日本核能发电设备发展概论

1、一重技术日本核能发电设备发展概论王丽红，于（一重集团大连设计研究院副译审，辽宁大连）大连跃；一重集团大连设计研究院工程师，辽宁摘要：阐述了压水堆核发电设备的建设步伐、技术成果及其发电设施的特征，并简述了核岛系统构成、常见核能发电设备规范、设计、制造、建设及其研究开发。关键词：压水堆；沸水堆；核发电设备；核岛；核能中图分类号：文献标识码：文章编号：（），：，：；世界上利用核能发电已经有多年的历史，日本在此领域也积累了丰富的知识和经验。就目前来讲日本国内现有核能发电设备座之多，另外还有在建的座。日本三菱重工是日本主要生产核发电设备的制造商。年来提供制造了占世界核能发电设备的以上的压水堆型核发电设备

2、。在核电发展初期日本引进建设了座核电设备，另外的座压水堆型核电设施都是以三菱重工为主签约方承担了设计、制造并负责建设和安装。另外还有座压水堆型核电设备正由三菱重工负责建造中。通过年的工作积累三菱重工在核电项目上进一步深入扩展到了日常养护、维修服务领域中。核能发电领域中他们已经在发电项目、原子能燃料、新型核岛、核能燃料循环再利用等方面做了大量的工作，并取得了显著的成就。对于压水堆核能发电项目三菱重工完全具有从设计、制造、建设，到日常维护、检修等一条龙服务的能力。对于新型核岛项目开展了快堆、高温气体核岛、热核聚变装置的研究开发工作。对于核燃料开展了轻水堆核燃料、新型核岛燃料、非核燃料炉芯构成物的研

3、究开发工作。对于核燃料循环利用装置诸如废弃核燃料再处理装置、废弃物处理装置、放射性物质运输容器、铀浓缩装置，也都进行了研制。目前世界核能发电设备的持有状态，主要有压水堆型和沸水堆型（见图）。核电设备的建设及成果在日本压水堆核电设备最早是在年投入使用的。当时采用的形式是引进项目以及相关技术其主要设备国产化。此时是第一代压水堆核发电装置共座合计。经过年的历程到年，三菱重工根据这年的建收稿日期：；修回日期：（总期）年第期路，具有很多优异的特征。占用空间小可以采用紧凑设计首先，减速材料的密度高，燃料棒的间距小，因而燃料集合体占用空间小，使炉芯可以采用紧凑型设计。（）压水堆核发电设备；（）沸水堆核发电设

4、备。图核电设备持有状态炉芯处于非沸腾状态核燃料可靠性高由于炉芯处于非沸腾状态，因而燃料对被覆管的腐蚀性小，燃料的可靠性就高。设、运营经验开发出了三菱重工自主知识产权的压水堆核电设备，对压水堆技术进行了改造发展，大大提高了其可靠程度、并且安全性得到提高，开动率也得到提升。还降低被害可能性以及缩短了定时检验的时间。又经历年到有效利用中子核燃料经济性显著提高由于采用开格子孔式的燃料集合体可以有效地利用中子，使燃料的经济性显著提高。利用重力可以停炉稳妥控制安全性更高具有优异的自控性能，利用其重力作用就可年三菱重工将自主技术更进一步改造开发研制了第三代压水堆核发电设备提高了设备的性价比，其运行可靠性和检

5、修方便性进一步得到提升。面向敦贺、号机的的改进型是更加大型化，显著提升其安全可靠性的核发电设备。该种核发电设施与原来的回路项目相比容量增加可以夸口地说是世界最大级别的核发电设备，采用的是燃料的装载和长循环运行能力得到显著提升的高性能炉芯。目前针对此型号的核能发电项目正在积极推进之中。以稳妥地将核岛停止下来。放射性废弃物的发生量最低。透平处于非放射性环境因而对其进行控制和检修都是容易和方便的。即使是在紧急状态下，由于二次侧是可以消除热量，因而其炉芯就可以被冷却下来，其固有的安全性是优异的。可以采用干式核岛装载容器。炉芯的重心低，具有优良的耐震性。级）核岛系统构成核岛系统构成可分为回路系统（见图）

6、和回路系统（级）（见图发电设施的特征核发电设施就是炉芯冷却剂使用的是（见图）及回路系统（级）加压水，核岛容器与透平系统通过蒸发器而隔离开来，即采用的是间接循环系统是设计的基本思）。另外还有新近开发的大型化的系统（级）（见图）。图回路系统示意图图回路系统示意图图回路系统示意图图大型化系统示意图常见核能发电设备规范经过调研分析统计出常见规格核岛的技术规电项目的建设都使用维软件并将从始至终的设计情报信息管理起来从而合理地进行工作。另外，即使在基本设计阶段让详细设计、制造、建设等等的各领域的技术工作者都参与其规划工作中（并行工程技术）这样可以使各工程作业中的反复性工作量大大减少。作为技术工作者利用最新

7、的维等的设计技术情报通过计算机终端可以共同进行确认，从而把有效的技术范（见表）。设计、制造、建设设计从初级阶段的基本设计开始到制造、以至核一重技术表装置基本规范炉芯热输出（）装载铀燃料的量（）炉芯炉芯当量直径（）炉芯有效高度（）炉芯燃料集合体数量（根）控制棒集合体（束）燃料集合体的形式回路数量数量（根）常见规格核岛技术规范）（约约约约约约约约约次冷却系统运行压力（）运行温度（）台数约约约约核岛容器内经（）台数蒸汽发生器形式传热管材料传热面积（）台数直立形管直立形管直立形管约约约约直立一段斜流轴封式次冷却介质泵形式流量（）约约约约加压器台数内容积（）形式钢结构圆筒状钢结构圆筒状预应力混凝土圆筒状

8、核岛装载容器内径全高（）最高使用压力（）约约约约透平形式机室分流排气式机室分流或者是机室机室分流或者是机室机室分流排气式分流排气式分流排气式情报信息迅速提供给相关人员，可以实现制造可靠程度高的产品。工程法（钢板混凝土法）等一系列缩短工期、合等高理的施工法，把（综合进度管理系统）级的管理手段应用于核电项目的建设中。制造高精度、高效率、高可靠性是做好核电设备的个支柱，三菱重工从不间断地在制造革新领域做着不懈的努力。随着利用维的研究开发作为核能综合项目厂家分别在轻水堆发电项（）的推进，开始应用于激光焊接类的电子束技术、高性能大型工作机技术。通过这些最先进的制造技术和极严格的质量管理体系可以在短的周期

9、里制造出高质量的核电产品。目、核能燃料、新型核岛项目、核能燃料循环的各领域里进行着广泛的研究。轻水堆发电项目相关研究建设核能发电项目是一个包括了为数众多的设的核岛容器内流动实验对新采用的中子反射体按照流量分布对流动的震动进行计测来确定可靠性。蒸汽发生器内的热流动解析蒸汽水的两相流的流动状况利用二流体模型进行了解析确认了其可靠性。备、零部件是一个巨大的系统工程。对于这样一个直到建设安装为止的规划、设计、制造、安装、试运行的综合的管理过程，充分的质量管理都是非常必要的。三菱重工通过集成工作法、（总期）年第期利用饱和压力喷头来清除氧化层利用饱和压力的冲击压特性开发出了高效率的氧化层去除法。智能探测仪

10、对蒸汽发生器传热管可进行高速、高精度检测。核能燃料相关的研究）高温高压回路（被覆管腐蚀实验装置可以模拟核岛容器内的高温、高压条件下被覆管的耐腐蚀试验。高放射性物质实验室是可以采集到照射后燃料的试验数据的设施。取得的数据应用于燃料的设计开发中。核燃料的循环问题研究（超临界接触抽出法）开发新的经济优异的再处理技术）使用后的燃料运输储藏（金属容器通过落下实验确认运输时的可信度。悬吊式焊接装置针对高放射性废弃物的处理，开发了各种技术。高厚内重度（）度（）径（）量（）图表一次冷却系统设备核岛容器的设备规格表回路约回路约回路约回路（）约未来核岛的研究一体组合式轻水反应堆的开发以提高经济性和安全性为目的小型

11、轻水堆的最高使用压力（）最高使用温度（）主要材料低合金钢（、内面不锈钢包层）开发正在进行中，它将主要设备全部内藏于容器内因而不需要次冷却介质泵和加压器。因而，设备结构简单。核岛容器是收纳（装载）炉芯的容器不仅工作在高温高压下还要承受中子照射，工作环境严发电设施结构特点酷因而可靠性就十分重要。其使用的材料是在各种试验数据的基础之上被选定的。另外尽量扩大锻造材料的使用而减少焊接部位，使在运行期间对焊道部位的检查控制在最小范围。还要讲究如何降低上盖用法兰接管处的残留应力。再者，对于已建项目的安全维护时的更换核岛容器的上盖工作，目前已经制造出提高耐腐蚀性上盖的核岛容器并已经向世界市场提供（见图）。核发

12、电设施目前在日本应用范围广泛并具有成熟的制造和应用经验。就是炉芯冷却剂使用的是加压水，核岛容器与透平系统通过蒸发器而隔离开来，即采用间接循环系统是设计的基本思路。次冷却系统设备作为发电成套项目的次冷却设备，由以核岛容器为中心的蒸汽发生器、次冷却介质泵、加压器等等构成，作为核发电系统的主要设备，通过一次冷却管材来接续并形成一个回路（见图）。核岛容器是收纳炉芯和装载炉芯构造物的容器，它要承受正常运行时的高温、高压，还包括异常时的过度变化，更进一步是承受由高速中子所造成的脆化以及承受核岛中冷却介质的临界压力（见表）。图核岛容器上盖更图上部压力容器的更换工程换工程及轮廓尺寸一重技术加压器为了持续保持次

13、冷却系统的压力，利用电质在高温高压下循环的重要旋转设备（见表）。泵是采用立轴单段吸入进气段型。不仅追求从水动力设计面出发的高效率还通过将轴密封部分采用非接触式的限定泄漏控制方式而达到长期连续运行极高可图叶型传热管支撑板靠性。从维修的角度讲轴部密封采用筒夹式和长寿命化的基础上又开发了解体检修用机械人。另外，为了保证性能稳定三菱重工对所有设备进行了实际流量的试验并对其进行了确认。表设备规范型上部（）容器壳体外径下部（）全高（）数量（根座）外径（）约约约器加热器、喷射阀、溢流阀对压力进行控制。蒸汽发生器直立状的形管作为热交换器将核岛内产生的热能变为蒸汽然后输送到透平中去。为了在核岛停炉后使溃散热能够

14、利用自然循环功能排出，将其都配置于核岛容器出入口接管的上方。蒸汽发生器是核岛系统和透平系统的接点，作为发电项目整体的可靠性来讲是一个非常重要的设备。三菱重工在年在美滨号机上首次制造了国产蒸汽发生器，包括改造项目，到目前为止共交货台份的蒸汽发生器。并且开发了那样大型的蒸汽发生器（）。改善传热管材料型约约约传热管材料采用了利用特殊热处理改善其耐腐蚀性的镍铬铁耐热耐腐蚀合金钢（）。在采用时已经通过了各种腐蚀环境下的耐腐蚀试验。证实了耐腐蚀性能的可靠性（见表）。表项约约约约约约约传热管材料的试验结果的评价目传热管厚度（）传热面积（座）重量（）优优优优良良优良可可优可次循环系统中的耐性次循环系统中的耐性和性机械性能及焊接性能综合评价采用的是型次冷却泵。通过改善叶轮和导叶形状，进一步提高了泵的效率，同时还采用新型密封，改善密封的特性，提高耐久性。另外这种新型轴密封还准备应用于正在运行中的一次冷却泵上。表一次冷却介质泵的主要技术规范型约注：应力腐蚀裂纹；：晶界损伤。改善传热管的支撑板将原来的圆形孔的管的支撑板改造成带个叶型的管孔，这样就如同在传热管的周围流动水而使不纯净物）。难以凝缩（见图泵的形式流量（）扬程（）型约立轴