ABWR对轻水反应堆的技术性能改进.ppt

ABWR对轻水反应堆技术性能的改进毕业答辩 姓名： 学号： 学院： 班级： 目录 1 核能发展及利用概况 2 核能发电技术基本原理 3 ABWR技术研究现状与发展过程 4 ABWR对轻水反应堆技术性能的改进 5 ABWR发展前景展望 小结 致谢 1 核能发展及利用概况 1 核能发展及利用概况 1.1 核能利用的意义 人类的生活与生产离不开能源，如今传统能源日益匮乏。太阳能、水能、风能、生物能、地热能、潮汐能等新型能源，只能在一定范围内起到缓解能源紧张问题，并且各自的局限性很大，尚未实现大规模使用。而核能是高效、优质、环保的能源，可以大规模使用的、达到了工业应用标准的能源，具有广阔的应用前景及发展空间。 加强对核电的研究，可以促进核能在我国迅速及较大比重的应用，解决能源发展中的根本问题具有重要作用，对解决国家对能源的巨大需求、化石燃料资源严重匮乏问题，具有特别重要的经济意义和战略意义。 1.2 我国的核能需求 《国家核电发展专题规划》明确提出，我国2020年前核电装机容量将增加到3600万～4000万千瓦，能源局对核电中长期发展规划的修改意见是到2020年我国核电运行装机容量应调整为7000万千瓦，在建3000万千瓦。使核电在全国电力装机总量中的比例达到４％。根据国家中长期能源发展形势和前景分析，在《2050年我国的能源需求》的研究报告中指出，核电占一次能源的比重应提高到12.5%，总装机容量达到240GW。核燃料循环各环节生产能力到2020年也要在现有基础上提高4～6倍。 近期，国家明确提出了核电自主创新的目标，于2010年左右开工建设中国品牌第三代大型轻水堆示范工程，2015年后逐步批量建设，并使之成为2020年后中国核电主力机型。 1.3 我国核能的发展现状 表1.1 我国部分已建核电站参数 1.3 我国核能的发展现状 1.3 我国核能的发展现状 2 核能发电技术基本原理 2 核能发电技术基本原理 图2.3 压水堆核电站原理图 压水堆原理流程图 图2.4 沸水堆核电站原理图 3 ABWR技术研究现状与发展过程 3 ABWR技术研究现状与发展过程 3.1 沸水堆（BWR）与压水堆的区别 和压水堆核电站相比，沸水堆核电站主要有以下不同点： 1.直接循环。 2.堆芯出现空泡。 3.沸水堆采用有盒燃料组件，入口有节流装置。 4.控制棒采用液压驱动机构自下而上插入堆芯。 5.在冷却剂循环上，直至ABWR问世之前，采用堆内喷射泵，堆 外泵驱动的再循环回路设计。 6.抑压式安全壳。 3.2 ABWR核电站研究现状与发展 目前世界上已运行沸水堆有92座，总功率为824.31GW，占全世界核电站总功率的23%，在建的沸水堆有4座，总装机容量为4.63GW。 BWR和PWR(压水堆)都是从50年代开始发展起来的，两者相互竞争、相互学习、平行发展。但是在APWR建成并运行证明良好时已比ABWR晚了约10年。日本的ABWR的K6和K7机组完成了9堆*年的运行周期，到1999年底，设备可用率达83%，使核电更加安全，更加经济。 4 ABWR对轻水反应堆技术性能的改进 4.1 ABWR核电站设计特点 (1)有效地布置汽轮机系统设备。 (2)采用了大容量、高效率反应堆。 (3)采用了改进型堆芯。 (4)采用内置泵的反应堆再循环系统。 (5)采用了改进型控制棒驱动机构。 (6)采用了三区危急堆芯冷却系统。 (7)采用了确保钢筋混凝土反应堆安全壳等可靠性高、安全 性高的反应堆系统。 (8)采用了运行性能良好的先进仪器控制设备。 (9)以彻底降低废物发生量为目标的废物处理系统等。 4.2 ABWR的结构与改进 4.2.1 汽轮机系统改进 图4-2 汽轮机及再热器位置示意图 表4.1 ABWR蒸汽轮发电机设备主要参数 4.2.2 采用了改进的堆芯设计与燃料设计 ABWR堆芯的平均功率密度低(50.6kW/L)，增加了燃料元件的热工裕度。其燃料组件采用优化的燃料装载和结构设计。堆芯的不均匀系数和最大线功率密度有所下降，而燃耗增加、负荷因子提高，提高了反应堆的安全性与经济性。 ABWR的设计不断改进，目前正在开展Pu利用(钚热)的计划，在实际反应堆中装入混合氧化物(MOX:Mixed Oxide )燃料组件。 表4.1 堆芯及燃料的基本规格 表4.1 堆芯及燃料的基本规格(续) 4.2.3 采用了内置泵 内置泵的优点 用10台内置泵取代了BWR的压力容器内的20台喷射泵和压力容器外的2台外部再循环泵。 采用内置泵带来的优点是： 取代了BWR中在压力容器外部的再循环系统，将一回路全部移到了压力容器内部，并且使得在压力容器的堆芯以下部位无大