核电技术及其发展.ppt

B.压水堆核电站系统组成 PWR核电站 核岛 常规岛 电站配套设施 反应堆冷却剂系统 专设安全系统 核辅助系统 三废处理系统 汽轮机回路 循环冷却水系统 电气系统 第二十七页，共四十一页。 a.专设安全系统 专设安全系统 安全注入系统 安全壳喷淋系统 辅助给水系统 安全壳隔离系统 反应堆发生失水事故时自动投入，阻止事故的进一步扩大，保护反应堆不烧毁，同时防止放射性物质向大气环境扩散。 第二十八页，共四十一页。 b.核辅助系统 核辅助系统 化学和容积控制系统 硼和水补给系统 余热排出系统 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 设备冷却水系统 保证反应堆和一回路正常启动、运行和停堆。 第二十九页，共四十一页。 * * * * * 核电技术及其发展（二） 哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 彭敏俊 2008年8月 第一页，共四十一页。 第二页，共四十一页。 2.1 发展核能发电的必要性 能源需求矛盾 环境污染 可持续发展的需要 第三页，共四十一页。 人类获取电能的方式 火力发电 风力发电 水力发电 潮汐发电 核能发电 太阳能发电 第四页，共四十一页。 我国能源消费结构 2006年 2003年 第五页，共四十一页。 世界化石能源行将用尽 资源类型 煤炭 石油 天然气 探明储量 98421.1 亿吨 1661.48 亿吨 155.78 万亿立方米 统计截止日期 2002年1月1日 2003年1月1日 2003年1月1日 可开采年限 218 48 67 第六页，共四十一页。 常规能源应用带来的污染 第七页，共四十一页。 核电是清洁的能源 第八页，共四十一页。 核电站与常规电站对环境的污染比较 第九页，共四十一页。 核能是不可或缺的替代能源 第十页，共四十一页。 核能发电的特点 高能量密度 容量1000MW的电厂满功率运行300天，压水堆核电厂消耗低浓缩铀25~30吨， 燃煤火电厂消耗煤炭 310万吨左右。 堆内大量放射性物质 停堆后有衰变热 第十一页，共四十一页。 核能可持续发展，安全性高 第十二页，共四十一页。 2.2 核能发电的原理 核能开发的本质问题是可控的将核裂变或聚变产生的能量转变为热能，进而转化为电能等其它形式的能量。与化石燃料能源的直观比较是将燃烧锅炉等化学能装换设施换成了反应堆或聚变装置。 第十三页，共四十一页。 核能发电与常规火力发电的区别 第十四页，共四十一页。 2.2.1 不同堆型核电站的比较 压水堆核电站：慢化剂—轻水，冷却剂—轻水 沸水堆核电站：慢化剂—轻水，冷却剂—轻水 重水堆核电站：慢化剂—重水，冷却剂—重水或轻水 石墨水冷堆核电站：慢化剂—石墨，冷却剂—轻水 石墨气冷堆核电站：慢化剂—石墨，冷却剂—CO2 或He 高温气冷堆核电站：慢化剂—石墨，冷却剂—CO2 或He 液态金属冷却快中子堆核电站：冷却剂—液态金属（钠、钠-钾合金、铅-铋合金） 第十五页，共四十一页。 A.压水堆核电站 压水堆是核电站中使用最多的堆型，技术成熟，安全性好，易于控制 压水堆使用轻水作为慢化剂和冷却剂，运行过程中以高压保持流经堆芯的水为液相 使用UO2陶瓷燃料，U-235富集度为3~4%左右 采用控制棒和硼酸控制反应性 反应堆运行压力为15.5MPa左右，反应堆冷却剂平均温度为300~330℃左右，蒸汽压力为5~7MPa 核电站热效率为31%~34%左右 第十六页，共四十一页。 B.沸水堆核电站 以沸水堆为热源的核电站。 沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂，并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。 沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。 沸水堆核电站系统有：主系统、蒸汽系统、给水系统、反应堆辅助系统等。 第十七页，共四十一页。 B-1.沸水堆的特点 不需要专门的蒸汽发生器，运行参数较压水堆低; 具有很强的自然循环能力，可达40~50%FP，甚至100%FP; 反应堆压力容器底部有较大数量的孔洞;（控制棒） 具有强烈的空泡负反馈，对丧失热阱非常敏感。 第十八页，共四十一页。 B-2.沸水堆核电站强迫循环直接回路 第十九页，共四十一页。 C.重水堆核电站 以重水堆为热源的核电站。 重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。 重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。 第二十页，共四十一页。 C-1.重水堆的核蒸汽供应系统 第二十一页，共四十一页。 D.快堆核电站 由快中子引起链式裂