世界现行核电站反应堆堆型
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。
第四代核反应堆系统说明介绍
第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。
美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。
预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。
核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。
在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。
这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。
并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。
图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。
对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。
对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。
目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。
第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。
但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。
它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应堆。
有关VHTR潜在的可供应高温工艺热以用于制氢的设想也正在研究中。
各种反应堆介绍
各种反应堆介绍各种反应堆介绍国外高温气冷堆发展情况目前世界上的主要有核国家，都在积极发展高温气冷堆技术用于发电与制氢。
美国能源部2004年开始招标建设一座热功率40万到60万千瓦的双用途高温气冷堆，项目投资约15亿美元，计划2015年建成。
南非的高温气冷堆核电站设计，已经通过国际原子能机构组织的四次审评，计划在2010年前建成示范电站。
法国法马通公司也在积极开展高温气冷堆技术的研究，并已参加美国爱达荷高温气冷堆项目的投标。
日本已经建成了高温工程试验研究堆，用于研究高温气冷堆技术和高温制氢技术。
俄罗斯正与美国共同开展利用高温气冷堆烧钚的研究。
快堆核电站快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。
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。
目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。
沸水堆核电站沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。
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动力堆。
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。
沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。
重水堆核电站与压水堆核电站不同，重水堆核电站的核反应堆是利用天然铀作燃料，用重水做慢化剂和冷却剂。
目前全世界正在运行的400多个核电机组中，绝大多数是压水堆，只有32个是重水堆。
重水堆核电站不用浓缩铀，而用天然铀作燃料，比压水堆的燃料成本低三分之二，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。
常见的核电站堆型有哪几种
常见的核电站堆型有哪几种核电站是一座或若干座利用核裂变(NuclearFission)或核聚变(NuclearFusion) 反应所释放的核能转换成热能来发电兼供热的动力设施。
其中核反应堆是核电站最主要的关键作业设备，链式裂变反应就在该设备中进行；目前，全球核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。
其中压水反应堆作为最成熟、最成功的一种动力堆堆型，运用最为广泛，我国大多数核电站其反应堆都属于该类反应堆。
一、核电站工作原理核电站主要是通过将由铀、杯制成的核燃料在反应堆设备内发生裂变从而释放出大量的核能，再利用处于高压下的水将核能转化为热能，在蒸汽发生器中加热水产生蒸汽，蒸汽推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。
一般来说，核电站本身的工作原理和所需要的设备条件与普通火电站发电机制大同小异，主要在于核反应堆。
二、常见的核电站堆型：1、压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。
其工作原理主要是利用处于高压下的循环冷却水将反应堆中核燃料裂变反应释放出的大量核能转换成热能，之后加热水产生蒸汽，推动汽轮机，进而推动发电机旋转发电。
注：压水堆的水在正常工况下是处于不沸腾状态；2、沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。
沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，其工作原理相似,不同的是沸水堆采用沸腾的水将核能转换为电能，而压水堆则是利用高压下的循环冷却水;沸水堆整体系统比压水堆较为简单,省去了蒸汽发生器这一设备。
注：日本福岛核电站属于沸水堆核电站。
3、重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。
其工作原理与压水堆、沸水堆工作原理相同，不同点在于重水堆核电站是利用重水作为作为慢化剂和冷却剂；重水堆核电站其核燃料为天然铀作燃料，相对来讲，重水堆比压水堆的燃料成本低，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。
注：重水(2H20)无臭无味的液体，对人体有害的。
4、快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。
第三代核反应堆-EPR
第三代核反应堆-EPREPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREV A集团的子公司）。
法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作，现已进入建设阶段。
一、EPR实现了三大目标：1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。
2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。
3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。
二、EPR的主要特征1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。
2、EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。
EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。
3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。
4、EPR属压水堆技术。
法国在运行的核电站都是压水堆。
目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。
压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。
5、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；6、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。
未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区。
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。
全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等
全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等核反应堆，是一种可以控制和维持自我连锁反应的装置。
核反应堆主要用途是发电（核电厂）和作为船舶的动力装置。
位于瑞士的一座小型研究反应堆其中，一些反应堆还被用来生产医疗和工业用的同位素或者生产武器级钚。
截止2019年初，全球共有680座核反应堆在运行，其中包括226座研究堆。
现有的核反应堆主要包括轻水堆，沸水堆，重水堆，高温气冷堆和熔盐堆。
下面将逐一介绍：1.轻水堆轻水堆中，冷却剂起着减速剂的作用这种反应堆使用压力容器来容纳核燃料、控制棒、慢化剂和冷却剂。
离开压力容器的热放射性水通过蒸汽发生器循环，蒸汽发生器又将次级(非放射性)水环加热成蒸汽，使涡轮机运转。
它们占据了当前反应堆的大多数(约80%)。
VVER1000反应堆结构华龙一号示范工程航拍美军核动力航母编队轻水堆最新的典型代表有俄罗斯的VVER-1000，美国的AP1000，中国的华龙一号和欧洲的EPR。
美国海军军舰上的反应堆也都属于这种类型。
2.沸水堆福岛核事故的反应堆类型就是沸水堆沸水堆就像没有蒸汽发生器的压水堆。
冷却水的较低压力使其在压力容器内沸腾，产生运行涡轮机的蒸汽。
与压水堆不同，没有主回路和副回路。
这些反应堆的热效率更高，结构也更简单，发生两次严重核事故（切尔诺贝利和福岛核事故）的堆型都属于沸水堆。
3.重水堆（CANDU）秦山核电站的两座重水堆（CANDU堆）重水堆非常类似于压水堆，但使用重水。
虽然重水比普通水贵得多，但它具有更大的中子经济性(产生更多的热中子)，允许反应堆在没有燃料浓缩设施的情况下运行。
燃料不是像压水堆那样使用一个大型压力容器，而是包含在数百个压力管中。
这些反应堆以天然铀为燃料，重水反应堆可以在满功率时加燃料，这使得它们在铀的使用方面非常高效(这使得堆芯中的流量控制更加精确)。
加拿大、阿根廷、中国、印度、巴基斯坦、罗马尼亚和韩国都建造了重水堆。
4.高能通道反应堆(RBMK)切尔诺贝利核电站（RBMK，沸水堆）RBMKs是一种苏联设计，在某些方面与CANDU相似，因为它们在动力运行期间可以重新加料，并采用压力管设计。
新一代核反应堆技术及其安全性评估
新一代核反应堆技术及其安全性评估随着人类对能源需求的不断增长，能源开发和利用已经成为全球关注的焦点。
然而，传统的化石燃料能源已经在大气污染和气候变化等方面造成了巨大的影响。
因此，寻求一种更为清洁，高效的替代能源已经成为人类必须面对的问题。
核能是一种被广泛认可的清洁能源，它可以为人类提供丰富、稳定的能源供应，特别是在电力领域。
随着核能技术的不断发展，新一代核反应堆技术成为了人们关注的热点，同时也涉及到了安全性评估等问题。
一、新一代反应堆技术新一代核反应堆技术主要包括四种：快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和固态堆。
这些技术相较于传统的压水堆等技术具有更高的安全性、更高的能量利用率和更长的寿命等优势。
快中子反应堆是一种可以利用自然铀和钍等轻度放射性元素的堆型，可以实现核废料的再生利用，同时具有更高的安全性和较长的使用寿命。
高温气冷堆则是一种利用氦气作为冷却剂的技术，具有更高的温度和热利用率，也有能够进行高温储氢等应用。
熔盐堆则是一种利用熔化的盐类作为燃料和冷却剂的技术，具有更高的能量输出和自稳定性等特点。
固态堆则是一种利用全固态燃料的技术，可以降低反应堆温度，提高安全性。
二、新一代反应堆技术的安全性评估反应堆技术的安全性评估是反应堆设计和使用的重要环节，通过对反应堆的设计、建设、调试和运行等过程进行全面严谨的评估，可以确保反应堆的安全性能。
针对新一代反应堆技术的安全性评估包括以下几个方面：（一）工程安全评估工程安全评估主要是对反应堆设计和建设过程中所涉及的材料、结构和工艺等因素进行分析和评估，以确保反应堆在建设和运行中不会存在任何工程安全隐患和事故风险。
（二）辐射安全评估辐射安全评估主要是对反应堆使用中可能产生的放射性物质进行分析和评估，以确保反应堆使用过程中散发出的放射性物质不会对人员和环境造成不良影响。
（三）运行安全评估运行安全评估主要是对反应堆运行过程中的各种因素进行分析和评估，以确保反应堆在运行中不会存在任何安全隐患和事故风险。
认证考试核工业基本知识试题汇总1
核电基本知识一、是非题1.核电站是以核能转变为电能的装置，将核能变为热能的部分称为核岛，将热能变为电（＋）能的部分称为常规岛。
2.重水堆冷却剂和载热剂是去离子水。
（—）3.堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制反应堆的反应性。
（＋）4.压水堆中稳压器内的水-汽平衡温度的保持是借助于加热和喷淋。
（＋）5.由国家核安全局制定颁发的安全法规都是指导性文件。
（—）6.断裂力学可以对含裂纹构件的安全性和寿命作出定量或半定量的评价和计算。
（＋）7.焊缝具有冶金和几何双重不连续性，往往是在役检查区域的选择重点。
（＋）8.所有核电厂的堆型都必须要有慢化剂降低中子的能量。
（－）9.核电站压水堆型的反应堆压力容器和蒸汽发生器中的所有部件都属于核I级部件。
（－）10.自然界中U－235，U－234，U－238三种同位素具有不同的质子数和相同的中子数。
（－）11.断裂的基本类型有三种，张开型裂纹（I型）；滑开型裂纹（II型）；撕开型裂纹（III（－）型），在工程构件内部，滑开型裂纹是最危险的，容易引起低应力脆断。
12.制造压力壳的材料，对Co和B含量的严格控制的目的是为了减少放射性，避免吸收中（－）子和提高抗拉强度。
13.应用无损检测最主要的目的在于安全和预防事故的发生。
（＋）14.结构件内部存在有微裂纹，必然会是造成构件低应力脆断。
（－）15.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、经济、干净（＋）的能源。
16.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。
（＋）17.前苏联于1954年建成的第一座核电站，开辟了人类和平利用原子能的先河。
（＋）18.不锈钢通过淬火提高强度和硬度。
（－）19.在役检查的可达性是要求受检部位、人员及设备的工作空间和通道满足HAD103/07的（ + ）有关规定。
20.压水堆核电站的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量慢化剂。
（ + ）21.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的主要堆型仅有轻水堆、重水堆。
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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）
8
第三代
ACP1000
9
第三代
CAP1000/CAP1400
国核技
AP1000的国产化/放大版本
10
第三代
华龙一号是在M310的基础上，吸收三代先 进经验改进而来，将其157组件扩展到177 个，实现具有自主知识产权的核电技术， HPR1000（华龙一 中国核工业集团/中 可以出口。CNP1000的三代改进版本是 号） 国广东核电集团 ACP1000，CPR1000的三代改进版本是 ACPR1000+，中广核和中核同意在前期两集 团分别研发的ACPR1000+和ACP1000的基础 上，联合开发“华龙一号”。
序号
代数
名称
技术
简介
1
第二代
M310
2
第二代+
AES-91
3
第二代+
CPR1000
法国百万千瓦级核电技术的原型是美国西 屋公司的标准312堆型，并通过改进批量化 法国阿海珐 建设成为标准化的CPY技术。为了提高法国 核电的出口竞争力，法国法玛通公司在CPY 的基础上形成了安全性和经济性较好的 俄AES-91型核电机组是在总结VVER1000/V320型机组的设计、建造和运行经验 俄罗斯 基础上，按照国际现行核安全法规，并采 用一些先进技术而完成的改进型设计堆型 CPR1000技术源于法国引进的百万千瓦级堆 型——M310堆型。 由中国广核集团在引进 中国广东核电集团 、消化、吸收国外先进技术的基础上，结 合20多年来的渐进式改进和自主创新形成 的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术 CNP1000核电站，是我国自主设计的国内最 高水平的百万千瓦级商用压水堆核电站。 也是基于M310堆型改进的。CNP：China Nuclear Power 重水堆
国家/地区
单机容量 （MW）
环路数
机组布置
燃料组件 数
引消吸
国内代表堆型
法国
1000
3
双堆布置
157
中广核集团
大亚湾核电站、岭澳一 期核电站
俄罗斯
1000
4
单堆布置
157
中核集团
江苏田湾核电站
中国
985
3
双堆布置
157
中广核集团
岭澳二期核电站、辽宁 红沿河核电站、福建宁 德核电站、广东阳江核 电站 秦山核电站二期、秦山 核电站扩建—方家山核 电站、海南昌江核电站