先进型反应堆PPT课件.ppt

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1、先进沸水堆先进沸水堆利用先进技术和成熟的经验，代表当今核电站发展水平。利用先进技术和成熟的经验，代表当今核电站发展水平。它与它与GEGE研制的前六代沸水堆研制的前六代沸水堆(BWR1-BWR6)BWR1-BWR6)及欧洲沸水堆及欧洲沸水堆相比，就单相系统或设备的设计而言，在技术上没有明相比，就单相系统或设备的设计而言，在技术上没有明显的突破，但它集以往沸水堆技术及经验之大成显的突破，但它集以往沸水堆技术及经验之大成,更符更符合先进轻水堆合先进轻水堆URDURD设计规范，在整体上体现出了它综合设计规范，在整体上体现出了它综合的优势。的优势。精密控制棒驱动系统维修率低，高性能的防辐射材料，精密控制

2、棒驱动系统维修率低，高性能的防辐射材料，长寿命的中子监视器，改进的水化学系统等等。长寿命的中子监视器，改进的水化学系统等等。先先进进沸沸水水堆堆通通过过改改进进堆堆芯芯及及燃燃料料的的设设计计使使功功率率振振荡荡衰衰减减比非常小，堆的稳定性大大提高。比非常小，堆的稳定性大大提高。先先进进堆堆堆堆内内设设置置自自动动运运行行，保保护护器器禁禁止止堆堆运运行行在在高高功功率率密度密度/低流量区，来防止两相流不稳定性的发生。低流量区，来防止两相流不稳定性的发生。BWRBWR追求简易化的历史追求简易化的历史带带蒸蒸气包气包汽水分离器汽水分离器双双重重循环式循环式（1950年代60年代）内置汽水分离器内

3、置汽水分离器直接直接循环式循环式（1960年代）内置射流泵内置射流泵减少周围管道式减少周围管道式（1970年代至今）内置循环泵内置循环泵取消堆芯周围管道取消堆芯周围管道（1990年代至今）初期初期的的BWRBWR传统式传统式BWRBWRABWRABWRl刻意追求简易刻意追求简易-直接循环直接循环l采用验证技术采用验证技术沸水堆的发展历程沸水堆的发展历程四个发展阶段四个发展阶段 50605060年年代代采采用用带带蒸蒸气气汽汽包包和和蒸蒸气气分分离离器器的的双双重重式式循环；循环；70 70年代取消蒸汽发生器采用直接循环；年代取消蒸汽发生器采用直接循环；80 80年代采用堆内型喷射泵；年代采用堆

4、内型喷射泵；90 90年代采用堆内型再循环泵。年代采用堆内型再循环泵。三次标准改进三次标准改进 第第一一次次在在76777677年年，第第二二次次在在78807880年年，第第三三次次在在81858185年年。三三次次改改进进后后沸沸水水堆堆的的设设计计，安安全全性性发发生生了了较较大大的的变变化化，成成为为了了我我们们目目前前所所研研究究的的先先进进沸水堆沸水堆。ABWR ABWR的技术特征的技术特征因为堆芯外围没有因为堆芯外围没有再再循环管道，循环管道，所以其他管道破损，堆水不丧失所以其他管道破损，堆水不丧失/保证堆芯不裸露保证堆芯不裸露（安全性提高安全性提高）减少了职业性辐照剂量减少了职

5、业性辐照剂量a)a)内置循环泵内置循环泵(RIP:Reactor Internal Pump)(RIP:Reactor Internal Pump)安全性安全性提高提高 (有液压式应急驱动、电驱动后援双重驱动有液压式应急驱动、电驱动后援双重驱动源源)可同时操作复数控制棒，缩短了起动时间可同时操作复数控制棒，缩短了起动时间 具有微调功能，增大了可运行性具有微调功能，增大了可运行性b)b)先进型控制棒驱动机构先进型控制棒驱动机构(FMCRD:Fine Motion Control RodDrive)电动机电动机 (日常控制日常控制)液压管道液压管道(应急停堆动力应急停堆动力)c)c)钢筋混凝土结构

6、安全壳钢筋混凝土结构安全壳 ：RCCVRCCVMARK-I(1100 MWe BWR)MARK-II(1100 MWe BWR)与核岛房融为与核岛房融为一体一体 输出功率单位的建筑体积减少输出功率单位的建筑体积减少 降低造价降低造价 缩短建设工期缩短建设工期 RPVRPV重心位置重心位置降低降低 比比MARK-IIMARK-II降低降低10m10m 提高抗震提高抗震性能性能RCCV(1350 MWe ABWR)小型小型主控台主控台大型大型显示盘显示盘提高了可靠性提高了可靠性信息集中化的信息集中化的人机接口人机接口增大自动化程增大自动化程度，运行易于度，运行易于掌握掌握提高了检修性提高了检修性d

7、)d)新型新型测控设备测控设备（主控室主控室）采用了采用了最新最新技术技术包括安全安全系统在内，全部使用数码系统在内，全部使用数码 技术和多重传送技术技术和多重传送技术BWRBWR与与ABWRABWR主要差别主要差别 效率：效率：BWRBWR 33 33，ABWR 35ABWR 35 工期：工期：BWR58BWR58月，月，ABWR 48ABWR 48月月剂量水平：剂量水平：BWR 1 BWR 1 人人.SvSv/年，年，ABWR 0.36 ABWR 0.36 人人.SvSv/年年 启动时间：启动时间：ABWRABWR缩短缩短1/31/3 放射性废物量：放射性废物量：ABWRABWR每堆年减少

8、一半每堆年减少一半世界世界首台首台ABWRABWR机组机组:东东京京电力公司电力公司柏崎刈羽柏崎刈羽核电厂核电厂6/76/7号号机机三、第三代先进三、第三代先进PWRPWR1 1、EPREPR2 2、AP600/1000AP600/10001 1、EPREPR欧洲压水堆欧洲压水堆 （1 1）EPREPR简介简介（2 2）技术特点）技术特点（3 3）安全特性）安全特性(1)EPR(1)EPR 简介简介 法德双方协作共同开发法德双方协作共同开发核电厂供应商的合作：法马通和西门子核电厂供应商的合作：法马通和西门子KWUKWU（现为（现为AREVAAREVA公公司）；司）；两国电力公司的合作：（现已合

9、并为两国电力公司的合作：（现已合并为E.ONE.ON、EnBWEnBW、RWE RWE PowerPower）两国核安全当局合作：以求制定出共同的核安全法规。两国核安全当局合作：以求制定出共同的核安全法规。在世界上现役轻水堆几千个堆年运行经验反馈的基础上并在世界上现役轻水堆几千个堆年运行经验反馈的基础上并吸收包括法国吸收包括法国 N4 N4 机组机组 和和 德国德国KONVOI KONVOI 机组在内的最新机组在内的最新反应堆技术而开发出来的。反应堆技术而开发出来的。综合了几十年研发（综合了几十年研发（R&DR&D）计划取得的成果，特别是由法）计划取得的成果，特别是由法国原子能委员会和国原子能

10、委员会和KarlsruheKarlsruhe 研究中心所获得的研究成果。研究中心所获得的研究成果。(1)EPR(1)EPR简介简介160160万千瓦级压水堆，其单机容量为世界之最万千瓦级压水堆，其单机容量为世界之最机组热效率为当今轻水堆之最：机组热效率为当今轻水堆之最：36/37%36/37%；从第一罐混凝土计建造周期不超过从第一罐混凝土计建造周期不超过4848个月；个月；设计寿命增加到设计寿命增加到6060年；年；燃料燃料U U235235富集度富集度5 5；燃料组件卸料燃耗深；燃料组件卸料燃耗深70000MWd/t70000MWd/t燃料利用率提高；每兆瓦时铀消耗量节约燃料利用率提高；每兆

11、瓦时铀消耗量节约17%17%机组整个寿期的平均可用因子达机组整个寿期的平均可用因子达92%92%，这样换料周期延长，这样换料周期延长，停堆换料和在役检查时间缩短。停堆换料和在役检查时间缩短。(1)EPR(1)EPR简介简介换料停堆时间缩短到接近换料停堆时间缩短到接近1010天。由于设备标准化和天。由于设备标准化和部分维修任务可在机组运行状态下进行（归功于安部分维修任务可在机组运行状态下进行（归功于安全系统全系统4 4重冗余）使维修简化。重冗余）使维修简化。废物和流出物减少。废物和流出物减少。对运行和维修人员的辐射防护加强：集体剂量的目对运行和维修人员的辐射防护加强：集体剂量的目标小于标小于0.

12、40.4人希弗人希弗/堆年，而目前堆年，而目前OECDOECD国家的平均水国家的平均水平为平为1 1人希弗人希弗/堆年。堆年。对操纵员友好的人机接口使可靠性大大提高并使人对操纵员友好的人机接口使可靠性大大提高并使人员干预减少。员干预减少。(1)EPR(1)EPR简介简介每兆瓦时长寿锕系元素产生量减少每兆瓦时长寿锕系元素产生量减少15%15%相对于释热比，发电量增加相对于释热比，发电量增加14%14%EPREPR堆芯设计运行裕量大，灵活性好堆芯设计运行裕量大，灵活性好适应用户的各种需要，如采用不同类型的燃料适应用户的各种需要，如采用不同类型的燃料（UO2UO2，UO2-Gd2O3UO2-Gd2O

13、3，MOXMOX）、不同的燃料管理）、不同的燃料管理战略和燃料循环长度（到战略和燃料循环长度（到2424个月），降功率个月），降功率运行和延寿运行。运行和延寿运行。(1)EPR(1)EPR简介简介 经济性好：经济性好：发电成本比在役最先进的核电机组低发电成本比在役最先进的核电机组低10%10%，比联合循环的大型燃气机电站低比联合循环的大型燃气机电站低20%20%。(2)EPR(2)EPR技术特点技术特点现有的设计、设备制造以及核电厂建造等方面现有的设计、设备制造以及核电厂建造等方面的工业能力可很容易得到推广和利用。的工业能力可很容易得到推广和利用。操纵员在现役电站运行中已掌握的专门技能同操纵员

14、在现役电站运行中已掌握的专门技能同样可应用到样可应用到EPREPR的运行中去。的运行中去。客户能够避免设计、建造或运行方面的风险客户能够避免设计、建造或运行方面的风险 EPREPR设计满足世界未来核电厂更高安全水平的设计满足世界未来核电厂更高安全水平的要求。要求。(2)EPR(2)EPR技术特点技术特点EPREPR主要设计特点是它的简化设计，机械设备、主要设计特点是它的简化设计，机械设备、供电系统和相关的仪控均以供电系统和相关的仪控均以4 4环路环路/4/4安全系列安全系列概念设计。概念设计。运行和安全功能分开，以简化系统的结构。运行和安全功能分开，以简化系统的结构。运行和安全系统的设置为任何

15、类型的异常事运行和安全系统的设置为任何类型的异常事件提供了逐步缓解的措施。件提供了逐步缓解的措施。(2)EPR(2)EPR技术特点技术特点堆芯周围有一圈中子反射层，提高了燃料利用堆芯周围有一圈中子反射层，提高了燃料利用率并防止与辐照有关的压力容器老化现象的发率并防止与辐照有关的压力容器老化现象的发生。生。压力容器采用抗考化最佳的钢材制造并减少焊压力容器采用抗考化最佳的钢材制造并减少焊缝数量。缝数量。蒸汽发生器装有轴向节能器，使蒸汽压力提高蒸汽发生器装有轴向节能器，使蒸汽压力提高到到7878个饱和蒸汽压力，从而获得较高的电厂效个饱和蒸汽压力，从而获得较高的电厂效率（率（36/37%36/37%）

16、主冷却泵采用革新的水力设计进行制造，表现主冷却泵采用革新的水力设计进行制造，表现为采用静压轴承，已在为采用静压轴承，已在N4N4成功实施。成功实施。(2)EPR(2)EPR技术特点技术特点反应堆保护系统以反应堆保护系统以N4N4机组的经验反馈为基础，采用经机组的经验反馈为基础，采用经过验证的数字化技术。过验证的数字化技术。全计算机化主控室采用最先进的数字化技术，使操纵全计算机化主控室采用最先进的数字化技术，使操纵员能够全面调节对电厂运行有重要影响的所有参数。员能够全面调节对电厂运行有重要影响的所有参数。EPREPR充分采用现役电站的经验反馈并结合最新的技术发充分采用现役电站的经验反馈并结

17、合最新的技术发展，提供了极为友好的人机接口。展，提供了极为友好的人机接口。主要安全系统包含主要安全系统包含4 4个子系统或列，每列都能独立执行个子系统或列，每列都能独立执行全部安全功能。全部安全功能。在反应堆厂房周围的在反应堆厂房周围的4 4个安全防护厂房中，每一个里都个安全防护厂房中，每一个里都布置有一列安全系统，以防止系统发生共模故障。布置有一列安全系统，以防止系统发生共模故障。（3 3）安全特性）安全特性EPREPR符合法国和德国核安全当局符合法国和德国核安全当局19931993年联合提年联合提出的共同建议和出的共同建议和19951995年发布的对主要问题的立年发布的对主要问题的立场场2

18、0002000年年1010月，负责反应堆安全的法国常设专家月，负责反应堆安全的法国常设专家组与德国的有关专家一起对指导组与德国的有关专家一起对指导EPREPR设计的技设计的技术导则进行了评审并给予确认。术导则进行了评审并给予确认。EPREPR满足欧洲用户要求（满足欧洲用户要求（EUREUR）和美国电力研究）和美国电力研究院（院（EPRIEPRI）发布的用户要求文件（）发布的用户要求文件（URDURD）（3 3）安全特性）安全特性-强化防范堆熔事件的措施强化防范堆熔事件的措施EPREPR采取措施防范堆芯熔化，包括采用安全采取措施防范堆芯熔化，包括采用安全装置进一步降低这种严重事故的概率小于装置进

19、一步降低这种严重事故的概率小于1010-6-6/堆年（比堆年（比N4N4还要低一个量级）：还要低一个量级）：增加一回路和蒸汽发生器的水装量；增加一回路和蒸汽发生器的水装量；采用采用4100%4100%冗余（冗余（4 4系列概念）来增加安全系列概念）来增加安全系统的可靠性；系统的可靠性；这些系统的每列在设计方面都遵循多样化原这些系统的每列在设计方面都遵循多样化原则。则。（3 3）安全特性）安全特性-强化防范堆熔事件的措施强化防范堆熔事件的措施 采用缓解严重事故后果的设施：采用缓解严重事故后果的设施：安全壳将防止放射性向外扩散；安全壳将防止放射性向外扩散；在安全壳内布置有混凝土小室和氢催化复合器在

20、安全壳内布置有混凝土小室和氢催化复合器（属非能动设备）以防因氢累积引起氢气爆燃（属非能动设备）以防因氢累积引起氢气爆燃堆芯熔融物在反应堆安全壳厂房内部的专门区域堆芯熔融物在反应堆安全壳厂房内部的专门区域进行收集和滞留然后得以冷却，从换料水池来的进行收集和滞留然后得以冷却，从换料水池来的水非能动地淹没熔融物。水非能动地淹没熔融物。（3 3）安全特性）安全特性-防范外部灾害防范外部灾害 为防范外部灾害设置实体保护：为防范外部灾害设置实体保护：抗飞机撞击：抗飞机撞击：反应堆厂房、控制室、乏燃料厂房和反应堆厂房、控制室、乏燃料厂房和4 4座安全厂房中的座安全厂房中的2 2座座通过足够厚的钢筋混凝土外墙

21、进行保护以抵御军用飞机的通过足够厚的钢筋混凝土外墙进行保护以抵御军用飞机的高速撞击。高速撞击。其它两座安全厂房分开布置在反应堆厂房相对应的两侧，其它两座安全厂房分开布置在反应堆厂房相对应的两侧，由于它们相距较远，这样仅有一座安全厂可能被飞机撞毁，由于它们相距较远，这样仅有一座安全厂可能被飞机撞毁，而不会对安全造成影响。而不会对安全造成影响。同样，用于应急供电的柴油发电机组分置在两个不同的厂同样，用于应急供电的柴油发电机组分置在两个不同的厂房，并通过实体隔离进行保护。房，并通过实体隔离进行保护。（3 3）安全特性）安全特性-防范外部灾害防范外部灾害抵御严重的地震：抵御严重的地震：整个核岛座落在一

22、块整个核岛座落在一块6 6米厚的钢筋混凝土底板上。米厚的钢筋混凝土底板上。厂房高度降至最低。最重的部件尤其是水箱安装厂房高度降至最低。最重的部件尤其是水箱安装在标高较低的位置。在标高较低的位置。双层安全壳：双层安全壳：内层预应力混凝土厂房和外层钢筋混凝土壳，两内层预应力混凝土厂房和外层钢筋混凝土壳，两者厚度均为者厚度均为1.31.3米。米。小结小结:(:(1)EPR1)EPR主要优点主要优点经济性：经济性：160 160万千瓦级反应堆，效率高，建造周期缩短，设计寿命万千瓦级反应堆，效率高，建造周期缩短，设计寿命延长，燃料使用率增加而且机组可用因子提高。延长，燃料使用率增加而且机组可用因子提高。

23、安全性：安全性：加强防范堆芯熔化并缓解放射性后果；加强防范堆芯熔化并缓解放射性后果；增强抵御外部灾害特别是抗飞机撞击和地震的能力。增强抵御外部灾害特别是抗飞机撞击和地震的能力。技术先进技术先进:灵活的燃料管理策略，大容量部件例如压力容器和堆内灵活的燃料管理策略，大容量部件例如压力容器和堆内构件、蒸汽发生器和主冷却剂泵，以及仪表和控制，人机构件、蒸汽发生器和主冷却剂泵，以及仪表和控制，人机接口和电厂控制室。接口和电厂控制室。小结小结:(2):(2)EPR EPR 前景前景芬兰用户芬兰用户TVO TVO 在在20032003年年1212月月1818日与日与AREVAAREVA和西门子联合和西门子联

24、合体签署合同，在芬兰的体签署合同，在芬兰的OlkiluotoOlkiluoto厂址建造一台厂址建造一台EPREPR。第一灌混凝土于第一灌混凝土于20052005年中浇灌，计划年中浇灌，计划0909年商业运行。年商业运行。20062006年年5 5月月4 4日，法国电力公司董事会决定在日，法国电力公司董事会决定在FlamanvilleFlamanville厂址启动首台（法国）厂址启动首台（法国）EPREPR机组建设；机组建设；20072007年年1 1月月2424日核蒸汽供应系统定货，世界第二台日核蒸汽供应系统定货，世界第二台EPREPR机组在建。机组在建。在中国核电市场与在中国核电市场与AP1

25、000AP1000竟标失败。但中广核仍在努竟标失败。但中广核仍在努力力,已签协议。已签协议。该机组的建造进一步证明并增强了以该机组的建造进一步证明并增强了以EPREPR堆型为基础的堆型为基础的未来核电项目的强大生命力。未来核电项目的强大生命力。2 2、AP1000AP1000安全革新安全革新传统核电站主动安全理念传统核电站主动安全理念子系统、设备可靠子系统、设备可靠多系统冗余多系统冗余电力（或高气压）驱动，电力（或高气压）驱动，电源、备用电源可靠、冗余电源、备用电源可靠、冗余AP1000AP1000被动安全理念被动安全理念自然力驱动自然力驱动重力、自然循环、自然对流、蒸发及冷凝重力、自然循环、

26、自然对流、蒸发及冷凝简化安全系统、减少动力源（可靠）简化安全系统、减少动力源（可靠）减少操作员干预减少操作员干预AP1000 AP1000 的安全战略的安全战略被动安全相关系统被动安全相关系统只采用被动过程，不需要主动的泵、柴油发只采用被动过程，不需要主动的泵、柴油发电机等电机等.一组时序控制的阀门一组时序控制的阀门过程开始后不需要其它支持系统大大减少对操作过程开始后不需要其它支持系统大大减少对操作员的依赖员的依赖缓解基准设计事故，无非核级系统缓解基准设计事故，无非核级系统2025/7/9Westinghouse Electric Company (1)(1)被动衰变热排出被动衰变热排出自然循

27、环自然循环 (2)(2)被动安全注入被动安全注入自然循环自然循环安全注入系统由两台堆芯补给水箱（安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMTCMT）、两台）、两台安全注射箱和安全注射箱和换料水箱换料水箱 IRWST IRWST 组成，连接于反应堆冷组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及释放。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，由失水事故引起的大泄漏，CMTCMT、安全、安全 注射水箱和注射水箱和IRWST IRWST 为堆芯提供冷却。依靠为堆芯提供冷却。依靠 I

28、RWST IRWST 提供冷却水提供冷却水注入保持注入保持LOCALOCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。AP1000AP1000被动安全特性被动安全特性(3)(3)被动安全壳冷却被动安全壳冷却空气自然循环空气自然循环/蒸发安全壳外表面水蒸发安全壳外表面水AP1000AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCALOCA事故或主蒸事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时

29、排出安全壳内的热量。汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引气从外层屏蔽壳入口引 入，通过外部环廊到达底部，入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向在空气折流板底部转向180180度，进入内部环廊，再沿安度，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空存在，造成内外环廊空 气密度差，形成空气的自然循气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全壳顶部设

30、环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全壳顶部设有可供有可供7272小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外钢安全壳弧顶和壳壁外 侧形成一层水膜。当安全壳内侧形成一层水膜。当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由形成的水膜和空压力或温度过高时，系统自动开启。由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。保证安全壳不受损坏。(4)(4)安全壳空间被动放射性排出安全壳空间被动放射性排出AP1000AP1000在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用在设

31、计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂于去除安全壳中的裂 变产物。安全壳大气中活性变产物。安全壳大气中活性物质的去除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、物质的去除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、热迁移等）。事故后如安全壳内放射性活度升高，热迁移等）。事故后如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系 统在安全统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。绝大多数非气态活性物质最终沉积产物的释放。绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中。非能动主控室可居留系在安全壳地坑

32、冷却水中。非能动主控室可居留系统失去交流统失去交流 电源时，主控室非能动应急可居留系电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的环境至少居留的环境至少7272小时，并兼作主控室、仪表间小时，并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。和直流设备室的非能动热阱。AP1000 AP1000 被动堆芯冷却系统被动堆芯冷却系统AP1000 AP1000 被动安注设备被动安注设备 三个水源提供堆芯冷却补水：三个水源提供堆芯冷却补水：堆芯补水箱堆芯补水箱 (Core Make-up Tanks)(Core Make-up Ta

33、nks)提供堆芯高压补水提供堆芯高压补水 through DVI through DVI (direct vessel injection)line.(direct vessel injection)line.蓄水箱蓄水箱（accumulators accumulators）含硼水球形罐（氮气），在小于含硼水球形罐（氮气），在小于4.7 4.7 MPaMPa时提时提供堆芯冷却水供堆芯冷却水.几分钟内可缓解大几分钟内可缓解大LOCAsLOCAs.壳内燃料冷却水箱（壳内燃料冷却水箱（IRWSTIRWST）常压不锈钢硼水箱（常压不锈钢硼水箱（2600m32600m3）,提供堆芯低压提供堆芯低压补水。

34、补水。AP1000 AP1000 被动堆芯冷却系统被动堆芯冷却系统(1)(1)被动余热排出（被动余热排出（PRHRPRHR）热交换器）热交换器 操纵员不干涉操纵员不干涉/自然循环带出自然循环带出100%100%余热余热.减少部件和材料量减少部件和材料量250250个结构和系统模块可以预制或现场个结构和系统模块可以预制或现场/工厂并行制造工厂并行制造3 3年建设周期（第年建设周期（第1 1罐混凝土到首次装料）罐混凝土到首次装料）减少（减少（5050安全相关阀门、安全相关阀门、3636泵、泵、8383安全相关管道、安全相关管道、5656 抗震建筑、抗震建筑、8787电缆）电缆）AP1000AP10

35、00结构简单结构简单AP1000AP1000运行特性好运行特性好 1818个月换料周期个月换料周期（铀（铀 燃料燃料 或或MOXMOX燃料）燃料）6060年寿期年寿期经济（与其它类型经济（与其它类型能源相比具有优势能源相比具有优势（1200 US$/kW1200 US$/kW）AP1000AP1000安全性高安全性高CDFCDF US NRC US NRC要求要求 1101104 4，现行电站现行电站5105105 5 （1.5-2.3101.5-2.3105 CPR10005 CPR1000，岭奥，大亚湾），岭奥，大亚湾）URD URD要求要求 1101105 5（N4)N4)EPR 110

36、 EPR 1105 5,AP1000 410,AP1000 4107 7AP1000 AP1000 的未来的未来AP1000-1117 AP1000-1117 MWeMWe被动安全系统被动安全系统AP1000 review in AP1000 review in progressprogress20022002提交申请提交申请20052005批准批准在中国核电市场有在中国核电市场有前景前景在世界第三代竞争在世界第三代竞争中有优势（总额中有优势（总额8080亿美元亿美元/西屋西屋5353亿亿美元）美元）VVERVVERVVER VVER 与与 PWR PWR 基本原理与工艺流程相同基本原理与工艺

37、流程相同7070年代第一代年代第一代VVER-440VVER-440未设置应急堆芯冷却未设置应急堆芯冷却系统和安全壳系统和安全壳。但堆芯设计安全裕度较大。但堆芯设计安全裕度较大（8383kW/LkW/L），），并采用并采用卧式蒸发器卧式蒸发器，一回路水，一回路水量大，事故情况下保证堆芯淹没。量大，事故情况下保证堆芯淹没。8080年代前期第二代年代前期第二代VVER-440VVER-440增设应急堆芯冷增设应急堆芯冷却系统，但没设安全壳。却系统，但没设安全壳。8080年代后期第三代年代后期第三代VVER-1000VVER-1000增设安全壳增设安全壳。建。建2222座。座。3 3、田湾核电站、田

38、湾核电站中俄合作项目中俄合作项目 厂址位于江苏省连云港市田湾厂址位于江苏省连云港市田湾 一期工程建设两台俄罗斯一期工程建设两台俄罗斯AES-91/V-428 AES-91/V-428（VVER-1000/428 NPP-91VVER-1000/428 NPP-91）型压水堆核电）型压水堆核电机组，装机容量为机组，装机容量为21062106万千瓦万千瓦 19991999年年1010月月2020日进行日进行1 1号机组的第一罐混凝号机组的第一罐混凝土浇注，土浇注，20002000年年9 9月月2020日进行日进行2 2号机组的第号机组的第一罐混凝土浇注。一罐混凝土浇注。1 1号机组和号机组和2 2

39、号机组计划分别于号机组计划分别于20042004年和年和20052005年建成投产，现已延迟至年建成投产，现已延迟至20072007年。年。建造中的江苏田湾核电站建造中的江苏田湾核电站建造中的江苏田湾核电站建造中的江苏田湾核电站VVERVVER9090年代第四代年代第四代VVER-1000VVER-1000（AES-91/V-392)AES-91/V-392)。安全壳采用安全壳采用双层结构双层结构，乏燃料水池布置在安全壳内。同，乏燃料水池布置在安全壳内。同PWRPWR安全标安全标准基本相同，有些安全系统裕度更大。准基本相同，有些安全系统裕度更大。我国田湾采用我国田湾采用VVER-1000VVE

40、R-1000（AES-91/V-428)AES-91/V-428)，在燃料格架、在燃料格架、导向管及控制棒材料，换料及功率展平方案，压力壳结导向管及控制棒材料，换料及功率展平方案，压力壳结构，专设安全系统等方面都做了改进。同构，专设安全系统等方面都做了改进。同APWRAPWR安全标准安全标准基本相当。基本相当。俄罗斯计划到俄罗斯计划到20152015年每年兴建两个百万千万核反应堆年每年兴建两个百万千万核反应堆,到到20202020年将其数量增加到每年四个。俄罗斯目前在年将其数量增加到每年四个。俄罗斯目前在1010个个核电厂有核电厂有3131个核反应堆，约占其电力发电的个核反应堆，约占其电力发电

41、的16%16%到到17%17%。到到20302030年将核电发电的份额提高到至少年将核电发电的份额提高到至少25%25%。VVER-1000VVER-1000（AES-91)AES-91)总结了总结了2020套套VVERVVER运行经运行经验验具有更高的安全性，它符合当今国际核电安具有更高的安全性，它符合当今国际核电安全法规的要求和发展趋向全法规的要求和发展趋向 安全系统的多重性、多样性和冗余性（安全安全系统的多重性、多样性和冗余性（安全余量大），针对各种可能发生的异常状况和余量大），针对各种可能发生的异常状况和事故，设置相应的预防措施和安全系统，确事故，设置相应的预防措施和安全系统，确保核电

42、站安全可行地运行保核电站安全可行地运行 VVERVVER安全壳预应力钢缆系统安全壳预应力钢缆系统 共有水平环向共有水平环向360360 预应力钢丝束预应力钢丝束7070束，束，竖向倒竖向倒U U形预应力钢丝束形预应力钢丝束5050束，每束由束，每束由5555根七股钢绞线组成，根七股钢绞线组成，该设计系国内首次采用的国际先进技该设计系国内首次采用的国际先进技术，设计内抗压能力达到术，设计内抗压能力达到0.5MPa0.5MPa，最，最高可达高可达0.7MPa0.7MPa。该系统能够大大提高安全壳的承压能该系统能够大大提高安全壳的承压能力，增强核电站安全水平。力，增强核电站安全水平。AES-91AE

43、S-91技术特点技术特点 双层安全壳双层安全壳反应堆厂房穹顶吊装反应堆厂房穹顶吊装双层安全壳结构双层安全壳结构 它既能抵御外部破坏，例如：龙卷风、地震、小型飞它既能抵御外部破坏，例如：龙卷风、地震、小型飞机的撞击，还能抵御在最严重事故情况下内部放射性机的撞击，还能抵御在最严重事故情况下内部放射性物质的外泄。物质的外泄。两层安全壳之间为带有碘和气溶胶过滤器通风系统的两层安全壳之间为带有碘和气溶胶过滤器通风系统的负压环型空间，负压环型空间，有效减少了放射有效减少了放射性性物质向周围环境的物质向周围环境的释放，从而达到有效的防护目的，同时也成为目前国释放，从而达到有效的防护目的，同时也成为目前国内独

44、一无二的双层安全壳核电站。内独一无二的双层安全壳核电站。双层安全壳内层是钢缆预应力张拉系统的混凝土墙体，双层安全壳内层是钢缆预应力张拉系统的混凝土墙体，厚为厚为1.21.2米，内壁有米，内壁有6 6毫米厚的钢覆；外壳是普通混凝毫米厚的钢覆；外壳是普通混凝土墙休，厚为土墙休，厚为0.60.6米，内外层之间间距米，内外层之间间距1.81.8米。外层安米。外层安全壳反应堆厂房外径为全壳反应堆厂房外径为51.251.2米，总高度为米，总高度为74.274.2米。米。AES-91AES-91技术特点技术特点 先进的数字化分布控先进的数字化分布控制系统（制系统（DCSDCS）由运行仪控（由运行仪控（TXP

45、TXP）和）和安全仪控（安全仪控（TXSTXS）两部）两部分组成，是目前我国核分组成，是目前我国核电站首次引进的全数字电站首次引进的全数字仪控系统。仪控系统。由于由于DCSDCS系统具有可靠系统具有可靠性高，监视控制功能强性高，监视控制功能强及安装维护方便等特点，及安装维护方便等特点，将会为核电站安全、经将会为核电站安全、经济、高效运行发挥重要济、高效运行发挥重要作用。作用。AES-91AES-91技术特点技术特点 全数字化主控室全数字化主控室4 4通道安全系统通道安全系统 包括：堆芯应急冷却系包括：堆芯应急冷却系统、事故浓硼注入系统、统、事故浓硼注入系统、安全壳喷淋系统和事故安全壳喷淋系统和

46、事故给水系统给水系统每个安全系统由每个安全系统由4 4个完全个完全独立和实体隔离的通道独立和实体隔离的通道组成。这样在运行中形组成。这样在运行中形成了一个系统运行、三成了一个系统运行、三个系统备用的个系统备用的“N+3”N+3”的的多重保护组合，从而大多重保护组合，从而大大提高了电厂的安全性。大提高了电厂的安全性。AES-91AES-91技术特点技术特点 安注泵系统安注泵系统安全壳安全壳安全系统安全系统一回路系统一回路系统蒸汽发生器蒸汽发生器仪控系统仪控系统国内其他国内其他核电站核电站 单壳单壳三通道三通道二环路或三二环路或三环路环路立式立式模拟模拟田湾核电田湾核电站站 双壳双壳四通道四通道四

47、环路四环路卧式卧式数字全数数字全数字化字化n 正常运行情况下，四个环路的设备同时工作。正常运行情况下，四个环路的设备同时工作。n 若其中两个环路发生故障，仍可降低功率继续运行、若其中两个环路发生故障，仍可降低功率继续运行、可不停堆。可不停堆。AES-91AES-91技术特点技术特点 汽轮机组汽轮机组反应堆装堆实验反应堆装堆实验装堆装堆安装吊篮安装吊篮奠定基础奠定基础压水堆核电厂的调试与运行压水堆核电厂的调试与运行 1压水堆核电厂的调试压水堆核电厂的调试一座大型压水堆核电厂建设工程可以分为设计、一座大型压水堆核电厂建设工程可以分为设计、制造、建造、调试与运行几个阶段。制造、建造、调试与运行几个阶

48、段。调试启动过程是核电厂投产前的工程阶段，在调试启动过程是核电厂投产前的工程阶段，在此过程中，需要进行各种必要的试验，以保证此过程中，需要进行各种必要的试验，以保证安装好的各个部件、设备和系统，及整个电厂安装好的各个部件、设备和系统，及整个电厂都能按设计要求及有关准则正确的运作。都能按设计要求及有关准则正确的运作。核电厂的调试启动的三个主要阶段是：核电厂的调试启动的三个主要阶段是：A阶段：预备运行试验阶段：预备运行试验 B阶段：装料，初始临界和低功率运行试验阶段：装料，初始临界和低功率运行试验 C阶段：功率试验阶段：功率试验A阶段：预备运行试验阶段：预备运行试验1 设备初步试验设备初步试验 每

49、一台设备安装完毕，都必须进行单独试验，以检查每一台设备安装完毕，都必须进行单独试验，以检查设备安装是否正确及能否达到设计所要求的性能。设备安装是否正确及能否达到设计所要求的性能。2 基本系统试验基本系统试验 对互相并联的若干基本系统进行联合功能检查，又可对互相并联的若干基本系统进行联合功能检查，又可分为冷态性能试验与热态性能试验两个分阶段：分为冷态性能试验与热态性能试验两个分阶段：1）冷态试验）冷态试验 对一回路主系统进行压水试验和冷态试验。冷态试对一回路主系统进行压水试验和冷态试验。冷态试验结束后安装设备与管道的热绝缘。验结束后安装设备与管道的热绝缘。2）热态试验）热态试验 利用冷却剂泵和稳

50、压器电加热器对一回路升温升压至利用冷却剂泵和稳压器电加热器对一回路升温升压至额定参数，试验核蒸汽供应系统的热态功能。如无外额定参数，试验核蒸汽供应系统的热态功能。如无外汽源，在一回路热态试验时，对二回路进行热态试验。汽源，在一回路热态试验时，对二回路进行热态试验。在热态试验结束后，要进行一次全面检查，包括第一在热态试验结束后，要进行一次全面检查，包括第一次在役检查（又称役前检查），作为运行中在役检查次在役检查（又称役前检查），作为运行中在役检查的基础，并做好装料前的准备工作。的基础，并做好装料前的准备工作。B阶段：装料、初始临界和低功率运行试验阶段：装料、初始临界和低功率运行试验 目的：目的：