中国核电反应堆堆型

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、钮或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氮气或钠；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钮-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，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通过钮-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8衰变后，铀-238很快被转变成钮-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转变成可用的燃料钮-239。

我国实验快堆技术及存在的问题陈俊豪核科学与技术学院摘要：随着核能发展和应用，核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。

为迎接21世纪核能的发展，美国于2000年提出了第四代先进核能系统，包括六种有应用前景的核反应堆系统，其中有三种是快堆。

我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。

我国快堆技术历经上世纪60年代中后期起的基础研究，纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究，正在建造65MW中国实验快堆，该堆计划于2009年首次临界。

我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。

钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型，发展快堆利相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1%左右提高到60～70%。

快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少C02排放的关键堆型。

关键词：中国实验快堆发展现状存在问题1 引言我国的核电虽刚进入起步阶段, 但随着核电的发展, 铀资源的要求将不断增加。

然而铀资源是有限的, 天然铀中235U 只占0. 71 %左右, 必须要在发展压水堆核电站的同时将快中子增殖堆(快堆) 技术发展起来, 用这种堆型快速增殖核燃料, 使核电容量增长无燃料匮乏之忧。

核电站的发展将逐渐积累起长寿命稀有锕系核素, 这些放射性物质要衰变三、四百万年才能达到天然铀的水平, 绝非常规包装、埋藏所能安全处置的, 较现实的方法是放在快堆中当作燃料烧掉, 使之变成一般裂变产物。

因此把快堆技术发展起来可以消除发展核能的环境影响之虑。

上述快堆的两大用途, 决定了快堆在闭式钚2铀燃料循环中的重要地位。

现在, 我国快堆技术正在国家高技术‘863’计划的领导下进行开发, 作为快堆工程发展的第一步。

在第四代核能国际论坛提出的6种堆型中，有3种是快堆。

快堆是未来核电站的发展方向。

我国目前正在建设实验快堆，示范快堆电站建设也在积极准备，技术路线为钠冷快堆。

我国钠冷快堆的技术选择和战略目标与第四代先进核能系统的目标要求总体上是一致的，而高增殖能力更符合我国需要。

小型核电反应堆的现状及未来发展1 核电反应堆堆型现状核能发电始于20世纪50年代，出于追求核电运行规模经济性的需要，核电机组的设计趋向于大型化，在70年代，核电机组的平均容量达到大约1000 MWe，发电用核反应堆的容量从60 MWe发展到超过1300 MWe。

目前，美国拥有104台现役核电反应堆，总容量约99210 MWe，平均每台容量为953 MWe；法国共有59台运行反应堆机组，总容量63363 MWe，平均每台容量为1074 MWe；日本拥有54台核电机组，总容量约为45468 MWe，平均每台容量为842 MWe。

这些国家拥有庞大而相对完善的电网，能承受单次1000 MWe或1300 MWe负荷的变化。

第3代核电站采用的堆型除了AP600以外也是大型机组，如1300 MW级的System 80+和ABWR，1000 MW级的AP1000 和VVER-1000，1500 MW级的EPR等。

近年来，韩国、中国等国家的核电得到了很大发展，这些国家引进或自主开发、建设的核电站基本上也是大型机组。

21世纪80～90年代，工业化国家的发电容量日趋饱和，电网开始出现容量过剩的问题，电网对大容量机组的并入显得越来越不适应，电力公司也不允许一台大型机组长时间地做低功率调峰运行， 因为这样会给经济性带来严重影响。

因此，近年来人们对中、小型反应堆(SMR)又产生了兴趣，希望这些中小型反应堆能更好地适应工业国家的电力负荷需求，以及满足那些电网不能承受大容量机组并入的发展中国家的电力需求。

1.1 小型核电反应堆的状况国际原子能机构(IAEA)将“小型”机组定义为300MWe以下的机组，而电功率在300MWe以上、600MWe以下的为中型反应堆机组。

中、小型反应堆所涉及的技术是多样化的，反应堆类型有：轻水堆、高温气冷堆、液态金属反应堆和熔盐堆，而当前最主要的2种技术均利用高温氦气直接驱动涡(气)轮机。

目前开发程度较为先进的中、小型反应堆有如下一些：美国国会现在正在筹集资金研究小型模块式核电厂和先进气冷堆设计(也是模块化，10个或更多模块机组逐步建成一个大电厂)。

四代快堆特性分析及前景展望作者：李伟哲覃国秀来源：《科技信息·下旬刊》2017年第06期摘要：四代核电技术共六种堆型，其中三种为热堆，三种为快堆。

快堆由于其独特的自身优势，受到广泛的关注。

本文分析了铅冷快堆、气冷快堆以及钠冷快堆的特性，并对其发展前景进行了探讨。

关键词：气冷快堆；铅冷快堆；钠冷快堆近几年，我国的核电技术发展迅速，不仅研发了具有自主知识产权的压水堆技术，并且已经将核电技术输出到了国外。

我国在大范围建设压水堆核电站的同时，也在积极研发四代堆技术。

四代反应堆包括六种堆型，包括气冷快堆、铅合金液态金属冷却快堆、液态钠冷却快堆、熔盐反应堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆。

前三种为快堆，后三种为热堆。

快堆比热堆最大的优势是燃料的可增殖。

热堆的能量主要来源于热中子引起铀235裂变产生的热量，以及裂变产物产生的衰变热。

快堆由快中子引发裂变，主要用钚239作为核燃料。

在反应堆堆芯，钚239的外围区域放有铀238，堆内的快中子撞击钚239使其发生裂变，裂变产生的快中子被外区的铀238吸收，生成铀239，铀239属于不稳定核素，经过几次衰变后会转化为钚239。

也就是说随着反应的进行，堆芯的核燃料会反而会变多，这种现象就叫做燃料的增殖。

因此快堆技术优于热堆技术，快堆不仅可以节省燃料，还可以提高反应堆的能效。

1 气冷快堆气冷快堆，英文缩写为GFR。

是由快中子引发裂变，用氦气作为冷却剂的反应堆。

气冷快堆的燃料主要有复合陶瓷型、先进颗粒型和锕系元素混合物陶瓷包壳元件型三种，燃料循环的形式为闭式。

运行时的出口温度约为850℃。

堆芯布局可以是棱柱块状或者是针状或板状燃料组件。

GFR参考堆有一个一体化的场内乏燃料处理和再处理厂。

通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，将长寿命放射性废物的产生量降到最低[1]。

由于冷却剂使用的是气体，因此其热导率较低，目前对气冷快堆的研究较少。

2 铅冷快堆铅合金液态金属冷却快堆，英文缩写为LFR。

《装备维修技术》2021 年第 6 期VVER 堆型核电站核岛设备保温技术田利民（中国核电工程有限公司（田湾项目），北京 100840）摘 要：本文依江苏田湾 VVER 堆型核电站核岛设备保温为例，详细介绍了江苏田湾核电站核反应堆厂房设备保温结构、技术要求、 保温部件的预制及安装方法，本技术满足核反应堆设备对保温的特殊要求，符合国内相关规范技术要求，该安装方法简捷 方便，可为类似核反应堆厂房设备保温施工提供参考和借鉴。

关键词：主设备；辅助设备；保温引言田湾核电站位于江苏省连云港市连云区田湾，田湾核电站引 进了俄罗斯技术，主要堆型为俄罗斯 VVER 堆型，其中 3、4 号机 组单台装机容量为 106 万千瓦。

核反应堆厂房设备保温结构基本 要求是保温层应能够在其所有设计工况下执行预定功能，以满足 设备的保温需要。

保温结构必须能够承受电站在启动、停堆、运 行瞬态（设备膨胀，在被保温部分连接处的震动）情况下所施加 的荷载。

在特定情况下，保温结构应提供安全防护（保温或屏蔽） 以保证人员在意外接触到放热面时的安全。

保温结构应保证在保 温材料寿命年限内的完整性。

保温结构应有足够的机械强度，不 允许在自重或偶然外力作用下有被损坏的现象发生。

核岛设备保 温结构分为永久性保温结构、可拆卸保温结构，可拆卸保温结构 应具有重复拆卸和安装性能。

核岛设备保温结构应具有耐高温、 抗辐射性能、较好的密封性和防渗透性[1]。

1 田湾核电站设备保温的结构、性能田湾核电站设备保温结构由俄罗斯圣彼得堡设计院设计。

设 备保温施工任务量大且施工周期短，其中主设备包括反应堆压力 容器、蒸发器、主泵、稳压器、安注箱等（以下简称主设备），这 类设备在运行期间，内部介质具有高放射性，温度最高达到 297 度，要求保温结构核电站运行期间具有可靠的完整性、抗辐射性； 辅助设备包括储罐类和泵类设备，单台机组约有 230 多台。

保温 层最厚达到 235mm。

关于核能发电的看法电气工程学院2010023班赵元君（20101254）在能源发展史上，核能的和平利用是一件划时代的大事，它是近代科学对人类社会发展的贡献，目前核电与火电、水电构成常规电站是电力的主要来源。

核电站的迅速发展对解决世界能源问题有着现实意义和深远意义，加快发展核能是解决我国目前能源问题的一项根本性措施。

一、我国核能发电的现状和基本分布我国核电工业起步较晚，1991年自行设计、制造的30kW压水堆核电机组（浙江秦山核电站）首次并网发电，实现了核电零的突破。

2011年，在中国运行的6座核电站共11台机组，总核电容量有9百多万千瓦，仅占全国总发电量的2%。

按照《核电中长期发展规划(2005-2020年)》，到2020年，中国将增建成多座核电站，当前已经从广东、浙江、山东、江苏、辽宁、福建、广西等沿海城市确定了13个优先选择的厂址，预计到时总投产核电容量达到4000万千瓦，核电年发电量达到2600亿千瓦小时，可占全国发电量的6%以上。

并且，根据当前的核电建设，这个目标预料还可以上调。

长远来说，从沿海的广东、浙江、福建到内陆的湖北、湖南、江西，将建设数十座核电站。

由于内陆城市经济崛起，电量需求剧增，因此亦需要加快发展内陆核电站，并通过与国际合作，引进及掌握第三代百万千瓦压水堆核电站工程的设计和设备制造技术。

这种机组的反应堆厂房设有四道安全屏障和多重安全保护系统，安全性极高，适合内陆核电站使用。

日本福岛核事故后，国家对所有在运和在建核电机组进行了全面安全检查，并在2012年6月公布了核安全检查报告。

报告认为我国核电站在选址中对地震、海啸、洪水等外部事件进行了充分论证，核电厂在设计、制造、建设、调试和运行等各环节均进行了有效管理，总体质量受控。

在2012年全国人大会议上，温家宝总理在《政府工作报告》明确提出“安全高效发展核电”。

目前中国仅有11台核电机组在运营，核电发电量占全国所有发电量不足2%，而全球共有440多座核电站，其中发电量占所有发电量的16%，如法国核电发电量占其国内总发电量的78%,日本占30%。

反应堆结构及几种典型反应堆系统反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。

核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。

反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。

反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。

如下图它可分为反应堆堆芯、堆内构件、反应堆压力容器和顶盖控制棒驱动机构四部分。

下面主要介绍反应堆堆心和压力容器。

1、反应堆堆芯：核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m，等效直径3.04m 。

燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。

1.1、燃料组件：燃料组件骨架由8个定位格架、24根控制棒导向管、一根中子通量测量管和上、下管座焊接而成。

其功用是确保组件的刚性，承受整个组件的重量和控制棒快速下插的冲击力，并准确引导控制棒束的升降，保证组件在堆内可靠工作和装卸料时的运输安全。

如下图定位格架由锆－4合金条带制成，这些条带装配成17×17的正方形栅格。

在格架栅元中，燃料棒由其中两边的弹簧夹顶在另两边的两个刚性凸台上，其共同作用使燃料棒保持中心位置。

弹簧夹由因科镍718薄片弯成开口环制成，然后将夹子跨在条带上夹紧定位，并在上下相接面上点焊。

这样形成的两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料棒，自然抵消了作用在条带上的力。

每个燃料组件带有24个控制棒导向管，由锆－4合金制成，它们为控制棒的插入和提出导向。

其下部在第一和第二格架之间直径缩小，形成缓冲段，以便当控制棒紧急下落接近底部时起缓冲作用。

在缓冲段上部有流水孔，正常运行时冷却水流入管内，在控制棒下插时水能部分从管内排出。

缓冲段下部的管径扩至正常，使底层格架可以按上层格架的相同方式与导向管相连接。

小型模块化反应堆发展趋势及前景大型核電厂前期投入高、建造时间长、选址要求高，对核能发展产生限制。

结合我国的基本情况，从小堆的发展现状、现有类型出发，对小堆的发展前景和趋势进行分析。

小型反应堆具有体积小，功率比大，适应性好等特点，可以很好的弥补以上核电厂缺点，且适应领域广泛，发展方向众多，未来有重要应用。

标签：小堆；发展现状；现有类型；应用前景随着全球能源日益紧张，核能作为可靠的清洁能源得到越来越多的重视。

由于大型商业化反应堆存在建造周期长，建设成本高等问题，小型化反应堆成为核能发展的一种新的途径。

根据反应堆功率大小，国际原子能机构[1]将电功率小于300MW的反应堆成为小型堆。

小型核反应堆[2][3]由于其体积小、价格低、经济性好等优势[4][5]被各国广泛关注。

结合我国目前状况，分析小堆特点及发展趋势，拓展应用，对我国能源及其他工业领域发展的有特别重要的价值。

1 小堆定义小堆，是“小型先进模块化多用途反应堆”的一种简称。

其显著特点为功率小、建设周期短、布置灵活、适应性强、选址成本，因此小堆得到广泛应用。

小堆的流程如图1所示。

从图1中可知，小堆堆芯内置蒸汽发生器，可以较高的提高蒸汽利用效率，大大提高经济性。

另外，由于小堆的功率小，以及其一体化设计，可以大大降低占地空间。

除常规地区外，还可应用于海上核动力装置和空间核动力装置。

2 小堆发展现状2.1 各国小堆发展现状由于小堆具有诸多优点，美国、俄罗斯、韩国等国家都在大力发展小堆。

各国小堆的基本情况如表1所示。

从表1中可知，各国小堆目前设计多数堆芯为压水反应堆。

另外，熔盐堆等新型堆主要在概念设计阶段。

目前，巴威公司的mPower反应堆在美国受到推崇，打算与2022年实现原型堆。

在俄罗斯，有5种不同的小堆原型堆正在同步研发。

打算率先应用于KLT40s浮动核电站。

与此同时，韩国完成了功率为330MW的SMART堆的设计工作，并做了大量安全分析工作，打算应用于工程建造。

CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站是中国自主研发的三代核电技术，属于大型压水堆反应堆。

其物项分级体系是指对核电站中涉及的各个设备和部件进行分类和划分，以便于管理和检测。

一级物项：一级物项是核电站中最重要的设备和部件，包括核反应堆、蒸汽发生器、主冷却剂循环系统等，它们是保证核电站正常运行的核心设备。

二级物项：二级物项包括一些辅助设备和部件，如厂用电及配电系统、辅助冷却泵、事故监控和安全装置等。

这些设备和部件虽然不如一级物项重要，但对于核电站的正常运行和安全保障也至关重要。

三级物项：三级物项是指一些次要的设备和部件，如厂用氢气系统、压力容器、金属结构等。

虽然这些设备和部件的失效不会立即影响核电站的安全运行，但也需要进行定期检测和维护。

通过对CAP1400核电站中各个设备和部件进行物项分级，可以实现对核电站的全面管理和监测。

不同物项的设备和部件在维护和修理时也可以按照其重要性和关联性来优先处理，从而提高核电站的运行效率和安全性。

AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统介绍及对比目前，国内在建核电主要有AP1000、CPR1000、EPR1000三种堆型，在建核电以AP1000和CPR1000核电堆型为主。

AP1000和CPR1000核电各自整体特点及对比在其他文献中已有介绍，本文主要针对反应堆冷却剂系统分别对两种核电堆型进行介绍和比较。

1 AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统相同点AP1000反应堆冷却剂系统（RCS）和CPR1000应堆冷却剂系统（RCP）又称一回路系统，其主要功能是使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路给水使之转化为高温饱和蒸汽，并输送到汽轮发电机组转化为电能。

同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。

冷却剂：两种核电堆型冷却剂均为轻水，它具有比较好的中子慢化能力，使裂变产生的快中子减速成为热中子维持链式裂变反应。

冷却剂中溶有硼酸可吸收中子。

压力和反应性控制：RCS和RCP系统都通过稳压器加热器和喷淋来控制系统压力，以防止系统超压和堆芯中发生不利于燃料元件传热的偏离泡核沸腾现象。

有助于防止相关安全系统的触发，增大电厂的可用率。

二者均通过改变硼溶度和控制棒位置来实现反应性控制。

放射性屏障：RCS和RCP系统压力边界均作为裂变产物放射性的第二道屏障，用来包容反应堆冷却剂同时，也可以在燃料元件包壳破损泄露时，限制放射性物质外逸到安全壳。

系统设备：RCS和RCP系统都包括蒸汽发生器、反应堆压力容器、冷却剂泵、冷却剂主管道热管段和冷管段、稳压器及与其相连的管道、排汽管路。

2 AP1000与CPR1000核电反应堆冷却剂系统差异2.1 系统设计和组成差异AP1000反应堆冷却剂系统由反应堆和相连的两条环路组成，每条环路包括一台蒸汽发生器、两台反应堆冷却剂泵以及一根冷却剂主管道热管段、两根冷管段，共同组成一条反应堆冷却剂闭式循环回路，稳压器接在其中一条环路上。

RCS还包括自动卸压系统（ADS），ADS分4级卸压子系统，包含四组按一定顺序开启的阀门以降低反应堆冷却剂系统的压力，启避免压力升到17.1 MPa，还能使非能动堆芯冷却系统投入为堆芯提供长期冷却。