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2008-5-21CPR1000核电站运作原理介绍2008-5-21核电特点核电约占16％。铀和钍是可以通过裂变释放核能的天然物质，广泛分布在地球上，是可以通过聚变释放核能的天然物质，如按1Kg铀-235完全燃烧相当于2700吨标准煤计算。自20世纪50年代中期第一座商业核电站投产以来，核电发展已历经50年。到2010年，中国核电装机容量的目标为二千万千瓦；到2020年，核电在中国电力结构中的比重将由目前的百分之一提高到百分之五，达到四千万千瓦的装机总容量。第一章概况2008-5-21世界核电发展概况1962年，加拿大建造了第一座实验性重水堆核电站，后来又建造了电功率为540MW和750MW级的重水堆核电机组。1979年美国发生了三哩岛核电厂事故，1986年前苏联的乌克兰发生了切尔诺贝利核电厂事故。第一章概况2008-5-21世界核电发展历程从技术角度，美国能源部把核电的发展历程划分为三个代。第一代核电厂是指20世纪50年代建造的原理型机组，功率都比较小，结构简单，安全设施薄弱。第二代核电厂是指20世纪60年代和70年代建造的商业运行机组，功率大，安全设施完备，目前世界上正在运行的核电厂基本属于第二代。第三代核电厂的概念始于20世纪90年代，它在第二代基础上，增加了先进的设计理念和安全设施，因此又称为先进型核电厂。第三代核电厂的代表性技术：(1)美国通用电气公司的先进型压水堆ABWR，该机组于20世纪末在日本建成；(2)美国西屋公司的先进型压水堆AP1000，该机组取得了美国核管会的建造许可，但目前尚未有运行或在建电站；(3)法国法玛通公司的先进压水堆EPR，该机组正在芬兰、法国建造中。第一章概况2008-5-21核电的主要特点及竞争力核电的主要特点核燃料：能量巨大：1kgU235裂变能有5.2E26MeV，相当于2700T煤，并且U235能量释放快，但具有强放射性。设计特殊：需要有反应性控制、辐射防护，具有四道安全屏障：燃料元件、燃料包壳、一回路边界、安全壳，其衰变余热大约是满功率时的1%，需要对核反应后的废料做放射性废物处置。工程特点：造价高，大容量，标准化，建造期长，安全特殊要求，管理规范。核电的竞争力：经济性：核电的单位功率造价高，大约是火电的1.3—1.5倍，而核电的运行成本(包括燃料费和维护费)低，大约是火电的1/3—2/3。缓解运输压力：对于百万千瓦的燃煤电厂每年需要300万吨煤，而对于百万千瓦的核电厂每年仅需要30吨(UO2)燃料。拓宽能源利用：根据全世界各种资源现探明储量及各种发电机组现装机容量，专家预测油／气只能使用50年，煤能使用300年。而U资源如果采用U循环也只能维持50年；如果采用U—Pu循环，则能延续3000年。作为可控核聚变发电燃料的氘和氚则是取之不尽、用之不竭的资源。环境保护：核电对环境污染物的排放量远低于煤电，甚至在放射性物质的排放上也低于煤电，尤其是核电在减少二氧化碳排放，防止温室效应导致全球变暖具有举足轻重的作用。第一章概况2008-5-21大亚湾、岭澳一期核电站大亚湾核电站为压水堆核电站，共装有二台名义电功率各为900MW的机组。它用的核燃料为UO2，在12个月换料循环中其浓缩度为3％左右。反应堆的慢化剂和载热剂均为轻水(普通水)，二回路工质也是普通水。压水堆核电站将核能转交为电能是分四步，在四个主要设备中实现的：1．反应堆：将核能转变为热能(高温高压水)；2．蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的水，使其变为饱和蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量的转变；3．汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能；4．发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。第一章概况2008-5-21CPR1000核电站岭澳二期作为岭澳一期翻版加改进的首个CPR1000项目，在借助岭澳一期核其它核电站经验反馈的基础上，实施了大量的技术改进（包括设备换型）。主要改进项目有：APA电动泵代替汽动泵、汽机厂房改进、汽轮发电机组总体改进、仪表控制系统（DCS）改进、消防系统总体改进。第一章概况2008-5-21核电新能源2008-5-21切尔诺贝利事故切尔诺贝利事故影响核电站安全2008-5-21核电站对周围环境的影响？2008-5-21第二章核物理与反应堆物理基础原子的内部特性原子究竟小到什么程度?举例可以说明：一张纸的厚度相当于10000个原子的厚度。原子核内含有更小的粒子——质子和中子，统称为核子。原子核外部是围绕原子核不断旋转的一些粒子——电子(用e表示)。原子核是由核子组成的紧密的整体。核子分两类：一类呈电中性的称为中子(用n表示)，另一类带一个单位正电荷(与一个电子带的电荷绝对值相等)称为质子(用P表示)。电子的数量同质子一样多，且围绕原子核旋转。除了昀简单的氢原子只有一个质子以外，所有物质的原子核既包含质子又包含中子。2008-5-21第二章核物理与反应堆物理基础元素的同位素任何元素的原子，原子核里的质子数是一定的，但可能含有不同的中子数。具有相同的质子数和不同的中子数的同一种元素的几种原子称为同位素。铀是应用于核反应堆昀重要的元素，它在自然界中至少存在三种同位素，质量数相对分别为234、235和238。物质的放射特性核能利用被公众所担心害怕的根本原因是因为核反应中会产生各种放射性物质，放出各种射线。2008-5-21第二章核物理与反应堆物理基础原子核反应两个原子核或一个原子核和一个粒子(如中子、γ光子等)接近到l0-15米量级时，两者之间的相互作用所引起的各种变化过程称为核反应。核反应是外来粒子引起某原子核性状发生各种变化的反应。化学反应是两种(或多种)原子的电子相互作用的结果。核反应吸收或释放出来的能量要比化学反应吸收或释放出来的能量大得多。2008-5-21第二章核物理与反应堆物理基础裂变过程把一个重核分裂成两个质量约等于初始核一半的裂变碎片的核反应称为裂变反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核，复合核经过很短时间(约10-14秒)的极不稳定激发核阶段，然后裂开成两个碎片，同时放出2至3个中子和能量。我们把这个过程称为裂变俘获。裂变产生的碎片称为裂变产物(又称为裂变碎片)。2008-5-21第三章电站运作原理核能发电原理目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的昀广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的昀成熟、昀成功的动力堆堆型。以压水堆为热源的核电站为例，如图简单原理图。2008-5-21第三章电站运作原理反应堆基本结构2008-5-21第三章电站运作原理核反应的控制中子增殖系数定义如下：作为外在因素，在堆芯投入或取出强烈吸收中子物质(如硼、银一铟一镉合金、铪等)称为从外部引入堆芯一个负的或正的反应性。利用这些物质做成的控制棒可以实现对核反应堆的启动、功率调节、停闭等各种控制。液体方面主要是在冷却剂中加入硼酸，通过调节硼酸的浓度调节反应性。⎪⎪⎩⎪⎪⎨⎧==下降次临界，不变临界，上升超临界，上一代中子消亡数新一代中子产生数φφφ111k2008-5-21第四章核电站的分类轻水堆核电站轻水反应堆是因为用轻水(除盐除氧水)作冷却剂和慢化剂而得名的。根据反应堆运行时冷却剂所处的状态，轻水堆又可分为压水堆和沸水堆。压水堆因一回路处于高压下，在堆内不产生沸腾而得名。沸水堆则允许一回路水在堆芯内发生沸腾。这两种堆结构上有一定的差别。轻水堆从50年代开始研究，已有40年的研究、建造和运行的经验，技术上已经成熟，目前已实现大型化、标准化和系列化。而且轻水堆的经济性比其他堆型都更为优越，它的造价和发电成本是所有堆型中昀低的。所以轻水堆型在现役的核电厂中占绝对多数，约占核电厂总装机容量的86％(其中压水堆占63％)。2008-5-21第四章核电站的分类沸水堆沸水堆也是一种轻水堆，它在动力堆中所占的比例仅次于压水堆而居第二，同压水堆一样，它也采用加压轻水作为冷却剂和慢化剂，所不同的是它容许堆芯有净蒸汽输出。其压力容器本体结构示意图。2008-5-21第四章核电站的分类重水堆核电站我国将建造的秦山三期核电厂就是采用这种类型的反应堆。2008-5-21第四章核电站的分类重水堆核电站CANDU堆和其他堆型相比，主要有以下三方面的区别：①它采用天然铀作燃料，而压水堆采用的是低富集度铀②它采用重水作冷却剂和慢化剂③它是压力管式反应堆。石墨气冷反应堆天然铀石墨气冷堆是英、法两国早期生产堆的主体，对两国早期生产军用钚做出过很大的贡献。目前已基本不用了。石墨水冷反应堆前苏联大量采用石墨水冷堆作为核电站的主要堆型，简称为RBMK。。世界上第一个核电站(Obninsk，1954)就是RBMK类型的。而1986年发生了世界上昀大核电站事故的前苏联切尔诺贝利核电站就是石墨水冷堆2008-5-21第四章核电站的分类快中子增殖堆快中子反应堆(简称快堆)是利用快中子来实现可控链式裂变反应的一种装置。高温气冷堆高温气冷堆是采用涂敷颗粒燃料，采用石墨作慢化剂和堆芯结构材料，以氦气作冷却剂的先进热中子反应堆。冷却剂的出口温度可高达700—950oC，除发电外，并可作为高温工艺的核热源。研究堆•研究堆，是指用作实验研究工具的反应堆，它不包括为研究发展特定堆型而建造的，本身就是研究对象的反应堆，如原型堆，各种模式堆等。它可以提供：–医学和核方面的研究，包括同位素的生产；–物理、化学和生物领域内的教学研究和实验；–材料检验；–人员培训；–原型反应堆设计研究。2008-5-21第四章核电站的分类2008-5-21反应堆堆芯堆内构件反应堆压力容器和顶盖控制棒驱动机构第五章压水堆核电站系统2008-5-21燃料组件布置图第五章压水堆核电站系统2008-5-21燃料组件•控制棒导向管、中子注量率测量管与定位格架焊在一起，上下管座与控制棒导向管连接在一起，构成可拆式骨架–264：燃料元件棒–24：控制棒导向管–1：中子注量率测量管核燃料第五章压水堆核电站系统2008-5-21上部堆内构件第五章压水堆核电站系统2008-5-21制造中的压力容器第五章压水堆核电站系统2008-5-21压力容器上部构件俯视图压力容器有进出口的直环段第五章压水堆核电站系统2008-5-21用机械上紧压力容器的58个螺栓螺栓张紧机第五章压水堆核电站系统2008-5-21第五章压水堆核电站系统主冷却剂系统2008-5-21蒸汽发生器第五章压水堆核电站系统2008-5-21反应堆冷却剂泵第五章压水堆核电站系统2008-5-21稳压器工作原理¾在额定功率下，稳压器内下部是饱和水，上部为饱和蒸汽，稳压器底部（液体区）通过波动管与RCP系统一条环路的热管段相连。因为除稳压器外，RCP系统是一个充满水的系统，所以稳压器中的压力将传至整个系统。¾在稳定运行中的稳压器内，液相与汽相是处于平衡状态的，分别为饱和水及饱和蒸汽，因而稳压器内蒸汽和水的温度等于该压力下水的饱和温度（对应15.5MPa.a为344.8℃）。稳压器的压力等于一回路的压力，而一回路的水温低于饱和温度，因而低于稳压器内的温度。¾在RCP运行压力下（15.5MPa.a），水的密度大约是蒸汽密度的6倍，因此，当稳压器电加热器加热水产生蒸汽时，将发生6倍的体积变化，所以蒸汽压力必然增加，使稳压器的压力升高。反之，如果蒸汽被来自冷管段的喷淋水凝结，其蒸汽的密度就要减小，从而使压力降低。¾总之，如果用电加热器加热稳压器中的水，水将汽化而使压力增加；如果用来自一回路的温度较低的冷却剂从稳压器上部喷淋，蒸汽将出现部分冷凝，从而压力下降。这就是用电加热器和喷淋器调节稳压器压力的原理。第五章压水堆核电站系统2008-5-21化学和容积控制系统RCV主要功能¾容积控制：补偿由于一回路温度的变化引起的一回路水的体积改变；补偿一回路向外的泄漏；补偿由于上充（包括主泵轴封水）和下泄流量不平衡而引起一回路水装量的改变。¾化学控制：通过过滤、除盐、向一回路添加联氨和氢氧化锂（与RE