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核电各种技术简单分析

2015-02-09 11:11:20来源:互联网浏览: 评论:0

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  一、自主品牌:CNP1000——中国百万千瓦级核电站

  CNP1000型核电站使中国百万千瓦级核电站的设计寿期从目前的40年延长到60年,核燃料换料周期从目前的12个月延长到18个月,机组可利用率将从目前的75%左右提高到87%,上网电价可控制在5美分/千瓦时以下,CNP1000的比投资将下降到1300美元/千瓦以下CNP1000无论是性能上、经济上、安全上都达到了国际上第二代改进的水平。

  NP1000主要性能指标为:电站设计寿命60年,堆芯热工裕量大于15%,堆芯熔化概率小于1X10-5/堆年,大量放射性物质释放概率小于1X10-6/堆年,机组可利用率大于87%,换料周期为18个月,比投资小于1500美元/千瓦。如批量生产,比投资可达到1300美元/千瓦以下。

  NP1000主要有10项设计改进:

  一、改进堆芯设计,降低功率密度,提高堆芯安全裕度;

  二、改进电站布置设计,采用单堆布置和满足实体分隔、防火要求的核岛布置方案;

  三、改进安全系统设计,提高系统可靠性;

  四、改进安全壳系统设计,加大安全壳容积;

  五、采用先进的分布式数字化仪表控制系统,提高电厂的可用性和安全性,提高自动化控制水平和可操作性;

  六、考虑了严重事故下的氢气控制措施;

  七、设置安全壳内换料水箱,取消安注和喷淋再循环切换,提高系统可靠性;

  八、设置堆腔淹没系统,防止在严重事故下堆芯熔融物熔穿压力容器;

  九、采用LBB技术,取消或减少防甩装置;十、汽轮机组采用半速机,提高电厂效率。

  CNP1000设计的主要特点

  ①燃料组件177盒,降低线功率密度,采用AFA3G燃料组件提高安全裕量。增大功率,提高经济性。

  ②18个月换料,低泄漏,提高经济性。

  ③大直径反应堆压力容器(内径为4340mm),增加水装量,降低容器壁面中子注量,提高安全性,并满足60年寿期要求。

  ④稳压器容积为51m3,稳压能力增强。

  ⑤采用预防和缓解严重事故的有效措施,降低堆芯损坏和放射性大量释放的概率。

  ⑥采用LBB技术,简化系统并有利于维护保养。

  ⑦高压安注泵同上充泵分开,低压安注泵同余热泵共用,并形成两个系列。

  ⑧辅助给水系统设置两台汽动泵和两台电动泵,形成两个系列。

  ⑨采用半速汽轮机/发电机机组。

  ⑩数字化I&C系统。

  二、引进创新:CPR -1000 中国改进型压水堆核电站

  CPR1000作为“二代加”技术,在大亚湾核电站及岭澳核电站一期的基础上,通过持续科技进步,不断创新和改进,逐渐趋近第三代。在探索的过程中提出许多新技术:

  事故处理规程由事故定向转为状态定向;

  首炉堆芯即采用18个月换料方案

  压力容器设计寿命达到60年

  采用堆坑注水技术

  主回路应用破前漏(LBB)设计理念

  采用可视化进度控制

  利用三维辅助设计进行设计校核

  CPR1000——主要技术、经济指标

  环路数 3

  总体性能指标

  DNBR裕量>15%

  组可用率≥87%

  压力容器设计寿命60年

  一回路压力15.5 MP

  一回路温度T入/T出292.4℃/329.8℃

  均线功率密度186 W/cm

  机组额定功率1080 MWe

  燃料组件157组全M5的AFA3G组件

  活性区高度3.66 m

  换料周期18 月

  堆容器内径/高度3.99 m/12.99 m

  电厂热循环效率36%

  仪控系统DCS

  电厂布置双堆

  安全壳单层 + 钢内衬

  安全壳自由体积49000 m3

  严重事故对策采取相应措施

  汽轮发电机组半速机

  建设工期≤58 月

  三、AP1000技术。其区别于二代加压水堆核电机组的主要特点就是“非能动”的安全系统

  AP1000技术是美国西屋公司开发的第三代百万千瓦级先进压水堆核电机组,其堆芯采用西屋的加长型堆芯设计,这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3号机组等得到应用;燃料组件采用可靠性高的Performance+;主回路设计类似于美国燃烧工程公司(CE)设计的System 80。采用增大的蒸汽发生器(D125型),和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似;稳压器容积有所增大;主泵采用成熟的屏蔽式电动泵;主管道简化设计,减少焊缝和支撑;压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似,取消了堆芯区的环焊缝,堆芯测量仪表布置在上封头,可在线测量。

  AP1000 单台机组NSSS的热功率为3415MWe ,电功率为1115MWe,热效率约为33%,机组可利用率为93%,堆芯熔化频率为:2.41×10-7/堆年,严重事故下大量放射性物资向环境释放概率为:1.95×10-8/堆年;机组采用单堆布置,反应堆厂房采用双层安全壳,内层为钢安全壳,外层为混凝土结构(其屋顶设置非能动安全壳冷却系统储水箱);施工安装过程采用模块化的建造模式,有利于缩短建造工期。

  AP1000区别于二代加压水堆核电机组的主要特点就是“非能动”的安全系统。“非能动”设计概念就是利用固有的热工水力特性,简化安全系统的设计,使核电站保证安全的措施不再依赖泵、风机等能动设备的运行,从而大幅度地减少了安全级的阀、泵、电缆及抗震厂房;取消了1E级应急柴油发电机系统;减少了大部分安全级能动设备;降低了大宗材料用量;系统简化使设计简化、工艺布置简化、施工量减少、运行及维修量也相应减少。设计中采用的非能动的严重事故预防和缓解措施使安全性能得到提高,同时也提高了机组和经济性。

  一、非能动堆芯冷却系统

  AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统。

  与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比,AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外,还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳 pH 值控制的功能,替代了传统压水堆辅助(应急)给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。在反应堆冷却剂系统中,引入一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时,水流

  自然循环到该热交换器,后者将热量载带到安全壳内的换料水箱(IRWST)。传热过程无需动力。当 IRWST达到饱和时,向安全壳大气蒸发,非能动安全壳冷却系统动作,冷凝水沿壳壁流回环料水池,可以实现长时间的堆芯冷却。安全注入系统由两台堆芯补给水箱(CMT)、两台安全注射箱和IRWST 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,CMT、安全

  注射水箱和IRWST 为堆芯提供冷却。依靠 IRWST 提供冷却水注入保持LOCA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。

  二、非能动安全壳冷却系统

  AP1000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LOCA事故或主蒸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,将空气从外层屏蔽壳入口引入,通过外部环廊到达底部,在空气折流板底部转向180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存在,造成内外环廊空

  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。在安全壳顶部设有可供72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。

  三、非能动安全壳裂变产物去除系统

  AP1000在设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

  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、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统在安全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在安全壳地坑冷却水中。非能动主控室可居留系统失去交流电源时,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居留的环境至少72小时,并兼作主控室、仪间和直流设备室的非能动热阱

  四、非能动主控室可居留系统

  失去交流电源时,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居留的环境至少72小时,并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。

  四、三代技术:EPR

  EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆,提高核电的经济竞争力,EPR的发电成本将比N4系列低10%。

  EPR的主要特征

  1、EPR是目前国际上最新型反应堆(法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆)的基础上开发的,吸取了核电站运行三十多年的经验。

  2、 EPR是渐进型、而不是革命型的产品,保持了技术的连续性,没有技术断代问题。EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。

  3、EPR是新一代反应堆,具有更高的经济和技术性能:降低发电成本,充分利用核燃料(UO2或MOX),减少长寿废物的产量,运行更加灵活,检修更加便利,大量降低运行和检修人员的放射性剂量。

  4、EPR属压水堆技术。法国在运行的核电站都是压水堆。目前,全球共有440台在运行的核电机组,其中209台是压水堆。压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。

  5、EPR可使用各类压水堆燃料:低富集铀燃料(5%)、循环复用的燃料(源于后处理的再富集铀,或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX)。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。这样,一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标,同时也可降低废物的产量;

  6、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。另外,人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。未来20年,半数以上的新核电站将建在这类地区。

  7、EPR的技术寿期为60年,目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进,EPR运行40年无需更换重型设备

  EPR为单堆布置四环路机组,电功率1525MWe,设计寿命60年,双层安全壳设计,外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害,内层为预应力混凝土。

  作为新一代技术,EPR相比较与前几代:

  一、经济性能更高

  EPR的发电成本将更低,比N4系列反应堆低10%。主要优化措施是:

  1、 EPR的功率(约1600兆瓦)比近期建设的反应堆功率(约1450兆瓦)更高。

  2、建设周期更短:从建造至商业运行计划用57个月。

  3、能量效益提高到36%,这是轻水反应堆最好的指标。

  4、EPR技术寿期将达到60年。

  5、提高燃料的利用率。在发电量相同的条件下,EPR将减少使用15%的铀,废物产量因此降低。同样,也降低了核燃料循环(从铀浓缩到后处理等各个环节)的费用。

  6、EPR降低了运行费:

  由于提高了人机接口的质量和主控室的功效,操作简化,通过运行支持系统,提升自动化水平,减少了人工干预;

  设备布局更合理,便于进入工作区,简化了检修,缩短了工期;可进行不停运的标准化保养维修;

  停堆换料期减至16天;反应堆寿期内可利用率可达到91%,法国在役反应堆的平均使用率为82%。

  7、EPR的发电成本将降至30欧元/MWh,比主要竞争对手—天然气低20%。

  二、更高的安全性

  EPR满足法德两国核安全当局提出的“加强防范可能损坏堆芯的事件,缓解堆芯熔化的放射性影响”两方面的要求,具有更高的安全性。

  1. 加强防范损坏堆芯的事件

  通过设计简单化、功能多样化和冗余系统确保安全功能。自动化水平更加先进;EPR配置四个同样的安全系统,具有非正常状态下冷却堆芯的功能。每个系统都能完全独立发挥其安全功效。这四个系统分别设在四个厂房,实行严格的分区实体保护。因内部事件(水灾、火灾等)或外部事件(地震)造成某一系统失灵时,另一系统代替有故障系统行使安全职能,实现反应堆安全停堆。这些结构性的安全系统将把在役压水堆极低的堆芯破损概率再降低一个10次方。

  2. 安全壳具有非常高的密封性

  如果万一发生堆芯损坏事件,将对居民和环境采取防御性保护措施,使他们不受影响。

  EPR的密封水平是国际上唯一的,反应堆厂房非常牢固,混凝土底座厚达6米,安全壳为双层,内壳为预应力混凝土结构,外壳钢筋混凝土结构,厚度都是1.3米。2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。

  即使发生概率极低的熔堆事故,压力壳被熔穿,熔化的堆芯逸出压力壳,熔融物仍封隔在专门的区域内冷却。这一专门区域的内壁使用了耐特高温保护材料,能够保证混凝底板的密封性能。EPR的熔堆事故影响严格限制在反应堆安全壳内,核电站周边的居民、土壤和含水层都受到保护。

  3. 降低运行和检修人员的辐照剂量

  EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进一步加强:集体剂量目标确定为0.4人希弗特/堆年,与目前经济合作与发展组织国家核电站的平均剂量(1人希弗特/堆年)相比,将降低一倍以上。

  目前法国核电站检修人员的人希弗特集体剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年(5mSv)。换言之,法国核电站工作人员的平均剂量等同于法国天然放射性当量。

  三、EPR更加环保

  核电的优势是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉尘及其他温室效应气体,EPR在可持续发展方面取得了重要的进展:

  EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率,减少铀的使用量,降低钚和长寿命废物的产量;有利于控制和降低钚的储量;由于EPR的技术寿期将达到60年,在生产同等电力的情况下,EPR退役后的最终废物数量将减少;利用核能有利于储备本世纪中叶将逐渐枯竭的化石燃料

  五、压水堆原理

  利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同,核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统(简称一回路)、蒸汽和动力转换系统(又称二回路)、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成,其流程原理如图2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似,称为常规岛。电厂的其他部分,统称配套设施。实质上,从生产的角度讲,核岛利用核能生产蒸汽,常规岛用蒸汽生产电能。

  反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。 通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。

  堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水,由反应堆冷却剂泵输送,流经反应堆堆芯,吸收了堆芯核裂变放出的热能,再流进蒸汽发生器,通过蒸汽发生器传热管壁,将热能传给二回路蒸汽发生器给水,然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复,构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器,一回路系统的压力靠稳压器调节,保持稳定。

  一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分,有保证正常运行的系统和废物处理系统,部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施,并防止放射性物质的扩散。

  二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量变成高压蒸汽,然后驱动汽轮发电机组发电,作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水,凝结水由凝结水泵输送,经低压加热器进入除氧器,除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器,如此形成热力循环。为了保证二回路系统的正常运行,二回路系统也设有一系列辅助系统。

  循环水系统主要用来为冷凝器提供冷却水。

  发电机和输配电系统的主要设备有发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、启动变压器、高压开关站和柴油发电机组等组成。其主要作用是将核电厂发出的电能向电网输送,同时保证核电厂内部设备的可靠供电。

  发电机的出线电压一般为22kV左右,经变压器升至外网电压。为保证核电厂安全运行,核电厂至少与两条不同方向的独立电源相连接,以避免因雷击、地震、飓风或洪水等自然灾害可能造成的全厂断电。

  每台发电机组的引出母线上,均接有两台厂用变压器。为厂用电设备提供高压电源。高压厂用电系统一般为6kV左右。该高压厂用电系统直接向核电厂大功率动力设备供电。对于小功率设备,经变压器降压后供给380/220V低压电源。通常高压厂用电系统分为工作母线和安全母线两部分,高压厂用电系统的工作母线,可以由外电网或发电机供电,高压厂用电的安全母线,除外网和发电机外,还可由柴油发电机供电。

  在电厂正常功率运行时,发电机发出的电能大部分经主变压器升压至外网电压输送给用户。同时,整个厂用设备的配电系统由发电机的引出母线经厂用变压器降压后供电。当发电机停机时,则由外部电网经启动变压器供电。当外网和发电机组都不能供电时,则由柴油发电机组向安全母线供电,以保证核电厂设备的安全。

  六、浓缩铀反应堆

  如果使用含有3%铀一235的浓缩铀,就有可能使用普通的“轻”水作为冷却剂,水中的氢作慢化剂。

  氢可吸收中子,故不适用于含o.7%铀一235的天然铀燃料,但可用于浓缩铀。在这类反应堆中,水始终保持高压状态,使其不能沸腾。水把热从反应堆芯通过蒸汽发生器传递给二回路系统,该系统中保持较低的压力,水被转化为蒸汽,从而驱动汽轮发电机组。这种设计的反应堆被称为压水反应堆,简称压水堆(PWR)。

  其它堆型也有采用低浓缩铀的。慢化剂则使用普通水、重水、石墨或有机液体,使中子减速。冷却剂可以是沸水、重水、氦、二氧化碳气或有机液体浓缩铀反应堆原理图:如果铀燃料被浓缩,水可被用来作慢化剂和冷却剂。图中显示的压水堆中,一回路水传递的热使完全隔离的二回路中的水沸腾

  七、沸水反应堆

  象压水堆一样,沸水堆的燃料也是浓缩度仅为2%的氧化铀,它在高温高压下被烧结成圆柱形芯块,装入锆合金管中.这些燃料棒被组装成比在压水堆中较为松散的组件。燃料棒基本方形排列包括6*6、7*7或8*8,而压水堆燃料组件为15X15或17X17。铀的浓缩度也不相同,棒中浓缩铀的数量与诙棒在阵列中所处的位置有关。这种排列能纠正沸水堆中由毗邻组件之间水空间引起的畸变。某些棒不含铀,而仅有水。十字形碳化硼控制棒在四个相邻燃料组件之间从堆芯底部插入。其抽插依靠液压系统或电磁螺旋驱动系统。遇有紧急情况,氮气覆盖层之下充满水的蓄压箱驱动液压缸,把控制棒弹入堆芯。

  这种反应堆最显着的特征是,允许冷却剂水在堆芯内沸腾.离开堆芯的蒸汽必须经过去湿,这个过程在反应堆容器上部进行。象在压水堆蒸汽发生器中一样,蒸汽要经过汽水分离器(在旋流叶片中,作用于蒸汽流的离心力迫使水滴甩在外壁上)和人字型干燥器,然后被传输到汽轮机,再驱动发电机产生电力。蒸汽在给水厂房冷凝后,形成凝结水,经过再加热后返回反应堆容器。

  为确保稳定运行,反应堆容器上接有若干条再循环环路,每条环路设一台泵,该泵从反应堆容器出口接管吸水并排水至人口接管。泵的流量变化可以改变平均水温和蒸汽泡形成的水平。用这种方法能够控制中子的慢化条件(密度低的蒸汽替代水或相反),从而控制反应堆的功率水平。在法国压水堆设计弓1人新的控制系统和先进灵敏的部件之前,这种调节功率水平的能力使得沸水堆胜过它的竞争者。

  因此,初看起来,这种反应堆似乎比压水堆简单;它们省去了蒸汽发生器,并在低得多的压力下运行(70—80巴,而不是150巴)。但是,它们也有自身的不足:反应堆容器更高,更粗;由于设置了再循环回路,在连接压力容器的蒸汽管道上必须设置安全阀,使得设计更为复杂;此外,堆芯内的沸腾水必须连续净化,以防止杂质沉积在燃料包壳上,在经过堆芯时必须将可能被活化的杂质用过滤器滤掉。尽管采取这些措施,燃料元件破损造成放射性产物被夹带于蒸汽中的可能性依然存在。这就要求汽轮机设计必须具有严格的密封性能,电厂的常规部分必须划为易监控区,具有适用于电厂操作人员的保健条例。

  关于电厂安全,象压水堆设计一样,针对假设的冷却剂丧失和蒸汽管道破裂事故,采取了预防措施,这就是为什么要把反应堆(压力容器和再循环泵)包容在能够承受各种压力的钢制密封安全壳系统之中。蒸汽管道安全阀也置于安全壳之内。

  安全壳系统的设计能使逸出反应堆的蒸汽喷到反应堆容器旁的充水腔室并得到冷凝。简图说明了这些设计特点的发展。象压水堆一样,也设有几条管道,把安全壳外的冷水注入反应堆容器以冷却燃料。同时,通过喷淋包容反应堆容器的腔室而冷却安全壳自身。

 

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