中国核电的创新发展.pptx
中国核电的创新发展中国核电的创新发展北北 京京20172017年年5 5月月核电在中国的战略地位核电在中国的战略地位自主开发的三代压水堆先进自主开发的三代压水堆先进核电堆型核电堆型进一步提高核电安全性的开进一步提高核电安全性的开发研究发研究雾雾 霾霾 天天 气气 目前我国目前我国雾霾天气频度不断增加，范围不断扩大雾霾天气频度不断增加，范围不断扩大燃煤火力发电燃煤火力发电燃煤火力发电是导致雾霾的重要原因之一燃煤火力发电是导致雾霾的重要原因之一产生大量的废物产生大量的废物二氧化硫，氮氧化物等二氧化硫，氮氧化物等酸酸 雨雨微小颗粒物微小颗粒物雾霾天气雾霾天气二氧化碳二氧化碳温室效应中国能源发展面临的问题中国能源发展面临的问题 经济社会发展中经济社会发展中的能源的能源供需总量平衡供需总量平衡问题问题 长期以煤为主的长期以煤为主的能源结构，造成的能源结构，造成的环环境、生态问题境、生态问题 西煤东运、北煤西煤东运、北煤南运、西电东输的南运、西电东输的能能源输运问题源输运问题 对国外资源依存对国外资源依存的的能源供应安全问题能源供应安全问题比重达15%（2020）/20%（2030）非化石能源在一次能源消费比重非化石能源在一次能源消费比重减少40%45%单位单位GDPGDP二氧化碳排放量比二氧化碳排放量比20052005年年国务院新闻办公室2012年10月24日发布中国的能源政策（2012）白皮书 减排义务中国核电的战略任务中国核电的战略任务减排需求减排需求核电为清洁能源：核电链总温室气体排放系数核电为清洁能源：核电链总温室气体排放系数为为13.71g13.71gC02C02kWhkWh；而煤电链的温室气体排放；而煤电链的温室气体排放系数达到系数达到1300g1300gC02C02kWhkWh；核电不排放粉尘，；核电不排放粉尘，有害气体。有害气体。三门核电地理位置概况集团集团核电站名称核电站名称堆型堆型装机容量（万千瓦）装机容量（万千瓦）中中核核集集团团福建福清福建福清CNP1000CNP1000、华龙、华龙2x108+2x1162x108+2x116浙江三门浙江三门AP1000AP10002x1252x125田湾田湾VVERVVER、CNP1000CNP10002x106+2x1082x106+2x108国电投国电投山东海阳山东海阳AP1000AP10002x1252x125中中广广核核集集团团广东台山广东台山EPREPR2x1752x175辽宁红沿河辽宁红沿河CPR1000CPR10003x1083x108福建宁德福建宁德CPR1000CPR10001x1081x108广西防城港广西防城港CPR1000CPR10001x108+2x1161x108+2x116广东阳江广东阳江CPR1000CPR10004x1084x108华能华能山东石岛湾山东石岛湾高温气冷堆高温气冷堆1x211x21我国在建核电机组我国在建核电机组共共2525台台，总装机容量超过，总装机容量超过29512951万千瓦万千瓦在建核电机组一览表（截至2016年9月）9中国核电产业现状核电在中国的战略地位核电在中国的战略地位自主开发的三代压水堆先进自主开发的三代压水堆先进核电堆型核电堆型进一步提高核电安全性的开进一步提高核电安全性的开发研究发研究中国最早引入和开发三代核电技术中国最早引入和开发三代核电技术中国采用当前国际最高安全标准中国采用当前国际最高安全标准满足美国满足美国“电力公司要求文件电力公司要求文件”（URDURD）和）和欧洲国家的欧洲国家的“欧洲电力公司要求欧洲电力公司要求”（EUREUR）中国率先引进并在三门、海阳建设首批四中国率先引进并在三门、海阳建设首批四台台AP000AP000先进压水堆核电厂，同时又在台山先进压水堆核电厂，同时又在台山建设二台建设二台EPR1700EPR1700先进压水堆核电厂先进压水堆核电厂将概率安全目标提高一个量级，要求堆芯将概率安全目标提高一个量级，要求堆芯损坏概率（损坏概率（CDFCDF）小于十万分之一，大量放）小于十万分之一，大量放射性释放概率（射性释放概率（LRFLRF）小于百万分之一）小于百万分之一自主开发先进压水堆核电厂自主开发先进压水堆核电厂“华龙一号华龙一号”“华龙一号华龙一号”在我国具有的成熟技术和规模化核电建在我国具有的成熟技术和规模化核电建设及运行的基础上，通过优化和改进，满足先进压水设及运行的基础上，通过优化和改进，满足先进压水堆核电厂的标准规范，已在福建福清、广西防城港和堆核电厂的标准规范，已在福建福清、广西防城港和巴基斯坦卡拉奇开工建设巴基斯坦卡拉奇开工建设其主要特点有，其主要特点有，采用标准三环路设计，堆芯由采用标准三环路设计，堆芯由177177个个燃料组件组成，降低堆芯比功率，满足热工安全余量燃料组件组成，降低堆芯比功率，满足热工安全余量大于大于15%15%的要求；的要求；采用能动加非能动的安全系统；采用能动加非能动的安全系统；采用双层安全壳，具有抗击大型商用飞机撞击的能力；采用双层安全壳，具有抗击大型商用飞机撞击的能力；设置严重事故缓解设施，包括增设稳压器卸压排放设置严重事故缓解设施，包括增设稳压器卸压排放系统，非能动氢气复合装置，以及堆腔淹没系统，保系统，非能动氢气复合装置，以及堆腔淹没系统，保持堆芯熔融物滞留在压力容器内；持堆芯熔融物滞留在压力容器内；设计基准地面水设计基准地面水平加速度为平加速度为0.3g0.3g；全数字化仪控系统。全数字化仪控系统。标准三环路设计堆芯标准三环路设计堆芯177177个燃料组件个燃料组件提升了核电站输出功率提升了核电站输出功率1160-1200MWe1160-1200MWe降低堆芯比功率降低堆芯比功率满足热工安全余量大于满足热工安全余量大于15%15%的要求的要求采用能动加非能动的安全系统采用能动加非能动的安全系统能动系统按能动系统按安全级冗余安全级冗余设计，以利设计，以利于快速消除于快速消除事故，非能事故，非能动系统在能动系统在能动系统失效动系统失效或全厂失去或全厂失去电源时确保电源时确保核电厂的安核电厂的安全全设置严重事故缓解设施设置严重事故缓解设施包括增设稳包括增设稳压器卸压排压器卸压排放系统，非放系统，非能动氢气复能动氢气复合装置，以合装置，以及堆腔淹没及堆腔淹没系统，以导系统，以导出余热，保出余热，保持堆芯熔融持堆芯熔融物滞留在压物滞留在压力容器内力容器内采用双层安全壳采用双层安全壳采用双层安全壳结构，采用双层安全壳结构，环形空间设有负压通环形空间设有负压通风，以防止放射性物风，以防止放射性物质外泄，提高密封性质外泄，提高密封性外层具有抗击大型商外层具有抗击大型商用飞机撞击的能力用飞机撞击的能力增大安全壳自由空间增大安全壳自由空间达达7000070000立米立米氢爆氢爆氢爆氢爆 非能动氢复合非能动氢复合非能动氢复合非能动氢复合/点火点火点火点火高压熔堆高压熔堆高压熔堆高压熔堆安全壳底部熔穿安全壳底部熔穿安全壳底部熔穿安全壳底部熔穿长期安全壳超压长期安全壳超压长期安全壳超压长期安全壳超压 快速卸压系统快速卸压系统快速卸压系统快速卸压系统 安全壳热量导出系统安全壳热量导出系统安全壳热量导出系统安全壳热量导出系统 能动与非能动堆坑注水系统能动与非能动堆坑注水系统能动与非能动堆坑注水系统能动与非能动堆坑注水系统 SBOSBOSBOSBO移动电源移动电源移动电源移动电源/二次侧能二次侧能二次侧能二次侧能动非能动余热导出系统动非能动余热导出系统动非能动余热导出系统动非能动余热导出系统全厂断电全厂断电全厂断电全厂断电其他严重事故其他严重事故其他严重事故其他严重事故 双层安全壳双层安全壳双层安全壳双层安全壳/压力容器顶部气压力容器顶部气压力容器顶部气压力容器顶部气体排放体排放体排放体排放/主控制室可居留性主控制室可居留性主控制室可居留性主控制室可居留性防超设计基准事故和严重事故的措施防超设计基准事故和严重事故的措施防止防止安全壳安全壳失效失效措施措施堆腔注水系统试验堆腔注水系统试验试验分别对能动与非能动子系统测量试验分别对能动与非能动子系统测量了了RPVRPV外表面的临界热流密度（外表面的临界热流密度（CHFCHF），），以验证堆腔注水系统的冷却能力。模以验证堆腔注水系统的冷却能力。模拟体系拟体系RPVRPV半球形下封头的半个竖直切半球形下封头的半个竖直切片的比例模型。片的比例模型。压力容器不同角度测得的压力容器不同角度测得的CHF非能动余热排出系统试验非能动余热排出系统试验开展了非能动余热排开展了非能动余热排出系统的验证试验，出系统的验证试验，验证其导热能力和设验证其导热能力和设计参数，测试自然循计参数，测试自然循环稳定性和长时间环稳定性和长时间（7272小时）运行能力。小时）运行能力。非能动安全壳热量导出系统试验非能动安全壳热量导出系统试验非能动安全壳热量非能动安全壳热量导出系统包括单管导出系统包括单管试验与综合性能试试验与综合性能试验，单管试验研究验，单管试验研究单个热交换器的传单个热交换器的传热性能，综合性能热性能，综合性能试验在全压全高的试验在全压全高的装置上进行，验证装置上进行，验证不同事故工况、安不同事故工况、安全壳大气和换热水全壳大气和换热水箱水位的条件下，箱水位的条件下，系统的排热能力和系统的排热能力和运行性能。运行性能。引进消化基础上开发引进消化基础上开发CAP1400CAP1400 主要特点有，主要特点有，加大反应堆堆芯燃料组件装载加大反应堆堆芯燃料组件装载的容量，以满足热工安全余量大于的容量，以满足热工安全余量大于15%15%的要求，提高的要求，提高核电厂出力达核电厂出力达1400MWe1400MWe；加大钢安全壳的尺寸及容加大钢安全壳的尺寸及容积，使外层屏蔽壳具有抗击大型商用飞机撞击的能积，使外层屏蔽壳具有抗击大型商用飞机撞击的能力；力；主循环泵采用主循环泵采用5050周波电源供电，与我国电力周波电源供电，与我国电力标准相符，提高主泵供电的可靠性；标准相符，提高主泵供电的可靠性；采用非能动采用非能动安全系统，诸如非能动应急堆芯冷却系统，非能动安全系统，诸如非能动应急堆芯冷却系统，非能动安全壳冷却系统等；安全壳冷却系统等；设置严重事故缓解设施，包设置严重事故缓解设施，包括增设卸压排放系统，自动氢气复合装置，以及堆括增设卸压排放系统，自动氢气复合装置，以及堆腔淹没系统，以导出余热，保持堆芯熔融物滞留在腔淹没系统，以导出余热，保持堆芯熔融物滞留在压力容器内；压力容器内；模块化设计和施工，缩短工期；模块化设计和施工，缩短工期；全数字化仪控系统；全数字化仪控系统；设计基准地面水平加速度为设计基准地面水平加速度为0.3g0.3g，以适应更多的厂址条件。，以适应更多的厂址条件。CAP1400 CAP1400 首炉堆芯布置和控制棒布置首炉堆芯布置和控制棒布置采用先进堆芯燃料管理采用先进堆芯燃料管理策略，首循环即实现中策略，首循环即实现中子低泄漏方案，提高中子低泄漏方案，提高中子经济性；具备子经济性；具备MOXMOX装载装载能力；采用堆芯机械补能力；采用堆芯机械补偿控制，具备较强的运偿控制，具备较强的运行灵活性，减少运行过行灵活性，减少运行过程中含硼废液产生量。程中含硼废液产生量。CAP1400 CAP1400冷却剂系统及安全系统设计冷却剂系统及安全系统设计CAP1400CAP1400采用多层级的能动采用多层级的能动纵深防御设施和非能动专纵深防御设施和非能动专设安全设施应对设计基准设安全设施应对设计基准事故，实施系统性的严重事故，实施系统性的严重事故预防和缓解策略。为事故预防和缓解策略。为验证设计的合理性与程序验证设计的合理性与程序的适用性，开展了包括非的适用性，开展了包括非能动堆芯冷却系统综合性能动堆芯冷却系统综合性实验（实验（ACMEACME）、非能动安）、非能动安全壳冷却系统综合实验全壳冷却系统综合实验（CERTCERT）、）、IVRIVR临界热流密临界热流密度试验等关键试验。度试验等关键试验。CAP1400 CAP1400冷却剂系统流程图冷却剂系统流程图优化设备和部件设计优化设备和部件设计反应堆堆内构件设计，取消中子屏蔽板反应堆堆内构件设计，取消中子屏蔽板研发新型蒸发器，传热面积增加了研发新型蒸发器，传热面积增加了27%27%优化反应堆冷却剂管道和主蒸汽管道设计，优化反应堆冷却剂管道和主蒸汽管道设计，降低了主管道流速，缓解流动加速腐蚀降低了主管道流速，缓解流动加速腐蚀（FACFAC）问题）问题开发更大排汽面积的长叶片，以提高汽轮开发更大排汽面积的长叶片，以提高汽轮发电机效率（末级叶片长度达发电机效率（末级叶片长度达1.828m1.828m）采用一体化仪控系统，高度集成化、保护采用一体化仪控系统，高度集成化、保护功能多样化功能多样化核电在中国的战略地位核电在中国的战略地位自主开发的三代压水堆先进自主开发的三代压水堆先进核电堆型核电堆型进一步提高核电安全性的开进一步提高核电安全性的开发研究发研究 我国和国际上都在进行提高核我国和国际上都在进行提高核电的安全性研究，主要有从设计上电的安全性研究，主要有从设计上实际消除大规模放射性释放，保持实际消除大规模放射性释放，保持安全壳完整性安全壳完整性,严重事故预防和缓解严重事故预防和缓解（包括：严重事故管理导则，极端（包括：严重事故管理导则，极端自然灾害预防管理导则），耐事故自然灾害预防管理导则），耐事故燃料（燃料（ATFATF）研究）研究,以及先进的废物以及先进的废物处理和处置技术的开发和应用处理和处置技术的开发和应用。堆芯熔融的机理及堆芯熔融的机理及堆腔注水的机理研究堆腔注水的机理研究Experimentalresearchformoltenpoolheattransfer-COPRAexperimentStudythelargemoltenpoolheattransfercharacteristicstogetthesteadyandtransientpropertiesObtain the heat transfer correlation for large moltenpoolIVRanalysiscodeResearchcontents:steady and transient heat transferpropertiesofmoltenpoolThethermalshocktothewallandthecrust distribution under long termcoolingcondition1.MoltenPoolHeatTransferandIVRResearchGeometry2D1/4circularpoolradius2.2mwidth20cmScale1:1forACP1000SimulantWater20%NaNO3-80%KNO3HeatingElectricalheatingrodBoundaryInsulatedorisothermaltopwallandisothermalbottomwallRa1016COPRA(COriumPoolResearchApparatus)ACP000ACP000堆腔注水时，熔融堆芯堆腔注水时，熔融堆芯的传热情况和温度分布的实验的传热情况和温度分布的实验研究研究以一比一的尺寸切取反应堆底以一比一的尺寸切取反应堆底部四分之一的一片进行试验部四分之一的一片进行试验模拟体照片模拟体照片Experimentalresearchformoltenpoolheattransfer-COPRAexperiment1.MoltenPoolHeatTransferandIVRResearchExperimentalTemperaturedistributionExperimentalTemperaturefield-Test3steadystatessolidus-liquidus temperature gap实验结果实验结果压力容器内熔融堆芯的温度分布压力容器内熔融堆芯的温度分布NanofluidFlowBoilingHeatTransferandCriticalHeatFluxenhancement1.MoltenPoolHeatTransferandIVRResearchIn nuclear power system,In-VesselRetention(IVR)strategy is a key technology for alleviating the consequence of the core melt accident and preventingthe leakage of radioactive material after the core melt caused by a sever accident.Based fluidNanoparicleAs a new kind of working fluid,it has excellent flow and heat transfer capacity.Improving the IVR capacity by nanofluid is meaningful from the view points of research andNanofluidIn IVR process,there may be:Forced convection,Flowboiling,CHF纳米流对沸腾传热和临界热流的提升纳米流对沸腾传热和临界热流的提升纳米流的组成纳米流的组成实验针对自然对流和强迫流实验针对自然对流和强迫流NanofluidFlowBoilingHeatTransferandCriticalHeatFluxenhancement1.MoltenPoolHeatTransferandIVRResearchNanofluid flow boiling heat transfer characteristicsNanofluid flow boiling CHF enhancement The relation between CHF and mass flux纳米流对沸腾传热特性纳米流对沸腾传热特性纳米流沸腾传热纳米流沸腾传热临界热流的提升临界热流的提升质量流与临界热流质量流与临界热流的关系的关系严重事故下安全壳压力严重事故下安全壳压力1-没有余热导出没有余热导出系统时安全壳系统时安全壳压力压力2-2-余热导出系统余热导出系统工作时安全壳工作时安全壳压力压力 Prevent over-pressure of the containment to eliminate remaining risk 滞留率：滞留率：99.9%99.9%气溶胶：气溶胶：99%99%元素碘：元素碘：有机碘有机碘（甲基碘）（甲基碘）80%80%气溶胶再悬浮率（气溶胶再悬浮率（24 24 小时的操作期间）小时的操作期间）0.0034%0.0034%碘挥发率（碘挥发率（24 24 小小时的操作时间）时的操作时间）0.1%0.1%安全壳卸压装置安全壳卸压装置降低堆芯（燃料）熔降低堆芯（燃料）熔化的风险化的风险缓解或消除锆水反应缓解或消除锆水反应导致的氢爆风险导致的氢爆风险提高事故下裂变产提高事故下裂变产物的包容能力物的包容能力核安核安全全耐事故燃料耐事故燃料燃料燃料包壳包壳高热导，高铀密度U15N、U3Si2、UCv高密度陶瓷燃料高密度陶瓷燃料BISO/TRISO颗粒弥散于锆合金基体v金属基体微封装燃料金属基体微封装燃料BISO/TRISO颗粒弥散于SiC基体v全陶瓷微封装燃料全陶瓷微封装燃料提高燃料热导率增强裂变产物包容能力减少或消除可燃气体提高包壳高温性能添加改性颗粒提高热导率BeO、SiC晶须、金刚石vUO2芯块掺杂改性芯块掺杂改性Si涂层、MAX相（Ti3SiC2）v锆合金涂层锆合金涂层单质SiC内层-SiC纤维层-单质SiC外层vSiC复合包壳复合包壳FeCrAl合金复合Mo包壳v先进金属包壳先进金属包壳耐事故燃料耐事故燃料技术方向技术方向SiCSiC复合材料包壳复合材料包壳材料熔点熔点热中子热中子吸收截吸收截面面BarnBarn导热导热系数系数（辐照（辐照后）后）W/m.K硬度硬度HVNHVN杨氏杨氏模量模量GPaGPa Zr1852 0.1871630099 SiC5245 0.175 4-5 2800 380SiCSiC复合材料包壳复合材料包壳SiCSiC具有优秀的辐照稳定性和低的辐照活度，其辐具有优秀的辐照稳定性和低的辐照活度，其辐照肿胀率在照肿胀率在200200下达到饱和值下达到饱和值0.8%0.8%，而，而10001000下下几乎为几乎为0 0。SiCSiC能够有效抵御事故和偏离泡核沸腾的冲击，最能够有效抵御事故和偏离泡核沸腾的冲击，最高运行温度可达高运行温度可达20002000。在高温蒸汽中抗氧化性远远优于锆合金在高温蒸汽中抗氧化性远远优于锆合金，在在LOCALOCA事故的温度条件下其产生的氢远低于锆合金。事故的温度条件下其产生的氢远低于锆合金。由于中子截面小于由于中子截面小于ZrZr，燃料富集度可以约降低，燃料富集度可以约降低25%25%。机械性能优良，具有优良的耐磨蚀或耐异物磨蚀机械性能优良，具有优良的耐磨蚀或耐异物磨蚀的能力。的能力。先进高热导燃料先进高热导燃料燃料类型燃料类型芯块平均芯块平均热导率热导率（W/cm W/cm*K*K）燃料中心燃料中心温度温度最佳估算最佳估算值（值（K K）燃料中心燃料中心温度温度上限估算上限估算值（值（K K）传统传统UOUO2 20.030.031781178119431943UOUO2 2-SiC-SiC0.040.041520152016821682UOUO2 2-钻石颗粒钻石颗粒0.060.061259125914211421先进高热导燃料先进高热导燃料通过在通过在UOUO2 2中添加某些物质以改善中添加某些物质以改善UOUO2 2燃料燃料热导率较低的缺陷，同时消除芯块裂纹、热导率较低的缺陷，同时消除芯块裂纹、降低裂变气体释放和燃料储热，从而达到降低裂变气体释放和燃料储热，从而达到缓解缓解LOCALOCA事故后果的目的。事故后果的目的。福罗里达州立大学还尝试了在福罗里达州立大学还尝试了在UOUO2 2粉末中加粉末中加入纳米级的钻石颗粒以提高热导率和化学入纳米级的钻石颗粒以提高热导率和化学稳定性。稳定性。在在UOUO2 2中掺杂具有高热导率的中掺杂具有高热导率的BeOBeO作为第二作为第二相材料，也可以提高燃料的热导率相材料，也可以提高燃料的热导率。先进的废物处理和处置技术的开发先进的废物处理和处置技术的开发采用絮凝离子交换反渗透的技术提采用絮凝离子交换反渗透的技术提高废水处理的纯度，减少放射性废物排高废水处理的纯度，减少放射性废物排放。放。采用废树脂脱水烘干的技术，减少放射采用废树脂脱水烘干的技术，减少放射性废树脂固体废物的容积。性废树脂固体废物的容积。改进水泥固化的技术，减少放射性固体改进水泥固化的技术，减少放射性固体废物量。废物量。研究蒸汽重整的技术，减少放射性废物研究蒸汽重整的技术，减少放射性废物的总量。的总量。谢谢 谢谢
