国内CPR1000核电技术详细介绍模板
CPR1000土建施工管理(核电工程)
核岛及核岛BOP
4.
核辅助厂房（NX）
核辅助厂房长约50m，宽46m，高21.5m (排风 和进风间除外)，位于两个反应堆厂房中间并紧 靠着电气厂房，厂房内有核辅助系统的设备、两 堆公用的放射性废料贮存和处理设施及其所需的 通风和吊装设备。 核辅助厂房的8NC/ND区与中间冷却系统(RRI) 区(该区有两部分(8NE和8NF)，长为46m，宽为 23m)共用一基础底板，8NA/NB与电气厂房的中 间部分(8LX)共用一基础底板。基础底板和上部 结构均为钢筋混凝土结构,两块基础底板和相应 的上部结构之间设伸缩缝,厂房与相邻结构也用 伸缩缝隔开,止水带嵌于缝中。
岭澳二期核电站2*900MW核反应堆安全壳为圆筒形 带有球壳状穹顶的预应力混凝土结构，由基础地板， 筒体墙，环梁和穹顶四部分组成，沿筒体墙外侧均 匀分布四个扶壁柱，用来锚固筒体墙水平钢束。安 全壳预应力钢束主要分布在筒体墙和穹顶内。预应 力体系采用法国Freyssinet的“K”系统。 预应力系统工程的施工主要包括：孔道成型（预埋 管道），钢束的穿束，张拉和孔道的灌浆4大部分。
核岛及核岛BOP
4.
厂区保卫围栏系统
围栏系统分为3个等级，控制区（ZS）、 保护区（ZP）、要害区（ZR）：
控制区（ZS）——现场边界四周的围栏； 保护区（ZP）——辅助生产厂房四周的围栏、开 关站周围的围栏； 要害区（ZR）——核岛、联合泵房四周的围栏。
二、特殊的结构及专项工程
核电站建造中有不少特殊的结构及专项工程： 一． 安全壳预应力系统：
二、特殊的结构及专项工程
四．
特殊门
1.
核电特种门包括防火门、半气密门、气密门、生物屏蔽门、 抗龙卷风飞射门（分轻型和重型）。 防火门 防火门的三个等级如下： — 耐火极限1小时的防火门； — 耐火极限1.5小时的防火门； — 耐火极限2小时的防火门。 门两面耐火等级相同，装有温控开关装置，以熔丝在 70℃温度时激发起动。 门框用1.5mm钢板，门扇双面均用1.2mm钢板，厚60mm。 门芯填充料1和1.5小时耐火极限的硅酸铝纤维毡，硅酸 铝纤维针刺毡；2小时耐火极限的全面采用硅酸铝纤维毡。
CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案探索
CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案探索CPR1000核电机组是中国自主研发的第三代核电技术，其汽轮机是关键设备之一。
在低功率平台核电机组中，汽轮机的高中压缸冷却方案显得尤为重要。
本文将针对CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案进行探索，并提出一些可能的优化方案。
我们需要了解高中压缸冷却的重要性。
汽轮机的高中压缸承受着高温高压蒸汽的冲击，如果冷却不到位，很容易出现过热、热应力过大等问题，从而影响汽轮机的安全运行。
设计一个有效的高中压缸冷却方案对于保障汽轮机的安全和稳定运行至关重要。
在CPR1000核电机组的低功率平台中，高中压缸冷却方案需要考虑以下几个方面：冷却介质的选择、冷却系统的设计、冷却效果的评估和性能优化等。
关于冷却介质的选择，通常在汽轮机中常见的冷却介质有水、空气等。
而对于高中压缸来说，通常采用的是水冷却，因为水冷却具有散热效果好、冷却速度快等优点。
水冷却也存在着一定的风险，比如水冷却系统本身需要消耗一定的能源，还可能会导致汽轮机系统内部的腐蚀和冷却介质泄露等问题。
在选择冷却介质的时候，需要兼顾其散热效果和安全性。
在冷却系统的设计方面，需要考虑冷却介质的输送、流动和冷却效果的均匀性等。
合理的冷却系统设计可以有效地提高冷却效果，保证高中压缸的安全运行。
冷却系统的设计也需要考虑到汽轮机运行中的变化情况，比如负荷变化、环境温度变化等因素，以确保冷却系统在各种工况下都能够正常工作。
冷却效果的评估是一个关键的环节。
一般来说，可以通过各种实验和仿真手段来评估冷却效果，比如温度分布、应力分布等参数。
通过对冷却效果的评估，可以及时发现潜在的问题，并进行相应的调整和优化。
针对CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案进行性能优化也是非常重要的。
性能优化可以采用各种手段，比如改进冷却系统的结构、优化冷却介质的使用方式、提高冷却系统的运行效率等。
通过性能优化，可以有效地提高汽轮机的整体性能，延长其使用寿命，保障核电站的安全和稳定运行。
CPR1000核电系统简介
备注
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按系统功能划分
• 化学和容积控制系统 • 反应堆硼和水补给系统 • 余热排出系统
CPR1000系统知识 • 反应堆冷却剂系统
• 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统 • 设备冷却水系统 • 重要厂用水系统 • 核岛冷冻水系统 •电气厂房冷冻水系统
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• 安全注入系统 • 安全壳喷淋系统 • 辅助给水系统 • 安全壳隔离系统 • 安全壳大气监测 的混合、取样和复 合子系统
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核岛主要系统
CPR1000系统知识
1.反应堆冷却 剂系统
RCP
7.安全壳喷淋 系统 EAS
6.安全注入系 统 RIS
RCV
2.化学和容积 控制系统
核岛
PTR
5.反应堆水池和乏 燃料水池冷却和处 理系统
3.反应堆硼和 水补给系统
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REA
RRA
4.余热排出系 统
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CPR1000系统知识
反应堆硼和水补给系统-REA
主要功能 向稳压器泄压箱提供喷淋冷却水； 向安全注入系统提供水或硼酸溶液； 为化学和容积控制系统供给容积控制、化学 控制和反应性控制所需的各种流体。
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余热排出系统-RRA
CPR1000系统知识
主要功能 RRA又称为反应堆停堆冷却系统，在反应堆 正常停堆过程中，当一回路温度降到180℃ 及以下，绝对压力降到3.0MPa以下时，用余 热排出系统排出堆芯余热、一回路水和设备 的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热 量，使反应堆进入冷却停堆状态。
五、六十年代 原型堆
运行业绩良好， 还在增效延寿
CRP-1000中国改进型压水堆(1000MW)核电站
CRP－1000中国改进型压水堆（1000MW）核电站简介一、前言目前，世界上共有核电机组441座，其中压水堆有300多座，并且大部分都是百万千瓦级机组。
我国核电技术的引进是从法国开始的。
法国百万千瓦级核电技术的原型是美国西屋公司标准312堆型，通过改进批量化建设发展成为标准化的CPY技术。
为了提高法国核电的出口竞争力，法玛通公司在CPY的基础上形成了安全性和经济性较好的M310堆型。
大亚湾核电站引进的就是这种新型的M310堆型，同时我国开展了百万千瓦级大型商用核电技术的消化、吸收和创新工作。
岭澳一期核电站以大亚湾核电站为参考电站，维持热功率和其它主要运行参数不变，结合经验反馈和核安全技术发展要求，通过37项重大技术改进，进一步提高了电站安全水平和技术经济性能，总体性能达到了国际同类型在役核电站的先进水平。
在建的岭澳二期核电站在大亚湾和岭澳一期核电站的技术基础上，根据运行经验反馈和法国同类机组批量改造计划，进行了多项技术改进，其中重大改进有15项。
岭澳二期工程按“自主设计、部件采购”模式实施。
CRP－1000方案是最近由中广核集团推出的，它以岭澳一期和岭澳二期为参考基础，为进一步满足新版安全法规的要求，相应采纳了一些新技术。
在后续项目中，CRP －1000方案仍将结合经验反馈，陆续采用新技术，使其安全性和经济性进一步提高。
应该说，CRP－1000是目前国内自主化水平、安全可靠性、成熟性、经济性等各方面较具竞争力的核电技术方案。
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果示范后的批量建设打下坚实的技术基础，促进我国装备产业结构升级，加速实现新一代核电站的四个自主化。
二、未来十年我国核电建设的技术选型根据国家核电发展的长远规划，预计到2020年核电机组装机容量将达到4000万千瓦，在建机组容量为1800万千瓦。
由于我国引进、吸收、消化、建设第三代核电站或者自主研发需要工程验证的“二代加”新堆型都需要约十年实际的成功建设和运行示范后，才能开始批量化建设。
CPR1000压水堆1000MW级核电机组主变压器安装技术9页word
CPR1000压水堆1000MW级核电机组主变压器安装技术Yuan Zhixue(Shandong Electric Power Construction No.3 Engineering Corporation，Qingdao 266100，China)ABSTRACT：KEYWORDS：nuclear power station main transformer plant parameterinstallationtechnology引言福建宁德核电厂CPR1000压水堆核电机组常规岛包括3台单相主变压器、2台降压变压器、一台备用主变压器和一台备用降压变压器以及动力箱、控制箱；控制箱安装7面、电缆敷设约2400米、电缆端接约350头；变压器在线监测装置安装5台、盘柜安装1面、后台设备安装一套、变压器油温表及油位表安装28块。
主变压器安装在常规岛汽轮机房外部的南端，变压器容量为3×400MVA，单相的总重量约为288.2t，尺寸约为8500 mm×4500 mm×8500mm。
变压器(DFP-400000/500TH)主要参数：型式：户外、单相双绕组、铜导线油浸强迫油循环风冷变压器容量：3×400MVA相数：单相额定频率：50Hz额定电压：535/ 3 /24 kV高压侧最高运行电压：550kV额定容量：环境温度为40℃，额定连续容量400 MVA（线圈65K 温升）接线组别：三相联结组别YNd11，高压绕组按Y联接，中性点通过套管引出后直接接地，低压绕组通过封母按△联接）冷却方式：ODAF冷却器数量 4 组（含1 组备用）施工工序流程图一施工过程及措施（一）存放1.到货后应立即检查是否受潮:- 主体内部的氮气压力常温下不小于20kPa；- 主体内取箱底残油进行油样化验，符合耐压≥45kV/2.5mm含水量≤20μL/L。
2.充氮存放应符合下列规定：- 试验证明符合a）中的要求时，允许充氮存放；- 按相应的技术条件充入高纯度氮气(纯度≥99.99%，露点≤-40C，其压力为30kPa；- 每天至少巡查两次，记录压力及补入氮气；3.对于充油运输的拆卸件如套管式电流互感器等要带油存放。
CPR1000技术简介[1].doc
![CPR1000技术简介[1].doc](https://img.taocdn.com/s3/m/cd6e4b6b8e9951e79b89273f.png)
CPR1000技术简介从上世纪八十年代初首次引进国外技术建设大亚湾核电站，到今天采用自己的技术批量建设核电站，不到三十年的时间，中国核电完成了从引进技术到创建品牌的历史跨越，打破了核电技术长期被西方国家垄断的局面，国际核电俱乐部里终于有了“中国品牌”。
ＣＰＲ１０００：“三十年磨一剑”１９７８年，我国决定高起点起步，向国外购买先进核电技术，推进我国核电事业发展。
承担这一历史任务的中国广东核电，通过引进、消化、吸收、创新，到１９９４年大亚湾核电站１号机组建成投产时，已初步形成了自己的工程管理和运行管理队伍，为我国百万千瓦级商用核电站自主化和国产化积累了经验。
如果说，大亚湾核电站只是“入门”的话，到１９９７年５月开工建设的岭澳核电站一期时，中国核电已开始了初步的自主创新。
岭澳核电站一期以大亚湾核电站为参考，采用“翻版加改进”的技术方案，实施了５２项重大技术改进。
到２００５年１２月开工建设岭澳核电站二期时，国家已将它列为国家核电自主化依托项目，提出了工程建设中实现自主设计、自主制造、自主建设、自主运营，设备国产化率１号机组不低于５０％，２号机组不低于７０％的目标。
而日前开工的红沿河核电站四台百万千瓦级核电机组，则要求设备国产化比例在岭澳核电站二期的基础上进一步提高，其中关键设备国产化比例不低于８５％。
从大亚湾、岭澳一期，到岭澳二期、红沿河，不到３０年的时间，经过循序渐进、持续改进、自主创新，我国已经形成了具有自主品牌的中国改进型百万千瓦级压水堆核电技术——ＣＰＲ１０００，总体性能达到国际同类型在役核电站先进水平。
ＣＰＲ１０００“四要素”：成熟、安全、经济、先进这张经过引进、消化、吸收、创新之后而具有中国自主品牌的“通行证”，到底有些什么特征呢？据辽宁红沿河核电有限总经理胡文泉介绍，ＣＰＲ１０００是中广核集团以大亚湾核电站、岭澳核电站一期为基础，通过渐进式改进形成的我国百万千瓦级核电站技术。
它具有四大特征。
谈CPR1000型压水堆核电厂内照射控制
谈 CPR1000型压水堆核电厂内照射控制摘要：本文介绍了CPR1000型压水堆核电厂内照射的来源、危害，分析总结了内照射控制与防护措施，并对控制限制、内污染监测手段进行了总结，丰富现场作业人员内照射防护的理论素养，同时也为在建核电厂及其他存在内照射风险的相关单位在内照射控制方面提供参考和借鉴。
关键字：核电厂；内照射；控制防护1.核电厂内照射的来源CPR1000型压水堆核电厂的放射性物质存在于一回路系统中，绝大部分在燃料组件的包壳中，核电厂运行过程中，反应堆冷却剂回路是重要的辐射源项；反应堆冷却剂在流经堆芯时将核裂变热带出反应堆，也将反应堆的放射性裂变产物及系统内活化了的腐蚀产物带至冷却系统及与之相连的辅助系统，如化学和容积控制系统，余热排除系统等。
CPR1000型压水堆核电厂导致内污染的放射性核素有裂变产物、活化产物。
裂变产物包括137Cs，131I，133I，134Cs,144Ce等核素；活化产物包括51Cr，58Co, 60Co，54Mn,59Fe，55Fe，65Zn，3H，124Sb,110m Ag，63Ni, 59Ni，93Zr，93Mo等核素。
放射性物质进入人体的途径包括：•吸入被放射性物质污染的空气；•食用被放射性物质污染的食物和水，或口腔接触了被污染的器具和物品；•接触放射性物质，导致放射性物质从破损的皮肤直接进入体内，或者通过完好的皮肤渗透入体内。
内照射主要发生方式包括：•未采取任何防护措施进入空气污染场所；•放射性管道开口作业，风险识别不到位，未进行有效控制；•放射性设备切割打磨时未采取必要的控制手段；•污染颗粒再次悬浮；•放射性液体异常扰动；•表面污染转移体内。
1.内照射的特点及危害内照射是指放射性物质进入人体内，造成对人体器官或组织的持续照射。
与外照射不同，在内照射的情况下，人员即使脱离了造成内照射的环境，已经进入体内的放射性物质依然会造成对人体的照射。
在其它因素相同的情况下，穿透能力较弱的、辐射引起的内照射危害性远大于穿透能力较强的X辐射引起的内照射危害性。
CPR1000压水堆主回路系统介绍
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 单击此处编辑母版标题样式
1.2沸水堆 沸水堆也是一种轻水堆，它与压水堆的本质区别是降低了 一回路的冷却水的工作压力，允许一回路冷却水在堆芯内发生 沸腾。并将产生的蒸汽直接送到汽轮机发电。沸水堆冷却剂工 作压力约为6.86MPa。另外，在沸水堆中采用再循环流程，通 过再循环泵调节堆芯内冷却剂流量，采用这种系统，在控制棒 位置不变动的条件下，功率可增加25%。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 单击此处编辑母版标题样式
1.3重水堆 重水堆是用重水（D2O）来作为慢化剂。重水 具有中子吸收截面小而慢化性能好的特点，中子的 利用率高。因此可也直接采用天然铀作为反应堆的 燃料，而不受浓缩能力的限制，这是重水堆突出的 优点。但是由于重水的价格较贵，为减少重水泄漏 损失，相应的使反应堆及重水设备回路的设备制造 复杂。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 二、 AP1000与EPR简介 单击此处编辑母版标题样式
2.1 AP1000 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。简化的非能动设计提高了安全性和经济性。 AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全 壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电 源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显 著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可 将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 单击此处编辑母版标题样式
（4）对环境的污染小。由于采用性能稳定的氦气作为冷却 剂，反应堆一回路放射性剂量较低，而且由于它的热效率高排 除的废热也比轻水堆少35-40%。因此,它是核电站中较清洁的堆 型，可以建在人口较密的城市。 （5）有综合利用的广阔前景。如果氦气温度达到900C0，与 氦气轮机直接连接，热效率可达50%。 高温气冷堆出口温度较 高，可以用与分解水，产生氢气和氧气，能量转换。 我国清华大学正在研究，准备和华能一起建造高温气冷堆 核电站。
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一、概述
从发展趋势来看，在今后 30 年内将会有更
多国家和地区拥有核电站。预计到2030年， 世界核电站总数将达 1000座，核发电量将占 总量的三分之一。 核能除了用来发电外，还可以作为船舶、 火箭、宇宙飞船、人造卫星等的动力能源。 特别是核动力不需要空气助燃，因而它是在 缺乏空气环境下的地下、水下、空间等的特 殊动力，它将是人类开发的理想能源。
秦山二期核电站 秦山第二核电站是由我国自行设计建造的第一个商用核电站，功 率2×60万千瓦 。设计总包是核二院，反应堆由核一院设计，常规岛由 华东电力设计院承担。
秦山三期核电站 与其它几个核电站不同之处是，这是一个CANDU型重水压水堆， 由加拿大原子能源有限公司投资设计建造并经营，运行20年后产权和 管理归属中国。 秦山三期核电站的功率是2×70万千瓦 。
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大亚湾核电站 大亚湾核电站是广东核电投资建造法国堆型大功率压水堆，由法马 通公司总承包，功率2×90万千瓦 。1993年投入商业运行，两座机组年发电量
可达100亿度。
岭澳核电站 即大亚湾核电站二期工程，由广东核电投资建造并经营， 功率为2×90万千瓦 ，2002年投入商业运行。
秦山一期核电站 由我国自行设计建造的第一个试验型反应堆核电站，反应堆为双环 路轻水型压水堆，功率1×30万千瓦。 秦山核电站的建成和运行是我国 和平利用原子能的开端，成功的经验使我国具备了独立设计建造小功率 核电站的能力。
一、概述
中国与世界能源结构对比
69%
70.00% 60.00% 50.00% 40.00% 30.00% 20.00% 10.00% 0.00% 石油
2.50% 6.20% 5.40% 6.10% 1.15% 22.30% 23.70% 36.80% 27.20%
世界 中国
天然气
煤炭
水力
核能
一、概述
6×100(AP1000) 11 江苏田湾二期 6×100(AP1000) 12 秦山二期扩建
6
7
广东阳江
广东陆丰
6×160(EPR)
6×100
广西、湖南、湖北、四川、重 13 庆、安徽、江西、吉林、甘肃 等
二、什么是核电站
1、原子能的机理
世界上一切物质都是由原子构成的，原 子是由原子核和电子组成的。而原子核又由 质子和中子组成，任何原子都是由带正电的 原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成 的。 一个铀-235原子有92个电子，其原子核 由 92 个质子和 143 个中子组成。 50 万个原子 排列起来相当一根头发的直径。如果把原子 比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是 一颗黄豆 , 而电子相当于一根大头针的针尖。 科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2— 3 个中子和大量的能量，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多， 这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。
2、蓬勃发展的世界核电
从廿世纪 50 年代第一座核电站建成以来，
许多国家先后建造了核电站，特别是70年代 世界发生能源危机后核电发展更快。 据统计，世界上已有 30 多个国家和地区建 成约 441 座核电站，发电容量约为 3.6 亿千瓦。 正在建造中约有40座，计划建造的约60座， 全部建成后装机容量将近 5 亿千瓦，约占世 界总发电量的20%左右。
序 号 1 2 3 4 5 核电站名称 岭澳二期 大连红岩河 福建宁德 浙江三门 山东海阳 计划装机容量 （万千瓦） 2×100 4×100 6×100 序 号 8 9 10 核电站名称 广东台山 山东乳山 福建福清 计划装机容量 （万千瓦） 6×100 6×100 6×100 2×100 2×65
江苏田湾核电站 田湾核电站一期由江苏核电有限公司投资建设，采用两套俄罗 斯生产的VVER－1000型压水堆核电机组。功率为2×100万千瓦。
恰希玛核电站 向巴基斯坦出口的恰希玛核电站，功率为1×30万千瓦，2000年 并网发电，现正在稳定运行。我国因此成为核电站出口国 之一。
一、概述
4、我国计划建设（已开始建设）的核电站包括：
一、概述
3、我国核电发展现状
我国的煤碳、水力和石油资源有一定的
蕴藏量，但因人口众多，人均储量低，因 此发展核电是我国能源规划的组成部分， 无论对近期和将来补充或替代常规能源都 是十分重要的措施。 我国自廿世纪七十年代中期开始设计建 造核电站以来，到2005年我国已建成6个项 目计 11 座核反应堆发电机组，核电运行 量已达870万千瓦。
一、概述
华兴公司核电站建造经历：
公司参加了国内所有核电站的工程建设，并在 其中的 7 座核电站工程中担当主力。承担了 11 个反 应堆及其附属工程的施工，为我国的核电建设和能 源事业立下了赫赫功绩；在国外，承建了我国最大 的出口成套项目――巴基斯坦恰希玛核电站一期工 程。 目前正在承建国内的岭澳二期、大连红沿河、 福建宁德、广东阳江、山东海阳等核电站工程及国 外的恰希玛核电站二期工程 。
内部资料，谢绝外传
核电站简介
DJ
目 录
一、概述 二、什么是核电站 三、压水堆核电站介绍 四、核电站的发展 五、我国核电发展的未来
一、概述
1、各种形式的能源
能源是人类社会赖以生存的基本条件，也是保证社
会稳定和发展国民经济的重要物质基础。 自然界中除有机燃料能源（煤炭、石油、天然气） 外，核能、水力、风力、太阳能、地热和潮汐能也都 是巨大的能源。 受人类技术经济发展的影响，太阳能、风能、潮汐 能及地热发电等，其应用还受到很多条件的限制。 水力是较为理想的自然资源，但是投资时间比较长， 一般须要10年－20年左右，可能需要大量移民及改变 生态环境。 随着技术的发展，利用核能发电这一方法正逐步被 人们接受，有效利用核能发电，可以改变能源结构， 有利于保护环境。
一、概述
已建核电站概况
序号 1 核电厂名称 广东大亚湾核电站 堆型 PWR 机组 单堆功率 数量 （万千瓦） 2 90
2
3 4 5
广东岭澳核电站
秦山核电站 秦山二期核电站 秦山三期核电站
PWR
PWR PWR PHWR
2
1 2 2
90
30 60 70
6
7
江苏田湾核电站
巴基斯坦恰希玛
PWR
PWR
2
1
100