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我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异摘要：自改革开放以来，我国核电事业蓬勃发展，在迈入新世纪的十余年里，我国建设了大量的核电站，目前在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，本文在对压水堆反应堆压力容器进行介绍基础上，对比了不同堆型的反应堆压力容器的结构差异，为后续反应堆压力容器的制造积累了经验。
关键词：核电，反应堆压力容器，华龙一号1、概述随着人类社会的科技进步与发展，人类对能源的需求日益增大。
在人类使用的诸多能源中，电能作为能效利用率高，使用方便的二次能源，得到了广泛的应用。
目前，能够转化为电能的主要一次能源包括：煤炭，石油天然气、水力以及核能；此外，风能、太阳能、潮汐能和地热能等新能源也在逐渐的开发应用之中。
受到现阶段科技水平，制造成本以及地域资源等因素的限制和影响，新能源的应用还有很长的路需要走；而煤炭、石油天然气作为非可再生能源，随着人类的开发应用，会逐渐枯竭；水力能源又极大的受限于地域，发展空间有限。
而核能，作为一种清洁能源，相对于其它能源有十分明显的优势，目前我国已经探明的铀和钍的含量，可持续使用至少1000年，随着核聚变技术的逐步发展与成熟，核能将变为一种取之不尽，用之不竭的可再生能源，成为在未来照亮人类发展之路的普罗米修斯之火。
自上世纪80年代起，我国开始大力发展核电事业，经过30多年的持续发展，我国的核电事业已经由引进消化西方的核电技术转变为研发具有自主知识产权的核电技术。
目前，我国在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，具体堆型包括：CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号。
此外对于第四代核电技术，如快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和超临界水冷堆等的多种新型堆型，其相应的试验堆也都在开发和试制。
在新时代，我国的核电事业正向着百花齐放的总体布局飞速发展。
本文对压水堆的反应堆压力容器进行介绍，并通过对比CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号四种核反应堆压力容器结构差异，为后续三代、四代核反应堆压力容器的制造积累经验。
几种压水堆反应堆压力容器结构的比较与研究
丛高伟;张忠海
【期刊名称】《科技创新与应用》
【年(卷),期】2015(000)020
【摘要】文章对几种典型压水堆反应堆压力容器的结构进行比较，对其特点和优点进行了分析和研究。
【总页数】1页(P117-117)
【作者】丛高伟;张忠海
【作者单位】一重集团大连设计研究院有限公司，辽宁大连 116600;驻齐齐哈尔地区军代表室，黑龙江齐齐哈尔 161042
【正文语种】中文
【相关文献】
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5.压水堆核电厂反应堆压力容器老化管理
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目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五种堆型。
一、压水堆压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。
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，.己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然料，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料芯块。
柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管中构成燃料元件，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。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形。
压水堆的冷却剂是轻水。
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。
轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。
要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:要获得高的温度参数，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290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。
高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后，进入蒸汽发生器，如图1-7所示。
压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。
包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。
它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。
蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。
传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。
三代核电反应堆压力容器结构对比通过对国外核电技术的引进、消化和创新，我国核电已经走上了蓬勃发展的道路，目前我国主要建造的核电厂以三代核电为主。
主要分为CAP1000、AP1000和华龙一号等堆型，而其中反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭主容器。
文章对比了以上几种堆型的反应堆压力容器结构特点，并分析了其中的优缺点。
标签：压力容器；AP1000；华龙一号1 概述我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。
经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆核电厂的设计能力。
21世纪初，我国又引进了目前世界上最先进的三代核电技术AP1000，并买断了西屋关于AP1000的技术资料，为形成具有自主知识产权的核电技术创造了条件。
目前我国在建和已经运行的堆型主要是AP1000、CAP1400和华龙一号。
AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”；而CAP1400是国家核电技术公司吸收消化AP1000技術创新开发出的更大功率的非能动大型先进压水堆核电机组；华龙一号是我国吸收和创新最先进核电技术的产物，目前主要有两种分别是中核集团和中广核集团自主研发的具有完整自主知识产权的先进压水堆核电技术ACP1000和ACPR1000+。
ACP1000是中核集团在CP1000的基础上吸收AP1000核电技术研制的。
ACPR1000+是中广核在推进CPR1000核电技术的同时研发出来的。
反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。
本文通过对比以上四种三代核电堆型反应堆压力容器的结构差异，为以后三代乃至四代核电反应堆压力容器设计提供充足的数据支持。
2 结构参数对比2.1 设计总参数如表1为四种堆型的反应堆压力容器的设计总参数，从表中看出，相比于AP1000和CAP1000，华龙一号采用了更高的水压试验压力，体现了更高的安全性，同时采用12根堆测接管以便于放置更多的测量设备来监测反应堆的运行。
压水堆核二级容器1，压水堆核安全二级压力容器主要包括：安注箱、硼注入箱、容积控制箱、硼酸波动箱（缓冲罐）(这里是指CPR1000堆型，不适用于AP1000堆型)2，安注箱是RIS系统设施中中压安注部分的重要设备，英文名称为Safety Injection Tank (或者如东方电气那样，称之为蓄势器Accumulator)，其安全功能是在发生冷却剂丧失事故之后，当高压安注进行到一定程度，一旦主冷却剂系统的压力降低到安注箱启动压力时，在安注箱内的流量在其上方的氮气压力的作用下，会自动向主管道（或者直接向反应堆压力容器）注入（过去曾称为冷段安注），弥补和缓解LOCA的后果(尤其是出现大破口事故)。
其主要设计技术参数如下：安注箱为两端带有半球形封头的裙座支撑的立式圆筒形压力容器，其结构如图1。
主要由上封头、筒体、下封头、裙座、人孔（人孔座或人孔法兰及人孔盲板法兰）、接管等零部件焊接组成。
其主体材料为超低碳控氮奥氏体不锈钢00Cr19Ni11钢板。
安注箱尺寸：筒体为Ф3744×6597±5mm（不包括人孔座和盲板法兰在内），包括封头、裙座和底板在内的总高度为6600mm。
箱体上设有一个内径为Ф450mm 的人孔（人孔座和人孔盖都为不锈钢锻件）。
大亚湾核电厂的中压安注箱的设计温度40℃，设计压力4.235—4.27MPa，最大压力＜4.65 MPa，介质的正常硼酸浓度2000—2500ppm，容器容积47.7m3, 液体容积33.2m3，容器材料为奥氏体不锈钢或采用内壁堆焊奥氏体不锈钢耐腐蚀层的低合金钢。
岭澳1#、2#堆的六台安注箱,上封头壁厚40mm，箱体壁厚76mm，下封头壁厚47 mm，箱体内径3588mm，外径3740mm，总高度6600 mm，是核安全二级压力容器中典型的和难度较大（指容积、壁厚和压力）的承压设备。
是表征申请单位卷板、机加工、焊接和无损检验能力的典型设备。
岭澳核电厂1#、2#堆安注箱的简图如下：安注箱制造的主要工序包括：（1）上半球形封头的成型和组装（组焊）；上封头上两个吊耳的加工和焊接（2）筒体（Ф3744/3588×2598±5）的成型和组装（组焊）；筒体上Ф450mm人孔座锻件的采购、加工和组焊以及人孔盲板法兰锻件的采购与加工（3）下半球形封头的成型和组装（组焊），包括下封头上Ф247.7mm的接管锻件的加工和焊接以及R914弯管的制备及与接管的焊接；（4）奥氏体不锈钢内外表面的酸洗钝化处理；（5）支撑裙座的制备（卷板+焊接+与下封头的组焊）（6）容器水压试验等。
