2024 工業(yè)專(zhuān)題研究：核裂變從原型堆到第四代的征程

華泰證券核準(zhǔn)逐漸常態(tài)化疊加中國(guó)技術(shù)領(lǐng)先，核電設(shè)備有望顯著受益2019年中國(guó)重啟核電審批，隨后三年每年核準(zhǔn)機(jī)組數(shù)量穩(wěn)定在4-5臺(tái)。2022年和2023年我國(guó)均核準(zhǔn)10臺(tái)，較2021年數(shù)量翻倍，審批顯著提速，常態(tài)化審批漸行漸近。安全是核電發(fā)展的前提，而第四代核電技術(shù)大幅革新，不僅顯著提高了安全性，還能有效緩解U-235短缺的問(wèn)題。2023年，世界首座第四代核電站在中國(guó)投運(yùn)。通過(guò)對(duì)裂變核電技術(shù)詳細(xì)的分析，我們認(rèn)為，得益于中國(guó)技術(shù)領(lǐng)先和常態(tài)化審批逐漸恢復(fù)，核電有望被大力推廣，核電設(shè)備將顯著受益，關(guān)注核島中壓力容器/蒸汽發(fā)生器/閥門(mén)等設(shè)備的投資機(jī)會(huì)。人類(lèi)對(duì)核能的運(yùn)用將讓能量來(lái)源不再局限于太陽(yáng)聚變，走向卡爾達(dá)肖夫筆下遠(yuǎn)低于核能。裂變核能發(fā)電是利用鈾核裂變所釋放出的熱量驅(qū)動(dòng)汽輪機(jī)做功，具有能量密度高、發(fā)電穩(wěn)定等優(yōu)點(diǎn)，核電年均利用小時(shí)數(shù)為平均值的2倍。其發(fā)電過(guò)程中不排放二氧化硫、氮氧化物、煙塵和二氧化碳，是一種經(jīng)濟(jì)高效、綠色清潔的能源。自1954年前蘇聯(lián)建成世界上第一座核電站以來(lái)，經(jīng)過(guò)70年的發(fā)展，核電技術(shù)已經(jīng)發(fā)展到了第四代，安全性不斷提高。機(jī)械設(shè)備增持(維持)機(jī)械設(shè)備行業(yè)走勢(shì)圖Jun-23機(jī)械設(shè)備-滬深300Oct-23-專(zhuān)用設(shè)備資料來(lái)源：,華泰研究第二代核電突破商業(yè)化應(yīng)用，第三代核電提高安全冗余較小、建設(shè)成本高，主要目的是為了驗(yàn)證核能發(fā)電的可行性。第二代核電技絕大部分屬于第二代核電技術(shù)。第三代核電技術(shù)在第二代基礎(chǔ)上進(jìn)一步提高安全性，主要通過(guò)設(shè)計(jì)非能動(dòng)安全系統(tǒng)或先進(jìn)的能動(dòng)安代表堆型為AP1000、EPR、華龍一號(hào)、國(guó)和一號(hào)等。第四代核電緩解燃料短缺問(wèn)題，技術(shù)原理革新提高安全性第四代核電技術(shù)目標(biāo)是解決核能經(jīng)濟(jì)性、安全性、廢物處理和防核擴(kuò)散問(wèn)題，提出了6種最有發(fā)展?jié)摿Φ亩研?，包括鈉冷快堆、鉛冷快堆、氣冷快堆3種快中子堆以及超臨界水冷堆、高溫氣冷堆、熔鹽堆3種熱中子堆。其中快中子堆能夠有效利用鈾資源，解決核燃料短缺問(wèn)題，并且嬗變長(zhǎng)壽命放射性廢物，解決長(zhǎng)壽命核廢物的處置問(wèn)題。第四代核電具有較高的安全性，鈉冷快高溫氣冷堆和超臨界水堆采用單相冷卻劑，不會(huì)發(fā)生相變，導(dǎo)熱穩(wěn)定；熔鹽堆采用液態(tài)燃料，不存在堆芯熔毀風(fēng)險(xiǎn)。核電站建設(shè)過(guò)程以第一罐混凝土澆筑日為分界點(diǎn)可劃分為前期準(zhǔn)備和施工兩個(gè)階段，其中施工階段又可按照穹頂?shù)跹b日和一回路水壓試驗(yàn)日劃分為土建施工、設(shè)備安裝和系統(tǒng)調(diào)試三個(gè)階段，完整的核電站建設(shè)周期需要5年以上。核電項(xiàng)目工程造價(jià)其中設(shè)備購(gòu)置費(fèi)占核電工程建成價(jià)30%以上，占比最高。不同堆型的關(guān)鍵設(shè)備基本類(lèi)似，增量設(shè)備各有不同。隨著核電核準(zhǔn)常態(tài)化，核電設(shè)備將顯著受益，我們預(yù)計(jì)2024年核電設(shè)備市場(chǎng)空間將達(dá)672億元，關(guān)注核島中壓力容器/蒸汽發(fā)生器/閥門(mén)等設(shè)備的投資機(jī)會(huì)。風(fēng)險(xiǎn)提示：核燃料泄漏風(fēng)險(xiǎn)；機(jī)組核準(zhǔn)數(shù)量不及預(yù)期風(fēng)險(xiǎn)；技術(shù)進(jìn)步不及預(yù)正文目錄核心觀點(diǎn) 6與市場(chǎng)不同的觀點(diǎn) 6高能級(jí)文明的野望，裂變核電站已發(fā)展至第四代 7核電站：可依據(jù)慢化劑和冷卻劑分類(lèi)，反應(yīng)系數(shù)對(duì)安全至關(guān)重要 為什么需要慢化劑? 為什么需要冷卻劑? 什么是反應(yīng)性系數(shù)? 第一代核電：小功率原型堆為主，驗(yàn)證核電可行性 第二代核電：可分為輕水堆和重水堆，經(jīng)濟(jì)性大幅提高 輕水堆(LWR):輕水同時(shí)作為慢化劑和冷卻劑，可分為壓水堆和沸水堆 壓水堆(PWR):高壓下輕水維持液態(tài)相，多采用雙回路系統(tǒng) 沸水堆(BWR):輕水沸騰直接做功，單一回路結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)單 重水堆(PHWR):重水同時(shí)作為慢化劑和冷卻劑，可采用天然鈾作為燃料 小結(jié)：第二代核電實(shí)現(xiàn)商業(yè)化/標(biāo)準(zhǔn)化，沸水堆安全隱患高于壓水堆 先進(jìn)壓水堆(APWR):呈現(xiàn)革新、改良以及兩者結(jié)合的三種發(fā)展方向 非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆(AP1000):簡(jiǎn)化一回路管道，增加非能動(dòng)安全系統(tǒng) 歐洲先進(jìn)壓水堆(EPR):沿用傳統(tǒng)能動(dòng)安全系統(tǒng)，配備多重冗余度 華龍一號(hào)(HPR1000):能動(dòng)與非能動(dòng)安全系統(tǒng)相結(jié)合，中國(guó)自主產(chǎn)權(quán)已實(shí)現(xiàn)出口驗(yàn)收 先進(jìn)沸水堆(ABWR):優(yōu)化回路系統(tǒng)，內(nèi)循環(huán)替代外循環(huán)提高安全性 小結(jié)：第三代核電技術(shù)采用能動(dòng)或非能動(dòng)安全系統(tǒng)進(jìn)一步提高安全性 第四代核電：解決核燃料短缺問(wèn)題，機(jī)理革新提高安全性 快中子堆：解決核燃料短缺問(wèn)題，減少長(zhǎng)半衰期核廢物 鈉冷快堆(SFR):液態(tài)鈉作為冷卻劑，但存在鈉火/鈉水問(wèn)題 鉛冷快堆(LFR):鉛或鉛鉍合金作冷卻劑，但對(duì)反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)具有腐蝕性 氣冷快堆(GFR):氦氣作為冷卻劑，采用布雷頓循環(huán) 熱中子堆：溫度遠(yuǎn)高于傳統(tǒng)水冷堆，熱電聯(lián)產(chǎn)提高核能經(jīng)濟(jì)性 超臨界水冷堆(SCWR):超臨界水不發(fā)生相變，導(dǎo)熱性能強(qiáng)但腐蝕材料 高溫氣冷堆(HTGR):氣體作為冷卻劑，未來(lái)有望使用氦透平提高熱效率 熔鹽堆(MSR):利用豐富的釷基燃料，對(duì)材料腐蝕性較強(qiáng) 小結(jié)：第四代核電采用創(chuàng)新性技術(shù)，中國(guó)高溫氣冷堆已實(shí)現(xiàn)商業(yè)化運(yùn)行 總結(jié)：核島設(shè)備基本通用，常規(guī)島設(shè)備跟隨熱力循環(huán)變化 核電站建造：建設(shè)周期5年以上，2024年設(shè)備市場(chǎng)或達(dá)672億 建設(shè)流程：可分為土建施工、設(shè)備安裝、系統(tǒng)調(diào)試三個(gè)階段 2024年核電設(shè)備市場(chǎng)有望達(dá)672億，關(guān)注壓力容器/蒸汽發(fā)生器/閥門(mén)等設(shè)備 風(fēng)險(xiǎn)提示 圖表目錄圖表1:核能的能量密度遠(yuǎn)高于生物和化石能源 7圖表2:核電發(fā)電小時(shí)數(shù)遠(yuǎn)超其他能源 7圖表3:核電站可簡(jiǎn)單分為核島和常規(guī)島兩部分 8圖表4:中國(guó)核電機(jī)組數(shù)量和容量 8圖表5:核電技術(shù)發(fā)展線路圖 9圖表6:壓水堆占中國(guó)核電主導(dǎo)堆型 9圖表7:U-235原子核裂變過(guò)程 圖表1:U-235對(duì)熱中子的裂變截面大，U-238對(duì)快中子的裂變截面大 圖表2:主要慢化劑的慢化性能 圖表3:熱傳遞的三種方式包括熱傳導(dǎo)、熱對(duì)流和熱輻射 圖表4:冷卻劑物性表 圖表5:在不同溫度系數(shù)情況下，反應(yīng)堆功率隨時(shí)間的變化 圖表6:主要的第一代核電站以原型堆為主 圖表7:第一代核電技術(shù)小結(jié) 圖表8:世界上核電站多為第二代核電機(jī)組(截至2024.5.21) 圖表9:壓水堆核電站工作原理示意圖 圖表10:壓水堆反應(yīng)堆本體結(jié)構(gòu)示意圖 圖表11:蒸汽發(fā)生器結(jié)構(gòu)圖 圖表12:屏蔽泵工作原理結(jié)構(gòu)圖 圖表13:軸封泵工作原理結(jié)構(gòu)圖 圖表14:屏蔽泵可以實(shí)現(xiàn)零泄露，軸封泵效率更高 圖表15:穩(wěn)壓器結(jié)構(gòu)圖 圖表17:設(shè)備水冷卻系統(tǒng)結(jié)構(gòu)圖 圖表19:安全殼噴淋系統(tǒng)噴灑冷卻水實(shí)現(xiàn)降溫降壓 圖表20:朗肯循環(huán)結(jié)構(gòu)圖 圖表21:壓水堆二回路系統(tǒng)結(jié)構(gòu)圖 圖表22:汽輪機(jī)結(jié)構(gòu)圖 圖表23:臥式汽水分離再熱器結(jié)構(gòu)圖 圖表24:立式汽水分離再熱器結(jié)構(gòu)圖 圖表25:凝汽器結(jié)構(gòu)圖 圖表26:三級(jí)立式成箱式凝結(jié)水泵結(jié)構(gòu)圖 圖表27:臥式低壓加熱器結(jié)構(gòu)圖 圖表28:壓水堆中的蒸汽發(fā)生器易發(fā)生傳熱管破裂事故 圖表29:沸水堆核電站工作原理示意圖 圖表30:沸水堆結(jié)構(gòu)示意圖，與壓水堆硬件相似 圖表31:汽水分離器結(jié)構(gòu)圖 圖表32:蒸汽干燥器及組件結(jié)構(gòu)圖 圖表33:沸水堆壓力容器結(jié)構(gòu)圖 圖表34:沸水堆具有較大的負(fù)反應(yīng)性空泡系數(shù) 圖表35:臥式壓力管式重水堆結(jié)構(gòu)圖 圖表36:CANDU重水堆核電站的工作原理示意圖 圖表38:CANDU重水堆燃料通道結(jié)構(gòu) 圖表39:重水堆核電站主要設(shè)計(jì)參數(shù) 圖表40:第二代核電技術(shù)小結(jié) 圖表41:URD對(duì)第三代核電技術(shù)提出更高的安全指標(biāo) 圖表42:能動(dòng)與非能動(dòng)安全系統(tǒng)比較 圖表43:第三代核電機(jī)組單位工程造價(jià)高于第二代核電機(jī)組 圖表44:浙江三門(mén)AP1000核電站 圖表45:臺(tái)山EPR核電站 圖表46:二代壓水堆一回路系統(tǒng) 圖表47:AP1000簡(jiǎn)化一回路系統(tǒng)管道 圖表48:AP1000的非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)簡(jiǎn)圖 圖表49:AP1000的非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)結(jié)構(gòu)圖 圖表50:AP1000非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)依靠空氣自然循環(huán)導(dǎo)出熱量 圖表51:安全殼隔離系統(tǒng)貫穿件大幅減少 圖表52:EPR安全系統(tǒng)具備4重冗余度 圖表53:EPR具有雙層安全殼防止內(nèi)部核泄漏以及抵御外部災(zāi)害 圖表54:EPR安全注射系統(tǒng)具有4個(gè)獨(dú)立的子系統(tǒng) 圖表55:EPR應(yīng)急給水系統(tǒng)具有4重冗余度 圖表56:EPR安全廠房布置實(shí)體分離 圖表57:“華龍一號(hào)”采用能動(dòng)與非能動(dòng)結(jié)合的安全系統(tǒng) 圖表58:先進(jìn)沸水堆工作原理結(jié)構(gòu)圖 圖表59:先進(jìn)沸水堆用內(nèi)置泵替代外循環(huán)回路和噴射泵 圖表60:改進(jìn)型CRD采用電動(dòng)和水壓混合驅(qū)動(dòng)，控制精度更高 圖表61:ABWR的三區(qū)危急堆芯冷卻系統(tǒng)結(jié)構(gòu)圖 圖表62:第三代核電技術(shù)小結(jié) 圖表63:6種候選四代堆的特征 圖表64:若不發(fā)展快堆，全球已經(jīng)探明的鈾礦儲(chǔ)量將有可能在2030年左右消耗殆盡 圖表65:快中子堆利用U-238——Pu-239轉(zhuǎn)換實(shí)現(xiàn)核燃料增殖 圖表66:核電站卸料中超鈾元素和長(zhǎng)壽命裂變產(chǎn)物的含量 圖表67:快中子堆將長(zhǎng)壽命裂變產(chǎn)物嬗變?yōu)槎虊勖牧炎儺a(chǎn)物 圖表68:回路式鈉冷快堆工作原理示意圖 圖表69:池式鈉冷快堆工作原理示意圖 圖表70:池式鈉冷快堆的主回路系統(tǒng)布置 圖表71:鈉的熱導(dǎo)率和沸點(diǎn)高 圖表72:鉛冷快堆工作原理示意圖 圖表73:CLEAR-I本體結(jié)構(gòu)圖 圖表74:液態(tài)鉛合金對(duì)結(jié)構(gòu)材料具有嚴(yán)重的腐蝕 圖表75:氦具有最高的熱導(dǎo)率和最小的中子吸收截面 圖表76:氣冷快堆工作原理示意圖 圖表77:布雷頓循環(huán)結(jié)構(gòu)圖 圖表78:氣冷快堆的熱效率達(dá)到48% 圖表79:超臨界水具有與水和蒸汽不同的物性 圖表80:超臨界水堆工作原理示意圖 圖表81:超臨界水對(duì)鎳基合金具有較強(qiáng)的腐蝕作用 圖表82:鎂諾克斯堆工作原理示意圖 圖表83:改進(jìn)型氣冷堆工作原理示意圖 圖表84:氣冷堆發(fā)展階段及技術(shù)特點(diǎn) 圖表85:高溫氣冷堆球形燃料元件有4層包覆層 圖表86:10MW高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆(HTR-10)工作原理示意圖 圖表87:熱氣導(dǎo)管結(jié)構(gòu)圖 圖表88:同心熱氣導(dǎo)管的原理設(shè)計(jì) 圖表89:氦風(fēng)機(jī)結(jié)構(gòu)圖 圖表90:高溫氣冷堆反應(yīng)堆壓力殼主要部件 圖表91:高溫氣冷堆能夠?qū)崿F(xiàn)不停堆換料 圖表92:高溫氣冷堆可采用氦氣透平直接循環(huán)提高熱效率 圖表93:釷基熔鹽堆工作原理示意圖 圖表94:熔鹽堆通過(guò)Th-232和U-233轉(zhuǎn)化可實(shí)現(xiàn)燃料增殖 圖表96:熔鹽對(duì)合金材料具有較強(qiáng)的腐蝕作用 圖表97:第四代核電技術(shù)小結(jié) 圖表98:四代核電技術(shù)演變 圖表99:四代核電技術(shù)堆型及其特點(diǎn) 圖表100:四代核電的硬件設(shè)備 圖表101:核電站建設(shè)流程圖 圖表102:CAP1000和華龍一號(hào)核電項(xiàng)目成本構(gòu)成 圖表103:假設(shè)每年常態(tài)化審批10臺(tái)機(jī)組，2024年核電設(shè)備市場(chǎng)空間有望達(dá)672億元 圖表104:2022年核島設(shè)備價(jià)值量占比46%左右 圖表105:2022年壓力容器在核島設(shè)備中價(jià)值量占比約24% 圖表106:2022年汽輪機(jī)在常規(guī)島設(shè)備中價(jià)值量占比約24% 圖表107:核電設(shè)備參與公司 圖表108:報(bào)告提及公司 核心觀點(diǎn)安全是核電發(fā)展的前提，而第四代核電技術(shù)大幅革新，不僅顯著提高了安全性，還能有效緩解U-235短缺的問(wèn)題。2023年，世界首座第四代核電站在中國(guó)投運(yùn)，得益于中國(guó)技術(shù)領(lǐng)先和核電常態(tài)化審批逐漸恢復(fù)，我們認(rèn)為核電有望被大力推廣，核電設(shè)備將顯著受益，關(guān)注核島中壓力容器/蒸汽發(fā)生器/閥門(mén)等設(shè)備的投資機(jī)會(huì)。我們報(bào)告核心要點(diǎn)如下：核電發(fā)電穩(wěn)定/碳排放低，安全為發(fā)展前提，常態(tài)化審批漸進(jìn)。核電站發(fā)電原理是利用鈾核裂變所釋放出的熱能驅(qū)動(dòng)汽輪機(jī)做功，具備能量密度高、功率大、發(fā)電穩(wěn)定且成本低的特點(diǎn)，其年平均發(fā)電小時(shí)數(shù)是中國(guó)發(fā)電設(shè)備發(fā)電小時(shí)數(shù)平均值的2倍。安全是核電行業(yè)發(fā)展的前提，自日本福島核事故以來(lái)，我國(guó)核電審批一度停滯，2016-2018連續(xù)3年沒(méi)有新增審批核電機(jī)組。直到2019年中國(guó)重啟核電審批，隨后三年每年核準(zhǔn)機(jī)組數(shù)量穩(wěn)定在4-5臺(tái)，“十四五”規(guī)劃中明確提出安全穩(wěn)妥推動(dòng)沿海核電建設(shè)。2022年和2023年我國(guó)均核準(zhǔn)10臺(tái)，較2021年數(shù)量翻倍，審批顯著提速，常態(tài)化審批漸行漸近。第四代核電技術(shù)大幅革新，安全性顯著提升，中國(guó)已建成全球首座第四代核電站。第一代核電技術(shù)是試驗(yàn)性和原型反應(yīng)堆，主要用于驗(yàn)證核電可行性；第二代核電技術(shù)在第一代基礎(chǔ)上實(shí)現(xiàn)商業(yè)化、標(biāo)準(zhǔn)化、系列化、批量化運(yùn)行，經(jīng)濟(jì)性大幅提升，包括壓水堆、沸水堆和重水堆；受美國(guó)三哩島和蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站事故的影響，第三代核電技術(shù)采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)和冗余的能動(dòng)安全系統(tǒng)提高安全性，但經(jīng)濟(jì)性有所降低，主要包括先進(jìn)壓水堆和先進(jìn)沸水堆；第四代核電技術(shù)本身具有較高的安全性，鈉冷快堆和鉛冷快堆使用金屬冷卻劑，導(dǎo)熱性能好，可以將熱量快速導(dǎo)出，氣冷快堆、高溫氣冷堆和超臨界水堆采用都是單相冷卻劑，反應(yīng)過(guò)程中不會(huì)發(fā)生相變，導(dǎo)熱穩(wěn)定；熔鹽堆采用液態(tài)燃料，不存在熔毀風(fēng)險(xiǎn)。目前中國(guó)已建成全球首座高溫氣冷堆商業(yè)示范堆，具備固有安全性。核電站建設(shè)周期長(zhǎng)達(dá)5年以上，我們預(yù)計(jì)2024年核電設(shè)備市場(chǎng)空間將達(dá)672億元，建議關(guān)注壓力容器及核電泵閥等設(shè)備的投資機(jī)會(huì)。核電站建設(shè)過(guò)程可以劃分為前期準(zhǔn)備和施工兩個(gè)階段，其中施工階段又分為土建施工、設(shè)備安裝和系統(tǒng)調(diào)試三個(gè)階段，整體建設(shè)周期長(zhǎng)達(dá)5年以上。在第三代核電站中，設(shè)備購(gòu)置費(fèi)包括核島和常規(guī)島內(nèi)各類(lèi)設(shè)備的購(gòu)置費(fèi)用，根據(jù)《核電項(xiàng)目全壽命周期成本控制研究》,設(shè)備購(gòu)置費(fèi)大約占建成價(jià)的37%,是核電站建設(shè)中成本占比最大的一項(xiàng)。在硬件設(shè)備上，關(guān)鍵設(shè)備大致相同，不同堆型有各自增量設(shè)備。隨著核準(zhǔn)常態(tài)化，核電設(shè)備將顯著受益，我們預(yù)計(jì)2024年核電設(shè)備市場(chǎng)空間將達(dá)672億元，建議關(guān)注核島中壓力容器/蒸汽發(fā)生器/閥門(mén)等設(shè)備的投資機(jī)會(huì)。與市場(chǎng)不同的觀點(diǎn)市場(chǎng)認(rèn)為由于前兩年我國(guó)核電站核準(zhǔn)數(shù)量較多，后續(xù)核準(zhǔn)將顯著減少，持續(xù)性有限。并且在福島核電站事故之后，核電站安全性一直是制約行業(yè)發(fā)展的重要因素，但市場(chǎng)并不了解我國(guó)第三代核電站以及第四代核電站安全性如何。我們認(rèn)為在安全性方面，本文從技術(shù)角度分析，第三代和第四代核電在安全性方面較福島的第二代核電已有顯著提高，中國(guó)具備自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的華龍一號(hào)更是結(jié)合能動(dòng)和非能動(dòng)安全設(shè)施于一體。在電力需求不斷增長(zhǎng)，新能源裝機(jī)持續(xù)增長(zhǎng)，電網(wǎng)消納壓力逐漸增加的背景下，發(fā)電穩(wěn)定高效的核電有望大力推廣，核準(zhǔn)有望維持高景氣。高能級(jí)文明的野望，裂變核電站已發(fā)展至第四代核能的運(yùn)用將讓人類(lèi)走向高能級(jí)文明。在文明發(fā)展的歷史上，人類(lèi)率先掌握了生物能量，攝入食物，燃燒干柴秸稈等生物能，進(jìn)行大量的體力勞作。在漫長(zhǎng)的發(fā)展后，蒸汽機(jī)的出現(xiàn)使得化石能源代替生物能源做功。但生物能源、化石能源都來(lái)自于太陽(yáng)聚變放以木柴、煤、石油為代表的生物能源和化石能源的能量密度，遠(yuǎn)低于核能。人類(lèi)對(duì)核能的運(yùn)用將讓能量來(lái)源不再局限于太陽(yáng)聚變，走向卡爾達(dá)肖夫筆下的高能級(jí)文明。圖表1:核能的能量密度遠(yuǎn)高于生物和化石能源濃縮鈉(3濃縮鈉(3.5%U-235)天然鈾(0.7%G-235))4,000,0003,500,0003,000,0002,500,0002,000,00003,456,0003,456,000用于輕水反應(yīng)堆443,000443,000用于輕水反應(yīng)堆汽油與氧氣反應(yīng)(不包括氧的質(zhì)3232煤與氧氣反應(yīng)(不包括氧的質(zhì)量)應(yīng)木材與氧氣反括氧的質(zhì)量)應(yīng)注：能量密度是指在一定的空間或質(zhì)量物質(zhì)中儲(chǔ)存能量的大小資料來(lái)源：維基百科，華泰研究核電能量密度高1發(fā)電穩(wěn)定高效，碳排放量低于風(fēng)光。核裂變發(fā)電站是指利用鈾核裂變所釋放出的熱能進(jìn)行發(fā)電，具備能量密度高、單機(jī)功率大、土地利用率高、不受季節(jié)和氣候影響、發(fā)電成本穩(wěn)定且相對(duì)較低等特點(diǎn)，可長(zhǎng)期穩(wěn)定高效運(yùn)行。相比其他發(fā)電方式，核電機(jī)組的年發(fā)電利用小時(shí)數(shù)常年保持在7000小時(shí)以上，位居所有電源之首，而且在生產(chǎn)過(guò)程中不排放二氧化硫、氮氧化物、煙塵和二氧化碳。核電全壽期二氧化碳排放當(dāng)量?jī)H約12.2克1千瓦時(shí)，與水電基本持平，低于風(fēng)電、光伏。安全是核電產(chǎn)業(yè)發(fā)展的前提，現(xiàn)有的三代核電主要在安全系統(tǒng)改進(jìn)上提升了核電站的安全性。(小時(shí))4,0002,0001,0000平均值核電資料來(lái)源：華泰研究■中國(guó)發(fā)電設(shè)備平均利用小時(shí)數(shù)火電太陽(yáng)能水電風(fēng)電核電廠是一種以核反應(yīng)為熱力源的熱電廠，以熱能驅(qū)動(dòng)渦輪發(fā)動(dòng)機(jī)并連接至發(fā)電機(jī)發(fā)電。核電站分兩大部分，產(chǎn)生熱能的核島，與將其進(jìn)行能量轉(zhuǎn)換的常規(guī)島。圖中左半部為核島，右半部為常規(guī)島。核島采用的技術(shù)決定其是第幾代核電站，并決定其命名，如中國(guó)的第三代壓水堆核電站華龍一號(hào)。常規(guī)島圖表4:中國(guó)核電機(jī)組數(shù)量和容量資料來(lái)源：香港特別行政區(qū)政府保安局，華泰研究圖表4:中國(guó)核電機(jī)組數(shù)量和容量中國(guó)“十四五”規(guī)劃下，核電2025年裝機(jī)容量將達(dá)70GW,并積極推動(dòng)先進(jìn)核電站發(fā)展?！笆奈濉币?guī)劃中指出，在確保安全的前提下，積極有序推動(dòng)沿海核電項(xiàng)目建設(shè)，保持平穩(wěn)建設(shè)節(jié)奏，合理布局新增沿海核電項(xiàng)目。開(kāi)展核能綜合利用示范，積極推動(dòng)高溫氣冷堆、快堆、模塊化小型堆、海上浮動(dòng)堆等先進(jìn)堆型示范工程，推動(dòng)核能在清潔供暖、工業(yè)供熱、海水淡化等領(lǐng)域的綜合利用。切實(shí)做好核電廠址資源保護(hù)。到2025年，核電運(yùn)行裝機(jī)容量達(dá)到7000萬(wàn)千瓦左右。2023年我國(guó)在運(yùn)機(jī)組55臺(tái)，在建機(jī)組26臺(tái)，核準(zhǔn)機(jī)組10臺(tái)。■在運(yùn)機(jī)組數(shù)量(左軸，審批機(jī)組數(shù)量(左軸，在建機(jī)組容量(右軸，臺(tái)數(shù))臺(tái)數(shù))萬(wàn)千瓦)在建機(jī)組數(shù)量(左軸，臺(tái)數(shù))在運(yùn)機(jī)組容量(右軸，萬(wàn)千瓦)4,000020142015201620172018201920202021202220230資料來(lái)源：中核集團(tuán)、中國(guó)核能行業(yè)協(xié)會(huì)、華經(jīng)產(chǎn)業(yè)研究院，華泰研究裂變核電技術(shù)已發(fā)展到第四代，安全/可持續(xù)性/經(jīng)濟(jì)性不斷提高：(1)第一代核電技術(shù)：1950s-1960s期間，美蘇英法等國(guó)建造一代堆，主要是試驗(yàn)性和原型反應(yīng)堆；(2)第二代核電技術(shù)：1960s末期，和第一代反應(yīng)堆相比，裝機(jī)容量不斷增加，主要堆型有壓水堆、沸水堆、重水堆等；(3)第三代核電技術(shù)：主要是先進(jìn)輕水堆，包括先進(jìn)壓水堆和先進(jìn)沸水堆，其特點(diǎn)是采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)或先進(jìn)的能動(dòng)安全系統(tǒng)以提高安全性；(4)第四代核電技術(shù)：由“第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇”(GIF)提出的能夠解決核能經(jīng)濟(jì)性、安全性、廢物處理和防核擴(kuò)散問(wèn)題的第四代核電核能系統(tǒng)，包括鈉冷快堆、高溫氣冷堆、氣冷快堆、鉛冷快堆、超臨界水堆和熔鹽堆。圖表5:核電技術(shù)發(fā)展線路圖GenerationIGenerationⅢEaryGenerationⅢGenerationIII+GenerationIII+GenerationIVHighlyHighlynicaEnhancedProliferationNeat-TemmDresden,FermiDresden,FermiABWRSystem80+ABWRSystem80+NDUAGRGenVGenV200020002010資料來(lái)源：《ATechnologyRoadmapforGenerationIVNuclearEnergySystems》,華泰研究壓水堆占中國(guó)核電主導(dǎo)堆型，中長(zhǎng)期開(kāi)發(fā)第四代核電站。根據(jù)國(guó)家原子能機(jī)構(gòu)披露的核電站情況，在建的26座核電站全為壓水堆。我國(guó)核能發(fā)展近中期目標(biāo)是優(yōu)化自主第三代核電技術(shù)；中長(zhǎng)期目標(biāo)是開(kāi)發(fā)以鈉冷快堆為主的第四代核能系統(tǒng)，積極開(kāi)發(fā)模塊化小堆、開(kāi)拓核能供熱和核動(dòng)力等利用領(lǐng)域；長(zhǎng)遠(yuǎn)目標(biāo)則是發(fā)展核聚變技術(shù)。目標(biāo)到2030年，以耐事故燃料為代表的核安全技術(shù)研究取得突破、全面實(shí)現(xiàn)消除大規(guī)模放射性釋放，提升核電競(jìng)爭(zhēng)力；實(shí)現(xiàn)壓水堆閉式燃料循環(huán)，核電產(chǎn)業(yè)鏈協(xié)調(diào)發(fā)展；鈉冷快堆等部分第四代反應(yīng)堆成熟，突破核燃料增殖與高水平放射性廢物嬗變關(guān)鍵技術(shù)；積極探索模塊化小堆(含小型壓水堆、高溫氣冷堆、鉛冷快堆)多用途利用。目標(biāo)到2050年，實(shí)現(xiàn)快堆閉式燃料循環(huán)，壓水堆與快堆匹配發(fā)展，力爭(zhēng)建成核聚變示范工程。圖表6:壓水堆占中國(guó)核電主導(dǎo)堆型核電廠石島灣核電廠電廠秦山第核電廠方家電廠電廠寧德核電廠安全性能指標(biāo)系統(tǒng)說(shuō)明安全性能指標(biāo)資料來(lái)源：國(guó)家原子能機(jī)構(gòu)，華泰研究工業(yè)華泰證券核裂變的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)造就高能量密度、潔凈、低碳的能源，按照慢化劑和冷卻劑的不同可對(duì)核電站進(jìn)行分類(lèi)。核電站通常使用的鈾核裂變，鈾原子核吸收一個(gè)熱中子處于激發(fā)態(tài)，隨后裂變成兩個(gè)較小的原子核并釋放2-3個(gè)中子，釋放的中子又進(jìn)一步被其他的鈾原子核吸收，從而形成鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。在核裂變過(guò)程中，裂變前后原子核總質(zhì)量發(fā)生了變化，根據(jù)愛(ài)因斯坦的質(zhì)能方程E=mc2,消失的質(zhì)量變?yōu)榱四芰?，每次裂變大概能釋?00MeV的能量。與標(biāo)準(zhǔn)煤發(fā)熱量進(jìn)行比較，1克鈾裂變放出的熱量相當(dāng)于2.6噸標(biāo)準(zhǔn)煤。23592236nucleus為什么需要慢化劑?U-235對(duì)熱中子裂變截面大，需要慢化劑慢化中子提高反應(yīng)概率。按照中子能量的不同，多數(shù)核電站采用U-235作為燃料，其裂變產(chǎn)生的是快中子。U-235對(duì)熱中子的裂變截面(入射粒子使靶核裂變的概率)大，因此當(dāng)以U-235作為核燃料時(shí)，需要慢化劑將裂變產(chǎn)生的快中子慢化為熱中子，從而提高裂變反應(yīng)概率并維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)不失控；而U-238對(duì)快中子的裂變截面大，所以以U-238作為核燃料的快中子堆不需要慢化劑。1000235U238U中子能量/eV圖2-7235U和23U的裂變截面隨中子能量的變化資料來(lái)源：曹欣榮《核反應(yīng)堆物理基礎(chǔ)》,華泰慢化劑的中子吸收截面影響慢化劑的選擇，并對(duì)燃料中的鈾豐度提出不同要求。慢化劑在慢化中子過(guò)程中，不僅會(huì)與中子發(fā)生彈性散射，還會(huì)吸收一部分中子，使得反應(yīng)堆內(nèi)中子通量下降，反應(yīng)堆功率下降。對(duì)于中子吸收能力強(qiáng)的慢化劑，需要用高富集鈾燃料(U-235含量在2%-5%)以保證反應(yīng)堆內(nèi)的中子通量；而對(duì)中子吸收能力弱的慢化劑，則可以用天然鈾燃料(U-235含量為0.7%)。因此慢化劑的選擇需要綜合考慮慢化能力和對(duì)中子的吸收截面，例如，重水的慢化能力僅次于輕水，但由于H-2的中子吸收截面小于H-1的中子吸收截面，使得重水的慢化比遠(yuǎn)高于輕水，具有很高的中子經(jīng)濟(jì)性，可以使用天然鈾做核燃料。反應(yīng)堆中常用的慢化劑包括輕水(H?O)、重水(D?O)、鈹、石墨等。 圖表2:主要慢化劑的慢化性能慢化劑慢化能力慢化比輕水0.015370重水0.001772100注：慢化能力=平均對(duì)數(shù)能降×宏觀散射截面；慢化比=慢化能力1宏觀吸收截面；輕水為H?O;重水為D?O為什么需要冷卻劑?核電廠通過(guò)“熱傳導(dǎo)-熱對(duì)流-熱傳導(dǎo)”傳遞熱量，需要液體、氣體等冷卻劑作為導(dǎo)熱介質(zhì)。熱傳遞方式主要有三種：熱傳導(dǎo)、熱對(duì)流和熱輻射。熱傳導(dǎo)是物體內(nèi)部或相互接觸的物體表面之間，由于分子、原子及電子等微觀粒子的熱運(yùn)動(dòng)而產(chǎn)生的熱量傳遞現(xiàn)象；熱對(duì)流是指由于流體的宏觀運(yùn)動(dòng)，致使不同溫度的流體相對(duì)位移而產(chǎn)生的熱量傳遞現(xiàn)象；熱輻射是熱能通過(guò)電磁波傳遞的過(guò)程，不需要任何中間介質(zhì)而遠(yuǎn)距離傳播。常見(jiàn)的核電廠主要通過(guò)“熱傳導(dǎo)-熱對(duì)流-熱傳導(dǎo)”的方式傳遞熱量，反應(yīng)堆先通過(guò)熱傳導(dǎo)將熱量傳遞液體、氣體等冷卻劑，冷卻劑通過(guò)對(duì)流傳熱，最后通過(guò)蒸汽發(fā)生器中的傳熱管以熱傳導(dǎo)的方式傳遞給常規(guī)島。圖表3:熱傳遞的三種方式包括熱傳導(dǎo)、熱對(duì)流和熱輻射熱對(duì)流熱對(duì)流熱輻射冷卻劑導(dǎo)出堆芯裂變熱，需具備良好的熱物理性質(zhì)和核性質(zhì)。冷卻劑的作用是將反應(yīng)堆堆芯中核裂變反應(yīng)產(chǎn)生的熱量導(dǎo)出。對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑的主要技術(shù)要求有：具有良好的熱物理性質(zhì)(比熱容大、密度高、熱導(dǎo)率大、熔點(diǎn)低、沸點(diǎn)高等),以便在較小的傳熱面積情況下，能夠從堆芯帶出較多的熱量；對(duì)中子的吸收截面小，從而提高中子經(jīng)濟(jì)性；具有良好的熱穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性；與核燃料和結(jié)構(gòu)材料有良好的相容性。反應(yīng)堆中常見(jiàn)的冷卻劑包括物性NaNaKH?OH?O450℃450℃450℃450℃450℃450℃/6MPa280℃/6.4MPa342.16℃/15MPa熔點(diǎn)1℃98-12.6-38.9327.6208.2沸點(diǎn)/℃883784356.7密度/(kg/m3)8447593.955610.7758.0熱容/(kJ/(kgK))1.2720.8730.130.1470.1465.193熱導(dǎo)率/(W/mK)71.2260.28930.4560.5777運(yùn)動(dòng)粘度/(×10-7m2/s)3.02.40.60357.9熱漲系數(shù)1(×10-4/K)2.4資料來(lái)源：徐錸《鈉冷快堆及其安全特性》,華泰研究25.79(6MPa)72.1什么是反應(yīng)性系數(shù)?反應(yīng)性系數(shù)是指反應(yīng)堆的反應(yīng)性相對(duì)于某一個(gè)參數(shù)的變化率，對(duì)反應(yīng)堆安全性至關(guān)重要。反應(yīng)性系數(shù)包括溫度系數(shù)和空泡系數(shù)等?？张菹禂?shù)：空泡系數(shù)是指冷卻劑的空泡份額變化1%所引起的反應(yīng)性變化，在沸水堆中，反應(yīng)性空泡系數(shù)一般為負(fù)，這是因?yàn)榉兴阎兴仁锹瘎┮彩抢鋮s劑，而空泡的密度小于水的密度，空泡的存在使得水的慢化能力減弱，鏈?zhǔn)椒磻?yīng)發(fā)生概率降低。溫度系數(shù)：溫度系數(shù)是指溫度變化1℃所引起的反應(yīng)性變化，包括燃料溫度系數(shù)和慢化劑溫度系數(shù)。為了保證反應(yīng)堆的安全運(yùn)行，要求反應(yīng)性溫度系數(shù)為負(fù)值，以便形成負(fù)反饋效應(yīng)。以反應(yīng)性溫度系數(shù)為例：1)若溫度系數(shù)為正，當(dāng)堆內(nèi)微擾使堆芯溫度升高時(shí)，有效增殖因數(shù)增大，反應(yīng)性增加，反應(yīng)堆的功率也隨之增加，而功率的增加又將導(dǎo)致堆芯溫度的升高和有效增殖因數(shù)進(jìn)一步增大，反應(yīng)堆功率繼續(xù)增加。若不采取措施，就會(huì)造成堆芯的損壞。反之，當(dāng)反應(yīng)堆的溫度下降時(shí)，有效增殖因數(shù)將減小，反應(yīng)性減少，反應(yīng)堆的功率隨之降低，這又將導(dǎo)致溫度下降和有效增殖因數(shù)更進(jìn)一步的減小。反應(yīng)堆的功率繼續(xù)下降，直至反應(yīng)堆自行關(guān)閉。因此，正反應(yīng)性溫度系數(shù)的正反饋將使反應(yīng)堆具有內(nèi)在的不穩(wěn)定性。2)若溫度系數(shù)為負(fù)，溫度的升高將導(dǎo)致有效增殖因數(shù)的減小，反應(yīng)性減小，反應(yīng)堆的功率也隨之減小，反應(yīng)堆的溫度逐漸回到初始值。同理，當(dāng)反應(yīng)堆的溫度下降時(shí)，將導(dǎo)致有效增殖因數(shù)的增大，反應(yīng)堆的功率也隨之增加，反應(yīng)堆的溫度也逐漸地回到初始值。因此，負(fù)反應(yīng)性溫度系數(shù)的負(fù)反饋效應(yīng)使得反應(yīng)堆具有內(nèi)在的穩(wěn)定性。工業(yè)工業(yè)導(dǎo)熱不快0時(shí)間t第一代核電以原型堆為主，主要用于驗(yàn)證核電設(shè)計(jì)技術(shù)和商業(yè)開(kāi)發(fā)前景。1954年6月27日，前蘇聯(lián)建成的世界上第一座核能發(fā)電站——5MW奧布涅斯克實(shí)驗(yàn)性石墨沸水堆核電站。隨后各國(guó)紛紛開(kāi)始研究核電技術(shù)，建立了一系列的核電站，包括1956年英國(guó)45MW卡德豪爾原型天然鈾石墨氣冷堆核電站、1957年美國(guó)60MW希平港原型壓水堆核電站、1962年法國(guó)60MW天然鈾石墨氣冷堆核電站、1962年加拿大25MW天然鈾重水堆核電站。第一代核電站的投資費(fèi)用高、功率普遍較小，建造的主要目的是為了通過(guò)試驗(yàn)示范來(lái)驗(yàn)證核電的工程實(shí)施可行性。圖表6:主要的第一代核電站以原型堆為主建成時(shí)間(年)國(guó)家慢化劑冷卻劑前蘇聯(lián)奧布涅斯克實(shí)驗(yàn)性石墨沸水堆核電站石墨輕水英國(guó)卡德豪爾原型天然鈾石墨氣冷堆核電站石墨二氧化碳美國(guó)希平港原型壓水堆核電站輕水輕水法國(guó)天然鈾石墨氣冷堆核電站石墨二氧化碳加拿大天然鈾重水堆核電站重水重水資料來(lái)源：中國(guó)核電網(wǎng)、《中國(guó)電力百科全書(shū)核能及新能源發(fā)電卷》,華泰研究第一代核電技術(shù)功率較小，主要為探索核電可行性。第一代核電技術(shù)是上世紀(jì)50、60年代建造的原型堆和試驗(yàn)堆，以水冷堆和氣冷堆兩種堆型為主，由于當(dāng)時(shí)的鈾濃縮技術(shù)尚不成熟，因此主要使用天然鈾作為核燃料。第一代核電的功率普遍較小，其建造的目的主要是第二代核電：可分為輕水堆和重水堆，經(jīng)濟(jì)性大幅提高第二代核電較第一代提高經(jīng)濟(jì)性，可分為輕水堆和重水堆。20世紀(jì)60年代末到70年代世界核電進(jìn)入了快速發(fā)展階段，核電技術(shù)趨于成熟，越來(lái)越多的國(guó)家投入到核電發(fā)展的浪潮中。1973年的第一次石油危機(jī)，進(jìn)一步促進(jìn)了核電的快速進(jìn)步，單堆功率水平在第一代的基礎(chǔ)上大幅提高，達(dá)到百萬(wàn)千瓦級(jí)。通常稱(chēng)這段時(shí)期建設(shè)的核電站為第二代，第二代核電在第一代的基礎(chǔ)上，實(shí)現(xiàn)了商業(yè)化、標(biāo)準(zhǔn)化、系列化、批量化，目前世界上商業(yè)運(yùn)行的核電機(jī)組絕大部分屬于第二代核電機(jī)組。按照冷卻劑和慢化劑的類(lèi)型，第二代反應(yīng)堆可分為輕水堆和重水堆。壓水堆加壓重水堆沸水堆石墨水冷堆石墨氣冷堆快速增值堆高溫氣冷堆資料來(lái)源：IAEA,華泰研究82輕水堆(LWR):輕水同時(shí)作為慢化劑和冷卻劑，可分為壓水堆和沸水堆憑借優(yōu)越的慢化和熱物理特性，輕水堆中水同時(shí)作為中子慢化劑和反應(yīng)堆冷卻劑。水中含有的H-1元素只含有一個(gè)質(zhì)子，其質(zhì)量與中子質(zhì)量接近，根據(jù)動(dòng)量守恒定律，其慢化能力最佳。但是由于水的熱中子吸收截面較大，因此輕水堆不能使用天然鈾作燃料，必須使用高富集鈾燃料，以保證反應(yīng)堆中有足夠的中子通量。此外，水的比熱容高，吸熱能力強(qiáng)，傳熱性能好，并且價(jià)格低廉、易于獲得，具有較高的經(jīng)濟(jì)性。輕水堆根據(jù)工作原理的不同，又可進(jìn)一步劃分為沸水堆和壓水堆。壓水堆(PWR):高壓下輕水維持液態(tài)相，多采用雙回路系統(tǒng)壓水堆采用水作為慢化劑和冷卻劑，為了維持水的液態(tài)相在高壓下運(yùn)行。壓水堆核電站由一回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)構(gòu)成。一回路系統(tǒng)即反應(yīng)堆冷卻劑回路，包括一回路主系統(tǒng)、其他安全和輔助系統(tǒng)，稱(chēng)為核島系統(tǒng)；二回路系統(tǒng)與常規(guī)火電廠類(lèi)似，稱(chēng)為常規(guī)島系統(tǒng)。一回路中的液態(tài)水作為冷卻劑由主泵泵送流經(jīng)反應(yīng)堆堆芯時(shí)，吸收堆芯產(chǎn)生的熱量而升溫。當(dāng)流經(jīng)蒸汽發(fā)生器傳熱管的一次側(cè)時(shí)，將熱量傳給傳熱管二次側(cè)的二回路水，使之轉(zhuǎn)變?yōu)檎羝?，?qū)動(dòng)汽輪機(jī)做功。溫度下降了的水經(jīng)過(guò)冷卻劑循環(huán)泵再被送回堆芯，構(gòu)成一回路循環(huán)。在標(biāo)準(zhǔn)大氣壓下，水的沸點(diǎn)為100℃,為了使反應(yīng)堆內(nèi)的水保持液態(tài)不沸騰，反應(yīng)堆必須在高壓下運(yùn)行?，F(xiàn)代壓水堆核電站反應(yīng)堆和一回路工作壓力約為150個(gè)標(biāo)準(zhǔn)大氣壓。(1)一回路主系統(tǒng)1)反應(yīng)堆本體結(jié)構(gòu)：由堆芯、堆芯支撐結(jié)構(gòu)、反應(yīng)堆壓力容器及控制棒傳動(dòng)機(jī)構(gòu)組成。①堆芯結(jié)構(gòu)：包括燃料組件和堆芯功能組件(控制棒組件、可燃毒物組件、阻力塞組件、初次中子源棒組件、次級(jí)中子源棒組件);②堆芯支撐結(jié)構(gòu)：為堆芯組件提供支撐、定位和導(dǎo)向，組織冷卻劑流通，以及為堆內(nèi)儀表提供導(dǎo)向和支撐，包括下部支撐結(jié)構(gòu)、上部支撐結(jié)構(gòu)和堆芯儀表支撐結(jié)構(gòu)；③反應(yīng)堆壓力容器：支撐和包容堆芯和堆內(nèi)構(gòu)件，防止放射性物質(zhì)外溢；④控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)：帶動(dòng)控制棒組件在堆芯內(nèi)上下運(yùn)動(dòng)，實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆的啟動(dòng)、功率調(diào)節(jié)、停堆和事故情況下的安全控制?？刂瓢舻?動(dòng)機(jī)控控溜棒鼎的支撐突緣堆5屬籍冷劑出接管格?？刂平K導(dǎo)燃料性形第4特品支撐件2)蒸汽發(fā)生器(生成傳熱介質(zhì)):一方面將反應(yīng)堆所產(chǎn)生的熱量傳遞給二次側(cè)的工作介質(zhì)水，將水加熱成為飽和蒸汽；另一方面將帶放射性的反應(yīng)堆冷卻劑與不帶放射性的二回路水隔離。蒸汽發(fā)生器是最容易發(fā)生故障的設(shè)備，而其中的傳熱管換熱區(qū)是事故多發(fā)區(qū)域。蒸汽發(fā)生器運(yùn)行過(guò)程中，流體不穩(wěn)定性導(dǎo)致的傳熱管振動(dòng)和傳熱惡化導(dǎo)致的交變熱應(yīng)力是傳熱管應(yīng)力腐蝕和疲勞破損的原因。工業(yè)華泰證券工業(yè)HUATAISECURITIE上筒體給水環(huán)管給水入口錐形體二次側(cè)人孔支撐腿一次側(cè)流體進(jìn)口(出口在背面)蒸汽出口流向汽輪機(jī)的蒸汽出口H水位測(cè)量回路水出口二次人孔儀表接口汽水分離器殘?jiān)占骺拐駰l儀表接口干燥器給水入口支撐板流量分配器通道分隔板下封頭次側(cè)人孔管束圍板管束區(qū)下降通道一回路水入口3)反應(yīng)堆冷卻劑泵(驅(qū)動(dòng)冷卻劑循環(huán)):又稱(chēng)主循環(huán)泵，在正常情況下，冷卻劑泵的功能是為反應(yīng)堆堆芯提供足夠的冷卻流量并保證反應(yīng)堆冷卻劑的循環(huán)；在事故工況下，依靠冷卻泵機(jī)組的慣性惰轉(zhuǎn)，帶出堆芯余熱，保證反應(yīng)堆的安全。水冷堆主泵按結(jié)構(gòu)可分為屏蔽泵和軸封泵，屏蔽泵按結(jié)構(gòu)又可分為屏蔽套泵和濕定子泵。屏蔽套泵的定、轉(zhuǎn)子分別通過(guò)屏蔽套來(lái)實(shí)現(xiàn)與冷卻劑的隔離，因此可確保冷卻劑實(shí)現(xiàn)零泄露；濕定子泵沒(méi)有阻止水進(jìn)入定子繞組的隔套，流體直接流過(guò)定子繞組帶走熱量，內(nèi)部磁損較小，效率比屏蔽套泵高；軸封泵在泵軸和電機(jī)軸之間裝有復(fù)雜的軸密封結(jié)構(gòu)，由于減少了定、轉(zhuǎn)子屏蔽套的渦流損失，因此效率更高。現(xiàn)代壓水堆核電廠廣泛使用的是軸封泵。圖表12:屏蔽泵工作原理結(jié)構(gòu)圖圖表13:軸封泵工作原理結(jié)構(gòu)圖圖表14:屏蔽泵可以實(shí)現(xiàn)零泄露，軸封泵效率更高優(yōu)點(diǎn)屏蔽泵無(wú)泄露，安全性高無(wú)軸封檢修間隔長(zhǎng)，運(yùn)行可靠冷態(tài)功率小，可實(shí)現(xiàn)軟啟動(dòng)軸封泵效率比屏蔽泵高15%可帶大慣性飛輪，惰走時(shí)間長(zhǎng)功率大，流量高電機(jī)為常態(tài)空冷缺點(diǎn)摩擦損耗及渦流損耗大，效率低飛輪大小等受到限制，轉(zhuǎn)動(dòng)慣量小容量小軸封容易故障檢修頻度高資料來(lái)源：王本振《壓水堆核電站用軸封泵與屏蔽泵性能分析》,華泰研究劑由于熱脹冷縮引起的壓力變化。正常功率運(yùn)行時(shí)，穩(wěn)壓器內(nèi)下部為水，上部為汽空間，由加熱器使水處于飽和狀態(tài)。一回路除穩(wěn)壓器上部的汽腔以外，其余部分全部充滿水。因此穩(wěn)壓器汽腔的蒸汽壓力傳播到整個(gè)一回路系統(tǒng)，穩(wěn)壓器的壓力代表了一回路的壓力。當(dāng)壓力降低時(shí)，底部電加熱器加熱使部分水蒸發(fā)為飽和汽，蒸汽密度增加，壓力增加；當(dāng)壓力增加時(shí)，頂部噴淋過(guò)冷水使部分蒸汽凝結(jié)，蒸汽密度降低，壓力下降。當(dāng)壓力超過(guò)穩(wěn)壓器安全閥的閾值時(shí)，安全閥自動(dòng)開(kāi)啟，將穩(wěn)壓器內(nèi)部的蒸汽排放。8—?dú)んw；9一下封頭；10—電加熱器；11—支承裙；12—波動(dòng)管嘴；13一加熱器支撐板資料來(lái)源：臧希年《核電廠系統(tǒng)及設(shè)備》,華泰研究工業(yè)華泰證券工業(yè)圖表16:余熱排出系統(tǒng)結(jié)構(gòu)圖蒸汽管蒸汽發(fā)生器穩(wěn)壓器安全殼冷凝水蒸汽發(fā)生器穩(wěn)壓器FQ第四級(jí)主泵熱段冷段熱段堆芯反應(yīng)堆壓力容器緩沖箱緩沖箱泵熱變換器主回路設(shè)備冷卻海水(2)專(zhuān)設(shè)安全設(shè)備1)安全注入系統(tǒng)：又稱(chēng)緊急堆芯冷卻系統(tǒng)，當(dāng)一回路系統(tǒng)發(fā)生破口失水事故時(shí)，將硼酸溶液注入堆芯；當(dāng)二回路主蒸汽管道破裂時(shí)，向一回路注入高濃度硼酸溶液。典型的安全注入系統(tǒng)包括高壓安全注入、中壓安全注入和低壓安全注入三個(gè)子系統(tǒng)，分別對(duì)應(yīng)不同的一回路壓力。2)安全殼系統(tǒng)：在發(fā)生失水事故和安全殼內(nèi)的主蒸汽管道破裂事故時(shí)承受內(nèi)壓，容納噴射出的汽水混合物，防止或減少放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放；對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的放射性輻射提供生物屏蔽，并限制污染氣體的泄漏。3)安全殼噴淋系統(tǒng)：在發(fā)生失水事故或?qū)е掳踩珰?nèi)溫度、壓力升高的主蒸汽管道破裂事故時(shí)從安全殼頂部空間噴灑冷卻水，為安全殼氣空間降溫降壓，限制事故后安全殼內(nèi)的峰值壓力，以保證安全殼的完整性。4)安全殼隔離系統(tǒng)：為貫穿安全殼的流體系統(tǒng)提供隔離手段，使事故后可能釋放到安全殼中的任何放射性物質(zhì)都包封在安全殼內(nèi)。5)可燃?xì)怏w控制系統(tǒng)：當(dāng)反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)失效時(shí)，反應(yīng)堆內(nèi)溫度升高，包裹燃料棒的鋯金屬殼會(huì)與高溫水蒸氣會(huì)發(fā)生鋯水反應(yīng)產(chǎn)生大量氫氣，該系統(tǒng)用于監(jiān)測(cè)、控制安全殼氣空間的氫氣體積分?jǐn)?shù)，防止失水事故后安全殼內(nèi)氫氣積累到超過(guò)限值水平。6)輔助給水系統(tǒng)：在電廠啟動(dòng)、熱備、熱停和從熱停向冷停堆過(guò)渡的第一階段，代替主給水系統(tǒng)向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)供水；在事故工況下，向蒸汽發(fā)生器應(yīng)急供水，排出堆芯余熱。圖表19:安全殼噴淋系統(tǒng)噴灑冷卻水實(shí)現(xiàn)降溫降壓圖表18:安全注入系統(tǒng)結(jié)構(gòu)圖圖表19:安全殼噴淋系統(tǒng)噴灑冷卻水實(shí)現(xiàn)降溫降壓&管段&Qe段QeO20g段安全&H原段H原安全殼外安全殼外華泰證券HUATAISECURITl(3)二回路系統(tǒng)二回路采用蒸汽朗肯循環(huán)進(jìn)行熱力循環(huán)。朗肯循環(huán)一種以蒸汽作為工質(zhì)的熱力循環(huán)過(guò)程，其動(dòng)力裝置構(gòu)成包括蒸汽發(fā)生器、過(guò)熱器、蒸汽輪機(jī)、凝汽器和水泵。來(lái)自于給水泵的凝結(jié)水在蒸汽鍋爐中吸熱汽化成飽和蒸汽，飽和蒸汽在過(guò)熱器中繼續(xù)定壓吸熱成為過(guò)熱蒸汽，過(guò)熱蒸汽進(jìn)入到蒸汽輪機(jī)膨脹做功帶動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電，蒸汽輪機(jī)作功后的乏汽進(jìn)入到凝汽器凝結(jié)放熱，放出的凝結(jié)熱被冷卻水帶走，凝結(jié)水進(jìn)入給水泵，從而完成一個(gè)循環(huán)。高溫?zé)嵩?泵蒸發(fā)器冷凝器3渦輪機(jī)4能量輸出低溫?zé)嵩促Y料來(lái)源：鄭浩《有機(jī)朗肯循環(huán)工質(zhì)研究進(jìn)展》,華泰研究蒸汽發(fā)生器、汽水分離再熱器等設(shè)備組成。蒸汽發(fā)生器的給水在蒸汽發(fā)生器吸收熱量變成高壓蒸汽，然后驅(qū)動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電，做功后的乏汽在凝汽器內(nèi)冷凝成水，凝結(jié)水由凝結(jié)水泵輸送，經(jīng)低壓加熱器進(jìn)入除氧器，除氧水由給水泵送入高壓加熱器加熱后重新返回蒸汽發(fā)生器，形成熱力循環(huán)。資料來(lái)源：張帆《基于RELAP5的壓水堆二回路全范圍模擬及分析研究》,華泰研究工業(yè)華泰證券工業(yè)1)汽輪機(jī)(將熱能轉(zhuǎn)化為機(jī)械能):將高溫高壓蒸汽的熱能轉(zhuǎn)化為機(jī)械能。在汽輪機(jī)中，蒸汽在噴嘴中發(fā)生膨脹，壓力降低，速度增加，熱能轉(zhuǎn)變?yōu)閯?dòng)能。高速汽流流經(jīng)動(dòng)葉片時(shí)，由于汽流方向改變，產(chǎn)生了對(duì)葉片的沖動(dòng)力，推動(dòng)葉輪旋轉(zhuǎn)做功，將蒸汽的動(dòng)能變成軸旋轉(zhuǎn)的機(jī)械能。33122)汽水分離再加熱器(分離再加熱高壓缸蒸汽):蒸汽在汽輪機(jī)高壓缸內(nèi)膨脹做功后，從高壓缸排出的蒸汽濕度較高。若不采取任何措施，使該蒸汽流入低壓缸繼續(xù)做功，將導(dǎo)致汽輪機(jī)效率降低，甚至對(duì)汽輪機(jī)葉片產(chǎn)生沖蝕，導(dǎo)致汽輪機(jī)事故。汽水分離再加熱器用于將從汽輪機(jī)高壓缸出來(lái)的排汽經(jīng)汽水分離后再加熱，提高汽輪機(jī)效率。高壓缸排汽從汽水分離再熱器的殼側(cè)流進(jìn)，先經(jīng)過(guò)汽水分離裝置利用濕蒸汽中水滴具有較大質(zhì)量和慣性的特性去除水分后，再依次流經(jīng)一級(jí)加熱器、二級(jí)再熱器后流出殼體，進(jìn)入低壓缸做功。按結(jié)構(gòu)形式，汽水分離再熱器有臥式和立式兩種，立式結(jié)構(gòu)由于重力作用，可以使加熱蒸汽在管內(nèi)凝結(jié)后生成的凝結(jié)水更易于排出。圖表23:臥式汽水分離再熱器結(jié)構(gòu)圖圖表24:立式汽水分離再熱器結(jié)構(gòu)圖圖表23:臥式汽水分離再熱器結(jié)構(gòu)圖n處的局部放54|0m1一蒸汽入1,2一前置分離器；3-汽水分離元件：4一中間熱器：5一版汽出口，6—葉面墻7-汽水分離元件排水口，8前置分離器排水口：9一加熱蒸汽人口，10一加熱蒸汽凝結(jié)水出，11抽汽口墻華泰證券3)凝汽器(凝結(jié)汽輪機(jī)乏汽):接收汽輪機(jī)低壓缸的排汽、旁路排放蒸汽等，并將其凝結(jié)成水，構(gòu)成封閉的熱力循環(huán)。汽輪機(jī)排汽流過(guò)凝汽器傳熱管外表面時(shí)，將熱量傳遞給在管內(nèi)流動(dòng)的循環(huán)水，使蒸汽在傳熱管外表面凝結(jié)。凝汽器最終接收并冷卻反應(yīng)堆運(yùn)行過(guò)程中產(chǎn)生的熱量，是反應(yīng)堆的熱阱。圖表25:凝汽器結(jié)構(gòu)圖4)凝結(jié)水泵(泵送凝結(jié)水至除氧器):將凝汽器的主凝結(jié)水抽出、升壓，經(jīng)各級(jí)低壓加熱器后送往除氧器。5)給水加熱器(加熱給水和凝結(jié)水):利用汽輪機(jī)抽汽對(duì)給水和凝結(jié)水加熱，以提高熱循環(huán)的經(jīng)濟(jì)性?；?zé)峒訜崞靼雌橘|(zhì)傳熱方式的不同可分為混合式和表面式兩種?；旌鲜郊訜崞鳛槠苯踊旌蟼鳠?；表面式則由傳熱管將加熱蒸汽和被加熱水分隔開(kāi)，通過(guò)傳熱管壁實(shí)現(xiàn)熱傳遞。按表面式加熱器水的側(cè)壓力不同，位于凝結(jié)水泵和給水泵之間的加熱器屬于低壓加熱器，給水泵下游的加熱器為高壓加熱器。6)疏水泵(泵送疏水至管路):加熱蒸汽在加熱器或管道內(nèi)的凝結(jié)水稱(chēng)為疏水，疏水泵將回?zé)峒訜崞鳉?cè)的疏水升壓后送入凝結(jié)水或給水管路中。7)除氧器(除去給水中的氧氣):除去給水或凝結(jié)水中溶解的氧氣，防止對(duì)熱力設(shè)備和管道造成腐蝕。8)給水泵(泵送給水至蒸汽發(fā)生器):將除氧器出口的主給水升壓，再經(jīng)高壓加熱器加熱后向蒸汽發(fā)生器供水。華泰證券軸承第3級(jí)葉輪第1級(jí)葉十輪資料來(lái)源：臧希年《核電廠系統(tǒng)及設(shè)備》,華泰研究壓水堆功率密度高/核泄漏風(fēng)險(xiǎn)小，但高壓下設(shè)備成本較高。壓水堆的優(yōu)勢(shì)在于：由于水的慢化性能好，體積相同時(shí)壓水堆功率最高，因此結(jié)構(gòu)緊湊，堆芯功率密度大；經(jīng)濟(jì)上基建費(fèi)用低、建設(shè)周期短；雙回路系統(tǒng)使得一回路中的帶有放射性的水始終在堆內(nèi)循環(huán)，減少了放射性元素的泄露。其缺點(diǎn)在于：壓水堆工作壓力是沸水堆的2倍，必須采用高壓的壓力容器，導(dǎo)致壓力容器制作難度和制作費(fèi)用提高，同時(shí)高壓環(huán)境下管道破裂的風(fēng)險(xiǎn)增加；壓水堆中的蒸汽發(fā)生器是主要的故障源，提高了設(shè)備的維修成本。 圖表28:壓水堆中的蒸汽發(fā)生器易發(fā)生傳熱管破裂事故反應(yīng)堆年份泄露率(gpm)事故原因及位置波因特灘核電站核電站1號(hào)機(jī)組耗蝕薩里核電站2號(hào)機(jī)組U形管一次側(cè)應(yīng)力腐蝕杜爾核電站2號(hào)機(jī)組U形管一次側(cè)應(yīng)力腐蝕普雷里島核電站1號(hào)機(jī)組部件松動(dòng)京納核電站1號(hào)機(jī)組部件松動(dòng)和傳熱管磨損卡爾洪堡核電站縫隙處外應(yīng)力腐蝕斷裂北安娜核電站1號(hào)機(jī)組U形管高周疲勞麥克奎爾核電站1號(hào)機(jī)組外應(yīng)力腐蝕斷裂美濱核電站2號(hào)機(jī)組高周疲勞帕洛弗迪核電站2號(hào)機(jī)組外應(yīng)力腐蝕斷裂印第安角核電站2號(hào)機(jī)組U形管一次側(cè)應(yīng)力腐蝕 克爾什科核電站200820晶間應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂沸水堆(BWR):輕水沸騰直接做功，單一回路結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)單沸水堆使用水作為慢化劑和冷卻劑，水沸騰帶走裂變熱做功，單一回路下結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)單。沸水堆的工作原理為：沸水堆內(nèi)的壓強(qiáng)保持在70個(gè)大氣壓，在270℃左右水沸騰。來(lái)自汽輪機(jī)系統(tǒng)的給水進(jìn)入反應(yīng)堆壓力容器后，沿堆芯與容器內(nèi)壁之間的環(huán)形空間下降，在噴射泵的作用下進(jìn)入堆下腔室，再折而向上流過(guò)堆芯，受熱并部分汽化。汽水混合物經(jīng)汽水分離器分離后，水分沿環(huán)形空間下降，與給水混合；蒸汽則經(jīng)干燥器后出堆，通往汽輪機(jī)做功發(fā)電。汽輪機(jī)乏汽冷凝后經(jīng)凈化、加熱再由給水泵送入反應(yīng)堆壓力容器，形成閉合循環(huán)。資料來(lái)源：中國(guó)核工業(yè)《了解沸水堆》,華泰研究沸水堆硬件結(jié)構(gòu)與壓水堆相似。兩者回路系統(tǒng)設(shè)備主要差別在于由于沸水堆壓力容器內(nèi)有汽水分離器、蒸汽干燥器和噴射泵，因此體積比壓水堆壓力容器大；由于反應(yīng)容器上方需要安裝汽水分離器和蒸汽干燥器，這使得沸水堆的控制棒需要從堆底引入，控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)安裝在反應(yīng)堆壓力容器底部；沸水堆采用再循環(huán)系統(tǒng)，以再循環(huán)泵替代了反應(yīng)堆冷卻劑泵，冷卻劑泵設(shè)置在一回路系統(tǒng)中，用于驅(qū)動(dòng)冷卻劑完成循環(huán)，而再循環(huán)泵設(shè)置在壓力容器兩側(cè)，用于調(diào)節(jié)堆芯內(nèi)部冷卻劑流量，調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率。汽水分離再熱器汽水分離再熱器蒸汽發(fā)電機(jī)汽輪機(jī)汽水分離干燥器給水堆抽汽疏水泵給水加熱器凝結(jié)水泵凝汽器反應(yīng)堆資料來(lái)源：《中國(guó)大百科全書(shū)》,華泰研究1)汽水分離器(分離水和蒸汽):汽水分離組件由349個(gè)三級(jí)式分離裝置平行排列組成，汽水混合流體從堆芯上部的空腔經(jīng)過(guò)立管進(jìn)入汽水分離器的下端，入口處的葉片使汽水混合物向上流動(dòng)的同時(shí)產(chǎn)生旋轉(zhuǎn)運(yùn)動(dòng)，利用離心效果分離水和蒸汽。2)蒸汽干燥器(干燥蒸汽):通過(guò)進(jìn)一步分離蒸汽中的濕分使蒸汽干燥。蒸汽干燥器由六個(gè)干燥組件構(gòu)成，干燥組件由干燥單元及兩側(cè)固定用的圓孔網(wǎng)板構(gòu)成，干燥單元是在由整塊薄鋼板壓制成的波浪形板上焊接斷續(xù)的波浪形翼片而形成的。莫汽莫汽分離出的水入口導(dǎo)立水資料來(lái)源：顧軍揚(yáng)《先進(jìn)型沸水推核電廠》,華泰研究資料來(lái)源：顧軍揚(yáng)《先進(jìn)型沸水推核電廠》,華泰研究3)噴射泵(循環(huán)反應(yīng)堆容器內(nèi)的水):將來(lái)自汽水分離器的水和從凝汽器回流的給水送回堆芯再循環(huán)。4)再循環(huán)泵(調(diào)節(jié)冷卻劑流量):使堆內(nèi)形成強(qiáng)迫循環(huán)，其進(jìn)水取自環(huán)形空間底部，升壓后再送入反應(yīng)堆容器內(nèi)，成為噴射泵的驅(qū)動(dòng)流。通過(guò)調(diào)節(jié)再循環(huán)泵的轉(zhuǎn)速能夠調(diào)節(jié)冷卻劑再循環(huán)量，從而控制反應(yīng)堆熱功率。堆芯蒸汽通往汽輪機(jī)煩資料來(lái)源：《中國(guó)電力百科全書(shū)核能及新能源發(fā)電卷》,華泰研究沸水堆系統(tǒng)簡(jiǎn)化事故減少1能自動(dòng)調(diào)節(jié)功率，但存在放射性物質(zhì)泄露和機(jī)構(gòu)故障風(fēng)險(xiǎn)。沸水堆的優(yōu)點(diǎn)在于：系統(tǒng)簡(jiǎn)單，工作壓力較于壓水堆(150個(gè)大氣壓)減半，省去了壓水堆電站中的易出現(xiàn)事故的蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器，使電站回路事故減少；具有較大負(fù)反應(yīng)性空泡會(huì)帶有很強(qiáng)的放射性；控制棒驅(qū)動(dòng)結(jié)構(gòu)在堆芯底部，一旦發(fā)生緊急停堆事故，控制棒不能依靠重力下降，存在因機(jī)構(gòu)故障而不能插入反應(yīng)堆的風(fēng)險(xiǎn)。燃料溫度系數(shù)(10-5/K)慢化劑溫度系數(shù)(10-5/K)空泡系數(shù)(10-51%功率)資料來(lái)源：謝仲生《核反應(yīng)堆物理分析》,華泰研究沸水堆 壓水堆-4~-100重水堆使用重水作為慢化劑和冷卻劑，天然鈾作為燃料，結(jié)構(gòu)以臥式壓力管式為主。重水堆的冷卻劑和慢化劑都是重水(D?O),重水的慢化能力僅次于輕水，但重水的中子吸收截面小，具有很高的中子經(jīng)濟(jì)性，因此重水堆可以使用天然鈾作為核燃料。重水堆反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)包括壓力管式和壓力殼式，壓力管式重水堆又分為立式和臥式兩種。立式時(shí)，壓力管是垂直的，可采用加壓重水、沸騰輕水等冷卻；臥式時(shí)，壓力管水平放置，冷卻劑沸騰可能導(dǎo)致冷卻劑在管道中分布不均，因此不宜用沸騰水冷卻。壓力殼式重水堆只有立式，與壓水堆或沸水堆類(lèi)似，使用加壓重水或沸騰重水冷卻。由于臥式結(jié)構(gòu)方便不停堆換料，目前已實(shí)現(xiàn)工業(yè)規(guī)模推廣的是CANDU壓力管式重水堆核電站。CANDU重水堆工作原理與壓水堆類(lèi)似。一回路中的重水冷卻劑在冷卻劑泵的泵送下由左側(cè)循環(huán)回路流入左側(cè)壓力管進(jìn)口，在堆芯內(nèi)冷卻燃料。重水被加熱升溫后從反應(yīng)堆右側(cè)流出，進(jìn)入右側(cè)循環(huán)回路，在右側(cè)循環(huán)回路蒸汽發(fā)生器中將熱量傳遞給二回路的水。而從蒸汽發(fā)生器出口，重水又由右側(cè)循環(huán)回路重水泵泵送進(jìn)入右側(cè)壓力管，在堆芯內(nèi)被加熱，然后從反應(yīng)堆左側(cè)流入左側(cè)循環(huán)回路的蒸汽發(fā)生器中，再由左側(cè)重水循環(huán)泵泵送入堆芯。如此循環(huán)往復(fù)將堆芯熱量導(dǎo)出至蒸汽發(fā)生器傳遞給二回路，產(chǎn)生的蒸汽送入蒸汽輪機(jī)發(fā)電。圖表36:CANDU重水堆核電站的工作原理示意圖CANDU核電站的回路系統(tǒng)與通常的壓水堆核電站相似：一回路為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，主要由反應(yīng)堆容器、冷卻劑泵、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器等組成；二回路由蒸汽發(fā)生器、汽輪機(jī)、凝汽器、給水泵等組成。CANDU重水堆與壓水堆的主要差異在于堆芯結(jié)構(gòu)：反應(yīng)堆的堆芯由幾百根裝有燃料棒束組件的壓力管排列而成，壓力管水平放置。冷卻劑重水在壓力管內(nèi)流動(dòng)以冷卻燃料元件，采用加壓重水以防止冷卻劑過(guò)熱沸騰。慢化劑重水裝在反應(yīng)堆容器(排管容器)內(nèi)。為了防止熱量從冷卻劑重水傳出到慢化劑重水中，在壓力管設(shè)置一條同心的管子，稱(chēng)為排管，壓力管與外套的排管之間充入氣體作為絕熱層，以保持壓力管內(nèi)冷卻劑的高溫，避免熱量散失。排管容器的兩端各設(shè)一臺(tái)裝卸料機(jī)，進(jìn)行不停堆換料。工業(yè)重水堆中子經(jīng)濟(jì)性好/能夠不停堆換料/可生產(chǎn)同位素，但功率密度低且重水價(jià)格昂貴。重水堆的優(yōu)點(diǎn)在于：重水堆的中子經(jīng)濟(jì)性好，可以采用天然鈾作為核燃料；由于使用天然鈾，后備反應(yīng)性低，需要經(jīng)常將乏燃料卸出堆外補(bǔ)充新燃料，因此能夠?qū)崿F(xiàn)不停堆換料，減少停堆時(shí)間；由于中子通量高以及不停堆換料的特性，重水堆還可以用來(lái)生產(chǎn)同位素。將重水堆的不銹鋼調(diào)節(jié)棒換成鈷調(diào)節(jié)棒，與快中子反應(yīng)后即可生產(chǎn)用途廣泛的Co-60同位素，全世界80%以上的Co-60同位素由重水堆生產(chǎn)。其缺點(diǎn)在于：由于重水慢化能力比輕水低，為了使快中子得到充分的慢化，堆內(nèi)重水的需要量很大，使得相同功率下重水堆體積更大，功率密度低；重水價(jià)格昂貴且用量大，重水的費(fèi)用占重水堆基建投資的1/6以上。輸入汽輪機(jī)凈熱功率/MW額定總電功率/MWe總效率1%設(shè)計(jì)壽命1年總投資(建成價(jià))/億美元單位千瓦投資/(美元/千瓦)年發(fā)電量/供電量/(萬(wàn)MWh)參數(shù)值2158.533.73 28.9748資料來(lái)源：顧樹(shù)川《秦山三期CANDU6型重水堆核電站》,華泰研究小結(jié)：第二代核電實(shí)現(xiàn)商業(yè)化/標(biāo)準(zhǔn)化，沸水堆安全隱患高于壓水堆第二代核電在第一代核電的基礎(chǔ)上實(shí)現(xiàn)了商業(yè)化應(yīng)用，按照冷卻劑的不同，可分為輕水堆和重水堆，其中輕水堆按照工作原理不同分為壓水堆和沸水堆。在核燃料上，由于冷卻劑中子吸收概率的不同，壓水堆和沸水堆使用高富集鈾，而重水堆使用天然鈾。在回路系統(tǒng)上，壓水堆和重水堆均采用二回路系統(tǒng)，回路系統(tǒng)相似，包括反應(yīng)堆容器、冷卻劑泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、汽輪機(jī)、汽水分離再熱器、凝汽器、凝結(jié)水泵、給水加熱器、除氧器、疏水泵、給水泵等，其主要差別體現(xiàn)在反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)上；而沸水堆采用一回路系統(tǒng)，省去了蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器，增加了汽水分離器、蒸汽干燥器、噴射泵和再循環(huán)泵，這使得沸水堆在運(yùn)行過(guò)程中放射性物質(zhì)泄露的風(fēng)險(xiǎn)更大。第二代核電技術(shù)劑和慢化劑反應(yīng)堆容器、蒸汽發(fā)生器、冷卻劑泵、穩(wěn)壓器汽輪機(jī)、汽水分離再熱器、題汽器、凝結(jié)水泵。主器結(jié)構(gòu)器湊，功率密度大回路系統(tǒng)減少放射性元素過(guò)露反應(yīng)堆容器、汽水分離器、蒸汽干燥器、噴射EQ\*jc3\*hps36\o\al(\s\up2(器、),疏)系統(tǒng)簡(jiǎn)單、工作壓力減半，回路事故減少負(fù)反應(yīng)性空泡系數(shù)自動(dòng)調(diào)節(jié)反應(yīng)功豐，運(yùn)行平穩(wěn)功率密度低放射性物質(zhì)泄雷問(wèn)題嚴(yán)重控制棒由雇部引入，存在機(jī)構(gòu)故障風(fēng)險(xiǎn)重水反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器、反應(yīng)堆冷卻劑泵，穩(wěn)壓器汽輪機(jī)、汽水分商再熱器、凝汽器、凝結(jié)水泵，給水器熱器、除氧器、疏水系給水泵、蒸汽發(fā)生缺點(diǎn)中子經(jīng)濟(jì)性好以實(shí)現(xiàn)不停堆換料，減少停堆時(shí)間用于生產(chǎn)同位素功豐密密低重水價(jià)格品責(zé)資料來(lái)源：中國(guó)核工業(yè)《了解沸水堆》、臧希年《核電廠系統(tǒng)及設(shè)備》、錢(qián)劍秋《資料來(lái)源：中國(guó)核工業(yè)《了解沸水堆》、臧希年《核電廠系統(tǒng)及設(shè)備》、錢(qián)劍秋《CANDU核電機(jī)組的特點(diǎn)與發(fā)展》,華泰研究第三代核電：配備多重安全冗余，造價(jià)較二代上升較多為提高安全性，第三代核電應(yīng)運(yùn)而生。1979年、1986年分別發(fā)生在美國(guó)三哩島和蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站的嚴(yán)重事故，引發(fā)了公眾對(duì)核電站安全性的信任危機(jī)，核電發(fā)展進(jìn)入低潮。上世紀(jì)90年代初，美國(guó)和歐洲的核電公司提出了滿足更高的安全指標(biāo)的第三代核電標(biāo)準(zhǔn)。美國(guó)電力公司為下一代先進(jìn)輕水堆(ALWR)編制《美國(guó)核電用戶(hù)要求文件》(簡(jiǎn)稱(chēng)URD),歐洲的核電公司聯(lián)合編寫(xiě)《歐洲核電站用戶(hù)要求》(簡(jiǎn)稱(chēng)EUR),這兩個(gè)文件構(gòu)成了第三代核電技術(shù)的具體指標(biāo)。第三代核電以改進(jìn)第二代核電中的沸水堆和壓水堆為主，包括美國(guó)研發(fā)的先進(jìn)沸水堆(ABWR)、非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆(AP1000);法國(guó)推出的歐洲先進(jìn)壓水堆(EPR);中國(guó)的華龍一號(hào)(HPR1000)和國(guó)和一號(hào)(CAP1400)。圖表41:URD對(duì)第三代核電技術(shù)提出更高的安全指標(biāo)設(shè)計(jì)原則燃料熱工安全裕量堆芯熔化概率大量放射性釋放概率失水事故設(shè)計(jì)壽命換料周期機(jī)組可利用率工作人員輻射劑量建設(shè)周期性能指標(biāo)簡(jiǎn)單、堅(jiān)固、不需要原型堆6英寸以下破口，燃料不損壞18-24個(gè)月<100·雷姆/年1300MW機(jī)組為54個(gè)月注：建設(shè)周期為從澆注第一罐混凝土至商業(yè)運(yùn)行資料來(lái)源：張銳平《世界核電主要堆型沿革》,華泰研究第三代核電技術(shù)采用先進(jìn)的能動(dòng)安全系統(tǒng)或非能動(dòng)安全系統(tǒng)來(lái)提高安全性。能動(dòng)安全系統(tǒng)依賴(lài)于外部能源，如電力或動(dòng)力，來(lái)驅(qū)動(dòng)安全相關(guān)的設(shè)備和組件。這些系統(tǒng)通常包括使用泵、風(fēng)機(jī)、柴油發(fā)電機(jī)等能動(dòng)部件來(lái)維持反應(yīng)堆的安全狀態(tài)。第三代核電技術(shù)在傳統(tǒng)能動(dòng)安全系統(tǒng)的基礎(chǔ)上對(duì)系統(tǒng)進(jìn)行改進(jìn)，增加安全系統(tǒng)冗余度以提高安全性。而非能動(dòng)安全系統(tǒng)采用加壓氣體、重力流、自然循環(huán)流以及對(duì)流等自然驅(qū)動(dòng)力，不使用泵、風(fēng)機(jī)或柴油發(fā)電機(jī)等能動(dòng)部件，可以在沒(méi)有交流電源、設(shè)備冷卻水、廠用水以及供暖、通風(fēng)與空調(diào)等安全級(jí)支持系統(tǒng)的條件下保持正常運(yùn)行功能。非能動(dòng)安全系統(tǒng)提高了核電站安全性，并且包含的設(shè)備部件大大減少，安全系統(tǒng)簡(jiǎn)化，減少了日常的試驗(yàn)、檢查和維護(hù)。圖表42:能動(dòng)與非能動(dòng)安全系統(tǒng)比較能動(dòng)安全系統(tǒng)非能動(dòng)安全系統(tǒng)驅(qū)動(dòng)力依靠泵、電源等外部驅(qū)動(dòng)；數(shù)量級(jí)較大依靠自然循環(huán)等物理法則；數(shù)量級(jí)較小分析方法失效原因不確定性的影響外界運(yùn)行環(huán)境的影響運(yùn)行、試驗(yàn)數(shù)據(jù)故障樹(shù)、事件樹(shù)等設(shè)備、部件故障可忽略不計(jì)RMPS、APSRA等運(yùn)行狀態(tài)、結(jié)構(gòu)參數(shù)等偏離設(shè)計(jì)值引起的驅(qū)動(dòng)力不足不可忽略少資料來(lái)源：王晨陽(yáng)《船用非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)可靠性分析方法研究》,華泰研究第三代核電站單位造價(jià)在每千瓦1.6萬(wàn)元-1.7萬(wàn)元，較第二代核電高出約30%。為滿足國(guó)際核安全標(biāo)準(zhǔn)，三代核電采用更高性能的設(shè)備、材料和更高安全水平的系統(tǒng)設(shè)計(jì)，加上產(chǎn)業(yè)鏈各環(huán)節(jié)的技術(shù)引進(jìn)費(fèi)用、研發(fā)費(fèi)用和裝備制造投入，使得三代核電首批項(xiàng)目單位造價(jià)明顯高于二代核電，經(jīng)濟(jì)性較差。根據(jù)《2016-2017年投產(chǎn)電力工程項(xiàng)目造價(jià)情況》,第二代核電的單位造價(jià)在每千瓦1.2萬(wàn)元-1.3萬(wàn)元，而第三代核電站例如“華龍一號(hào)”,其單位造價(jià)在每千瓦1.6萬(wàn)元-1.7萬(wàn)元，較第二代高出約30%。圖表43:第三代核電機(jī)組單位工程造價(jià)高于第二代核電機(jī)組工程或費(fèi)用名稱(chēng)前期準(zhǔn)備工程核島工程常規(guī)島工程首爐燃料費(fèi)(2/3)工程其它費(fèi)用基本預(yù)備費(fèi)工程基礎(chǔ)價(jià)價(jià)差預(yù)備費(fèi)工程固定價(jià)建設(shè)期財(cái)務(wù)費(fèi)用工程建成價(jià)某二代加1000MW級(jí)機(jī)組某三代1000MW級(jí)機(jī)組分項(xiàng)比例(%)分項(xiàng)比例(%)元/kW 資料來(lái)源：鄭寶忠《三代核電工程造價(jià)控制研究》,華泰研究先進(jìn)壓水堆安全系統(tǒng)發(fā)展呈現(xiàn)革新型設(shè)計(jì)、改良型設(shè)計(jì)以及兩者結(jié)合的三種方向。先進(jìn)壓水堆，沿用了傳統(tǒng)壓水堆的二回路系統(tǒng)，但為了滿足URD/EUR和核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)要求，采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)，使核電站設(shè)計(jì)發(fā)生革新性變化；第二種是法、德合作開(kāi)發(fā)的歐洲先用加大機(jī)組容量的規(guī)模效應(yīng)來(lái)補(bǔ)償經(jīng)濟(jì)性；第三種是中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)開(kāi)發(fā)的、具備完整自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的華龍一號(hào)先進(jìn)壓水堆(HPR1000),華龍一號(hào)結(jié)合能動(dòng)與非能動(dòng)安全系統(tǒng)。圖表44:浙江三門(mén)AP1000核電站圖表45:臺(tái)山EPR核電站非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆(AP1000):簡(jiǎn)化一回路管道，增加非能動(dòng)安全系統(tǒng)AP1000反應(yīng)堆一回路基本保留二代壓水堆設(shè)計(jì)，簡(jiǎn)化一回路管道提高安全性和可維修性。二代壓水堆的一回路系統(tǒng)由反應(yīng)堆容器、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器、冷卻劑循環(huán)泵以及連接管直接與蒸汽發(fā)生器相連，取消了泵與蒸汽發(fā)生通過(guò)簡(jiǎn)化蒸汽發(fā)生器、泵和管道的基座和支承系統(tǒng)，可減少在役檢修量和提高可維修性。工業(yè)華泰證券工業(yè)HUATAISECURITI控制棒控制棒取消泵與蒸汽發(fā)生器之間的管道圖表47:AP1000簡(jiǎn)化一回路系統(tǒng)管道資料來(lái)源：郭志鋒《AP1000的非能動(dòng)安全系統(tǒng)》,華泰研究AP1000優(yōu)化傳統(tǒng)壓水堆的能動(dòng)安全系統(tǒng)，采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)。AP1000采用非能動(dòng)的安全系統(tǒng)，利用自然驅(qū)動(dòng)力來(lái)使系統(tǒng)工作，無(wú)需泵、風(fēng)機(jī)、柴油機(jī)、冷水機(jī)或其它能動(dòng)機(jī)器，能夠在無(wú)需操縱人員行動(dòng)或交流電支持的情況下建立并長(zhǎng)期地維持堆芯冷卻和安全殼的完整性。AP1000的非能動(dòng)安全相關(guān)系統(tǒng)包括非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)、非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)、安全殼隔離系統(tǒng)和主控室應(yīng)急可居留系統(tǒng)(VES)。非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)可在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)不同位置上出現(xiàn)不同尺寸破口的泄漏和破裂的情況下對(duì)核電廠進(jìn)行保護(hù)。PXS提供了堆芯余熱排出、安全注射和卸壓等安全功能。1)非能動(dòng)堆芯余熱排出。非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)包含一臺(tái)100%容量的非能動(dòng)余熱排出換熱器(PRHRHX),該換熱器通過(guò)輸入和輸出管道連接到反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)一回路上。非能動(dòng)余熱排出是通過(guò)打開(kāi)兩個(gè)平行的應(yīng)急開(kāi)啟式氣動(dòng)閥門(mén)(AOV)中的一個(gè)以實(shí)現(xiàn)流路來(lái)完成的。一旦打開(kāi)這兩個(gè)閥門(mén)中的任何一個(gè)，由于堆芯內(nèi)溫度高、密度低，貯水箱內(nèi)溫度低、密度高，水流會(huì)由于密度差會(huì)從貯水箱流向堆芯，從而形成循環(huán)。安全殼內(nèi)換料貯水箱(IRWST)可為非能動(dòng)余熱排出換熱器提供熱阱。該換料貯水箱中的水在沸騰之前可以吸收超過(guò)1個(gè)小時(shí)的衰變熱。一旦開(kāi)始沸騰，蒸汽將在鋼制安全殼上凝結(jié)，經(jīng)收集后可借助重力流回?fù)Q料貯水箱。2)安全注射和減壓。非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)利用3個(gè)非能動(dòng)水源通過(guò)安全注射來(lái)維持堆芯冷卻。這些注射水源包括堆芯配料槽、安全注射箱和安全殼內(nèi)換料貯水箱。首要注射源是堆芯配料槽，通過(guò)開(kāi)啟注射閥啟動(dòng)注射。當(dāng)堆芯冷卻劑系統(tǒng)的壓力低于安全注射箱內(nèi)壓縮氮?dú)獾膲毫r(shí)，安全注射箱將進(jìn)行注射。長(zhǎng)期水注射由位于安全殼內(nèi)堆芯冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路正上方的安全殼內(nèi)換料貯水箱提供。必須在對(duì)堆芯冷卻劑系統(tǒng)進(jìn)行減壓之后，安全殼內(nèi)換料貯水箱才能開(kāi)始注射，減壓工作由自動(dòng)卸壓系統(tǒng)(ADS)來(lái)完成。工業(yè)華泰證券HUATAISECURITl圖表48:AP1000的非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)簡(jiǎn)圖自動(dòng)3階共2列安全殼換料腔殼內(nèi)安主箱和冷管正常余熱導(dǎo)出泵一直接安注反應(yīng)堆壓力容器堆芯堆芯補(bǔ)水箱共2臺(tái)坑濾網(wǎng)穩(wěn)壓器*非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)為機(jī)組提供了最終熱阱。鋼制安全殼容器為傳熱表面，空氣從外層屏蔽殼入口引入，通過(guò)外部環(huán)廊到達(dá)底部，沿空氣折流板底部轉(zhuǎn)向180°進(jìn)入內(nèi)部環(huán)廊，再沿安全殼內(nèi)壁向上流動(dòng)吸收熱量，最終從屏蔽殼頂部煙囪排出。通過(guò)內(nèi)、外環(huán)廊的空氣密度差，形成空氣的自然循環(huán)。在安全殼頂部設(shè)有冷卻水貯存箱，水依靠重力向下流，在鋼安全殼弧頂和殼壁外側(cè)形成一層水膜。當(dāng)發(fā)生事故時(shí)，水的蒸發(fā)將作為空氣冷卻的補(bǔ)充，由水膜和空氣的自然循環(huán)共同導(dǎo)出安全殼內(nèi)的熱量。水膜蒸發(fā)水膜蒸發(fā)自然對(duì)流排氣非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)重力排水箱鋼制安全殼內(nèi)冷凝和自然再循環(huán)外部冷卻空氣進(jìn)口空氣隔板穩(wěn)壓器蒸汽發(fā)生器安全殼內(nèi)換料貯水箱堆芯配料槽安全注射箱工業(yè)華泰證券工業(yè)安全殼隔離系統(tǒng)和主控室應(yīng)急可居留系統(tǒng)同樣通過(guò)非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)和設(shè)施實(shí)現(xiàn)其功能。安全殼隔離系統(tǒng)可在事故情況下將貫穿安全殼邊界的流體管道隔離，以盡量減小向環(huán)境釋出放射性的可能性。AP1000安全殼隔離系統(tǒng)的一項(xiàng)重大改進(jìn)是大幅度減少了貫穿件的數(shù)量，根據(jù)《AP1000核電廠SGTR事故概率安全評(píng)價(jià)》,通常打開(kāi)的貫穿件的數(shù)量減少了60%。主控室應(yīng)急可居留系統(tǒng)為主控室在事故以后提供新鮮空氣、冷卻和增壓。在接收到主控室高輻射信號(hào)以后，該系統(tǒng)自動(dòng)啟動(dòng)運(yùn)行，隔離正常的控制室通風(fēng)通道并開(kāi)始增壓。一旦系統(tǒng)開(kāi)啟運(yùn)行，所有功能都完全是非能動(dòng)的，它使得主控室保持在一個(gè)略為正壓的狀態(tài)下，以盡量減少周?chē)鷧^(qū)域內(nèi)氣載污染物的滲入。XV233BV031BV033BV035B中本空7030BV032BV034BV?58BV057BV250BV027B主蒸汽管道文V?40BV075B主給水管V067BV074BV255BV075B啟動(dòng)給水管安全殼空氣過(guò)濾系統(tǒng)排氣管V010統(tǒng)液體出口管線V057V009V055V004v015V045V003V014V047安全殼空氣過(guò)濾系統(tǒng)供氣管壓縮空氣和儀用空氣系統(tǒng)儀表空氣入口CVS排放管線資料來(lái)源：潘亞蘭《AP1000核電廠SGTR事故概率安全評(píng)價(jià)》,華泰研究歐洲先進(jìn)壓水堆(EPR):沿用傳統(tǒng)能動(dòng)安全系統(tǒng)，配備多重冗余度EPR核電站沿用傳統(tǒng)壓水堆能動(dòng)安全系統(tǒng)，配備4重冗余安全系統(tǒng)。EPR根據(jù)現(xiàn)役核電站的設(shè)計(jì)、建設(shè)和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，在傳統(tǒng)設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)上對(duì)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)、布置和運(yùn)行進(jìn)行了適當(dāng)?shù)母倪M(jìn)和優(yōu)化。EPR的專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)具有4重冗余度，且四個(gè)子系統(tǒng)彼此分離、實(shí)體隔開(kāi)，以保證消除共模故障，專(zhuān)設(shè)的安全系統(tǒng)主要包括安全殼系統(tǒng)、應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)和應(yīng)急給水系統(tǒng)。圖表52:EPR安全系統(tǒng)具備4重冗余度資料來(lái)源：郭景任《AP1000與EPR專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)的差異性比較和分析》,華泰研究雙層安全殼設(shè)計(jì)既能防止內(nèi)部核泄漏，又能抵御外部災(zāi)害。EPR采用雙層安全殼，外層是鋼筋混凝土，內(nèi)層是帶鋼襯里的預(yù)應(yīng)力混凝土殼。雙層安全殼滿足生物屏蔽和防內(nèi)部、外部災(zāi)害的要求，在防外部災(zāi)害的設(shè)計(jì)中，還特別考慮了抗飛機(jī)撞擊的能力。雙層安全殼之間的環(huán)廊保持負(fù)壓，保證有害氣體不會(huì)直接向環(huán)境泄漏，泄漏到環(huán)廊內(nèi)的氣體經(jīng)過(guò)濾處理后再向外排放。圖表53:EPR具有雙層安全殼防止內(nèi)部核泄漏以及抵御外部災(zāi)害外層安全殼外層安全殼內(nèi)層安全殼ContainmentHeat redundancy應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)在事故工況下確保堆芯冷卻，擁有4個(gè)獨(dú)立的子系統(tǒng)。應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的作用是在發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)確保堆芯冷卻，主要指安注系統(tǒng)(SIS)。設(shè)計(jì)上，EPR的安注系統(tǒng)和余熱導(dǎo)出系統(tǒng)(RHR)共用，不但能在事故工況下執(zhí)行安全注入，還能在正常運(yùn)行下排出余熱。安注系統(tǒng)由中壓安注系統(tǒng)、低壓安注系統(tǒng)和安注箱組成，其中，低壓安注系統(tǒng)和余熱導(dǎo)出系統(tǒng)共用同一套系統(tǒng)。安注系統(tǒng)由4個(gè)子系統(tǒng)組成，每個(gè)子系統(tǒng)的容量為100%,各對(duì)應(yīng)一個(gè)環(huán)路，系列之間沒(méi)有交叉連接，設(shè)備之間實(shí)體隔離