AP1000核电站基本原理.ppt

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,*,AP1000,核电站基本原理,生产准备处 白玉,1,目的,本材料旨在帮助大家了解核能发电和压水堆核电站的基本原理。,2,目 录,第一部分 核电发展现状,第二部分 核能发电基本原理,第三部分 核能发电的安全性,3,第一部分,核电发展现状,4,我国的电力发展现状,能源是人类生存和发展的重要物质基础。随着我国经济、社会的快速发展，对电能的需求日趋增大。我国目前的发电形式是以火力发电为主，一次能源日趋紧张。在这种形势下，谋求新的发电方式就成为社会可持续发展的迫切要求。,5,主要发电形式,火力发电,水利发电,核能发电,新能源发电,6,各种发电方式比较,发电形式,优点,缺点,火力发电,技术成熟，初期投资小,燃料消耗量大，不能再生，污染严重,水利发电,功率大，发电成本低，易于操控,建设周期长，初投资高，受河流条件限制,核能发电,功率大，发电成本低，对环境无污染,建设成本高，存在核风险,7,风能发电,不污染环境，运行成本低,电厂容量小，受地理环境限制比较大,潮汐能发电,不污染环境，发电成本低，稳定可靠,成本高，出力间歇性大，建设难度大,太阳能发电,不污染环境，用之不竭,效率低，成本高，受自然条件限制,8,相比较而言，核电机组容量大，对环境无污染，发电成本低，一座百万千瓦级火电厂每年消耗,300,万吨原煤，同功率的核电厂每年只需,25,吨核燃料组件，加之随着核能发电技术的日趋完善，安全性能不断提高，使其拥有了非常广阔的发展前景。,9,世界核电发展现状,截止,2009,年,1,月底，世界上的,30,多个国家共有,438,座核电机组在运行，装机容量达到,3.7,亿千瓦，占总装机容量的,18,，另有,44,座建设中的核电机组。,美国有运行核电机组,104,座，总装机容量,1,亿千瓦；法国有运行核电机组,59,座，总装机容量,6236,万千瓦；日本有核电机组,55,座，总装机容量,4759,万千瓦。,10,世界主要国家核电概况,11,中国核电发展方针,2005,年,10,月，,中共中央关于制定国民经济和社会发展第十一个五年计划的建议,中明确提出要,“,积极发展核电,”,。,2007,年,10,月，国家正式颁布,核电中长期发展规划（,2005,2020,）,提出：到,2020,年，核电运行装机容量争取达到,4000,万千瓦，在建核电容量应保持,1800,万千瓦左右。,12,中国核电发展概况,自从我国首座自主设计和建造的秦山核电站于,1991,年,12,月,15,日实现首次并网发电以来，截止,2009,年,1,月，我国大陆已有,11,台运行中的核电机组，总装机容量,912,万千瓦，在建核电机组,34,台，总装机容量,3708,万千瓦，其中已经浇灌第一罐混凝土正式开工的机组,11,台，总装机容量,1110,万千瓦,13,运行核电机组概况,电站名称,位置,装机容量,(MW),堆型,技术路线,业主,大亚湾,广东深圳,2x984,压水堆,M310,中广核,岭澳,广东深圳,2x990,压水堆,M310,中广核,秦山一期,浙江海盐,1x310,压水堆,自主设计,中核,秦山二期,浙江海盐,2x650,压水堆,CNP650,中核,秦山三期,浙江海盐,2x700,重水堆,CANDU,中核,田湾,江苏连云港,2x1060,压水堆,VVER,中核,14,三大核电基地,共,11,台,机组运行，装机容量,910,万千瓦,，占总装机容量的,1.15%,2008,年，核发电量,684,亿千瓦时,，占总发电量的,1.99%,运行核电,15,在建或已批准的核电机组概况,电站名称,位置,容量,(MW),规划机组数,堆型,技术路线,业主,岭澳二期,广东深圳,2x1080,2,压水堆,CPR1000,中广核,秦山二期扩建,浙江海盐,2x650,2,压水堆,CNP650,中核,红沿河,辽宁大连,4x1080,6,压水堆,CPR1000,中广核,三门,浙江三门,2x1250,6,压水堆,AP1000,中核,海阳,山东海阳,2x1250,6,压水堆,AP1000,中电投,宁德,福建宁德,2x1080,4,压水堆,CPR1000,中广核,台山,广东台山,2x1750,2,压水堆,EPR,中广核,福清,福建福清,6x1080,6,压水堆,M310,中核,方家山,浙江海盐,2x1080,2,压水堆,M310,中核,石岛湾,山东荣成,1x200,19,高温气冷堆,华能,田湾三期,江苏连云港,2,x1080,2,压水堆,M310,中核,昌江,海南昌江,2x650,2,压水堆,CNP650,中核,阳江,广东阳江,6x1080,6,压水堆,CPR1000,中广核,16,第二部分核能发电基本原理,17,爱因斯坦质能方程,式中,E,能量，,m,质量，,c,真空中光速,一个原子核的质量小于组成它的单个质子和中子的质量之和。这种质量差异称为原子核的质量亏损,。,根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化。,与质量亏损相应的能量叫作原子核的结合能。,E,mc,2,18,随质量数变化的核子平均结合能,19,由图可以看出，两个轻核聚变成一个重核或者一个重核裂变成两个轻核都能释放出能量。但是核聚变反应目前仍无法应用于工业领域，核能发电利用的是核的裂变反应。,20,235 U,n FF1,FF2,x,n,200MeV,核裂变反应,21,快中子,慢化,热中子,慢化剂,冷却剂,基本概念,22,压水堆装料后，堆芯的反应性可以用两种方法加以控制：移动控制棒位置和改变可溶性毒物的浓度。而且两种方法可以同时采用。,由吸收中子材料（银铟镉合金或碳化硼）棒束组成控制棒组件。靠驱动机构带动控制棒组件在堆芯移动（抽出或插入）来控制反应堆的启动、停止和功率的变化等比较快速的反应性变化。,反应性控制,23,剩余反应性由可溶毒物控制。以硼酸作为吸收剂溶化在慢化剂中，通过改变其浓度达到控制反应性的目的称可溶毒物控制。调节慢化剂中的硼浓度可以控制比较缓慢的反应性变化。,24,链式反应的实现,1942,年，在意大利学者费米的领导下，美国在芝加哥建成了世界上第一座核反应堆，当时得到的功率仅仅有,0.5,瓦，但它第一次实现了输出能大于输入能的核反应，宣告了人类利用核能时代的开始。,25,核能的和平利用,1954,年,6,月，前苏联建成了世界上第一座核电站，装机容量为,5000KW,，第一次实现了原子能的和平利用，从此拉开了核能发展的序幕。,26,核电厂反应堆主要类型,堆型 中子谱 慢化剂 冷却剂 燃料形态 富集度,压水堆 热中子,H2O H2O UO2 3%,左右,沸水堆 热中子,H2O H2O UO2 3%,左右,重水堆 热中子,D2O D2O UO2,天然铀,高温气冷堆 热中子 石墨 氦气,UC/ThO2 7-20%,快堆 快中子 无 液态钠,/,氦气,UO2/PuO2 15-20%,27,堆型简介,压水堆,轻水做慢化剂和冷却剂,堆芯出口冷却剂有,15,20,度的过冷度,一回路压力大约为,15.5MPa,一回路设备包容在安全壳内,技术很成熟，是世界当前核电厂的主流堆型,28,压水堆核电厂工作原理图,29,AP1000,机组核岛主设备,30,涡流抑制板,流量分配板（裙板）,堆芯围板,出口接管嘴,上部堆内构件,反应堆压力,主法兰配合面,反应堆压力容器上封头,流量节管嘴,入口接管嘴,堆芯吊篮筒体,反应堆压力容器,辐照监督管,堆芯下支承板,堆芯二次支承,反应堆压力容器,31,AP1000,堆芯有,157,组燃料组件，燃料组件采用,17 x 17,排列，每个燃料组件包括,264,根燃料棒，,24,根控制棒导向管和,1,根仪表管。,燃料组件,32,蒸汽发生器,33,反应堆冷却剂泵,屏蔽电机泵,34,稳压器,35,第三部分核能发电的安全性,36,核电站为我们生产大量电力，同时，也会产生大量我们所不希望的放射性，为了保护电站工作人员和电站周围居民的健康，核电站始终坚持,“,质量第一，安全第一,”,的原则。,37,核安全的概念,核安全是指在核设施的设计、建造、运行和退役期间，为保护人员、社会和环境免受过量的放射性危害所采取的技术和组织上的措施的综合。,该措施包括：确保核设施的正常运行，预防事故的发生，限制可能的事故后果。,38,核电站纵深防御原则,核电站的设计，建造和运行，采用了纵深防御的原则，从设备上和措施上提供多层次的重迭保护，确保反应堆的功率能得到有效的控制，燃料组件能得到充分冷却，放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。纵深防御，包括以下五道防线：,39,第一层防御：防止偏离正常运行，防止发生故障。这要求按照恰当的质量水平和工程实践，正确并保守地设计、建造和运行；,第二层防御：及时监测到和纠正偏离正常运行工况，以防止预计运行事件升级为事故工况；,第三层防御：第三层次防御是基于以下考虑：虽然可能性很小，某些预计运行事件或始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，可能发展为更严重的事件。这些可能性很小的事件是在核电厂设计基准中所预期的，因此必须利用固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来控制其后果，并在这些事件之后达到稳定的、可接受的状态；,40,第四层防御：对付可能已超出设计基准的严重事故，并保证放射性后果保持在合理可行尽量低的水平；,第五层防御：减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果。这要求有适当装备的应急控制中心、场区内和场区外应急响应计划。,41,核电站安全功能,核电厂区别于常规电厂的特点：,放射性产物,堆芯余热,核电厂安全目标：,确保堆芯冷却,控制反应性。,包容和控制核裂变所产生的放射性产物。,42,堆芯放射性产物,裂变反应产生的裂变碎片会发生一系列的衰变，具有很强的放射性，主要是,和,射线。这种放射性衰变不会随着反应堆的停闭而停止，要经过很长时间放射性才会逐渐减弱下来，这就使人们对它们的处理出现困难。,43,堆芯余热,核电厂与常规电厂的一个显著不同就是在核电厂的反应堆停闭以后，链式反应停止，但是裂变碎片及中子俘获产物的衰变还释放一定的热量，约占额定功率的,6,，称作剩余功率。运行人员可以调节反应堆的核功率，但却控制不了剩余功率的释放，在停堆以后还必须不断地冷却堆芯。,44,剩余功率随时间的变化曲线,45,堆芯热量的导出,正常的机组冷却期间，第一阶段是由二回路将堆芯热量带出。二回路冷却效果不明显了以后，进入第二阶段，正常余热排出系统投入，一直将一回路冷却到设备可维修温度。,46,事故工况下或正常余热排出系统不可用时，非能动堆芯冷却系统投入运行，主泵停运时，凭借流体密度差，系统以自然循环的方式导出堆芯热量，,当主泵运行时，主泵提供了与自然循环流方向相同的强迫流通过热交换器。,47,多重安注系统,多重安注系统（高压安注、中压安注、低压安注）保证在一回路的各个压力阶段向堆芯注入硼酸溶液，保证堆芯的冷却和淹没。,48,49,反应性控制,事故情况下，反应堆通过两种方式实现可靠停堆。,所有控制棒全部落入堆芯,操纵员向一回路注硼，建立一回路停堆的硼浓度,50,防止放射性裂变产物溢出的四道屏障,第一道屏障：燃料芯块,第二道屏障：燃料棒包壳,第三道屏障：一回路系统压力边界,第四道屏障：安全壳,51,安全壳的冷却和隔离,安全壳作为防止放射性溢出的最后一道屏障，在发生安全壳压力升高的事故情况下，二代核电普遍采用安全壳喷淋系统，降低安全壳压力，保证安全壳的完整性。,AP1000,机组通过非能动安全壳冷却系统水箱，在安全壳顶端从外部淋水冷却钢制安全壳，另外辅以空气对流冷却。,52,53,为了中和进入安全壳的硼酸溶液，安全壳内都设置碱性物质，从而减少对设备的腐蚀。安全壳隔离系统的设置在事故工况下保证进出安全壳管线的可靠隔离，切断泄漏源。,实现了这三个安全目标，就能在最大限度内保证核电站的安全，保证环境和居民免受过量的放射性损害。,54,谢谢大家,55,