材料量的初步预算，ESBWR在经济上可能具有竞争力。ESBWR采用常规的成熟的核燃料。虽然ESBWR具有明显的优势，但是GE 公司没有向前推动该项目工程和设计认证工作，也没有给出ESBWR的商业化计划。

ESBWR主要设计参数热功率MWt4000电功率MWe1380活性区长度m3.1压力壳内径m7.1燃料组件数1020控制棒数121功率密度kW/l53.7

9IRIS

IRIS是一个由西屋开发的革新型小型（100~300MWe）压水堆。IRIS设计的主要特性是一体化的主回路系统--即所有的主回路系统部件,包括蒸汽发生器、冷却剂泵和稳压器连同核燃料一道被安装在压力容器中。这样，IRIS消除了由大破口造成的冷却剂丧失事故的可能性；其小尺寸和模块化设计可以缩短工期，并可以在不适合建造大型核电厂的地方建设。IRIS 现在还处于概念设计阶段，在关键的设计细节上，IRIS不同于其它获得许可的和正在运行的反应堆。因而需要广泛的分析和试验以作为NRC发放许可和进行商业部署的先决条件。目前没有明确的商业化计划来支持2010年前后部署IRIS，其经济竞争力也不确定。从技术上看，还有如下待解决的问题：

蒸汽发生器设计、控制、可检查性和可维修性；

一体化系统的安全性能，包括瞬态响应、主系统与安全壳的相互作用；

堆内控制棒驱动机械的研发。

IRIS的初装燃料是富集度4.95％的UO2燃料，再装燃料要使用富集度9％的UO2燃料。

IRIS主要设计参数热功率MWt1000电功率MWe335堆芯冷却剂压力MPa15.5堆芯冷却剂温度℃311热工设计流量kg/s4481活性区长度m4.27燃料组件数89

10PBMR

PBMR（PebbleBedModularReactor）：110MWe石墨慢化氦冷却的反应堆，被认为是最有希望满足新一代核能系统要求的堆型。反应堆中核裂变产生的热量被传递给氦气并通过布雷顿直接循环在气体涡轮发电机中转化成电力。PBMR单机热功率为265MW，输出电功率

是110MW，热效率可达42~50。PBMR堆芯是基于德国的高温气冷技术，使用球形的燃料元件，直径60mm的石墨球中分散有15000颗直径为0.5mm的加浓（5~6）UO2颗粒，颗粒外包覆耐高温碳化硅等涂层后，直径达1.0mm。在直径为3.5m的立式圆筒状结构中，内装33万颗石墨球燃料。气冷反应堆概念设计的基本目标是要达到特别安全性，即通过燃料设计有效地预先排除堆芯融化事故的可能性。PBMR是一个有潜在的客户积极介入并投资研发的堆型。第一个PBMR核电厂计划由南非国营电力公司（ESKOM）领导的合资企业在南非建造，其设计现在处于详细的工程设计阶段，并正在为南非核管理当局的审查准备材料。向NRC的预申请也正在进行。如果能解决几个有挑战性的技术问题，包括NRC要求确认燃料特征和试验程序，就能取得NRC的设计认证。

如果南非项目顺利实施，美国有可能上一个PBMR项目。然而PBMR的投资只是初步概算，有很大的不确定性。其经济性上的竞争力依赖于模块化建设和设计的成功。PBMR 的安全性和可靠性则依赖于成功的燃料开发和高质量的燃料生产。PBMR的计划包括雄心勃勃的开发、试验、执照申请和生产PBMR燃料的计划。

PBMR主要设计参数热功率MWt265电功率MWe110堆芯出口压力MPa7.0堆芯出口温度℃900压力壳内径m6燃料平均富集度％8.0燃耗MWd/t80000

11GT-MHR

气轮机-模块化氦气反应堆（GT-MHR）是石墨作慢化剂的氦冷堆。每个机组产生288MW 电，最多4个机组构成一个完整的核电厂。反应堆中通过核裂变产生的热量被传递到冷却气体（氦气），并通过布雷顿直接循环在气体涡轮发电机中转化成电力。燃料由球形的燃料颗粒组成；每个颗粒被封装在多重涂敷层中，然后成型为圆柱形的燃料块，并装入石墨块的燃料通道中。GT-MHR设计具有很高的热效率（大约48），良好的核安全性和很高的燃耗（＞100000MWd/t），因此GT-MHR在经济上有较强的竞争力。俄国正在研发GT-MHR，美国、俄国、法国和日本政府和一些私人组织给与赞助。GT-MHR示范厂计划于2009年运行，但其投资目前还只是初步概算，因而有很高的不确定性。与PBMR一样，GT-MHR经济性上的竞争力依赖于模块化建设和设计的成功，安全性和可靠性则依赖于成功的燃料开发和高质量的燃料生产。

GT-MHR主要设计参数热功率MWt600电功率MWe286堆芯入口／出口压力MPa7.07／7.02堆芯入口／出口温度℃491／850氦气质量流量kg/s320燃气轮机入口／出口压力MPa7.01／2.64燃气轮机入口／出口温度℃848／511燃耗MWd/t＞100000

美国能源部委托的专家为了对有可能在2010年前后投放市场的核电堆型的技术路线进行评估，推出了如下六条准则：

（1）设计认证。候选堆型能否在2010年之前取得核安全当局的建造许可证或设计认证。

（2）工业基础设施及能力。是否存在供货商和相关资源的有效的组合，或存在可信的对其作整合的计划。这种整合能够在2010年前后核电站投运的时间框架内向市场提供这种技术。

（3）商业化计划。是否有一个切实可行的计划，包括怎样在2010年前后实现该种堆型的商业化，包括市场预期、供应商的安排、燃料供应的安排和工业制造能力。

（4）费用分担计划。是否有一个明确的费用（用于试验、设计认证、初步设计、详细设计等方面的前期费用）分担计划。

（5）经济竞争力。候选堆型在经济上是否有竞争力。

（6）燃料循环工业结构。候选堆型是否采用低浓铀燃料和一次通过的燃料循环方式，是否有可靠的燃料循环工业基础支持，或有一个这样的可行的计划。

按照这些准则，本文介绍的11种堆型的大致评估结果见下表。堆型1

设计认证2

工业基础3

商业计划4

费用分担计划5

经济竞争力6

燃料循环工业结构ABWR√√√√√√AP-600√√√√√√AP-1000√√√√√√EPR√√√√√√System80√√XX√√CANDU√√√√√√SWR1000√√X●●√ESBWR√√XX√√IRISX√X√●√PBMR√√√√√√GT-MHR√√√√●√

√：符合准则；X：不符合准则；●：目前不确定

在决定能否促成新建核电项目的诸多因素（如投资者的商务和融资策略，地区或全国电力供应状况，替代燃料的成本等）中，关键仍然是核电的投资风险和在不断变化的电力市场中的经济竞争力。根据中国核工业发展的现状，压水堆技术掌握得较好，具有丰富的运行管理经验。因此，2010年前后新建核电站所选择的技术路线主要还是集中在先进压水堆的范围。而气冷堆商业化的技术路线还有大量的产业化研发工作有待筹划，实际实施可能还要再推后5年或更长的时间。

HAF0213-安全导则-核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统

HAF0213-安全导则-核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》编写讲明（征求意见稿）

《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》编写讲明一．编写工作背景随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和治理方面体会的积存，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D(Rev.1)“Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Design”的正式修订。随后，IAEA连续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No. NS-G-1.9 “Desig n of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Po wer Plants”确实是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1986）”两个安全导则的修订与合并，新的安全导则替代原有两个导则。为了提升我国核动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂设计安全规定》和《核电厂运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。二．编写简况 IAEA的核安全标准中关于核动力设计的安全要求及导则是由IAEA 聘请各国专家在总结各核电先进国家体会的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。本安全导则是依据IAEA安全导则“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（Design of the Reactor Coolant System and Asso ciated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G -1.9 IAEA, Vienna(2004) ）”为参考蓝本编写而成的。在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的和谐，并力图确保本导则与2004年国家

核电站工作原理

核电站工作原理它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。危急冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。注：核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂

核电汽轮机介绍-考试答案-82分

核电汽轮机介绍 1. 由上海电气供货的我国首台出口325MW 核电汽轮机用于哪个哪个国家？（ 3.0 分） A. 印度 B. 土耳其 C. 巴基斯坦 2. 上海电气百万等级核电机组26 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（ 3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： B √答对 3. 上海电气百万等级核电机组适用于AP1000 的高压缸模块型号为？（ 3.0 分） A. IDN70 B. IDN80 C.IDN90 我的答 B √答对 4. 上海电气百万等级核电汽轮机组转速？（ 3.0 分）

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A. 10 台 B. 11 台 C. 12 台我的答案： C √答对 9. 上海电气百万等级核电机组30 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： C √答对 10. 上海电气百万等级核电汽轮机高压缸模块运输方式为?（3.0 分） A. 整缸发运 B. 散件发运 C. 其他我的答案： A √答对 1. 以下哪些为高温气冷堆堆核电汽轮机特点？（ 4.0 分）） A. 进汽参数高 B. 无MSR C.低压缸加强除湿我的答ABC √答对 2. 以下哪项说法是错误的？（ 4.0 分）） A. 2008 年上海电气获得阳江和防城港CPR1000 核电汽轮机订单 6 台

未来十年核电先进堆型介绍

未来十年核电先进堆型介绍未来十年核电先进堆型介绍IntroductionofAdvancedNuclearReactorsintheDecade 杨孟嘉1任俊生1周志伟2 （1.中国广东核电集团公司技术中心，广东深圳，518124； 2.清华大学核能技术设计研究院，北京，100084）摘要根据世界核电工业的发展现状，系统讨论了面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点以及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述了这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。关键词先进反应堆核电商业计划 Abstract：Varioustypesofadvancednuclearreactoraimingatnuclearelectricpowermarketaroundtheyear2010,the irdesignfeaturesandthecorrespondingcommercialplansinitiatedbyworldmajorsuppliersofnuclearpo werplantsforobtainingpotentialcustomersaresystematicallydiscussedbytakingintoaccountthecurrent statusofthedevelopmentofnuclearelectricpowerindustryworldwide.Thetechnicalandcommercialpre parednessfordeployingtheseadvancednuclearreactorsinneartermhasbeensummarized.Asareference,t hepresentresearchisofconsiderableforChinesenuclearpowerindustrytoselectadvancedreactortypesan dtodeterminethemaintechnologicaldevelopmentroadmap,andtoestablisheffectivesafetyregulatorygu idelinesinnearfuture. Keywords：AdvancedreactorCommercialplanofnuclearpower 在无温室气体排放的条件下，全球400多座核电站正安全可靠地为人类提供17的电力，这是源于20世纪中叶的核能技术在其沧桑的发展进程中所创造的成就。随着上个世纪六、七十年代投入运行的核电站逐渐达到其40年的运行寿期，核能界一方面向核安全当局提出申请，要求延长运营期限；另一方面在对已有的核电机组实施渐进性设计和运行改进的基础上，面向2010年前后的核电市场，推出第三代（80年代开始发展、90年代末开始投入市场）先进轻水堆核电站和在第一代至第三代核电堆型的基础上经过渐进性设计改进的核电堆型。本文简略介绍这两类核电堆型。 1ABWR 先进沸水堆（ABWR）是在世界范围内沸水堆（BWR）设计和多年运行经验的基础上发展起来的第三代先进堆型，它基本符合国际上通行的核安全管理规定，基本满足美国用户要求文件（URD）对第三代先进轻水堆安全性、先进性、可靠性和经济性的要求。ABWR 也是一个完成了全部工程设计、并且有实际建造和运行经验的反应堆。

核电厂反应堆炉心设计

技術及溝通爐心設計精進效益顯著爐心設計精進效益顯著鍾振榮吳正璽王德義核能發電處核心營運組一、前言核二廠兩部機組近十年來分別發生多次的燃料受損事件，因此常需要於大修期間甚至週期中停機進行開蓋來移除及更換破損燃料，而造成公司營運上的損失。因此核發處核心組與燃料供應廠家AREV A公司設計小組針對如何防止燃料破損的議題持續討論，期間並收集國外相關電廠及核二廠的燃料破損資料，並與包括核一廠在內沒有發生燃料破損電廠的運轉數據進行比對分析。分析結果發現許多的燃料破損都是因燃料丸與護套作用(Pellet Cladding Interface, PCI)所造成，而且其中多次的燃料破損都發生在週期燃耗在3,000 MWd/MTU前(約前1/4週期)，這顯示機組大修起動及第一次控制棒佈局更換似乎是造成燃料破損的重要時機。因此之前已先提出機組起動升載使用緩和升載(Soft Operation)的策略，並於核一廠及核二廠實施。經過核一、二廠各2個週期的運轉數據評估，發現對保護燃料的完整性頗有成效。除此之外，資料分析也發現機組於起動階段，如果升載速度過快或是爐心佈局造成高功率尖峰(power peaking)都比較容易導致燃料破損，而且高功率尖峰也會造成控制棒抽出不易且須提早執行燃料封套預調節策略(Precondition Process)，而影響到達滿載的時程及機組容量因數。因此開始根據分析結果進行爐心設計精進，從爐心燃料佈局及控制棒佈局著手，以降低燃料升載時燃料護套所受應力為手段，以期達到保護燃料的目的。經由本公司與AREV A公司爐心設計小組多次討論，收集兩個電廠四部機以往的升載記錄，配合最近幾個週期的soft operation升載策略，對於爐心設計已有最佳化設計雛型概念，並且應用於爐心設計(含爐心燃料佈局及控制棒佈局)，實施4個週期(核二廠3個週期及核一廠1個週期)以來成效顯著。除了有效保護燃料完整性以外，也提昇電廠的容量因數，而減少機組不必要的停機損失且增加發電量，對公司整體營運而言有實質上的幫助。以核一廠2號機週期24為例，因大修後起動升載無需遞次升載(Ramping)及降載調整棒位，總計該週期初(CS2BOC24)較前週期初(CS2BOC23)起動至滿載期間多出約7685MWHe發電量。二、過去爐心設計的作法

核反应堆及发展

核反应堆的类型核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钚或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氦气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。前景看好的快堆现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235，而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1％~2％。但在快堆中，铀-238原则上都能通过核反应转变成易裂变的钚-239而得以使用。即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60％~70％，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。具体点说，在堆芯燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次β衰变后，铀-238很快被转变成钚-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钚-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。现阶段，基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。中国核工业集团公司2010年7月21宣布：由中核集团中国原子能

第四代核电站与中国核电的未来

第四代核电站与中国核电的未来核电是世界三大支柱能源之一，具有清洁、安全、高效的特性。在20世纪末21世纪初的几年里，发生了对世界核电发展产生深远影响的三件大事：美国政府发起了第四代核电站的技术政策研究；俄罗斯总统普京在世界新千年峰会上，发出了推动世界核电发展的倡议；美国总统布什颁布了美国新的能源政策，把扩大核能作为国家能源政策的主要组成部分。 1999年6月，美国能源部（Department of Energy, DOE）核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站（以下简称第四代核电）的倡议。2000年1月，DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议，就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论，并在发展核电方面达成了十点共识，其基本思想是：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。会议决定成立高级技术专家组，对细节问题作进一步研究，并提出推荐性意见。同年5月，DOE又组织了近百名国内外专家就第四代核电的一般目标问题进行研讨，目的是选出一个或几个第四代核电的概念，以便进一步开展工作。2001年7月，上述九国成立了第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum, GIF）并签署了协议。2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士（2002年2月加盟）。会上10国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。核电站的分代标志第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。

核电EPR技术简介

核电EPR技术简介 2010-01-09 10:21 前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量最搜集了一些资料如下。欧洲先进压水堆EPR技术 1. 欧洲先进压水堆发展情况简介 1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核反应堆现已进入建设阶段。截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔位于中国广东江门的台山核电站。台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。 2.欧洲先进压水堆EPR设计特点 EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层包括：（1）安全性和经济性高 EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系设计安全水平。设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。 EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。（2）严重事故预防与缓解措施 EPR设计中考虑了以下几类严重事故：高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯熔融物；安全壳内热量排出。为避免高压熔堆事故发生，在为对付设计基准事故设置3个安全阀（3×300t/h）的基础上，EPR专门设置了针对严重事故工况的卸压过卸压箱排到安全壳内。当堆芯温度大于650℃时，操纵员启动专设卸压装置，可以有效避免压力容器超压失效，并防止压力容器失针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用大容积安全壳（80000m3）。在设备间布置了40台大型氢复合器，在反应堆厂房升降算分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷，结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。对于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV设计中没有设置特殊的装置。通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允许承受的载荷能力容器内蒸汽爆炸已基本消除，不需要设置特殊的装置对付蒸汽爆炸事故。已做的试验显示熔融物不会像以前假设的那样爆炸（极低在进行中。对于堆芯熔融物，在EPR设计中，RPV失效前堆坑内保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进入专用的展开隔料，保护熔融物中残余的锆，降低了氧化物的密度和温度，改善了展开条件。在展开区域设有氧化锆防护层，防护层底下设有冷却管线并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全壳失效。对于安全壳内热量排出，EPR设计有带外部循环的安全壳喷淋系统，2个系列，可以在较短的时间内降低安全壳温度和压力。该系统物的工作模式，并能长时间防止蒸汽产生，长期地将熔融物和安全壳中的热量导出。（3）仪控系统和主控室设计 EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先进技术设备的优点。的不同区域，避免发生共模失效。主控室与N4机组的高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome

中国核电项目汇总.doc

前言进入新世纪以后，在“积极推进核电发展”方针的指导下，中国政府制定了核电“2020年建成4000万千瓦，在建1800万千瓦”的规划目标，核电进入一个快速发展的阶段。 2005年以来，在国家的支持下，广东、浙江、辽宁、福建、山东等沿海地区正在建设一批新的核电站，与此同时，在电力需求的强力推动下，湖北、湖南、江西、安徽、四川、重庆等内陆省市也在竞相成为我国第一批内陆核电站的所在地，过去几十年只能在沿海地区发展核电的格局正在被打破，核电建设正向我国内陆地区迈进。 2008年初，突如其来的冰雪灾害进一步引起政府的思考，加大了发展核电的决心，且有大大增加原定规划目标的迹象。鉴于对核电发展的关心，鄙人收集了大量资料，现将中国内陆的核电项目简单编辑，以供关心核电发展的同仁参考。本汇编中，包括已建核电项目、在建及即将开工核电项目、拟建核电项目三部分。由于国家政策（比如电力体制改革）及宏观环境（比如四川地震影响）变化，所编项目的准确性不代表最新情况；由于鄙人水平有限及时间仓促，疏忽、错误之处难免，敬请谅解。备注：本资料仅凭个人兴趣编制，代表个人观点，仅供参阅、交流。王仁松二○○八年六月二十七日目录第一章已建核电项目 1 1、大亚湾核电站1 2、岭澳一期核电站1 3、秦山核电站（一期）2 4、秦山二期核电站3 5、秦山三期（重水堆）核电站4

6、田湾核电站4 第二章在建及即将开工核电项目 6 1、岭澳核电站二期6 2、阳江核电站一期7 3、台山核电站7 4、红沿河核电站一期7 5、福建宁德核电站8 6、福清核电站9 7、三门核电站一期9 8、秦山核电厂扩建项目（方家山核电工程）10 9、秦山核电站二期扩建10 10、山东海阳核电站11 第三章拟建核电项目12 1、吉阳核电站一期（安徽）12 2、芜湖核电站（安徽）12 3、桂东核电站（广西）13 4、白龙核电站（广西）13 5、海南核电（海南）13 6、大畈核电厂（湖北）14 7、小墨山/九龙山核电站（湖南）14 8、桃花江核电站（湖南）14 9、常德核电站（湖南）14 10、大唐华银核电厂（湖南）15 11、三明核电站（福建）15 12、漳州核电（福建）15 13、吉林核电站（吉林）15 14、辽宁第二核电厂（辽宁）15

核反应堆的分类

核电站分类核电站按照反应堆形式分类压水堆核电站以压水堆为热源的核电站.它主要由核岛和常规岛组成.压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯.在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统.常规岛主要包括汽轮

机组及二回路等系统,其形式与常规火电厂类似. 沸水堆核电站（现在发生事故的日本福岛第一核电站）以沸水堆为热源的核电站.沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂、并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆.沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点.它们都需使用低富集铀做燃料.沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆);蒸汽—给水系统;反应堆辅助系统等. 重水堆核电站（如中国秦山III核电站）以重水堆为热源的核电站.重水堆是以重水做慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料.重水堆可用轻水或重水做冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类. 重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站.

快堆核电站（如日本茨城县东海村常阳和福井县敦贺市文殊反应炉）由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站.快堆在运行中既消耗裂变材料,又生产新裂变材料,而且所产可多于所耗,能实现核裂变材料的增殖. 石墨气冷堆以气体(二氧化碳或氦气)作为冷却剂的反应堆.这种堆经历了三个发展阶段,有天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆三种堆型.天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀做燃料,石墨做慢化剂,二氧化碳做冷却剂的反应堆.改进型气冷堆设计的目的是改进蒸汽条件,提高气体冷却剂的最大允许温度,石墨仍为慢化剂,二氧化碳为冷却剂.高温气冷堆是石墨作为慢化剂,氦气作为冷却剂的堆。

核电站简介

核电站简介核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。 1、简介：核电站又称核电厂，它指用铀、钚等作核燃料，将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂。核电厂主要以反应堆的种类相区别，有压水堆核电厂、沸水堆核电厂、重水堆核电厂、石墨水冷堆核电厂、石墨气冷堆核电厂、高温气冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等。核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施三大部分组成。核燃料在反应堆内产生的裂变能，主要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂设置有多项安全系统。火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站。核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，就会产生电，这些电能通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 2、工作原理：核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。原子由原子核与核外电子组成。原子核由

核电厂主要生产系统要点

核电厂主要生产系统核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。

这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

核电站常用堆型

1.压水堆压水堆是指使用轻水（即普通净化水）作冷却剂和慢化剂，且水在反应堆内保持液态的核反应堆。除秦山三期外，我国目前运行的核电机组全部为压水堆。压水堆作为一种技术十分成熟的堆型，与其他堆型相比，结构紧凑，经济上基建费用低、建设周期短、轻水价格便宜；有放射性的一回路与二回路分开，带有放射性的冷却剂不会进入二回路污染汽轮机，机组运行、维护方便。压水堆示意图 2.沸水堆

沸水堆利用轻水作慢化剂和冷却剂，只有一个回路，水在反应堆内沸腾产生蒸汽直接进入汽轮机发电。与压水堆相比，沸水堆工作压力低；由于减少了一个回路，其设备成本也比压水堆低；但这样可能使汽轮机等设备受到放射性污染，给设计、运行和维修带来不便。沸水堆示意图汽水分离再热器由于核电厂使用的汽轮机组为饱和蒸汽机组。蒸汽发生器产生的饱和蒸汽被送到高压缸作功，高压缸末级的排汽湿度达到了14.2%，如果此种蒸汽仍被送往低压缸，将对低压缸产生汽蚀、水锤，将大大缩短汽轮机组的使用寿命。为避免出现这种情况，专门设计了汽水分离再热器系统。高压缸的蒸汽作完功后，被送入到汽水分离再热器MSR（Moisture Separator and Reheater)。在MSR 中进行分离和再热，使进入低压缸的蒸汽为过热蒸汽，减低了对低压缸叶片的冲蚀。同时，汽水分离再热系统还起到了合理分配低压缸负荷，减轻高压缸负载的功能。 3.重水堆重水堆是以重水（氘和氧组成的化合物）作慢化剂的反应堆。其主要优点是可以直接利用天然铀作核燃料，同时采用不停堆燃料方式；但体积比轻水堆大，建造费用高，重水昂贵、发电成本也比较高。

重水堆核电站是发展较早的核电站，我国秦山三期1、2号机组采用的是加拿大坎杜型（CANDU）压力管式重水堆 CANDU 加拿大皮克灵核电厂（重水堆） 4.高温气冷堆高温气冷堆用氦气作冷却剂，石墨作慢化剂，堆芯出口温度较高。高温气冷堆热效率高，建造周期短，系统简单；但堆芯出口温度为850~1000℃甚至更高，对反应堆材料的性能要求也高。

核电站反应堆冷却剂系统_讲义

核电站反应堆冷却剂系统核电站反应堆冷却剂系统讲义

本讲义是针对一回路及相关辅助系统的学习。所包含的内容主要分三个方面：一回路主回路系统（RCP），一回路辅助系统（RCV、REA 、RRA、PTR），核安全系统（RIS、EAS、ASG）等。故我们的学习应该从这三方面入手分系统的掌握。本教材在详细介绍OJT206所涉及的系统的基础上结合现场有关操作使大家对OJT206的知识有一个全面的了解。第一章、反应堆冷却剂系统（RCP）反应堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。它集中了核岛部分除堆本体外对安全运行至关紧要的主要设备。反应堆冷却剂系统与压力壳一起组成一回路压力边界，成为防止放射性物质外泄的第二道安全屏障。核电站通常把核反应堆、反应堆冷却剂系统及相关辅助系统合称为核蒸汽供应系统。大亚湾压水堆电站一回路冷却剂系统由对称并联到压力壳进出口接管上的三条密封环路构成。每条环路由一台冷却剂主泵、一台蒸汽发生器以及相应的管道、阀门组成。整个一回路共用一台稳压器以及与其相当的卸压箱。反应堆冷却剂系统的压力依靠稳压器的电加热元件和喷雾器自动调节保持稳定。一、RCP系统的主要安全功能和要求 RCP系统的主要功能是利用主泵驱使一回路冷却剂强迫循环流动，将堆芯核燃料裂变产生的热量带出堆外，通过蒸汽发生器传给二回路给水产生蒸汽，冷却剂在导出堆芯热量的过程中冷却堆芯，防止燃料元件棒烧毁。压力壳内冷却剂还兼作堆芯核燃料裂变产生的快中子的慢化剂和堆芯外围的中子反射层。冷却剂水中溶有硼酸，因此堆内含硼冷却剂又可作为中子吸收剂。根据工况需要调节冷却剂中含硼浓度，可配合控制棒组件用以控制、补偿堆芯反应性的变化。系统内的稳压器用于控制一回路冷却剂系统压力，以防止堆芯产生偏离泡核沸腾。当一回路冷却剂系统压力过高时，稳压器安全阀则能实现超压保护。当发生作为第一道安全屏障的燃料元件棒包壳破损、烧毁事故时，RCP系统的压力边界可作为防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障。为此，对RCP系统安全功能和设计的要求是： 1．系统应提供足够的传递热量的能力，能将堆芯产生的热量带出并传给二回路介质。 2．在正常运行及预期瞬态工况下能对堆芯提供适当的冷却，并保证足够的烧毁余量，防止发生燃料包壳损伤。在事故工况下，为保证反应堆具有冷源，系统的布置要能够使冷却剂淹没堆芯并形成充分的自然循环，以导出堆芯余热，避免燃料超过温度极限。 3．系统应做到冷却剂中含硼浓度均匀；能限制冷却剂温度变化的速率，以保证不出现由这些因素而引起的反应性变化失控。 4．RCP压力边界应能适应与运行瞬态工况相应的温度、压力，并留有余度。 5．任一冷却剂环路管道断裂，不会导致其他管道的损坏，并仍能确保堆芯的冷却。 6．主泵应能提供足够的流量以满足热量转移和堆芯冷却要求。系统和主泵在事故状态下应具有足够的惯性流量；即使在一台主泵转子卡死时也不影响堆芯冷却。 7．蒸汽发生器是系统中唯一与二回路存在交界面的设备，因此要求蒸汽发生器的管子、管板的边界面尽可能避免将堆芯产生的放射性物质泄漏到二回路系统。 8．应能对系统进行泄漏检测。对预料的泄漏，如压力壳密封、主泵及某些阀杆的密封，应通过引漏系统进行收集，防止一回路冷却剂释放到安全壳空间。 9．稳压器应能维持系统正常运行压力，在电站负荷变化和冷却剂温度、体积变化时，压力能被限制在规定的范围内。在电站满功率下甩负荷而反应堆功率未能及时跟踪情况下，反应堆与汽轮机功率失配而引起系统压力上升时，稳压器超压保护应能及时动作。安全阀的排放能力应能使压力波动限制在规定范围内。

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中国实验快堆工程 ——核燃料越烧越多，核废料越烧越少工程总投资：13.88亿元工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。美国和欧洲许

多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。

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