核电的创新发展.ppt

中国核电的创新发展,北京2017年5月,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,雾霾天气,目前我国雾霾天气频度不断增加，范围不断扩大,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,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。,三门核电地理位置概况,在建核电机组一览表（截至2016年9月）,9,中国核电产业现状,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）小于十万分之一，大量放射性释放概率（LRF）小于百万分之一,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。,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,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,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，以及堆腔淹没系统，以导出余热，保持堆芯熔融物滞留在压力容器内,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,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,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,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,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。,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。,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，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。,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，减少运行过程中含硼废液产生量。,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,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,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,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。,堆芯熔融的机理及堆腔注水的机理研究,Experimentalresearchformoltenpoolheattransfer-COPRAexperiment,StudythelargemoltenpoolheattransfercharacteristicstogetthesteadyandtransientpropertiesObtaintheheattransfercorrelationforlargemoltenpoolIVRanalysiscode,Researchcontents:steadyandtransientheattransferpropertiesofmoltenpoolThethermalshocktothewallandthecrustdistributionunderlongtermcoolingcondition,1.MoltenPoolHeatTransferandIVRResearch,COPRA(COriumPoolResearchApparatus),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,Experimentalresearchformoltenpoolheattransfer-COPRAexperiment,1.MoltenPoolHeatTransferandIVRResearch,ExperimentalTemperaturedistribution,ExperimentalTemperaturefield-Test3steadystates,solidus-liquidustemperaturegap,实验结果压力容器内熔融堆芯的温度分布,NanofluidFlowBoilingHeatTransferandCriticalHeatFluxenhancement,1.MoltenPoolHeatTransferandIVRResearch,Innuclearpowersystem,In-VesselRetention(IVR)strategyisakeytechnologyforalleviatingtheconsequenceofthecoremeltaccidentandpreventingtheleakageofradioactivematerialafterthecoremeltcausedbyaseveraccident.,Basedfluid,Nanoparicle,Asanewkindofworkingfluid,ithasexcellentflowandheattransfercapacity.ImprovingtheIVRcapacitybynanofluidismeaningfulfromtheviewpointsofresearchand,Nanofluid,InIVRprocess,theremaybe:Forcedconvection,Flowboiling,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,NanofluidFlowBoilingHeatTransferandCriticalHeatFluxenhancement,1.MoltenPoolHeatTransferandIVRResearch,Nanofluidflowboilingheattransfercharacteristics,NanofluidflowboilingCHFenhancement,TherelationbetweenCHFandmassflux,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,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,Preventover-pressureofthecontainmenttoeliminateremainingrisk,滞留率：99.9%气溶胶：99%元素碘：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,耐事故燃料,耐事故燃料,技术方向,SiC复合材料包壳,SiC复合材料包壳,SiC具有优秀的辐照稳定性和低的辐照活度，其辐照肿胀率在200下达到饱和值0.8%，而1000下几乎为0。SiC能够有效抵御事故和偏离泡核沸腾的冲击，最高运行温度可达2000。在高温蒸汽中抗氧化性远远优于锆合金，在LOCA事故的温度条件下其产生的氢远低于锆合金。由于中子截面小于Zr，燃料富集度可以约降低25%。机械性能优良，具有优良的耐磨蚀或耐异物磨蚀的能力。,先进高热导燃料,先进高热导燃料,通过在UO2中添加某些物质以改善UO2燃料热导率较低的缺陷，同时消除芯块