核电技术与安全概论

核电技术与安全概论,Copyright,2,核电技术与安全,目录,原子核裂变与核反应堆,国内主要核电技术,压水堆核电站简要工艺流程-选讲,核燃料及燃料循环-选讲,核电站安全,Copyright,3,1896年，法国科学家贝克勒尔发现铀的天然放射性，核能与核技术就此蓬勃发展，引领人类社会由工业时代步入原子时代。,概述,Copyright,4,1945-至今军事与民用并存发展,原子核模型的建立、人工放射性的发现等；,军事应用；和平利用：工业，农业，医学等,1945年7月16日，第一颗原子弹试爆成功；,1942-1945军事应用,1896-1942核基础研究,第一阶段,第二阶段,第三阶段,概述,Copyright,5,释放出大量能量；裂变过程和裂变产物会产生放射性；裂变反应终止后，裂变产物在衰变过程中会继续释放热量，即衰变热；核裂变是目前获取核能的主要方式。,1公斤铀-235裂变释放的能量约等于2600吨标准煤燃烧释放的能量。,核裂变特点,Copyright,6,两个较轻的原子核（如氘和氚）在一定条件下聚合成较重原子核（如氦）并释放出大量能量；核聚变不产生放射性；核聚变的原料丰富（可取自海水）；核聚变是未来理想的能源获取方式。,核聚变,Copyright,7,核裂变反应堆堆型的发展,快中子堆（FBR）,重水堆（HWR）,石墨堆,轻水堆（LWR）,改进型气冷堆（AGR）,石墨水冷堆（RBMK）,压力管式重水堆（Candu）,高温气冷堆（HTR）,铀富集技术,改进型沸水堆（ABWR）,世界首个核裂变反应堆,后处理/增殖,气冷堆（Magnox）,压水堆（美国西屋）（PWR）,沸水堆（BWR）,压水堆（俄罗斯）（VVER）,超临界水堆,Copyright,8,目前世界在运核反应堆堆型分布,经过近半个世纪的实践应用，压水堆因其良好的安全经济性能，已逐渐成为世界主流核电反应堆选择堆型。,注：FBR快中子堆；GCR气冷堆；LWGR轻水冷却石墨慢化沸水堆；BWR沸水堆；PWR压水堆；PHWR加压重水堆,Copyright,9,主要反应堆类型压水堆,堆型代表是美国西屋公司的PWR和苏联/俄罗斯的VVER；使用富集铀（2%4.4%），以轻水（H2O）为冷却剂和慢化剂，水在堆内保持液态（155bar，310）；体积紧凑，固有安全性好，是目前世界上运行数量最多的堆型（约65%）；,PWR反应堆,VVER反应堆,PWR燃料组件,VVER燃料组件,Copyright,10,主要反应堆堆型沸水堆,堆型代表是通用电气的BWR和苏联/俄罗斯的LWGR；BWR现主要由通用日立核能公司开发；LWGR已不再开发应用；使用富集铀，以轻水（H2O）为冷却剂和慢化剂，水在堆内沸腾产生蒸汽（75bar，285）；早期沸水堆安全壳容积小、整体性好、系统设备简洁、成本竞争性强、产生的蒸汽带有放射性；是目前世界上仅次于压水堆的堆型（约23%）；,BWR反应堆,RMBK反应堆,BWR燃料组件,Copyright,11,代表堆型是加拿大原子能公司开发的坎杜堆（CANDU）；使用天然铀或乏燃料，以重水（D2O）为慢化剂和冷却剂，重水在堆内保持液态；重水成本高、可不停堆换料；,重水堆原理图,主要反应堆堆型重水堆,12,主要反应堆堆型气冷堆,堆型代表是英国卡德蒙尔核电站；以氦气或二氧化碳为冷却剂，石墨为慢化剂，早期（Magnox）使用天然铀，后期改进型（AGR）使用富集铀；可产生19.0MPa，535的高温高压过热蒸汽；较高固有安全性、燃料转换比高、燃耗深、热效率高、用途广泛；体积大，功率小；,GCR（Magnox）原理图,AGR（改进气冷堆）原理图,Copyright,13,主要反应堆堆型快中子堆,不需要慢化剂，以金属作为冷却剂，以浓缩铀235为原料，通过快中子使燃料中的铀238转化为钚239，并使产生大于消耗，实现燃料的不断增殖，一般选用混合燃料（MOX）；使铀资源利用率提高至60%以上，放射性废物最小化。第四代可选堆型之一；1951年，美国建成世界第一座试验快堆（EBR1），法国则首先实现商业化运行（凤凰堆）；,Copyright,14,中国第一座实验验快中子反应堆,法国超凤凰快堆（1973-2009）,主要反应堆堆型快中子堆,中国实验快堆（CEFR）实验堆热功率65MW，2011年7月21日首次并网发电。,Copyright,15,人类能源的终极解决核聚变,人类未来理想的能源消费方式；国际热核聚变实验堆（ITER）是一个能产生大规模核聚变反应的超导托克马克装置，俗称“人造太阳”。“ITER”项目由欧盟、俄罗斯、日本、印度、韩国、中国、美国七个国家和组织组成，是目前全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一。,ITER的托克马克装置,ITER项目方投资份额,Copyright,16,目录,核电技术与安全,原子核裂变与核反应堆,国内主要核电技术,压水堆核电站简要工艺流程,核燃料及燃料循环,核电站安全,Copyright,17,核电技术发展历程,Copyright,18,2020年5月30日星期六,各国在役核电机组数量,（IAEA，数据更新至2012年7月）,中国16,俄罗斯33,美国104,法国58,日本50,韩国23,Copyright,19,（IAEA，数据更新至2012年7月）,各国核电所占发电份额,中国1.8%,法国77.7%,美国19.2%,韩国34.6%,俄罗斯17.6%,日本18.1%,Copyright,20,中国大陆商运核电情况,Copyright,21,中国大陆已批准的在建核电项目,62%,30%,7%,1%,Copyright,22,数据截至2012年7月。,中国大陆核电分布,Copyright,23,我国核电技术的发展,Copyright,24,中广核集团核电技术演进历程,Copyright,25,国内核电主要技术类型M310,在运电站：大亚湾核电站（中国首座百万千瓦级压水堆核电技术）和岭澳核电站；技术传承：美国西屋标准312堆型法国法玛通标准化CPY技术法国法玛通M310堆型（大亚湾核电站、岭澳核电站）；主要技术特点三环路设计，机组电功率984MWe双列冗余安全系统、单层预应力钢筋混凝土安全壳采用技术成熟的模拟控制；,M310结构示意图,商运中的大亚湾核电站和岭澳核电站（M310）,Copyright,26,投入商运的岭澳二期核电站（CPR1000）,中广核集团在引进法国M310核电机组基础上改进、可自主批量建设的中国改进型压水堆核电站（“二代加”技术）；技术传承：美国西屋标准312堆型法国法玛通标准化CPY技术法国法玛通M310堆型（大亚湾核电站）岭澳核电站CPR1000主要技术特点三环路、机组电功率1080MWe；全面采用数字化仪控（DCS）、半转速汽轮发电机组；设备本地化比例70%；,国内核电主要技术类型CPR1000,Copyright,27,阳江核电站（2台，中广核）,防城港核电站（2台，中广核）,宁德核电站（4台，中广核）,红沿河核电站（4台，中广核）,福清核电站（4台，中核）,方家山核电站（2台，中核）,CPR1000机组是目前国内在建核电项目的主要技术选型。,国内核电主要技术类型CPR1000,Copyright,28,江苏田湾核电站引进两台俄罗斯压水堆VVER1000/V320基础上的改进型AES-91主要技术特点：4环路，电功率106Mw，卧式蒸汽发生器年；双层安全壳；强化主动安全，完全独立和实体隔离的4列安全系统(N+3)、设置堆芯熔融物捕集器与冷却系统；全数字化仪控系统等。,江苏田湾核电站,VVER1000一回路系统布置,国内核电主要技术类型VVER（AES-91),Copyright,29,我国首座引进型重水堆核电站,秦山三期重水堆,国内核电主要技术类型CANDU,中核秦山三期引进加拿大两台CANDU-6重水堆；主要技术特点：3环路，电功率700Mw；单层安全壳；,Copyright,30,西屋公司开发的第三代“非能动型压水堆核电技术”（革新型），满足“美国用户要求（URD)”标准，目前处于原型电站建造（中国三门和海阳）；设计理念：将人为制造的安全条件让位于由自然规律形成的本质安全；主要技术特点双环路1000MW级压水堆；单层金属安全壳，熔融物堆内滞留；设计简练，充分应用“非能动”原理，操纵员不干预时间达72小时；,国内核电主要技术类型AP1000,Copyright,31,建设中的海阳核电站（201206）,国内核电主要技术类型AP1000,建设中的三门核电站（2012.03）,Copyright,32,法马通和西门子联合设计开发第三代技术改良型压水堆，满足“欧洲用户要求（EUR)”标准，目前处于原型电站建造（中国台山、芬兰和法国）；设计理念：通过增加冗余的专设安全设施系统提升能动安全性；主要技术特点四环路，电功率1700MW；双层安全壳；设置熔融物冷却区保护核岛基础底板；安全系统采用n+2概念，4列安注系统;,国内核电主要技术类型EPR,Copyright,33,建设中的中国台山核电站,芬兰奥尔基洛托3号机组（世界首台EPR机组）,国内核电主要技术类型EPR,Copyright,34,由国核技在AP1000技术基础上，通过再创新开发具有自主知识产权的三代核电技术；示范电站位于山东荣成石岛湾，计划2013年1月开工，2013年4月30日浇灌第一罐混凝土（FCD），2017年投入运行，设计寿命60年，单机容量140万千瓦。,CAP1400模型,国内核电主要技术类型CAP1400,Copyright,35,国内核电主要技术类型ACPR1000+,中广核集团充分借鉴AP1000和EPR技术，以“最少的改进、最短的时间、最大的力度”实现拥有自主知识产权的“三代加”核电技术；目前处于技术方案设计阶段；主要技术特点单堆布置双层安全壳三列安全序列；,Copyright,36,国内核电主要技术类型ACPR1000+,ACPR1000+总体研发进度,Copyright,37,2003年我国首座实验型高温气冷堆并网发电（10MWh）,清华大学试验型高温气冷堆,快中子堆：示范电站（HTR-PM）位于山东荣成石岛湾，2008年开工，计划2013年投产；中国华能集团、中国核工业建设集团、清华大学投资建设名义电功率为190MWe（堆芯额定输出功率为458MWt），规划容量为19*190MWe，首期建设1*190Mw，设计寿命40年；,国内核电主要技术类型HTR-PM,Copyright,38,和其它领域一样，核电技术的演变遵循着“持续优化、渐进提升”的规律，总体上向着更先进、更安全、更经济的方向发展。我国目前选择的是以压水堆为主的技术堆型，并确定了“压水堆快中子堆聚变堆”三步走的技术路线战略。,Copyright,39,目录,核电技术与安全,原子核裂变与核反应堆,国内主要核电技术,压水堆核电站简要工艺流程,核燃料及燃料循环,核电站安全,Copyright,40,火电厂,核电站,核电与火电的本质区别是热能的产生方式，而在电能转换上无区别；核电发展的关键是反应堆的堆型选择及其安全性。,冷却水,冷却水,核能发电原理,Copyright,41,核岛功能,常规岛功能,1,4,核能发电原理,Copyright,42,反应堆冷却剂系统（RCP）,一般采用三环路设计；由一个反应堆、三台蒸汽发生器、三台主泵及一台稳压器及相应主管道等组成；,反应堆,蒸汽发生器,稳压器,主泵,Copyright,43,反应堆冷却剂系统（RCP）,主泵，6.6Kv，3*6500KW,蒸汽发生器，3*969Mw,稳压器，1台,Copyright,44,主要专设安全设施,辅助给水系统(ASG)安全注入系统(RIS)安全壳喷淋系统(EAS),两台喷淋泵,安注泵两台低压；三台高压泵,辅助给水泵（2台电动，1台汽动）,3台安注箱,辅助水箱,换料水箱,安全壳（预应力钢筋混凝土，壁厚0.90m）,Copyright,45,汽轮发电机组,大亚湾核电站汽轮机英国GEC制造，全速机（3000rpm）；额定功率：983.8Mw;汽缸数：1HP，3LP；末级叶片长945mm；,汽轮发电机组,高压转子,低压转子,Copyright,46,大亚湾核电站发电机,汽轮发电机组,发电机定子,发电机转子,Copyright,47,目录,核电技术与安全,原子核裂变与核反应堆,国内主要核电技术,压水堆核电站简要工艺流程,核燃料及燃料循环,核电站安全,Copyright,48,铀-235：天然存在，但只占铀储量的0.71%；钚-239：铀-238转化，自然界中铀-238占铀储量99.28；铀-233：钍-232转化而来;核能不是可再生能源；,铀矿石，铀235占0.71%，铀238占99.28%,核裂变核素,Copyright,49,核燃料制造流程,Copyright,50,铀资源分布与产量,全球主要国家20072010年天然铀产量示意图,全球主要国家天然铀储量示意图（摘自2009年红皮书）,Copyright,51,核燃料循环,我国是世界为数不多的初步具备完整核燃料循环体系的国家。乏燃料后处理技术对提高核燃料利用率、减少放射性废物具有重大意义。,Copyright,52,目录,核电技术与安全,原子核裂变与核反应堆,国内主要核电技术,压水堆核电站简要工艺流程,核燃料及燃料循环,核电站安全,Copyright,53,他（它）们安全吗,Copyright,54,安全是一种社会心理体验，是对风险的认可和接受程度；安全就是实现对风险的“可知可控”；,安全是什么,Copyright,55,核电的安全,Copyright,56,核电历史典型核事故,Copyright,57,核电历史典型核事故美国三哩岛核事故,三哩岛核事故概况位于美国宾夕法尼亚州，压水堆；1979年3月28日，设备故障叠加人为操作失误，堆芯部分熔化；由于大容积安全壳包容了绝大部分放射性物质按国际核事件分级标准（INES），为5级；,美国宾夕法尼亚州三哩岛核电站,Copyright,58,三哩岛事故后主要改进强化人因在安全中的作用，加强人员培训；优化人机界面；加强经验反馈；,三哩岛核事故纪念碑,核电历史典型核事故美国三哩岛核事故,Copyright,59,核电历史典型核事故苏联切尔诺贝利核事故,切尔诺贝利核事故概况乌克兰，石墨慢化沸水堆；1986年，设计缺陷叠加严重违反程序操作，导致堆芯蒸汽爆炸；按国际核事件分级标准，为7级（最高一级）。,爆炸后的切尔诺贝利核电站4号机,切尔诺贝利核事故放射性污染,Copyright,60,核电历史典型核事故苏联切尔诺贝利核事故,切尔诺贝利事故后主要改进改进电站安全设计；IAEA发布安全文化，培育和发展核安全文化；成立世界核运营者协会（WANO）；,“石棺”和纪念碑,IAEA安全系列出版物,世界核运行者协会（WANO）标志,Copyright,61,日本福岛核事故概况日本福岛县；2011年3月11日，超设计基准自然灾害（地震+海啸）造成全厂失电引发丧失全部冷源，导致堆芯损毁，发生氢气爆炸按国际核事件分级标准，为7级；,核电历史典型核事故日本福岛核事故,福岛1号机组受海啸影响示意图,事故后的福岛第一核电站,Copyright,62,福岛事故后我国核电改进通用技术要求,Copyright,63,移动式柴油给水泵,移动式发电车,重要厂房防水淹设施,应急补水接口,开展严重事故应急演练,福岛事故后DNMC改进措施,Copyright,64,每一次重大核事故都是我们对未知领域认知的一次突破，成为促进核电安全性提升的契机。,全社会对核电安全的认识和考虑上升到一个新的、前所未有的高度，政府的核安全监管力度将大大加强；今后新建核电站的设计安全基准将进一步提高，新一代核电技术将更加安全。核电运营企业的