核电技术知多少(上) 存干货

核能发电主要利用原子核裂变反应释放的能量生产电能。原子核裂变反应是指铀-235，钚-239、铀-233等元素在中子作用下分裂为两个碎片，同时释放出中子和大量能量的过程。

利用核能发电与火力发电极其相似。只是以核反应堆及蒸汽发生器来代替火力发电的锅炉，以核裂变能代替矿物燃料的化学能。

核反应堆通常指裂变反应堆，即用于产生自身维持和控制链式核裂变反应的装量，因最初这种装量由石墨砖及含核燃料的石墨块堆砌成而得名。

核反应堆是核电站的关键设备,链式裂变反应就在其中进行。

反应堆类型主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆

(LMFBR)五种堆型。目前应用最广泛的是压水堆与沸水堆。

轻水堆的一种，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。发电过程和常规火电厂类似。

日本福岛发生核泄漏后，沸水堆的安全问题被广泛讨论。国内应用较少。

属于轻水堆。采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。

第一代核能发电是利用原子核裂变能发电的初级阶段，从为军事服务走向和平利用，时间大体上在上世纪50年代到60年代中期，以开发早期的原型堆核电厂为主。

第二代核能发电是商用核电厂大发展的时期，从上世纪60年代中期到90年代末。

第二代核电厂的建设形成了几个主要的核电厂类型，他们是压水堆核电厂，沸水堆核电厂，重水堆（CANDU）核电厂，气冷堆核电厂，以及压力管式石墨水冷堆核电厂。

第三代核电机组的设计原则，是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性。目前第三代核电是国际国内主流的核能发电技术。

第三代核电技术有下列特点：

    ①在安全性上，满足URD文件的要求。

    ②在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争；机组可利用率≥87%；设计寿命为60年；建设周期不大于54个月。

    ③采用非能动安全系统

    ④单机容量进一步大型化

    ⑤采用整体数字化控制系统

    ⑥施工建设模块化以缩短工期

在国际上，目前已比较成熟的第三代核电压水堆有AP-1000、ERP和System80+三个型号，（System80+虽已经美国NRC批准，但美国已放弃不用。）

国内的三代核电技术主要分为CAP1400（国核技）、ACP1000（中核）、ACPR1000（中广核）三种。三家核电大佬都表示自己是国内真正的核电自主品牌。

为了结束这种“三雄争霸”的局面，国家能源局介入。据另一不愿具名的业内人士向记者透露，执掌能源局一个多月后召集中核和中广核的一把手进行了谈话，希望中核和中广核能够联手，将ACP1000和ACPR1000进行合并，设计成一套拥有我国自主品牌的三代路线。大家可能也已经猜到了，这一“ACP1000+ACPR1000”的技术路线名称被定为“华龙一号”。

目前，国家希望中国核电“走出去”的竞争路线为两条——“华龙一号”和CAP1400。

这一期，我们先来了解一下国际上主流的三代核电技术EPR与AP1000。

EPR（欧洲先进反应堆）是国际上最新型反应堆（法国N4和德国建设的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。

EPR特点：

• 高功率(1500MWe—1700MWe)

•  4通道安全系统

•  双层安全壳

•  严重事故预防及缓解

• 稳压器卸压

• 堆芯扑集器

• 非能动氢复合器

•  全数字化仪控,先进控制室

•  模块化施工

EPR采用循序渐进式而不是革新式的设计改进，专设安全系统沿用传统压水堆核电站使用的能动安全系统，增加安全系统冗余度，安全系统全部采用4×100%的配置。

应该说EPR的设计理念充分体现了德国人的严谨与保守的个性。通过一个视频来深入了解一下吧：

http://my.tv.sohu.com/us/63256249/21555451.shtml 

（小编没能找到中文的，大家就当练练听力吧）

AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平 （百万千瓦级），该机型为美国西屋公司设计的3代核电机型。

AP1000为单堆布置两环路机组，净电功率1117MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。

AP1000安全系统特点：

• 非能动安全系统

• 非能动安注系统

• 多级非能动自动卸压系统

• 非能动余热排放系统

• 非能动安全壳冷却系统

• 严重事故预防和缓解

• 堆腔淹没技术

• 安全壳内氢点火和氢复合系统

• 双层安全壳

• 全数字化仪控,先进控制室

• 模块化施工,工期48个月

AP1000最为核心也最引以为傲的就是其非能动安全系统，可以说它的出现是“革命性”的。什么是非能动安全系统？它到底有何神奇之处呢？

国家核电技术公司科研部、重大专项办公室主任范霁红是这么说的：

压水堆是用水把热量带出去，过去都需用到泵。如果出现福岛事故的情况，没有电了，就无法泵水。

AP1000的设计转换思路，利用自然的物理现象，比如水从高处向低处流、热的向冷的地方流、压力大的向压力小的地方流，把反应堆余热带出来。设计中采用高位的水箱、高压的气罐先让水进入反应堆，再利用对流现象，热水往上走，冷水往下走，建立自然循环冷却反应堆。

AP1000在设计上也做了系列的考虑。如自动降压系统和非能动的堆腔淹没系统来预防高压熔堆和压力容器破裂，以及一个可以非能动冷却的大容积钢制安全壳来最终包容放射性。

这就是核电设计中所谓的“减法”。因为一用到泵就会很麻烦，用泵就要用电，正常情况下用外电，应急情况下柴油机发电，所以要备柴油、柴油储罐，凡是转动的地方就要用润滑油，转动部件和线圈要定期检修，核电站为了保证系统的可靠性，还要备好几套。现在AP1000设计成几个罐子和一些连接的管线，保证系统的可靠性就简单多了，容易出差错的地方就少了，安全性就进一步提高。

在安全系统中去除了可靠性最薄弱的环节—电机，而通过自然的力量来保证100%的可靠性，有时候不得不佩服老美的创造力和想象力。

下面通过一个视频来更深入了解AP1000的安全系统吧：

http://v.youku.com/v_show/id_XNDEwNDU4MjE2.html