1、一、國(guó)外輕水堆核電技術(shù)發(fā)展和特點(diǎn)國(guó)外具有輕水堆核電技術(shù)研究和開發(fā)主要國(guó)家有美國(guó)西屋公司，日本三菱燃燒工程公司，美國(guó)通用電氣、日本東芝、日立，法國(guó)法馬通，德國(guó)西門子公司以及俄羅斯等幾家，其開發(fā)過(guò)程如下：1. 美國(guó)西屋公司西屋公司自1957年建成第一座PWR核電站至七十年代末先后發(fā)展了30萬(wàn)千瓦一條環(huán)路的標(biāo)準(zhǔn)化系列機(jī)組，主要有兩環(huán)路、三環(huán)路的312型、314型和四環(huán)路的412型、414型等。據(jù)統(tǒng)計(jì)在美國(guó)運(yùn)行的核電站中，西屋公司供貨的共48臺(tái)其中二環(huán)路3臺(tái)，三環(huán)路312型為13臺(tái)，四環(huán)路為32臺(tái)，約占據(jù)美國(guó)核電市場(chǎng)一半。但自1976年后由于國(guó)內(nèi)沒有了核電訂貨，轉(zhuǎn)向日本、德國(guó)和法國(guó)等核電國(guó)家出口核電站

2、，轉(zhuǎn)讓核電技術(shù)。九十年代西屋公司根據(jù)URD文件要求，與日本三菱合作研究開發(fā)改進(jìn)型壓水堆核電站APWR1500MWe，同時(shí)投入大量力量研究開發(fā)非能力的AP600型機(jī)組，經(jīng)過(guò)技術(shù)論證和設(shè)計(jì)，于1998年獲得美國(guó)NRC的批準(zhǔn)（FDA）。2001年西屋公司和CE公司聯(lián)合后，利用AP600非能動(dòng)安全的設(shè)計(jì)概念；加上CE公司系統(tǒng)80雙蒸汽發(fā)生器經(jīng)驗(yàn)向電力公司推薦AP1000機(jī)型，采用非能動(dòng)技術(shù)和兩條50萬(wàn)千瓦的環(huán)路經(jīng)驗(yàn)，簡(jiǎn)化設(shè)計(jì)，改善核電的經(jīng)濟(jì)性。2. 日本三菱公司六十、七十年代主要引進(jìn)美國(guó)西屋公司的212、312和412三種PWR核電技術(shù)經(jīng)消化吸收，逐步實(shí)現(xiàn)國(guó)產(chǎn)化，至今在日本已建造了212型和312型機(jī)

3、組各8臺(tái)，412型機(jī)組7臺(tái)。九十年代與西屋公司共同開發(fā)APWR-1500改進(jìn)型核電機(jī)組。原計(jì)劃，21世紀(jì)第一個(gè)10年建造，現(xiàn)在日本5家PWR的電力公司與三菱合作，準(zhǔn)備根據(jù)URD要求在APWR成熟技術(shù)基礎(chǔ)增加少量必要的改進(jìn)，準(zhǔn)備在敦賀設(shè)計(jì)建造APWR核電機(jī)組。同時(shí)研究開發(fā)容量更大的能動(dòng)和非能動(dòng)相結(jié)合的混合型NP21機(jī)組，（電功率為15001700MWe，四環(huán)路PWR）作為日本21世紀(jì)核電機(jī)組。3. 法國(guó)法瑪通公司法國(guó)在七十年代從美國(guó)西屋公司引進(jìn)后，先后建造了一批312型機(jī)組（CPY型，M310型）。從1977年起采用西屋公司414型核電技術(shù)，建造了20臺(tái)四環(huán)路的P4/P4機(jī)組，接著從1984年起

4、開發(fā)建造了N4型四環(huán)路150萬(wàn)千瓦級(jí)核電機(jī)組。目前法瑪通和德國(guó)西門子公司正在聯(lián)合開發(fā)改進(jìn)型PWR機(jī)組EPR1500，作為歐洲下一代的核電機(jī)組。4. 美國(guó)燃燒工程（CE）公司CE公司從七十年代研究開發(fā)了系統(tǒng)80型PWR核電技術(shù)，先后建造14臺(tái)系統(tǒng)80型核電機(jī)組。八十年代CE公司向韓國(guó)電力公司轉(zhuǎn)讓系統(tǒng)80型PWR核電技術(shù)，通過(guò)靈光31、4兩臺(tái)機(jī)組，形成韓國(guó)標(biāo)準(zhǔn)核電站（KSNP）。目前CE公司與韓國(guó)電力公司進(jìn)一步合作開發(fā)系統(tǒng)80型電功率為135萬(wàn)千瓦CP1350型的雙蒸汽發(fā)生器核電站。5. 德國(guó)西門子公司德國(guó)西門子公司（原KWU）自六十年代末引進(jìn)西屋公司212和312型PWR核電技術(shù)后，經(jīng)過(guò)自己研究

5、開發(fā)建造了一批四環(huán)路電功率為1300MWe PWR核電機(jī)組。九十年代以來(lái)國(guó)內(nèi)無(wú)訂貨，目前與法瑪通公司聯(lián)合開發(fā)，EPR型核電機(jī)組。6. 俄羅斯的壓水堆核電技術(shù)是在原蘇聯(lián)核潛艇技術(shù)基礎(chǔ)上開發(fā)的，其發(fā)展經(jīng)歷了三代：VVER440/230，VVER440/213與VVER1000（包括/187、/302、/338、/320四種型號(hào)）。以后又以VVER1000/320為基礎(chǔ)，開發(fā)了改進(jìn)的ASE91和ASE92兩種設(shè)計(jì)。其中ASE92采用了較多非能動(dòng)安全系統(tǒng)和設(shè)施，特別是采用以大氣作最終熱阱的非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)，是俄羅斯下一步發(fā)展能動(dòng)與非能動(dòng)混合式的先進(jìn)壓水堆核電機(jī)型。7. 沸水堆核電站：沸水堆在上世紀(jì)五

6、十年代中由美國(guó)通用電氣公司（GE）開發(fā)研制，六十年代到八十年代先后建造BWR2、BWR3、BWR4、BWR5到BWR6不同階段的堆型，其建35臺(tái)機(jī)組，從BWR4開始電站容量達(dá)100萬(wàn)千瓦，從BWR5開始采用高壓堆芯噴淋系統(tǒng)，BWR6開始燃料組件采用88排列，安全殼采用mark-III型。八十年代開始，GE公司與日本東芝、日立公司合作開發(fā)了先進(jìn)沸水堆（ABWR），首座ABWR1356MW機(jī)組K6、K7已于1997年在日本柏崎刈羽核電廠正式投入運(yùn)行。至今運(yùn)行一直良好，平均利用因子大于85%。2000年開工的我國(guó)臺(tái)灣核電龍門電站也采用ABWR機(jī)組。日本電力公司計(jì)劃在2010年底前新增13臺(tái)核電機(jī)組，

7、其中8臺(tái)是采用ABWR。改進(jìn)特點(diǎn)：(1)提高反應(yīng)堆的單堆功率為了節(jié)省核電可選擇廠址，降低此投資。對(duì)于電網(wǎng)容量超過(guò)2000萬(wàn)千瓦的國(guó)家和地區(qū)大多數(shù)選擇單堆功率大于百萬(wàn)千瓦的大型核電機(jī)組，降低比投資。目前輕水堆核電機(jī)組工業(yè)能力已達(dá)到150萬(wàn)千瓦級(jí)。(2)改進(jìn)堆芯設(shè)計(jì)，提高燃耗深度改進(jìn)堆芯燃料管理設(shè)計(jì)，延長(zhǎng)換料周期。電站換料周期延長(zhǎng)1824個(gè)月。降低堆芯功率密度和燃料棒線功率密度，增加事故工況下堆芯熱工安全裕度15%。采用高性能燃料組件為了達(dá)到高燃耗，良好熱工安全性要求，堆芯中采用細(xì)棒徑，良好水力特性，全鋯型高性能燃料組件。(3)改進(jìn)核島主設(shè)備設(shè)計(jì)提高設(shè)備可靠性和利用率反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)改進(jìn)驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)采用35

8、0 的耐高溫線圖，取消堆頂通風(fēng)系統(tǒng)，提高控制定位準(zhǔn)確性和可靠性。中子測(cè)量系統(tǒng)改為從上部插入堆芯的ICIS，壓力容器下封頭無(wú)貫穿件，降低堆的下腔室。調(diào)整堆內(nèi)中子徑向反射層結(jié)構(gòu)減少壓力容器輻照損傷，延長(zhǎng)壓力容器使用壽命。采用一體化堆頂設(shè)計(jì)，驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)耐壓殼與頂蓋的管座一體化取消焊接頭，提高反應(yīng)堆安全性。蒸汽發(fā)生器改進(jìn)對(duì)60F1改進(jìn)，優(yōu)化傳熱管束排列，增大蒸汽發(fā)生器傳熱面積達(dá)19%，擬采用國(guó)際先進(jìn)成熟75或125二環(huán)路蒸發(fā)器型號(hào)反應(yīng)堆冷卻劑泵改進(jìn)100D型的主泵，使泵的連續(xù)工作時(shí)間大于最長(zhǎng)換料周期，以便與換料周期相適應(yīng)，并在事故工況下，設(shè)置軸封水的應(yīng)急電源。(4)專設(shè)安全系統(tǒng)的改進(jìn)新一代壓水堆核電廠采

9、用非能動(dòng)型或能動(dòng)和非能動(dòng)混合型的專設(shè)安全設(shè)施。全能動(dòng)型或混合型應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)安全殼噴淋系統(tǒng)由兩個(gè)冗余子系列組成，兩個(gè)系列實(shí)體隔離，每個(gè)系列具有100%噴淋能力。輔助給水系統(tǒng)也包括兩個(gè)子系統(tǒng)，每個(gè)系列包括一臺(tái)電動(dòng)、一臺(tái)汽動(dòng)，由兩個(gè)輔助水箱向兩系列供水，電動(dòng)泵密量2100%，汽動(dòng)（或柴油機(jī)）泵容量2100%。安全殼隔離系統(tǒng)凡貫穿安全殼廠房的管線均設(shè)置兩個(gè)隔離閥，一個(gè)在安全殼內(nèi)，另一個(gè)在安全殼外。(5)安全殼系統(tǒng)改進(jìn)非能動(dòng)型的安全殼冷卻安全殼采用半球頂雙層結(jié)構(gòu)，內(nèi)殼鋼殼，外殼為混凝土殼。失水事故初期利用安全殼頂部貯水箱內(nèi)水自流噴淋。安全殼長(zhǎng)期冷卻是利用鋼殼壁將安全殼內(nèi)系統(tǒng)的熱量傳給鋼殼外自然對(duì)流的

10、空氣，安全殼內(nèi)的蒸汽冷凝后由成水返回安全殼底部。非能動(dòng)型的反應(yīng)堆衰變熱導(dǎo)出安全殼混凝土外殼附加一個(gè)高位水箱（或水池），反應(yīng)堆的衰變熱由反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)自然循環(huán)帶出，蒸汽發(fā)生器的蒸汽引向該水池內(nèi)浸式熱交換器的管側(cè)，冷凝水然后靠重力返回蒸汽發(fā)生器。(6)土建與廠房布置的改進(jìn)核電機(jī)組廠房布置采用單堆敲圖章方式，更好地體現(xiàn)與滿足URD的要求，特別是能更好地滿足人因工程與簡(jiǎn)單地要求。廠房與系統(tǒng)布置上，不同安全序列做到完全的實(shí)體分離。滿足防火，放射性分區(qū)，防水淹，生命通道等準(zhǔn)則。采用模塊化工程設(shè)計(jì)，提高工程的質(zhì)量，縮短建造周期。(7)儀表與控制系統(tǒng)改進(jìn)新一代核電廠將實(shí)現(xiàn)數(shù)字化，智能化儀表與控制系統(tǒng)：儀表控

11、制，滿足URD要求：全數(shù)字一體化控制系統(tǒng)全數(shù)字一體化的保護(hù)系統(tǒng)在線故障診斷與定位技術(shù)光纖通信，提高抗干擾能力，使整個(gè)系統(tǒng)結(jié)構(gòu)靈活，就地?cái)U(kuò)充方便，減少電纜數(shù)設(shè)置先進(jìn)主控室：符合人因工程的人機(jī)界面，友好的主控室，對(duì)系統(tǒng)進(jìn)行功能分析和分配及智能化操作，減少人為誤操作。智能報(bào)警與面向狀態(tài)的事故診斷系統(tǒng)大屏幕顯示，通過(guò)計(jì)算機(jī)工程分析，提供實(shí)時(shí)數(shù)據(jù)。(8)采用嚴(yán)重事故設(shè)計(jì)分析和PSA先進(jìn)技術(shù)為了達(dá)到比現(xiàn)有核電站更高的安全目標(biāo)，符合國(guó)家核安全局當(dāng)局發(fā)布的“核安全政策聲明”，嚴(yán)重事故管理已作為新建核電廠設(shè)計(jì)中應(yīng)該考慮的重要安全問題。二、用戶對(duì)新一代核電機(jī)組性能要求安全可靠性要求：嚴(yán)重事故概率，10-610-7

12、/堆年堆芯失效概率：10-510-6/堆年堆芯熱工安全裕量15%良好人機(jī)界面主控室，提高控制能力職業(yè)人員輻照劑量1人SV/堆年放射性廢物處理量250m3/年（100桶）可用率有效性要求電站可用率87%電站設(shè)計(jì)壽命60年換料周期1824個(gè)月堆芯平均卸料燃耗45000Mwd/tU提高電站負(fù)荷跟蹤能力經(jīng)濟(jì)性：建造工期（1300MWe電站）54個(gè)月降低比投資單位造價(jià)1300美元/KW控制上網(wǎng)電價(jià)4美分/KWh 新一代核電技術(shù)性能要求世界核電發(fā)展和公眾對(duì)核電要求，新一代核電技術(shù)性能要求。（1）追求更好的安全性對(duì)核電站發(fā)生堆芯熔化事故和大量放射性釋放的概率分別由10-4和10-5降低為10-5和10-6（

13、10萬(wàn)100萬(wàn)分之一），從核電機(jī)組的固有安全概念擴(kuò)展為包括整個(gè)核燃料循環(huán)體系的自然安全概念。（2）不斷改善核電的經(jīng)濟(jì)性核能要大規(guī)模發(fā)展，必須提高經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)能力，也就是要求更加經(jīng)濟(jì)的核能技術(shù)，更低造價(jià)，更低的發(fā)電成本。（3）要滿足環(huán)境生態(tài)可持續(xù)發(fā)展核能的固有優(yōu)點(diǎn)不排放污染環(huán)境的二氧化硫等廢物和溫室氣體二氧化碳，具有常規(guī)能源所沒有的優(yōu)勢(shì)。但是產(chǎn)生長(zhǎng)壽命的放射性核素并將不斷地積累。如何處理，將它燒掉，以滿足環(huán)境生態(tài)可持續(xù)發(fā)展要求。（4）要滿足資源利用可持續(xù)發(fā)展的要求目前核反應(yīng)堆發(fā)電技術(shù)，只能利用天然鈾資源蘊(yùn)藏能量的1%左右。發(fā)展新的核電技術(shù)采用閉合燃料循環(huán)是，實(shí)現(xiàn)裂變物質(zhì)增殖，使有限的核能發(fā)展為大規(guī)模

14、的核能。（5）滿足防核擴(kuò)散的要求最重要是嚴(yán)格控制分離钚的生產(chǎn)，研究新的燃料循環(huán)工藝，對(duì)快中子增殖堆的燃燒燃料不作鈾和钚分離，制造成可放到堆中復(fù)用核燃料。實(shí)行核電站與后處理一體化，采用高溫冶金法后處理工藝。第二代壓水堆核電站指七十年代至今在運(yùn)行的大部分商業(yè)核電站基本堆型，大部分已實(shí)現(xiàn)標(biāo)準(zhǔn)化，系列化和批量建設(shè)：主要型號(hào)有60萬(wàn)千瓦級(jí)的212型；90萬(wàn)千瓦級(jí)的美國(guó)的312、法國(guó)的M310；100120萬(wàn)千瓦級(jí)的美國(guó)的314，日本的大阪3#、4#，法國(guó)的P4，俄國(guó)VVE-1000，韓國(guó)KSNP-1000；13501500千瓦級(jí)的美國(guó)414和法國(guó)和N4。二代加改進(jìn)型：日本APWR敦賀3#、4#，韓國(guó)CE

15、公司的APR1400。4P三、第三代輕水堆核電站第三代核電站三哩島和切爾諾貝利核事故后，國(guó)際更重視對(duì)核電安全性、經(jīng)濟(jì)性和核廢物處置要求，美國(guó)電力業(yè)主和美國(guó)核管會(huì)，制訂了適用下一代輕水核電站設(shè)計(jì)要求的“用戶要求文件（URD）”。現(xiàn)在人們通常把符合URD要求的核電站稱為第三代核電站。典型的核電機(jī)組有通用公司的ABWR，法馬通西門子公司開發(fā)的EPR和西屋公司的AP1000。1.歐洲新一代核電機(jī)組EPR-1500 九十年代以來(lái)法國(guó)和德聯(lián)合開發(fā)新一代壓水堆核電機(jī)組目標(biāo)是替代二十一世紀(jì)將退役核電站。功率規(guī)模為150萬(wàn)千瓦，系統(tǒng)設(shè)計(jì)、回路配置及主要設(shè)備設(shè)計(jì)方面，均與現(xiàn)有核電站一致并在此基礎(chǔ)上改進(jìn)。其主要特點(diǎn)

16、：重要核安全系統(tǒng)增加，安全設(shè)施多樣互為備用，電站安全可靠性更高。功率規(guī)模大，電站單位投資成本降低。核電站主要參數(shù)：額定熱功率4300MWt 額定電功率1525MWe 回路4冷卻劑工作壓力15.2MPa 反應(yīng)堆進(jìn)、出口溫度295.9/327.2冷卻劑流量28330m3/h主蒸汽壓力78bar安全殼雙層殼堆芯燃料組件241平均線功率密度156W/cm2堆芯參數(shù)：燃料組件數(shù)241燃料棒數(shù)63865等效直徑3767mm燃料活性長(zhǎng)度4200mm平均線性熱功率156.1W/cm控制棒組件數(shù)89自給能中子探測(cè)器12氣動(dòng)小球探針40換料周期1824個(gè)月堆芯布置圖燃料組件：燃料棒排列17X17棒距12.6mm每

17、個(gè)組件燃料棒數(shù)285組件卸料最大燃耗70000MWd/t燃料棒外徑9.5mm活性段長(zhǎng)度4200mm包殼材料M5TM包殼泵度0.57mm控制棒組件：每級(jí)控制棒24吸收體、下部材料AgInCd外徑7.65mm長(zhǎng)度1500mm上部材料B10(19.9%)直徑7.47mm長(zhǎng)度2610mm控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)參數(shù)：數(shù)量89個(gè)重量403kg提升力3000N行程4100mm步進(jìn)速度375mm/min或750mm/min最大許可緊急停堆時(shí)間3.5S材料1810不銹鋼線圈耐溫350 控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)壓力容器主要參數(shù)設(shè)計(jì)壓力176bar設(shè)計(jì)溫度357壽期60年內(nèi)徑4885mm壁厚250mm底封頭厚度145mm材料16MN

18、D5高度12708mm重量526t頂蓋壁厚230mm壓力容器堆內(nèi)構(gòu)件主要參數(shù)上部支撐板厚度350mm堆芯上板厚度60mm導(dǎo)向筒組件89下部支撐板厚度415mm下部支撐材料Z3CN18-10中子強(qiáng)反射層材料Z2CN19-10重量90t堆內(nèi)構(gòu)件蒸汽發(fā)生器主要參數(shù)數(shù)量4每臺(tái)傳熱面積7960m2二次側(cè)設(shè)計(jì)壓力100bar二次側(cè)設(shè)計(jì)溫度311傳熱管材料690外徑/壁厚19.05X1.09mm傳熱管數(shù)目5980三角形節(jié)距27.43mm支承板材料13%Cr不銹鋼總高度23m蒸汽發(fā)生器主要參數(shù)重量500t給水溫度230濕度0.1%蒸汽溫度293蒸汽壓力78bar主蒸汽流量2554kg/S蒸汽發(fā)生器穩(wěn)壓器主要參

19、數(shù)設(shè)計(jì)壓力176巴設(shè)計(jì)溫度362總?cè)莘e75m3高度14.4m材料18MND5筒體厚度140mm加熱器108重量150t安全閥容量3X330t/h卸壓閥容量900t/h穩(wěn)壓器主冷卻劑泵主要參數(shù)數(shù)量4高度9.3m重量112t設(shè)計(jì)流量28330m3/h設(shè)計(jì)揚(yáng)程100.2m轉(zhuǎn)速1485rpm電機(jī)功率9000KW主冷卻劑泵安全措施事故防范措施：簡(jiǎn)化安全系統(tǒng)；對(duì)安全功能實(shí)體隔離和備用功能的多樣化來(lái)消除共模故障；增強(qiáng)穩(wěn)壓器和蒸發(fā)器貯水能力；采用數(shù)字化儀控系統(tǒng)提供最佳人機(jī)界面和先進(jìn)的操縱員信息系統(tǒng)嚴(yán)重事故防范措施：采用高度可靠的余熱排出系統(tǒng)加上降壓措施防范高壓堆芯熔化。用氫復(fù)合器在早期階段降低安全殼內(nèi)氫濃度來(lái)

20、防范高負(fù)荷氫燃燒。安裝保護(hù)層專用擴(kuò)散隔室限制堆芯熔融物與混凝土的相互作用。用專用安全殼噴淋系統(tǒng)防止安全殼內(nèi)壓增加；采用雙層安全殼限制泄漏和旁通。安注系統(tǒng)通過(guò)系統(tǒng)功能多樣化實(shí)現(xiàn)安全系統(tǒng)之間備用廠房布置特點(diǎn)：以安全殼廠房為中心，周圍布置安全和燃料廠房，所有安全相關(guān)系統(tǒng)都設(shè)計(jì)成四重冗余并完全實(shí)體隔離。雙層安全殼，內(nèi)層為予應(yīng)力帶橢圓球封頭圓柱形與地面混凝土鋼筋形成。外層為鋼筋混凝土筒與安全殼共用地面，上面鋼筋混凝土穹頂可抗外部事件。反應(yīng)堆廠房、燃料廠房和四個(gè)安全廠房設(shè)有抗外部事件（地震和爆破）保護(hù)。2#和3#安全廠房反應(yīng)堆廠房和燃料廠房設(shè)置掩體，抗飛機(jī)撞擊。人員和設(shè)備閘門兩面雙密封，事故壓力下，安全殼

21、內(nèi)泄漏率低于每天安全殼容積的1%。EPR-廠房布置廠房布置2.美國(guó)新一代壓水堆核電機(jī)組AP1000 美國(guó)西屋公司和燃料公司2002年聯(lián)合開發(fā)AP1000壓水堆核電機(jī)組，作為向美國(guó)電力公司推薦美國(guó)恢復(fù)核電的選型機(jī)組，其特點(diǎn)：為了滿足美國(guó)核電業(yè)主公眾的安全和經(jīng)濟(jì)要求，采用了全部非能動(dòng)的安全系統(tǒng)：包括：非能動(dòng)的堆芯應(yīng)急冷卻； 非能動(dòng)的安全殼冷卻； 簡(jiǎn)化一回路系統(tǒng)設(shè)備；配置防止嚴(yán)重事故對(duì)策。核電站主要參數(shù)：核電站熱功率3400MWt電功率（凈輸出）1115MWe冷卻劑環(huán)路2個(gè)熱段/4個(gè)熱段冷卻劑工作壓力15.5MPa冷卻劑流量75000gpm反應(yīng)堆進(jìn)口溫度280.7反應(yīng)堆出口溫度321 主蒸汽壓力5.

22、76MPa蒸汽溫度273蒸汽流量1886kg/S 技術(shù)特點(diǎn)：2.1 反應(yīng)堆采用MD314型成熟的堆型堆芯采用高14英尺1717排列P型高性能燃料組件，首爐裝料157個(gè)組件。壓力容器內(nèi)徑3.98m，六個(gè)接管四進(jìn)2出，堆內(nèi)構(gòu)件和驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)均用MD314堆型成熟技術(shù)。反應(yīng)堆主要參數(shù)：堆芯有效高度4.276m等效堆芯直徑3.04m燃料裝量84.5tU平均線熱功率18.7KW/m控制棒數(shù)69束反應(yīng)堆壓力容器參數(shù)殼體內(nèi)徑3988mm筒體壁厚203mm高度12.05m設(shè)計(jì)壓力17.2MPa設(shè)計(jì)溫度343.3設(shè)計(jì)壽命60年筒體接管4進(jìn)2出頂蓋驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)管座69個(gè)技術(shù)特點(diǎn)：2.2 簡(jiǎn)化一回路系統(tǒng)設(shè)備采用CE公司雙蒸

23、發(fā)器，四進(jìn)二出的雙環(huán)路布置，每個(gè)環(huán)路設(shè)一臺(tái)大容量SG和二臺(tái)屏蔽泵。蒸汽發(fā)生器采用125型，U型管飽和蒸汽發(fā)生器，蒸汽干度可達(dá)0.01%，屏蔽泵設(shè)置在蒸發(fā)器一次側(cè)下封頭。呈一體化結(jié)構(gòu)。穩(wěn)壓器容積加大到60m3。反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)蒸汽發(fā)生器主要參數(shù)類型125立式U形管數(shù)量2臺(tái)傳熱面積11477m2傳熱管子數(shù)10025傳熱管材料Inconel-690管子尺寸17.5X15.4mm最大外徑5.575總高度22.46m重量663.7t穩(wěn)壓器和主泵主要參數(shù)穩(wěn)壓器設(shè)計(jì)壓力/溫度17.1MPa/360總?cè)莘e59.47m3電加熱功率1600KW內(nèi)徑2.28m總高16.27m主泵類型封閉式電動(dòng)機(jī)數(shù)量4臺(tái)流量4.97m

24、3/S壓頭揚(yáng)程111.3m轉(zhuǎn)速1750rpm技術(shù)特點(diǎn)：2.3 采用全非能動(dòng)的堆芯應(yīng)急冷卻堆芯補(bǔ)水箱（CMT）在殼內(nèi)，壓力與RCS平衡，直接小破口LOCA高壓安注。安注箱（ACT）：較大破口的堆芯補(bǔ)水。堆芯再淹沒箱：較大破口時(shí)安注，安注壓力低于ACT。換料水貯存箱在殼內(nèi)，常壓提供LOCA后長(zhǎng)期安注和排熱，提供6小時(shí)注水（殼內(nèi)再循環(huán)）。技術(shù)特點(diǎn)：2.4 非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)采用AP600形式的雙層安全殼（內(nèi)層鋼，外層鋼筋砼）高位貯水箱設(shè)置在安全殼頂，實(shí)現(xiàn)72小時(shí)人員不干預(yù)，72小時(shí)后補(bǔ)水或自然循環(huán)空冷LOCA和MSLB后，降低殼內(nèi)濕度和壓力，保證安全殼的結(jié)構(gòu)完整性。安全殼參數(shù)類型干燥、自立式、鋼結(jié)

25、構(gòu)整體形狀：圓柱形尺寸（直徑/高度）39.6/65.63m設(shè)計(jì)壓力/溫度：設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件：406.7Kpag/148.9嚴(yán)重事故工況下：889.4Kpag/204.4設(shè)計(jì)泄漏率0.10%/容積/d材料SA738，B級(jí)鋼殼厚度4.44cm自由容積58615m3技術(shù)特點(diǎn)：2.5 嚴(yán)重事故對(duì)策通過(guò)堆芯應(yīng)急冷卻，壓力容器冷卻和阻止堆芯熔化物與混凝土相互作用等措施將堆芯熔化物滯留在安全殼內(nèi)。通過(guò)快速降壓防止高壓熔堆發(fā)生。通過(guò)氫氣自動(dòng)點(diǎn)火器和復(fù)合器防止氫爆炸。高壓狀態(tài)時(shí)通過(guò)快速降壓（ADS）防止蒸汽爆炸。防止堆芯熔化物直接加熱安全殼。3. 混合型：既保持現(xiàn)有四環(huán)大型核電機(jī)組經(jīng)驗(yàn)，對(duì) 事故概率較高的安全系統(tǒng)保

26、持能動(dòng)設(shè)施，對(duì)事故概率較低的LOCA，嚴(yán)重事故采用非能動(dòng)安全設(shè)施，改進(jìn)安全殼和安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)，進(jìn)一步提高安全可靠性，如：日本三菱推出21世紀(jì)核電站NP21。NP-21 安全殼廠房NP21型核電機(jī)組堆芯采用9.2棒徑2121排列燃料組件。燃料棒活性段高度4.3m(14英尺)堆芯首裝料177個(gè)組件，相應(yīng)堆芯高度和等效直徑同APWR，控制棒及驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)可減少到57組，在壓力容器幾何尺寸與APWR相同條件下反應(yīng)堆的出力可達(dá)15001700MWe，核電站換料周期24個(gè)月。蒸汽發(fā)生器采用臥式蒸汽發(fā)生器，加大二次側(cè)水容器，有利于導(dǎo)出反應(yīng)堆衰變熱。安全殼采用圓球形雙層安全殼內(nèi)層為承壓鋼殼，外層為混凝土屏蔽殼。NP

27、-21 反應(yīng)堆專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)采用能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合的混合型安全系統(tǒng)：對(duì)于概率較大的SG管斷裂的小失水事故是采用：能動(dòng)的安全系統(tǒng)：依靠上充/安注泵，輔助給水泵和應(yīng)急柴油機(jī)供電源等能動(dòng)系統(tǒng)將事故進(jìn)行可靠終止；對(duì)于概率較小的LOCA冷卻劑失水事故，則采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)，依靠主冷卻劑降壓設(shè)備，改進(jìn)安注箱，重力注水箱和蒸汽發(fā)生器使堆芯冷卻劑降溫降壓，將極限事故通過(guò)非能動(dòng)安全系統(tǒng)加以終止，并將安全殼環(huán)形腔空氣通過(guò)非能動(dòng)的過(guò)濾系統(tǒng)，降低事故釋放的放射性。非能動(dòng)安全系統(tǒng)還作為能動(dòng)安全系統(tǒng)的備用。大失水事故非LOCAS-G管破裂（小失水）能動(dòng)安全系統(tǒng) 上充/安注泵 補(bǔ)助給水泵 應(yīng)急柴油機(jī)非能動(dòng)系統(tǒng)冷卻措施：嚴(yán)

28、重事故工況減少放射性排 減壓系統(tǒng) 安注箱 重力注入阱 蒸汽發(fā)生器放 非能動(dòng)過(guò)濾系統(tǒng)能動(dòng)的系統(tǒng)不用于 概率高的事故依靠能動(dòng)安全系統(tǒng)制止 概念低的事故依靠非能動(dòng)安全系統(tǒng)制止四、第四代核電站2002年9月十四個(gè)國(guó)家在東京召開第四代反應(yīng)堆國(guó)際論談會(huì)上明確在2030年以前將開發(fā)幾種新型核電站反應(yīng)堆和燃料循環(huán)技術(shù)：1.超臨界水冷堆系統(tǒng)（SCNR）超臨界水冷堆系統(tǒng)采用高溫、高壓、水冷堆，在水的熱力學(xué)臨界點(diǎn)（374 ,22.4MPa)以上運(yùn)行。超臨界水冷卻劑能使熱效率比現(xiàn)在的輕水堆高約1/3，并簡(jiǎn)化了電廠配套設(shè)施。主要技術(shù)參數(shù)電廠配套設(shè)施大大簡(jiǎn)化的原因是，冷卻劑在反應(yīng)堆中不改變狀態(tài)，直接與能量轉(zhuǎn)換設(shè)備相連接，超臨界水到了汽輪機(jī)直接汽化推動(dòng)汽機(jī)葉片作功。參考系統(tǒng)的功率為170萬(wàn)千瓦，運(yùn)行壓力是25MPa。反應(yīng)堆的出口溫度為510 ，燃料是鈾氧化物。采用了類似沸水堆中非能動(dòng)安全設(shè)施。超臨界水冷堆系統(tǒng)主要設(shè)計(jì)用于有效的電力生產(chǎn)，反應(yīng)堆可以設(shè)計(jì)成熱中子造成快中子譜兩種。燃料選擇一種錒系管理方案。熱中子譜堆采用開式燃料循環(huán)方案；快中子譜堆上采用閉式燃料循環(huán)。電廠配套設(shè)施大大簡(jiǎn)化的原因是，冷卻劑在反應(yīng)堆中不改變狀態(tài)，直接與能量轉(zhuǎn)換設(shè)備相連接，超臨界水到了汽輪機(jī)直接汽化推動(dòng)汽機(jī)葉片