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快中子与慢中子
二、核电厂的一般工作原理 钠冷快堆的“池式设计”和“回路式设计” 一回路液态钠 二回路液态钠 蒸汽发生器 二回路液态钠 一回路液态钠 三、压水堆核电厂简介 三、压水堆核电厂简介 1.反应堆的基本结构 反应堆是核电厂设备中技术难度最大、加工要求最高、生产周期最长的关键设备 反应堆堆芯:由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件等组成 反应堆内支撑结构 反应堆压力壳 控制棒驱动机构 2. 一回路系统与主要设备 蒸汽发生器 主循环泵 稳压器 给水 蒸汽 冷却剂入 出 三、压水堆核电厂简介 稳压器:通常是一个立式圆柱型压力容器,下半部分为饱和水,上半部分为饱和蒸汽,底部同一回路相连通,下部装有电加热器,可用于加热稳压器内的饱和水,使其升温、蒸发、压力升高;顶部接安全阀,用于紧急泄压;顶部还装有喷淋嘴,用于喷淋冷却水,使稳压器内温度降低、蒸汽凝结、压力降低。 三、压水堆核电厂简介 3. 二回路系统与主要设备 核电厂的二回路和普通电站差不多,由汽轮机、回热加热器、再热加热器、汽水分离器、凝汽器和水泵等组成回路,完成中间再热、多级回热的蒸汽动力循环。 主要特点:二回路蒸汽参数较低,为饱和蒸汽或微过热蒸汽,(大亚湾核电厂的蒸汽发生器出口蒸汽压力为:6.75MPa;蒸汽发生器出口蒸汽温度为:283.6℃)。蒸汽可用焓降低,汽耗大,容积流量大 核电厂经常采用半速汽轮机,即1500转/分钟,美国取1800转/分钟。(但大亚湾核电厂采用的是3000转/分钟的汽轮机) 核电厂的汽轮机通常只有高压缸和低压缸,不设中压缸。高压缸出口蒸汽即为湿蒸汽,在高、低压缸之间设置汽水分离器除水,到再热器中加热为微过热蒸汽之后,进入低压缸。 四、第三代核技术 基于第二代核技术的成熟设计、运行经验,重点是简化设计、提高安全性(事故安全性)、提高经济性。 沸水堆-ABWR和ESBWR,以GE为主设计,单堆设计电功率在1350~1600MW,第一台机组于1996在日本建成投入运行 欧洲先进压水堆技术-EPR EPR 项目 单位 参数值 热功率/电功率 MW 4324/1600 冷却剂运行压力 MPa 15.5 主蒸汽压力 MPa 7.8 环路数 4 燃料组件数量 241 设计寿命 年 60 ERP主要设计参数 四、第三代核技术 Westinghouse公司的AP1000 1、核岛; 2、控制室; 3、水箱 4、蒸汽发生器; 5、汽轮发电机组 6、常规岛; 7、稳压器 8、反应堆压力容器 9、空气入口 10、空气和蒸汽出口 设计电功率1117MW 五、第四代核电技术 2001年7月美国等十个国家联合成立了“第四代核能系统国际论坛”, 以共同开发第四代核能系统(简称Gen. IV)。2002年9月在东京达成共同研发Gen. IV的协议,协议明确了Gen. IV的定义为:具有先进的核反应堆和燃料循环技术的第四代核能系统 五、我国的第四代核电技术(高温气冷堆) 2012年底,位于山东省荣成市的石岛湾高温气冷堆核电站示范工程开工建设; 全球首座将第四代核电技术成功商业化的示范项目; 预计2017年底将实现约660万千瓦的发电能力; 石岛湾高温气冷堆示范电站由华能集团、中核建和清华大学分别以47.5%、32.5%、20%的投资比例共同投资建设,直接投资管理机构是华能山东石岛湾核电有限公司; 石岛湾核电站的厂址不在石岛湾,因为石岛湾人口密集不适合建设核电站,而在石岛湾以北的宁津湾,属荣成市宁津街道地域; 我国高温堆发展战略 五、我国高温气冷堆的发展 863: 10MW高温 气冷堆 20万千瓦级示范电站: -标准反应堆模块+蒸汽轮机 -成本1200—1300USD/kK, 经济上和脱硫燃煤电厂相当 高温气冷堆电站: —标准反应堆模块+氦气直接 循环发电装置 —成本1000USD/kw,经济上 比脱硫燃煤电厂有优势 2000 2005 2010 2020 十五“863”高温氦透平发电: 10兆瓦高温堆+氦透平 “十一”五863高温堆制氢: —10兆瓦高温气冷堆+制氢 装置 核能制氢: -标准反应堆模块 +制氢+发电 -不排放此此CO2 -和化石能制氢相竞争 HTR-10 - 863计划(跟踪技术) HTR-10GT –863计划(跨越发展) HTR-PM – 重大专项(自主创新) 五、我国高温气冷堆的发展 三个高温堆项目 (1)863计划-HTR-10 10MWth,250/700°C 氦气 研发1986,设计 1992 1995年经国务院批准开始在清华大学核能技术设计研究院建造10MW高温气冷实验堆(HTR-10) 2000年底临界,2002年底3MWt并网成功,2003年初满功率。 五、我国高温气冷堆的发展 HTR
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