課件ABWR先進沸水堆

1、abwr-先進沸水堆（ advanced boiling water reactor ）壓水堆壓水堆pwrpwr沸水堆沸水堆bwrbwr重水堆重水堆氣冷堆氣冷堆石墨慢化，石墨慢化，輕水冷卻堆輕水冷卻堆增殖堆增殖堆機組數(shù)機組數(shù)25025093933737353515153 3裝機容量裝機容量(mwe)(mwe)2215522215527980379803199211992111889118891419514195863863裝機容量份額裝機容量份額63.60%63.60%22.90%22.90%5.70%5.70%3.40%3.40%4.10%4.10%0.20%0.20%世界核電機組分布世界核

2、電機組分布我國核電分類 除秦山三期candu-6重水堆 2*720mw外，運行項目和在建項目均為壓水堆。 運行項目共11臺，裝機容量910mw。 擬建項目中山東石島灣核電站為我國首座高溫氣冷堆示范工程，一臺200mw。abwr-先進沸水堆 采用加壓輕水兼作冷卻劑和慢化劑、低濃縮uo2作燃料。 與壓水堆不同，沸水堆采用直接循環(huán)方式。 允許冷卻劑在堆內(nèi)沸騰，水在堆內(nèi)以兩相形式流動，堆內(nèi)產(chǎn)生的汽水混合物通過壓力殼上部的汽水分離器和蒸汽干燥器進行分離和干燥，產(chǎn)生的飽和蒸汽直接引入汽輪機。abwr運行特性和安全特性 運行溫度、壓力較低，壓力約為pwr的一半。 借助汽泡的負反應性，可以通過改變冷卻劑再循環(huán)

3、流量導致空泡份額變化來調(diào)節(jié)功率，不再采用調(diào)節(jié)硼濃度來調(diào)整堆功率，且使沸水堆具有固有安全性。 沸水堆內(nèi)允許冷卻劑飽和沸騰，因此兩相流動穩(wěn)定性問題是沸水堆熱工水力設計中非常突出并要重點關注的問題。 abwr熱工水力設計的特點 abwr再循環(huán)系統(tǒng)采用內(nèi)置泵。abwr采用10臺內(nèi)置泵替代原先的噴射泵，省去了外部再循環(huán)回路。這種一體化主回路設計，使得堆芯頂部以下沒有大口徑管道貫穿壓力殼，減少了大破口失水事故（loca）發(fā)生的可能性并減輕了事故的后果。 低的堆芯平均功率密度，僅為同等功率水平pwr的1/2左右。 相比于一般的bwr增加了堆芯柵格間距。燃料組件間的距離增大，水鈾比增加，中子能譜軟化，改善了堆

4、的運行性能。 福島核電站 日本東京電力公司（tepco），擁有3個核電廠，17座反應堆，其中在福島縣，有2個核電廠，分別為福島daiichi核電廠，和福島daini核電廠。我們所說的福島第一核電廠，應該就是福島daiichi核電廠；福島第二核電廠，應該就是福島daini核電廠。福島第一核電廠，現(xiàn)役核電機組有6個 ，均為沸水堆，屬于第二代核電技術。 福島一站1號機組于1967年9月動工，1970年11月并網(wǎng)，1971年 3月投入商業(yè)運行，輸出電功率凈毛值為439/460兆瓦,負荷因子為49.9。2號6號機組分別于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投

5、入商業(yè)運行。負荷因子分別為52.8、61.2、72.1、68.5和69.7。 福島二站 4臺機組的輸出電功率凈毛值均為1067/1100兆瓦。二站1號機組于1975年11月開始施工，1981年7月并網(wǎng)，1982年4月投入商業(yè)運行，負荷因子為76.1。2號4號機組分別于1984年2月、1985年6月、1987年8月投入商業(yè)運行,負荷因子分別為79.1、81.7和78.9。廠房布置圖福島第一核電廠1號機組反應堆建筑示意圖：地震回顧2011年3月11日午后2點46分，地震發(fā)生。地震發(fā)生時，日本東北部共有3座核電廠運行，福島第一核電廠和福島第二核電廠受到嚴重影響。福島daiichi核電廠（第一核電廠）

6、，此時1號機組、2號機組和3號機組正在運行，地震后立即自動停堆。4號，5號和6號機組，正在例行的停堆維護中。 3月11日下午3點41分，福島一號電廠的應急柴油發(fā)電機全部故障。 3月12日凌晨4點，福島一號電廠放射性水平，無明顯變化，與平時水平相當，三層安全殼完好無損，無放射性泄漏。 3月12日凌晨4點開始，到4點40分，放射性水平數(shù)據(jù)發(fā)生顯著的變化，增大了10倍。（福島核電站1978年就泄漏過了，但是事故一直被隱瞞至2007年才公之于眾 ） bwrbwr追求簡易化的歷史追求簡易化的歷史帶蒸氣包汽水分離器帶蒸氣包汽水分離器雙重循環(huán)式雙重循環(huán)式（1950年代60年代）內(nèi)置汽水分離器內(nèi)置汽水分離器直

7、接循環(huán)式直接循環(huán)式（1960年代）內(nèi)置射流泵內(nèi)置射流泵減少周圍管道式減少周圍管道式（1970年代至今）內(nèi)置循環(huán)泵內(nèi)置循環(huán)泵取消堆芯周圍管道取消堆芯周圍管道（1990年代至今）初期的初期的bwrbwr傳統(tǒng)式傳統(tǒng)式bwrbwrabwrabwrl刻意追求簡易刻意追求簡易- -直接循環(huán)直接循環(huán)l采用驗證技術采用驗證技術因為堆芯外圍沒有再循環(huán)管道，因為堆芯外圍沒有再循環(huán)管道，所以其他管道破損，堆水不喪失所以其他管道破損，堆水不喪失/ /保證堆芯不裸露（安全性提高）保證堆芯不裸露（安全性提高）減少了職業(yè)性輻照劑量減少了職業(yè)性輻照劑量a)a)內(nèi)置循環(huán)泵內(nèi)置循環(huán)泵(rip: reactor internal pump)(rip: reactor internal pump) 為確保穩(wěn)定運行，反應堆容器上接有若干條再循環(huán)環(huán)路，每條環(huán)路設一臺泵，該泵從反應堆容器出口接管吸水并排水至人口接管。泵的流量變化可以改變平均水溫和蒸汽泡形成的水平。用這種方法能夠控制中子的慢化條件(密度低的蒸汽替代水或相反)，從而控制反應堆的功率水平。最新信息 福島第一核電站一