核电站技术改进和发展.ppt

核电站技术改进和发展核电站技术改进和发展目目 录录　一、国外轻水堆核电技术发展和特点　二、用户对新一代核电机组性能要求　三、第三代压水堆核电站　四、第四代核电站一、国外轻水堆核电技术发展和特点　国外具有轻水堆核电技术研究和开发主要国家有美国西屋公司，日本三菱燃烧工程公司，美国通用电气、日本东芝、日立，法国法马通，德国西门子公司以及俄罗斯等几家，其开发过程如下：1. 美国西屋公司　西屋公司自1957年建成第一座PWR核电站至七十年代末先后发展了30万千瓦一条环路的标准化系列机组，主要有两环路、三环路的312型、314型和四环路的412型、414型等据统计在美国运行的核电站中，西屋公司供货的共48台其中二环路3台，三环路312型为13台，四环路为32台，约占据美国核电市场一半但自1976年后由于国内没有了核电订货，转向日本、德国和法国等核电国家出口核电站，转让核电技术　九十年代西屋公司根据URD文件要求，与日本三菱合作研究开发改进型压水堆核电站APWR－1500MWe，同时投入大量力量研究开发非能力的AP－600型机组，经过技术论证和设计，于1998年获得美国NRC的批准（FDA）。

　2001年西屋公司和CE公司联合后，利用AP－600非能动安全的设计概念；加上CE公司系统80＋双蒸汽发生器经验向电力公司推荐AP－1000机型，采用非能动技术和两条50万千瓦的环路经验，简化设计，改善核电的经济性2. 日本三菱公司　六十、七十年代主要引进美国西屋公司的212、312和412三种PWR核电技术经消化吸收，逐步实现国产化，至今在日本已建造了212型和312型机组各8台，412型机组7台　九十年代与西屋公司共同开发APWR-1500改进型核电机组原计划，21世纪第一个10年建造，现在日本5家PWR的电力公司与三菱合作，准备根据URD要求在APWR成熟技术基础增加少量必要的改进，准备在敦贺设计建造APWR＋核电机组同时研究开发容量更大的能动和非能动相结合的混合型NP－21机组，（电功率为1500－1700MWe，四环路PWR）作为日本21世纪核电机组国外压水堆核电技术发展过程国外压水堆核电技术发展过程年代年代国家国家60607070808090902020201201日本三菱日本三菱（（2323））美国西屋美国西屋(48)(48)B&W(6)B&W(6)美国燃烧美国燃烧(14)(14)韩国韩国KepcoKepco(12)(12)美滨美滨1#2#(1#2#(MD121)MD121) 敦贺敦贺1#(1#(MD312) MD312) 大阪大阪1#2#(1#2#(MD412)MD412)玄海玄海1#2#(1#2#(MD312)MD312)敦贺敦贺2#(2#(MD412) MD412) 玄海玄海3 3#4#(#4#(MD412)MD412)大阪大阪3#4#(3#4#(MD412)MD412)敦贺敦贺3#4#(3#4#(APWR+1530)APWR+1530) NP-21 NP-21 MD212 MD212 MD312 MD312 MD312 MD312 MD412MD412型型( (B-B) B-B) MD312 MD312 MD412MD412型型( (SMP) SMP) MD412(MD412(TexesTexes) ) AP-600AP-600设计设计 APWR-1500APWR-1500设计设计 AP-1000AP-1000设计设计 APWR+ APWR+ Palo VerdePalo Verde系统系统80 80 系统系统8080标准标准 系统系统80+80+TMTM设计设计 系统系统8080 灵光灵光3#4#(3#4#(系统系统80) 80) 蔚珍蔚珍3#4#(3#4#(系统系统80)80) 系统系统80+80+TMTM设计设计3. 法国法玛通公司　法国在七十年代从美国西屋公司引进后，先后建造了一批312型机组（CPY型，M310型）。

从1977年起采用西屋公司414型核电技术，建造了20台四环路的P4/P’4机组，接着从1984年起开发建造了N4型四环路150万千瓦级核电机组目前法玛通和德国西门子公司正在联合开发改进型PWR机组EPR－1500，作为欧洲下一代的核电机组4. 美国燃烧工程（CE）公司　C－E公司从七十年代研究开发了系统80型PWR核电技术，先后建造14台系统80型核电机组八十年代CE公司向韩国电力公司转让系统80型PWR核电技术，通过灵光3＃1、4＃两台机组，形成韩国标准核电站（KSNP）目前CE公司与韩国电力公司进一步合作开发系统80＋型电功率为135万千瓦CP－1350型的双蒸汽发生器核电站5. 德国西门子公司　德国西门子公司（原KWU）自六十年代末引进西屋公司212和312型PWR核电技术后，经过自己研究开发建造了一批四环路电功率为1300MWe PWR核电机组九十年代以来国内无订货，目前与法玛通公司联合开发，EPR型核电机组国外压水堆核电技术发展过程国外压水堆核电技术发展过程年代年代国家国家60607070808090902020201201法国法国( (FAM)FAM)(58)(58)德国西门子德国西门子(13)(13)俄罗斯俄罗斯(13)(13)CPY(CPY(引进引进MD312)MD312)CPYCPY标准型标准型P4(P4(引进引进MD412)MD412)P P4 4’( ’(引进引进MD414)MD414) N4 N4 EPR-1500EPR-1500设计设计StardeStarde( (引进引进MD212)MD212) GKN 1#(MD312) GKN 1#(MD312) KWB(1300) KWB(1300)BiBalis BiBalis A#,B#A#,B#KonVKonV 1300( 1300(标准化标准化) ) GKN 2# GKN 2# EPR-1500EPR-1500设计设计VVER440/230,213VVER440/230,213VVER1000/187,302VVER1000/187,302VVER1000/338,320VVER1000/338,3206. 俄罗斯的压水堆核电技术是在原苏联核潜艇技术基础上开发的，其发展经历了三代：VVER440/230，VVER440/213与VVER1000（包括/187、/302、/338、/320四种型号）。

以后又以VVER1000/320为基础，开发了改进的ASE－91和ASE－92两种设计其中ASE－92采用了较多非能动安全系统和设施，特别是采用以大气作最终热阱的非能动余热排出系统，是俄罗斯下一步发展能动与非能动混合式的先进压水堆核电机型7. 沸水堆核电站：　沸水堆在上世纪五十年代中由美国通用电气公司（GE）开发研制，六十年代到八十年代先后建造BWR2、BWR3、BWR4、BWR5到BWR6不同阶段的堆型，其建35台机组，从BWR4开始电站容量达100万千瓦，从BWR5开始采用高压堆芯喷淋系统，BWR－6开始燃料组件采用8×8排列，安全壳采用mark-III型国外压水堆核电技术发展过程国外压水堆核电技术发展过程年代年代国家国家60607070808090902020201201日本日本东芝、日立东芝、日立（（2828））美国美国( (G-E)G-E)(35)(35)德国德国(6)(6)瑞典瑞典(8)(8)BWR2BWR2　　敦贺敦贺1#1#　　3636BWR3BWR3（（4 4））福岛福岛1#1#　　　　4646　　　　　　　　福岛　　　　　　　　福岛2#2#　　7878BWR4BWR4　（　（6 6）　）　　　　　福岛福岛3#-3#-－－5 5　　7878　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　 福岛福岛6#6#　　 110 110BWR5BWR5　（　（1414）） 　　　　　　　　　　　　　　　　 福岛福岛2 2期期1-4#1-4#柏崎柏崎K K1-5# 1-5# ABWRABWR　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　柏崎柏崎6-7#6-7#BWR2BWR2（（1 1））　　　　BWR3BWR3（（5 5））　　　　　　　　　　BWR4BWR4（（1515））　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　BWR5BWR5（（4 4））　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　BWR6BWR6（（4 4））　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　BWRBWR－－5 5（（3 3）　）　9090万万　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　BWRBWR－－6 6（（3 3）　）　130130万万　　　　BWRBWR－－3 3（（1 1）　）　5050万万　　　　　　　　　　BWR4BWR4（（2 2）　）　6060万万　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　BWRBWR－－6 6（（5 5）　）　100100万万　八十年代开始，GE公司与日本东芝、日立公司合作开发了先进沸水堆（ABWR），首座ABWR－1356MW机组K－6、K－7已于1997年在日本柏崎·刈羽核电厂正式投入运行。

　至今运行一直良好，平均利用因子大于85%2000年开工的我国台湾核电龙门电站也采用ABWR机组日本电力公司计划在2010年底前新增13台核电机组，其中8台是采用ABWR　改进特点：　(1)　提高反应堆的单堆功率　为了节省核电可选择厂址，降低此投资对于电网容量超过2000万千瓦的国家和地区大多数选择单堆功率大于百万千瓦的大型核电机组，降低比投资目前轻水堆核电机组工业能力已达到150万千瓦级　(2)　改进堆芯设计，提高燃耗深度　改进堆芯燃料管理设计，延长换料周期　电站换料周期延长18－24个月　降低堆芯功率密度和燃料棒线功率密度，增加事故工况下堆芯热工安全裕度>15%　采用高性能燃料组件　为了达到高燃耗，良好热工安全性要求，堆芯中采用细棒径，良好水力特性，全锆型高性能燃料组件　(3)　改进核岛主设备设计提高设备可靠性和利用率　反应堆结构改进　驱动机构采用350℃ 的耐高温线图，取消堆顶通风系统，提高控制定位准确性和可靠性　中子测量系统改为从上部插入堆芯的ICIS，压力容器下封头无贯穿件，降低堆的下腔室调整堆内中子径向反射层结构减少压力容器辐照损伤，延长压力容器使用寿命　采用一体化堆顶设计，驱动机构耐压壳与顶盖的管座一体化取消焊接头，提高反应堆安全性。

　蒸汽发生器改进　对60F－1改进，优化传热管束排列，增大蒸汽发生器传热面积达19%，拟采用国际先进成熟75或125二环路蒸发器型号　反应堆冷却剂泵　改进100D型的主泵，使泵的连续工作时间大于最长换料周期，以便与换料周期相适应，并在事故工况下，设置轴封水的应急电源　(4)　专设安全系统的改进　新一代压水堆核电厂采用非能动型或能动和非能动混合型的专设安全设施　全能动型或混合型应急堆芯冷却系统　安全壳喷淋系统由两个冗余子系列组成，两个系列实体隔离，每个系列具有100%喷淋能力　辅助给水系统也包括两个子系统，每个系列包括一台电动、一台汽动，由两个辅助水箱向两系列供水，电动泵密量2×100%，汽动（或柴油机）泵容量2×100%　安全壳隔离系统　凡贯穿安全壳厂房的管线均设置两个隔离阀，一个在安全壳内，另一个在安全壳外　(5)　安全壳系统改进　非能动型的安全壳冷却　安全壳采用半球顶双层结构，内壳钢壳，外壳为混凝土壳失水事故初期利用安全壳顶部贮水箱内水自流喷淋安全壳长期冷却是利用钢壳壁将安全壳内系统的热量传给钢壳外自然对流的空气，安全壳内的蒸汽冷凝后由成水返回安全壳底部　非能动型的反应堆衰变热导出　安全壳混凝土外壳附加一个高位水箱（或水池），反应堆的衰变热由反应堆冷却剂系统自然循环带出，蒸汽发生器的蒸汽引向该水池内浸式热交换器的管侧，冷凝水然后靠重力返回蒸汽发生器。

　(6)　土建与厂房布置的改进　核电机组厂房布置采用单堆敲图章方式，更好地体现与满足URD的要求，特别是能更好地满足人因工程与简单地要求　厂房与系统布置上，不同安全序列做到完全的实体分离满足防火，放射性分区，防水淹，生命通道等准则　采用模块化工程设计，提高工程的质量，缩短建造周期　(7)　仪表与控制系统改进　新一代核电厂将实现数字化，智能化仪表与控制系统：　仪表控制，满足URD要求：—　全数字一体化控制系统—　全数字一体化的保护系统—　故障诊断与定位技术—　光纤通信，提高抗干扰能力，使整个系统结构灵活，就地扩充方便，减少电缆数设置　先进主控室：—　符合人因工程的人机界面，友好的主控室，对系统进行功能分析和分配及智能化操作，减少人为误操作—　智能报警与面向状态的事故诊断系统—　大屏幕显示，通过计算机工程分析，提供实时数据8)　采用严重事故设计分析和PSA先进技术　为了达到比现有核电站更高的安全目标，符合国家核安全局当局发布的“核安全政策声明”，严重事故管理已作为新建核电厂设计中应该考虑的重要安全问题二、用户对新一代核电机组性能要求　　安全可靠性要求：•　严重事故概率，10-6－10-7/堆年•　堆芯失效概率：10-5－10-6/堆年•　堆芯热工安全裕量15%•　良好人机界面主控室，提高控制能力•　职业人员辐照剂量1人·SV/堆年•　放射性废物处理量＜250m3/年（100桶）　　可用率有效性要求•　电站可用率＞87%•　电站设计寿命60年•　换料周期18－24个月•　堆芯平均卸料燃耗＞45000Mwd/tU•　提高电站负荷跟踪能力　　经济性：•　建造工期（1300MWe电站）54个月•　降低比投资　单位造价＜1300美元/KW•　控制上网电价＜4美分/KWh 新一代核电技术性能要求　世界核电发展和公众对核电要求，新一代核电技术性能要求。

1）追求更好的安全性　对核电站发生堆芯熔化事故和大量放射性释放的概率分别由10-4和10-5降低为10-5和10-6（10万－100万分之一），从核电机组的固有安全概念扩展为包括整个核燃料循环体系的自然安全概念2）不断改善核电的经济性　核能要大规模发展，必须提高经济竞争能力，也就是要求更加经济的核能技术，更低造价，更低的发电成本（3）要满足环境生态可持续发展　核能的固有优点不排放污染环境的二氧化硫等废物和温室气体二氧化碳，具有常规能源所没有的优势但是产生长寿命的放射性核素并将不断地积累如何处理，将它烧掉，以满足环境生态可持续发展要求4）要满足资源利用可持续发展的要求　目前核反应堆发电技术，只能利用天然铀资源蕴藏能量的1%左右发展新的核电技术采用闭合燃料循环是，实现裂变物质增殖，使有限的核能发展为大规模的核能　（5）满足防核扩散的要求　最重要是严格控制分离钚的生产，研究新的燃料循环工艺，对快中子增殖堆的燃烧燃料不作铀和钚分离，制造成可放到堆中复用核燃料实行核电站与后处理一体化，采用高温冶金法后处理工艺　第二代压水堆核电站　　指七十年代至今在运行的大部分商业核电站基本堆型，大部分已实现标准化，系列化和批量建设：主要型号有60万千瓦级的212型；90万千瓦级的美国的312、法国的M310；100－120万千瓦级的美国的314，日本的大阪3#、4#，法国的P4，俄国VVE-1000，韩国KSNP-1000；1350－1500千瓦级的美国414和法国　和N4。

　　二代加改进型：日本APWR＋敦贺3#、4#，韩国－CE公司的APR1400　三、第三代轻水堆核电站第三代核电站　　三哩岛和切尔诺贝利核事故后，国际更重视对核电安全性、经济性和核废物处置要求，美国电力业主和美国核管会，制订了适用下一代轻水核电站设计要求的“用户要求文件（URD）”　　现在人们通常把符合URD要求的核电站称为第三代核电站典型的核电机组有通用公司的ABWR，法马通－西门子公司开发的EPR和西屋公司的AP1000　1.欧洲新一代核电机组EPR-1500 九十年代以来法国和德联合开发新一代压水堆核电机组目标是替代二十一世纪将退役核电站　功率规模为150万千瓦，系统设计、回路配置及主要设备设计方面，均与现有核电站一致并在此基础上改进其主要特点：　重要核安全系统增加，安全设施多样互为备用，电站安全可靠性更高　功率规模大，电站单位投资成本降低核电站主要参数：　额定热功率4300MWt 额定电功率1525MWe 回路4　冷却剂工作压力15.2MPa 反应堆进、出口温度295.9/327.2℃　冷却剂流量28330m3/h　主蒸汽压力78bar　安全壳双层壳　堆芯燃料组件241　平均线功率密度156W/cm2堆芯参数：　　燃料组件数241　　燃料棒数63865　　等效直径3767mm　　燃料活性长度4200mm　　平均线性热功率156.1W/cm　　控制棒组件数89　　自给能中子探测器12　　气动小球探针40　　换料周期18－24个月堆芯布置图燃料组件：　　燃料棒排列17X17　　棒距12.6mm　　每个组件燃料棒数285　　组件卸料最大燃耗＞70000MWd/t　　燃料棒外径9.5mm　　活性段长度4200mm　　包壳材料M5TM　　包壳泵度0.57mm控制棒组件：　　每级控制棒24　　吸收体、下部材料AgInCd　　　　　　外径7.65mm　　　　　　长度1500mm　　　　　　上部材料B10(19.9%)　　　　　　直径7.47mm　　　　　　长度2610mm控制棒驱动机构参数：　　数量89个　　重量403kg　　提升力＞3000N　　行程4100mm　　步进速度375mm/min　　或750mm/min　　最大许可紧急停堆时间3.5S　　材料18－10不锈钢　　线圈耐温350℃ 控制棒驱动机构压力容器主要参数　　设计压力176bar　　设计温度357℃　　寿期60年　　内径4885mm　　壁厚250mm　　底封头厚度145mm　　材料16MND5　　高度12708mm　　重量526t　　顶盖壁厚230mm压力容器堆内构件主要参数　　上部支撑板厚度350mm　　堆芯上板厚度60mm　　导向筒组件89　　下部支撑板厚度415mm　　下部支撑材料Z3CN18-10　　中子强反射层材料Z2CN19-10　　重量90t　　　　堆内构件蒸汽发生器主要参数　　数量4　　每台传热面积7960m2　　二次侧设计压力100bar　　二次侧设计温度311℃　　传热管材料690　　外径/壁厚19.05X1.09mm　　传热管数目5980　　三角形节距27.43mm　　支承板材料13%Cr不锈钢　　总高度23m蒸汽发生器主要参数　　重量500t　　给水温度230℃　　湿度0.1%　　蒸汽温度293℃　　蒸汽压力78bar　　主蒸汽流量2554kg/S蒸汽发生器稳压器主要参数　　设计压力176巴　　设计温度362℃　　总容积75m3　　高度14.4m　　材料18MND5　　筒体厚度140mm　　加热器108　　重量150t　　安全阀容量3X330t/h　　卸压阀容量900t/h稳压器主冷却剂泵主要参数　　数量4　　高度9.3m　　重量112t　　设计流量28330m3/h　　设计扬程100.2m　　转速1485rpm　　电机功率9000KW主冷却剂泵安全措施　事故防范措施：•　简化安全系统；•　对安全功能实体隔离和备用功能的多样化来消除共模故障；•　增强稳压器和蒸发器贮水能力；•　采用数字化仪控系统提供最佳人－机界面和先进的操纵员信息系统　严重事故防范措施：•　采用高度可靠的余热排出系统加上降压措施防范高压堆芯熔化。

•　用氢复合器在早期阶段降低安全壳内氢浓度来防范高负荷氢燃烧•　安装保护层专用扩散隔室限制堆芯熔融物与混凝土的相互作用•　用专用安全壳喷淋系统防止安全壳内压增加；•　采用双层安全壳限制泄漏和旁通　安注系统　MHSI中压安注系统4列冷段注入安注箱4台安注箱，冷段注入LHSI/RHR低压安注系统/余热导出系统4列；热段和冷段同时注入；余热导出时，在100℃以上，只用1列和4列，在100 ℃以下时，4列全用EBS附加加硼系统2列；注入7000ppm硼酸IRWST安全壳内换料水箱（在安全壳内）贮存硼水通过系统功能多样化实现安全系统之间备用　安全级系统安全级系统系统功能多样化系统功能多样化MHSI中压安注系统二次侧快速泄压＋安注箱注入系统＋LHSI低压安注系统LHSI/RHR低压安全注射系统MHSI中压安注系统＋二次侧排热(在小破口情况下)RHR/LHSI余热导出系统二次侧导热系统（RCS关闭）或MHSI中压安注系统（RCS打开）＋汽化燃料水池冷却系统燃料水池升温（汽化）＋冷却剂补给二次侧一次侧厂房布置特点：•　以安全壳厂房为中心，周围布置安全和燃料厂房，所有安全相关系统都设计成四重冗余并完全实体隔离。

•　双层安全壳，内层为予应力带椭圆球封头圆柱形与地面混凝土钢筋形成外层为钢筋混凝土筒与安全壳共用地面，上面钢筋混凝土穹顶可抗外部事件•　反应堆厂房、燃料厂房和四个安全厂房设有抗外部事件（地震和爆破）保护•　2#和3#安全厂房反应堆厂房和燃料厂房设置掩体，抗飞机撞击•　人员和设备闸门两面双密封，事故压力下，安全壳内泄漏率低于每天安全壳容积的1%　EPR--厂厂房房布布置置2.美国新一代压水堆核电机组AP1000 美国西屋公司和燃料公司2002年联合开发AP1000压水堆核电机组，作为向美国电力公司推荐美国恢复核电的选型机组，其特点：为了满足美国核电业主公众的安全和经济要求，采用了全部非能动的安全系统：　包括：非能动的堆芯应急冷却；　 非能动的安全壳冷却；　 简化一回路系统设备；　　　　配置防止严重事故对策核电站主要参数：　核电站热功率3400MWt　电功率（净输出）1115MWe　冷却剂环路2个热段/4个热段　冷却剂工作压力15.5MPa　冷却剂流量75000gpm　反应堆进口温度280.7℃　反应堆出口温度321℃ 　主蒸汽压力5.76MPa　蒸汽温度273℃　蒸汽流量1886kg/S 技术特点：2.1 反应堆采用MD314型成熟的堆型　堆芯采用高14英尺17×17排列P＋型高性能燃料组件，首炉装料157个组件。

压力容器内径3.98m，六个接管四进2出，堆内构件和驱动机构均用MD314堆型成熟技术　反应堆主要参数：堆芯有效高度4.276m等效堆芯直径3.04m燃料装量84.5tU平均线热功率18.7KW/m控制棒数69束反应堆压力容器参数　　壳体内径3988mm　　筒体壁厚203mm　　高度12.05m　　设计压力17.2MPa　　设计温度343.3℃　　设计寿命60年　　筒体接管4进2出　　顶盖驱动机构管座69个技术特点：2.2 简化一回路系统设备　采用CE公司双蒸发器，四进二出的双环路布置，每个环路设一台大容量S－G和二台屏蔽泵　蒸汽发生器采用125型，U型管饱和蒸汽发生器，蒸汽干度可达0.01%，屏蔽泵设置在蒸发器一次侧下封头呈一体化结构稳压器容积加大到60m3反应堆冷却系统蒸汽发生器主要参数　　类型Δ125立式U形管　　数量2台　　传热面积11477m2　　传热管子数10025　　传热管材料Inconel-690　　管子尺寸Φ17.5X15.4mm　　最大外径5.575　　总高度22.46m　　重量663.7t稳压器和主泵主要参数　　稳压器设计压力/温度17.1MPa/360℃　　总容积59.47m3　　电加热功率1600KW　　内径2.28m　　总高16.27m　　主泵类型封闭式电动机　　数量4台　　流量4.97m3/S　　压头扬程111.3m　　转速1750rpm技术特点：2.3 采用全非能动的堆芯应急冷却•　堆芯补水箱（CMT）在壳内，压力与RCS平衡，直接小破口LOCA高压安注。

•　安注箱（ACT）：较大破口的堆芯补水•　堆芯再淹没箱：较大破口时安注，安注压力低于ACT•　换料水贮存箱在壳内，常压提供LOCA后长期安注和排热，提供6小时注水（壳内再循环）技术特点：2.4 非能动安全壳冷却系统•　采用AP600形式的双层安全壳（内层钢，外层钢筋砼）•　高位贮水箱设置在安全壳顶，实现72小时人员不干预，72小时后补水或自然循环空冷•　LOCA和MSLB后，降低壳内湿度和压力，保证安全壳的结构完整性安全壳参数　　类型干燥、自立式、钢结构　　整体形状：圆柱形　　尺寸（直径/高度）39.6/65.63m　　设计压力/温度：　　－设计基准事件：406.7Kpag/148.9℃　　－严重事故工况下：889.4Kpag/204.4℃　　设计泄漏率0.10%/容积/d　　材料SA738，B级　　钢壳厚度4.44cm　　自由容积58615m3技术特点：2.5 严重事故对策•　通过堆芯应急冷却，压力容器冷却和阻止堆芯熔化物与混凝土相互作用等措施将堆芯熔化物滞留在安全壳内•　通过快速降压防止高压熔堆发生•　通过氢气自动点火器和复合器防止氢爆炸•　高压状态时通过快速降压（ADS）防止蒸汽爆炸。

•　防止堆芯熔化物直接加热安全壳3. 混合型：既保持现有四环大型核电机组经验，对 事故概率较高的安全系统保持能动设施，对事故概率较低的LOCA，严重事故采用非能动安全设施，改进安全壳和安全系统设计，进一步提高安全可靠性，如：日本三菱推出21世纪核电站NP－21NP--21 安全壳厂房　NP－21型核电机组　堆芯采用9.2棒径21×21排列燃料组件燃料棒活性段高度4.3m(14英尺)堆芯首装料177个组件，相应堆芯高度和等效直径同APWR＋，控制棒及驱动机构可减少到57组，在压力容器几何尺寸与APWR＋相同条件下反应堆的出力可达1500－1700MWe，核电站换料周期24个月　蒸汽发生器采用卧式蒸汽发生器，加大二次侧水容器，有利于导出反应堆衰变热　安全壳采用圆球形双层安全壳内层为承压钢壳，外层为混凝土屏蔽壳NP--21 反应堆　专设安全设施系统采用能动与非能动相结合的混合型安全系统：　对于概率较大的S－G管断裂的小失水事故是采用：能动的安全系统：依靠上充/安注泵，辅助给水泵和应急柴油机供电源等能动系统将事故进行可靠终止；　对于概率较小的LOCA冷却剂失水事故，则采用非能动安全系统，依靠主冷却剂降压设备，改进安注箱，重力注水箱和蒸汽发生器使堆芯冷却剂降温降压，将极限事故通过非能动安全系统加以终止，并将安全壳环形腔空气通过非能动的过滤系统，降低事故释放的放射性。

非能动安全系统还作为能动安全系统的备用NP-21NP-21　　安全系统概念安全系统概念( (混合型安全系统混合型安全系统) )NP-21NP-21　　安全系统概念安全系统概念( (混合型安全系统混合型安全系统) )大失水事故非LOCAS-G管破裂（小失水）能动安全系统 上充/安注泵 补助给水泵 应急柴油机非能动系统冷却措施：严重事故工况减少放射性排　　　　  减压系统　　　　　  安注箱　　　　　  重力注入阱  蒸汽发生器放  非能动过滤系统能动的系统不用于 概率高的事故依靠能动安全系统制止 概念低的事故依靠非能动安全系统制止四、第四代核电站　2002年9月十四个国家在东京召开第四代反应堆国际论谈会上明确在2030年以前将开发几种新型核电站反应堆和燃料循环技术：1.超临界水冷堆系统（SCNR）　超临界水冷堆系统采用高温、高压、水冷堆，在水的热力学临界点（374℃ ,22.4MPa)以上运行超临界水冷却剂能使热效率比现在的轻水堆高约1/3，并简化了电厂配套设施超临界水冷堆系统（超临界水冷堆系统（超临界水冷堆系统（超临界水冷堆系统（SCNRSCNRSCNRSCNR））））主要技术参数电功率1700MWe冷却剂压力25MPa冷却剂入口/出口温度280/510℃效率44%平均功率密度100MWt/m3燃料UO2镍合金包壳燃耗深度45GWD/MTHM　电厂配套设施大大简化的原因是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，超临界水到了汽轮机直接汽化推动汽机叶片作功。

参考系统的功率为170万千瓦，运行压力是25MPa反应堆的出口温度为510℃ ，燃料是铀氧化物采用了类似沸水堆中非能动安全设施　超临界水冷堆系统主要设计用于有效的电力生产，反应堆可以设计成热中子造成快中子谱两种燃料选择一种锕系管理方案热中子谱堆采用开式燃料循环方案；快中子谱堆上采用闭式燃料循环　　电厂配套设施大大简化的原因是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，超临界水到了汽轮机直接汽化推动汽机叶片作功参考系统的功率为170万千瓦，运行压力是25MPa反应堆的出口温度为510℃ ，燃料是铀氧化物采用了类似沸水堆中非能动安全设施　超临界水冷堆系统主要设计用于有效的电力生产，反应堆可以设计成热中子造成快中子谱两种燃料选择一种锕系管理方案热中子谱堆采用开式燃料循环方案；快中子谱堆上采用闭式燃料循环　2.超高温气冷堆系统（VHTR）　超高温气冷堆系统是采用一次通过式铀燃料循环、石墨慢化剂、氦气冷却反应堆、反应堆产生热量，可使堆芯出口氦气温度达1000℃ ，它可以为石油化工或其他行业生产氢或工艺热参考反应堆采用电热功率为60万千瓦的堆芯，与中间热交换器相连接，传递工艺热 反应堆堆芯可以核柱块状，或球状（如我国HTR－10）。

在氢生产方面，该系统提供：能被热化学碘－硫工艺有效使用的热　超高温气冷堆系统设计成一个高效系统，为很大范围的高温，耗能的非电工艺提供热该系统中可以加入发电设备，以满足热电联供的需求该系统采用铀/钚燃料循环，可灵活地使废物量最少因此超高温气冷堆可以提供广泛的工艺热应用，并且是一种高效电力生产装置，同时保留了模块式高温气冷堆所具有的固有安全特点超高温气冷堆系统（超高温气冷堆系统（超高温气冷堆系统（超高温气冷堆系统（VHTRVHTRVHTRVHTR））））3.气冷快堆系统（GFR）　气冷堆系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环氦气冷却剂出口高温，可用于发电，生产氢或高效率处理热参考反应堆是电功率为28.8万KW的氦气冷却系统，出口温度为850℃ ，采用直接循环的燃气轮机可获得高的热效率　反应堆堆芯采用锕系元素混合物颗粒燃料，制成棱柱块或板状燃料组件有一个一体化的厂内核燃料处理和再处理厂通过综合利用快中子谱与锕系元素的安全再循环使长寿命的放射性废物的产生量降到最低气冷快堆系统（气冷快堆系统（气冷快堆系统（气冷快堆系统（GFRGFRGFRGFR））））4.液态钠冷却快堆系统（SFR）　液态钠冷却快堆是快中子谱钠冷却在快中子增殖堆中已论述过，可采用锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。

　该燃料循环采用完整的锕系元素再循环，有两个方案：　(1) 功率为15－50万千瓦的钠冷堆，使用铀－钚－论锕系元素－锆合金燃料，以高温冶金处理为基础的燃料循环；　(2) 功率为50－150万千瓦大型钠冷堆，使用铀－钚氧化物燃料，以先进水处理为基础的燃料循环　两种方案钠的出口温度约为550℃ ，通过钠－钠和钠－水中间热交换器产生高温蒸汽发电钠冷快堆的快中子谱还使它能利用现有的裂变材料和可转换材料液态钠冷却快堆系统（液态钠冷却快堆系统（液态钠冷却快堆系统（液态钠冷却快堆系统（SFRSFRSFRSFR））））谢谢！谢谢！。