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1、核电及其主要堆型介绍苏州热工研究院陈连发,第一章 世界核电发展的历史和现状,第一节 核裂变的发现和核电的早期开发第二节 世界主要核电国家核电发展概况 1.2.1 美国,虽然美国近20年来核电发展基本处于停顿状态，但一直没有停止核电新堆型和新技术的研究，仍然在核电发展中起着重要的作用。这段时期美国主要致力于以下方面工作：, 20世纪70年代中期以来，提出并不断完善核电厂概率安全评价（PSA）方法，并将风险研究引入核安全和核设计的诸多领域。 1983年，美国电力研究所（EPRI）在美国核管会（NRC）支持下，制订了一个被供应商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众都能接受的适用于第三代先进轻水
2、堆的“用户要求文件（URD）”。 美国ABB-CE公司、GE公司和西屋公司根据URD要求先后完成了新一代核电厂系统80、ABWR、AP600和AP1000等的开发和设计，其中2台ABWR机组已在日本成功运行，而AP1000预计将成为第三代PWR最具竞争力的堆型之一。 提出了21世纪2030年代将采用的第四代核电厂的概念、目标和发展堆型。,进入21世纪以来，美国开始了全面复兴核电的政策，主要措施有：, 正在营运的核电厂挖潜，包括延长运行寿期（从40年延至60年），提高核电厂可用率，提高电厂出力，对仪控和保护系统进行数字化改造等。 准备接受新建造核电厂的申请。 加快对第二代核电厂的改进、第三代核电
3、厂的审批和推广并积极启动第四代核电厂的实质性研究。,1.2.2 前苏联（俄罗斯） 1.2.3 英国 1.2.4 法国,法国核电发展的经验是成功的，从中我们可以得到很多启迪，如, 正确选择合适的发展堆型，一旦确定堆型路线后就坚持走下去不动摇。 不排斥引进国外成功的技术和经验，但引进的目的是为了实现自己自主、持续的发展在消化了美国经验后，尽快独立承担设计、建造和制造任务，并不断开发自己新的堆型。法国从第2台与比利时合作的PWR机组建造起，就承担 了大部分建造和制造的任务。 标准化、批量化是法国核电成功的重要经验。有了批量订单，设备制造就有长期发展目标和相应的开发投入，而标准化则有可能实现有效的工程
4、经验反馈，不断改进、优化和挖潜。,1.2.5其他主要核电国家1.2.5.1加拿大 1.2.5.2 德国 1.2.5.3 日本,第三节 中国核电发展的历史和现状,表2 中国（大陆）核电机组基本情况,表3 中国（大陆）核电机组主要参数,第四节 世界核电发展状况统计,表4 世界核电机组状况统计,表5 世界运行核电机组容量前10名国家统计,第二章 核反应堆和核电厂,第一节 核反应堆,2.1.1反应堆工作原理2.1.2反应堆燃料2.1.3 反应堆堆型,第二节 核电厂,2.2.1 核电厂基本组成2.2.2 核电厂与火电厂汽轮机系统的差异2.2.3 核电厂安全原理和方法,表6 PWR 核电厂与火电厂蒸汽参数
5、比较,核电厂PSA分析程序,第三章 第二代主要堆型核电厂分析,第二代核电厂主要有以下堆型：,PWRBWR加拿大AECL开发的天然铀压力管式重水堆（CANDU堆）前苏联开发的石墨水冷堆（LGR）改进型气冷堆（AGR）和高温气冷堆（HTGR）钠冷快堆,第一节 压水堆（PWR）核电厂3.1.1 工作原理和基本构成,核电站原理流程图,3.1.2.1 主要设计性能特点轻水作为慢化剂。 采用低富集铀（25）做燃料，具有负的燃料温度系数（多普勒系数）。 采用控制棒、可溶硼和可燃毒物三种反应性控制手段 一、二回路均为独立的密闭回路，常规岛中的蒸汽不带有放射性，与沸水堆相比，运行时常规岛不需要采取辐射防护措施。
6、 PWR电厂是目前世界上运行最多的核电厂，运行机组数占总机组数的59，发电容量占总容量的65，因此运行经验丰富，经验反馈系统完善，设计改进及时、充分，使得 PWR核电厂在技术成熟性、安全性、可靠性和经济性方面都占有一定的优势。,3.1.2.2重点关注的问题,（1）三道屏障的完整性 （2）电厂的可利用率 （3）事故预防和缓解的能力 （4）经济性,3.1.3 第二代PWR核电厂的改进和发展 1、单机容量增加，从初期的300MWe左右，发展到600，900，1000，1300以至1500MWe的PWR系列。 2、燃料及燃料组件设计改进 3、燃料管理方案改进 4、改进核电厂的主要设备性能 5、提高核电
7、厂的安全性,第二节 沸水堆(BWR)核电厂,3.2.1发展概况和工作原理 1、发展概况 2、工作原理 3.2.2 BWR核电厂特点 3.2.3 BWR核电厂的设计改进,BWR总体设计的改进,沸水堆电厂流程原理图,第三节 重水堆核电厂3.3.1 基本结构和工作原理 3.3.2重水堆核电厂性能特点,重水堆核电厂工作流程示意图,第四节 其它堆型核电厂3.4.1 石墨气冷堆核电厂 3.4.2 快中子增殖堆核电厂 3.4.3 石墨水冷堆 第五节 几种堆型核电厂性能参数比较,HTGR核电厂原理流程图,池式钠冷快堆回路示意图,第四章 核电技术的最新研发进展及趋势,第一节 三里岛和切尔诺贝利事故暴露的问题和引
8、发的思考,4.1.1事故简介4.1.1.1 三里岛事故4.1.1.2 切尔诺贝利事故4.1.2事故的教益,第二节 第三代先进堆型核电厂分析,4.2.1第三代先进轻水堆的设计要求4.2.1.1美国用户要求文件（URD）4.2.1.2欧州用户要求文件（EUR）4.2.2几种主要第三代先进堆型4.2.2.1概述4.2.2.2先进沸水堆（ABWR）4.2.2.3 AP10004.2.2.4 先进型欧洲压水堆(EPR)4.2.2.5 系统804.2.2.6 先进型CANDU堆（ACR）4.2.2.7 其它第三代先进堆型,第三节 第四代核电概念介绍,4.3.1 第四代核电概念的提出和背景 4.3.1.1 第四代核电概念的提出 4.3.1.2 第四代核电提出的背景 4.3.2 第四代核电的性能目标 4.3.2.1 总体目标 4.3.2.2 具体性能目标4.3.3 初步确定的几种第四代核电厂堆型,
