典型核電站系統(tǒng)介紹

典型核電站系統(tǒng)介紹第一頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日主要內(nèi)容1、沸水堆核電站2、重水堆核電站3、高溫氣冷堆4、快中子增值堆5、其他堆型第二頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日1、沸水堆沸水堆是輕水堆的一種，它是通過研究水堆堆芯沸騰而設(shè)計出來的。很長時期中人們一直在想能不能允許水在反應(yīng)堆沸騰，汽泡不規(guī)則的形成和移動會不會產(chǎn)生危險的不穩(wěn)定性。在20世紀(jì)50年代早期所完成的實驗(著名的BORAX實驗)表明在低壓時確實會發(fā)生上述情況，但當(dāng)壓力升高到大約壓水堆的一半左右(7MPa)時，沸騰是穩(wěn)定的，反應(yīng)堆是可控的。第三頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日沸水堆結(jié)構(gòu)簡介沸水堆殼體內(nèi)裝有堆芯、堆內(nèi)支承結(jié)構(gòu)、汽水分離器、蒸汽干燥器和噴射泵等。堆芯主要由核燃料組件、控制棒等組成，也采用低富集度(2％一3％鈾—235)的UO2作為核燃料，將UO2制成圓柱狀芯塊后再裝入鋯合金包殼內(nèi)構(gòu)成外徑為12.5mm，長度約3.7m的元件棒。元件棒通常排列成8×8的正方形柵陣，中間用幾層彈簧格架夾緊定位，然后裝入鋯合金的方盒內(nèi)構(gòu)成燃料組件。每四個燃料元件盒組成一個單元。堆芯就由許多這樣單元組合而成。第四頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日沸水堆核電廠示意第五頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日沸水堆安全殼第六頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日噴射泵循環(huán)系統(tǒng)第七頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日沸水堆堆芯結(jié)構(gòu)第八頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日沸水堆燃料組件第九頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日控制棒第十頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日沸水堆特點沸水堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生蒸汽，所以承受的壓力只有壓水堆的1/2(約7MPa)，因此壓力容器的厚度可以減小。沸水堆的功率密度比壓水堆的低，且沸水堆壓力容器內(nèi)還放置汽水分離器、干燥器和噴射泵等設(shè)備，致使壓力容器尺寸增大。就壓力容器的制造成本來說，這兩個影響基本上相互抵消。第十一頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日沸水堆特點沸水堆采用直接循環(huán)，所以系統(tǒng)比較簡單，回路設(shè)備少，且設(shè)備所承受的壓力較低，易于加工制造。尤其是省去了壓水堆電廠中較易發(fā)生故障的蒸汽發(fā)生器，使核電廠事故減少，使用效率提高，且沸水堆采用噴射泵循環(huán)系統(tǒng)，使壓力容器開孔的直徑減少，電廠失水事故的可能性及嚴(yán)重性降低。第十二頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日沸水堆特點由于沸水堆堆芯內(nèi)產(chǎn)生大量蒸汽，調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率比較方便，除用控制棒進(jìn)行功率調(diào)節(jié)外，還可通過改變循環(huán)泵流量的方法來進(jìn)行調(diào)節(jié)，調(diào)節(jié)范圍約達(dá)25％，速率約1％/s。沸水堆的比功率較小，同樣功率條件下核燃料裝量較壓水堆約大50％。因此雖然系統(tǒng)比較簡單，但總投資較壓水堆略大。由于沸水堆采用直接循環(huán)，水通過堰芯時將放射性物質(zhì)直接帶到汽輪機(jī)、冷凝器等設(shè)備，使這些設(shè)備污染而必須屏蔽。這給設(shè)計、運行、維修都帶來不便。第十三頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日2、重水堆第十四頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日重水堆簡介重水堆早在第二次世界大戰(zhàn)時期就開始研究，當(dāng)時主要是用于軍事目的。重水的中子吸收截面小，且慢化性能也比較好，因此重水堆可利用天然鈾作核燃料，不需要建造投資巨大的鈾同位素分離工廠。從重水堆卸出的乏燃料含鈾235約為0.2％，低于擴(kuò)散工廠尾料的濃度(0.25％)。與其他熱中子反應(yīng)堆相比，在同樣的輸出功率情況下，重水堆所裝載的天然鈾最少，消耗的天然鈾也最少。因此使天然鈾得到充分的用。第十五頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日重水堆簡介重水準(zhǔn)的體積大，需要大量重水，每MW發(fā)電容量需0.7-0.8噸重水。重水的價格昂貴，所以投資較高，發(fā)電成本比輕水堆核電廠高，且為了減少重水的泄漏損失，反應(yīng)堆及重水回路的設(shè)備密封要求高，制造復(fù)雜化。由于重水堆的卸料燃耗較淺，僅為8000一10000MWd/t，約為壓水堆的1／3，因此卸料量是同功率壓水堆的3倍。第十六頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日重水堆簡介重水堆用重水作慢化劑，按其結(jié)構(gòu)形式可分為壓力容器式及壓力管式兩種。壓力容器式的冷卻劑只限于重水，壓力管式的冷卻劑不受限制，可以是重水，輕水或有機(jī)化臺物。按堆芯結(jié)構(gòu)和冷卻劑不同，目前主要有壓力殼式重水堆、壓力管臥式重水堆和壓力管式沸騰輕水冷卻重水堆三種。目前達(dá)到商用的只有加拿大發(fā)展的壓力管臥式重水準(zhǔn)，稱為CANDU(CanadaDeuteriumUranium)型重水堆。第十七頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日CANDU型重水堆用壓力管把重水冷卻劑和重水慢化劑分開。壓力管內(nèi)流過不沸騰的高溫高壓(溫度約300度，壓力約10MPa)重水作為冷卻劑，壓力管外是基本不受壓的慢化劑，慢化劑盛裝在大型臥式圓柱型排管容器中。設(shè)計成臥式堆芯結(jié)構(gòu)的目的是便于設(shè)備布置及換料維修。第十八頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日第十九頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日第二十頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日第二十一頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日3、高溫氣冷堆第二十二頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日氣冷堆簡介石墨氣冷堆也是世界上出現(xiàn)較早的堆型之一。在第二次世界大戰(zhàn)期間，為了軍事目的，某些國家就用天然鈾石墨慢化反應(yīng)堆來生產(chǎn)钚。目前發(fā)展的主要氣冷動力堆是高溫氣冷堆(HTGR)，它是在低溫氣冷堆的基礎(chǔ)上發(fā)展起來的。高溫氣冷堆的核燃料是富集度約為10％的UO2或高富集鈾加釷的氧化物(或碳化物)，制成直徑約為0.6mm的顆粒，外面再涂敷三層到四層熱解碳和碳化硅涂層第二十三頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日氣冷堆簡介涂層的作用是保護(hù)核燃料并防止裂變產(chǎn)物外逸，然后再將這些顆料燃料彌散在石墨基體中制成杠狀或球狀燃料元件。這種燃料元件不需要金屬包殼，而其中石墨既作燃料元件的結(jié)構(gòu)材料又作中子慢化劑。第二十四頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日氣冷堆簡介高溫氣冷堆的冷卻劑出口溫度高，因此電站的熱效率高達(dá)40％，可與新型火電站相媲美。堆內(nèi)沒有金屬結(jié)構(gòu)材料，中子寄生俘獲少，卸料比燃耗達(dá)1000MWd／t，每年所需補充的核燃料少；如果能把出口溫度提高到1000℃以上，則還有可能把反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量直接用于煉鋼、化工及煤的氣化等工業(yè)，達(dá)到綜合利用的目的。所以這種堆是很有發(fā)展前途的先進(jìn)轉(zhuǎn)換堆型。高溫氣冷堆的技術(shù)比較復(fù)雜，目前尚處于試驗研究階段。第二十五頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日4、快中子增值堆第二十六頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日快中子增值堆簡介快中于反應(yīng)堆內(nèi)核燃料裂變主要由能量約100keV以上的快中子引起，所以堆內(nèi)不需要慢化劑，從而使堆芯內(nèi)有害吸收減少，能有更多的中子用于轉(zhuǎn)換新的核燃料，使轉(zhuǎn)換比增大。例如用钚—239作燃料，則每消耗一個钚—239所產(chǎn)生的中子平均數(shù)為2.6左右。除一個中子去維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)外，有一個以上的中子被可轉(zhuǎn)換物質(zhì)吸收，若可轉(zhuǎn)換物質(zhì)是鈾—238，則新生成的钚—239核與消耗的之比(增殖比)可達(dá)1.2一1.5，實現(xiàn)了裂變?nèi)剂系脑鲋?，因此這種堆稱為快中子增殖堆。第二十七頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日快中子增值堆簡介如果核電站采用快中子增殖堆作為動力，則在發(fā)電的同時還能生產(chǎn)新的易裂變?nèi)剂?，?jīng)過一段時間的運行，將堆內(nèi)積累的核燃料取出來又可裝備新的反應(yīng)堆，而向反應(yīng)堆繼續(xù)添加的只是可轉(zhuǎn)換物質(zhì)鈾—238。這樣使熱中子反應(yīng)堆不能充分利用的鈾—238得到充分利用，使自然界鈾資源的能量利用率由1％一2％提高到60％一70％。第二十八頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日技術(shù)和經(jīng)濟(jì)上的問題快中子反應(yīng)堆內(nèi)中子平均能量很高，中子有害吸收小，易于實現(xiàn)增殖。但在高能區(qū)核燃料的裂變截面也很小，因此為了使鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)能進(jìn)行，快中子堆內(nèi)必須有較高的核燃料富集度[15％一35％]，而且裝量也很大。例如，一個電功率為1000MW的快中子反應(yīng)準(zhǔn)，堆芯需裝工業(yè)钚約3.5t。因此在快中子反應(yīng)堆大規(guī)模商業(yè)推廣前，必須建造一定數(shù)量的先進(jìn)轉(zhuǎn)換堆或熱中子堆，以便為快堆積累工業(yè)杯第二十九頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日技術(shù)和經(jīng)濟(jì)上的問題由于快中子堆堆芯內(nèi)沒有慢化劑，所以體積小，功率密度高達(dá)300一600MW／m3，是壓水堆的4-8倍。因此要求采用傳熱性能好而慢化性能差的冷卻劑，目前采用液態(tài)金屬鈉和氦氣，但鈉回路工藝及防爆措施在工業(yè)規(guī)模的操作上還缺乏經(jīng)驗。流速約為100m／s的氮氣冷卻在技術(shù)上也是較復(fù)雜的問題，還需進(jìn)行大量研究試驗。第三十頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日技術(shù)和經(jīng)濟(jì)上的問題快中子堆的燃料元件加工及乏燃料后處理要求高。且其快中子輻照注量率也比熱中于堆大幾十倍，因此對材料的要求也較苛刻。快中子堆內(nèi)的中子平均壽命比熱中子堆的短，而且钚—239的緩發(fā)中子份額只有鈾—235的1/3，所以快中子堆的控制比較困難。第三十一頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日目前的發(fā)展到目前為止，快中子反應(yīng)堆還未能獲得大量發(fā)展。現(xiàn)在所采用的冷卻劑只有液態(tài)鈉和氦。因此，按冷卻劑材料，快中子堆又可分為鈉冷快堆和氣冷快堆兩種。第三十二頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日第三十三頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日第三十四頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日5、其他反應(yīng)堆第三十五頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日近期新型反應(yīng)堆（1）先進(jìn)型壓水堆有美國發(fā)展的APWR、歐洲發(fā)展的EPWR、中國發(fā)展的AC－600等都屬此型，是在壓水堆基礎(chǔ)上加以改進(jìn)，達(dá)到或基本達(dá)到新的“用戶要求”的先進(jìn)堆型。先進(jìn)型沸水堆（ABWR）是在已有的沸水堆的基礎(chǔ)上，由美國、日本聯(lián)合發(fā)展并在日本建立了示范站的先進(jìn)堆型，目前在日本已經(jīng)建立了2座，還有幾座在計劃建造中，它是一種先進(jìn)而又現(xiàn)實的沸水堆。非能動簡化先進(jìn)沸水堆（SBWR）是美國GE和日本東芝、日立公司聯(lián)合發(fā)展的一種安全、簡單的沸水堆，它采用全功率自然循環(huán)，取消了主循環(huán)泵并簡化了安全系統(tǒng)，是一種很有前途的先進(jìn)反應(yīng)堆。第三十六頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日近期新型反應(yīng)堆（2）供熱反應(yīng)堆是近年發(fā)展起來的可建在城市附近的安全性很好的專供熱式反應(yīng)堆，對提高城市環(huán)境衛(wèi)生、改善城市能源結(jié)構(gòu)方面很有意義，它在中、俄、加、瑞、法等國獲得了相當(dāng)?shù)陌l(fā)展。高溫氣冷堆被認(rèn)為是安全性好，能滿足高溫特殊用途，極具發(fā)展前途的先進(jìn)堆型，我國已于2000年建成清華大學(xué)10MW高溫氣冷實驗堆?？熘凶釉鲋刀岩运茉鲋岛巳剂希行У胤乐光欃Y源枯竭的威脅，及能燃耗在熱中子反應(yīng)堆中產(chǎn)生出來的長半衰期核廢料等的優(yōu)點，在核能工業(yè)的發(fā)展和保護(hù)環(huán)境方面占有重要的地位。是中期發(fā)展的主力堆型。第三十七頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日遠(yuǎn)期新型反應(yīng)堆（1）聚變反應(yīng)堆：是指主要靠輕原子（氘、氚、氦等）合成，釋放大量結(jié)合能并加以利用的反應(yīng)堆。目前，瞬時的、斷續(xù)的聚變反應(yīng)已經(jīng)實現(xiàn)。聚變－裂變堆：是聚變反應(yīng)堆和裂變反應(yīng)堆組合的裝置，在聚變反應(yīng)堆達(dá)不到能量自給時，這種裝置具有重要的實用價值。其結(jié)構(gòu)原理為，在裝置中心設(shè)置聚變堆，外圍是裂變堆，聚變產(chǎn)生的中子逸出到裂變堆即可參與裂變反應(yīng)、釋放裂變能量，作為聚變能的補充。第三十八頁，共四十頁，編輯于2023年，星期日遠(yuǎn)期新型反應(yīng)堆（2）能量放大器：這是一種在20世紀(jì)末才提出來的一種新型能源裝置，它是