核电发展新进展.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,*,*,*,核电发展新进展,班级：核物理09级,姓名：周楠,学号：20094380109,世界核电的发展概况,核电厂至今已有50多年的历史。20世界5060年代可视为核电发展早起。典型的核电机组堆形包括：英国和法国建造的一批“镁诺克斯”天然铀石墨气冷堆（GCR）；前苏联的早期建设的轻水冷却石墨慢化堆（LGR）；美国早期建设的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）；加拿大早期建造的天然铀重水堆以及美国和前苏联早期建设的快中子实验堆。,它们有以下一些共同点,（1）建设核电开发期，因此具有研究探索的试验原型堆性质,（2）设计比较粗糙，结构松散；尽管机组发电容量不大，一般在300MW之内，但体积较大。,（3）设计中没有系统 规范 科学的安全标准，因而存在许多安全隐患。,（4）发电成本较高。,至今，第一代核电厂基本已退役（约50台机组）。这些早期开发、研究的堆型，有些成了第二代重点发展的商业核电厂堆型，如轻水堆（PWR、BWR）、改进型气冷堆（AGR）、高温气冷堆（HTGR、CANDU）重水堆和液态金属冷却快中子增殖堆（LMFBR）。,目前正在 运行的绝大部分商用核电厂划归为第二代核电厂。但是由于三哩岛事故和切尔诺贝利事故使人们对第二代核电厂进行了审视和反思，促进了第三代核电厂的研制与开发。,轻水堆核电技术的发展与改进,自20世纪50年代初世界上第一座核电厂建成以来，核能发电越来越多地为人们所重视，到2008年底，核能发电占世界发电总量的15%。其中，轻水堆核电厂贡献最大，占核电装机容量的80%左右,轻水堆核电技术的设计改进，必须满足提高电厂安全性、可利用性、可靠性和经济性的全面要求。,“3M”方法,（1）增大设计裕度（margin），以提高正常运行的灵活性，改善电厂的可利用性，并减轻安全系统的负担,（2）改进材料（material）和制造质量，以提高系统和部件的可靠性，从而增加设备的使用寿命和电厂的可利用性。,（3）强调维护（maintanence）和运行手段，以提高电厂的可运行性和可利用性，从而改善电厂的经济性。,AP1000核电厂,西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000,。,AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。,AP1000主要的设计特点,1.反应堆设计,AP1000为热功率3400MW、净电功率1090MW的压水堆。反应堆选用低富集度二氧化铀为燃料。采用了先进的可燃毒物和燃料一体化的Robust燃料组件。用于选用了较大的堆芯尺寸和较低的平均线功率密度，燃料芯块中心温度明显降低，增加了热工设计裕度，延长了燃料元件的燃耗期。,一回路系统和设备,AP1000的安全特性,1.降低了人因失误的概率，事故条件下容许操纵员不干预时间高达72h，而而传统核电厂这个时间是1030min。,2.提高了系统运行的可靠性。,应用非能动系统，减少了电源故障和机械故障带来的运行失效。,3.取消了安全级的交流应急电源。,非能动安全系统采用自然力，不需要应急电源，所以取消了柴油机应急电源,AP1000的非能动堆芯冷却系统,包括两部分：非能动余热排出系统和非能动安全注入系统。,1.,AP1000堆芯冷却和余热排出系统的构,成,。,AP1000的非能动堆芯冷却和余热排出系统由应急堆芯余热导出子系统、安注子系统和安全壳内PH控制子系统组成。主要也是在发生LOCA事故、弹棒事故、二回路主给水或主蒸汽管道破裂、SGTR等设计基准事故时为一回路提供硼化和冷却。,AP1000非能动余热排出系统,2.非能动堆芯冷却系统,它有两个堆芯补水箱（CMT）、两个蓄水箱（ACC）和一个位置高于RCS冷、热管段的安全壳内换料水箱（IRWST）、自动卸压系统和相关管道阀门组成。在非LOCA情况下，对RCS补水硼化；在LOCA情况下，对RCS实施安全注入。,3.自动降压ADS系统,4.安全壳地坑水的PH值控制,