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2012年12月11日11:13 | 中国发展门户网 www.chinagate.cn | 给编辑写信 字号：T|T

i）ABWR是改进型（先进）沸水堆，由美国通用电气公司和日本东芝公司和日立联合开发。已有两个机组在日本柏崎·刈羽核电厂建成，称柏崎·刈羽6号和7号机组，电功率1315MWe，分别在1996年12月和1997年7月投产运行。下图示出ABWR核电厂的模型图。ABWR的主要特点如下：

采用先进的燃料和堆芯设计。采用最新的锆衬垫燃料设计，燃料棒沿轴向采用分区富集度布置，使轴向功率分布趋于均匀。

先进沸水堆核电厂模型图

采用内置式再循环泵。取消堆外再循环系统，简化了结构。采用湿式电机结构，电机的线圈浸在水中，不需要轴密封。

采用电力－水力组合的控制棒驱动机构。正常运行时用电力驱动控制棒，而紧急停堆时利用液压驱动使控制棒迅速插入，从而实现快速停堆和精细调节的功能。

采用三个独立的应急堆芯冷却和余热排出系统，每个系统负责堆芯一个区。每个区都有二个高压堆芯充水系统、一个堆芯隔离冷却系统、三个余热排出/低压堆芯充水系统。

采用钢筋混凝土结构的安全壳，具有必要的强度，以承受压力，内部衬有钢衬里，保证安全壳的气密性。

ii）ESBWR经济简化型沸水堆。1992年美国通用电气公司开始设计自然循环的沸水堆，其特点系统采用非能动的安全系统，电功率670MWe，称简化型沸水堆（SBWR）。这一开发计划后来改变了，转向设计一个大功率、经济规模的，采用成熟技术和ABWR设备的ESBWR。ESBWR的设计基于自然循环和非能动安全特性，以提高核电厂的性能和简化设计。下图给出ESBWR的系统示意图，由于容器外区的水与围板以内的水汽混合物的密谋差，加上烟囱效应，构成主冷冷却剂的自然循环。

经济简化型沸水堆核电厂系统图

ESBWR的安全系统是非能动的。它包括：①自动卸压系统，由安装在主蒸汽管道上的10个安全释放阀和8个卸压阀组成，分别将蒸汽排放到抑压池和干井。②重力驱动的冷却系统，在自动卸压系统将反应堆容器卸压后，补给水靠重力流入容器。③分离的冷凝系统，它由4个独立的高压环路组成，每个环路有一台热交换器，在反应堆停闭和全厂失电后，蒸汽将在管侧冷凝，热交换器管束放在安全壳外的大水池中，通过自然循环导出余热。④非能动安全壳冷却系统，由4条安全相关的独立的高压环路组成，每个环路有一台热交换器与安全壳相通，凝结水及释放阀管线淹没在抑压池内，热交换器设置在安全壳外的大水池内，通过自然循环导出失水事故后安全壳内的热量。

③先进坎度（CANDU）型重水堆（ACR）核电厂。

ACR除继续保持CANDU型重水堆的水平压力管，不停堆装卸料，独立的低温、低压重水慢化回路等特点外，在设计上作了如下改进：i）采用低富集度（1.65%）的二氧化铀燃料组件，使燃耗增加三倍，乏燃料减少2/3；ii）采用轻水冷却剂回路，提高蒸汽的压力和温度，提高核电厂的热效率；iii）除了控制棒停堆系统外，还采用了在慢化剂中注入液态硝酸钆的第二停堆系统；iv）将轻水屏蔽水箱作为严重事故时的后备热阱；v）全堆芯具有负的冷却剂空穴系数；vi）安全壳采用钢衬里预应力混凝土结构。

加拿大正在进行ACR－700与ACR－1000的开发，ACR－1000预期2014年投入运行。

下图给出ACR－1000的示意图。

ACR－1000示意图

 

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