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中国自20世纪80年代初开始研究发展一体化压水堆技术，并自行设计了深水池式低温供热堆及壳式一体化自然循环压水核供热堆。前者是在池式试验堆基础上发展起来的，具有良好的安全性，且结构简单，造价较低。该堆水池深约20m，池表面为常压。由于堆芯出口处位于池面下约16m，故冷却水温度可达114℃而不沸腾。过热水经两级热交换后，可向热网提供90℃左右热水，适用于中、小型(尤其是小型)热网。后者可以向热网提供130~150℃的热水，适用于大、中型热网。一座5MW模式堆已于1989年建成运行，目前一座200MW核供热示范堆工程已经立项。

中国设计的壳式一体化自然循环核供热堆，其热功率为200MW，工作压力2.5MPa。反应堆堆芯和主换热器均布置在压力壳内，系统压力由压力壳上部空间中的氮气和水汽混合物压力维持。一回路水依靠压力壳内“热区”与“冷区”之间的密度差形成自然循环，它流经堆芯吸收核裂变产生的热量后，经上升流道进入主换热器，将热量传给中间回路水。中间回路水流经中间换热器或蒸汽发生器向三回路传热，产生热水或低压蒸汽用于采暖、制冷空调和海水淡化等。中间回路设置不仅增加一道实体屏障，同时它的工作压力又高于一回路，故可将一回路的放射性水与三回路完全隔离，确保热用户的安全。此外，该堆堆芯余热也是采用自然循环方式，经空气冷却器排至大气。总之，由于该堆采用了一体化、自稳压、全功率自然循环冷却、控制棒动压水力驱动、双层壳结构及非能动安全系统等设计措施，可以确保堆芯不发生失水事故，确保安全停堆及堆芯余热安全排出，大大提高其安全性，因此该堆可以建在稠密的居民区附近。

本部分规定了压水堆核电厂一体化堆顶组件用合金钢棒的制造、检验和验收等要求。 本部分适用于压水堆核电厂一体化堆顶组件用40CrNi2Mo合金钢棒。

①沸水堆与压水堆同属轻水堆，都有结构紧凑、安全可靠、建造费低、负荷跟随能力强等优点，其发电成本已可与常规火电厂竞争。两者都须使用低浓铀燃料，并使用饱和汽轮机。

②沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器这一压水堆的薄弱环节，减少了一大故障源。沸水堆的再循环管道比压水堆的环路管道细得多，故管道断裂事故的严重性远不如后者。某些沸水堆还用堆内再循环泵取代堆外再循环泵和喷射泵，取消了堆外再循环管道，使事故概率进一步降低。

③沸水堆的失水事故处理比压水堆简单，这是因为沸水堆正常工作于沸腾状态，事故工况与正常工况有类似之外，而压水堆则正常工作于过冷状态，失水事故时发生体积沸腾，与正常工况差别较大。其次是沸水堆的应急堆芯冷 却系统中有两个分系统都从堆芯上方直接喷淋注水，而压水堆的应急注水一般都要通过环路管道才能从堆芯底部注入冷却水。

④沸水堆的流量功率调节比压水堆的有更大的灵活性。

⑤沸水堆直接产生蒸汽，除了直接接触堆芯的高温蒸汽的放射性问题外，还有燃料棒破损时的气体和挥发性裂变产物都会直接污染汽轮机系统，故燃料棒的质量要求比压水堆的更高。

⑥沸水堆由于其燃耗深度（约28000MW·d/t）比压水堆的低，虽然燃料的富集度也低，但相同发电量的天然铀需要量比压水堆的大。

⑦沸水堆压力容器底部除有为数众多的控制棒开孔外，尚有中子探测器开孔，增加了小失水事故的可能性。控制棒驱动机构较复杂，可靠性要求高，增加维修困难。

⑧沸水堆控制棒自堆底引入，因此发生"未能应急停堆预计瞬态"的可能性比压水堆的大。

"未能应急停堆预计瞬态"指发生某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入。

针对BWR在技术上和安全性能上的不足之处，美国GE公司联合日本日立和东芝公司在BWR的基础上开发设计了比BWR更先进、更安全、更经济、更简化的先进沸水堆ABWR。ABWR的最终设计已获得美国核管会（NRC）的批准。世界上首台ABWR，日本的柏崎刈羽6号机组于1991年开工、1996年正式投入商业运行。 2100433B