核电技术及其发展课件

,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,2019年11月13日7时6分,核动力仿真研究中心,Nuclear Power Simulation Research Center,哈尔滨工程大学,Harbin Engineering University,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,2019年11月13日7时6分,#,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,2019年11月13日7时6分,No.,#,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,2019年11月13日7时6分,#,核电技术及其发展（三）,哈尔滨工程大学,核科学与技术学院 彭敏俊,200,8,年,8,月,核电技术及其发展（三）哈尔滨工程大学2008年8月,1,2024/11/15 18:50,2,2023/10/10 18:372,2024/11/15 18:50,No.,3,3,.,1,核能发电的发展,1951,年,12,月，爱达荷的,ARCO,建,成,一个快堆发电,装置,1954,年美国开始,5,个工业原型堆的计划,1951,年的,ARCO,快堆发电装置,No.33.1 核能发电的发展1951年12月，爱达荷的A,2024/11/15 18:50,No.,4,世界第一座核电站,1954,年,6,月，前苏联建成世界上第一个试验核电站,反应堆采用石墨慢化，轻水冷却，电功率为,5,M,W,前苏联的奥勃宁斯克核电站,No.4世界第一座核电站1954年6月，前苏联建成世界上第一,2024/11/15 18:50,No.,5,美国早期的核电站,沸水堆核电站，,20,0M,W,1960,年,7,月投入商业运行,希平港核电站,，,6,0M,W,19,57,年,12,月发电,No.5美国早期的核电站沸水堆核电站，200MW希平港核电站,2024/11/15 18:50,No.,6,英、法早期的核电站,英国建世界第一个气冷堆核电站,法国建的原型堆核电站,No.6英、法早期的核电站英国建世界第一个气冷堆核电站法国建,2024/11/15 18:50,No.,7,核电发展的目标,核电厂追求的目标,1.,辐射防护目标,2.,技术安全目标,1.,发电的经济性,2.,燃料的利用率,No.7核电发展的目标核电厂追求的目标1.辐射防护目标1.发,2024/11/15 18:50,No.,8,核电发展的挫折与教训,1979,年,，,三哩岛核电事故,1986,年,4,月,26,，,Chernobyl Accident,开始提出并研发更为安全可信、经济的核电站或核能利用技术,又一重要启示：安全第一、质量第一,URD,的新目标要求 提出,1999,年开始四代技术的研发，成立,GIF,论坛,No.8核电发展的挫折与教训1979年，三哩岛核电事故,2024/11/15 18:50,No.,9,核电站分为四代,No.9核电站分为四代,2024/11/15 18:50,No.,10,第二代核电站,1970,年,1986,年,，,第二次石油危机促进了核电的大规模发展，形成了第二代核电技术,技术标志,1,.,标准化,2,.,大容量,3,.,安全性,4,.,批量化,No.10第二代核电站1970年1986年，第二次石油危机,2024/11/15 18:50,No.,11,典型的第二代核电站,岭澳核电站,压水堆为主：法国的,M310,石墨水冷堆：,13001500MWe,重水堆：,600700MWe,石墨气冷堆仅限于英国,沸水堆减少,No.11典型的第二代核电站岭澳核电站压水堆为主：法国的M3,2024/11/15 18:50,No.,12,第三代核电站AP1000,设计是依靠,自然能力,设计核电站以提高安全性的技术,改进的,自动安全特征,非能动设计充分得以减少尺寸，设备和组件简单和小尺寸极大地减少了建设工期，比目前的美国核电站建设得更快（,标准化,、,模块化,）,，,由于很多系统和子系统在工厂而不用到电站装配，它的建设时间只需要3-4年,是一种,简单、安全、经济,的,100,0MWe压水堆，它具有更先进的安全功能和更简化的电厂结构，这有利于电厂的建造、运行和维修。,No.12第三代核电站AP1000设计是依靠自然能力设计,2024/11/15 18:50,No.,13,AP1000核电站,No.13AP1000核电站,2024/11/15 18:50,No.,14,第四代反应堆概念,2002,年,9,月,20,日,，,在日本东京召开的第四代反应堆国际研讨会上,，,公布了,6,种第四代反应堆设计概念,。,这,6,种设计概念将成为美国和其他九个国家共同开发第四代反应堆的发展方向,。,气冷快堆系统（GFR）,铅合金液态金属冷却快堆系统（LFR）,熔盐反应堆系统（MSR）,液态金属钠冷却快堆系统（SFR）,超临界水冷反应堆系统（SCWR）,超高温气冷反应堆系统（VHTR）,No.14第四代反应堆概念2002 年9 月20 日，在日本,2024/11/15 18:50,No.,15,快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。,采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。,通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，,GFR,能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。,其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。,参考反应堆是,288,兆瓦的氦冷系统，出口温度为,850,。,1.,气冷快堆系统（,Gas-cooled Fast Reactor,，,GFR,）,No.15快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复,2024/11/15 18:50,No.,16,No.16,2024/11/15 18:50,No.,17,系统是快中子铅（铅,/,铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。,LFR,系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择，例如,LFR,系统可以是一个,1200,兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在,300400,兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（,1520,年）的,50100,兆瓦的电池组的组合。,LFR,电池组是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对小电网发电的需求。,2.,铅合金液态金属冷却快堆（,Lead-cooled Fast Reactor,，,LFR,）,No.17系统是快中子铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭,2024/11/15 18:50,No.,18,No.18,2024/11/15 18:50,No.,19,3.,熔盐反应堆（,Molten Salt Reactor,，,MSR,）,是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。,MSR,系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。,熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。,参考电站的功率水平为,1000,兆瓦，冷却剂出口温度,700800,，热效率高。,No.193.熔盐反应堆（Molten Salt Reac,2024/11/15 18:50,No.,20,No.20,2024/11/15 18:50,No.,21,是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。,SFR,系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案：中等规模核电站，功率为,150,500,兆瓦，燃料用铀,-,钚,-,次锕系元素,-,锆合金；中到大规模核电站，功率为,500,1 500,兆瓦，使用铀,-,钚氧化物燃料。,由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。,4.,液态钠冷却快堆（,Sodium-cooled Fast Reactor,，,SFR,）,No.21是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换,2024/11/15 18:50,No.,22,No.22,2024/11/15 18:50,No.,23,是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（,374,，,22.1,兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到目前轻水堆的约,1.3,倍。,冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。,堆芯设计有两个方案，即热中子谱和快中子谱。,参考系统功率为,1 700,兆瓦，运行压力是,25,兆帕，反应堆出口温度为,510,550,。,5.,超临界水冷堆（,Super-Critical Water-cooled Reactor,，,SCWR,）,No.23是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374，2,2024/11/15 18:50,No.,24,No.24,2024/11/15 18:50,No.,25,是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器,HTTR,），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆,HTR-10,）。,VHTR,系统提供热量，堆芯出口温度为,1 000,，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。,该系统在采用铀,/,钚燃料循环，使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用,600,兆瓦堆芯。,6.,超高温气冷堆（,Very High Temperature Reactor,，,VHTR,）,No.25是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆,2024/11/15 18:50,No.,26,No.26,2024/11/15 18:50,27,2023/10/10 18:3727,2024/11/15 18:50,No.,28,4.1,我国现有核电站概况,电厂名称,装机容量,MW,堆型,开工时间,发电时间,秦山一期,310,压水堆,1985.3,1991.12,大亚湾,2984,M310,压水堆,1987.8,1993.8,秦山二期,2650,压水堆,1996.6,2002.2,岭澳一期,2990,压水堆,1997.5,2002.2,秦山三期,2728,CANDU-6,重水堆,1998.6,2002.11,田湾一期,21060,VVER-1000,压水堆,1999.10,2006.5,No.284.1 我国现有核电站概况电厂名称装机容量MW堆,2024/11/15 18:50,No.,29,秦山第一核电站,位于杭州湾，是中国第一座自主设计、建造和运营管理的,300MW,压水堆核电站。,1985,年,3,月浇灌第一罐核岛底板混凝土，,1991,年,12,月首次并网发电，,1994,年,4,月投入商业运行。,No.29秦山第一核电站位于杭州湾，是中国第一座自主设计、建,2024/11/15 18:50,No.,30,秦山第二核电站,装备两台,600MW,压水堆机组,2002,年,4,月,15,日，,1,号机组投入商业运行,2004,年,5,月,3,日，,2,号机组正式投入商业运行,中国自主设计、自主建造、自主管理和自主运营的第一座大型商用核电站,No.30秦山第二核电站装备两台600MW压水堆机组中国自主,2024/11/15 18:50,No.,31,秦山第三核电站,是我国首座商用重水堆核电站，引进加拿大重水堆核电站技术,1998,年,6,月,8,日开工，,2002,年,12,月,31,日和,2003,年,7,月,24,日，,1,号和,2,号机组相继投入商业运行,创造了国际,33,座重水堆核电站建设周期最短的纪录。,No.31秦山第三核电站是我国首座商用重水堆核电站，引进加