核供热反应堆介绍学习课件

二、5MW，200MW堆背景©
利用核代替煤供热的新型核反应堆。 核研院从80年代初开始研发。 1983－1984年用游泳池式屏蔽试验堆进行了供 热实验，同时开始5兆瓦堆的设计与关键设备 的试验研究。 5兆瓦堆于1986年动工，1989年运行，并进行 连续三年的供热实验。 世界上首座投入运行的“一体化全功率自然循 环”低温核供热试验反应堆。
reduce staff requirement (number and expertise)
•
Limited infrastructure required
IRIS 一体化布置
技术特点
• 模块式 , 参考设计 1000 MWt , 灵活的堆芯设计
2010 s < 5% enrichment, current burnup limit 2020 s Higher enrichment, higher burnup, MOX • 主要部件一体化
首炉燃料分区 235U 富集度 换料富集度 燃料初始装载量(金属铀) 燃料棒平均热流 压力壳内径 主换热器台数 主换热器总传热面积
单位 盒 根 mm mm
% % t W/cm2 mm 台 m2
数值 96 32
1900 1924
1.8/2.4/3.0 3.0
12.54 25.5 φ4820
6 2100
三、200MW技术特点
一体化布置（无大穿管，双层壳） 自稳压设计 全功率自然循环（压水，微沸腾，自稳压） 紧贴式双层承压壳结构 水力学控制棒（无穿管，重力落棒） 冷却剂不含硼溶液 非能动安全系统（换热器，蒸发器，空冷器） 乏燃料堆内贮存 一回路热容大，RPV中子注量率低 操作简便，宽容期长 运行参数低，安全裕度大 注硼停堆系统（喷射泵，被动式）
• Safety-by-design/passive 一体化 PWR • modular, Small-medium plant
(~ 335 MWe), • Ready for deployment
in 2012-2015 • Westinghouse led
IRIS FITS 适合国际市场
•
Flexible configuration
第六章：核供热反应堆
一、类型 二、 5MW，200MW堆开发背景 三、 200MW技术特点及关键技术 四、 IRIS 和 SWR1000
一、类型
轻水堆: 与核电站相比低温，低压。 开发研究国家：俄、德、法、瑞典、瑞士、 捷克。功率水平为100－600MW（瑞士10MW）。 商用堆建造：前苏联曾开工建造两座2×500MW 核供热站，因苏联解体停建 （其中一座将恢 复建设）。 壳式
200核供热堆主要参数
序号 1 2 3 4 5 6 7 8
9
10 11 12
参数 供热站名义功率 供热站额定输出功率 供热站设计寿期 反应堆冷却剂工作压力 堆芯入口/出口温度 反应堆冷却剂流量 中间回路工作压力 中间回路工作温度
中间回路流量
三回路压力 三回路供水/回水温度 三回路流量
单位 MWt MWt
⑼ 一回路热容大，RPV中子注量率低
供热堆压力容器内装有大量的欠热水，其单位 热功率水容积约为压水堆核电厂的15倍，对堆 芯余热排出，防止堆芯失水和缓解其它事故后 果均有较大益处。
供热堆堆芯和压力容器之间有较宽的水层，压 力容器的中子注量率比压水堆核电厂低约4个量 级，不仅可延长核供热堆的运行寿期，而且有 利于退役处置。
a MPa ℃ t/h MPa ℃
m3/h MPa ℃ m3/h
数值 200 196 40 2.5 140/210 2341 3.0 95/145
3400
1.3 130/80
3400
200核供热堆主要参数（续）
序号 13 14 15 16
17 18 19 20 21 22 23
参数 首炉燃料组件总数 控制棒根数 堆芯活性区高度(冷态) 堆芯活性区等效直径(冷态)
•
Suitable for small or large grids
•
LWR technology accepted all over the world
•
Several interchangeable core design options
•
Simple design, optimized maintenance
200MW技术特点
⑴ 一体化布置
反应堆结构紧凑，一回路系统全部包容在 反应堆压力容器内;
复杂设备，小口径工艺引出管均布置在压 力壳上部;
不仅减小冷却剂压力边界泄漏的概率和后 果，而且排除了主管道断裂造成严重失水 事故的可能性。
200MW技术特点©
⑵ 自稳压设计
利用蒸汽分压原理及掺入非凝结气体实现各种功 率下自稳压运行，省去了复杂的需要加热和喷淋 调节的稳压器。
shutdowns • Safety by design
Eliminated altogether or Most accidents Consequences minimized by design and/or Probability decreased CDF 1.2E-8, limited by vessel rupture (1E-8)
2.0
200/120 130/75 120/60
1.5
198/168 165/100 120/70
1.5
198/163 160/125 120/70
1.5
165/115 153/75 140/60
0.7
120/90
100/70
1.3
144/131 137/96 130/80
1.5
198/185 180/125 120/60
⑶ 全功率自然循环冷却
不需要外部动力，不设置主循环泵，简化主回路 系统，增加运行的安全可靠性。
⑷ 紧贴式双层承压壳结构
在压力壳破裂条件下，仍可保证堆芯被水淹没， 并且能包容住泄漏出的较高温度的放射性物质。
200MW技术特点©
⑸ 非能动安全系统
余热排出系统为自然循环冷却，注硼系统采用重力 注入方式,因此不需要外电源就可保证执行其安全 功能,使反应堆处于安全状态，从而降低对柴油发 电机组和设备冷却水系统的要求。
200MW技术特点©
⑽ 操作简便，宽容期长 核供热堆操作简便。对任何设计基准事故，保护逻辑只自 动触发简单的动作－停堆和打开余热排出系统阀门 (失电 开启)，不需要操纵员干预，大大降低误操作的可能性。
⑾ 运行参数低，安全裕度大 运行压力、温度、堆芯功率密度较低，设计安全裕度大。 核供热站系统惯性大，在瞬态或事故工况下，过程参数变 化平缓 (12)注硼停堆系统 第二停堆系统，ATWS，被动式重力注入, 注硼罐7.6m3， B5Na2NO8浓度8%。进入压力壳后采用喷射泵， 停堆硼浓度要求：热态（平衡氙）300ppm 冷态（平衡氙）500ppm 长期（无氙） 600ppm
二、5MW，200MW堆背景©
堆上进行了多项实验：热电联供、空调制冷 和海水淡化等。 国家重视，不少城市感兴趣。 200兆瓦堆研究与设计。 大庆项目经国务院批准立项。沈阳项目。摩 洛哥核能海水淡化可行性研究。 山东海水淡化项目经国务院批准
二、5MW，200MW堆背景©
核供热堆及其相关技术，获得国家科技进 步一等奖和国家技术发明二等奖。 多项部委级科技成果奖和国家专利。 反应堆的运行成功，被评为1989、1990年 全国十大科技新闻和1990年世界十大科技 成就之一。
技术特点(Cont’d)
• Advanced diagnostics • Internal CRDMs eliminate rod ejection accident and corrosion
of vessel penetration nozzles (Davis-Besse) • Optimized maintenance to allow 48-month interval between
螺线管式蒸汽发生器
一回路内置轴流泵
• 海军研发，大流量，低扬程 • 淹没在液位下，除电缆外与压力壳无穿管 • 高温电机（实验500oC ）, 水润滑轴承
• Virtually no maintenance • Reduced vibration • Operating experience • Must be qualified for
压力 MPa 口温度 ℃ 温度℃ 水温度℃
~0.17
93/68
85/60 80/55
~0.2
93/60
86/55 80/50
~0.2
110/104 100/85 90/60
~0.2
110/104 100/85 90/60
1.6
200/150 170/90 150/70
2.0
208/131 160/90 144/64
供热堆与压水堆核特点比较
技术特点
主回路系统布置 主回路系统稳压方式
反应堆冷却剂循环方式 安全系统(如余热排出) 控制棒驱动 堆芯应急冷却系统 安全壳喷淋、冷却系统 硼溶液调控系统 柴油发电机组 设冷水系统、厂用水系统等 通风系统
堆 核供热堆
NHR 一体化 自稳压
全功率自然循环 非能动
动压水力驱动 无 无 无
Helical coil steam generators Fully internal spool pumps （轴流泵）
Internal CRDMs : Candidate designs
– Electromagnetic drive (Japanese technology) – Hydraulic drive (various sources, investigated by POLIMI) – Liquid rods (recently suggested French technology)
堆功率 MW 2~10 10 25 50 500 500 300 500 200 300 200 100 10 10 200
堆型
池 池 池 池 壳 壳 壳 壳 壳 壳 壳 壳 壳 壳 壳
循环 方式 自然 自然 强迫 强迫 自然 自然 自然 自然 自然 自然 强迫 强迫 自然 自然 自然
堆芯工作 堆芯出口/入 二回路 热网供回
nuclear applications
IRIS 被动安全系统
与AP1000 类似，但简化 抑压系统与BWR相似
SWR 1000 (a Boiling Water Reactor )
⑹冷却剂不含硼溶液
可保证在全寿期内，具有负的慢化剂温度系数，确 保反应堆具有自保护和自稳定的能力,并且简化了 系统,减少腐蚀，有利于运行安全和退役处理。
⑺ 控制棒动压水力驱动
简化堆体结构,排除了弹棒事故,是一来自百度文库安全、经济 和先进的新型驱动方式。
200MW技术特点©
⑻ 乏燃料堆内贮存
乏燃料存放堆芯周围，有利于提高燃耗和乏燃 料贮存的安全性，并简化了贮存系统和装卸料 机构。
压力、温度较高 池式 液柱压力、温度低
国际各种低温供热堆主要设计特性
加 SLOWPOKE 俄 RUTA－10 俄 R－25 俄 R－50 俄 ACT－500 ACT－500 ACT－300 德 KWU－500 KWU－200 德 HERE 瑞典 SECURE 法 THERMOS 瑞士 EIR－10 瑞士 CHR－10 捷 SKODA
非安全级 非安全级 非安全级
型 现有压水堆电厂 PWR 分置式 稳压器 电加热＋喷淋 泵唧送强迫循环 能动 电磁－机械 有(多重系统) 有 有 安全级 部分安全级 部分安全级
关键技术
自然循环 流动稳定性： 密度波，喷泉，过冷沸腾，闪蒸 水力学控制棒 新技术应用 设计，试验，运行考验，改进，发展
自然循环两相流
欠热沸腾、冷凝、 闪蒸耦合
上升段气泡机理 不同
汽空间压力变化 各种流动不稳定
现象复杂 需要新的物理描
述
闪 蒸 耦 合 密 度 波 典 型 结 果
自 然 循 环 流 动 特 性 图
四、I R I S
International Reactor Innovative and Secure
动机: 响应 DOE Generation IV
1.5
250/150 135/95 120/60
1.96
200/143 140/80 130/70
二、5MW，200MW堆背景
核研院开发 采用了一体化布置、自稳压、全功率自然循 环冷却、新型的控制棒水力传动装置、非能 动的余热排出系统第一系列先进技术，体现 了新一代先进反应堆的特点。 获得国际原子能机构专家的高度评价。