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2012年12月11日11:13 | 中國發展門戶網 www.chinagate.cn | 給編輯寫信 字號：T|T

i）ABWR是改進型（先進）沸水堆，由美國通用電氣公司和日本東芝公司和日立聯合開發。已有兩個機組在日本柏崎·刈羽核電廠建成，稱柏崎·刈羽6號和7號機組，電功率1315MWe，分別在1996年12月和1997年7月投產運行。下圖示出ABWR核電廠的模型圖。ABWR的主要特點如下：

采用先進的燃料和堆芯設計。采用最新的鋯襯墊燃料設計，燃料棒沿軸向采用分區富集度布置，使軸向功率分布趨于均勻。

先進沸水堆核電廠模型圖

采用內置式再循環泵。取消堆外再循環系統，簡化了結構。采用濕式電機結構，電機的線圈浸在水中，不需要軸密封。

采用電力－水力組合的控制棒驅動機構。正常運行時用電力驅動控制棒，而緊急停堆時利用液壓驅動使控制棒迅速插入，從而實現快速停堆和精細調節的功能。

采用三個獨立的應急堆芯冷卻和余熱排出系統，每個系統負責堆芯一個區。每個區都有二個高壓堆芯充水系統、一個堆芯隔離冷卻系統、三個余熱排出/低壓堆芯充水系統。

采用鋼筋混凝土結構的安全殼，具有必要的強度，以承受壓力，內部襯有鋼襯里，保證安全殼的氣密性。

ii）ESBWR經濟簡化型沸水堆。1992年美國通用電氣公司開始設計自然循環的沸水堆，其特點系統采用非能動的安全系統，電功率670MWe，稱簡化型沸水堆（SBWR）。這一開發計劃后來改變了，轉向設計一個大功率、經濟規模的，采用成熟技術和ABWR設備的ESBWR。ESBWR的設計基于自然循環和非能動安全特性，以提高核電廠的性能和簡化設計。下圖給出ESBWR的系統示意圖，由于容器外區的水與圍板以內的水汽混合物的密謀差，加上煙囪效應，構成主冷冷卻劑的自然循環。

經濟簡化型沸水堆核電廠系統圖

ESBWR的安全系統是非能動的。它包括：①自動卸壓系統，由安裝在主蒸汽管道上的10個安全釋放閥和8個卸壓閥組成，分別將蒸汽排放到抑壓池和干井。②重力驅動的冷卻系統，在自動卸壓系統將反應堆容器卸壓后，補給水靠重力流入容器。③分離的冷凝系統，它由4個獨立的高壓環路組成，每個環路有一臺熱交換器，在反應堆停閉和全廠失電后，蒸汽將在管側冷凝，熱交換器管束放在安全殼外的大水池中，通過自然循環導出余熱。④非能動安全殼冷卻系統，由4條安全相關的獨立的高壓環路組成，每個環路有一臺熱交換器與安全殼相通，凝結水及釋放閥管線淹沒在抑壓池內，熱交換器設置在安全殼外的大水池內，通過自然循環導出失水事故后安全殼內的熱量。

③先進坎度（CANDU）型重水堆（ACR）核電廠。

ACR除繼續保持CANDU型重水堆的水平壓力管，不停堆裝卸料，獨立的低溫、低壓重水慢化回路等特點外，在設計上作了如下改進：i）采用低富集度（1.65%）的二氧化鈾燃料組件，使燃耗增加三倍，乏燃料減少2/3；ii）采用輕水冷卻劑回路，提高蒸汽的壓力和溫度，提高核電廠的熱效率；iii）除了控制棒停堆系統外，還采用了在慢化劑中注入液態硝酸釓的第二停堆系統；iv）將輕水屏蔽水箱作為嚴重事故時的后備熱阱；v）全堆芯具有負的冷卻劑空穴系數；vi）安全殼采用鋼襯里預應力混凝土結構。

加拿大正在進行ACR－700與ACR－1000的開發，ACR－1000預期2014年投入運行。

下圖給出ACR－1000的示意圖。

ACR－1000示意圖

 

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