ABWR对轻水反应堆技术性能的改进.ppt

单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,ABWR,对轻水反应堆技术性能的改进毕业答辩,姓名：,学号：,学院：,班级：,目录,1,核能发展及利用概况,2,核能发电技术基本原理,3 ABWR,技术研究现状与发展过程,4 ABWR,对轻水反应堆技术性能的改进,5 ABWR,发展前景展望,小结,致谢,1 核能发展及利用概况,核能利用的意义,核能发展及利用概况,我国核能的发展现状,我国的核能需求,1 核能发展及利用概况,1.1,核能利用的意义,人类的生活与生产离不开能源，如今传统能源日益匮乏太阳能、水能、风能、生物能、地热能、潮汐能等新型能源，只能在一定范围内起到缓解能源紧张问题，并且各自的局限性很大，尚未实现大规模使用而核能是高效、优质、环保的能源，可以大规模使用的、达到了工业应用标准的能源，具有广阔的应用前景及发展空间。

加强对核电的研究，可以促进核能在我国迅速及较大比重的应用，解决能源发展中的根本问题具有重要作用，对解决国家对能源的巨大需求、化石燃料资源严重匮乏问题，具有特别重要的经济意义和战略意义1.2 我国的核能需求,国家核电发展专题规划,明确提出，我国,2020,年前核电装机容量将增加到,3600,万,4000,万千瓦，能源局对核电中长期发展规划的修改意见是到,2020,年我国核电运行装机容量应调整为,7000,万千瓦，在建,3000,万千瓦使核电在全国电力装机总量中的比例达到根据国家中长期能源发展形势和前景分析，在,2050,年我国的能源需求,的研究报告中指出，核电占一次能源的比重应提高到,12.5%,，总装机容量达到,240GW,核燃料循环各环节生产能力到,2020,年也要在现有基础上提高,4,6,倍近期，国家明确提出了核电自主创新的目标，于,2010,年左右开工建设中国品牌第三代大型轻水堆示范工程，,2015,年后逐步批量建设，并使之成为,2020,年后中国核电主力机型1.3 我国核能的发展现状,图,1.1,机组,名称,位置,规模（兆瓦*,号）,类型,完成,时间,实际额定输出（兆瓦*,号）,状态,秦山,一期,浙江海盐县,300*1,压水堆（国内）,1994,.,4,310*1,运行中,秦山,二期,浙江海盐县,600*2,压水堆（国内）,2002.4,2004.5,650*2,运行中,秦山,三期,浙江海盐县,700*2,重水堆,(,加拿大,),2002.12,2003.7,720*2,运行中,大亚湾,广东,省,深圳,市,大亚湾,900*2,压水堆（法国,）,1994.2,1994.5,980*2,运行中,岭澳核电站一期,广东,省,深圳,市,大亚湾,900*2,压水堆（法国）,2002.5,2003.1,990*2,运行中,田湾,江苏省连云港市高拱岛,1,000*2,压水堆（俄罗斯）,200,7.5,200,7,1,060*2,运行中,表1.1,我国部分已建核电站,参数,1.3 我国核能的发展现状,图,1.2,1.3 我国核能的发展现状,图,1.3,2 核能发电技术基本原理,核能及核能发电基本原理,核,能,发,电,技,术,基,本,原,理,轻水堆核电站的工作原理,沸水堆核电站的工作原理,压水堆核电站的工作原理,2 核能发电技术基本原理,图,2.1,核反应堆,质量能量关系式 计算得出,:,图,2.2 U-235,裂变反应示意图,U-235裂变反应的一般反应式为,裂变反应基本原理,图2.3 压水堆核电站原理图,压水堆原理流程图,加热,加热,图,2.4,沸水堆核电站原理图,3 ABWR技术研究现状与发展过程,ABWR技术研究现状与发展过程,沸水堆（BWR）与压水堆的区别,ABWR核电站研究现状与发展,3 ABWR技术研究现状与发展过程,3.1,沸水堆（,BWR,）与压水堆的区别,和压水堆核电站相比，沸水堆核电站主要有以下不同点：,1.,直接循环。

2.,堆芯出现空泡3.,沸水堆采用有盒燃料组件，入口有节流装置4.,控制棒采用液压驱动机构自下而上插入堆芯5.,在冷却剂循环上，直至,ABWR,问世之前，采用堆内喷射泵，堆 外泵驱动的再循环回路设计6.,抑压式安全壳3.2 ABWR核电站研究现状与发展,目前世界上已运行沸水堆有,92,座，总功率为,824.31GW,，占全世界核电站总功率的,23%,，在建的沸水堆有,4,座，总装机容量为,4.63GW,BWR,和,PWR(,压水堆,),都是从,50,年代开始发展起来的，两者相互竞争、相互学习、平行发展但是在,APWR,建成并运行证明良好时已比,ABWR,晚了约,10,年日本的,ABWR,的,K6,和,K7,机组完成了,9,堆*年的运行周期，到,1999,年底，设备可用率达,83%,，使核电更加安全，更加经济4 ABWR对轻水反应堆技术性能的改进,4.3 ABWR的安全性和经济性,ABWR对轻水反应堆技术性能的改进,4.4 ABWR对能源利用的重要作用,4.1 ABWR核电站设计特点,4.2 ABWR的结构与改进,4.1 ABWR,核电站设计特点,(1),有效地布置汽轮机系统设备2),采用了大容量、高效率反应堆。

3),采用了改进型堆芯4),采用内置泵的反应堆再循环系统5),采用了改进型控制棒驱动机构6),采用了三区危急堆芯冷却系统7),采用了确保钢筋混凝土反应堆安全壳等可靠性高、安全,性高的反应堆系统8),采用了运行性能良好的先进仪器控制设备9),以彻底降低废物发生量为目标的废物处理系统等4.2 ABWR的结构与改进,ABWR的结构与改进,采用了内置泵,采用了先进的控制棒驱动机构,采用了改进的堆芯设计与燃料设计,采用了先进的仪控技术,汽轮机系统改进,明显减少了放射性废物量和照射量,4.2.1 汽轮机系统改进,ABWR,采用了,52 in,长叶片的,TC6F-52,型蒸汽轮机，采用了大容量汽水分离加热器、蝶式中间阀、给水加热器排放泵之类的设备及提高热效率的改进技术在此基础上,加了汽水分离再加热器，使由高压缸出来的蒸汽，先通过汽水分离再加热器除湿，再进入低压缸，能够达到减轻叶片水蚀的效果这样可提高电力输出,250MW,，比原来非再热式提高输出功率约,2%,反应堆,额定热轴功率由以往,BWR,的,3293MW,提高到,3926MW,，汽水分离,/,加热器采用二段再热式，汽轮机主蒸汽压力由,6.65MPa,提高到,6.79MPa,。

汽水分离再加热器接口及控制节点划分示意图如图,4-1,所示S1,区,-,汽水分离器前及疏水箱（壳侧）,S2,区,-,汽水分离器后（壳侧）,R1,区,-,第一级再热器（壳侧、管侧）,R2,区,-,第二级再热器（壳侧、管侧）,冷再热蒸汽进口（,3,）和出口（,4,）,疏水出口（,7,）,第一级再热器管侧工质进口和出口,(1,，,2),第二级再热器管侧工质进口和出口,(5,，,6),图,4-1,汽水分离再加热器接口及控制节点,汽水分离器,图,4-2,汽轮机及再热器位置示意图,表4.,1,ABWR蒸汽轮发电机设备,主,要参数,项目,本文,ABWR反应堆,以往BWR反应堆,反应堆,-,-,额定热轴功率/MW,3926,3293,给水温度/,215,215,汽轮机,-,-,型式,TC6F-52,TC6F-41,额定电功率/MW,1350,1100,主蒸汽压力/MPa,6.79,6.65,转速/(r/min),1500,1500,冷凝器,-,-,额定真空度/kPa,96.3,96.3,冷却管材料,钛,钛,内置加热管,低压4根,低压4根,项目,本文,ABWR反应堆,以往BWR反应堆,汽水分离/加热器,型式,二段再热式,非再热式,主蒸汽系统,主蒸汽管引入,侧部引入,正面引入,旁通容量/%,33,100,冷凝水给水,加热器排放方式,泵排,阶式蒸发,发电机,型式,TFL.KD,TFL.LKD,额定功率/MVA,1540,1300,极数,4,4,力率,0.9,0.9,表4.,1 ABWR,蒸汽轮发电机设备的主要参数（续）,4.2.,2,采用了改进的堆芯设计与燃料设计,ABWR,堆芯的平均功率密度低,(50.6kW/L),，增加了燃料元件的热工裕度。

其燃料组件采用优化的燃料装载和结构设计堆芯的不均匀系数和最大线功率密度有所下降，而燃耗增加、,负荷因子提高，提高了反应堆的安全性与经济性,ABWR的设计不断改进，目前正在开展Pu利用(钚热)的计划，在实际反应堆中装入混合氧化物(MOX:Mixed Oxide)燃料组件表,4.1,堆芯及燃料的基本规格,项目,基本规格,堆芯,堆型,先进沸水堆（ABWR）,热功率（MW）,3,926,额定堆芯流量（t/h）,约52.3*10,3,反应堆压力（MPaabs）,约7.17（73.1 kg/cm,2,）,燃料组件数（件）,872,控制棒根数（根）,205,燃料组件,MOX燃料组件,铀燃料组件9*9燃料A型,排列,8行8列,9行9列,铀浓缩度（wt%）,约1.2,约3.8,裂变性钚富集度（wt%）,约2.9,最高燃耗（MWd/t）,40000,55000,全长（m）,约4.47,约4.47,燃料棒数（根）,60,74,表,4.1,堆芯及燃料的基本规格,(,续,),芯块直径（,mm,）,约,10.4,约,9.6,芯块材料,UO,2,-PuO,2,（,MOX,燃料棒）,UO,2,UO,2,Gd,2,O,3,（铀燃料棒）,UO,2,Gd,2,O,3,包壳管外径（,mm,）,约,12.3,约,11.2,包壳管厚度,(mm),约,0.86,约,0.71,包壳管材料,锆锡合金,-2,锆锡合金,-2,挤水棒数（根）,1,2,挤水棒外径（,mm,）,约,34.0,（粗径段）,约,24.9,（粗径段）,挤水棒材料,锆锡合金,-2,（,Zr,内衬）,锆锡合金,-2,（,Zr,内衬）,定位架形式,圆形棚格式,圆形棚格式,图4.3 内置泵结构图 图4.4 反应堆再循环系统的比较,4.2.,3,采用了内置泵,内置泵,的,优点,用,10,台内置泵取代了,BWR,的压力容器内的,20,台喷射泵和压力容器外的,2,台外部再循环泵。

采用内置泵带来的优点是：,取代了BWR中在压力容器外部的再循环系统，将一回路全部移到了压力容器内部，并且使得在压力容器的堆芯以下部位无大口径接管省去了外部再循环回路，使反应堆厂房与安全壳的体积减少；,内置泵采用了湿式电动机，结构简单，密封性好；,设有内置泵振动、旋转速度、流量等监测装置，可用声音监测；,内置泵电源实现多重性，10台泵分4条母线连接，安全可靠；,设计余量较大；,用调速电机，可调节反应堆功率4.2.4,采用了先进的控制棒驱动机构（,CRD,）,多根控制棒可同时操作，缩短反应堆开堆时间，另外可快速调整功率；,具有液压紧急停堆的后备功能；,排除反应性事故，没有掉棒和弹棒事故；,提高了安全可靠性；,提高了控制精度；,控制棒和驱动活塞轴的旋转锁门结构以及检测分离的机构，实现了与控制棒保持结合的可靠性；,两种控制方式的止转结构可靠图4.,5,改进型CRD结构图,4.2.5 采用了先进的仪控技术,ABWR仪表控制系统采用全数字化技术，实现了全站综合一体化的系统设计主要采用了以下最新技术：,数字控制取代了模拟控制，现代核电站都在朝此方 面发展；,光纤传输；,逻辑结构采用4取2，提高了可靠性；,先进的主控室。

进一步改善了人机接口4.2.6 明显减少了放射性废物量和照射量,冷凝净化系统容量减少,ABWR,用中空纤维作滤材的中空过滤。