我所认识的核电（2）——压水堆详介
越国居民
2021-10-23 12:15
第二部分：压水堆详细简介
虽然目前很多国家启动了第四代核反应堆的研究，也建造了一些实验堆或示范堆，但其技术的可靠性和成熟性尚有待时间的进一步验证。可以预见的是，在未来较长的一段时间内，世界范围内的新建核电机组仍将以第三代反应堆为主。而在第二、第三代反应堆中，压水堆是在运和在建机组最多的堆型，同时因为我国的核电站基本都是压水堆，因此本文单独列出这一章节来重点介绍一下压水堆。从另一方面讲，无论何种堆型的核电站，甚至火电站，其基本原理都差不多。用一句通俗的话来说，就是目前所有的核电站和火电站都是烧开水，因为无论核电站还是火电站，推动汽轮机转动的回路都是一样的水→蒸汽→水转化。因此在个人看来，如能对压水堆核电站足够充分了解，则触类旁通，其它类型的核电站（甚至火电站）也就差不多明白了。
2.1压水堆原理
压水堆的原理在第一章《初识核电》第1.2.1节《水冷堆-轻水堆-压水堆》部分已有详细介绍，本章节不再赘述。这里贴两个典型的压水堆核电站的立体图看一下。
图2-1a：典型的三环路压水堆（M310、CPR1000、华龙一号）反应堆及汽轮机厂房立体简图
图2-1b：典型的四环路压水堆（EPR等）反应堆及汽轮机厂房立体简图
图2-1c：AP系列（AP600、AP1000、CAP1400等）反应堆及汽轮机厂房立体简图2.2压水堆核电站平面布置
所有的压水堆核电站，无论何种堆型，无论第二代还是第三代，也不管该核电站包含几座核反应堆。整个核电站的平面布置基本上都差不多，主要包括以下建（构）筑物：
（1） 反应堆厂房。反应堆厂房包括安全壳（钢制或钢筋混凝土结构）和包含在其内部的所有结构。反应堆厂房的主要功能是容纳一回路主设备，为正常运行的反应堆堆芯和冷区及系统提供防护，包容假想设计基准事故后释放的悬浮放射性物质。反应堆厂房内的主要设备和物项有：压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主冷却剂泵（主泵）、主冷却剂管道（主管道）、安注箱、环形吊车等。
（2） 反应堆辅助/附属厂房。环绕反应堆厂房一周的一些厂房，主要包括核辅助厂房，核废物厂房、核燃料厂房、安全厂房等。
（3） 汽轮机厂房。容纳二回路主要设备如汽水分离再热器、主给水泵、汽轮机、发电机、冷凝器的厂房。
（4） 循环水泵房。容纳三回路主要设备循环水泵的厂房。
（5） 其它建筑设施。主要有办公楼、仓库/材料堆场、海水淡化车间、变/配电站、储存各种液体或气体的罐等。
（6） 冷却塔。内陆滨河/滨湖核电站为节约循环水而建造的冷却设施。我国核电站目前均滨海而建，循环水直接取用海水，直取直排，都没有冷却塔。
有兴趣可以尝试找找以下几种主流第二、第三代压水堆核电站中反应堆厂房、反应堆辅助/附属厂房、汽轮机厂房、循环水泵房。
图2-2：广东阳江核电站平面布置（第二代CPR1000堆型，M310的国产化型号）
图2-3：山东烟台海阳核电站平面布置（引进美国西屋的第三代AP1000堆型，国产化型号为CAP1400）
图2-4：广东省江门市台山核电站（引进法国阿海珐的第三代EPR堆型）
图2-5：江苏省连云港市田湾核电站（引进俄罗斯的4台VVER1000准三代机组，你可能找不到循环水泵房在哪里）
图2-6：福建省福州市福清核电站（近处两台为国产第三代华龙一号堆型，远处四台为第二代M310改进型机组，其实就是中核版的CPR1000）2.3压水堆主厂房布置
本节定义的主厂房包含反应堆厂房、核辅助/附属厂房及汽轮机厂房，本节只列出目前我国在运/在建的三类主流压水堆（中核华龙一号、AP1000/CAP1400、EPR）的主厂房布置。
图2-7：中核版华龙一号主厂房布置（没找到漂亮的三维模型图，凑合看吧）
图2-8：AP1000/CAP1400主厂房布置
图2-9：EPR主厂房布置2.5 压水堆的安全保护屏障
为保障公众和环境不受核电站放射性物质的伤害和污染，压水式反应堆设置了至少三道安全保护屏障，只要其中有一道屏障是完整的，放射性物质就不会泄漏到厂房以外。全世界的压水式反应堆均有良好的安全纪录。
第一道屏障—核燃料芯块和包壳。核燃料芯块是烧结的二氧化铀（UO2）陶瓷基体（圆柱体，最外边一层为陶瓷，内部为UO2粉末），核裂变产生的放射性物质98%以上滞留于燃料芯块中，不会释放出来。燃料芯块又密封在锆合金管内，两者共同组成燃料元件，可有效防止裂变产物及放射性物质进入一回路水中。若干燃料元件组成一组燃料组件，每座压水反应堆根据功率不同压力容器中会有一两百组燃料组件。
图2-52：14英尺17×17压水堆燃料组件、燃料棒及芯块第二道屏障—高强度压力容器和封闭的一回路系统。反应堆堆芯被密封在反应堆钢质压力容器（RV）内，压力容器和整个一回路循环系统的管道和部件是能承受高温高压的密封体系，可防止放射性物质泄漏到反应堆厂房中。
第三道屏障—密封的安全壳。安全壳是由钢筋混凝土浇筑而成，壳壁厚度约1m，内衬6毫米的钢板（AP1000和CAP1400的安全壳是纯钢制，钢板厚度40-55mm），在建造时运用了预应力张拉技术，提高了混凝土墙的强度，可以承受较大的压力，确保在所有事故情况下都可以防止放射性物质进入自然界。
图2-53：压水堆的三道安全屏障第四道屏障—外层安全壳。目前主流的三代压水堆核电站均采用了双层安全壳，外层安全壳也是由钢筋混凝土浇筑而成，除了起到进一步加强内层安全壳的作用外，还可以抗大型商用飞机的撞击和导弹攻击，进一步提高了核电站的安全性。以EPR和华龙一号核电堆型为例，其内层安全壳厚度为1.3米（内衬6mm钢板），外层安全壳厚度达1.8米，中间间隔1.8米，整个双壳厚度4.9米，比一层楼还要高。
由于压水堆核电站设置了多道屏障，核电站运行对周围居民的辐射影响，远远低于天然辐射水平。按现行国家标准，正常的辐射剂量为0.25mSv/年·人，大亚湾核电站经过二三十年的运行，核电站周边地区辐射测量结果0.01mSv/年·人，而人到医院看病照一次X光透视的辐射剂量是0.02mSv/次·人。乘飞机在北京和欧洲之间往返一次的辐射剂量是0.04mSv/次·人。大亚湾核电站是第二代反应堆，只有单层安全壳，而目前普遍建设的第三代反应堆（华龙一号、VVER，AP1000/CAP1400等）都是双层安全壳，防护能力更强，其周边地区辐射水平会更低。
注：Sv（希弗）是辐射量的国际标准，但因为这个单位太大，所以经常使用的是毫希弗（mSv）、微希弗（μSv）。1Sv＝1000mSv＝1000000μSv。年·人=每人每年，次·人=每人每次。
2.6主流三代压水堆之间的区别
目前主流的第三代压水堆有中国的华龙一号（HPR1000）、美国的AP1000及中国基于AP1000自主化的CAP1400、法国法马通和德国西门子联合开发的EPR，韩国基于System80+开发的APR1400，再加俄罗斯的VVER1200。这些堆型都是百万千瓦级别、单堆布置、双层安全壳、采用内置换料水箱设计。除了APR1400之外其它几种堆型在中国都有建设，而且除了VVER-1200，其它几种堆型之间还着很深的技术渊源（见表2-2）。
表2-1：世界主流第三代压水堆的技术渊源
和第二代压水堆一样，表2-1中的这些第三代主流压水堆的一回路都有压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵和主管道，它们的主要差别在一回路设计（环路设置）、堆芯设计、专设安全系统设计、熔堆应对策略等方面。目前世界范围内有实际建造的（已建和在建）主流三代压水堆的主要设计参数见表2-3。
表2-3：有实际建造的世界主流三代压水堆设计参数
AP1000、EPR和华龙一号的主要区别可见知乎回答：核电站常见堆型，如AP1000，EPR，华龙一号的主要区别在什么地方？ - Partagons的回答 - 知乎 https://www.zhihu.com/question/36650494/answer/289596871
此处只补充说一下韩国的APR1400堆型。
APR1400其实是美国燃烧工程公司（CE）第三代改革型压水堆System80+的韩国自主化版本，而System80+则是基于第二代压水堆System80改进的。所以APR1400和AP1000/CAP14000在一回路的设置上极其相似，都是两环路（四进二出），每个环路一台蒸汽发生器、两台主泵（见图2-64）。只是APR1400的主泵和华龙一号、EPR一样是轴封泵。
APR1400的堆芯和EPR一样采用241盒燃料组件，不过燃料组件和与EPR、华龙一号、AP1000/CAP1400有所区别，APR1400使用的是12英尺16×16燃料组件。
在专设安全系统设计方面，APR1400和EPR一样只采用了增加冗余度的理念，设置了四列独立的安注系统，基本没采用非能动设计。
在应对熔堆事故方面，APR1400也是熔融物堆内滞留（IVR）技术的支持者。
APR1400的安全壳和大多数的第二代压水堆一样，为单层的钢衬里+钢筋混凝土结构。
图2-64：脱胎于SYSTEM80+的韩国APR1400堆型的一回路（只是个视频截图，不太准确，请自动忽略没有稳压器这个BUG）2.7内陆和滨海核电站的区别
截止2021年2月份，我国内地在役运行的49及在建的13个核反应堆，全都滨海而建。我国已完成前期准备工作的湖北咸宁、湖南桃花江、江西彭泽三个核电项目，在2011年日本福岛事故后被全部叫停，何日重启至今仍无定论。那么，我国内陆和滨海核电的建设为何差别如此之大，内陆和滨海核电究竟有什么区别呢？
其实国家能源局官网在2012年10月23日发布的《核电科普相关知识：我国内陆是否合适发展核电？》一文中已做出过解答，其原文部分内容如下：
国内外对内陆与沿海发展核电的要求没有本质差别。无论国际原子能机构、各主要核电国家，还是我国有关核安全法规要求，对滨海核电站和内陆核电站在安全目标和评价准则上是完全相同的。没有任何国家和组织对内陆核电提出过非同一般的特殊要求。
由于环境条件的差异性，内陆核电站建设中有一些需要特别关注的问题。主要包括：液态放射性流出物的排放控制，人口分布与实施应急计划的可行性，散热系统运行的影响，大件运输条件，水资源论证和安全厂用水源设置等。只要在选址阶段对这些问题进行深入评价，并采取合适的管理措施和技术措施，就完全能够确保最终选定厂址满足有关法规和建厂条件的要求。
截至2014年底的全球核电机组的数量和分布统计显示，全球在运的438台核电机组中，有一半都建设在内陆。美国、俄罗斯、加拿大3个疆域大国的内陆核电更多，比例分别达到了61.5%、58.1%和85.7%；面积较小的核电大国法国和德国的内陆机组，也都占到了七成以上；像乌克兰这样的内陆国家更是大大增加了全球内陆核电的比例；日本、韩国、英国等则因为是岛国或半岛国家，核电厂基本都是滨海而建。
我国商用核电机组都傍海而建有历史因素和一次能源平衡问题：早期的核电比其它电力形式要贵一些，而东部沿海地区发展得早，经济实力较强，电力需求旺盛，一次能源却很匮乏，正好是既需要核电也用得起核电的地域。而且就地建设就地利用，也减少了电力长距离传输过程中的损耗。此外，反应堆发电过程中需要大量冷却水来带走过多的热量，一望无际的大海为取水提供了方便。核电站所需的大件设备也更适合海上运输。
而从设计和建造方面来讲，内陆核电和滨海核电最大的不同在于循环水回路。滨海核电循环水回路基本均为“直取直排”设计，无需考虑海水节约的问题。内陆核电厂则不得不考虑水资源节约的问题，前文已经提到，额定功率153.4万千瓦单台核电机组循环水回路夏季一小时即需用水31万吨以上，而经冷凝器排出的循环水温度较高，蒸发量较大，如采取滨海核电的直取直排方式，则水量的蒸发损失将会非常大，这对于淡水资源紧张的内地显然是不能接受的。因此内陆核电的循环水回路要像火电厂一样设置冷却塔（见图2-65），实现循环水重复利用，节约水资源。巨大的冷却塔将显著增加核电站的用地面积、建设成本和建造工程量。
图2-65：美国九哩岬（Nine Mile Point）核电站的冷却塔。该电站位于安大略湖南岸美国纽约州境内，是典型的内陆滨湖核电站，建设有2座沸水堆机组。编辑于 07-02 
