我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异

何旭昊

（一重集团大连核电石化有限公司，大连，116113）

摘要：自改革开放以来，我国核电事业蓬勃发展，在迈入新世纪的十余年里，我国建设了大量的核电站，目前在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，本文在对压水堆反应堆压力容器进行介绍基础上，对比了不同堆型的反应堆压力容器的结构差异，为后续反应堆压力容器的制造积累了经验。

关键词：核电，反应堆压力容器，华龙一号

1、概述

随着人类社会的科技进步与发展，人类对能源的需求日益增大。在人类使用的诸多能源中，电能作为能效利用率高，使用方便的二次能源，得到了广泛的应用。目前，能够转化为电能的主要一次能源包括：煤炭，石油天然气、水力以及核能；此外，风能、太阳能、潮汐能和地热能等新能源也在逐渐的开发应用之中。受到现阶段科技水平，制造成本以及地域资源等因素的限制和影响，新能源的应用还有很长的路需要走；而煤炭、石油天然气作为非可再生能源，随着人类的开发应用，会逐渐枯竭；水力能源又极大的受限于地域，发展空间有限。而核能，作为一种清洁能源，相对于其它能源有十分明显的优势，目前我国已经探明的铀和钍的含量，可持续使用至少1000年，随着核聚变技术的逐步发展与成熟，核能将变为一种取之不尽，用之不竭的可再生能源，成为在未来照亮人类发展之路的普罗米修斯之火。

自上世纪80年代起，我国开始大力发展核电事业，经过30多年的持续发展，我国的核电事业已经由引进消化西方的核电技术转变为研发具有自主知识产权的核电技术。目前，我国在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，具体堆型包括：CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号。此外对于第四代核电技术，如快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和超临界水冷堆等的多种新型堆型，其相应的试验堆也都在开发和试制。在新时代，我国的核电事业正向着百花齐放的总体布局飞速发展。

本文对压水堆的反应堆压力容器进行介绍，并通过对比CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号四种核反应堆压力容器结构差异，为后续三代、四代核反应堆压力容器的制造积累经验。

2、反应堆压力容器介绍

反应堆压力容器，是容纳堆内构件、堆芯燃料组件、控制棒组件等相关设备的压力容器。作为核岛一回路承压边界的重要组成部分，反应堆压力容器要长期在高温、高压和辐射的工况下服役；作为燃料元件包壳外的第一道屏障，反应堆压力容器还要具有防止裂变产物外逸的作用；不仅如此，由于反应堆压力容器本体在核电站的整个寿期内无法更换，其寿命更是直接代表了整个核电机组的寿命，正因为反应堆压力容器如此重要，人们也将其称为核岛一回路的心脏设备[1]。反应堆压力容器属于设计规范1级，安全1级，抗震1Ⅰ类设备，二代半及三代反应堆压力容器的寿命均为60年。

CPR1000是在消化吸收了二代核电技术的前提下，我国开发出来的二代半核电技术；CAP1000是21世纪初期，国家核电技术公司根据西屋引进的AP1000核电技术自主开发的三代核电技术；在此基础上，国家核电技术公司更开发出了更大功率的核电机组，即为CAP1400；华龙一号是我国经过多年的核电技术积累，由中核集团和中广核集团分别独立研发设计的第三代压水堆核电技术，分别被称为中核华龙一号和中广核华龙一号。目前，为了将华龙一号核电技术打造成中国高端制造的名片，国家正在着力推进中核集团和中广核集团的华龙一号技术融合。

虽然我国现存有多种型号的压水堆，但反应堆压力容器的主体结构基本一致，主要由顶盖组件和容器组件两大部分组成。在顶盖组件中，还包含吊耳、控制棒驱动机构（CRDM）管座、排气管、热电偶管座等机构；容器组件主要则是由接管段筒体、堆芯筒体、过渡段筒体及下封头四大部分拼焊而成。

3、不同堆型的结构差异对比

尽管不同堆型的反应堆压力容器结构基本一致，但是在具体的尺寸和部分元件的结构形式上，还存在一定的差异。

3.1 主要尺寸对比

表1是各种不同型号的反应堆压力容器的尺寸对比。从表中的数据，能够看出在从二代半向三代核电的发展过程中，除去功率更大的CAP1400外，反应堆压力容器的重量和尺寸都是在逐渐增大的。

表1 不同型号反应堆压力容器尺寸参数对比

项目	CPR1000	CAP1000	CAP1400	中核华龙一号	中广核华龙一号
重量/t	336	352	487	418	394
总高/mm	13223	14410	14635	14312.5	12580
外形尺寸/mm	6398×6398	6450×6450	6872×6872	6840×6324	6965×6407
堆芯筒体内径/mm	Φ3989（至堆焊层）	Φ4038（至堆焊层）	Φ4430（至堆焊层）	Φ4340（至堆焊层）	φ4340（至母材）
堆芯筒体壁厚/mm	204	213.5	225	220	220
堆焊层厚度/mm	7	6	6	7	7

3.2 吊耳

CAP1000、CAP1400、中核华龙一号压力容器顶盖组件含有12个顶盖支承台，其中3个支承台带吊耳，无通风罩支承结构。

CPR1000和中广核华龙一号压力容器顶盖组件只有3个吊耳，有通风罩支承结构。通风罩支承板薄、径大，导致结构刚性差，制造难度高，每台通风罩支承均存在整体高度、与顶盖间隙不符合图纸要求的NCR。

3.3 捡漏管

CPR1000和中核华龙一号压力容器检漏管是直管，装配容易。

CAP1000、CAP1400、中广核华龙一号压力容器检漏管是弯管，装配时有方位要求，装配困难，其中CAP1000、CAP1400项目有2个检漏管。

3.4 径向支撑块

CPR1000和中核华龙一号压力容器径向支承块共4块，结构简单，尺寸较小，加工难度小。

CAP1000、CAP1400、中广核华龙一号压力容器径向支承块共8块，其中CAP1000、CAP14000径向支承块结构更为简单，尺寸更小，每个镍基隔离层上焊接2个径向支承块，；中广核项目的8个径向支承键尺寸较大，且不在一个平面，焊接过程复杂。

3.5 顶盖组件

CPR1000、中核华龙一号、中广核华龙一号压力容器等顶盖组件由上封头与顶盖法兰两部分组成，需要将二者使用环焊缝拼焊在一起。

CAP1000、CAP1400压力容器的顶盖为整体锻造的一体顶盖。采用一体顶盖的结构方式，不仅减少了一条主要环焊缝，还能降低锻件的毛坯重量，但一体锻造成形对锻造技术提出了更高的要求，制造难度大。尤其是CAP1400顶盖，要求堆芯测量管的低合金钢组成部分与顶盖一起锻造而出，这种设计结构对制造厂来说，制造难度较大。

3.6 堆芯测量管

CPR1000压力容器顶盖上，没有堆芯测量管。

中核华龙、中广核华龙一号压力容器堆芯测量管座12个，整体结构与CRDM管座结构类似。

CAP1000、CAP1400压力容器堆测接管座8个，其中CAP1000堆测接管低合金钢部分是由封头外壁堆焊、加工而成，再通过镍基隔离层与堆测接管焊接而成；CAP1400堆测接管低合金钢部分则与顶盖整体锻造而成，再通过镍基隔离层与堆测接管焊接而成。

3.7 安注接管

CAP1000、CAP1400压力容器除了常用的进出口接管外，还设计了2个安注接管。

CPR1000、中核华龙一号和中广核华龙一号压力容器则均无此结构。

3.8 制造执行标准

CPR1000、中核华龙一号和中广核华龙一号执行的都是RCC-M标准。

CAP1000和CAP1400执行的时ASME标准。

3.9 其它结构差异

除了上面叙述的主要结构差异外，还有一些差异，也影响着技术准备及制造。例如主螺栓数量不同、过渡段直段尺寸不同，不同的堆型还有小的等温块、声测装置、铭牌等。同时，由于各堆型的大小不同，也影响着各部件的尺寸不一致。

4、结论

反应堆压力容器作为核岛一回路的主要核心设备，制造难度较大，通过对不同型号的反应堆压力容器的对比，能够加深对反应堆压力容器的了解与认识，为后续制造三代、四代反应堆压力容器积累宝贵经验。

参考文献

[1]胡欢. 核反应堆压力容器及制造[J]. 装备机械. 2010（4）：20-25.