经典核电站简介

1、U23592+n0a 56140Kr 3694+n020011+Mev核裂变就是一个重原子核吸收了一个中子之后分裂成为两个轻原子核的过程。这个过程的两项产物使它具有很大的利用价值，即每一次核裂变，一方面释放出的大量能量可以加以利用，另一方面又产生2-3个新的中子。新产生的中子又继续引起更多的重原子核裂变，这样就可以连续发展下去，形成“链式反应”，从而不断地释放出大量的能量。15.5MPa293度328度6.89MPa283度226度300MW15000-21000t/h高60M 直径37M内衬6mm钢板壁厚1M，混凝土用途: 生产堆 试验堆 动力堆 供热堆燃料: 天然铀堆 浓缩铀堆 钍堆中子能

2、量: 快中子堆 热中子堆冷却剂: 水冷堆 气冷堆 有机堆 钠冷堆慢化剂: 石墨堆 轻水堆 重水堆 熔盐堆热工工质热工工质: 沸水堆 压水堆l压水堆核电站l沸水堆核电站l重水堆核电站l高温气冷堆l快中子增值堆l其他堆型压水堆沸水堆61.324.6重水堆石墨水冷堆石墨气冷堆快中子堆4.94.54.00.7（在建占）90名称类型地点容量/MW投产期秦山一期压水堆浙江3001991大亚湾1压水堆广东9841993大亚湾2压水堆广东9841994秦山二期1压水堆浙江6422002岭澳1压水堆广东9852002秦山三期1重水堆浙江7282002岭澳2压水堆广东9852002秦山三期2压水堆浙江728200

3、3秦山二期2压水堆浙江6422004田湾1压水堆江苏10602004田湾2压水堆江苏10602005名称类型地点容量/MW型号红沿河压水堆辽宁41000CNP1000宁德压水堆福建41000CNP1000福清压水堆福建41000CNP1000阳江压水堆广东61000CNP1000海阳压水堆山东21000AP1000三门压水堆浙江21000AP1000台山压水堆广东21000法国防城港压水堆广西41000昌江压水堆海南2650芜湖压水堆安徽41000咸宁压水堆湖北21000压力容器壁厚200mm内衬6mm不锈钢衬总重256吨 系统额定热功率 MWt 2905 环路数 3 工作压力 Mpa 15.

4、5 每条环路额定流量率 m3/h 23790 满功率运行下的温度 堆芯入口 293 堆芯出口 328 容器出口 327 蒸汽发生器出口蒸汽压力 Mpa 6.89 蒸汽发生器出口蒸汽温度 283.6 最大湿度 % 0.25 给水温度 226 汽轮机主汽门入口汽压 Mpa 6.59 主汽门入口蒸汽温度 283.4 主汽门入口蒸汽湿度 % 0.44 发电机出力 MW 900用户功率环路数 单环功率流量（t/h)秦山一期300215016100秦山二期600230017550大亚湾900330017550田湾1000425016100CE(美)900245021000西屋，法马/p>

5、00CE(美)1300260023300CNP10001000334023700 系统额定热功率 MWt 2905 环路数 3 工作压力 Mpa 15.5 每条环路额定流量率 m3/h 23790 满功率运行下的温度 堆芯入口 293 堆芯出口 328 容器出口 32717 X 17 289燃料棒：264控制棒导向管：24堆内测量仪表管 ：1直径8.19mm高度13.5mm壁厚0.57mm外径9.5mm长度3852mm镐4管可装272块1717排列289个控制棒导向管24根燃料棒264个仪表测量管1个边长20cm总长4m3.1 %1.8 %2.4 %l 压水堆功率控制系统l 蒸发器液位控制l

6、蒸汽排放控制l 稳压器压力控制l 稳压器液位控制l 化学容积控制l 反应堆的启动，停堆，功率升反应堆的启动，停堆，功率升降，以及维持反应堆稳态降，以及维持反应堆稳态运行功率水平等功率调节。l 实现功率分布的控制。l 抵消剩余反应性，补偿在运行中由于温度变化，中毒和燃耗所引起的反应性变化。l 反应堆的能源来源于核裂变反应。u 堆芯核燃料每次核裂变反应平均释放出200MeV(即 3.2 10E-11 W ）的能量。u每秒有310E10次核裂变反应，可产生1瓦（W）的功率。l 反应堆功率与活性区的中子通量密度成正比。l 对反应堆中子通量密度的控制也对反应堆中子通量密度的控制也就实现了反应堆功率的控制

7、就实现了反应堆功率的控制。u 瞬发中子在热中子反应堆内，若全为瞬发中子，如果反应堆原来功率为1MW，仅一秒时间功率就会上升到22000MW。（失控状态）u 缓发中子但反应堆周期很大程度上决定于缓发中子，由于缓发中子的存在，反应堆控制才成为可能。l 中子吸收体移动中子吸收体移动u 控制棒由镉（Cd）,硼(B),镝(Dy)或铪(Hf)对中子有较强吸收能力的材料制成的棒状元件。例如，采用银铟镉（80Ag,15%In,5%Cd) 优点控制速度快，灵活，反应性价值变化小。l 中慢化剂中可溶性毒物浓度控制中慢化剂中可溶性毒物浓度控制u 化学控制在慢化剂中加入一定浓度的可溶性毒物，如硼（B）合钆（Gd）。

8、适用于较缓慢的反应性变化。也可用于停堆控制。l 二回路蒸汽压力恒定，二回路蒸汽压力恒定，一回路冷冷却剂平均温度与出力变化成线性关却剂平均温度与出力变化成线性关系。系。l一回路冷却剂平均温度恒定，二回冷却剂平均温度恒定，二回路蒸汽压力与出力变化成函数关系路蒸汽压力与出力变化成函数关系。l一回路冷却剂出口温度恒定方案。冷却剂出口温度恒定方案。l一回路冷却剂平均温度程序方案。冷却剂平均温度程序方案。出力P / %FP温度、压力FsPsThTsTavTc出力P / %FP温度、压力FsPsThTsTavTc出力P / %FP温度、压力PsThTsTavTc出力P / %FP温度、压力PsThTsTav

9、Tc名称公司功率D1 D2 D3 D4D5ABWRGE,日立1350NNN水YAPWR-1300西屋1350NNNP水YSystem80+PWR CE,瑞典1350?NNP水YAP-600西屋615YYYP水YAP1000西屋1000YYYP水YVVER-640俄罗斯640YYYP水YSIR PWRCE320YYY水YPIUS PWR瑞典原子640YYYP水Yl DI - 非能动安全壳冷却l D2 -非能动余热排出l D3 -非能动堆芯冷却系统l D4 - 一回路介质(水，P水：含硼水）l D5 - 数字控制l沸水堆是轻水堆的一种，它是通过研究水堆堆芯沸腾而设计出来的。l很长时期中人们一直在想

10、能不能允许水在反应堆沸腾，汽泡不规则的形成和移动会不会产生危险的不稳定性。l在20世纪50年代早期所完成的实验(著名的BORAX实验)表明在低压时确实会发生上述情况，但当压力升高到大约压水堆的一半左右(7MPa)时，沸腾是稳定的，反应堆是可控的。l沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。l堆芯主要由核燃料组件、控制棒等组成，也采用低富集度(2一3铀235)的UO2作为核燃料，将UO2制成圆柱状芯块后再装入锆合金包壳内构成外径为12.5mm，长度约3.7m的元件棒。l元件棒通常排列成88的正方形栅阵，中间用几层弹簧格架夹紧定位，然后装入锆合金的方盒内构成燃料组件。l

11、每四个燃料元件盒组成一个单元。堆芯就由许多这样单元组合而成。沸水堆核电站沸水堆核电站沸水堆沸水堆安全壳安全壳喷射泵循喷射泵循环系统环系统沸水堆沸水堆堆芯结堆芯结构构沸水堆沸水堆燃料组件燃料组件沸水堆控制棒l沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，所以承受的压力只有压水堆的1/2(约7MPa)，因此压力容器的厚度可以减小。l沸水堆的功率密度比压水堆的低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大。就压力容器的制造成本来说，这两个影响基本上相互抵消。l沸水堆采用直接循环，所以系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。尤其是省去了压水堆电厂中较易发生故

12、障的蒸汽发生器，使核电厂事故减少，使用效率提高，l且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。l由于沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便，除用控制棒进行功率调节外，还可通过改变循环泵流量的方法来进行调节，调节范围约达25，速率约1/s。l沸水堆的比功率较小，同样功率条件下核燃料装量较压水堆约大50。因此虽然系统比较简单，但总投资较压水堆略大。l由于沸水堆采用直接循环，水通过堰芯时将放射性物质直接带到汽轮机、冷凝器等设备，使这些设备污染而必须屏蔽。这给设计、运行、维修都带来不便。l重水堆早在第二次世界大战时期就开始研究，当时主要是用于军事目

13、的。重水的中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，因此重水堆可利用天然铀作核燃料，不需要建造投资巨大的铀同位素分离工厂。l从重水堆卸出的乏燃料含铀235约为0.2，低于扩散工厂尾料的浓度(0.25)。与其他热中子反应堆相比，在同样的输出功率情况下，重水堆所装载的天然铀最少，消耗的天然铀也最少。因此使天然铀得到充分的用。l重水准的体积大，需要大量重水，每MW发电容量需0.7-0.8吨重水。重水的价格昂贵，所以投资较高，发电成本比轻水堆核电厂高，且为了减少重水的泄漏损失，反应堆及重水回路的设备密封要求高，制造复杂化。l由于重水堆的卸料燃耗较浅，仅为8000一10000 MWd/t，约为压水堆的13，因

14、此卸料量是同功率压水堆的3倍。l重水堆用重水作慢化剂，按其结构形式可分为压力容器式及压力管式两种。压力容器式的冷却剂只限于重水，压力管式的冷却剂不受限制，可以是重水，轻水或有机化台物。l按堆芯结构和冷却剂不同，目前主要有压力壳式重水堆、压力管卧式重水堆和压力管式沸腾轻水冷却重水堆三种。l目前达到商用的只有加拿大发展的压力管卧式重水准，称为CANDU(Canada Deuterium Uranium)型重水堆。lCANDU型重水堆用压力管把重水冷却剂和重水慢化剂分开。压力管内流过不沸腾的高温高压(温度约300度，压力约10MPa)重水作为冷却剂，压力管外是基本不受压的慢化剂，慢化剂盛装在大型卧式

15、圆柱型排管容器中。l设计成卧式堆芯结构的目的是便于设备布置及换料维修。l石墨气冷堆也是世界上出现较早的堆型之一。在第二次世界大战期间，为了军事目的，某些国家就用天然铀石墨慢化反应堆来生产钚。l目前发展的主要气冷动力堆是高温气冷堆(HTGR)，它是在低温气冷堆的基础上发展起来的。l高温气冷堆的核燃料是富集度约为10的UO2或高富集铀加钍的氧化物(或碳化物)，制成直径约为0.6mm的颗粒，外面再涂敷三层到四层热解碳和碳化硅涂层l涂层的作用是保护核燃料并防止裂变产物外逸，然后再将这些颗料燃料弥散在石墨基体中制成杠状或球状燃料元件。这种燃料元件不需要金属包壳，而其中石墨既作燃料元件的结构材料又作中子慢

16、化剂。l高温气冷堆的冷却剂出口温度高，因此电站的热效率高达40，可与新型火电站相媲美。l堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，卸料比燃耗达1000MWdt，每年所需补充的核燃料少；l如果能把出口温度提高到1000以上，则还有可能把反应堆产生的热量直接用于炼钢、化工及煤的气化等工业，达到综合利用的目的。所以这种堆是很有发展前途的先进转换堆型。l高温气冷堆的技术比较复杂，目前尚处于试验研究阶段。l快中于反应堆内核燃料裂变主要由能量约100 keV以上的快中子引起，所以堆内不需要慢化剂，从而使堆芯内有害吸收减少，能有更多的中子用于转换新的核燃料，使转换比增大。l例如用钚239作燃料，则每消耗一个钚2

17、39所产生的中子平均数为2.6左右。除一个中子去维持链式反应外，有一个以上的中子被可转换物质吸收，若可转换物质是铀238，则新生成的钚239核与消耗的之比(增殖比)可达1.2一1.5，实现了裂变燃料的增殖，因此这种堆称为快中子增殖堆。l如果核电站采用快中子增殖堆作为动力，则在发电的同时还能生产新的易裂变燃料，经过一段时间的运行，将堆内积累的核燃料取出来又可装备新的反应堆，而向反应堆继续添加的只是可转换物质铀238。这样使热中子反应堆不能充分利用的铀238得到充分利用，使自然界铀资源的能量利用率由1一2提高到60一70。l快中子反应堆内中子平均能量很高，中子有害吸收小，易于实现增殖。但在高能区核

18、燃料的裂变截面也很小，因此为了使链式裂变反应能进行，快中子堆内必须有较高的核燃料富集度15一35，而且装量也很大。l例如，一个电功率为1000 MW 的快中子反应准，堆芯需装工业钚约3.5t。因此在快中子反应堆大规模商业推广前，必须建造一定数量的先进转换堆或热中子堆，以便为快堆积累工业钚l由于快中子堆堆芯内没有慢化剂，所以体积小，功率密度高达300一600 MWm3，是压水堆的4-8倍。因此要求采用传热性能好而慢化性能差的冷却剂，目前采用液态金属钠和氦气，但钠回路工艺及防爆措施在工业规模的操作上还缺乏经验。l流速约为100 ms的氮气冷却在技术上也是较复杂的问题，还需进行大量研究试验。l快中子

19、堆的燃料元件加工及乏燃料后处理要求高。且其快中子辐照注量率也比热中于堆大几十倍，因此对材料的要求也较苛刻。l快中子堆内的中子平均寿命比热中子堆的短，而且钚239的缓发中子份额只有铀235的1/3，所以快中子堆的控制比较困难。l到目前为止，快中子反应堆还未能获得大量发展。l现在所采用的冷却剂只有液态钠和氦。因此，按冷却剂材料，快中子堆又可分为钠冷快堆和气冷快堆两种。l先进型压水堆有美国发展的APWR、欧洲发展的EPWR、中国发展的AC600等都属此型，是在压水堆基础上加以改进，达到或基本达到新的“用户要求”的先进堆型。l先进型沸水堆（ABWR）是在已有的沸水堆的基础上，由美国、日本联合发展并在日本建立了示范站的先进堆型，目前在日本已经建立了2座，还有几座在计划建造中，它是一种先进而又现实的沸水堆。l非能动简化先进沸水堆（SBWR）是美国GE和日本东芝、日立公司联合发展的一种安全、简单的沸水堆，它采用全功率自然循环，取消了主循环泵并简化了安全系统，是一种很有前途的先进反应堆。l供热反应堆