1、第一代核能發(fā)電機(jī)組

      第一代核能發(fā)電是利用原子核裂變能發(fā)電的初級階段，從為軍事服務(wù)走向和平利用，時(shí)間大體上在上世紀(jì)50年代到60年代中期，以開發(fā)早期的原型堆核電廠為主。

      例如，美國西屋電氣公司開發(fā)的民用壓水堆核電廠，希平港（shippingport）核電廠在美國建成；以及通用電氣公司（GE）開發(fā)的民用沸水堆核電廠，第一個(gè)建在美國加利福尼亞灣洪保德灣，以及隨后1960年7月建成德累斯頓（Dresden-I）。前蘇聯(lián)1954年在莫斯科附近奧布寧斯克建成第一座壓力管式石墨水冷核電廠，英國1956年建成第一座產(chǎn)钚、發(fā)電兩用的石墨氣冷核電廠——卡德霍爾核電廠。

      這一時(shí)期的工作，為下一步商用核電廠的發(fā)展奠定了基礎(chǔ)。第二代核電廠基本上仿照了這一代核電廠的模式，只是技術(shù)上更加成熟,容量逐步擴(kuò)大，并逐步引進(jìn)先進(jìn)技術(shù)。

      2、第二代核能發(fā)電機(jī)組

      （1）概況

      第二代核能發(fā)電是商用核電廠大發(fā)展的時(shí)期，從上世紀(jì)60年代中期到90年代末，即使目前在興建的核電廠，還大多屬于第二代的核能發(fā)電機(jī)組。前后形成兩次核電廠建設(shè)高潮，一次是在美國輕水堆核電廠的經(jīng)濟(jì)性得到驗(yàn)證之后，另一次是在1973年世界第一次石油危機(jī)后，使得各國將核電作為解決能源問題的有力措施。

      第二代核電廠的建設(shè)形成了幾個(gè)主要的核電廠類型，他們是壓水堆核電廠，沸水堆核電廠，重水堆（CANDU）核電廠，氣冷堆核電廠，以及壓力管式石墨水冷堆核電廠。建成441座核電廠，最大的單機(jī)組功率做到150萬千瓦，總的運(yùn)行業(yè)績達(dá)到上萬個(gè)堆年。期間僅出現(xiàn)過兩次較大的事故，即三里島核電廠事故和切爾諾貝利核電廠事故。

      氣冷堆核電廠由于其建造費(fèi)用和發(fā)電成本競爭不過輕水堆核電廠，上世紀(jì)70年代末已停止興建。石墨水冷堆核電廠由于其安全性能存在較大缺陷，切爾諾貝利核電廠事故以后，不再興建。

      從上世紀(jì)80年代開始，世界核電進(jìn)入一個(gè)緩慢的發(fā)展時(shí)期，除亞洲國家外，核電建設(shè)的規(guī)模都比較小。造成這種局面的原因主要有：①1979年世界發(fā)生了第二次石油危機(jī)，各國經(jīng)濟(jì)發(fā)展的速度迅速減緩；同時(shí)大規(guī)模的節(jié)能措施和產(chǎn)業(yè)結(jié)構(gòu)調(diào)整，使得電力需求的增長率大幅度降低，1980年僅增長1.7%，1982年為負(fù)增長-2.3%，1983年以前美國共取消了108臺核電機(jī)組及幾十臺火電機(jī)組的合同。②兩次核電廠事故對世界核電的發(fā)展產(chǎn)生重大影響，公眾接受問題成為核電發(fā)展的主要關(guān)注點(diǎn)，一些歐洲國家如瑞士、意大利、奧地利、瑞典、德國等相繼暫停發(fā)展核電；同時(shí)嚴(yán)格的審批程序，以及為預(yù)防事故所采取的提高安全的措施，使核電廠的建設(shè)工期拖長，投資增加，導(dǎo)致核電的經(jīng)濟(jì)競爭力下降，特別是投資風(fēng)險(xiǎn)的不確定性，阻礙了核電的進(jìn)一步發(fā)展。

      （2）中國第二代壓水堆改進(jìn)型機(jī)組特點(diǎn)

      我國核電技術(shù)的引進(jìn)是從引進(jìn)法國機(jī)組開始的。法國百萬千瓦級核電技術(shù)的原型是美國西屋公司標(biāo)準(zhǔn)312堆型，通過改進(jìn)批量化建設(shè)發(fā)展成為標(biāo)準(zhǔn)化的CPY技術(shù)。為了提高法國核電的出口競爭力，法瑪通公司在CPY的基礎(chǔ)上形成了安全性和經(jīng)濟(jì)性較好的M310堆型。大亞灣核電站引進(jìn)的就是這種新型的M310堆型，同時(shí)我國開展了百萬千瓦級大型商用核電技術(shù)的消化、吸收和創(chuàng)新工作。

      嶺澳一期核電站以大亞灣核電站為參考電站，維持熱功率和其它主要運(yùn)行參數(shù)不變，結(jié)合經(jīng)驗(yàn)反饋和核安全技術(shù)發(fā)展要求，通過37項(xiàng)技術(shù)改進(jìn)，進(jìn)一步提高了電站安全水平和技術(shù)經(jīng)濟(jì)性能，總體性能達(dá)到了國際同類型在役核電站的先進(jìn)水平。

      在建的嶺澳二期核電站在大亞灣和嶺澳一期核電站的技術(shù)基礎(chǔ)上，根據(jù)運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋和參考法國同類機(jī)組批量改造計(jì)劃，進(jìn)行了多項(xiàng)技術(shù)改進(jìn)，其中重大改進(jìn)有15項(xiàng)。嶺澳二期工程按“自主設(shè)計(jì)、部件采購”模式實(shí)施。

      CRP－1000方案是最近由中廣核集團(tuán)推出的，它以嶺澳一期和嶺澳二期為參考基礎(chǔ)，為進(jìn)一步滿足新版安全法規(guī)的要求，相應(yīng)采納了一些新技術(shù)。在后續(xù)項(xiàng)目中，CRP－1000方案仍將結(jié)合經(jīng)驗(yàn)反饋，陸續(xù)采用新技術(shù)，使其安全性和經(jīng)濟(jì)性進(jìn)一步提高。應(yīng)該說，CRP－1000是目前國內(nèi)安全可靠性、成熟性、經(jīng)濟(jì)性等各方面有一定競爭力的核電技術(shù)方案。是我國可以在“十一五”和“十二五”期間進(jìn)行建設(shè)的百萬千瓦級“二代加”改進(jìn)核電技術(shù)方案。遼寧紅沿河核電站項(xiàng)目將采用CPR－1000技術(shù)方案。

      CRP－1000擬采用的主要新技術(shù)有：

      ①為了滿足新安全法規(guī)、導(dǎo)則的要求，進(jìn)一步應(yīng)用的新技術(shù)。

      ②在嶺澳二期基礎(chǔ)上進(jìn)一步完善數(shù)字化儀控技術(shù)。

      ③事故處理規(guī)程由事故定向轉(zhuǎn)為狀態(tài)定向。

      ④采用半速汽輪發(fā)電機(jī)組。原大亞灣與嶺澳一期均采用全速汽輪機(jī)組，現(xiàn)采用半速汽輪發(fā)電機(jī)組可具有以下優(yōu)點(diǎn)：

      提高機(jī)組效率，繼而提升電價(jià)競爭力；

      半速機(jī)組的供貨商選擇范圍較大，可以形成多家廠商競爭的局面。

      ⑤首爐堆芯即采用18個(gè)月?lián)Q料方案。原來大亞灣與嶺澳一期的堆芯換料為12個(gè)月，換料時(shí)間改為18個(gè)月后，可減少換料大修次數(shù)，降低大修成本，并可提高電站可利用率，增加發(fā)電量。

      ⑥反應(yīng)堆壓力容器設(shè)計(jì)壽命為60年。原來法國（包括美國）的反應(yīng)堆壓力容器設(shè)計(jì)壽命均為40年，提高到60年后對核電站總的經(jīng)濟(jì)效益有很大提高。

      ⑦堆坑注水技術(shù)：有利于防止或延遲RPV熔穿；防止堆芯熔融物與混凝土反應(yīng)，防止安全殼底板熔穿等。

      ⑧主回路應(yīng)用LBB設(shè)計(jì)理念。

      ⑨工程建設(shè)采用可視化進(jìn)度控制。

      ⑩采用三維輔助設(shè)計(jì)。

      3、第三代核能發(fā)電機(jī)組

      （1）背景

      從九十年代開始人們逐漸加大了對化學(xué)燃料發(fā)電引起的環(huán)境污染，特別是對溫室效應(yīng)引起的全球變暖的關(guān)注，使得核能發(fā)電重新提上儀事日程。同時(shí)，各核工業(yè)發(fā)達(dá)國家從80年代末到90年代初陸續(xù)開始積極為核電的復(fù)蘇而努力，著手制訂以更安全、更經(jīng)濟(jì)為目標(biāo)的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范，理順核電廠的安全審批程序。其中，美國率先制訂了先進(jìn)輕水堆核電廠的電力公司要求文件（URD），西歐國家相繼制訂了歐洲電力公司要求文件(EUR)。

      為了進(jìn)一步提高核電廠的安全性，嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解，就成為新一代核電技術(shù)開發(fā)的核心。如果計(jì)算到1986年切爾諾貝利事故時(shí)為止，世界商用核電廠累計(jì)約4000堆·年的運(yùn)行歷史，其間發(fā)生過兩次嚴(yán)重事故，發(fā)生概率達(dá)到5×10-4/堆·年。這說明，嚴(yán)重事故發(fā)生概率雖然低，但并不是不可能發(fā)生的；同時(shí)亦說明，單純考慮設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，不考慮嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解，不足以確保工作人員、公眾和環(huán)境的安全。

      美國最早開展嚴(yán)重事故的研究，1975年WASH-1400報(bào)告首次將概率安全分析技術(shù)應(yīng)用到核電廠，提出了以事件發(fā)生頻率為依據(jù)的事故分類方法。WASH-1400報(bào)告首次指出，核電廠風(fēng)險(xiǎn)主要并非來自設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，而是導(dǎo)致堆芯熔化的嚴(yán)重事故。WASH-1400還首次建立了安全殼失效模式和放射性物質(zhì)釋放模式。

      在這種背景下，一些發(fā)達(dá)國家的核電設(shè)備供應(yīng)商利用自己的技術(shù)儲備和經(jīng)驗(yàn)積累，開始開發(fā)符合《電力公司要求文件》要求的，具備嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施的先進(jìn)輕水堆核電廠。同時(shí)在提高核電廠的經(jīng)濟(jì)性方面亦采取了一系列措施，主要有提高單堆容量，降低單位造價(jià)；加深燃耗，延長換料周期，縮短停堆換料時(shí)間，提高核電廠的可利用率；延長核電廠的壽命至60年；以及采用模塊化設(shè)計(jì)，縮短建造周期等。

      （2）第三代核電機(jī)組的設(shè)計(jì)原則和特點(diǎn)

      第三代核電機(jī)組的設(shè)計(jì)原則，是在采用第二代核電機(jī)組已積累的技術(shù)儲備和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，針對其不足之處，進(jìn)一步采用經(jīng)過開發(fā)驗(yàn)證是可行的新技術(shù)，以顯著改善其安全性和經(jīng)濟(jì)性，滿足URD文件或EUR文件和IAEA新建議法規(guī)的要求；同時(shí)，應(yīng)能在2010年前進(jìn)行商用核電站的建造。

      統(tǒng)觀各國已提出的設(shè)計(jì)方案，有下列特點(diǎn)：

      ① 在安全性上，滿足URD文件的要求，主要是：

      堆芯熔化事故概率≤1.0 X 10-5堆·年；

      大量放射性釋放到環(huán)境的事故概率≤1.0 X 10-6堆·年；

      應(yīng)有預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的設(shè)施。

      核燃料熱工安全余量≥15%。

      ② 在經(jīng)濟(jì)性上，要求能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭；

      機(jī)組可利用率≥87%；

      設(shè)計(jì)壽命為60年；

      建設(shè)周期不大于54個(gè)月。

      ③ 采用非能動安全系統(tǒng)

      即利用物質(zhì)的重力，流體的對流，擴(kuò)散等天然原理，設(shè)計(jì)不需要專設(shè)動力源驅(qū)動的安全系統(tǒng)，以適應(yīng)在應(yīng)急情況下冷卻和帶走堆芯余熱的需要。這樣，既使系統(tǒng)簡化，設(shè)備減少，又提高了安全度和經(jīng)濟(jì)性。這是革新型的重大改進(jìn)，是代表核安全發(fā)展方向的。

      ④ 單機(jī)容量進(jìn)一步大型化

      研究和工程建造經(jīng)驗(yàn)表明，輕水堆核電站的單位千瓦比投資是隨單機(jī)容量（千瓦數(shù)）的加大而減少的（在單機(jī)容量為150萬-170萬千瓦前均如此）。因此，歐洲法馬通、德國電站聯(lián)盟聯(lián)合設(shè)計(jì)的EPR機(jī)組的電功率為160萬-170萬千瓦，日本三菱提出的NP-21型壓水堆核電機(jī)組的電功率為170萬千瓦，俄羅斯也正在設(shè)計(jì)單機(jī)電功率為150萬千瓦的WWER型第三代核電機(jī)組，美國西屋公司和燃燒公司也在原單機(jī)容量為65萬千瓦的AP-600型的基礎(chǔ)上改進(jìn)，設(shè)計(jì)出單機(jī)電功率為110－120萬千瓦的AP-1000型機(jī)組。

      ⑤ 采用整體數(shù)字化控制系統(tǒng)

      國外近年來新建成投產(chǎn)的核電機(jī)組，如法國的N4、英國的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了數(shù)字化儀控系統(tǒng)。經(jīng)驗(yàn)證明，采用數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)可顯著提高可靠性，改善人因工程，避免誤操作。世界各國核電設(shè)計(jì)和機(jī)組供應(yīng)商提出的第三代核電機(jī)組無一例外地均采用整體數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)。

      ⑥ 施工建設(shè)模塊化以縮短工期

      核電建設(shè)工期的長短對其經(jīng)濟(jì)性有顯著影響。因此，新的核電機(jī)組從設(shè)計(jì)開始就考慮如何縮短工期。有效辦法之一就是改變傳統(tǒng)的把單項(xiàng)設(shè)備逐一運(yùn)往工地安裝方式，向模塊化方向發(fā)展：以設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)化和設(shè)備制造模塊化的方式盡可能在制造廠內(nèi)（條件較工地好）組裝好，減少現(xiàn)場施工量以縮短工期。美國和日本聯(lián)合建設(shè)的ABWR機(jī)組已成功地采用了這種技術(shù)。美國AP-1000也將采用模塊化設(shè)計(jì)、建造技術(shù)，據(jù)稱其工期可縮短為48個(gè)月。

      （3）第三代核電廠的主要類型

      ① 先進(jìn)壓水堆核電廠

      在國際上，目前已比較成熟的第三代核電壓水堆有AP-1000、ERP和System80+三個(gè)型號，System80+雖已經(jīng)美國NRC批準(zhǔn)，但美國已放棄不用。

      i）AP600與AP1000先進(jìn)的非能動的壓水堆電廠。

      緊湊布置的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用二環(huán)路，各有一臺蒸汽發(fā)生器、兩臺屏蔽式電動泵、一條熱管段和兩條冷管段組成，泵的吸入管直接連在蒸汽發(fā)生器下端，省去泵的單獨(dú)支撐。

      非能動的安全系統(tǒng)。由重力、自然循環(huán)和儲能等按自然規(guī)律來驅(qū)動的安全系統(tǒng)。包括非能動余熱派出系統(tǒng)、非能動安全注射系統(tǒng)，以及非能動的安全殼冷卻系統(tǒng)。

      非能動余熱排出熱交換器的進(jìn)口與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)熱管段相連，出口與蒸汽發(fā)生器出口腔相連。在冷卻劑泵失效時(shí)，水流自然循環(huán)到該熱交換器，將反應(yīng)堆余熱帶到安全殼內(nèi)換料水箱。

      非能動安全注射系統(tǒng)有兩臺堆芯補(bǔ)水箱、兩臺安注箱和位于安全殼的換料水箱組成。與反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路連接并充滿硼水，靠重力注射。當(dāng)正常上充水系統(tǒng)故障時(shí)，可應(yīng)付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏時(shí)，提供堆芯應(yīng)急冷卻，最終將反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)全部淹沒。非能動安全殼冷卻劑系統(tǒng)以鋼安全殼作為傳熱界面，首先利用位于安全殼屏蔽廠房頂部的水箱，噴淋鋼安全殼外表面；隨后將空氣從安全殼屏蔽構(gòu)筑物頂部引入，沿導(dǎo)流板，經(jīng)安全殼底部，再沿鋼安全殼外表面向上流動，導(dǎo)出鋼安全殼內(nèi)部的熱量，作為最終熱阱。

      熔融物堆內(nèi)滯留。在嚴(yán)重事故下將堆芯熔融物保持在堆內(nèi)，通過壓力容器外表進(jìn)行冷卻是AP1000緩解嚴(yán)重事故的重要策略。反應(yīng)堆的堆腔設(shè)計(jì)成能在事故工況下將堆腔淹沒到冷卻劑環(huán)路高度以上，同時(shí)在反應(yīng)堆保溫層與壓力容器之間設(shè)計(jì)有通路，水進(jìn)入通路，帶走熱量，加熱后的水或蒸汽從堆腔上部流出。

      在安全殼內(nèi)設(shè)置氫氣點(diǎn)火器和氫復(fù)合器來防止氫氣爆燃。美國西屋公司自八十年代以來，在能源部和NRC的支持下，耗資六億多美元對非能動安全系統(tǒng)的功能、機(jī)理和可靠性等進(jìn)行了大量的研究、開發(fā)、試驗(yàn)、驗(yàn)證和分析論證工作，其形成的設(shè)計(jì)文件已通過美國NRC的審查批準(zhǔn)，2004年9月獲得了最終設(shè)計(jì)批準(zhǔn)書（FDA）。

A      P600和AP1000的設(shè)計(jì)已通過美國核監(jiān)管委員會的審評。

      ii）EPR歐洲壓水堆核電廠是通過對現(xiàn)有技術(shù)較為成熟的壓水堆加以改進(jìn)?；旧先匀谎赜媚軇拥陌踩到y(tǒng)，增加其冗余度；降低燃料棒的線功率密度，提高安全余量；加大單機(jī)組容量，電功率達(dá)到1500-1600MWe，以降低單位功率造價(jià)；并采取相應(yīng)的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施，其特點(diǎn)如下：

      簡化冗余的安全系統(tǒng)結(jié)構(gòu)。安全系統(tǒng)采用n+2的概念，4系列的安注系統(tǒng)，安全殼內(nèi)設(shè)置硼化水儲存水箱，余熱派出系統(tǒng)與低壓安注系統(tǒng)組合在一起。

      雙層安全殼。內(nèi)層為金屬襯里預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土安全殼，外層為鋼筋混凝土安全殼，兩層之間設(shè)有過瀘排放系統(tǒng)，以防止安全殼超壓，并保護(hù)環(huán)境。

      限制嚴(yán)重事故后果的設(shè)計(jì)。在穩(wěn)壓器頂部設(shè)有專門的卸壓閥，其卸壓能力可保證一次側(cè)快速減壓至5bar,以防止嚴(yán)重事故情況下高壓熔堆。堆芯熔融物擴(kuò)散及捕集，用以在堆芯熔融物在壓力容器外擴(kuò)展時(shí)，收集熔融物，并轉(zhuǎn)運(yùn)至熔融物冷卻區(qū)（堆芯捕集器），其下部有循環(huán)冷卻水通道，用以保護(hù)核島基礎(chǔ)底板；換料水箱中的水靠重力注入熔融物，使其冷卻固定。安全殼內(nèi)裝有氫復(fù)合器，以便在任何時(shí)候使氫的平均濃度保持在10%以下，從而避免發(fā)生氫爆的危險(xiǎn)。

      第一座EPR核電廠已在芬蘭奧爾基洛托（Olkiluoto 3）建造，原計(jì)劃在2009年春季進(jìn)入調(diào)試，現(xiàn)整個(gè)計(jì)劃已推遲。

      iii）APWR和APWR+（USAPWR）是日本三菱公司與美國西屋公司合作開發(fā)的新一代壓水堆核電廠。APWR同樣是通過對現(xiàn)有四環(huán)路壓水堆核電廠進(jìn)行優(yōu)化改進(jìn)，采用257個(gè)17×17的燃料組件，電功率為1530MWe，其主要特點(diǎn)如下：

      四個(gè)系列專設(shè)安全系統(tǒng)。APWR將應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)均設(shè)計(jì)成4×50%的機(jī)械系列，并將出水管線直接注入壓力容器。換料水池設(shè)置在安全殼內(nèi)；安注箱經(jīng)優(yōu)化設(shè)計(jì)，將加大注水范圍，以滿足早期迅速大量注入冷卻水，盡早再淹沒堆芯；及至堆芯再淹沒后，以較小流量長期注水使堆芯冷卻下來。

      APWR準(zhǔn)備在敦賀3、4建造。

      APWR+是在APWR基礎(chǔ)上進(jìn)行改進(jìn)，將燃料組件有效長度從3.7米增加到4.3米，核電廠的電功率增加到1750MWe,換料周期為24個(gè)月，可利用率的目標(biāo)為95%。與APWR相比，APWR+有下列特點(diǎn)：

      將堆芯核儀表改成從反應(yīng)堆上部插入方式，取消下部儀表管座。安全系統(tǒng)的特點(diǎn)是利用蒸汽發(fā)生器二次側(cè)卸壓，以導(dǎo)出衰變熱；同時(shí)使得系統(tǒng)壓力可以快速下降，減少一次側(cè)的失水。由于一次側(cè)壓力在堆芯有水覆蓋的情況下，降到低壓安注泵接入壓力，因此可以取消高壓安注泵。此外，在大破口失水事故時(shí)，一回路系統(tǒng)被低壓安注泵注入的大量水淹沒，破口出來的蒸汽被回路淹沒水凝結(jié)，其結(jié)果有可能導(dǎo)致取消安全殼噴淋系統(tǒng)。鑒于換料水池位于安全殼運(yùn)轉(zhuǎn)層上，即使低壓安注泵實(shí)效，換料水池的水亦能依靠重力非能動地流入堆芯。安全殼通風(fēng)系統(tǒng)的冷卻水源采用多樣化設(shè)計(jì)，以提高其可靠性。在主蒸汽管道破裂時(shí)，為了保證堆芯硼酸的注入，硼酸注入箱利用減壓沸騰原理維持硼注入箱壓力，非能動地注入堆芯。

      APWR+預(yù)計(jì)2007年報(bào)美國核監(jiān)管委員會審批。

      iv）APR1400是在韓國標(biāo)準(zhǔn)兩回路壓水堆核電廠（KSNP）的基礎(chǔ)上發(fā)展起來的，電功率1450MWe，韓國標(biāo)準(zhǔn)核電廠的原型設(shè)計(jì)是《系統(tǒng)80》，APR1400則相當(dāng)于《系統(tǒng)80+》

    安全注入系統(tǒng)采用4系列反應(yīng)堆直接注入方式；并通過安裝在安注箱內(nèi)的流量調(diào)節(jié)設(shè)備,在發(fā)生失水事故時(shí)，調(diào)節(jié)安注流量，有效地利用冷卻水。采用安全殼內(nèi)設(shè)置換料水池，將穩(wěn)壓器排放管路連接到換料水池，以及非能動氫復(fù)合器，熔融物堆內(nèi)滯留及堆外冷卻等緩解嚴(yán)重事故措施。
      韓國計(jì)劃在2010年后興建四座APR1400。

      v）IRIS堆型

      即“國際創(chuàng)新保安反應(yīng)堆”（International Reactor Innovative and secure）,是由美國、英國、日本、意大利等的工業(yè)界，研究院所和高等院校共同推出的一種模塊式一體化壓水反應(yīng)堆，其特點(diǎn)是將反應(yīng)堆堆芯和蒸汽發(fā)生器、主泵等一并放置于一個(gè)壓力容器內(nèi)，這些設(shè)備之間沒有管道聯(lián)接，從而消滅了傳統(tǒng)壓水堆由于主管道破裂而發(fā)生“失水事故”的可能，再加上它設(shè)有高度非能動熱輸出能力的安全系統(tǒng)，又有能耐嚴(yán)重事故下壓力值的壓力容器和球形安全殼，因而使大量放射性釋放環(huán)境幾乎不可能，可能不需廠外應(yīng)急。堆芯核燃料一次裝料可連續(xù)運(yùn)行4年乃至8年而不需換料，這就有利于防止核擴(kuò)散，且高放射性廢物量也大大減少。這些實(shí)際上已在相當(dāng)程度上符合第四代核電機(jī)組的要求，故有的專家認(rèn)為，IRIS堆可以說是屬于第四代的，或是介于第三代與第四代之間的。
    由于一體化，整個(gè)核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)均在一個(gè)壓力容器內(nèi)，故可以在設(shè)備制造廠內(nèi)把它作為一個(gè)模塊制造完成后運(yùn)往工地安裝，以縮短工期。但由于壓力容器不能過大，每個(gè)模塊的功率也受限不能大，一般電功率只300MW左右,故其經(jīng)濟(jì)性如何,還是問題。

      這種創(chuàng)新型的反應(yīng)堆必有一系列的技術(shù)難點(diǎn)需要解決，故有必要建原型堆考驗(yàn)后，才能商用建造。

②先進(jìn)沸水堆核電廠

i）ABWR是改進(jìn)型（先進(jìn)）沸水堆，由美國通用電氣公司和日本東芝公司和日立聯(lián)合開發(fā)。已有兩個(gè)機(jī)組在日本柏崎·刈羽核電廠建成，稱柏崎·刈羽6號和7號機(jī)組，電功率1315MWe，分別在1996年12月和1997年7月投產(chǎn)運(yùn)行。下圖示出ABWR核電廠的模型圖。ABWR的主要特點(diǎn)如下：

采用先進(jìn)的燃料和堆芯設(shè)計(jì)。采用最新的鋯襯墊燃料設(shè)計(jì)，燃料棒沿軸向采用分區(qū)富集度布置，使軸向功率分布趨于均勻。

先進(jìn)沸水堆核電廠模型圖

采用內(nèi)置式再循環(huán)泵。取消堆外再循環(huán)系統(tǒng)，簡化了結(jié)構(gòu)。采用濕式電機(jī)結(jié)構(gòu)，電機(jī)的線圈浸在水中，不需要軸密封。

采用電力－水力組合的控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)。正常運(yùn)行時(shí)用電力驅(qū)動控制棒，而緊急停堆時(shí)利用液壓驅(qū)動使控制棒迅速插入，從而實(shí)現(xiàn)快速停堆和精細(xì)調(diào)節(jié)的功能。

采用三個(gè)獨(dú)立的應(yīng)急堆芯冷卻和余熱排出系統(tǒng)，每個(gè)系統(tǒng)負(fù)責(zé)堆芯一個(gè)區(qū)。每個(gè)區(qū)都有二個(gè)高壓堆芯充水系統(tǒng)、一個(gè)堆芯隔離冷卻系統(tǒng)、三個(gè)余熱排出/低壓堆芯充水系統(tǒng)。

采用鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)的安全殼，具有必要的強(qiáng)度，以承受壓力，內(nèi)部襯有鋼襯里，保證安全殼的氣密性。

ii）ESBWR經(jīng)濟(jì)簡化型沸水堆。1992年美國通用電氣公司開始設(shè)計(jì)自然循環(huán)的沸水堆，其特點(diǎn)系統(tǒng)采用非能動的安全系統(tǒng)，電功率670MWe，稱簡化型沸水堆（SBWR）。這一開發(fā)計(jì)劃后來改變了，轉(zhuǎn)向設(shè)計(jì)一個(gè)大功率、經(jīng)濟(jì)規(guī)模的，采用成熟技術(shù)和ABWR設(shè)備的ESBWR。

ESBWR的設(shè)計(jì)基于自然循環(huán)和非能動安全特性，以提高核電廠的性能和簡化設(shè)計(jì)。下圖給出ESBWR的系統(tǒng)示意圖，由于容器外區(qū)的水與圍板以內(nèi)的水汽混合物的密謀差，加上煙囪效應(yīng)，構(gòu)成主冷冷卻劑的自然循環(huán)。

經(jīng)濟(jì)簡化型沸水堆核電廠系統(tǒng)圖

ESBWR的安全系統(tǒng)是非能動的。它包括：①自動卸壓系統(tǒng)，由安裝在主蒸汽管道上的10個(gè)安全釋放閥和8個(gè)卸壓閥組成，分別將蒸汽排放到抑壓池和干井。②重力驅(qū)動的冷卻系統(tǒng)，在自動卸壓系統(tǒng)將反應(yīng)堆容器卸壓后，補(bǔ)給水靠重力流入容器。③分離的冷凝系統(tǒng)，它由4個(gè)獨(dú)立的高壓環(huán)路組成，每個(gè)環(huán)路有一臺熱交換器，在反應(yīng)堆停閉和全廠失電后，蒸汽將在管側(cè)冷凝，熱交換器管束放在安全殼外的大水池中，通過自然循環(huán)導(dǎo)出余熱。④非能動安全殼冷卻系統(tǒng)，由4條安全相關(guān)的獨(dú)立的高壓環(huán)路組成，每個(gè)環(huán)路有一臺熱交換器與安全殼相通，凝結(jié)水及釋放閥管線淹沒在抑壓池內(nèi)，熱交換器設(shè)置在安全殼外的大水池內(nèi)，通過自然循環(huán)導(dǎo)出失水事故后安全殼內(nèi)的熱量。

③先進(jìn)坎度（CANDU）型重水堆（ACR）核電廠。

ACR除繼續(xù)保持CANDU型重水堆的水平壓力管，不停堆裝卸料，獨(dú)立的低溫、低壓重水慢化回路等特點(diǎn)外，在設(shè)計(jì)上作了如下改進(jìn)：i）采用低富集度（1.65%）的二氧化鈾燃料組件，使燃耗增加三倍，乏燃料減少2/3；ii）采用輕水冷卻劑回路，提高蒸汽的壓力和溫度，提高核電廠的熱效率；iii）除了控制棒停堆系統(tǒng)外，還采用了在慢化劑中注入液態(tài)硝酸釓的第二停堆系統(tǒng)；iv）將輕水屏蔽水箱作為嚴(yán)重事故時(shí)的后備熱阱；v）全堆芯具有負(fù)的冷卻劑空穴系數(shù)；vi）安全殼采用鋼襯里預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)。

加拿大正在進(jìn)行ACR－700與ACR－1000的開發(fā)，ACR－1000預(yù)期2014年投入運(yùn)行。

下圖給出ACR－1000的示意圖。

ACR－1000示意圖