【正文】 氣冷快堆系統(tǒng)（ GFR） （ SFR） 液態(tài)鈉冷卻快堆是快中子譜鈉冷卻在快中子增殖堆中已論述過 ， 可采用錒系元素及可轉(zhuǎn)換鈾的轉(zhuǎn)化的閉式燃料循環(huán) 。 因此超高溫氣冷堆可以提供廣泛的工藝 熱應(yīng)用 ， 并且是一種高效電力生產(chǎn)裝置 ， 同時(shí)保留了模塊式高溫氣冷堆所具有的固有安全特點(diǎn) 。 熱中子譜堆采用開式燃料循環(huán)方案；快中子譜堆上采用閉式燃料循環(huán) 。 燃料選擇一種錒系管理方案 。非能動(dòng)安全系統(tǒng)還作為能動(dòng)安全系統(tǒng)的備用。 ? 高壓狀態(tài)時(shí)通過快速降壓 （ ADS） 防止蒸汽爆炸 。 反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng) 蒸汽發(fā)生器主要參數(shù) 類型 Δ 125立式 U形管 數(shù)量 2臺(tái) 傳熱面積 11477m2 傳熱管子數(shù) 10025 傳熱管材料 Inconel690 管子尺寸 最大外徑 總高度 重量 穩(wěn)壓器和主泵主要參數(shù) 穩(wěn)壓器設(shè)計(jì)壓力 /溫度 ℃ 總?cè)莘e 電加熱功率 1600KW 內(nèi)徑 總高 主泵類型 封閉式電動(dòng)機(jī) 數(shù)量 4臺(tái) 流量 壓頭揚(yáng)程 轉(zhuǎn)速 1750rpm 技術(shù)特點(diǎn)： 采用全非能動(dòng)的堆芯應(yīng)急冷卻 ? 堆芯補(bǔ)水箱 （ CMT） 在殼內(nèi) ， 壓力與 RCS平衡 ， 直接小破口 LOCA高壓安注 。 ? 人員和設(shè)備閘門兩面雙密封 ， 事故壓力下 ， 安全殼內(nèi)泄漏率低于每天安全殼容積的 1%。 ? 用氫復(fù)合器在早期階段降低安全殼內(nèi)氫濃度來防范高負(fù)荷氫燃燒 。P 三 、 第三代輕水堆核電站 第三代核電站 三哩島和切爾諾貝利核事故后 ， 國(guó)際更重視對(duì)核電安全性 、 經(jīng)濟(jì)性和核廢物處置要求 ， 美國(guó)電力業(yè)主和美國(guó)核管會(huì) ， 制訂了適用下一代輕水核電站設(shè)計(jì)要求的 “ 用戶要求文件 （ URD） ” 。如何處理 ， 將它燒掉 ， 以滿足環(huán)境生態(tài)可持續(xù)發(fā)展要求 。 — 智能報(bào)警與面向狀態(tài)的事故診斷系統(tǒng) — 大屏幕顯示，通過計(jì)算機(jī)工程分析，提供實(shí)時(shí)數(shù)據(jù)。失水事故初期利用安全殼頂部貯水箱內(nèi)水自流噴淋。調(diào)整堆內(nèi)中子徑向反射層結(jié)構(gòu)減少壓力容器輻照損傷，延長(zhǎng)壓力容器使用壽命。對(duì)于電網(wǎng)容量超過 2023萬千瓦的國(guó)家和地區(qū)大多數(shù)選擇單堆功率大于百萬千瓦的大型核電機(jī)組，降低比投資。其中ASE－ 92采用了較多非能動(dòng)安全系統(tǒng)和設(shè)施，特別是采用以大氣作最終熱阱的非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)，是俄羅斯下一步發(fā)展能動(dòng)與非能動(dòng)混合式的先進(jìn)壓水堆核電機(jī)型。目前法瑪通和德國(guó)西門子公司正在聯(lián)合開發(fā)改進(jìn)型 PWR機(jī)組 EPR－ 1500，作為歐洲下一代的核電機(jī)組。 九十年代西屋公司根據(jù) URD文件要求，與日本三菱合作研究開發(fā)改進(jìn)型壓水堆核電站 APWR－ 1500MWe，同時(shí)投入大量力量研究開發(fā)非能力的 AP－ 600型機(jī)組，經(jīng)過技術(shù)論證和設(shè)計(jì)，于 1998年獲得美國(guó) NRC的批準(zhǔn)（ FDA）。 2023年西屋公司和 CE公司聯(lián)合后，利用 AP－ 600非能動(dòng)安全的設(shè)計(jì)概念；加上 CE公司系統(tǒng) 80＋雙蒸汽發(fā)生器經(jīng)驗(yàn)向電力公司推薦 AP－ 1000機(jī)型，采用非能動(dòng)技術(shù)和兩條 50萬千瓦的環(huán)路經(jīng)驗(yàn)，簡(jiǎn)化設(shè)計(jì)，改善核電的經(jīng)濟(jì)性。 4. 美國(guó)燃燒工程（ CE）公司 C－ E公司從七十年代研究開發(fā)了系統(tǒng) 80型 PWR核電技術(shù)，先后建造 14臺(tái)系統(tǒng) 80型核電機(jī)組。 7. 沸水堆核電站： 沸水堆在上世紀(jì)五十年代中由美國(guó)通用電氣公司（ GE）開發(fā)研制，六十年代到八十年代先后建造BWR BWR BWR BWR5到 BWR6不同階段的堆型，其建 35臺(tái)機(jī)組，從 BWR4開始電站容量達(dá) 100萬千瓦，從 BWR5開始采用高壓堆芯噴淋系統(tǒng)， BWR－ 6開始燃料組件采用 8 8排列，安全殼采用 markIII型。目前輕水堆核電機(jī)組工業(yè)能力已達(dá)到 150萬千瓦級(jí)。 ? 采用一體化堆頂設(shè)計(jì)，驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)耐壓殼與頂蓋的管座一體化取消 ?焊接頭，提高反應(yīng)堆安全性。安全殼長(zhǎng)期冷卻是利用鋼殼壁將安全殼內(nèi)系統(tǒng)的熱量傳給鋼殼外自然對(duì)流的空氣，安全殼內(nèi)的蒸汽冷凝后由成水返回安全殼底部。 (8) 采用嚴(yán)重事故設(shè)計(jì)分析和 PSA先進(jìn)技術(shù) 為了達(dá)到比現(xiàn)有核電站更高的安全目標(biāo)，符合國(guó)家核安全局當(dāng)局發(fā)布的“核安全政策聲明”，嚴(yán)重事故管理已作為新建核電廠設(shè)計(jì)中應(yīng)該考慮的重要安全問題。 （ 4） 要滿足資源利用可持續(xù)發(fā)展的要求 目前核反應(yīng)堆發(fā)電技術(shù) ， 只能利用天然鈾資源蘊(yùn)藏能量的 1%左右 。 現(xiàn)在人們通常把符合 URD要求的核電站稱為第三代核電站 。 ? 安裝保護(hù)層專用擴(kuò)散隔室限制堆芯熔融物與混凝土的相互作用 。 EPR廠房布置 AP1000 美國(guó)西屋公司和燃料公司 2023年聯(lián)合開發(fā) AP1000壓水堆核電機(jī)組 ， 作為向美國(guó)電力公司推薦美國(guó)恢復(fù)核電的選型機(jī)組 ， 其特點(diǎn)：為了滿足美國(guó)核電業(yè)主公眾的安全和經(jīng)濟(jì)要求 ， 采用了全部非能動(dòng)的安全系統(tǒng)： 包括：非能動(dòng)的堆芯應(yīng)急冷卻； 非能動(dòng)的安全殼冷卻； 簡(jiǎn)化一回路系統(tǒng)設(shè)備； 配置防止嚴(yán)重事故對(duì)策 。 ? 安注箱 （ ACT） ：較大破口的堆芯補(bǔ)水 。 ? 防止堆芯熔化物直接加熱安全殼 。 NP21 安全系統(tǒng)概念 (混合型安全系統(tǒng) ) 安全系統(tǒng)概念 混合型安全系統(tǒng)大失水事故 非 LOCA SG管破裂 （小失水） 能動(dòng)安全系統(tǒng) ? 上充 /安注泵 ? 補(bǔ)助給水泵 ? 應(yīng)急柴油機(jī) 非能動(dòng)系統(tǒng) 冷卻措施： 嚴(yán)重事故工況 減少放射性排 ? 減壓系統(tǒng) ? 安注箱 ? 重力注入阱 ? 蒸汽發(fā)生器 放 ? 非能動(dòng)過濾系統(tǒng) 能動(dòng)的系統(tǒng)不用于 ? 概率高的事故依靠能動(dòng)安全系統(tǒng)制止 ? 概念低的事故依靠非能動(dòng)安全系統(tǒng)制止 四 、 第四代核電站 2023年 9月十四個(gè)國(guó)家在東京召開第四代反應(yīng)堆國(guó)際論談會(huì)上明確在 2030年以前將開發(fā)幾種新型核電站反應(yīng)堆和燃料循環(huán)技術(shù)： （ SCNR） 超臨界水冷堆系統(tǒng)采用高溫 、 高壓 、 水冷堆 ， 在水的熱力學(xué)臨界點(diǎn) （ 374℃ ,)以上運(yùn)行 。 熱中子譜堆采用開式燃料循環(huán)方案；快中子譜堆上采用閉式燃料循環(huán) 。 （ VHTR） 超高溫氣冷堆系統(tǒng)是采用一次通過式鈾燃料循環(huán) 、石墨慢化劑 、 氦氣冷卻反應(yīng)堆 、 反應(yīng)堆產(chǎn)生熱量 ，可使堆芯出口氦氣溫度達(dá) 1000℃ ， 它可以為石油化工或其他行業(yè)生產(chǎn)氫或工藝熱 。 超高溫氣冷堆系統(tǒng)（ VHTR）