核电站常用堆型

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。

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。

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

汽水分离再热器

由于核电厂使用的汽轮机组为饱和蒸汽机组。蒸汽发生器产生的饱和蒸汽被送到高压缸作功，高压缸末级的排汽湿度达到了14.2%，如果此种蒸汽仍被送往低压缸，将对低压缸产生汽蚀、水锤，将大大缩短汽轮机组的使用寿命。为避免出现这种情况，专门设计了汽水分离再热器系统。高压缸的蒸汽作完功后，被送入到汽水分离再热器MSR（Moisture Separator and Reheater)。在MSR 中进行分离和再热，使进入低压缸的蒸汽为过热蒸汽，减低了对低压缸叶片的冲蚀。同时，汽水分离再热系统还起到了合理分配低压缸负荷，减轻高压缸负载的功能。

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

CANDU

加拿大皮克灵核电厂（重水堆）

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。快堆可使铀利用率提高至60%以上，最大程度的降低核废料，实现放射性废物最小化。但快堆的燃料元件加工及乏燃料后处理要求高，对材料的要求也较苛刻。

2011年7月21日10时，我国第一个实验快堆成功实现并网发电。

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

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。

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

中国核电项目汇总.doc

前言 进入新世纪以后，在“积极推进核电发展”方针的指导下，中国政府制定了核电“2020年建成4000万千瓦，在建1800万千瓦”的规划目标，核电进入一个快速发展的阶段。 2005年以来，在国家的支持下，广东、浙江、辽宁、福建、山东等沿海地区正在建设一批新的核电站，与此同时，在电力需求的强力推动下，湖北、湖南、江西、安徽、四川、重庆等内陆省市也在竞相成为我国第一批内陆核电站的所在地，过去几十年只能在沿海地区发展核电的格局正在被打破，核电建设正向我国内陆地区迈进。 2008年初，突如其来的冰雪灾害进一步引起政府的思考，加大了发展核电的决心，且有大大增加原定规划目标的迹象。 鉴于对核电发展的关心，鄙人收集了大量资料，现将中国内陆的核电项目简单编辑，以供关心核电发展的同仁参考。 本汇编中，包括已建核电项目、在建及即将开工核电项目、拟建核电项目三部分。由于国家政策（比如电力体制改革）及宏观环境（比如四川地震影响）变化，所编项目的准确性不代表最新情况；由于鄙人水平有限及时间仓促，疏忽、错误之处难免，敬请谅解。 备注：本资料仅凭个人兴趣编制，代表个人观点，仅供参阅、交流。 王仁松 二○○八年六月二十七日 目录 第一章已建核电项目 1 1、大亚湾核电站1 2、岭澳一期核电站1 3、秦山核电站（一期）2 4、秦山二期核电站3 5、秦山三期（重水堆）核电站4

6、田湾核电站4 第二章在建及即将开工核电项目 6 1、岭澳核电站二期6 2、阳江核电站一期7 3、台山核电站7 4、红沿河核电站一期7 5、福建宁德核电站8 6、福清核电站9 7、三门核电站一期9 8、秦山核电厂扩建项目（方家山核电工程）10 9、秦山核电站二期扩建10 10、山东海阳核电站11 第三章拟建核电项目12 1、吉阳核电站一期（安徽）12 2、芜湖核电站（安徽）12 3、桂东核电站（广西）13 4、白龙核电站（广西）13 5、海南核电（海南）13 6、大畈核电厂（湖北）14 7、小墨山/九龙山核电站（湖南）14 8、桃花江核电站（湖南）14 9、常德核电站（湖南）14 10、大唐华银核电厂（湖南）15 11、三明核电站（福建）15 12、漳州核电（福建）15 13、吉林核电站（吉林）15 14、辽宁第二核电厂（辽宁）15

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

核电厂主要生产系统要点

核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂 这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。

这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

核电站常用堆型

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。 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。 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 汽水分离再热器 由于核电厂使用的汽轮机组为饱和蒸汽机组。蒸汽发生器产生的饱和蒸汽被送到高压缸作功，高压缸末级的排汽湿度达到了14.2%，如果此种蒸汽仍被送往低压缸，将对低压缸产生汽蚀、水锤，将大大缩短汽轮机组的使用寿命。为避免出现这种情况，专门设计了汽水分离再热器系统。高压缸的蒸汽作完功后，被送入到汽水分离再热器MSR（Moisture Separator and Reheater)。在MSR 中进行分离和再热，使进入低压缸的蒸汽为过热蒸汽，减低了对低压缸叶片的冲蚀。同时，汽水分离再热系统还起到了合理分配低压缸负荷，减轻高压缸负载的功能。 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 CANDU 加拿大皮克灵核电厂（重水堆） 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。

中国实验快堆-第四代堆型-未来核电的主要方向

中国实验快堆工程 ——核燃料越烧越多，核废料越烧越少 工程总投资：13.88亿元 工程期限：1995年——2010年 北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。 长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。美国和欧洲许

多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。 但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。 而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。

最新核电知识答题部分答案

1、核能是一种（），它不像火电厂那样，每天排出大量的二氧化碳、二氧化硫、 烟尘和固体废渣。正确答案：清洁能源 2、国际原子能机构（IAEA）总部设在（）。正确答案：奥地利维也纳 3、核事故早期主要防护措施有：撤离、隐蔽、服用稳定碘、避迁、食物控制等，这些防护措施的实施一般根据紧急防护行动的（）即可作出。正确答案：干预水平 4、在运行中既消耗易裂变材料，又产生新的易裂变材料，而且（），这种反应堆为通常所称的增殖堆。正确答案：所产多于所耗 5、放射性的衰变遵循指数规律，（）是指放射性核素的原子核数目因衰变而减少到它原来的一半所需要的时间。正确答案：半衰期 6、关于服用稳定碘化钾，描述正确的是（）。正确答案：成人每天服一片，不超过十天 7、有些元素可以自发地放出射线，这些元素叫做放射性元素，它们放出的射线分为α、β、γ三种，其中穿透性最弱的是（）。正确答案：α 8、核能分为核裂变能和核聚变能两种，它们是通过（）释放出的能量。正确答案：原子核变化 9、有些元素可以自发地放出射线，这些元素叫做放射性元素，它们放出的射线分为α、β、γ三种，其中穿透性最强的是（）。正确答案：γ 10、核电厂的反应堆不会像原子弹那样发生核爆，除两者设计原则、结构完全不同外，另一个根本的不同是原子弹的装料是（），而核电厂用的是（），就像白酒和啤酒，前者能燃烧，后者不能。正确答案：高浓铀或钚（铀－235富集度＞90%或钚－239含量＞93％）；低浓铀（铀－235富集度度＜5％） 11、由于核电利用原子核裂变产生的裂变能产生水蒸气发电，不耗氧，因而（）正确答案：不会产生温室效应气体 12、美国是全球核电比重（）的国家。正确答案：中等 13、压水堆是目前世界上用得最多的动力堆型，它以轻水作为（）和慢化剂。正确答案：冷却剂 14、电离辐射对任何物体产生照射，可用吸收剂量D来进行度量，吸收剂量的国际标准单位是（），其专用名称是戈瑞(Gy)。1Gy=1 J/kg。正确答案：焦耳/千克(J/kg) 15、室内烟雾报警器内采用的是那种放射源？正确答案：镅-24 16、（）是速度很高的光子，不带电，穿透力强，一般采用高原子序数（如铅、钨等）的材料进行屏蔽。正确答案：γ射线 17、秦山地区居民的天然放射性本底辐照剂量是0.24毫希沃特/年，而一座百万千万级核电厂周围的居民多接受的放射性为0.048毫希沃特/年，与每天吸（）支香烟的辐照剂量相当。正确答案：1 18、下列哪些不属于人工辐射？（）正确答案：土壤放射的γ射线 19、打开核能大门的钥匙是人类发现了（）。正确答案：中子 20、人类自古以来就每时每刻都在受到天然辐射源的照射，这句话是（）。正确答案：对的 21、国际核事件分级中最严重的为( )级。正确答案：7 22、原子核由中子和（）组成。正确答案：质子 23、能使铀-238发生裂变反应的中子，为（）。正确答案：快中子 24、核电历史上曾经发生了3次闻名于世的核事故。按照事故发生时间先后顺序排列正确的是（）。正确答案：三哩岛事故切尔诺贝利事故福岛核电站事故

沸水堆核电厂简介

沸水堆与压水堆的异同： 沸水堆与压水堆同属于清水堆家族，两者的共同点是轻水既作为慢化剂，又作为冷却剂。但与压水堆不同，在沸水堆芯中释放的热能大部分（82%）用来把水变成蒸汽，用于冷却剂温升的热量只占18%。由于沸腾过程中的温度保持不变，允许使用较低的系统压力。此外，这种热量传输方案又有可能将核蒸汽供应系统的蒸汽直接送入汽轮机。 沸水堆的主要结构及系统： 堆芯 反应堆堆芯由若干燃料棒组件构成。每一组燃料组件包含64个燃料棒位，布置成8*8的正方形栅格。在其中2个棒位插入充水的空管，目的是籍助于这两根充水管的加强的慢化作用来展平燃料组件内的中子通量。燃料的形式是圆柱形二氧化铀烧结芯块，芯块通过烧结和磨削等工序制成。把烧结芯块装入锆合金管，两端用密封段塞封死，就成为燃料棒。每根燃料棒的一端留有容纳裂变气体的空腔。每组燃料组件外面包有锆合金盒，以限制冷却剂在组件盒内流动并对燃料组件盒外控制棒起导向作用。在每四组燃料组件中间，布置有一根十字形控制棒，它能插到任何轴向位置，而与周围的四组燃料组件构成一个控制棒栅元。在控制棒的十字形断面内排列着许多充填碳化硼的细钢管，这些才是真正的吸收体。 快速停堆的控制棒驱动机构 沸水堆的控制棒驱动机构基本上都是装在压力容器底部，因此控制棒要从下往上插入堆芯。这种布置是由堆型决定的，因为： 1，堆芯中的沸腾过程，使得堆芯下半部的慢化剂密度远大于上半部。从下端插入控制棒的布置方式可以克制出现于下半部的功率尖峰，从而使沿轴向全长的功率分布在燃耗周期内保持适当深度。（不均匀因子约1.4）。 2，沸水堆的的停堆反应性主要依靠控制棒，因此控制棒的数目很大，底部布置方式使他们在完全插入时也不影响换料操作。 3，压力容器上部空间被汽水分离和蒸汽干燥装置所占用，如控制棒从上部插入，则会使结构设计十分困难。 汽水分离 将反应堆内产生的新蒸汽直接引入汽轮机，需要在一回路中将蒸汽尽量干燥，理由是：1，将尽量少的含水滴的气流引入汽轮机以保护导流部件和转动部件； 2，将附着在水滴上的放射性和污染物分离出去以免散布到二回路中。 德国的贡德勒明根一号机组首次采用了装在压力容器内的汽水分离和干燥装置。汽水混合物在分离装置内由于旋风器的作用进入旋转状态，较重的被甩出。 冷却剂循环系统 早期沸水堆采用自然循环，它是依靠堆芯中较轻的汽水混合物与不含蒸汽的回流水之间的重量差造成的。这种方案只适用于低功率机组。 要在热功率达到3800Mw和功率密度达到56KW每升的反应堆中产生所需的冷却剂循环流量，目前有两种方案： 1，欧洲沸水堆采用装在压力容器内的水泵，泵轴穿过压力容器底部，驱动机构在堆外。 2，美国采用部分内循环系统，将堆芯流量三分之一抽出压力容器，用外设循环泵将其压力升高至高于堆内1Mpa，再将这股水流注入压力容器内的喷射泵以抽取其余三分之二水量。这种部分内部循环的总效率约为35%。 不论是全内部循环还是部分内部循环，均是堆芯周围的流道更加分散，这对于应急冷却具有重要意义。 安全壳 安全壳的任务是，在最大可信事故下控制住从主回路放出的汽水混合物以及可能伴随的

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。与压水堆核电站相比，重水堆核电站可以实现不停堆换燃料，一年365天都可以发电，实际发电量可以达到设计发电量的85％，设计年容量因子较高。另外，重水堆核电站的安全性较高，还可以大量生产同位素。 目前全世界拥有重水堆核电机组最多的国家是加拿大，韩国、阿根廷、印度、罗马尼亚和我国的台湾省也有少量重水堆核电机组。 目前正在运行的秦山三期属于重水堆核电站 生活中的辐射 千万年来，人类就是在天然放射性环境中发展进化，繁衍生长。在您的一生中，从头到脚时时刻刻都受到看不见的射线的照射，但仍然健康地生活着。天然环境中的放射性，主要来自天空中的宇宙射线和大地土壤、

核电站分类_类型核电站

本文由huzh900626贡献 doc文档可能在WAP端浏览体验不佳。建议您优先选择TXT，或下载源文件到本机查看。 [键入文字] 核电站-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。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，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。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等系统，其形式与常规火电厂类似。括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。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、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。能力强等优点。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。沸水堆核电站系统主系统（包括反应堆）蒸汽-给水系统反应堆辅助系统等。；蒸汽给水系统；有：主系统（包括反应堆）蒸汽给水系统；反应堆辅助系统等。；重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，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，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。的坎杜型压力管式重水堆核电站。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。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。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、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，它对铀等易裂变材料，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％，但在快堆中原则上都能转换成钚-239 而得以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％％，但在快堆中，使用，但考虑到各种损耗，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％。％％。核电站-建造情况核电站建造情况全世界超过 438 座核电站在运行美国数量最多 2002 年 6 月 16 日，国际原子能机构最近发表的一份报告说，截止 2001 年年底全世界国际原子能机构最近发表的一份报告说最近发表的一份报告说，正在运行的核电站共有 438 座。总部设在维也纳的国际原子能机构 14 日在结束为期 5 天的理事会例会之际，届大会审议的“2001 年度报告。这份年度报告”。的理事会例会之际，核准了将提交这一机构第 46 届大会审议的报告在介绍“世界范围的核能时指出，核能仍然是许多国家能源组成中的一个重要部分。世界范围的核能”时指出报告在介绍世界范围的核能时指出，核能仍然是许多国家能源组成中的一个重要部分。报告说，年年底，报告说，到 2001 年年底，全世界正在运行的核电站共有 438 座，总发电量为 353 千兆％，累计运行时间已超过万堆年，瓦，占全世界发电量的 16％，累计运行时间已超过 1 万堆年，1 个堆年相当于核电站中的％，

核电EPR技术简介

核电E P R技术简介Revised on November 25, 2020

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呢，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（Framato 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。新一代核反作，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，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×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通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，在反应堆厂房计算分析氢气产生量、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入并淹没熔融物，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。该系融物的工作模式，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（Framat 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。新一代核作，现已进入建设阶段。

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