先進(jìn)反應(yīng)堆-輕水堆

先進(jìn)型核反應(yīng)堆第二章：輕水堆核電站一、輕水堆特點(diǎn)二、壓水堆PressurizedWaterReactor,PWR三、沸水堆BoilingWaterReactor,BWR四、壓水堆與沸水堆特點(diǎn)比較五、第三代輕水堆1、EPR2、AP1000一輕水堆特點(diǎn)輕水慢化、冷卻優(yōu)越的慢化性能（慢化比小，慢化長(zhǎng)度短）優(yōu)越的物理性能（比熱容、密度高，粘度低）純水與堆芯及結(jié)構(gòu)材料化學(xué)相容性好價(jià)格低廉，容易得到反應(yīng)性負(fù)溫度系數(shù)固有安全特性堆芯緊湊有利于經(jīng)濟(jì)性輕水堆特點(diǎn)?可利用常規(guī)蒸汽動(dòng)力裝置成熟技術(shù)，節(jié)省研發(fā)費(fèi)及時(shí)間UO2燃料和鋯合金包殼材料堆芯耐高溫，中子經(jīng)濟(jì)性好熱中子吸收截面大不可使用天然鈾作燃料全廠熱效率為31－35％，70％左右廢熱秦山I－31％，II－33.3％,大亞灣－33.9%,嶺澳－34.1%,田灣－35.3%輕水堆特點(diǎn)?燃料組件壓水堆正方形（14×14－18×18）沸水堆正方形（7×7－8×8）VVER六邊形（127－332根）高溫水對(duì)應(yīng)的飽和蒸汽壓力高反應(yīng)堆必須在高壓下運(yùn)行（與其它堆相比）汽輪機(jī)與火電廠高壓過(guò)熱汽輪機(jī)相比設(shè)備多，效率低。世界核電機(jī)組分布日、美、德沸水堆機(jī)組和壓水堆機(jī)組第一節(jié)：壓水堆第一節(jié)：壓水堆一、簡(jiǎn)介二、VVER三、KSNP四、N4

法國(guó)布熱核電站

西班牙特里歐壓水堆核電站法國(guó)貝爾堆爾核電站德國(guó)穆?tīng)柷谝鹉?卡爾希核電站我國(guó)核電站簡(jiǎn)介秦山核電站一核（300MW）二核（2×650MW）三核（2×700MW）大亞灣核電站大亞灣（2×1000MW）嶺奧（2×1000MW）

田灣核電站（2×1000MW）InoperationConstructionBeijingShanghaiQinshanDayaBayTianwan中國(guó)核電廠現(xiàn)狀

秦山核電站－秦山一期

秦山核電站－秦山一期反應(yīng)堆換料

反應(yīng)堆控制棒

秦山核電站－秦山二期秦山二期2號(hào)機(jī)組于2004年3月并網(wǎng)發(fā)電。（浙江海鹽縣）

秦山核電站－秦山二期廣東大亞灣核電廠大亞灣核電站我國(guó)引進(jìn)國(guó)外資金、設(shè)備和技術(shù)建設(shè)的第一座大型商用核電站，總投資40億美元。2×984MWe壓水堆反應(yīng)堆機(jī)組。1987年8月7日工程正式開(kāi)工，1994年2月1日和5月6日兩臺(tái)機(jī)組先后投入商業(yè)營(yíng)運(yùn)。大亞灣核電站每年發(fā)電量超過(guò)100億度，70％供香港，30％供廣東電網(wǎng)。每年減少燃煤消耗370萬(wàn)噸，減排CO2900萬(wàn)噸、SO217萬(wàn)噸、NO萬(wàn)噸，塵埃數(shù)千噸。廣東大亞灣核電站位于深圳市龍崗區(qū)大鵬鎮(zhèn)麻嶺角，西距深圳市直線距離約45公里，西南距香港特別行政區(qū)尖沙咀直線距離約52公里嶺澳核電站地理位置：嶺澳核電站位于大亞灣畔，距大亞灣核電站僅1.2公里建設(shè)：自1997年5月15日開(kāi)工。1號(hào)機(jī)組于2002年5月28日投入商業(yè)運(yùn)行。2號(hào)機(jī)組于2003年1月8日正式投入商業(yè)運(yùn)行

,

比原計(jì)劃提前66天。類(lèi)型：嶺澳與大亞灣一樣為1000MW法國(guó)壓水堆技術(shù)，但周期更短，造價(jià)更低。自主化：工程管理、建筑安裝、生產(chǎn)準(zhǔn)備自主化。部分設(shè)計(jì)自主化、部分設(shè)備制造國(guó)產(chǎn)化，設(shè)備國(guó)內(nèi)自主化比例將由２０％逐步提高到３０％。核燃料：3.2%濃縮鈾,以二氧化鈾的狀態(tài)鑄成陶瓷燃料芯塊，芯塊封裝到鋯合金包殼管中，組成燃料棒。燃料棒裝入燃料組件中每個(gè)組件的基層是一個(gè)17x17的方格，有264根燃料棒、24根控制棒及一個(gè)儀表管。大亞灣使用157個(gè)燃料組件，它們集中在一個(gè)高3.66米，直徑3.2米的堆芯中。未經(jīng)使用的燃料組件放射性極低，可以輕易、安全地運(yùn)輸。蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)壓力殼重314噸，鋼壁厚20厘米。水泵進(jìn)壓力殼后，溫度升至330°C

。二回路中的水被一回路中的水加熱，蒸發(fā)成蒸汽后驅(qū)動(dòng)汽輪機(jī)轉(zhuǎn)動(dòng)。大亞灣三回路運(yùn)轉(zhuǎn)。三個(gè)回路中，其中有一個(gè)接到穩(wěn)壓器上。穩(wěn)壓器內(nèi)的水受熱成為蒸汽，用以維持一回路中的水于15.5MPa高壓而不至于沸騰。反應(yīng)堆內(nèi)的燃料會(huì)慢慢消耗。平均而言，每個(gè)燃料組件會(huì)在反應(yīng)堆內(nèi)保留連續(xù)三年的工作時(shí)間。大亞灣核電站每年在一個(gè)燃料周期完結(jié)時(shí)更換約三分之一的燃料組件。更換燃料前，反應(yīng)堆會(huì)慢慢停止運(yùn)行，而冷卻劑的溫度和壓力在多個(gè)小時(shí)后會(huì)慢慢下降。切斷控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)電源，移開(kāi)壓力殼頂蓋。然后，反應(yīng)堆壓力殼以上的空間將被注滿(mǎn)水作為輻射屏障，燃料組件將逐個(gè)移離容器，再通過(guò)管道由反應(yīng)堆廠房運(yùn)往隔壁的燃料廠房?jī)?nèi)的燃料水池中。更換燃料使用后的“乏燃料”組件會(huì)繼續(xù)存放在水池中，直至其輻射水平大幅降低后再運(yùn)走。在反應(yīng)堆運(yùn)行過(guò)程中，反應(yīng)堆堆芯中央的核燃料會(huì)消耗得比較快，因此在更換核燃料的過(guò)程中，堆芯中央的核燃料會(huì)被首先取走，由堆芯周?chē)娜剂辖M件取代，新放入的燃料組件將頂替移至中央的燃料組件的位置。大亞灣核電站每年更換燃料燃料組件，需時(shí)約兩個(gè)星期，但通常會(huì)利用這段時(shí)間一并進(jìn)行電站的年度檢查維修工作，共需花時(shí)四至八個(gè)星期。更換燃料?

大亞灣核電站控制室常規(guī)島內(nèi)景3、田灣核電站中俄合作項(xiàng)目廠址位于江蘇省連云港市田灣一期工程建設(shè)兩臺(tái)俄羅斯AES-91/V-428（VVER-1000/428NPP-91）型壓水堆核電機(jī)組，裝機(jī)容量為2×106萬(wàn)千瓦1999年10月20日進(jìn)行1號(hào)機(jī)組的第一罐混凝土澆注，2000年9月20日進(jìn)行2號(hào)機(jī)組的第一罐混凝土澆注。1號(hào)機(jī)組和2號(hào)機(jī)組計(jì)劃分別于2004年和2005年建成投產(chǎn)，現(xiàn)已延遲至2007年。建造中的江蘇田灣核電站建造中的江蘇田灣核電站二、VVERVVER與PWR基本原理與工藝流程相同70年代第一代VVER-440未設(shè)置應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼。但堆芯設(shè)計(jì)安全裕度較大（83kW/L），并采用臥式蒸發(fā)器，一回路水量大，事故情況下保證堆芯淹沒(méi)。80年代前期第二代VVER-440增設(shè)應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，但沒(méi)設(shè)安全殼。80年代后期第三代VVER-1000增設(shè)安全殼。建22座。VVER?90年代第四代VVER-1000（AES-91/V-392)。安全殼采用雙層結(jié)構(gòu)，乏燃料水池布置在安全殼內(nèi)。同PWR安全標(biāo)準(zhǔn)基本相同，有些安全系統(tǒng)裕度更大。我國(guó)田灣采用VVER-1000（AES-91/V-428)，在燃料格架、導(dǎo)向管及控制棒材料，換料及功率展平方案，壓力殼結(jié)構(gòu)，專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)等方面都做了改進(jìn)。同APWR安全標(biāo)準(zhǔn)基本相當(dāng)。俄羅斯計(jì)劃到2015年每年興建兩個(gè)百萬(wàn)千萬(wàn)核反應(yīng)堆,到2020年將其數(shù)量增加到每年四個(gè)。俄羅斯目前在10個(gè)核電廠有31個(gè)核反應(yīng)堆，約占其電力發(fā)電的16%到17%。到2030年將核電發(fā)電的份額提高到至少25%。

VVER-1000（AES-91)總結(jié)了20套VVER運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)具有更高的安全性，它符合當(dāng)今國(guó)際核電安全法規(guī)的要求和發(fā)展趨向安全系統(tǒng)的多重性、多樣性和冗余性（安全余量大），針對(duì)各種可能發(fā)生的異常狀況和事故，設(shè)置相應(yīng)的預(yù)防措施和安全系統(tǒng)，確保核電站安全可行地運(yùn)行VVER?安全殼預(yù)應(yīng)力鋼纜系統(tǒng)共有水平環(huán)向360?預(yù)應(yīng)力鋼絲束70束，豎向倒U形預(yù)應(yīng)力鋼絲束50束，每束由55根七股鋼絞線組成，該設(shè)計(jì)系國(guó)內(nèi)首次采用的國(guó)際先進(jìn)技術(shù)，設(shè)計(jì)內(nèi)抗壓能力達(dá)到0.5MPa，最高可達(dá)0.7MPa。該系統(tǒng)能夠大大提高安全殼的承壓能力，增強(qiáng)核電站安全水平。AES-91－技術(shù)特點(diǎn)雙層安全殼反應(yīng)堆廠房穹頂?shù)跹b雙層安全殼結(jié)構(gòu)它既能抵御外部破壞，例如：龍卷風(fēng)、地震、小型飛機(jī)的撞擊，還能抵御在最嚴(yán)重事故情況下內(nèi)部放射性物質(zhì)的外泄。兩層安全殼之間為帶有碘和氣溶膠過(guò)濾器通風(fēng)系統(tǒng)的負(fù)壓環(huán)型空間，有效減少了放射必物質(zhì)向周?chē)h(huán)境的釋放，從而達(dá)到有效的防護(hù)目的，同時(shí)也成為目前國(guó)內(nèi)獨(dú)一無(wú)二的雙層安全殼核電站。雙層安全殼內(nèi)層是鋼纜預(yù)應(yīng)力張拉系統(tǒng)的混凝土墻體，厚為1.2米，內(nèi)壁有6毫米厚的鋼覆；外殼是普通混凝土墻休，厚為0.6米，內(nèi)外層之間間距1.8米。外層安全殼反應(yīng)堆廠房外徑為51.2米，總高度為74.2米。AES-91－技術(shù)特點(diǎn)?先進(jìn)的數(shù)字化分布控制系統(tǒng)（DCS）

由運(yùn)行儀控（TXP）和安全儀控（TXS）兩部分組成，是目前我國(guó)核電站首次引進(jìn)的全數(shù)字儀控系統(tǒng)。由于DCS系統(tǒng)具有可靠性高，監(jiān)視控制功能強(qiáng)及安裝維護(hù)方便等特點(diǎn)，將會(huì)為核電站安全、經(jīng)濟(jì)、高效運(yùn)行發(fā)揮重要作用。AES-91－技術(shù)特點(diǎn)?全數(shù)字化主控室4通道安全系統(tǒng)

包括：堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)、事故濃硼注入系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)和事故給水系統(tǒng)每個(gè)安全系統(tǒng)由4個(gè)完全獨(dú)立和實(shí)體隔離的通道組成。這樣在運(yùn)行中形成了一個(gè)系統(tǒng)運(yùn)行、三個(gè)系統(tǒng)備用的“N+3”的多重保護(hù)組合，從而大大提高了電廠的安全性。AES-91－技術(shù)特點(diǎn)?安注泵系統(tǒng)安全殼安全系統(tǒng)一回路系統(tǒng)蒸汽發(fā)生器儀控系統(tǒng)國(guó)內(nèi)其他核電站單殼三通道二環(huán)路或三環(huán)路立式模擬田灣核電站雙殼四通道四環(huán)路臥式數(shù)字全數(shù)字化正常運(yùn)行情況下，四個(gè)環(huán)路的設(shè)備同時(shí)工作。若其中兩個(gè)環(huán)路發(fā)生故障，仍可降低功率繼續(xù)運(yùn)行、可不停堆。AES-91－技術(shù)特點(diǎn)?汽輪機(jī)組反應(yīng)堆裝堆實(shí)驗(yàn)裝堆安裝吊籃奠定基礎(chǔ)三、KSNPKSNP+：KoreaStandardNuclearPowerPlant引進(jìn)西屋技術(shù)，已國(guó)產(chǎn)化1000MW，兩環(huán)路，4個(gè)主泵在安全性、負(fù)荷利用率、設(shè)計(jì)安全裕度、控制系統(tǒng)、運(yùn)行及經(jīng)濟(jì)性等方面比二代系統(tǒng)有改進(jìn)95年OPR1000(OptimizedPowerreactor）靈光3#，4#運(yùn)行98-05年并用KSNP，靈光5#,6#，蔚珍3－6#運(yùn)行4座KSNP（OPR）在建，新古里1-2#(08/09年),新月城1-2#(09/10年）計(jì)劃APR1400（先進(jìn)KSNP),新古里3-4#(10/11年）。三、KSNP-韓國(guó)核電裝機(jī)及發(fā)電世界第六（GWe）

美國(guó)（98）,法國(guó)（62）,日本（48）,德國(guó)（22）,俄國(guó)（21）,韓國(guó)（17.8）,英國(guó),烏克蘭,加拿大

4個(gè)核電站，20座反應(yīng)堆

古里（Kori×4PWR）,月城（Wolsong×4PHWR）,靈光（Yonggwang×6）,蔚珍（Ulchin×6）裝機(jī)容量占28.6%,發(fā)電量占38.7%

四、法國(guó)N4核電站法國(guó)核電系統(tǒng)共有58座壓水堆，其中4座N4系列反應(yīng)堆（34×900＋20×1300＋4×1450）擁有1000堆年以上的核電運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，可用率良好，達(dá)到82%。N4機(jī)組是目前運(yùn)行的最先進(jìn)的核電站：雙層安全殼，數(shù)字化控制系統(tǒng)，先進(jìn)透平系統(tǒng)（ArabelleTubine）第二節(jié)：BWR與ABWRBWR追求簡(jiǎn)易化的歷史帶蒸氣包／汽水分離器雙重循環(huán)式（1950年代～60年代）內(nèi)置汽水分離器直接循環(huán)式（1960年代）內(nèi)置射流泵減少周?chē)艿朗剑?970年代～至今）內(nèi)置循環(huán)泵取消堆芯周?chē)艿溃?990年代～至今）初期的BWR傳統(tǒng)式BWRABWR刻意追求簡(jiǎn)易-直接循環(huán)采用驗(yàn)證技術(shù)沸水堆的發(fā)展歷程四個(gè)發(fā)展階段50—60年代采用帶蒸氣汽包和蒸氣分離器的雙重式循環(huán)；70年代取消蒸汽發(fā)生器采用直接循環(huán)；80年代采用堆內(nèi)型噴射泵；90年代采用堆內(nèi)型再循環(huán)泵。三次標(biāo)準(zhǔn)改進(jìn)第一次在76—77年，第二次在78—80年，第三次在81—85年。三次改進(jìn)后沸水堆的設(shè)計(jì)，安全性發(fā)生了較大的變化，成為了我們目前所研究的先進(jìn)沸水堆。帶有噴射泵及外部再循環(huán)回路的BWR系統(tǒng)示意圖Ｋ―６

建設(shè)體制東京電力代表者：東芝東芝日立ＧＥ核島系統(tǒng)堆內(nèi)構(gòu)件汽機(jī)系統(tǒng)汽輪機(jī)和

發(fā)電機(jī)部件汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)本體核燃料＊ＧＥ發(fā)單，東芝、日立制造＊＊７號(hào)機(jī)的管理與制造范圍，東芝與日立對(duì)換控制總體計(jì)劃現(xiàn)場(chǎng)施工管理等55ABWR的技術(shù)特征因?yàn)槎研就鈬鷽](méi)有再循環(huán)管道，所以其他管道破損，堆水不喪失/保證堆芯不裸露（安全性提高）減少了職業(yè)性輻照劑量a)內(nèi)置循環(huán)泵(RIP:ReactorInternalPump)安全性提高

(有液壓式應(yīng)急驅(qū)動(dòng)、電驅(qū)動(dòng)后援雙重驅(qū)動(dòng)源)可同時(shí)操作復(fù)數(shù)控制棒，縮短了起動(dòng)時(shí)間具有微調(diào)功能，增大了可運(yùn)行性b)先進(jìn)型控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)(FMCRD:FineMotionControlRodDrive)

電動(dòng)機(jī)

(日常控制)液壓管道(應(yīng)急停堆動(dòng)力)c)鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)安全殼：RCCVMARK-I

(1100MWeBWR)MARK-II

(1100MWeBWR)

與核島房融為一體

輸出功率單位的建筑體積減少降低造價(jià)縮短建設(shè)工期

RPV重心位置降低比MARK-II降低10m提高抗震性能RCCV

(1350MWeABWR)小型主控臺(tái)大型顯示盤(pán)提高了可靠性信息集中化的人機(jī)接口增大自動(dòng)化程度，運(yùn)行易于掌握提高了檢修性d)新型測(cè)控設(shè)備（主控室）

采用了最新技術(shù)－包括安全系統(tǒng)在內(nèi)，全部使用數(shù)碼技術(shù)和多重傳送技術(shù)e)應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)－ABWRECCS的3個(gè)功能組

RCIC

LPFLHPCFHPCFLPFLLPFLD/GD/GD/G全部高壓安注系統(tǒng)?低壓安注系統(tǒng)?應(yīng)急用電源分別組合成３個(gè)獨(dú)立系統(tǒng)RCIC:ReactorCoreIsolationCoolingSystemHPCF:HighPressureCoreFlooderSystemLPFL:LowPressureFlooderSystemD/G:StandbyDieselGeneratorADS:AutomaticDepressurizationSystem即使發(fā)生最大LOCA事故，堆芯也能保證不裸露水面提高了安全性和可靠性采用最新型設(shè)備、取得了明顯效果RIP

安全性提高FMCRD

可靠性提高RCCV

可運(yùn)行性和可操作性提高最新型測(cè)控設(shè)備 經(jīng)濟(jì)性提高ECCS3個(gè)功能組總結(jié)Ｋ-6/7成績(jī)，不斷發(fā)展技術(shù)追求合理化，成果投入新建項(xiàng)目使用。ABWR的技術(shù)特征－小結(jié)BWR與ABWR主要差別效率：BWR33，ABWR35％工期：BWR58月，ABWR48月負(fù)荷因子：BWR75％，ABWR87%劑量水平：BWR1人.Sv/年，ABWR0.36人.Sv/年啟動(dòng)時(shí)間：ABWR縮短1/3放射性廢物量：ABWR每堆年減少一半先進(jìn)沸水堆利用先進(jìn)技術(shù)和成熟的經(jīng)驗(yàn)，代表當(dāng)今核電站發(fā)展水平。它與GE研制的前六代沸水堆(BWR1-BWR6)及歐洲沸水堆相比，就單相系統(tǒng)或設(shè)備的設(shè)計(jì)而言，在技術(shù)上沒(méi)有明顯的突破，但它集以往沸水堆技術(shù)及經(jīng)驗(yàn)之大成,更符合先進(jìn)輕水堆URD設(shè)計(jì)規(guī)范，在整體上體現(xiàn)出了它綜合的優(yōu)勢(shì)。精密控制棒驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)維修率低，高性能的防輻射材料，長(zhǎng)壽命的中子監(jiān)視器，改進(jìn)的水化學(xué)系統(tǒng)等等。先進(jìn)沸水堆通過(guò)改進(jìn)堆芯及燃料的設(shè)計(jì)使功率振蕩衰減比非常小，堆的穩(wěn)定性大大提高。先進(jìn)堆堆內(nèi)設(shè)置自動(dòng)運(yùn)行，保護(hù)器禁止堆運(yùn)行在高功率密度/低流量區(qū)，來(lái)防止兩相流不穩(wěn)定性的發(fā)生。世界首臺(tái)ABWR機(jī)組:東京電力公司柏崎刈羽核電廠6/7號(hào)機(jī)OhmaFull-MOX(T/O2008)Fukushima-I7&8(T/O2007,08)Higashidori2TOHOKU(T/Oafter2011)Higashidori1&2TEPCO(T/O2010,after2010)Shika2(T/O2006)Kaminoseki1&2(T/O2012,15)Shimane3(T/O2010)Hamaoka5(T/O2005)Lungnen1&2(T/O2006,2007)面向世界的標(biāo)準(zhǔn)電站ABWR世界首臺(tái)ABWR的建設(shè)ABWR新建項(xiàng)目不斷

開(kāi)建項(xiàng)目2臺(tái)

籌建項(xiàng)目９臺(tái)KashiwazakiKariwa6&7(T/O1996,1997)浜岡5號(hào)2005年已運(yùn)行

志賀2號(hào)2006年3月已運(yùn)行

島根3號(hào)機(jī)組：計(jì)劃中大間：計(jì)劃中志賀2號(hào)機(jī)組開(kāi)

工：1999年8月運(yùn)行開(kāi)始：2006年3月浜岡5號(hào)機(jī)組開(kāi)

工：1999年3月運(yùn)轉(zhuǎn)開(kāi)始：2005年1月上關(guān)：計(jì)劃中8積累豐富的ABWR運(yùn)行業(yè)績(jī)浜岡5號(hào)機(jī)組(2005年1月)、志賀2號(hào)機(jī)組(2006年3月)已開(kāi)始運(yùn)行

ABWR4機(jī)組計(jì)劃上馬(已經(jīng)列入國(guó)家電力資源開(kāi)發(fā)計(jì)劃中)91011第三節(jié)：沸水堆與壓水堆一、反應(yīng)堆物理和熱工水力的基本原理二、蒸汽產(chǎn)生及相關(guān)設(shè)備三、堆芯與燃料設(shè)計(jì)四、反應(yīng)堆運(yùn)行與控制一、反應(yīng)堆物理和熱工水力的基本原理

BWR和PWR的堆物理原理非常相似都用2%－3%或更高富集度的UO2芯塊燃料。都采用非均勻堆芯設(shè)計(jì)概念，都以水為慢化劑和冷卻劑。主要區(qū)別就是在BWR堆芯形成的空泡影響，其直接影響著中子慢化和堆芯的反應(yīng)性以及堆芯熱傳導(dǎo)。在反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)，主蒸汽中含有半衰期僅為幾秒鐘的放射性氮-16，盡管如此，BWR的汽機(jī)還必須配以必要的生物屏蔽來(lái)用以職業(yè)防護(hù)。BWRPWR在壓力容器中有兩相流在壓力容器中是單相流過(guò)冷和飽和冷卻劑過(guò)冷冷卻劑形成空泡無(wú)空泡形成避免過(guò)渡沸騰避免膜態(tài)沸騰監(jiān)測(cè)最小臨界功率比監(jiān)測(cè)偏離泡核沸騰比最小臨界功率擾動(dòng)不會(huì)偏離DNB比將會(huì)引起引起包殼峰值溫度包殼峰值溫度上升

PWR和BWR在熱工水力方面的區(qū)別：二、蒸汽產(chǎn)生及相關(guān)設(shè)備

BWRPWR·直接循環(huán)·間接循環(huán)·RPV壓力73.kg/cm2 ·RPV壓力158kg/cm2·RPV溫度286℃·RPV溫度320℃·蒸汽產(chǎn)生于RPV·蒸汽產(chǎn)生于蒸發(fā)器（汽水分離器和蒸汽干燥器）（通過(guò)二器路）·RPV內(nèi)允許沸騰·RPV內(nèi)無(wú)沸騰主要核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)設(shè)備BWR PWR·壓力容器·反應(yīng)堆壓力容器（蒸汽干燥器和汽水公離器） ·無(wú)蒸汽發(fā)生器 ·4個(gè)蒸發(fā)器·無(wú)穩(wěn)壓器 ·1個(gè)穩(wěn)壓器·內(nèi)置泵（ABWR） ·壓力容器外的主泵·下部插入控制棒 ·上端插入·壓力容器尺寸．壓力容器尺寸，高：22m高：12.6m直徑：7m＊直徑：4.4m厚度：15cm厚度：22cm·堆芯壓降1.49·堆芯壓降1.45沸水堆與壓水堆堆芯與壓力殼沸水堆堆芯直徑大：1）沸水堆芯內(nèi)空泡的存在使得中子慢化能力下降。2）兩相流的壓降要高。BWR堆芯大。壓力殼直徑大沸水堆壓力殼高：沸水堆需要把堆芯出口蒸汽，水進(jìn)行分離及對(duì)蒸汽進(jìn)行干燥，要設(shè)置汽水分離器及蒸汽干燥器。沸水堆壓力殼壁薄:運(yùn)行壓力及溫度都較低。沸水堆安全殼體積小:沸水堆省去了蒸發(fā)器，穩(wěn)壓器及相應(yīng)的管道。安全殼設(shè)計(jì)兩種堆型的安全殼比較BWR PWR·主系統(tǒng)設(shè)備少·主系統(tǒng)設(shè)備多·濕安全殼·干安全殼·抑壓概念·沒(méi)有采用水水抑壓·干井、濕井和通孔·無(wú)濕井·瞬態(tài)和事故時(shí)抑壓池可作為熱阱三、堆芯與燃料設(shè)計(jì)

BWRPWR·UO2芯塊及Zr包殼·UO2芯塊及Zr包殼·每個(gè)盒內(nèi)8×8或9×9棒布置·每個(gè)組件17×17個(gè)燃料棒·元件盒，尺寸：15cm方，370cm長(zhǎng)·組件尺寸為21cm方，400cm長(zhǎng)·燃料棒直徑10.6mm＊·燃料棒直徑8.2mm·平均堆芯功率密度50kw/l·平均堆芯功率密度90kw/l·燃料燃耗（平均）45000MWd/T＊·平均燃耗50000MWd/T

四、反應(yīng)堆運(yùn)行與控制BWRPWR·控制棒（170－200）·控制棒束（50－60）十字形控制棒處于燃料間隙中燃料棒間的棒束控制棒B4C或HfB4C或Hf反應(yīng)堆緊急停堆反應(yīng)堆緊急停堆燃料中的可燃毒物（Gd）可燃毒物（Gd和其它的物類(lèi)）·堆芯流量化學(xué)補(bǔ)償（含硼液體）負(fù)空泡系數(shù)停堆添加物增加流量會(huì)引起反應(yīng)性和功率的增加·負(fù)空泡系數(shù)·由負(fù)到正的慢化劑溫度系數(shù)保護(hù)系統(tǒng)停堆信號(hào)BWRPWR·反應(yīng)堆高壓·穩(wěn)壓器高壓·干井高壓·穩(wěn)壓器低壓·反應(yīng)堆水位低·穩(wěn)壓器高水位·主蒸汽中高放射性·蒸發(fā)器水位低·反應(yīng)堆水位高·中子通量過(guò)高·中子通量過(guò)高·回路流量太低·汽輪機(jī)控制閥快速關(guān)閉·超功率溫差·汽機(jī)閘閥關(guān)閉·超溫溫差·主蒸汽隔離閥關(guān)閉·汽機(jī)停機(jī)主泵電源欠壓·主泵電源低頻供應(yīng)·安注運(yùn)行和維修BWRPWR·反應(yīng)性控制·反應(yīng)性控制整個(gè)周期內(nèi)僅幾根控制棒許多控制棒束流量控制用以調(diào)節(jié)功率化學(xué)補(bǔ)償控制·操作者反應(yīng)基于事故判斷·操作者反應(yīng)是基于癥狀任何情況下都要保障RPV水位必須判斷事故的可能性操作員無(wú)需復(fù)雜判斷·堆芯熱工水力設(shè)計(jì)更加抗瞬態(tài)·對(duì)失壓和堆芯沸騰的響應(yīng)較麻煩·容易負(fù)荷跟蹤·負(fù)荷跟蹤較為麻煩·靈活的循環(huán)周期·想增加循環(huán)長(zhǎng)度并不容易BWR與PWR的負(fù)荷跟蹤機(jī)理BWRPWR·通過(guò)控制流量來(lái)調(diào)節(jié)功率·通過(guò)硼水和控制棒來(lái)調(diào)節(jié)功率·快速調(diào)節(jié)可達(dá)1%/秒·慢：2-5%/分·范圍為額定功率的·范圍為額定功率的50%－100%30%－100%·負(fù)空泡系數(shù)可穩(wěn)定氙效應(yīng)·為了補(bǔ)償氙效應(yīng)插入控制棒束展平功率分布三、第三代先進(jìn)PWR1、EPR2、AP600/10001、EPR－歐洲壓水堆

（1）EPR簡(jiǎn)介（2）技術(shù)特點(diǎn)（3）安全特性(1)EPR簡(jiǎn)介

法德雙方協(xié)作共同開(kāi)發(fā)核電廠供應(yīng)商的合作：法馬通和西門(mén)子KWU（現(xiàn)為AREVA公司）；兩國(guó)電力公司的合作：（現(xiàn)已合并為E.ON、EnBW、RWEPower）兩國(guó)核安全當(dāng)局合作：以求制定出共同的核安全法規(guī)。在世界上現(xiàn)役輕水堆幾千個(gè)堆年運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋的基礎(chǔ)上并吸收包括法國(guó)N4機(jī)組和德國(guó)KONVOI機(jī)組在內(nèi)的最新反應(yīng)堆技術(shù)而開(kāi)發(fā)出來(lái)的。綜合了幾十年研發(fā)（R&D）計(jì)劃取得的成果，特別是由法國(guó)原子能委員會(huì)和Karlsruhe研究中心所獲得的研究成果。(1)EPR簡(jiǎn)介160萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆，其單機(jī)容量為世界之最機(jī)組熱效率為當(dāng)今輕水堆之最：36/37%；從第一罐混凝土計(jì)建造周期不超過(guò)48個(gè)月；設(shè)計(jì)壽命增加到60年；燃料U235富集度5％；燃料組件卸料燃耗深70000MWd/t燃料利用率提高；每兆瓦時(shí)鈾消耗量節(jié)約17%機(jī)組整個(gè)壽期的平均可用因子達(dá)92%，這樣換料周期延長(zhǎng)，停堆換料和在役檢查時(shí)間縮短。

(1)EPR簡(jiǎn)介換料停堆時(shí)間縮短到接近10天。由于設(shè)備標(biāo)準(zhǔn)化和部分維修任務(wù)可在機(jī)組運(yùn)行狀態(tài)下進(jìn)行（歸功于安全系統(tǒng)4重冗余）使維修簡(jiǎn)化。廢物和流出物減少。對(duì)運(yùn)行和維修人員的輻射防護(hù)加強(qiáng)：集體劑量的目標(biāo)小于0.4人希弗/堆年，而目前OECD國(guó)家的平均水平為1人希弗/堆年。對(duì)操縱員友好的人機(jī)接口使可靠性大大提高并使人員干預(yù)減少。(1)EPR簡(jiǎn)介每兆瓦時(shí)長(zhǎng)壽錒系元素產(chǎn)生量減少15%相對(duì)于釋熱比，發(fā)電量增加14%堆芯裝載MOX燃料的百分比可到100%EPR堆芯設(shè)計(jì)運(yùn)行裕量大，靈活性好適應(yīng)用戶(hù)的各種需要，如采用不同類(lèi)型的燃料（UO2，UO2-Gd2O3，MOX）、不同的燃料管理戰(zhàn)略和燃料循環(huán)長(zhǎng)度（到24個(gè)月），降功率運(yùn)行和延壽運(yùn)行。(1)EPR簡(jiǎn)介

經(jīng)濟(jì)性好：發(fā)電成本比在役最先進(jìn)的核電機(jī)組低10%，比聯(lián)合循環(huán)的大型燃?xì)鈾C(jī)電站低20%。與化石燃料電廠相比，如考慮電廠發(fā)電的“外部費(fèi)用”，即社區(qū)所遭受的環(huán)境和健康損害費(fèi)用，這一優(yōu)點(diǎn)將更為明顯。(2)EPR技術(shù)特點(diǎn)EPR直接采用N4和KONVOI反應(yīng)堆經(jīng)過(guò)驗(yàn)證的成熟技術(shù)，總體上為掌握技術(shù)提供了保證。現(xiàn)有的設(shè)計(jì)、設(shè)備制造以及核電廠建造等方面的工業(yè)能力可很容易得到推廣和利用。操縱員在現(xiàn)役電站運(yùn)行中已掌握的專(zhuān)門(mén)技能同樣可應(yīng)用到EPR的運(yùn)行中去?？蛻?hù)能夠避免設(shè)計(jì)、建造或運(yùn)行方面的風(fēng)險(xiǎn)EPR設(shè)計(jì)滿(mǎn)足世界未來(lái)核電廠更高安全水平的要求。(2)EPR技術(shù)特點(diǎn)EPR主要設(shè)計(jì)特點(diǎn)是它的簡(jiǎn)化設(shè)計(jì)，機(jī)械設(shè)備、供電系統(tǒng)和相關(guān)的儀控均以4環(huán)路/4安全系列概念設(shè)計(jì)。運(yùn)行和安全功能分開(kāi)，以簡(jiǎn)化系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)。運(yùn)行和安全系統(tǒng)的設(shè)置為任何類(lèi)型的異常事件提供了逐步緩解的措施。(2)EPR技術(shù)特點(diǎn)堆芯周?chē)幸蝗χ凶臃瓷鋵?，提高了燃料利用率并防止與輻照有關(guān)的壓力容器老化現(xiàn)象的發(fā)生。壓力容器采用抗考化最佳的鋼材制造并減少焊縫數(shù)量。蒸汽發(fā)生器裝有軸向節(jié)能器，使蒸汽壓力提高到78個(gè)飽和蒸汽壓力，從而獲得較高的電廠效率（36/37%）。主冷卻泵采用革新的水力設(shè)計(jì)進(jìn)行制造，表現(xiàn)為采用靜壓軸承，已在N4成功實(shí)施。(2)EPR技術(shù)特點(diǎn)反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)以N4機(jī)組的經(jīng)驗(yàn)反饋為基礎(chǔ)，采用經(jīng)過(guò)驗(yàn)證的數(shù)字化技術(shù)。全計(jì)算機(jī)化主控室采用最先進(jìn)的數(shù)字化技術(shù)，使操縱員能夠全面調(diào)節(jié)對(duì)電廠運(yùn)行有重要影響的所有參數(shù)。EPR充分采用現(xiàn)役電站的經(jīng)驗(yàn)反饋并結(jié)合最新的技術(shù)發(fā)展，提供了極為友好的人機(jī)接口。主要安全系統(tǒng)包含4個(gè)子系統(tǒng)或列，每列都能獨(dú)立執(zhí)行全部安全功能。在反應(yīng)堆廠房周?chē)?個(gè)安全防護(hù)廠房中，每一個(gè)里都布置有一列安全系統(tǒng)，以防止系統(tǒng)發(fā)生共模故障。（3）安全特性EPR符合法國(guó)和德國(guó)核安全當(dāng)局1993年聯(lián)合提出的共同建議和1995年發(fā)布的對(duì)主要問(wèn)題的立場(chǎng)2000年10月，負(fù)責(zé)反應(yīng)堆安全的法國(guó)常設(shè)專(zhuān)家組與德國(guó)的有關(guān)專(zhuān)家一起對(duì)指導(dǎo)EPR設(shè)計(jì)的技術(shù)導(dǎo)則進(jìn)行了評(píng)審并給予確認(rèn)。EPR滿(mǎn)足歐洲用戶(hù)要求（EUR）和美國(guó)電力研究院（EPRI）發(fā)布的用戶(hù)要求文件（URD）（3）安全特性-強(qiáng)化防范堆熔事件的措施EPR采取措施防范堆芯熔化，包括采用安全裝置進(jìn)一步降低這種嚴(yán)重事故的概率小于10-6/堆年（比N4和KONVOI還要低一個(gè)量級(jí)）：增加一回路和蒸汽發(fā)生器的水裝量；采用4×100%冗余（4系列概念）來(lái)增加安全系統(tǒng)的可靠性；這些系統(tǒng)的每列在設(shè)計(jì)方面都遵循多樣化原則。（3）安全特性-強(qiáng)化防范堆熔事件的措施?采用緩解嚴(yán)重事故后果的設(shè)施：安全殼將防止放射性向外擴(kuò)散；在安全殼內(nèi)布置有混凝土小室和氫催化復(fù)合器（屬非能動(dòng)設(shè)備）以防因氫累積引起氫氣爆燃堆芯熔融物在反應(yīng)堆安全殼廠房?jī)?nèi)部的專(zhuān)門(mén)區(qū)域進(jìn)行收集和滯留然后得以冷卻，從換料水池來(lái)的水非能動(dòng)地淹沒(méi)熔融物。（3）安全特性-防范外部災(zāi)害為防范外部災(zāi)害設(shè)置實(shí)體保護(hù)：抗飛機(jī)撞擊：反應(yīng)堆廠房、控制室、乏燃料廠房和4座安全廠房中的2座通過(guò)足夠厚的鋼筋混凝土外墻進(jìn)行保護(hù)以抵御軍用飛機(jī)的高速撞擊。其它兩座安全廠房分開(kāi)布置在反應(yīng)堆廠房相對(duì)應(yīng)的兩側(cè)，由于它們相距較遠(yuǎn)，這樣僅有一座安全廠可能被飛機(jī)撞毀，而不會(huì)對(duì)安全造成影響。同樣，用于應(yīng)急供電的柴油發(fā)電機(jī)組分置在兩個(gè)不同的廠房，并通過(guò)實(shí)體隔離進(jìn)行保護(hù)。（3）安全特性-防范外部災(zāi)害抵御嚴(yán)重的地震：整個(gè)核島座落在一塊6米厚的鋼筋混凝土底板上。廠房高度降至最低。最重的部件尤其是水箱安裝在標(biāo)高較低的位置。雙層安全殼：內(nèi)層預(yù)應(yīng)力混凝土廠房和外層鋼筋混凝土殼，兩者厚度均為1.3米。小結(jié):(1)EPR主要優(yōu)點(diǎn)經(jīng)濟(jì)性：160萬(wàn)千瓦級(jí)反應(yīng)堆，效率高，建造周期縮短，設(shè)計(jì)壽命延長(zhǎng)，燃料使用率增加而且機(jī)組可用因子提高。安全性：加強(qiáng)防范堆芯熔化并緩解放射性后果；增強(qiáng)抵御外部災(zāi)害特別是抗飛機(jī)撞擊和地震的能力。技術(shù)先進(jìn):靈活的燃料管理策略，大容量部件例如壓力容器和堆內(nèi)構(gòu)件、蒸汽發(fā)生器和主冷卻劑泵，以及儀表和控制，人機(jī)接口和電廠控制室。小結(jié):(2)EPR前景芬蘭用戶(hù)TVO在2003年12月18日與AREVA和西門(mén)子聯(lián)合體簽署合同，在芬蘭的Olkiluoto廠址建造一臺(tái)EPR。第一灌混凝土于2005年中澆灌，計(jì)劃09年商業(yè)運(yùn)行。2006年5月4日，法國(guó)電力公司董事會(huì)決定在Flamanville廠址啟動(dòng)首臺(tái)（法國(guó)）EPR機(jī)組建設(shè)；2007年1月24日核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)定貨，世界第二臺(tái)EPR機(jī)組在建。在中國(guó)核電市場(chǎng)與AP1000竟標(biāo)失敗。但中廣核仍在努力,已簽協(xié)議。該機(jī)組的建造進(jìn)一步證明并增強(qiáng)了以EPR堆型為基礎(chǔ)的未來(lái)核電項(xiàng)目的強(qiáng)大生命力。2、AP1000－安全革新傳統(tǒng)核電站－主動(dòng)安全理念子系統(tǒng)、設(shè)備可靠多系統(tǒng)冗余電力（或高氣壓）驅(qū)動(dòng)，電源、備用電源可靠、冗余AP1000－被動(dòng)安全理念自然力驅(qū)動(dòng)重力、自然循環(huán)、自然對(duì)流、蒸發(fā)及冷凝簡(jiǎn)化安全系統(tǒng)、減少動(dòng)力源（可靠）減少操作員干預(yù)AP1000的安全戰(zhàn)略被動(dòng)安全相關(guān)系統(tǒng)只采用被動(dòng)過(guò)程，不需要主動(dòng)的泵、柴油發(fā)電機(jī)等….一組時(shí)序控制的閥門(mén)過(guò)程開(kāi)始后不需要其它支持系統(tǒng)（NoACpower,coolingwater）大大減少對(duì)操作員的依賴(lài)緩解基準(zhǔn)設(shè)計(jì)事故，無(wú)非核級(jí)系統(tǒng)主動(dòng)非安全相關(guān)系統(tǒng)可靠地支持正常運(yùn)行Redundantequipmentpoweredbyonsitediesels對(duì)被動(dòng)安全系統(tǒng)的影響很小不要求對(duì)緩解基準(zhǔn)設(shè)計(jì)事故負(fù)責(zé)2/3/2023WestinghouseElectricCompany你認(rèn)為哪些系統(tǒng)應(yīng)是被動(dòng)安全相關(guān)？問(wèn)題(1)被動(dòng)衰變熱排出自然循環(huán)HXconnectedtoRCS(2)被動(dòng)安全注入自然循環(huán)/gravitydraincoremakeuptanks(RCSpres)N2pressurizedaccumulators(4.7MPa)Gravitydrainrefuelingwaterstoragetank(containmentpres)Automaticdepressurizationvalves,Pzr&HLAP1000被動(dòng)安全特性AP1000被動(dòng)安全特性(3)被動(dòng)安全殼冷卻空氣自然循環(huán)/蒸發(fā)安全殼外表面水(4)安全殼空間被動(dòng)放射性排出Naturalcirculation/removalmechanismsAP1000被動(dòng)安全特性(5)被動(dòng)主控制室

CompressedairpressurizationofMCR(6)被動(dòng)主控制室/儀控室冷卻Naturalcirculationtoconcretewalls/ceiling(7)被動(dòng)安全殼氫氣控制Autocatalyticrecombiners(8)被動(dòng)安全殼pH控制BasketsofTriSodiumPhosphatefloodedbyaccidentStandardPWRAP600/AP1000常規(guī)PWR與AP1000的安全理念區(qū)別AP1000被動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)AP1000被動(dòng)安注設(shè)備三個(gè)水源提供堆芯冷卻補(bǔ)水：

堆芯補(bǔ)水箱(CoreMake-upTanks)

提供堆芯高壓補(bǔ)水throughDVI(directvesselinjection)line.

蓄水箱（accumulators）

含硼水球形罐（氮?dú)猓?，在小?.7MPa時(shí)提供堆芯冷卻水.幾分鐘內(nèi)可緩解大LOCAs.

殼內(nèi)燃料冷卻水箱（IRWST）

常壓不銹鋼硼水箱（2600m3）,提供堆芯低壓補(bǔ)水。同時(shí)做為PRHR回?zé)崞鞯臒峋?。AP1000被動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)(1)被動(dòng)余熱排出（PRHR）熱交換器

操縱員不干涉/自然循環(huán)帶出100%余熱.Protectsplantfromeventsthatmaydisruptnormalsteamgeneratoroperations:LossofnormalfeedwaterflowLossofACpowerSteamgeneratortuberupture(SGTR)AP1000被動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)(2)堆芯補(bǔ)水箱（CoreMakeupTanks，CMT)FullRCSpressure,naturalcirc.injectionReplaceHHSIpumps蓄水箱（Accumulators）SimilartocurrentplantsRWSTInjection