国内核电技术及形势发展介绍

2012年5月,AP1000及EPR三代核电技术知识介绍,-2-,目录,一、世界核电站技术发展状况二、第三代核电技术设计原则三、AP1000特点介绍四、EPR特点介绍五、AP1000与EPR的差异性比较六、国内AP1000项目进展和发展前景,-2-,一、世界核电站技术发展状况（1),1.当今世界能源供应特点,-3-,一、世界核电站技术发展状况（2),2.在运核电站世界各国状况,-4-,一、世界核电站技术发展状况（3),第一代核电站,自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe的原型核电站，如1954年前苏联建成电功率为五千千瓦的实验性核电站。1957年美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。,第二代核电站,自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在6001400MWe的标准核电站，以美国为代表的Model212（600MWe，两环路压水堆）、Model312，Model314，Model412、Model414、System80以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第2代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4也属于Model312，Model414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model412、System80等标准核电站。,第三代核电站,90年代开始设计，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们第3代核电站的主力堆型，如：先进沸水堆（ABWR）、先进非能动式压水堆1000（AP1000）、欧洲压水堆（EPR）、先进压水堆（APWR）、经济简化型沸水堆（ESBWR）和先进压水堆1400（APR1400）等,第四代核电站,第4代核电站将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。第4代核电站包括三种快中子堆和三种热中子堆。三种快中子堆分别是带有先进燃料循环的钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）和气冷快堆（GFR）；三种热中子堆分别是超临界水冷堆（SCWR）、超高温气冷堆（VHTR）和熔盐堆（MSR）。.,3.核电技术发展历程,-5-,一、世界核电站技术发展状况（4),4.在运核电站堆型分布(截至2010年底）,269座压水堆核电站94座沸水堆核电站23座气冷堆核电站40座重水堆核电站12座石墨水冷堆核电站3座快中子堆核电站压水堆核电站共发电249GW(2.49亿千瓦)占核电总发电量63%主要是第二代核电站,-6-,一、世界核电站技术发展状况（5),5.全球核电发展现状(1),-7-,一、世界核电站技术发展状况（5),“二代”核电站目前仍然是主力军。运行业绩良好。目前全世界正在运行的核电站，绝大部分属于“第二代”核电站。三十多年来，积累了超过12086堆年的安全运行经验，仍具有可接受的安全性和较好的经济性。继续进行改进。近年来对“2代”机组的寿命研究，进行增效延寿，寿命由40年延长到60年。美国上世纪九十年代开始实施“2代”机组的增效延寿，成效显著，单就提高可利用率，就相当于新建了25台百万千瓦机组。提高出力5-10%。改进方向。提高安全性:增设严重事故预防和缓解措施（稳压器卸压排放，增设非能动氢复合器，设置堆芯扑集器）；采用PSA技术，评估核电站安全性并指导维修，制订严重事故管理规程及状态导向操作规程；提高经济性:采用18个月换料，缩短换料停堆时间提高可利用率；提高电站性能：采用全数字化仪控和先进控制室，改善人机界面。,5.全球核电发展现状(2),-8-,一、世界核电站技术发展状况（6),6.核电站的改进和升级,-9-,-10-,一、世界核电站技术发展状况(7),-11-,目录,一、世界核电站技术发展进程二、第三代核电技术设计原则三、AP1000特点介绍四、EPR特点介绍五、AP1000与EPR的差异性比较六、国内AP1000项目进展和发展前景,-11-,-12-,二、第三代核电技术设计原则（1）,在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证是可行的新技术，以显著改善其安全性和经济性，满足URD文件（美国电力公司文件要求，1990年EPRI出版）或EUR（欧洲电力公司文件要求，1994年欧洲联盟出版）文件和IAEA新建议法规的要求；同时，应能在2010年前进行商用核电站的建造。统观各国已提出的设计方案，有下列特点：（1）在安全性上，满足URD文件的要求，主要是：堆芯熔化事故概率1.010-5堆年；大量放射性释放到环境的事故概率1.010-6堆年；应有预防和缓解严重事故的设施；核燃料热工安全余量15%。（2）在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争：机组可利用率87%；设计寿命为60年；建设周期不大于54个月。（3）采用非能动安全系统即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。,设计原则（1）,-13-,二、第三代核电技术设计原则（3）,系统的功能要靠部件来实现。在核电厂中，一般将部件分为能动部件与非能动部件。依靠触发，机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动态影响系统的工作过程，称能动部件。如泵，风机，柴油发电机组等。无需依赖外部输入而执行功能的部件称非能动部件。非能动部件内一般没有活动部件。如管道，孔板，换热器等。如果某一非能动部件的设计、制造、检查和在役检查均能保证很高的质量水平，则可不必假设它会发生故障。,能动与非能动的概念,-14-,二、第三代核电技术设计原则（4）,（4）单机容量进一步大型化研究和工程建造经验表明，轻水堆核电站的单位千瓦比投资是随单机容量（千瓦数）的加大而减少的（在单机容量为150万-170万千瓦前均如此）。因此，法国珐马通、德国电站联盟联合设计的EPR机组的电功率为160万-170万千瓦，日本三菱提出的NP-21型压水堆核电机组的电功率为170万千瓦，美国西屋公司也在原单机容量为65万千瓦的AP600型的基础上改进，设计出单机电功率为110120万千瓦的AP1000型机组。（5）采用整体数字化控制系统国外近年来新建成投产的核电机组，如法国的N4、英国的Sizewell、捷克的Temelin、日本的ABWR均采用了数字化仪控系统。经验证明，采用数字化仪表控制系统可显著提高可靠性，改善人因工程，避免误操作。（6）施工建设模块化以缩短工期核电建设工期的长短对其经济性有显著影响。因此，新的核电机组从设计开始就考虑如何缩短工期。有效办法之一就是改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式，向模块化方向发展：以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内（条件较工地好）组装好，减少现场施工量以缩短工期。美国和日本联合建设的ABWR机组已成功地采用了这种技术。美国AP1000也将采用模块化设计、建造技术，据称其工期可缩短为48个月。,设计原则（2）,-15-,目录,一、世界核电站技术发展进程二、第三代核电技术设计原则三、AP1000特点介绍四、EPR特点介绍五、AP1000与EPR的差异性比较六、国内AP1000项目进展和发展前景,-15-,三、AP1000特点介绍-国内发展的背景（1）,国家的重大部署,-16-,三、AP1000特点介绍-国内发展的背景（2）,受福岛核事故影响，国际国内三代核电发展出现新的动态,-17-,-18-,三、AP1000特点介绍-开发及评审（1）,1985年西屋公司开始了非能动先进压水堆AP600的开发研究工作，前后共化了13年的时间，于1998年9月3日NRC颁布了AP600最终设计批准书。花费了1300人年，完成了12,000份设计文件，耗资近6个亿美元。西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上，于1999年12月启动了AP1000的研究开发工作，历时5年开发了AP1000。,AP1000开发,AP1000评审,西屋公司于2002年3月28日向美国核管会提交了AP1000标准设计的“标准设计证书”申请。美国核管会于2002年7月25受理该申请，完成AP1000设计的“预认证审查”，确认AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。美国核管会于2004年9月正式发布了“最终安全评价报告”。2004年9月23日，西屋公司获得了NRC关于AP1000的“最终设计批准书”。根据美国有关法律举行听证会后，NRC于2005年12月30日向西屋公司颁发了AP1000标准设计的“标准设计证书”。2006年3月，美国要求西屋公司重新申报AP1000的设计资料，之前颁发的“标准设计证书”宣告无效。2011年5月，美国NRC发布AP000审查公告，AP1000设计认证未获批准。,-19-,AP1000设计认证评审问题点,美国资深核安全专家、民主党众议员EdwardMarkey提出的质疑AP1000安全壳釆厂房，用钢筋和混凝土的“三明治”式结构，模型强度试验结果表明，无法承受直接的撞击，易断裂，可能会像玻璃杯一样受损。验证试验未能通过，意味着在发生地震、风暴、飞机撞击时，AP1000安全壳厂房结构存在严重破坏的风险。西屋公司利用电脑模拟“证明”反应堆厂房“足够坚固”，其证明是不充分的。低估了地震强度。西屋公司利用地震波不相干函数模型，低估了反应堆可能受到的地震强度，低估了地震时地面运动的幅度。安全壳的设计明显不符合美国混凝土研究院的“核安全相关混凝土结构法规”的标准。2.AP1000监察组等13个组织的请愿书提出的质疑反应堆顶部的大水箱，在强烈地震和龙卷风等极端情况下，很可能被破坏而丧失安全功能；精密的屏蔽式主循环泵在强烈地震和龙卷风情况下能否正常运行；AP1000采用非能动安全系统，自然循环的排热降温能力能否满足极端事故下应急冷却的要求等。,三、AP1000特点介绍-开发及评审（2）,-20-,三、AP1000特点介绍-总参数,-21-,三、AP1000特点介绍-整体介绍（1）,AP1000为单堆布置两环路机组，净电功率1117MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。,-22-,三、AP1000特点介绍-整体介绍（2）,-23-,三、AP1000特点介绍-整体介绍（3）,-24-,第二代和AP1000核电站系统和设备布置的比较,三、AP1000特点介绍-与二代机组比较（1）,-25-,三、AP1000特点介绍-与二代机组比较（2）,-26-,AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁路：为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。在发生堆芯熔化事故后，将水注入到压力容器外璧和其保温层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳璧的威胁。同时在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯熔融物没有和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。事故后长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。,三、AP1000特点介绍严重事故的预防,-27-,1、简化的非能动设计提高安全性大大降低人因错误,AP1000主要安全系统：余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性，安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。在发生事故之后，至少在72小时内，操作员不必采取手动动作；在72小时以外，仅需要操纵员简单的动作和少量的厂外援助；在严重事故情况下，安全壳特性满足厂外放射性剂量限值的要求，至少72小时内，不需要厂外应急援助；在72小时以外，仅需少量的厂外援助；,三、AP1000特点介绍-设计特点（1）,-28-,2、系统、设备、厂房等物项减少降低电厂建造成本,三、AP1000特点介绍-设计特点（2）,-29-,3、设备、厂房数量与二代比较,三、AP1000特点介绍-设计特点（3）,-30-,4、厂房、设备布置简化缩短建造周期,第二代核电站的安全系统是能动系统，它包括数量较多的泵、安全阀门以及相应的管道，应急柴油机，换料水箱，安全级支持系统（通风系统、设备冷却水系统）等组成。大部分设备都布置在安全壳外。第三代AP1000核电站的安全系统是非能动系统，它仅由5只水箱以及相关的安全阀门和管道组成。全部设备都布置在安全壳内。,三、AP1000特点介绍-设计特点（4）,-31-,5、建造中大量采用模块化建造技术,AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大大减少了现场的人员和施工活动。通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。,三、AP1000特点介绍-设计特点（5）,-32-,三、AP1000特点介绍-设计特点（6）,6、,-33-,7、,三、AP1000特点介绍-设计特点（7）,-34-,三、AP1000特点介绍-设计特点（8）,-35-,三、AP1000特点介绍-设计特点（8）,8、AP1000核蒸汽供应系统,-36-,三、AP1000特点介绍-设计特点（9）,内径157寸，157组燃料组件；环形锻件，无纵向焊缝，活性区无焊缝；改进型材质，确保使用60年；W-CETYPE堆芯围板替代径向反射层；顶置式堆芯仪表套管；两个堆芯注射管嘴，四个冷段管嘴，两个热段管嘴；整个起吊高度29米堆芯布置在压力容器中尽可能低的位置，保证压力容器的泄漏不能导致冷却剂丧失事故，进而导致堆芯裸露。,9、AP1000压力容器,-37-,三、AP1000特点介绍-设计特点（9）,9、AP1000压力容器,-38-,三、AP1000特点介绍系统特点,非能动安全系统非能动安注系统多级非能动自动卸压系统非能动余热排放系统非能动安全壳冷却系统严重事故预防和缓解堆腔淹没技术安全壳内氢点火和氢复合系统双层安全壳全数字化仪控,先进控制室模块化施工,工期48个月,-39-,三、AP1000特点介绍非能动安全系统（1）,1）非能动安全注射系统的功能：在事故情况（包括失去反应堆冷却剂）下，给反应堆应急注水，冷却堆芯。2）非能动安全注射系统组成：2只堆芯补水箱每只容积为70.8m3，内装3400ppm的含硼水2只安全注射箱每只容积为56.6m3，内装2600ppm的含硼水1只内置换料水箱容积为2092m3，内装26002900ppm的含硼水以及相连的阀门和管道,-40-,三、AP1000特点介绍非能动安全系统（1）,（1）非能动安全注射系统,非能动安全注射系统设备布置堆芯补水箱，安注箱，内置换料水箱和相应的管道、阀门全部布置在安全壳内,-41-,三、AP1000特点介绍非能动安全系统（1）,（1）非能动安全注射系统,非能动安全注射系统堆芯补水箱,堆芯补水箱是非能动安全注射系统三个水源之一，堆芯补水箱执行高压安全注射功能，在LOCA事故时，能在较长时间间隔内向堆芯注入较大的安注流量。在发生不包括LOCA事故的情况下，当正常补水系统不可用或不足时，堆芯补水箱为反应堆冷却剂系统提供紧急补水和硼化。堆芯补水箱位置高于反应堆和反应堆冷却剂系统。在事故情况下，根据驱动信号自动打开下泄注射管的气动阀，依靠位差产生的重力向反应堆注水，冷却堆芯。,-42-,三、AP1000特点介绍非能动安全系统（1）,（1）非能动安全注射系统,非能动安全注射系统安全注射箱,安全注射箱是非能动安全注射系统三个水源之一。安全注射箱执行中压安全注射功能，在LOCA事故时，能在有限的几分钟时间间隔内向堆芯注射十分大的安注流量。在事故情况下，反应堆冷却剂系统压下降到低于安注箱的氮气压力（50大气压）时，两只串连的止回阀开启，硼水靠氮气压力注入反应堆冷却剂系统。,-43-,三、AP1000特点介绍非能动安全系统（1）,（1）非能动安全注射系统,非能动安全注射系统内置换料水箱,内置换料水箱是非能动安全注射系统三个水源之一。内置换料水箱执行低压安全注射功能，在LOCA事故时，能在很长时间间向堆芯注射较小的安注流量。内置换料水箱位置高于反应堆和反应堆冷却剂系统。在事故情况下，根据驱动信号自动打开爆破阀，依靠位差产生的重力向反应堆注水，冷却堆芯,-44-,三、AP1000特点介绍非能动安全系统（1）,（1）非能动安全注射系统,非能动安全注射系统长期水源,淹没的安全壳是堆芯冷却的长期水源。当换料水箱的液位达到低-低液位时，与之相连的爆破阀和相关阀门自动打开，安全壳内的水经再循环滤网进入反应堆，冷却堆芯。当安全壳内的水温达到饱和温度时，产生的蒸汽由安全壳的壁面冷却。凝水沿钢壳内壁向下流，回安全壳底部，进行再循环，实现反应堆长期冷却堆芯的目的。,-45-,三、AP1000特点介绍非能动安全系统（2）,非能动余热排出系统，可在电厂事故工况下以及反应堆正常余热排出系统失效时，自动排出堆芯的余热。该系统主要设备是非能动余热排出热交换器和相连的管道、阀门。热交换器布置在换料水箱内，可大量吸收反应堆内的余热。当换料水箱内的水达到饱和温度时，箱内产生的蒸汽进入反应堆钢安全壳，并由安全壳的壁面冷却，使凝水沿钢壳内壁向下流，回到换料水箱内，继续作为热交换器的冷却介质。钢安全壳外，设有非能动安全壳冷却系统，通过给安全壳外喷水和自然对流的空气带走热量，最后将反应堆的余热排出。,-46-,三、AP1000特点介绍非能动安全系统（2）,（2）非能动余热排放系统,-47-,三、AP1000特点介绍非能动安全系统（3）,（1）非能动安全壳冷却系统的功能：在事故情况下，导出安全壳内的热量，使钢安全壳内的温度和压力不超过设计值。非能动余热排出系统长时间运行后，换料水箱内的水加热蒸发，在安全壳壁面冷凝，将热量转给大气。钢安全壳的直径为39.624m，高为65.634m,自由容积为56634m3。（2）非能动安全壳冷却包括两个过程：安全壳内的蒸汽由安全壳的内壁面冷却，凝水流回安全壳底部，实现反应堆的再循环冷却；安全壳的外壁面由安全壳冷却水箱的分配装置在安全壳穹顶和圆柱筒体形成均匀水膜，以及自然对流的空气冷却安全壳，反应堆余热最终经安全壳屏蔽厂房的空气出口排入大气。在事故后的72小时内，系统的运行不需要任何干预，运行人员不必调节冷却水流量，也不必补水。,-48-,三、AP1000特点介绍严重事故预防和缓解,将熔融堆芯滞留在压力容器内(IVR)是APl000非能动AP1000核电站采用的一项重要的对付严重事故策略。它保证第二道屏障压力容器不被熔穿，避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应，使放射性向环境释放的概率降到最低。在发生堆芯熔化的严重事故情况下，堆腔淹没系统将水注入堆腔，淹没堆腔的水，从金属保温层低部的入水口进入压力容器和金属保温层之间的夹缝，从外部冷却反应堆压力容器，有效地冷却堆芯熔融碎片。,-49-,从外部冷却压力容器的水，吸收热量后，产生泡核沸腾形成两相混合流体，有效地冷却堆芯熔融碎片，使堆芯熔融碎片滞留在压力容器内。,三、AP1000特点介绍严重事故预防和缓解,（1）堆腔淹没技术,-50-,安全壳氢气控制系统功能1）安全相关功能在设计基准LOCA事故后，限制和降低安全壳内的整体氢浓度。2）非安全相关功能在严重事故后，为防止氢燃烧或爆炸提供纵深防御；在正常运行和设计基准事故后监测安全壳内大气中的氢浓度；在堆芯发生恶化或熔化情况时或之后，采用就地点燃释放的氢气的方法，防止安全壳内的整体氢浓度达到可燃极限。3）安全壳氢气控制系统组成：氢气浓度监测系统、氢气复合子系统和氢气点火子系统组成；氢气浓度监测系统有3个监测器；氢气复合子系统有2个非能动氢气自动催化复合器；氢气点火子系统有64个氢气点火器；,三、AP1000特点介绍严重事故预防和缓解,-51-,三、AP1000特点介绍严重事故预防和缓解,（2）安全壳内氢点火和氢复合系统,-52-,三、AP1000特点介绍控制室应急可居留系统,-53-,主控制室应急可居留系统能自动启动和非能动地工作，保证主控制室可居留性和限制电厂选定区域内的温度,它可以不依靠厂内和厂外交流电源、操纵员的动作或能动部件。系统执行以下的功能：为主控制室人员提供呼吸用的空气；保持主控制室相对于周围区域有一个正压，防止沾污的空气进入；在设计基准事故后，利用结构的热容量，为电厂中必须保持其功能的那些设备提供非能动的冷却。在主控制室内居住人员最多为11人的情况下，向主控制室供应的设计空气流量为110.48.5标准m3/hr，保持CO2的浓度小于0.5。主控制室应急可居留系统有32只空气储存箱（分成4个机械模块）储存压缩空气，在72小时内可向主控制室供应足够的呼吸用空气。由压缩仪表空气系统的可供呼吸用的空气压缩机为VES空气供应储存箱提供正常的空气补充。,非能动主控制室应急可居留系统,三、AP1000特点介绍控制室应急可居留系统,-54-,非能动主控制室应急可居留系统,三、AP1000特点介绍控制室应急可居留系统,-55-,三、AP1000特点介绍模块化施工,模块化施工,-56-,三、AP1000特点介绍模块化施工,并行建设，缩短工期,-57-,三、AP1000特点介绍模块化施工,三废模块,余热排出系统阀门管道模块,废水系统除盐装置模块,结构模块,-58-,目录,一、世界核电站技术发展进程二、第三代核电技术设计原则三、AP1000特点介绍四、EPR特点介绍五、AP1000与EPR的差异性比较六、国内A