核电历史回顾和第三代先进堆型简析
核电历史回顾和第三代先进堆型简析
摘要回顾了核电发展历史，阐述了第三代核电厂的发展背景和设计要求，简单分析了几种第三代先进堆型的设计特点。
关键词代核电厂先进堆型
Abstract The paper looks back the development history of the nuclear power, explains the development background of the third generation nuclear power plant and design requirements, and analyzes the design characteristics of several typical third generation advanced reactor types.
Key words Generation Nuclear Power Plant Advanced Reactor Types
1 核电发展历史、现状和趋势
从第一座核电站建成至今已有50年的历史，在经历了20世纪60年代末～80年代中期核电大发展以后，由于1979年美国三里岛事件和1986年前苏联切尔诺贝利事件的影响，核电的发展在世界范围内受到严重的挫折。也正因为这些事件，给了人们对核电有更多的反思，并为21世纪迎来核电在更高水平上的发展奠定了坚实的基础。
20世纪50～60年代可视为核电发展早期。这时期核电主要集中在美、苏、英、法和加拿大少数几个国家中，西德和日本由于二次大战后巴黎协定禁止其在战后10年内进行核研究，因而核能技术应用起步较晚。这阶段发展的堆型可分为3种情况，一是从军用生产堆或军用动力堆转型改造过来，二是一些商用核电厂堆型的原型机组，第三则是研究探索过程中建造的一些堆型。这阶段典型的核电机组堆型包括：英国和法国建造的一批“美诺克斯”天然铀石墨气冷堆（GCR），前苏联早期建造的轻水冷却石墨慢化堆（LGR），美国早期建造的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR），加拿大早期建造的天然铀重水堆以及美国和前苏联早期建造的快中子增殖堆。
这一阶段建造的核电厂可称为第一代核电厂，这一代核电厂有以下一些共同点：
（1）建于核电开发期，因此具有研究探索的试验原型堆性质。
（2）设计比较粗糙，结构松散，尽管机组发电容量不大，一般在300 MW之内，但体积较大。
（3）设计中没有系统、规范、科学的安全标准作为指导和准则，因而存在许多安全隐患。
（4）发电成本较高。
目前，这一代核电厂基本已退役（约50台机组），这些早期开发、研究的堆型，有些成了第二代重点发展的商业核电厂堆型，如轻水堆（PWR，BWR）、改进型气冷堆（AGR）、高温气冷堆（HTGR）、CANDU重水堆和液态金属冷却快中子增殖堆（LMFBR），另有一些由于当时条件所限未能发展，但其设计思想已成为第三代甚至第四代先进堆的选用堆型，如采用自然循环方式和非能动安全的沸水堆（ESBWR）以及快中子堆和熔盐反应堆等。
目前正在运行的绝大部分商用核电厂划归为第二代核电厂，这一代核电厂主要是按照比较完备的核安全法规和标准以及确定论的方法考虑设计基准事故的要求而设计的。实际上，这种划分是相对的。它既是在第一代堆型（如20世
纪60年代初投运的PWR电厂，英法等国的天然铀石墨气冷堆电厂）基础上的改进和发展，与现在的第三代核电厂的设计概念也有交叉。目前运行的许多核电厂，特别是三里岛事件后设计的核电厂已进行了许多根本性的改进，考虑了许多严重事故的对策，也引入了一些非能动安全设计。因此，第二代核电厂只是一个包络的概念，而非绝对的划分。
第二代核电厂主要有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）以及钠冷快堆。由于切尔诺贝利事故，俄罗斯、乌克兰等国关闭了一批同堆型的LGR机组，对正在运行的13台LGR机组进行了相应的整治和改造，同时决定停止再建此堆型的核电厂。改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆基础上改进而成，由于其经济竞争力差，英国也停止了该堆型的发展，并向第三代气冷堆——高温气冷堆方向发展。目前已建成的几座钠冷快堆核电机组由于一些技术问题未解决，大部分处于长期停闭状态。因此，目前运行和在建的第二代核电厂中占优势的堆型是PWR、BWR和重水堆，分别占目前总机组数的60%、19%和11%。
由于三哩岛和切尔诺贝利事故的发生暴露了第二代核电厂设计中的一些根本性弱点，核电界在认真反思的基础上，提出了新的安全理念、安全方法和安全要求，开发了一批具有更高安全性、更好经济性的第三代堆型，并为了挑战核能发展面临的几方面问题（经济竞争力、核电安全性、核燃料利用率、核废物处理及核武器扩散），提出了将在21世纪30年代后发展的第四代核电概念和一些初选堆型。目前，一些第三代堆型在安全上、设计上已趋成熟，预计本世纪30年代以前将是第三代核电厂重点发展的时期，也是第三代核电厂和第二代核电厂并存的时期。
2 三哩岛和切尔诺贝利事故
2.1 事故简介
1979年3月28日，美国刚投产3个月的三哩岛核电厂2号机组发生轻水堆核电厂历史上最严重的事故。该事故是由丧失主给水（II类事件）引起的，由于经历一系列故障和人误的迭加（包括阀门误关闭辅助给水不可用，稳压器卸压阀卡开，操纵员关闭安注系统和所有主泵等）导致堆芯严重损坏，堆芯熔融物达数千吨，大量放射性裂变产物进入安全壳，一些放射性物质经由各种途径泄漏至环境，但释放到环境中的放射性物质由于安全壳的屏障作用相对较少。
切尔诺贝利核电厂是原苏联1 000 MW的石墨慢化沸水冷却的压力管式反应堆型机组（LGR）。该堆型的设计中存在着明显的缺陷，特别是过慢化设计使它可能具有正的温度反应性系数和由于反应堆体积巨大（高7 m，直径12 m）使氙-135引起的不稳定性使该堆的控制变得很复杂。而很低的控制棒插入速度（0.4 m/s）使得紧急停堆系统难以跟踪快速瞬变。
这次事故是由4号机组年度计划停堆检修所作的一项试验触发的。试验过程中一系列违反技术规格书和运行规程的操作，如断开应急堆芯冷却系统、提升的控制棒数超出运行规程的限制、切断停堆保护信号、试验工况使反应堆积累大量氙毒、并使堆功率降到正温度反应性系数区域等。正的温度反应性系数导致功率上升，功率上升导致氙浓度降低，两者释放过大的正反应性使反应堆达到超瞬发临界，功率急剧上升导致反应堆瞬时毁坏，发生了核电历史上最严重的事故。事故除摧毁反应堆厂房外，还使大量的放射性物质向环境释放。
2.2 事故的教益
（1）核电必须将核安全放在首位，这不但是为了保护公众和环境，也是为了保护核电投资者和核工业界自身。一旦发生类似事件，几十亿投资顷刻会化为灰烬，还需投入巨额资金处理善后工作。这两起事故使核电发展进入低潮期达20年之久，而且停止了美国B&W公司的PWR堆型和原苏联RBMK-1000堆型的继续建造和发展。
（2）反映了确定论方法以及所采用的单一故障准则的局限性。第二代核电厂花费很大精力用于应对最大假想设计基准事故（如PWR失水事故），包括制定准则，设置安全设施层层设防。但两次事故表明，最严重的事故有时是由许多（非单一）小故障，包括单一故障未考虑的人误事件迭加引起的。因此，概率安全分析（PSA）作为确定论补充的必要性显得更为重要。
（3）核电厂必须具有固有安全性，应尽量采用非能动安全设计。切尔诺贝利事件就是因为该堆型在低功率时有正反应性系数而缺乏固有安全性引发了可怕的功率“暴走”的超瞬发临界事故；而三哩岛事故则主要由于一系列能动装置的故障和人误而导致的。
（4）新建核电厂设计除考虑设计基准事故外，还必须考虑严重事故对策。核电厂设计的安全水平必须提升，原来对第二代核电厂要求堆熔概率小于10-4/堆年已不适应核电发展对安全的要求，因为目前运行机组已近500台，按10-4/堆年要求意味着平均每20年就要发生一次堆熔事件，这是公众和环境不能接受的。因此必须考虑建立在新的安全理念基础上的新的堆型。新堆型必须在提升安全水平的基础上同时提升经济性能。
3 第三代先进轻水堆的设计要求
为了总结核电发展的经验和教训，进一步提高电站的安全性能和运行性能，同时提高电站的经济性，1983年开始，美国电力研究院（EPRI）在美国核管理委员会（NRC）支持下，经多年努力于1990年为第三代轻水堆核电厂制定了一个明确完整的用户要求文件（URD）。
考虑到统一的欧洲对能源市场的客观要求，进一步提高轻水堆的竞争力和改进公众及政府对核电的可接受性，欧洲主要电力公司编制了欧州用户要求文件（EUR），并于1994年颁布了第一版。EUR与URD结构上有差异，但主要内容上基本相似。EUR已用于法德合作的欧洲压水堆（EPR），欧洲非能动式压水堆（EPP）和欧洲简化沸水堆（ESBWR）核电厂的设计。
除URD和EUR外，日本和韩国也分别制定了本国的用户要求文件JURD和KURD，总的来讲，这些要求文件的基本内容均参考并类似于URD。
中国核安全当局于2002年发布了核安全政策白皮书“新建核电厂设计中的几个重要安全问题的技术政策”，对我国新建核电厂设计一系列安全问题提出了与世界先进核电国家相类似的要求。
4 几种主要第三代先进堆型简析
按照URD和其它相关文件要求，近10年来世界主要核电国家开发了一系列第三代核电堆型，这些堆型按其设计特征可分为改进型和革新型两类。本文主要介绍和分析目前普遍关注的3种第三代核电堆型（AP-1000、EPR、ABWR）的设计特点。
4.1 AP1000
AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路1117 MWe的第三代先进型PWR 机组，它是1999年12月获得NRC设计许可证的AP600型机组设计逻辑上的延伸。AP1000尽可能保留AP600的设计，特别是高水平非能动安全系统的设计，并通过提高功率输出水平，降低发电成本。
AP1000具有以下一些设计特点：
（1）AP1000设计采用了既先进又成熟的技术，因此既具有先进性，又具有安全和可靠性，因为：
? AP1000反应堆采用西屋成熟的Model 314技术，该技术已成功用于比利时Doel和美国South Texas Project等核电厂。
? 采用了西屋先进的IFBA燃料组件，该组件已广泛用于西屋的PWR。
? 反应堆冷却剂泵采用全密封泵（屏蔽泵），该泵40多年来已有1300台以上的成功应用记录。
（2）采用非能动的安全系统，主要包括：
? 非能动堆芯冷却系统。该系统通过使用3个非能动水源（堆芯补水箱、安注箱和安全壳内换料水贮存箱）以及2套100%能力的非能动余热热交换器执行堆芯余热排出、安全注入和卸压功能。这一系统的设计取消了第二代PWR机组中一些系统（如应急给水系统、余热排出系统、安注系统等）上的许多泵，也使一些系统（如化容系统、设备冷却水系统、应急交流电源系统等）获得简化并部分降格为非安全相关系统。
? 非能动安全壳冷却系统。AP1000采用双层安全壳，内层是钢制安全壳。在事故情况下，钢制安全壳容器自身提供传热表面将热量从安全壳内导出，排入大气，以有效冷却安全壳，并使压力迅速下降。传热是通过两层安全壳间空气的自然循环，而空气的冷却则借助于靠重力从安全壳屏蔽厂房顶部水箱中流出的水的蒸发。由于该系统的设计取消了第二代PWR中的安全壳喷淋系统，原来由安全壳喷淋去除安全壳内放射性悬浮物和放射性碘的功能，在AP1000中是依靠沉淀和沉积等自然过程实现的。
? 主控室可滞留系统和安全壳隔离系统也通过非能动安全设计和设施实现其功能。
（3）反应堆冷却剂系统设计改进：
? 采用2台蒸汽发生器的双回路对称设计，该设计具有投资省、容易布置、占据空间少、运行可靠性高和便于维修等优点。
? 压力容器下封头无贯穿孔，因此堆芯上平面以下无大的开孔，大大减少了失水事故和堆芯裸露的概率。此外，设计使压力容器外表面在发生堆熔事故时起到排出堆芯熔融物热量的作用，以阻止熔融物熔穿压力容器。
? 由于采用全密封的屏蔽泵，不需要第二代PWR普遍采用的冷却剂泵轴封设计，既消除了难以避免的轴封泄漏（小失水事故），也省去了为保证轴密封所用复杂的设计和设备。
? 蒸汽发生器采用西屋公司标准的F型技术，运行经验表明该型蒸汽发生器具有很高的运行可靠性，传热管堵塞率低于1根/台年。
? 对于同等功率水平的PWR，AP1000稳压器水容量增加50%，改善了其瞬态响应的能力。
（4）采用了先进的全数字化仪控系统设计，并将多年来人因研究成果用于整个仪控和主控室设计，改善了可运行性和减少运行差错的可能性。
（5）设计改进大大简化了AP1000核电厂，减少了电厂的系统和设备。分析表明，与第二代PWR相比，阀门减少了50%，泵减少了35%，管道减少20%，加热通风和冷却设备减少20%，抗震建筑物体积减少45%，电缆减少30%。（6）AP1000堆芯熔化概率为3×10-7/堆年，比现在的PWR电厂低2个数量级，而比URD要求也低1个多数量级。
（7）由于设计简化，对称布置，以及大量的模块化设计，预计建造周期（从浇灌第一罐混凝土到堆芯燃料装载）只需36个月。
（8）预计AP1000系列建造的第3台机组隔夜造价为1 100$/kW，而发电成本在3.6美分/kW以下。
4.2 欧洲压水堆（EPR）
EPR是法马通公司和西门子公司于1991年共同开发的，目前该项目纳入法马通ANP公司。
EPR属于第三代改进型PWR，它的性能设计目标是基于或高于法、德现有大型PWR核电厂所达到的最高水平，遵循EUR的相关要求，因此既有成熟性，也具有先进性。EPR主要设计性能特点有：
（1） EPR总体安全设计方案遵循法、德联合制定的“未来PWR核电厂通用安全方案的建议”，采用确定论方法与概率论方法相结合的双重策略：第一，在电厂设计时利用确定论设计基准，改进事故预防措施，减少严重事故的发生概率。第二，采用正确的处理措施，缓解严重事故的后果。由于设计中成功采用以上策略，使堆芯熔化概率降低到10-6/堆年以下，并能实现在发生严重事故时核电厂附近不需要采取人员撤离或迁移的场外应急响应措施。
（2） EPR机组的设计热功率为4 250 MWt，电功率为1 500～1 600 MWe，设计寿命60年，燃料组件241个，燃料活性段长度4 200 mm，燃料设计燃耗为60 000 MWD/tU，采用双层安全壳（一次安全壳为预应力混凝土，二次安全壳为钢筋混凝土）。
（3）反应堆冷却剂系统主要部件体积大于现在运行的PWR机组。较大的压力容器可以容纳较大的堆芯，以降低功率密度，增加热工安全裕量；同时降低压力容器内壁处快中子注量率，延长压力容器使用寿命，加大稳压器和蒸汽发生器二次侧容积改善电厂对瞬态的响应能力。
（4）核电厂重要安全系统及其支持系统（安全注入、应急给水、部件冷却、应急电源）设计有4个冗余系列，并分别安装在4个独立的区域，每个系列与反应堆冷却剂系统的一个环路相连。
? 应急堆芯冷却系统由4个非能动集水箱和4个高压/低压安注系统构成。安注系统使用安全壳内换料水贮存箱，并从反应堆冷却剂系统冷、热双端注入，避免了回流和热管段长期注入的现象。另外，在低压安注管线上装有热交换器，以使EPR电厂在设计基准事故下不需要使用喷淋系统。
? 应急给水系统由4个完全分离和独立的系列组成，每个系列由1个应急给水箱、1台应急给水泵和相应的管道、阀门组成，给水分别注入1台蒸汽发生器。各种正常和应急水源的冗余度和多样性保证二次侧排热的可靠性。
? 电厂设置4套供核岛在正常和应急情况下使用的独立安装的电源，而常规岛所有的电源独立安装在常规岛厂房内。4台应急柴油机在设计和制造中采用多重设备，以使其中的2台可作为另2台的备用，以保证一定的可靠性水平。
? 在二次侧排热能力完全丧失的罕见事故中，可通过安注系统在一回路以“给—排”方式排除一次侧的能量。
（5） EPR设计考虑了严重事故预防和缓解的手段和措施，其中包括：
? 依靠余热排出系统的可靠性，辅以稳压器卸压阀的卸压措施，防止高压堆芯熔化。EPR稳压器至少安装3个卸压通道，每个通道由2个安全阀组成，保证其超压保护的可靠性。卸压的同时，排除了安全壳直接加热的危险。
? 设计时考虑预防堆芯熔融物与混凝土相互作用以减少氢的产生量，并通过氢复合器和氢燃烧器减少氢在安全壳中积聚造成高载荷氢爆的危险。
? 尽量减少冷却熔穿压力容器的堆芯熔融物的喷淋水量，防止蒸汽爆炸危及安全壳的完整性。
? 在反应堆坑外设计了一大块空间（面积约150 m2）作为堆芯熔融物的扩散腔室，以防止堆芯熔融物与混凝土的相互作用。堆坑与扩散腔由高熔点材料覆盖的钢板通道相连。扩散腔室与安全壳内换料水贮存箱用泵相连，以便长时间淹没、冷却扩散的熔融物。另外，由喷淋系统组成的专用安全壳排热系统限制安全壳压力的增加。
? EPR采用圆筒状的双层安全壳，其中第一层安全壳设计压力为0.75 MPa，有足够的裕度包容严重事故的后果，上述设计也保证使安全壳的压力不超过设计压力。
? 利用保持负压的双层安全壳的环形空间，收集所有的泄漏物，防止任何密封（包括贯穿件密封）的旁路，保证尽量少的放射性物质释放到环境中去。（6）采用先进的全数字化仪控设计和主控室设计，保护系统为四重冗余结构，采用“2/4”逻辑，具有高的可靠性。
4.3 先进沸水堆
ABWR是目前唯一有运行电厂和经过运行考验的第三代先进型核电厂，其除了具有BWR的特点和优点，如直接循环、大的负空泡反应性系数、采用流量+控制棒调节功率方便、快捷外，还具有以下总体特征：
（1） ABWR设计的重大改进之一是将原GE公司BWR安装在压力容器外侧的反应堆冷却剂再循环泵改为安装在压力容器内部的内置泵，实现了核蒸汽供应系统的一体化设计。该设计使得压力容器在堆芯部位以下无大口径管嘴，保证LOCA事故发生后无堆芯裸露风险，大大降低了堆芯熔化概率。
（2） ABWR采用并改进了经验证的电机驱动和水力驱动相结合的电动—水力微动控制棒驱动系统（FMCRD），提高了正常运行反应性控制的精度和紧急停堆的快速、可靠性。
（3） ABWR的应急堆芯冷却系统（ECCS）分3个区设置了3套独立的、冗余的、符合多样性要求的子系统，各区子系统配备独立的供电、控制保护以及其它支持系统，保证了事故条件下应急堆芯冷却系统抑制和缓解事故后果的可靠性和有效性。
（4） ABWR带有弛压水池的抑压式安全壳设计能保证在发生失水事故或严重事故时，通过弛压水池的非能动式设计有效抑制安全壳内压力的上升，洗涤破口流量中夹带的裂变产物，并为ECCS系统提供重要的可靠水源。ABWR安全壳设计为缓解严重事故及其减轻放射性释放后果提供了重要的有效的保障。（5） ABWR的仪表和控制系统（I&C）采用全数字化技术和容错结构，有助于ABWR电站安全、高效、可靠运行。
（6） ABWR采用控制栅元堆芯设计和运行方案，即在ABWR运行期间，仅由少部分固定的控制棒（一般少于总控制棒数的1/10）组成的一个控制棒组在堆芯内移动来补偿整个运行寿期内的反应性变化。该设计减少了由于控制棒组迭换和控制棒插入或抽出对功率分布的扰动，简化了运行，提高了运行的可靠性和安全性。
（7） ABWR可采用通过改变流量的谱移控制运行方式，即在循环初期到中期降低堆芯流量，以使空泡份额增加，中子谱变“硬”，促使钚的生成和积累，而在循环末期，增加堆芯流量，空泡份额减少，使中子谱变“软”，促使已积累的钚“燃烧”，以获得可利用的反应性，从而增加燃料的利用率。
由于以上特点，ABWR核电厂具有较高的安全水平和经济竞争力，主要表现在：
（1）ABWR设计基本上能全面满足URD的主要要求。
（2）燃料破损率低于10-5，保证了反应堆冷却剂中放射性水平很低，并使常规岛设备、厂房受污染的程度维持在很低水平。
（3）ABWR堆熔概率为1.6×10-7/堆年，安全壳失效概率为1.0×10-9/堆年，分别比URD的要求约低2个和3个数量级。
（4）建造周期为48个月。
当然，ABWR也具有BWR特有的弱点，特别是带有放射性的反应堆冷却剂形成的蒸汽直接进入常规岛，给常规岛设备和厂房带来一定的辐照影响，增加了运行时常规岛的屏蔽要求和维修时的辐射防护措施。
混合堆概念的提出
1．改进型第二代核电厂：
"法国N4核电厂
法国的N4核电厂是一型1400MW级电功率的四环路压水堆核电厂，第一个机组Chooz B-1于1996年并网，目前有4个机组在运行。
N4的设计充分利用了法国30余座900MW级和20余座1300MW级核电厂的设计、建造和运行经验，而众所周知，这些核电厂的设计是建立在被国际广泛接受的所谓"确定论"设计原则之上的。随着PSA工作的进展，法国确定了一些需要补充分析或采取措施的工况，主要的有：
- 最终热阱的完全丧失（H1）；
- 蒸汽发生器给水完全丧失（H2）；
- 交流电源完全丧失（H3）；
- 未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）；
- LOCA后长期运行时低压安注或安全壳喷淋的全部丧失（H4）；
- 主蒸汽管道破裂，同时叠加一根或多根蒸汽发生器传热管破裂。
显而易见，由于N4核电厂在整个电厂的基本构型（configuration）上与
900MW级和1300MW级核电厂并无显著差异，这些补充的工况对N4核电厂同样适用，相应的措施和改进也被N4核电厂采取。
其他的改进是停堆工况下一些事件的预防或缓解措施，如防硼稀释改进、一回路中水位运行时预防和缓解余热排出系统丧失的改进等，这些改进在900MW 级和1300MW级核电厂中也已采用，国内的大亚湾和岭澳核电厂也进行了相应的改进。
N4核电厂的安全系统仍采用两个安全系列的设计，在设计上尽量避免专设安全设施和正常运行系统的共用，如化容系统不再兼做高压安注，而设置了安注压力较低（11Mpa）的中压安注系统，这有利于SGTR事故的处置。辅助给水系统的每个系列上设置一台电动泵和一台汽动泵。为了对付全厂断电，设置了一台利用蒸汽发生器残余蒸汽的小汽轮发电机，同时可利用移动式附加电源（燃气轮机）。
N4核电厂采用了内层预应力混凝土并涂覆环氧树脂、外层钢筋混凝土的双层安全壳。在严重事故情况下，为了维持安全壳的完整性，可以通过安全壳的测量放射性来发现安全壳的泄漏，并采取相应措施恢复安全壳的密封性（U2）；在堆芯融化物穿透安全壳底板的情况下，底部的仪表测量管道被完全密封在反应堆堆腔下部，防止放射性的过早释放（U4）；为了防止安全壳超压，设置了沙堆过滤泄压装置（U5）。
N4核电厂采用了全数字化的控制和保护系统。
N4核电厂燃料元件的平均线功率密度为179.6W/cm。
"英国Sizewell B核电厂
英国的Sizewell B核电厂是在美国西屋公司标准核电厂系统（SNUPPS）的基础上发展而来的四环路压水堆核电厂，在设计过程中吸收了多年核电发展的经验。Sizewell B核电厂的电功率为1250MW，1995年并网发电。
在Sizewell B核电厂的设计过程中，进行了广泛的确定论分析和概率论分析，包括了核电厂缓解严重事故能力的评价，和对包括飞机坠毁等外部事件的评价。
Sizewell B核电厂的安全系统包括了4列100%容量的安全注射系统
（9.6MPa）、两列100%容量的低压安注/余热排出系统、4列100%容量的设备
冷却水系统、2 100%容量的电动辅助给水泵和2 100%容量的汽动辅助给水泵、4列100%容量的安全壳喷淋系统和4个安注箱等，另外设置了应急补水系统，在化容系统失效时为主泵轴封和一回路提供硼水。为了对付全厂断电，设置了4台应急柴油发电机。
Sizewell B核电厂的安全壳为内层预应力混凝土覆钢内衬、外层钢筋混凝土的双层安全壳，安全壳具有较大容积使得氢气浓度得以控制，安全壳内还设有空冷器（air cooler）作为排出热量的另一种手段。
作为严重事故管理规程的一部分，Sizewell B核电厂可通过稳压器先导式释放阀的排泄避免高压熔堆，通过淹没反应堆堆坑冷却和保持熔融的堆芯。
Sizewell B核电厂在保护系统中部分使用了数字化技术。
Sizewell B核电厂燃料元件的平均线功率密度为178W/cm.
"德国KONVOI核电厂
德国后期建造的压水堆核电厂均采用了KONVOI的设计概念，这些核电厂投运在1974~1989年间，电功率大约在1225~1455MW之间。KONVOI核电厂为四环路设计。
KONVOI核电厂的设计吸取了过去核电厂的运行经验反馈，并且利用PSA分析来平衡安全特性。
KONVOI核电厂的专设安全设施在单一故障准则上采用N+2的概念，设置了四台应急柴油发电机组提供应急电源以应付设计基准事故。另外设置了四台由柴油机直接驱动的应急给水泵，这些较小的柴油机又带有四台小发电机保证外部事件情况下的供电，在厂外电源和四台应急柴油发电机组均失效时，保证应急给水的提供。不间断电源可以保证两小时的安全仪表供电。上述措施保证了全厂断电的预防和缓解。
KONVOI核电厂的安全壳为内层钢、外层钢筋混凝土的球型双层安全壳。
在严重事故管理方面，KONVOI核电厂的考虑了利用一次侧的排水-给水（bleed-feed）方式直接排热，利用二次侧的排水-给水方式恢复对蒸汽发生器的供水。在出现堆芯熔融后，为避免高压熔堆，利用稳压器的阀门对一回路卸压。在安全壳内设置了氢复合器和氢点火器来实现对氢气的控制。在安全壳达到试验压力时，还可以通过安全壳过滤通风系统来对安全壳降压。
KONVOI核电厂燃料元件的平均线功率密度为163W/cm。
笔者之所以将上述三型核电厂称之为改进型第二代核电厂，是因为现在比较认同的一些先进轻水堆概念，如简单性、设计裕量、可维护性、可建造性等等，在这些堆型的设计中没有提到最高层政策或给予系统的考虑。但是应该注意到的是，一些现在普遍考虑的严重事故预防和缓解措施在这些堆型的设计中也得到了不同的体现，当然三个堆型的体现程度不同，如笔者认为在缓解严重事故后果的方面Sizewell B和KONVOI核电厂考虑的可能更多一些，特别是在避免高压熔堆、安全壳内氢气控制等方面。
2．适度改进型先进核电厂：
" 美国SYSTEM80+核电厂
美国ABB/CE公司的SYSTEM80+核电厂是一座电功率1350MW的压水堆核电厂，两台蒸汽发生器，每台蒸汽发生器采用了一进（口）两出（口）的特殊设计。SYSTEM80+核电厂是在美国palo verde和在韩国建造的SYSTEM80核电厂的基础上，遵照URD和美国核管会关于先进核电厂严重事故的政策要求设计，并按照核管会新的执照程序获得FDA（final design approval，最终设计批准）
的核电厂。SYSTEM80+核电厂符合URD的改善可靠性、改善对事故的预防和缓解、改善经济性和良好的人机界面的要求，设计目标是不需要原型堆验证。在SYSTEM80+核电厂的设计中，PSA方法得到了广泛的应用。SYSTEM80+核电厂的设计寿命达60年。
SYSTEM80+核电厂通过增加一回路水装量和稳压器体积改善了电厂的瞬态特性。安注系统采用四台安注泵和四个安注箱，两列安全壳喷淋系统和两列停堆冷却系统的泵互为备用以提高可靠性，辅助给水系统的两列中各有一台汽动泵和一台电动泵。SYSTEM80+核电厂优化了安全系统的管道布置。
SYSTEM80+核电厂采用两台应急柴油发电机，并且附加了一台燃气轮机发电装置。
SYSTEM80+核电厂的安全壳采用内层钢、外层钢筋混凝土的球型双层安全壳，换料水箱布置在安全壳内，可作为安全卸压的冷源。
在严重事故方面，SYSTEM80+核电厂有着比较完善的考虑。附加交流电源、汽动辅助给水泵以及改善了密封结构可有效防止主泵轴封失效的主泵提供了对付全厂断电的能力；安全卸压系统可以释放一回路的压力以避免高压熔堆；安全卸压系统与安注系统还提供了一回路的feed-bleed冷却能力；堆腔淹没方式可以冷却压力容器内的堆芯熔融物，并且对压力容器外的堆芯熔融物具有滞留和冷却能力；较大的安全壳容积和氢点火器提供了安全壳内氢的控制能力。SYSTEM80+核电厂采用了数字化的控制和保护系统。
SYSTEM80+核电厂燃料元件的平均线功率密度为176W/cm。
"日美APWR核电厂
APWR核电厂是日本三菱公司和美国西屋公司合作开发的电功率1350MW的四环路压水堆核电厂。APWR核电厂的改进主要在提高经济性上。通过低功率密度堆芯的使用缩短在役检查的时间，提高电厂的可利用率；通过蒸汽发生器和汽轮机性能的改进提高热效率。
APWR核电厂在安全上的主要改进是采用了大体积堆芯和大体积稳压器，在堆芯周围布置的不锈钢反射板也降低了压力容器的中子辐照剂量。安全系统采用四个通道、两个系列的设计，即应急柴油发电机仍为两台，但采用了四个流体系列，这样简化了系统布置。高压安注与上充系统分离，取消了低压安注系统。主泵密封注入不依赖于厂外电源和应急柴油发电机。
APWR核电厂的安全壳仍采用带钢内衬的预应力混凝土单层安全壳，将换料水箱布置到了安全壳的底部，这样在安注系统运行时省却了从换料水箱到安全壳地坑的切换。
APWR核电厂在严重事故缓解方面没有采取太多的措施，设计者认为发生堆芯严重事故的可能性已经降低到了极低的水平。由于APWR核电厂的开发仍在继续，方案可能会有变化，如最近推出的APWR+核电厂就增加了附加柴油发电机。
APWR核电厂采用数字化控制保护系统。
APWR核电厂燃料元件的平均线功率密度为171W/cm。
"美日ABWR核电厂
ABWR核电厂是由美国GE公司、日本日立公司和东芝公司联合开发的电功率1350MW的沸水堆核电厂，是GE公司BWR6型核电厂的改进。
ABWR核电厂的主要改进包括将再循环泵与压力容器连接为一体，排除了在堆芯以下部位发生的管道破裂；三套应急堆芯冷却系统进行了分组；增加了一套燃气轮机发电装置；提供了消防水作为应急冷却的后备水源。
在严重事故缓解方面，ABWR核电厂采用了可靠的卸压装置减少DCH（安全壳直接加热），采用了堆坑淹没方式防止堆芯熔融物与安全壳底板混凝土的反应，堆坑淹没水源来自于安全壳内的抑压池；安全壳可以被氮气惰化以防止氢爆；在安全壳超压时，可以通过过滤通风系统释放安全壳内的压力，放射性物质被安全壳湿井内的水过滤。
ABWR核电厂的安全壳采用典型的沸水堆抑压式安全壳。
ABWR核电厂采用了数字化控制保护系统。
由上述介绍可以看出，这几个堆型的改进是有限的，改进程度也存在着较大差异，有些在一些第二代堆上已经采用的改进在其中某些堆型上也没有被采用，其中尤以APWR核电厂所采用的改进较少。当然核电厂的安全不能通过如此简单的比较全部说明，但限于本文主要集中于总体方案的讨论，在其他条件假定同等的情况下，不能认为APWR核电厂在安全措施的考虑上达到了和SYSTEM80+核电厂同样的水平，甚至Sizewell B核电厂和KONVOI核电厂的水平。
之所以将这几个堆型列为适度改进型先进核电厂，主要是考虑了堆型开发的年代，即URD已经颁布。特别是这些堆型的开发是建立在一套"先进堆"的理念上，除了要考虑前面列出的先进堆的主要要求外，广泛应用了现代设计、建造技术，如计算机虚拟设计、计算机模拟建造等，使核电厂的建造、运行、检查和维修等活动在设计阶段就得到了系统的优化考虑，以实现所提出的先进堆目标，而APWR核电厂的设计方案一直在发展中，如近期的APWR+核电厂。3．保守改进型先进核电厂：
"法德EPR核电厂
EPR核电厂是法国的法马通公司和德国的西门子公司（现西门子公司的核电部门已被法马通公司并购）联合开发的"欧洲压水堆"，四个环路，电功率达1500MW。
EPR核电厂按确定论方法设计，并广泛采用了概率论分析，以试图降低剩余风险。
EPR核电厂的安全系统采用四个系列，并且在安全系统的功能上实现多样化，即某一个安全系统的功能都可以被其他的安全系统替代。EPR核电厂采用了四台应急柴油发电机，并且在设计和制造上实现多样化，使全厂断电的可能性极低。EPR核电厂可以使用稳压器卸压阀和安注系统实现一回路的feed-bleed冷却方式。
EPR核电厂原拟采用内层预应力混凝土覆盖环氧树脂、外层钢筋混凝土的双层安全壳，两国的核安全当局要求其在内层安全壳附加钢内衬。
除了采用四个系列等多种措施来预防严重事故外，EPR核电厂在严重事故缓解方面采取了大量的措施，主要有稳压器卸压避免高压熔堆、安全壳内的氢复合器和氢点火器、堆坑底部的堆芯熔融物扩散冷却仓室等，提高了安全壳的设计承压能力。
EPR核电厂采用数字化控制和保护系统。
EPR核电厂燃料元件的平均线功率密度为155W/cm。
"俄国AES91核电厂
AES91核电厂原为芬兰的IVO和俄罗斯联合开发，准备在芬兰建造的核电厂。由于芬兰议会否定了新的核电项目，AES91核电厂用于中国的田湾核电厂项目，预计于2004年装料。
AES91核电厂为四环路压水堆核电厂，使用有俄罗斯特点的卧式蒸汽发生器，电功率1000MW。
AES91核电厂的安全系统普遍采用了4 100%或4 50%的设计，采用四台100%的应急柴油发电机，另备有两台可靠柴油发电机和一台附加柴油发电机。AES91核电厂使用四台100%的电动应急给水泵为蒸汽发生器提供应急给水；在ATWS工况时，用专门的应急注硼系统向一回路和稳压器注入浓硼。
AES91核电厂采用内层预应力混凝土并附加钢内衬、外层钢筋混凝土的双层安全壳。
在严重事故缓解方面，AES91核电厂设置了安全壳内的氢复合器控制安全壳内的氢气；设置了堆芯捕集器收集和冷却堆芯熔融物；在全部丧失蒸汽发生器给水时，AES91核电厂可以通过打开稳压器卸压阀和一回路应急排气装置，降低一回路的压力，并利用安注系统实现一回路的feed-bleed冷却方式。
AES91核电厂采用数字化控制和保护系统。
AES91核电厂燃料元件的平均线功率密度为174.1W/cm。
在体现前面所列的先进轻水堆的许多主要特征方面，包括在设计和建造手段的现代化方面，AES91核电厂也未必比N4、Sizewell B和KONVOI等核电厂更"先进"，将AES91核电厂列在这里，主要是考虑到它的总体方案和EPR核电厂很相似。
从上面的介绍可以看出，相比较而言，EPR核电厂和AES91核电厂大大增加了安全系统的冗余度，双层安全壳的设计也很保守，在严重事故的预防和缓解方面采取了专门的措施和设备。这种设计势必大量增加了安全系统和设备的数量，因而笔者将其称之为保守改进型先进核电厂。至于EPR核电厂和AES91核电厂这样通过增加核电厂复杂性来改进安全性的核电厂是否符合"先进轻水堆"的要求，只能是仁者见仁、智者见智了。
4．革命型先进核电厂：
虽然前面所述的几型核电厂在安全系统的设置及严重事故预防和缓解措施的采用上有着这样和哪样的差别，但核电厂的总体构型（configuration）上没有根本性的变化，因而提高核电厂安全水平的主要途径只能通过增加系统的冗余度和增加专门设备来实现，这无疑进一步增加了核电厂的复杂性。URD的观点认为，现有核电厂的许多问题恰恰是由于核电厂的复杂性所导致。虽然在这些核电厂的设计中也采取了一些措施（如将安注通道分离，减少管道的交叉等）试图简化核电厂的系统，但从总体来说并没有明显的变化。AP600和AP1000核电厂正是试图通过核电厂系统的重构，产生一个"革命"或"革新"性的效果。"AP600核电厂
AP600核电厂是美国西屋公司开发的电功率600MW的压水堆核电厂，采用两台一进（口）两出（口）的蒸汽发生器，电磁式主泵直接安装在蒸汽发生器的下部。
AP600核电厂完全重构了核电厂的安全系统，没有采用传统的高压安注、安注箱、低压安注、应急给水等概念，而是设置了安注箱、堆芯补水箱和安全壳内的换料水箱三个非能动的堆芯注入冷却装置。在一回路失水事故时，通过三个非能动的注入系统实现堆芯的冷却，自动卸压系统可以维持一回路的低压以保
证安全注入；在其他事故时，利用换料水箱作为热阱，利用非能动的余热排出热交换器依靠自然循环带出堆芯热量。
AP600核电厂采用内层钢、外层钢筋混凝土的双层安全壳，安全壳内的热量通过内外层安全壳之间的空间依靠空气的自然循环带出。
作为严重事故的缓解手段，AP600核电厂设置了安全壳内的氢复合器和氢点火器控制氢气，设置了堆腔淹没冷却堆芯熔融物。
由于采用了非能动的安全系统以及主泵采用了不需轴封注入的电磁泵，电源主要保证安全状态的监测，在事故后72小时内不需操纵人员的干预。AP600核电厂备用了两台移动式的非安全级发电装置满足72小时后的需要。
"AP1000核电厂
鉴于AP600核电厂的功率较低，为了改善经济性，西屋公司在AP600的基础上开发了AP1000核电厂。AP1000核电厂是AP600核电厂的纵向放大，基本结构相同，在此不作进一步的介绍。
三、几个需要探讨的问题
在对几型核电厂作了粗略的介绍后，我们可以探讨下述几个问题：
1．先进性、安全性和经济性的关系问题。
三哩岛核电厂事故，特别是切尔诺贝利核电厂事故后，国际上要求改进和提高核电厂安全水平的呼声很高。核电厂的安全水平是一个很敏感的问题，也是一个很难把握的问题。正是因为这个问题的复杂性，产生了一个著名的问题或命题，即"How safe is enough？"。
人们解决这个问题的方法是试图通过建立合适的安全目标，包括概率安全目标来确定核电厂可接受的安全水平，新确立的安全目标普遍提高了安全水平的要求。但人们也意识到，现有核电厂已是一个高度复杂的系统，进一步提高安全水平必将涉及到技术和经济性方面的问题。
美国核电界对此的反应是推出了URD，试图通过引导供货商开发"先进轻水堆"，在安全性和经济性上都获得提高。因为人们清楚地认识到，虽然经常强调安全性是核电厂发展的前提，但缺乏经济性的核电厂再安全也不会被市场所接受。URD中所定义的两种先进轻水堆，即进化型堆和被动型堆均要求在安全性和经济性上的同时提高，考虑到功率规模、技术成熟程度和开发投资等因素，URD要求进化型堆比被动型堆具有更好的经济性。
SYSTEM80+核电厂和ABWR核电厂是供货商对进化型堆要求的响应，而
AP600及后来开发的AP1000核电厂是供货商对被动型堆要求的响应。从前面的描述可以看到，SYSTEM80+核电厂和ABWR核电厂仅增加了极有限的新系统和设备，而通过系统的重新布置、系统功能的再分配提高了核电厂的安全水平。从电厂整体来看，至少SYSTEM80+核电厂和ABWR核电厂的系统复杂性没有明显增加。
由于各国的技术基础、技术创新能力和安全水平要求不同等方面因素的影响，欧洲走的是与美国有一定区别的道路，这从EPR核电厂和AES91核电厂总体方案上与美国开发的几型电厂的差别可以看出，应该说EPR核电厂和AES91核电厂的复杂性有了较大增加。但不管有什么区别，两种方式都增加了安全系统和设备，增加了安全裕度因而降低了功率输出，这势必导致比投资的增加。因而这些核电厂试图通过缩短建造周期、增大单个机组功率、提高电厂可利用率、降低燃料循环成本等方式来补偿这些付出，
问题是人们所期望的目标能否达到，尚没有足够的实践加以证明，有限的实际验证来自于ABWR核电厂。ABWR核电厂是参照URD的要求设计的核电厂，按照URD的要求，对ABWR这样的进化型核电厂，每千瓦的造价应低于1300美元。而据日方介绍，日本建造的ABWR核电厂每千瓦实际造价达到2300美元，考虑到物价上涨因素这也是一个很高的造价。日本在1996年建成了两座ABWR核电厂，运行也是成功的，但日本在1998年又开工建设了一座BWR核电厂，其中原因值得深入探讨。至于AP600和AP1000核电厂，其方案与第二代核电厂的差异更远远大于ABWR这样的核电厂，我们有绝对把握相信其目标可以达到吗？
换句话说，新设计核电厂所采取的试图提高经济性的措施即使有效，这些措施的大多数同样可应用于第二代核电厂，假如第二代核电厂的安全水平可以接受，采用这些措施将使核电具备更强的竞争力。这就涉及我们要讨论的第二个问题，即如何看待第二代核电厂的安全水平。
2．第二代核电厂的安全水平问题
三哩岛核电厂的事故虽然对核电的发展产生了较大影响，但三哩岛核电厂事故也从一个侧面说明现有核电厂所采取的安全措施是有效的，事故并没有给公众和环境带来不可接受的影响。而从三哩岛核电厂事故得到的教训，已经极大地丰富了核电厂设计、建造和运行的安全内容。世界上现在运行的核电厂大多数是第二代核电厂，有些甚至更老，但整个运行记录应该说证明了这些核电厂的安全。至于切尔诺贝利核电厂事故，由于前苏联长期脱离国际核安全主流，并不具备典型意义。
实际上，现在仍在建造核电厂的发达国家正在建造的还是第二代核电厂。除前面已经提到的1998年开工，现仍在建造的日本BWR核电厂外，韩国建造的也是SYSTEM80型核电厂，而不是SYSTEM80+核电厂，韩国计划到2006年前后才过渡到先进型核电厂。
另外一个值得注意的动向是美国核管会提出的安全目标。在1986年核管会发布的有关安全目标的政策声明中，提出了将大规模放射性释放降低到10-6/堆年的概率安全目标，而近期核管会又在征求对于该政策声明的修改意见，征求意见的两个版本之一认为大规模放射性释放的频率低于10-5/堆年、熔堆频率低于10-4/堆年也是可以接受的，这两个值正是美国现有核电厂概率安全评价结果的中值。不管最终那个版本被接受，至少说明核管会对这个问题也在探讨中。
安全水平也不存在一个国际普适的标准，不同国家的国情不同，要求可能也不同。欧洲由于地域狭小、人口密集，希望将厂外应急的影响降到最低程度，因而设计出了EPR这样保守的核电厂。但日本同样地域狭小、人口密集，却设计出了APWR方案。
第二代核电厂还有一定的改进余地，采取适当的、经过验证的、已经成熟的一些技术，可以在不增加大的投入的情况下使核电厂的安全水平有一定的甚至明显的改善，而不带来过大的风险。
因而，轻易地否定第二代核电厂的改进型并不完全可取。
3．先进性和成熟性关系的问题。
毫无疑问，人们追求先进性是认为先进性能够带来安全和经济上的利益，而决不是为先进而先进。但先进性和成熟性之间总是存在着一定的矛盾，核电行业给予人们的印象似乎是技术进步较慢，对采用新技术热情小，这恰恰反映了核电本身的特殊性。
核电厂首先是一个发电装置，它的首要目的是满足人们的能源需要，它不像武器，先进与落后可能决定胜负和生死。事实上，决定核电成败的关键因素之一恰恰是运行的可靠性，而不是先进性。许多先进概念的核电厂，如快中子增殖堆、高温气冷堆等，正是尚不能提供足够的运行可靠性而不能得到大的发展。核电厂又是一个高度复杂的系统，许多看似成熟的技术都可能在人们未预料到的环节上出现问题，许多问题要经过一个相当长时间的实际运行才能体现，有限的试验室验证未必能够暴露所有问题，这在我国也有着惨痛的经验教训。当我们规划长远的核电发展时，将所有的宝押在一个没有经过实际运行验证的堆型上可能会带来巨大的风险。
据法国核电界人士介绍，法国近期内将作出是否建造EPR的决定。众所周知，法国现在能源供应非常充足，而且向周围国家大量输出电力。法国之所以要在近期内作出是否建造EPR的决定，是考虑到到2020年前后在1980年前后建造的大批核电厂面临退役，如果法国到时仍依赖于核能的话，在2015年前后就要开始大批建造顶替用的核电厂。现在开始建造EPR，也要在2010年前后投产，
再经过几年的运行验证，时间已比较紧迫。从这里也可以看出，即使像EPR这样改进型的核电厂，法方仍然抱着非常谨慎的态度。
国际原子能机构在INSAG-3《核电安全的基本原则》中强调："任一核电厂在决定是否进行所建议的旨在提高安全性的各项改进时，应当有一套严格规定的方法。对每一项重大改进，其提议者应论证其紧迫性、安全增益和实施代价。应避免把主要力量花在那些增益有限的改进上，而且要认识到安全方面的改进也可能影响经济性和其他社会因素，这些都很重要。应特别注意，确保拟议中的安全改进不会带来得不偿失的弊端"。这非常精辟地总结了决定安全改进时所应持有的基本理念。
笔者认为，应把核电厂的适用性放在首要位置，而把先进性放在适当的位置。不必要的先进性要求将极大地限制我们的选择余地，带来不必要的风险。
四、我国核电近期的选择
在对国际上的几型新堆型作了介绍并进行了一些讨论后，我们可以得到以下几点启示：
1．世界核电的发展仍处在一个探索期，包括堆型的选择、安全水平的要求等还不能得出明确的结论；
2．第二代核电厂技术成熟，有长期的运行实践，经一定改进后安全水平也是可以接受的；
3．对核电安全的恐惧有着复杂的社会心理因素，核电本身的社会风险是相当低的，但投资核电的风险却比较大。在市场经济的条件下，核电投资者希望尽可能规避风险，选择成熟技术的愿望是合理的；
4．核电是个高度复杂的系统，必须稳扎稳打，一个台阶一个台阶的发展，企图跨越式的发展可能会带来较大风险；
5．作为一个发电装置，核电应把适用性放在首位，先进技术的使用应该有一个逐步验证的过程，不宜短时间大面积地铺开；
6．确定安全水平的要求和堆型的选择一定要考虑到国情；
7．经济性是决定核电成败的关键因素之一，决不能加以忽略；
8．国家核安全局以"技术政策"引导核电用户进一步提高安全水平，而不是以法规的形式贸然改变安全水平要求的方式是完全正确的。这样可以留有余地，留有一定的观察期，使我们在未来核电发展的方向上把握的更准确、更恰当。
笔者认为，我国目前合理的选择是：
1．选择技术成熟、风险较低的堆型，加以适当改进，尽快开工，以维持一支核电的设计、建造和运行队伍。拖的时间过长的话，将导致核电队伍的流失，以致我们决定大规模发展核电时都缺乏一支可依靠的技术力量；
2．近期内的任务是继续打牢核电技术基础，并大力推进国产化，形成可靠的核电设计、制造能力，降低核电造价，使核电成为有竞争力的能源供给手段；3．密切跟踪世界核电发展的趋势，选择有长期远景的堆型，探讨技术合作的路子，一旦有较大把握时，可适当建造，验证技术，为长远发展奠定基础。
中国的经济发展和环境保护需要核电，确定合理的核电发展战略对核电的良好发展起着生死攸关的作用，这已被各国核电发展的实践所证明，愿中国核电有一个光明的未来。
EPR —先进的核反应堆EPR —先进的核反应堆
时间:2005-3-4 17:32:00 点击:143
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EPR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，AREVA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。由于设备方面的改进，EPR运行40年无需更换重型设备。
主要性能单位 EPR N4
热功率 MW 4250/4500 4250
电功率 MW 1500-1600 1450
效率 % 36 34
一回路数 4 4
燃料组件数 241 205
燃耗 GWj/t ＞60 45
二回路压力 bar 78 71
抗震安全度 g 0.25 0.15
技术寿期年 60 40
三、经济性能更高
EPR的发电成本将更低，比N4系列反应堆低10%。主要优化措施是：
1、 EPR的功率（约1600兆瓦）比近期建设的反应堆功率（约1450兆瓦）更高。
2、建设周期更短：从建造至商业运行计划用57个月。
3、能量效益提高到36%，这是轻水反应堆最好的指标。
4、EPR技术寿期将达到60年。
5、提高燃料的利用率。在发电量相同的条件下，EPR将减少使用15%的铀，废物产量因此降低。同样，也降低了核燃料循环（从铀浓缩到后处理等各个环节）的费用。
6、EPR降低了运行费：
由于提高了人机接口的质量和主控室的功效，操作简化，通过运行支持系统，提升自动化水平，减少了人工干预；
设备布局更合理，便于进入工作区，简化了检修，缩短了工期；可进行不停运的标准化保养维修；
停堆换料期减至16天；反应堆寿期内可利用率可达到91%，法国在役反应堆的平均使用率为82%。
7、EPR的发电成本将降至30欧元/MWh，比主要竞争对手—天然气低20%。发电成本包括各种外部费用：研发费、乏燃料后处理费、废物处置费、设施退役费。与之相比，化石能源发电成本不含外部费用。
四、更高的安全性
EPR满足法德两国核安全当局提出的“加强防范可能损坏堆芯的事件，缓解堆芯熔化的放射性影响”两方面的要求，具有更高的安全性。
1. 加强防范损坏堆芯的事件
通过设计简单化、功能多样化和冗余系统确保安全功能。自动化水平更加先进；EPR配置四个同样的安全系统，具有非正常状态下冷却堆芯的功能。每个系统都能完全独立发挥其安全功效。这四个系统分别设在四个厂房，实行严格的分区实体保护。因内部事件（水灾、火灾等）或外部事件（地震）造成某一系统失灵时，另一系统代替有故障系统行使安全职能，实现反应堆安全停堆。这些结构性的安全系统将把在役压水堆极低的堆芯破损概率再降低一个10次方。
2. 安全壳具有非常高的密封性
如果万一发生堆芯损坏事件，将对居民和环境采取防御性保护措施，使他们不受影响。
EPR的密封水平是国际上唯一的，反应堆厂房非常牢固，混凝土底座厚达6米，安全壳为双层，内壳为预应力混凝土结构，外壳钢筋混凝土结构，厚度都是1.3米。2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。
即使发生概率极低的熔堆事故，压力壳被熔穿，熔化的堆芯逸出压力壳，熔融物仍封隔在专门的区域内冷却。这一专门区域的内壁使用了耐特高温保护材料，能够保证混凝底板的密封性能。EPR的熔堆事故影响严格限制在反应堆安全壳内，核电站周边的居民、土壤和含水层都受到保护。
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。
五、EPR更加环保
核电的优势是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉尘及其他温室效应气体，EPR在可持续发展方面取得了重要的进展：
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。
六、EPR的发展前景
成为法国核电站更新换代的保证
目前，法国核反应堆的平均技术寿期为40年。核电站运行有严格的规定，定期进行检查。十年安排一次全面大修，每台机组必须得到运行许可证方可继续运行十年。
2020年，法国最造建设的14台机组将达到40年以上的寿期。2025年，其他34台机组也将达到40年以上的寿期（装机容量为31000兆瓦，约占法国核电总装机容量的50%）。据预测，未来核安全方面的要求会更加严格，在役老机组的检修费会更高。
最近几年，法国电力需求每年以1.6%的速度增长（法国工业部能源与原材料总局提供的数据），根据预测，2020年国内电力需求比现在将增加33%，约1400亿千瓦时（140TWh）。必须通过新增18000兆瓦装机容量，机组可使用率达到90%时，法国才能满足这种需求。仅仅依靠可再生能源和节能是无法满足法国电力需求的。考虑到节能措施，预计2000年至2030年欧洲电力需求平均每年增长1.4%。由于许多电厂这一时期将接近寿期，必须新建600000兆瓦装机容量，才能实现增加330000兆瓦装机容量的目标。
2004年6月，法国政府宣布，核电将在国家能源结构中占有重要的比例。2004年10月21日，法国电力公司决定在FLAMAN-VILLE建设EPR系列首台机组。计划2007年开工，工期预计五年。
通过建设EPR，法国将继续保持世界一流的核电技术实力。通过与外国电力运营商合作，继续优化法国和国外核电站的运行。
七、出口现状及前景
芬兰市场
2003年12月18日，由AREVA、西门子和芬兰电力公司（TVO）组成的奥尔基卢奥托3联队（Consortium OLKILUOTO 3）签署了一台欧洲压水堆（EPR）机组供货合同。这是一项交钥匙工程，计划2009年投入商业运行。
根据合同，AREVA负责核岛设备、首炉燃料和一台ERP模拟机的供货，还负责部分土木工程、连接厂房和废物厂房的建设。西门子PG全面负责常规岛的建设，包括机电设备、汽轮机保护和调节系统的工程、设计、采购和供应，土木工程，安装和运行。
中国市场
中国能源现状与展望
中国能源现状与展望 从类别上来讲，能源分成常规能源与新能源。已能大规模生产和广泛利 用的一次能源。又称传统能源。如煤炭、石油、天然气、水，是促进社会进步 和文明的主要能源。在讨论能源问题时，主要指的是常规能源。新能源是在新 技术基础上系统地开发利用的能源，如太阳能、风能、海洋能、地热能等。常 规能源与新能源的划分是相对的。以核裂变能为例，20世纪50年代初开始把 它用来生产电力和作为动力使用时,被认为是一种新能源。到80年代世界上不 少国家已把它列为常规能源。太阳能和风能被利用的历史比核裂变能要早许多 世纪,由于还需要通过系统研究和开发才能提高利用效率，扩大使用范围,所以 还是把它们列入新能源，常规能源的储藏是有限的. 2016 年全部类型发电中，火电、水电、风电、核电占比分别为 74。4%、17.8％、4.1%、3.6%。火电同比增速由 2011 年 13。9%下降至 2016 年 2。6%,同比增速放缓。水电受天气因素影响波动较大。2012、2014 年来水较好，水 电发电量同比增长超过 20％。2015、2016 年来水较少，水电发电量同比分别 同降 6.4％、同增 5.6％.2016 年风电、核电同比增速分别为 30.1％、24。4％且近几年都保持两位数增长.由于国家鼓励清洁能源、限制火电发展,因此在四种发电类型中火电增速最为缓慢，火电在总发电量中占比呈下降趋势。 煤炭一直作为我们的主要利用资源，与生活息息相关，而丰富的煤炭资 源也正好提供了我们的开发利用，所以我们直到现在，无论多少新型能源的开发，也离不开煤炭对我们的帮助,在今后相当长的一段时间内,科学技术的飞速 发展，煤炭仍旧是人类生产生活中的必不可少的能源。 中国煤炭资源丰富，除上海以外其它各省区均有分布,但分布极不均衡。在中国北方的大兴安岭—太行山、贺兰山之间的地区，地理范围包括煤炭资源 量大于1000亿吨以上的内蒙古、山西、陕西、宁夏、甘肃、河南6省区的全部或大部，是中国煤炭资源集中分布的地区，其资源量占全国煤炭资源量的50％ 左右，占中国北方地区煤炭资源量的55%以上。在中国南方，煤炭资源量主要 集中于贵州、云南、四川三省，这三省煤炭资源量之和为3525.74亿吨,占中国南方煤炭资源量的91。47%;探明保有资源量也占中国南方探明保有资源量的90%以上.我国煤炭从储量相当丰富，仅次于俄罗斯、美国，所以在能源结构中以煤为主将持续很长一段时间。 中国也蕴藏着丰富的太阳能资源，太阳能利用前景广阔。目前，我国太阳能产业规模已位居世界第一，是全球太阳能热水器生产量和使用量最大的国家 和重要的太阳能光伏电池生产国。我国比较成熟太阳能产品有两项：太阳能光 伏发电系统和太阳能热水系统.不过光伏发电占中国发电量的占比并不高。 水力发电始终是中国的强项，其占总发电比也比较高。三峡大坝，葛洲 坝我想无人不知。在水电的开发,设备，施工方面,中国与其他国家相比起步并 不算早，但巨大的开发市场与倾向性较强的招标模式，使得中国与水电相关的 企业短短几十年的时间内积累了大量宝贵的经验.在全世界前十五大水电站中，中国占了七个，前十大水电站中占了四个，如果算上即将开工投产的乌东德和
我国核能发展现状
我国核能发展现状 目前我们国家核能起着相当重要的作用，核能的和平利用是20世纪人类最伟大的成就之一，经过半个多世纪的发展，核技术已经渗透到能源、工业、农业、医疗、环保等各个领域，特别是核能在电力工业成功运用，为提高各位人们的生活质量与水平作出了重要贡献。 目前核电约占世界总发电量的16%，与水电、火电一起构成电力能源三大支柱，核能技术不断发展和进步寄托着人类对未来的希望，它将成为最终解决全球可持续发展的综合能源之一。世界50多年的核能发展表明，核能不失为一种清洁、安全和经济的能源，随着我国经济的持续高速发展，毕竟对能源提出快速增长要求，而我国目前以煤炭为主的能源结构又与日益严重的环境问题日益相关，所以发展核能是解决我国能源短缺、改善能源结构、控制环境污染、保障能源结构重要途径之一。 中国建设的第一座核电厂1991年建成投产，结束了中国大陆无核电力的历史，1994年投产大电站，1996年中国又自主设计建设了二级核电站，三级核电站，随着最近广东核电厂投入，我国目前公共12组核电机组投入运行，运行的核电机组安全状况良好，平均用于值可达到85%，核电辐射水平一直保持在本地水平。 到目前为止我国已合作了12个核电项目，共31台机组，合作规模达到3378万千瓦，已开工建设24台，建成规模2660万千瓦。核电作为我国新能源的主力军，正面临着难得的发展机遇，进入了批量化、规模化的发展阶段，目前我国引进三代核技术AP1千以及EP2顺利建成，它在中国经济快捷的发展，对核燃料的高效利用以及对减少高排放物发挥了重大的效应。 07年3月，随着中美间两份重要协议《核岛供货合同框架协议》和《技术转让合同的框架协议》的签署，美国西屋公司和绍尔公司组成的西屋联合体在中国的第三代核电招标中正式中标，AP1000成为三代核电自主化依托项目所选择的技术路线，世界上最先进的第三代核电技术AP1000落户中国。 AP1000技术虽然先进，但到目前为止世界上尚没有一座建成的电站，中国将是第一个“品尝”这一技术的国家。我国的研究人员从AP600到AP1000进行了十多年的研究，对这一技术有较深入的了解。第三代技术是从第二代发展来的，其主要系统均有工程实践，只是核电站安全系统设计理念不同，AP1000使用的是非能动的方式。 作为第三代核电站，AP1000具有良好的安全性和经济性。第二代核电站主要是上世纪70年代根据当时安全法规设计的。其设计基准不考虑核电站严重事故(如
核电站工作原理
核电站工作原理 它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。 核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。 主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。 稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。 蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。 安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。 汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。 危急冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。 注： 核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂
中国核电发展概况
中国核电发展概况（截止2010年） 1我国核电产业未来前景 我国目前的电力供应依然以火力发电为主，水电、风电、核电等规模非常小，电力结构极为不合理，一方面带来能源的极大浪费，另一方面也带来了严重的环境问题。为此国家提出了发展新能源发电，鼓励核能等清洁能源的综合利用政策。 中国核电发展进程大约比全球核能发展进程相对滞后约20年。七十年代中国开始对核电的探索，八十年代中国核电开始“起步”，九十年代至2006年为中国核电的“发展期”，至今大约30年时间。中国核电的“发展期”正处于世界核电发展之“低谷期”。尽管如此，中国核电在不利的条件下仍取得了较大的成绩。到2006年底为止中国投运的核电机组共11台，870万千瓦，约占全国发电总装机容量的1.4％。特别是2000年至今中国投运机组8台，占全球同期投运机组数的1/4。与此同时，中国建立了较为完备全面的核电体系，基本掌握了第二代核电技术，并开始了第三代和第四代核电技术的基础研发工作。这一切，为下一步的跨越发展做好了全方位的准备。 2010年，我国正在制定的《新兴能源产业发展规划》着眼于中国新兴能源产业中长期发展目标，在2011年－2020年间，核能、水能以及煤炭的清洁化利用将是政策支持的重点，也将是5万亿投资的重点支持对象。因此，国家有关部门正在积极调整我国的核电中长期发展规划，提出到2020年中国的核电装机容量将由原来的4000万千瓦提高到7000万千瓦以上。而且有消息称，国家能源局正在制定的《核电管理条例》有望于2010年底前上报国务院。《核电管理条例》将重点体现对未来核电开发的支持，其中将大力推动内陆核电站的开发建设。 为实现规划目标，在“十二五”期间提高核电站开工量是核电产业规划的重点任务之一。原因是，核电站的建设周期长达四五年，要实现核电装机容量到2020年达到7000万千瓦以上的目标，必须在2015年开工至少60个100万千瓦的核电站，2010年开始展开前期规划。因此，未来5年，将是核电企业们迎来大量订单的黄金期。
核电汽轮机介绍-考试答案-82分
核电汽轮机介绍 1. 由上海电气供货的我国首台出口325MW 核电汽轮机用于哪个哪个国家？ （ 3.0 分） A. 印度 B. 土耳其 C. 巴基斯坦 2. 上海电气百万等级核电机组26 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（ 3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： B √答对 3. 上海电气百万等级核电机组适用于AP1000 的高压缸模块型号为？（ 3.0 分） A. IDN70 B. IDN80 C.IDN90 我的答 B √答对 4. 上海电气百万等级核电汽轮机组转速？（ 3.0 分）
A. 1500RPM B. 3000RPM C.3600RPM 我的答 A √答对 5. 上海电气百万等级核电机组20 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： A √答对 6. 上海电气的山东石岛湾200MW 项目是什么堆型？（3.0 分） A. M310 B. 华龙一号 C. 高温气冷堆 我的答案： C √答对 7. 上海电气出口巴基斯坦的300MW 等级核电汽轮机共有几台？（ 3.0 分） A. 2 台 B. 3 台 C. 4 台 我的答案： C √答对 8. 至2018 年 6 月，上海电气已投运核电汽轮机多少台？（ 3.0 分）
A. 10 台 B. 11 台 C. 12 台我的答案： C √答对 9. 上海电气百万等级核电机组30 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： C √答对 10. 上海电气百万等级核电汽轮机高压缸模块运输方式为?（3.0 分） A. 整缸发运 B. 散件发运 C. 其他 我的答案： A √答对 1. 以下哪些为高温气冷堆堆核电汽轮机特点？（ 4.0 分）） A. 进汽参数高 B. 无MSR C.低压缸加强除湿 我的答ABC √答对 2. 以下哪项说法是错误的？（ 4.0 分）） A. 2008 年上海电气获得阳江和防城港CPR1000 核电汽轮机订单 6 台
核电产业链现状、趋势、前景分析
核电产业链现状、趋势、前景分析
投资要点 ?现状：中国是核电大国而非强国，重启核准打开成长空间。2018年，全球核电发电量2563TWh，在总发电量中的占比约10%；核电在国内总装机 容量中占比2.4%、在总发电量中占比4.2%，中国大陆核电发电量排名全球第3位、但核电在总发电量中的占比排名倒数第5位。截至2019年6月底，山东荣成、福建漳州和广东太平岭核电项目已经核准开工。 ?趋势：中国是全球核电发展领头羊，国产三代机后来居上。据WNA统计，全球19个国家正在建设总计52台核电机组，总装机容量约为52.31GW， 中国的在建机组数、装机容量均居全球首位。2012年中国已明确规定新建核电机组必须符合三代安全标准。目前，国内在运、在建、即将开建、规划的第三代核电机组共有5种堆型，因决策层对于自主知识产权的考量以及美国对中国的核电技术封锁，国和一号（CAP1400）成为重启后首堆、华龙一号（HPR1000）也取代AP1000成为国内三代核电主力堆型。 ?前景：中短期有两倍以上成长空间，潜在投资额或超万亿。除待开工的5台机组外，目前还有29台机组已开展前期工作，合计装机容量3484万 千瓦。假设29台机组全部开建并商运，国内在运核电机组数将达到64台，合计装机容量超过1亿千瓦，是现有在运机组装机容量的两倍以上。 按照每个核电厂址4-6台机组的可承纳容量以及2台机组的扩建裕量，现有核电厂址储备尚有可建机组数116台，合计装机容量1.43亿千瓦。即使不考虑其中的内陆核电厂址，沿海厂址仍有可建机组数48台，装机容量0.61亿千瓦。根据测算，34台已开展前期工作的机组（含5台待开工机组）投资预算金额合计约7200亿元；其他48台沿海厂址可建机组投资预算金额合计约1.12万亿元。 ?产业链解析：电站运营居中枢核心。上游的电气设备板块供应商以国企为主、民企为辅，机械设备板块中民企参与度较高，中核在核燃料板块 具有独家专营权，中核建在工程建设板块一家独大；中游电站运营板块目前为中核、中广核、国电投三国争霸格局，未来或将形成群雄逐鹿局面；下游后处理、检修维护板块市场刚起步，发展空间广阔。 ?投资建议：核电的高技术壁垒、高专业要求、强政策管制的属性，一方面决定其在短期内出现新竞争对手的概率较低，行业格局稳定；另一方 面，也给予了相关业务在同业中较高的利润率。其中，电站运营板块居于产业链中枢核心地位，推荐享受控股股东全产业链优势的中国核电，以及参股多个核电项目的浙能电力、申能股份，建议关注国内装机规模最大的中广核电力（H）/中国广核（A）、有可能获得核电运营资质的大唐发电（A/H）、权益装机容量全国第三的华电福新（H）以及未来国电投旗下核电资产的证券化运作。 ?风险提示：1、核安全事故：因为核安全的高度敏感性，任何一起核事故均可能导致全球范围的停运、缓建；2、政策推进不及预期：部分地区 的目前仍处于电力供大于求的状态，可能影响存量机组的消纳以及新机组的建设；3、新技术推进遇阻：如果AP1000、“华龙一号”出现问题，将影响后续机组的批复和建设；4、电价调整：电力市场的发展可能导致市场交易电量价差进一步扩大，拉低公司平均上网电价。
未来十年核电先进堆型介绍
未来十年核电先进堆型介绍 未来十年核电先进堆型介绍IntroductionofAdvancedNuclearReactorsintheDecade 杨孟嘉1任俊生1周志伟2 （1.中国广东核电集团公司技术中心，广东深圳，518124； 2.清华大学核能技术设计研究院，北京，100084） 摘要根据世界核电工业的发展现状，系统讨论了面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点以及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述了这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。 关键词先进反应堆核电商业计划 Abstract：Varioustypesofadvancednuclearreactoraimingatnuclearelectricpowermarketaroundtheyear2010,the irdesignfeaturesandthecorrespondingcommercialplansinitiatedbyworldmajorsuppliersofnuclearpo werplantsforobtainingpotentialcustomersaresystematicallydiscussedbytakingintoaccountthecurrent statusofthedevelopmentofnuclearelectricpowerindustryworldwide.Thetechnicalandcommercialpre parednessfordeployingtheseadvancednuclearreactorsinneartermhasbeensummarized.Asareference,t hepresentresearchisofconsiderableforChinesenuclearpowerindustrytoselectadvancedreactortypesan dtodeterminethemaintechnologicaldevelopmentroadmap,andtoestablisheffectivesafetyregulatorygu idelinesinnearfuture. Keywords：AdvancedreactorCommercialplanofnuclearpower 在无温室气体排放的条件下，全球400多座核电站正安全可靠地为人类提供17的电力，这是源于20世纪中叶的核能技术在其沧桑的发展进程中所创造的成就。随着上个世纪六、七十年代投入运行的核电站逐渐达到其40年的运行寿期，核能界一方面向核安全当局提出申请，要求延长运营期限；另一方面在对已有的核电机组实施渐进性设计和运行改进的基础上，面向2010年前后的核电市场，推出第三代（80年代开始发展、90年代末开始投入市场）先进轻水堆核电站和在第一代至第三代核电堆型的基础上经过渐进性设计改进的核电堆型。 本文简略介绍这两类核电堆型。 1ABWR 先进沸水堆（ABWR）是在世界范围内沸水堆（BWR）设计和多年运行经验的基础上发展起来的第三代先进堆型，它基本符合国际上通行的核安全管理规定，基本满足美国用户要求文件（URD）对第三代先进轻水堆安全性、先进性、可靠性和经济性的要求。ABWR 也是一个完成了全部工程设计、并且有实际建造和运行经验的反应堆。
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、钚或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氦气或钠；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钚-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，在堆芯燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-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β衰变后，铀-238很快被转变成钚-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转变成可用的燃料钚-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。 早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。现阶段，基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。中国核工业集团公司2010年7月21宣布：由中核集团中国原子能
第四代核电站与中国核电的未来
第四代核电站与中国核电的未来 核电是世界三大支柱能源之一，具有清洁、安全、高效的特性。在20世纪末21世纪初的几年里，发生了对世界核电发展产生深远影响的三件大事：美国政府发起了第四代核电站的技术政策研究；俄罗斯总统普京在世界新千年峰会上，发出了推动世界核电发展的倡议；美国总统布什颁布了美国新的能源政策，把扩大核能作为国家能源政策的主要组成部分。 1999年6月，美国能源部（Department of Energy, DOE）核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站（以下简称第四代核电）的倡议。2000年1月，DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议，就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论，并在发展核电方面达成了十点共识，其基本思想是：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。会议决定成立高级技术专家组，对细节问题作进一步研究，并提出推荐性意见。 同年5月，DOE又组织了近百名国内外专家就第四代核电的一般目标问题进行研讨，目的是选出一个或几个第四代核电的概念，以便进一步开展工作。2001年7月，上述九国成立了第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum, GIF）并签署了协议。2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士（2002年2月加盟）。会上10国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。核电站的分代标志 第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
核电EPR技术简介
核电EPR技术简介 2010-01-09 10:21 前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量最搜集了一些资料如下。 欧洲先进压水堆EPR技术 1. 欧洲先进压水堆发展情况简介 1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。 EPR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 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。新一代核反应堆现已进入建设阶段。 截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔位于中国广东江门的台山核电站。台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。 2.欧洲先进压水堆EPR设计特点 EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层包括： （1）安全性和经济性高 EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系设计安全水平。设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。 EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。 （2）严重事故预防与缓解措施 EPR设计中考虑了以下几类严重事故： 高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯熔融物；安全壳内热量排出。 为避免高压熔堆事故发生，在为对付设计基准事故设置3个安全阀（3×300t/h）的基础上，EPR专门设置了针对严重事故工况的卸压过卸压箱排到安全壳内。当堆芯温度大于650℃时，操纵员启动专设卸压装置，可以有效避免压力容器超压失效，并防止压力容器失针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用大容积安全壳（80000m3）。在设备间布置了40台大型氢复合器，在反应堆厂房升降算分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷，结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。 对于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV设计中没有设置特殊的装置。通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允许承受的载荷能力容器内蒸汽爆炸已基本消除，不需要设置特殊的装置对付蒸汽爆炸事故。已做的试验显示熔融物不会像以前假设的那样爆炸（极低在进行中。 对于堆芯熔融物，在EPR设计中，RPV失效前堆坑内保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进入专用的展开隔料，保护熔融物中残余的锆，降低了氧化物的密度和温度，改善了展开条件。在展开区域设有氧化锆防护层，防护层底下设有冷却管线并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全壳失效。 对于安全壳内热量排出，EPR设计有带外部循环的安全壳喷淋系统，2个系列，可以在较短的时间内降低安全壳温度和压力。该系统物的工作模式，并能长时间防止蒸汽产生，长期地将熔融物和安全壳中的热量导出。 （3）仪控系统和主控室设计 EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先进技术设备的优点。的不同区域，避免发生共模失效。主控室与N4机组的高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。 EPR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
HAF0213-安全导则-核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统
HAF0213-安全导则-核电厂反应堆冷却剂系统 及其有关系统 《核动力厂反应堆冷却剂系统及其 有关系统设计》编写讲明 （征求意见稿）
《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》 编写讲明 一．编写工作背景 随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和治理方面体会的积存，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D(Rev.1)“Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Design”的正式修订。随后，IAEA连续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No. NS-G-1.9 “Desig n of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Po wer Plants”确实是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1986）”两个安全导则的修订与合并，新的安全导则替代原有两个导则。 为了提升我国核动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂设计安全规定》和《核电厂运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。 二．编写简况 IAEA的核安全标准中关于核动力设计的安全要求及导则是由IAEA 聘请各国专家在总结各核电先进国家体会的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。本安全导则是依据IAEA安全导则“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（Design of the Reactor Coolant System and Asso ciated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G -1.9 IAEA, Vienna(2004) ）”为参考蓝本编写而成的。在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的和谐，并力图确保本导则与2004年国家
国际核电发展现状.doc
国际核电发展现状 来源：秦山核电有限公司发布日期:2009-02-09 核电自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电，1954年6月苏联第一座核电厂首次向电网送电，到现在已有近50年的历史，大致经过了验证示范、高速发展和滞 缓发展三个阶段。现在处于复苏之前的过渡阶段。 验证示范阶段1942年12月美国在芝加哥大学建成世界上第一座核反应堆，证明了实现受控核裂变链式反应的可能性。但当时正处于第二次世界大战期间，核能主要为军用服务。美国、苏联、英国和法国，配合原子弹的发展，先后建成了一批钚生产堆，随后开发了潜艇推进动力堆。 从50年代初开始，美、苏、英、法等国把核能部分地转向民用，利用已有的军用核技术，开发建造以发电为目的的反应堆，从而进入核电验证示范的阶段。美国在潜艇动力堆的技术基础上，于1957年12月建成希平港(Shippingport)压水堆核电厂，于1960年7月建成德累斯顿(Dres den-1)沸水堆核电厂，为轻水堆核电的发展开辟了道路。英国于1956年10月建成卡尔德霍尔(C alder Hall A)产钚、发电两用的石墨气冷堆核电厂。苏联于1954年建成奥布宁斯克（APS-1）压力管式石墨水冷堆核电厂后，于1964年建成新沃罗涅日压水堆核电厂。加拿大于1962年建成N PD天然铀重水堆核电厂。这些核电厂显示出比较成熟的技术和低廉的发电成本，为核电的商用推广 打下了基础。 高速发展阶段60年代末70年代初各工业发达国家的经济处于上升时期，电力需求以十年翻了一番的速度迅速增长。各国出于对化石燃料资源供应的担心，寄希望于核电。美、苏、英、法等国都制订了庞大的核电发展计划。后起的联邦德国和日本，也挤进了发展核电的行列。一些发展中国家，如印度、阿根廷、巴西等，则以购买成套设备的方式开始进行核电厂建设。 美国轻水堆核电的经济性得到验证之后，首先形成核电厂建设的第一个高潮，1967年核电厂订货达到25.6GW；从1969年开始，美国核电总装机容量超过英国，居世界第一位，1973年美国核电总装机容量占世界的2/3。1973年世界第一次石油危机后，为摆脱对中东石油的依赖，形成了第二个核电厂建设高潮。1973、1974年两年，共订货66.9GW，核电设备制造能力达到每年2 5~30GW。美国还通过出口轻水堆技术和开放分离功市场，使轻水堆成为世界核电厂建设的主导堆 型。 在核电大发展的形势下，美、英、法、联邦德国等国还积极开发了快中子增殖堆和高温气冷 堆，建成一批实验堆和原型堆。 滞缓发展阶段1979年世界发生了第二次石油危机。在这以后，各国经济发展速度迅速减缓，加上大规模的节能措施和产业结构调整，电力需求增长率大幅度下降。1980年仅增长1.7%，19 82年下降了2.3%。许多新的核电厂建设项目被停止或推迟，订货合同被取消。例如1983年以前
国内外对核电站研究现状
1.1. 核能相对于其他能源的优势（阐述发展核能的重要性和必然性） 1.2. 当前国内外核电发展研究现状 1.3. 世界各国国核电发展趋势 1.4 毕业设计的意义和目的 正文： 第1章国内外对核电站研究现状 1.1. 核能相对于其他能源的优势 伴随着科技和经济的发展，人类对于生活质量的追求越来越高，在各个领域的发展都十分迅速，然而在我们人类不断进步的同时，我们对于能源的需求也在不断提高，直到21世纪的今天，能源危机已经遍及全球各个国家，以及燃烧煤、石油、天然气等到时的温室效应、臭氧层空洞等，是的我们唯一的赖以生存的家园变得岌岌可危，因此寻求新的清洁的能源成为整个人类缓解能源危机及环境问题的首要任务，而核能便成为各国的重点关注对象。 我国的可再生能源有着得天独厚的优势，是重要的战略替代能源，对增加能源供应，改善能源结构，保障能源安全，保护环境具有重要的作用。积极开发和利用核能、太阳能、风能、电能、生物质能、地热能以及海洋能等可再生能源，是实现我国经济社会可持续发展能源战略的必然选择。但我国同时也是一个能源生产大国和消费大国，拥有丰富的化石能源资源。2006年，煤炭保有资源量为10345亿吨，探明剩余可采储量约占全世界的13%，列世界第三位。但是中国的人均能源资源拥有量较低，煤炭和水力资源人均拥有量仅相当于世界平均水平的50%，石油、天然气人均资源拥有量仅为世界平均水平的1/15左右。能源资源赋存不均衡，开发难度较大，已探明石油、天然气等优质能源储量严重不足。再加上能源利用技术落后，利用低下，在经济高速
增长的条件下，我国能源的消耗速度比其他国家更快，能源枯竭的威胁可能来得更早、更严重。因而，日益增长的对外能源需求造成的能源压力迫使我们不得不寻找解决能源危机的突围之路。 迄今为止，世界能源需求的85%来自燃烧煤、石油、天然气等化石燃料。大量燃烧化石燃料所产生的二氧化硫、二氧化碳、氮氧化物、一氧化碳和颗粒物等，是的地球环境再次遭到严重破坏，威胁到人类的健康。而且，煤、石油、天然气等化石燃料属于不可再生的资源，随着其消耗的迅速增长，使它们在地球上的储量面临枯竭的境地。为了缓解能源危机，我们便需要寻找新的清洁的能源，在自然界中，除了化石燃料外，核能、水力、风力、太阳能、地热、潮汐能等也都是可资利用的能源。水力是无污染的能源，应充分开发使用，但水力资源终究有限，且受地理条件限制。水力发电随季节变化很大，所以光靠水力替代不了化石燃料，满足不了日益增长的能源需求；风力、太阳能、地热、潮汐能等，都因受多种条件的限制，只能在一定条件下有限开发，很难大量使用；较乐观地估计，到21世纪，上述几种能源中每种在能源总耗量中的比例，都很难超过1%。 然而到目前为止，在技术上已较成熟，而且能大规模开发使用以提供稳定电力的惟有核能。因为核能有其无法取代的优点，主要表现于： （1）核能是地球上储量最丰富的能源，又是高能量密集型的能源。 （2）核电是清洁、低碳的能源，有利于保护环境。如果取代燃煤发电设备，1GW 核电设备运行1年能避免排放560万吨CO2，能有效的遏制和缓解温室效应，保护环境。 （3）核电的经济性优于火电。 （4）核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存
核反应堆的分类
核反应堆的分类
核电站分类 核电站按照反应堆形式分类 压水堆核电站 以压水堆为热源的核电站.它主要由核岛和常规岛组成.压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯.在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统.常规岛主要包括汽轮
机组及二回路等系统,其形式与常规火电厂类似. 沸水堆核电站（现在发生事故的日本福岛第一核电站） 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做燃料.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（如中国秦山III核电站） 以重水堆为热源的核电站.重水堆是以重水做慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料.重水堆可用轻水或重水做冷却剂,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,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站.
快堆核电站（如日本茨城县东海村常阳和福井县敦贺市文殊反应炉） 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. 石墨气冷堆 以气体(二氧化碳或氦气)作为冷却剂的反应堆.这种堆经历了三个发展阶段,有天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆三种堆型.天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀做燃料,石墨做慢化剂,二氧化碳做冷却剂的反应堆.改进型气冷堆设计的目的是改进蒸汽条件,提高气体冷却剂的最大允许温度,石墨仍为慢化剂,二氧化碳为冷却剂.高温气冷堆是石墨作为慢化剂,氦气作为冷却剂的堆。
核电站简介
核电站简介 核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。 1、简介： 核电站又称核电厂，它指用铀、钚等作核燃料，将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂。核电厂主要以反应堆的种类相区别，有压水堆核电厂、沸水堆核电厂、重水堆核电厂、石墨水冷堆核电厂、石墨气冷堆核电厂、高温气冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等。核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施三大部分组成。核燃料在反应堆内产生的裂变能，主要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂设置有多项安全系统。 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站。核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，就会产生电，这些电能通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 2、工作原理： 核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。原子由原子核与核外电子组成。原子核由
中国核电站建设现状及前景
中国核电站建设现状及前景 胡经国 众所周知，能源直接制约经济的发展。当今世界能源已进入核能时代。核能不但是一种技术上最成熟、安全、经济和清洁的新能源，而且是一种最有潜力和发展前途的新能源。在当今世界能源日益紧缺的形势下，尽管发生过核电站事故，但是世界各国仍坚持认为，开发利用核能是解决能源紧缺问题的必由之路，对于经济发展和社会进步具有重要的战略意义。因此，世界核电站建设仍然在持续、稳定地向前发展。全世界有将近30个国家和地区已建或正在建设核电站。其中，美国、苏联、法国、日本、英国和德国已成为核电大国。1987年，全世界增加了20座核电站，使世界核电站总数达到了420座。核电站发电量已占世界发电总量的15%，有的国家已达到50%以上。据预测，到2000年，世界核电站总数将进一步增加，核电站装机容量将达到4970～6460亿瓦，核电站发电量占世界发电总量的比重将上升到20%～30%。可见，从各国国情出发，积极发展核电站建设，已成为世界能源开发利用的一个不可逆转的必然发展趋势。 中国核工业建设起步于50年代。1970年2月8日，周恩来总理正式提出中国要发展核电，并开始了核电站的科研、规划和设计等工作。党的十一届三中全会以后，中国政府开始正式安排核电站建设。制定了积极地、适当地发展核电的战略方针以及有重点、有步骤地建设核电站的战略部署。 中国在一些基础科学和尖端科学方面走在世界的前列。核能资源丰富，核工业已有雄厚的基础，并且拥有一支较高水平的从事核能科研、生产管理和教学的科技队伍。到1987年2月，中国自行设计的第一座高通量工程试验核反应堆已经安全运行6年，完成了一系列核科研任务。中国具有管制核反应堆30年的经验。不仅如此，中国核工业已从封闭状态走向世界。近几年来，中国原子能公司与世界上许多国家建立了贸易关系。中国的同位素产品和核研究设备已出口欧美等10多个国家和地区；同西德、法国、芬兰、比利时等国签订了长期供应核电站用铀的协议。1987年9月，在太平洋沿岸地区核能会议上，许多专家认为，中国的核技术及其产品已具有相当高的水平，可以和不少国家和地区互通有无。 目前，中国电力供需矛盾紧张。尤其是华东、华南和华北及其沿海一带，是中国工业最发达的地区，其工业产值占全国工业总产值的70%以上。可是，这些地区偏偏缺乏水能等能源资源，电力供需矛盾更加紧张。这已成为制约中国经济发展的一个关键性薄弱环节。 中国是世界上6个老资格核大国之一（其余5个是美国、苏联、英国、法国和印度）。然而，中国大陆没有核电站。核电站建设刚刚起步。不过，世界上许多国家发展核电站建设