核电发展对钢铁材料技术的需求

第一篇：核电发展对钢铁材料技术的需求

核电发展对钢铁材料技术的需求

目前，世界上运行的绝大部分商用反应堆属于二代或二代改进型的压水堆。三代压水堆刚刚开始进入商用市场，还没有展开。四代压水堆的概念正在形成和逐步定型阶段。而核聚变堆正处于实验堆型设计和建造阶段。从我国目前冶金和机械行业的实际看，为实现我国核电机组用关键设备的国产化，以下问题需要关注和逐步解决。

压力容器(包括蒸发器等)用钢及其特大锻件稳定化生产。压力容器是核电厂最重要的设备，在核电厂整个寿期内不可更换。目前508-3钢已成为通用选择。我国试制和生产508-3钢也已有多年的历史，基本具备满足我国核电厂建设需求的条件。但是，应清醒地认识到我国并没有完全摸清该钢不同吨位大锻件的最佳化学成分配比、冶金质量精细控制技术、最佳热加工工艺和最佳的热处理工艺，这些严重制约着508-3钢特大锻件的稳定化生产。另外，随着构件设计尺寸的加大，应注意到508-3钢的淬透性极限问题，否则是无法保证压力容器性能的均匀性和稳定性。虽然具有更好淬透性的压力容器用钢正在开发之中，但要积累足够的辐照后的数据需要时间。

蒸汽发生器用耐蚀合金Inconel690管。近年来的核电厂运行实践证明，相对而言，Inconel690因其具有较好的抗应力腐蚀性能是目前最适用压水堆核电机组蒸汽发生器的传热管材料。我国目前不能进行这种钢管的工业规模生产，核电厂建设全部依靠进口。2007年6月28日宝钢股份公司和江苏宜兴银环精密钢管厂合资在江苏宜兴成立了宝银特种钢管有限责任公司,我国在生产装备上将具备生产核用高质量Inconel690管的能力。但这只是迈出了核用高质量Inconel690管国产化的关键一步，我国仍然需要组织各方科研力量，结合生产实际情况，解决现场制造中的诸多难题以及服役环境下可能出现的问题。

300系列奥氏体不锈钢。核电厂反应堆一般多选用奥氏体不锈钢。奥氏体不锈钢在水堆中的应用主要包括：堆芯结构件、堆内元件、压力容器内壁堆焊层、一二回路冷却循环系统、汽轮机部件等。从不锈钢生产线装备水平而言，我国太原钢铁公司和宝钢股份不锈钢分公司目前处于世界领先水平。从不锈钢的冶金技术水平而言，我国亦处于世界先进水平。但是，核用不锈钢的生产是个系统工程，从冶金企业出厂时品质优良并不意味着制成反应堆构件后的品质仍然优良。我国引进的AP1000主管道设计采用整体锻造316LN异形弯管，不锈钢锭重量达到90t左右，存在巨大技术挑战。作为世界上第一个AP1000核电站建设的总承包商，美国西屋公司目前正在世界范围内组织316LN主管道技术攻关。在工程应用中，奥氏体不锈钢构件易出现应力腐蚀、晶间腐蚀和疲劳腐蚀问题，这些问题与冶金、制造和使用都有关系，这些问题必须得到关注、控制和解决。

焊接材料与技术。焊接材料与技术是核电厂建造最重要的技术之一，没有合理、完善和可行的焊接材料与工艺技术就无法完成核电厂的建造，在工程实践中出现的很多问题都直接或间接地与焊接有关。目前我国在核电厂焊接材料研发和工艺技术方面与国外相比存在着差距，需要组织力量攻关解决，其中包括自动化焊接方法的开发和应用。

大型转子制造。我国三大动力设备制造基地都在进行技术改造以满足我国火电、核电和水电建设发展的巨大需求，同时从根本上提升我国机械行业的核心竞争力，使我国真正成为世界制造强国。

材料的腐蚀与防护。腐蚀是核电厂设备结构失效的主要模式之一，目前，核电机组的预期设计寿命是60年，为保障核电机组能在整个寿期内安全可靠运行，材料的腐蚀与防护问题是必须面对的长期问题。在核聚变工程试验堆研制过程中，中国作为主要合作方之一需要重点研制第一壁用奥氏体不锈钢和低活化铁素体/马氏体耐热钢。（晓红）

第二篇：发展核电对经济发展的意义

发展核电对经济发展的意义

导读：“在确保安全的基础上高效发展核电”，是当前我国能源建设和核工业发展的一项重要政策。发展核电对保障能源供应与安全，保护环境，实现电力工业结构优化和可持续发展，提升我国综合经济实力、工业技术水平和国际地位，都具有十分重要的意义。

“在确保安全的基础上高效发展核电”，是当前我国能源建设和核工业发展的一项重要政策。发展核电对保障能源供应与安全，保护环境，实现电力工业结构优化和可持续发展，提升我国综合经济实力、工业技术水平和国际地位，都具有十分重要的意义。其意义有以下几点：

一、拉动经济增长作用明显

核电建设投资大、建设时间长、技术含量高、涉及产业多，对国民经济建设具有较强的拉动作用。

2011年我国核电总发电量达874亿千瓦时，占全国总发电量的1.9%，核电生产运营产出(销售收入)约为375亿元，拉动的总产出约为832亿元，GDP约为442亿元。假设到2020年核电在运装机达到6500万千瓦，在建3500万千瓦，2020年我国核电生产运营产出约为1994亿元，拉动的总产出为4423亿元，GDP约为2351亿元。

截至2011年底，我国大陆在建核电机组26台，总装机容量2924万千瓦，在建规模世界第一。根据目前我国核电发展态势，按照建设一座200万千瓦的核电站需要294亿元投资计算(以岭澳二期为参考电站，2台100万千瓦建成价位285亿元，1/3的首炉料为9亿元，共294亿元)，并假设到2020年3500万千瓦在建核电站共完成一半的投资，则平均每年需要投资建设615万千瓦，投资额为906亿元，拉动总产出增长2754亿元，GDP增长934亿元，可以使经济增速提高超过0.3个百分点。

核电发展对地方经济发展可以带来乘方效应。一座装机规模500万千瓦核电厂，总投资可达650亿元。按7800小时计算，规划装机投产后，年发电约390亿度，售电收入近200亿元，核电厂建设期每年可增加5000万左右的建安税，全部建成后每年可直接纳税30亿元。此外，核电项目还能吸引众多投资者抢摊地方房地产等市场，带动建筑行业发展，改善当地交通条件，完善城市基础设施;提高城市知名度，增加旅游收入，提升城市消费水平;核电站运行管理正式员工约3000人，站内聘用司机、保安、保洁、后勤人员约9000人(按1:3计算)，厂区周围与核电站配套从业人员不下10000人;带动投资配套抽水蓄能电站等核电配套工业体系发展。

在当前背景下，在确保安全的基础上，稳步推进核电建设，每年将创造出数千亿元的国内生产总值，对于实现保持国家及地方经济平稳较快增长的目标作用显著。

二、拉动工业体系转型升级

核电工业是现代高科技密集型的国家战略性产业，其发展不但实现了自主创新能力大幅提升，扩大了我国在核燃料循环、核电装备、核技术应用等高新技术领域的产业规模，同时有效带动了我国高技术产业(涉及材料、机电、电子、仪表、冶金、化工、建筑)整体发展，而且先进的核科学技术可实现对传统产业的改造升级。

根据国务院发展研究中心测算，如果按照目前我国核电发展态势，每年投资额870亿元，拉动重要相关行业的产出增长为：建筑业约272亿元，通用、专用设备制造业208亿元，金属冶炼及压延加工业181亿元，综合技术服务业163亿元，农业154亿元，化学工业154亿元，金融保险业154亿元，电气、机械及器材制造业127亿元，石油加工、炼焦及核燃料加工业108亿元。

近年来，我国在核燃料科研生产领域取得重要成就，保持了完整的核燃料工业体系：计划完成的国内铀矿地质钻探工作量指标大幅提高，矿床勘查成果显著，海外铀资源开发加快推进;多个铀转化、纯化、浓缩工程项目开工建设，核燃料产能的提升确保燃料供给安全;已基本掌握后处理动力堆乏燃料后处理的自主设计、建造、运行能力。

目前，三代核电引进消化吸收和再创新步伐加快;自主知识产权的高温气冷堆示范工程具备开工条件;自主化先进压水堆核电机组(ACP1000、ACPR1000等)设计取得重要进展;中国实验快堆实现了自主研究、自主设计、自主建造、自主运行和自主管理。此外，在快堆、先进研究堆、核军工、核技术应用、受控核聚变等领域的不断拓展，具备较高的科技研发实力。

依托核电项目，核电装备制造国产化、自主化不断推进，对于推动产业结构升级，培育和提升自主创新能力，转变工业发展方式具有重大意义。

“十一五”期间，通过将核电设备制造和关键技术纳入国家重大装备国产化规划，核电装备制造业加大技术改造升级和投入力度，在核电关键设备的制造方面取得突破，在建二代改进型机组平均国产化率68%。而且国内已具备较强的关键设备生产能力，核电设备成套供应能力得到了较快提升，初步形成了年供8套左右百万千瓦级压水堆核电主要设备能力。预计通过完善自身的制造装备能力，积累制造工艺经验，加强技术攻关，“十二五”末期我国能够形成稳定的三代核电设备成套供应能力，设备自主化目标基本可以实现。

此外，核电涉及工业领域的技术发展基本代表了冶金、材料、机械、电子仪器等众多行业最复杂、最前沿技术，对开发设计、冶炼、铸造、热处理、精密制造等生产工艺有极高要求，由此带动了这些行业的技术升级。

三、强大国防保持核威慑力

发展核电是保持和提高我国核工业实力，稳定和壮大核科学技术人才队伍的重要依托，也是建设我国强大国防、进一步提升核大国地位、和平建设现代化强国的重要途径，是推进现代化建设、走强国之路、提升综合国力的重要战略举措。

核科学技术具有典型的军民两用特性。核动力既是民用能源开发利用的重要组成部分，又可用于军用核动力舰船;核燃料循环技术既可为民用反应堆提供燃料，又可为核武器提供装料。先进的核动力、核燃料、核安全与辐射防护技术、核监测和控制，以及高端装备制造、特种材料等技术均可用于军用核动力舰船、空间飞行器核电源、核战略战术武器装备的研制和生产。核电产业是国家核能力的重要组成部分，核电厂的设计、制造、建设和运营关键技术往往比军用堆难度更大，要求更高。通过大力发展核电产业，可以促进核技术的大力提升，充实和提高国防安全保障能力。

目前，发展民用核电依然是世界核大国保持核威慑能力的重要考虑因素。自上世纪50年代美国、前苏联等大国除了在积极发展舰船核动力、空间激光武器核电源、军用车载移动式核电源、鱼雷及火箭核动力推进装置等新概念军用核动力的同时，大力发展民用核电作为保持核威慑的重要手段。眼下，俄罗斯依然制定了较大规模的核电建设规划。奥巴马政府上台之后美国的核电政策也更加明朗、积极。

四、“走出去”提升国际竞争力

党的十七届五中全会提出了“加强现代能源产业建设”的要求，“在确保安全的基础上高效发展核电”，要求积极转变发展方式，实现我国核电事业又好又快安全发展，加快科技进步和创新，打造具有自主知识产权的核电品牌，尽快形成后来居上的强劲竞争力，走出国门，在世界核电技术制高点和市场占据一席之地，实现由核电大国向核电强国的转变。

首先，核电技术和产品的输出对提升我国在世界经济市场中的竞争力将发挥独特作用。通过帮助希望发展核电的国家建立必要的基础结构提供支持，包括建立法律和监管框架、开展培训、帮助其培养本国的核能人才、帮助其了解各种核技术、促进和支持新核电站融资等方式，或将核电项目出口作为经济援助一种重要方式，满足这些国家的能源和经济发展需求，获取所在国民众的认可和政府的信任，提升我国在这些国家的影响力和加强利益交融的合作纽带。

其次，通过海外核电市场开拓，可以在更广阔的空间进行产业结构调整和资源优化配置。凭借高端、密集的核电技术、产品及服务，真正进入世界产业格局中的高附加值环节，提升我国在国际产业分工中角色地位，分享更多的经济全球化的利益。

第三、核电项目耗资巨大，开发海外核电市场将大幅带动我国对外直接投资、融资和出口，而投资、出口是我国经济增长的两大重要引擎。同时，核电“走出去”项目作为大型对外投资项目，将进一步平衡我国国际资本盈余。

最后，核电出口有利于培育一批具有国际竞争力的大型跨国企业，并提升中国核电产业链条的技术水平。我国有实力的核电相关企业可以利用跨国公司产业结构调整的机会，以自己的相对优势，开发自主品牌，参与海外核电市场开发与项目建设，在竞争与合作的过程中学习提高自身在研发、设计、制造、建设等各环节的技术能力与水平。

综上所述，发展核电对保障能源供应与安全，保护环境，实现电力工业结构优化和可持续发展，提升我国综合经济实力、工业技术水平和国际地位，都具有十分重要的意义。

第三篇：对发展核电的认识和意义

对发展核电的认识和意义

提起核能，人们的第一反应恐怕是战栗和神秘的恐惧，1945年，广岛和长崎爆炸的两颗原子弹的威力让人们铭记在心，以及前苏联的切尔诺贝利核事故造成的灾难带来的损失和影响难以估计，再加上前些时间的福岛核事故更是为人们的心灵上能上了一层阴影。

任何事物都有两面性，灾难带来的教训是惨痛，正是这一次次的教训让我们在发展核能的时候要慎重的考虑全面些，从教训中受到启发，避免让悲剧重新发生。正如航空航天业的发展一样，历数航天中的事故以及带来的损失，绝非是一个小数目，在刚起步的时候每一次事故都会让人们对航空的意义产生质疑，发展受到影响，但是人们从事故中发现不足，提出改进的方法，一次次实践才有的现在航空业给人们带来的便捷和安全。试想倘若早期的航空发展因为一两次的事故而停滞不前甚至夭折，决不会有今天的“波音”，“空客”，人们翱翔的梦想会只是梦想。

虽然核能的提出，发展到现在有一段时间，相对于历史的长河还只是刚刚起步阶段，失误不可避免，但是我们不能因噎废食而放弃核能的发展。

在煤和石油等化石燃料日益枯竭的今天，化石燃料带来的环境问题日益突出的今天，寻找新型能源的要求势在必行，迫在眉睫。历数现阶段有潜力的新能源：风能，太阳能，核能，地热，潮汐能，水能等。

风能的不稳定是其发展的最大的瓶颈，而且风能丰富的地区人烟稀少，风能发电上网和传输是个在短时间内不容易解决的问题。

太阳能的分散性使得在 利用太阳能时，想要得到一定的转换功率，往往需要面积相当大的一套收集和转换设备，造价较高，并且现在多数用太阳能电池板，废旧电池的处理也是个问题；太阳能的不稳定性：由于受到昼夜、季节、地理纬度和海拔高度等自然条件的限制以及晴、阴、云、雨等随机因素的影响，所以，到达某一地面的太阳辐照度既是间断的又是极不稳定的。

潮汐能潮汐存在半月变化，装机的年利用小时数低，潮汐电站建在港湾海口，通常水深坝长，施工、地基处理及防淤等问题较困难发电只能作为辅助，难以独当一面，成为主流。

水能总的可以利用的总量有限，并且建造水电站对环境的影响很大，特别是对水生生物，可能会带来灭顶之灾。核能是唯一可以全面代替化石燃料发电的能源。

核电站优点:

1.核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因此核能发电不会造成空气污染。

2.核能发电不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。

3.核能发电所使用的铀燃料，在地球上的储量丰富。

4.核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送。

5.核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本较不易受到国际经济情势影响，故发电成本较其他发电方法为稳定。

核电站缺点:

1.核能电厂会产生高低阶放射性废料，或者是使用过之核燃料，虽然所占体积不大，但因具有放射线，故必须慎重处理，且需面对相当大的政治困扰。

2.核能发电厂热效率较低，因而比一般化石燃料电厂排放更多废热到环境裏，故核能电厂的热污染较严重。

3.核能电厂投资成本太大，电力公司的财务风险较高。

4.核能电厂较不适宜做尖峰、离峰之随载运转。

6.核电厂的反应器内有大量的放射性物质，如果在事故中释放到外界环境，会对生态及民众造成伤害。

发展核电是我国满足电力需求、优化能源结构、保障能源安全，促进经济持续发展的重大战略举措。发展核电是减少环境污染，实现经济和生态环境协调发展的有效途径

综合考虑核能的优缺点，我们要对核能有正确的认识，发展核能的步伐不应以此而停止，适当的大力发展，让核能造福人类。

第四篇：对中国核电安全发展的思考

化工知识

当前，中国核电发展总体形势良好，虽然存在一些安全风险，但不能因噎废食。

福岛核事故的发生，将核电安全推至舆论焦点，安全问题也成为核电发展关键。福岛核事故一周年之际，我国核电安全所面临的挑战有哪些？又需采取什么措施予以应对？国务院研究室综合司副司长范必提出了他的观点。

一、确保核电安全必须采用先进技术

从表面上看，福岛核事故的起因是九级特大地震引发的海啸，是不可抗力造成的。但国际原子能机构认为，任何事故都是可以避免的，关键是要采用先进技术与进行科学的管理。因此，对核事故原因分析，不应停留在自然灾害层面，而应当从核电站安全系统技术特点等方面进行深刻反思。

造成这次福岛核事故，有企业应急措施迟缓、政府监管和反应不力等原因，但从根本上看，能动型安全系统失灵是主因。按照核电站的运行规则，出现事故后首先要实现停堆，然后将堆芯余热导出，这是确保核电站安全最关键的一步。如不能及时导出余热，就会发生堆芯熔化，严重的会引发爆炸、泄漏。在解决余热导出问题上，有两种技术路线，一种是能动型安全系统，一种是非能动型安全系统。能动型系统主要依靠外部电网或备用电源驱动，一旦全厂失电，冷却系统即告失效；非能动系统不依赖电源，而是依靠重力、对流、蒸发、凝结等物质固有的自然规律来带出余热。福岛核电站使用的是能动型余热导出系统，地震后反应堆实现了自动停堆，并利用柴油机驱动冷却系统工作。然而一小时后，海啸摧毁了柴油发电系统，导致其后一系列严重事故。

上世纪六七十年代全球开发的核电站，包括压水堆、沸水堆、重水堆、石墨堆等，使用的都是能动型安全系统，这些电站占世界在役核电站的绝大部分。核电界早已认识到，“能动型”安全系统在失去电源时存在“不能动”的隐患，虽然出现的概率很低，但必须予以解决。前苏联切尔诺贝利和美国三哩岛事故后，美国和欧洲分别制定了核电用户要求文件（URD和EUR），明确要求新建核电站堆芯熔化概率和大量放射性物质向环境释放的概率，要比原有核电机组降低两个数量级，以预防和缓解严重事故。符合这一标准的核电技术被称为三代核电技术。

经过长期探索，科学家对能动型安全系统作了很大改进，有的新建机型达到了三代标准，如法国的EPR。同时，科学家开发出了不依赖电力的“非能动”核电技术，极大地提高了核电站的固有安全性，成为第三代核电技术的重要发展趋势。目前，具有代表性的机型有美国西屋公司开发的非能动先进压水堆AP1000，以及GE与日立联合开发的经济简化型沸水堆ESBWR，俄罗斯开发的半非能动型压水堆等。中国在第三代核电招标中，经过多方比选，引进了AP1000机型。一旦发生事故，可以在72小时内无需电源和人工干预而自动冷却，遇到类似日本这次自然灾害能够避免发生重大核事故。同时在抵御恐怖主义、人为破坏核电站方面也有相当优势。这次事故表明，以非能动技术代替能动技术将是核电发展的主要方向，我国应当统一技术路线，坚持引进消化吸收AP1000技术，并自主开发新的机型。

一些人士担心，AP1000虽然安全理念先进，但最早也要在2013年建成发电，在首堆没有建成、其它国家没有运行经验的情况下，我国批量建设AP1000是否可行。经专家研究认为，这是完全可行的。因为AP1000的核蒸汽供应系统（除主泵外）都是基于二代的成熟技术，AP1000与二代的差别主要是安全系统。AP1000的非能动安全系统已在美国经过严格的台架实验验证，获得了美国核管会的审查批准，二代技术能动型安全系统也是采用同样的方法进行验证。所有的核电安全系统，不论是传统的能动型的还是新的非能动型，都无法进行事故实况下的破坏性试验。即便AP1000运行若干年，对验证非能动的安全系统也没有实质意义。国际上以往推出的新机型，都是在首堆建设的同时梯次推进、批量化建设。如法国的EPR，在芬兰首堆建设的同时，在法国、中国、美国、印度进行批量化建设。我国AP1000依托项目一次建设4台，事实上已开始批量化。目前，美国已有6台AP1000项目签订了EPC总包合同，14台正在申请建造许可证。随着主泵耐久性实验的完成，AP1000进行批量化建设时机已经成熟，条件完全具备。

二、我国核安全面临的挑战

经过长期努力，我国建立了符合国际标准、比较完善的核安全管理和核事故应急体系，核电建设和运行总体上保持了安全稳定。但是对安全问题仍然不能掉以轻心。近年来，我国核电呈快速发展态势。与日本相比，我国在役机组数量较少，但在建、拟建机组数量较多，安全质量控制压力持续加大，核电发展配套能力、核安全监管和应急体系亟待加强，长期安全隐患不容忽视。

第一，采用能动安全系统的二代核电机组上得过多。在这一轮核电发展中，从2005年至今，国家已核准核电机组34台，装机容量3702万千瓦，其中28台是二代机型。另有16台机组已批准允许开展前期工作，其中12台是二代机型。其它上报国家能源局待批项目也大部分采用这类机型。这些二代机组经过改造，与大亚湾最早使用的原型堆M310相比，安全性有所提高，但仍无法解决全厂失电后会出现的严重安全事故。这些机组开工时间晚，运营周期可长达40—60年。如果在2020年建成，要到2060—2080年才能退役。在这期间，不仅二代核电已经被淘汰，三代核电技术也会逐渐落后，第四代具有固有安全性的核电技术将成为主流，甚至第五代可控核聚变核电技术也可能投入使用。由于世界各国现役二代机组大都在未来20年左右退役，之后的40—50年中，我国将成为世界上核电安全风险最大的国家。

第二，核电安全状况与最先进的标准仍存在差距。今年3月16日，国务院第147次常务会议决定，要按照最先进的核电安全标准进行检查。这一标准应当是国家核安全局发布的《核动力厂安全设计规定》（简称HAF102）以及相关的19个导则。该标准与国际原子能机构和欧美现行的核电安全标准同步。对照HAF102，除已开工建设的4台AP1000和2台EPR机组外，其它所有的核电机组均不同程度地存在差距。在正常条件下，大部分机组能够实现安全运行，但需要持续加强监督管理，区别不同情况进行处理。

第三，核电研发、制造、建设和监管力量跟不上。由于近年核电发展较快，容易造成安全隐患。主要是，有限的核电研发设计分散，影响了先进安全技术的标准化和推广应用。既使是二代加机组，也存在技术标准不统一，产品质量不稳定的问题。一些工程建设和装备制造企业安全意识不够强，质量保证体系不健全，重大质量问题时有发生。高端人才和专业人才不断稀释，有经验的技术和管理人才陆续退休，新人成长需要较长时间。乏燃料后处理能力薄弱，把过多的乏燃料储存在核电站，会面临福岛第一电厂4号机组乏燃料池放射性泄漏的潜在风险。尤其是核安全监管能力严重滞后，国家核安全局和国防科工局从事安全监管的人员数量不足，监管人员待遇远低于核电站工作人员，增加了吸引人才、稳定队伍的难度。

三、当前面临的紧迫任务

从核电发展历程看，每一次重大核事故都带来了核电技术的升级，日本福岛核事故也完全可以成为开发应用更安全、更先进核电的动力和契机。当前，中国核电发展总体形势良好，虽然存在一些安全隐患，但不能因噎废食，应当坚持“十二五”规划确定的“在确保安全的基础上高效发展核电”的方针，坚决贯彻落实国务院第147次常务会议决定精神，按照安全第一、质量第一的原则，用最先进的标准对所有的核电设施进行安全评估，加强核电设计、建设、运营的全过程管理，消除一切隐患，确保万无一失。

第一，合理控制核电发展规模和节奏。经过这几年发展，核电在建和核准项目规模已突破2006年制定的规划，核电企业争厂址、争项目的现象十分严重。各方面对2020年核电装机规模的预期普遍超过7800万千瓦，大多数核电业主和配套企业是按照装机1亿千瓦以上制定自身发展规划。即使在福岛核事故后，国务院常务会决定暂停核电审批的情况下，有的核电企业仍在策划继续大上二代项目，这种做法有违核电安全发展的方针。在目前国家编制核电安全规划与调整核电中长期规划中应当明确，核电发展中应当把安全放在第一位，而不是把规模、速度放在第一位。“十二五”期间应当集中力量建设已经核准和开展前期工作的项目，不再批准开展新的前期工作项目。“十三五”期间再视情况决定是否恢复审批，防止过多过快上马核电机组带来长期安全风险。

第二，用最先进的标准对核电站进行安全审查。我国核电最先进的标准应当是《核动力厂安全设计规定》（HAF102）及相关19个导则，这一标准与国际上最先进的标准是一致的。对核电安全的评估，除了运营安全和建设安全外，更重要的是对核电站的设计进行对标审查，这样才能从根本上摸清核安全家底。对于存在严重隐患的核设施，应当立即停建或关闭；存在一定隐患，可以改进的核设施，要限期整改。此外，应对在役、在建、拟建核电站厂址发生极端灾害事件的概率进行评估，提出应对措施。

第三，适时调整未建成核电项目的机型。为了从整体上提高核电安全水平，应当对所有未开工的核电项目进行一次评估。只要条件允许就要坚决改用AP1000机组，这类机组估计有十多台。今后新开厂址和现有厂址的后续项目，均应采用非能动安全AP1000系列机组。同时，加强大型先进压水堆重大专项研发和示范工程建设力度，尽快批准CAP1400开展前期工作。

第四，强化核电配套能力建设与核安全监管。统筹考虑核电发展规划与人才、燃料、制造等方面的关系，促进核电装机与相关产业的协调发展。充实国家核安全局力量，使其成为具有权威性的监管机构。加快核电应急管理体系建设，核事故应急系统与核电日常管理工作应当在机构和人员上统一起来。定期开展应急演练，确保所有应急对策与措施始终处于有效状态。总结这次事件中日本的经验教训，结合我国实际情况，修订完善《国家核应急预案》。

知不足者勇，知不足乃安全管理工作之大幸。

安全管理要知不足，既是一种自律，又是一种自觉。安全管理工作切忌自我感觉良好，不能孤芳自赏、自以为是，更不能盲目乐观。抓好日常安全管理工作的关键是要树立居安思危的管理理念，对存在的问题要看得清、敢面对，还要改得了、能战胜。为此，各级管理者必须把安全管理责任举过头顶，把搞好安全的困难踩在脚下，把本质安全之心装在心中，时刻牢记安全管理工作只有起点没有终点的客观规律。

古人云：“志之难也，不在胜人，在自胜也。” 安全管理知不足就是：以安全先进单位为镜，照差距；以各类隐患为例，看不足；以事故教训为依据，查过错。安全管理工作不怕有过错、有不足，就怕错过了知错、纠错，知不足、改不足的机会。

Domain:www.xiexiebang.com 3M电子氟化液 More:sfhbsaw 安全管理知不足，才会不断完善管理措施、调整工作节奏、把握操控能力，逐渐形成安全管理工作全方位、多角度的良性互动和科学对标，最终实现安全管理工作的自我管理和自主管理，确保单位和个人的本质安全。

一种果实长在田园，它的期待是收获；一种果实画在纸上，它的期待是赞许；一种果实长在心田，它的期待是种子。安全管理工作最需要的就是有一颗健康和谐的“本质安全之心”，把“本质安全之心”的种子植入到每一名干部员工的心里，我们的安全管理工作才能结出丰硕的安全果实。

知不足者勇，知不足乃安全管理工作之大幸。

安全管理要知不足，既是一种自律，又是一种自觉。安全管理工作切忌自我感觉良好，不能孤芳自赏、自以为是，更不能盲目乐观。抓好日常安全管理工作的关键是要树立居安思危的管理理念，对存在的问题要看得清、敢面对，还要改得了、能战胜。

为此，各级管理者必须把安全管理责任举过头顶，把搞好安全的困难踩在脚下，把本质安全之心装在心中，时刻牢记安全管理工作只有起点没有终点的客观规律。

古人云：“志之难也，不在胜人，在自胜也。” 安全管理知不足就是：以安全先进单位为镜，照差距；以各类隐患为例，看不足；以事故教训为依据，查过错。安全管理工作不怕有过错、有不足，就怕错过了知错、纠错，知不足、改不足的机会。

安全管理知不足，才会不断完善管理措施、调整工作节奏、把握操控能力，逐渐形成安全管理工作全方位、多角度的良性互动和科学对标，最终实现安全管理工作的自我管理和自主管理，确保单位和个人的本质安全。

一种果实长在田园，它的期待是收获；一种果实画在纸上，它的期待是赞许；一种果实长在心田，它的期待是种子。安全管理工作最需要的就是有一颗健康和谐的“本质安全之心”，把“本质安全之心”的种子植入到每一名干部员工的心里，我们的安全管理工作才能结出丰硕的安全果实。

知不足者勇，知不足乃安全管理工作之大幸。

安全管理要知不足，既是一种自律，又是一种自觉。安全管理工作切忌自我感觉良好，不能孤芳自赏、自以为是，更不能盲目乐观。抓好日常安全管理工作的关键是要树立居安思危的管理理念，对存在的问题要看得清、敢面对，还要改得了、能战胜。

为此，各级管理者必须把安全管理责任举过头顶，把搞好安全的困难踩在脚下，把本质安全之心装在心中，时刻牢记安全管理工作只有起点没有终点的客观规律。

古人云：“志之难也，不在胜人，在自胜也。” 安全管理知不足就是：以安全先进单位为镜，照差距；以各类隐患为例，看不足；以事故教训为依据，查过错。安全管理工作不怕有过错、有不足，就怕错过了知错、纠错，知不足、改不足的机会。

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第五篇：核电各技术对比

核电各种技术简单分析

—中广核准员工论坛

一、自主品牌：CNP1000——中国百万千瓦级核电站

CNP1000型核电站使中国百万千瓦级核电站的设计寿期从目前的40年延长到60年，核燃料换料周期从目前的12个月延长到18个月，机组可利用率将从目前的75%左右提高到87%，上网电价可控制在5美分/千瓦时以下，CNP1000的比投资将下降到1300美元/千瓦以下

CNP1000无论是性能上、经济上、安全上都达到了国际上第二代改进的水平。

NP1000主要性能指标为：电站设计寿命60年，堆芯热工裕量大于15%，堆芯熔化概率小于1X10-5/堆年，大量放射性物质释放概率小于1X10-6/堆年，机组可利用率大于87%，换料周期为18个月，比投资小于1500美元/千瓦。如批量生产，比投资可达到1300美元/千瓦以下。NP1000主要有10项设计改进：

一、改进堆芯设计，降低功率密度，提高堆芯安全裕度；

二、改进电站布置设计，采用单堆布置和满足实体分隔、防火要求的核岛布置方案；

三、改进安全系统设计，提高系统可靠性；

四、改进安全壳系统设计，加大安全壳容积；

五、采用先进的分布式数字化仪表控制系统，提高电厂的可用性和安全性，提高自动化控制水平和可操作性；

六、考虑了严重事故下的氢气控制措施；

七、设置安全壳内换料水箱，取消安注和喷淋再循环切换，提高系统可靠性；

八、设置堆腔淹没系统，防止在严重事故下堆芯熔融物熔穿压力容器；

九、采用LBB技术，取消或减少防甩装置；

十、汽轮机组采用半速机，提高电厂效率。

CNP1000设计的主要特点

①燃料组件177盒，降低线功率密度，采用AFA3G燃料组件提高安全裕量。增大功率，提高经济性。

②18个月换料，低泄漏，提高经济性。

③大直径反应堆压力容器（内径为4340mm），增加水装量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并满足60年寿期要求。④稳压器容积为51m3，稳压能力增强。

⑤采用预防和缓解严重事故的有效措施，降低堆芯损坏和放射性大量释放的概率。

⑥采用LBB技术，简化系统并有利于维护保养。

⑦高压安注泵同上充泵分开，低压安注泵同余热泵共用，并形成两个系列。⑧辅助给水系统设置两台汽动泵和两台电动泵,形成两个系列。⑨采用半速汽轮机/发电机机组。⑩数字化I&C系统。

二、引进创新：CPR －1000 中国改进型压水堆核电站 CPR1000作为“二代加”技术，在大亚湾核电站及岭澳核电站一期的基础上，通过持续科技进步，不断创新和改进，逐渐趋近第三代。在探索的过程中提出许多新技术：

•事故处理规程由事故定向转为状态定向；

•首炉堆芯即采用18个月换料方案

•压力容器设计寿命达到60年

•采用堆坑注水技术

•主回路应用破前漏（LBB）设计理念

•采用可视化进度控制

•利用三维辅助设计进行设计校核 CPR1000——主要技术、经济指标

环路数

总体性能指标

DNBR裕量＞15% 组可用率≥87%

压力容器设计寿命60年 一回路压力15.5 MP 一回路温度T入/T出292.4℃/329.8℃ 均线功率密度186 W/cm 机组额定功率1080 MWe

燃料组件157组全M5的AFA3G组件 活性区高度3.66 m 换料周期18 月

堆容器内径/高度3.99 m/12.99 m 电厂热循环效率36% 仪控系统DCS 电厂布置双堆

安全壳单层 + 钢内衬

安全壳自由体积49000 m3 严重事故对策采取相应措施 汽轮发电机组半速机 建设工期≤58 月

三、AP1000技术。其区别于二代加压水堆核电机组的主要特点就是“非能动”的安全系统

AP1000技术是美国西屋公司开发的第三代百万千瓦级先进压水堆核电机组，其堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；主回路设计类似于美国燃烧工程公司（CE）设计的System 80。采用增大的蒸汽发生器（125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。

AP1000 单台机组NSSS的热功率为3415MWe，电功率为1115MWe，热效率约为33%，机组可利用率为93%，堆芯熔化频率为：2.41×10-7／堆年，严重事故下大量放射性物资向环境释放概率为：1.95×10-8／堆年；机组采用单堆布置，反应堆厂房采用双层安全壳，内层为钢安全壳，外层为混凝土结构（其屋顶设置非能动安全壳冷却系统储水箱）；施工安装过程采用模块化的建造模式，有利于缩短建造工期。

AP1000区别于二代加压水堆核电机组的主要特点就是“非能动”的安全系统。“非能动”设计概念就是利用固有的热工水力特性，简化安全系统的设计，使核电站保证安全的措施不再依赖泵、风机等能动设备的运行，从而大幅度地减少了安全级的阀、泵、电缆及抗震厂房；取消了1E级应急柴油发电机系统；减少了大部分安全级能动设备；降低了大宗材料用量；系统简化使设计简化、工艺布置简化、施工量减少、运行及维修量也相应减少。设计中采用的非能动的严重事故预防和缓解措施使安全性能得到提高，同时也提高了机组和经济性。

一、非能动堆芯冷却系统

AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统。与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳 pH 值控制的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流 自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。传热过程无需动力。当 IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST 组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全 注射水箱和IRWST 为堆芯提供冷却。依靠 IRWST 提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。

二、非能动安全壳冷却系统

AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180度，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空

气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜。当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。

三、非能动安全壳裂变产物去除系统

AP1000在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂 变产物。安全壳大气中活性物质的去除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、热迁移等）。事故后如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中。非能动主控室可居留系统失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、仪间和直流设备室的非能动热阱

四、非能动主控室可居留系统

失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。

四、三代技术：EPR

EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆，提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。EPR的主要特征

1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。

2、EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。

3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。

4、EPR属压水堆技术。法国在运行的核电站都是压水堆。目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。

5、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量；

6、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区。

7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进，EPR运行40年无需更换重型设备 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，内层为预应力混凝土。作为新一代技术，EPR相比较与前几代：

一、经济性能更高 EPR的发电成本将更低，比N4系列反应堆低10%。主要优化措施是：

1、EPR的功率（约1600兆瓦）比近期建设的反应堆功率（约1450兆瓦）更高。

2、建设周期更短：从建造至商业运行计划用57个月。

3、能量效益提高到36%，这是轻水反应堆最好的指标。

4、EPR技术寿期将达到60年。

5、提高燃料的利用率。在发电量相同的条件下，EPR将减少使用15%的铀，废物产量因此降低。同样，也降低了核燃料循环（从铀浓缩到后处理等各个环节）的费用。

6、EPR降低了运行费：

由于提高了人机接口的质量和主控室的功效，操作简化，通过运行支持系统，提升自动化水平，减少了人工干预；

设备布局更合理，便于进入工作区，简化了检修，缩短了工期；可进行不停运的标准化保养维修；

停堆换料期减至16天；反应堆寿期内可利用率可达到91%，法国在役反应堆的平均使用率为82%。

7、EPR的发电成本将降至30欧元/MWh，比主要竞争对手—天然气低20%。

二、更高的安全性

EPR满足法德两国核安全当局提出的“加强防范可能损坏堆芯的事件，缓解堆芯熔化的放射性影响”两方面的要求，具有更高的安全性。

1.加强防范损坏堆芯的事件

通过设计简单化、功能多样化和冗余系统确保安全功能。自动化水平更加先进；EPR配置四个同样的安全系统，具有非正常状态下冷却堆芯的功能。每个系统都能完全独立发挥其安全功效。这四个系统分别设在四个厂房，实行严格的分区实体保护。因内部事件（水灾、火灾等）或外部事件（地震）造成某一系统失灵时，另一系统代替有故障系统行使安全职能，实现反应堆安全停堆。这些结构性的安全系统将把在役压水堆极低的堆芯破损概率再降低一个10次方。

2.安全壳具有非常高的密封性

如果万一发生堆芯损坏事件，将对居民和环境采取防御性保护措施，使他们不受影响。

EPR的密封水平是国际上唯一的，反应堆厂房非常牢固，混凝土底座厚达6米，安全壳为双层，内壳为预应力混凝土结构，外壳钢筋混凝土结构，厚度都是1.3米。2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。

即使发生概率极低的熔堆事故，压力壳被熔穿，熔化的堆芯逸出压力壳，熔融物仍封隔在专门的区域内冷却。这一专门区域的内壁使用了耐特高温保护材料，能够保证混凝底板的密封性能。EPR的熔堆事故影响严格限制在反应堆安全壳内，核电站周边的居民、土壤和含水层都受到保护。

3.降低运行和检修人员的辐照剂量

EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进一步加强：集体剂量目标确定为0.4人希弗特/堆年，与目前经济合作与发展组织国家核电站的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低一倍以上。

目前法国核电站检修人员的人希弗特集体剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年（5mSv）。换言之，法国核电站工作人员的平均剂量等同于法国天然放射性当量。

三、EPR更加环保

核电的优势是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉尘及其他温室效应气体，EPR在可持续发展方面取得了重要的进展：

EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率，减少铀的使用量，降低钚和长寿命废物的产量；有利于控制和降低钚的储量；由于EPR的技术寿期将达到60年，在生产同等电力的情况下，EPR退役后的最终废物数量将减少；利用核能有利于储备本世纪中叶将逐渐枯竭的化石燃料

五、压水堆原理

利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。

反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。

一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废物处理系统,部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。

二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量变成高压蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水，凝结水由凝结水泵输送，经低压加热器进入除氧器，除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器，如此形成热力循环。为了保证二回路系统的正常运行，二回路系统也设有一系列辅助系统。

循环水系统主要用来为冷凝器提供冷却水。

发电机和输配电系统的主要设备有发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、启动变压器、高压开关站和柴油发电机组等组成。其主要作用是将核电厂发出的电能向电网输送,同时保证核电厂内部设备的可靠供电。发电机的出线电压一般为22kV左右，经变压器升至外网电压。为保证核电厂安全运行，核电厂至少与两条不同方向的独立电源相连接，以避免因雷击、地震、飓风或洪水等自然灾害可能造成的全厂断电。

每台发电机组的引出母线上，均接有两台厂用变压器。为厂用电设备提供高压电源。高压厂用电系统一般为6kV左右。该高压厂用电系统直接向核电厂大功率动力设备供电。对于小功率设备,经变压器降压后供给380/220V低压电源。通常高压厂用电系统分为工作母线和安全母线两部分，高压厂用电系统的工作母线，可以由外电网或发电机供电，高压厂用电的安全母线，除外网和发电机外，还可由柴油发电机供电。

在电厂正常功率运行时，发电机发出的电能大部分经主变压器升压至外网电压输送给用户。同时，整个厂用设备的配电系统由发电机的引出母线经厂用变压器降压后供电。当发电机停机时，则由外部电网经启动变压器供电。当外网和发电机组都不能供电时，则由柴油发电机组向安全母线供电，以保证核电厂设备的安全。

六、浓缩铀反应堆

如果使用含有3％铀一235的浓缩铀，就有可能使用普通的“轻”水作为冷却剂，水中的氢作慢化剂。

氢可吸收中子，故不适用于含o．7％铀一235的天然铀燃料，但可用于浓缩铀。在这类反应堆中，水始终保持高压状态，使其不能沸腾。水把热从反应堆芯通过蒸汽发生器传递给二回路系统，该系统中保持较低的压力，水被转化为蒸汽，从而驱动汽轮发电机组。这种设计的反应堆被称为压水反应堆，简称压水堆(PWR)。

其它堆型也有采用低浓缩铀的。慢化剂则使用普通水、重水、石墨或有机液体，使中子减速。冷却剂可以是沸水、重水、氦、二氧化碳气或有机液体浓缩铀反应堆原理图：如果铀燃料被浓缩，水可被用来作慢化剂和冷却剂。图中显示的压水堆中，一回路水传递的热使完全隔离的二回路中的水沸腾

七、沸水反应堆

象压水堆一样，沸水堆的燃料也是浓缩度仅为2％的氧化铀，它在高温高压下被烧结成圆柱形芯块，装入锆合金管中．这些燃料棒被组装成比在压水堆中较为松散的组件。燃料棒基本方形排列包括6*

6、7*7或8*8，而压水堆燃料组件为15X15或17X17。铀的浓缩度也不相同，棒中浓缩铀的数量与诙棒在阵列中所处的位置有关。这种排列能纠正沸水堆中由毗邻组件之间水空间引起的畸变。某些棒不含铀，而仅有水。十字形碳化硼控制棒在四个相邻燃料组件之间从堆芯底部插入。其抽插依靠液压系统或电磁螺旋驱动系统。遇有紧急情况，氮气覆盖层之下充满水的蓄压箱驱动液压缸，把控制棒弹入堆芯。

这种反应堆最显著的特征是，允许冷却剂水在堆芯内沸腾．离开堆芯的蒸汽必须经过去湿，这个过程在反应堆容器上部进行。象在压水堆蒸汽发生器中一样，蒸汽要经过汽水分离器(在旋流叶片中，作用于蒸汽流的离心力迫使水滴甩在外壁上)和人字型干燥器，然后被传输到汽轮机，再驱动发电机产生电力。蒸汽在给水厂房冷凝后，形成凝结水，经过再加热后返回反应堆容器。为确保稳定运行，反应堆容器上接有若干条再循环环路，每条环路设一台泵，该泵从反应堆容器出口接管吸水并排水至人口接管。泵的流量变化可以改变平均水温和蒸汽泡形成的水平。用这种方法能够控制中子的慢化条件(密度低的蒸汽替代水或相反)，从而控制反应堆的功率水平。在法国压水堆设计弓1人新的控制系统和先进灵敏的部件之前，这种调节功率水平的能力使得沸水堆胜过它的竞争者。

因此，初看起来，这种反应堆似乎比压水堆简单；它们省去了蒸汽发生器，并在低得多的压力下运行(70—80巴，而不是150巴)。但是，它们也有自身的不足：反应堆容器更高，更粗；由于设置了再循环回路，在连接压力容器的蒸汽管道上必须设置安全阀，使得设计更为复杂；此外，堆芯内的沸腾水必须连续净化，以防止杂质沉积在燃料包壳上，在经过堆芯时必须将可能被活化的杂质用过滤器滤掉。尽管采取这些措施，燃料元件破损造成放射性产物被夹带于蒸汽中的可能性依然存在。这就要求汽轮机设计必须具有严格的密封性能，电厂的常规部分必须划为易监控区，具有适用于电厂操作人员的保健条例。

关于电厂安全，象压水堆设计一样，针对假设的冷却剂丧失和蒸汽管道破裂事故，采取了预防措施，这就是为什么要把反应堆(压力容器和再循环泵)包容在能够承受各种压力的钢制密封安全壳系统之中。蒸汽管道安全阀也置于安全壳之内。

安全壳系统的设计能使逸出反应堆的蒸汽喷到反应堆容器旁的充水腔室并得到冷凝。简图说明了这些设计特点的发展。象压水堆一样，也设有几条管道，把安全壳外的冷水注入反应堆容器以冷却燃料。同时，通过喷淋包容反应堆容器的腔室而冷却安全壳自身。

在最终的分析中，沸水堆的发电成本与压水堆相当。