CPR1000压水堆系统介绍

CPR1000主回路系统介绍2008年12月1日编制：赵永杰审核：批准：反应堆分类介绍AP1000、EPR、CPR1000介绍CPR100主回路系统内容简介一、反应堆分类反应堆堆型:按冷却剂，慢化剂的不同轻水堆沸水堆气冷堆压水堆重水堆1.1压水堆压水堆用轻水作为冷却剂和慢化剂。一回路压力15.5MPa，我们现在所看到的CPR1000、AP1000、EPR都是压水堆型。现在国际上和国内大多使用压水堆这种堆型。压水堆核电厂约占世界核电厂的60%以上。1.2沸水堆沸水堆也是一种轻水堆，它与压水堆的本质区别是降低了一回路的冷却水的工作压力，允许一回路冷却水在堆芯内发生沸腾。并将产生的蒸汽直接送到汽轮机发电。沸水堆冷却剂工作压力约为6.86MPa。另外，在沸水堆中采用再循环流程，通过再循环泵调节堆芯内冷却剂流量，采用这种系统，在控制棒位置不变动的条件下，功率可增加25%。优点：沸水堆直接产生蒸汽，压力壳所承受的压力较小.压力容器厚度较薄，但反应堆周围还设置有喷射泵，汽水分离器和干燥器等设备，使得沸水堆的压力壳尺寸要比压水堆大。沸水堆采用堆内再循环系统，减少了反应堆压力壳开孔接管，也大大地缩小了它的直径，从而使电站失水事故的可能性及严重性大大的降低了。因此，从这一点来说，沸水堆核电站比压水堆更安全。沸水堆电站燃料比功率小。1.3重水堆重水堆是用重水（D2O）来作为慢化剂。重水具有中子吸收截面小而慢化性能好的特点，中子的利用率高。因此可也直接采用天然铀作为反应堆的燃料，而不受浓缩能力的限制，这是重水堆突出的优点。但是由于重水的价格较贵，为减少重水泄漏损失，相应的使反应堆及重水设备回路的设备制造复杂。重水堆主要在加拿大原子能有限公司研究的CANDU，现也成为世界上少数几个比较成熟的堆型之一.（CANDU型反应堆的造价比轻水堆高10-20%）。因此重水堆建造和发展不如轻水堆普遍。最近特别最近对铀资源的利用越来越多，铀资源的量越来越少，为了对铀资源更加有效的利用，不少国家开始对重水堆感兴趣。我国秦山3期就是加拿大的CANDU重水堆型核电站。1.4高温气冷堆（HTGR）高温气冷堆作为石墨气冷堆的继续和发展，是一种用低富集铀（2-5%铀-235）或高富集加钍的凃敷颗粒做核燃料，用石墨做中子慢化剂和堆芯结构材料，高温氦气作为冷却剂的先进转换堆。特点：（1）高温、高效率。出口温度750—950C0发电效率高。（2）高转换比。新核燃料的转换比可达0.85左右。（3）安全性高。石墨材料具有很好的耐高温的特性，仅在3300C以上才会升华。石墨堆芯有巨大的热容量，可保证在事故工况下温度上升缓慢，有利于事故处理，至少可使事故不易扩大。整个一回路置于预应力混凝土压力壳，没有突然爆破的危险。（4）对环境的污染小。由于采用性能稳定的氦气作为冷却剂，反应堆一回路放射性剂量较低，而且由于它的热效率高排除的废热也比轻水堆少35-40%。因此,它是核电站中较清洁的堆型，可以建在人口较密的城市。（5）有综合利用的广阔前景。如果氦气温度达到900C0，与氦气轮机直接连接，热效率可达50%。高温气冷堆出口温度较高，可以用与分解水，产生氢气和氧气，能量转换。我国清华大学正在研究，准备和华能一起建造高温气冷堆核电站。二、AP1000与EPR简介2.1AP1000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。简化的非能动设计提高了安全性和经济性。AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。西屋公司以对AP1000作的经济分析表明，AP1000隔夜价低于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。建造中大量采用模块化建造技术通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。2.2欧洲先进压水堆EPR技术1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。欧洲先进压水堆EPR设计特点：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。2.3CPR1000CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用压水堆技术方案。CPR1000是目前我国设计自主化、设备本地化、建设自主化、运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电站为参考基础的技术方案。CPR1000是根据世界上同类型机组1000多堆年运行经验不断持续改进的技术结晶。特点：采取了严重事故的预防和缓解等措施，将使LAⅡ的综合技术安全经济指标达到目前国际同类核电站的先进水平。在从Dayabay最初引进到CPR1000的渐进式技术革新过程中，充分借鉴了生产运行经验反馈，包括吸纳法国同类型机组批量改造经验，现已更加完善的CPR1000方案是在Dayabay、LAⅠ的技术基础之上，结合法国为追赶世界先进核电的发展所作的第二次十年大修计划（VD2）的改进。CPR1000还将继续分享同类机组运行经验的反馈。CPR1000作为“二代加”技术，通过持续科技进步，逐渐趋近第三代，可以保证与先进技术更加平稳地衔接过渡。环路数3总体性能指标DNBR裕量＞15%机组可用率≥87%压力容器设计寿命60年一回路压力15.5MP一回路温度T入/T出292.4℃/329.8℃平均线功率密度186W/cm机组额定功率1080MWe燃料组件157组全M5的AFA3G组件活性区高度3.66m换料周期18月堆容器内径/高度3.99m/12.99m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49000m3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CPR1000部分参数一回路主系统RCP:反应堆冷却剂系统RCV:化学和溶剂控制系统REA:反应堆硼和水的补给系统RRA:余热排除系统PTR:反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统RIS:安全注入系统EAS:安全壳喷淋系统RCP功能：输送反应堆芯产生的热量至蒸汽发生器，并把热量从蒸汽发生器输送至二回路；中子减速剂；堆芯反应性控制；反应堆冷却剂压力控制。RCV功能：稳压器内设计水位的保持（容积）；硼浓度的控制（化学）；反应堆冷却剂水的净化（化学）；反应堆冷却剂水化学性能的保持（化学）；对RCPS第一层轴密封水的注入；对RCPS第一层轴密封水泄漏的收集。RIS功能：在RCP冷却剂漏失事件工况期间，保持堆芯的冷却；在冷却剂漏失事件工况期间，控制反应性；在蒸汽管线破裂事件工况期间，控制反应性。REA功能：制备浓度4%和12%的硼酸溶液，储存浓度4%的硼酸溶液；为达到减缓反应性的目的，与RCV系统共同调节RCP系统的硼酸浓度；为RCP提供除盐水和硼酸溶液；向RCP注入化学试剂。RRA功能：去除反应堆芯的热量，主回路系统的显热和主泵的热量，使中间停堆状态达到冷停堆状态；在换料期间，保持RCP系统不高于60℃；在压力非常低，RCV系统处于失效状况时，作为RCP的下泄途径；配合换料操作，排放反应堆换燃料池中的水。主管道过渡段蒸发器主泵稳压器压力容器主管道冷段主管道热段3.1反应堆压力容器作用：反应堆压力容器是用来固定和包容堆芯、堆内构件、使核燃料的链式裂变反应限制在一个密封的金属壳内进行。如果说燃料元件包壳是防止放射性物质外逸的第一道屏障，则包容整个堆芯的压力容器就是第二道屏障。反应堆压力容器和一回路管道是承受冷却剂的重要的压力边界；所有堆内构件都是由压力容器支承和固定，所以它又是一个承受很大载荷的构件。大亚湾核电厂反应堆容器由低碳素体低合金钢筒，材料成分为：碳≤0.25%,添加少量的合金元素为锰1.15-1.5%钼：0.6%，镍0.4-1%反应堆压力容器设计寿命为60年低泄漏设计，减少了对压力容器的中子辐照；RPV堆芯活性段采用整体锻件；严格控制RPV材料中的辐照敏感元素Cu、P、S、Ni等的含量。功能反应堆的心脏产生自持链式核裂变反应以热的形式释放裂变能组成核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成，通常还含有可转变核素慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有控制材料：控制中子数控制棒组件可燃毒物可溶毒物冷却剂：吸收热量并带出堆芯各种堆芯图例控制棒燃料组件压力容器堆芯（活性区）燃料棒按正方形排列，常用的有14*14,15*15，17*17等几种形式。其骨架由8个定位格架24根控制棒导向管，1根中子通量测量管和上下管座焊接而成。其余264个栅元装有燃料棒。CPR1000的燃料棒由17*17组成，其中中子通量测量棒在组件的中央位置。燃料棒在组件中，其两端分别与上管座下管座之间留有空隙，允许燃料棒膨胀，而不会引起弯曲。燃料块：燃料块二氧化铀，在高温和辐照是会发生变形，燃料元件的包壳为锆4合金。反应堆堆芯有157个几何上核机械上都完全相同的燃料组件，燃料组件被安置在承放堆芯的下栅格板上外侧用包络堆芯的堆芯围板定位。在典型的燃料管理方案中，为使堆芯采用三种不同富集度的燃料分区布置。见图：富集度最高的燃料装在堆芯外围，1区：53个燃料组件，富集度为1.8%；2区：52个燃料组件，富集度为2.4%；3区：52个燃料组件，富集度为3.1%。控制棒组件：CPR1000每一棒束有24根控制棒组件，每一棒束控制棒组件有其本身的驱动系统，可单独或则多个同时动作。控制棒：大亚湾核电站采用两种类型的控制棒，即吸收棒和不锈钢棒。黑棒的吸收剂材料为银-铟-镉合金，重量百分比为80%，15%，5%。可燃毒物组件：可燃毒物棒组件只用于第一燃料循环的全新堆芯，功能是降低溶解在一回路冷却剂水中的硼浓度，大亚湾核电站堆芯首次装有48个含12根可燃毒物的组件和18个含有16根可燃毒物棒的组件，加上两个粗级中子源棒组件中的32根，共有含896根可燃毒物棒的68个组件。中子源组件：初级中子源组件：锎-252，次级中子源组件：次级中子源在反应堆内经中子辐照后，锑-123照射后发生γ衰变为锑-124，而锑124经历γ衰变放出中子主要作用是：A提高堆内中子通量水平。B在反应堆启动时起点火的作用，分为初级中子源和次级中子源。。反应性的控制:依靠棒束型控制棒组件的提升或者插入调解溶解于冷却剂中硼浓度来补偿因燃耗、氙、钐毒素、冷却剂温度改变等引起的比较缓慢的反应性变化。新的堆芯中，还可将可燃毒物做成固定不动的控制棒，即可燃毒物棒装入堆芯，用来补偿堆芯寿命初期的剩余反应性。3.2蒸汽发生器蒸发器是核电站中一，二回路的枢纽，它是将反应堆产生的热量，生成饱和蒸汽传递给二次回路。每台容量按照满功率运行时传递1/3的反应堆热功率设计。并设计成在传热管结垢，且又不超过10%传热管堵塞的情况下，电站能以额定功率运行，提供设计干度的蒸汽而不超过设计限值。由一次侧和二次侧两部分组成。一次侧由U形管束、管板、水室隔板和半圆形封头构成。二次侧由下部壳体、过渡锥形体、上部壳体、椭圆形封头、汽水分离器和干燥器等组成。U型传热管汽水分离器给水入口环形下降通道参数：每台生产的蒸汽可供发出260-340MW电功率蒸汽量为1600-2000t/h饱和蒸汽压力为：5.5-7.5MPA总高度：19-22m总重量：300-400T管束共有4474根因科镍管，外径19