大学课件2136核动力与辐射科学(上7先进反应堆).ppt

1、7.1 先进核反应堆先进核反应堆 Advanced reactors先进反应堆Advanced Reactor 先进反应堆核电站的改进和升级EPR第二代第二代改进第三代第四代SCWR先进反应堆N4典型先进反应堆和设计商典型下一代反应堆技术开发功率和先进性技术的关系7.2 第二代加改进反应堆 System 80,System 80+BWR 90+N4System 80+法国N4特征 双层安全壳 数字化仪控 1717燃料组件法国Civaux-2 核电站(N4)BWR 90+厂房布置厂房布置7.3 第三代反应堆 ABWR：GE日立 APWR，APWR+：日本三菱西屋 ACR：AECL AP1000:

2、美国西屋技术 EPR：欧洲压水堆，法德技术先进沸水堆ABWR 第三代核电厂 日本（四座）台湾（核四厂）电功率1350MWe第一座1996年日本APWR+三菱重工西屋公司联合设计 电功率1750MWe 1717燃料组件 燃料长度4.3m 换料周期：24个月 高性能蒸汽发生器 计划在2010 年代后半期开始投入运行APWR+反应堆概念Advanced Candu Reactor(ACR)VVER1000厂房布置厂房布置 双安全壳施工双安全壳施工 现场现场内壳内壳1.2米，外壳米，外壳0.6米，中间间距米，中间间距1.8米米反应堆穹顶反应堆穹顶内壳砼施工内壳砼施工 内壳内壳外壳外壳欧洲开发的新一代核

3、电站EPR：欧洲压水堆 法马通先进核能公司和西门子联合开发 第三代欧洲压水堆核电站 电功率1500MW 1600MW 达到三大目标达到三大目标 满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件EUR”中提出的全部要求 达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准 提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%EPR核岛布置特点：4个安全子系统，每个安全系统都可以独立完成安全功能每个安全系统有相互独立的厂房采用堆芯熔融物扩展区，防止安全壳底部融穿双层安全壳-内层：预应力混凝土-外层：钢筋混凝土堆芯熔融物扩展区安全厂房反应堆厂房EPR厂房布置浏览特点：防飞机撞击 主控室在两厂房之间 安全

4、厂房的两个分开布置，两个有足够厚的墙 两个应急柴油机分开布置 防震 底部混凝土6m厚主控室乏燃料厂房应急柴油机EPR电厂布置EPR电厂布置2EPR系统布置安注箱内部乏燃料储存箱通风系统应急给水箱乏燃料池换料水池法国第一座欧洲压水反应堆 FLAMAN-VILLE 2004年6月，法国政府宣布，核电将在国家能源结构中占有重要的比例 2004年10月21日，法国电力公司决定在FLAMAN-VILLE建设EPR系列首台机组 计划2007年开工，工期预计五年，2010年投入运行 在2020年以前将用欧洲压水反应堆更换目前58个反应堆中的19个反应堆芬兰的欧洲压水反应堆 Olkiluoto III 芬兰西

5、部Olkiluoto正在建设一座欧洲压水反应堆(EPR)核电站 由法马通ANP(法国核电公司AREVA和西门子的合资企业)牵头的联合体承接 芬兰电力公司Teollisuuden Voima Oy授权 核岛将由法马通ANP提供 常规岛将由西门子发电集团提供 Olkiluoto三期项目的合同总额约为30亿欧元 总装机容量为160万千瓦 预计于2009年开始商业运行 芬兰EPR所在地 EPR的主要特征（的主要特征（1）EPR是目前国际上最新型反应堆 在法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆的基础上开发的 吸取了核电站运行三十多年的经验 EPR是渐进型、而不是革命型的产品 保持了技术的连续性，没

6、有技术断代问题 EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果 EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能 降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX）减少长寿废物的产量 运行更加灵活 检修更加便利 大量降低运行和检修人员的放射性剂量EPR主要性能 EPR的主要特征（的主要特征（2）EPR属压水堆技术EPR可使用各类压水堆燃料 低富集铀燃料（5%）循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX）EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量EPR的电功率约为1600兆瓦 具有大规模电网的地区适

7、于建设这种大容量机组 人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组 未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区EPR的技术寿期为60年 目前在运行的反应堆的技术寿期为40年 由于设备方面的改进，EPR运行40年无需更换重型设备EPR的安全系统 EPR配置四个同样的安全系统（现有1个）非正常状态下冷却堆芯 每个系统都能完全独立发挥其安全功效 这四个系统分别设在四个厂房，实行严格的分区实体保护 因内部事件（水灾、火灾等）或外部事件（地震）造成某一系统失灵时，另一系统代替有故障系统行使安全职能，实现反应堆安全停堆 这些结构性的安全系统将把在役压水堆极低的堆芯破损概率再降低一个10次方 现有堆:10

8、-5 新堆:10-5 EPR:10-6 EPR的安全壳设计 安全壳具有非常高的密封性 反应堆厂房非常牢固 混凝土底座厚达6米 安全壳为双层，内壳为预应力混凝土结构，外壳钢筋混凝土结构，厚度都是1.3米 2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭 采用堆芯捕集器冷却堆芯熔融物 使用了耐特高温保护材料，能够保证混凝底板的密封性能 EPR集体剂量 EPR集体剂量目标确定为0.4人希弗特/堆年 与目前经济合作与发展组织（OECD）国家核电站的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低一倍以上。AP1000由美国AP1000核反应堆组成的核电站 AP1000的主要特征 全面采用了非能动安全系统 可实现在安全系

9、统中由于没有能动设备 取消了交流电源设备应急用柴油发电机等 安全系统设备系统得到了简化 与现有轻水堆相比核电站的建造单价会降低 由于事故时运行操作的简化通过人机因素控制事故扩大的失败因素得到了减少AP1000一回路主要性能一回路主要性能 冷却剂回路由两根热管和四根冷管组成 冷却剂泵直接安装在蒸汽发生器上面，取消了冷却剂泵与蒸汽发生器之间的主要管道 安注直接连接压力容器 提高了反应堆的安全性和可维修性堆芯设计堆芯设计 功率密度低，燃料元件305mm、1717，数目也由121增至157，堆芯尺寸大。降低了25%堆芯功率密度 可使用更低富集度的燃料，减弱中子强吸收体的依赖性 采用不锈钢作为中子辐射反

10、射层，降低了15%20%燃料循环成本，延长了反应堆的寿命压力容器压力容器压 力 容 器 大 约1 1.7 m 长，内 径3.988，总重400吨，设 计 参 数 为17.1MPa和343，设计寿命60年。堆芯布置在压力容器中尽可能低的位置，保证压力容器的泄漏不能导致冷却剂丧失事故，进而导致堆芯裸露。冷却泵冷却泵 高转动惯量、高可靠性、低维修性的密封式动力泵.安装在蒸汽发生器底部.消除交叉布置的冷却剂回路管道；简化蒸汽发生器、泵、管道的基本支撑系统；四个冷却泵，每个蒸汽发生器分配两个泵。防止轴封LOCA事故。AP1000的新型安全特征 AP1000的安全不是依赖安全功能系统大量冗余来实现的，而是

11、通过简化设计，提高设计裕量和采用非能动系统来实现的 AP1000通过简化系统和非能动安全系统设计，降低了事故下对操作员干预的要求，AP1000的设计基准以内事故可以完全不需要操作员干预换料水箱堆芯再淹没水箱蓄压安注箱核电厂系统布置堆芯再淹没水箱蓄压安注箱换料水箱AP1000厂房布置厂房布置AP1000（与AP600比较）AP1000安全系统设计理念AP1000的非能动堆芯冷却系统 AP1000的非能动堆芯冷却系统完成以下两个主要安全功能 安注和补充反应堆冷却剂系统水装量 非能动余热排除（Passive RHR）通过计算机分析证明非能动堆芯冷却系统对于不同的破口位置和尺寸下可以提供有效的堆芯冷却

12、能力。AP600的非能动安全壳冷却系统 安全功能 提供安全级的最终热阱 防止安全壳内压力超过设计压力 PCS的非能动特征 安全壳内自然循环 安全壳内热量通过钢制安全壳内层传向安全壳外部空气，外部空气自然循环散热 极端情况下，可以通过重力驱动的安全壳顶部水箱实施安全壳外部喷淋，顶部水箱可以维持3天运行，并可以重新充水。AP1000 堆芯损坏频率安全目标AP1000 与 目前美国压水堆比较AP1000AP1000的主要设备改进的主要设备改进 与普通与普通 1000 MW PWR比较比较AP1000燃料需求较低AP1000建造进度图AP1000 建造进度表建造成本建造成本 AP600有很高成本竞争能

13、力，发电成本预计为13001500/kW，低于“用 户 要 求”1475/kW。AP1000比AP600的总成本增加11，功率提高了66，发电成本大大降低 AP600的建造周期缩短到36个月，AP1000周期缩短到32个月Westinghouse-AP1000一体化模式堆-IMR特点300MWe,小型堆安全性高取消稳压器、主泵、冷却剂管道7.4 第四代反应堆Generation IV为什么要发展第四代核电站第四代核电站的发展要求技术要求：希望2030技术能够成熟 竞争能力 安全和可靠性 减少放射性废物 核燃料的处理新的核能应用市场 制氢 热能的直接利用 海水淡化技术的公开与共享GEN-IV国际

14、论坛（国际论坛（GIF)GEN-IV established by DOE in 2000 GEN-IV International Forum(GIF)formed in 2001 GEN-IV technology roadmap issued in 2002 GIF member Six concepts selected VHTR,GFR,LFR,SFR,SCWR,MSRGIF成员国成员国GIF的四个主要目标的四个主要目标 生产能源的可持续性及与环境相容性 运行的安全性和可靠性 核不扩散 费效性经济性可持续性安全性防止核扩散 第四代核电站的发展时间表SCWR 超临界水堆SFR 钠冷快堆

15、VHTR 非常高温堆GFR 气冷快堆LFR 铅冷快堆MSR 熔盐堆高温气冷堆 典型类型 小型高温气冷堆球床模式堆（PBMR）菱状高温气冷模式堆(PMR)非常高温气冷堆（VHTR）特点 球状核燃料 石墨慢化 氦气冷却 氦气直接驱动气透平 单机容量小 基本概念 115 MWe,250 MWth,直接循环 低过剩反应性(连续在线换料)目前国际上已建成5座高温气冷堆 2座电功率为300MW级的高温气冷堆示范电站 清华大学10MW特点10MW实验堆陶瓷型颗粒燃料石墨作慢化剂蒸汽轮机出口温度：850 C小型高温气冷堆球床模式堆Pebble Bed Model Reactor,PBMR南非国家电力公司ESK

16、OM 为中心以成立的PBMR公司南非ESKOM公司美国EXELOM公司首座堆300MWPBMR于2002 年动工，预计2007 年建成 陶瓷涂层颗粒燃料 氦气冷却1150 MWe PBR 核电站示意图核电站示意图10个模块组成IHX：intermediate heat exchanger 球床堆核燃料棱柱状高温气冷模式堆(PMR)基本概念 286 MWe,600 MWth,direct Brayton Cycle 850 C core exit temperature LEU（Low Enriched Uranium）once-through fuel cycle（一次通过燃料循环）Fuel

17、cycles submitted included waste transmutation W-Pu burner Th-U233 converterPMR概念设计极高温气冷堆极高温气冷堆Very High Temperature Reactor VHTR 基本特性 900 C coolant core exit temperature prismatic core,600 MWth,LEU（Low Enriched Uranium）once-through cycle石墨慢化剂，氦气冷却，出口温度为1000，铀/钚燃料冷却剂：He出口温度：1000热功率：600MW燃料：燃料颗粒弥散在石墨

18、柱块状 球状高非能动安全性高热效率制氢或热量利用铀/钚燃料循环，可使废物量最少高温气冷堆的性能评价 Modest improvements in sustainability Significant improvement toward safety goals Comparable economics with the potential for major improvement in applications other than electricityMotivation for VHTRs 30%of world primary fuel use is to generate ele

19、ctricity 17%of electricity uses nuclear fuel Nuclear power can offset other primary fuels in applications other than electricity VHTRs may significantly reduce liquid and gaseous fossil fuel demands热量利用方式核能制氢原理Fast breeder reactor(FBR)1 Fuel(fissile material)2 Fuel(breeder material)3 Control rods 4

20、Primary Na pump 5 Primary Na coolant 6 Reactor vessel 7 Protective vessel 8 Reactor cover 9 Cover 10 Na/Na heat exchanger 11 Secondary Na 12 Secondary Na pump 13 Steam generator 14 Fresh steam 15 Feedwater preheater 16 Feedwater pump 17 Condenser 18 Cooling water 19 Cooling water pump 20 High pressu

21、re turbine 21 Low pressure turbine 22 Generator 23 Reactor building液态金属钠或氦气冷却剂，核燃料再生核燃料再生增殖增殖快堆特点：快堆特点：1.发电发电2.核燃料增殖核燃料增殖 UPaThnThPuNpUnU233233233239239239239238),(),(气冷快堆核电厂(GFR)He或 CO2850600MW288MWU-TRU陶瓷弥散燃料能动系统和非能动系统相结合50%GFR的六角形燃料GFR的性能评价铅冷快堆（LFR）冷却剂：Pb或者Pb/Bi合金出口温度：550850功率：50-1200MW燃料：Multi-T

22、RU堆芯寿命：15-30年堆芯部件可移动 可用于发电和制氢高非能动安全性一回路压力：22.1MPa出口温度：510-550热效率：45%发电功率：1700MWe，运行压力：25MPa特点Single phaseNo steam generatorNo steam separatorSmall flow rateSmall containmentThermal/fast spectrumSCWR的基本特性比较SCWRSCWR的反应堆设计SCWR的堆芯设计日本SCWR的堆芯设计USANon-Classical Gen-IV:Coolant&Fuel 熔盐堆（MSR）熔盐堆（MSR）熔盐堆一体化反应

23、堆Integrated Primary System Reactors the primary system is fully integrated in a single vessel the nuclear island more compact eliminates the possibility of large releases of primary coolant superior safety and good economicsInternational Reactor Innovativeand Secure(IRIS)燃料氘和氚核燃料裂变或嬗变，裂变与裂变共存在一个反应堆地下堆 谢谢大家！