课件ABWR-先进沸水堆

1、ABWR-先进沸水堆,（ Advanced Boiling Water Reactor ）,世界核电机组分布,我国核电分类,除秦山三期CANDU-6重水堆 2*720MW外，运行项目和在建项目均为压水堆。 运行项目共11台，装机容量910MW。 拟建项目中山东石岛湾核电站为我国首座高温气冷堆示范工程，一台200MW。,ABWR-先进沸水堆,采用加压轻水兼作冷却剂和慢化剂、低浓缩UO2作燃料。 与压水堆不同，沸水堆采用直接循环方式。 允许冷却剂在堆内沸腾，水在堆内以两相形式流动，堆内产生的汽水混合物通过压力壳上部的汽水分离器和蒸汽干燥器进行分离和干燥，产生的饱和蒸汽直接引入汽轮机。,ABWR运行

2、特性和安全特性,运行温度、压力较低，压力约为PWR的一半。 借助汽泡的负反应性，可以通过改变冷却剂再循环流量导致空泡份额变化来调节功率，不再采用调节硼浓度来调整堆功率，且使沸水堆具有固有安全性。 沸水堆内允许冷却剂饱和沸腾，因此两相流动稳定性问题是沸水堆热工水力设计中非常突出并要重点关注的问题。,ABWR热工水力设计的特点,ABWR再循环系统采用内置泵。ABWR采用10台内置泵替代原先的喷射泵，省去了外部再循环回路。这种一体化主回路设计，使得堆芯顶部以下没有大口径管道贯穿压力壳，减少了大破口失水事故（LOCA）发生的可能性并减轻了事故的后果。 低的堆芯平均功率密度，仅为同等功率水平PWR的1/

3、2左右。 相比于一般的BWR增加了堆芯栅格间距。燃料组件间的距离增大，水铀比增加，中子能谱软化，改善了堆的运行性能。,福岛核电站,日本东京电力公司（TEPCO），拥有3个核电厂，17座反应堆，其中在福岛县，有2个核电厂，分别为福岛Daiichi核电厂，和福岛Daini核电厂。我们所说的福岛第一核电厂，应该就是福岛Daiichi核电厂；福岛第二核电厂，应该就是福岛Daini核电厂。福岛第一核电厂，现役核电机组有6个 ，均为沸水堆，属于第二代核电技术。,福岛一站1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年 3月投入商业运行，输出电功率净毛值为439/460兆瓦,负荷因子为49.9

4、。2号6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行。负荷因子分别为52.8、61.2、72.1、68.5和69.7。,福岛二站 4台机组的输出电功率净毛值均为1067/1100兆瓦。二站1号机组于1975年11月开始施工，1981年7月并网，1982年4月投入商业运行，负荷因子为76.1。2号4号机组分别于1984年2月、1985年6月、1987年8月投入商业运行,负荷因子分别为79.1、81.7和78.9。,厂房布置图,福岛第一核电厂1号机组反应堆建筑示意图：,地震回顾,2011年3月11日午后2点46分，地震发生。地震发生时，

5、日本东北部共有3座核电厂运行，福岛第一核电厂和福岛第二核电厂受到严重影响。福岛Daiichi核电厂（第一核电厂），此时1号机组、2号机组和3号机组正在运行，地震后立即自动停堆。4号，5号和6号机组，正在例行的停堆维护中。 3月11日下午3点41分，福岛一号电厂的应急柴油发电机全部故障。 3月12日凌晨4点，福岛一号电厂放射性水平，无明显变化，与平时水平相当，三层安全壳完好无损，无放射性泄漏。 3月12日凌晨4点开始，到4点40分，放射性水平数据发生显著的变化，增大了10倍。（福岛核电站1978年就泄漏过了，但是事故一直被隐瞒至2007年才公之于众 ）,BWR追求简易化的历史,带蒸气包汽水分离器

6、 双重循环式 （1950年代60年代）,内置汽水分离器 直接循环式 （1960年代）,内置射流泵 减少周围管道式 （1970年代至今）,内置循环泵 取消堆芯周围管道 （1990年代至今）,初期的BWR,传统式BWR,ABWR,刻意追求简易-直接循环 采用验证技术,因为堆芯外围没有再循环管道， 所以其他管道破损，堆水不丧失/保证堆芯不裸露（安全性提高） 减少了职业性辐照剂量,a)内置循环泵(RIP: Reactor Internal Pump),为确保稳定运行，反应堆容器上接有若干条再循环环路，每条环路设一台泵，该泵从反应堆容器出口接管吸水并排水至人口接管。泵的流量变化可以改变平均水温和蒸汽泡形成的水平。用这种方法能够控制中子的慢化条件(密度低的蒸汽替代水或相反)，从而控制反应堆的功率水平。,最新信息,福岛第一核电站一号机组的燃料包壳已经融解，燃料堆心开始熔化