核电技术及其发展概述

核电技术及其发展（二）哈尔滨工程大学核科学与技术学院彭敏俊2008年8月当前1页，总共40页。当前2页，总共40页。2023/3/2522.1发展核能发电的必要性能源需求矛盾环境污染可持续发展的需要2023/3/253当前3页，总共40页。人类获取电能的方式火力发电风力发电水力发电潮汐发电核能发电太阳能发电2023/3/254当前4页，总共40页。我国能源消费结构2006年2003年2023/3/255当前5页，总共40页。世界化石能源行将用尽资源类型煤炭石油天然气探明储量98421.1亿吨1661.48亿吨155.78万亿立方米统计截止日期2002年1月1日2003年1月1日2003年1月1日可开采年限21848672023/3/256当前6页，总共40页。常规能源应用带来的污染2023/3/257当前7页，总共40页。核电是清洁的能源2023/3/258当前8页，总共40页。核电站与常规电站对环境的污染比较2023/3/259当前9页，总共40页。核能是不可或缺的替代能源2023/3/2510当前10页，总共40页。核能发电的特点高能量密度

容量1000MW的电厂满功率运行300天，压水堆核电厂消耗低浓缩铀25~30吨，

燃煤火电厂消耗煤炭

310万吨左右。堆内大量放射性物质停堆后有衰变热2023/3/2511当前11页，总共40页。核能可持续发展，安全性高2023/3/2512当前12页，总共40页。2.2

核能发电的原理核能开发的本质问题是可控的将核裂变或聚变产生的能量转变为热能，进而转化为电能等其它形式的能量。与化石燃料能源的直观比较是将燃烧锅炉等化学能装换设施换成了反应堆或聚变装置。2023/3/2513当前13页，总共40页。核能发电与常规火力发电的区别2023/3/2514当前14页，总共40页。2.2.1不同堆型核电站的比较压水堆核电站：慢化剂—轻水，冷却剂—轻水沸水堆核电站：慢化剂—轻水，冷却剂—轻水重水堆核电站：慢化剂—重水，冷却剂—重水或轻水石墨水冷堆核电站：慢化剂—石墨，冷却剂—轻水石墨气冷堆核电站：慢化剂—石墨，冷却剂—CO2或He高温气冷堆核电站：慢化剂—石墨，冷却剂—CO2或He液态金属冷却快中子堆核电站：冷却剂—液态金属（钠、钠-钾合金、铅-铋合金）2023/3/2515当前15页，总共40页。A.压水堆核电站压水堆是核电站中使用最多的堆型，技术成熟，安全性好，易于控制压水堆使用轻水作为慢化剂和冷却剂，运行过程中以高压保持流经堆芯的水为液相使用UO2陶瓷燃料，U-235富集度为3~4%左右采用控制棒和硼酸控制反应性反应堆运行压力为15.5MPa左右，反应堆冷却剂平均温度为300~330℃左右，蒸汽压力为5~7MPa核电站热效率为31%~34%左右2023/3/2516当前16页，总共40页。B.沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂，并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统有：主系统、蒸汽系统、给水系统、反应堆辅助系统等。2023/3/2517当前17页，总共40页。B-1.沸水堆的特点不需要专门的蒸汽发生器，运行参数较压水堆低;具有很强的自然循环能力，可达40~50%FP，甚至100%FP;反应堆压力容器底部有较大数量的孔洞;（控制棒）具有强烈的空泡负反馈，对丧失热阱非常敏感。2023/3/2518当前18页，总共40页。B-2.沸水堆核电站强迫循环直接回路2023/3/2519当前19页，总共40页。C.重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。2023/3/2520当前20页，总共40页。C-1.重水堆的核蒸汽供应系统2023/3/2521当前21页，总共40页。D.快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，对铀资源的利用率只有1％~2％；在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％~70％。2023/3/2522当前22页，总共40页。D-1.回路式快堆系统2023/3/2523当前23页，总共40页。D-2.池式快堆系统2023/3/2524当前24页，总共40页。2.2.2

压水堆核电站原理2023/3/2525当前25页，总共40页。A.核电站能量转换过程核裂变能热能机械能电能反应堆冷却剂系统汽轮机组发电机组2023/3/2526当前26页，总共40页。B.压水堆核电站系统组成PWR核电站核岛常规岛电站配套设施反应堆冷却剂系统专设安全系统核辅助系统三废处理系统汽轮机回路循环冷却水系统电气系统2023/3/2527当前27页，总共40页。a.专设安全系统专设安全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反应堆发生失水事故时自动投入，阻止事故的进一步扩大，保护反应堆不烧毁，同时防止放射性物质向大气环境扩散。2023/3/2528当前28页，总共40页。b.核辅助系统核辅助系统化学和容积控制系统硼和水补给系统余热排出系统反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统设备冷却水系统保证反应堆和一回路正常启动、运行和停堆。2023/3/2529当前29页，总共40页。c.三废处理系统三废处理系统废液处理系统废气处理系统固体废物处理系统回收和处理放射性废物以保护和监视环境。2023/3/2530当前30页，总共40页。常规岛系统汽轮机回路

通过汽水循环,将蒸汽的热能转换为机械能,最后在发电机内转换为电能循环冷却水系统

为蒸汽循环提供冷源电气系统

完成电能的产生和输出2023/3/2531当前31页，总共40页。a.汽轮机回路主蒸汽系统汽轮机旁路排放系统汽水分离再热器系统汽轮机轴封系统汽轮机蒸汽和疏水系统蒸汽转换器系统辅助蒸汽分配系统凝结水抽取系统低压给水加热器系统给水除氧器系统主给水泵系统高压给水加热器系统主给水流量控制系统汽轮机调节油系统汽轮机保护系统汽轮机排汽口喷淋系统蒸汽发生器排污系统冷凝器真空系统2023/3/2532当前32页，总共40页。b.循环冷却水系统循环水系统及循环水过滤系统循环水处理系统辅助冷却水系统常规岛闭路冷却水系统2023/3/2533当前33页，总共40页。c.电气系统发电机及其辅助系统输配电及保护系统厂用电系统2023/3/2534当前34页，总共40页。电厂配套设施核岛和常规岛以外的配套建筑物、构筑物及其设施的统称辅助核厂房：废物处理辅助厂房等生产辅助厂房：机加工车间、仪修车间、除盐水厂房厂前区建筑物：厂区警卫室、办公楼、食堂等厂区附近建筑物：淡水厂、厂区污水处理站等厂区工程设施：厂区道路、停车场、室外管线和管沟厂外工程设施：淡水取水泵房、淡水输水管线等环境监测工程设施：气象站、辐射监测站等生活区及其他有关建筑项目2023/3/2535当前35页，总共40页。大亚湾核电站厂房布置2023/3/2536当前36页，总共40页。核电站主要厂房2023/3/2537当前37页，总共40页。A.核岛主要厂房核岛主要厂房燃料厂房核辅助厂房电气厂房反应堆厂房布置一回路系统设备、部分专设安全系统、核辅助系统布置乏燃料水池，厂房背面紧邻换料水箱布置核辅助系统、废物处理系统、部分专设安全系统设备布置主控室、各种仪表