核动力工程与辐射科学（上7）.ppt

1、核动力工程与辐射科学,（上）,匡 波 上海交通大学 核科学与工程学院 2012年,第七章 先进反应堆Advanced Reactor,第七章 先进反应堆系统Advanced Reactor SystemsNext Generation Reactor,7.1 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,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

2、果利用快中子增殖堆，则可以使铀的利用率提高 6170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 Advanced reactors,先进反应堆Advanced Reactor,先进反应堆 第二代改进型, generation II + 革新型反应堆，Revolutionary reactor types 第三代反应堆, generation III 第四代反应堆，generation IV,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,典型先进反应

3、堆和设计商,西屋三菱重工 System 80+ AP600 AP1000 APWRAPWR+ 法玛通西门子 N4 EPR 通用电气（GE）日立 ABWR 加拿大原子能公司（AECL） ARC 其它 PBMR,典型下一代反应堆技术开发,功率和先进性技术的关系,7.2 第二代加改进反应堆,System 80, System 80+ BWR 90+ N4,System 80+,法国N4,特征 双层安全壳 数字化仪控 1717燃料组件,法国Civaux-2 核电站 (N4),BWR 90+厂房布置,7.3 第三代反应堆,ABWR：GE日立 APWR，APWR+：日本三菱西屋 ACR：AECL AP10

4、00: 美国西屋技术 EPR：欧洲压水堆，法德技术,先进沸水堆,ABWR,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,APWR+,三菱重工西屋公司联合设计 电功率1750MWe 1717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+ 反应堆概念,Advanced Candu Reactor (ACR),VVER1000厂房布置,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,欧洲开发的新一代核电站,国际核能公司（NPI），德国西门

5、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。,EPR：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核岛布置,

6、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,EPR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电厂布置,EPR电厂布置2,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,乏燃料池,换料水池,法国第一座欧洲压水反应堆 FLAMAN-VILLE,2004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

7、 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,芬兰的欧洲压水反应堆 Olkiluoto III,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Teollisuuden Voima Oy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

8、万千瓦 预计于2009年开始商业运行,芬兰EPR所在地奥尔基洛托 Olkiluoto NPP , Finland,EPR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主要性能,EP

9、R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的安全系统,EPR配置四个同样的安全系

10、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

11、 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。,AP1000,由美国西屋公司(Westinghouse)日本三菱设计联队设计 先进压水堆Advanced PWR，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

12、第一座AP1000核电厂，那么以后核电厂的建设费用仅为10001200美元/千瓦,由美国AP1000核反应堆组成的核电站,AP1000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,AP1000,一回路主要性能,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,堆芯设计,功率密度低

13、，燃料元件305mm、1717，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,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。,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

14、冷却泵，每个蒸汽发生器分配两个泵。防止轴封LOCA事故。,AP1000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,AP600安全壳,换料水箱,堆芯再淹没水箱,蓄压安注箱,AP600核电厂系统布置,堆芯再淹没水箱,蓄压安注箱,换料水箱,AP1000厂房布置,AP1000（与AP600比较）,AP1000安全系统设计理念,AP1000的非能动堆芯冷却系统,AP1000的非能动堆芯冷却

15、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（Passive RHR） 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。,AP600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。,AP1000 堆芯损坏频率安全目标,AP1000 与 目前美国压水堆比较,AP1000的

16、主要设备改进,与普通 1000 MW PWR比较,AP1000燃料需求较低,AP1000建造进度图,AP1000 建造进度表,建造成本,AP600有很高成本竞争能力，发电成本预计为13001500/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,Westinghouse-AP1000,一体化模式堆-IMR,特点 300MWe,小型堆 安全性高 取消稳压器、主泵、冷却剂管道,7.4 第四代反应堆Generation IV,超高温气冷堆 氦冷快堆 钠冷快堆 铅

17、冷快堆 超临界水堆 溶盐堆,为什么要发展第四代核电站,？,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,GEN-IV国际论坛（GIF),GEN-IV established by DOE in 2000 GEN-IV International Forum (GIF) formed in 2001 GEN-IV technology roadmap issued in 2002 GIF member Six concepts selected VHTR, GF

18、R, LFR, SFR, SCWR, MSR,GIF成员国,GIF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,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,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 115 MWe, 250 MWth, 直接循环 低过剩反应性 (连续

19、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,高温气冷堆核电站(High-temperature Gas Reactor, 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：850 C,小型高温气冷堆球床模式堆Pebble Bed Model Reactor, 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,1150 MW

20、e PBR 核电站示意图,10个模块组成,IHX：intermediate heat exchanger,球床堆核燃料,棱柱状高温气冷模式堆(PMR),基本概念 286 MWe, 600 MWth, direct Brayton Cycle 850 C core exit temperature LEU（Low Enriched Uranium） once-through fuel cycle（一次通过燃料循环） Fuel cycles submitted included waste transmutation W-Pu burner Th-U233 converter,PMR概念设计,极高

21、温气冷堆Very High Temperature Reactor VHTR,基本特性 900 C coolant core exit temperature prismatic core, 600 MWth, LEU（Low Enriched Uranium ） once-through cycle,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,高温气冷堆的性能评价,Modest im

22、provements in sustainability Significant improvement toward safety goals Comparable economics with the potential for major improvement in applications other than electricity,Motivation for VHTRs,30 % of world primary fuel use is to generate electricity 17 % of electricity uses nuclear fuel Nuclear p

23、ower can offset other primary fuels in applications other than electricity VHTRs may significantly reduce liquid and gaseous fossil fuel demands,热量利用方式,核能制氢原理,Fast breeder reactor (FBR),1 Fuel (fissile material) 2 Fuel (breeder material) 3 Control rods 4 Primary Na pump 5 Primary Na coolant 6 Reacto

24、r vessel 7 Protective vessel 8 Reactor cover 9 Cover 10 Na/Na heat exchanger 11 Secondary Na 12 Secondary Na pump 13 Steam generator 14 Fresh steam 15 Feedwater preheater 16 Feedwater pump 17 Condenser 18 Cooling water 19 Cooling water pump 20 High pressure turbine 21 Low pressure turbine 22 Generat

25、or 23 Reactor building,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,快堆特点： 1. 发电 2. 核燃料增殖,快中子增殖堆核电站,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%,GFR的六角形燃料,GFR的性能评价,Significant advance in sustainability Comparable safety performance Nuclear economics,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。,铅冷快堆（LFR）,冷却剂：Pb或者Pb/Bi合金 出口温度：550850 功率：50-12