4.4.2.1 我国核电站发展概况

    利用核能发电的电厂称为核电站，核反应堆是核电站的心脏。反应堆类型很多，根据用途，可以分为生产堆、试验堆动力堆供热堆。生产堆专门用来生产易裂变或易聚变物质，其主要目的是生产核武器的原料和放射性同位素；试验堆主要用于试验研究，如进行核物理、辐射化学、生物、医学等方面的基础研究，以及反应堆材料、元件、结构材料、堆本身的动静态特性等的研究；动力堆主要用于发电和作为潜艇、舰船、航天飞行器等推进的动力；供热堆用于提供取暖、海水淡化、化工等用途的热量。在核电站中，动力堆主要有轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和快中子增值堆。轻水堆是以加压的普通水（轻水）作为慢化剂和冷却剂的反应堆。轻水堆可以分为压水堆和沸水堆。如果不允许水在堆内沸腾，称为压水堆。轻水堆是目前最主要的堆型。重水堆是以加压的重水作为慢化剂，其冷却剂可用重水或轻水。

    我国的核电工业起步于20世纪80年代，分为起步、腾飞和持续发展三个阶段：在2000年前为起步阶段，从1991年12月首座核电站—秦山核电站的并网发电开始，掌握了核电站设计、制造、施工技术，实现设计自主化和设备国产化，形成完整的核工业体系；2000～2015年为腾飞阶段，我国的核电装机容量快速增加，核电设备已经进入小批量生产，并具备了生产30万、60万和100 万千瓦级压水堆核电站燃料组件的能力；2015～2020年为持续发展阶段。

    截至2015年10月底，中国大陆运行核电机组27 台，总装机容量2550万千瓦；在建核电机组25台，总装机容量2751万千瓦。中国开发出具有自主知识产权的大型先进压水堆、高温气冷堆核电技术。“华龙一号”核电技术示范工程投入建设。中国实验快堆实现满功率稳定运行72小时，标志着已经掌握快堆关键技术。

    按照中国核电中长期发展规划目标，到2020年，中国大陆运行核电装机容量将达到5800万千瓦，在建3000万千瓦左右；到2030年，力争形成能够体现世界核电发展方向的科技研发体系和配套工业体系，核电技术装备在国际市场占据相当份额，全面实现建设核电强国目标。表4-24是截止2014年11月我国部分已建核电机组的基本情况。

    4.4.2.2 压水堆核电站基本组成、设备主要金属材料

    1.压水堆核电站基本组成

    压水堆核电站主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统组成。厂房主要包括安全壳厂房、汽轮机厂房、燃料操作厂房及其他辅助设备厂房等，见图4-55。

    压水堆一回路系统，即反应堆冷却剂系统。构成一回路系统的主要设备和管道，均属于核安全一级的承压设备。一回路系统的主要功能是将反应堆内核裂变产生的热量导出堆外，然后通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路水，给水受热转换为蒸汽做功，推动汽轮发电机组达到发电的目的，图4-56给出了压水堆核电站流程示意简图。

    一回路系统主要设备有：

    （1）反应堆压力容器反应堆压力容器是转载堆芯、支撑堆内所有构件和容纳一回路冷却剂并维持其压力的堆本体承压壳体。反应堆压力容器与一回路管道共同组成冷却剂压力边界，当燃料元件破裂时，压力容器还具有密封放射性、阻止裂变产物逸散的功能，即起到了反应堆安全屏障的重要作用。同时，压力容器还是反应堆中最大的和在核电厂服役期内不可拆换的设备，其寿命决定了整个核电厂的服役年限。图4-57是反应堆压力容器结构示意图。

    （2）蒸汽发生器蒸汽发生器是压水堆核电厂中一、二回路之间的热交换设备。它将反应堆产生的热量由一次侧传递给二次侧，使二回路侧的水变成蒸汽，此蒸汽经过汽水分离和干燥后驱动汽轮发电机组发电。

    压水堆核电厂中广泛使用的有立式U型管自然循环、卧式自然循环及立式直流蒸汽发生器三种。我国压水堆核电厂大多采用国际上通用的立式U型管自然循环式蒸汽发生器，其结构简图如图4-58所示。

    蒸汽发生器主要功能有：①在寿期内提供满足汽轮发电机组要求的蒸汽流量、压力、温度和湿度；②在停堆过程中排出余热，使反应堆冷却剂温度降到180℃，直至余热排出系统投入运行；③当主泵失去电源时执行自然循环排出余热的功能；④屏蔽。

    （3）堆内构件堆内构件是指反应堆压力容器内除堆芯组以外的的所有其他构件。堆内构件包括堆芯下部支承结构（吊篮部件）、堆芯上部支承结构（压紧部件）、堆芯测量支承构件及辐照监督官等，见图4-59。

    堆内构件的主要作用是将燃料组件精确地支承和定位于反应堆堆芯中，防止堆芯组件在运行过程中偏移或移动；对控制棒棒束提供精确的对中与可靠的导向，实现控制棒棒束在反应堆运行过程中提升或降落，而在事故情况下实现快速落棒，并吸收控制棒组件快插产生的冲击能量。