AP1000第三代核电站反应堆系统

第三代核电站与AP1000

一、世界核电站可划分为四代

第一代核电站：

自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹 (Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。

第二代核电站：

第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。

第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。

ＡＰＩＯ００反应堆冷却剂系统主要设备安装技术　左学兵，陈晶晶，张金东，代帅，郑东宏　（国核工程有限公司，山东海阳２６５１１６）　摘要：从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发，分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合　非能动先进压水堆反应堆（ＡＰ１０００）冷却剂系统自身的特点，并在海阳核电站实践的基础上，阐述　了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、波动管的施工流　程，为后续核电站核蒸汽供应系统大型主设备的现场安装提供一定的技术参考。　关键词：ＡＰ１０００；反应堆冷却剂系统；压力容器；蒸汽发生器；安装　中图分类号：ＴＨ４９；ＴＬ３５　文献标识码：Ｂ　文章编号：１００１—４８３７（２０１３）１１—００６２—０８　ｄｏｉ：１０．３９６９／ｊ．ｉｓｓｎ．１００１—４８３７．２０１３．１１．０１１　Ｉｎｓｔａｌｌａｔｉｏｎ　ｏｆ　Ｍａｉｎ　Ｅｑｕｉｐｍｅｎｔｓ　ｏｆ　Ｒｅａｃｔｏｒ　Ｃｏｏｌａｎｔ　Ｓｙｓｔｅｍ　ｉｎ　ＡＰ１　０００　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｐｌａｎｔ　ＺＵＯ　Ｘｕｅ—ｂｉｎｇ，ＣＨＥＮ　Ｊｉｎｇ－ｊｉｎｇ，ＺＨＡＮＧ　Ｊｉｎ—ｄｏｎｇ，ＤＡＩ　Ｓｈｕａｉ，ＺＨＥＮＧ　Ｄｏｎｇ—ｈｏｎｇ　（Ｓｔａｔｅ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ　Ｃｏｍｐａｎｙ，Ｈａｉｙａｎｇ　２６５　１　１　６，Ｃｈｉｎａ）　Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅ　ｉｎｓｔａｌｌａｔｉｏｎ　ｆｏｒｍａｔ　ａｎｄ　ｔｅｃｈｎｉｃａｌ　ｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓ　ｏｆ　ｍａｉｎ　ｅｑｕｉｐｍｅｎｔｓ　ｗｅｒｅ　ｅｓｔａｂｌｉｓｈｅｄ　ｏｎ　ｔｈｅ　ｂａｓｉｓ　ｏｆ　ｔｈｅ　ｆｕｎｃｔｉｏｎ　ａｎｄ　ｃｏｎｓｉｓｔｓ　ｏｆ　ｔｈｅ　ｒｅａｃｔｏｒ　ｃｏｏｌａｎｔ　ｓｙｓｔｅｍ．Ｃｏｍｂｉｎｅｄ　ｗｉｔｈ　ｔｈｅｉｒ　ｏｗｎ　ｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓ　ｏｆ　ａｄｖａｎｃｅｄ　ｐａｓｓｉｖｅ　ＰｗＲ（ＡＰ１０００），ｔｈｅ　ｉｎｓｔａｌｌａｔｉｏｎ　ｌｏｇｉｃ　ａｎｄ　ｓｅｑｕｅｎｃｅ　ｏｆ　ｒｅａｃｔｏｒ　ｖｅｓｓｅｌ，ｒｅａｃｔｏｒ　ｃｏｏｌａｎｔ　ｌｉｎｅ，ｓｔｅａｍ　ｇｅｎｅｒａｔｏｒ，ｒｅａｃｔｏｒ　ｃｏｏｌａｎｔ　ｐｕｍｐ，ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｒ　ａｎｄ　ｓｕｒｇｅ　ｌｉｎｅ　ａｒｅ　ｆｕｌｌｙ　ｄｅｓｃｒｉｐｔｉｏｎ　ｈｅｒｅａｆｔｅｒ．Ａｎｄ　ｉｎ　ｔｈｅ　ｐｒａｃｔｉｃｅ　ｏｆ　Ｈａｉｙａｎｇ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｐｌａｎ，ｉｔ　ｃａｎ　ｂｅ　ｕｓｅｄ　ａｓ　ａ　ｇｕｉｄｅｌｉｎｅ　ｆｏｒ　ｔｈｅ　ｉｎｓｔａｌｌａｔｉｏｎ　ｏｆ　ｎｕｃｌｅａｒ　ｓｔｅａｍ　ｓｕｐｐｌｙ　ｓｙｓｔｅｍ　ｏｆ　ｔｈｅ　ｃｏｍｉｎｇ　ｐｒｏｊｅｃｔ．　Ｋｅｙ　ｗｏｒｄｓ：ＡＰ１０００；ｒｅａｃｔｏｒ　ｃｏｏｌａｎｔ　ｓｙｓｔｅｍ；ｒｅａｃｔｏｒ　ｖｅｓｓｅｌ；ｓｔｅａｍ　ｇｅｎｅｒａｔｏｒ；ｉｎｓｔａｌｌａｔｉｏｎ　

关于第三代核电站

关于第三代核电站

前⾔

能源危机与环境危机⽇益紧迫，使⽤新的清洁、安全、⾼效能源成为⼈类不争的共识。除了煤

炭、⽯油、天然⽓、⽔⼒资源外，如风能、太阳能、潮汐能、地热能等等新能源逐渐引起⼈们

的重视，但是由于技术问题、开发成本及场地等因素，这些能源很难在近期内实现⼤规模的⼯

业化⽣产和利⽤；⽽同各种化⽯能源相⽐起来，核能对环境和⼈类健康的危害更⼩，更是⼀种

安全、可靠、清洁的能源，且在经济上具有竞争⼒的最为现实的替代能源。

第三代核反应堆是在汲取了第⼆代反应堆运⾏经验和事故教训后，于20世纪90年代后期发展出

的安全性更⾼的先进反应堆技术，通常把满⾜《美国⽤户要求⽂件(URD)》或《欧洲⽤户要求⽂

件(EUR)》价标准的核电⼚称为第三代核电站。⽬前，世界上在建和规划待建的核电站，⼤部分

将采⽤第三代核电技术。

近年来，我国核电产业发展取得了举世瞩⽬的成绩，核电技术研发和⼯程应⽤⾛在世界前列。

以“华龙⼀号”正式投产和“国和⼀号”成功研发（及其⽰范⼯程的开⼯建设）为标志，我国成为继

美国、法国、俄罗斯等核电强国后⼜⼀个拥有独⽴⾃主三代核电技术和全产业链的国家。

核电站⼯作原理

核电站是利⽤核分裂（核裂变）或核融合（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。

核电站常见的堆型有四种：压⽔堆、沸⽔堆、重⽔堆和快堆。

压⽔堆核电站发电原理图

沸⽔堆核电站发电原理图

现在⽐较普遍使⽤的核电站是压⽔反应堆核电站，我国在运、在建的第三代核电站采⽤的都是

压⽔堆核电站，它的⼯作原理是：

⽤铀制成的核燃料在“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（进⾏热能交换，将热能传递给⼆回路供给的主给⽔）产⽣蒸汽，蒸汽

推动汽轮机带着发电机⼀起旋转，电就源源不断地产⽣出来，并通过电⽹送到四⾯⼋⽅。

压⽔堆压⽔堆核电站由三个回路组成。核电站由三个回路组成。

⼀回路：反应堆堆芯因核燃料裂变产⽣巨⼤的热能，由主泵泵⼊堆芯的⽔被加热成327度、155

第三代核电站与AP1000

一、世界核电站可划分为四代

第一代核电站：

自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹 (Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。

第二代核电站：

第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。

第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。