《先进型反应堆》ppt课件

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1、先进沸水堆利用先进技术和成熟的经验，代表当今核电站发展水平。它与GE研制的前六代沸水堆(BWR1-BWR6)及欧洲沸水堆相比，就单相系统或设备的设计而言，在技术上没有明显的突破，但它集以往沸水堆技术及经验之大成,更符合先进轻水堆URD设计规范，在整体上体现出了它综合的优势。精密控制棒驱动系统维修率低，高性能的防辐射材料，长寿命的中子监视器，改进的水化学系统等等。先进沸水堆通过改进堆芯及燃料的设计使功率振荡衰减比非常小，堆的稳定性大大提高。先进堆堆内设置自动运行，保护器禁止堆运行在高功率密度/低流量区，来防止两相流不稳定性的发生。BWR追求简易化的历史带蒸气包

2、／汽水分离器双重循环式（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BWRABWR刻意追求简易-直接循环采用验证技术沸水堆的发展历程四个发展阶段50—60年代采用带蒸气汽包和蒸气分离器的双重式循环；70年代取消蒸汽发生器采用直接循环；80年代采用堆内型喷射泵；90年代采用堆内型再循环泵。三次标准改进第一次在76—77年，第二次在78—80年，第三次在81—85年。三次改进后沸水堆的设计，安全性发生了较大的变化，成为了我们目前所研

3、究的先进沸水堆。ABWR的技术特征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:ReactorInternalPump)安全性提高(有液压式应急驱动、电驱动后援双重驱动源)可同时操作复数控制棒，缩短了起动时间具有微调功能，增大了可运行性b)先进型控制棒驱动机构(FMCRD:FineMotionControlRodDrive)电动机(日常控制)液压管道(应急停堆动力)c)钢筋混凝土结构安全壳：　RCCVMARK-I(1100MWeBWR)MARK-II(1100MWeBWR

4、)与核岛房融为一体输出功率单位的建筑体积减少降低造价缩短建设工期RPV重心位置降低比MARK-II降低10m提高抗震性能RCCV(1350MWeABWR)小型主控台大型显示盘提高了可靠性信息集中化的人机接口增大自动化程度，运行易于掌握提高了检修性d)新型测控设备（主控室）采用了最新技术－包括安全系统在内，全部使用数码技术和多重传送技术BWR与ABWR主要差别效率：BWR33，ABWR35％工期：BWR58月，ABWR48月剂量水平：BWR1人.Sv/年，ABWR0.36人.Sv/年启动时间：ABWR缩短1/3放射性废物量：ABWR每堆年减少一半世界首台AB

5、WR机组:东京电力公司柏崎刈羽核电厂6/7号机三、第三代先进PWR1、EPR2、AP600/10001、EPR－欧洲压水堆（1）EPR简介（2）技术特点（3）安全特性(1)EPR简介法德双方协作共同开发核电厂供应商的合作：法马通和西门子KWU（现为AREVA公司）；两国电力公司的合作：（现已合并为E.ON、EnBW、RWEPower）两国核安全当局合作：以求制定出共同的核安全法规。在世界上现役轻水堆几千个堆年运行经验反馈的基础上并吸收包括法国N4机组和德国KONVOI机组在内的最新反应堆技术而开发出来的。综合了几十年研发（R&D）计划取得的成果，特别是由法国

6、原子能委员会和Karlsruhe研究中心所获得的研究成果。(1)EPR简介160万千瓦级压水堆，其单机容量为世界之最机组热效率为当今轻水堆之最：36/37%；从第一罐混凝土计建造周期不超过48个月；设计寿命增加到60年；燃料U235富集度5％；燃料组件卸料燃耗深70000MWd/t燃料利用率提高；每兆瓦时铀消耗量节约17%机组整个寿期的平均可用因子达92%，这样换料周期延长，停堆换料和在役检查时间缩短。(1)EPR简介换料停堆时间缩短到接近10天。由于设备标准化和部分维修任务可在机组运行状态下进行（归功于安全系统4重冗余）使维修简化。废物和流出物减少。对运行

7、和维修人员的辐射防护加强：集体剂量的目标小于0.4人希弗/堆年，而目前OECD国家的平均水平为1人希弗/堆年。对操纵员友好的人机接口使可靠性大大提高并使人员干预减少。(1)EPR简介每兆瓦时长寿锕系元素产生量减少15%相对于释热比，发电量增加14%EPR堆芯设计运行裕量大，灵活性好适应用户的各种需要，如采用不同类型的燃料（UO2，UO2-Gd2O3，MOX）、不同的燃料管理战略和燃料循环长度（到24个月），降功率运行和延寿运行。(1)EPR简介经济性好：发电成本比在役最先进的核电机组低10%，比联合循环的大型燃气机电站低20%。(2)EPR技术特点现有的设计

8、、设备制造以及核电厂建造等方面的工业能力可很容易得到