先进反应堆型

(1)EPR简介
• • • • 每兆瓦时长寿锕系元素产生量减少15% 相对于释热比，发电量增加14% EPR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（UO2，UO2-Gd2O3，MOX）、不同的燃料管 理战略和燃料循环长度（到24个月），降功 率运行和延寿运行。
(1)EPR简介
(1)EPR简介
• 换料停堆时间缩短到接近10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 全系统4重冗余）使维修简化。 • 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 标小于0.4人希弗/堆年，而目前OECD国家的平均水 平为1人希弗/堆年。 • 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。
世界首台ABWR机组: 东京电力公司柏崎刈羽核电厂6/7号机
三、第三代先进PWR
1、 EPR 2、 AP600/1000
1、EPR－欧洲压水堆
（1）EPR简介 （2）技术特点 （3）安全特性
(1)EPR 简介
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KWU（现为AREVA公 司）； • 两国电力公司的合作：（现已合并为E.ON、EnBW、RWE Power） • 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 吸收包括法国 N4 机组 和 德国KONVOI 机组在内的最新 反应堆技术而开发出来的。 • 综合了几十年研发（R&D）计划取得的成果，特别是由法 国原子能委员会和Karlsruhe 研究中心所获得的研究成果。
ABWR的技术特征
a)内置循环泵(RIP: Reactor Internal Pump) 因为堆芯外围没有再循环管道，
所以其他管道破损，堆水不丧失/保证堆芯不裸露（安全性提高） 减少了职业性辐照剂量
b)先进型控制棒驱动机构(FMCRD: Fine Motion Control RodDrive) 安全性提高 (有液压式应急驱动、电驱动后援双重驱动源) 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
(1)EPR简介
• 160万千瓦级压水堆，其单机容量为世界之最 • 机组热效率为当今轻水堆之最：36/37%； • 从第一罐混凝土计建造周期不超过48个月；
• 设计寿命增加到60年；
• 燃料U235富集度5％；燃料组件卸料燃耗深70000MWd/t • 燃料利用率提高；每兆瓦时铀消耗量节约17%
• 机组整个寿期的平均可用因子达92%，这样换料周期延长， 停堆换料和在役检查时间缩短。


（3）安全特性-防范外部灾害
• 抵御严重的地震： 整个核岛座落在一块6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 在标高较低的位置。 • 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 者厚度均为1.3米。
小结: (1) EPR主要优点
• 经济性： 160万千瓦级反应堆，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。 • 安全性： 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。 • 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 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。
液压管道
(应急停堆动力)
电动机
(日常控制)
c)钢筋混凝土结构安全壳 ： RCCV RPV重心位置降低 与核岛房融为一体
输出功率单位的建筑体积减少 降低造价
比MARK-II降低10m 提高抗震性能
缩短建设工期
MARK-I (1100 MWe BWR)
MARK-II (1100 MWe BWR)
RCCV (1350 MWe ABWR)
(2)EPR技术特点
• EPR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4环路/4安全系列 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。
(2)EPR技术特点
• 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 生。 • 压力容器采用抗考化最佳的钢材制造并减少焊 缝数量。 • 蒸汽发生器装有轴向节能器，使蒸汽压力提高 到78个饱和蒸汽压力，从而获得较高的电厂效 率（36/37%）。 • 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N4成功实施。
小结: (2) EPR 前景
• 芬兰用户TVO 在2003年12月18日与AREVA和西门子联合 体签署合同，在芬兰的Olkiluoto厂址建造一台EPR。 • 第一灌混凝土于2005年中浇灌，计划09年商业运行。 • 2006年5月4日，法国电力公司董事会决定在 Flamanville厂址启动首台（法国）EPR机组建设； 2007年1月24日核蒸汽供应系统定货，世界第二台EPR 机组在建。 • 在中国核电市场与AP1000竟标失败。但中广核仍在努 力,已签协议。 • 该机组的建造进一步证明并增强了以EPR堆型为基础的 未来核电项目的强大生命力。
(3)被动安全壳冷却 –空气自然循环 / 蒸发安全壳外表面水 –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。
自然循环
(2)被动安全注入
• 自然循环 • 安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台 安全注射箱和换料水箱 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。
d) 新型测控设备（主控室）
采用了最新技术－包括安全系统在内，全部使用数码
技术和多重传送技术
小型主控台
大型显示盘
提高了可靠性 信息集中化的 人机接口 增大自动化程 度，运行易于 掌握 提高了检修性
BWR与ABWR主要差别
效率：BWR 33，ABWR 35％ 工期：BWR58月，ABWR 48月 剂量水平：BWR 1 人.Sv /年， ABWR 0.36 人.Sv /年 启动时间：ABWR缩短1/3 放射性废物量：ABWR每堆年减少一半
Hale Waihona Puke Baidu
（3）安全特性-强化防范堆熔事件的措施©
• 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； 在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 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 水非能动地淹没熔融物。
BWR追求简易化的历史
刻意追求简易-直接循环 采用验证技术 传统式BWR 初期的BWR
内置循环泵 取消堆芯周围管道 （1990年代～至今） 内置射流泵 减少周围管道式 （1970年代～至今）
ABWR
带蒸气包／汽水分离器 双重循环式 （1950年代～60年代）
内置汽水分离器 直接循环式 （1960年代）
2、AP1000－安全革新
• 传统核电站－主动安全理念
子系统、设备可靠 多系统冗余 电力（或高气压）驱动， 电源、备用电源可靠、冗余 自然力驱动 重力、自然循环、自然对流、蒸发及冷凝 简化安全系统、减少动力源（可靠） 减少操作员干预
• AP1000－被动安全理念
AP1000 的安全战略
（3）安全特性-强化防范堆熔事件的措施
• EPR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 10-6/堆年（比N4还要低一个量级）： 增加一回路和蒸汽发生器的水装量； 采用4×100%冗余（4系列概念）来增加安 全系统的可靠性； 这些系统的每列在设计方面都遵循多样化 原则。
（3）安全特性
• EPR符合法国和德国核安全当局1993年联合提 出的共同建议和1995年发布的对主要问题的 立场 • 2000年10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EPR设计的 技术导则进行了评审并给予确认。 • EPR满足欧洲用户要求（EUR）和美国电力研 究院（EPRI）发布的用户要求文件（URD）
（3）安全特性-防范外部灾害
• 为防范外部灾害设置实体保护： 抗飞机撞击： 反应堆厂房、控制室、乏燃料厂房和4座安全厂房中的2座 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。 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， 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 房，并通过实体隔离进行保护。
(2)EPR技术特点
• 反应堆保护系统以N4机组的经验反馈为基础，采用经 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 员能够全面调节对电厂运行有重要影响的所有参数。 EPR充分采用现役电站的经验反馈并结合最新的技术 发展，提供了极为友好的人机接口。 • 主要安全系统包含4个子系统或列，每列都能独立执 行全部安全功能。 • 在反应堆厂房周围的4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。
• 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 电机等….
• 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 员的依赖
–缓解基准设计事故，无非核级系统
2013-7-19
Westinghouse Electric Company
AP1000被动安全特性
(1) 被动衰变热排出
沸水堆的发展历程
• 四个发展阶段 50—60年代采用带蒸气汽包和蒸气分离器的双重 式循环； 70年代取消蒸汽发生器采用直接循环； 80年代采用堆内型喷射泵； 90年代采用堆内型再循环泵。 • 三次标准改进 第一次在76—77年，第二次在78—80年，第三次 在81—85年。三次改进后沸水堆的设计，安全性 发生了较大的变化，成为了我们目前所研究的先 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。 它与GE研制的前六代沸水堆(BWR1-BWR6)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 显的突破，但它集以往沸水堆技术及经验之大成, 更符 合先进轻水堆URD设计规范，在整体上体现出了它综合 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， 长寿命的中子监视器，改进的水化学系统等等。 • 先进沸水堆通过改进堆芯及燃料的设计使功率振荡衰减 比非常小，堆的稳定性大大提高。 • 先进堆堆内设置自动运行，保护器禁止堆运行在高功率 密度/低流量区，来防止两相流不稳定性的发生。
经济性好： • 发电成本比在役最先进的核电机组低10%， • 比联合循环的大型燃气机电站低20%。
(2)EPR技术特点
• 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。 • 操纵员在现役电站运行中已掌握的专门技能同 样可应用到EPR的运行中去。 客户能够避免设计、建造或运行方面的风险 EPR设计满足世界未来核电厂更高安全水平的 要求。