核电站技术改进和发展

核电站技术改进和发展目录一、国外轻水堆核电技术发展和特点二、用户对新一代核电机组性能要求三、第三代压水堆核电站四、第四代核电站一、国外轻水堆核电技术发展和特点国外具有轻水堆核电技术研究和开发主要国家有美国西屋公司，日本三菱燃烧工程公司，美国通用电气、日本东芝、日立，法国法马通，德国西门子公司以及俄罗斯等几家，其开发过程如下：1.美国西屋公司西屋公司自1957年建成第一座PWR核电站至七十年代末先后发展了30万千瓦一条环路的标准化系列机组，主要有两环路、三环路的312型、314型和四环路的412型、414型等。据统计在美国运行的核电站中，西屋公司供货的共48台其中二环路3台，三环路312型为13台，四环路为32台，约占据美国核电市场一半。但自1976年后由于国内没有了核电订货，转向日本、德国和法国等核电国家出口核电站，转让核电技术。九十年代西屋公司根据URD文件要求，与日本三菱合作研究开发改进型压水堆核电站APWR－1500MWe，同时投入大量力量研究开发非能力的AP－600型机组，经过技术论证和设计，于1998年获得美国NRC的批准（FDA）。2001年西屋公司和CE公司联合后，利用AP－600非能动安全的设计概念；加上CE公司系统80＋双蒸汽发生器经验向电力公司推荐AP－1000机型，采用非能动技术和两条50万千瓦的环路经验，简化设计，改善核电的经济性。2.日本三菱公司六十、七十年代主要引进美国西屋公司的212、312和412三种PWR核电技术经消化吸收，逐步实现国产化，至今在日本已建造了212型和312型机组各8台，412型机组7台。九十年代与西屋公司共同开发APWR-1500改进型核电机组。原计划，21世纪第一个10年建造，现在日本5家PWR的电力公司与三菱合作，准备根据URD要求在APWR成熟技术基础增加少量必要的改进，准备在敦贺设计建造APWR＋核电机组。同时研究开发容量更大的能动和非能动相结合的混合型NP－21机组，（电功率为1500－1700MWe，四环路PWR）作为日本21世纪核电机组。国外压水堆核电技术发展过程年代国家6070809020201日本三菱（23）美国西屋(48)B&W(6)美国燃烧(14)韩国Kepco(12)美滨1#2#(MD121)敦贺1#(MD312)大阪1#2#(MD412)玄海1#2#(MD312)敦贺2#(MD412)玄海3#4#(MD412)大阪3#4#(MD412)敦贺3#4#(APWR+1530)NP-21MD212MD312MD312MD412型(B-B)MD312MD412型(SMP)MD412(Texes)AP-600设计APWR-1500设计AP-1000设计APWR+PaloVerde系统80系统80标准系统80+TM设计系统80灵光3#4#(系统80)蔚珍3#4#(系统80)系统80+TM设计3.法国法玛通公司法国在七十年代从美国西屋公司引进后，先后建造了一批312型机组（CPY型，M310型）。从1977年起采用西屋公司414型核电技术，建造了20台四环路的P4/P’4机组，接着从1984年起开发建造了N4型四环路150万千瓦级核电机组。目前法玛通和德国西门子公司正在联合开发改进型PWR机组EPR－1500，作为欧洲下一代的核电机组。4.美国燃烧工程（CE）公司C－E公司从七十年代研究开发了系统80型PWR核电技术，先后建造14台系统80型核电机组。八十年代CE公司向韩国电力公司转让系统80型PWR核电技术，通过灵光3＃1、4＃两台机组，形成韩国标准核电站（KSNP）。目前CE公司与韩国电力公司进一步合作开发系统80＋型电功率为135万千瓦CP－1350型的双蒸汽发生器核电站。5.德国西门子公司德国西门子公司（原KWU）自六十年代末引进西屋公司212和312型PWR核电技术后，经过自己研究开发建造了一批四环路电功率为1300MWePWR核电机组。九十年代以来国内无订货，目前与法玛通公司联合开发，EPR型核电机组。国外压水堆核电技术发展过程年代国家6070809020201法国(FAM)(58)德国西门子(13)俄罗斯(13)CPY(引进MD312)CPY标准型P4(引进MD412)P4’(引进MD414)N4EPR-1500设计Starde(引进MD212)GKN1#(MD312)KWB(1300)BiBalisA#,B#KonV1300(标准化)GKN2#EPR-1500设计VVER440/230,213VVER1000/187,302VVER1000/338,3206.俄罗斯的压水堆核电技术是在原苏联核潜艇技术基础上开发的，其发展经历了三代：VVER440/230，VVER440/213与VVER1000（包括/187、/302、/338、/320四种型号）。以后又以VVER1000/320为基础，开发了改进的ASE－91和ASE－92两种设计。其中ASE－92采用了较多非能动安全系统和设施，特别是采用以大气作最终热阱的非能动余热排出系统，是俄罗斯下一步发展能动与非能动混合式的先进压水堆核电机型。7.沸水堆核电站：沸水堆在上世纪五十年代中由美国通用电气公司（GE）开发研制，六十年代到八十年代先后建造BWR2、BWR3、BWR4、BWR5到BWR6不同阶段的堆型，其建35台机组，从BWR4开始电站容量达100万千瓦，从BWR5开始采用高压堆芯喷淋系统，BWR－6开始燃料组件采用8×8排列，安全壳采用mark-III型。国外压水堆核电技术发展过程年代国家6070809020201日本东芝、日立（28）美国(G-E)(35)德国(6)瑞典(8)BWR2敦贺1#36BWR3（4）福岛1#46福岛2#78BWR4（6）福岛3#-－578福岛6#110BWR5（14）福岛2期1-4#柏崎K1-5#ABWR柏崎6-7#BWR2（1）BWR3（5）BWR4（15）BWR5（4）BWR6（4）BWR－5（3）90万BWR－6（3）130万BWR－3（1）50万BWR4（2）60万BWR－6（5）100万八十年代开始，GE公司与日本东芝、日立公司合作开发了先进沸水堆（ABWR），首座ABWR－1356MW机组K－6、K－7已于1997年在日本柏崎·刈羽核电厂正式投入运行。至今运行一直良好，平均利用因子大于85%。2000年开工的我国台湾核电龙门电站也采用ABWR机组。日本电力公司计划在2010年底前新增13台核电机组，其中8台是采用ABWR。改进特点：(1)提高反应堆的单堆功率为了节省核电可选择厂址，降低此投资。对于电网容量超过2000万千瓦的国家和地区大多数选择单堆功率大于百万千瓦的大型核电机组，降低比投资。目前轻水堆核电机组工业能力已达到150万千瓦级。(2)改进堆芯设计，提高燃耗深度改进堆芯燃料管理设计，延长换料周期。电站换料周期延长18－24个月。降低堆芯功率密度和燃料棒线功率密度，增加事故工况下堆芯热工安全裕度15%。采用高性能燃料组件为了达到高燃耗，良好热工安全性要求，堆芯中采用细棒径，良好水力特性，全锆型高性能燃料组件。(3)改进核岛主设备设计提高设备可靠性和利用率反应堆结构改进驱动机构采用350℃的耐高温线图，取消堆顶通风系统，提高控制定位准确性和可靠性。中子测量系统改为从上部插入堆芯的ICIS，压力容器下封头无贯穿件，降低堆的下腔室。调整堆内中子径向反射层结构减少压力容器辐照损伤，延长压力容器使用寿命。采用一体化堆顶设计，驱动机构耐压壳与顶盖的管座一体化取消焊接头，提高反应堆安全性。蒸汽发生器改进对60F－1改进，优化传热管束排列，增大蒸汽发生器传热面积达19%，拟采用国际先进成熟75或125二环路蒸发器型号反应堆冷却剂泵改进100D型的主泵，使泵的连续工作时间大于最长换料周期，以便与换料周期相适应，并在事故工况下，设置轴封水的应急电源。(4)专设安全系统的改进新一代压水堆核电厂采用非能动型或能动和非能动混合型的专设安全设施。全能动型或混合型应急堆芯冷却系统安全壳喷淋系统由两个冗余子系列组成，两个系列实体隔离，每个系列具有100%喷淋能力。辅助给水系统也包括两个子系统，每个系列包括一台电动、一台汽动，由两个辅助水箱向两系列供水，电动泵密量2×100%，汽动（或柴油机）泵容量2×100%。安全壳隔离系统凡贯穿安全壳厂房的管线均设置两个隔离阀，一个在安全壳内，另一个在安全壳外。(5)安全壳系统改进非能动型的安全壳冷却安全壳采用半球顶双层结构，内壳钢壳，外壳为混凝土壳。失水事故初期利用安全壳顶部贮水箱内水自流喷淋。安全壳长期冷却是利用钢壳壁将安全壳内系统的热量传给钢壳外自然对流的空气，安全壳内的蒸汽冷凝后由成水返回安全壳底部。非能动型的反应堆衰变热导出安全壳混凝土外壳附加一个高位水箱（或水池），反应堆的衰变热由反应堆冷却剂系统自然循环带出，蒸汽发生器的蒸汽引向该水池内浸式热交换器的管侧，冷凝水然后靠重力返回蒸汽发生器。(6)土建与厂房布置的改进核电机组厂房布置采用单堆敲图章方式，更好地体现与满足URD的要求，特别是能更好地满足人因工程与简单地要求。厂房与系统布置上，不同安全序列做到完全的实体分离。满足防火，放射性分区，防水淹，生命通道等准则。采用模块化工程设计，提高工程的质量，缩短建造周期。(7)仪表与控制系统改进新一代核电厂将实现数字化，智能化仪表与控制系统：仪表控制，满足URD要求：—全数字一体化控制系统—全数字一体化的保护系统—在线故障诊断与定位技术—光纤通信，提高抗干扰能力，使整个系统结构灵活，就地扩充方便，减少电缆数设置先进主控室：—符合人因工程的人机界面，友好的主控室，对系统进行功能分析和分配及智能化操作，减少人为误操作。—智能报警与面向状态的事故诊断系统—大屏幕显示，通过计算机工程分析，提供实时数据。(8)采用严重事故设计分析和PSA先进技术为了达到比现有核电站更高的安全目标，符合国家核安全局当局发布的“核安全政策声明”，严重事故管理已作为新建核电厂设计中应该考虑的重要安全问题。二、用户对新一代核电机组性能要求安全可靠性要求：•严重事故概率，10-6－10-7/堆年•堆芯失效概率：10-5－10-6/堆年•堆芯热工安全裕量15%•良好人机界面主控室，提高控制能力•职业人员辐照剂量1人·SV/堆年•放射性废物处理量＜250m3/年（100桶）可用率有效性要求•电站可用率＞87%•电站设计寿命60年•换料周期18－24个月•堆芯平均卸料燃耗＞45000Mwd/tU•提高电站负荷跟踪能力经济性：•建造工期（1300MWe电站）54个月•降低比投资单位造价＜1300美元/KW•控制上网电价＜4美分/KWh新一代核电技术性能要求世界核电发展和公众对核电要求，新一代核电技术性能要求。（1）追求更好的安全性对核电站发生堆芯熔化事故和大量放射性释放的概率分别由10-4和10-5降低为10-5和10-6（10万－100万分之一），从核电机组的固有安全概念扩展为包括整个核燃料循环体系的自然安全概念。（2）不断改善核电的经济性核能要大规模发展，必须提高经济竞争能力，也就是要求更加经济的核能技术，更低造价，更低的发电成本。（3）要满足环境生态可持续发展核能的固有优点不排放污染环境的二氧化硫等废物和温室气体二氧化碳，具有常规能源所没有的优势。但是产生长寿命的放射性核素并将不断地积累。如何处理，将它烧掉，以满足环境生态可持续发展要求。（4）要满足资源利用可持续发展的要求目前核反应堆发电技术，只能利用天然铀资源蕴藏能量的1%左右。发展新的核电技术采用闭合燃料循环是，实现裂变物质增殖，使有限的核能发展为大规模的核能。（5）满足防核扩散的要求最重要是严格控制分离钚的生产，研究新的燃料循环工艺，对快中子增殖堆的燃烧燃料不作铀和钚分离，制造成可放到堆中复用核燃料。实行核电站与后处理一体化，采用高温冶金法后处理工艺。第二代压水堆核电站指七十年代至今在运行的大部分商业核电站基本堆型，大部分已实现标准化，系列化和批量建设：主要型号有6