核电及其主要堆型介绍..

2002.04
预计2004 年 2002.12 2003.04 1994.02 1994.05 2002.05 2002.12
表3
机组名称
秦山1 秦山2 秦山3 秦山4 秦山5 热功 率 （MWt） 966 1936 1936 2063 2063 电功率 （MWe） 300 643 643 728 728
机组数
机组数
机组数
PWR BWR
262 93
31 5
23 15
316 113
重水堆
气冷堆 石墨水冷 堆（LGR） 快堆 （LMFBR） 总计
44
30
22614
10614
10
0
5204
0
5
23
740
5531
59
53
28558
16145
13
12545
1
925
13
5508
27
18978
2
793
3
1780
4

⑴ 20 世纪 70 年代中期以来，提出并不断完善核电厂概率安全评价（PSA ） 方法，并将风险研究引入核安全和核设计的诸多领域。

⑵ 1983 年，美国电力研究所（ EPRI ）在美国核管会（ NRC ）支持下，制 订了一个被供应商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众都能 接受的适用于第三代先进轻水堆的“用户要求文件（URD）”。

⑶ 美国 ABB-CE 公司、 GE 公司和西屋公司根据 URD 要求先后完成了新一代 核电厂系统80＋、ABWR、AP600和AP1000等的开发和设计，其中2台ABWR机 组已在日本成功运行，而AP1000预计将成为第三代PWR最具竞争力的堆型 之一。 ⑷ 提出了21世纪20～30年代将采用的第四代核电厂的概念、目标和发展 堆型。
5)
PWR电厂是目前世界上运行最多的核电厂，运行机组数占总机组数的
59％，发电容量占总容量的65％，因此运行经验丰富，经验反馈系
统完善，设计改进及时、充分，使得 PWR核电厂在技术成熟性、安 全性、可靠性和经济性方面都占有一定的优势。
3.1.2.2重点关注的问题
（1）三道屏障的完整性 （2）电厂的可利用率 （3）事故预防和缓解的能力 （4）经济性
600MWe （秦山二期）
1000 MWe （大亚湾、 岭澳）
300MWe
600MWe
267.5
282.9
282.9
555
540
蒸汽压力 (MPa.a)
5.2
6.71
6.71
16.67
16.67
蒸汽流量 (t/h)
1871
3773
5808
1000
1667
汽机热效 率（%）
31.05
33.3
33.87
4.3.2.1 总体目标 4.3.2.2 4.3.3 具体性能目标
初步确定的几种第四代核电厂堆型
＞40
＞40
核电厂PSA分析程序
第三章 第二代主要堆型核电厂分析
第二代核电厂主要有以下堆型：

PWR


BWR
加拿大 AECL 开发的天然铀压力管式重水堆（ CANDU 堆）
前苏联开发的石墨水冷堆（LGR）
改进型气冷堆（AGR）和高温气冷堆（HTGR） 钠冷快堆
第一节 压水堆（PWR）核电厂
4.2.2.4 先进型欧洲压水堆(EPR)
4.2.2.5 系统80＋
4.2.2.6 先进型CANDU堆（ACR）
4.2.2.7 其它第三代先进堆型
第三节 第四代核电概念介绍
4.3.1 第四代核电概念的提出和背景 4.3.1.1 第四代核电概念的提出 4.3.1.2 第四代核电提出的背景 4.3.2 第四代核电的性能目标
1.2.2 前苏联（俄罗斯）
1.2.3 英国
1.2.4 法国
法国核电发展的经验是成功的，从中我们可以得 到很多启迪，如
⑴ 正确选择合适的发展堆型，一旦确定堆型路线后就坚持走下去不动
摇。
⑵ 不排斥引进国外成功的技术和经验，但引进的目的是为了实现自 己自主、持续的发展

在消化了美国经验后，尽快独立承担设计、建造和制造任务，并不断
核电及其主要堆型介绍
苏州热工研究院 陈连发
第一章 世界核电发展的历史和现状
第一节 核裂变的发现和核电的早期开发 第二节 世界主要核电国家核电发展概况 1.2.1 美国
虽然美国近20年来核电发展基本处于停顿状态，但一直没 有停止核电新堆型和新技术的研究，仍然在核电发展中起 着重要的作用。这段时期美国主要致力于以下方面工作：
第三节 中国核电发展的历史和现状
表2
机组名称 秦山1 所属公司 秦山核电公司
中国（大陆）核电机组基本情况
堆型 PWR 设计单位或供应商 上海核工程设计院 华东电力设计院 *核二院，核一院， 华东电力设计院 核二院，核一院， 华东电力设计院 AECL（加拿大） AECL（加拿大） Framatome（法） Alstom（英） Framatome（法） Alstom（英） Framatome（法） Alstom（英） Framatome（法） Alstom（英） ZAO ASE（俄） ZAO ASE（俄） 开工时间 1985.03. 20 1996.06. 01 1997.03. 13 1998.06. 08 1998.12 1987.08. 07 1988.02 1997.05. 15 1998.01. 15 1999.10. 28 运行时间 1991.12
第一节 核反应堆
2.1.1反应堆工作原理 2.1.2反应堆燃料 2.1.3 反应堆堆型
第二节 核电厂
2.2.1 核电厂基本组成 2.2.2 核电厂与火电厂汽轮机系统的差异
2.2.3 核电厂安全原理和方法
表6
PWR 核电厂与火电厂蒸汽参数比较
PWR核电厂 火电厂（国产）
300MWe （秦山一期） 蒸汽温度 ( ℃)
3.1.3 第二代PWR核电厂的改进和发展
1、单机容量增加，从初期的300MWe左右，发展到600，900，
1000，1300以至1500MWe的PWR系列。
2、燃料及燃料组件设计改进 3、燃料管理方案改进 4、改进核电厂的主要设备性能 5、提高核电厂的安全性
第二节 沸水堆(BWR)核电厂 3.2.1发展概况和工作原理 1、发展概况 2、工作原理 3.2.2 BWR核电厂特点 3.2.3 BWR核电厂的设计改进
3.1.1 工作原理和基本构成
核电站原理流程图
3.1.2.1 主要设计性能特点
1) 2)
轻水作为慢化剂。 采用低富集铀（2％－5％）做燃料，具有负的燃料温度系数（多普
勒系数）。
3) 4)
采用控制棒、可溶硼和可燃毒物三种反应性控制手段 一、二回路均为独立的密闭回路，常规岛中的蒸汽不带有放射性， 与沸水堆相比，运行时常规岛不需要采取辐射防护措施。
中国（大陆）核电机组主要参数
一回路出 口温度(℃) 315．2 327．2 327．2 310 310 一回路压 力(MPa.a) 15.2 15.5 15.5 11.2 11.2 蒸汽温度 (℃) 267.5 282.9 282.9 257.6 257.6 蒸汽压力 (MPa.a) 5.2 6.71 6.71 4.51 4.51 蒸汽流 量(t/h) 1871 3773 3773 3570 3570
进入21世纪以来，美国开始了全面复兴核电的政 策，主要措施有：
⑴ 正在营运的核电厂挖潜，包括延长运行寿期（从40年
延至60年），提高核电厂可用率，提高电厂出力，对仪控 和保护系统进行数字化改造等。 ⑵ 准备接受新建造核电厂的申请。 ⑶ 加快对第二代核电厂的改进、第三代核电厂的审批和 推广并积极启动第四代核电厂的实质性研究。
开发自己新的堆型。

法国从第2台与比利时合作的PWR机组建造起，就承担 了大部分建造
和制造的任务。
⑶ 标准化、批量化是法国核电成功的重要经验。有了批量订单，设 备制造就有长期发展目标和相应的开发投入，而标准化则有可能实现
有效的工程经验反馈，不断改进、优化和挖潜。
1.2.5其他主要核电国家 1.2.5.1加拿大 1.2.5.2 德国 1.2.5.3 日本
总计
容量MWe 102637 63203 48883 22594 26074 15113 18970 11802 15945 9460
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
美国 法国 日本 德国 俄罗斯 加拿大 韩国 英国 乌克兰 瑞典
104 59 53 20 27 22 18 31 13 11
第二章 核反应堆和核电厂
秦山2
秦山3 秦山4 秦山5 大亚湾1 大亚湾2 岭澳1* 岭澳2** 田湾1 田湾2
秦山核电公司
秦山核电公司 秦山核电公司 秦山核电公司 广东核电合营公 司 广东核电合营公 司 岭澳核电公司 岭澳核电公司 江苏核电公司 江苏核电公司
PWR
PWR PHWR PHWR PWR PWR PWR PWR PWR PWR
田湾1
田湾2
3000
3000
1000
1000
320
320
15.7
15.7
279
279
6.28
6.28
5880
5880
第四节 世界核电发展状况统计
表4
运 堆型 机组数 容量 MWe 236236 81071 行
世界核电机组状况统计
在 建 容量 MWe 27933 6396 退 役 容量 MWe 11379 4793 总 计 容量 MWe 275548 92260
1396
9
3969
444
363873
50
42238
83
29347
577
435458
表5
排次 国家
世界运行核电机组容量前10名国家统计
运行机组
机组数 容量MWe 99034 63203 44041 22594 20799 15113 14970 11802 11195 9460
在建机组
机组数 3 0 5 0 6 0 4 0 5 0 容量MWe 3606 0 4842 0 5275 0 3820 0 4750 0 机组数 107 59 58 20 33 22 22 31 18 11
BWR总体设计的改进
沸水堆电厂流程原理图
第三节 重水堆核电厂
3.3.1 基本结构和工作原理
3.3.2重水堆核电厂性能特点
重水堆核电厂工作流程示意图
第四节 其它堆型核电厂
3.4.1 石墨气冷堆核电厂 3.4.2 快中子增殖堆核电厂
3.4.3 石墨水冷堆
第五节 几种堆型核电厂性能参数比较
HTGR核电厂原理流程图
大亚湾1
大亚湾2 岭澳1 岭澳2
2905
2905 2905 2905
983.8
983.8 983.8 983.8
327.6
327.6 327.6 327.6
15.5
15.5 15.5 15.5
282.9
282.9 282.9 282.9
6.71
6.71 6.71 6.71
5808
5808 5808 5808
池式钠冷快堆回路示意图
第四章 核电技术的最新研发进展及趋势
第一节 三里岛和切尔诺贝利事故暴露的问题和引 发的思考 4.1.1事故简介

4.1.1.1
4.1.1.2
三里岛事故
切尔诺贝利事故

4.1.2事故的教益
第二节wk.baidu.com第三代先进堆型核电厂分析
4.2.1第三代先进轻水堆的设计要求 4.2.1.1美国用户要求文件（URD） 4.2.1.2欧州用户要求文件（EUR） 4.2.2几种主要第三代先进堆型 4.2.2.1概述 4.2.2.2先进沸水堆（ABWR） 4.2.2.3 AP1000