中国核电反应堆堆型
核反应堆及发展
核反应堆的类型核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。
可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。
第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钮或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氮气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。
下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。
压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。
沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。
沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。
它们都需使用低富集铀作燃料。
以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。
重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。
重水堆分压力容器式和压力管式两类。
重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。
快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。
专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。
前景看好的快堆现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235,而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1 %~2%。
但在快堆中，铀-238 原则上都能通过核反应转变成易裂变的钮-239而得以使用。
即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60%~70%，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。
具体点说，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通过钮-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次8衰变后，铀-238很快被转变成钮-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钮-239。
国内CPR1000核电技术详细介绍
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：
序 号
核电站名称
计划装机容量 （万千瓦）
序 号
核电站名称
计划装机容量 （万千瓦）
1 岭澳二期
2×100
8 广东台山
一、概述
70.00%
中国与世界能源结构对比
69%
60.00%
50.00%
36.80%
40.00%
27.20%
世界
30.00%
22.30% 23.70%
中国
20.00% 10.00% 0.00% 石油
2.50%
天然气 煤炭
6.20% 5.40% 6.10% 1.15%
水力
核能
一、概述
2、蓬勃发展的世界核电
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。
四、核电站的发展
➢核废物处理3条：要有完整的解决方案；解决方案 被公众接受；废物量要最小。
➢防核扩散的3条：对武器扩散分子的吸引力小；内 在的和外部的防止核扩散能力强；对防止核扩散要经 过评估。
第四代核电站的主要堆型： 第四代核电站主要包括：超临界水冷堆、超高温气冷 堆、气冷快堆、液态钠冷快堆、铅冷快堆和熔盐反应 堆。
我国实验快堆技术及存在的关键问题
我国实验快堆技术及存在的问题陈俊豪核科学与技术学院摘要：随着核能发展和应用，核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。
为迎接21世纪核能的发展，美国于2000年提出了第四代先进核能系统，包括六种有应用前景的核反应堆系统，其中有三种是快堆。
我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。
我国快堆技术历经上世纪60年代中后期起的基础研究，纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究，正在建造65MW中国实验快堆，该堆计划于2009年首次临界。
我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。
钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型，发展快堆利相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1%左右提高到60～70%。
快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少C02排放的关键堆型。
关键词：中国实验快堆发展现状存在问题1 引言我国的核电虽刚进入起步阶段, 但随着核电的发展, 铀资源的要求将不断增加。
然而铀资源是有限的, 天然铀中235U 只占0. 71 %左右, 必须要在发展压水堆核电站的同时将快中子增殖堆(快堆) 技术发展起来, 用这种堆型快速增殖核燃料, 使核电容量增长无燃料匮乏之忧。
核电站的发展将逐渐积累起长寿命稀有锕系核素, 这些放射性物质要衰变三、四百万年才能达到天然铀的水平, 绝非常规包装、埋藏所能安全处置的, 较现实的方法是放在快堆中当作燃料烧掉, 使之变成一般裂变产物。
因此把快堆技术发展起来可以消除发展核能的环境影响之虑。
上述快堆的两大用途, 决定了快堆在闭式钚2铀燃料循环中的重要地位。
现在, 我国快堆技术正在国家高技术‘863’计划的领导下进行开发, 作为快堆工程发展的第一步。
在第四代核能国际论坛提出的6种堆型中，有3种是快堆。
快堆是未来核电站的发展方向。
我国目前正在建设实验快堆，示范快堆电站建设也在积极准备，技术路线为钠冷快堆。
我国钠冷快堆的技术选择和战略目标与第四代先进核能系统的目标要求总体上是一致的，而高增殖能力更符合我国需要。
小型核电反应堆的现状及未来发展
小型核电反应堆的现状及未来发展1 核电反应堆堆型现状核能发电始于20世纪50年代，出于追求核电运行规模经济性的需要，核电机组的设计趋向于大型化，在70年代，核电机组的平均容量达到大约1000 MWe，发电用核反应堆的容量从60 MWe发展到超过1300 MWe。
目前，美国拥有104台现役核电反应堆，总容量约99210 MWe，平均每台容量为953 MWe；法国共有59台运行反应堆机组，总容量63363 MWe，平均每台容量为1074 MWe；日本拥有54台核电机组，总容量约为45468 MWe，平均每台容量为842 MWe。
这些国家拥有庞大而相对完善的电网，能承受单次1000 MWe或1300 MWe负荷的变化。
第3代核电站采用的堆型除了AP600以外也是大型机组，如1300 MW级的System 80+和ABWR，1000 MW级的AP1000 和VVER-1000，1500 MW级的EPR等。
近年来，韩国、中国等国家的核电得到了很大发展，这些国家引进或自主开发、建设的核电站基本上也是大型机组。
21世纪80～90年代，工业化国家的发电容量日趋饱和，电网开始出现容量过剩的问题，电网对大容量机组的并入显得越来越不适应，电力公司也不允许一台大型机组长时间地做低功率调峰运行， 因为这样会给经济性带来严重影响。
因此，近年来人们对中、小型反应堆(SMR)又产生了兴趣，希望这些中小型反应堆能更好地适应工业国家的电力负荷需求，以及满足那些电网不能承受大容量机组并入的发展中国家的电力需求。
1.1 小型核电反应堆的状况国际原子能机构(IAEA)将“小型”机组定义为300MWe以下的机组，而电功率在300MWe以上、600MWe以下的为中型反应堆机组。
中、小型反应堆所涉及的技术是多样化的，反应堆类型有：轻水堆、高温气冷堆、液态金属反应堆和熔盐堆，而当前最主要的2种技术均利用高温氦气直接驱动涡(气)轮机。
目前开发程度较为先进的中、小型反应堆有如下一些：美国国会现在正在筹集资金研究小型模块式核电厂和先进气冷堆设计(也是模块化，10个或更多模块机组逐步建成一个大电厂)。
四代快堆特性分析及前景展望
四代快堆特性分析及前景展望作者：李伟哲覃国秀来源：《科技信息·下旬刊》2017年第06期摘要：四代核电技术共六种堆型，其中三种为热堆，三种为快堆。
快堆由于其独特的自身优势，受到广泛的关注。
本文分析了铅冷快堆、气冷快堆以及钠冷快堆的特性，并对其发展前景进行了探讨。
关键词：气冷快堆；铅冷快堆；钠冷快堆近几年，我国的核电技术发展迅速，不仅研发了具有自主知识产权的压水堆技术，并且已经将核电技术输出到了国外。
我国在大范围建设压水堆核电站的同时，也在积极研发四代堆技术。
四代反应堆包括六种堆型，包括气冷快堆、铅合金液态金属冷却快堆、液态钠冷却快堆、熔盐反应堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆。
前三种为快堆，后三种为热堆。
快堆比热堆最大的优势是燃料的可增殖。
热堆的能量主要来源于热中子引起铀235裂变产生的热量，以及裂变产物产生的衰变热。
快堆由快中子引发裂变，主要用钚239作为核燃料。
在反应堆堆芯，钚239的外围区域放有铀238，堆内的快中子撞击钚239使其发生裂变，裂变产生的快中子被外区的铀238吸收，生成铀239，铀239属于不稳定核素，经过几次衰变后会转化为钚239。
也就是说随着反应的进行，堆芯的核燃料会反而会变多，这种现象就叫做燃料的增殖。
因此快堆技术优于热堆技术，快堆不仅可以节省燃料，还可以提高反应堆的能效。
1 气冷快堆气冷快堆，英文缩写为GFR。
是由快中子引发裂变，用氦气作为冷却剂的反应堆。
气冷快堆的燃料主要有复合陶瓷型、先进颗粒型和锕系元素混合物陶瓷包壳元件型三种，燃料循环的形式为闭式。
运行时的出口温度约为850℃。
堆芯布局可以是棱柱块状或者是针状或板状燃料组件。
GFR参考堆有一个一体化的场内乏燃料处理和再处理厂。
通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，将长寿命放射性废物的产生量降到最低[1]。
由于冷却剂使用的是气体，因此其热导率较低，目前对气冷快堆的研究较少。
2 铅冷快堆铅合金液态金属冷却快堆，英文缩写为LFR。
VVER堆型核电站核岛设备保温技术
《装备维修技术》2021 年第 6 期VVER 堆型核电站核岛设备保温技术田利民（中国核电工程有限公司（田湾项目），北京 100840）摘 要：本文依江苏田湾 VVER 堆型核电站核岛设备保温为例，详细介绍了江苏田湾核电站核反应堆厂房设备保温结构、技术要求、 保温部件的预制及安装方法，本技术满足核反应堆设备对保温的特殊要求，符合国内相关规范技术要求，该安装方法简捷 方便，可为类似核反应堆厂房设备保温施工提供参考和借鉴。
关键词：主设备；辅助设备；保温引言田湾核电站位于江苏省连云港市连云区田湾，田湾核电站引 进了俄罗斯技术，主要堆型为俄罗斯 VVER 堆型，其中 3、4 号机 组单台装机容量为 106 万千瓦。
核反应堆厂房设备保温结构基本 要求是保温层应能够在其所有设计工况下执行预定功能，以满足 设备的保温需要。
保温结构必须能够承受电站在启动、停堆、运 行瞬态（设备膨胀，在被保温部分连接处的震动）情况下所施加 的荷载。
在特定情况下，保温结构应提供安全防护（保温或屏蔽） 以保证人员在意外接触到放热面时的安全。
保温结构应保证在保 温材料寿命年限内的完整性。
保温结构应有足够的机械强度，不 允许在自重或偶然外力作用下有被损坏的现象发生。
核岛设备保 温结构分为永久性保温结构、可拆卸保温结构，可拆卸保温结构 应具有重复拆卸和安装性能。
核岛设备保温结构应具有耐高温、 抗辐射性能、较好的密封性和防渗透性[1]。
1 田湾核电站设备保温的结构、性能田湾核电站设备保温结构由俄罗斯圣彼得堡设计院设计。
设 备保温施工任务量大且施工周期短，其中主设备包括反应堆压力 容器、蒸发器、主泵、稳压器、安注箱等（以下简称主设备），这 类设备在运行期间，内部介质具有高放射性，温度最高达到 297 度，要求保温结构核电站运行期间具有可靠的完整性、抗辐射性； 辅助设备包括储罐类和泵类设备，单台机组约有 230 多台。
保温 层最厚达到 235mm。
关于核电的看法
关于核能发电的看法电气工程学院2010023班赵元君（20101254）在能源发展史上，核能的和平利用是一件划时代的大事，它是近代科学对人类社会发展的贡献，目前核电与火电、水电构成常规电站是电力的主要来源。
核电站的迅速发展对解决世界能源问题有着现实意义和深远意义，加快发展核能是解决我国目前能源问题的一项根本性措施。
一、我国核能发电的现状和基本分布我国核电工业起步较晚，1991年自行设计、制造的30kW压水堆核电机组（浙江秦山核电站）首次并网发电，实现了核电零的突破。
2011年，在中国运行的6座核电站共11台机组，总核电容量有9百多万千瓦，仅占全国总发电量的2%。
按照《核电中长期发展规划(2005-2020年)》，到2020年，中国将增建成多座核电站，当前已经从广东、浙江、山东、江苏、辽宁、福建、广西等沿海城市确定了13个优先选择的厂址，预计到时总投产核电容量达到4000万千瓦，核电年发电量达到2600亿千瓦小时，可占全国发电量的6%以上。
并且，根据当前的核电建设，这个目标预料还可以上调。
长远来说，从沿海的广东、浙江、福建到内陆的湖北、湖南、江西，将建设数十座核电站。
由于内陆城市经济崛起，电量需求剧增，因此亦需要加快发展内陆核电站，并通过与国际合作，引进及掌握第三代百万千瓦压水堆核电站工程的设计和设备制造技术。
这种机组的反应堆厂房设有四道安全屏障和多重安全保护系统，安全性极高，适合内陆核电站使用。
日本福岛核事故后，国家对所有在运和在建核电机组进行了全面安全检查，并在2012年6月公布了核安全检查报告。
报告认为我国核电站在选址中对地震、海啸、洪水等外部事件进行了充分论证，核电厂在设计、制造、建设、调试和运行等各环节均进行了有效管理，总体质量受控。
在2012年全国人大会议上，温家宝总理在《政府工作报告》明确提出“安全高效发展核电”。
目前中国仅有11台核电机组在运营，核电发电量占全国所有发电量不足2%，而全球共有440多座核电站，其中发电量占所有发电量的16%，如法国核电发电量占其国内总发电量的78%,日本占30%。
第四代核能系统——高温气冷堆技术介绍
100.0
10 50.0 5
0 1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39
0.0
Time(Month since January 2003)
Integrated power (MWD)
19
Days of operation
丧失冷却+不紧急停堆实验
燃料元件在俄罗斯的辐照燃耗已达 100000 MWd/t(U) ，受辐照的 4 个燃料元件中的 3 万多个包覆燃料颗粒没 有一个因为辐照破损
18
至2006年3月累计运行469天
35
Days of operation Integrated power
250.0
30 200.0 25
20
150.0
15
按照核安全局批准的程序，旁通反应堆紧急停堆系统。
关闭风机，关闭二回路隔离阀：丧失冷却。
控制棒不下落，反应堆堆芯温度缓慢上升由于堆芯燃料的负 温度系数（当温度升高，反应堆功率下降），反应堆功率自 动下降。。 最终堆芯剩余发热和通过反应堆压力壳表面散发的热量建立 平衡，反应堆温度开始下降。
11
10 MW 高温气冷堆外景
12
反应堆系统
反应堆热功率,MW 一回路压力, MPa
10 3
氦气入口温度, ℃
氦气出口温度,℃ 燃料球数目
250/300
700/900 27000
13
反应堆和蒸汽发生器舱室
14
10 MW 高温气冷堆实现满功率运行
2003 年 1 月 29 日主控制室仪表显示达到 10 MW 满功率 核裂变产生的热量经发电后通过 冷凝器排出
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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。
中国大陆核电机组
压水堆
技术原理
采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其 工作原理为：主泵将120～160个大气压的一 回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能 带出堆芯。
而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传 给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路 冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水 循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发 电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器， 完成二回路水循环。
重水堆
坎杜6型重水堆核电站采用天然铀作燃料。燃料产生的裂 变热量传输给流过燃料通道的加压重水（D2O）冷却剂， 冷却剂通过闭合回路将热量带到蒸汽发生器，将热量传输 给轻水。轻水沸腾产生蒸汽，驱动汽轮机和与其相连的发 电机，使发电机发电。蒸汽离开汽轮机后冷凝成水，并返 回到蒸汽发生器进行再循环。