核电站技术改进和发展ppt课件

1、核电站技术改良和开展.目 录一、国外轻水堆核电技术开展和特点二、用户对新一代核电机组性能要求三、第三代压水堆核电站四、第四代核电站.一、国外轻水堆核电技术开展和特点国外具有轻水堆核电技术研讨和开发主要国家有美国西屋公司，日本三菱熄灭工程公司，美国通用电气、日本东芝、日立，法国法马通，德国西门子公司以及俄罗斯等几家，其开发过程如下：1. 美国西屋公司西屋公司自1957年建成第一座PWR核电站至七十年代末先后开展了30万千瓦一条环路的规范化系列机组，主要有两环路、三环路的312型、314型和四环路的412型、414型等。据统计在美国运转的核电站中，西屋公司供货的共48台其中二环路3台，三环路312

2、型为13台，四环路为32台，约占据美国核电市场一半。但自1976年后由于国内没有了核电订货，转向日本、德国和法国等核电国家出口核电站，转让核电技术。.九十年代西屋公司根据URD文件要求，与日本三菱协作研讨开发改良型压水堆核电站APWR1500MWe，同时投入大量力量研讨开发非才干的AP600型机组，经过技术论证和设计，于1998年获得美国NRC的同意FDA。2001年西屋公司和CE公司结合后，利用AP600非能动平安的设计概念；加上CE公司系统80双蒸汽发生器阅历向电力公司引荐AP1000机型，采用非能动技术和两条50万千瓦的环路阅历，简化设计，改善核电的经济性。.2. 日本三菱公司六十、七十

3、年代主要引进美国西屋公司的212、312和412三种PWR核电技术经消化吸收，逐渐实现国产化，至今在日本已建造了212型和312型机组各8台，412型机组7台。九十年代与西屋公司共同开发APWR-1500改良型核电机组。原方案，21世纪第一个10年建造，如今日本5家PWR的电力公司与三菱协作，预备根据URD要求在APWR成熟技术根底添加少量必要的改良，预备在敦贺设计建造APWR核电机组。同时研讨开发容量更大的能动和非能动相结合的混合型NP21机组，电功率为15001700MWe，四环路PWR作为日本21世纪核电机组。.国外压水堆核电技术开展过程年代国家6070809020201日本三菱（23）

4、美国西屋(48)B&W(6)美国燃烧(14)韩国Kepco(12)美滨1#2#(MD121) 敦贺1#(MD312) 大阪1#2#(MD412)玄海1#2#(MD312)敦贺2#(MD412) 玄海3#4#(MD412)大阪3#4#(MD412)敦贺3#4#(APWR+1530) NP-21 MD212 MD312 MD312 MD412型(B-B) MD312 MD412型(SMP) MD412(Texes) AP-600设计 APWR-1500设计 AP-1000设计 APWR+ Palo Verde系统80 系统80规范 系统80+TM设计 系统80 灵光3#4#(系统80) 蔚珍3#4

5、#(系统80) 系统80+TM设计.3. 法国法玛通公司法国在七十年代从美国西屋公司引进后，先后建造了一批312型机组CPY型，M310型。从1977年起采用西屋公司414型核电技术，建造了20台四环路的P4/P4机组，接着从1984年起开发建造了N4型四环路150万千瓦级核电机组。目前法玛通和德国西门子公司正在结合开发改良型PWR机组EPR1500，作为欧洲下一代的核电机组。.4. 美国熄灭工程CE公司CE公司从七十年代研讨开发了系统80型PWR核电技术，先后建造14台系统80型核电机组。八十年代CE公司向韩国电力公司转让系统80型PWR核电技术，经过灵光31、4两台机组，构成韩国规范核电站

6、KSNP。目前CE公司与韩国电力公司进一步协作开发系统80型电功率为万千瓦CP0型的双蒸汽发生器核电站。.5. 德国西门子公司德国西门子公司原KWU自六十年代末引进西屋公司212和312型PWR核电技术后，经过本人研讨开发建造了一批四环路电功率为1300MWe PWR核电机组。九十年代以来国内无订货，目前与法玛通公司结合开发，EPR型核电机组。.国外压水堆核电技术开展过程年代国家6070809020201法国(FAM)(58)德国西门子(13)俄罗斯(13)CPY(引进MD312)CPY规范型P4(引进MD412)P4(引进MD414) N4 EPR-1500设计Starde(引进MD212)

7、 GKN 1#(MD312) KWB(1300)BiBalis A#,B#KonV 1300(规范化) GKN 2# EPR-1500设计VVER440/230,213VVER1000/187,302VVER1000/338,320.6. 俄罗斯的压水堆核电技术是在原苏联核潜艇技术根底上开发的，其开展阅历了三代：VVER440/230，VVER440/213与VVER1000包括/187、/302、/338、/320四种型号。以后又以VVER1000/320为根底，开发了改良的ASE91和ASE92两种设计。其中ASE92采用了较多非能动平安系统和设备，特别是采用以大气作最终热阱的非能动余热排

8、出系统，是俄罗斯下一步开展能动与非能动混合式的先进压水堆核电机型。.7. 沸水堆核电站：沸水堆在上世纪五十年代中由美国通用电气公司GE开发研制，六十年代到八十年代先后建造BWR2、BWR3、BWR4、BWR5到BWR6不同阶段的堆型，其建35台机组，从BWR4开场电站容量达100万千瓦，从BWR5开场采用高压堆芯喷淋系统，BWR6开场燃料组件采用88陈列，平安壳采用mark-III型。.国外压水堆核电技术开展过程年代国家6070809020201日本东芝、日立（28）美国(G-E)(35)德国(6)瑞典(8)BWR2敦贺1#36BWR3（4）福岛1#46福岛2#78BWR4（6）福岛3#-57

9、8 福岛6# 110BWR5（14） 福岛2期1-4#柏崎K1-5# ABWR柏崎6-7#BWR2（1）BWR3（5）BWR4（15）BWR5（4）BWR6（4）BWR5（3）90万BWR6（3）130万BWR3（1）50万BWR4（2）60万BWR6（5）100万.八十年代开场，GE公司与日本东芝、日立公司协作开发了先进沸水堆ABWR，首座ABWR6MW机组K6、K7已于1997年在日本柏崎刈羽核电厂正式投入运转。至今运转不断良好，平均利用因子大于85%。2000年开工的我国台湾核电龙门电站也采用ABWR机组。日本电力公司方案在2021年底前新增13台核电机组，其中8台是采用ABWR。.改良

10、特点：(1)提高反响堆的单堆功率为了节省核电可选择厂址，降低此投资。对于电网容量超越2000万千瓦的国家和地域大多数选择单堆功率大于百万千瓦的大型核电机组，降低比投资。目前轻水堆核电机组工业才干已到达150万千瓦级。.(2)改良堆芯设计，提高燃耗深度改良堆芯燃料管理设计，延伸换料周期。电站换料周期延伸1824个月。降低堆芯功率密度和燃料棒线功率密度，添加事故工况下堆芯热工平安裕度15%。采用高性能燃料组件为了到达高燃耗，良好热工平安性要求，堆芯中采用细棒径，良好水力特性，全锆型高性能燃料组件。.(3)改良核岛主设备设计提高设备可靠性和利用率反响堆构造改良驱动机构采用350 的耐高温线图，取消堆

11、顶通风系统，提高控制定位准确性和可靠性。中子丈量系统改为从上部插入堆芯的ICIS，压力容器下封头无贯穿件，降低堆的下腔室。调整堆内中子径向反射层构造减少压力容器辐照损伤，延伸压力容器运用寿命。采用一体化堆顶设计，驱动机构耐压壳与顶盖的管座一体化取消焊接头，提高反响堆平安性。.蒸汽发生器改良对60F1改良，优化传热管束陈列，增大蒸汽发生器传热面积达19%，拟采用国际先进成熟75或125二环路蒸发器型号反响堆冷却剂泵改良100D型的主泵，使泵的延续任务时间大于最长换料周期，以便与换料周期相顺应，并在事故工况下，设置轴封水的应急电源。.(4)专设平安系统的改良新一代压水堆核电厂采用非能动型或能动和非

12、能动混合型的专设平安设备。全能动型或混合型应急堆芯冷却系统平安壳喷淋系统由两个冗余子系列组成，两个系列实体隔离，每个系列具有100%喷淋才干。辅助给水系统也包括两个子系统，每个系列包括一台电动、一台汽动，由两个辅助水箱向两系列供水，电动泵密量2100%，汽动或柴油机泵容量2100%。平安壳隔离系统凡贯穿平安壳厂房的管线均设置两个隔离阀，一个在平安壳内，另一个在平安壳外。.(5)平安壳系统改良非能动型的平安壳冷却平安壳采用半球顶双层构造，内壳钢壳，外壳为混凝土壳。失水事故初期利用平安壳顶部贮水箱内水自流喷淋。平安壳长期冷却是利用钢壳壁将平安壳内系统的热量传给钢壳外自然对流的空气，平安壳内的蒸汽冷

13、凝后由成水前往平安壳底部。.非能动型的反响堆衰变热导出平安壳混凝土外壳附加一个高位水箱或水池，反响堆的衰变热由反响堆冷却剂系统自然循环带出，蒸汽发生器的蒸汽引向该水池内浸式热交换器的管侧，冷凝水然后靠重力前往蒸汽发生器。.(6)土建与厂房布置的改良核电机组厂房布置采用单堆敲图章方式，更好地表达与满足URD的要求，特别是能更好地满足人因工程与简单地要求。厂房与系统布置上，不同平安序列做到完全的实体分别。满足防火，放射性分区，防水淹，生命通道等准那么。采用模块化工程设计，提高工程的质量，缩短建造周期。.(7)仪表与控制系统改良新一代核电厂将实现数字化，智能化仪表与控制系统：仪表控制，满足URD要求

14、：全数字一体化控制系统全数字一体化的维护系统在线缺点诊断与定位技术光纤通讯，提高抗干扰才干，使整个系统构造灵敏，就地扩展方便，减少电缆数设置.先进主控室：符合人因工程的人机界面，友好的主控室，对系统进展功能分析和分配及智能化操作，减少人为误操作。智能报警与面向形状的事故诊断系统大屏幕显示，经过计算机工程分析，提供实时数据。(8)采用严重事故设计分析和PSA先进技术为了到达比现有核电站更高的平安目的，符合国家核平安局当局发布的“核平安政策声明，严重事故管理已作为新建核电厂设计中应该思索的重要平安问题。.二、用户对新一代核电机组性能要求平安可靠性要求：严重事故概率，10-610-7/堆年堆芯失效概

15、率：10-510-6/堆年堆芯热工平安裕量15%良好人机界面主控室，提高控制才干职业人员辐照剂量1人SV/堆年放射性废物处置量250m3/年100桶.可用率有效性要求电站可用率87%电站设计寿命60年换料周期1824个月堆芯平均卸料燃耗45000Mwd/tU提高电站负荷跟踪才干经济性：建造工期1300MWe电站54个月降低比投资单位造价1300美圆/KW控制上网电价4美分/KWh. 新一代核电技术性能要求世界核电开展和公众对核电要求，新一代核电技术性能要求。1追求更好的平安性对核电站发生堆芯熔化事故和大量放射性释放的概率分别由10-4和10-5降低为10-5和10-610万100万分之一，从核

16、电机组的固有平安概念扩展为包括整个核燃料循环体系的自然平安概念。2不断改善核电的经济性核能要大规模开展，必需提高经济竞争才干，也就是要求更加经济的核能技术，更低造价，更低的发电本钱。.3要满足环境生态可继续开展核能的固有优点不排放污染环境的二氧化硫等废物和温室气体二氧化碳，具有常规能源所没有的优势。但是产生长寿命的放射性核素并将不断地积累。如何处置，将它烧掉，以满足环境生态可继续开展要求。4要满足资源利用可继续开展的要求目前核反响堆发电技术，只能利用天然铀资源蕴藏能量的1%左右。开展新的核电技术采用闭合燃料循环是，实现裂变物质增殖，使有限的核能开展为大规模的核能。.5满足防核分散的要求最重要是

17、严厉控制分别钚的消费，研讨新的燃料循环工艺，对快中子增殖堆的熄灭燃料不作铀和钚分别，制呵斥可放到堆中复用核燃料。实行核电站与后处置一体化，采用高温冶金法后处置工艺。.第二代压水堆核电站指七十年代至今在运转的大部分商业核电站根本堆型，大部分已实现规范化，系列化和批量建立：主要型号有60万千瓦级的212型；90万千瓦级的美国的312、法国的M310；100120万千瓦级的美国的314，日本的大阪3#、4#，法国的P4，俄国VVE-1000，韩国KSNP-1000；01500千瓦级的美国414和法国和N4。二代加改良型：日本APWR敦贺3#、4#，韩国CE公司的APR1400。.三、第三代轻水堆核电

18、站第三代核电站三哩岛和切尔诺贝利核事故后，国际更注重对核电平安性、经济性和核废物处置要求，美国电力业主和美国核管会，制定了适用下一代轻水核电站设计要求的“用户要求文件URD。如今人们通常把符合URD要求的核电站称为第三代核电站。典型的核电机组有通用公司的ABWR，法马通西门子公司开发的EPR和西屋公司的AP1000。.1.欧洲新一代核电机组EPR-1500 九十年代以来法国和德结合开发新一代压水堆核电机组目的是替代二十一世纪将退役核电站。功率规模为150万千瓦，系统设计、回路配置及主要设备设计方面，均与现有核电站一致并在此根底上改良。其主要特点：重要核平安系统添加，平安设备多样互为备用，电站平

19、安可靠性更高。功率规模大，电站单位投资本钱降低。.核电站主要参数：额定热功率4300MWt 额定电功率1525MWe 回路4冷却剂任务压力15.2MPa 反响堆进、出口温度295.9/327.2冷却剂流量28330m3/h主蒸汽压力78bar平安壳双层壳堆芯燃料组件241平均线功率密度156W/cm2.堆芯参数：燃料组件数241燃料棒数63865等效直径3767mm燃料活性长度4200mm平均线性热功率156.1W/cm控制棒组件数89自给能中子探测器12气动小球探针40换料周期1824个月.堆芯布置图.燃料组件：燃料棒陈列17X17棒距12.6mm每个组件燃料棒数285组件卸料最大燃耗700

20、00MWd/t燃料棒外径9.5mm活性段长度4200mm包壳资料M5TM包壳泵度0.57mm.控制棒组件：每级控制棒24吸收体、下部资料AgInCd外径7.65mm长度1500mm上部资料B10(19.9%)直径7.47mm长度2610mm.控制棒驱动机构参数：数量89个分量403kg提升力3000N行程4100mm步进速度375mm/min或750mm/min最大答应紧急停堆时间3.5S资料1810不锈钢线圈耐温350 .控制棒驱动机构.压力容器主要参数设计压力176bar设计温度357寿期60年内径4885mm壁厚250mm底封头厚度145mm资料16MND5高度12708mm分量526t

21、顶盖壁厚230mm.压力容器.堆内构件主要参数上部支撑板厚度350mm堆芯上板厚度60mm导向筒组件89下部支撑板厚度415mm下部支撑资料Z3CN18-10中子强反射层资料Z2CN19-10分量90t.堆内构件.蒸汽发生器主要参数数量4每台传热面积7960m2二次侧设计压力100bar二次侧设计温度311传热管资料690外径/壁厚19.05X1.09mm传热管数目5980三角形节距27.43mm支承板资料13%Cr不锈钢总高度23m.蒸汽发生器主要参数分量500t给水温度230湿度0.1%蒸汽温度293蒸汽压力78bar主蒸汽流量2554kg/S.蒸汽发生器.稳压器主要参数设计压力176巴设

22、计温度362总容积75m3高度14.4m资料18MND5筒体厚度140mm加热器108分量150t平安阀容量3X330t/h卸压阀容量900t/h.稳压器.主冷却剂泵主要参数数量4高度9.3m分量112t设计流量28330m3/h设计扬程100.2m转速1485rpm电机功率9000KW.主冷却剂泵.平安措施事故防备措施：简化平安系统；对平安功能实体隔离和备用功能的多样化来消除共模缺点；加强稳压器和蒸发器贮水才干；采用数字化仪控系统提供最正确人机界面和先进的支配员信息系统.严重事故防备措施：采用高度可靠的余热排出系统加上降压措施防备高压堆芯熔化。用氢复合器在早期阶段降低平安壳内氢浓度来防备高负

23、荷氢熄灭。安装维护层公用分散隔室限制堆芯熔融物与混凝土的相互作用。用公用平安壳喷淋系统防止平安壳内压添加；采用双层平安壳限制走漏和旁通。.安注系统MHSI中压安注系统4列冷段注入安注箱4台安注箱，冷段注入LHSI/RHR低压安注系统/余热导出系统4列；热段和冷段同时注入；余热导出时，在100以上，只用1列和4列，在100 以下时，4列全用EBS附加加硼系统2列；注入7000ppm硼酸IRWST安全壳内换料水箱（在安全壳内）贮存硼水.经过系统功能多样化实现平安系统之间备用安全级系统系统功能多样化MHSI中压安注系统二次侧快速泄压安注箱注入系统LHSI低压安注系统LHSI/RHR低压安全注射系统M

24、HSI中压安注系统二次侧排热(在小破口情况下)RHR/LHSI余热导出系统二次侧导热系统（RCS关闭）或MHSI中压安注系统（RCS打开）汽化燃料水池冷却系统燃料水池升温（汽化）冷却剂补给二次侧一次侧.厂房布置特点：以平安壳厂房为中心，周围布置平安和燃料厂房，一切平安相关系统都设计成四重冗余并完全实体隔离。双层平安壳，内层为予应力带椭圆球封头圆柱形与地面混凝土钢筋构成。外层为钢筋混凝土筒与平安壳共用地面，上面钢筋混凝土穹顶可抗外部事件。反响堆厂房、燃料厂房和四个平安厂房设有抗外部事件地震和爆破维护。2#和3#平安厂房反响堆厂房和燃料厂房设置掩体，抗飞机撞击。人员和设备闸门两面双密封，事故压力下

25、，平安壳内走漏率低于每天平安壳容积的1%。.EPR-厂房布置.2.美国新一代压水堆核电机组AP1000 美国西屋公司和燃料公司2002年结合开发AP1000压水堆核电机组，作为向美国电力公司引荐美国恢复核电的选型机组，其特点：为了满足美国核电业主公众的平安和经济要求，采用了全部非能动的平安系统：包括：非能动的堆芯应急冷却； 非能动的平安壳冷却； 简化一回路系统设备；配置防止严重事故对策。.核电站主要参数：核电站热功率3400MWt电功率净输出1115MWe冷却剂环路2个热段/4个热段冷却剂任务压力15.5MPa冷却剂流量75000gpm反响堆进口温度280.7反响堆出口温度321 主蒸汽压力5

26、.76MPa蒸汽温度273蒸汽流量1886kg/S .技术特点：2.1 反响堆采用MD314型成熟的堆型堆芯采用高14英尺1717陈列P型高性能燃料组件，首炉装料157个组件。压力容器内径3.98m，六个接纳四进2出，堆内构件和驱动机构均用MD314堆型成熟技术。反响堆主要参数：堆芯有效高度4.276m等效堆芯直径3.04m燃料装量84.5tU平均线热功率18.7KW/m控制棒数69束.反响堆压力容器参数壳体内径3988mm筒体壁厚203mm高度12.05m设计压力17.2MPa设计温度343.3设计寿命60年筒体接纳4进2出顶盖驱动机构管座69个.技术特点：2.2 简化一回路系统设备采用CE

27、公司双蒸发器，四进二出的双环路布置，每个环路设一台大容量SG和二台屏蔽泵。蒸汽发生器采用125型，U型管饱和蒸汽发生器，蒸汽干度可达0.01%，屏蔽泵设置在蒸发器一次侧下封头。呈一体化构造。稳压器容积加大到60m3。.反响堆冷却系统.蒸汽发生器主要参数类型125立式U形管数量2台传热面积11477m2传热管子数10025传热管资料Inconel-690管子尺寸17.5X15.4mm最大外径5.575总高度22.46m分量663.7t.稳压器和主泵主要参数稳压器设计压力/温度17.1MPa/360总容积59.47m3电加热功率1600KW内径2.28m总高16.27m主泵类型封锁式电动机数量4台

28、流量4.97m3/S压头扬程111.3m转速1750rpm.技术特点：2.3 采用全非能动的堆芯应急冷却堆芯补水箱CMT在壳内，压力与RCS平衡，直接小破口LOCA高压安注。安注箱ACT：较大破口的堆芯补水。堆芯再淹没箱：较大破口时安注，安注压力低于ACT。换料水储存箱在壳内，常压提供LOCA后长期安注和排热，提供6小时注水壳内再循环。.技术特点：2.4 非能动平安壳冷却系统采用AP600方式的双层平安壳内层钢，外层钢筋砼高位贮水箱设置在平安壳顶，实现72小时人员不干涉，72小时后补水或自然循环空冷LOCA和MSLB后，降低壳内湿度和压力，保证平安壳的构造完好性。.平安壳参数类型枯燥、自立式、

29、钢构造整体外形：圆柱形尺寸直径/高度39.6/65.63m设计压力/温度：设计基准事件：406.7Kpag/148.9严重事故工况下：889.4Kpag/204.4设计走漏率0.10%/容积/d资料SA738，B级钢壳厚度4.44cm自在容积58615m3.技术特点：2.5 严重事故对策经过堆芯应急冷却，压力容器冷却和阻止堆芯熔化物与混凝土相互作用等措施将堆芯熔化物滞留在平安壳内。经过快速降压防止高压熔堆发生。经过氢气自动点火器和复合器防止氢爆炸。高压形状时经过快速降压ADS防止蒸汽爆炸。防止堆芯熔化物直接加热平安壳。.3. 混合型：既坚持现有四环大型核电机组阅历，对 事故概率较高的平安系统坚

30、持能动设备，对事故概率较低的LOCA，严重事故采用非能动平安设备，改良平安壳和平安系统设计，进一步提高平安可靠性，如：日本三菱推出21世纪核电站NP21。.NP-21 平安壳厂房.NP21型核电机组堆芯采用9.2棒径2121陈列燃料组件。燃料棒活性段高度4.3m(14英尺)堆芯首装料177个组件，相应堆芯高度和等效直径同APWR，控制棒及驱动机构可减少到57组，在压力容器几何尺寸与APWR一样条件下反响堆的出力可达15001700MWe，核电站换料周期24个月。蒸汽发生器采用卧式蒸汽发生器，加大二次侧水容器，有利于导出反响堆衰变热。平安壳采用圆球形双层平安壳内层为承压钢壳，外层为混凝土屏蔽壳。

31、.NP-21 反响堆.专设平安设备系统采用能动与非能动相结合的混合型平安系统：对于概率较大的SG管断裂的小失水事故是采用：能动的平安系统：依托上充/安注泵，辅助给水泵和应急柴油机供电源等能动系统将事故进展可靠终止；对于概率较小的LOCA冷却剂失水事故，那么采用非能动平安系统，依托主冷却剂降压设备，改良安注箱，重力注水箱和蒸汽发生器使堆芯冷却剂降温降压，将极限事故经过非能动平安系统加以终止，并将平安壳环形腔空气经过非能动的过滤系统，降低事故释放的放射性。非能动平安系统还作为能动平安系统的备用。.NP-21平安系统概念(混合型平安系统)NP-21平安系统概念(混合型平安系统)大失水事故非LOCAS

32、-G管破裂小失水能动平安系统 上充/安注泵 补助给水泵 应急柴油机非能动系统冷却措施：严重事故工况减少放射性排 减压系统 安注箱 重力注入阱 蒸汽发生器放 非能动过滤系统能动的系统不用于 概率高的事故依托能动平安系统制止 概念低的事故依托非能动平安系统制止.四、第四代核电站2002年9月十四个国家在东京召开第四代反响堆国际论谈会上明确在2030年以前将开发几种新型核电站反响堆和燃料循环技术：1.超临界水冷堆系统SCNR超临界水冷堆系统采用高温、高压、水冷堆，在水的热力学临界点374 ,22.4MPa)以上运转。超临界水冷却剂能使热效率比如今的轻水堆高约1/3，并简化了电厂配套设备。.超临界水冷堆系统SCNR.主要技术参数电功率1700MWe冷却剂压力25MPa冷却剂入口/出口温度280/510效率44%平均功率密度100MWt/m3燃料UO2镍合金包壳燃耗深度45GWD/MTHM.电厂配套设备大大简化的缘由是，冷却剂在反响堆中不改动形状，直接与能量转换设备相衔接，超临界水到了汽轮机直接汽化推进汽机叶片作功。参考系统的功率为170万千瓦，运转压力是25MPa。反响堆的出口温度为510 ，燃料是铀氧化物。采用了类似沸水堆中非能动平安设备。超临界水冷堆系统主要设计用于有效的电力消费，反响堆可以设计成热中子呵斥快中子谱两种。燃料选择一