CPR1000压水堆系统介绍

2.3 CPR1000 CPR1000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。
控制棒组件： 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： 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。
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
堆芯（活性 区）
组成
核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 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 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 控制材料：控制中子数 控制材料：控制中子数
特点： 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。
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 。
中子源组件： 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。 。
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。
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%。
CPR1000部 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。
环路数 总体性能指标 DNBR裕量 DNBR裕量 机组可用率 压力容器设计寿命 一回路压力 一回路温度T 一回路温度T入/T出 平均线功率密度 机组额定功率 燃料组件 活性区高度 换料周期 堆容器内径/ 堆容器内径/高度 电厂热循环效率 仪控系统 电厂布置 安全壳 安全壳自由体积 严重事故对策 汽轮发电机组 建设工期
欧洲先进压水堆EPR EPR技术 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。
稳压器 蒸发器
主泵 主管道 热段
主管道 过渡段 主管道 冷段
压力容器
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%
CPR1000主回路系统 CPR1000主回路系统 介绍
编制：赵永杰
审核：
批准：
2008年12月 2008年12月1日
内容简介 反应堆分类介绍 AP1000、EPR、CPR1000介绍 CPR100主回路系统
一 、反应堆分类
压水堆 轻水堆 反应堆堆型: 按冷却剂，慢 化剂的不同 气冷堆 沸水堆 重水堆
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。
1.1压水堆 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 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%。
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。
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。
3 ＞15% ≥87% 60年 60年 15.5 MP 292.4℃/329.8℃ 186 W/cm 1080 MWe 157组全M5的AFA3G组件 157组全M5的AFA3G组件 3.66 m 18 月 3.99 m/12.99 m 36% DCS 双堆 单层 + 钢内衬 49000 m3 采取相应措施 半速机 ≤58 月
（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。
控制棒组件 可燃毒物 可溶毒物
冷却剂：吸收热量 冷却剂：吸收热量 并带出堆芯
控制棒 燃料组件
各种堆芯图例
压力容器
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。
二、 AP1000与EPR简介 与 简介
2.1 AP1000 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。