中国核电的创新发展

1、中国核电的创新发展中国核电的创新发展核电在中国的战略地位自主开发的三代压水堆先进核电堆型进一步提高核电安全性的开发研究中国核电的创新发展核电在中国的战略地位中国核电的创新发展雾 霾 天 气 目前我国雾霾天气频度不断增加，范围不断扩大中国核电的创新发展雾 霾 天 气 目前我国雾霾天气频度不断增加，燃煤火力发电燃煤火力发电是导致雾霾的重要原因之一产生大量的废物二氧化硫，氮氧化物等酸 雨微小颗粒物雾霾天气二氧化碳温室效应中国核电的创新发展燃煤火力发电燃煤火力发电是导致雾霾的重要原因之一产生大量的中国能源发展面临的问题 经济社会发展中的能源供需总量平衡问题 长期以煤为主的能源结构，造成的环境、生态问题

2、 西煤东运、北煤南运、西电东输的能源输运问题 对国外资源依存的能源供应安全问题中国核电的创新发展中国能源发展面临的问题 经济社会发展中的能源供需总量比重达15%（2020） / 20%（2030）非化石能源在一次能源消费比重减少40%45%单位GDP二氧化碳排放量比2005年国务院新闻办公室2012年10月24日发布中国的能源政策（2012）白皮书 减排义务中国核电的战略任务减排需求核电为清洁能源：核电链总温室气体排放系数为13.71gC02kWh；而煤电链的温室气体排放系数达到1300gC02kWh；核电不排放粉尘，有害气体。中国核电的创新发展比重达15%（2020） / 20%（2030）

3、非化石能源在中国核电的创新发展中国核电的创新发展中国核电的创新发展中国核电的创新发展三门核电地理位置概况集团核电站名称堆型装机容量（万千瓦）中核集团福建福清CNP1000、华龙2x108+2x116浙江三门AP10002x125田湾VVER、CNP10002x106+2x108国电投山东海阳AP10002x125中广核集团广东台山EPR2x175辽宁红沿河CPR10003x108福建宁德CPR10001x108广西防城港CPR10001x108+2x116广东阳江CPR10004x108华能山东石岛湾高温气冷堆1x21我国在建核电机组共25台，总装机容量超过2951万千瓦在建核电机组一览表（截

4、至2016年9月）中国核电产业现状中国核电的创新发展9三门核电集团核电站名称堆型装机容量（万千瓦）福建福清CNP1中国核电的创新发展中国核电的创新发展核电在中国的战略地位自主开发的三代压水堆先进核电堆型进一步提高核电安全性的开发研究中国核电的创新发展核电在中国的战略地位中国核电的创新发展中国最早引入和开发三代核电技术中国采用当前国际最高安全标准满足美国“电力公司要求文件”（URD）和欧洲国家的“欧洲电力公司要求”（EUR）中国率先引进并在三门、海阳建设首批四台AP000先进压水堆核电厂，同时又在台山建设二台EPR1700先进压水堆核电厂将概率安全目标提高一个量级，要求堆芯损坏概率（CDF）小于

5、十万分之一，大量放射性释放概率（LRF）小于百万分之一中国核电的创新发展中国最早引入和开发三代核电技术中国采用当前国际最高安全标准中自主开发先进压水堆核电厂“华龙一号”“华龙一号”在我国具有的成熟技术和规模化核电建设及运行的基础上，通过优化和改进，满足先进压水堆核电厂的标准规范，已在福建福清、广西防城港和巴基斯坦卡拉奇开工建设其主要特点有，采用标准三环路设计，堆芯由177个燃料组件组成，降低堆芯比功率，满足热工安全余量大于15%的要求；采用能动加非能动的安全系统；采用双层安全壳，具有抗击大型商用飞机撞击的能力；设置严重事故缓解设施，包括增设稳压器卸压排放系统，非能动氢气复合装置，以及堆腔淹没系

6、统，保持堆芯熔融物滞留在压力容器内；设计基准地面水平加速度为0.3g；全数字化仪控系统。中国核电的创新发展自主开发先进压水堆核电厂“华龙一号”“华龙一号”在我国具有的标准三环路设计堆芯177个燃料组件提升了核电站输出功率1160-1200MWe降低堆芯比功率满足热工安全余量大于15%的要求中国核电的创新发展标准三环路设计堆芯177个燃料组件提升了核电站输出功率116采用能动加非能动的安全系统能动系统按安全级冗余设计，以利于快速消除事故，非能动系统在能动系统失效或全厂失去电源时确保核电厂的安全中国核电的创新发展采用能动加非能动的安全系统能动系统按安全级冗余设计，以利于快设置严重事故缓解设施包括增

7、设稳压器卸压排放系统，非能动氢气复合装置，以及堆腔淹没系统，以导出余热，保持堆芯熔融物滞留在压力容器内中国核电的创新发展设置严重事故缓解设施包括增设稳压器卸压排放系统，非能动氢气复采用双层安全壳采用双层安全壳结构，环形空间设有负压通风，以防止放射性物质外泄，提高密封性外层具有抗击大型商用飞机撞击的能力增大安全壳自由空间达70000立米中国核电的创新发展采用双层安全壳采用双层安全壳结构，环形空间设有负压通风，以防氢爆 非能动氢复合/点火高压熔堆安全壳底部熔穿长期安全壳超压 快速卸压系统 安全壳热量导出系统 能动与非能动堆坑注水系统 SBO移动电源/二次侧能动非能动余热导出系统全厂断电其他严重事故

8、 双层安全壳/压力容器顶部气体排放/主控制室可居留性防超设计基准事故和严重事故的措施防止安全壳失效措施中国核电的创新发展氢爆 非能动氢复合/点火高压熔堆安全壳堆腔注水系统试验试验分别对能动与非能动子系统测量了RPV外表面的临界热流密度（CHF），以验证堆腔注水系统的冷却能力。模拟体系RPV半球形下封头的半个竖直切片的比例模型。压力容器不同角度测得的CHF中国核电的创新发展堆腔注水系统试验试验分别对能动与非能动子系统测量了RPV外表非能动余热排出系统试验开展了非能动余热排出系统的验证试验，验证其导热能力和设计参数，测试自然循环稳定性和长时间（72小时）运行能力。中国核电的创新发展非能动余热排出系

9、统试验开展了非能动余热排出系统的验证试验，验非能动安全壳热量导出系统试验非能动安全壳热量导出系统包括单管试验与综合性能试验，单管试验研究单个热交换器的传热性能，综合性能试验在全压全高的装置上进行，验证不同事故工况、安全壳大气和换热水箱水位的条件下，系统的排热能力和运行性能。中国核电的创新发展非能动安全壳热量导出系统试验非能动安全壳热量导出系统包括单管引进消化基础上开发CAP1400 主要特点有，加大反应堆堆芯燃料组件装载的容量，以满足热工安全余量大于15%的要求，提高核电厂出力达1400MWe；加大钢安全壳的尺寸及容积，使外层屏蔽壳具有抗击大型商用飞机撞击的能力；主循环泵采用50周波电源供电，

10、与我国电力标准相符，提高主泵供电的可靠性；采用非能动安全系统，诸如非能动应急堆芯冷却系统，非能动安全壳冷却系统等；设置严重事故缓解设施，包括增设卸压排放系统，自动氢气复合装置，以及堆腔淹没系统，以导出余热，保持堆芯熔融物滞留在压力容器内；模块化设计和施工，缩短工期；全数字化仪控系统；设计基准地面水平加速度为0.3g，以适应更多的厂址条件。中国核电的创新发展引进消化基础上开发CAP1400 主要特点有，加大反 CAP1400 首炉堆芯布置和控制棒布置采用先进堆芯燃料管理策略，首循环即实现中子低泄漏方案，提高中子经济性；具备MOX装载能力；采用堆芯机械补偿控制，具备较强的运行灵活性，减少运行过程中

11、含硼废液产生量。中国核电的创新发展 CAP1400 首炉堆芯布置和控制棒布置采用先进堆芯燃料管 CAP1400冷却剂系统及安全系统设计CAP1400采用多层级的能动纵深防御设施和非能动专设安全设施应对设计基准事故，实施系统性的严重事故预防和缓解策略。为验证设计的合理性与程序的适用性，开展了包括非能动堆芯冷却系统综合性实验（ACME）、非能动安全壳冷却系统综合实验（CERT）、IVR临界热流密度试验等关键试验。 CAP1400冷却剂系统流程图中国核电的创新发展 CAP1400冷却剂系统及安全系统设计CAP1400采用多优化设备和部件设计反应堆堆内构件设计，取消中子屏蔽板研发新型蒸发器，传热面积增

12、加了27%优化反应堆冷却剂管道和主蒸汽管道设计，降低了主管道流速，缓解流动加速腐蚀（FAC）问题开发更大排汽面积的长叶片，以提高汽轮发电机效率（末级叶片长度达1.828m）采用一体化仪控系统，高度集成化、保护功能多样化中国核电的创新发展优化设备和部件设计反应堆堆内构件设计，取消中子屏蔽板中国核电核电在中国的战略地位自主开发的三代压水堆先进核电堆型进一步提高核电安全性的开发研究中国核电的创新发展核电在中国的战略地位中国核电的创新发展 我国和国际上都在进行提高核电的安全性研究，主要有从设计上实际消除大规模放射性释放，保持安全壳完整性,严重事故预防和缓解（包括：严重事故管理导则，极端自然灾害预防管理

13、导则），耐事故燃料（ATF）研究,以及先进的废物处理和处置技术的开发和应用。中国核电的创新发展 我国和国际上都在进行提高核电的安全性研究，主要有从设堆芯熔融的机理及堆腔注水的机理研究中国核电的创新发展堆芯熔融的机理及堆腔注水的机理研究中国核电的创新发展 Experimental research for molten pool heat transfer-COPRA experimentStudy the large molten pool heat transfer characteristics to get the steady and transient properties Obta

14、in the heat transfer correlation for large molten pool IVR analysis code Research contents:steady and transient heat transfer properties of molten poolThe thermal shock to the wall and the crust distribution under long term cooling condition1. Molten Pool Heat Transfer and IVR ResearchGeometry2D 1/4

15、 circular poolradius 2.2m width 20cmScale1:1 for ACP1000SimulantWater20%NaNO3-80%KNO3HeatingElectricalheatingrodBoundaryInsulated or isothermal top wall and isothermal bottom wallRa1016COPRA (COrium Pool Research Apparatus)ACP000堆腔注水时，熔融堆芯的传热情况和温度分布的实验研究以一比一的尺寸切取反应堆底部四分之一的一片进行试验模拟体照片中国核电的创新发展 Experi

16、mental research for m Experimental research for molten pool heat transfer-COPRA experiment1. Molten Pool Heat Transfer and IVR ResearchExperimental Temperature distributionExperimental Temperature field - Test 3 steady states solidus-liquidus temperature gap实验结果压力容器内熔融堆芯的温度分布中国核电的创新发展 Experimental r

17、esearch for m Nanofluid Flow Boiling Heat Transfer and Critical Heat Flux enhancement1. Molten Pool Heat Transfer and IVR ResearchIn nuclear power system, In-Vessel Retention (IVR) strategy is a key technology for alleviating the consequence of the core melt accident and preventing the leakage of ra

18、dioactive material after the core melt caused by a sever accident.Based fluidNanoparicleAs a new kind of working fluid, it has excellent flow and heat transfer capacity. Improving the IVR capacity by nanofluid is meaningful from the view points of research andNanofluidIn IVR process, there may be: F

19、orced convection, Flow boiling, CHF纳米流对沸腾传热和临界热流的提升纳米流的组成实验针对自然对流和强迫流中国核电的创新发展 Nanofluid Flow Boiling Heat Nanofluid Flow Boiling Heat Transfer and Critical Heat Flux enhancement1. Molten Pool Heat Transfer and IVR ResearchNanofluid flow boiling heat transfer characteristicsNanofluid flow boiling CH

20、F enhancement The relation between CHF and mass flux纳米流对沸腾传热特性纳米流沸腾传热临界热流的提升质量流与临界热流的关系中国核电的创新发展 Nanofluid Flow Boiling Heat 严重事故下安全壳压力1-没有余热导出系统时安全壳压力2-余热导出系统工作时安全壳压力中国核电的创新发展严重事故下安全壳压力1-没有余热导出系统时安全壳压力中国核电 Prevent over-pressure of the containment to eliminate remaining risk 滞留率： 99.9% 气溶胶： 99% 元素碘：

21、 有机碘（甲基碘） 80% 气溶胶再悬浮率（ 24 小时的操作期间） 0.0034% 碘挥发率（ 24 小时的操作时间） 0.1% 安全壳卸压装置中国核电的创新发展 Prevent over-pressure of the 降低堆芯（燃料）熔化的风险缓解或消除锆水反应导致的氢爆风险提高事故下裂变产物的包容能力核安全耐事故燃料中国核电的创新发展降低堆芯（燃料）熔化的风险缓解或消除锆水反应导致的氢爆风险提燃料包壳高热导，高铀密度U15N、U3Si2、UC高密度陶瓷燃料BISO/TRISO颗粒弥散于锆合金基体金属基体微封装燃料BISO/TRISO颗粒弥散于SiC基体全陶瓷微封装燃料提高燃料热导率增强

22、裂变产物包容能力减少或消除可燃气体提高包壳高温性能添加改性颗粒提高热导率BeO、SiC晶须、金刚石 UO2芯块掺杂改性Si涂层、MAX相（Ti3SiC2） 锆合金涂层单质SiC内层-SiC纤维层-单质SiC外层SiC复合包壳FeCrAl合金复合Mo包壳先进金属包壳耐事故燃料技术方向中国核电的创新发展燃料包壳高热导，高铀密度高密度陶瓷燃料BISO/TRISO颗SiC复合材料包壳材料熔点热中子吸收截面Barn导热系数（辐照后）W/m.K硬度HVN杨氏模量GPa Zr18520.1871630099 SiC52450.175 4-52800380中国核电的创新发展SiC复合材料包壳材料熔点热中子吸收截面Barn导热系数（SiC复合