中國核電的創(chuàng)新發(fā)展

1、中國核電的創(chuàng)新發(fā)展中國核電的創(chuàng)新發(fā)展北北 京京20172017年年5 5月月核電在中國的戰(zhàn)略地位核電在中國的戰(zhàn)略地位自主開發(fā)的三代壓水堆先進自主開發(fā)的三代壓水堆先進核電堆型核電堆型進一步提高核電安全性的開進一步提高核電安全性的開發(fā)研究發(fā)研究霧霧 霾霾 天天 氣氣 目前我國目前我國霧霾天氣頻度不斷增加，范圍不斷擴大霧霾天氣頻度不斷增加，范圍不斷擴大燃煤火力發(fā)電是導致霧霾的重要原因之一燃煤火力發(fā)電是導致霧霾的重要原因之一產(chǎn)生大量的廢物產(chǎn)生大量的廢物二氧化硫，氮氧化物等二氧化硫，氮氧化物等酸酸 雨雨微小顆粒物微小顆粒物霧霾天氣霧霾天氣二氧化碳二氧化碳溫室效應中國能源發(fā)展面臨的問題中國能源發(fā)展面臨的問

2、題 經(jīng)濟社會發(fā)展中經(jīng)濟社會發(fā)展中的能源的能源供需總量平衡供需總量平衡問題問題 長期以煤為主的長期以煤為主的能源結(jié)構(gòu)，造成的能源結(jié)構(gòu)，造成的環(huán)環(huán)境、生態(tài)問題境、生態(tài)問題 西煤東運、北煤西煤東運、北煤南運、西電東輸?shù)哪线\、西電東輸?shù)哪苣茉摧斶\問題源輸運問題 對國外資源依存對國外資源依存的的能源供應安全問題能源供應安全問題國務院新聞辦公室2012年10月24日發(fā)布中國的能源政策（2012）白皮書中國核電的戰(zhàn)略任務中國核電的戰(zhàn)略任務減排需求減排需求核電為清潔能源：核電鏈總溫室氣體排放系數(shù)核電為清潔能源：核電鏈總溫室氣體排放系數(shù)為為13.71g13.71gC02C02kWhkWh；而煤電鏈的溫室氣體排放

3、；而煤電鏈的溫室氣體排放系數(shù)達到系數(shù)達到1300g1300gC02C02kWhkWh；核電不排放粉塵，；核電不排放粉塵，有害氣體。有害氣體。集團集團核電站名稱核電站名稱堆型堆型裝機容量（萬千瓦）裝機容量（萬千瓦）中中核核集集團團福建福清福建福清CNP1000CNP1000、華龍、華龍2x108+2x1162x108+2x116浙江三門浙江三門AP1000AP10002x1252x125田灣田灣VVERVVER、CNP1000CNP10002x106+2x1082x106+2x108國電投國電投山東海陽山東海陽AP1000AP10002x1252x125中中廣廣核核集集團團廣東臺山廣東臺山EPR

4、EPR2x1752x175遼寧紅沿河遼寧紅沿河CPR1000CPR10003x1083x108福建寧德福建寧德CPR1000CPR10001x1081x108廣西防城港廣西防城港CPR1000CPR10001x108+2x1161x108+2x116廣東陽江廣東陽江CPR1000CPR10004x1084x108華能華能山東石島灣山東石島灣高溫氣冷堆高溫氣冷堆1x211x21我國在建核電機組我國在建核電機組共共2525臺臺，總裝機容量超過，總裝機容量超過29512951萬千瓦萬千瓦9核電在中國的戰(zhàn)略地位核電在中國的戰(zhàn)略地位自主開發(fā)的三代壓水堆先進自主開發(fā)的三代壓水堆先進核電堆型核電堆型進一步提

5、高核電安全性的開進一步提高核電安全性的開發(fā)研究發(fā)研究中國最早引入和開發(fā)三代核電技術(shù)中國最早引入和開發(fā)三代核電技術(shù) 中國采用當前國際最高安全標準中國采用當前國際最高安全標準 滿足美國滿足美國“電力公司要求文件電力公司要求文件”（URDURD）和）和歐洲國家的歐洲國家的“歐洲電力公司要求歐洲電力公司要求”（EUREUR） 中國率先引進并在三門、海陽建設首批四中國率先引進并在三門、海陽建設首批四臺臺AP000AP000先進壓水堆核電廠，同時又在臺山先進壓水堆核電廠，同時又在臺山建設二臺建設二臺EPR1700EPR1700先進壓水堆核電廠先進壓水堆核電廠 將概率安全目標提高一個量級，要求堆芯將概率安全

6、目標提高一個量級，要求堆芯損壞概率（損壞概率（CDFCDF）小于十萬分之一，大量放）小于十萬分之一，大量放射性釋放概率（射性釋放概率（LRFLRF）小于百萬分之一）小于百萬分之一自主開發(fā)先進壓水堆核電廠自主開發(fā)先進壓水堆核電廠“華龍一號華龍一號” “華龍一號華龍一號”在我國具有的成熟技術(shù)和規(guī)?；穗娊ㄔ谖覈哂械某墒旒夹g(shù)和規(guī)模化核電建設及運行的基礎上，通過優(yōu)化和改進，滿足先進壓水設及運行的基礎上，通過優(yōu)化和改進，滿足先進壓水堆核電廠的標準規(guī)范，已在福建福清、廣西防城港和堆核電廠的標準規(guī)范，已在福建福清、廣西防城港和巴基斯坦卡拉奇開工建設巴基斯坦卡拉奇開工建設 其主要特點有，采用標準三環(huán)路設計，

7、堆芯由其主要特點有，采用標準三環(huán)路設計，堆芯由177177個個燃料組件組成，降低堆芯比功率，滿足熱工安全余量燃料組件組成，降低堆芯比功率，滿足熱工安全余量大于大于15%15%的要求；采用能動加非能動的安全系統(tǒng)；的要求；采用能動加非能動的安全系統(tǒng)；采用雙層安全殼，具有抗擊大型商用飛機撞擊的能力；采用雙層安全殼，具有抗擊大型商用飛機撞擊的能力；設置嚴重事故緩解設施，包括增設穩(wěn)壓器卸壓排放設置嚴重事故緩解設施，包括增設穩(wěn)壓器卸壓排放系統(tǒng)，非能動氫氣復合裝置，以及堆腔淹沒系統(tǒng)，保系統(tǒng)，非能動氫氣復合裝置，以及堆腔淹沒系統(tǒng)，保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)；設計基準地面水持堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)；設計

8、基準地面水平加速度為平加速度為0.3g0.3g；全數(shù)字化儀控系統(tǒng)。；全數(shù)字化儀控系統(tǒng)。標準三環(huán)路設計堆芯標準三環(huán)路設計堆芯177177個燃料組件個燃料組件提升了核電站輸出功率提升了核電站輸出功率1160-1200MWe1160-1200MWe降低堆芯比功率降低堆芯比功率滿足熱工安全余量大于滿足熱工安全余量大于15%15%的要求的要求采用能動加非能動的安全系統(tǒng)采用能動加非能動的安全系統(tǒng)能動系統(tǒng)按能動系統(tǒng)按安全級冗余安全級冗余設計，以利設計，以利于快速消除于快速消除事故，非能事故，非能動系統(tǒng)在能動系統(tǒng)在能動系統(tǒng)失效動系統(tǒng)失效或全廠失去或全廠失去電源時確保電源時確保核電廠的安核電廠的安全全設置嚴重事

9、故緩解設施設置嚴重事故緩解設施包括增設穩(wěn)包括增設穩(wěn)壓器卸壓排壓器卸壓排放系統(tǒng)，非放系統(tǒng)，非能動氫氣復能動氫氣復合裝置，以合裝置，以及堆腔淹沒及堆腔淹沒系統(tǒng)，以導系統(tǒng)，以導出余熱，保出余熱，保持堆芯熔融持堆芯熔融物滯留在壓物滯留在壓力容器內(nèi)力容器內(nèi)采用雙層安全殼采用雙層安全殼 采用雙層安全殼結(jié)構(gòu)，采用雙層安全殼結(jié)構(gòu)，環(huán)形空間設有負壓通環(huán)形空間設有負壓通風，以防止放射性物風，以防止放射性物質(zhì)外泄，提高密封性質(zhì)外泄，提高密封性 外層具有抗擊大型商外層具有抗擊大型商用飛機撞擊的能力用飛機撞擊的能力 增大安全殼自由空間增大安全殼自由空間達達7000070000立米立米防超設計基準事故和嚴重事故的措施防超

10、設計基準事故和嚴重事故的措施防止防止安全殼安全殼失效失效措施措施試驗分別對能動與非能動子系統(tǒng)測量試驗分別對能動與非能動子系統(tǒng)測量了了RPVRPV外表面的臨界熱流密度（外表面的臨界熱流密度（CHFCHF），），以驗證堆腔注水系統(tǒng)的冷卻能力。模以驗證堆腔注水系統(tǒng)的冷卻能力。模擬體系擬體系RPVRPV半球形下封頭的半個豎直切半球形下封頭的半個豎直切片的比例模型。片的比例模型。壓力容器不同角度測得的壓力容器不同角度測得的CHF開展了非能動余熱排開展了非能動余熱排出系統(tǒng)的驗證試驗，出系統(tǒng)的驗證試驗，驗證其導熱能力和設驗證其導熱能力和設計參數(shù)，測試自然循計參數(shù)，測試自然循環(huán)穩(wěn)定性和長時間環(huán)穩(wěn)定性和長時間（

11、7272小時）運行能力。小時）運行能力。非能動安全殼熱量非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)包括單管導出系統(tǒng)包括單管試驗與綜合性能試試驗與綜合性能試驗，單管試驗研究驗，單管試驗研究單個熱交換器的傳單個熱交換器的傳熱性能，綜合性能熱性能，綜合性能試驗在全壓全高的試驗在全壓全高的裝置上進行，驗證裝置上進行，驗證不同事故工況、安不同事故工況、安全殼大氣和換熱水全殼大氣和換熱水箱水位的條件下，箱水位的條件下，系統(tǒng)的排熱能力和系統(tǒng)的排熱能力和運行性能。運行性能。引進消化基礎上開發(fā)引進消化基礎上開發(fā)CAP1400CAP1400 主要特點有，加大反應堆堆芯燃料組件裝載主要特點有，加大反應堆堆芯燃料組件裝載的容量，以滿足

12、熱工安全余量大于的容量，以滿足熱工安全余量大于15%15%的要求，提高的要求，提高核電廠出力達核電廠出力達1400MWe1400MWe；加大鋼安全殼的尺寸及；加大鋼安全殼的尺寸及容積，使外層屏蔽殼具有抗擊大型商用飛機撞擊的容積，使外層屏蔽殼具有抗擊大型商用飛機撞擊的能力；主循環(huán)泵采用能力；主循環(huán)泵采用5050周波電源供電，與我國電周波電源供電，與我國電力標準相符，提高主泵供電的可靠性；采用非能力標準相符，提高主泵供電的可靠性；采用非能動安全系統(tǒng)，諸如非能動應急堆芯冷卻系統(tǒng)，非能動安全系統(tǒng)，諸如非能動應急堆芯冷卻系統(tǒng)，非能動安全殼冷卻系統(tǒng)等；設置嚴重事故緩解設施，動安全殼冷卻系統(tǒng)等；設置嚴重事故

13、緩解設施，包括增設卸壓排放系統(tǒng)，自動氫氣復合裝置，以及包括增設卸壓排放系統(tǒng)，自動氫氣復合裝置，以及堆腔淹沒系統(tǒng)，以導出余熱，保持堆芯熔融物滯留堆腔淹沒系統(tǒng)，以導出余熱，保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)；模塊化設計和施工，縮短工期；在壓力容器內(nèi)；模塊化設計和施工，縮短工期；全數(shù)字化儀控系統(tǒng)；設計基準地面水平加速度全數(shù)字化儀控系統(tǒng)；設計基準地面水平加速度為為0.3g0.3g，以適應更多的廠址條件。，以適應更多的廠址條件。 CAP1400 CAP1400 首爐堆芯布置和控制棒布置首爐堆芯布置和控制棒布置采用先進堆芯燃料管理采用先進堆芯燃料管理策略，首循環(huán)即實現(xiàn)中策略，首循環(huán)即實現(xiàn)中子低泄漏方案，提高中

14、子低泄漏方案，提高中子經(jīng)濟性；具備子經(jīng)濟性；具備MOXMOX裝載裝載能力；采用堆芯機械補能力；采用堆芯機械補償控制，具備較強的運償控制，具備較強的運行靈活性，減少運行過行靈活性，減少運行過程中含硼廢液產(chǎn)生量。程中含硼廢液產(chǎn)生量。 CAP1400 CAP1400冷卻劑系統(tǒng)及安全系統(tǒng)設計冷卻劑系統(tǒng)及安全系統(tǒng)設計CAP1400CAP1400采用多層級的能采用多層級的能動縱深防御設施和非能動動縱深防御設施和非能動專設安全設施應對設計基專設安全設施應對設計基準事故，實施系統(tǒng)性的嚴準事故，實施系統(tǒng)性的嚴重事故預防和緩解策略。重事故預防和緩解策略。為驗證設計的合理性與程為驗證設計的合理性與程序的適用性，開展

15、了包括序的適用性，開展了包括非能動堆芯冷卻系統(tǒng)綜合非能動堆芯冷卻系統(tǒng)綜合性實驗（性實驗（ACMEACME）、非能動）、非能動安全殼冷卻系統(tǒng)綜合實驗安全殼冷卻系統(tǒng)綜合實驗（CERTCERT）、）、IVRIVR臨界熱流臨界熱流密度試驗等關鍵試驗。密度試驗等關鍵試驗。 CAP1400 CAP1400冷卻劑系統(tǒng)流程圖冷卻劑系統(tǒng)流程圖優(yōu)化設備和部件設計優(yōu)化設備和部件設計 反應堆堆內(nèi)構(gòu)件設計，取消中子屏蔽板反應堆堆內(nèi)構(gòu)件設計，取消中子屏蔽板 研發(fā)新型蒸發(fā)器，傳熱面積增加了研發(fā)新型蒸發(fā)器，傳熱面積增加了27%27% 優(yōu)化反應堆冷卻劑管道和主蒸汽管道設計，優(yōu)化反應堆冷卻劑管道和主蒸汽管道設計，降低了主管道流速

16、，緩解流動加速腐蝕降低了主管道流速，緩解流動加速腐蝕（FACFAC）問題）問題 開發(fā)更大排汽面積的長葉片，以提高汽輪開發(fā)更大排汽面積的長葉片，以提高汽輪發(fā)電機效率（末級葉片長度達發(fā)電機效率（末級葉片長度達1.828m1.828m） 采用一體化儀控系統(tǒng)，高度集成化、保護采用一體化儀控系統(tǒng)，高度集成化、保護功能多樣化功能多樣化核電在中國的戰(zhàn)略地位核電在中國的戰(zhàn)略地位自主開發(fā)的三代壓水堆先進自主開發(fā)的三代壓水堆先進核電堆型核電堆型進一步提高核電安全性的開進一步提高核電安全性的開發(fā)研究發(fā)研究 我國和國際上都在進行提高核我國和國際上都在進行提高核電的安全性研究，主要有從設計上電的安全性研究，主要有從設計

17、上實際消除大規(guī)模放射性釋放，保持實際消除大規(guī)模放射性釋放，保持安全殼完整性安全殼完整性, ,嚴重事故預防和緩解嚴重事故預防和緩解（包括：嚴重事故管理導則，極端（包括：嚴重事故管理導則，極端自然災害預防管理導則），耐事故自然災害預防管理導則），耐事故燃料（燃料（ATFATF）研究）研究, ,以及先進的廢物以及先進的廢物處理和處置技術(shù)的開發(fā)和應用處理和處置技術(shù)的開發(fā)和應用。堆芯熔融的機理及堆芯熔融的機理及堆腔注水的機理研究堆腔注水的機理研究 Experimental research for molten pool heat transfer-COPRA experimentStudy the l

18、arge molten pool heat transfer characteristics to get the steady and transient properties Obtain the heat transfer correlation for large molten pool IVR analysis code Research contents:steady and transient heat transfer properties of molten poolThe thermal shock to the wall and the crust distributio

19、n under long term cooling condition1. Molten Pool Heat Transfer and IVR ResearchGeometry2D 1/4 circular poolradius 2.2m width 20cmScale1:1 for ACP1000SimulantWater20%NaNO3-80%KNO3HeatingElectrical heating rodBoundaryInsulated or isothermal top wall and isothermal bottom wallRa1016COPRA (COrium Pool

20、Research Apparatus)ACP000ACP000堆腔注水時，熔融堆芯堆腔注水時，熔融堆芯的傳熱情況和溫度分布的實驗的傳熱情況和溫度分布的實驗研究研究以一比一的尺寸切取反應堆底以一比一的尺寸切取反應堆底部四分之一的一片進行試驗部四分之一的一片進行試驗模擬體照片模擬體照片 Experimental research for molten pool heat transfer-COPRA experiment1. Molten Pool Heat Transfer and IVR ResearchExperimental Temperature distributionExperime

21、ntal Temperature field - Test 3 steady states solidus-liquidus temperature gap實驗結(jié)果實驗結(jié)果壓力容器內(nèi)熔融堆芯的溫度分布壓力容器內(nèi)熔融堆芯的溫度分布 Nanofluid Flow Boiling Heat Transfer and Critical Heat Flux enhancement1. Molten Pool Heat Transfer and IVR ResearchIn nuclear power system, In-Vessel Retention (IVR) strategy is a key

22、technology for alleviating the consequence of the core melt accident and preventing the leakage of radioactive material after the core melt caused by a sever accident.Based fluidNanoparicleAs a new kind of working fluid, it has excellent flow and heat transfer capacity. Improving the IVR capacity by

23、 nanofluid is meaningful from the view points of research andNanofluidIn IVR process, there may be: Forced convection, Flow boiling, CHF納米流對沸騰傳熱和臨界熱流的提升納米流對沸騰傳熱和臨界熱流的提升納米流的組成納米流的組成實驗針對自然對流和強迫流實驗針對自然對流和強迫流 Nanofluid Flow Boiling Heat Transfer and Critical Heat Flux enhancement1. Molten Pool Heat Tran

24、sfer and IVR ResearchNanofluid flow boiling heat transfer characteristicsNanofluid flow boiling CHF enhancement The relation between CHF and mass flux納米流對沸騰傳熱特性納米流對沸騰傳熱特性納米流沸騰傳熱納米流沸騰傳熱臨界熱流的提升臨界熱流的提升質(zhì)量流與臨界熱流質(zhì)量流與臨界熱流的關系的關系嚴重事故下安全殼壓力嚴重事故下安全殼壓力1-沒有余熱導出沒有余熱導出系統(tǒng)時安全殼系統(tǒng)時安全殼壓力壓力2-2-余熱導出系統(tǒng)余熱導出系統(tǒng)工作時安全殼工作時安全殼壓力

25、壓力 Prevent over-pressure of the containment to eliminate remaining risk 滯留率：滯留率： 99.9%99.9% 氣溶膠：氣溶膠： 99%99% 元素碘：元素碘： 有機碘有機碘（甲基碘）（甲基碘） 80% 80% 氣溶膠再懸浮率氣溶膠再懸浮率（ 24 24 小時的操作小時的操作期間）期間） 0.0034%0.0034% 碘揮發(fā)率（碘揮發(fā)率（ 24 24 小小時的操作時間）時的操作時間） 0.1% 0.1% 安全殼卸壓裝置安全殼卸壓裝置降低堆芯（燃料）熔降低堆芯（燃料）熔化的風險化的風險緩解或消除鋯水反應緩解或消除鋯水反應導致

26、的氫爆風險導致的氫爆風險提高事故下裂變產(chǎn)提高事故下裂變產(chǎn)物的包容能力物的包容能力核安核安全全耐事故燃料耐事故燃料燃料燃料包殼包殼高熱導，高鈾密度U15N、U3Si2、UCv高密度陶瓷燃料高密度陶瓷燃料BISO/TRISO顆粒彌散于鋯合金基體v金屬基體微封裝燃料金屬基體微封裝燃料BISO/TRISO顆粒彌散于SiC基體v全陶瓷微封裝燃料全陶瓷微封裝燃料提高燃料熱導率增強裂變產(chǎn)物包容能力減少或消除可燃氣體提高包殼高溫性能添加改性顆粒提高熱導率BeO、SiC晶須、金剛石v UO2芯塊摻雜改性芯塊摻雜改性Si涂層、MAX相（Ti3SiC2）v 鋯合金涂層鋯合金涂層鋯合金包殼包殼涂層單質(zhì)SiC內(nèi)層-Si

27、C纖維層-單質(zhì)SiC外層vSiC復合包殼復合包殼FeCrAl合金復合Mo包殼v先進金屬包殼先進金屬包殼耐事故燃料耐事故燃料技術(shù)方向技術(shù)方向SiCSiC復合材料包殼復合材料包殼材料熔點熔點熱中子熱中子吸收截吸收截面面BarnBarn導熱導熱系數(shù)系數(shù)（輻照（輻照后）后）W/m.K硬度硬度HVNHVN楊氏楊氏模量模量GPaGPa Zr1852 0.1871630099 SiC5245 0.175 4-5 2800 380SiCSiC復合材料包殼復合材料包殼 SiCSiC具有優(yōu)秀的輻照穩(wěn)定性和低的輻照活度，其輻具有優(yōu)秀的輻照穩(wěn)定性和低的輻照活度，其輻照腫脹率在照腫脹率在200200下達到飽和值下達到飽和值0.8%0.8%，而，而10001000下下幾乎為幾乎為0 0。 SiCSiC能夠有效抵御事故和偏離泡核沸騰的沖擊，最能夠有效抵御事故和偏離泡核沸騰的沖擊，最高運行溫度可達高運行溫度可達20002000。 在高溫蒸汽中抗氧化性遠遠優(yōu)于鋯合金在高溫蒸汽中抗氧化性遠遠優(yōu)于鋯合金，在在LOCALOCA事故的溫度條件下其產(chǎn)生的氫遠低于鋯合