大学课件-2136-核动力与辐射科学(上7先进反应堆)

核动力工程与辐射科学（上）匡波bkuang@上海交通大学核科学与工程学院2012年核动力工程与辐射科学（上）匡波1第七章先进反应堆

AdvancedReactor第七章先进反应堆

AdvancedReactor2第七章先进反应堆系统

AdvancedReactorSystems

NextGenerationReactor7.1先进反应堆的特性7.2第二代反应堆加改进7.3第三代反应堆7.4第四代反应堆第七章先进反应堆系统

AdvancedReactorS3安全性：具备固有安全性能，指当反应堆出现异常情况时，不依靠人为的操作或外部系统、设备的强制干预，而仅依赖堆的自然和非能动安全性，使反应堆趋于正常运行或安全停闭的安全性。经济性先进核反应堆在经济上应能与同样规模的火电厂相竞争核燃料的有效利用如果利用快中子增殖堆，则可以使铀的利用率提高61

70倍。核能的综合利用要求新一代先进反应堆除发电外，还应满足工程供热、低温供热和生产液体燃料等的需要，具有综合多用途的功能7.1先进核反应堆Advancedreactors安全性：7.1先进核反应堆Advancedreacto4先进反应堆

AdvancedReactor先进反应堆第二代改进型,generationII+革新型反应堆，Revolutionaryreactortypes第三代反应堆,generationIII第四代反应堆，generationIV先进反应堆

AdvancedReactor先进反应堆5核电站的改进和升级EPR第二代第二代改进第三代第四代SCWR先进反应堆N4核电站的改进和升级EPR第二代第二代改进第三代第四代SCWR6典型先进反应堆和设计商西屋＋三菱重工System80+AP600

AP1000APWRAPWR+法玛通＋西门子N4EPR通用电气（GE）＋日立ABWR加拿大原子能公司（AECL）ARC其它PBMR典型先进反应堆和设计商西屋＋三菱重工7典型下一代反应堆技术开发典型下一代反应堆技术开发8功率和先进性技术的关系功率和先进性技术的关系97.2第二代加改进反应堆System80,System80+BWR90+N47.2第二代加改进反应堆System80,System10System80+System80+11法国N4特征双层安全壳数字化仪控17×17燃料组件法国N4特征12法国Civaux-2核电站(N4)法国Civaux-2核电站(N4)13BWR90+厂房布置BWR90+厂房布置147.3第三代反应堆ABWR：GE＋日立APWR，APWR+：日本三菱＋西屋ACR：AECLAP1000:美国西屋技术EPR：欧洲压水堆，法德技术7.3第三代反应堆ABWR：GE＋日立15先进沸水堆先进沸水堆16ABWR第三代核电厂日本（四座）台湾（核四厂）电功率1350MWe第一座1996年日本ABWR第三代核电厂电功率1350MWe17APWR+三菱重工＋西屋公司联合设计电功率1750MWe17×17燃料组件燃料长度4.3m换料周期：24个月高性能蒸汽发生器计划在2010年代后半期开始投入运行APWR+三菱重工＋西屋公司联合设计18APWR+反应堆概念APWR+反应堆概念19AdvancedCanduReactor(ACR)AdvancedCanduReactor(ACR)20VVER1000厂房布置VVER1000厂房布置21

双安全壳施工

现场

内壳1.2米，外壳0.6米，中间间距1.8米反应堆穹顶

内壳砼施工

内壳外壳双安全壳施工

现场

内壳1.2米，外壳0.6米22欧洲开发的新一代核电站国际核能公司（NPI），德国西门子公司（SIEMENS）和法国法玛通公司（FRAMATOME），以及法国电力公司（EDF），联合开发欧洲新一代压水堆核电站EPR（欧洲压水堆）EPR直接体现了法德两国超过1200堆年的核电厂运行经验，尤其在核电厂可靠性、运行安全、纵深防御和经济效益方面进行了卓有成效的改进。欧洲开发的新一代核电站国际核能公司（NPI），德国西门子公司23EPR：欧洲压水堆法马通先进核能公司和西门子联合开发第三代欧洲压水堆核电站电功率1500MW－1600MW达到三大目标

满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件EUR”中提出的全部要求达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%EPR：欧洲压水堆法马通先进核能公司和西门子联合开发24EPR核岛布置特点：4个安全子系统，每个安全系统都可以独立完成安全功能每个安全系统有相互独立的厂房采用堆芯熔融物扩展区，防止安全壳底部融穿双层安全壳内层：预应力混凝土外层：钢筋混凝土堆芯熔融物扩展区安全厂房反应堆厂房EPR核岛布置特点：堆芯熔融物扩展区安全厂房反应堆厂房25EPR厂房布置浏览特点：防飞机撞击主控室在两厂房之间安全厂房的两个分开布置，两个有足够厚的墙两个应急柴油机分开布置防震底部混凝土6m厚主控室乏燃料厂房应急柴油机EPR厂房布置浏览特点：主控室乏燃料厂房应急柴油机26EPR电厂布置EPR电厂布置27EPR电厂布置2EPR电厂布置228EPR系统布置安注箱内部乏燃料储存箱通风系统应急给水箱乏燃料池换料水池EPR系统布置安注箱内部乏燃料储存箱通风系统应急给水箱乏燃料29法国第一座欧洲压水反应堆

FLAMAN-VILLE2004年6月，法国政府宣布，核电将在国家能源结构中占有重要的比例2004年10月21日，法国电力公司决定在FLAMAN-VILLE建设EPR系列首台机组计划2007年开工，工期预计五年，2010年投入运行在2020年以前将用欧洲压水反应堆更换目前58个反应堆中的19个反应堆法国第一座欧洲压水反应堆

FLAMAN-VILLE200430芬兰的欧洲压水反应堆－OlkiluotoIII芬兰西部Olkiluoto正在建设一座欧洲压水反应堆(EPR)核电站由法马通ANP(法国核电公司AREVA和西门子的合资企业)牵头的联合体承接芬兰电力公司TeollisuudenVoimaOy授权核岛将由法马通ANP提供常规岛将由西门子发电集团提供Olkiluoto三期项目的合同总额约为30亿欧元总装机容量为160万千瓦预计于2009年开始商业运行芬兰的欧洲压水反应堆－OlkiluotoIII芬兰西部O31芬兰EPR所在地

奥尔基洛托

OlkiluotoNPP,Finland芬兰EPR所在地

奥尔基洛托OlkiluotoNPP,32EPR的主要特征（1）EPR是目前国际上最新型反应堆在法国N4和德国近期建设的Konvoi反应堆的基础上开发的吸取了核电站运行三十多年的经验EPR是渐进型、而不是革命型的产品保持了技术的连续性，没有技术断代问题EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX）减少长寿废物的产量运行更加灵活检修更加便利大量降低运行和检修人员的放射性剂量EPR的主要特征（1）EPR是目前国际上最新型反应堆33EPR主要性能主要性能单位EPRN4热功率MW4250/45004250电功率MW1500-16001450效率%3634一回路数

44燃料组件数

241205燃耗GWj/t＞6045二回路压力bar7871抗震安全度g0.250.15技术寿期年6040EPR主要性能主要性能单位EPRN4热功率MW4250/34EPR的主要特征（2）EPR属压水堆技术EPR可使用各类压水堆燃料低富集铀燃料（5%）循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX）EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量EPR的电功率约为1600兆瓦具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区EPR的技术寿期为60年目前在运行的反应堆的技术寿期为40年由于设备方面的改进，EPR运行40年无需更换重型设备EPR的主要特征（2）EPR属压水堆技术35EPR的安全系统EPR配置四个同样的安全系统（现有1个）非正常状态下冷却堆芯每个系统都能完全独立发挥其安全功效这四个系统分别设在四个厂房，实行严格的分区实体保护因内部事件（水灾、火灾等）或外部事件（地震）造成某一系统失灵时，另一系统代替有故障系统行使安全职能，实现反应堆安全停堆这些结构性的安全系统将把在役压水堆极低的堆芯破损概率再降低一个10次方现有堆:10-5

新堆:10-5

EPR:10-6

EPR的安全系统EPR配置四个同样的安全系统（现有1个）36EPR的安全壳设计安全壳具有非常高的密封性反应堆厂房非常牢固混凝土底座厚达6米安全壳为双层，内壳为预应力混凝土结构，外壳钢筋混凝土结构，厚度都是1.3米2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭采用堆芯捕集器冷却堆芯熔融物使用了耐特高温保护材料，能够保证混凝底板的密封性能

EPR的安全壳设计安全壳具有非常高的密封性37EPR集体剂量EPR集体剂量目标确定为0.4人希弗特/堆年与目前经济合作与发展组织（OECD）国家核电站的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低一倍以上。EPR集体剂量EPR集体剂量目标确定为0.4人希弗特/堆年38AP1000由美国西屋公司(Westinghouse)＋日本三菱设计联队设计先进压水堆AdvancedPWR，是在AP600的基础上设计的电功率1100MWe，设计寿期为60年，是目前电力输出最大的简化反应堆美国西屋公司（Westinghouse）的AP1000于2004年9月13日获得美国核管会（NRC）的最终设计批准书（FDA）三代半反应堆西屋公司预计，一旦建成了第一座AP1000核电厂，那么以后核电厂的建设费用仅为1000－1200美元/千瓦AP1000由美国西屋公司(Westinghouse)＋日本39由美国AP1000核反应堆组成的核电站由美国AP1000核反应堆组成的核电站40AP1000的主要特征全面采用了非能动安全系统可实现在安全系统中由于没有能动设备取消了交流电源设备应急用柴油发电机等安全系统设备系统得到了简化与现有轻水堆相比核电站的建造单价会降低由于事故时运行操作的简化通过人机因素控制事故扩大的失败因素得到了减少AP1000的主要特征全面采用了非能动安全系统41AP1000AP100042一回路主要性能冷却剂回路由两根热管和四根冷管组成冷却剂泵直接安装在蒸汽发生器上面，取消了冷却剂泵与蒸汽发生器之间的主要管道安注直接连接压力容器提高了反应堆的安全性和可维修性一回路主要性能冷却剂回路由两根热管和四根冷管组成43堆芯设计功率密度低，燃料元件305mm、17×17，数目也由121增至157，堆芯尺寸大。降低了25%堆芯功率密度可使用更低富集度的燃料，减弱中子强吸收体的依赖性采用不锈钢作为中子辐射反射层，降低了15%～20%燃料循环成本，延长了反应堆的寿命堆芯设计功率密度低，燃料元件305mm、17×17，数目也由44压力容器压力容器大约11.7m长，内径3.988，总重400吨，设计参数为17.1MPa和343℃，设计寿命60年。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。压力容器压力容器大约11.7m长，内径3.988，总重40045冷却泵

高转动惯量、高可靠性、低维修性的密封式动力泵.安装在蒸汽发生器底部.消除交叉布置的冷却剂回路管道；

简化蒸汽发生器、泵、管道的基本支撑系统；四个冷却泵，每个蒸汽发生器分配两个泵。防止轴封LOCA事故。

冷却泵高转动惯量、高可靠性、低维修性的密封式动力泵.安装在46AP1000的新型安全特征AP1000的安全不是依赖安全功能系统大量冗余来实现的，而是通过简化设计，提高设计裕量和采用非能动系统来实现的AP1000通过简化系统和非能动安全系统设计，降低了事故下对操作员干预的要求，AP1000的设计基准以内事故可以完全不需要操作员干预AP1000的新型安全特征AP1000的安全不是依赖安全功能47AP600安全壳换料水箱堆芯再淹没水箱蓄压安注箱AP600安全壳换料水箱堆芯再淹没水箱蓄压安注箱48AP600核电厂系统布置堆芯再淹没水箱蓄压安注箱换料水箱AP600核电厂系统布置堆芯再淹没水箱蓄压安注箱换料水箱49AP1000厂房布置AP1000厂房布置50AP1000（与AP600比较）AP1000（与AP600比较）51AP1000安全系统设计理念AP1000安全系统设计理念52AP1000的非能动堆芯冷却系统AP1000的非能动堆芯冷却系统完成以下两个主要安全功能安注和补充反应堆冷却剂系统水装量非能动余热排除（PassiveRHR）通过计算机分析证明非能动堆芯冷却系统对于不同的破口位置和尺寸下可以提供有效的堆芯冷却能力。

AP1000的非能动堆芯冷却系统AP1000的非能动堆芯冷却53AP600的非能动安全壳冷却系统安全功能提供安全级的最终热阱防止安全壳内压力超过设计压力PCS的非能动特征安全壳内自然循环安全壳内热量通过钢制安全壳内层传向安全壳外部空气，外部空气自然循环散热极端情况下，可以通过重力驱动的安全壳顶部水箱实施安全壳外部喷淋，顶部水箱可以维持3天运行，并可以重新充水。AP600的非能动安全壳冷却系统安全功能54AP1000堆芯损坏频率安全目标AP1000堆芯损坏频率安全目标55AP1000与目前美国压水堆比较AP1000与目前美国压水堆比较56AP1000的主要设备改进

与普通1000MWPWR比较AP1000的主要设备改进与普通1000MWPWR比57AP1000燃料需求较低AP1000燃料需求较低58AP1000建造进度图AP1000建造进度图59AP1000建造进度表AP1000建造进度表60建造成本

AP600有很高成本竞争能力，发电成本预计为1300～1500＄/kW，低于“用户要求”1475＄/kW。AP1000比AP600的总成本增加11％，功率提高了66％，发电成本大大降低AP600的建造周期缩短到36个月，AP1000周期缩短到32个月建造成本AP600有很高成本竞争能力，发电成本预计为13061Westinghouse-AP1000Westinghouse-AP100062一体化模式堆--IMR特点300MWe,小型堆安全性高取消稳压器、主泵、冷却剂管道一体化模式堆--IMR特点637.4第四代反应堆

GenerationIV超高温气冷堆氦冷快堆钠冷快堆铅冷快堆超临界水堆溶盐堆7.4第四代反应堆

GenerationIV超高温气冷64为什么要发展第四代核电站？为什么要发展第四代核电站？65第四代核电站的发展要求技术要求：希望2030技术能够成熟竞争能力安全和可靠性减少放射性废物核燃料的处理新的核能应用市场

制氢热能的直接利用海水淡化技术的公开与共享第四代核电站的发展要求技术要求：希望2030技术能够成熟66GEN-IV国际论坛（GIF)GEN-IVestablishedbyDOEin2000GEN-IVInternationalForum(GIF)formedin2001GEN-IVtechnologyroadmapissuedin2002GIFmemberSixconceptsselectedVHTR,GFR,LFR,SFR,SCWR,MSRGEN-IV国际论坛（GIF)GEN-IVestablis67GIF成员国GIF成员国68GIF的四个主要目标生产能源的可持续性及与环境相容性运行的安全性和可靠性核不扩散费效性经济性可持续性安全性防止核扩散GIF的四个主要目标生产能源的可持续性及与环境相容性经济性可69第四代核电站的发展时间表SCWR超临界水堆SFR钠冷快堆VHTR非常高温堆GFR气冷快堆LFR铅冷快堆MSR熔盐堆第四代核电站的发展时间表SCWR超临70高温气冷堆典型类型小型高温气冷堆－球床模式堆（PBMR）菱状高温气冷模式堆(PMR)非常高温气冷堆（VHTR）特点球状核燃料石墨慢化氦气冷却氦气直接驱动气透平单机容量小基本概念115MWe,250MWth,直接循环低过剩反应性(连续在线换料)目前国际上已建成5座高温气冷堆2座电功率为300MW级的高温气冷堆示范电站清华大学10MW高温气冷堆典型类型基本概念71高温气冷堆核电站

(High-temperatureGasReactor,HTGR)

（以清华大学HTR-10为例）特点10MW实验堆陶瓷型颗粒燃料石墨作慢化剂蒸汽轮机出口温度：850C高温气冷堆核电站

(High-temperatureGas72小型高温气冷堆－球床模式堆PebbleBedModelReactor,PBMR南非国家电力公司ESKOM为中心以成立的PBMR公司南非ESKOM公司美国EXELOM公司首座堆300MWPBMR于2002年动工，预计2007年建成陶瓷涂层颗粒燃料氦气冷却小型高温气冷堆－球床模式堆PebbleBedModel731150MWePBR核电站示意图10个模块组成IHX：intermediateheatexchanger1150MWePBR核电站示意图10个模块组成IHX：74球床堆核燃料球床堆核燃料75棱柱状高温气冷模式堆(PMR)基本概念286MWe,600MWth,directBraytonCycle850CcoreexittemperatureLEU（LowEnrichedUranium）once-throughfuelcycle（一次通过燃料循环）FuelcyclessubmittedincludedwastetransmutationW-PuburnerTh-U233converter棱柱状高温气冷模式堆(PMR)基本概念76PMR概念设计PMR概念设计77极高温气冷堆

VeryHighTemperatureReactor

VHTR基本特性>900Ccoolantcoreexittemperatureprismaticcore,600MWth,LEU（LowEnrichedUranium）once-throughcycle极高温气冷堆

VeryHighTemperatureR78石墨慢化剂，氦气冷却，出口温度为1000℃，铀/钚燃料非常高温气冷堆核电站(VHTR)冷却剂：He出口温度：1000℃热功率：600MW燃料：燃料颗粒弥散在石墨柱块状球状高非能动安全性高热效率制氢或热量利用铀/钚燃料循环，可使废物量最少石墨慢化剂，氦气冷却，出口温度为1000℃，铀/钚燃料非常高79高温气冷堆的性能评价ModestimprovementsinsustainabilitySignificantimprovementtowardsafetygoalsComparableeconomicswiththepotentialformajorimprovementinapplicationsotherthanelectricity高温气冷堆的性能评价Modestimprovements80MotivationforVHTRs30%ofworldprimaryfueluseistogenerateelectricity17%ofelectricityusesnuclearfuelNuclearpowercanoffsetotherprimaryfuelsinapplicationsotherthanelectricityVHTRsmaysignificantlyreduceliquidandgaseousfossilfueldemandsMotivationforVHTRs30%ofwo81热量利用方式热量利用方式82核能制氢原理核能制氢原理83Fastbreederreactor(FBR)1Fuel(fissilematerial)2Fuel(breedermaterial)3Controlrods4PrimaryNapump5PrimaryNacoolant6Reactorvessel7Protectivevessel8Reactorcover9Cover10Na/Naheatexchanger11SecondaryNa12SecondaryNapump13Steamgenerator14Freshsteam15Feedwaterpreheater16Feedwaterpump17Condenser18Coolingwater19Coolingwaterpump20Highpressureturbine21Lowpressureturbine22Generator23Reactorbuilding快中子增殖堆核电站Fastbreederreactor(FBR)1Fu84液态金属钠或氦气冷却剂，核燃料再生增殖快堆特点：1.发电2.核燃料增殖

快中子增殖堆核电站液态金属钠或氦气冷却剂，核燃料再生增殖快中子增殖堆核电站85气冷快堆核电厂(GFR)冷却剂：He或CO2出口温度：850℃热功率：600MW电功率：288MW燃料：U-TRU陶瓷弥散燃料安全系统：能动系统和非能动系统相结合热效率：50%气冷快堆核电厂(GFR)冷却剂：He或CO286GFR的六角形燃料GFR的六角形燃料87GFR的性能评价SignificantadvanceinsustainabilityComparable

safetyperformanceNuclear

economicsGFR的性能评价Significantadvancein88液体金属钠冷却剂，出口温度为550℃，锕系元素再循环液态钠冷快堆（SFR）冷却剂：钠出口温度：550℃功率：150-1500MW燃料：MOX、U-TRU氧化物或者金属合金冷却方式：池式冷却或者回路冷却；低废物产量；高燃料利用率。液体金属钠冷却剂，出口温度为550℃，锕系元素再循环液态钠冷89铅冷快堆（LFR）冷却剂：Pb或者Pb/Bi合金出口温度：550℃－850℃功率：50-1200MW燃料：Multi-TRU堆芯寿命：15-30年堆芯部件可移动可用于发电和制氢高非能动安全性铅冷快堆（LFR）冷却剂：Pb或者Pb/Bi合金90在水的热力学临界点374℃，2