CPR1000核电系统简介

CPR1000核电系统简介第1页/共51页四代核电技术核电站发展趋势2023/3/112第2页/共51页四代核电技术现状

压水堆仍将是国际未来30-40年的主力堆型第一代核电站第二代核电站第三代核电站第四代核电站

五、六十年代原型堆解决工程技术问题

七十年代至今运行业绩良好，还在增效延寿多种堆型

九十年代至今市场前景乐观，已建首堆工程，尚未批量推广，在建8台

九十年代后期起六种堆型2035年左右商用化核电站发展趋势2023/3/113第3页/共51页第四代核电技术钠冷快中子堆熔盐堆超高温气冷堆超临界水堆铅冷快中子堆气冷快中子堆核电站发展趋势2023/3/114第4页/共51页中国核电技术现状第三代核电站中国6台：2×EPR+4×AP1000第二代核电站多种堆型，运行业绩良好二代加核电站CPR1000CNP1000核电站发展趋势2023/3/115第5页/共51页

核电站发展趋势2023/3/116我国核电站分布第6页/共51页Contents核电站发展趋势核电站基础知识CPR1000主要特性CPR1000核岛结构CPR1000系统知识2023/3/117第7页/共51页反应堆的分类轻水堆：压水堆、沸水堆重水堆氦气钠冷快堆冷却剂水冷堆气冷堆熔盐堆核电站基础知识2023/3/118第8页/共51页反应堆的分类热(中子)堆中子能量<0.4eV的反应堆通常叫热（中子）堆，如压水堆、沸水堆。中子能量快（中子）堆中子能量>500keV的反应堆叫快（中子）堆，如钠冷快堆、气冷快堆。核电站基础知识2023/3/119第9页/共51页核电站基础知识压水堆核电站工作原理图2023/3/1110反应堆简介第10页/共51页核电站基础知识沸水堆核电站工作原理图2023/3/1111反应堆简介第11页/共51页核电站基础知识重水堆核电站工作原理图2023/3/1112反应堆简介第12页/共51页反应堆简介核电站基础知识高温气冷堆电站工作原理2023/3/1113第13页/共51页核电站基础知识钠冷快堆核电站工作原理图2023/3/1114反应堆简介第14页/共51页Contents核电站发展趋势核电站基础知识CPR1000主要特性CPR1000核岛结构CPR1000系统知识2023/3/1115第15页/共51页CPR1000技术形成过程M310改进M312CPY技术M310CPR1000美国西屋公司技术法国以M312为原型改进后法国在CPY技术上改进中广核吸收M310运行经验后中广核与2004年推出该技术岭澳核电站二期、红沿河核电站、阳江核电站采用CPR1000技术方案。CPR1000主要特性2023/3/1116第16页/共51页CPR1000采用的新技术事故定向转为状态定向采用堆坑注水技术主回路采取LBB理念设计理念设计工具新型设备三维工具进行设计校核、碰撞检验三维可视化进度控制CPR1000主要特性数字化仪控技术半速汽轮发电机组堆芯新型燃料新型压力容器2023/3/1117第17页/共51页CPR1000主要特性减轻操作员负担，降低人因失误；有利于处理多重事故；有利于与严重事故处理规程接口。2023/3/1118事故定向转为状态定向第18页/共51页CPR1000主要特性有利于防止或延迟压力容器RPV熔穿；防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿；抑制安全壳内氢的产生量；安全壳保持完好性的概率提高。2023/3/1119堆坑注水技术第19页/共51页CPR1000主要特性取消主管道防甩止挡块，减少主管道阻尼器，从而简化设计；改善了维修及在役检查的可接近性，降低了工作人员的辐照剂量，提高了安全性并降低了运行维修成本；简化主回路及其它关联设计，降低制造和建造成本。2023/3/1120主回路采用LBB设计理念第20页/共51页三维校核、检验CPR1000主要特性2023/3/1121系统三维布置校验，检验接口是否自恰；三维空间布置校验，设置最佳路径，缩短大修工期。第21页/共51页三维可视化进度控制CPR1000主要特性直接在三维模型上显示施工进度的进展和状态，检验施工顺序和方案；展示进度和计划的差异，为施工计划的安排和优化提供支持和服务。2023/3/1122第22页/共51页数字化仪控系统CPR1000主要特性2023/3/1123第23页/共51页采用半速汽轮机组CPR1000主要特性提高机组效率，继而提升电价竞争力；

半速机组的供货商选择范围较大，可以形成多家厂商竞争的局面。2023/3/1124第24页/共51页CPR1000主要特性2023/3/1125堆芯采用新型燃料第25页/共51页CPR1000主要特性RPV堆芯活性段采用整体锻件；严格控制RPV材料中的辐照敏感元素Cu、P、S、Ni等的含量。2023/3/1126新型压力容器第26页/共51页CPR1000主要技术参数CPR1000主要特性总体性能指标环路数3DNBR裕量＞15%机组可用率≥87%压力容器设计寿命60年一回路压力15.5MP一回路温度T入/T出292.4℃/329.8℃平均线功率密度186W/cm机组额定功率1080MWe燃料组件157组全M5的AFA3G组件活性区高度3.66m换料周期18月堆容器内径/高度3.99m/12.99m电厂热循环效率36%仪控系统DCS电厂布置双堆安全壳单层+钢内衬安全壳自由体积49000m3建设工期≤58月2023/3/1127第27页/共51页Contents核电站发展趋势核电站基础知识CPR1000主要特性CPR1000核岛结构CPR1000系统知识2023/3/1128第28页/共51页安全壳CPR1000核岛结构2023/3/1129第29页/共51页三环路冷却水系统主管道过渡段蒸发器主泵稳压器压力容器主管道冷段主管道热段CPR1000核岛结构2023/3/1130第30页/共51页反应堆压力容器CPR1000核岛结构2023/3/1131第31页/共51页蒸汽发生器CPR1000核岛结构2023/3/1132第32页/共51页主泵CPR1000核岛结构2023/3/1133第33页/共51页CPR1000核岛结构2023/3/1134稳压器第34页/共51页Contents核电站发展趋势核电站基础知识CPR1000主要特性CPR1000核岛结构CPR1000系统知识2023/3/1135第35页/共51页主要系统划分一回路主系统一回路辅助系统辅助冷却水系统专设安全系统CPR1000主要系统划分按系统位置划分按系统功能划分核岛主要系统常规岛主要系统CPR1000系统知识2023/3/1136第36页/共51页核岛主要系统RCPRCVREAPTREAS7.安全壳喷淋系统5.反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统1.反应堆冷却剂系统2.化学和容积控制系统3.反应堆硼和水补给系统RISRRA核岛6.安全注入系统4.余热排出系统CPR1000系统知识2023/3/1137第37页/共51页常规岛主要系统CPR1000系统知识序号编码名称备注常规岛主要系统1VVP主蒸汽系统2GCT汽轮机旁路系统3GSS汽水分离再热系统4CEX凝结水抽取系统5CRF循环水系统6ABP低压给水加热器系统7ADG给水除气器系统8APP气动给水泵系统9APA电动给水泵系统10AHP高压给水加热器系统11ARE给水流量控制系统12ASG辅助给水系统2023/3/1138第38页/共51页按系统功能划分2023/3/1139功能一回路主系统专设安全系统辅助冷却水系统一回路辅助系统CPR1000系统知识反应堆冷却剂系统化学和容积控制系统反应堆硼和水补给系统余热排出系统反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统设备冷却水系统重要厂用水系统核岛冷冻水系统电气厂房冷冻水系统安全注入系统安全壳喷淋系统辅助给水系统安全壳隔离系统安全壳大气监测的混合、取样和复合子系统第39页/共51页介绍以下系统CPR1000系统知识序号编码名称备注1RCP反应堆冷却剂系统一回路主系统2RCV化学和容积控制系统一回路辅助系统3REA反应堆硼和水补给系统4RRA余热排出系统5PTR反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统辅助冷却水系统6RRI设备冷却水系统7RIS安全注入系统专设安全系统8EAS安全壳喷淋系统9ASG辅助给水系统2023/3/1140第40页/共51页2023/3/1141反应堆冷却剂系统-RCPCPR1000系统知识主要功能使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。辅助功能反应堆中子慢化剂反应性控制压力控制放射性屏障第41页/共51页2023/3/1142化学和容积控制系统-RCVCPR1000系统知识主要功能容积控制反应性控制化学控制控制PH值（注入7LiOH，中和硼酸）控制氧含量（N2H2）净化一回路水（过滤+除盐）加硼稀释除硼通过上充、下泄来应对一回路水的容积变化，将稳压器的水位维持在程控液位。一回路稳压器容控箱MNMNTEPREA上充泵容积控制原理图第42页/共51页2023/3/1143反应堆硼和水补给系统-REACPR1000系统知识主要功能向稳压器泄压箱提供喷淋冷却水；向安全注入系统提供水或硼酸溶液；为化学和容积控制系统供给容积控制、化学控制和反应性控制所需的各种流体。第43页/共51页2023/3/1144余热排出系统-RRACPR1000系统知识主要功能 RRA又称为反应堆停堆冷却系统，在反应堆正常停堆过程中，当一回路温度降到180℃及以下，绝对压力降到3.0MPa以下时，用余热排出系统排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量，使反应堆进入冷却停堆状态。第44页/共51页2023/3/1145反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统-PTRCPR1000系统知识主要功能

对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。充/排水功能：向反应堆水池和乏燃料水池充以硼浓度为2100μg/g的硼水，使水池有足够的水层，为操作人员提供良好的生物防护；保证乏燃料处于次临界状态；实施除乏燃料贮存外其他水池的排水；为安全注入系统和安全壳喷淋系统贮存必要的硼水。净化功能：净化去除乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，限制乏燃料水池的放射性水平；过滤清除反应堆水池和乏燃料水池水中的悬浮物，以保持水中良好的能见度。第45页/共51页2023/3/1146设备冷却水系统-RRICPR1000系统知识主要功能冷却功能 向核岛内各热交换器提供冷却水，并将其热负荷传递到海水中；隔离功能 是核岛各热交换器与海水之间的一道屏障，既可以避免放射性流体不可控地释放到海水中而污染环境，又可以防止海水对核岛各热交换器的腐蚀。第46页/共51页2023/3/1147安全注入系统-RISCPR1000系统知识主要功能在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路补水，以重新建立稳压器水位；在一回路大破口失水事故时，向堆芯注水，以淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界。第47页/共5