ABWR对轻水反应堆技术性能的改进

1、目录 1 核能发展及利用概况 2 核能发电技术基本原理 3 abwr技术研究现状与发展过程 4 abwr对轻水反应堆技术性能的改进 5 abwr发展前景展望 小结 致谢1 核能发展及利用概况核能利用的核能利用的意义意义核能发展及核能发展及利用概况利用概况 我国核能我国核能的发展现状的发展现状我国的核能我国的核能需求需求1 核能发展及利用概况 1.1 核能利用的意义人类的生活与生产离不开能源，如今传统能源日益匮乏。太阳能、水能、风能、生物能、地热能、潮汐能等新型能源，只能在一定范围内起到缓解能源紧张问题，并且各自的局限性很大，尚未实现大规模使用。而核能是高效、优质、环保的能源，可以大规模使用的、

2、达到了工业应用标准的能源，具有广阔的应用前景及发展空间。加强对核电的研究，可以促进核能在我国迅速及较大比重的应用，解决能源发展中的根本问题具有重要作用，对解决国家对能源的巨大需求、化石燃料资源严重匮乏问题，具有特别重要的经济意义和战略意义。1.2 我国的核能需求国家核电发展专题规划明确提出，我国2020年前核电装机容量将增加到3600万4000万千瓦，能源局对核电中长期发展规划的修改意见是到2020年我国核电运行装机容量应调整为7000万千瓦，在建3000万千瓦。使核电在全国电力装机总量中的比例达到。根据国家中长期能源发展形势和前景分析，在2050年我国的能源需求的研究报告中指出，核电占一次能

3、源的比重应提高到12.5%，总装机容量达到240gw。核燃料循环各环节生产能力到2020年也要在现有基础上提高46倍。近期，国家明确提出了核电自主创新的目标，于2010年左右开工建设中国品牌第三代大型轻水堆示范工程，2015年后逐步批量建设，并使之成为2020年后中国核电主力机型。1.3 我国核能的发展现状机组机组名称名称位置位置规模（兆瓦规模（兆瓦 *号）号）类型类型完成完成时间时间实际额定输出实际额定输出（兆瓦（兆瓦 *号）号）状态状态秦山秦山一期一期浙江海盐县浙江海盐县300300* *1 1压水堆（国内）压水堆（国内）1994. .4310310* *1 1运行中运行中秦山秦山二期二期

4、浙江海盐县浙江海盐县600600* *2 2压水堆（国内）压水堆（国内）2002.4 2004.5650650* *2 2运行中运行中秦山秦山三期三期浙江海盐县浙江海盐县700700* *2 2重水堆重水堆( (加拿大加拿大) )2002.12 2003.7720720* *2 2运行中运行中大亚湾大亚湾广东广东省省深圳深圳市市大亚湾大亚湾900900* *2 2压水堆（法国压水堆（法国）1994.2 1994.5980980* *2 2运行中运行中岭澳核电站岭澳核电站一期一期广东广东省省深圳深圳市市大亚湾大亚湾900900* *2 2压水堆（法国）压水堆（法国）2002.5 2003.199

5、0990* *2 2运行中运行中田湾田湾江苏省连云港江苏省连云港市高拱岛市高拱岛1,0001,000* *2 2压水堆（俄罗斯）压水堆（俄罗斯）2007.57.52007 71,0601,060* *2 2运行运行中中表1.1 我国部分已建核电站参数1.3 我国核能的发展现状1.3 我国核能的发展现状2 核能发电技术基本原理核能及核能发核能及核能发电基本原理电基本原理核核能能发发电电技技术术基基本本原原理理轻水堆核电站轻水堆核电站的工作原理的工作原理沸水堆核电站沸水堆核电站的工作原理的工作原理压水堆核电站压水堆核电站的工作原理的工作原理2 核能发电技术基本原理图2.1 核反应堆) 1 . 2(

6、2mce质量能量关系式 计算得出:图2.2 u-235裂变反应示意图)2 . 2.(200102211*236921023592mevnyxunuazazu-235裂变反应的一般反应式为裂变反应基本原理图2.3 压水堆核电站原理图压水堆原理流程图加热加热图2.4 沸水堆核电站原理图3 abwr技术研究现状与发展过程abwrabwr技术研究现技术研究现状与发展过程状与发展过程沸水堆（沸水堆（bwrbwr）与压水堆的区别与压水堆的区别abwrabwr核电站研究核电站研究现状与发展现状与发展3 abwr技术研究现状与发展过程3.1 沸水堆（bwr）与压水堆的区别和压水堆核电站相比，沸水堆核电站主要有

7、以下不同点：1.直接循环。2.堆芯出现空泡。3.沸水堆采用有盒燃料组件，入口有节流装置。4.控制棒采用液压驱动机构自下而上插入堆芯。5.在冷却剂循环上，直至abwr问世之前，采用堆内喷射泵，堆 外泵驱动的再循环回路设计。6.抑压式安全壳。3.2 abwr核电站研究现状与发展目前世界上已运行沸水堆有92座，总功率为824.31gw，占全世界核电站总功率的23%，在建的沸水堆有4座，总装机容量为4.63gw。 bwr和pwr(压水堆)都是从50年代开始发展起来的，两者相互竞争、相互学习、平行发展。但是在apwr建成并运行证明良好时已比abwr晚了约10年。日本的abwr的k6和k7机组完成了9堆*

8、年的运行周期，到1999年底，设备可用率达83%，使核电更加安全，更加经济。4 abwr对轻水反应堆技术性能的改进4.3 abwr4.3 abwr的的安全性和经安全性和经济性济性abwrabwr对轻水反应堆对轻水反应堆技术性能的改进技术性能的改进4.4 abwr4.4 abwr对对能源利用的能源利用的重要作用重要作用4.1 abwr4.1 abwr核核电站设计特电站设计特点点4.2 abwr的的结构与改进结构与改进4.1 abwr核电站设计特点(1)有效地布置汽轮机系统设备。(2)采用了大容量、高效率反应堆。(3)采用了改进型堆芯。(4)采用内置泵的反应堆再循环系统。(5)采用了改进型控制棒驱

9、动机构。(6)采用了三区危急堆芯冷却系统。(7)采用了确保钢筋混凝土反应堆安全壳等可靠性高、安全 性高的反应堆系统。(8)采用了运行性能良好的先进仪器控制设备。(9)以彻底降低废物发生量为目标的废物处理系统等。4.2 abwr的结构与改进abwr的结的结构与改进构与改进采用了内置采用了内置泵泵采用了先进采用了先进的控制棒驱的控制棒驱动机构动机构采用了改进采用了改进的堆芯设计的堆芯设计与燃料设计与燃料设计采用了先进采用了先进的仪控技术的仪控技术汽轮机系统汽轮机系统改进改进明显减少了明显减少了放射性废物放射性废物量和照射量量和照射量4.2.1 汽轮机系统改进 abwr采用了52 in长叶片的tc6

10、f-52型蒸汽轮机，采用了大容量汽水分离加热器、蝶式中间阀、给水加热器排放泵之类的设备及提高热效率的改进技术。在此基础上加了汽水分离再加热器，使由高压缸出来的蒸汽，先通过汽水分离再加热器除湿，再进入低压缸，能够达到减轻叶片水蚀的效果。这样可提高电力输出250mw，比原来非再热式提高输出功率约2%。 反应堆额定热轴功率由以往bwr的3293mw提高到3926mw，汽水分离/加热器采用二段再热式，汽轮机主蒸汽压力由6.65mpa提高到6.79mpa。汽水分离再加热器接口及控制节点划分示意图如图4-1所示。s1区-汽水分离器前及疏水箱（壳侧）s2区-汽水分离器后（壳侧）r1区-第一级再热器（壳侧、管

11、侧）r2区-第二级再热器（壳侧、管侧）冷再热蒸汽进口（3）和出口（4）疏水出口（7）第一级再热器管侧工质进口和出口(1，2)第二级再热器管侧工质进口和出口(5，6)图4-1 汽水分离再加热器接口及控制节点 汽水分离器图4-2 汽轮机及再热器位置示意图表4.1 abwr蒸汽轮发电机设备主要参数项目项目本文本文abwr反应堆反应堆以往以往bwr反应堆反应堆 反应堆-额定热轴功率/mw3926 3293给水温度/ 215215 汽轮机-型式tc6f-52tc6f-41额定电功率/mw13501100主蒸汽压力/mpa6.79 6.65转速/(r/min)15001500 冷凝器-额定真空度/kpa9

12、6.396.3冷却管材料钛钛内置加热管低压4根低压4根项目项目本文本文abwr反应堆反应堆以往以往bwr反应堆反应堆汽水分离/加热器型式二段再热式非再热式主蒸汽系统主蒸汽管引入侧部引入正面引入旁通容量/%33100冷凝水给水加热器排放方式泵排阶式蒸发 发电机型式tflqq.kdtflqq.lkd额定功率/mva15401300极数44力率0.90.9表4.1 abwr蒸汽轮发电机设备的主要参数（续）4.2.2 采用了改进的堆芯设计与燃料设计 abwr堆芯的平均功率密度低(50.6kw/l)，增加了燃料元件的热工裕度。其燃料组件采用优化的燃料装载和结构设计。堆芯的不均匀系数和最大线功率密度有所下

13、降，而燃耗增加、负荷因子提高，提高了反应堆的安全性与经济性。 abwr的设计不断改进，目前正在开展pu利用(钚热)的计划，在实际反应堆中装入混合氧化物(mox:mixed oxide )燃料组件。22puouo 表表4.1 4.1 堆芯及燃料的堆芯及燃料的基本规格基本规格项目项目基本规格基本规格 堆芯堆型先进沸水堆（abwr）热功率（mw）3926额定堆芯流量（t/h）约52.3* 103反应堆压力（mpaabs）约7.17（73.1 kg/cm2）燃料组件数（件）872控制棒根数（根）205燃料组件mox燃料组件铀燃料组件9*9燃料a型排列8行8列9行9列铀浓缩度（wt%）约1.2约3.8裂

14、变性钚富集度（wt%）约2.9最高燃耗（mwd/t）4000055000全长（m）约4.47约4.47燃料棒数（根）6074表表4.1 4.1 堆芯及燃料的堆芯及燃料的基本规格基本规格( (续续) )芯块直径（芯块直径（mm）约约10.4约约9.6芯块材料 uo2-puo2（mox燃料棒）uo2uo2 gd2o3 （铀燃料棒）uo2 gd2o3包壳管外径（mm）约12.3约11.2包壳管厚度(mm)约0.86约0.71包壳管材料锆锡合金-2锆锡合金-2挤水棒数（根）12挤水棒外径（mm）约34.0（粗径段）约24.9（粗径段）挤水棒材料锆锡合金-2（zr内衬）锆锡合金-2（zr内衬）定位架形式

15、圆形棚格式圆形棚格式 图4.3 内置泵结构图 图4.4 反应堆再循环系统的比较4.2.3 采用了内置泵内置泵的优点 用10台内置泵取代了bwr的压力容器内的20台喷射泵和压力容器外的2台外部再循环泵。 采用内置泵带来的优点是：取代了bwr中在压力容器外部的再循环系统，将一回路全部移到了压力容器内部，并且使得在压力容器的堆芯以下部位无大口径接管。省去了外部再循环回路，使反应堆厂房与安全壳的体积减少；内置泵采用了湿式电动机，结构简单，密封性好；设有内置泵振动、旋转速度、流量等监测装置，可用声音监测；内置泵电源实现多重性，10台泵分4条母线连接，安全可靠；设计余量较大；用调速电机，可调节反应堆功率。

16、4.2.4 采用了先进的控制棒驱动机构（crd）多根控制棒可同时操作，缩短反应堆开堆时间，另外可快速调整功率；具有液压紧急停堆的后备功能；排除反应性事故，没有掉棒和弹棒事故；提高了安全可靠性；提高了控制精度；控制棒和驱动活塞轴的旋转锁门结构以及检测分离的机构，实现了与控制棒保持结合的可靠性；两种控制方式的止转结构可靠。图4.5 改进型crd结构图4.2.5 采用了先进的仪控技术 abwr仪表控制系统采用全数字化技术，实现了全站综合一体化的系统设计。主要采用了以下最新技术：数字控制取代了模拟控制，现代核电站都在朝此方 面发展；光纤传输；逻辑结构采用4取2，提高了可靠性；先进的主控室。进一步改善了

17、人机接口。4.2.6 明显减少了放射性废物量和照射量冷凝净化系统容量减少abwr用中空纤维作滤材的中空过滤装置，代替了bwr的预涂层过滤器abwr采用了珠状树脂，并采用了“深床”。减少了再生时形成的大量硫酸苏打的浓缩废液。通过焚烧树脂和可燃性杂物并经水泥玻璃固化大大减容。对不燃性固体废物高压冲压减容。采用了内置泵，减少了压力容器焊接和在役检查量，且使压力容器设计成允许用自动化设备进行焊缝的在役检查；采用改进的控制棒驱动机构，每年只定期检修几根，减少检修根数，每根的检修时间也减少；其它减少辐照照射量措施，如减少腐蚀量从而活化量少了。4.3 abwr的安全性和经济性abwr的安全的安全性和经济性性

18、和经济性abwrabwr的安全性的安全性abwrabwr的经济性的经济性4.3.1 abwr4.3.1 abwr的安全性的安全性abwr一体化的设计，在应急冷却系统、动力电源及反应堆停堆系统中采用了多样化和冗余性的改进设计和对atws事故的自动化的管理，降低了堆芯发生严重事故的概率，提高了abwr在严重事故下的安全性能。abwr堆的堆芯熔化频率降为 1.6*10-7/(堆*年)。日本的运行经验表明，abwr在放射性流出物的产生量及其对环境的释放量方面，能够达到目前压水堆的先进性能水平。4.3.2 abwr4.3.2 abwr的经济性的经济性建设工期短，k6/k7从浇灌第一罐混凝土到商业运行花时

19、5152个月；系统坚固，有足够设计裕度，这是保证核电站高的可利用率，减少非计划停堆次数的基础；它有良好的运行特性和维修特性，abwr通过气泡的负反应性反馈，在70%100%之间负荷变化时，只需调节内置泵流量；满足快负荷跟踪运行要求，操作简单；随着一回路设计简化，减少了停堆维修工作量；寿命从40年增加到60年。4.4 abwr对能源利用的重要作用对改进核电站系统设计，提高机组经济性以及能源的利用率，控制核电站发电成本，平抑能源价格波动等方面具有重要意义。大大的提高了生产的安全性，为人类解决能源紧缺问题提供了有效的解决办法。由于abwr既经济又安全，为目前能源利用提供了新的发展方向和技术指导。5 abwr发展前景展望 今后30年乃至40年内压水堆仍将是我国核电的主体产业，并形成一定批量。这样既可以满足国家对核电发展的紧迫需求，又促进“第三代”