《轻水反应堆》课件

轻水反应堆轻水反应堆是当今世界核能技术的主流应用，全球运行中的轻水堆占比超过这种反应堆技术以其成熟的技术体系、优异的安全性能和良好的经济80%性，成为了核能发电的主要选择轻水反应堆使用普通水作为慢化剂和冷却剂，具有技术成熟、运行可靠、安全系统完善等显著优点课程大纲1轻水堆基础知识核裂变原理、轻水特性、基本概念2轻水堆分类及特点压水堆、沸水堆的设计差异与应用3关键系统与部件一回路系统、二回路系统、安全系统4工作原理与发展趋势能量转换流程、全球应用现状、未来展望轻水堆基础概念轻水特性运行参数燃料类型普通水同温度主要使用浓缩H₂O285-时作为慢化剂，压力铀燃料325°C和冷却剂7-16MPa反应堆类型属于热中子反应堆核裂变基本原理中子碰撞重核如与热中子发生碰撞U-235能量释放单次裂变释放约能量200MeV链式反应裂变产生的中子引发新的裂变反应控制通过中子慢化实现反应控制轻水作为慢化剂轻水优势技术限制轻水是中子慢化能力最强的物质之一，能够有效地将快中子慢化由于轻水的慢化比较小，需要使用浓缩铀作为燃料与重水、石为热中子其优异的慢化能力使得堆芯体积相对较小，有利于反墨等其他慢化剂相比，轻水堆需要更高的燃料浓缩度，但系统设应堆的紧凑设计计相对简单慢化能力强需要浓缩铀燃料••堆芯体积小慢化比相对较小••传热性能好系统设计简单••轻水堆分类压水堆沸水堆PWR BWR采用两回路系统设计，一回路水堆芯内冷却水直接沸腾产生蒸在高压下不沸腾，通过蒸汽发生汽，采用单回路系统设计系统器产生二回路蒸汽全球应用最相对简化，但放射性控制较为复广泛，约占的核电站杂，约占的核电站65%22%功率分类小型模块化反应堆•300MWe中型反应堆•300-700MWe大型反应堆•700MWe压水堆特点PWR两回路设计慢化冷却一回路与二回路系统分离轻水同时作为慢化剂和冷却剂高压运行一回路压力约15-16MPa应用最广高温不沸腾全球应用最广泛的堆型一回路水温但不沸腾320°C沸水堆特点BWR1直接沸腾堆芯内冷却水直接沸腾产生蒸汽，无需蒸汽发生器2单回路系统系统简化设计，运行压力约，维护相对简单7MPa3放射性管理蒸汽直接驱动汽轮机，放射性控制较为复杂4燃料特点燃料浓缩度略低于，燃料利用率相对较高PWR与对比PWR BWR压水堆优势沸水堆优势PWR BWR放射性物质被限制在一回路系统内，二回路蒸汽无放射性，维护系统设计相对简单，无需蒸汽发生器，建设成本较低热效率较更加安全两回路设计提供了更好的安全屏障，适合在人口密集高，系统压力相对较低，设备制造要求相对宽松地区建设系统结构简单•放射性控制更好•建设成本较低•安全屏障更多•热效率较高•维护安全性高•轻水堆的燃料浓缩铀浓度U-2353-5%燃料芯块二氧化铀陶瓷材料锆合金包壳厚度约保护层

0.6mm燃料组件根燃料棒组成157-264燃料组件设计格架结构方形或排列17×1715×15燃料芯块单个芯块高约15mm燃料棒长约的锆合金管4m控制通道预留控制棒插入空间堆芯设计157-193100MW/m³燃料组件数量热功率密度典型压水堆配置堆芯功率分布4-5m/s12-24冷却剂流速换料周期月确保充分冷却燃料更换频率压水堆系统组成安全与辅助系统二回路系统常规岛各种安全保护系统、辅助冷却系统、控制一回路系统核岛汽轮机、发电机、凝汽器、给水系统等常系统等，确保电站安全稳定运行核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生规发电设备，实现热能到电能转换器等核心设备，承担核能到热能的转换压水堆一回路系统核反应堆主循环泵核能产生与释放的核心设备驱动冷却剂循环的动力设备蒸汽发生器稳压器一二回路热量交换设备维持一回路系统压力稳定核反应堆结构反应堆压力容器堆芯与内部构件高强度钢制容器，承受高温高压包含燃料组件、控制棒、堆芯支环境，是反应堆最重要的安全屏撑结构等，是核反应发生的核心障之一区域控制棒驱动机构精确控制控制棒位置，实现反应堆功率调节和紧急停堆功能反应堆压力容器材料特性高强度低合金钢制造，壁厚，具有优异的抗辐射性能200-300mm设计参数设计压力，内衬不锈钢厚，确保长期可靠运行17-18MPa5-10mm使用寿命设计使用寿命年，通过定期检查和维护确保安全运行40-60堆芯结构燃料组件排列1按照优化的几何布局排列，确保中子通量分布均匀和功率密度合理2堆芯筒设计围绕堆芯的圆筒状结构，引导冷却剂流动并提供结构支撑支撑与导向3堆芯支撑板和控制棒导向结构，确保组件稳定定位4监测系统中子测量仪表导管，实时监测堆芯中子通量分布控制棒系统控制材料硼碳或银铟镉材料，强中子吸收能力重力插入紧急情况下重力驱动快速插入精确控制步进电机驱动精确位置控制多重备份多套独立控制系统确保可靠性主循环泵设计特点安全特性密封式离心泵设计，单泵流量约，电机功率配备惯性飞轮，在断电情况下维持短时间的冷却剂循环，为应急6-8m³/s5-8MW采用无泄漏轴封设计，确保放射性冷却剂不会泄漏到环境中安全系统启动争取时间多台泵并联运行，提供冗余保护惯性飞轮设计•密封式设计•断电安全保护•大流量高扬程•多重冗余配置•无泄漏要求•稳压器蒸汽空间容积设计上部蒸汽缓冲区水空间体积约下部液态水区域40-60m³压力控制加热系统维持一回路系统压力稳定电加热器与喷淋系统蒸汽发生器型管设计U垂直型管式热交换器U传热面积大面积传热4000-6000m²传热管数量含根特种合金管4000-6000蒸汽产量约蒸汽生产能力1500t/h二回路系统汽轮机组将蒸汽热能转换为机械能的核心设备发电机将机械能转换为电能的关键设备凝汽器蒸汽冷凝和热量排放系统给水系统给水加热和循环系统汽轮机发电机组-汽轮机设计1高中低压缸配置，转速1500/1800rpm发电机容量容量，热效率900-1600MWe33-36%冷却系统冷却塔或自然水体最终热沉轻水堆辅助系统化学与体积控制维持冷却剂化学成分和压力边界完整性应急冷却系统事故情况下提供堆芯应急冷却保护废物处理系统处理运行过程中产生的放射性废物轻水堆控制系统功率控制反应性控制调节反应堆功率输出满足电网需求控制棒位置和硼浓度调节核反应速率温度控制维持冷却剂温度在安全运行范围内安全保护压力控制多重安全保护系统确保运行安全稳压器系统维持一回路压力稳定轻水堆工作原理热能产生核裂变反应释放巨大热能能量转换热能机械能电能的连续转换→→安全屏障多重屏障防止放射性物质释放控制系统多重冗余设计确保安全可控能量转换流程PWR1核能转换核裂变能转化为一回路热能，热功率约3400MWt2热量传递蒸汽发生器将热量传递给二回路，产生蒸汽285°C,7MPa3机械能转换汽轮机将蒸汽热能转化为机械能驱动发电机4电能输出发电机输出电功率约，厂用电约1150MWe5-7%冷却剂循环18000-22000冷却剂流量t/h大流量确保充分冷却290°C堆芯入口温度相对较低的入口温度325°C堆芯出口温度吸热后的出口温度

15.5MPa系统运行压力高压防止冷却剂沸腾反应性控制控制棒调节硼浓度调节温度反馈效应通过控制棒插入深度精确调节反应可溶性硼浓度调节范围燃料温度效应多普勒效应10-•性，实现快速功率调节和紧急停堆功，提供长期反应性控制和补2000ppm冷却剂温度效应•能偿燃料燃耗氙毒效应补偿•安全系统设计理念深度防御多层次安全防护体系多重屏障独立的安全屏障系统多样性冗余不同原理的备用系统非能动安全无需外部动力的安全系统事故缓解严重事故应对措施安全屏障燃料芯块与包壳第一道屏障，陶瓷燃料芯块和锆合金包壳防止裂变产物释放到冷却剂中反应堆冷却剂压力边界第二道屏障，高质量的压力容器和管道系统防止放射性冷却剂泄漏安全壳第三道屏障，钢筋混凝土或钢制安全壳防止放射性物质向环境释放厂址特性与应急计划最后屏障，合适的厂址选择和完善的应急响应计划保护公众安全主动安全系统应急堆芯冷应急给水系安全壳喷淋却统降低安全壳内高压和低压注为蒸汽发生器压力和温度，入系统，确保提供应急给去除空气中的失水事故下堆水，维持堆芯放射性物质芯得到充分冷余热排出却硼注入系统快速注入含硼溶液，确保反应堆保持次临界状态非能动安全系统重力驱动系统被动安全设备蓄压器利用预储压力和重力驱动的安全注入系统，无需外部电非能动安全壳冷却系统和氢复合器，无需人工干预自动发挥作源自然循环冷却能力在断电情况下仍能维持堆芯冷却用这些系统基于物理原理，可靠性极高蓄压器系统被动安全壳冷却••重力驱动注入氢复合器••自然循环冷却无人工干预••轻水堆运行模式频率调节负荷跟踪参与电网频率调节服务启停过程根据电网需求调节功率安全的启动与停堆程序基本负荷换料大修稳定输出额定功率运行定期燃料更换和维护换料与维修1换料周期换料周期个月，换料停堆持续天，精心安排的维18-2425-45护窗口2燃料更换燃料组件更换，遵循严格的核材料管理和安全程序30-40%3设备维护设备检修与预防性维护，确保设备长期可靠运行4在线检修不停堆在线检修项目，提高机组可利用率轻水堆关键性能指标33-36%发电效率热能到电能转换效率90%可利用率年度运行时间比例45-55燃料燃耗GWd/tU燃料利用深度指标年60设计寿命反应堆设计使用年限轻水堆技术发展史1234年年年年1942195419571978第一个人造核反应堆芝加世界首座核电站苏联美国首座商用轻水堆法国开始大规模核电建——哥号堆成功运行，开启核奥布宁斯克核电站投入运开始运行，标志商设，成为核电技术强国1PWR能时代行业核电起步全球轻水堆现状中国轻水堆发展起步阶段秦山核电站中国第一座核电站，实现零的突破引进技术大亚湾核电站引进法国技术，学习先进经验消化吸收在引进技术基础上改进创新CP1000/CPR1000自主创新华龙一号、完全自主知识产权三代技术CAP1400华龙一号技术特点三代核电技术采用国际先进的三代核电技术标准，安全性显著提升燃料组件堆芯177优化的堆芯设计，电功率约，燃料利用率高1150MWe双层安全壳内外双层安全壳设计，抗震和抗撞击能力强能动与非能动结合能动与非能动安全系统相结合，安全可靠性高三代轻水堆技术全球主要的三代轻水堆技术包括美国西屋的、法德合作的、俄罗斯的、韩国的以及日美合作的这些技术都采AP1000EPR VVER-1200APR1400ABWR用了先进的安全设计理念技术特点AP1000被动安全设计建造与运行优势采用革命性的被动安全系统设计理念，利用重力、自然采用模块化建造方式，建设周期短，运行维护简单非能动安全AP1000循环和蒸发等自然力驱动安全系统燃料组件堆芯设计紧凑设计理念大大减少了对外部电源和人工干预的依赖，提高了系统157高效，电功率约可靠性1100MWe被动安全系统模块化建造••自然力驱动建设周期短••紧凑型堆芯维护简单••技术特点EPR欧洲先进技术法德合作研发的先进压水堆大容量设计燃料组件，电功率2411650MWe四重冗余安全3每个安全功能都有四套独立系统堆芯熔融收集4专门的熔融物收集冷却装置小型模块化反应堆SMR设计技术NuScale ACP100美国公司开发，单模块中国自主研发的小型模块化反应NuScale功率，可多模块组合堆，电功率采用一体60MWe125MWe采用一体化设计，蒸汽发生器集化压水堆设计，安全系统高度简成在压力容器内化技术优势工厂化模块建造•建设投资较小•选址灵活性强•安全性能优异•轻水堆安全挑战反应性控制确保核反应始终处于可控状态余热排出停堆后持续排出衰变热放射性包容3防止放射性物质向环境释放严重事故缓解应对极端事故情况的能力外部事件防护抵御地震、海啸等自然灾害轻水堆经济性分析轻水堆环境影响12g0碳排放CO₂/kWh运行期空气污染全生命周期极低碳排放无SO₂、NOₓ等污染物5-7°C1%温排水温升放射性废物体积可控的热环境影响相对于其他工业废物极少未来轻水堆发展趋势安全性提升寿期延长进一步完善安全系统和事故预防能力设计寿命延长至年，提高投资回报率80经济性改善降低建设和运行成本，提高竞争力35模块化发展灵活运行小型模块化反应堆技术日趋成熟4增强负荷跟踪和电网调节能力轻水堆与其他堆型对比堆型技术成熟度燃料类型主要优势应用领域轻水堆非常成熟浓缩铀技术成熟，商业发电应用广泛重水堆成熟天然铀燃料利用率发电，同位高素生产高温气冷堆发展中燃料高效率，工发电，制氢TRISO业热应用快中子堆示范阶段钚铀燃料闭式循环，废料处理增殖熔盐堆研发阶段液态燃料内在安全性未来应用高总结与展望技术成熟可靠轻水堆技术经过多年发展，已经非常成熟，全球运行经验丰富60安全性不断提升从二代到三代技术，安全系统持续改进，事故预防和缓解能力显著增强经济性面临挑战建设成本上升和可再生能源竞争，需要通过技术创新降低成本与可再生能源协同在低碳能源体系中发挥基荷电源作用，与风光电力形成互补清洁能源定位作为重要的清洁能源，在实现碳中和目标中将继续发挥关键作用。