核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件

核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展1目錄一、國外輕水堆核電技術(shù)發(fā)展和特點(diǎn)二、用戶對新一代核電機(jī)組性能要求三、第三代壓水堆核電站四、第四代核電站目錄2一、國外輕水堆核電技術(shù)發(fā)展和特點(diǎn)國外具有輕水堆核電技術(shù)研究和開發(fā)主要國家有美國西屋公司，日本三菱燃燒工程公司，美國通用電氣、日本東芝、日立，法國法馬通，德國西門子公司以及俄羅斯等幾家，其開發(fā)過程如下：1.美國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)美國核電市場一半。但自1976年后由于國內(nèi)沒有了核電訂貨，轉(zhuǎn)向日本、德國和法國等核電國家出口核電站，轉(zhuǎn)讓核電技術(shù)。一、國外輕水堆核電技術(shù)發(fā)展和特點(diǎn)3九十年代西屋公司根據(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APWR－1500MWe，同時(shí)投入大量力量研究開發(fā)非能力的AP－600型機(jī)組，經(jīng)過技術(shù)論證和設(shè)計(jì)，于1998年獲得美國NRC的批準(zhǔn)（FDA）。2001年西屋公司和CE公司聯(lián)合后，利用AP－600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AP－1000機(jī)型，采用非能動(dòng)技術(shù)和兩條50萬千瓦的環(huán)路經(jīng)驗(yàn)，簡化設(shè)計(jì)，改善核電的經(jīng)濟(jì)性。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)42.日本三菱公司六十、七十年代主要引進(jìn)美國西屋公司的212、312和412三種PWR核電技術(shù)經(jīng)消化吸收，逐步實(shí)現(xiàn)國產(chǎn)化，至今在日本已建造了212型和312型機(jī)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NP－21機(jī)組，（電功率為1500－1700MWe，四環(huán)路PWR）作為日本21世紀(jì)核電機(jī)組。2.日本三菱公司5國外壓水堆核電技術(shù)發(fā)展過程年代國家6070809020201日本三菱（23）美國西屋(48)B&W(6)美國燃燒(14)韓國Kepco(12)美濱1#2#(MD121)敦賀1#(MD312)大阪1#2#(MD412)玄海1#2#(MD312)敦賀2#(MD412)玄海3#4#(MD412)大阪3#4#(MD412)敦賀3#4#(APWR+1530)NP-21MD212MD312MD312MD412型(B-B)MD312MD412型(SMP)MD412(Texes)AP-600設(shè)計(jì)APWR-1500設(shè)計(jì)AP-1000設(shè)計(jì)APWR+PaloVerde系統(tǒng)80系統(tǒng)80標(biāo)準(zhǔn)系統(tǒng)80+TM設(shè)計(jì)系統(tǒng)80靈光3#4#(系統(tǒng)80)蔚珍3#4#(系統(tǒng)80)系統(tǒng)80+TM設(shè)計(jì)國外壓水堆核電技術(shù)發(fā)展過程年代6070809020201美濱63.法國法瑪通公司法國在七十年代從美國西屋公司引進(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/P’4機(jī)組，接著從1984年起開發(fā)建造了N4型四環(huán)路150萬千瓦級核電機(jī)組。目前法瑪通和德國西門子公司正在聯(lián)合開發(fā)改進(jìn)型PWR機(jī)組EPR－1500，作為歐洲下一代的核電機(jī)組。3.法國法瑪通公司74.美國燃燒工程（CE）公司C－E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公司向韓國電力公司轉(zhuǎn)讓系統(tǒng)80型PWR核電技術(shù)，通過靈光3＃1、4＃兩臺(tái)機(jī)組，形成韓國標(biāo)準(zhǔn)核電站（KSNP）。目前CE公司與韓國電力公司進(jìn)一步合作開發(fā)系統(tǒng)80＋型電功率為135萬千瓦CP－1350型的雙蒸汽發(fā)生器核電站。4.美國燃燒工程（CE）公司85.德國西門子公司德國西門子公司（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)過自己研究開發(fā)建造了一批四環(huán)路電功率為1300MWePWR核電機(jī)組。九十年代以來國內(nèi)無訂貨，目前與法瑪通公司聯(lián)合開發(fā)，EPR型核電機(jī)組。5.德國西門子公司9國外壓水堆核電技術(shù)發(fā)展過程年代國家6070809020201法國(FAM)(58)德國西門子(13)俄羅斯(13)CPY(引進(jìn)MD312)CPY標(biāo)準(zhǔn)型P4(引進(jìn)MD412)P4’(引進(jìn)MD414)N4EPR-1500設(shè)計(jì)Starde(引進(jìn)MD212)GKN1#(MD312)KWB(1300)BiBalisA#,B#KonV1300(標(biāo)準(zhǔn)化)GKN2#EPR-1500設(shè)計(jì)VVER440/230,213VVER1000/187,302VVER1000/338,320國外壓水堆核電技術(shù)發(fā)展過程年代6070809020201CP106.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）。以后又以VVER1000/320為基礎(chǔ)，開發(fā)了改進(jìn)的ASE－91和ASE－92兩種設(shè)計(jì)。其中ASE－92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。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)117.沸水堆核電站：沸水堆在上世紀(jì)五十年代中由美國通用電氣公司（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)100萬千瓦，從BWR5開始采用高壓堆芯噴淋系統(tǒng)，BWR－6開始燃料組件采用8×8排列，安全殼采用mark-III型。7.沸水堆核電站：12國外壓水堆核電技術(shù)發(fā)展過程年代國家6070809020201日本東芝、日立（28）美國(G-E)(35)德國(6)瑞典(8)BWR2敦賀1#36BWR3（4）福島1#46福島2#78BWR4（6）福島3#-－578福島6#110BWR5（14）福島2期1-4#柏崎K1-5#ABWR柏崎6-7#BWR2（1）BWR3（5）BWR4（15）BWR5（4）BWR6（4）BWR－5（3）90萬BWR－6（3）130萬BWR－3（1）50萬BWR4（2）60萬BWR－6（5）100萬國外壓水堆核電技術(shù)發(fā)展過程年代607080902020113八十年代開始，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ABWR－1356MW機(jī)組K－6、K－7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，其中8臺(tái)是采用ABWR。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14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。對于電網(wǎng)容量超過2000萬千瓦的國家和地區(qū)大多數(shù)選擇單堆功率大于百萬千瓦的大型核電機(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150萬千瓦級。改進(jìn)特點(diǎn)：15(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)，延長換料周期。電站換料周期延長18－24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。(2)改進(jìn)堆芯設(shè)計(jì)，提高燃耗深度16(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350℃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。中子測量系統(tǒng)改為從上部插入堆芯的ICIS，壓力容器下封頭無貫穿件，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。(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17蒸汽發(fā)生器改進(jìn)對60F－1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%，擬采用國際先進(jìn)成熟75或125二環(huán)路蒸發(fā)器型號反應(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。蒸汽發(fā)生器改進(jìn)18(4)專設(shè)安全系統(tǒng)的改進(jìn)新一代壓水堆核電廠采用非能動(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2×100%，汽動(dòng)（或柴油機(jī)）泵容量2×100%。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。(4)專設(shè)安全系統(tǒng)的改進(jìn)19(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流的空氣，安全殼內(nèi)的蒸汽冷凝后由成水返回安全殼底部。(5)安全殼系統(tǒng)改進(jìn)20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。非能動(dòng)型的反應(yīng)堆衰變熱導(dǎo)出21(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。(6)土建與廠房布置的改進(jìn)22(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(7)儀表與控制系統(tǒng)改進(jìn)23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?！悄軋?bào)警與面向狀態(tài)的事故診斷系統(tǒng)—大屏幕顯示，通過計(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。先進(jìn)主控室：24二、用戶對新一代核電機(jī)組性能要求安全可靠性要求：嚴(yán)重事故概率，10-6－10-7/堆年堆芯失效概率：10-5－10-6/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）二、用戶對新一代核電機(jī)組性能要求25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18－24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可用率有效性要求26新一代核電技術(shù)性能要求世界核電發(fā)展和公眾對核電要求，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（10萬－100萬分之一），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)競爭能力，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。新一代核電技術(shù)性能要求27（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。但是產(chǎn)生長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)模的核能。

（3）要滿足環(huán)境生態(tài)可持續(xù)發(fā)展28（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。

（5）滿足防核擴(kuò)散的要求29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)：主要型號有60萬千瓦級的212型；90萬千瓦級的美國的312、法國的M310；100－120萬千瓦級的美國的314，日本的大阪3#、4#，法國的P4，俄國VVE-1000，韓國KSNP-1000；1350－1500千瓦級的美國414和法國和N4。二代加改進(jìn)型：日本APWR＋敦賀3#、4#，韓國－CE公司的APR1400。

第二代壓水堆核電站30三、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，國際更重視對核電安全性、經(jīng)濟(jì)性和核廢物處置要求，美國電力業(yè)主和美國核管會(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。

三、第三代輕水堆核電站311.歐洲新一代核電機(jī)組EPR-1500九十年代以來法國和德聯(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)：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。1.歐洲新一代核電機(jī)組EPR-150032核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件33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核電站主要參數(shù)：34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自給能中子探測器 12氣動(dòng)小球探針 40換料周期 18－24個(gè)月堆芯參數(shù)：35堆芯布置圖堆芯布置圖36燃料組件：燃料棒排列 17X17棒距 12.6mm每個(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活性段長度 4200mm包殼材料 M5TM包殼泵度 0.57mm燃料組件：37控制棒組件：每級控制棒 24吸收體、下部材料 AgInCd外徑 7.65mm長度 1500mm上部材料 B10(19.9%)直徑 7.47mm長度 2610mm控制棒組件：38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 18－10不銹鋼線圈耐溫 350℃

控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)參數(shù)：39控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)40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 16MND5高度 12708mm重量 526t頂蓋壁厚 230mm壓力容器主要參數(shù)41壓力容器壓力容器42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)件主要參數(shù)43堆內(nèi)構(gòu)件堆內(nèi)構(gòu)件44核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件45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℃?zhèn)鳠峁懿牧? 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)46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)生器主要參數(shù)47蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生器48穩(wěn)壓器主要參數(shù)設(shè)計(jì)壓力 176巴設(shè)計(jì)溫度 362℃總?cè)莘e 75m3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)壓器主要參數(shù)49穩(wěn)壓器穩(wěn)壓器50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主冷卻劑泵主要參數(shù)51主冷卻劑泵主冷卻劑泵52安全措施事故防范措施：簡化安全系統(tǒng)；對安全功能實(shí)體隔離和備用功能的多樣化來消除共模故障；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)

安全措施53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。

嚴(yán)重事故防范措施：54核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件55核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件56安注系統(tǒng)

MHSI中壓安注系統(tǒng)4列冷段注入安注箱4臺(tái)安注箱，冷段注入LHSI/RHR低壓安注系統(tǒng)/余熱導(dǎo)出系統(tǒng)4列；熱段和冷段同時(shí)注入；余熱導(dǎo)出時(shí)，在100℃以上，只用1列和4列，在100℃以下時(shí)，4列全用EBS附加加硼系統(tǒng)2列；注入7000ppm硼酸IRWST安全殼內(nèi)換料水箱（在安全殼內(nèi)）貯存硼水安注系統(tǒng)MHSI4列安注箱4臺(tái)安注箱，冷段注入LHSI/RH57通過系統(tǒng)功能多樣化實(shí)現(xiàn)安全系統(tǒng)之間備用

安全級系統(tǒng)系統(tǒng)功能多樣化MHSI中壓安注系統(tǒng)二次側(cè)快速泄壓＋安注箱注入系統(tǒng)＋LHSI低壓安注系統(tǒng)LHSI/RHR低壓安全注射系統(tǒng)MHSI中壓安注系統(tǒng)＋二次側(cè)排熱(在小破口情況下)RHR/LHSI余熱導(dǎo)出系統(tǒng)二次側(cè)導(dǎo)熱系統(tǒng)（RCS關(guān)閉）或MHSI中壓安注系統(tǒng)（RCS打開）＋汽化燃料水池冷卻系統(tǒng)燃料水池升溫（汽化）＋冷卻劑補(bǔ)給二次側(cè)一次側(cè)通過系統(tǒng)功能多樣化實(shí)現(xiàn)安全系統(tǒng)之間備用安全級系統(tǒng)系統(tǒng)功能多樣58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，安全殼內(nèi)泄漏率低于每天安全殼容積的1%。廠房布置特點(diǎn)：59EPR--廠房布置EPR--廠房布置60核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件612.美國新一代壓水堆核電機(jī)組AP1000美國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，作為向美國電力公司推薦美國恢復(fù)核電的選型機(jī)組，其特點(diǎn)：為了滿足美國核電業(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； 簡化一回路系統(tǒng)設(shè)備；配置防止嚴(yán)重事故對策。2.美國新一代壓水堆核電機(jī)組AP100062核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件63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 5.76MPa蒸汽溫度 273℃蒸汽流量 1886kg/S核電站主要參數(shù)：64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17×17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束技術(shù)特點(diǎn)：65核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件66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)反應(yīng)堆壓力容器參數(shù)67技術(shù)特點(diǎn)：2.2簡化一回路系統(tǒng)設(shè)備采用CE公司雙蒸發(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S－G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。技術(shù)特點(diǎn)：68反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)69核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件70蒸汽發(fā)生器主要參數(shù)類型 Δ125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 Φ17.5X15.4mm最大外徑 5.575總高度 22.46m重量 663.7t蒸汽發(fā)生器主要參數(shù)71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e 59.47m3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 4.97m3/S壓頭揚(yáng)程 111.3m轉(zhuǎn)速 1750rpm穩(wěn)壓器和主泵主要參數(shù)72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)：73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。技術(shù)特點(diǎn)：74核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件75安全殼參數(shù)類型 干燥、自立式、鋼結(jié)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級鋼殼厚度 4.44cm自由容積 58615m3

安全殼參數(shù)76核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件77核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件78技術(shù)特點(diǎn)：2.5嚴(yán)重事故對策通過堆芯應(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)。通過快速降壓防止高壓熔堆發(fā)生。通過氫氣自動(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。技術(shù)特點(diǎn)：793.混合型：既保持現(xiàn)有四環(huán)大型核電機(jī)組經(jīng)驗(yàn)，對事故概率較高的安全系統(tǒng)保持能動(dòng)設(shè)施，對事故概率較低的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NP－21。3.混合型：既保持現(xiàn)有四環(huán)大型核電機(jī)組經(jīng)驗(yàn)，對事故概率80NP--21安全殼廠房NP--21安全殼廠房81NP－21型核電機(jī)組堆芯采用9.2棒徑21×21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)1500－1700MWe，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－21型核電機(jī)組82NP--21反應(yīng)堆NP--21反應(yīng)堆83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)：對于概率較大的S－G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)形腔空氣通過非能動(dòng)的過濾系統(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。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)：84NP-21安全系統(tǒng)概念(混合型安全系統(tǒng))NP-21安全系統(tǒng)概念(混合型安全系統(tǒng))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)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NP-21安全系統(tǒng)概念(混合型安全系統(tǒng))NP-21安全系85四、第四代核電站2002年9月十四個(gè)國家在東京召開第四代反應(yīng)堆國際論談會(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，并簡化了電廠配套設(shè)施。四、第四代核電站86超臨界水冷堆系統(tǒng)（SCNR）超臨界水冷堆系統(tǒng)（SCNR）87主要技術(shù)參數(shù)電功率1700MWe冷卻劑壓力25MPa冷卻劑入口/出口溫度280/510℃效率44%平均功率密度100MWt/m3燃料UO2鎳合金包殼燃耗深度45GWD/MTHM主要技術(shù)參數(shù)電功率1700MWe冷卻劑壓力25MPa冷卻劑入88電廠配套設(shè)施大大簡化的原因是，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)施大大簡化的原因是，冷卻劑在反應(yīng)堆中不改變狀態(tài)，89電廠配套設(shè)施大大簡化的原因是，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)施大大簡化的原因是，冷卻劑在反應(yīng)堆中不改變狀態(tài)，902.超高溫氣冷堆系統(tǒng)（VHTR）超高溫氣冷堆系統(tǒng)是采用一次通過式鈾燃料循環(huán)、石墨慢化劑、氦氣冷卻反應(yīng)堆、反應(yīng)堆產(chǎn)生熱量，可使堆芯出口氦氣溫度達(dá)1000℃，它可以為石油化工或其他行業(yè)生產(chǎn)氫或工藝熱。參考反應(yīng)堆采用電熱功率為60萬千瓦的堆芯，與中間熱交換器相連接，傳遞工藝熱。反應(yīng)堆堆芯可以核柱塊狀，或球狀（如我國HTR－10）。在氫生產(chǎn)方面，該系統(tǒng)提供：能被熱化學(xué)碘－硫工藝有效使用的熱。超高溫氣冷堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)成一個(gè)高效系統(tǒng)，為很大范圍的高溫，耗能的非電工藝提供熱。該系統(tǒng)中可以加入發(fā)電設(shè)備，以滿足熱電聯(lián)供的需求。該系統(tǒng)采用鈾/钚燃料循環(huán)，可靈活地使廢物量最少。因此超高溫氣冷堆可以提供廣泛的工藝熱應(yīng)用，并且是一種高效電力生產(chǎn)裝置，同時(shí)保留了模塊式高溫氣冷堆所具有的固有安全特點(diǎn)。2.超高溫氣冷堆系統(tǒng)（VHTR）91超高溫氣冷堆系統(tǒng)（VHTR）超高溫氣冷堆系統(tǒng)（VHTR）923.氣冷快堆系統(tǒng)（GFR）氣冷堆系統(tǒng)是快中子譜氦冷反應(yīng)堆，采用閉式燃料循環(huán)。氦氣冷卻劑出口高溫，可用于發(fā)電，生產(chǎn)氫或高效率處理熱。參考反應(yīng)堆是電功率為28.8萬KW的氦氣冷卻系統(tǒng)，出口溫度為850℃，采用直接循環(huán)的燃?xì)廨啓C(jī)可獲得高的熱效率。反應(yīng)堆堆芯采用錒系元素混合物顆粒燃料，制成棱柱塊或板狀燃料組件。有一個(gè)一體化的廠內(nèi)核燃料處理和再處理廠。通過綜合利用快中子譜與錒系元素的安全再循環(huán)。使長壽命的放射性廢物的產(chǎn)生量降到最低。3.氣冷快堆系統(tǒng)（GFR）93氣冷快堆系統(tǒng)（GFR）氣冷快堆系統(tǒng)（GFR）944.液態(tài)鈉冷卻快堆系統(tǒng)（SFR）液態(tài)鈉冷卻快堆是快中子譜鈉冷卻在快中子增殖堆中已論述過，可采用錒系元素及可轉(zhuǎn)換鈾的轉(zhuǎn)化的閉式燃料循環(huán)。該燃料循環(huán)采用完整的錒系元素再循環(huán)，有兩個(gè)方案：(1)功率為15－50萬千瓦的鈉冷堆，使用鈾－钚－論錒系元素－鋯合金燃料，以高溫冶金處理為基礎(chǔ)的燃料循環(huán)；(2)功率為50－150萬千瓦大型鈉冷堆，使用鈾－钚氧化物燃料，以先進(jìn)水處理為基礎(chǔ)的燃料循環(huán)。兩種方案鈉的出口溫度約為550℃，通過鈉－鈉和鈉－水中間熱交換器產(chǎn)生高溫蒸汽發(fā)電。鈉冷快堆的快中子譜還使它能利用現(xiàn)有的裂變材料和可轉(zhuǎn)換材料。4.液態(tài)鈉冷卻快堆系統(tǒng)（SFR）95液態(tài)鈉冷卻快堆系統(tǒng)（SFR）液態(tài)鈉冷卻快堆系統(tǒng)（SFR）96謝謝！謝謝！97核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展98目錄一、國外輕水堆核電技術(shù)發(fā)展和特點(diǎn)二、用戶對新一代核電機(jī)組性能要求三、第三代壓水堆核電站四、第四代核電站目錄99一、國外輕水堆核電技術(shù)發(fā)展和特點(diǎn)國外具有輕水堆核電技術(shù)研究和開發(fā)主要國家有美國西屋公司，日本三菱燃燒工程公司，美國通用電氣、日本東芝、日立，法國法馬通，德國西門子公司以及俄羅斯等幾家，其開發(fā)過程如下：1.美國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)美國核電市場一半。但自1976年后由于國內(nèi)沒有了核電訂貨，轉(zhuǎn)向日本、德國和法國等核電國家出口核電站，轉(zhuǎn)讓核電技術(shù)。一、國外輕水堆核電技術(shù)發(fā)展和特點(diǎn)100九十年代西屋公司根據(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APWR－1500MWe，同時(shí)投入大量力量研究開發(fā)非能力的AP－600型機(jī)組，經(jīng)過技術(shù)論證和設(shè)計(jì)，于1998年獲得美國NRC的批準(zhǔn)（FDA）。2001年西屋公司和CE公司聯(lián)合后，利用AP－600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AP－1000機(jī)型，采用非能動(dòng)技術(shù)和兩條50萬千瓦的環(huán)路經(jīng)驗(yàn)，簡化設(shè)計(jì)，改善核電的經(jīng)濟(jì)性。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)1012.日本三菱公司六十、七十年代主要引進(jìn)美國西屋公司的212、312和412三種PWR核電技術(shù)經(jīng)消化吸收，逐步實(shí)現(xiàn)國產(chǎn)化，至今在日本已建造了212型和312型機(jī)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NP－21機(jī)組，（電功率為1500－1700MWe，四環(huán)路PWR）作為日本21世紀(jì)核電機(jī)組。2.日本三菱公司102國外壓水堆核電技術(shù)發(fā)展過程年代國家6070809020201日本三菱（23）美國西屋(48)B&W(6)美國燃燒(14)韓國Kepco(12)美濱1#2#(MD121)敦賀1#(MD312)大阪1#2#(MD412)玄海1#2#(MD312)敦賀2#(MD412)玄海3#4#(MD412)大阪3#4#(MD412)敦賀3#4#(APWR+1530)NP-21MD212MD312MD312MD412型(B-B)MD312MD412型(SMP)MD412(Texes)AP-600設(shè)計(jì)APWR-1500設(shè)計(jì)AP-1000設(shè)計(jì)APWR+PaloVerde系統(tǒng)80系統(tǒng)80標(biāo)準(zhǔn)系統(tǒng)80+TM設(shè)計(jì)系統(tǒng)80靈光3#4#(系統(tǒng)80)蔚珍3#4#(系統(tǒng)80)系統(tǒng)80+TM設(shè)計(jì)國外壓水堆核電技術(shù)發(fā)展過程年代6070809020201美濱1033.法國法瑪通公司法國在七十年代從美國西屋公司引進(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/P’4機(jī)組，接著從1984年起開發(fā)建造了N4型四環(huán)路150萬千瓦級核電機(jī)組。目前法瑪通和德國西門子公司正在聯(lián)合開發(fā)改進(jìn)型PWR機(jī)組EPR－1500，作為歐洲下一代的核電機(jī)組。3.法國法瑪通公司1044.美國燃燒工程（CE）公司C－E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公司向韓國電力公司轉(zhuǎn)讓系統(tǒng)80型PWR核電技術(shù)，通過靈光3＃1、4＃兩臺(tái)機(jī)組，形成韓國標(biāo)準(zhǔn)核電站（KSNP）。目前CE公司與韓國電力公司進(jìn)一步合作開發(fā)系統(tǒng)80＋型電功率為135萬千瓦CP－1350型的雙蒸汽發(fā)生器核電站。4.美國燃燒工程（CE）公司1055.德國西門子公司德國西門子公司（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)過自己研究開發(fā)建造了一批四環(huán)路電功率為1300MWePWR核電機(jī)組。九十年代以來國內(nèi)無訂貨，目前與法瑪通公司聯(lián)合開發(fā)，EPR型核電機(jī)組。5.德國西門子公司106國外壓水堆核電技術(shù)發(fā)展過程年代國家6070809020201法國(FAM)(58)德國西門子(13)俄羅斯(13)CPY(引進(jìn)MD312)CPY標(biāo)準(zhǔn)型P4(引進(jìn)MD412)P4’(引進(jìn)MD414)N4EPR-1500設(shè)計(jì)Starde(引進(jìn)MD212)GKN1#(MD312)KWB(1300)BiBalisA#,B#KonV1300(標(biāo)準(zhǔn)化)GKN2#EPR-1500設(shè)計(jì)VVER440/230,213VVER1000/187,302VVER1000/338,320國外壓水堆核電技術(shù)發(fā)展過程年代6070809020201CP1076.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）。以后又以VVER1000/320為基礎(chǔ)，開發(fā)了改進(jìn)的ASE－91和ASE－92兩種設(shè)計(jì)。其中ASE－92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。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)1087.沸水堆核電站：沸水堆在上世紀(jì)五十年代中由美國通用電氣公司（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)100萬千瓦，從BWR5開始采用高壓堆芯噴淋系統(tǒng)，BWR－6開始燃料組件采用8×8排列，安全殼采用mark-III型。7.沸水堆核電站：109國外壓水堆核電技術(shù)發(fā)展過程年代國家6070809020201日本東芝、日立（28）美國(G-E)(35)德國(6)瑞典(8)BWR2敦賀1#36BWR3（4）福島1#46福島2#78BWR4（6）福島3#-－578福島6#110BWR5（14）福島2期1-4#柏崎K1-5#ABWR柏崎6-7#BWR2（1）BWR3（5）BWR4（15）BWR5（4）BWR6（4）BWR－5（3）90萬BWR－6（3）130萬BWR－3（1）50萬BWR4（2）60萬BWR－6（5）100萬國外壓水堆核電技術(shù)發(fā)展過程年代6070809020201110八十年代開始，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ABWR－1356MW機(jī)組K－6、K－7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，其中8臺(tái)是采用ABWR。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111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。對于電網(wǎng)容量超過2000萬千瓦的國家和地區(qū)大多數(shù)選擇單堆功率大于百萬千瓦的大型核電機(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150萬千瓦級。改進(jìn)特點(diǎn)：112(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)，延長換料周期。電站換料周期延長18－24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。(2)改進(jìn)堆芯設(shè)計(jì)，提高燃耗深度113(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350℃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。中子測量系統(tǒng)改為從上部插入堆芯的ICIS，壓力容器下封頭無貫穿件，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。(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114蒸汽發(fā)生器改進(jìn)對60F－1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%，擬采用國際先進(jìn)成熟75或125二環(huán)路蒸發(fā)器型號反應(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。蒸汽發(fā)生器改進(jìn)115(4)專設(shè)安全系統(tǒng)的改進(jìn)新一代壓水堆核電廠采用非能動(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2×100%，汽動(dòng)（或柴油機(jī)）泵容量2×100%。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。(4)專設(shè)安全系統(tǒng)的改進(jìn)116(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流的空氣，安全殼內(nèi)的蒸汽冷凝后由成水返回安全殼底部。(5)安全殼系統(tǒng)改進(jìn)117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。非能動(dòng)型的反應(yīng)堆衰變熱導(dǎo)出118(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。(6)土建與廠房布置的改進(jìn)119(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(7)儀表與控制系統(tǒng)改進(jìn)120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?！悄軋?bào)警與面向狀態(tài)的事故診斷系統(tǒng)—大屏幕顯示，通過計(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。先進(jìn)主控室：121二、用戶對新一代核電機(jī)組性能要求安全可靠性要求：嚴(yán)重事故概率，10-6－10-7/堆年堆芯失效概率：10-5－10-6/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）二、用戶對新一代核電機(jī)組性能要求122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18－24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可用率有效性要求123新一代核電技術(shù)性能要求世界核電發(fā)展和公眾對核電要求，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（10萬－100萬分之一），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)競爭能力，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。新一代核電技術(shù)性能要求124（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。但是產(chǎn)生長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)模的核能。

（3）要滿足環(huán)境生態(tài)可持續(xù)發(fā)展125（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。

（5）滿足防核擴(kuò)散的要求126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)：主要型號有60萬千瓦級的212型；90萬千瓦級的美國的312、法國的M310；100－120萬千瓦級的美國的314，日本的大阪3#、4#，法國的P4，俄國VVE-1000，韓國KSNP-1000；1350－1500千瓦級的美國414和法國和N4。二代加改進(jìn)型：日本APWR＋敦賀3#、4#，韓國－CE公司的APR1400。

第二代壓水堆核電站127三、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，國際更重視對核電安全性、經(jīng)濟(jì)性和核廢物處置要求，美國電力業(yè)主和美國核管會(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）”?，F(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。

三、第三代輕水堆核電站1281.歐洲新一代核電機(jī)組EPR-1500九十年代以來法國和德聯(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)：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。1.歐洲新一代核電機(jī)組EPR-1500129核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件130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核電站主要參數(shù)：131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自給能中子探測器 12氣動(dòng)小球探針 40換料周期 18－24個(gè)月堆芯參數(shù)：132堆芯布置圖堆芯布置圖133燃料組件：燃料棒排列 17X17棒距 12.6mm每個(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活性段長度 4200mm包殼材料 M5TM包殼泵度 0.57mm燃料組件：134控制棒組件：每級控制棒 24吸收體、下部材料 AgInCd外徑 7.65mm長度 1500mm上部材料 B10(19.9%)直徑 7.47mm長度 2610mm控制棒組件：135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 18－10不銹鋼線圈耐溫 350℃

控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)參數(shù)：136控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)137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 16MND5高度 12708mm重量 526t頂蓋壁厚 230mm壓力容器主要參數(shù)138壓力容器壓力容器139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)件主要參數(shù)140堆內(nèi)構(gòu)件堆內(nèi)構(gòu)件141核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件142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℃?zhèn)鳠峁懿牧? 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)143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)生器主要參數(shù)144蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生器145穩(wěn)壓器主要參數(shù)設(shè)計(jì)壓力 176巴設(shè)計(jì)溫度 362℃總?cè)莘e 75m3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)壓器主要參數(shù)146穩(wěn)壓器穩(wěn)壓器147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主冷卻劑泵主要參數(shù)148主冷卻劑泵主冷卻劑泵149安全措施事故防范措施：簡化安全系統(tǒng)；對安全功能實(shí)體隔離和備用功能的多樣化來消除共模故障；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)

安全措施150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。

嚴(yán)重事故防范措施：151核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件152核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件153安注系統(tǒng)

MHSI中壓安注系統(tǒng)4列冷段注入安注箱4臺(tái)安注箱，冷段注入LHSI/RHR低壓安注系統(tǒng)/余熱導(dǎo)出系統(tǒng)4列；熱段和冷段同時(shí)注入；余熱導(dǎo)出時(shí)，在100℃以上，只用1列和4列，在100℃以下時(shí)，4列全用EBS附加加硼系統(tǒng)2列；注入7000ppm硼酸IRWST安全殼內(nèi)換料水箱（在安全殼內(nèi)）貯存硼水安注系統(tǒng)MHSI4列安注箱4臺(tái)安注箱，冷段注入LHSI/RH154通過系統(tǒng)功能多樣化實(shí)現(xiàn)安全系統(tǒng)之間備用

安全級系統(tǒng)系統(tǒng)功能多樣化MHSI中壓安注系統(tǒng)二次側(cè)快速泄壓＋安注箱注入系統(tǒng)＋LHSI低壓安注系統(tǒng)LHSI/RHR低壓安全注射系統(tǒng)MHSI中壓安注系統(tǒng)＋二次側(cè)排熱(在小破口情況下)RHR/LHSI余熱導(dǎo)出系統(tǒng)二次側(cè)導(dǎo)熱系統(tǒng)（RCS關(guān)閉）或MHSI中壓安注系統(tǒng)（RCS打開）＋汽化燃料水池冷卻系統(tǒng)燃料水池升溫（汽化）＋冷卻劑補(bǔ)給二次側(cè)一次側(cè)通過系統(tǒng)功能多樣化實(shí)現(xiàn)安全系統(tǒng)之間備用安全級系統(tǒng)系統(tǒng)功能多樣155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，安全殼內(nèi)泄漏率低于每天安全殼容積的1%。廠房布置特點(diǎn)：156EPR--廠房布置EPR--廠房布置157核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件1582.美國新一代壓水堆核電機(jī)組AP1000美國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，作為向美國電力公司推薦美國恢復(fù)核電的選型機(jī)組，其特點(diǎn)：為了滿足美國核電業(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； 簡化一回路系統(tǒng)設(shè)備；配置防止嚴(yán)重事故對策。2.美國新一代壓水堆核電機(jī)組AP1000159核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件160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 5.76MPa蒸汽溫度 273℃蒸汽流量 1886kg/S核電站主要參數(shù)：161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17×17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束技術(shù)特點(diǎn)：162核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件163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)反應(yīng)堆壓力容器參數(shù)164技術(shù)特點(diǎn)：2.2簡化一回路系統(tǒng)設(shè)備采用CE公司雙蒸發(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S－G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。技術(shù)特點(diǎn)：165反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)166核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件167蒸汽發(fā)生器主要參數(shù)類型 Δ125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 Φ17.5X15.4mm最大外徑 5.575總高度 22.46m重量 663.7t蒸汽發(fā)生器主要參數(shù)168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e 59.47m3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 4.97m3/S壓頭揚(yáng)程 111.3m轉(zhuǎn)速 1750rpm穩(wěn)壓器和主泵主要參數(shù)169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)：170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。技術(shù)特點(diǎn)：171核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件172安全殼參數(shù)類型 干燥、自立式、鋼結(jié)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級鋼殼厚度 4.44cm自由容積 58615m3

安全殼參數(shù)173核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件174核電站技術(shù)改進(jìn)和發(fā)展教材課件175技術(shù)特點(diǎn)：2.5嚴(yán)重事故對策通過堆芯應(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)。通過快速降壓防止高壓熔堆發(fā)生。通過氫氣自動(dòng)點(diǎn)火器和復(fù)合器