核電技術(shù)及其發(fā)展課件

核電技術(shù)及其發(fā)展（二）哈爾濱工程大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院彭敏俊2008年8月2022/12/161核電技術(shù)及其發(fā)展（二）哈爾濱工程大學(xué)2008年8月2022/2022/12/1622022/12/1322.1發(fā)展核能發(fā)電的必要性能源需求矛盾環(huán)境污染可持續(xù)發(fā)展的需要32.1發(fā)展核能發(fā)電的必要性能源需求矛盾3人類獲取電能的方式火力發(fā)電風(fēng)力發(fā)電水力發(fā)電潮汐發(fā)電核能發(fā)電太陽能發(fā)電4人類獲取電能的方式火力發(fā)電風(fēng)力發(fā)電水力發(fā)電潮汐發(fā)電核能發(fā)電太我國能源消費結(jié)構(gòu)2006年2003年5我國能源消費結(jié)構(gòu)2006年2003年5世界化石能源行將用盡資源類型煤炭石油天然氣探明儲量98421.1億噸1661.48億噸155.78萬億立方米統(tǒng)計截止日期2002年1月1日2003年1月1日2003年1月1日可開采年限21848676世界化石能源行將用盡資源類型煤炭石油天然氣探明儲量9842常規(guī)能源應(yīng)用帶來的污染7常規(guī)能源應(yīng)用帶來的污染7核電是清潔的能源8核電是清潔的能源8核電站與常規(guī)電站對環(huán)境的污染比較9核電站與常規(guī)電站對環(huán)境的污染比較9核能是不可或缺的替代能源10核能是不可或缺的替代能源10核能發(fā)電的特點高能量密度

容量1000MW的電廠滿功率運行300天，壓水堆核電廠消耗低濃縮鈾25~30噸，

燃煤火電廠消耗煤炭

310萬噸左右。堆內(nèi)大量放射性物質(zhì)停堆后有衰變熱11核能發(fā)電的特點高能量密度11核能可持續(xù)發(fā)展，安全性高12核能可持續(xù)發(fā)展，安全性高122.2

核能發(fā)電的原理核能開發(fā)的本質(zhì)問題是可控的將核裂變或聚變產(chǎn)生的能量轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮埽M(jìn)而轉(zhuǎn)化為電能等其它形式的能量。與化石燃料能源的直觀比較是將燃燒鍋爐等化學(xué)能裝換設(shè)施換成了反應(yīng)堆或聚變裝置。132.2核能發(fā)電的原理核能開發(fā)的本質(zhì)問題是可控的將核裂變或核能發(fā)電與常規(guī)火力發(fā)電的區(qū)別14核能發(fā)電與常規(guī)火力發(fā)電的區(qū)別142.2.1不同堆型核電站的比較壓水堆核電站：慢化劑—輕水，冷卻劑—輕水沸水堆核電站：慢化劑—輕水，冷卻劑—輕水重水堆核電站：慢化劑—重水，冷卻劑—重水或輕水石墨水冷堆核電站：慢化劑—石墨，冷卻劑—輕水石墨氣冷堆核電站：慢化劑—石墨，冷卻劑—CO2或He高溫氣冷堆核電站：慢化劑—石墨，冷卻劑—CO2或He液態(tài)金屬冷卻快中子堆核電站：冷卻劑—液態(tài)金屬（鈉、鈉-鉀合金、鉛-鉍合金）152.2.1不同堆型核電站的比較壓水堆核電站：慢化劑—輕水A.壓水堆核電站壓水堆是核電站中使用最多的堆型，技術(shù)成熟，安全性好，易于控制壓水堆使用輕水作為慢化劑和冷卻劑，運行過程中以高壓保持流經(jīng)堆芯的水為液相使用UO2陶瓷燃料，U-235富集度為3~4%左右采用控制棒和硼酸控制反應(yīng)性反應(yīng)堆運行壓力為15.5MPa左右，反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度為300~330℃左右，蒸汽壓力為5~7MPa核電站熱效率為31%~34%左右16A.壓水堆核電站壓水堆是核電站中使用最多的堆型，技術(shù)成熟，安B.沸水堆核電站以沸水堆為熱源的核電站。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑，并在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造費用低和負(fù)荷跟隨能力強等優(yōu)點。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電站系統(tǒng)有：主系統(tǒng)、蒸汽系統(tǒng)、給水系統(tǒng)、反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)等。17B.沸水堆核電站以沸水堆為熱源的核電站。17B-1.沸水堆的特點不需要專門的蒸汽發(fā)生器，運行參數(shù)較壓水堆低;具有很強的自然循環(huán)能力，可達(dá)40~50%FP，甚至100%FP;反應(yīng)堆壓力容器底部有較大數(shù)量的孔洞;（控制棒）具有強烈的空泡負(fù)反饋，對喪失熱阱非常敏感。18B-1.沸水堆的特點不需要專門的蒸汽發(fā)生器，運行參數(shù)較壓水堆B-2.沸水堆核電站強迫循環(huán)直接回路19B-2.沸水堆核電站強迫循環(huán)直接回路19C.重水堆核電站以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應(yīng)堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。重水堆核電站是發(fā)展較早的核電站，有各種類別，但已實現(xiàn)工業(yè)規(guī)模推廣的只有加拿大發(fā)展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。20C.重水堆核電站以重水堆為熱源的核電站。20C-1.重水堆的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)21C-1.重水堆的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)21D.快堆核電站由快中子引起鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)所釋放出來的熱能轉(zhuǎn)換為電能的核電站?？於言谶\行中既消耗裂變材料，又生產(chǎn)新裂變材料，而且所產(chǎn)可多于所耗，能實現(xiàn)核裂變材料的增殖。壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變?nèi)剂希词乖倮棉D(zhuǎn)換出來的钚-239等易裂變材料，對鈾資源的利用率只有1％~2％；在快堆中，鈾-238原則上都能轉(zhuǎn)換成钚-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60％~70％。22D.快堆核電站由快中子引起鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)所釋放出來的熱能轉(zhuǎn)換為D-1.回路式快堆系統(tǒng)23D-1.回路式快堆系統(tǒng)23D-2.池式快堆系統(tǒng)24D-2.池式快堆系統(tǒng)242.2.2

壓水堆核電站原理252.2.2壓水堆核電站原理25A.核電站能量轉(zhuǎn)換過程核裂變能熱能機械能電能反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)汽輪機組發(fā)電機組26A.核電站能量轉(zhuǎn)換過程核裂變能熱能機械能電能反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)B.壓水堆核電站系統(tǒng)組成PWR核電站核島常規(guī)島電站配套設(shè)施反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)專設(shè)安全系統(tǒng)核輔助系統(tǒng)三廢處理系統(tǒng)汽輪機回路循環(huán)冷卻水系統(tǒng)電氣系統(tǒng)27B.壓水堆核電站系統(tǒng)組成PWR核電站核島常規(guī)島電站配套設(shè)施反a.專設(shè)安全系統(tǒng)專設(shè)安全系統(tǒng)安全注入系統(tǒng)安全殼噴淋系統(tǒng)輔助給水系統(tǒng)安全殼隔離系統(tǒng)反應(yīng)堆發(fā)生失水事故時自動投入，阻止事故的進(jìn)一步擴大，保護(hù)反應(yīng)堆不燒毀，同時防止放射性物質(zhì)向大氣環(huán)境擴散。28a.專設(shè)安全系統(tǒng)專設(shè)安全系統(tǒng)安全注入系統(tǒng)安全殼噴淋系統(tǒng)輔助給b.核輔助系統(tǒng)核輔助系統(tǒng)化學(xué)和容積控制系統(tǒng)硼和水補給系統(tǒng)余熱排出系統(tǒng)反應(yīng)堆和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)設(shè)備冷卻水系統(tǒng)保證反應(yīng)堆和一回路正常啟動、運行和停堆。29b.核輔助系統(tǒng)核輔助系統(tǒng)化學(xué)和容積控制系統(tǒng)硼和水補給系統(tǒng)余熱c.三廢處理系統(tǒng)三廢處理系統(tǒng)廢液處理系統(tǒng)廢氣處理系統(tǒng)固體廢物處理系統(tǒng)回收和處理放射性廢物以保護(hù)和監(jiān)視環(huán)境。30c.三廢處理系統(tǒng)三廢處理系統(tǒng)廢液處理系統(tǒng)廢氣處理系統(tǒng)固體廢物常規(guī)島系統(tǒng)汽輪機回路

通過汽水循環(huán),將蒸汽的熱能轉(zhuǎn)換為機械能,最后在發(fā)電機內(nèi)轉(zhuǎn)換為電能循環(huán)冷卻水系統(tǒng)

為蒸汽循環(huán)提供冷源電氣系統(tǒng)

完成電能的產(chǎn)生和輸出31常規(guī)島系統(tǒng)汽輪機回路31a.汽輪機回路主蒸汽系統(tǒng)汽輪機旁路排放系統(tǒng)汽水分離再熱器系統(tǒng)汽輪機軸封系統(tǒng)汽輪機蒸汽和疏水系統(tǒng)蒸汽轉(zhuǎn)換器系統(tǒng)輔助蒸汽分配系統(tǒng)凝結(jié)水抽取系統(tǒng)低壓給水加熱器系統(tǒng)給水除氧器系統(tǒng)主給水泵系統(tǒng)高壓給水加熱器系統(tǒng)主給水流量控制系統(tǒng)汽輪機調(diào)節(jié)油系統(tǒng)汽輪機保護(hù)系統(tǒng)汽輪機排汽口噴淋系統(tǒng)蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)冷凝器真空系統(tǒng)32a.汽輪機回路主蒸汽系統(tǒng)給水除氧器系統(tǒng)32b.循環(huán)冷卻水系統(tǒng)循環(huán)水系統(tǒng)及循環(huán)水過濾系統(tǒng)循環(huán)水處理系統(tǒng)輔助冷卻水系統(tǒng)常規(guī)島閉路冷卻水系統(tǒng)33b.循環(huán)冷卻水系統(tǒng)循環(huán)水系統(tǒng)及循環(huán)水過濾系統(tǒng)33c.電氣系統(tǒng)發(fā)電機及其輔助系統(tǒng)輸配電及保護(hù)系統(tǒng)廠用電系統(tǒng)34c.電氣系統(tǒng)發(fā)電機及其輔助系統(tǒng)34電廠配套設(shè)施核島和常規(guī)島以外的配套建筑物、構(gòu)筑物及其設(shè)施的統(tǒng)稱輔助核廠房：廢物處理輔助廠房等生產(chǎn)輔助廠房：機加工車間、儀修車間、除鹽水廠房廠前區(qū)建筑物：廠區(qū)警衛(wèi)室、辦公樓、食堂等廠區(qū)附近建筑物：淡水廠、廠區(qū)污水處理站等廠區(qū)工程設(shè)施：廠區(qū)道路、停車場、室外管線和管溝廠外工程設(shè)施：淡水取水泵房、淡水輸水管線等環(huán)境監(jiān)測工程設(shè)施：氣象站、輻射監(jiān)測站等生活區(qū)及其他有關(guān)建筑項目35電廠配套設(shè)施核島和常規(guī)島以外的配套建筑物、構(gòu)筑物及其設(shè)施的統(tǒng)大亞灣核電站廠房布置36大亞灣核電站廠房布置36核電站主要廠房37核電站主要廠房37A.核島主要廠房核島主要廠房燃料廠房核輔助廠房電氣廠房反應(yīng)堆廠房布置一回路系統(tǒng)設(shè)備、部分專設(shè)安全系統(tǒng)、核輔助系統(tǒng)布置乏燃料水池，廠房背面緊鄰換料水箱布置核輔助系統(tǒng)、廢物處理系統(tǒng)、部分專設(shè)安全系統(tǒng)設(shè)備布置主控室、各種儀表控制系統(tǒng)及供配電設(shè)備38A.核島主要廠房核島主要廠房燃料廠房核輔助廠房電氣廠房反應(yīng)堆B.常規(guī)島主要廠房常規(guī)島主要廠房聯(lián)合泵站汽機廠房布置二回路及其輔助系統(tǒng)的主要設(shè)備，如汽輪機、發(fā)電機、冷凝器、除氧器、給水泵等毗鄰?fù)L(fēng)間、潤滑油傳送間、主變壓器區(qū)布置循環(huán)水泵、旋轉(zhuǎn)濾網(wǎng)等設(shè)備39B.常規(guī)島主要廠房常規(guī)島主要廠房聯(lián)合泵站汽機廠房布置二回路及

謝謝各位!

歡迎批評、指正40謝謝各位!歡迎批評、指正40演講完畢，謝謝觀看！演講完畢，謝謝觀看！核電技術(shù)及其發(fā)展（二）哈爾濱工程大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院彭敏俊2008年8月2022/12/1642核電技術(shù)及其發(fā)展（二）哈爾濱工程大學(xué)2008年8月2022/2022/12/16432022/12/1322.1發(fā)展核能發(fā)電的必要性能源需求矛盾環(huán)境污染可持續(xù)發(fā)展的需要442.1發(fā)展核能發(fā)電的必要性能源需求矛盾3人類獲取電能的方式火力發(fā)電風(fēng)力發(fā)電水力發(fā)電潮汐發(fā)電核能發(fā)電太陽能發(fā)電45人類獲取電能的方式火力發(fā)電風(fēng)力發(fā)電水力發(fā)電潮汐發(fā)電核能發(fā)電太我國能源消費結(jié)構(gòu)2006年2003年46我國能源消費結(jié)構(gòu)2006年2003年5世界化石能源行將用盡資源類型煤炭石油天然氣探明儲量98421.1億噸1661.48億噸155.78萬億立方米統(tǒng)計截止日期2002年1月1日2003年1月1日2003年1月1日可開采年限218486747世界化石能源行將用盡資源類型煤炭石油天然氣探明儲量9842常規(guī)能源應(yīng)用帶來的污染48常規(guī)能源應(yīng)用帶來的污染7核電是清潔的能源49核電是清潔的能源8核電站與常規(guī)電站對環(huán)境的污染比較50核電站與常規(guī)電站對環(huán)境的污染比較9核能是不可或缺的替代能源51核能是不可或缺的替代能源10核能發(fā)電的特點高能量密度

容量1000MW的電廠滿功率運行300天，壓水堆核電廠消耗低濃縮鈾25~30噸，

燃煤火電廠消耗煤炭

310萬噸左右。堆內(nèi)大量放射性物質(zhì)停堆后有衰變熱52核能發(fā)電的特點高能量密度11核能可持續(xù)發(fā)展，安全性高53核能可持續(xù)發(fā)展，安全性高122.2

核能發(fā)電的原理核能開發(fā)的本質(zhì)問題是可控的將核裂變或聚變產(chǎn)生的能量轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮埽M(jìn)而轉(zhuǎn)化為電能等其它形式的能量。與化石燃料能源的直觀比較是將燃燒鍋爐等化學(xué)能裝換設(shè)施換成了反應(yīng)堆或聚變裝置。542.2核能發(fā)電的原理核能開發(fā)的本質(zhì)問題是可控的將核裂變或核能發(fā)電與常規(guī)火力發(fā)電的區(qū)別55核能發(fā)電與常規(guī)火力發(fā)電的區(qū)別142.2.1不同堆型核電站的比較壓水堆核電站：慢化劑—輕水，冷卻劑—輕水沸水堆核電站：慢化劑—輕水，冷卻劑—輕水重水堆核電站：慢化劑—重水，冷卻劑—重水或輕水石墨水冷堆核電站：慢化劑—石墨，冷卻劑—輕水石墨氣冷堆核電站：慢化劑—石墨，冷卻劑—CO2或He高溫氣冷堆核電站：慢化劑—石墨，冷卻劑—CO2或He液態(tài)金屬冷卻快中子堆核電站：冷卻劑—液態(tài)金屬（鈉、鈉-鉀合金、鉛-鉍合金）562.2.1不同堆型核電站的比較壓水堆核電站：慢化劑—輕水A.壓水堆核電站壓水堆是核電站中使用最多的堆型，技術(shù)成熟，安全性好，易于控制壓水堆使用輕水作為慢化劑和冷卻劑，運行過程中以高壓保持流經(jīng)堆芯的水為液相使用UO2陶瓷燃料，U-235富集度為3~4%左右采用控制棒和硼酸控制反應(yīng)性反應(yīng)堆運行壓力為15.5MPa左右，反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度為300~330℃左右，蒸汽壓力為5~7MPa核電站熱效率為31%~34%左右57A.壓水堆核電站壓水堆是核電站中使用最多的堆型，技術(shù)成熟，安B.沸水堆核電站以沸水堆為熱源的核電站。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑，并在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造費用低和負(fù)荷跟隨能力強等優(yōu)點。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電站系統(tǒng)有：主系統(tǒng)、蒸汽系統(tǒng)、給水系統(tǒng)、反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)等。58B.沸水堆核電站以沸水堆為熱源的核電站。17B-1.沸水堆的特點不需要專門的蒸汽發(fā)生器，運行參數(shù)較壓水堆低;具有很強的自然循環(huán)能力，可達(dá)40~50%FP，甚至100%FP;反應(yīng)堆壓力容器底部有較大數(shù)量的孔洞;（控制棒）具有強烈的空泡負(fù)反饋，對喪失熱阱非常敏感。59B-1.沸水堆的特點不需要專門的蒸汽發(fā)生器，運行參數(shù)較壓水堆B-2.沸水堆核電站強迫循環(huán)直接回路60B-2.沸水堆核電站強迫循環(huán)直接回路19C.重水堆核電站以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應(yīng)堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。重水堆核電站是發(fā)展較早的核電站，有各種類別，但已實現(xiàn)工業(yè)規(guī)模推廣的只有加拿大發(fā)展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。61C.重水堆核電站以重水堆為熱源的核電站。20C-1.重水堆的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)62C-1.重水堆的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)21D.快堆核電站由快中子引起鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)所釋放出來的熱能轉(zhuǎn)換為電能的核電站?？於言谶\行中既消耗裂變材料，又生產(chǎn)新裂變材料，而且所產(chǎn)可多于所耗，能實現(xiàn)核裂變材料的增殖。壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變?nèi)剂?，即使再利用轉(zhuǎn)換出來的钚-239等易裂變材料，對鈾資源的利用率只有1％~2％；在快堆中，鈾-238原則上都能轉(zhuǎn)換成钚-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60％~70％。63D.快堆核電站由快中子引起鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)所釋放出來的熱能轉(zhuǎn)換為D-1.回路式快堆系統(tǒng)64D-1.回路式快堆系統(tǒng)23D-2.池式快堆系統(tǒng)65D-2.池式快堆系統(tǒng)242.2.2

壓水堆核電站原理662.2.2壓水堆核電站原理25A.核電站能量轉(zhuǎn)換過程核裂變能熱能機械能電能反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)汽輪機組發(fā)電機組67A.核電站能量轉(zhuǎn)換過程核裂變能熱能機械能電能反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)B.壓水堆核電站系統(tǒng)組成PWR核電站核島常規(guī)島電站配套設(shè)施反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)專設(shè)安全系統(tǒng)核輔助系統(tǒng)三廢處理系統(tǒng)汽輪機回路循環(huán)冷卻水系統(tǒng)電氣系統(tǒng)68B.壓水堆核電站系統(tǒng)組成PWR核電站核島常規(guī)島電站配套設(shè)施反a.專設(shè)安全系統(tǒng)專設(shè)安全系統(tǒng)安全注入系統(tǒng)安全殼噴淋系統(tǒng)輔助給水系統(tǒng)安全殼隔離系統(tǒng)反應(yīng)堆發(fā)生失水事故時自動投入，阻止事故的進(jìn)一步擴大，保護(hù)反應(yīng)堆不燒毀，同時防止放射性物質(zhì)向大氣環(huán)境擴散。69a.專設(shè)安全系統(tǒng)專設(shè)安全系統(tǒng)安全注入系統(tǒng)安全殼噴淋系統(tǒng)輔助給b.核輔助系統(tǒng)核輔助系統(tǒng)化學(xué)和容積控制系統(tǒng)硼和水補給系統(tǒng)余熱排出系統(tǒng)反應(yīng)堆和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)設(shè)備冷卻水系統(tǒng)保證反應(yīng)堆和一回路正常啟動、運行和停堆。70b.核輔助系統(tǒng)核輔助系統(tǒng)化學(xué)和容積控制系統(tǒng)硼和水補給系統(tǒng)余熱c.三廢處理系統(tǒng)三廢處理系統(tǒng)廢液處理系統(tǒng)廢氣處理系統(tǒng)固體廢物處理系統(tǒng)回收和處理放射性廢物以保護(hù)和監(jiān)視環(huán)境。71c.三廢處理系統(tǒng)三廢處理系統(tǒng)廢液處理系統(tǒng)廢氣處理系統(tǒng)固體廢物常規(guī)島系統(tǒng)汽輪機回路

通過汽水循環(huán),將蒸汽的熱能轉(zhuǎn)換為機械能,最后在發(fā)電機內(nèi)轉(zhuǎn)換為電能循環(huán)冷卻水系統(tǒng)

為蒸汽循環(huán)提供冷源電氣系統(tǒng)

完成電能的產(chǎn)生和輸出72常規(guī)島系統(tǒng)汽輪機回路31a.汽輪機回路主蒸汽系統(tǒng)汽輪機旁路排放系統(tǒng)汽水分離再熱器系統(tǒng)汽輪機軸封系統(tǒng)汽輪機蒸汽和疏水系統(tǒng)蒸汽轉(zhuǎn)換器系統(tǒng)輔助蒸汽分配系統(tǒng)凝結(jié)水抽取系統(tǒng)低壓給水加熱器系統(tǒng)給水除氧器系統(tǒng)主給水泵系統(tǒng)高壓給水加熱器系統(tǒng)主給水流量控制系統(tǒng)汽輪機調(diào)節(jié)油系統(tǒng)汽輪機保護(hù)系統(tǒng)汽輪機排汽口噴淋系統(tǒng)蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)冷凝器真空系統(tǒng)7