第一篇：核電發(fā)展對鋼鐵材料技術的需求

核電發(fā)展對鋼鐵材料技術的需求

目前，世界上運行的絕大部分商用反應堆屬于二代或二代改進型的壓水堆。三代壓水堆剛剛開始進入商用市場，還沒有展開。四代壓水堆的概念正在形成和逐步定型階段。而核聚變堆正處于實驗堆型設計和建造階段。從我國目前冶金和機械行業(yè)的實際看，為實現(xiàn)我國核電機組用關鍵設備的國產(chǎn)化，以下問題需要關注和逐步解決。

壓力容器(包括蒸發(fā)器等)用鋼及其特大鍛件穩(wěn)定化生產(chǎn)。壓力容器是核電廠最重要的設備，在核電廠整個壽期內(nèi)不可更換。目前508-3鋼已成為通用選擇。我國試制和生產(chǎn)508-3鋼也已有多年的歷史，基本具備滿足我國核電廠建設需求的條件。但是，應清醒地認識到我國并沒有完全摸清該鋼不同噸位大鍛件的最佳化學成分配比、冶金質量精細控制技術、最佳熱加工工藝和最佳的熱處理工藝，這些嚴重制約著508-3鋼特大鍛件的穩(wěn)定化生產(chǎn)。另外，隨著構件設計尺寸的加大，應注意到508-3鋼的淬透性極限問題，否則是無法保證壓力容器性能的均勻性和穩(wěn)定性。雖然具有更好淬透性的壓力容器用鋼正在開發(fā)之中，但要積累足夠的輻照后的數(shù)據(jù)需要時間。

蒸汽發(fā)生器用耐蝕合金Inconel690管。近年來的核電廠運行實踐證明，相對而言，Inconel690因其具有較好的抗應力腐蝕性能是目前最適用壓水堆核電機組蒸汽發(fā)生器的傳熱管材料。我國目前不能進行這種鋼管的工業(yè)規(guī)模生產(chǎn)，核電廠建設全部依靠進口。2007年6月28日寶鋼股份公司和江蘇宜興銀環(huán)精密鋼管廠合資在江蘇宜興成立了寶銀特種鋼管有限責任公司,我國在生產(chǎn)裝備上將具備生產(chǎn)核用高質量Inconel690管的能力。但這只是邁出了核用高質量Inconel690管國產(chǎn)化的關鍵一步，我國仍然需要組織各方科研力量，結合生產(chǎn)實際情況，解決現(xiàn)場制造中的諸多難題以及服役環(huán)境下可能出現(xiàn)的問題。

300系列奧氏體不銹鋼。核電廠反應堆一般多選用奧氏體不銹鋼。奧氏體不銹鋼在水堆中的應用主要包括：堆芯結構件、堆內(nèi)元件、壓力容器內(nèi)壁堆焊層、一二回路冷卻循環(huán)系統(tǒng)、汽輪機部件等。從不銹鋼生產(chǎn)線裝備水平而言，我國太原鋼鐵公司和寶鋼股份不銹鋼分公司目前處于世界領先水平。從不銹鋼的冶金技術水平而言，我國亦處于世界先進水平。但是，核用不銹鋼的生產(chǎn)是個系統(tǒng)工程，從冶金企業(yè)出廠時品質優(yōu)良并不意味著制成反應堆構件后的品質仍然優(yōu)良。我國引進的AP1000主管道設計采用整體鍛造316LN異形彎管，不銹鋼錠重量達到90t左右，存在巨大技術挑戰(zhàn)。作為世界上第一個AP1000核電站建設的總承包商，美國西屋公司目前正在世界范圍內(nèi)組織316LN主管道技術攻關。在工程應用中，奧氏體不銹鋼構件易出現(xiàn)應力腐蝕、晶間腐蝕和疲勞腐蝕問題，這些問題與冶金、制造和使用都有關系，這些問題必須得到關注、控制和解決。

焊接材料與技術。焊接材料與技術是核電廠建造最重要的技術之一，沒有合理、完善和可行的焊接材料與工藝技術就無法完成核電廠的建造，在工程實踐中出現(xiàn)的很多問題都直接或間接地與焊接有關。目前我國在核電廠焊接材料研發(fā)和工藝技術方面與國外相比存在著差距，需要組織力量攻關解決，其中包括自動化焊接方法的開發(fā)和應用。

大型轉子制造。我國三大動力設備制造基地都在進行技術改造以滿足我國火電、核電和水電建設發(fā)展的巨大需求，同時從根本上提升我國機械行業(yè)的核心競爭力，使我國真正成為世界制造強國。

材料的腐蝕與防護。腐蝕是核電廠設備結構失效的主要模式之一，目前，核電機組的預期設計壽命是60年，為保障核電機組能在整個壽期內(nèi)安全可靠運行，材料的腐蝕與防護問題是必須面對的長期問題。在核聚變工程試驗堆研制過程中，中國作為主要合作方之一需要重點研制第一壁用奧氏體不銹鋼和低活化鐵素體/馬氏體耐熱鋼。（曉紅）

第二篇：發(fā)展核電對經(jīng)濟發(fā)展的意義

發(fā)展核電對經(jīng)濟發(fā)展的意義

導讀：“在確保安全的基礎上高效發(fā)展核電”，是當前我國能源建設和核工業(yè)發(fā)展的一項重要政策。發(fā)展核電對保障能源供應與安全，保護環(huán)境，實現(xiàn)電力工業(yè)結構優(yōu)化和可持續(xù)發(fā)展，提升我國綜合經(jīng)濟實力、工業(yè)技術水平和國際地位，都具有十分重要的意義。

“在確保安全的基礎上高效發(fā)展核電”，是當前我國能源建設和核工業(yè)發(fā)展的一項重要政策。發(fā)展核電對保障能源供應與安全，保護環(huán)境，實現(xiàn)電力工業(yè)結構優(yōu)化和可持續(xù)發(fā)展，提升我國綜合經(jīng)濟實力、工業(yè)技術水平和國際地位，都具有十分重要的意義。其意義有以下幾點：

一、拉動經(jīng)濟增長作用明顯

核電建設投資大、建設時間長、技術含量高、涉及產(chǎn)業(yè)多，對國民經(jīng)濟建設具有較強的拉動作用。

2011年我國核電總發(fā)電量達874億千瓦時，占全國總發(fā)電量的1.9%，核電生產(chǎn)運營產(chǎn)出(銷售收入)約為375億元，拉動的總產(chǎn)出約為832億元，GDP約為442億元。假設到2020年核電在運裝機達到6500萬千瓦，在建3500萬千瓦，2020年我國核電生產(chǎn)運營產(chǎn)出約為1994億元，拉動的總產(chǎn)出為4423億元，GDP約為2351億元。

截至2011年底，我國大陸在建核電機組26臺，總裝機容量2924萬千瓦，在建規(guī)模世界第一。根據(jù)目前我國核電發(fā)展態(tài)勢，按照建設一座200萬千瓦的核電站需要294億元投資計算(以嶺澳二期為參考電站，2臺100萬千瓦建成價位285億元，1/3的首爐料為9億元，共294億元)，并假設到2020年3500萬千瓦在建核電站共完成一半的投資，則平均每年需要投資建設615萬千瓦，投資額為906億元，拉動總產(chǎn)出增長2754億元，GDP增長934億元，可以使經(jīng)濟增速提高超過0.3個百分點。

核電發(fā)展對地方經(jīng)濟發(fā)展可以帶來乘方效應。一座裝機規(guī)模500萬千瓦核電廠，總投資可達650億元。按7800小時計算，規(guī)劃裝機投產(chǎn)后，年發(fā)電約390億度，售電收入近200億元，核電廠建設期每年可增加5000萬左右的建安稅，全部建成后每年可直接納稅30億元。此外，核電項目還能吸引眾多投資者搶攤地方房地產(chǎn)等市場，帶動建筑行業(yè)發(fā)展，改善當?shù)亟煌l件，完善城市基礎設施;提高城市知名度，增加旅游收入，提升城市消費水平;核電站運行管理正式員工約3000人，站內(nèi)聘用司機、保安、保潔、后勤人員約9000人(按1:3計算)，廠區(qū)周圍與核電站配套從業(yè)人員不下10000人;帶動投資配套抽水蓄能電站等核電配套工業(yè)體系發(fā)展。

在當前背景下，在確保安全的基礎上，穩(wěn)步推進核電建設，每年將創(chuàng)造出數(shù)千億元的國內(nèi)生產(chǎn)總值，對于實現(xiàn)保持國家及地方經(jīng)濟平穩(wěn)較快增長的目標作用顯著。

二、拉動工業(yè)體系轉型升級

核電工業(yè)是現(xiàn)代高科技密集型的國家戰(zhàn)略性產(chǎn)業(yè)，其發(fā)展不但實現(xiàn)了自主創(chuàng)新能力大幅提升，擴大了我國在核燃料循環(huán)、核電裝備、核技術應用等高新技術領域的產(chǎn)業(yè)規(guī)模，同時有效帶動了我國高技術產(chǎn)業(yè)(涉及材料、機電、電子、儀表、冶金、化工、建筑)整體發(fā)展，而且先進的核科學技術可實現(xiàn)對傳統(tǒng)產(chǎn)業(yè)的改造升級。

根據(jù)國務院發(fā)展研究中心測算，如果按照目前我國核電發(fā)展態(tài)勢，每年投資額870億元，拉動重要相關行業(yè)的產(chǎn)出增長為：建筑業(yè)約272億元，通用、專用設備制造業(yè)208億元，金屬冶煉及壓延加工業(yè)181億元，綜合技術服務業(yè)163億元，農(nóng)業(yè)154億元，化學工業(yè)154億元，金融保險業(yè)154億元，電氣、機械及器材制造業(yè)127億元，石油加工、煉焦及核燃料加工業(yè)108億元。

近年來，我國在核燃料科研生產(chǎn)領域取得重要成就，保持了完整的核燃料工業(yè)體系：計劃完成的國內(nèi)鈾礦地質鉆探工作量指標大幅提高，礦床勘查成果顯著，海外鈾資源開發(fā)加快推進;多個鈾轉化、純化、濃縮工程項目開工建設，核燃料產(chǎn)能的提升確保燃料供給安全;已基本掌握后處理動力堆乏燃料后處理的自主設計、建造、運行能力。

目前，三代核電引進消化吸收和再創(chuàng)新步伐加快;自主知識產(chǎn)權的高溫氣冷堆示范工程具備開工條件;自主化先進壓水堆核電機組(ACP1000、ACPR1000等)設計取得重要進展;中國實驗快堆實現(xiàn)了自主研究、自主設計、自主建造、自主運行和自主管理。此外，在快堆、先進研究堆、核軍工、核技術應用、受控核聚變等領域的不斷拓展，具備較高的科技研發(fā)實力。

依托核電項目，核電裝備制造國產(chǎn)化、自主化不斷推進，對于推動產(chǎn)業(yè)結構升級，培育和提升自主創(chuàng)新能力，轉變工業(yè)發(fā)展方式具有重大意義。

“十一五”期間，通過將核電設備制造和關鍵技術納入國家重大裝備國產(chǎn)化規(guī)劃，核電裝備制造業(yè)加大技術改造升級和投入力度，在核電關鍵設備的制造方面取得突破，在建二代改進型機組平均國產(chǎn)化率68%。而且國內(nèi)已具備較強的關鍵設備生產(chǎn)能力，核電設備成套供應能力得到了較快提升，初步形成了年供8套左右百萬千瓦級壓水堆核電主要設備能力。預計通過完善自身的制造裝備能力，積累制造工藝經(jīng)驗，加強技術攻關，“十二五”末期我國能夠形成穩(wěn)定的三代核電設備成套供應能力，設備自主化目標基本可以實現(xiàn)。

此外，核電涉及工業(yè)領域的技術發(fā)展基本代表了冶金、材料、機械、電子儀器等眾多行業(yè)最復雜、最前沿技術，對開發(fā)設計、冶煉、鑄造、熱處理、精密制造等生產(chǎn)工藝有極高要求，由此帶動了這些行業(yè)的技術升級。

三、強大國防保持核威懾力

發(fā)展核電是保持和提高我國核工業(yè)實力，穩(wěn)定和壯大核科學技術人才隊伍的重要依托，也是建設我國強大國防、進一步提升核大國地位、和平建設現(xiàn)代化強國的重要途徑，是推進現(xiàn)代化建設、走強國之路、提升綜合國力的重要戰(zhàn)略舉措。

核科學技術具有典型的軍民兩用特性。核動力既是民用能源開發(fā)利用的重要組成部分，又可用于軍用核動力艦船;核燃料循環(huán)技術既可為民用反應堆提供燃料，又可為核武器提供裝料。先進的核動力、核燃料、核安全與輻射防護技術、核監(jiān)測和控制，以及高端裝備制造、特種材料等技術均可用于軍用核動力艦船、空間飛行器核電源、核戰(zhàn)略戰(zhàn)術武器裝備的研制和生產(chǎn)。核電產(chǎn)業(yè)是國家核能力的重要組成部分，核電廠的設計、制造、建設和運營關鍵技術往往比軍用堆難度更大，要求更高。通過大力發(fā)展核電產(chǎn)業(yè)，可以促進核技術的大力提升，充實和提高國防安全保障能力。

目前，發(fā)展民用核電依然是世界核大國保持核威懾能力的重要考慮因素。自上世紀50年代美國、前蘇聯(lián)等大國除了在積極發(fā)展艦船核動力、空間激光武器核電源、軍用車載移動式核電源、魚雷及火箭核動力推進裝置等新概念軍用核動力的同時，大力發(fā)展民用核電作為保持核威懾的重要手段。眼下，俄羅斯依然制定了較大規(guī)模的核電建設規(guī)劃。奧巴馬政府上臺之后美國的核電政策也更加明朗、積極。

四、“走出去”提升國際競爭力

黨的十七屆五中全會提出了“加強現(xiàn)代能源產(chǎn)業(yè)建設”的要求，“在確保安全的基礎上高效發(fā)展核電”，要求積極轉變發(fā)展方式，實現(xiàn)我國核電事業(yè)又好又快安全發(fā)展，加快科技進步和創(chuàng)新，打造具有自主知識產(chǎn)權的核電品牌，盡快形成后來居上的強勁競爭力，走出國門，在世界核電技術制高點和市場占據(jù)一席之地，實現(xiàn)由核電大國向核電強國的轉變。

首先，核電技術和產(chǎn)品的輸出對提升我國在世界經(jīng)濟市場中的競爭力將發(fā)揮獨特作用。通過幫助希望發(fā)展核電的國家建立必要的基礎結構提供支持，包括建立法律和監(jiān)管框架、開展培訓、幫助其培養(yǎng)本國的核能人才、幫助其了解各種核技術、促進和支持新核電站融資等方式，或將核電項目出口作為經(jīng)濟援助一種重要方式，滿足這些國家的能源和經(jīng)濟發(fā)展需求，獲取所在國民眾的認可和政府的信任，提升我國在這些國家的影響力和加強利益交融的合作紐帶。

其次，通過海外核電市場開拓，可以在更廣闊的空間進行產(chǎn)業(yè)結構調整和資源優(yōu)化配置。憑借高端、密集的核電技術、產(chǎn)品及服務，真正進入世界產(chǎn)業(yè)格局中的高附加值環(huán)節(jié)，提升我國在國際產(chǎn)業(yè)分工中角色地位，分享更多的經(jīng)濟全球化的利益。

第三、核電項目耗資巨大，開發(fā)海外核電市場將大幅帶動我國對外直接投資、融資和出口，而投資、出口是我國經(jīng)濟增長的兩大重要引擎。同時，核電“走出去”項目作為大型對外投資項目，將進一步平衡我國國際資本盈余。

最后，核電出口有利于培育一批具有國際競爭力的大型跨國企業(yè)，并提升中國核電產(chǎn)業(yè)鏈條的技術水平。我國有實力的核電相關企業(yè)可以利用跨國公司產(chǎn)業(yè)結構調整的機會，以自己的相對優(yōu)勢，開發(fā)自主品牌，參與海外核電市場開發(fā)與項目建設，在競爭與合作的過程中學習提高自身在研發(fā)、設計、制造、建設等各環(huán)節(jié)的技術能力與水平。

綜上所述，發(fā)展核電對保障能源供應與安全，保護環(huán)境，實現(xiàn)電力工業(yè)結構優(yōu)化和可持續(xù)發(fā)展，提升我國綜合經(jīng)濟實力、工業(yè)技術水平和國際地位，都具有十分重要的意義。

第三篇：對發(fā)展核電的認識和意義

對發(fā)展核電的認識和意義

提起核能，人們的第一反應恐怕是戰(zhàn)栗和神秘的恐懼，1945年，廣島和長崎爆炸的兩顆原子彈的威力讓人們銘記在心，以及前蘇聯(lián)的切爾諾貝利核事故造成的災難帶來的損失和影響難以估計，再加上前些時間的福島核事故更是為人們的心靈上能上了一層陰影。

任何事物都有兩面性，災難帶來的教訓是慘痛，正是這一次次的教訓讓我們在發(fā)展核能的時候要慎重的考慮全面些，從教訓中受到啟發(fā)，避免讓悲劇重新發(fā)生。正如航空航天業(yè)的發(fā)展一樣，歷數(shù)航天中的事故以及帶來的損失，絕非是一個小數(shù)目，在剛起步的時候每一次事故都會讓人們對航空的意義產(chǎn)生質疑，發(fā)展受到影響，但是人們從事故中發(fā)現(xiàn)不足，提出改進的方法，一次次實踐才有的現(xiàn)在航空業(yè)給人們帶來的便捷和安全。試想倘若早期的航空發(fā)展因為一兩次的事故而停滯不前甚至夭折，決不會有今天的“波音”，“空客”，人們翱翔的夢想會只是夢想。

雖然核能的提出，發(fā)展到現(xiàn)在有一段時間，相對于歷史的長河還只是剛剛起步階段，失誤不可避免，但是我們不能因噎廢食而放棄核能的發(fā)展。

在煤和石油等化石燃料日益枯竭的今天，化石燃料帶來的環(huán)境問題日益突出的今天，尋找新型能源的要求勢在必行，迫在眉睫。歷數(shù)現(xiàn)階段有潛力的新能源：風能，太陽能，核能，地熱，潮汐能，水能等。

風能的不穩(wěn)定是其發(fā)展的最大的瓶頸，而且風能豐富的地區(qū)人煙稀少，風能發(fā)電上網(wǎng)和傳輸是個在短時間內(nèi)不容易解決的問題。

太陽能的分散性使得在 利用太陽能時，想要得到一定的轉換功率，往往需要面積相當大的一套收集和轉換設備，造價較高，并且現(xiàn)在多數(shù)用太陽能電池板，廢舊電池的處理也是個問題；太陽能的不穩(wěn)定性：由于受到晝夜、季節(jié)、地理緯度和海拔高度等自然條件的限制以及晴、陰、云、雨等隨機因素的影響，所以，到達某一地面的太陽輻照度既是間斷的又是極不穩(wěn)定的。

潮汐能潮汐存在半月變化，裝機的年利用小時數(shù)低，潮汐電站建在港灣?？?，通常水深壩長，施工、地基處理及防淤等問題較困難發(fā)電只能作為輔助，難以獨當一面，成為主流。

水能總的可以利用的總量有限，并且建造水電站對環(huán)境的影響很大，特別是對水生生物，可能會帶來滅頂之災。核能是唯一可以全面代替化石燃料發(fā)電的能源。

核電站優(yōu)點:

1.核能發(fā)電不像化石燃料發(fā)電那樣排放巨量的污染物質到大氣中，因此核能發(fā)電不會造成空氣污染。

2.核能發(fā)電不會產(chǎn)生加重地球溫室效應的二氧化碳。

3.核能發(fā)電所使用的鈾燃料，在地球上的儲量豐富。

4.核燃料能量密度比起化石燃料高上幾百萬倍，故核能電廠所使用的燃料體積小，運輸與儲存都很方便，一座1000百萬瓦的核能電廠一年只需30公噸的鈾燃料，一航次的飛機就可以完成運送。

5.核能發(fā)電的成本中，燃料費用所占的比例較低，核能發(fā)電的成本較不易受到國際經(jīng)濟情勢影響，故發(fā)電成本較其他發(fā)電方法為穩(wěn)定。

核電站缺點:

1.核能電廠會產(chǎn)生高低階放射性廢料，或者是使用過之核燃料，雖然所占體積不大，但因具有放射線，故必須慎重處理，且需面對相當大的政治困擾。

2.核能發(fā)電廠熱效率較低，因而比一般化石燃料電廠排放更多廢熱到環(huán)境裏，故核能電廠的熱污染較嚴重。

3.核能電廠投資成本太大，電力公司的財務風險較高。

4.核能電廠較不適宜做尖峰、離峰之隨載運轉。

6.核電廠的反應器內(nèi)有大量的放射性物質，如果在事故中釋放到外界環(huán)境，會對生態(tài)及民眾造成傷害。

發(fā)展核電是我國滿足電力需求、優(yōu)化能源結構、保障能源安全，促進經(jīng)濟持續(xù)發(fā)展的重大戰(zhàn)略舉措。發(fā)展核電是減少環(huán)境污染，實現(xiàn)經(jīng)濟和生態(tài)環(huán)境協(xié)調發(fā)展的有效途徑

綜合考慮核能的優(yōu)缺點，我們要對核能有正確的認識，發(fā)展核能的步伐不應以此而停止，適當?shù)拇罅Πl(fā)展，讓核能造福人類。

第四篇：對中國核電安全發(fā)展的思考

化工知識

當前，中國核電發(fā)展總體形勢良好，雖然存在一些安全風險，但不能因噎廢食。

福島核事故的發(fā)生，將核電安全推至輿論焦點，安全問題也成為核電發(fā)展關鍵。福島核事故一周年之際，我國核電安全所面臨的挑戰(zhàn)有哪些？又需采取什么措施予以應對？國務院研究室綜合司副司長范必提出了他的觀點。

一、確保核電安全必須采用先進技術

從表面上看，福島核事故的起因是九級特大地震引發(fā)的海嘯，是不可抗力造成的。但國際原子能機構認為，任何事故都是可以避免的，關鍵是要采用先進技術與進行科學的管理。因此，對核事故原因分析，不應停留在自然災害層面，而應當從核電站安全系統(tǒng)技術特點等方面進行深刻反思。

造成這次福島核事故，有企業(yè)應急措施遲緩、政府監(jiān)管和反應不力等原因，但從根本上看，能動型安全系統(tǒng)失靈是主因。按照核電站的運行規(guī)則，出現(xiàn)事故后首先要實現(xiàn)停堆，然后將堆芯余熱導出，這是確保核電站安全最關鍵的一步。如不能及時導出余熱，就會發(fā)生堆芯熔化，嚴重的會引發(fā)爆炸、泄漏。在解決余熱導出問題上，有兩種技術路線，一種是能動型安全系統(tǒng)，一種是非能動型安全系統(tǒng)。能動型系統(tǒng)主要依靠外部電網(wǎng)或備用電源驅動，一旦全廠失電，冷卻系統(tǒng)即告失效；非能動系統(tǒng)不依賴電源，而是依靠重力、對流、蒸發(fā)、凝結等物質固有的自然規(guī)律來帶出余熱。福島核電站使用的是能動型余熱導出系統(tǒng)，地震后反應堆實現(xiàn)了自動停堆，并利用柴油機驅動冷卻系統(tǒng)工作。然而一小時后，海嘯摧毀了柴油發(fā)電系統(tǒng)，導致其后一系列嚴重事故。

上世紀六七十年代全球開發(fā)的核電站，包括壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨堆等，使用的都是能動型安全系統(tǒng)，這些電站占世界在役核電站的絕大部分。核電界早已認識到，“能動型”安全系統(tǒng)在失去電源時存在“不能動”的隱患，雖然出現(xiàn)的概率很低，但必須予以解決。前蘇聯(lián)切爾諾貝利和美國三哩島事故后，美國和歐洲分別制定了核電用戶要求文件（URD和EUR），明確要求新建核電站堆芯熔化概率和大量放射性物質向環(huán)境釋放的概率，要比原有核電機組降低兩個數(shù)量級，以預防和緩解嚴重事故。符合這一標準的核電技術被稱為三代核電技術。

經(jīng)過長期探索，科學家對能動型安全系統(tǒng)作了很大改進，有的新建機型達到了三代標準，如法國的EPR。同時，科學家開發(fā)出了不依賴電力的“非能動”核電技術，極大地提高了核電站的固有安全性，成為第三代核電技術的重要發(fā)展趨勢。目前，具有代表性的機型有美國西屋公司開發(fā)的非能動先進壓水堆AP1000，以及GE與日立聯(lián)合開發(fā)的經(jīng)濟簡化型沸水堆ESBWR，俄羅斯開發(fā)的半非能動型壓水堆等。中國在第三代核電招標中，經(jīng)過多方比選，引進了AP1000機型。一旦發(fā)生事故，可以在72小時內(nèi)無需電源和人工干預而自動冷卻，遇到類似日本這次自然災害能夠避免發(fā)生重大核事故。同時在抵御恐怖主義、人為破壞核電站方面也有相當優(yōu)勢。這次事故表明，以非能動技術代替能動技術將是核電發(fā)展的主要方向，我國應當統(tǒng)一技術路線，堅持引進消化吸收AP1000技術，并自主開發(fā)新的機型。

一些人士擔心，AP1000雖然安全理念先進，但最早也要在2013年建成發(fā)電，在首堆沒有建成、其它國家沒有運行經(jīng)驗的情況下，我國批量建設AP1000是否可行。經(jīng)專家研究認為，這是完全可行的。因為AP1000的核蒸汽供應系統(tǒng)（除主泵外）都是基于二代的成熟技術，AP1000與二代的差別主要是安全系統(tǒng)。AP1000的非能動安全系統(tǒng)已在美國經(jīng)過嚴格的臺架實驗驗證，獲得了美國核管會的審查批準，二代技術能動型安全系統(tǒng)也是采用同樣的方法進行驗證。所有的核電安全系統(tǒng)，不論是傳統(tǒng)的能動型的還是新的非能動型，都無法進行事故實況下的破壞性試驗。即便AP1000運行若干年，對驗證非能動的安全系統(tǒng)也沒有實質意義。國際上以往推出的新機型，都是在首堆建設的同時梯次推進、批量化建設。如法國的EPR，在芬蘭首堆建設的同時，在法國、中國、美國、印度進行批量化建設。我國AP1000依托項目一次建設4臺，事實上已開始批量化。目前，美國已有6臺AP1000項目簽訂了EPC總包合同，14臺正在申請建造許可證。隨著主泵耐久性實驗的完成，AP1000進行批量化建設時機已經(jīng)成熟，條件完全具備。

二、我國核安全面臨的挑戰(zhàn)

經(jīng)過長期努力，我國建立了符合國際標準、比較完善的核安全管理和核事故應急體系，核電建設和運行總體上保持了安全穩(wěn)定。但是對安全問題仍然不能掉以輕心。近年來，我國核電呈快速發(fā)展態(tài)勢。與日本相比，我國在役機組數(shù)量較少，但在建、擬建機組數(shù)量較多，安全質量控制壓力持續(xù)加大，核電發(fā)展配套能力、核安全監(jiān)管和應急體系亟待加強，長期安全隱患不容忽視。

第一，采用能動安全系統(tǒng)的二代核電機組上得過多。在這一輪核電發(fā)展中，從2005年至今，國家已核準核電機組34臺，裝機容量3702萬千瓦，其中28臺是二代機型。另有16臺機組已批準允許開展前期工作，其中12臺是二代機型。其它上報國家能源局待批項目也大部分采用這類機型。這些二代機組經(jīng)過改造，與大亞灣最早使用的原型堆M310相比，安全性有所提高，但仍無法解決全廠失電后會出現(xiàn)的嚴重安全事故。這些機組開工時間晚，運營周期可長達40—60年。如果在2020年建成，要到2060—2080年才能退役。在這期間，不僅二代核電已經(jīng)被淘汰，三代核電技術也會逐漸落后，第四代具有固有安全性的核電技術將成為主流，甚至第五代可控核聚變核電技術也可能投入使用。由于世界各國現(xiàn)役二代機組大都在未來20年左右退役，之后的40—50年中，我國將成為世界上核電安全風險最大的國家。

第二，核電安全狀況與最先進的標準仍存在差距。今年3月16日，國務院第147次常務會議決定，要按照最先進的核電安全標準進行檢查。這一標準應當是國家核安全局發(fā)布的《核動力廠安全設計規(guī)定》（簡稱HAF102）以及相關的19個導則。該標準與國際原子能機構和歐美現(xiàn)行的核電安全標準同步。對照HAF102，除已開工建設的4臺AP1000和2臺EPR機組外，其它所有的核電機組均不同程度地存在差距。在正常條件下，大部分機組能夠實現(xiàn)安全運行，但需要持續(xù)加強監(jiān)督管理，區(qū)別不同情況進行處理。

第三，核電研發(fā)、制造、建設和監(jiān)管力量跟不上。由于近年核電發(fā)展較快，容易造成安全隱患。主要是，有限的核電研發(fā)設計分散，影響了先進安全技術的標準化和推廣應用。既使是二代加機組，也存在技術標準不統(tǒng)一，產(chǎn)品質量不穩(wěn)定的問題。一些工程建設和裝備制造企業(yè)安全意識不夠強，質量保證體系不健全，重大質量問題時有發(fā)生。高端人才和專業(yè)人才不斷稀釋，有經(jīng)驗的技術和管理人才陸續(xù)退休，新人成長需要較長時間。乏燃料后處理能力薄弱，把過多的乏燃料儲存在核電站，會面臨福島第一電廠4號機組乏燃料池放射性泄漏的潛在風險。尤其是核安全監(jiān)管能力嚴重滯后，國家核安全局和國防科工局從事安全監(jiān)管的人員數(shù)量不足，監(jiān)管人員待遇遠低于核電站工作人員，增加了吸引人才、穩(wěn)定隊伍的難度。

三、當前面臨的緊迫任務

從核電發(fā)展歷程看，每一次重大核事故都帶來了核電技術的升級，日本福島核事故也完全可以成為開發(fā)應用更安全、更先進核電的動力和契機。當前，中國核電發(fā)展總體形勢良好，雖然存在一些安全隱患，但不能因噎廢食，應當堅持“十二五”規(guī)劃確定的“在確保安全的基礎上高效發(fā)展核電”的方針，堅決貫徹落實國務院第147次常務會議決定精神，按照安全第一、質量第一的原則，用最先進的標準對所有的核電設施進行安全評估，加強核電設計、建設、運營的全過程管理，消除一切隱患，確保萬無一失。

第一，合理控制核電發(fā)展規(guī)模和節(jié)奏。經(jīng)過這幾年發(fā)展，核電在建和核準項目規(guī)模已突破2006年制定的規(guī)劃，核電企業(yè)爭廠址、爭項目的現(xiàn)象十分嚴重。各方面對2020年核電裝機規(guī)模的預期普遍超過7800萬千瓦，大多數(shù)核電業(yè)主和配套企業(yè)是按照裝機1億千瓦以上制定自身發(fā)展規(guī)劃。即使在福島核事故后，國務院常務會決定暫停核電審批的情況下，有的核電企業(yè)仍在策劃繼續(xù)大上二代項目，這種做法有違核電安全發(fā)展的方針。在目前國家編制核電安全規(guī)劃與調整核電中長期規(guī)劃中應當明確，核電發(fā)展中應當把安全放在第一位，而不是把規(guī)模、速度放在第一位?！笆濉逼陂g應當集中力量建設已經(jīng)核準和開展前期工作的項目，不再批準開展新的前期工作項目?！笆濉逼陂g再視情況決定是否恢復審批，防止過多過快上馬核電機組帶來長期安全風險。

第二，用最先進的標準對核電站進行安全審查。我國核電最先進的標準應當是《核動力廠安全設計規(guī)定》（HAF102）及相關19個導則，這一標準與國際上最先進的標準是一致的。對核電安全的評估，除了運營安全和建設安全外，更重要的是對核電站的設計進行對標審查，這樣才能從根本上摸清核安全家底。對于存在嚴重隱患的核設施，應當立即停建或關閉；存在一定隱患，可以改進的核設施，要限期整改。此外，應對在役、在建、擬建核電站廠址發(fā)生極端災害事件的概率進行評估，提出應對措施。

第三，適時調整未建成核電項目的機型。為了從整體上提高核電安全水平，應當對所有未開工的核電項目進行一次評估。只要條件允許就要堅決改用AP1000機組，這類機組估計有十多臺。今后新開廠址和現(xiàn)有廠址的后續(xù)項目，均應采用非能動安全AP1000系列機組。同時，加強大型先進壓水堆重大專項研發(fā)和示范工程建設力度，盡快批準CAP1400開展前期工作。

第四，強化核電配套能力建設與核安全監(jiān)管。統(tǒng)籌考慮核電發(fā)展規(guī)劃與人才、燃料、制造等方面的關系，促進核電裝機與相關產(chǎn)業(yè)的協(xié)調發(fā)展。充實國家核安全局力量，使其成為具有權威性的監(jiān)管機構。加快核電應急管理體系建設，核事故應急系統(tǒng)與核電日常管理工作應當在機構和人員上統(tǒng)一起來。定期開展應急演練，確保所有應急對策與措施始終處于有效狀態(tài)?？偨Y這次事件中日本的經(jīng)驗教訓，結合我國實際情況，修訂完善《國家核應急預案》。

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，既是一種自律，又是一種自覺。安全管理工作切忌自我感覺良好，不能孤芳自賞、自以為是，更不能盲目樂觀。抓好日常安全管理工作的關鍵是要樹立居安思危的管理理念，對存在的問題要看得清、敢面對，還要改得了、能戰(zhàn)勝。為此，各級管理者必須把安全管理責任舉過頭頂，把搞好安全的困難踩在腳下，把本質安全之心裝在心中，時刻牢記安全管理工作只有起點沒有終點的客觀規(guī)律。

古人云：“志之難也，不在勝人，在自勝也。” 安全管理知不足就是：以安全先進單位為鏡，照差距；以各類隱患為例，看不足；以事故教訓為依據(jù)，查過錯。安全管理工作不怕有過錯、有不足，就怕錯過了知錯、糾錯，知不足、改不足的機會。

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安全管理要知不足，既是一種自律，又是一種自覺。安全管理工作切忌自我感覺良好，不能孤芳自賞、自以為是，更不能盲目樂觀。抓好日常安全管理工作的關鍵是要樹立居安思危的管理理念，對存在的問題要看得清、敢面對，還要改得了、能戰(zhàn)勝。

為此，各級管理者必須把安全管理責任舉過頭頂，把搞好安全的困難踩在腳下，把本質安全之心裝在心中，時刻牢記安全管理工作只有起點沒有終點的客觀規(guī)律。

古人云：“志之難也，不在勝人，在自勝也。” 安全管理知不足就是：以安全先進單位為鏡，照差距；以各類隱患為例，看不足；以事故教訓為依據(jù)，查過錯。安全管理工作不怕有過錯、有不足，就怕錯過了知錯、糾錯，知不足、改不足的機會。

安全管理知不足，才會不斷完善管理措施、調整工作節(jié)奏、把握操控能力，逐漸形成安全管理工作全方位、多角度的良性互動和科學對標，最終實現(xiàn)安全管理工作的自我管理和自主管理，確保單位和個人的本質安全。

一種果實長在田園，它的期待是收獲；一種果實畫在紙上，它的期待是贊許；一種果實長在心田，它的期待是種子。安全管理工作最需要的就是有一顆健康和諧的“本質安全之心”，把“本質安全之心”的種子植入到每一名干部員工的心里，我們的安全管理工作才能結出豐碩的安全果實。

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，既是一種自律，又是一種自覺。安全管理工作切忌自我感覺良好，不能孤芳自賞、自以為是，更不能盲目樂觀。抓好日常安全管理工作的關鍵是要樹立居安思危的管理理念，對存在的問題要看得清、敢面對，還要改得了、能戰(zhàn)勝。

為此，各級管理者必須把安全管理責任舉過頭頂，把搞好安全的困難踩在腳下，把本質安全之心裝在心中，時刻牢記安全管理工作只有起點沒有終點的客觀規(guī)律。

古人云：“志之難也，不在勝人，在自勝也。” 安全管理知不足就是：以安全先進單位為鏡，照差距；以各類隱患為例，看不足；以事故教訓為依據(jù)，查過錯。安全管理工作不怕有過錯、有不足，就怕錯過了知錯、糾錯，知不足、改不足的機會。

安全管理知不足，才會不斷完善管理措施、調整工作節(jié)奏、把握操控能力，逐漸形成安全管理工作全方位、多角度的良性互動和科學對標，最終實現(xiàn)安全管理工作的自我管理和自主管理，確保單位和個人的本質安全。

一種果實長在田園，它的期待是收獲；一種果實畫在紙上，它的期待是贊許；一種果實長在心田，它的期待是種子。安全管理工作最需要的就是有一顆健康和諧的“本質安全之心”，把“本質安全之心”的種子植入到每一名干部員工的心里，我們的安全管理工作才能結出豐碩的安全果實。

第五篇：核電各技術對比

核電各種技術簡單分析

—中廣核準員工論壇

一、自主品牌：CNP1000——中國百萬千瓦級核電站

CNP1000型核電站使中國百萬千瓦級核電站的設計壽期從目前的40年延長到60年，核燃料換料周期從目前的12個月延長到18個月，機組可利用率將從目前的75%左右提高到87%，上網(wǎng)電價可控制在5美分/千瓦時以下，CNP1000的比投資將下降到1300美元/千瓦以下

CNP1000無論是性能上、經(jīng)濟上、安全上都達到了國際上第二代改進的水平。

NP1000主要性能指標為：電站設計壽命60年，堆芯熱工裕量大于15%，堆芯熔化概率小于1X10-5/堆年，大量放射性物質釋放概率小于1X10-6/堆年，機組可利用率大于87%，換料周期為18個月，比投資小于1500美元/千瓦。如批量生產(chǎn)，比投資可達到1300美元/千瓦以下。NP1000主要有10項設計改進：

一、改進堆芯設計，降低功率密度，提高堆芯安全裕度；

二、改進電站布置設計，采用單堆布置和滿足實體分隔、防火要求的核島布置方案；

三、改進安全系統(tǒng)設計，提高系統(tǒng)可靠性；

四、改進安全殼系統(tǒng)設計，加大安全殼容積；

五、采用先進的分布式數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)，提高電廠的可用性和安全性，提高自動化控制水平和可操作性；

六、考慮了嚴重事故下的氫氣控制措施；

七、設置安全殼內(nèi)換料水箱，取消安注和噴淋再循環(huán)切換，提高系統(tǒng)可靠性；

八、設置堆腔淹沒系統(tǒng)，防止在嚴重事故下堆芯熔融物熔穿壓力容器；

九、采用LBB技術，取消或減少防甩裝置；

十、汽輪機組采用半速機，提高電廠效率。

CNP1000設計的主要特點

①燃料組件177盒，降低線功率密度，采用AFA3G燃料組件提高安全裕量。增大功率，提高經(jīng)濟性。

②18個月?lián)Q料，低泄漏，提高經(jīng)濟性。

③大直徑反應堆壓力容器（內(nèi)徑為4340mm），增加水裝量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并滿足60年壽期要求。④穩(wěn)壓器容積為51m3，穩(wěn)壓能力增強。

⑤采用預防和緩解嚴重事故的有效措施，降低堆芯損壞和放射性大量釋放的概率。

⑥采用LBB技術，簡化系統(tǒng)并有利于維護保養(yǎng)。

⑦高壓安注泵同上充泵分開，低壓安注泵同余熱泵共用，并形成兩個系列。⑧輔助給水系統(tǒng)設置兩臺汽動泵和兩臺電動泵,形成兩個系列。⑨采用半速汽輪機/發(fā)電機機組。⑩數(shù)字化I&C系統(tǒng)。

二、引進創(chuàng)新：CPR －1000 中國改進型壓水堆核電站 CPR1000作為“二代加”技術，在大亞灣核電站及嶺澳核電站一期的基礎上，通過持續(xù)科技進步，不斷創(chuàng)新和改進，逐漸趨近第三代。在探索的過程中提出許多新技術：

?事故處理規(guī)程由事故定向轉為狀態(tài)定向；

?首爐堆芯即采用18個月?lián)Q料方案

?壓力容器設計壽命達到60年

?采用堆坑注水技術

?主回路應用破前漏（LBB）設計理念

?采用可視化進度控制

?利用三維輔助設計進行設計校核 CPR1000——主要技術、經(jīng)濟指標

環(huán)路數(shù)

總體性能指標

DNBR裕量＞15% 組可用率≥87%

壓力容器設計壽命60年 一回路壓力15.5 MP 一回路溫度T入/T出292.4℃/329.8℃ 均線功率密度186 W/cm 機組額定功率1080 MWe

燃料組件157組全M5的AFA3G組件 活性區(qū)高度3.66 m 換料周期18 月

堆容器內(nèi)徑/高度3.99 m/12.99 m 電廠熱循環(huán)效率36% 儀控系統(tǒng)DCS 電廠布置雙堆

安全殼單層 + 鋼內(nèi)襯

安全殼自由體積49000 m3 嚴重事故對策采取相應措施 汽輪發(fā)電機組半速機 建設工期≤58 月

三、AP1000技術。其區(qū)別于二代加壓水堆核電機組的主要特點就是“非能動”的安全系統(tǒng)

AP1000技術是美國西屋公司開發(fā)的第三代百萬千瓦級先進壓水堆核電機組，其堆芯采用西屋的加長型堆芯設計，這種堆芯設計已在比利時的Doel 4號機組、Tihange 3號機組等得到應用；燃料組件采用可靠性高的Performance+；主回路設計類似于美國燃燒工程公司（CE）設計的System 80。采用增大的蒸汽發(fā)生器（?125型），和正在運行的西屋大型蒸汽發(fā)生器相似；穩(wěn)壓器容積有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式電動泵；主管道簡化設計，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標準的三環(huán)路壓力容器相似，取消了堆芯區(qū)的環(huán)焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭，可在線測量。

AP1000 單臺機組NSSS的熱功率為3415MWe，電功率為1115MWe，熱效率約為33%，機組可利用率為93%，堆芯熔化頻率為：2.41×10-7／堆年，嚴重事故下大量放射性物資向環(huán)境釋放概率為：1.95×10-8／堆年；機組采用單堆布置，反應堆廠房采用雙層安全殼，內(nèi)層為鋼安全殼，外層為混凝土結構（其屋頂設置非能動安全殼冷卻系統(tǒng)儲水箱）；施工安裝過程采用模塊化的建造模式，有利于縮短建造工期。

AP1000區(qū)別于二代加壓水堆核電機組的主要特點就是“非能動”的安全系統(tǒng)?！胺悄軇印痹O計概念就是利用固有的熱工水力特性，簡化安全系統(tǒng)的設計，使核電站保證安全的措施不再依賴泵、風機等能動設備的運行，從而大幅度地減少了安全級的閥、泵、電纜及抗震廠房；取消了1E級應急柴油發(fā)電機系統(tǒng)；減少了大部分安全級能動設備；降低了大宗材料用量；系統(tǒng)簡化使設計簡化、工藝布置簡化、施工量減少、運行及維修量也相應減少。設計中采用的非能動的嚴重事故預防和緩解措施使安全性能得到提高，同時也提高了機組和經(jīng)濟性。

一、非能動堆芯冷卻系統(tǒng)

AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)包括非能動余熱去除系統(tǒng)和安全注入系統(tǒng)。與傳統(tǒng)壓水堆應急堆芯冷卻系統(tǒng)相比，AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)除了具有安全注射和應急硼化的功能外，還具有堆芯應急衰變熱導出和安全殼 pH 值控制的功能，替代了傳統(tǒng)壓水堆輔助（應急）給水系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)的部分功能。在反應堆冷卻劑系統(tǒng)中，引入一個非能動熱交換器。當冷卻劑泵失效時，水流 自然循環(huán)到該熱交換器，后者將熱量載帶到安全殼內(nèi)的換料水箱（IRWST）。傳熱過程無需動力。當 IRWST達到飽和時，向安全殼大氣蒸發(fā)，非能動安全殼冷卻系統(tǒng)動作，冷凝水沿殼壁流回環(huán)料水池，可以實現(xiàn)長時間的堆芯冷卻。安全注入系統(tǒng)由兩臺堆芯補給水箱（CMT）、兩臺安全注射箱和IRWST 組成，連接于反應堆冷卻劑環(huán)路并充滿硼水，注射依靠重力和氣體儲能的釋放。當正常上充水系統(tǒng)失效時，可應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 為堆芯提供冷卻。依靠 IRWST 提供冷卻水注入保持LOCA后期冷卻和余熱去除，和安全殼冷卻系統(tǒng)一起建立再循環(huán)，使堆芯保持淹沒。

二、非能動安全殼冷卻系統(tǒng)

AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)與傳統(tǒng)壓水堆的安全殼噴淋系統(tǒng)的主要功能相同，其作用是發(fā)生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故發(fā)生在安全殼內(nèi)時，排出安全殼內(nèi)的熱量。非能動安全殼冷卻系統(tǒng)以鋼安全殼作為傳熱界面，將空氣從外層屏蔽殼入口引入，通過外部環(huán)廊到達底部，在空氣折流板底部轉向180度，進入內(nèi)部環(huán)廊，再沿安全殼內(nèi)壁向上流動。由于內(nèi)部環(huán)廊空氣被加熱和水蒸氣存在，造成內(nèi)外環(huán)廊空

氣密度差，形成空氣的自然循環(huán)，空氣最終從屏蔽殼頂部煙囪排出。在安全殼頂部設有可供72小時的冷卻水貯存箱，水依靠重力向下流，在鋼安全殼弧頂和殼壁外側形成一層水膜。當安全殼內(nèi)壓力或溫度過高時，系統(tǒng)自動開啟。由形成的水膜和空氣自然循環(huán)導出安全殼內(nèi)的熱量，降低安全殼的壓力，保證安全殼不受損壞。

三、非能動安全殼裂變產(chǎn)物去除系統(tǒng)

AP1000在設計上沒有安全相關的安全殼噴淋系統(tǒng)用于去除安全殼中的裂 變產(chǎn)物。安全殼大氣中活性物質的去除完全靠自然的過程（如沉淀、擴散、熱遷移等）。事故后如安全殼內(nèi)放射性活度升高，由防火系統(tǒng)提供的非能動安全殼噴淋系統(tǒng)在安全殼外充氮罐的壓力作用下進行噴淋，以限制裂變產(chǎn)物的釋放。絕大多數(shù)非氣態(tài)活性物質最終沉積在安全殼地坑冷卻水中。非能動主控室可居留系統(tǒng)失去交流電源時，主控室非能動應急可居留系統(tǒng)向主控室通風和充氣，維持工作人員可以繼續(xù)居留的環(huán)境至少72小時，并兼作主控室、儀間和直流設備室的非能動熱阱

四、非能動主控室可居留系統(tǒng)

失去交流電源時，主控室非能動應急可居留系統(tǒng)向主控室通風和充氣，維持工作人員可以繼續(xù)居留的環(huán)境至少72小時，并兼作主控室、儀表間和直流設備室的非能動熱阱。

四、三代技術：EPR

EPR是法馬通和西門子聯(lián)合開發(fā)的反應堆，提高核電的經(jīng)濟競爭力，EPR的發(fā)電成本將比N4系列低10%。EPR的主要特征

1、EPR是目前國際上最新型反應堆（法國N4和德國近期建設的Konvoi 反應堆）的基礎上開發(fā)的，吸取了核電站運行三十多年的經(jīng)驗。

2、EPR是漸進型、而不是革命型的產(chǎn)品，保持了技術的連續(xù)性，沒有技術斷代問題。EPR采納了法國原子能委員會和德國核能研發(fā)機構的技術創(chuàng)新成果。

3、EPR是新一代反應堆，具有更高的經(jīng)濟和技術性能：降低發(fā)電成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），減少長壽廢物的產(chǎn)量，運行更加靈活，檢修更加便利，大量降低運行和檢修人員的放射性劑量。

4、EPR屬壓水堆技術。法國在運行的核電站都是壓水堆。目前，全球共有440臺在運行的核電機組，其中209臺是壓水堆。壓水堆是上國際上使用最廣泛的堆型。

5、EPR可使用各類壓水堆燃料：低富集鈾燃料（5%）、循環(huán)復用的燃料（源于后處理的再富集鈾，或源于后處理的钚鈾氧化物燃料MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料裝料。這樣，一方面可實現(xiàn)穩(wěn)定乃至減少钚存量的目標，同時也可降低廢物的產(chǎn)量；

6、EPR的電功率約為1600兆瓦。具有大規(guī)模電網(wǎng)的地區(qū)適于建設這種大容量機組。另外，人口密度大、場址少的地區(qū)也適于采用大容量機組。未來20年，半數(shù)以上的新核電站將建在這類地區(qū)。

7、EPR的技術壽期為60年，目前在運行的反應堆的技術壽期為40年。由于設備方面的改進，EPR運行40年無需更換重型設備 EPR為單堆布置四環(huán)路機組，電功率1525MWe，設計壽命60年，雙層安全殼設計，外層采用加強型的混凝土殼抵御外部災害，內(nèi)層為預應力混凝土。作為新一代技術，EPR相比較與前幾代：

一、經(jīng)濟性能更高 EPR的發(fā)電成本將更低，比N4系列反應堆低10%。主要優(yōu)化措施是：

1、EPR的功率（約1600兆瓦）比近期建設的反應堆功率（約1450兆瓦）更高。

2、建設周期更短：從建造至商業(yè)運行計劃用57個月。

3、能量效益提高到36%，這是輕水反應堆最好的指標。

4、EPR技術壽期將達到60年。

5、提高燃料的利用率。在發(fā)電量相同的條件下，EPR將減少使用15%的鈾，廢物產(chǎn)量因此降低。同樣，也降低了核燃料循環(huán)（從鈾濃縮到后處理等各個環(huán)節(jié)）的費用。

6、EPR降低了運行費：

由于提高了人機接口的質量和主控室的功效，操作簡化，通過運行支持系統(tǒng)，提升自動化水平，減少了人工干預；

設備布局更合理，便于進入工作區(qū)，簡化了檢修，縮短了工期；可進行不停運的標準化保養(yǎng)維修；

停堆換料期減至16天；反應堆壽期內(nèi)可利用率可達到91%，法國在役反應堆的平均使用率為82%。

7、EPR的發(fā)電成本將降至30歐元/MWh，比主要競爭對手—天然氣低20%。

二、更高的安全性

EPR滿足法德兩國核安全當局提出的“加強防范可能損壞堆芯的事件，緩解堆芯熔化的放射性影響”兩方面的要求，具有更高的安全性。

1.加強防范損壞堆芯的事件

通過設計簡單化、功能多樣化和冗余系統(tǒng)確保安全功能。自動化水平更加先進；EPR配置四個同樣的安全系統(tǒng)，具有非正常狀態(tài)下冷卻堆芯的功能。每個系統(tǒng)都能完全獨立發(fā)揮其安全功效。這四個系統(tǒng)分別設在四個廠房，實行嚴格的分區(qū)實體保護。因內(nèi)部事件（水災、火災等）或外部事件（地震）造成某一系統(tǒng)失靈時，另一系統(tǒng)代替有故障系統(tǒng)行使安全職能，實現(xiàn)反應堆安全停堆。這些結構性的安全系統(tǒng)將把在役壓水堆極低的堆芯破損概率再降低一個10次方。

2.安全殼具有非常高的密封性

如果萬一發(fā)生堆芯損壞事件，將對居民和環(huán)境采取防御性保護措施，使他們不受影響。

EPR的密封水平是國際上唯一的，反應堆廠房非常牢固，混凝土底座厚達6米，安全殼為雙層，內(nèi)殼為預應力混凝土結構，外殼鋼筋混凝土結構，厚度都是1.3米。2.6米厚的安全殼可抵御墜機等外部侵襲。

即使發(fā)生概率極低的熔堆事故，壓力殼被熔穿，熔化的堆芯逸出壓力殼，熔融物仍封隔在專門的區(qū)域內(nèi)冷卻。這一專門區(qū)域的內(nèi)壁使用了耐特高溫保護材料，能夠保證混凝底板的密封性能。EPR的熔堆事故影響嚴格限制在反應堆安全殼內(nèi)，核電站周邊的居民、土壤和含水層都受到保護。

3.降低運行和檢修人員的輻照劑量

EPR運行和檢修人員的輻射防護工作將進一步加強：集體劑量目標確定為0.4人希弗特/堆年，與目前經(jīng)濟合作與發(fā)展組織國家核電站的平均劑量（1人希弗特/堆年）相比，將降低一倍以上。

目前法國核電站檢修人員的人希弗特集體劑量水平約合人均劑量5毫希弗特/年（5mSv）。換言之，法國核電站工作人員的平均劑量等同于法國天然放射性當量。

三、EPR更加環(huán)保

核電的優(yōu)勢是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉塵及其他溫室效應氣體，EPR在可持續(xù)發(fā)展方面取得了重要的進展：

EPR的堆芯設計有利于提高燃料的利用率，減少鈾的使用量，降低钚和長壽命廢物的產(chǎn)量；有利于控制和降低钚的儲量；由于EPR的技術壽期將達到60年，在生產(chǎn)同等電力的情況下，EPR退役后的最終廢物數(shù)量將減少；利用核能有利于儲備本世紀中葉將逐漸枯竭的化石燃料

五、壓水堆原理

利用核能生產(chǎn)電能的電廠稱為核電廠。由于核反應堆的類型不同，核電廠的系統(tǒng)和設備也不同。壓水堆核電廠主要由壓水反應堆、反應堆冷卻劑系統(tǒng)（簡稱一回路）、蒸汽和動力轉換系統(tǒng)（又稱二回路）、循環(huán)水系統(tǒng)、發(fā)電機和輸配電系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)組成，其流程原理如圖2.1所示。通常將一回路及核島輔助系統(tǒng)、專設安全設施和廠房稱為核島。二回路及其輔助系統(tǒng)和廠房與常規(guī)火電廠系統(tǒng)和設備相似，稱為常規(guī)島。電廠的其他部分，統(tǒng)稱配套設施。實質上，從生產(chǎn)的角度講，核島利用核能生產(chǎn)蒸汽，常規(guī)島用蒸汽生產(chǎn)電能。

反應堆冷卻劑系統(tǒng)將堆芯核裂變放出的熱能帶出反應堆并傳遞給二回路系統(tǒng)以產(chǎn)生蒸汽。通常把反應堆、反應堆冷卻劑系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)合稱為核供汽系統(tǒng)。堆冷卻劑系統(tǒng)一般有二至四條并聯(lián)在反應堆壓力容器上的封閉環(huán)路。每一條環(huán)路由一臺蒸汽發(fā)生器、一臺或兩臺反應堆冷卻劑泵及相應的管通組成。一回路內(nèi)的高溫高壓含硼水，由反應堆冷卻劑泵輸送，流經(jīng)反應堆堆芯，吸收了堆芯核裂變放出的熱能，再流進蒸汽發(fā)生器，通過蒸汽發(fā)生器傳熱管壁，將熱能傳給二回路蒸汽發(fā)生器給水，然后再被反應堆冷卻劑泵送入反應堆。如此循環(huán)往復，構成封閉回路。整個一回路系統(tǒng)設有一臺穩(wěn)壓器，一回路系統(tǒng)的壓力靠穩(wěn)壓器調節(jié)，保持穩(wěn)定。

一回路輔助系統(tǒng)主要用來保證反應堆和一回路系統(tǒng)的正常運行。壓水堆核電廠一回路輔助系統(tǒng)按其功能劃分，有保證正常運行的系統(tǒng)和廢物處理系統(tǒng),部分系統(tǒng)同時作為專設安全設施系統(tǒng)的支持系統(tǒng)。專設安全設施為一些重大的事故提供必要的應急冷卻措施，并防止放射性物質的擴散。

二回路系統(tǒng)由汽輪機發(fā)電機組、冷凝器、凝結水泵、給水加熱器、除氧器、給水泵、蒸汽發(fā)生器、汽水分離再熱器等設備組成。蒸汽發(fā)生器的給水在蒸汽發(fā)生器吸收熱量變成高壓蒸汽，然后驅動汽輪發(fā)電機組發(fā)電，作功后的乏汽在冷凝器內(nèi)冷凝成水，凝結水由凝結水泵輸送，經(jīng)低壓加熱器進入除氧器，除氧水由給水泵送入高壓加熱器加熱后重新返回蒸汽發(fā)生器，如此形成熱力循環(huán)。為了保證二回路系統(tǒng)的正常運行，二回路系統(tǒng)也設有一系列輔助系統(tǒng)。

循環(huán)水系統(tǒng)主要用來為冷凝器提供冷卻水。

發(fā)電機和輸配電系統(tǒng)的主要設備有發(fā)電機、勵磁機、主變壓器、廠用變壓器、啟動變壓器、高壓開關站和柴油發(fā)電機組等組成。其主要作用是將核電廠發(fā)出的電能向電網(wǎng)輸送,同時保證核電廠內(nèi)部設備的可靠供電。發(fā)電機的出線電壓一般為22kV左右，經(jīng)變壓器升至外網(wǎng)電壓。為保證核電廠安全運行，核電廠至少與兩條不同方向的獨立電源相連接，以避免因雷擊、地震、颶風或洪水等自然災害可能造成的全廠斷電。

每臺發(fā)電機組的引出母線上，均接有兩臺廠用變壓器。為廠用電設備提供高壓電源。高壓廠用電系統(tǒng)一般為6kV左右。該高壓廠用電系統(tǒng)直接向核電廠大功率動力設備供電。對于小功率設備,經(jīng)變壓器降壓后供給380/220V低壓電源。通常高壓廠用電系統(tǒng)分為工作母線和安全母線兩部分，高壓廠用電系統(tǒng)的工作母線，可以由外電網(wǎng)或發(fā)電機供電，高壓廠用電的安全母線，除外網(wǎng)和發(fā)電機外，還可由柴油發(fā)電機供電。

在電廠正常功率運行時，發(fā)電機發(fā)出的電能大部分經(jīng)主變壓器升壓至外網(wǎng)電壓輸送給用戶。同時，整個廠用設備的配電系統(tǒng)由發(fā)電機的引出母線經(jīng)廠用變壓器降壓后供電。當發(fā)電機停機時，則由外部電網(wǎng)經(jīng)啟動變壓器供電。當外網(wǎng)和發(fā)電機組都不能供電時，則由柴油發(fā)電機組向安全母線供電，以保證核電廠設備的安全。

六、濃縮鈾反應堆

如果使用含有3％鈾一235的濃縮鈾，就有可能使用普通的“輕”水作為冷卻劑，水中的氫作慢化劑。

氫可吸收中子，故不適用于含o．7％鈾一235的天然鈾燃料，但可用于濃縮鈾。在這類反應堆中，水始終保持高壓狀態(tài)，使其不能沸騰。水把熱從反應堆芯通過蒸汽發(fā)生器傳遞給二回路系統(tǒng)，該系統(tǒng)中保持較低的壓力，水被轉化為蒸汽，從而驅動汽輪發(fā)電機組。這種設計的反應堆被稱為壓水反應堆，簡稱壓水堆(PWR)。

其它堆型也有采用低濃縮鈾的。慢化劑則使用普通水、重水、石墨或有機液體，使中子減速。冷卻劑可以是沸水、重水、氦、二氧化碳氣或有機液體濃縮鈾反應堆原理圖：如果鈾燃料被濃縮，水可被用來作慢化劑和冷卻劑。圖中顯示的壓水堆中，一回路水傳遞的熱使完全隔離的二回路中的水沸騰

七、沸水反應堆

象壓水堆一樣，沸水堆的燃料也是濃縮度僅為2％的氧化鈾，它在高溫高壓下被燒結成圓柱形芯塊，裝入鋯合金管中．這些燃料棒被組裝成比在壓水堆中較為松散的組件。燃料棒基本方形排列包括6*

6、7*7或8*8，而壓水堆燃料組件為15X15或17X17。鈾的濃縮度也不相同，棒中濃縮鈾的數(shù)量與詼棒在陣列中所處的位置有關。這種排列能糾正沸水堆中由毗鄰組件之間水空間引起的畸變。某些棒不含鈾，而僅有水。十字形碳化硼控制棒在四個相鄰燃料組件之間從堆芯底部插入。其抽插依靠液壓系統(tǒng)或電磁螺旋驅動系統(tǒng)。遇有緊急情況，氮氣覆蓋層之下充滿水的蓄壓箱驅動液壓缸，把控制棒彈入堆芯。

這種反應堆最顯著的特征是，允許冷卻劑水在堆芯內(nèi)沸騰．離開堆芯的蒸汽必須經(jīng)過去濕，這個過程在反應堆容器上部進行。象在壓水堆蒸汽發(fā)生器中一樣，蒸汽要經(jīng)過汽水分離器(在旋流葉片中，作用于蒸汽流的離心力迫使水滴甩在外壁上)和人字型干燥器，然后被傳輸?shù)狡啓C，再驅動發(fā)電機產(chǎn)生電力。蒸汽在給水廠房冷凝后，形成凝結水，經(jīng)過再加熱后返回反應堆容器。為確保穩(wěn)定運行，反應堆容器上接有若干條再循環(huán)環(huán)路，每條環(huán)路設一臺泵，該泵從反應堆容器出口接管吸水并排水至人口接管。泵的流量變化可以改變平均水溫和蒸汽泡形成的水平。用這種方法能夠控制中子的慢化條件(密度低的蒸汽替代水或相反)，從而控制反應堆的功率水平。在法國壓水堆設計弓1人新的控制系統(tǒng)和先進靈敏的部件之前，這種調節(jié)功率水平的能力使得沸水堆勝過它的競爭者。

因此，初看起來，這種反應堆似乎比壓水堆簡單；它們省去了蒸汽發(fā)生器，并在低得多的壓力下運行(70—80巴，而不是150巴)。但是，它們也有自身的不足：反應堆容器更高，更粗；由于設置了再循環(huán)回路，在連接壓力容器的蒸汽管道上必須設置安全閥，使得設計更為復雜；此外，堆芯內(nèi)的沸騰水必須連續(xù)凈化，以防止雜質沉積在燃料包殼上，在經(jīng)過堆芯時必須將可能被活化的雜質用過濾器濾掉。盡管采取這些措施，燃料元件破損造成放射性產(chǎn)物被夾帶于蒸汽中的可能性依然存在。這就要求汽輪機設計必須具有嚴格的密封性能，電廠的常規(guī)部分必須劃為易監(jiān)控區(qū)，具有適用于電廠操作人員的保健條例。

關于電廠安全，象壓水堆設計一樣，針對假設的冷卻劑喪失和蒸汽管道破裂事故，采取了預防措施，這就是為什么要把反應堆(壓力容器和再循環(huán)泵)包容在能夠承受各種壓力的鋼制密封安全殼系統(tǒng)之中。蒸汽管道安全閥也置于安全殼之內(nèi)。

安全殼系統(tǒng)的設計能使逸出反應堆的蒸汽噴到反應堆容器旁的充水腔室并得到冷凝。簡圖說明了這些設計特點的發(fā)展。象壓水堆一樣，也設有幾條管道，把安全殼外的冷水注入反應堆容器以冷卻燃料。同時，通過噴淋包容反應堆容器的腔室而冷卻安全殼自身。

在最終的分析中，沸水堆的發(fā)電成本與壓水堆相當。