《核反应堆物理基础》课件-第八章 核反应堆的迭代

核反应堆物理基础8.1反应堆的分类和简介反应堆的基本工作原理核反应有聚变反应和裂变反应核燃料：铀-235、铀-233、钚-239235U+1n→140Ba+94Kr+21n+200MeV每1g铀裂变所释放出来的能量相当于2800kg标准煤燃烧时发出来的总能量。每产生100万千瓦的热功率，则每天需要消耗1.22千克的铀-235。核反应堆的主要功能(1)生产堆，(2)动力堆，(3)研究堆。

核反应堆的分类

(1)轻水堆（包括压水堆和沸水堆）(2)重水堆(3)气冷堆(4)快中子增殖堆(5)聚变堆核反应堆与压水堆核电厂基本原理

压水堆核电厂基本原理压水堆核电厂结构基本概况核压水堆电厂核岛主要参数三、核反应堆与压水堆核电厂基本原理（续）56大亚湾核电厂反应堆一回路系统的主要特性参数

系统额定热功率：2905MW；工作压力：15.5Mpa；设计压力，17.23MPa；现场水压试验22.9Mpa，蒸汽发生器二次侧压力：6.89MPa每条环路在冷态温度下的流量率（热工设计流量率：22840m3/h）额定流量率：23790m3/h，机械设计流量率：24740m3/h）

满功率运行下的温度：（堆芯入口292.4℃，堆芯出口329.8℃，堆芯平均310.0℃），压力容器设计温度：343℃最佳预定工况下环路压力降：（反应堆：0.323Mpa，蒸汽发生器：0.333Mpa，管路：0.051Mpa，整个环路：0.707MPa）压水堆核电厂安全和辅助系统第一类是牵涉到核安全的安全系统：安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统和安全壳隔离系统。第二类是保证反应堆和压力回路正常启动、运行和停堆的核辅助系统：化学和容积控制系统、硼和水的补给系统、余热排出系统、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统、核岛应急生水系统、蒸汽发生器排污系统、硼回收系统、核取样系统、核岛排气和疏水系统和核岛冷冻水系统。第三类是回收和处理放射性废物以保护和监视环境的系统：废液处理系统、废气处理系统和固体废物处理系统。沸水反应堆核电站重水反应堆核电站重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料高温气冷反应堆快中子增殖反应堆聚变堆

核反应堆物理基础8.2第三代核反应堆第三代核电技术AP100018AP1000属于第三代先进压水反应堆，是美国西屋公司开发的一种双环路100千瓦级的先进压水堆核电机组。与二代反应堆技术相比，AP1000通过采用非能动专设安全系统，提高系统的可靠性；通过简化系统，并采用模块化建造技术缩短建造周期。通过这些改进，来达到电厂安全性和经济性的有机协调AP1000简介AP1000是一个主回路为两环路的压水堆电站。主回路由一台反应堆压力容器，一台稳压器，两台大容量的蒸汽发生器，4台屏蔽式主泵和4条冷段、2条热段管道组成。由于主泵入口直接和蒸汽发生器下封头焊接在一起，消除了2代反应堆中蒸汽发生器与主泵入口之间的U型管道，减少了回路的阻力；同时，主管道简化设计，减少焊缝和支撑。AP1000设计基于AP600，并在此基础上进行了适当的改进。机组采用单堆布置方式。为了达到更高的电站功率，一方面，加大了核蒸汽供应系统主要部件的尺寸，包括增加反应堆压力壳的高度、堆芯长度，另一方面，增大蒸汽发生器、稳压器、汽轮机的尺寸和容量以及燃料组件的数目。为了实现非能动安全系统设计，采用了带变频器的大型屏蔽泵。此外，AP1000还采用了成熟的数字化仪控系统；反应堆厂房采用内层为钢，外层为混凝土结构的双层安全壳，施工安装过程采用了有利于缩短建造工期的模块化的建造模式。19AP1000设计参数AP1000设计寿命为60年，单机组的热功率为3415MWe，电功率为1115MWe，热效率约为33%，机组可利用率为93%，反应堆一回路压力为15.51MPa，堆芯入口温度为280.7℃，堆芯出口温度为323.3℃，堆芯最佳估算流量为14275.6kg/s，反应堆堆芯旁流为5.9%20AP1000先进性AP1000压水反应堆的先进性体现在使用成熟技术的基础上，在设计上采用了非能动的安全系统，即非能动的安注系统，堆芯余热排除系统，安全壳冷却系统，加强了预防和缓解严重事故的措施，提高电站的安全性；同时，由于非能动技术的使用，使得电站的辅助设备大大减少，减少了故障的概率，提高了安全性，在经济上也得到了体现。21应用技术成熟AP1000的系统，设备，部件的设计与分析都是基于经过验证的成熟技术；并借鉴了当今运行的压水反应堆电站的经验，使用经过验证的工艺。除了紧急堆芯冷却系统和安全壳冷却系统之外，AP1000核岛系统设计的出发点都是当今运行电厂经过验证的系统设计，许多AP1000系统部件也都是基于当今运行电厂使用的，经过验证的部件设计。在AP1000的设计与分析中，使用了包括计算机程序在内的，当今最新的设计与分析技术。在许多情况下，在支持当今电站改进，蒸汽发生器与反应堆压力容器顶盖的更换方面，它们都是一样的。电站的建造技术也是基于经过验证的方法，包括大规模的模块使用，都在核与非核的，成功建造的大型项目中得到了证实。AP1000核设计已经得到了美国核管会的最终设计批准。美国核管会已经发布了完成电站技术安全审查的最终安全分析报告22AP1000安全性AP1000采用非能动的安全系统，它是AP1000的关键系统。在缓解设计基准事故期间，利用系统固有的热工水力特性，通过重力、流体的自然对流，扩散等天然原理，使核电站保证安全的措施不再依赖泵、风机、安全级柴油机等能动设备的运行，从而大幅度地减少了安全级的阀、泵、电缆及抗震厂房。非能动的安全系统还使得紧急堆芯冷却系统、安全壳冷却系统发生了明显的简化，包括取消了所有安全级的泵。在AP1000中非能动的安全系统的使用，使得当今电站中许多安全级的辅助系统都变成了非安全系统。由于减少了安全级设备的数量，在役检查和维修也下降了。为了消除密封水注入系统，以及连续提供密封水注入需要的电力，避免反应堆冷却剂通过泵密封流失，AP1000非能动设计使用了具有非常成功经验的无泄漏的屏蔽式主泵。跟当今运行电站相比，AP1000非能动的安全系统使得用电站概率风险评价估计的堆芯融化频率下降。堆芯熔化频率为每堆年2.41×10-7，严重事故下大量放射性物资向环境释放概率为每堆年1.95×10-8；比二代反应堆降低了两个数量级。因此，设计中采用的非能动的严重事故预防和缓解措施使电站的安全性能得到了大副提高。23AP1000经济性由于采用了非能动的安全系统，跟常规压水堆核电站相比，AP1000减少了近35%的泵、50%的阀门、80%的管道、70%的电缆和45%的抗震建筑；还大幅度减少了能动安全设备、构筑物和安全电源，降低了大宗材料用量；系统简化使设计简化、工艺布置简化、施工量减少、运行及维修量也相应减少。安全相关系统和部件的大幅减少，使得电站设备投资成本大大降低，发电成本更具有竞争力，提高了电站的经济性。AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。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，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法可以与电站的前期工程平行开展，这将缩短AP1000的建设周期，降低建设成本，提高电站的经济性。24AP1000改进方向主泵的改进：西屋AP1000屏蔽泵是按照60Hz设计的，而中国的电网是50Hz。因此，泵除了在启动时要用变频装置外，还要在正常运行条件下继续使用变频器，将50Hz电源转换成60Hz以用于主泵的运行。变频器在美国只用于启动主泵，泵启动之后就被旁路掉了，在中国则要持续运行。变频装置长期使用寿命不高，影响寿命的主要因素为关键元器件、电容和辅助系统的泵阀等，需要维修和更换，增加了预防和日常维护的工作量，增加了维修、更换费用。因此，理想的方法是开发50HzAP1000屏蔽泵，这样，在主泵启动达到额定转速之后，就可以不再使用变频器。把60Hz屏蔽泵改为50Hz屏蔽泵，泵的惰转特性将会发生变化，还需要增大泵的尺寸、增加设备占用空间，对安全壳的结构大小也会带来改变，为此必须修改电厂设计，重新进行安全评审，带来一系列的改进问题。25功率提升为了实现规模效益，必须将反应堆功率进一步提高。随着AP1000在设计和运行方面的成熟，可通过在AP1000中增加第3个回路的方式，大范围使用类似尺寸大小的设备，如蒸发器和反应堆冷却剂泵，使电厂的功率水平至少达到1500MW。为了实现AP1000反应堆功率能力的提升，必须对堆芯大小和功率，反应堆压力容器及其径向反射层的使用，蒸汽发生器的大小与技术，反应堆冷却剂泵大小，安全壳尺寸和排热能力，非能动余热排出能力，非能动安全系统系统的性能；以及反应堆安全分析，热工水力模拟，概率风险评价等方面进行探索。26AP1000建造风险在设计理念上跟传统的压水堆电站相比发生了巨大的变化。这些变化使得电站的布置，设备制造，电站安装、运行及维修都带来了新的问题。而这些问题的解决还没有完全可以借鉴的经验。因此，在反应堆建设过程中充满了一些不确定性。正是因为这些不确定性，可能该工程建设的顺利推进带来潜在的风险。27设备设计风险美国西屋公司为AP1000提供的反应堆冷却剂泵是由EMD公司生产的屏蔽泵。已有1500台核领域应用的经验，其中100台屏蔽泵的尺寸和重量是AP1000主泵的80-90%，电机功率达到了3000马力（AP1000要求达到7000马力）；但这些屏蔽泵都没有采用飞轮结构。AP1000主泵设计是在原有AP600基础上进行尺寸，重量和功率放大。以往使用的屏蔽泵没有采用飞轮结构，西屋也就是在AP600设计过程中进行过飞轮性能试验，对于AP1000现在飞轮结构大小，性能的合理性还需要进行试验验证。28设备的制造风险由于AP1000的许多核岛设备都要实现国产化，国内主要的核电设备制造厂家无论是制造技术水平，还是质量管理水平跟国外发达国家相比都存在一定的差距，尽管在设备国产化过程中有外方的技术转让，但要在短期内消化这些技术，并实现按时提交合格产品，对国内制造厂家来说是严峻的挑战。目前，由于国内核电发展形势大好，开建的机组较多，而有资格生产核电设备，特别是生产关键核电设备的厂家较少，有经验的人员和生产能力都有限，要在短期内解决这些问题存在很大的困难。29结束语AP1000是目前世界上最先进的第三代压水反应堆，尽管技术上是成熟的，但由于没有参考电站。因此，电站建设存在一些潜在的风险，尤其是可能造成工程建设的进度延误。对存在问题的预先考虑，有利于我们提前采取应对措施，保证电站的顺利建设30

核反应堆物理基础8.3第四代核反应堆32观察者网综合《中国证券报》等媒体报道，国家科技重大专项高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）的核心装备——主氦风机试验样机，已于本月初在上海电气集团鼓风机厂通过业内专家评审和鉴定。这是世界上第一台采用电磁轴承的大功率主氦风机，大量采用了创新技术，无论功率还是技术水平都处于世界领先水平，标志着我国已攻克世界高温气冷堆先进核电技术研发中的主要技术难关。在未来，这一主氦风机将被安装在位于山东省荣成市的华能石岛湾核电厂，该核电站将是世界第一座具有第四代核电特征的高温气冷堆核电站。四代核电介绍8.3第四代核反应堆33高温气冷堆具有温度高、用途广等特点，其固有特性决定此类堆型可以避免类似于日本福岛核事故的堆芯熔化、放射性大量释放的重大事故，曾被美国麻省理工大学专家认定为21世纪美国乃至世界核电站最有发展前景的堆型，国内外对此种技术都非常重视。在高温气冷堆研究领域，我国已经走在了世界的最前沿。34高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM，High-Temperaturegas-cooledReactorPebble-bedModule）是在“863”项目“IOMW高温气冷实验堆”的基础上发展的高温气冷堆核电站示范电站，也是《国家中长期科技发展规划纲要(2006~2020)》确定的16个重大专项之一。作为高温气冷堆的关键设备之一，主氦风机被安装在一回路内部蒸汽发生器输出端，是核反应堆一回路系统唯一的能动设备。35高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM，High-Temperaturegas-cooledReactorPebble-bedModule）是在“863”项目“IOMW高温气冷实验堆”的基础上发展的高温气冷堆核电站示范电站，也是《国家中长期科技发展规划纲要(2006~2020)》确定的16个重大专项之一。作为高温气冷堆的关键设备之一，主氦风机被安装在一回路内部蒸汽发生器输出端，是核反应堆一回路系统唯一的能动设备。36第四代核电反应堆Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的Gen-IV。37Gen-IV国际论坛的成员国一致同意，在Gen-IV的研发中将遵循两个原则：创新性原则：国际上关于第四代核能系统的讨论中已经达成这样的共识，即第四代核能系统必须采取创新性的技术解决方案，否则无法有效解决核能目前面对的挑战。开放性原则：在目前的早期基础研究阶段，不要排除任何可能的解决方案，应向所有的技术开放。研发工作:38第四代核电反应堆超临界水冷堆（SCWR）SCWR是运行在水的临界点（374℃、22.1MPa）以上的高温、高压水冷堆。SCWR使用"超临界水"作冷却剂。这种水既具有液体性质又具有气体性质，热传导效率远远优于普通的"轻水"。用超临界水作冷却剂可使反应堆的热效率比目前的轻水堆热效率提高约1/3，还可以简化BOP。因为反应堆中的冷却剂不发生相变，而且直接与能量转换设备连接，因而可以大大简化BOP。SCWR的参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃（可以达到550℃）。使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR既适用于热中子谱，也适用于快中子谱。39SCWR结合了两种成熟技术：轻水反应堆技术和超临界燃煤电厂技术。由于系统简化和热效率高（净效率达44%），在输出功率相同的条件下，超临界水冷堆只有一般反应堆的一半大小，预计建造成本仅$900/kW。发电费用可望降低30%，仅为$0.029/kWh。因此，SCWR在经济上有极大的竞争力。SCWR主要是设计用于发电的，也可用于锕系元素管理。其堆芯设计有两种：热谱或快谱。后者采用快堆的闭式燃料循环。