核供热反应堆介绍学习课件PPT.ppt

第六章：核供热反应堆 一、类型 二、 5mw，200mw堆开发背景 三、 200mw技术特点及关键技术 四、 iris 和 swr1000 一、类型 轻水堆: 与核电站相比低温，低压。 开发研究国家：俄、德、法、瑞典、瑞士、 捷克。功率水平为100600mw（瑞士10mw）。商 用堆建造：前苏联曾开工建造两座2500mw核供 热站，因苏联解体停建 （其中一座将恢复建设 ）。 b 壳式 压力、温度较高 b 池式 液柱压力、温度低 国际各种低温供热堆主要设计特性 二、5mw，200mw堆背景 n核研院开发 n采用了一体化布置、自稳压、全功率自然循环 冷却、新型的控制棒水力传动装置、非能动的余 热排出系统第一系列先进技术，体现了新一代先 进反应堆的特点。 n获得国际原子能机构专家的高度评价。 二、5mw，200mw堆背景 b利用核代替煤供热的新型核反应堆。 b核研院从80年代初开始研发。 b19831984年用游泳池式屏蔽试验堆进行了供热 实验，同时开始5兆瓦堆的设计与关键设备的试验 研究。 b5兆瓦堆于1986年动工，1989年运行，并进行连 续三年的供热实验。 b世界上首座投入运行的“一体化全功率自然循环 ”低温核供热试验反应堆。 二、5mw，200mw堆背景 n堆上进行了多项实验：热电联供、空调制冷和 海水淡化等。 n国家重视，不少城市感兴趣。 n200兆瓦堆研究与设计。 n大庆项目经国务院批准立项。沈阳项目。摩洛 哥核能海水淡化可行性研究。 n山东海水淡化项目经国务院批准 二、5mw，200mw堆背景 n核供热堆及其相关技术，获得国家科技进步 一等奖和国家技术发明二等奖。 n多项部委级科技成果奖和国家专利。 n反应堆的运行成功，被评为1989、1990年全 国十大科技新闻和1990年世界十大科技成就之 一。 三、200mw技术特点 b一体化布置（无大穿管，双层壳） b自稳压设计 b全功率自然循环（压水，微沸腾，自稳压） b紧贴式双层承压壳结构 b水力学控制棒（无穿管，重力落棒） b冷却剂不含硼溶液 b非能动安全系统（换热器，蒸发器，空冷器） b乏燃料堆内贮存 b一回路热容大，rpv中子注量率低 b操作简便，宽容期长 b运行参数低，安全裕度大 b注硼停堆系统（喷射泵，被动式） 200核供热堆主要参数 200核供热堆主要参数（续） 一体化布置 n反应堆结构紧凑，一回路系统全部包容在 反应堆压力容器内; n复杂设备，小口径工艺引出管均布置在压 力壳上部; n不仅减小冷却剂压力边界泄漏的概率和后 果，而且排除了主管道断裂造成严重失水事 故的可能性。 200mw技术特点 自稳压设计 利用蒸汽分压原理及掺入非凝结气体实现各种功 率下自稳压运行，省去了复杂的需要加热和喷淋调节 的稳压器。 全功率自然循环冷却 不需要外部动力，不设置主循环泵，简化主回路 系统，增加运行的安全可靠性。 紧贴式双层承压壳结构 在压力壳破裂条件下，仍可保证堆芯被水淹没， 并且能包容住泄漏出的较高温度的放射性物质。 200mw技术特点 非能动安全系统 余热排出系统为自然循环冷却，注硼系统采用重力 注入方式,因此不需要外电源就可保证执行其安全功能, 使反应堆处于安全状态，从而降低对柴油发电机组和设 备冷却水系统的要求。 冷却剂不含硼溶液 可保证在全寿期内，具有负的慢化剂温度系数，确 保反应堆具有自保护和自稳定的能力,并且简化了系统, 减少腐蚀，有利于运行安全和退役处理。 控制棒动压水力驱动 简化堆体结构,排除了弹棒事故,是一种安全、经济 和先进的新型驱动方式。 200mw技术特点 乏燃料堆内贮存 乏燃料存放堆芯周围，有利于提高燃耗和乏燃料 贮存的安全性，并简化了贮存系统和装卸料机构。 一回路热容大，rpv中子注量率低 供热堆压力容器内装有大量的欠热水，其单位热 功率水容积约为压水堆核电厂的15倍，对堆芯余热 排出，防止堆芯失水和缓解其它事故后果均有较大 益处。 供热堆堆芯和压力容器之间有较宽的水层，压力 容器的中子注量率比压水堆核电厂低约4个量级，不 仅可延长核供热堆的运行寿期，而且有利于退役处 置。 200mw技术特点 操作简便，宽容期长 核供热堆操作简便。对任何设计基准事故，保护逻辑只自 动触发简单的动作停堆和打开余热排出系统阀门 (失电 开启)，不需要操纵员干预，大大降低误操作的可能性。 运行参数低，安全裕度大 运行压力、温度、堆芯功率密度较低，设计安全裕度大。 核供热站系统惯性大，在瞬态或事故工况下，过程参数变 化平缓 (12)注硼停堆系统 第二停堆系统，atws，被动式重力注入, 注硼罐7.6m3， b5na2no8浓度8%。进入压力壳后采用喷射泵， 停堆硼浓度要求：热态（平衡氙）300ppm 冷态（平衡氙）500ppm 长期（无氙） 600ppm 200mw技术特点 供热堆与压水堆核特点比较 关键技术 n 自然循环 流动稳定性： 密度波，喷泉，过冷沸腾，闪蒸 n 水力学控制棒 新技术应用 设计，试验，运行考验，改进，发展 l欠热沸腾、冷凝 、闪蒸耦合 l上升段气泡机理 不同 l汽空间压力变化 l各种流动不稳定 现象复杂 l需要新的物理描 述 自然循环两相流 闪蒸耦合密度波典型结果闪蒸耦合密度波典型结果 自然循环流动特性图自然循环流动特性图 四、i r i s international reactor innovative and secure 动机: 响应 doe generation iv safety-by-design/passive 一体化 pwr modular, small-medium plant ( 335 mwe), ready for deployment in 2012-2015 westinghouse led iris fits 适合国际市场 flexible configuration suitable for small or large grids lwr technology accepted all over the world several interchangeable core design options simple design, optimized maintenance reduce staff requirement (number and expertise) limited infrastructure required iris 一体化布置 技术特点 模块式 , 参考设计 1000 mwt , 灵活的堆芯设计 2010 s 5% enrichment, current burnup limit 2020 s higher enrichment, higher burnup, mox 主要部件一体化 helical coil steam generators fully internal spool pumps （轴流泵） internal crdms : candidate designs electromagnetic drive (japanese technology) hydraulic drive (various sources, investigated by polimi) liquid rods (recently suggested french technology) 技术特点(contd) advanced diagnostics internal crdms eliminate rod ejection accident and corrosion of vessel penetration nozzles (davis-besse) optimized maintenance to allow 48-month interval between shutdowns safety by design eliminated altogether or most accidents consequences minimized by design and/or probability decreased cdf 1.2e-8, limited by vessel rupture (1e-8) 螺线管式蒸汽发生器 一回路内置轴流泵 海军研发，大流量，低扬程 淹没在液位下，除电缆外与压力壳无穿管 高温电机（实验500oc ）, 水润滑轴承 virtually no maintenance reduced vibration operating experience must be qualified for nuclear applications iris 被动安全系统 n与ap1000 类似，但简化 n抑压系统与bwr相似 swr 1000 (a boiling water reactor ) swr 1000 特点 n reactor positioned in the medium-power range (1000-1250 mw electrical) n calls extensively upon existing technology n high capacity factor (above 90%) n designed to last for 60 years n maintenance simplified and service lifetime