先進反應堆——輕水堆

1、先進型核反應堆先進型核反應堆第第二二章章：輕水堆核電站：輕水堆核電站一、輕水堆一、輕水堆特點特點二、二、壓水堆壓水堆 Pressurized Water Reactor, Pressurized Water Reactor, PWRPWR三三、沸水堆、沸水堆 Boiling Water Reactor,Boiling Water Reactor, BWR BWR 四四、壓水堆與沸水堆特點比較、壓水堆與沸水堆特點比較五五、第三代輕水堆、第三代輕水堆 1 1、EPREPR 2 2、AP1000AP1000一一 輕水堆特點輕水堆特點 輕水慢化、冷卻輕水慢化、冷卻 優(yōu)越的慢化性能（慢化比小，慢化長度短

2、）優(yōu)越的慢化性能（慢化比小，慢化長度短） 優(yōu)越的物理性能（比熱容、密度高，粘度低）優(yōu)越的物理性能（比熱容、密度高，粘度低） 純水與堆芯及結(jié)構(gòu)材料化學相容性好純水與堆芯及結(jié)構(gòu)材料化學相容性好 價格低廉，容易得到價格低廉，容易得到 反應性負溫度系數(shù)反應性負溫度系數(shù) 固有安全特性固有安全特性 堆芯緊湊堆芯緊湊 有利于經(jīng)濟性有利于經(jīng)濟性輕水堆特點輕水堆特點 可利用常規(guī)蒸汽動力裝置可利用常規(guī)蒸汽動力裝置 成熟技術(shù)，節(jié)省研發(fā)費及時間成熟技術(shù)，節(jié)省研發(fā)費及時間 UOUO2 2燃料和鋯合金包殼材料燃料和鋯合金包殼材料 堆芯耐高溫，中子經(jīng)濟性好堆芯耐高溫，中子經(jīng)濟性好 熱中子吸收截面大熱中子吸收截面大 不可使用

3、天然鈾作燃料不可使用天然鈾作燃料 全廠熱效率為全廠熱效率為31313535，7070左右廢熱左右廢熱 秦山秦山I I3131，IIII33.333.3, , 大亞灣大亞灣33.9%,33.9%,嶺澳嶺澳34.1%, 34.1%, 田灣田灣35.3%35.3%輕水堆特點輕水堆特點 燃料組件燃料組件 壓水堆正方形（壓水堆正方形（1414141418181818） 沸水堆正方形（沸水堆正方形（7 77 78 88 8） VVER VVER 六邊形（六邊形（127127332332根）根） 高溫水對應的飽和蒸汽壓力高高溫水對應的飽和蒸汽壓力高 反應堆必須在高壓下運行（與其它堆相反應堆必須在高壓下運行（

4、與其它堆相比）比） 汽輪機與火電廠高壓過熱汽輪機相比設汽輪機與火電廠高壓過熱汽輪機相比設備多，效率低。備多，效率低。壓水堆壓水堆PWRPWR沸水堆沸水堆BWRBWR重水堆重水堆氣冷堆氣冷堆石墨慢化，石墨慢化，輕水冷卻堆輕水冷卻堆增殖堆增殖堆機組數(shù)機組數(shù)25025093933737353515153 3裝機容量裝機容量(MWe)(MWe)2215522215527980379803199211992111889118891419514195863863裝機容量份額裝機容量份額63.60%63.60%22.90%22.90%5.70%5.70%3.40%3.40%4.10%4.10%0.20%0.

5、20%世界核電機組分布世界核電機組分布日、美、德沸水堆機組和壓水堆機組日、美、德沸水堆機組和壓水堆機組 BWR機組數(shù)BWR機組數(shù)BWR裝機容量BWR裝機容量(MW)(MW)PWR機組數(shù)PWR機組數(shù) PWR裝機容量PWR裝機容量(MW)(MW)日本日本2828246822468223231842518425美國美國3636325903259069696546865468德國德國6 66363636314141591915919第一節(jié)：壓水堆第一節(jié)：壓水堆第一節(jié)：壓水堆第一節(jié)：壓水堆一、簡介一、簡介二、二、VVERVVER三、三、KSNPKSNP四、四、N4N4 法國布熱核電站法國布熱核電站 西班

6、牙特里歐壓水堆核電站西班牙特里歐壓水堆核電站法國貝爾堆爾核電站法國貝爾堆爾核電站德國穆爾勤茵姆德國穆爾勤茵姆- -卡爾希核電站卡爾希核電站 我國核電站簡介我國核電站簡介 秦山核電站秦山核電站 一核一核 （300MW300MW） 二核二核 （2 2650MW650MW） 三核三核 （2 2700MW700MW） 大亞灣核電站大亞灣核電站 大亞灣（大亞灣（2 21000MW1000MW） 嶺奧嶺奧 （2 21000MW1000MW） 田灣核電站田灣核電站 （2 21000MW1000MW）In operationConstructionBeijingShanghaiQinshanDaya BayT

7、ianwan中國核電廠現(xiàn)狀中國核電廠現(xiàn)狀 秦山核電站秦山核電站秦山一期秦山一期 秦山核電站秦山核電站秦山一期秦山一期反應堆換料反應堆換料 反應堆控制棒反應堆控制棒 秦山核電站秦山核電站秦山二期秦山二期秦山二期秦山二期2號機組于號機組于2004年年3月并網(wǎng)發(fā)電。（月并網(wǎng)發(fā)電。（浙江海鹽縣）浙江海鹽縣） 秦山核電站秦山核電站秦山二期秦山二期廣東大亞灣核電廠廣東大亞灣核電廠大亞灣核電站大亞灣核電站我國引進國外資金、設備和技術(shù)建設的第一座大型商我國引進國外資金、設備和技術(shù)建設的第一座大型商用核電站，總投資用核電站，總投資4040億美元。億美元。2 2984MWe984MWe壓水堆反應堆機組。壓水堆反應

8、堆機組。19871987年年8 8月月7 7日工程正式開工，日工程正式開工，19941994年年2 2月月1 1日和日和5 5月月6 6日日兩臺機組先后投入商業(yè)營運。兩臺機組先后投入商業(yè)營運。大亞灣核電站每年發(fā)電量超過大亞灣核電站每年發(fā)電量超過100100億度，億度，7070供香港，供香港，3030供廣東電網(wǎng)。供廣東電網(wǎng)。每年減少燃煤消耗每年減少燃煤消耗370370萬噸，減排萬噸，減排COCO2 2 900 900萬噸、萬噸、SOSO2 2 1717萬噸、萬噸、NO NO 萬噸，塵埃數(shù)千噸。萬噸，塵埃數(shù)千噸。 廣東大亞灣核電站位于深圳市龍崗區(qū)大鵬鎮(zhèn)麻嶺廣東大亞灣核電站位于深圳市龍崗區(qū)大鵬鎮(zhèn)麻嶺

9、角，西距深圳市直線距離約角，西距深圳市直線距離約4545公里，西南距香港公里，西南距香港特別行政區(qū)尖沙咀直線距離約特別行政區(qū)尖沙咀直線距離約5252公里公里嶺澳核電站嶺澳核電站地理位置：地理位置： 嶺澳核電站位于大亞灣畔，距大亞灣核電站僅嶺澳核電站位于大亞灣畔，距大亞灣核電站僅1.21.2公里公里建設：建設： 自自19971997年年5 5月月1515日開工。日開工。1 1號機組于號機組于20022002年年5 5月月2828日投入商日投入商業(yè)運行。業(yè)運行。2 2號機組于號機組于20032003年年1 1月月8 8日正式投入商業(yè)運行日正式投入商業(yè)運行, ,比原計劃提前比原計劃提前66 66 天

10、。天。類型：類型： 嶺澳與大亞灣一樣為嶺澳與大亞灣一樣為10001000MWMW法國壓水堆技術(shù)，但周期更短，法國壓水堆技術(shù)，但周期更短，造價更低。造價更低。自主化：自主化： 工程管理、建筑安裝、生產(chǎn)準備自主化。部分設計自主工程管理、建筑安裝、生產(chǎn)準備自主化。部分設計自主化、部分設備制造國產(chǎn)化，設備國內(nèi)自主化比例將由化、部分設備制造國產(chǎn)化，設備國內(nèi)自主化比例將由逐步提高到。逐步提高到。核燃料：3.2%3.2%濃縮鈾濃縮鈾, , 以二氧化鈾的狀態(tài)鑄以二氧化鈾的狀態(tài)鑄成陶瓷燃料芯塊，芯成陶瓷燃料芯塊，芯塊封裝到鋯合金包殼塊封裝到鋯合金包殼管中，組成燃料棒。管中，組成燃料棒。 燃料棒裝入燃料組件燃料棒

11、裝入燃料組件中每個組件的基層是中每個組件的基層是一個一個17x1717x17的方格，有的方格，有264264根燃料棒、根燃料棒、2424根控根控制棒及一個儀表管。制棒及一個儀表管。 大亞灣使用大亞灣使用157157個燃料個燃料組件，它們集中在一組件，它們集中在一個高個高3.663.66米，直徑米，直徑3.23.2米的堆芯中。米的堆芯中。 未經(jīng)使用的燃料組件未經(jīng)使用的燃料組件放射性極低，可以輕放射性極低，可以輕易、安全地運輸。易、安全地運輸。蒸汽供應系統(tǒng)蒸汽供應系統(tǒng) 壓力殼重壓力殼重314314噸，鋼壁噸，鋼壁厚厚2020厘米。厘米。 水泵進壓力殼后，溫水泵進壓力殼后，溫度升至度升至330 33

12、0 C C 。 二回路中的水被一回二回路中的水被一回路中的水加熱，蒸發(fā)路中的水加熱，蒸發(fā)成蒸汽后驅(qū)動汽輪機成蒸汽后驅(qū)動汽輪機轉(zhuǎn)動。轉(zhuǎn)動。 大亞灣三回路運轉(zhuǎn)。大亞灣三回路運轉(zhuǎn)。 三個回路中，其中有三個回路中，其中有一個接到穩(wěn)壓器上。一個接到穩(wěn)壓器上。穩(wěn)壓器內(nèi)的水受熱成穩(wěn)壓器內(nèi)的水受熱成為蒸汽，用以維持一為蒸汽，用以維持一回路中的水于回路中的水于15.5 15.5 MPa MPa 高壓而不至于沸高壓而不至于沸騰。騰。 反應堆內(nèi)的燃料會慢慢消耗。平均而言，反應堆內(nèi)的燃料會慢慢消耗。平均而言，每個燃料組件會在反應堆內(nèi)保留連續(xù)三年每個燃料組件會在反應堆內(nèi)保留連續(xù)三年的工作時間。大亞灣核電站每年在一個燃的

13、工作時間。大亞灣核電站每年在一個燃料周期完結(jié)時更換約三分之一的燃料組件。料周期完結(jié)時更換約三分之一的燃料組件。 更換燃料前，反應堆會慢慢停止運行，而更換燃料前，反應堆會慢慢停止運行，而冷卻劑的溫度和壓力在多個小時后會慢慢冷卻劑的溫度和壓力在多個小時后會慢慢下降。切斷控制棒驅(qū)動機構(gòu)電源，移開壓下降。切斷控制棒驅(qū)動機構(gòu)電源，移開壓力殼頂蓋。然后，反應堆壓力殼以上的空力殼頂蓋。然后，反應堆壓力殼以上的空間將被注滿水作為輻射屏障，燃料組件將間將被注滿水作為輻射屏障，燃料組件將逐個移離容器，再通過管道由反應堆廠房逐個移離容器，再通過管道由反應堆廠房運往隔壁的燃料廠房內(nèi)的燃料水池中。運往隔壁的燃料廠房內(nèi)的

14、燃料水池中。更換燃料更換燃料 使用后的使用后的“乏燃料乏燃料”組件會繼續(xù)存放在水組件會繼續(xù)存放在水池中，直至其輻射水平大幅降低后再運走。池中，直至其輻射水平大幅降低后再運走。 在反應堆運行過程中，反應堆堆芯中央的在反應堆運行過程中，反應堆堆芯中央的核燃料會消耗得比較快，因此在更換核燃核燃料會消耗得比較快，因此在更換核燃料的過程中，堆芯中央的核燃料會被首先料的過程中，堆芯中央的核燃料會被首先取走，由堆芯周圍的燃料組件取代，新放取走，由堆芯周圍的燃料組件取代，新放入的燃料組件將頂替移至中央的燃料組件入的燃料組件將頂替移至中央的燃料組件的位置。大亞灣核電站每年更換燃料燃料的位置。大亞灣核電站每年更換

15、燃料燃料組件，需時約兩個星期，但通常會利用這組件，需時約兩個星期，但通常會利用這段時間一并進行電站的年度檢查維修工作，段時間一并進行電站的年度檢查維修工作，共需花時四至八個星期。共需花時四至八個星期。更換燃料更換燃料 大亞灣核電站控制室大亞灣核電站控制室常規(guī)島內(nèi)景常規(guī)島內(nèi)景 3 3、田灣核電站、田灣核電站 中俄合作項目中俄合作項目 廠址位于江蘇省連云港市田灣廠址位于江蘇省連云港市田灣 一期工程建設兩臺俄羅斯一期工程建設兩臺俄羅斯AES-91/V-428 AES-91/V-428 （VVER-1000/428 NPP-91VVER-1000/428 NPP-91）型壓水堆核電）型壓水堆核電機組，

16、裝機容量為機組，裝機容量為2 2106106萬千瓦萬千瓦 19991999年年1010月月2020日進行日進行1 1號機組的第一罐混號機組的第一罐混凝土澆注，凝土澆注，20002000年年9 9月月2020日進行日進行2 2號機組的號機組的第一罐混凝土澆注。第一罐混凝土澆注。 1 1號機組和號機組和2 2號機組計劃分別于號機組計劃分別于20042004年和年和20052005年建成投產(chǎn)，現(xiàn)已延遲至年建成投產(chǎn)，現(xiàn)已延遲至20072007年。年。 建造中的江蘇田灣核電站建造中的江蘇田灣核電站建造中的江蘇田灣核電站建造中的江蘇田灣核電站二、二、VVERVVER VVER VVER 與與 PWR PW

17、R 基本原理與工藝流程相同基本原理與工藝流程相同 7070年代第一代年代第一代VVER-440VVER-440未設置應急堆芯冷卻未設置應急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼系統(tǒng)和安全殼。但堆芯設計安全裕度較大。但堆芯設計安全裕度較大（8383kW/LkW/L），），并采用并采用臥式蒸發(fā)器臥式蒸發(fā)器，一回路水，一回路水量大，事故情況下保證堆芯淹沒。量大，事故情況下保證堆芯淹沒。 8080年代前期第二代年代前期第二代VVER-440VVER-440增設應急堆芯冷增設應急堆芯冷卻系統(tǒng)，但沒設安全殼。卻系統(tǒng)，但沒設安全殼。 8080年代后期第三代年代后期第三代VVER-1000VVER-1000增設安全殼增設安全殼

18、。建。建2222座。座。VVERVVER 9090年代第四代年代第四代VVER-1000VVER-1000（AES-91/V-392)AES-91/V-392)。安全殼采安全殼采用雙層結(jié)構(gòu)用雙層結(jié)構(gòu)，乏燃料水池布置在安全殼內(nèi)。同，乏燃料水池布置在安全殼內(nèi)。同PWRPWR安全安全標準基本相同，有些安全系統(tǒng)裕度更大。標準基本相同，有些安全系統(tǒng)裕度更大。 我國田灣采用我國田灣采用VVER-1000VVER-1000（AES-91/V-428)AES-91/V-428)，在燃料格在燃料格架、導向管及控制棒材料，換料及功率展平方案，壓架、導向管及控制棒材料，換料及功率展平方案，壓力殼結(jié)構(gòu)，專設安全系統(tǒng)等

19、方面都做了改進。同力殼結(jié)構(gòu)，專設安全系統(tǒng)等方面都做了改進。同APWRAPWR安全標準基本相當。安全標準基本相當。 俄羅斯計劃到俄羅斯計劃到20152015年每年興建兩個百萬千萬核反應堆年每年興建兩個百萬千萬核反應堆, ,到到20202020年將其數(shù)量增加到每年四個。俄羅斯目前在年將其數(shù)量增加到每年四個。俄羅斯目前在1010個核電廠有個核電廠有3131個核反應堆，約占其電力發(fā)電的個核反應堆，約占其電力發(fā)電的16%16%到到17%17%。到。到20302030年將核電發(fā)電的份額提高到至少年將核電發(fā)電的份額提高到至少25%25%。 VVER-1000VVER-1000（AES-91)AES-91)總

20、結(jié)了總結(jié)了2020套套VVERVVER運行經(jīng)運行經(jīng)驗驗 具有更高的安全性，它符合當今國際核電安具有更高的安全性，它符合當今國際核電安全法規(guī)的要求和發(fā)展趨向全法規(guī)的要求和發(fā)展趨向 安全系統(tǒng)的多重性、多樣性和冗余性（安全安全系統(tǒng)的多重性、多樣性和冗余性（安全余量大），針對各種可能發(fā)生的異常狀況和余量大），針對各種可能發(fā)生的異常狀況和事故，設置相應的預防措施和安全系統(tǒng)，確事故，設置相應的預防措施和安全系統(tǒng)，確保核電站安全可行地運行保核電站安全可行地運行 VVERVVER 安全殼預應力鋼纜系統(tǒng)安全殼預應力鋼纜系統(tǒng) 共有水平環(huán)向共有水平環(huán)向360360 預應力鋼絲束預應力鋼絲束7070束，束，豎向倒豎向

21、倒U U形預應力鋼絲束形預應力鋼絲束5050束，每束由束，每束由5555根七股鋼絞線組成，根七股鋼絞線組成， 該設計系國內(nèi)首次采用的國際先進技該設計系國內(nèi)首次采用的國際先進技術(shù)，設計內(nèi)抗壓能力達到術(shù)，設計內(nèi)抗壓能力達到0.5MPa0.5MPa，最，最高可達高可達0.7MPa0.7MPa。 該系統(tǒng)能夠大大提高安全殼的承壓能該系統(tǒng)能夠大大提高安全殼的承壓能力，增強核電站安全水平。力，增強核電站安全水平。AES-91AES-91技術(shù)特點技術(shù)特點 雙層安全殼雙層安全殼反應堆廠房穹頂?shù)跹b反應堆廠房穹頂?shù)跹b 雙層安全殼結(jié)構(gòu)雙層安全殼結(jié)構(gòu) 它既能抵御外部破壞，例如：龍卷風、地震、小型飛它既能抵御外部破壞，例

22、如：龍卷風、地震、小型飛機的撞擊，還能抵御在最嚴重事故情況下內(nèi)部放射機的撞擊，還能抵御在最嚴重事故情況下內(nèi)部放射性物質(zhì)的外泄。性物質(zhì)的外泄。 兩層安全殼之間為帶有碘和氣溶膠過濾器通風系統(tǒng)兩層安全殼之間為帶有碘和氣溶膠過濾器通風系統(tǒng)的負壓環(huán)型空間，有效減少了放射必物質(zhì)向周圍環(huán)的負壓環(huán)型空間，有效減少了放射必物質(zhì)向周圍環(huán)境的釋放，從而達到有效的防護目的，同時也成為境的釋放，從而達到有效的防護目的，同時也成為目前國內(nèi)獨一無二的雙層安全殼核電站。目前國內(nèi)獨一無二的雙層安全殼核電站。 雙層安全殼內(nèi)層是鋼纜預應力張拉系統(tǒng)的混凝土墻雙層安全殼內(nèi)層是鋼纜預應力張拉系統(tǒng)的混凝土墻體，厚為體，厚為1.21.2米，

23、內(nèi)壁有米，內(nèi)壁有6 6毫米厚的鋼覆；外殼是普毫米厚的鋼覆；外殼是普通混凝土墻休，厚為通混凝土墻休，厚為0.60.6米，內(nèi)外層之間間距米，內(nèi)外層之間間距1.81.8米。米。外層安全殼反應堆廠房外徑為外層安全殼反應堆廠房外徑為51.251.2米，總高度為米，總高度為74.274.2米。米。AES-91AES-91技術(shù)特點技術(shù)特點 先進的數(shù)字化分布先進的數(shù)字化分布控制系統(tǒng)（控制系統(tǒng)（DCSDCS） 由運行儀控（由運行儀控（TXPTXP）和）和安全儀控（安全儀控（TXSTXS）兩部）兩部分組成，是目前我國核分組成，是目前我國核電站首次引進的全數(shù)字電站首次引進的全數(shù)字儀控系統(tǒng)。儀控系統(tǒng)。 由于由于DCS

24、DCS系統(tǒng)具有可靠系統(tǒng)具有可靠性高，監(jiān)視控制功能強性高，監(jiān)視控制功能強及安裝維護方便等特點，及安裝維護方便等特點，將會為核電站安全、經(jīng)將會為核電站安全、經(jīng)濟、高效運行發(fā)揮重要濟、高效運行發(fā)揮重要作用。作用。AES-91AES-91技術(shù)特點技術(shù)特點 全數(shù)字化主控室全數(shù)字化主控室 4 4通道安全系統(tǒng)通道安全系統(tǒng) 包括：堆芯應急冷卻系包括：堆芯應急冷卻系統(tǒng)、事故濃硼注入系統(tǒng)、統(tǒng)、事故濃硼注入系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)和事故安全殼噴淋系統(tǒng)和事故給水系統(tǒng)給水系統(tǒng) 每個安全系統(tǒng)由每個安全系統(tǒng)由4 4個完全個完全獨立和實體隔離的通道獨立和實體隔離的通道組成。這樣在運行中形組成。這樣在運行中形成了一個系統(tǒng)運行、三成

25、了一個系統(tǒng)運行、三個系統(tǒng)備用的個系統(tǒng)備用的“N+3”N+3”的的多重保護組合，從而大多重保護組合，從而大大提高了電廠的安全性。大提高了電廠的安全性。 AES-91AES-91技術(shù)特點技術(shù)特點 安注泵系統(tǒng)安注泵系統(tǒng)安全殼安全殼安全系統(tǒng)安全系統(tǒng)一回路系統(tǒng)一回路系統(tǒng)蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生器儀控系統(tǒng)儀控系統(tǒng)國內(nèi)其他國內(nèi)其他核電站核電站 單殼單殼三通道三通道二環(huán)路或三二環(huán)路或三環(huán)路環(huán)路立式立式模擬模擬田灣核電田灣核電站站 雙殼雙殼四通道四通道四環(huán)路四環(huán)路臥式臥式數(shù)字全數(shù)數(shù)字全數(shù)字化字化n 正常運行情況下，四個環(huán)路的設備同時工作。正常運行情況下，四個環(huán)路的設備同時工作。n 若其中兩個環(huán)路發(fā)生故障，仍可降低功率

26、繼續(xù)運行、若其中兩個環(huán)路發(fā)生故障，仍可降低功率繼續(xù)運行、 可不停堆?？刹煌６?。AES-91AES-91技術(shù)特點技術(shù)特點 汽輪機組汽輪機組反應堆裝堆實驗反應堆裝堆實驗裝堆裝堆安裝吊籃安裝吊籃奠定基礎奠定基礎三、三、KSNPKSNP KSNPKSNP+ +：Korea Standard Nuclear Power Plant Korea Standard Nuclear Power Plant 引進西屋技術(shù)，已國產(chǎn)化引進西屋技術(shù)，已國產(chǎn)化 1000MW1000MW， 兩環(huán)路，兩環(huán)路，4 4個主泵個主泵 在安全性、負荷利用率、設計安全裕度、控制系統(tǒng)、在安全性、負荷利用率、設計安全裕度、控制系統(tǒng)、運行

27、及經(jīng)濟性等方面比二代系統(tǒng)有改進運行及經(jīng)濟性等方面比二代系統(tǒng)有改進 9595年年OPR1000OPR1000(Optimized Power reactor(Optimized Power reactor）靈光）靈光3#3#，4#4#運行運行 98-0598-05年并用年并用KSNPKSNP，靈光，靈光5#,6#5#,6#，蔚珍，蔚珍3 36#6#運行運行 4 4座座KSNPKSNP（OPROPR）在建，新古里）在建，新古里1-2#(08/091-2#(08/09年年),),新月新月城城1-2#(09/101-2#(09/10年）年） 計劃計劃APRAPR14001400（先進（先進KSNP),

28、KSNP),新古里新古里3-4#(10/113-4#(10/11年）。年）。三、三、 KSNP-KSNP-韓國核電韓國核電 裝機及發(fā)電世界第六（裝機及發(fā)電世界第六（GWeGWe） 美國（美國（9898）, ,法國（法國（6262）, ,日本（日本（4848）, ,德國（德國（2222）, ,俄國（俄國（2121）, ,韓國（韓國（17.817.8）, ,英國英國, ,烏克蘭烏克蘭, ,加拿大加拿大 4 4個核電站，個核電站，2020座反應堆座反應堆 古里（古里（KoriKori4PWR4PWR）, ,月城（月城（WolsongWolsong4PHWR4PHWR）, ,靈光（靈光（Yonggwa

29、ngYonggwang6 6）, ,蔚珍（蔚珍（UlchinUlchin6 6） 裝機容量占裝機容量占28.6%,28.6%,發(fā)電量占發(fā)電量占38.7%38.7% 四、法國四、法國N4N4核電站核電站 法國核電系統(tǒng)共有法國核電系統(tǒng)共有5858座壓水堆，其中座壓水堆，其中4 4座座N4N4系系列反應堆（列反應堆（34349009002020130013004 414501450） 擁有擁有10001000堆年以上的核電運行經(jīng)驗，可用率堆年以上的核電運行經(jīng)驗，可用率良好，達到良好，達到82%82%。 N4N4機組是目前運行的最先進的核電站：機組是目前運行的最先進的核電站： 雙層安全殼，數(shù)字化控制系

30、統(tǒng)，雙層安全殼，數(shù)字化控制系統(tǒng)， 先進透平系統(tǒng)（先進透平系統(tǒng)（ArabelleArabelle TubineTubine）第二節(jié)：第二節(jié)：BWRBWR與與ABWRABWRBWRBWR追求簡易化的歷史追求簡易化的歷史帶蒸氣包汽水分離器帶蒸氣包汽水分離器雙重循環(huán)式雙重循環(huán)式（1950年代60年代）內(nèi)置汽水分離器內(nèi)置汽水分離器直接循環(huán)式直接循環(huán)式（1960年代）內(nèi)置射流泵內(nèi)置射流泵減少周圍管道式減少周圍管道式（1970年代至今）內(nèi)置循環(huán)泵內(nèi)置循環(huán)泵取消堆芯周圍管道取消堆芯周圍管道（1990年代至今）初期的初期的BWRBWR傳統(tǒng)式傳統(tǒng)式BWRBWRABWRABWRl刻意追求簡易刻意追求簡易- -直接循

31、環(huán)直接循環(huán)l采用驗證技術(shù)采用驗證技術(shù)沸水堆的發(fā)展歷程沸水堆的發(fā)展歷程 四個發(fā)展階段四個發(fā)展階段 50 506060年代采用帶蒸氣汽包和蒸氣分離器的雙重年代采用帶蒸氣汽包和蒸氣分離器的雙重式循環(huán)；式循環(huán)； 70 70年代取消蒸汽發(fā)生器采用直接循環(huán)；年代取消蒸汽發(fā)生器采用直接循環(huán)； 80 80年代采用堆內(nèi)型噴射泵；年代采用堆內(nèi)型噴射泵； 90 90年代采用堆內(nèi)型再循環(huán)泵。年代采用堆內(nèi)型再循環(huán)泵。 三次標準改進三次標準改進 第一次在第一次在76767777年，第二次在年，第二次在78788080年，第三次年，第三次在在81818585年。三次改進后沸水堆的設計，安全性年。三次改進后沸水堆的設計，安全

32、性發(fā)生了較大的變化，成為了我們目前所研究的先發(fā)生了較大的變化，成為了我們目前所研究的先進沸水堆進沸水堆。帶有噴射泵及外部再循環(huán)回路的帶有噴射泵及外部再循環(huán)回路的BWRBWR系統(tǒng)示意圖系統(tǒng)示意圖55 建設體制建設體制東京電力東京電力代表者：東芝代表者：東芝東芝東芝日立日立核島系統(tǒng)核島系統(tǒng)堆內(nèi)構(gòu)件堆內(nèi)構(gòu)件汽機系統(tǒng)汽機系統(tǒng)汽輪機和汽輪機和發(fā)電機部件發(fā)電機部件汽輪機汽輪機發(fā)電機本體發(fā)電機本體核燃料核燃料 發(fā)單，東芝、日立制造發(fā)單，東芝、日立制造 號機的管理與制造范圍，東芝與日立對換號機的管理與制造范圍，東芝與日立對換控制總體計劃控制總體計劃現(xiàn)場施工管理等現(xiàn)場施工管理等 ABWR ABWR的技術(shù)特征的技

33、術(shù)特征因為堆芯外圍沒有再循環(huán)管道，因為堆芯外圍沒有再循環(huán)管道，所以其他管道破損，堆水不喪失所以其他管道破損，堆水不喪失/ /保證堆芯不裸露（安全性提高）保證堆芯不裸露（安全性提高）減少了職業(yè)性輻照劑量減少了職業(yè)性輻照劑量a)a)內(nèi)置循環(huán)泵內(nèi)置循環(huán)泵(RIP: Reactor Internal Pump)(RIP: Reactor Internal Pump) 安全性提高安全性提高 ( (有液壓式應急驅(qū)動、電驅(qū)動后援雙重驅(qū)動源有液壓式應急驅(qū)動、電驅(qū)動后援雙重驅(qū)動源) ) 可同時操作復數(shù)控制棒，縮短了起動時間可同時操作復數(shù)控制棒，縮短了起動時間 具有微調(diào)功能，增大了可運行性具有微調(diào)功能，增大了可運

34、行性b)b)先進型控制棒驅(qū)動機構(gòu)先進型控制棒驅(qū)動機構(gòu)(FMCRD: Fine Motion Control RodDrive) 電動機電動機 ( (日常控制日?？刂? )液壓管道液壓管道( (應急停堆動力應急停堆動力) )c)c)鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)安全殼鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)安全殼 ：RCCVRCCVMARK-I(1100MWeBWR)MARK-II(1100MWeBWR) 與核島房融為一體與核島房融為一體 輸出功率單位的建筑體積減少輸出功率單位的建筑體積減少 降低造價降低造價 縮短建設工期縮短建設工期 RPVRPV重心位置降低重心位置降低 比比MARK-IIMARK-II降低降低10m10m 提高抗震性

35、能提高抗震性能RCCV(1350MWeABWR)小型主控臺小型主控臺大型顯示盤大型顯示盤 提高了可靠性提高了可靠性 信息集中化的信息集中化的人機接口人機接口 增大自動化程增大自動化程度，運行易于度，運行易于掌握掌握 提高了檢修性提高了檢修性d) d) 新型測控設備（主控室）新型測控設備（主控室） 采用了采用了最新技術(shù)最新技術(shù)包括安全系統(tǒng)在內(nèi)，全部使用數(shù)碼安全系統(tǒng)在內(nèi)，全部使用數(shù)碼 技術(shù)和多重傳送技術(shù)技術(shù)和多重傳送技術(shù)e) e) 應急堆芯冷卻系統(tǒng)應急堆芯冷卻系統(tǒng) ABWRABWR ECCSECCS的的3 3個功能組個功能組 RCICLPFLHPCFHPCFLPFLLPFLD/GD/GD/G全部高

36、壓安注系統(tǒng)全部高壓安注系統(tǒng) 低壓安注系統(tǒng)低壓安注系統(tǒng) 應急應急用電源分別組合成個獨立系統(tǒng)用電源分別組合成個獨立系統(tǒng)RCIC:ReactorCoreIsolationCoolingSystemHPCF:HighPressureCoreFlooderSystemLPFL:LowPressureFlooderSystemD/G:StandbyDieselGeneratorADS:AutomaticDepressurizationSystem 即使發(fā)生最大即使發(fā)生最大LOCALOCA事故，堆芯也事故，堆芯也能保證不裸露水面能保證不裸露水面 提高了安全性和可靠性提高了安全性和可靠性采用最新型設備、取得了

37、明顯效果采用最新型設備、取得了明顯效果- RIPRIP 安全性提高安全性提高- FMCRDFMCRD 可靠性提高可靠性提高- RCCVRCCV 可運行性和可操作性提高可運行性和可操作性提高- 最新型測控設備最新型測控設備 經(jīng)濟性提高經(jīng)濟性提高- ECCS 3ECCS 3個功能組個功能組總結(jié)總結(jié)-6/7-6/7成績，不斷發(fā)展技術(shù)追求合理化，成績，不斷發(fā)展技術(shù)追求合理化，成果投入新建項目使用。成果投入新建項目使用。 ABWR ABWR的技術(shù)特征的技術(shù)特征小結(jié)小結(jié)BWRBWR與與ABWRABWR主要差別主要差別 效率：效率：BWRBWR 33 33，ABWR 35ABWR 35 工期：工期：BWR5

38、8BWR58月，月，ABWR 48ABWR 48月月 負荷因子：負荷因子：BWR75BWR75， ABWR 87% ABWR 87% 劑量水平：劑量水平：BWR 1 BWR 1 人人. .SvSv / /年，年， ABWR 0.36 ABWR 0.36 人人. .SvSv / /年年 啟動時間：啟動時間：ABWRABWR縮短縮短1/31/3 放射性廢物量：放射性廢物量：ABWRABWR每堆年減少一半每堆年減少一半先進沸水堆先進沸水堆 利用先進技術(shù)和成熟的經(jīng)驗，代表當今核電站發(fā)展水平。利用先進技術(shù)和成熟的經(jīng)驗，代表當今核電站發(fā)展水平。它與它與GEGE研制的前六代沸水堆研制的前六代沸水堆( (BW

39、R1-BWR6)BWR1-BWR6)及歐洲沸水堆及歐洲沸水堆相比，就單相系統(tǒng)或設備的設計而言，在技術(shù)上沒有明相比，就單相系統(tǒng)或設備的設計而言，在技術(shù)上沒有明顯的突破，但它集以往沸水堆技術(shù)及經(jīng)驗之大成顯的突破，但它集以往沸水堆技術(shù)及經(jīng)驗之大成, , 更符更符合先進輕水堆合先進輕水堆URDURD設計規(guī)范，在整體上體現(xiàn)出了它綜合設計規(guī)范，在整體上體現(xiàn)出了它綜合的優(yōu)勢。的優(yōu)勢。 精密控制棒驅(qū)動系統(tǒng)維修率低，高性能的防輻射材料，精密控制棒驅(qū)動系統(tǒng)維修率低，高性能的防輻射材料，長壽命的中子監(jiān)視器，改進的水化學系統(tǒng)等等。長壽命的中子監(jiān)視器，改進的水化學系統(tǒng)等等。 先進沸水堆通過改進堆芯及燃料的設計使功率振蕩

40、衰減先進沸水堆通過改進堆芯及燃料的設計使功率振蕩衰減比非常小，堆的穩(wěn)定性大大提高。比非常小，堆的穩(wěn)定性大大提高。 先進堆堆內(nèi)設置自動運行，保護器禁止堆運行在高功率先進堆堆內(nèi)設置自動運行，保護器禁止堆運行在高功率密度密度/ /低流量區(qū)，來防止兩相流不穩(wěn)定性的發(fā)生。低流量區(qū)，來防止兩相流不穩(wěn)定性的發(fā)生。世界首臺世界首臺ABWRABWR機組機組: : 東京電力公司柏崎刈羽核電廠東京電力公司柏崎刈羽核電廠6/76/7號機號機Ohma Full-MOX(T/O 2008)Fukushima-I 7&8(T/O 2007, 08)Higashidori 2 TOHOKU(T/O after 2011)Hi

41、gashidori 1&2 TEPCO(T/O 2010,after 2010)Shika 2(T/O 2006)Kaminoseki 1&2(T/O 2012, 15)Shimane 3(T/O 2010)Hamaoka 5(T/O 2005)Lungnen 1&2(T/O 2006,2007)面向世界的標準電站面向世界的標準電站ABWRABWRABWRABWR新建項目不斷新建項目不斷開建項目開建項目2 2臺臺籌建項目臺籌建項目臺Kashiwazaki Kariwa 6&7(T/O 1996, 1997)浜岡5號2005年已運行志賀2號2006年3月已運行 NuclearPowerPlant

42、sinJapan： ：53,45.9GWe(32countries,430plantsintheworld)BWR in operation29BWR under construction 3BWR under planning5PWR in operation23PWR under construction 0PWR under planning1THigashidooriOnagawaFukushima IIFukushima ITokaiHamaokaIkataSendaiGenkaiShimaneTakahamaOhiMihamaTsurugaShikaKashiwazaki-Kari

43、waTomariOhmaMakiKaminoseki島根3號機組：計劃中大間：計劃中志賀2號機組開工：1999年8月運行開始：2006年3月浜岡5號機組開工：1999年3月運轉(zhuǎn)開始：2005年1月上關(guān)：計劃中8積累豐富的ABWR運行業(yè)績浜岡5號機組(2005年1月)、志賀2號機組(2006年3月)已開始運行 ABWR4機組計劃上馬(已經(jīng)列入國家電力資源開發(fā)計劃中)91011第三節(jié)：沸水堆與壓水堆第三節(jié)：沸水堆與壓水堆一、反應堆物理和熱工水力的基本原理一、反應堆物理和熱工水力的基本原理二、蒸汽產(chǎn)生及相關(guān)設備二、蒸汽產(chǎn)生及相關(guān)設備 三、堆芯與燃料設計三、堆芯與燃料設計四、反應堆運行與控制四、反應堆

44、運行與控制一、反應堆物理和熱工水力的基本原理一、反應堆物理和熱工水力的基本原理 BWRBWR和和PWRPWR的堆物理原理非常相似的堆物理原理非常相似 都用都用2%2%3%3%或更高富集度的或更高富集度的UOUO2 2芯塊燃料。芯塊燃料。 都采用非均勻堆芯設計概念，都采用非均勻堆芯設計概念， 都以水為慢化劑和冷卻劑。都以水為慢化劑和冷卻劑。 主要區(qū)別就是在主要區(qū)別就是在BWRBWR堆芯形成的空泡影響，其直接堆芯形成的空泡影響，其直接影響著中子慢化和堆芯的反應性以及堆芯熱傳導。影響著中子慢化和堆芯的反應性以及堆芯熱傳導。 在反應堆運行時，主蒸汽中含有半衰期僅為幾秒在反應堆運行時，主蒸汽中含有半衰期

45、僅為幾秒鐘的放射性氮鐘的放射性氮-16-16，盡管如此，盡管如此，BWRBWR的汽機還必須的汽機還必須配以必要的生物屏蔽來用以職業(yè)防護。配以必要的生物屏蔽來用以職業(yè)防護。 BWR PWRBWR PWR 在壓力容器中有兩相流在壓力容器中有兩相流 在壓力容器中是單相流在壓力容器中是單相流 過冷和飽和冷卻劑過冷和飽和冷卻劑 過冷冷卻劑過冷冷卻劑 形成空泡形成空泡 無空泡形成無空泡形成 避免過渡沸騰避免過渡沸騰 避免膜態(tài)沸騰避免膜態(tài)沸騰 監(jiān)測最小臨界功率比監(jiān)測最小臨界功率比 監(jiān)測偏離泡核沸騰比監(jiān)測偏離泡核沸騰比 最小臨界功率擾動不會最小臨界功率擾動不會 偏離偏離DNBDNB比將會引起比將會引起 引起包

46、殼峰值溫度引起包殼峰值溫度 包殼峰值溫度上升包殼峰值溫度上升 PWRPWR和和BWRBWR在熱工水力方面的區(qū)別：在熱工水力方面的區(qū)別：二、蒸汽產(chǎn)生及相關(guān)設備二、蒸汽產(chǎn)生及相關(guān)設備 BWR PWRBWR PWR直接循環(huán)直接循環(huán) 間接循環(huán)間接循環(huán)RPVRPV壓力壓力73.73.kg/cmkg/cm2 2 RPVRPV壓力壓力158 158 kg/cmkg/cm2 2RPVRPV溫度溫度286 286 RPVRPV溫度溫度320320蒸汽產(chǎn)生于蒸汽產(chǎn)生于RPV RPV 蒸汽產(chǎn)生于蒸發(fā)器蒸汽產(chǎn)生于蒸發(fā)器 （汽水分離器和蒸汽干燥器（汽水分離器和蒸汽干燥器 ） （通過二器路）（通過二器路）RPVRPV內(nèi)允

47、許沸騰內(nèi)允許沸騰 RPVRPV內(nèi)無沸騰內(nèi)無沸騰 主要核蒸汽供應系統(tǒng)設備主要核蒸汽供應系統(tǒng)設備 BWR BWR PWRPWR壓力容器壓力容器 反應堆壓力容器反應堆壓力容器（蒸汽干燥器和汽水公離器）（蒸汽干燥器和汽水公離器） 無蒸汽發(fā)生器無蒸汽發(fā)生器 4 4個蒸發(fā)器個蒸發(fā)器無穩(wěn)壓器無穩(wěn)壓器 1 1個穩(wěn)壓器個穩(wěn)壓器內(nèi)置泵（內(nèi)置泵（ABWRABWR） 壓力容器外的主泵壓力容器外的主泵下部插入控制棒下部插入控制棒 上端插入上端插入壓力容器尺寸壓力容器尺寸 壓力容器尺寸，壓力容器尺寸， 高：高：22 22 m m 高：高：12.612.6m m 直徑：直徑：7 7m m 直徑：直徑： 4.4 4.4m m

48、 厚度：厚度：15 15 cm cm 厚度：厚度：2222cmcm堆芯壓降堆芯壓降1.49 1.49 堆芯壓降堆芯壓降1.451.45沸水堆與壓水堆堆芯與壓力殼沸水堆與壓水堆堆芯與壓力殼 沸水堆堆芯直徑大沸水堆堆芯直徑大： 1 1）沸水堆芯內(nèi)空泡的存在使得中子慢化能力下降。沸水堆芯內(nèi)空泡的存在使得中子慢化能力下降。 2 2）兩相流的壓降要高。）兩相流的壓降要高。BWRBWR堆芯大。壓力殼直徑大堆芯大。壓力殼直徑大 沸水堆壓力殼高：沸水堆壓力殼高： 沸水堆需要把堆芯出口蒸汽，水進行分離及對蒸汽進沸水堆需要把堆芯出口蒸汽，水進行分離及對蒸汽進行干燥，行干燥，要要設置汽水分離器及蒸汽干燥器。設置汽水

49、分離器及蒸汽干燥器。 沸水堆壓力殼壁薄沸水堆壓力殼壁薄: : 運行壓力及溫度都較低。運行壓力及溫度都較低。 沸水堆安全殼體積小沸水堆安全殼體積小: : 沸水堆省去了蒸發(fā)器，穩(wěn)壓器及相應的管道。沸水堆省去了蒸發(fā)器，穩(wěn)壓器及相應的管道。安全殼設計安全殼設計 兩種堆型的安全殼比較兩種堆型的安全殼比較BWR BWR PWRPWR主系統(tǒng)設備少主系統(tǒng)設備少 主系統(tǒng)設備多主系統(tǒng)設備多濕安全殼濕安全殼 干安全殼干安全殼抑壓概念抑壓概念 沒有采用水水抑壓沒有采用水水抑壓干井、濕井和通孔干井、濕井和通孔 無濕井無濕井瞬態(tài)和事故時抑壓池瞬態(tài)和事故時抑壓池 可作為熱阱可作為熱阱 三、堆芯與燃料設計三、堆芯與燃料設計

50、BWR PWRBWR PWRUOUO2 2芯塊及芯塊及ZrZr包殼包殼 UOUO2 2芯塊及芯塊及ZrZr包殼包殼每個盒內(nèi)每個盒內(nèi)8 88 8或或9 99 9棒布置棒布置 每個組件每個組件17171717個燃料棒個燃料棒元件盒，尺寸：元件盒，尺寸：1515cmcm方，方，370370cmcm長長 組件尺寸為組件尺寸為2121cmcm方，方，400400cmcm長長燃料棒直徑燃料棒直徑10.610.6mmmm 燃料棒直徑燃料棒直徑8.28.2mmmm平均堆芯功率密度平均堆芯功率密度50 50 kw/lkw/l 平均堆芯功率密度平均堆芯功率密度9090kw/lkw/l燃料燃耗（平均）燃料燃耗（平均

51、）4500045000MWdMWd/T/T 平均燃耗平均燃耗5000050000MWdMWd/T/T 四、反應堆運行與控制四、反應堆運行與控制 BWR PWRBWR PWR控制棒（控制棒（170170200200） 控制棒束（控制棒束（50506060） 十字形控制棒處于燃料間隙中十字形控制棒處于燃料間隙中 燃料棒間的棒束控制棒燃料棒間的棒束控制棒 B B4 4C C或或HfHf B B4 4C C或或HfHf 反應堆緊急停堆反應堆緊急停堆 反應堆緊急停堆反應堆緊急停堆 燃料中的可燃毒物（燃料中的可燃毒物（GdGd） 可燃毒物（可燃毒物（GdGd和其它的物類）和其它的物類）堆芯流量堆芯流量 化

52、學補償（含硼液體）化學補償（含硼液體） 負空泡系數(shù)負空泡系數(shù) 停堆添加物停堆添加物 增加流量會引起增加流量會引起 反應性和功率的增加反應性和功率的增加 負空泡系數(shù)負空泡系數(shù) 由負到正的慢化劑溫度系數(shù)由負到正的慢化劑溫度系數(shù)保護系統(tǒng)停堆信號保護系統(tǒng)停堆信號 BWR PWRBWR PWR反應堆高壓反應堆高壓 穩(wěn)壓器高壓穩(wěn)壓器高壓干井高壓干井高壓 穩(wěn)壓器低壓穩(wěn)壓器低壓反應堆水位低反應堆水位低 穩(wěn)壓器高水位穩(wěn)壓器高水位主蒸汽中高放射性主蒸汽中高放射性 蒸發(fā)器水位低蒸發(fā)器水位低反應堆水位高反應堆水位高 中子通量過高中子通量過高中子通量過高中子通量過高 回路流量太低回路流量太低汽輪機控制閥快速關(guān)閉汽輪機控

53、制閥快速關(guān)閉 超功率溫差超功率溫差汽機閘閥關(guān)閉汽機閘閥關(guān)閉 超溫溫差超溫溫差主蒸汽隔離閥關(guān)閉主蒸汽隔離閥關(guān)閉 汽機停機主泵電源欠壓汽機停機主泵電源欠壓 主泵電源低頻供應主泵電源低頻供應 安注安注 運行和維修運行和維修 BWR PWR BWR PWR反應性控制反應性控制 反應性控制反應性控制 整個周期內(nèi)僅幾根控制棒整個周期內(nèi)僅幾根控制棒 許多控制棒束許多控制棒束 流量控制用以調(diào)節(jié)功率流量控制用以調(diào)節(jié)功率 化學補償控制化學補償控制操作者反應基于事故判斷操作者反應基于事故判斷 操作者反應是基于癥狀操作者反應是基于癥狀 任何情況下都要保障任何情況下都要保障RPVRPV水位水位 必須判斷事故的可能性必須

54、判斷事故的可能性 操作員無需復雜判斷操作員無需復雜判斷堆芯熱工水力設計更加抗瞬態(tài)堆芯熱工水力設計更加抗瞬態(tài) 對失壓和堆芯沸騰的響應較麻煩對失壓和堆芯沸騰的響應較麻煩容易負荷跟蹤容易負荷跟蹤 負荷跟蹤較為麻煩負荷跟蹤較為麻煩靈活的循環(huán)周期靈活的循環(huán)周期 想增加循環(huán)長度并不容易想增加循環(huán)長度并不容易BWRBWR與與PWRPWR的負荷跟蹤機理的負荷跟蹤機理 BWR PWR BWR PWR通過控制流量來調(diào)節(jié)功率通過控制流量來調(diào)節(jié)功率 通過硼水和控制棒通過硼水和控制棒 來調(diào)節(jié)功率來調(diào)節(jié)功率 快速調(diào)節(jié)可達快速調(diào)節(jié)可達1%/1%/秒秒 慢：慢：2-5% 2-5% / / 分分范圍為額定功率的范圍為額定功率的

55、 范圍為額定功率的范圍為額定功率的 50% 50%100% 30%100% 30%100%100%負空泡系數(shù)可穩(wěn)定氙效應負空泡系數(shù)可穩(wěn)定氙效應 為了補償氙效應插入為了補償氙效應插入 控制棒束展平功率分布控制棒束展平功率分布 三、第三代先進三、第三代先進PWRPWR1 1、 EPREPR2 2、 AP600/1000AP600/10001 1、EPREPR歐洲壓水堆歐洲壓水堆 （1 1）EPREPR簡介簡介（2 2）技術(shù)特點）技術(shù)特點（3 3）安全特性）安全特性(1)EPR (1)EPR 簡介簡介 法德雙方協(xié)作共同開發(fā)法德雙方協(xié)作共同開發(fā) 核電廠供應商的合作：法馬通和西門子核電廠供應商的合作：法

56、馬通和西門子KWUKWU（現(xiàn)為（現(xiàn)為AREVAAREVA公公司）；司）； 兩國電力公司的合作：（現(xiàn)已合并為兩國電力公司的合作：（現(xiàn)已合并為E.ONE.ON、EnBWEnBW、RWE RWE PowerPower） 兩國核安全當局合作：以求制定出共同的核安全法規(guī)。兩國核安全當局合作：以求制定出共同的核安全法規(guī)。 在世界上現(xiàn)役輕水堆幾千個堆年運行經(jīng)驗反饋的基礎上并在世界上現(xiàn)役輕水堆幾千個堆年運行經(jīng)驗反饋的基礎上并吸收包括法國吸收包括法國 N4 N4 機組機組 和和 德國德國KONVOI KONVOI 機組在內(nèi)的最新機組在內(nèi)的最新反應堆技術(shù)而開發(fā)出來的。反應堆技術(shù)而開發(fā)出來的。 綜合了幾十年研發(fā)（綜

57、合了幾十年研發(fā)（R&DR&D）計劃取得的成果，特別是由法）計劃取得的成果，特別是由法國原子能委員會和國原子能委員會和Karlsruhe Karlsruhe 研究中心所獲得的研究成果。研究中心所獲得的研究成果。(1)EPR(1)EPR簡介簡介 160160萬千瓦級壓水堆，其單機容量為世界之最萬千瓦級壓水堆，其單機容量為世界之最 機組熱效率為當今輕水堆之最：機組熱效率為當今輕水堆之最：36/37%36/37%； 從第一罐混凝土計建造周期不超過從第一罐混凝土計建造周期不超過4848個月；個月； 設計壽命增加到設計壽命增加到6060年；年； 燃料燃料U U235235富集度富集度5 5；燃料組件卸料燃

58、耗深；燃料組件卸料燃耗深70000MWd/t70000MWd/t 燃料利用率提高；每兆瓦時鈾消耗量節(jié)約燃料利用率提高；每兆瓦時鈾消耗量節(jié)約17%17% 機組整個壽期的平均可用因子達機組整個壽期的平均可用因子達92%92%，這樣換料周期延長，這樣換料周期延長，停堆換料和在役檢查時間縮短。停堆換料和在役檢查時間縮短。 (1)EPR(1)EPR簡介簡介 換料停堆時間縮短到接近換料停堆時間縮短到接近1010天。由于設備標準化和天。由于設備標準化和部分維修任務可在機組運行狀態(tài)下進行（歸功于安部分維修任務可在機組運行狀態(tài)下進行（歸功于安全系統(tǒng)全系統(tǒng)4 4重冗余）使維修簡化。重冗余）使維修簡化。 廢物和流出

59、物減少。廢物和流出物減少。 對運行和維修人員的輻射防護加強：集體劑量的目對運行和維修人員的輻射防護加強：集體劑量的目標小于標小于0.40.4人希弗人希弗/ /堆年，而目前堆年，而目前OECDOECD國家的平均水國家的平均水平為平為1 1人希弗人希弗/ /堆年。堆年。 對操縱員友好的人機接口使可靠性大大提高并使人對操縱員友好的人機接口使可靠性大大提高并使人員干預減少。員干預減少。(1)EPR(1)EPR簡介簡介 每兆瓦時長壽錒系元素產(chǎn)生量減少每兆瓦時長壽錒系元素產(chǎn)生量減少15%15% 相對于釋熱比，發(fā)電量增加相對于釋熱比，發(fā)電量增加14%14% 堆芯裝載堆芯裝載MOXMOX燃料的百分比可到燃料的

60、百分比可到100%100% EPREPR堆芯設計運行裕量大，靈活性好堆芯設計運行裕量大，靈活性好 適應用戶的各種需要，如采用不同類型的燃適應用戶的各種需要，如采用不同類型的燃料（料（UO2UO2，UO2-Gd2O3UO2-Gd2O3，MOXMOX）、不同的燃料管）、不同的燃料管理戰(zhàn)略和燃料循環(huán)長度（到理戰(zhàn)略和燃料循環(huán)長度（到2424個月），降功個月），降功率運行和延壽運行。率運行和延壽運行。 (1)EPR(1)EPR簡介簡介 經(jīng)濟性好：經(jīng)濟性好： 發(fā)電成本比在役最先進的核電機組低發(fā)電成本比在役最先進的核電機組低10%10%， 比聯(lián)合循環(huán)的大型燃氣機電站低比聯(lián)合循環(huán)的大型燃氣機電站低20%20%