先进反应堆——轻水堆

1、先进型核反应堆先进型核反应堆第第二二章章：轻水堆核电站：轻水堆核电站一、轻水堆一、轻水堆特点特点二、二、压水堆压水堆 Pressurized Water Reactor, Pressurized Water Reactor, PWRPWR三三、沸水堆、沸水堆 Boiling Water Reactor,Boiling Water Reactor, BWR BWR 四四、压水堆与沸水堆特点比较、压水堆与沸水堆特点比较五五、第三代轻水堆、第三代轻水堆 1 1、EPREPR 2 2、AP1000AP1000一一 轻水堆特点轻水堆特点 轻水慢化、冷却轻水慢化、冷却 优越的慢化性能（慢化比小，慢化长度短

2、）优越的慢化性能（慢化比小，慢化长度短） 优越的物理性能（比热容、密度高，粘度低）优越的物理性能（比热容、密度高，粘度低） 纯水与堆芯及结构材料化学相容性好纯水与堆芯及结构材料化学相容性好 价格低廉，容易得到价格低廉，容易得到 反应性负温度系数反应性负温度系数 固有安全特性固有安全特性 堆芯紧凑堆芯紧凑 有利于经济性有利于经济性轻水堆特点轻水堆特点 可利用常规蒸汽动力装置可利用常规蒸汽动力装置 成熟技术，节省研发费及时间成熟技术，节省研发费及时间 UOUO2 2燃料和锆合金包壳材料燃料和锆合金包壳材料 堆芯耐高温，中子经济性好堆芯耐高温，中子经济性好 热中子吸收截面大热中子吸收截面大 不可使用

3、天然铀作燃料不可使用天然铀作燃料 全厂热效率为全厂热效率为31313535，7070左右废热左右废热 秦山秦山I I3131，IIII33.333.3, , 大亚湾大亚湾33.9%,33.9%,岭澳岭澳34.1%, 34.1%, 田湾田湾35.3%35.3%轻水堆特点轻水堆特点 燃料组件燃料组件 压水堆正方形（压水堆正方形（1414141418181818） 沸水堆正方形（沸水堆正方形（7 77 78 88 8） VVER VVER 六边形（六边形（127127332332根）根） 高温水对应的饱和蒸汽压力高高温水对应的饱和蒸汽压力高 反应堆必须在高压下运行（与其它堆相反应堆必须在高压下运行（

4、与其它堆相比）比） 汽轮机与火电厂高压过热汽轮机相比设汽轮机与火电厂高压过热汽轮机相比设备多，效率低。备多，效率低。压水堆压水堆PWRPWR沸水堆沸水堆BWRBWR重水堆重水堆气冷堆气冷堆石墨慢化，石墨慢化，轻水冷却堆轻水冷却堆增殖堆增殖堆机组数机组数25025093933737353515153 3装机容量装机容量(MWe)(MWe)2215522215527980379803199211992111889118891419514195863863装机容量份额装机容量份额63.60%63.60%22.90%22.90%5.70%5.70%3.40%3.40%4.10%4.10%0.20%0.

5、20%世界核电机组分布世界核电机组分布日、美、德沸水堆机组和压水堆机组日、美、德沸水堆机组和压水堆机组 BWR机组数BWR机组数BWR装机容量BWR装机容量(MW)(MW)PWR机组数PWR机组数 PWR装机容量PWR装机容量(MW)(MW)日本日本2828246822468223231842518425美国美国3636325903259069696546865468德国德国6 66363636314141591915919第一节：压水堆第一节：压水堆第一节：压水堆第一节：压水堆一、简介一、简介二、二、VVERVVER三、三、KSNPKSNP四、四、N4N4 法国布热核电站法国布热核电站 西班

6、牙特里欧压水堆核电站西班牙特里欧压水堆核电站法国贝尔堆尔核电站法国贝尔堆尔核电站德国穆尔勤茵姆德国穆尔勤茵姆- -卡尔希核电站卡尔希核电站 我国核电站简介我国核电站简介 秦山核电站秦山核电站 一核一核 （300MW300MW） 二核二核 （2 2650MW650MW） 三核三核 （2 2700MW700MW） 大亚湾核电站大亚湾核电站 大亚湾（大亚湾（2 21000MW1000MW） 岭奥岭奥 （2 21000MW1000MW） 田湾核电站田湾核电站 （2 21000MW1000MW）In operationConstructionBeijingShanghaiQinshanDaya BayT

7、ianwan中国核电厂现状中国核电厂现状 秦山核电站秦山核电站秦山一期秦山一期 秦山核电站秦山核电站秦山一期秦山一期反应堆换料反应堆换料 反应堆控制棒反应堆控制棒 秦山核电站秦山核电站秦山二期秦山二期秦山二期秦山二期2号机组于号机组于2004年年3月并网发电。（月并网发电。（浙江海盐县）浙江海盐县） 秦山核电站秦山核电站秦山二期秦山二期广东大亚湾核电厂广东大亚湾核电厂大亚湾核电站大亚湾核电站我国引进国外资金、设备和技术建设的第一座大型商我国引进国外资金、设备和技术建设的第一座大型商用核电站，总投资用核电站，总投资4040亿美元。亿美元。2 2984MWe984MWe压水堆反应堆机组。压水堆反应

8、堆机组。19871987年年8 8月月7 7日工程正式开工，日工程正式开工，19941994年年2 2月月1 1日和日和5 5月月6 6日日两台机组先后投入商业营运。两台机组先后投入商业营运。大亚湾核电站每年发电量超过大亚湾核电站每年发电量超过100100亿度，亿度，7070供香港，供香港，3030供广东电网。供广东电网。每年减少燃煤消耗每年减少燃煤消耗370370万吨，减排万吨，减排COCO2 2 900 900万吨、万吨、SOSO2 2 1717万吨、万吨、NO NO 万吨，尘埃数千吨。万吨，尘埃数千吨。 广东大亚湾核电站位于深圳市龙岗区大鹏镇麻岭广东大亚湾核电站位于深圳市龙岗区大鹏镇麻岭

9、角，西距深圳市直线距离约角，西距深圳市直线距离约4545公里，西南距香港公里，西南距香港特别行政区尖沙咀直线距离约特别行政区尖沙咀直线距离约5252公里公里岭澳核电站岭澳核电站地理位置：地理位置： 岭澳核电站位于大亚湾畔，距大亚湾核电站仅岭澳核电站位于大亚湾畔，距大亚湾核电站仅1.21.2公里公里建设：建设： 自自19971997年年5 5月月1515日开工。日开工。1 1号机组于号机组于20022002年年5 5月月2828日投入商日投入商业运行。业运行。2 2号机组于号机组于20032003年年1 1月月8 8日正式投入商业运行日正式投入商业运行, ,比原计划提前比原计划提前66 66 天

10、。天。类型：类型： 岭澳与大亚湾一样为岭澳与大亚湾一样为10001000MWMW法国压水堆技术，但周期更短，法国压水堆技术，但周期更短，造价更低。造价更低。自主化：自主化： 工程管理、建筑安装、生产准备自主化。部分设计自主工程管理、建筑安装、生产准备自主化。部分设计自主化、部分设备制造国产化，设备国内自主化比例将由化、部分设备制造国产化，设备国内自主化比例将由逐步提高到。逐步提高到。核燃料：3.2%3.2%浓缩铀浓缩铀, , 以二氧化铀的状态铸以二氧化铀的状态铸成陶瓷燃料芯块，芯成陶瓷燃料芯块，芯块封装到锆合金包壳块封装到锆合金包壳管中，组成燃料棒。管中，组成燃料棒。 燃料棒装入燃料组件燃料棒

11、装入燃料组件中每个组件的基层是中每个组件的基层是一个一个17x1717x17的方格，有的方格，有264264根燃料棒、根燃料棒、2424根控根控制棒及一个仪表管。制棒及一个仪表管。 大亚湾使用大亚湾使用157157个燃料个燃料组件，它们集中在一组件，它们集中在一个高个高3.663.66米，直径米，直径3.23.2米的堆芯中。米的堆芯中。 未经使用的燃料组件未经使用的燃料组件放射性极低，可以轻放射性极低，可以轻易、安全地运输。易、安全地运输。蒸汽供应系统蒸汽供应系统 压力壳重压力壳重314314吨，钢壁吨，钢壁厚厚2020厘米。厘米。 水泵进压力壳后，温水泵进压力壳后，温度升至度升至330 33

12、0 C C 。 二回路中的水被一回二回路中的水被一回路中的水加热，蒸发路中的水加热，蒸发成蒸汽后驱动汽轮机成蒸汽后驱动汽轮机转动。转动。 大亚湾三回路运转。大亚湾三回路运转。 三个回路中，其中有三个回路中，其中有一个接到稳压器上。一个接到稳压器上。稳压器内的水受热成稳压器内的水受热成为蒸汽，用以维持一为蒸汽，用以维持一回路中的水于回路中的水于15.5 15.5 MPa MPa 高压而不至于沸高压而不至于沸腾。腾。 反应堆内的燃料会慢慢消耗。平均而言，反应堆内的燃料会慢慢消耗。平均而言，每个燃料组件会在反应堆内保留连续三年每个燃料组件会在反应堆内保留连续三年的工作时间。大亚湾核电站每年在一个燃的

13、工作时间。大亚湾核电站每年在一个燃料周期完结时更换约三分之一的燃料组件。料周期完结时更换约三分之一的燃料组件。 更换燃料前，反应堆会慢慢停止运行，而更换燃料前，反应堆会慢慢停止运行，而冷却剂的温度和压力在多个小时后会慢慢冷却剂的温度和压力在多个小时后会慢慢下降。切断控制棒驱动机构电源，移开压下降。切断控制棒驱动机构电源，移开压力壳顶盖。然后，反应堆压力壳以上的空力壳顶盖。然后，反应堆压力壳以上的空间将被注满水作为辐射屏障，燃料组件将间将被注满水作为辐射屏障，燃料组件将逐个移离容器，再通过管道由反应堆厂房逐个移离容器，再通过管道由反应堆厂房运往隔壁的燃料厂房内的燃料水池中。运往隔壁的燃料厂房内的

14、燃料水池中。更换燃料更换燃料 使用后的使用后的“乏燃料乏燃料”组件会继续存放在水组件会继续存放在水池中，直至其辐射水平大幅降低后再运走。池中，直至其辐射水平大幅降低后再运走。 在反应堆运行过程中，反应堆堆芯中央的在反应堆运行过程中，反应堆堆芯中央的核燃料会消耗得比较快，因此在更换核燃核燃料会消耗得比较快，因此在更换核燃料的过程中，堆芯中央的核燃料会被首先料的过程中，堆芯中央的核燃料会被首先取走，由堆芯周围的燃料组件取代，新放取走，由堆芯周围的燃料组件取代，新放入的燃料组件将顶替移至中央的燃料组件入的燃料组件将顶替移至中央的燃料组件的位置。大亚湾核电站每年更换燃料燃料的位置。大亚湾核电站每年更换

15、燃料燃料组件，需时约两个星期，但通常会利用这组件，需时约两个星期，但通常会利用这段时间一并进行电站的年度检查维修工作，段时间一并进行电站的年度检查维修工作，共需花时四至八个星期。共需花时四至八个星期。更换燃料更换燃料 大亚湾核电站控制室大亚湾核电站控制室常规岛内景常规岛内景 3 3、田湾核电站、田湾核电站 中俄合作项目中俄合作项目 厂址位于江苏省连云港市田湾厂址位于江苏省连云港市田湾 一期工程建设两台俄罗斯一期工程建设两台俄罗斯AES-91/V-428 AES-91/V-428 （VVER-1000/428 NPP-91VVER-1000/428 NPP-91）型压水堆核电）型压水堆核电机组，

16、装机容量为机组，装机容量为2 2106106万千瓦万千瓦 19991999年年1010月月2020日进行日进行1 1号机组的第一罐混号机组的第一罐混凝土浇注，凝土浇注，20002000年年9 9月月2020日进行日进行2 2号机组的号机组的第一罐混凝土浇注。第一罐混凝土浇注。 1 1号机组和号机组和2 2号机组计划分别于号机组计划分别于20042004年和年和20052005年建成投产，现已延迟至年建成投产，现已延迟至20072007年。年。 建造中的江苏田湾核电站建造中的江苏田湾核电站建造中的江苏田湾核电站建造中的江苏田湾核电站二、二、VVERVVER VVER VVER 与与 PWR PW

17、R 基本原理与工艺流程相同基本原理与工艺流程相同 7070年代第一代年代第一代VVER-440VVER-440未设置应急堆芯冷却未设置应急堆芯冷却系统和安全壳系统和安全壳。但堆芯设计安全裕度较大。但堆芯设计安全裕度较大（8383kW/LkW/L），），并采用并采用卧式蒸发器卧式蒸发器，一回路水，一回路水量大，事故情况下保证堆芯淹没。量大，事故情况下保证堆芯淹没。 8080年代前期第二代年代前期第二代VVER-440VVER-440增设应急堆芯冷增设应急堆芯冷却系统，但没设安全壳。却系统，但没设安全壳。 8080年代后期第三代年代后期第三代VVER-1000VVER-1000增设安全壳增设安全壳

18、。建。建2222座。座。VVERVVER 9090年代第四代年代第四代VVER-1000VVER-1000（AES-91/V-392)AES-91/V-392)。安全壳采安全壳采用双层结构用双层结构，乏燃料水池布置在安全壳内。同，乏燃料水池布置在安全壳内。同PWRPWR安全安全标准基本相同，有些安全系统裕度更大。标准基本相同，有些安全系统裕度更大。 我国田湾采用我国田湾采用VVER-1000VVER-1000（AES-91/V-428)AES-91/V-428)，在燃料格在燃料格架、导向管及控制棒材料，换料及功率展平方案，压架、导向管及控制棒材料，换料及功率展平方案，压力壳结构，专设安全系统等

19、方面都做了改进。同力壳结构，专设安全系统等方面都做了改进。同APWRAPWR安全标准基本相当。安全标准基本相当。 俄罗斯计划到俄罗斯计划到20152015年每年兴建两个百万千万核反应堆年每年兴建两个百万千万核反应堆, ,到到20202020年将其数量增加到每年四个。俄罗斯目前在年将其数量增加到每年四个。俄罗斯目前在1010个核电厂有个核电厂有3131个核反应堆，约占其电力发电的个核反应堆，约占其电力发电的16%16%到到17%17%。到。到20302030年将核电发电的份额提高到至少年将核电发电的份额提高到至少25%25%。 VVER-1000VVER-1000（AES-91)AES-91)总

20、结了总结了2020套套VVERVVER运行经运行经验验 具有更高的安全性，它符合当今国际核电安具有更高的安全性，它符合当今国际核电安全法规的要求和发展趋向全法规的要求和发展趋向 安全系统的多重性、多样性和冗余性（安全安全系统的多重性、多样性和冗余性（安全余量大），针对各种可能发生的异常状况和余量大），针对各种可能发生的异常状况和事故，设置相应的预防措施和安全系统，确事故，设置相应的预防措施和安全系统，确保核电站安全可行地运行保核电站安全可行地运行 VVERVVER 安全壳预应力钢缆系统安全壳预应力钢缆系统 共有水平环向共有水平环向360360 预应力钢丝束预应力钢丝束7070束，束，竖向倒竖向

21、倒U U形预应力钢丝束形预应力钢丝束5050束，每束由束，每束由5555根七股钢绞线组成，根七股钢绞线组成， 该设计系国内首次采用的国际先进技该设计系国内首次采用的国际先进技术，设计内抗压能力达到术，设计内抗压能力达到0.5MPa0.5MPa，最，最高可达高可达0.7MPa0.7MPa。 该系统能够大大提高安全壳的承压能该系统能够大大提高安全壳的承压能力，增强核电站安全水平。力，增强核电站安全水平。AES-91AES-91技术特点技术特点 双层安全壳双层安全壳反应堆厂房穹顶吊装反应堆厂房穹顶吊装 双层安全壳结构双层安全壳结构 它既能抵御外部破坏，例如：龙卷风、地震、小型飞它既能抵御外部破坏，例

22、如：龙卷风、地震、小型飞机的撞击，还能抵御在最严重事故情况下内部放射机的撞击，还能抵御在最严重事故情况下内部放射性物质的外泄。性物质的外泄。 两层安全壳之间为带有碘和气溶胶过滤器通风系统两层安全壳之间为带有碘和气溶胶过滤器通风系统的负压环型空间，有效减少了放射必物质向周围环的负压环型空间，有效减少了放射必物质向周围环境的释放，从而达到有效的防护目的，同时也成为境的释放，从而达到有效的防护目的，同时也成为目前国内独一无二的双层安全壳核电站。目前国内独一无二的双层安全壳核电站。 双层安全壳内层是钢缆预应力张拉系统的混凝土墙双层安全壳内层是钢缆预应力张拉系统的混凝土墙体，厚为体，厚为1.21.2米，

23、内壁有米，内壁有6 6毫米厚的钢覆；外壳是普毫米厚的钢覆；外壳是普通混凝土墙休，厚为通混凝土墙休，厚为0.60.6米，内外层之间间距米，内外层之间间距1.81.8米。米。外层安全壳反应堆厂房外径为外层安全壳反应堆厂房外径为51.251.2米，总高度为米，总高度为74.274.2米。米。AES-91AES-91技术特点技术特点 先进的数字化分布先进的数字化分布控制系统（控制系统（DCSDCS） 由运行仪控（由运行仪控（TXPTXP）和）和安全仪控（安全仪控（TXSTXS）两部）两部分组成，是目前我国核分组成，是目前我国核电站首次引进的全数字电站首次引进的全数字仪控系统。仪控系统。 由于由于DCS

24、DCS系统具有可靠系统具有可靠性高，监视控制功能强性高，监视控制功能强及安装维护方便等特点，及安装维护方便等特点，将会为核电站安全、经将会为核电站安全、经济、高效运行发挥重要济、高效运行发挥重要作用。作用。AES-91AES-91技术特点技术特点 全数字化主控室全数字化主控室 4 4通道安全系统通道安全系统 包括：堆芯应急冷却系包括：堆芯应急冷却系统、事故浓硼注入系统、统、事故浓硼注入系统、安全壳喷淋系统和事故安全壳喷淋系统和事故给水系统给水系统 每个安全系统由每个安全系统由4 4个完全个完全独立和实体隔离的通道独立和实体隔离的通道组成。这样在运行中形组成。这样在运行中形成了一个系统运行、三成

25、了一个系统运行、三个系统备用的个系统备用的“N+3”N+3”的的多重保护组合，从而大多重保护组合，从而大大提高了电厂的安全性。大提高了电厂的安全性。 AES-91AES-91技术特点技术特点 安注泵系统安注泵系统安全壳安全壳安全系统安全系统一回路系统一回路系统蒸汽发生器蒸汽发生器仪控系统仪控系统国内其他国内其他核电站核电站 单壳单壳三通道三通道二环路或三二环路或三环路环路立式立式模拟模拟田湾核电田湾核电站站 双壳双壳四通道四通道四环路四环路卧式卧式数字全数数字全数字化字化n 正常运行情况下，四个环路的设备同时工作。正常运行情况下，四个环路的设备同时工作。n 若其中两个环路发生故障，仍可降低功率

26、继续运行、若其中两个环路发生故障，仍可降低功率继续运行、 可不停堆。可不停堆。AES-91AES-91技术特点技术特点 汽轮机组汽轮机组反应堆装堆实验反应堆装堆实验装堆装堆安装吊篮安装吊篮奠定基础奠定基础三、三、KSNPKSNP KSNPKSNP+ +：Korea Standard Nuclear Power Plant Korea Standard Nuclear Power Plant 引进西屋技术，已国产化引进西屋技术，已国产化 1000MW1000MW， 两环路，两环路，4 4个主泵个主泵 在安全性、负荷利用率、设计安全裕度、控制系统、在安全性、负荷利用率、设计安全裕度、控制系统、运行

27、及经济性等方面比二代系统有改进运行及经济性等方面比二代系统有改进 9595年年OPR1000OPR1000(Optimized Power reactor(Optimized Power reactor）灵光）灵光3#3#，4#4#运行运行 98-0598-05年并用年并用KSNPKSNP，灵光，灵光5#,6#5#,6#，蔚珍，蔚珍3 36#6#运行运行 4 4座座KSNPKSNP（OPROPR）在建，新古里）在建，新古里1-2#(08/091-2#(08/09年年),),新月新月城城1-2#(09/101-2#(09/10年）年） 计划计划APRAPR14001400（先进（先进KSNP),

28、KSNP),新古里新古里3-4#(10/113-4#(10/11年）。年）。三、三、 KSNP-KSNP-韩国核电韩国核电 装机及发电世界第六（装机及发电世界第六（GWeGWe） 美国（美国（9898）, ,法国（法国（6262）, ,日本（日本（4848）, ,德国（德国（2222）, ,俄国（俄国（2121）, ,韩国（韩国（17.817.8）, ,英国英国, ,乌克兰乌克兰, ,加拿大加拿大 4 4个核电站，个核电站，2020座反应堆座反应堆 古里（古里（KoriKori4PWR4PWR）, ,月城（月城（WolsongWolsong4PHWR4PHWR）, ,灵光（灵光（Yonggwa

29、ngYonggwang6 6）, ,蔚珍（蔚珍（UlchinUlchin6 6） 装机容量占装机容量占28.6%,28.6%,发电量占发电量占38.7%38.7% 四、法国四、法国N4N4核电站核电站 法国核电系统共有法国核电系统共有5858座压水堆，其中座压水堆，其中4 4座座N4N4系系列反应堆（列反应堆（34349009002020130013004 414501450） 拥有拥有10001000堆年以上的核电运行经验，可用率堆年以上的核电运行经验，可用率良好，达到良好，达到82%82%。 N4N4机组是目前运行的最先进的核电站：机组是目前运行的最先进的核电站： 双层安全壳，数字化控制系

30、统，双层安全壳，数字化控制系统， 先进透平系统（先进透平系统（ArabelleArabelle TubineTubine）第二节：第二节：BWRBWR与与ABWRABWRBWRBWR追求简易化的历史追求简易化的历史带蒸气包汽水分离器带蒸气包汽水分离器双重循环式双重循环式（1950年代60年代）内置汽水分离器内置汽水分离器直接循环式直接循环式（1960年代）内置射流泵内置射流泵减少周围管道式减少周围管道式（1970年代至今）内置循环泵内置循环泵取消堆芯周围管道取消堆芯周围管道（1990年代至今）初期的初期的BWRBWR传统式传统式BWRBWRABWRABWRl刻意追求简易刻意追求简易- -直接循

31、环直接循环l采用验证技术采用验证技术沸水堆的发展历程沸水堆的发展历程 四个发展阶段四个发展阶段 50 506060年代采用带蒸气汽包和蒸气分离器的双重年代采用带蒸气汽包和蒸气分离器的双重式循环；式循环； 70 70年代取消蒸汽发生器采用直接循环；年代取消蒸汽发生器采用直接循环； 80 80年代采用堆内型喷射泵；年代采用堆内型喷射泵； 90 90年代采用堆内型再循环泵。年代采用堆内型再循环泵。 三次标准改进三次标准改进 第一次在第一次在76767777年，第二次在年，第二次在78788080年，第三次年，第三次在在81818585年。三次改进后沸水堆的设计，安全性年。三次改进后沸水堆的设计，安全

32、性发生了较大的变化，成为了我们目前所研究的先发生了较大的变化，成为了我们目前所研究的先进沸水堆进沸水堆。带有喷射泵及外部再循环回路的带有喷射泵及外部再循环回路的BWRBWR系统示意图系统示意图55 建设体制建设体制东京电力东京电力代表者：东芝代表者：东芝东芝东芝日立日立核岛系统核岛系统堆内构件堆内构件汽机系统汽机系统汽轮机和汽轮机和发电机部件发电机部件汽轮机汽轮机发电机本体发电机本体核燃料核燃料 发单，东芝、日立制造发单，东芝、日立制造 号机的管理与制造范围，东芝与日立对换号机的管理与制造范围，东芝与日立对换控制总体计划控制总体计划现场施工管理等现场施工管理等 ABWR ABWR的技术特征的技

33、术特征因为堆芯外围没有再循环管道，因为堆芯外围没有再循环管道，所以其他管道破损，堆水不丧失所以其他管道破损，堆水不丧失/ /保证堆芯不裸露（安全性提高）保证堆芯不裸露（安全性提高）减少了职业性辐照剂量减少了职业性辐照剂量a)a)内置循环泵内置循环泵(RIP: Reactor Internal Pump)(RIP: Reactor Internal Pump) 安全性提高安全性提高 ( (有液压式应急驱动、电驱动后援双重驱动源有液压式应急驱动、电驱动后援双重驱动源) ) 可同时操作复数控制棒，缩短了起动时间可同时操作复数控制棒，缩短了起动时间 具有微调功能，增大了可运行性具有微调功能，增大了可运

34、行性b)b)先进型控制棒驱动机构先进型控制棒驱动机构(FMCRD: Fine Motion Control RodDrive) 电动机电动机 ( (日常控制日常控制) )液压管道液压管道( (应急停堆动力应急停堆动力) )c)c)钢筋混凝土结构安全壳钢筋混凝土结构安全壳 ：RCCVRCCVMARK-I(1100MWeBWR)MARK-II(1100MWeBWR) 与核岛房融为一体与核岛房融为一体 输出功率单位的建筑体积减少输出功率单位的建筑体积减少 降低造价降低造价 缩短建设工期缩短建设工期 RPVRPV重心位置降低重心位置降低 比比MARK-IIMARK-II降低降低10m10m 提高抗震性

35、能提高抗震性能RCCV(1350MWeABWR)小型主控台小型主控台大型显示盘大型显示盘 提高了可靠性提高了可靠性 信息集中化的信息集中化的人机接口人机接口 增大自动化程增大自动化程度，运行易于度，运行易于掌握掌握 提高了检修性提高了检修性d) d) 新型测控设备（主控室）新型测控设备（主控室） 采用了采用了最新技术最新技术包括安全系统在内，全部使用数码安全系统在内，全部使用数码 技术和多重传送技术技术和多重传送技术e) e) 应急堆芯冷却系统应急堆芯冷却系统 ABWRABWR ECCSECCS的的3 3个功能组个功能组 RCICLPFLHPCFHPCFLPFLLPFLD/GD/GD/G全部高

36、压安注系统全部高压安注系统 低压安注系统低压安注系统 应急应急用电源分别组合成个独立系统用电源分别组合成个独立系统RCIC:ReactorCoreIsolationCoolingSystemHPCF:HighPressureCoreFlooderSystemLPFL:LowPressureFlooderSystemD/G:StandbyDieselGeneratorADS:AutomaticDepressurizationSystem 即使发生最大即使发生最大LOCALOCA事故，堆芯也事故，堆芯也能保证不裸露水面能保证不裸露水面 提高了安全性和可靠性提高了安全性和可靠性采用最新型设备、取得了

37、明显效果采用最新型设备、取得了明显效果- RIPRIP 安全性提高安全性提高- FMCRDFMCRD 可靠性提高可靠性提高- RCCVRCCV 可运行性和可操作性提高可运行性和可操作性提高- 最新型测控设备最新型测控设备 经济性提高经济性提高- ECCS 3ECCS 3个功能组个功能组总结总结-6/7-6/7成绩，不断发展技术追求合理化，成绩，不断发展技术追求合理化，成果投入新建项目使用。成果投入新建项目使用。 ABWR ABWR的技术特征的技术特征小结小结BWRBWR与与ABWRABWR主要差别主要差别 效率：效率：BWRBWR 33 33，ABWR 35ABWR 35 工期：工期：BWR5

38、8BWR58月，月，ABWR 48ABWR 48月月 负荷因子：负荷因子：BWR75BWR75， ABWR 87% ABWR 87% 剂量水平：剂量水平：BWR 1 BWR 1 人人. .SvSv / /年，年， ABWR 0.36 ABWR 0.36 人人. .SvSv / /年年 启动时间：启动时间：ABWRABWR缩短缩短1/31/3 放射性废物量：放射性废物量：ABWRABWR每堆年减少一半每堆年减少一半先进沸水堆先进沸水堆 利用先进技术和成熟的经验，代表当今核电站发展水平。利用先进技术和成熟的经验，代表当今核电站发展水平。它与它与GEGE研制的前六代沸水堆研制的前六代沸水堆( (BW

39、R1-BWR6)BWR1-BWR6)及欧洲沸水堆及欧洲沸水堆相比，就单相系统或设备的设计而言，在技术上没有明相比，就单相系统或设备的设计而言，在技术上没有明显的突破，但它集以往沸水堆技术及经验之大成显的突破，但它集以往沸水堆技术及经验之大成, , 更符更符合先进轻水堆合先进轻水堆URDURD设计规范，在整体上体现出了它综合设计规范，在整体上体现出了它综合的优势。的优势。 精密控制棒驱动系统维修率低，高性能的防辐射材料，精密控制棒驱动系统维修率低，高性能的防辐射材料，长寿命的中子监视器，改进的水化学系统等等。长寿命的中子监视器，改进的水化学系统等等。 先进沸水堆通过改进堆芯及燃料的设计使功率振荡

40、衰减先进沸水堆通过改进堆芯及燃料的设计使功率振荡衰减比非常小，堆的稳定性大大提高。比非常小，堆的稳定性大大提高。 先进堆堆内设置自动运行，保护器禁止堆运行在高功率先进堆堆内设置自动运行，保护器禁止堆运行在高功率密度密度/ /低流量区，来防止两相流不稳定性的发生。低流量区，来防止两相流不稳定性的发生。世界首台世界首台ABWRABWR机组机组: : 东京电力公司柏崎刈羽核电厂东京电力公司柏崎刈羽核电厂6/76/7号机号机Ohma Full-MOX(T/O 2008)Fukushima-I 7&8(T/O 2007, 08)Higashidori 2 TOHOKU(T/O after 201

41、1)Higashidori 1&2 TEPCO(T/O 2010,after 2010)Shika 2(T/O 2006)Kaminoseki 1&2(T/O 2012, 15)Shimane 3(T/O 2010)Hamaoka 5(T/O 2005)Lungnen 1&2(T/O 2006,2007)面向世界的标准电站面向世界的标准电站ABWRABWRABWRABWR新建项目不断新建项目不断开建项目开建项目2 2台台筹建项目台筹建项目台Kashiwazaki Kariwa 6&7(T/O 1996, 1997)浜冈5号2005年已运行志贺2号2006年3月已

42、运行 NuclearPowerPlantsinJapan： ：53,45.9GWe(32countries,430plantsintheworld)BWR in operation29BWR under construction 3BWR under planning5PWR in operation23PWR under construction 0PWR under planning1THigashidooriOnagawaFukushima IIFukushima ITokaiHamaokaIkataSendaiGenkaiShimaneTakahamaOhiMihamaTsurugaS

43、hikaKashiwazaki-KariwaTomariOhmaMakiKaminoseki岛根3号机组：计划中大间：计划中志贺2号机组开工：1999年8月运行开始：2006年3月浜冈5号机组开工：1999年3月运转开始：2005年1月上关：计划中8积累丰富的ABWR运行业绩浜冈5号机组(2005年1月)、志贺2号机组(2006年3月)已开始运行 ABWR4机组计划上马(已经列入国家电力资源开发计划中)91011第三节：沸水堆与压水堆第三节：沸水堆与压水堆一、反应堆物理和热工水力的基本原理一、反应堆物理和热工水力的基本原理二、蒸汽产生及相关设备二、蒸汽产生及相关设备 三、堆芯与燃料设计三、堆芯

44、与燃料设计四、反应堆运行与控制四、反应堆运行与控制一、反应堆物理和热工水力的基本原理一、反应堆物理和热工水力的基本原理 BWRBWR和和PWRPWR的堆物理原理非常相似的堆物理原理非常相似 都用都用2%2%3%3%或更高富集度的或更高富集度的UOUO2 2芯块燃料。芯块燃料。 都采用非均匀堆芯设计概念，都采用非均匀堆芯设计概念， 都以水为慢化剂和冷却剂。都以水为慢化剂和冷却剂。 主要区别就是在主要区别就是在BWRBWR堆芯形成的空泡影响，其直接堆芯形成的空泡影响，其直接影响着中子慢化和堆芯的反应性以及堆芯热传导。影响着中子慢化和堆芯的反应性以及堆芯热传导。 在反应堆运行时，主蒸汽中含有半衰期仅

45、为几秒在反应堆运行时，主蒸汽中含有半衰期仅为几秒钟的放射性氮钟的放射性氮-16-16，尽管如此，尽管如此，BWRBWR的汽机还必须的汽机还必须配以必要的生物屏蔽来用以职业防护。配以必要的生物屏蔽来用以职业防护。 BWR PWRBWR PWR 在压力容器中有两相流在压力容器中有两相流 在压力容器中是单相流在压力容器中是单相流 过冷和饱和冷却剂过冷和饱和冷却剂 过冷冷却剂过冷冷却剂 形成空泡形成空泡 无空泡形成无空泡形成 避免过渡沸腾避免过渡沸腾 避免膜态沸腾避免膜态沸腾 监测最小临界功率比监测最小临界功率比 监测偏离泡核沸腾比监测偏离泡核沸腾比 最小临界功率扰动不会最小临界功率扰动不会 偏离偏离

46、DNBDNB比将会引起比将会引起 引起包壳峰值温度引起包壳峰值温度 包壳峰值温度上升包壳峰值温度上升 PWRPWR和和BWRBWR在热工水力方面的区别：在热工水力方面的区别：二、蒸汽产生及相关设备二、蒸汽产生及相关设备 BWR PWRBWR PWR直接循环直接循环 间接循环间接循环RPVRPV压力压力73.73.kg/cmkg/cm2 2 RPVRPV压力压力158 158 kg/cmkg/cm2 2RPVRPV温度温度286 286 RPVRPV温度温度320320蒸汽产生于蒸汽产生于RPV RPV 蒸汽产生于蒸发器蒸汽产生于蒸发器 （汽水分离器和蒸汽干燥器（汽水分离器和蒸汽干燥器 ） （通

47、过二器路）（通过二器路）RPVRPV内允许沸腾内允许沸腾 RPVRPV内无沸腾内无沸腾 主要核蒸汽供应系统设备主要核蒸汽供应系统设备 BWR BWR PWRPWR压力容器压力容器 反应堆压力容器反应堆压力容器（蒸汽干燥器和汽水公离器）（蒸汽干燥器和汽水公离器） 无蒸汽发生器无蒸汽发生器 4 4个蒸发器个蒸发器无稳压器无稳压器 1 1个稳压器个稳压器内置泵（内置泵（ABWRABWR） 压力容器外的主泵压力容器外的主泵下部插入控制棒下部插入控制棒 上端插入上端插入压力容器尺寸压力容器尺寸 压力容器尺寸，压力容器尺寸， 高：高：22 22 m m 高：高：12.612.6m m 直径：直径：7 7m

48、 m 直径：直径： 4.4 4.4m m 厚度：厚度：15 15 cm cm 厚度：厚度：2222cmcm堆芯压降堆芯压降1.49 1.49 堆芯压降堆芯压降1.451.45沸水堆与压水堆堆芯与压力壳沸水堆与压水堆堆芯与压力壳 沸水堆堆芯直径大沸水堆堆芯直径大： 1 1）沸水堆芯内空泡的存在使得中子慢化能力下降。沸水堆芯内空泡的存在使得中子慢化能力下降。 2 2）两相流的压降要高。）两相流的压降要高。BWRBWR堆芯大。压力壳直径大堆芯大。压力壳直径大 沸水堆压力壳高：沸水堆压力壳高： 沸水堆需要把堆芯出口蒸汽，水进行分离及对蒸汽进沸水堆需要把堆芯出口蒸汽，水进行分离及对蒸汽进行干燥，行干燥，

49、要要设置汽水分离器及蒸汽干燥器。设置汽水分离器及蒸汽干燥器。 沸水堆压力壳壁薄沸水堆压力壳壁薄: : 运行压力及温度都较低。运行压力及温度都较低。 沸水堆安全壳体积小沸水堆安全壳体积小: : 沸水堆省去了蒸发器，稳压器及相应的管道。沸水堆省去了蒸发器，稳压器及相应的管道。安全壳设计安全壳设计 两种堆型的安全壳比较两种堆型的安全壳比较BWR BWR PWRPWR主系统设备少主系统设备少 主系统设备多主系统设备多湿安全壳湿安全壳 干安全壳干安全壳抑压概念抑压概念 没有采用水水抑压没有采用水水抑压干井、湿井和通孔干井、湿井和通孔 无湿井无湿井瞬态和事故时抑压池瞬态和事故时抑压池 可作为热阱可作为热阱

50、 三、堆芯与燃料设计三、堆芯与燃料设计 BWR PWRBWR PWRUOUO2 2芯块及芯块及ZrZr包壳包壳 UOUO2 2芯块及芯块及ZrZr包壳包壳每个盒内每个盒内8 88 8或或9 99 9棒布置棒布置 每个组件每个组件17171717个燃料棒个燃料棒元件盒，尺寸：元件盒，尺寸：1515cmcm方，方，370370cmcm长长 组件尺寸为组件尺寸为2121cmcm方，方，400400cmcm长长燃料棒直径燃料棒直径10.610.6mmmm 燃料棒直径燃料棒直径8.28.2mmmm平均堆芯功率密度平均堆芯功率密度50 50 kw/lkw/l 平均堆芯功率密度平均堆芯功率密度9090kw/

51、lkw/l燃料燃耗（平均）燃料燃耗（平均）4500045000MWdMWd/T/T 平均燃耗平均燃耗5000050000MWdMWd/T/T 四、反应堆运行与控制四、反应堆运行与控制 BWR PWRBWR PWR控制棒（控制棒（170170200200） 控制棒束（控制棒束（50506060） 十字形控制棒处于燃料间隙中十字形控制棒处于燃料间隙中 燃料棒间的棒束控制棒燃料棒间的棒束控制棒 B B4 4C C或或HfHf B B4 4C C或或HfHf 反应堆紧急停堆反应堆紧急停堆 反应堆紧急停堆反应堆紧急停堆 燃料中的可燃毒物（燃料中的可燃毒物（GdGd） 可燃毒物（可燃毒物（GdGd和其它的

52、物类）和其它的物类）堆芯流量堆芯流量 化学补偿（含硼液体）化学补偿（含硼液体） 负空泡系数负空泡系数 停堆添加物停堆添加物 增加流量会引起增加流量会引起 反应性和功率的增加反应性和功率的增加 负空泡系数负空泡系数 由负到正的慢化剂温度系数由负到正的慢化剂温度系数保护系统停堆信号保护系统停堆信号 BWR PWRBWR PWR反应堆高压反应堆高压 稳压器高压稳压器高压干井高压干井高压 稳压器低压稳压器低压反应堆水位低反应堆水位低 稳压器高水位稳压器高水位主蒸汽中高放射性主蒸汽中高放射性 蒸发器水位低蒸发器水位低反应堆水位高反应堆水位高 中子通量过高中子通量过高中子通量过高中子通量过高 回路流量太低

53、回路流量太低汽轮机控制阀快速关闭汽轮机控制阀快速关闭 超功率温差超功率温差汽机闸阀关闭汽机闸阀关闭 超温温差超温温差主蒸汽隔离阀关闭主蒸汽隔离阀关闭 汽机停机主泵电源欠压汽机停机主泵电源欠压 主泵电源低频供应主泵电源低频供应 安注安注 运行和维修运行和维修 BWR PWR BWR PWR反应性控制反应性控制 反应性控制反应性控制 整个周期内仅几根控制棒整个周期内仅几根控制棒 许多控制棒束许多控制棒束 流量控制用以调节功率流量控制用以调节功率 化学补偿控制化学补偿控制操作者反应基于事故判断操作者反应基于事故判断 操作者反应是基于症状操作者反应是基于症状 任何情况下都要保障任何情况下都要保障RPV

54、RPV水位水位 必须判断事故的可能性必须判断事故的可能性 操作员无需复杂判断操作员无需复杂判断堆芯热工水力设计更加抗瞬态堆芯热工水力设计更加抗瞬态 对失压和堆芯沸腾的响应较麻烦对失压和堆芯沸腾的响应较麻烦容易负荷跟踪容易负荷跟踪 负荷跟踪较为麻烦负荷跟踪较为麻烦灵活的循环周期灵活的循环周期 想增加循环长度并不容易想增加循环长度并不容易BWRBWR与与PWRPWR的负荷跟踪机理的负荷跟踪机理 BWR PWR BWR PWR通过控制流量来调节功率通过控制流量来调节功率 通过硼水和控制棒通过硼水和控制棒 来调节功率来调节功率 快速调节可达快速调节可达1%/1%/秒秒 慢：慢：2-5% 2-5% /

55、/ 分分范围为额定功率的范围为额定功率的 范围为额定功率的范围为额定功率的 50% 50%100% 30%100% 30%100%100%负空泡系数可稳定氙效应负空泡系数可稳定氙效应 为了补偿氙效应插入为了补偿氙效应插入 控制棒束展平功率分布控制棒束展平功率分布 三、第三代先进三、第三代先进PWRPWR1 1、 EPREPR2 2、 AP600/1000AP600/10001 1、EPREPR欧洲压水堆欧洲压水堆 （1 1）EPREPR简介简介（2 2）技术特点）技术特点（3 3）安全特性）安全特性(1)EPR (1)EPR 简介简介 法德双方协作共同开发法德双方协作共同开发 核电厂供应商的合

56、作：法马通和西门子核电厂供应商的合作：法马通和西门子KWUKWU（现为（现为AREVAAREVA公公司）；司）； 两国电力公司的合作：（现已合并为两国电力公司的合作：（现已合并为E.ONE.ON、EnBWEnBW、RWE RWE PowerPower） 两国核安全当局合作：以求制定出共同的核安全法规。两国核安全当局合作：以求制定出共同的核安全法规。 在世界上现役轻水堆几千个堆年运行经验反馈的基础上并在世界上现役轻水堆几千个堆年运行经验反馈的基础上并吸收包括法国吸收包括法国 N4 N4 机组机组 和和 德国德国KONVOI KONVOI 机组在内的最新机组在内的最新反应堆技术而开发出来的。反应堆

57、技术而开发出来的。 综合了几十年研发（综合了几十年研发（R&DR&D）计划取得的成果，特别是由法）计划取得的成果，特别是由法国原子能委员会和国原子能委员会和Karlsruhe Karlsruhe 研究中心所获得的研究成果。研究中心所获得的研究成果。(1)EPR(1)EPR简介简介 160160万千瓦级压水堆，其单机容量为世界之最万千瓦级压水堆，其单机容量为世界之最 机组热效率为当今轻水堆之最：机组热效率为当今轻水堆之最：36/37%36/37%； 从第一罐混凝土计建造周期不超过从第一罐混凝土计建造周期不超过4848个月；个月； 设计寿命增加到设计寿命增加到6060年；年； 燃料

58、燃料U U235235富集度富集度5 5；燃料组件卸料燃耗深；燃料组件卸料燃耗深70000MWd/t70000MWd/t 燃料利用率提高；每兆瓦时铀消耗量节约燃料利用率提高；每兆瓦时铀消耗量节约17%17% 机组整个寿期的平均可用因子达机组整个寿期的平均可用因子达92%92%，这样换料周期延长，这样换料周期延长，停堆换料和在役检查时间缩短。停堆换料和在役检查时间缩短。 (1)EPR(1)EPR简介简介 换料停堆时间缩短到接近换料停堆时间缩短到接近1010天。由于设备标准化和天。由于设备标准化和部分维修任务可在机组运行状态下进行（归功于安部分维修任务可在机组运行状态下进行（归功于安全系统全系统4

59、 4重冗余）使维修简化。重冗余）使维修简化。 废物和流出物减少。废物和流出物减少。 对运行和维修人员的辐射防护加强：集体剂量的目对运行和维修人员的辐射防护加强：集体剂量的目标小于标小于0.40.4人希弗人希弗/ /堆年，而目前堆年，而目前OECDOECD国家的平均水国家的平均水平为平为1 1人希弗人希弗/ /堆年。堆年。 对操纵员友好的人机接口使可靠性大大提高并使人对操纵员友好的人机接口使可靠性大大提高并使人员干预减少。员干预减少。(1)EPR(1)EPR简介简介 每兆瓦时长寿锕系元素产生量减少每兆瓦时长寿锕系元素产生量减少15%15% 相对于释热比，发电量增加相对于释热比，发电量增加14%1

60、4% 堆芯装载堆芯装载MOXMOX燃料的百分比可到燃料的百分比可到100%100% EPREPR堆芯设计运行裕量大，灵活性好堆芯设计运行裕量大，灵活性好 适应用户的各种需要，如采用不同类型的燃适应用户的各种需要，如采用不同类型的燃料（料（UO2UO2，UO2-Gd2O3UO2-Gd2O3，MOXMOX）、不同的燃料管）、不同的燃料管理战略和燃料循环长度（到理战略和燃料循环长度（到2424个月），降功个月），降功率运行和延寿运行。率运行和延寿运行。 (1)EPR(1)EPR简介简介 经济性好：经济性好： 发电成本比在役最先进的核电机组低发电成本比在役最先进的核电机组低10%10%， 比联合循环的大型燃气机电站低比联合循环的大型燃气机电站低20%2