国内三种核电站堆型的比较
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
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。
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核电技术
一、AP1000核电机组
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⏹是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。
用铀制成的核燃料在“反应堆”
处于高压下的水把热能带出，在蒸汽发生
AP1000核电机组
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系”，比如重力理论、自然循环、聚合反应等，比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。
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1、AP1000主要的设计特点包括：
1、AP1000主要的设计特点包括：
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1、AP1000主要的设计特点包括：
1、AP1000主要的设计特点包括：
1、AP1000主要的设计特点包括：
1、AP1000主要的设计特点包括：
二、EP1000核电机组
1、EP1000主要的设计特点包括：
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1、EP1000主要的设计特点包括：
1、EP1000主要的设计特点包括：
1、EP1000主要的设计特点包括：
1、EP1000主要的设计特点包括：
1、EP1000主要的设计特点包括：
三、CPR1000核电机组⏹
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1、CPR1000主要特性
CPR1000是目前国内自主化水平、安全可靠性、成熟性、经济性等各方面综合比较最佳的核电技术方案，是我国可以在“十一五”和“十二五”期间实现产业化的百万千瓦级“二代加”改进核电技术方案，可以为第三代核电技术成功示范后的批量建设打下坚实的技术基础，促进装备产业结构升级，加速实现新一代核电站的四个自主化。
1、CPR1000主要特性
环路数Loop Number
3
总体性能指标Total Performance Figure
DNBR 裕量DNBR Allowance ＞15%机组可用率Unit Available Rate
≥87%压力容器设计寿命Pressure Vessel Design Lift 60年/ 60 Years 一回路压力Primary Coolant Pressure
15.5 MP 一回路温度T 入/T 出Primary Coolant Temperature T inlet / T outlet 292.4℃/329.8℃平均线功率密度Average Power Density 186 W/cm 机组额定功率Unit Rated Power 1080 MWe
燃料组件Fuel Assembly 157组全M5的AFA3G 组件/157 sets of AFA3G assembly with M5活性区高度Active Height 3.66 m
换料周期Refueling Period
18 月/ 18 Months 堆容器内径/高度Reactor Vessel Inside Diameter / Height 3.99 m/12.99 m 电厂热循环效率Plant Thermal Cycling Efficiency 36%仪控系统Instrument Control System DCS
电厂布置Plant Lay-out 双堆/ Double Units
安全壳Containment
单层+ 钢内衬Single Layer + Steel Lining 安全壳自由体积Containment Free Volume 49000 m3
严重事故对策Serious Accident Solution 采取相应措施Adopting the Corresponding Measure
汽轮发电机组Turbine Generator 半速机Half Speed Engine 建设工期Construction Period
≤58 月/ ≤58 Months
主要技术、经济指标
CPR 1000
2、CPR1000核岛主体结构
CPR1000核岛主体结构由反应堆和三条并联的闭合环路组成，这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主冷却剂泵（简称主泵）、一台蒸汽发生器和相应的管道和仪表组成。
另外，其中一条环路热管段上连接有一个稳压器，用于主回路系统的压力调节和压力保护。
每个环路中，位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为热段，主泵和压力容器入口间的管道称为冷段，蒸汽发生器与主泵之间的管道称为过渡段。
图二主体结构组成图
反应堆压力容器
由容器本体及中
子通量管贯穿件、
顶盖及控制棒驱
动机构接管座、
密封环和顶盖螺
栓等组成。
见图
三压力容器结构
示意图、燃料组件。
反应堆压力容器
四、EPR与AP1000的比较
EPR与AP1000的比较
EPR与AP1000的比较
堆型岭沃EPR AP1000热功率（兆瓦）290542503415
电功率（兆瓦）98516501200
环路数342
机组布置双堆布置单堆布置单堆布置燃料组件数157241157
安全壳类型单层双层双层
设计寿命406060
建设工期606042
1、EPR与AP1000的安全性比较⏹
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2、EPR与AP1000成熟技术的比较⏹
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燃料管理技术、先进的反应堆设计技术、先进的人因工程、先进的数字化仪表控制系统和控制室、宽裕的操作员可不干预时间以及、模块
2、EPR与AP1000成熟技术的比较
2、EPR与AP1000成熟技术的比较⏹
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3、EPR与AP1000经济性的比较⏹
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于单机容量大，厂址利用率高，提高了它的经济性。