核电站技术改进和发展.

《核电站技术改进和发展.》由会员分享，可在线阅读，更多相关《核电站技术改进和发展.（97页珍藏版）》请在金锄头文库上搜索。

1、核电站技术改进和发展 目 录 一、国外轻水堆核电技术发展和特点 二、用户对新一代核电机组性能要求 三、第三代压水堆核电站 四、第四代核电站 一、国外轻水堆核电技术发展和特点 国外具有轻水堆核电技术研究和开发主要国家有 美国西屋公司，日本三菱燃烧工程公司，美国通用 电气、日本东芝、日立，法国法马通，德国西门子 公司以及俄罗斯等几家，其开发过程如下： 1. 美国西屋公司 西屋公司自1957年建成第一座PWR核电站至七十 年代末先后发展了30万千瓦一条环路的标准化系列 机组，主要有两环路、三环路的312型、314型和四 环路的412型、414型等。据统计在美国运行的核电 站中，西屋公司供货的共48台

2、其中二环路3台，三环 路312型为13台，四环路为32台，约占据美国核电市 场一半。但自1976年后由于国内没有了核电订货， 转向日本、德国和法国等核电国家出口核电站，转 让核电技术。 九十年代西屋公司根据URD文件要求，与日本三菱 合作研究开发改进型压水堆核电站APWR1500MWe ，同时投入大量力量研究开发非能力的AP600型机 组，经过技术论证和设计，于1998年获得美国NRC的 批准（FDA）。 2001年西屋公司和CE公司联合后，利用AP600非 能动安全的设计概念；加上CE公司系统80双蒸汽 发生器经验向电力公司推荐AP1000机型，采用非 能动技术和两条50万千瓦的环路经验，简

3、化设计，改 善核电的经济性。 2. 日本三菱公司 六十、七十年代主要引进美国西屋公司的212、312 和412三种PWR核电技术经消化吸收，逐步实现国产 化，至今在日本已建造了212型和312型机组各8台， 412型机组7台。 九十年代与西屋公司共同开发APWR-1500改进型核 电机组。原计划，21世纪第一个10年建造，现在日本 5家PWR的电力公司与三菱合作，准备根据URD要求 在APWR成熟技术基础增加少量必要的改进，准备在 敦贺设计建造APWR核电机组。同时研究开发容量 更大的能动和非能动相结合的混合型NP21机组， （电功率为15001700MWe，四环路PWR）作为日 本21世纪核

4、电机组。 国外压水堆核电技术发展过程国外压水堆核电技术发展过程 年代 国家 6070809020201 日本三菱 （23） 美国西屋 (48) B&W(6) 美国燃烧 (14) 韩国Kepco (12) 美滨美滨1#2#(1#2#(MD121)MD121) 敦贺敦贺1#(1#(MD312) MD312) 大阪大阪1#2#(1#2#(MD412)MD412) 玄海玄海1#2#(1#2#(MD312)MD312) 敦贺敦贺2#(2#(MD412) MD412) 玄海玄海3 3#4#(#4#(MD412)MD412) 大阪大阪3#4#(3#4#(MD412)MD412)敦贺敦贺3#4#(3#4#(A

5、PWR+1530)APWR+1530) NP-21 NP-21 MD212 MD212 MD312 MD312 MD312 MD312 MD412MD412型型( (B-B) B-B) MD312 MD312 MD412MD412型型 ( (SMP) SMP) MD412(MD412(TexesTexes) ) AP-600AP-600设计设计 APWR-1500 APWR-1500设计设计 AP-1000AP-1000设计设计 APWR+ APWR+ Palo VerdePalo Verde系统系统80 80 系统系统8080标准标准 系统系统80+80+TMTM设计设计 系统系统8080

6、灵光灵光3#4#(3#4#(系统系统 80) 80) 蔚珍蔚珍3#4#(3#4#(系统系统 80)80) 系统系统80+80+TMTM设计设计 3. 法国法玛通公司 法国在七十年代从美国西屋公司引进后，先后建造 了一批312型机组（CPY型，M310型）。从1977年起 采用西屋公司414型核电技术，建造了20台四环路的 P4/P4机组，接着从1984年起开发建造了N4型四环路 150万千瓦级核电机组。目前法玛通和德国西门子公 司正在联合开发改进型PWR机组EPR1500，作为欧 洲下一代的核电机组。 4. 美国燃烧工程（CE）公司 CE公司从七十年代研究开发了系统80型PWR核 电技术，先后

7、建造14台系统80型核电机组。八十年代 CE公司向韩国电力公司转让系统80型PWR核电技术 ，通过灵光31、4两台机组，形成韩国标准核电站 （KSNP）。目前CE公司与韩国电力公司进一步合作 开发系统80型电功率为135万千瓦CP1350型的双 蒸汽发生器核电站。 5. 德国西门子公司 德国西门子公司（原KWU）自六十年代末引进西 屋公司212和312型PWR核电技术后，经过自己研究开 发建造了一批四环路电功率为1300MWe PWR核电机 组。九十年代以来国内无订货，目前与法玛通公司联 合开发，EPR型核电机组。 国外压水堆核电技术发展过程国外压水堆核电技术发展过程 年代 国家 607080

8、9020201 法国(FAM) (58) 德国西门子 (13) 俄罗斯(13) CPY(CPY(引进引进MD312)MD312)CPYCPY标准型标准型 P4(P4(引进引进MD412)MD412) P P4 4 ( (引进引进MD414)MD414) N4 N4 EPR-1500EPR-1500设计设计 StardeStarde( (引进引进MD212)MD212) GKN 1#(MD312) GKN 1#(MD312) KWB(1300) KWB(1300)BiBalis BiBalis A#,B#A#,B# KonVKonV 1300( 1300(标准化标准化 ) ) GKN 2# GK

9、N 2# EPR-1500EPR-1500设计设计 VVER440/230,213VVER440/230,213VVER1000/187,302VVER1000/187,302VVER1000/338,320VVER1000/338,320 6. 俄罗斯的压水堆核电技术是在原苏联核潜艇技术基 础上开发的，其发展经历了三代：VVER440/230， VVER440/213与VVER1000（包括/187、/302、/338、 /320四种型号）。以后又以VVER1000/320为基础， 开发了改进的ASE91和ASE92两种设计。其中 ASE92采用了较多非能动安全系统和设施，特别是 采用以大气

10、作最终热阱的非能动余热排出系统，是俄 罗斯下一步发展能动与非能动混合式的先进压水堆核 电机型。 7. 沸水堆核电站： 沸水堆在上世纪五十年代中由美国通用电气公司（ GE）开发研制，六十年代到八十年代先后建造BWR2 、BWR3、BWR4、BWR5到BWR6不同阶段的堆型， 其建35台机组，从BWR4开始电站容量达100万千瓦 ，从BWR5开始采用高压堆芯喷淋系统，BWR6开 始燃料组件采用88排列，安全壳采用mark-III型。 国外压水堆核电技术发展过程国外压水堆核电技术发展过程 年代 国家 6070809020201 日本 东芝、日立 （28） 美国 (G-E) (35) 德国 (6) 瑞

11、典 (8) BWR2 敦贺1# 36 BWR3（4）福岛1# 46 福岛2# 78 BWR4 （6） 福岛3#-5 78 福岛6# 110 BWR5 （14） 福岛2期1-4#柏崎K1-5# ABWR 柏崎6-7# BWR2（1） BWR3（5） BWR4（15） BWR5（4） BWR6（4） BWR5（3） 90万 BWR6（3） 130万 BWR3（1） 50万 BWR4（2） 60万 BWR6（5） 100万 八十年代开始，GE公司与日本东芝、日立公司合 作开发了先进沸水堆（ABWR），首座ABWR 1356MW机组K6、K7已于1997年在日本柏崎刈 羽核电厂正式投入运行。 至今运行

12、一直良好，平均利用因子大于85%。2000 年开工的我国台湾核电龙门电站也采用ABWR机组。 日本电力公司计划在2010年底前新增13台核电机组， 其中8台是采用ABWR。 改进特点： (1) 提高反应堆的单堆功率 为了节省核电可选择厂址，降低此投资。对于电网 容量超过2000万千瓦的国家和地区大多数选择单堆功 率大于百万千瓦的大型核电机组，降低比投资。目前 轻水堆核电机组工业能力已达到150万千瓦级。 (2) 改进堆芯设计，提高燃耗深度 改进堆芯燃料管理设计，延长换料周期。 电站换料周期延长1824个月。 降低堆芯功率密度和燃料棒线功率密度，增加事 故工况下堆芯热工安全裕度15%。 采用高性

13、能燃料组件 为了达到高燃耗，良好热工安全性要求，堆芯中采 用细棒径，良好水力特性，全锆型高性能燃料组件。 (3) 改进核岛主设备设计提高设备可靠性和利用率 反应堆结构改进 驱动机构采用350 的耐高温线图，取消堆顶通风 系统，提高控制定位准确性和可靠性。 中子测量系统改为从上部插入堆芯的ICIS，压力 容器下封头无贯穿件，降低堆的下腔室。调整堆内中 子径向反射层结构减少压力容器辐照损伤，延长压力 容器使用寿命。 采用一体化堆顶设计，驱动机构耐压壳与顶盖的 管座一体化取消焊接头，提高反应堆安全性。 蒸汽发生器改进 对60F1改进，优化传热管束排列，增大蒸汽发 生器传热面积达19%，拟采用国际先进

14、成熟75或 125二环路蒸发器型号 反应堆冷却剂泵 改进100D型的主泵，使泵的连续工作时间大于最长 换料周期，以便与换料周期相适应，并在事故工况下 ，设置轴封水的应急电源。 (4) 专设安全系统的改进 新一代压水堆核电厂采用非能动型或能动和非能动 混合型的专设安全设施。 全能动型或混合型应急堆芯冷却系统 安全壳喷淋系统由两个冗余子系列组成，两个系 列实体隔离，每个系列具有100%喷淋能力。 辅助给水系统也包括两个子系统，每个系列包括 一台电动、一台汽动，由两个辅助水箱向两系列供水 ，电动泵密量2100%，汽动（或柴油机）泵容量 2100%。 安全壳隔离系统 凡贯穿安全壳厂房的管线均设置两个隔

15、离阀，一个 在安全壳内，另一个在安全壳外。 (5) 安全壳系统改进 非能动型的安全壳冷却 安全壳采用半球顶双层结构，内壳钢壳，外壳为混 凝土壳。失水事故初期利用安全壳顶部贮水箱内水自 流喷淋。安全壳长期冷却是利用钢壳壁将安全壳内系 统的热量传给钢壳外自然对流的空气，安全壳内的蒸 汽冷凝后由成水返回安全壳底部。 非能动型的反应堆衰变热导出 安全壳混凝土外壳附加一个高位水箱（或水池）， 反应堆的衰变热由反应堆冷却剂系统自然循环带出， 蒸汽发生器的蒸汽引向该水池内浸式热交换器的管侧 ，冷凝水然后靠重力返回蒸汽发生器。 (6) 土建与厂房布置的改进 核电机组厂房布置采用单堆敲图章方式，更好地 体现与满足URD的要求，特别是能更好地满足人因工 程与简单地要求。 厂房与系统布置上，不同安全序列做到完全的实 体分离。满足防火，放射性分区，防水淹，生命通道 等准则。 采用模块化工程设计，提高工程的质量，缩短建 造周期。 (7) 仪表与控制系统改进 新一代核电厂将实现数字化，智能化仪表与控制系 统： 仪表控制，满足URD要求： 全数字一体化控制系统 全数字一体化的保护系统 在线故障诊断与定位技术 光纤通信，提高抗干扰能力，使整个系统结构灵 活，就地扩充