核準逐漸常態(tài)化疊加中國技術(shù)領(lǐng)先，核電設(shè)備有望顯著受益
2019年中國重啟核電審批，隨后三年每年核準機組數(shù)量穩(wěn)定在4-5臺。2022年和2023年我國均核準10臺，較2021年數(shù)量翻倍，審批顯著提速，常態(tài)化審批漸行漸近。安全是核電發(fā)展的前提，而第四代核電技術(shù)大幅革新，不僅顯著提高了安全性，還能有效緩解U-235短缺的問題。2023年，世界首座第四代核電站在中國投運。通過對裂變核電技術(shù)詳細的分析，我們認為，得益于中國技術(shù)領(lǐng)先和常態(tài)化審批逐漸恢復(fù)，核電有望被大力推廣，核電設(shè)備將顯著受益，我們預(yù)計2024年核電設(shè)備市場空間將達672億元，關(guān)注核島中壓力容器/蒸汽發(fā)生器/閥門等設(shè)備的投資機會。
核心觀點
走向高能級文明，核電能量密度高/發(fā)電穩(wěn)定/碳排放量低
人類對核能的運用將讓能量來源不再局限于太陽聚變，走向卡爾達肖夫筆下的高能級文明。以木柴、煤、石油為代表的生物能源和化石能源的能量密度，遠低于核能。裂變核能發(fā)電是利用鈾核裂變所釋放出的熱量驅(qū)動汽輪機做功，具有能量密度高、發(fā)電穩(wěn)定等優(yōu)點，核電年均利用小時數(shù)為平均值的2倍。其發(fā)電過程中不排放二氧化硫、氮氧化物、煙塵和二氧化碳，是一種經(jīng)濟高效、綠色清潔的能源。自1954年前蘇聯(lián)建成世界上第一座核電站以來，經(jīng)過70年的發(fā)展，核電技術(shù)已經(jīng)發(fā)展到了第四代，安全性不斷提高。
第二代核電突破商業(yè)化應(yīng)用，第三代核電提高安全冗余
第一代核電技術(shù)是上世紀五六十年代美蘇英法等國建造的原型堆，功率普遍較小、建設(shè)成本高，主要目的是為了驗證核能發(fā)電的可行性。第二代核電技術(shù)在第一代的基礎(chǔ)上進行商業(yè)化、標(biāo)準化、系列化、批量化建設(shè)，經(jīng)濟性大幅提高，包括壓水堆、沸水堆和重水堆。目前世界上仍在商業(yè)運行的核電站，絕大部分屬于第二代核電技術(shù)。第三代核電技術(shù)在第二代基礎(chǔ)上進一步提高安全性，主要通過設(shè)計非能動安全系統(tǒng)或先進的能動安全系統(tǒng)實現(xiàn)核電站的安全運行，但經(jīng)濟性較第二代有所降低，主要包括先進壓水堆和先進沸水堆，代表堆型為AP1000、EPR、華龍一號、國和一號等。
第四代核電緩解燃料短缺問題，技術(shù)原理革新提高安全性
第四代核電技術(shù)目標(biāo)是解決核能經(jīng)濟性、安全性、廢物處理和防核擴散問題，提出了6種最有發(fā)展?jié)摿Φ亩研停ㄢc冷快堆、鉛冷快堆、氣冷快堆3種快中子堆以及超臨界水冷堆、高溫氣冷堆、熔鹽堆3種熱中子堆。其中快中子堆能夠有效利用鈾資源，解決核燃料短缺問題，并且嬗變長壽命放射性廢物，解決長壽命核廢物的處置問題。第四代核電具有較高的安全性，鈉冷快堆和鉛冷快堆使用金屬冷卻劑，導(dǎo)熱性能好，能將熱量快速導(dǎo)出，氣冷快堆、高溫氣冷堆和超臨界水堆采用單相冷卻劑，不會發(fā)生相變，導(dǎo)熱穩(wěn)定;熔鹽堆采用液態(tài)燃料，不存在堆芯熔毀風(fēng)險。
2024年核電設(shè)備市場有望達672億元，關(guān)注壓力容器/蒸汽發(fā)生器/閥門等
核電站建設(shè)過程以第一罐混凝土澆筑日為分界點可劃分為前期準備和施工兩個階段，其中施工階段又可按照穹頂?shù)跹b日和一回路水壓試驗日劃分為土建施工、設(shè)備安裝和系統(tǒng)調(diào)試三個階段，完整的核電站建設(shè)周期需要5年以上。核電項目工程造價其中設(shè)備購置費占核電工程建成價30%以上，占比最高。不同堆型的關(guān)鍵設(shè)備基本類似，增量設(shè)備各有不同。隨著核電核準常態(tài)化，核電設(shè)備將顯著受益，我們預(yù)計2024年核電設(shè)備市場空間將達672億元，關(guān)注核島中壓力容器/蒸汽發(fā)生器/閥門等設(shè)備的投資機會。
風(fēng)險提示：核燃料泄漏風(fēng)險;機組核準數(shù)量不及預(yù)期風(fēng)險;技術(shù)進步不及預(yù)期風(fēng)險。
正文
核心觀點
安全是核電發(fā)展的前提，而第四代核電技術(shù)大幅革新，不僅顯著提高了安全性，還能有效緩解U-235短缺的問題。2023年，世界首座第四代核電站在中國投運，得益于中國技術(shù)領(lǐng)先和核電常態(tài)化審批逐漸恢復(fù)，我們認為核電有望被大力推廣，核電設(shè)備將顯著受益，關(guān)注核島中壓力容器/蒸汽發(fā)生器/閥門等設(shè)備的投資機會。我們報告核心要點如下：
核電發(fā)電穩(wěn)定/碳排放低，安全為發(fā)展前提，常態(tài)化審批漸進。核電站發(fā)電原理是利用鈾核裂變所釋放出的熱能驅(qū)動汽輪機做功，具備能量密度高、功率大、發(fā)電穩(wěn)定且成本低的特點，其年平均發(fā)電小時數(shù)是中國發(fā)電設(shè)備發(fā)電小時數(shù)平均值的2倍。安全是核電行業(yè)發(fā)展的前提，自日本福島核事故以來，我國核電審批一度停滯，2016-2018連續(xù)3年沒有新增審批核電機組。直到2019年中國重啟核電審批，隨后三年每年核準機組數(shù)量穩(wěn)定在4-5臺，“十四五”規(guī)劃中明確提出安全穩(wěn)妥推動沿海核電建設(shè)。2022年和2023年我國均核準10臺，較2021年數(shù)量翻倍，審批顯著提速，常態(tài)化審批漸行漸近。
第四代核電技術(shù)大幅革新，安全性顯著提升，中國已建成全球首座第四代核電站。第一代核電技術(shù)是試驗性和原型反應(yīng)堆，主要用于驗證核電可行性;第二代核電技術(shù)在第一代基礎(chǔ)上實現(xiàn)商業(yè)化、標(biāo)準化、系列化、批量化運行，經(jīng)濟性大幅提升，包括壓水堆、沸水堆和重水堆;受美國三哩島和蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站事故的影響，第三代核電技術(shù)采用非能動安全系統(tǒng)和冗余的能動安全系統(tǒng)提高安全性，但經(jīng)濟性有所降低，主要包括先進壓水堆和先進沸水堆;第四代核電技術(shù)本身具有較高的安全性，鈉冷快堆和鉛冷快堆使用金屬冷卻劑，導(dǎo)熱性能好，可以將熱量快速導(dǎo)出，氣冷快堆、高溫氣冷堆和超臨界水堆采用都是單相冷卻劑，反應(yīng)過程中不會發(fā)生相變，導(dǎo)熱穩(wěn)定;熔鹽堆采用液態(tài)燃料，不存在熔毀風(fēng)險。目前中國已建成全球首座高溫氣冷堆商業(yè)示范堆，具備固有安全性。
核電站建設(shè)周期長達5年以上，我們預(yù)計2024年核電設(shè)備市場空間將達672億元，建議關(guān)注壓力容器及核電泵閥等設(shè)備的投資機會。核電站建設(shè)過程可以劃分為前期準備和施工兩個階段，其中施工階段又分為土建施工、設(shè)備安裝和系統(tǒng)調(diào)試三個階段，整體建設(shè)周期長達5年以上。在第三代核電站中，設(shè)備購置費包括核島和常規(guī)島內(nèi)各類設(shè)備的購置費用，根據(jù)《核電項目全壽命周期成本控制研究》，設(shè)備購置費大約占建成價的37%，是核電站建設(shè)中成本占比最大的一項。在硬件設(shè)備上，關(guān)鍵設(shè)備大致相同，不同堆型有各自增量設(shè)備。隨著核準常態(tài)化，核電設(shè)備將顯著受益，我們預(yù)計2024年核電設(shè)備市場空間將達672億元，建議關(guān)注核島中壓力容器/蒸汽發(fā)生器/閥門等設(shè)備的投資機會。
與市場不同的觀點
市場認為由于前兩年我國核電站核準數(shù)量較多，后續(xù)核準將顯著減少，持續(xù)性有限。并且在福島核電站事故之后，核電站安全性一直是制約行業(yè)發(fā)展的重要因素，但市場并不了解我國第三代核電站以及第四代核電站安全性如何。我們認為在安全性方面，本文從技術(shù)角度分析，第三代和第四代核電在安全性方面較福島的第二代核電已有顯著提高，中國具備自主知識產(chǎn)權(quán)的華龍一號更是結(jié)合能動和非能動安全設(shè)施于一體。在電力需求不斷增長，新能源裝機持續(xù)增長，電網(wǎng)消納壓力逐漸增加的背景下，發(fā)電穩(wěn)定高效的核電有望大力推廣，核準有望維持高景氣。
高能級文明的野望，裂變核電站已發(fā)展至第四代
核能的運用將讓人類走向高能級文明。在文明發(fā)展的歷史上，人類率先掌握了生物能量，攝入食物，燃燒干柴秸稈等生物能，進行大量的體力勞作。在漫長的發(fā)展后，蒸汽機的出現(xiàn)使得化石能源代替生物能源做功。但生物能源、化石能源都來自于太陽聚變放出的能量。以木柴、煤、石油為代表的生物能源和化石能源的能量密度，遠低于核能。人類對核能的運用將讓能量來源不再局限于太陽聚變，走向卡爾達肖夫筆下的高能級文明。
核電能量密度高/發(fā)電穩(wěn)定高效，碳排放量低于風(fēng)光。核裂變發(fā)電站是指利用鈾核裂變所釋放出的熱能進行發(fā)電，具備能量密度高、單機功率大、土地利用率高、不受季節(jié)和氣候影響、發(fā)電成本穩(wěn)定且相對較低等特點，可長期穩(wěn)定高效運行。相比其他發(fā)電方式，核電機組的年發(fā)電利用小時數(shù)常年保持在7000小時以上，位居所有電源之首，而且在生產(chǎn)過程中不排放二氧化硫、氮氧化物、煙塵和二氧化碳。核電全壽期二氧化碳排放當(dāng)量僅約12.2克/千瓦時，與水電基本持平，低于風(fēng)電、光伏。安全是核電產(chǎn)業(yè)發(fā)展的前提，現(xiàn)有的三代核電主要在安全系統(tǒng)改進上提升了核電站的安全性。
核電廠是一種以核反應(yīng)為熱力源的熱電廠，以熱能驅(qū)動渦輪發(fā)動機并連接至發(fā)電機發(fā)電。核電站分兩大部分，產(chǎn)生熱能的核島，與將其進行能量轉(zhuǎn)換的常規(guī)島。圖中左半部為核島，右半部為常規(guī)島。核島采用的技術(shù)決定其是第幾代核電站，并決定其命名，如中國的第三代壓水堆核電站華龍一號。
中國“十四五”規(guī)劃下，核電2025年裝機容量將達70GW，并積極推動先進核電站發(fā)展。“十四五”規(guī)劃中指出，在確保安全的前提下，積極有序推動沿海核電項目建設(shè)，保持平穩(wěn)建設(shè)節(jié)奏，合理布局新增沿海核電項目。開展核能綜合利用示范，積極推動高溫氣冷堆、快堆、模塊化小型堆、海上浮動堆等先進堆型示范工程，推動核能在清潔供暖、工業(yè)供熱、海水淡化等領(lǐng)域的綜合利用。切實做好核電廠址資源保護。到2025年，核電運行裝機容量達到7000萬千瓦左右。2023年我國在運機組55臺，在建機組26臺，核準機組10臺。
裂變核電技術(shù)已發(fā)展到第四代，安全/可持續(xù)性/經(jīng)濟性不斷提高：(1)第一代核電技術(shù)：1950s-1960s期間，美蘇英法等國建造一代堆，主要是試驗性和原型反應(yīng)堆;(2)第二代核電技術(shù)：1960s末期，和第一代反應(yīng)堆相比，裝機容量不斷增加，主要堆型有壓水堆、沸水堆、重水堆等;(3)第三代核電技術(shù)：主要是先進輕水堆，包括先進壓水堆和先進沸水堆，其特點是采用非能動安全系統(tǒng)或先進的能動安全系統(tǒng)以提高安全性;(4)第四代核電技術(shù)：由“第四代核能系統(tǒng)國際論壇”(GIF)提出的能夠解決核能經(jīng)濟性、安全性、廢物處理和防核擴散問題的第四代核電核能系統(tǒng)，包括鈉冷快堆、高溫氣冷堆、氣冷快堆、鉛冷快堆、超臨界水堆和熔鹽堆。
壓水堆占中國核電主導(dǎo)堆型，中長期開發(fā)第四代核電站。根據(jù)國家原子能機構(gòu)披露的核電站情況，在建的26座核電站全為壓水堆。我國核能發(fā)展近中期目標(biāo)是優(yōu)化自主第三代核電技術(shù);中長期目標(biāo)是開發(fā)以鈉冷快堆為主的第四代核能系統(tǒng)，積極開發(fā)模塊化小堆、開拓核能供熱和核動力等利用領(lǐng)域;長遠目標(biāo)則是發(fā)展核聚變技術(shù)。目標(biāo)到2030年，以耐事故燃料為代表的核安全技術(shù)研究取得突破、全面實現(xiàn)消除大規(guī)模放射性釋放，提升核電競爭力;實現(xiàn)壓水堆閉式燃料循環(huán)，核電產(chǎn)業(yè)鏈協(xié)調(diào)發(fā)展;鈉冷快堆等部分第四代反應(yīng)堆成熟，突破核燃料增殖與高水平放射性廢物嬗變關(guān)鍵技術(shù);積極探索模塊化小堆(含小型壓水堆、高溫氣冷堆、鉛冷快堆)多用途利用。目標(biāo)到2050年，實現(xiàn)快堆閉式燃料循環(huán)，壓水堆與快堆匹配發(fā)展，力爭建成核聚變示范工程。
核電站：可依據(jù)慢化劑和冷卻劑分類，反應(yīng)系數(shù)對安全至關(guān)重要
核裂變的鏈式反應(yīng)造就高能量密度、潔凈、低碳的能源，按照慢化劑和冷卻劑的不同可對核電站進行分類。核電站通常使用的鈾核裂變，鈾原子核吸收一個熱中子處于激發(fā)態(tài)，隨后裂變成兩個較小的原子核并釋放2-3個中子，釋放的中子又進一步被其他的鈾原子核吸收，從而形成鏈式反應(yīng)。在核裂變過程中，裂變前后原子核總質(zhì)量發(fā)生了變化，根據(jù)愛因斯坦的質(zhì)能方程E=mc2，消失的質(zhì)量變?yōu)榱四芰浚看瘟炎兇蟾拍茚尫?00MeV的能量。與標(biāo)準煤發(fā)熱量進行比較，1克鈾裂變放出的熱量相當(dāng)于2.6噸標(biāo)準煤。
為什么需要慢化劑?
U-235對熱中子裂變截面大，需要慢化劑慢化中子提高反應(yīng)概率。按照中子能量的不同，可將中子分為三類，快中子(E>0.1MeV)、中能中子(1eV<
慢化劑的中子吸收截面影響慢化劑的選擇，并對燃料中的鈾豐度提出不同要求。慢化劑在慢化中子過程中，不僅會與中子發(fā)生彈性散射，還會吸收一部分中子，使得反應(yīng)堆內(nèi)中子通量下降，反應(yīng)堆功率下降。對于中子吸收能力強的慢化劑，需要用高富集鈾燃料(U-235含量在2%-5%)以保證反應(yīng)堆內(nèi)的中子通量;而對中子吸收能力弱的慢化劑，則可以用天然鈾燃料(U-235含量為0.7%)。因此慢化劑的選擇需要綜合考慮慢化能力和對中子的吸收截面，例如，重水的慢化能力僅次于輕水，但由于H-2的中子吸收截面小于H-1的中子吸收截面，使得重水的慢化比遠高于輕水，具有很高的中子經(jīng)濟性，可以使用天然鈾做核燃料。反應(yīng)堆中常用的慢化劑包括輕水(H2O)、重水(D2O)、鈹、石墨等。
為什么需要冷卻劑?
核電廠通過“熱傳導(dǎo)-熱對流-熱傳導(dǎo)”傳遞熱量，需要液體、氣體等冷卻劑作為導(dǎo)熱介質(zhì)。熱傳遞方式主要有三種：熱傳導(dǎo)、熱對流和熱輻射。熱傳導(dǎo)是物體內(nèi)部或相互接觸的物體表面之間，由于分子、原子及電子等微觀粒子的熱運動而產(chǎn)生的熱量傳遞現(xiàn)象;熱對流是指由于流體的宏觀運動，致使不同溫度的流體相對位移而產(chǎn)生的熱量傳遞現(xiàn)象;熱輻射是熱能通過電磁波傳遞的過程，不需要任何中間介質(zhì)而遠距離傳播。常見的核電廠主要通過“熱傳導(dǎo)-熱對流-熱傳導(dǎo)”的方式傳遞熱量，反應(yīng)堆先通過熱傳導(dǎo)將熱量傳遞液體、氣體等冷卻劑，冷卻劑通過對流傳熱，最后通過蒸汽發(fā)生器中的傳熱管以熱傳導(dǎo)的方式傳遞給常規(guī)島。
冷卻劑導(dǎo)出堆芯裂變熱，需具備良好的熱物理性質(zhì)和核性質(zhì)。冷卻劑的作用是將反應(yīng)堆堆芯中核裂變反應(yīng)產(chǎn)生的熱量導(dǎo)出。對反應(yīng)堆冷卻劑的主要技術(shù)要求有：具有良好的熱物理性質(zhì)(比熱容大、密度高、熱導(dǎo)率大、熔點低、沸點高等)，以便在較小的傳熱面積情況下，能夠從堆芯帶出較多的熱量;對中子的吸收截面小，從而提高中子經(jīng)濟性;具有良好的熱穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性;與核燃料和結(jié)構(gòu)材料有良好的相容性。反應(yīng)堆中常見的冷卻劑包括輕水、重水、氦氣、鈉、鉛等。
什么是反應(yīng)性系數(shù)?
反應(yīng)性系數(shù)是指反應(yīng)堆的反應(yīng)性相對于某一個參數(shù)的變化率，對反應(yīng)堆安全性至關(guān)重要。反應(yīng)性系數(shù)包括溫度系數(shù)和空泡系數(shù)等。空泡系數(shù)：空泡系數(shù)是指冷卻劑的空泡份額變化1%所引起的反應(yīng)性變化，在沸水堆中，反應(yīng)性空泡系數(shù)一般為負，這是因為沸水堆中水既是慢化劑也是冷卻劑，而空泡的密度小于水的密度，空泡的存在使得水的慢化能力減弱，鏈式反應(yīng)發(fā)生概率降低。溫度系數(shù)：溫度系數(shù)是指溫度變化1℃所引起的反應(yīng)性變化，包括燃料溫度系數(shù)和慢化劑溫度系數(shù)。
為了保證反應(yīng)堆的安全運行，要求反應(yīng)性溫度系數(shù)為負值，以便形成負反饋效應(yīng)。以反應(yīng)性溫度系數(shù)為例：
1) 若溫度系數(shù)為正，當(dāng)堆內(nèi)微擾使堆芯溫度升高時，有效增殖因數(shù)增大，反應(yīng)性增加，反應(yīng)堆的功率也隨之增加，而功率的增加又將導(dǎo)致堆芯溫度的升高和有效增殖因數(shù)進一步增大，反應(yīng)堆功率繼續(xù)增加。若不采取措施，就會造成堆芯的損壞。反之，當(dāng)反應(yīng)堆的溫度下降時，有效增殖因數(shù)將減小，反應(yīng)性減少，反應(yīng)堆的功率隨之降低，這又將導(dǎo)致溫度下降和有效增殖因數(shù)更進一步的減小。反應(yīng)堆的功率繼續(xù)下降，直至反應(yīng)堆自行關(guān)閉。因此，正反應(yīng)性溫度系數(shù)的正反饋將使反應(yīng)堆具有內(nèi)在的不穩(wěn)定性。
2) 若溫度系數(shù)為負，溫度的升高將導(dǎo)致有效增殖因數(shù)的減小，反應(yīng)性減小，反應(yīng)堆的功率也隨之減小，反應(yīng)堆的溫度逐漸回到初始值。同理，當(dāng)反應(yīng)堆的溫度下降時，將導(dǎo)致有效增殖因數(shù)的增大，反應(yīng)堆的功率也隨之增加，反應(yīng)堆的溫度也逐漸地回到初始值。因此，負反應(yīng)性溫度系數(shù)的負反饋效應(yīng)使得反應(yīng)堆具有內(nèi)在的穩(wěn)定性。
第一代核電：小功率原型堆為主，驗證核電可行性
第一代核電以原型堆為主，主要用于驗證核電設(shè)計技術(shù)和商業(yè)開發(fā)前景。1954年6月27日，前蘇聯(lián)建成的世界上第一座核能發(fā)電站——5MW奧布涅斯克實驗性石墨沸水堆核電站。隨后各國紛紛開始研究核電技術(shù)，建立了一系列的核電站，包括1956年英國45MW卡德豪爾原型天然鈾石墨氣冷堆核電站、1957年美國60MW希平港原型壓水堆核電站、1962年法國60MW天然鈾石墨氣冷堆核電站、1962年加拿大25MW天然鈾重水堆核電站。第一代核電站的投資費用高、功率普遍較小，建造的主要目的是為了通過試驗示范來驗證核電的工程實施可行性。
第一代核電技術(shù)功率較小，主要為探索核電可行性。第一代核電技術(shù)是上世紀50、60年代建造的原型堆和試驗堆，以水冷堆和氣冷堆兩種堆型為主，由于當(dāng)時的鈾濃縮技術(shù)尚不成熟，因此主要使用天然鈾作為核燃料。第一代核電的功率普遍較小，其建造的目的主要是為了驗證核電運行的可行性。
第二代核電：可分為輕水堆和重水堆，經(jīng)濟性大幅提高
第二代核電較第一代提高經(jīng)濟性，可分為輕水堆和重水堆。20世紀60年代末到70年代，世界核電進入了快速發(fā)展階段，核電技術(shù)趨于成熟，越來越多的國家投入到核電發(fā)展的浪潮中。1973年的第一次石油危機，進一步促進了核電的快速進步，單堆功率水平在第一代的基礎(chǔ)上大幅提高，達到百萬千瓦級。通常稱這段時期建設(shè)的核電站為第二代，第二代核電在第一代的基礎(chǔ)上，實現(xiàn)了商業(yè)化、標(biāo)準化、系列化、批量化，目前世界上商業(yè)運行的核電機組絕大部分屬于第二代核電機組。按照冷卻劑和慢化劑的類型，第二代反應(yīng)堆可分為輕水堆和重水堆。
輕水堆(LWR)：輕水同時作為慢化劑和冷卻劑，可分為壓水堆和沸水堆
憑借優(yōu)越的慢化和熱物理特性，輕水堆中水同時作為中子慢化劑和反應(yīng)堆冷卻劑。水中含有的H-1元素只含有一個質(zhì)子，其質(zhì)量與中子質(zhì)量接近，根據(jù)動量守恒定律，其慢化能力最佳。但是由于水的熱中子吸收截面較大，因此輕水堆不能使用天然鈾作燃料，必須使用高富集鈾燃料，以保證反應(yīng)堆中有足夠的中子通量。此外，水的比熱容高，吸熱能力強，傳熱性能好，并且價格低廉、易于獲得，具有較高的經(jīng)濟性。輕水堆根據(jù)工作原理的不同，又可進一步劃分為沸水堆和壓水堆。
壓水堆(PWR)：高壓下輕水維持液態(tài)相，多采用雙回路系統(tǒng)
壓水堆采用水作為慢化劑和冷卻劑，為了維持水的液態(tài)相在高壓下運行。壓水堆核電站由一回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)構(gòu)成。一回路系統(tǒng)即反應(yīng)堆冷卻劑回路，包括一回路主系統(tǒng)、其他安全和輔助系統(tǒng)，稱為核島系統(tǒng);二回路系統(tǒng)與常規(guī)火電廠類似，稱為常規(guī)島系統(tǒng)。一回路中的液態(tài)水作為冷卻劑由主泵泵送流經(jīng)反應(yīng)堆堆芯時，吸收堆芯產(chǎn)生的熱量而升溫。當(dāng)流經(jīng)蒸汽發(fā)生器傳熱管的一次側(cè)時，將熱量傳給傳熱管二次側(cè)的二回路水，使之轉(zhuǎn)變?yōu)檎羝?qū)動汽輪機做功。溫度下降了的水經(jīng)過冷卻劑循環(huán)泵再被送回堆芯，構(gòu)成一回路循環(huán)。在標(biāo)準大氣壓下，水的沸點為100℃，為了使反應(yīng)堆內(nèi)的水保持液態(tài)不沸騰，反應(yīng)堆必須在高壓下運行。現(xiàn)代壓水堆核電站反應(yīng)堆和一回路工作壓力約為150個標(biāo)準大氣壓。
(1)一回路主系統(tǒng)
1) 反應(yīng)堆本體結(jié)構(gòu)：由堆芯、堆芯支撐結(jié)構(gòu)、反應(yīng)堆壓力容器及控制棒傳動機構(gòu)組成。①堆芯結(jié)構(gòu)：包括燃料組件和堆芯功能組件(控制棒組件、可燃毒物組件、阻力塞組件、初次中子源棒組件、次級中子源棒組件);②堆芯支撐結(jié)構(gòu)：為堆芯組件提供支撐、定位和導(dǎo)向，組織冷卻劑流通，以及為堆內(nèi)儀表提供導(dǎo)向和支撐，包括下部支撐結(jié)構(gòu)、上部支撐結(jié)構(gòu)和堆芯儀表支撐結(jié)構(gòu);③反應(yīng)堆壓力容器：支撐和包容堆芯和堆內(nèi)構(gòu)件，防止放射性物質(zhì)外溢;④控制棒驅(qū)動機構(gòu)：帶動控制棒組件在堆芯內(nèi)上下運動，實現(xiàn)反應(yīng)堆的啟動、功率調(diào)節(jié)、停堆和事故情況下的安全控制。
2) 蒸汽發(fā)生器(生成傳熱介質(zhì))：一方面將反應(yīng)堆所產(chǎn)生的熱量傳遞給二次側(cè)的工作介質(zhì)水，將水加熱成為飽和蒸汽;另一方面將帶放射性的反應(yīng)堆冷卻劑與不帶放射性的二回路水隔離。蒸汽發(fā)生器是最容易發(fā)生故障的設(shè)備，而其中的傳熱管換熱區(qū)是事故多發(fā)區(qū)域。蒸汽發(fā)生器運行過程中，流體不穩(wěn)定性導(dǎo)致的傳熱管振動和傳熱惡化導(dǎo)致的交變熱應(yīng)力是傳熱管應(yīng)力腐蝕和疲勞破損的原因。
3) 反應(yīng)堆冷卻劑泵(驅(qū)動冷卻劑循環(huán))：又稱主循環(huán)泵，在正常情況下，冷卻劑泵的功能是為反應(yīng)堆堆芯提供足夠的冷卻流量并保證反應(yīng)堆冷卻劑的循環(huán);在事故工況下，依靠冷卻泵機組的慣性惰轉(zhuǎn)，帶出堆芯余熱，保證反應(yīng)堆的安全。水冷堆主泵按結(jié)構(gòu)可分為屏蔽泵和軸封泵，屏蔽泵按結(jié)構(gòu)又可分為屏蔽套泵和濕定子泵。屏蔽套泵的定、轉(zhuǎn)子分別通過屏蔽套來實現(xiàn)與冷卻劑的隔離，因此可確保冷卻劑實現(xiàn)零泄露;濕定子泵沒有阻止水進入定子繞組的隔套，流體直接流過定子繞組帶走熱量，內(nèi)部磁損較小，效率比屏蔽套泵高;軸封泵在泵軸和電機軸之間裝有復(fù)雜的軸密封結(jié)構(gòu)，由于減少了定、轉(zhuǎn)子屏蔽套的渦流損失，因此效率更高。現(xiàn)代壓水堆核電廠廣泛使用的是軸封泵。
4) 穩(wěn)壓器(穩(wěn)定一回路壓力)：穩(wěn)定一回路冷卻劑的壓力，防止一回路超壓，并限制冷卻劑由于熱脹冷縮引起的壓力變化。正常功率運行時，穩(wěn)壓器內(nèi)下部為水，上部為汽空間，由加熱器使水處于飽和狀態(tài)。一回路除穩(wěn)壓器上部的汽腔以外，其余部分全部充滿水。因此穩(wěn)壓器汽腔的蒸汽壓力傳播到整個一回路系統(tǒng)，穩(wěn)壓器的壓力代表了一回路的壓力。當(dāng)壓力降低時，底部電加熱器加熱使部分水蒸發(fā)為飽和汽，蒸汽密度增加，壓力增加;當(dāng)壓力增加時，頂部噴淋過冷水使部分蒸汽凝結(jié)，蒸汽密度降低，壓力下降。當(dāng)壓力超過穩(wěn)壓器安全閥的閾值時，安全閥自動開啟，將穩(wěn)壓器內(nèi)部的蒸汽排放。
(2)專設(shè)安全設(shè)備
1) 安全注入系統(tǒng)：又稱緊急堆芯冷卻系統(tǒng)，當(dāng)一回路系統(tǒng)發(fā)生破口失水事故時，將硼酸溶液注入堆芯;當(dāng)二回路主蒸汽管道破裂時，向一回路注入高濃度硼酸溶液。典型的安全注入系統(tǒng)包括高壓安全注入、中壓安全注入和低壓安全注入三個子系統(tǒng)，分別對應(yīng)不同的一回路壓力。
2) 安全殼系統(tǒng)：在發(fā)生失水事故和安全殼內(nèi)的主蒸汽管道破裂事故時承受內(nèi)壓，容納噴射出的汽水混合物，防止或減少放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放;對反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的放射性輻射提供生物屏蔽，并限制污染氣體的泄漏。
3) 安全殼噴淋系統(tǒng)：在發(fā)生失水事故或?qū)е掳踩珰?nèi)溫度、壓力升高的主蒸汽管道破裂事故時從安全殼頂部空間噴灑冷卻水，為安全殼氣空間降溫降壓，限制事故后安全殼內(nèi)的峰值壓力，以保證安全殼的完整性。
4) 安全殼隔離系統(tǒng)：為貫穿安全殼的流體系統(tǒng)提供隔離手段，使事故后可能釋放到安全殼中的任何放射性物質(zhì)都包封在安全殼內(nèi)。
5) 可燃氣體控制系統(tǒng)：當(dāng)反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)失效時，反應(yīng)堆內(nèi)溫度升高，包裹燃料棒的鋯金屬殼會與高溫水蒸氣會發(fā)生鋯水反應(yīng)產(chǎn)生大量氫氣，該系統(tǒng)用于監(jiān)測、控制安全殼氣空間的氫氣體積分數(shù)，防止失水事故后安全殼內(nèi)氫氣積累到超過限值水平。
6) 輔助給水系統(tǒng)：在電廠啟動、熱備、熱停和從熱停向冷停堆過渡的第一階段，代替主給水系統(tǒng)向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)供水;在事故工況下，向蒸汽發(fā)生器應(yīng)急供水，排出堆芯余熱。
(3)二回路系統(tǒng)
二回路采用蒸汽朗肯循環(huán)進行熱力循環(huán)。朗肯循環(huán)一種以蒸汽作為工質(zhì)的熱力循環(huán)過程，其動力裝置構(gòu)成包括蒸汽發(fā)生器、過熱器、蒸汽輪機、凝汽器和水泵。來自于給水泵的凝結(jié)水在蒸汽鍋爐中吸熱汽化成飽和蒸汽，飽和蒸汽在過熱器中繼續(xù)定壓吸熱成為過熱蒸汽，過熱蒸汽進入到蒸汽輪機膨脹做功帶動發(fā)電機發(fā)電，蒸汽輪機作功后的乏汽進入到凝汽器凝結(jié)放熱，放出的凝結(jié)熱被冷卻水帶走，凝結(jié)水進入給水泵，從而完成一個循環(huán)。
壓水堆二回路系統(tǒng)由汽輪機發(fā)電機組、凝汽器、凝結(jié)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(shè)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(qū)動汽輪發(fā)電機組發(fā)電，做功后的乏汽在凝汽器內(nèi)冷凝成水，凝結(jié)水由凝結(jié)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，形成熱力循環(huán)。
1) 汽輪機(將熱能轉(zhuǎn)化為機械能)：將高溫高壓蒸汽的熱能轉(zhuǎn)化為機械能。在汽輪機中，蒸汽在噴嘴中發(fā)生膨脹，壓力降低，速度增加，熱能轉(zhuǎn)變?yōu)閯幽堋８咚倨髁鹘?jīng)動葉片時，由于汽流方向改變，產(chǎn)生了對葉片的沖動力，推動葉輪旋轉(zhuǎn)做功，將蒸汽的動能變成軸旋轉(zhuǎn)的機械能。
2) 汽水分離再加熱器(分離再加熱高壓缸蒸汽)：蒸汽在汽輪機高壓缸內(nèi)膨脹做功后，從高壓缸排出的蒸汽濕度較高。若不采取任何措施，使該蒸汽流入低壓缸繼續(xù)做功，將導(dǎo)致汽輪機效率降低，甚至對汽輪機葉片產(chǎn)生沖蝕，導(dǎo)致汽輪機事故。汽水分離再加熱器用于將從汽輪機高壓缸出來的排汽經(jīng)汽水分離后再加熱，提高汽輪機效率。高壓缸排汽從汽水分離再熱器的殼側(cè)流進，先經(jīng)過汽水分離裝置利用濕蒸汽中水滴具有較大質(zhì)量和慣性的特性去除水分后，再依次流經(jīng)一級加熱器、二級再熱器后流出殼體，進入低壓缸做功。按結(jié)構(gòu)形式，汽水分離再熱器有臥式和立式兩種，立式結(jié)構(gòu)由于重力作用，可以使加熱蒸汽在管內(nèi)凝結(jié)后生成的凝結(jié)水更易于排出。
3) 凝汽器(凝結(jié)汽輪機乏汽)：接收汽輪機低壓缸的排汽、旁路排放蒸汽等，并將其凝結(jié)成水，構(gòu)成封閉的熱力循環(huán)。汽輪機排汽流過凝汽器傳熱管外表面時，將熱量傳遞給在管內(nèi)流動的循環(huán)水，使蒸汽在傳熱管外表面凝結(jié)。凝汽器最終接收并冷卻反應(yīng)堆運行過程中產(chǎn)生的熱量，是反應(yīng)堆的熱阱。
4) 凝結(jié)水泵(泵送凝結(jié)水至除氧器)：將凝汽器的主凝結(jié)水抽出、升壓，經(jīng)各級低壓加熱器后送往除氧器。
5) 給水加熱器(加熱給水和凝結(jié)水)：利用汽輪機抽汽對給水和凝結(jié)水加熱，以提高熱循環(huán)的經(jīng)濟性。回?zé)峒訜崞靼雌橘|(zhì)傳熱方式的不同可分為混合式和表面式兩種。混合式加熱器為汽水直接混合傳熱;表面式則由傳熱管將加熱蒸汽和被加熱水分隔開，通過傳熱管壁實現(xiàn)熱傳遞。按表面式加熱器水的側(cè)壓力不同，位于凝結(jié)水泵和給水泵之間的加熱器屬于低壓加熱器，給水泵下游的加熱器為高壓加熱器。
6) 疏水泵(泵送疏水至管路)：加熱蒸汽在加熱器或管道內(nèi)的凝結(jié)水稱為疏水，疏水泵將回?zé)峒訜崞鳉?cè)的疏水升壓后送入凝結(jié)水或給水管路中。
7) 除氧器(除去給水中的氧氣)：除去給水或凝結(jié)水中溶解的氧氣，防止對熱力設(shè)備和管道造成腐蝕。
8) 給水泵(泵送給水至蒸汽發(fā)生器)：將除氧器出口的主給水升壓，再經(jīng)高壓加熱器加熱后向蒸汽發(fā)生器供水。
壓水堆功率密度高/核泄漏風(fēng)險小，但高壓下設(shè)備成本較高。壓水堆的優(yōu)勢在于：由于水的慢化性能好，體積相同時壓水堆功率最高，因此結(jié)構(gòu)緊湊，堆芯功率密度大;經(jīng)濟上基建費用低、建設(shè)周期短;雙回路系統(tǒng)使得一回路中的帶有放射性的水始終在堆內(nèi)循環(huán)，減少了放射性元素的泄露。其缺點在于：壓水堆工作壓力是沸水堆的2倍，必須采用高壓的壓力容器，導(dǎo)致壓力容器制作難度和制作費用提高，同時高壓環(huán)境下管道破裂的風(fēng)險增加;壓水堆中的蒸汽發(fā)生器是主要的故障源，提高了設(shè)備的維修成本。
沸水堆(BWR)：輕水沸騰直接做功，單一回路結(jié)構(gòu)簡單
沸水堆使用水作為慢化劑和冷卻劑，水沸騰帶走裂變熱做功，單一回路下結(jié)構(gòu)簡單。沸水堆的工作原理為：沸水堆內(nèi)的壓強保持在70個大氣壓，在270℃左右水沸騰。來自汽輪機系統(tǒng)的給水進入反應(yīng)堆壓力容器后，沿堆芯與容器內(nèi)壁之間的環(huán)形空間下降，在噴射泵的作用下進入堆下腔室，再折而向上流過堆芯，受熱并部分汽化。汽水混合物經(jīng)汽水分離器分離后，水分沿環(huán)形空間下降，與給水混合;蒸汽則經(jīng)干燥器后出堆，通往汽輪機做功發(fā)電。汽輪機乏汽冷凝后經(jīng)凈化、加熱再由給水泵送入反應(yīng)堆壓力容器，形成閉合循環(huán)。
沸水堆硬件結(jié)構(gòu)與壓水堆相似。兩者回路系統(tǒng)設(shè)備主要差別在于由于沸水堆壓力容器內(nèi)有汽水分離器、蒸汽干燥器和噴射泵，因此體積比壓水堆壓力容器大;由于反應(yīng)容器上方需要安裝汽水分離器和蒸汽干燥器，這使得沸水堆的控制棒需要從堆底引入，控制棒驅(qū)動機構(gòu)安裝在反應(yīng)堆壓力容器底部;沸水堆采用再循環(huán)系統(tǒng)，以再循環(huán)泵替代了反應(yīng)堆冷卻劑泵，冷卻劑泵設(shè)置在一回路系統(tǒng)中，用于驅(qū)動冷卻劑完成循環(huán)，而再循環(huán)泵設(shè)置在壓力容器兩側(cè)，用于調(diào)節(jié)堆芯內(nèi)部冷卻劑流量，調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率。
1) 汽水分離器(分離水和蒸汽)：汽水分離組件由349個三級式分離裝置平行排列組成，汽水混合流體從堆芯上部的空腔經(jīng)過立管進入汽水分離器的下端，入口處的葉片使汽水混合物向上流動的同時產(chǎn)生旋轉(zhuǎn)運動，利用離心效果分離水和蒸汽。
2) 蒸汽干燥器(干燥蒸汽)：通過進一步分離蒸汽中的濕分使蒸汽干燥。蒸汽干燥器由六個干燥組件構(gòu)成，干燥組件由干燥單元及兩側(cè)固定用的圓孔網(wǎng)板構(gòu)成，干燥單元是在由整塊薄鋼板壓制成的波浪形板上焊接斷續(xù)的波浪形翼片而形成的。
3) 噴射泵(循環(huán)反應(yīng)堆容器內(nèi)的水)：將來自汽水分離器的水和從凝汽器回流的給水送回堆芯再循環(huán)。
4) 再循環(huán)泵(調(diào)節(jié)冷卻劑流量)：使堆內(nèi)形成強迫循環(huán)，其進水取自環(huán)形空間底部，升壓后再送入反應(yīng)堆容器內(nèi)，成為噴射泵的驅(qū)動流。通過調(diào)節(jié)再循環(huán)泵的轉(zhuǎn)速能夠調(diào)節(jié)冷卻劑再循環(huán)量，從而控制反應(yīng)堆熱功率。
沸水堆系統(tǒng)簡化事故減少/能自動調(diào)節(jié)功率，但存在放射性物質(zhì)泄露和機構(gòu)故障風(fēng)險。沸水堆的優(yōu)點在于：系統(tǒng)簡單，工作壓力較于壓水堆(150個大氣壓)減半，省去了壓水堆電站中的易出現(xiàn)事故的蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器，使電站回路事故減少;具有較大負反應(yīng)性空泡系數(shù)，能夠自動調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率，使反應(yīng)堆運行更穩(wěn)定。其缺點在于：水沸騰后密度降低，慢化能力減弱，導(dǎo)致功率密度降低;沸水堆蒸汽由堆內(nèi)直接產(chǎn)生進入汽輪機，導(dǎo)致O-16經(jīng)過(n，p)反應(yīng)后產(chǎn)生的N-16的泄露，N-16有很強的γ輻射，因此汽輪機組正常運行時會帶有很強的放射性;控制棒驅(qū)動結(jié)構(gòu)在堆芯底部，一旦發(fā)生緊急停堆事故，控制棒不能依靠重力下降，存在因機構(gòu)故障而不能插入反應(yīng)堆的風(fēng)險。
重水堆(PHWR)：重水同時作為慢化劑和冷卻劑，可采用天然鈾作為燃料
重水堆使用重水作為慢化劑和冷卻劑，天然鈾作為燃料，結(jié)構(gòu)以臥式壓力管式為主。重水堆的冷卻劑和慢化劑都是重水(D2O)，重水的慢化能力僅次于輕水，但重水的中子吸收截面小，具有很高的中子經(jīng)濟性，因此重水堆可以使用天然鈾作為核燃料。重水堆反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)包括壓力管式和壓力殼式，壓力管式重水堆又分為立式和臥式兩種。立式時，壓力管是垂直的，可采用加壓重水、沸騰輕水等冷卻;臥式時，壓力管水平放置，冷卻劑沸騰可能導(dǎo)致冷卻劑在管道中分布不均，因此不宜用沸騰水冷卻。壓力殼式重水堆只有立式，與壓水堆或沸水堆類似，使用加壓重水或沸騰重水冷卻。由于臥式結(jié)構(gòu)方便不停堆換料，目前已實現(xiàn)工業(yè)規(guī)模推廣的是CANDU壓力管式重水堆核電站。
CANDU重水堆工作原理與壓水堆類似。一回路中的重水冷卻劑在冷卻劑泵的泵送下由左側(cè)循環(huán)回路流入左側(cè)壓力管進口，在堆芯內(nèi)冷卻燃料。重水被加熱升溫后從反應(yīng)堆右側(cè)流出，進入右側(cè)循環(huán)回路，在右側(cè)循環(huán)回路蒸汽發(fā)生器中將熱量傳遞給二回路的水。而從蒸汽發(fā)生器出口，重水又由右側(cè)循環(huán)回路重水泵泵送進入右側(cè)壓力管，在堆芯內(nèi)被加熱，然后從反應(yīng)堆左側(cè)流入左側(cè)循環(huán)回路的蒸汽發(fā)生器中，再由左側(cè)重水循環(huán)泵泵送入堆芯。如此循環(huán)往復(fù)將堆芯熱量導(dǎo)出至蒸汽發(fā)生器傳遞給二回路，產(chǎn)生的蒸汽送入蒸汽輪機發(fā)電。
CANDU核電站的回路系統(tǒng)與通常的壓水堆核電站相似：一回路為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，主要由反應(yīng)堆容器、冷卻劑泵、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器等組成;二回路由蒸汽發(fā)生器、汽輪機、凝汽器、給水泵等組成。CANDU重水堆與壓水堆的主要差異在于堆芯結(jié)構(gòu)：反應(yīng)堆的堆芯由幾百根裝有燃料棒束組件的壓力管排列而成，壓力管水平放置。冷卻劑重水在壓力管內(nèi)流動以冷卻燃料元件，采用加壓重水以防止冷卻劑過熱沸騰。慢化劑重水裝在反應(yīng)堆容器(排管容器)內(nèi)。為了防止熱量從冷卻劑重水傳出到慢化劑重水中，在壓力管設(shè)置一條同心的管子，稱為排管，壓力管與外套的排管之間充入氣體作為絕熱層，以保持壓力管內(nèi)冷卻劑的高溫，避免熱量散失。排管容器的兩端各設(shè)一臺裝卸料機，進行不停堆換料。
重水堆中子經(jīng)濟性好/能夠不停堆換料/可生產(chǎn)同位素，但功率密度低且重水價格昂貴。重水堆的優(yōu)點在于：重水堆的中子經(jīng)濟性好，可以采用天然鈾作為核燃料;由于使用天然鈾，后備反應(yīng)性低，需要經(jīng)常將乏燃料卸出堆外補充新燃料，因此能夠?qū)崿F(xiàn)不停堆換料，減少停堆時間;由于中子通量高以及不停堆換料的特性，重水堆還可以用來生產(chǎn)同位素。將重水堆的不銹鋼調(diào)節(jié)棒換成鈷調(diào)節(jié)棒，與快中子反應(yīng)后即可生產(chǎn)用途廣泛的Co-60同位素，全世界80%以上的Co-60同位素由重水堆生產(chǎn)。其缺點在于：由于重水慢化能力比輕水低，為了使快中子得到充分的慢化，堆內(nèi)重水的需要量很大，使得相同功率下重水堆體積更大，功率密度低;重水價格昂貴且用量大，重水的費用占重水堆基建投資的1/6以上。
小結(jié)：第二代核電實現(xiàn)商業(yè)化/標(biāo)準化，沸水堆安全隱患高于壓水堆
第二代核電在第一代核電的基礎(chǔ)上實現(xiàn)了商業(yè)化應(yīng)用，按照冷卻劑的不同，可分為輕水堆和重水堆，其中輕水堆按照工作原理不同分為壓水堆和沸水堆。在核燃料上，由于冷卻劑中子吸收概率的不同，壓水堆和沸水堆使用高富集鈾，而重水堆使用天然鈾。在回路系統(tǒng)上，壓水堆和重水堆均采用二回路系統(tǒng)，回路系統(tǒng)相似，包括反應(yīng)堆容器、冷卻劑泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、汽輪機、汽水分離再熱器、凝汽器、凝結(jié)水泵、給水加熱器、除氧器、疏水泵、給水泵等，其主要差別體現(xiàn)在反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)上;而沸水堆采用一回路系統(tǒng)，省去了蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器，增加了汽水分離器、蒸汽干燥器、噴射泵和再循環(huán)泵，這使得沸水堆在運行過程中放射性物質(zhì)泄露的風(fēng)險更大。
第三代核電：配備多重安全冗余，造價較二代上升較多
為提高安全性，第三代核電應(yīng)運而生。1979年、1986年分別發(fā)生在美國三哩島和蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站的嚴重事故，引發(fā)了公眾對核電站安全性的信任危機，核電發(fā)展進入低潮。上世紀90年代初，美國和歐洲的核電公司提出了滿足更高的安全指標(biāo)的第三代核電標(biāo)準。美國電力公司為下一代先進輕水堆(ALWR)編制《美國核電用戶要求文件》(簡稱URD)，歐洲的核電公司聯(lián)合編寫《歐洲核電站用戶要求》(簡稱EUR)，這兩個文件構(gòu)成了第三代核電技術(shù)的具體指標(biāo)。第三代核電以改進第二代核電中的沸水堆和壓水堆為主，包括美國研發(fā)的先進沸水堆(ABWR)、非能動先進壓水堆(AP1000);法國推出的歐洲先進壓水堆(EPR);中國的華龍一號(HPR1000)和國和一號(CAP1400)。
第三代核電技術(shù)采用先進的能動安全系統(tǒng)或非能動安全系統(tǒng)來提高安全性。能動安全系統(tǒng)依賴于外部能源，如電力或動力，來驅(qū)動安全相關(guān)的設(shè)備和組件。這些系統(tǒng)通常包括使用泵、風(fēng)機、柴油發(fā)電機等能動部件來維持反應(yīng)堆的安全狀態(tài)。第三代核電技術(shù)在傳統(tǒng)能動安全系統(tǒng)的基礎(chǔ)上對系統(tǒng)進行改進，增加安全系統(tǒng)冗余度以提高安全性。而非能動安全系統(tǒng)采用加壓氣體、重力流、自然循環(huán)流以及對流等自然驅(qū)動力，不使用泵、風(fēng)機或柴油發(fā)電機等能動部件，可以在沒有交流電源、設(shè)備冷卻水、廠用水以及供暖、通風(fēng)與空調(diào)等安全級支持系統(tǒng)的條件下保持正常運行功能。非能動安全系統(tǒng)提高了核電站安全性，并且包含的設(shè)備部件大大減少，安全系統(tǒng)簡化，減少了日常的試驗、檢查和維護。
第三代核電站單位造價在每千瓦1.6萬元-1.7萬元，較第二代核電高出約30%。為滿足國際核安全標(biāo)準，三代核電采用更高性能的設(shè)備、材料和更高安全水平的系統(tǒng)設(shè)計，加上產(chǎn)業(yè)鏈各環(huán)節(jié)的技術(shù)引進費用、研發(fā)費用和裝備制造投入，使得三代核電首批項目單位造價明顯高于二代核電，經(jīng)濟性較差。根據(jù)《2016-2017年投產(chǎn)電力工程項目造價情況》，第二代核電的單位造價在每千瓦1.2萬元-1.3萬元，而第三代核電站例如“華龍一號”，其單位造價在每千瓦1.6萬元-1.7萬元，較第二代高出約30%。
先進壓水堆(APWR)：呈現(xiàn)革新、改良以及兩者結(jié)合的三種發(fā)展方向
先進壓水堆安全系統(tǒng)發(fā)展呈現(xiàn)革新型設(shè)計、改良型設(shè)計以及兩者結(jié)合的三種方向。先進壓水堆，沿用了傳統(tǒng)壓水堆的二回路系統(tǒng)，但為了滿足URD/EUR和核安全監(jiān)管機構(gòu)要求，出現(xiàn)了三種不同的走向：第一種是美國西屋公司研發(fā)的非能動先進壓水堆AP1000。AP1000采用非能動安全系統(tǒng)，使核電站設(shè)計發(fā)生革新性變化;第二種是法、德合作開發(fā)的歐洲先進壓水堆EPR。EPR采用改良型設(shè)計，立足成熟技術(shù)的逐漸演進，著重利用能動安全系統(tǒng)，用加大機組容量的規(guī)模效應(yīng)來補償經(jīng)濟性;第三種是中國核工業(yè)集團開發(fā)的、具備完整自主知識產(chǎn)權(quán)的華龍一號先進壓水堆(HPR1000)，華龍一號結(jié)合能動與非能動安全系統(tǒng)。
非能動先進壓水堆(AP1000)：簡化一回路管道，增加非能動安全系統(tǒng)
AP1000反應(yīng)堆一回路基本保留二代壓水堆設(shè)計，簡化一回路管道提高安全性和可維修性。二代壓水堆的一回路系統(tǒng)由反應(yīng)堆容器、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、冷卻劑循環(huán)泵以及連接管道組成，AP1000的一回路系統(tǒng)與二代壓水堆類似，不同之處在于AP1000的冷卻劑循環(huán)泵直接與蒸汽發(fā)生器相連，取消了泵與蒸汽發(fā)生器之間的管道，降低管道破裂風(fēng)險。AP1000通過簡化蒸汽發(fā)生器、泵和管道的基座和支承系統(tǒng)，可減少在役檢修量和提高可維修性。
AP1000優(yōu)化傳統(tǒng)壓水堆的能動安全系統(tǒng)，采用非能動安全系統(tǒng)。AP1000采用非能動的安全系統(tǒng)，利用自然驅(qū)動力來使系統(tǒng)工作，無需泵、風(fēng)機、柴油機、冷水機或其它能動機器，能夠在無需操縱人員行動或交流電支持的情況下建立并長期地維持堆芯冷卻和安全殼的完整性。AP1000的非能動安全相關(guān)系統(tǒng)包括非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)、非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)、安全殼隔離系統(tǒng)和主控室應(yīng)急可居留系統(tǒng)(VES)。
非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)可在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)不同位置上出現(xiàn)不同尺寸破口的泄漏和破裂的情況下對核電廠進行保護。PXS提供了堆芯余熱排出、安全注射和卸壓等安全功能。
1) 非能動堆芯余熱排出。非能動堆芯冷卻系統(tǒng)包含一臺100%容量的非能動余熱排出換熱器(PRHR HX)，該換熱器通過輸入和輸出管道連接到反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)一回路上。非能動余熱排出是通過打開兩個平行的應(yīng)急開啟式氣動閥門(AOV)中的一個以實現(xiàn)流路來完成的。一旦打開這兩個閥門中的任何一個，由于堆芯內(nèi)溫度高、密度低，貯水箱內(nèi)溫度低、密度高，水流會由于密度差會從貯水箱流向堆芯，從而形成循環(huán)。安全殼內(nèi)換料貯水箱(IRWST)可為非能動余熱排出換熱器提供熱阱。該換料貯水箱中的水在沸騰之前可以吸收超過1個小時的衰變熱。一旦開始沸騰，蒸汽將在鋼制安全殼上凝結(jié)，經(jīng)收集后可借助重力流回換料貯水箱。
2) 安全注射和減壓。非能動堆芯冷卻系統(tǒng)利用3個非能動水源通過安全注射來維持堆芯冷卻。這些注射水源包括堆芯配料槽、安全注射箱和安全殼內(nèi)換料貯水箱。首要注射源是堆芯配料槽，通過開啟注射閥啟動注射。當(dāng)堆芯冷卻劑系統(tǒng)的壓力低于安全注射箱內(nèi)壓縮氮氣的壓力時，安全注射箱將進行注射。長期水注射由位于安全殼內(nèi)堆芯冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路正上方的安全殼內(nèi)換料貯水箱提供。必須在對堆芯冷卻劑系統(tǒng)進行減壓之后，安全殼內(nèi)換料貯水箱才能開始注射，減壓工作由自動卸壓系統(tǒng)(ADS)來完成。
非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)為機組提供了最終熱阱。鋼制安全殼容器為傳熱表面，空氣從外層屏蔽殼入口引入，通過外部環(huán)廊到達底部，沿空氣折流板底部轉(zhuǎn)向180°進入內(nèi)部環(huán)廊，再沿安全殼內(nèi)壁向上流動吸收熱量，最終從屏蔽殼頂部煙囪排出。通過內(nèi)、外環(huán)廊的空氣密度差，形成空氣的自然循環(huán)。在安全殼頂部設(shè)有冷卻水貯存箱，水依靠重力向下流，在鋼安全殼弧頂和殼壁外側(cè)形成一層水膜。當(dāng)發(fā)生事故時，水的蒸發(fā)將作為空氣冷卻的補充，由水膜和空氣的自然循環(huán)共同導(dǎo)出安全殼內(nèi)的熱量。
安全殼隔離系統(tǒng)和主控室應(yīng)急可居留系統(tǒng)同樣通過非能動安全設(shè)計和設(shè)施實現(xiàn)其功能。安全殼隔離系統(tǒng)可在事故情況下將貫穿安全殼邊界的流體管道隔離，以盡量減小向環(huán)境釋出放射性的可能性。AP1000安全殼隔離系統(tǒng)的一項重大改進是大幅度減少了貫穿件的數(shù)量，根據(jù)《AP1000核電廠SGTR事故概率安全評價》，通常打開的貫穿件的數(shù)量減少了60%。主控室應(yīng)急可居留系統(tǒng)為主控室在事故以后提供新鮮空氣、冷卻和增壓。在接收到主控室高輻射信號以后，該系統(tǒng)自動啟動運行，隔離正常的控制室通風(fēng)通道并開始增壓。一旦系統(tǒng)開啟運行，所有功能都完全是非能動的，它使得主控室保持在一個略為正壓的狀態(tài)下，以盡量減少周圍區(qū)域內(nèi)氣載污染物的滲入。
歐洲先進壓水堆(EPR)：沿用傳統(tǒng)能動安全系統(tǒng)，配備多重冗余度
EPR核電站沿用傳統(tǒng)壓水堆能動安全系統(tǒng)，配備4重冗余安全系統(tǒng)。EPR根據(jù)現(xiàn)役核電站的設(shè)計、建設(shè)和運行經(jīng)驗，在傳統(tǒng)設(shè)計的基礎(chǔ)上對系統(tǒng)的設(shè)計、布置和運行進行了適當(dāng)?shù)母倪M和優(yōu)化。EPR的專設(shè)安全系統(tǒng)具有4重冗余度，且四個子系統(tǒng)彼此分離、實體隔開，以保證消除共模故障，專設(shè)的安全系統(tǒng)主要包括安全殼系統(tǒng)、應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)和應(yīng)急給水系統(tǒng)。
雙層安全殼設(shè)計既能防止內(nèi)部核泄漏，又能抵御外部災(zāi)害。EPR采用雙層安全殼，外層是鋼筋混凝土，內(nèi)層是帶鋼襯里的預(yù)應(yīng)力混凝土殼。雙層安全殼滿足生物屏蔽和防內(nèi)部、外部災(zāi)害的要求，在防外部災(zāi)害的設(shè)計中，還特別考慮了抗飛機撞擊的能力。雙層安全殼之間的環(huán)廊保持負壓，保證有害氣體不會直接向環(huán)境泄漏，泄漏到環(huán)廊內(nèi)的氣體經(jīng)過濾處理后再向外排放。
應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)在事故工況下確保堆芯冷卻，擁有4個獨立的子系統(tǒng)。應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的作用是在發(fā)生嚴重事故時確保堆芯冷卻，主要指安注系統(tǒng)(SIS)。設(shè)計上，EPR的安注系統(tǒng)和余熱導(dǎo)出系統(tǒng)(RHR)共用，不但能在事故工況下執(zhí)行安全注入，還能在正常運行下排出余熱。安注系統(tǒng)由中壓安注系統(tǒng)、低壓安注系統(tǒng)和安注箱組成，其中，低壓安注系統(tǒng)和余熱導(dǎo)出系統(tǒng)共用同一套系統(tǒng)。安注系統(tǒng)由4個子系統(tǒng)組成，每個子系統(tǒng)的容量為100%，各對應(yīng)一個環(huán)路，系列之間沒有交叉連接，設(shè)備之間實體隔離。安全殼內(nèi)的換料水貯存箱位于安全殼內(nèi)的底部，在電站正常運行期間，EPR安注系統(tǒng)處于直接安注的備用狀態(tài)，管道中充滿安全殼內(nèi)換料水箱的含硼水。接收到安注信號后，安注泵啟動，實現(xiàn)安注功能。
應(yīng)急給水系統(tǒng)在發(fā)生故障時保持蒸汽發(fā)生器水位，具備4重安全冗余。應(yīng)急給水系統(tǒng)的主要作用是在主給水系統(tǒng)發(fā)生故障時，作為應(yīng)急手段向蒸汽發(fā)生器的二次側(cè)供水，保持蒸汽發(fā)生器的水位，防止設(shè)備損壞。應(yīng)急給水系統(tǒng)包括4個相同系列，分別布置在4個安全廠房內(nèi)，每個系列包括一個儲水箱和一臺電動泵，其中1和4區(qū)的水箱總?cè)莘e約為500m3，2和3區(qū)的水箱總?cè)莘e約為450m3。應(yīng)急給水系統(tǒng)的4臺電動泵由4臺應(yīng)急柴油發(fā)電機作為應(yīng)急電源，另外還有2臺小的柴油發(fā)電機作為發(fā)生全廠斷電時第1、4區(qū)安全廠房中電動泵的備用電源。
華龍一號(HPR1000)：能動與非能動安全系統(tǒng)相結(jié)合，中國自主產(chǎn)權(quán)已實現(xiàn)出口驗收華龍一號采用能動與非能動相結(jié)合的安全系統(tǒng)。中國自主三代核電華龍一號已實現(xiàn)出口并通過驗收。華龍一號以能動和非能動的方式實現(xiàn)應(yīng)急堆芯冷卻、堆芯余熱導(dǎo)出、熔融物堆內(nèi)滯留和安全殼熱量排出等功能。在核島布置設(shè)計中考慮了安全系統(tǒng)和正常運行系統(tǒng)間充分的物理隔離，專設(shè)安全系統(tǒng)主要布置在兩個安全廠房內(nèi)，正常運行系統(tǒng)主要布置在反應(yīng)堆廠房、電氣廠房、燃料廠房及核輔助廠房內(nèi);同時冗余的兩個安全系列分別布置在兩個安全廠房中并且由獨立的應(yīng)急柴油發(fā)電機供電。兩個安全廠房位于反應(yīng)堆廠房兩側(cè)，兩個應(yīng)急柴油發(fā)電機廠房也分別布置在核島的兩個角落，實現(xiàn)了實體隔離。專設(shè)安全系統(tǒng)主要包括安全注入系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)與安全殼噴淋系統(tǒng)。
1) 安全注入系統(tǒng)：由兩個能動子系統(tǒng)(中壓安注子系統(tǒng)和低壓安注子系統(tǒng))與一個非能動子系統(tǒng)(安注箱注入子系統(tǒng))組成。中壓與低壓安注泵在發(fā)生冷卻劑喪失事故時從內(nèi)置換料水箱取水并注入反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，以提供應(yīng)急堆芯冷卻，防止堆芯損壞。
2) 輔助給水系統(tǒng)：用于在喪失正常給水時為蒸汽發(fā)生器二次側(cè)提供應(yīng)急補水并導(dǎo)出堆芯熱量，水源取自兩個輔助給水池。
3) 安全殼噴淋系統(tǒng)：通過噴淋，冷凝由于主冷卻劑管道破裂或主蒸汽管道破裂事故時釋放到安全殼內(nèi)的蒸汽，將安全殼內(nèi)的壓力和溫度控制在設(shè)計限值以內(nèi)，從而保持安全殼的完整性。
先進沸水堆(ABWR)：優(yōu)化回路系統(tǒng)，內(nèi)循環(huán)替代外循環(huán)提高安全性
先進沸水堆工作原理與沸水堆相同，以內(nèi)循環(huán)系統(tǒng)代替外部再循環(huán)提高經(jīng)濟性和安全性。先進沸水堆(ABWR)是傳統(tǒng)沸水堆(BWR)的革新性設(shè)計堆型，其工作原理與傳統(tǒng)沸水堆相同，沿用了沸水堆的一回路循環(huán)系統(tǒng)。
ABWR在結(jié)構(gòu)上進行改進，用內(nèi)置泵代替對外循環(huán)回路和噴射泵。ABWR將再循環(huán)泵從以往BWR的外部再循環(huán)方式改成了內(nèi)置泵方式，使其集中在緊湊的反應(yīng)堆安全殼中，簡化了反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)備，并且使得在壓力容免責(zé)聲明：本網(wǎng)轉(zhuǎn)載自合作媒體、機構(gòu)或其他網(wǎng)站的信息，登載此文出于傳遞更多信息之目的，并不意味著贊同其觀點或證實其內(nèi)容的真實性。本網(wǎng)所有信息僅供參考，不做交易和服務(wù)的根據(jù)。本網(wǎng)內(nèi)容如有侵權(quán)或其它問題請及時告之，本網(wǎng)將及時修改或刪除。凡以任何方式登錄本網(wǎng)站或直接、間接使用本網(wǎng)站資料者，視為自愿接受本網(wǎng)站聲明的約束。
