《先進(jìn)型反應(yīng)堆》ppt課件

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1、先進(jìn)沸水堆利用先進(jìn)技術(shù)和成熟的經(jīng)驗(yàn)，代表當(dāng)今核電站發(fā)展水平。它與GE研制的前六代沸水堆(BWR1-BWR6)及歐洲沸水堆相比，就單相系統(tǒng)或設(shè)備的設(shè)計(jì)而言，在技術(shù)上沒(méi)有明顯的突破，但它集以往沸水堆技術(shù)及經(jīng)驗(yàn)之大成,更符合先進(jìn)輕水堆URD設(shè)計(jì)規(guī)范，在整體上體現(xiàn)出了它綜合的優(yōu)勢(shì)。精密控制棒驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)維修率低，高性能的防輻射材料，長(zhǎng)壽命的中子監(jiān)視器，改進(jìn)的水化學(xué)系統(tǒng)等等。先進(jìn)沸水堆通過(guò)改進(jìn)堆芯及燃料的設(shè)計(jì)使功率振蕩衰減比非常小，堆的穩(wěn)定性大大提高。先進(jìn)堆堆內(nèi)設(shè)置自動(dòng)運(yùn)行，保護(hù)器禁止堆運(yùn)行在高功率密度/低流量區(qū)，來(lái)防止兩相流不穩(wěn)定性的發(fā)生。BWR追求簡(jiǎn)易化的歷史帶蒸氣包

2、／汽水分離器雙重循環(huán)式（1950年代～60年代）內(nèi)置汽水分離器直接循環(huán)式（1960年代）內(nèi)置射流泵減少周圍管道式（1970年代～至今）內(nèi)置循環(huán)泵取消堆芯周圍管道（1990年代～至今）初期的BWR傳統(tǒng)式BWRABWR刻意追求簡(jiǎn)易-直接循環(huán)采用驗(yàn)證技術(shù)沸水堆的發(fā)展歷程四個(gè)發(fā)展階段50—60年代采用帶蒸氣汽包和蒸氣分離器的雙重式循環(huán)；70年代取消蒸汽發(fā)生器采用直接循環(huán)；80年代采用堆內(nèi)型噴射泵；90年代采用堆內(nèi)型再循環(huán)泵。三次標(biāo)準(zhǔn)改進(jìn)第一次在76—77年，第二次在78—80年，第三次在81—85年。三次改進(jìn)后沸水堆的設(shè)計(jì)，安全性發(fā)生了較大的變化，成為了我們目前所研

3、究的先進(jìn)沸水堆。ABWR的技術(shù)特征因?yàn)槎研就鈬鷽](méi)有再循環(huán)管道，所以其他管道破損，堆水不喪失/保證堆芯不裸露（安全性提高）減少了職業(yè)性輻照劑量a)內(nèi)置循環(huán)泵(RIP:ReactorInternalPump)安全性提高(有液壓式應(yīng)急驅(qū)動(dòng)、電驅(qū)動(dòng)后援雙重驅(qū)動(dòng)源)可同時(shí)操作復(fù)數(shù)控制棒，縮短了起動(dòng)時(shí)間具有微調(diào)功能，增大了可運(yùn)行性b)先進(jìn)型控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)(FMCRD:FineMotionControlRodDrive)電動(dòng)機(jī)(日?？刂?液壓管道(應(yīng)急停堆動(dòng)力)c)鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)安全殼：　RCCVMARK-I(1100MWeBWR)MARK-II(1100MWeBWR

4、)與核島房融為一體輸出功率單位的建筑體積減少降低造價(jià)縮短建設(shè)工期RPV重心位置降低比MARK-II降低10m提高抗震性能RCCV(1350MWeABWR)小型主控臺(tái)大型顯示盤提高了可靠性信息集中化的人機(jī)接口增大自動(dòng)化程度，運(yùn)行易于掌握提高了檢修性d)新型測(cè)控設(shè)備（主控室）采用了最新技術(shù)－包括安全系統(tǒng)在內(nèi)，全部使用數(shù)碼技術(shù)和多重傳送技術(shù)BWR與ABWR主要差別效率：BWR33，ABWR35％工期：BWR58月，ABWR48月劑量水平：BWR1人.Sv/年，ABWR0.36人.Sv/年啟動(dòng)時(shí)間：ABWR縮短1/3放射性廢物量：ABWR每堆年減少一半世界首臺(tái)AB

5、WR機(jī)組:東京電力公司柏崎刈羽核電廠6/7號(hào)機(jī)三、第三代先進(jìn)PWR1、EPR2、AP600/10001、EPR－歐洲壓水堆（1）EPR簡(jiǎn)介（2）技術(shù)特點(diǎn)（3）安全特性(1)EPR簡(jiǎn)介法德雙方協(xié)作共同開(kāi)發(fā)核電廠供應(yīng)商的合作：法馬通和西門子KWU（現(xiàn)為AREVA公司）；兩國(guó)電力公司的合作：（現(xiàn)已合并為E.ON、EnBW、RWEPower）兩國(guó)核安全當(dāng)局合作：以求制定出共同的核安全法規(guī)。在世界上現(xiàn)役輕水堆幾千個(gè)堆年運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋的基礎(chǔ)上并吸收包括法國(guó)N4機(jī)組和德國(guó)KONVOI機(jī)組在內(nèi)的最新反應(yīng)堆技術(shù)而開(kāi)發(fā)出來(lái)的。綜合了幾十年研發(fā)（R&D）計(jì)劃取得的成果，特別是由法國(guó)

6、原子能委員會(huì)和Karlsruhe研究中心所獲得的研究成果。(1)EPR簡(jiǎn)介160萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆，其單機(jī)容量為世界之最機(jī)組熱效率為當(dāng)今輕水堆之最：36/37%；從第一罐混凝土計(jì)建造周期不超過(guò)48個(gè)月；設(shè)計(jì)壽命增加到60年；燃料U235富集度5％；燃料組件卸料燃耗深70000MWd/t燃料利用率提高；每兆瓦時(shí)鈾消耗量節(jié)約17%機(jī)組整個(gè)壽期的平均可用因子達(dá)92%，這樣換料周期延長(zhǎng)，停堆換料和在役檢查時(shí)間縮短。(1)EPR簡(jiǎn)介換料停堆時(shí)間縮短到接近10天。由于設(shè)備標(biāo)準(zhǔn)化和部分維修任務(wù)可在機(jī)組運(yùn)行狀態(tài)下進(jìn)行（歸功于安全系統(tǒng)4重冗余）使維修簡(jiǎn)化。廢物和流出物減少。對(duì)運(yùn)行

7、和維修人員的輻射防護(hù)加強(qiáng)：集體劑量的目標(biāo)小于0.4人希弗/堆年，而目前OECD國(guó)家的平均水平為1人希弗/堆年。對(duì)操縱員友好的人機(jī)接口使可靠性大大提高并使人員干預(yù)減少。(1)EPR簡(jiǎn)介每兆瓦時(shí)長(zhǎng)壽錒系元素產(chǎn)生量減少15%相對(duì)于釋熱比，發(fā)電量增加14%EPR堆芯設(shè)計(jì)運(yùn)行裕量大，靈活性好適應(yīng)用戶的各種需要，如采用不同類型的燃料（UO2，UO2-Gd2O3，MOX）、不同的燃料管理戰(zhàn)略和燃料循環(huán)長(zhǎng)度（到24個(gè)月），降功率運(yùn)行和延壽運(yùn)行。(1)EPR簡(jiǎn)介經(jīng)濟(jì)性好：發(fā)電成本比在役最先進(jìn)的核電機(jī)組低10%，比聯(lián)合循環(huán)的大型燃?xì)鈾C(jī)電站低20%。(2)EPR技術(shù)特點(diǎn)現(xiàn)有的設(shè)計(jì)

8、、設(shè)備制造以及核電廠建造等方面的工業(yè)能力可很容易得到