国内三种核电站堆型的比较

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核反应堆——堆型简介

核反应堆——堆型简介核电站是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。

目前，商业运行中的核电站都是利用核裂变反应来发电。

世界上当前运行和在建的核电站反应堆主要有压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR）、沸水堆（Boiling Water Reactor,BWR）、加压重水堆（Pressurized Heavy Water Reactor,PHWR）、高温气冷堆（High Temperature Gas Reactor,HTGR）和快中子堆（Liquid Metal-cooled Fast BreederReactor,LMFBR）等五种堆型，但应用最广泛的是压水堆。

下面将简要介绍这五种类型核反应堆的基本特征和主要特点。

1、压水堆压水堆是采用加压轻水(H2O)作冷却剂和慢化剂，利用热中子引起链式反应的热中子反应堆。

最初是美国为核潜艇设计的一种热中子反应堆堆型。

四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种堆型。

压水堆核电站采用以稍加浓铀作核燃料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。

核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块，参见图1 (a)。

柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件（参见图1(b)），这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m，参见图1 (c)。

几百个组件拼装成压水堆的堆芯。

堆芯宏观上为圆柱形，参见图2。

轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能，所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂，且水在反应堆内不沸腾。

要使水不沸腾——获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态，所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。

压水堆冷却剂入口水温一般在300℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa。

我国大亚湾核电站、岭澳核电站、秦山第一核电站、秦山第二核电站、江苏田湾核电站均属于这种堆型。

各种核电对比

反应堆的种类▪ 3.1 当今的技术▪ 3.2 工作原理3.3 试验技术现今正在运营的核反应堆可依裂變的方式區分为两大類，各類中又可依控制裂變的手段區分為數個子類別：核裂变反应堆通过受控制的核裂变来获取核能，所獲核能以热量為形式从核燃料中释出。

▪现行核电站所用的全為核裂变反应堆，这也是本段的主述内容。

核裂变反应堆的输出功率為可调。

核裂变反应堆也可依世代分类，比如说第一、第二和第三代核反应堆。

现在的标准核反应堆都为压水式核反应堆（PWR）。

▪快中子式核反应堆和热中子式核反应堆的区别会在稍后讲到。

总体来说，快中子式反应堆产生的核废料较少，其核废料的半衰期也大大短於其它型式反應堆所產生的核废料，但这种反应堆很难建造，运营成本也高。

快中子式反应堆也可以当作增殖型核反应堆，而热中子式核反应堆一般不能為此。

A. 压水反应堆（PWR）压水反应堆內爐这种反应堆完全以高压水来冷却并使中子减速（即使在温度极高时也是这样）。

大部分正在运行的反应堆都属于这一类。

尽管在三哩岛出事的反应堆就是这一种，一般仍认为这类反应堆最为安全可靠。

这是一种热中子式核反应堆。

中国大陆秦山核电站一期工程、大亚湾核电站和台灣核三廠的反应堆為此型。

B. 沸水反應堆（BWR）这些反应堆也以輕水作為冷却剂和减速剂，但水压較前一种稍低。

正因如此，在这种反应堆内部，水是可以沸腾的，所以这种反应堆的热效率较高，结构也更简单，而且可能更安全。

其缺点為，沸水会升高水压，因此这些帶有放射性的水可能突然泄漏出来，。

这种反应堆也占了现在运行的反应堆的一大部分。

这是一种热中子式核反应堆。

台灣核一廠和核二厂兩座發電廠的反应堆為此型。

C. 压重水式核反应堆（PHWR）这是由加拿大设计出来的一种反应堆，（也叫做CANDU），这种反应堆使用高压重水来进行冷却和减速。

这种反应堆的核燃料不是装在单一压力舱中，而是装在几百个压力管道中。

这種反应堆使用天然铀为核燃料，是一种热中子式核反应堆。

三代核电反应堆压力容器结构对比

三代核电反应堆压力容器结构对比通过对国外核电技术的引进、消化和创新，我国核电已经走上了蓬勃发展的道路，目前我国主要建造的核电厂以三代核电为主。

主要分为CAP1000、AP1000和华龙一号等堆型，而其中反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭主容器。

文章对比了以上几种堆型的反应堆压力容器结构特点，并分析了其中的优缺点。

标签：压力容器；AP1000；华龙一号1 概述我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。

经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆核电厂的设计能力。

21世纪初，我国又引进了目前世界上最先进的三代核电技术AP1000，并买断了西屋关于AP1000的技术资料，为形成具有自主知识产权的核电技术创造了条件。

目前我国在建和已经运行的堆型主要是AP1000、CAP1400和华龙一号。

AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”；而CAP1400是国家核电技术公司吸收消化AP1000技術创新开发出的更大功率的非能动大型先进压水堆核电机组；华龙一号是我国吸收和创新最先进核电技术的产物，目前主要有两种分别是中核集团和中广核集团自主研发的具有完整自主知识产权的先进压水堆核电技术ACP1000和ACPR1000+。

ACP1000是中核集团在CP1000的基础上吸收AP1000核电技术研制的。

ACPR1000+是中广核在推进CPR1000核电技术的同时研发出来的。

反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。

本文通过对比以上四种三代核电堆型反应堆压力容器的结构差异，为以后三代乃至四代核电反应堆压力容器设计提供充足的数据支持。

2 结构参数对比2.1 设计总参数如表1为四种堆型的反应堆压力容器的设计总参数，从表中看出，相比于AP1000和CAP1000，华龙一号采用了更高的水压试验压力，体现了更高的安全性，同时采用12根堆测接管以便于放置更多的测量设备来监测反应堆的运行。

五种常见堆型

五种常见的核电站堆型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。

压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。

从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。

冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。

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。

核反应堆原理（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）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。

（沸水堆示意图）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。

山东石岛湾规划建设20万千瓦级高温气冷堆。

（石岛湾高温气冷堆）5.快中子反应堆（快堆）快中子反应堆直接利用快中子引起链式裂变反应所释放的能量进行发电，因此不需要慢化剂、体积小、功率密度大。

核反应堆堆型EPR、AP1000、CPR1000比较

环保性
• EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率，减少铀的使用量，降低钚和长寿命废物的产量；有利于控制和降低钚的储量；由于 EPR的技术寿期将达到60年，在生产同等电力的情况下，EPR退役后的最终废物数量将减少；利用核能有利于储备本世纪中叶将逐渐枯竭的化石燃料。
AP1000
总体概况
• AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60 年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。
相对简单性能比较
安全性——设计理念
• AP1000安全系统采用“非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。
•
3. 降低运行和检修人员的辐照剂量 EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进一步加强：集体剂量目标确定为0.4人希弗特/ 堆年，与目前经济合作与发展组织国家核电站的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低一倍以上。目前法国核电站检修人员的人希弗特集体剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年（5mSv）。换言之，法国核电站工作人员的平均剂量等同于法国天然放射性当量。
• 5、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。 • 6、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料 MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量； • 7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进， EPR运行40年无需更换重型设备。

核电各技术对比

核电各技术对比第一篇：核电各技术对比核电各种技术简单分析—中广核准员工论坛一、自主品牌：CNP1000——中国百万千瓦级核电站CNP1000型核电站使中国百万千瓦级核电站的设计寿期从目前的40年延长到60年，核燃料换料周期从目前的12个月延长到18个月，机组可利用率将从目前的75%左右提高到87%，上网电价可控制在5美分/千瓦时以下，CNP1000的比投资将下降到1300美元/千瓦以下CNP1000无论是性能上、经济上、安全上都达到了国际上第二代改进的水平。

NP1000主要性能指标为：电站设计寿命60年，堆芯热工裕量大于15%，堆芯熔化概率小于1X10-5/堆年，大量放射性物质释放概率小于1X10-6/堆年，机组可利用率大于87%，换料周期为18个月，比投资小于1500美元/千瓦。

如批量生产，比投资可达到1300美元/千瓦以下。

NP1000主要有10项设计改进：一、改进堆芯设计，降低功率密度，提高堆芯安全裕度；二、改进电站布置设计，采用单堆布置和满足实体分隔、防火要求的核岛布置方案；三、改进安全系统设计，提高系统可靠性；四、改进安全壳系统设计，加大安全壳容积；五、采用先进的分布式数字化仪表控制系统，提高电厂的可用性和安全性，提高自动化控制水平和可操作性；六、考虑了严重事故下的氢气控制措施；七、设置安全壳内换料水箱，取消安注和喷淋再循环切换，提高系统可靠性；八、设置堆腔淹没系统，防止在严重事故下堆芯熔融物熔穿压力容器；九、采用LBB技术，取消或减少防甩装置；十、汽轮机组采用半速机，提高电厂效率。

CNP1000设计的主要特点①燃料组件177盒，降低线功率密度，采用AFA3G燃料组件提高安全裕量。

增大功率，提高经济性。

②18个月换料，低泄漏，提高经济性。

③大直径反应堆压力容器（内径为4340mm），增加水装量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并满足60年寿期要求。

④稳压器容积为51m3，稳压能力增强。

压水堆核电站和沸水堆核电站的区别1

压水堆核电站和沸水堆核电站的区别此次日本发生泄露的核电站为沸水堆，我国运行的核电站均为压水堆，无沸水堆。

说一下压水堆和沸水堆的区别。

简单点说就是一点区别：沸水堆的热交换只有一个回路，堆芯加热冷却水直接驱动汽轮机；压水堆的热交换有两个回路，堆芯加热冷却水，冷却水通过蒸汽交换器产生蒸汽驱动汽轮机。

带来的后果有两个：1、沸水堆驱动汽轮机的蒸汽有放射性，一旦泄露很麻烦2、沸水堆蒸汽回路的压力较小，所以整个蒸汽回路的抗压能力小于压水堆BWR-沸水堆， PWR-压水堆。

沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。

由于冷却剂会沸腾成为蒸汽去推动汽轮机，因此堆芯内冷却剂不断的被消耗，必须由给水系统不断的补充水，水从汽轮机处冷凝得来，由泵送回堆芯内。

由主泵提供动力保证一回路内冷却剂的流动使堆芯内热量分布均匀，并能充分带走燃料棒的热量。

由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入。

在插入过程中，平均反应性逐渐降低，但是功率峰逐渐向燃料组件顶部靠拢，因此。

在插入过程中，燃料组件顶部的温度可能是升高的。

现在来说福岛遇到的问题。

由于丧失厂内电和厂外电，泵全挂，无法对堆芯内失去的冷却剂进行补充，导致堆内水位降低。

使燃料组件裸露，此时失去冷却剂的保护，燃料棒温度肯定是骤然升高，此为一。

同时有传言说福岛电站的燃料棒没有插到位，堆没有完全停下。

那么，可能的原因是在由于电力丧失1 / 3或者机械故障燃料棒行走不到位。

由于沸水堆是从堆芯底部向上插棒，那么一旦丧失动力，就会停在中间某处，使燃料棒上部反应性很大，处于高功率状态，温度也较高。

这样就会加剧燃料棒上部失去冷却剂后的恶劣情况，此为二。

现在把一和二结合起来看，就知道福岛面临很严峻的燃料组件烧毁的风险。

此时听到传言说福岛电站用人命去填，手动把控制棒顶上去了。

压水堆核电站

压水堆核电站三个回路的结构示意图压水堆核电站的核电特色腐蚀在一、二回路。电站设计中，在一回路水中加入硼酸(H3BO3)，通过硼对中子的吸收参与控制原子核的链式反应，加入少许氢氧化锂(LiOH)进行中和，以 300℃左右的一回路水 pH值控制在7.0～7.2范围内，对应力腐蚀破裂而言更为重要的是在一回路水中加入20～ 50cc/kg(标准温压)(相当于2～4ppm重量)的氢气，该氢浓度足以保障水的任何辐照分解产物都会通过离子-分子反应或原子团-分子反应而被清除掉，结果所有相关材料的腐蚀电位接近于氢的氧化还原电位，该电位取决于氢的分压和溶液的pH值，理想情况下一般位于-600～-800mV(SHE)左右。
自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨气冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆（图）和沸水堆。
压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统（即一回路系统）、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。
浙江省海盐县钱江口北岸的秦山核电站，是中国自行设计建造的第一座30万千瓦核电站。
这个核电站背山临海，风向好，海滩面积大，地理条件得天独厚，既可就地利用发电时所必需的大量海水，又能利用五千亩海滩建造厂房和附属设施，节省大批耕地。
六十年代以来，核能发电在世界上发展很快。已有23个国家和地区拥有核电站。核电站的心脏是核反应堆。反应堆可分为热中子反应堆和快中子反应堆两大类。中国秦山核电站采用压水堆，这是属于热中子反应堆的一种。世界上发电用的反应堆有一半以上采用压水堆。

我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较..

我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较一、中国核电站和日本福岛第一核电厂在安全设计方面的区别1.日本福岛核电站背景资料1.1 日本核电站的堆型及其分布1.2 福岛核电站日本福岛县的核电站有福岛第一核电站和福岛第二核电站，它们都由东京电力公司负责运营。

福岛核电站是目前世界上最大的核电站，位于日本福岛工业区，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。

其中福岛一站1号机组于1971年 3月投入商业运行，二站1号机组于1982年4月投入商业运行。

福岛第一核电站福岛第二核电站1.3 福岛核电站其他信息2011年2月7日，东京电力公司和福岛第一原子力发电所刚刚完成了一份对于福岛一站一号机组的分析报告，指出这一机组已经服役40年，出现了一系列老化的迹象，包括原子炉压力容器的中性子脆化，压力抑制室出现腐蚀，热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀，并为其制定了长期保守运行的方案。

福岛核电站1号机组已经满了40年的使用寿命，该机组原本计划延寿20年，到2031年退役。

2、沸水堆与压水堆的差异2.1沸水堆简介沸水堆核电站属于轻水堆堆型中的一种，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。

根据国际核电协会统计，全球正在运行的反应堆一共有426个。

其中轻压水堆258座占比约为61%，重压水堆约为41座占比10%，沸水堆为92座占比约为22%。

沸水堆比例相对较小；从建设期来看，压水堆在80年代后被选用作实施的数量远超过沸水堆技术，体现了其更高的安全性能。

中国目前建成和在建的所有核电站均使用压水堆技术。

从技术上来看，中国发生此类核泄漏事故的风险较小；同时核电技术正在不断升级：核电技术已经经历了一代到二代再到改善型二代的过程。

对安全性的诉求成为了推动核电技术不断发展的重要动力。

中国核电反应堆堆型

中国核电发展现状
中国核电从自行设计、建造第一座30万千瓦秦山核电站起，目前已建成浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地。
截至2013年8月底，共有17台机组相继投入商业运行，总装机容量约1475万千瓦。
已投运的核电机组
截至2013年12月，大陆共有17台核电机组投入商业运行，分别是：浙江秦山一期核电站、浙江秦山核电站二期、浙江秦山核电站三期、广东大亚湾核电站、广东岭澳核电站一期、江苏田湾核电站一期，广东岭澳核电站二期、浙江秦山核电站二期扩建工程，福建宁德核电站 1号机组、辽宁红沿河核电站1号机组
ห้องสมุดไป่ตู้
特点
安全性好：在它用氦气作冷却剂，采用全陶瓷型的球型燃料元件，在出现严重事故时也不会对公众造成伤害
发电效率高：反应堆氦气温度高达700 －900℃，采用传统蒸汽循环发电效率可以达到38%－40%，采用先进氦气循环可以达到45%－47%
用途广泛：可用于水热裂解制氢，为未来氢能时代提供清洁能源，以及煤的气化液化等
优点
用天然铀作燃料(U-235含量0.711Wt%) 年容量因子高：坎杜（CANDU）反应
堆是采用不停堆换料运行方式，省去了轻水堆大约每年一次的停堆换料时间（一般约1.5~2.0个月）
其他先进反应堆
高温气冷堆 65MW快中子实验堆低温供热堆
高温气冷堆
模块式球状高温气冷堆
中国核电反应堆堆型
我国是世界上少数几个拥有完整核工业体系的国家之一。为推进核能的和平利用，上世纪七十年代，国务院做出了发展核电的决定，自1983年确定压水堆核电技术路线以来，目前在压水堆核电站设计、设备制造、工程建设和运行管理等方面已经初步形成了一定的能力，为实现规模化发展奠定了基础。

世界现行核电站反应堆堆型

中国
1080
3
单堆布置
177
福建福清核电站5、6号中核/中广核机组，广西防城港核电站5、6号机组
4
第二代+
CNP650/CNP1000
中国核工业集团
5
第二代+
CANDU 6
中国核工业集团
6
第三代
AP1000
7
第三代
EPR
Advanced Passive PWR的简称，该机型为西屋公司设计的3代核电机型。AP1000采用减法理念，通过非能动技术简化设备，在提高安全的同时降低了成本，迎合了业美国西屋主，受到了青睐。AP1000的特点是双环路，屏蔽泵，非能动冷却系统，模块化建设和系统简化。但是屏蔽泵放大的工程难度不小。欧洲先进型压水堆，加法理念，反应堆较德国西门子和法国法复杂，相应提高了成本。EPR单堆功率最玛通联合开发大，四环路机组，燃料组件数目241。国核技 ACP1000在国内没有建成项目。
中国
650/1000
2
单堆布置
157
中核集团
加拿大
700
2
单堆布置
157
中核集团
秦山核电站三期
美国
1200
2
单堆布置
157
国核技
浙江三门核电站、山东海阳核电站
欧洲
1650
4
单堆布置
241
中广核集团
广东台山核电站
中国
1000
2
单堆布置
157
国核技
暂无
中国
1000/1400
2
单堆布置
157
国核技
山东石岛湾核电站（计划）

我国正在使用的五种第三代核电技术

我国正在使用的五种第三代核电技术作者：来源：《中国经济周刊》2015年第17期1. AP1000技术AP1000是美国西屋公司研发的一种“非能动型压水堆核电技术”。

2003 年，中共中央作出引进美国西屋 AP1000 技术、合作建设自主化依托项目 4 台机组、在消化吸收引进技术基础上自主创新、成立国家核电技术公司等4项决定。

目前我国应用AP1000技术的主要目标工程包括：山东海阳核电厂1、2号机组和浙江三门1、2号机组。

2. CAP1400CAP1400型压水堆核电机组是国家核电技术公司在消化、吸收、全面掌握我国引进的第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上，通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组。

目前，我国应用CAP1400技术的项目为山东荣成CAP1400示范项目1、2号机组，单机容量140万千瓦，设计寿命60年。

该项目已于2014年7月开工建设。

3. 华龙一号“华龙一号”源自中广核 ACPR1000+与中核 ACP1000 两种自主开发的技术，而这两种技术都是由法国阿海珐公司二代 M310 技术改进而来，后者有近20年的发展历史。

“华龙一号”是在我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上，充分借鉴国际三代核电技术先进理念，采用国际最高安全标准研发设计的三代核电机型。

根据国家有关部门的批复，“华龙一号”将在福建福清 5、6 号机组上首堆示范落地。

4. 法国核电技术（EPR）EPR是与美国AP1000并列的当代先进的三代核电技术，是法马通核能公司和西门子联合开发的反应堆，是在国际上最新型反应堆（法国N4和德国建设的Konvoi反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行30多年的经验。

广东台山核电站一期工程就采用的EPR技术，该工程已于2009年底正式开工。

5. 俄罗斯核电技术（VVER）VVER是前苏联所发展的压水动力堆的简称。

20世纪90年代，俄罗斯在VVER- 1000基础上先后推出了AES-91（V- 428）和AES-92（V- 412）两种机型。

国内外先进核反应堆控制技术与性能比较分析

国内外先进核反应堆控制技术与性能比较分析“能源是经济社会发展的重要基础，也是国家安全和民生保障的基本要素。

”核能作为一种清洁、高效、低碳的能源形式，越来越得到全球关注和重视。

以先进核反应堆作为发展方向，不仅是推动我国能源结构转型升级、提高能源安全、推进新型工业化和信息化深度融合等国家战略的应有之义，也是同世界强国在这一领域竞争脱颖而出的重要技术基础。

本文主要对国内外先进核反应堆控制技术与性能进行比较分析。

一、国内核反应堆控制技术与性能国内拥有研制和运营一系列核反应堆的经验，其中CANDU型、压水堆和高温气冷堆等是国内已建的核反应堆类型。

1. CANDU型核反应堆控制技术与性能CANDU型核反应堆采用重水作为冷却和中子减速剂。

它属于自然循环冷却的热中子反应堆，诞生在加拿大，因此也被称为“加拿大式堆”或“加姆堆”。

CANDU型核反应堆的控制技术最为成熟，通过控制燃料元件的运载机构在反应堆内的移动来实现功率控制。

该堆还具有强大的安全性和避免核废料产生的特点。

目前，中国的首座CANDU型核反应堆是我国自主设计建造的“海阳核电站”中的一座。

此外，在中加核能合作的基础上，中广核多次成功在海外参与设计和建设CANDU型核反应堆，证明了国内核技术水平的不断提高与发展的能力。

2. 压水堆核反应堆控制技术与性能压水堆核反应堆采用轻水做冷却和中子减速剂，是目前世界上主要的商业核电站的核心。

该类型的核反应堆以其结构简单、安全性高、可靠性好、运行成本低等特点而得到广泛应用。

我国自主设计建造的压水堆核电站，作为全球同类工程中功率最大的项目，不仅是中国提升和加强核电发展的重要举措，也是具有重要的国际意义。

在压水堆核反应堆控制技术方面，我国目前采用三个层次的控制系统进行功率控制、稳态控制、保护和应急控制等操作。

其中，第一层次是本地（核）控制系统；第二层次是区域控制系统，负责多个本地（核）控制系统的备份和干预；第三层次则是总控制系统，它可以监控和控制整个核电站。

三种压水堆核电厂的放射性环境影响比较

摘要本文简要介绍和比较了AP1000、EPR 、CPR1000三种压水堆核电厂的放射性三废处理系统，并将放射性源项和GB 6249ˉ1986的排放量控制值进行了比较。

然后，在一个假设的内陆厂址条件下评价和比较了三种机型两台机组核电厂的放射性环境影响。

研究表明，三种机型的环境影响都是可以接受的。

关键词AP1000EPR CPR1000核电厂环境影响比较第29卷第4期辐射防护Vol.29No.42009年7月Radiation ProtectionJul.2009三种压水堆核电厂的放射性环境影响比较李红*1张凌燕2方栋3（1.清华大学核能与新能源技术研究院，北京，100084；2.中广核工程设计有限公司，深圳，518049；3.中广核工程设计有限公司，上海，200030）根据我国的核电发展规划，从现在到2020年期间我国新建核电厂采用的核电机组是属于二代加或三代压水反应堆。

本文在一个假设的内陆厂址上，以AP1000、EPR 、CPR1000三种机型的两台机组核电厂为例，对其放射性环境影响作比较分析。

1放射性废物处理系统压水堆核电机组的放射性环境影响，在相同的环境条件下主要取决于核电机组废物处理系统的效率与能力、放射性三废的排放量。

1.1放射性废液处理系统不论何种机型（AP1000［1］、EPR ［2］或CPR1000）核电厂，放射性废液处理系统的功能是相同的，都具有收集、储存、处理和排放的功能。

但是，在废液的数量及处理流程等方面三种机型是不同的。

CPR1000机型的放射性废液按放射性浓度与化学物质的含量分为如下四类：（1）工艺排水，放射性浓度高、化学物质含量低；（2）化学排水，放射性浓度高、化学物质含量也高；（3）地面排水；（4）服务水（热洗衣、淋浴水），放射性浓度低、悬浮物浓度高。

EPR 机型的放射性废液分类与CPR1000不同之处仅仅在于把CPR1000的（3）和（4）类废水合并成一类而已。

AP1000机型的放射性废液按放射性浓度与化学物质的含量和CPR1000一样分为如下四类：（1）工艺（反应堆含硼）废液，放射性浓度高、化学物质含量低；（2）化学废液，放射性浓度和固体颗粒物含量高；（3）地面疏水和设备疏水，放射性浓度低、颗粒物含量高；（4）洗涤废液、热洗衣、淋浴和去污废液，放射性浓度低。

我国第三代核电技术一览

我国第三代核电技术一览我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。

经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。

目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。

北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。

1、AP1000AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。

西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。

该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。

国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。

作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。

目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。

AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。

其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。

【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。