核電及其主要堆型介紹

核電及其主要堆型介紹蘇州熱工研究院陳連發(fā)1第一章世界核電發(fā)展的歷史和現(xiàn)狀2第一節(jié)核裂變的發(fā)現(xiàn)和核電的早期開發(fā)第二節(jié)世界主要核電國家核電發(fā)展概況

1.2.1美國3雖然美國近20年來核電發(fā)展基本處于停頓狀態(tài)，但一直沒有停止核電新堆型和新技術(shù)的研究，仍然在核電發(fā)展中起著重要的作用。這段時期美國主要致力于以下方面工作：

⑴20世紀(jì)70年代中期以來，提出并不斷完善核電廠概率安全評價（PSA）方法，并將風(fēng)險研究引入核安全和核設(shè)計的諸多領(lǐng)域。⑵1983年，美國電力研究所（EPRI）在美國核管會（NRC）支持下，制訂了一個被供應(yīng)商、投資方、業(yè)主、核安全管理當(dāng)局、用戶和公眾都能接受的適用于第三代先進輕水堆的“用戶要求文件（URD）”。⑶美國ABB-CE公司、GE公司和西屋公司根據(jù)URD要求先后完成了新一代核電廠系統(tǒng)80＋、ABWR、AP600和AP1000等的開發(fā)和設(shè)計，其中2臺ABWR機組已在日本成功運行，而AP1000預(yù)計將成為第三代PWR最具競爭力的堆型之一。⑷提出了21世紀(jì)20～30年代將采用的第四代核電廠的概念、目標(biāo)和發(fā)展堆型。

4進入21世紀(jì)以來，美國開始了全面復(fù)興核電的政策，主要措施有：

⑴正在營運的核電廠挖潛，包括延長運行壽期（從40年延至60年），提高核電廠可用率，提高電廠出力，對儀控和保護系統(tǒng)進行數(shù)字化改造等。⑵準(zhǔn)備接受新建造核電廠的申請。⑶加快對第二代核電廠的改進、第三代核電廠的審批和推廣并積極啟動第四代核電廠的實質(zhì)性研究。

51.2.2前蘇聯(lián)（俄羅斯）1.2.3英國1.2.4法國6法國核電發(fā)展的經(jīng)驗是成功的，從中我們可以得到很多啟迪，如

⑴正確選擇合適的發(fā)展堆型，一旦確定堆型路線后就堅持走下去不動搖。⑵不排斥引進國外成功的技術(shù)和經(jīng)驗，但引進的目的是為了實現(xiàn)自己自主、持續(xù)的發(fā)展在消化了美國經(jīng)驗后，盡快獨立承擔(dān)設(shè)計、建造和制造任務(wù)，并不斷開發(fā)自己新的堆型。法國從第2臺與比利時合作的PWR機組建造起，就承擔(dān)了大部分建造和制造的任務(wù)。⑶標(biāo)準(zhǔn)化、批量化是法國核電成功的重要經(jīng)驗。有了批量訂單，設(shè)備制造就有長期發(fā)展目標(biāo)和相應(yīng)的開發(fā)投入，而標(biāo)準(zhǔn)化則有可能實現(xiàn)有效的工程經(jīng)驗反饋，不斷改進、優(yōu)化和挖潛。71.2.5其他主要核電國家1.2.5.1加拿大1.2.5.2德國1.2.5.3日本8第三節(jié)中國核電發(fā)展的歷史和現(xiàn)狀9表2中國（大陸）核電機組基本情況

機組名稱所屬公司堆型設(shè)計單位或供應(yīng)商開工時間運行時間秦山1秦山核電公司PWR上海核工程設(shè)計院華東電力設(shè)計院1985.03.201991.12秦山2秦山核電公司PWR*核二院，核一院，華東電力設(shè)計院1996.06.012002.04秦山3秦山核電公司PWR核二院，核一院，華東電力設(shè)計院1997.03.13預(yù)計2004年秦山4秦山核電公司PHWRAECL（加拿大）1998.06.082002.12秦山5秦山核電公司PHWRAECL（加拿大）1998.122003.04大亞灣1廣東核電合營公司PWRFramatome（法）Alstom（英）1987.08.071994.02大亞灣2廣東核電合營公司PWRFramatome（法）

Alstom（英）1988.021994.05嶺澳1*嶺澳核電公司PWRFramatome（法）

Alstom（英）1997.05.152002.05嶺澳2**嶺澳核電公司PWRFramatome（法）

Alstom（英）1998.01.152002.12田灣1江蘇核電公司PWRZAOASE（俄）1999.10.28

田灣2江蘇核電公司PWRZAOASE（俄）

10表3中國（大陸）核電機組主要參數(shù)機組名稱熱功率（MWt）電功率（MWe）一回路出口溫度(℃)一回路壓力(MPa.a)蒸汽溫度(℃)蒸汽壓力(MPa.a)蒸汽流量(t/h)秦山1966300315．215.2267.55.21871秦山21936643327．215.5282.96.713773秦山31936643327．215.5282.96.713773秦山4206372831011.2257.64.513570秦山5206372831011.2257.64.513570大亞灣12905983.8327.615.5282.96.715808大亞灣22905983.8327.615.5282.96.715808嶺澳12905983.8327.615.5282.96.715808嶺澳22905983.8327.615.5282.96.715808田灣13000100032015.72796.285880田灣23000100032015.72796.28588011第四節(jié)世界核電發(fā)展?fàn)顩r統(tǒng)計12表4世界核電機組狀況統(tǒng)計堆型運行在建退役總計機組數(shù)容量MWe機組數(shù)容量MWe機組數(shù)容量MWe機組數(shù)容量MWePWR26223623631279332311379316275548BWR93810715639615479311392260重水堆442261410520457405928558氣冷堆3010614002355315316145石墨水冷堆（LGR）131254519251355082718978快堆（LMFBR）2793317804139693969總計4443638735042238832934757743545813表5世界運行核電機組容量前10名國家統(tǒng)計

排次國家運行機組在建機組總計機組數(shù)容量MWe機組數(shù)容量MWe機組數(shù)容量MWe1美國10499034336061071026372法國59632030059632033日本53440415484258488834德國20225940020225945俄羅斯27207996527533260746加拿大22151130022151137韓國18149704382022189708英國31118020031118029烏克蘭131119554750181594510瑞典1194600011946014第二章核反應(yīng)堆和核電廠

15第一節(jié)核反應(yīng)堆

2.1.1反應(yīng)堆工作原理2.1.2反應(yīng)堆燃料2.1.3反應(yīng)堆堆型16第二節(jié)核電廠

2.2.1核電廠基本組成2.2.2核電廠與火電廠汽輪機系統(tǒng)的差異2.2.3核電廠安全原理和方法17表6PWR核電廠與火電廠蒸汽參數(shù)比較

PWR核電廠火電廠（國產(chǎn)）

300MWe（秦山一期）600MWe（秦山二期）1000MWe（大亞灣、嶺澳）300MWe600MWe蒸汽溫度(℃)267.5282.9282.9555540蒸汽壓力(MPa.a)5.26.716.7116.6716.67蒸汽流量(t/h)18713773580810001667汽機熱效率（%）31.0533.333.87＞40＞4018核電廠PSA分析程序19第三章第二代主要堆型核電廠分析

20第二代核電廠主要有以下堆型：PWRBWR加拿大AECL開發(fā)的天然鈾壓力管式重水堆（CANDU堆）前蘇聯(lián)開發(fā)的石墨水冷堆（LGR）改進型氣冷堆（AGR）和高溫氣冷堆（HTGR）鈉冷快堆

21第一節(jié)壓水堆（PWR）核電廠3.1.1工作原理和基本構(gòu)成

22核電站原理流程圖233.1.2.1主要設(shè)計性能特點輕水作為慢化劑。

采用低富集鈾（2％－5％）做燃料，具有負(fù)的燃料溫度系數(shù)（多普勒系數(shù)）。

采用控制棒、可溶硼和可燃毒物三種反應(yīng)性控制手段

一、二回路均為獨立的密閉回路，常規(guī)島中的蒸汽不帶有放射性，與沸水堆相比，運行時常規(guī)島不需要采取輻射防護措施。

PWR電廠是目前世界上運行最多的核電廠，運行機組數(shù)占總機組數(shù)的59％，發(fā)電容量占總?cè)萘康?5％，因此運行經(jīng)驗豐富，經(jīng)驗反饋系統(tǒng)完善，設(shè)計改進及時、充分，使得PWR核電廠在技術(shù)成熟性、安全性、可靠性和經(jīng)濟性方面都占有一定的優(yōu)勢。

243.1.2.2重點關(guān)注的問題

（1）三道屏障的完整性

（2）電廠的可利用率

（3）事故預(yù)防和緩解的能力

（4）經(jīng)濟性

253.1.3第二代PWR核電廠的改進和發(fā)展1、單機容量增加，從初期的300MWe左右，發(fā)展到600，900，1000，1300以至1500MWe的PWR系列。

2、燃料及燃料組件設(shè)計改進

3、燃料管理方案改進

4、改進核電廠的主要設(shè)備性能

5、提高核電廠的安全性

26第二節(jié)沸水堆(BWR)核電廠

3.2.1發(fā)展概況和工作原理

1、發(fā)展概況

2、工作原理

3.2.2BWR核電廠特點

3.2.3BWR核電廠的設(shè)計改進

27

BWR總體設(shè)計的改進28沸水堆電廠流程原理圖

29第三節(jié)重水堆核電廠3.3.1基本結(jié)構(gòu)和工作原理

3.3.2重水堆核電廠性能特點

30重水堆核電廠工作流程示意圖

31第四節(jié)其它堆型核電廠3.4.1石墨氣冷堆核電廠

3.4.2快中子增殖堆核電廠

3.4.3石墨水冷堆

第五節(jié)幾種堆型核電廠性能參數(shù)比較32HTGR核電廠原理流程圖

33池式鈉冷快堆回路示意圖34第四章核電技術(shù)的最新研發(fā)進展及趨勢

35第一節(jié)三里島和切爾諾貝利事故暴露的問題和引發(fā)的思考

4.1.1事故簡介4.1.1.1

三里島事故4.1.1.2

切爾諾貝利事故4.1.2事故的教益

36第二節(jié)第三代先進堆型核電廠分析

4.2.1第三代先進輕水堆的設(shè)計要求4.2.1.1美國用戶要求文件（URD）4.2.1.2歐州用戶要求文件（EUR）4.2.2幾種主要第三代先進堆型4.2.2.1概述4.2.2.2先進沸水堆（ABWR）4.2.2.3AP10004