最新ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)課件

ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)1目錄1核能發(fā)展及利用概況2核能發(fā)電技術(shù)基本原理3ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展過(guò)程4ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)5ABWR發(fā)展前景展望小結(jié)致謝目錄1核能發(fā)展及利用概況最新ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)課件最新ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)課件最新ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)課件最新ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)課件最新ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)課件最新ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)課件1.3我國(guó)核能的發(fā)展現(xiàn)狀圖1.31.3我國(guó)核能的發(fā)展現(xiàn)狀圖1.32核能發(fā)電技術(shù)基本原理核能及核能發(fā)電基本原理核能發(fā)電技術(shù)基本原理輕水堆核電站的工作原理沸水堆核電站的工作原理壓水堆核電站的工作原理2核能發(fā)電技術(shù)基本原理核能及核能發(fā)電基本原理核輕水堆核電站2核能發(fā)電技術(shù)基本原理圖2.1核反應(yīng)堆質(zhì)量能量關(guān)系式計(jì)算得出:2核能發(fā)電技術(shù)基本原理圖2.1核反應(yīng)堆質(zhì)量能量關(guān)系式計(jì)圖2.2U-235裂變反應(yīng)示意圖U-235裂變反應(yīng)的一般反應(yīng)式為裂變反應(yīng)基本原理圖2.2U-235裂變反應(yīng)示意圖U-235裂變反應(yīng)的一般反圖2.3壓水堆核電站原理圖圖2.3壓水堆核電站原理圖壓水堆原理流程圖加熱加熱壓水堆原理流程圖加熱加熱圖2.4沸水堆核電站原理圖圖2.4沸水堆核電站原理圖3ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展過(guò)程ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展過(guò)程沸水堆（BWR）與壓水堆的區(qū)別ABWR核電站研究現(xiàn)狀與發(fā)展3ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展過(guò)程ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展3ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展過(guò)程3.1沸水堆（BWR）與壓水堆的區(qū)別 和壓水堆核電站相比，沸水堆核電站主要有以下不同點(diǎn)：

1.直接循環(huán)。

2.堆芯出現(xiàn)空泡。

3.沸水堆采用有盒燃料組件，入口有節(jié)流裝置。

4.控制棒采用液壓驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)自下而上插入堆芯。

5.在冷卻劑循環(huán)上，直至ABWR問(wèn)世之前，采用堆內(nèi)噴射泵，堆外泵驅(qū)動(dòng)的再循環(huán)回路設(shè)計(jì)。

6.抑壓式安全殼。3ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展過(guò)程3.1沸水堆（BWR）與3.2ABWR核電站研究現(xiàn)狀與發(fā)展

目前世界上已運(yùn)行沸水堆有92座，總功率為824.31GW，占全世界核電站總功率的23%，在建的沸水堆有4座，總裝機(jī)容量為4.63GW。

BWR和PWR(壓水堆)都是從50年代開(kāi)始發(fā)展起來(lái)的，兩者相互競(jìng)爭(zhēng)、相互學(xué)習(xí)、平行發(fā)展。但是在APWR建成并運(yùn)行證明良好時(shí)已比ABWR晚了約10年。日本的ABWR的K6和K7機(jī)組完成了9堆*年的運(yùn)行周期，到1999年底，設(shè)備可用率達(dá)83%，使核電更加安全，更加經(jīng)濟(jì)。3.2ABWR核電站研究現(xiàn)狀與發(fā)展 目前世界上已運(yùn)行沸水4ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)4.3ABWR的安全性和經(jīng)濟(jì)性ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)4.4ABWR對(duì)能源利用的重要作用4.1ABWR核電站設(shè)計(jì)特點(diǎn)4.2ABWR的結(jié)構(gòu)與改進(jìn)4ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)4.3ABWR的安全4.1ABWR核電站設(shè)計(jì)特點(diǎn)

(1)有效地布置汽輪機(jī)系統(tǒng)設(shè)備。 (2)采用了大容量、高效率反應(yīng)堆。

(3)采用了改進(jìn)型堆芯。

(4)采用內(nèi)置泵的反應(yīng)堆再循環(huán)系統(tǒng)。

(5)采用了改進(jìn)型控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)。

(6)采用了三區(qū)危急堆芯冷卻系統(tǒng)。

(7)采用了確保鋼筋混凝土反應(yīng)堆安全殼等可靠性高、安全 性高的反應(yīng)堆系統(tǒng)。

(8)采用了運(yùn)行性能良好的先進(jìn)儀器控制設(shè)備。

(9)以徹底降低廢物發(fā)生量為目標(biāo)的廢物處理系統(tǒng)等。4.1ABWR核電站設(shè)計(jì)特點(diǎn) (1)有效地布置汽輪機(jī)系統(tǒng)設(shè)4.2ABWR的結(jié)構(gòu)與改進(jìn)ABWR的結(jié)構(gòu)與改進(jìn)采用了內(nèi)置泵采用了先進(jìn)的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)采用了改進(jìn)的堆芯設(shè)計(jì)與燃料設(shè)計(jì)采用了先進(jìn)的儀控技術(shù)汽輪機(jī)系統(tǒng)改進(jìn)明顯減少了放射性廢物量和照射量4.2ABWR的結(jié)構(gòu)與改進(jìn)ABWR的結(jié)構(gòu)與改進(jìn)采用了內(nèi)置泵4.2.1汽輪機(jī)系統(tǒng)改進(jìn)ABWR采用了52in長(zhǎng)葉片的TC6F-52型蒸汽輪機(jī)，采用了大容量汽水分離加熱器、蝶式中間閥、給水加熱器排放泵之類的設(shè)備及提高熱效率的改進(jìn)技術(shù)。在此基礎(chǔ)上加了汽水分離再加熱器，使由高壓缸出來(lái)的蒸汽，先通過(guò)汽水分離再加熱器除濕，再進(jìn)入低壓缸，能夠達(dá)到減輕葉片水蝕的效果。這樣可提高電力輸出250MW，比原來(lái)非再熱式提高輸出功率約2%。

反應(yīng)堆額定熱軸功率由以往BWR的3293MW提高到3926MW，汽水分離/加熱器采用二段再熱式，汽輪機(jī)主蒸汽壓力由6.65MPa提高到6.79MPa。汽水分離再加熱器接口及控制節(jié)點(diǎn)劃分示意圖如圖4-1所示。4.2.1汽輪機(jī)系統(tǒng)改進(jìn)ABWR采用了52inS1區(qū)-汽水分離器前及疏水箱（殼側(cè)）S2區(qū)-汽水分離器后（殼側(cè)）R1區(qū)-第一級(jí)再熱器（殼側(cè)、管側(cè)）R2區(qū)-第二級(jí)再熱器（殼側(cè)、管側(cè)）冷再熱蒸汽進(jìn)口（3）和出口（4）疏水出口（7）第一級(jí)再熱器管側(cè)工質(zhì)進(jìn)口和出口(1，2)第二級(jí)再熱器管側(cè)工質(zhì)進(jìn)口和出口(5，6)圖4-1汽水分離再加熱器接口及控制節(jié)點(diǎn)

汽水分離器S1區(qū)-汽水分離器前及疏水箱（殼側(cè)）圖4-1汽水分離再加熱圖4-2汽輪機(jī)及再熱器位置示意圖圖4-2汽輪機(jī)及再熱器位置示意圖表4.1ABWR蒸汽輪發(fā)電機(jī)設(shè)備主要參數(shù)

項(xiàng)目本文ABWR反應(yīng)堆以往BWR反應(yīng)堆反應(yīng)堆----額定熱軸功率/MW3926★3293給水溫度/215215汽輪機(jī)----型式TC6F-52TC6F-41額定電功率/MW13501100主蒸汽壓力/MPa6.79★6.65轉(zhuǎn)速/(r/min)15001500冷凝器----額定真空度/kPa96.396.3冷卻管材料鈦鈦內(nèi)置加熱管低壓4根低壓4根表4.1ABWR蒸汽輪發(fā)電機(jī)設(shè)備主要參數(shù)項(xiàng)目本文ABWR反項(xiàng)目本文ABWR反應(yīng)堆以往BWR反應(yīng)堆汽水分離/加熱器型式二段再熱式★非再熱式主蒸汽系統(tǒng)主蒸汽管引入側(cè)部引入正面引入旁通容量/%33100冷凝水給水加熱器排放方式泵排階式蒸發(fā)發(fā)電機(jī)型式TFLQQ.KDTFLQQ.LKD額定功率/MVA15401300極數(shù)44力率0.90.9表4.1ABWR蒸汽輪發(fā)電機(jī)設(shè)備的主要參數(shù)（續(xù)）項(xiàng)目本文ABWR反應(yīng)堆以往BWR反應(yīng)堆汽水分離/加熱器型式二4.2.2采用了改進(jìn)的堆芯設(shè)計(jì)與燃料設(shè)計(jì)

ABWR堆芯的平均功率密度低(50.6kW/L)，增加了燃料元件的熱工裕度。其燃料組件采用優(yōu)化的燃料裝載和結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)。堆芯的不均勻系數(shù)和最大線功率密度有所下降，而燃耗增加、負(fù)荷因子提高，提高了反應(yīng)堆的安全性與經(jīng)濟(jì)性。

ABWR的設(shè)計(jì)不斷改進(jìn)，目前正在開(kāi)展Pu利用(钚熱)的計(jì)劃，在實(shí)際反應(yīng)堆中裝入混合氧化物(MOX:MixedOxide)燃料組件。4.2.2采用了改進(jìn)的堆芯設(shè)計(jì)與燃料設(shè)計(jì) ABWR堆芯表4.1堆芯及燃料的基本規(guī)格項(xiàng)目基本規(guī)格堆芯堆型先進(jìn)沸水堆（ABWR）熱功率（MW）3926額定堆芯流量（t/h）約52.3*103反應(yīng)堆壓力（MPa[abs]）約7.17（73.1kg/cm2）燃料組件數(shù)（件）872控制棒根數(shù)（根）205燃料組件MOX燃料組件鈾燃料組件9*9燃料A型排列8行8列9行9列鈾濃縮度（wt%）約1.2約3.8裂變性钚富集度（wt%）約2.9—最高燃耗（MWd/t）4000055000全長(zhǎng)（m）約4.47約4.47燃料棒數(shù)（根）6074表4.1堆芯及燃料的基本規(guī)格項(xiàng)目基本規(guī)格表4.1堆芯及燃料的基本規(guī)格(續(xù))芯塊直徑（mm）約10.4約9.6芯塊材料

UO2-PuO2（MOX燃料棒）UO2UO2–Gd2O3（鈾燃料棒）UO2–Gd2O3包殼管外徑（mm）約12.3約11.2包殼管厚度(mm)約0.86約0.71包殼管材料鋯錫合金-2鋯錫合金-2擠水棒數(shù)（根）12擠水棒外徑（mm）約34.0（粗徑段）約24.9（粗徑段）擠水棒材料鋯錫合金-2（Zr內(nèi)襯）鋯錫合金-2（Zr內(nèi)襯）定位架形式圓形棚格式圓形棚格式表4.1堆芯及燃料的基本規(guī)格(續(xù))芯塊直徑（mm）約10.圖4.3內(nèi)置泵結(jié)構(gòu)圖圖4.4反應(yīng)堆再循環(huán)系統(tǒng)的比較4.2.3采用了內(nèi)置泵圖4.3內(nèi)置泵結(jié)構(gòu)圖內(nèi)置泵的優(yōu)點(diǎn)

用10臺(tái)內(nèi)置泵取代了BWR的壓力容器內(nèi)的20臺(tái)噴射泵和壓力容器外的2臺(tái)外部再循環(huán)泵。

采用內(nèi)置泵帶來(lái)的優(yōu)點(diǎn)是：取代了BWR中在壓力容器外部的再循環(huán)系統(tǒng)，將一回路全部移到了壓力容器內(nèi)部，并且使得在壓力容器的堆芯以下部位無(wú)大口徑接管。省去了外部再循環(huán)回路，使反應(yīng)堆廠房與安全殼的體積減少；內(nèi)置泵采用了濕式電動(dòng)機(jī)，結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)單，密封性好；設(shè)有內(nèi)置泵振動(dòng)、旋轉(zhuǎn)速度、流量等監(jiān)測(cè)裝置，可用聲音監(jiān)測(cè)；內(nèi)置泵電源實(shí)現(xiàn)多重性，10臺(tái)泵分4條母線連接，安全可靠；設(shè)計(jì)余量較大；用調(diào)速電機(jī)，可調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率。內(nèi)置泵的優(yōu)點(diǎn) 用10臺(tái)內(nèi)置泵取代了BWR的壓力容器內(nèi)4.2.4采用了先進(jìn)的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)（CRD）多根控制棒可同時(shí)操作，縮短反應(yīng)堆開(kāi)堆時(shí)間，另外可快速調(diào)整功率；具有液壓緊急停堆的后備功能；排除反應(yīng)性事故，沒(méi)有掉棒和彈棒事故；提高了安全可靠性；提高了控制精度；控制棒和驅(qū)動(dòng)活塞軸的旋轉(zhuǎn)鎖門(mén)結(jié)構(gòu)以及檢測(cè)分離的機(jī)構(gòu)，實(shí)現(xiàn)了與控制棒保持結(jié)合的可靠性；兩種控制方式的止轉(zhuǎn)結(jié)構(gòu)可靠。圖4.5改進(jìn)型CRD結(jié)構(gòu)圖4.2.4采用了先進(jìn)的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)（CRD）多根控制棒可4.2.5采用了先進(jìn)的儀控技術(shù) ABWR儀表控制系統(tǒng)采用全數(shù)字化技術(shù)，實(shí)現(xiàn)了全站綜合一體化的系統(tǒng)設(shè)計(jì)。 主要采用了以下最新技術(shù)： ?數(shù)字控制取代了模擬控制，現(xiàn)代核電站都在朝此方 面發(fā)展； ?光纖傳輸； ?邏輯結(jié)構(gòu)采用4取2，提高了可靠性； ?先進(jìn)的主控室。進(jìn)一步改善了人機(jī)接口。4.2.5采用了先進(jìn)的儀控技術(shù) ABWR儀表控制系4.2.6明顯減少了放射性廢物量和照射量冷凝凈化系統(tǒng)容量減少ABWR用中空纖維作濾材的中空過(guò)濾裝置，代替了BWR的預(yù)涂層過(guò)濾器ABWR采用了珠狀樹(shù)脂，并采用了“深床”。減少了再生時(shí)形成的大量硫酸蘇打的濃縮廢液。通過(guò)焚燒樹(shù)脂和可燃性雜物并經(jīng)水泥玻璃固化大大減容。對(duì)不燃性固體廢物高壓沖壓減容。采用了內(nèi)置泵，減少了壓力容器焊接和在役檢查量，且使壓力容器設(shè)計(jì)成允許用自動(dòng)化設(shè)備進(jìn)行焊縫的在役檢查；采用改進(jìn)的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)，每年只定期檢修幾根，減少檢修根數(shù)，每根的檢修時(shí)間也減少；其它減少輻照照射量措施，如減少腐蝕量從而活化量少了。4.2.6明顯減少了放射性廢物量和照射量冷凝凈化系統(tǒng)容量減4.3ABWR的安全性和經(jīng)濟(jì)性ABWR的安全性和經(jīng)濟(jì)性ABWR的安全性ABWR的經(jīng)濟(jì)性4.3ABWR的安全性和經(jīng)濟(jì)性ABWR的安全性和經(jīng)濟(jì)性AB4.3.1ABWR的安全性

ABWR一體化的設(shè)計(jì)，在應(yīng)急冷卻系統(tǒng)、動(dòng)力電源及反應(yīng)堆停堆系統(tǒng)中采用了多樣化和冗余性的改進(jìn)設(shè)計(jì)和對(duì)ATWS事故的自動(dòng)化的管理，降低了堆芯發(fā)生嚴(yán)重事故的概率，提高了ABWR在嚴(yán)重事故下的安全性能。ABWR堆的堆芯熔化頻率降為1.6*10-7/(堆*年)。

日本的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，ABWR在放射性流出物的產(chǎn)生量及其對(duì)環(huán)境的釋放量方面，能夠達(dá)到目前壓水堆的先進(jìn)性能水平。4.3.1ABWR的安全性 ABWR一體化的設(shè)計(jì)，在應(yīng)急4.3.2ABWR的經(jīng)濟(jì)性 ①建設(shè)工期短，K6/K7從澆灌第一罐混凝土到商業(yè)運(yùn)行花時(shí)51～52個(gè)月；

②系統(tǒng)堅(jiān)固，有足夠設(shè)計(jì)裕度，這是保證核電站高的可利用率，減少非計(jì)劃停堆次數(shù)的基礎(chǔ)；

③它有良好的運(yùn)行特性和維修特性，ABWR通過(guò)氣泡的負(fù)反應(yīng)性反饋，在70%～100%之間負(fù)荷變化時(shí)，只需調(diào)節(jié)內(nèi)置泵流量；

④滿足快負(fù)荷跟蹤運(yùn)行要求，操作簡(jiǎn)單；

⑤隨著一回路設(shè)計(jì)簡(jiǎn)化，減少了停堆維修工作量；

⑥壽命從40年增加到60年。4.3.2ABWR的經(jīng)濟(jì)性 ①建設(shè)工期短，K6/K7從澆灌4.4ABWR對(duì)能源利用的重要作用對(duì)改進(jìn)核電站系統(tǒng)設(shè)計(jì)，提高機(jī)組經(jīng)濟(jì)性以及能源的利用率，控制核電站發(fā)電成本，平抑能源價(jià)格波動(dòng)等方面具有重要意義。大大的提高了生產(chǎn)的安全性，為人類解決能源緊缺問(wèn)題提供了有效的解決辦法。由于ABWR既經(jīng)濟(jì)又安全，為目前能源利用提供了新的發(fā)展方向和技術(shù)指導(dǎo)。4.4ABWR對(duì)能源利用的重要作用對(duì)改進(jìn)核電站系統(tǒng)設(shè)計(jì)，提5ABWR發(fā)展前景展望

今后30年乃至40年內(nèi)壓水堆仍將是我國(guó)核電的主體產(chǎn)業(yè)，并形成一定批量。這樣既可以滿足國(guó)家對(duì)核電發(fā)展的緊迫需求，又促進(jìn)“第三代”核電技術(shù)的發(fā)展。ABWR技術(shù)的不斷完善就是一個(gè)很好的代表，不但經(jīng)濟(jì)、安全、環(huán)保，而且更加有效的緩解能源緊缺問(wèn)題。 于1990年美國(guó)電力研究所牽頭起草編制了先進(jìn)輕水堆的用戶要求文件(URD)，為引導(dǎo)工業(yè)界建立未來(lái)先進(jìn)輕水堆的技術(shù)基準(zhǔn)做出了具有里程碑意義的努力。ABWR基本滿足URD或EUR要求。ABWR是先進(jìn)輕水堆核電站的代表之一，是今后一段時(shí)期內(nèi)商用核電規(guī)模發(fā)展的主力堆型，具有很大的開(kāi)發(fā)空間。5ABWR發(fā)展前景展望 今后30年乃至40年內(nèi)壓水堆小結(jié)本文主要通過(guò)對(duì)ABWR系統(tǒng)結(jié)構(gòu)的改進(jìn)，說(shuō)明目前核能利用概況及發(fā)展趨勢(shì)。而且從提高核能利用率的方向上提出了解決能源短缺問(wèn)題的有效途徑，以達(dá)成降低成本，保護(hù)環(huán)境的目的。核電雖說(shuō)是一種清潔的能源。但是在核電的開(kāi)發(fā)和建設(shè)中，核裂變會(huì)產(chǎn)生大量放射性物質(zhì)，一旦這些放射性物質(zhì)逸出核電站，也會(huì)對(duì)環(huán)境造成嚴(yán)重污染、破壞生態(tài)平衡。因此，開(kāi)發(fā)更加安全和經(jīng)濟(jì)的新型反應(yīng)堆成了當(dāng)前核電發(fā)展的重要任務(wù)。改進(jìn)后的ABWR應(yīng)時(shí)而生，取代很大一部舊的輕水反應(yīng)堆將是歷史發(fā)展的必然。小結(jié)本文主要通過(guò)對(duì)ABWR系統(tǒng)結(jié)構(gòu)的改進(jìn)，說(shuō)明目前核ThankYou!致謝

光陰似箭，轉(zhuǎn)眼之間，四年寒窗已接近尾聲。本文在選題及研究過(guò)程中，一直都離不開(kāi)陳英揚(yáng)導(dǎo)師的親切關(guān)懷和悉心指導(dǎo)，陳老師嚴(yán)謹(jǐn)?shù)闹螌W(xué)態(tài)度、精益求精的工作作風(fēng)和奮發(fā)進(jìn)取的教學(xué)精神，深深地感染和激勵(lì)著我，使我在學(xué)習(xí)知識(shí)的同時(shí)也懂得了不少深刻的道理，令我終身難忘。在這里請(qǐng)接受我誠(chéng)摯的謝意!

感謝所有文獻(xiàn)的作者以及四年來(lái)給予我?guī)椭闹T多良師益友，與他們之間的友誼是值得我珍藏一生的寶貴財(cái)富。感恩之情難以報(bào)答，謹(jǐn)以最樸實(shí)的話語(yǔ)致以最崇高的敬意!ThankYou!致謝

結(jié)束語(yǔ)謝謝大家聆聽(tīng)！??！42

結(jié)束語(yǔ)謝謝大家聆聽(tīng)?。?！42ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)43目錄1核能發(fā)展及利用概況2核能發(fā)電技術(shù)基本原理3ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展過(guò)程4ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)5ABWR發(fā)展前景展望小結(jié)致謝目錄1核能發(fā)展及利用概況最新ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)課件最新ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)課件最新ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)課件最新ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)課件最新ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)課件最新ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)課件1.3我國(guó)核能的發(fā)展現(xiàn)狀圖1.31.3我國(guó)核能的發(fā)展現(xiàn)狀圖1.32核能發(fā)電技術(shù)基本原理核能及核能發(fā)電基本原理核能發(fā)電技術(shù)基本原理輕水堆核電站的工作原理沸水堆核電站的工作原理壓水堆核電站的工作原理2核能發(fā)電技術(shù)基本原理核能及核能發(fā)電基本原理核輕水堆核電站2核能發(fā)電技術(shù)基本原理圖2.1核反應(yīng)堆質(zhì)量能量關(guān)系式計(jì)算得出:2核能發(fā)電技術(shù)基本原理圖2.1核反應(yīng)堆質(zhì)量能量關(guān)系式計(jì)圖2.2U-235裂變反應(yīng)示意圖U-235裂變反應(yīng)的一般反應(yīng)式為裂變反應(yīng)基本原理圖2.2U-235裂變反應(yīng)示意圖U-235裂變反應(yīng)的一般反圖2.3壓水堆核電站原理圖圖2.3壓水堆核電站原理圖壓水堆原理流程圖加熱加熱壓水堆原理流程圖加熱加熱圖2.4沸水堆核電站原理圖圖2.4沸水堆核電站原理圖3ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展過(guò)程ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展過(guò)程沸水堆（BWR）與壓水堆的區(qū)別ABWR核電站研究現(xiàn)狀與發(fā)展3ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展過(guò)程ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展3ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展過(guò)程3.1沸水堆（BWR）與壓水堆的區(qū)別 和壓水堆核電站相比，沸水堆核電站主要有以下不同點(diǎn)：

1.直接循環(huán)。

2.堆芯出現(xiàn)空泡。

3.沸水堆采用有盒燃料組件，入口有節(jié)流裝置。

4.控制棒采用液壓驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)自下而上插入堆芯。

5.在冷卻劑循環(huán)上，直至ABWR問(wèn)世之前，采用堆內(nèi)噴射泵，堆外泵驅(qū)動(dòng)的再循環(huán)回路設(shè)計(jì)。

6.抑壓式安全殼。3ABWR技術(shù)研究現(xiàn)狀與發(fā)展過(guò)程3.1沸水堆（BWR）與3.2ABWR核電站研究現(xiàn)狀與發(fā)展

目前世界上已運(yùn)行沸水堆有92座，總功率為824.31GW，占全世界核電站總功率的23%，在建的沸水堆有4座，總裝機(jī)容量為4.63GW。

BWR和PWR(壓水堆)都是從50年代開(kāi)始發(fā)展起來(lái)的，兩者相互競(jìng)爭(zhēng)、相互學(xué)習(xí)、平行發(fā)展。但是在APWR建成并運(yùn)行證明良好時(shí)已比ABWR晚了約10年。日本的ABWR的K6和K7機(jī)組完成了9堆*年的運(yùn)行周期，到1999年底，設(shè)備可用率達(dá)83%，使核電更加安全，更加經(jīng)濟(jì)。3.2ABWR核電站研究現(xiàn)狀與發(fā)展 目前世界上已運(yùn)行沸水4ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)4.3ABWR的安全性和經(jīng)濟(jì)性ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)4.4ABWR對(duì)能源利用的重要作用4.1ABWR核電站設(shè)計(jì)特點(diǎn)4.2ABWR的結(jié)構(gòu)與改進(jìn)4ABWR對(duì)輕水反應(yīng)堆技術(shù)性能的改進(jìn)4.3ABWR的安全4.1ABWR核電站設(shè)計(jì)特點(diǎn)

(1)有效地布置汽輪機(jī)系統(tǒng)設(shè)備。 (2)采用了大容量、高效率反應(yīng)堆。

(3)采用了改進(jìn)型堆芯。

(4)采用內(nèi)置泵的反應(yīng)堆再循環(huán)系統(tǒng)。

(5)采用了改進(jìn)型控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)。

(6)采用了三區(qū)危急堆芯冷卻系統(tǒng)。

(7)采用了確保鋼筋混凝土反應(yīng)堆安全殼等可靠性高、安全 性高的反應(yīng)堆系統(tǒng)。

(8)采用了運(yùn)行性能良好的先進(jìn)儀器控制設(shè)備。

(9)以徹底降低廢物發(fā)生量為目標(biāo)的廢物處理系統(tǒng)等。4.1ABWR核電站設(shè)計(jì)特點(diǎn) (1)有效地布置汽輪機(jī)系統(tǒng)設(shè)4.2ABWR的結(jié)構(gòu)與改進(jìn)ABWR的結(jié)構(gòu)與改進(jìn)采用了內(nèi)置泵采用了先進(jìn)的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)采用了改進(jìn)的堆芯設(shè)計(jì)與燃料設(shè)計(jì)采用了先進(jìn)的儀控技術(shù)汽輪機(jī)系統(tǒng)改進(jìn)明顯減少了放射性廢物量和照射量4.2ABWR的結(jié)構(gòu)與改進(jìn)ABWR的結(jié)構(gòu)與改進(jìn)采用了內(nèi)置泵4.2.1汽輪機(jī)系統(tǒng)改進(jìn)ABWR采用了52in長(zhǎng)葉片的TC6F-52型蒸汽輪機(jī)，采用了大容量汽水分離加熱器、蝶式中間閥、給水加熱器排放泵之類的設(shè)備及提高熱效率的改進(jìn)技術(shù)。在此基礎(chǔ)上加了汽水分離再加熱器，使由高壓缸出來(lái)的蒸汽，先通過(guò)汽水分離再加熱器除濕，再進(jìn)入低壓缸，能夠達(dá)到減輕葉片水蝕的效果。這樣可提高電力輸出250MW，比原來(lái)非再熱式提高輸出功率約2%。

反應(yīng)堆額定熱軸功率由以往BWR的3293MW提高到3926MW，汽水分離/加熱器采用二段再熱式，汽輪機(jī)主蒸汽壓力由6.65MPa提高到6.79MPa。汽水分離再加熱器接口及控制節(jié)點(diǎn)劃分示意圖如圖4-1所示。4.2.1汽輪機(jī)系統(tǒng)改進(jìn)ABWR采用了52inS1區(qū)-汽水分離器前及疏水箱（殼側(cè)）S2區(qū)-汽水分離器后（殼側(cè)）R1區(qū)-第一級(jí)再熱器（殼側(cè)、管側(cè)）R2區(qū)-第二級(jí)再熱器（殼側(cè)、管側(cè)）冷再熱蒸汽進(jìn)口（3）和出口（4）疏水出口（7）第一級(jí)再熱器管側(cè)工質(zhì)進(jìn)口和出口(1，2)第二級(jí)再熱器管側(cè)工質(zhì)進(jìn)口和出口(5，6)圖4-1汽水分離再加熱器接口及控制節(jié)點(diǎn)

汽水分離器S1區(qū)-汽水分離器前及疏水箱（殼側(cè)）圖4-1汽水分離再加熱圖4-2汽輪機(jī)及再熱器位置示意圖圖4-2汽輪機(jī)及再熱器位置示意圖表4.1ABWR蒸汽輪發(fā)電機(jī)設(shè)備主要參數(shù)

項(xiàng)目本文ABWR反應(yīng)堆以往BWR反應(yīng)堆反應(yīng)堆----額定熱軸功率/MW3926★3293給水溫度/215215汽輪機(jī)----型式TC6F-52TC6F-41額定電功率/MW13501100主蒸汽壓力/MPa6.79★6.65轉(zhuǎn)速/(r/min)15001500冷凝器----額定真空度/kPa96.396.3冷卻管材料鈦鈦內(nèi)置加熱管低壓4根低壓4根表4.1ABWR蒸汽輪發(fā)電機(jī)設(shè)備主要參數(shù)項(xiàng)目本文ABWR反項(xiàng)目本文ABWR反應(yīng)堆以往BWR反應(yīng)堆汽水分離/加熱器型式二段再熱式★非再熱式主蒸汽系統(tǒng)主蒸汽管引入側(cè)部引入正面引入旁通容量/%33100冷凝水給水加熱器排放方式泵排階式蒸發(fā)發(fā)電機(jī)型式TFLQQ.KDTFLQQ.LKD額定功率/MVA15401300極數(shù)44力率0.90.9表4.1ABWR蒸汽輪發(fā)電機(jī)設(shè)備的主要參數(shù)（續(xù)）項(xiàng)目本文ABWR反應(yīng)堆以往BWR反應(yīng)堆汽水分離/加熱器型式二4.2.2采用了改進(jìn)的堆芯設(shè)計(jì)與燃料設(shè)計(jì)

ABWR堆芯的平均功率密度低(50.6kW/L)，增加了燃料元件的熱工裕度。其燃料組件采用優(yōu)化的燃料裝載和結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)。堆芯的不均勻系數(shù)和最大線功率密度有所下降，而燃耗增加、負(fù)荷因子提高，提高了反應(yīng)堆的安全性與經(jīng)濟(jì)性。

ABWR的設(shè)計(jì)不斷改進(jìn)，目前正在開(kāi)展Pu利用(钚熱)的計(jì)劃，在實(shí)際反應(yīng)堆中裝入混合氧化物(MOX:MixedOxide)燃料組件。4.2.2采用了改進(jìn)的堆芯設(shè)計(jì)與燃料設(shè)計(jì) ABWR堆芯表4.1堆芯及燃料的基本規(guī)格項(xiàng)目基本規(guī)格堆芯堆型先進(jìn)沸水堆（ABWR）熱功率（MW）3926額定堆芯流量（t/h）約52.3*103反應(yīng)堆壓力（MPa[abs]）約7.17（73.1kg/cm2）燃料組件數(shù)（件）872控制棒根數(shù)（根）205燃料組件MOX燃料組件鈾燃料組件9*9燃料A型排列8行8列9行9列鈾濃縮度（wt%）約1.2約3.8裂變性钚富集度（wt%）約2.9—最高燃耗（MWd/t）4000055000全長(zhǎng)（m）約4.47約4.47燃料棒數(shù)（根）6074表4.1堆芯及燃料的基本規(guī)格項(xiàng)目基本規(guī)格表4.1堆芯及燃料的基本規(guī)格(續(xù))芯塊直徑（mm）約10.4約9.6芯塊材料

UO2-PuO2（MOX燃料棒）UO2UO2–Gd2O3（鈾燃料棒）UO2–Gd2O3包殼管外徑（mm）約12.3約11.2包殼管厚度(mm)約0.86約0.71包殼管材料鋯錫合金-2鋯錫合金-2擠水棒數(shù)（根）12擠水棒外徑（mm）約34.0（粗徑段）約24.9（粗徑段）擠水棒材料鋯錫合金-2（Zr內(nèi)襯）鋯錫合金-2（Zr內(nèi)襯）定位架形式圓形棚格式圓形棚格式表4.1堆芯及燃料的基本規(guī)格(續(xù))芯塊直徑（mm）約10.圖4.3內(nèi)置泵結(jié)構(gòu)圖圖4.4反應(yīng)堆再循環(huán)系統(tǒng)的比較4.2.3采用了內(nèi)置泵圖4.3內(nèi)置泵結(jié)構(gòu)圖內(nèi)置泵的優(yōu)點(diǎn)

用10臺(tái)內(nèi)置泵取代了BWR的壓力容器內(nèi)的20臺(tái)噴射泵和壓力容器外的2臺(tái)外部再循環(huán)泵。

采用內(nèi)置泵帶來(lái)的優(yōu)點(diǎn)是：取代了BWR中在壓力容器外部的再循環(huán)系統(tǒng)，將一回路全部移到了壓力容器內(nèi)部，并且使得在壓力容器的堆芯以下部位無(wú)大口徑接管。省去了外部再循環(huán)回路，使反應(yīng)堆廠房與安全殼的體積減少；內(nèi)置泵采用了濕式電動(dòng)機(jī)，結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)單，密封性好；設(shè)有內(nèi)置泵振動(dòng)、旋轉(zhuǎn)速度、流量等監(jiān)測(cè)裝置，可用聲音監(jiān)測(cè)；內(nèi)置泵電源實(shí)現(xiàn)多重性，10臺(tái)泵分4條母線連接，安全可靠；設(shè)計(jì)余量較大；用調(diào)速電機(jī)，可調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率。內(nèi)置泵的優(yōu)點(diǎn) 用10臺(tái)內(nèi)置泵取代了BWR的壓力容器內(nèi)4.2.4采用了先進(jìn)的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)（CRD）多根控制棒可同時(shí)操作，縮短反應(yīng)堆開(kāi)堆時(shí)間，另外可快速調(diào)整功率；具有液壓緊急停堆的后備功能；排除反應(yīng)性事故，沒(méi)有掉棒和彈棒事故；提高了安全可靠性；提高了控制精度；控制棒和驅(qū)動(dòng)活塞軸的旋轉(zhuǎn)鎖門(mén)結(jié)構(gòu)以及檢測(cè)分離的機(jī)構(gòu)，實(shí)現(xiàn)了與控制棒保持結(jié)合的可靠性；兩種控制方式的止轉(zhuǎn)結(jié)構(gòu)可靠。圖4.5改進(jìn)型CRD結(jié)構(gòu)圖4.2.4采用了先進(jìn)的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)（CRD）多根控制棒可4.2.5采用了先進(jìn)的儀控技術(shù) ABWR儀表控制系統(tǒng)采用全數(shù)字化技術(shù)，實(shí)現(xiàn)了全站綜合一體化的系統(tǒng)設(shè)計(jì)。 主要采用了以下最新技術(shù)： ?數(shù)字控制取代了模擬控制，現(xiàn)代核電站都在朝此方 面發(fā)展； ?光纖傳輸； ?邏輯結(jié)構(gòu)采用4取2，提高了可靠性； ?先進(jìn)的主控室。進(jìn)一步改善了人機(jī)接口。4.2.5采用了先進(jìn)的儀控技術(shù) ABWR儀表控制系4.2.6明顯減少了放射性廢物量和照射量冷凝凈化系統(tǒng)容量減少ABWR用中空纖維作濾材的中空過(guò)濾裝置，代替了BWR的預(yù)涂層過(guò)濾器ABWR采用了珠狀樹(shù)脂，并采用了“深床”。減少了再生時(shí)形成的大量硫酸蘇打的濃縮廢液。通過(guò)焚燒樹(shù)脂和可燃性雜物并經(jīng)水泥玻璃固化大大減容。對(duì)不燃性固體廢物高壓沖壓減容。采用了內(nèi)置泵，減少了壓力容器焊接和在役檢查量，且使壓力容器設(shè)計(jì)成允許用自動(dòng)化設(shè)備進(jìn)行焊縫的在役檢查；采用改進(jìn)的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)，每年只定期檢修幾根，減少檢修根數(shù)，每根的檢修時(shí)間也減少；其它減少輻照照射量措施，如減少腐蝕量從而活化量少了。4.2.6明顯減少了放射性廢物量和照射量冷凝凈化系統(tǒng)容量減4.3ABWR的安全性和經(jīng)濟(jì)性ABWR的安全性和經(jīng)濟(jì)性ABWR的安全性ABWR的經(jīng)濟(jì)性4.3ABWR的安全性和經(jīng)濟(jì)性ABWR的安全性和經(jīng)濟(jì)性AB4.3.1ABWR的安全性

ABWR一體化的設(shè)計(jì)，在應(yīng)急冷卻系統(tǒng)、動(dòng)力電源及反應(yīng)堆停堆系統(tǒng)中采用了多樣化和冗余性的改進(jìn)設(shè)計(jì)和對(duì)ATWS事故的自動(dòng)化的管理，降低了堆芯發(fā)生嚴(yán)重事故的概率，提高了ABWR在嚴(yán)重事故下的安全性能。ABWR堆的堆芯熔化頻率降為1.6*10-7/(堆*年)。

日本的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，ABWR在放射性流出物的產(chǎn)生量及其對(duì)環(huán)境的釋放量方面，能夠達(dá)到目前壓水堆的先進(jìn)性能水平。4.3.1ABWR的安全性 ABWR一體化的設(shè)計(jì)，在應(yīng)急