AP1000核电站基本原理PPT格式课件下载.ppt

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主要发电形式火力发电水利发电核能发电新能源发电各种发电方式比较各种发电方式比较发电形式优点缺点火力发电技术成熟，初期投资小燃料消耗量大，不能再生，污染严重水利发电功率大，发电成本低，易于操控建设周期长，初投资高，受河流条件限制核能发电功率大，发电成本低，对环境无污染建设成本高，存在核风险风能发电不污染环境，运行成本低电厂容量小，受地理环境限制比较大潮汐能发电不污染环境，发电成本低，稳定可靠成本高，出力间歇性大，建设难度大太阳能发电不污染环境，用之不竭效率低，成本高，受自然条件限制相比较而言，核电机组容量大，对环境无污染，发电成本低，一座百万千瓦级火电厂每年消耗300万吨原煤，同功率的核电厂每年只需25吨核燃料组件，加之随着核能发电技术的日趋完善，安全性能不断提高，使其拥有了非常广阔的发展前景。

世界核电发展现状世界核电发展现状截止截止2009年年1月底，世界上的月底，世界上的30多个国家共多个国家共有有438座核电机组在运行，装机容量达到座核电机组在运行，装机容量达到3.7亿千瓦，占总装机容量的亿千瓦，占总装机容量的18，另有，另有44座座建设中的核电机组。

建设中的核电机组。

美国有运行核电机组美国有运行核电机组104座，总装机容量座，总装机容量1亿千瓦；

法国有运行核电机组亿千瓦；

法国有运行核电机组59座，总装座，总装机容量机容量6236万千瓦；

日本有核电机组万千瓦；

日本有核电机组55座，座，总装机容量总装机容量4759万千瓦。

万千瓦。

世界主要国家核电概况世界主要国家核电概况中国核电发展方针中国核电发展方针2005年10月，中共中央关于制定国民经济和社会发展第十一个五年计划的建议中明确提出要“积极发展核电”。

2007年10月，国家正式颁布核电中长期发展规划（20052020）提出：

到2020年，核电运行装机容量争取达到4000万千瓦，在建核电容量应保持1800万千瓦左右。

中国核电发展概况中国核电发展概况自从我国首座自主设计和建造的秦山核电站于1991年12月15日实现首次并网发电以来，截止2009年1月，我国大陆已有11台运行中的核电机组，总装机容量912万千瓦，在建核电机组34台，总装机容量3708万千瓦，其中已经浇灌第一罐混凝土正式开工的机组11台，总装机容量1110万千瓦运行核电机组概况运行核电机组概况电站名称站名称位置位置装机容量装机容量（MW）堆型堆型技技术路路线业主主大大亚湾湾广广东深圳深圳2x984压水堆水堆M310中广核中广核岭澳岭澳广广东深圳深圳2x990压水堆水堆M310中广核中广核秦山一期秦山一期浙江海浙江海盐1x310压水堆水堆自主自主设计中核中核秦山二期秦山二期浙江海浙江海盐2x650压水堆水堆CNP650中核中核秦山三期秦山三期浙江海浙江海盐2x700重水堆重水堆CANDU中核中核田湾田湾江江苏连云港云港2x1060压水堆水堆VVER中核中核共共共共11111111台台台台机组机组机组机组运行，装机运行，装机运行，装机运行，装机容量容量容量容量910910910910万万万万千瓦千瓦千瓦千瓦，占总，占总，占总，占总装机容量的装机容量的装机容量的装机容量的1.15%1.15%1.15%1.15%2008200820082008年，年，年，年，核发电量核发电量核发电量核发电量684684684684亿千瓦亿千瓦亿千瓦亿千瓦时时时时，占总发，占总发，占总发，占总发电量的电量的电量的电量的1.99%1.99%1.99%1.99%运行核电在建或已批准的核电机组概况在建或已批准的核电机组概况电站名称站名称位置位置容量容量（MW）规划机划机组数数堆型堆型技技术路路线业主主岭澳二期岭澳二期广广东深圳深圳2x10802压水堆水堆CPR1000中广核中广核秦山二期秦山二期扩建建浙江海浙江海盐2x6502压水堆水堆CNP650中核中核红沿河沿河辽宁大宁大连4x10806压水堆水堆CPR1000中广核中广核三三门浙江三浙江三门2x12506压水堆水堆AP1000中核中核海阳海阳山山东海阳海阳2x12506压水堆水堆AP1000中中电投投宁德宁德福建宁德福建宁德2x10804压水堆水堆CPR1000中广核中广核台山台山广广东台山台山2x17502压水堆水堆EPR中广核中广核福清福清福建福清福建福清6x10806压水堆水堆M310中核中核方家山方家山浙江海浙江海盐2x10802压水堆水堆M310中核中核石石岛湾湾山山东荣成荣成1x20019高温气冷堆高温气冷堆华能能田湾三期田湾三期江苏连云港江苏连云港2x10802压水堆压水堆M310中核中核昌江昌江海南昌江海南昌江2x6502压水堆压水堆CNP650中核中核阳江阳江广东阳江广东阳江6x10806压水堆压水堆CPR1000中广核中广核第二部分第二部分核能发电基本原理核能发电基本原理爱因斯坦质能方程爱因斯坦质能方程式中E能量，m质量，c真空中光速一个原子核的质量小于组成它的单个质子和中子的质量之和。

这种质量差异称为原子核的质量亏损。

根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化。

与质量亏损相应的能量叫作原子核的结合能。

Emc2随质量数变化的核子平均结合能由图可以看出，两个轻核聚变成一个重核或者一个重核裂变成两个轻核都能释放出能量。

但是核聚变反应目前仍无法应用于工业领域，核能发电利用的是核的裂变反应。

235UnFF1FF2xn200MeV核裂变反应核裂变反应快中子慢化热中子慢化剂冷却剂基本概念压水堆装料后，堆芯的反应性可以用两种方法加以控制：

移动控制棒位置和改变可溶性毒物的浓度。

而且两种方法可以同时采用。

由吸收中子材料（银铟镉合金或碳化硼）棒束组成控制棒组件。

靠驱动机构带动控制棒组件在堆芯移动（抽出或插入）来控制反应堆的启动、停止和功率的变化等比较快速的反应性变化。

反应性控制剩余反应性由可溶毒物控制。

以硼酸作为吸收剂溶化在慢化剂中，通过改变其浓度达到控制反应性的目的称可溶毒物控制。

调节慢化剂中的硼浓度可以控制比较缓慢的反应性变化。

链式反应的实现链式反应的实现1942年，在意大利学者费米的领导下，美国在芝加哥建成了世界上第一座核反应堆，当时得到的功率仅仅有0.5瓦，但它第一次实现了输出能大于输入能的核反应，宣告了人类利用核能时代的开始。

核能的和平利用核能的和平利用1954年6月，前苏联建成了世界上第一座核电站，装机容量为5000KW，第一次实现了原子能的和平利用，从此拉开了核能发展的序幕。

核电厂反应堆主要类型核电厂反应堆主要类型堆型堆型中子谱中子谱慢化剂慢化剂冷却剂冷却剂燃料形态燃料形态富集度富集度压水堆压水堆热中子热中子H2OH2OUO23%左右左右沸水堆沸水堆热中子热中子H2OH2OUO23%左右左右重水堆重水堆热中子热中子D2OD2OUO2天然铀天然铀高温气冷堆高温气冷堆热中子热中子石墨石墨氦气氦气UC/ThO27-20%快堆快堆快中子快中子无无液态钠液态钠/氦气氦气UO2/PuO215-20%堆型简介堆型简介压水堆压水堆轻水做慢化剂和冷却剂轻水做慢化剂和冷却剂堆芯出口冷却剂有堆芯出口冷却剂有1520度的过冷度度的过冷度一回路压力大约为一回路压力大约为15.5MPa一回路设备包容在安全壳内一回路设备包容在安全壳内技术很成熟，是世界当前核电厂的主流堆技术很成熟，是世界当前核电厂的主流堆型型压水堆核电厂工作原理图压水堆核电厂工作原理图AP1000AP1000机组核岛主设备机组核岛主设备机组核岛主设备机组核岛主设备涡流抑制板涡流抑制板流量分配板（裙板）流量分配板（裙板）堆芯围板堆芯围板出口接管嘴出口接管嘴上部堆内构件上部堆内构件反应堆压力反应堆压力主法兰配合面主法兰配合面反应堆压力容器上封头反应堆压力容器上封头流量节管嘴流量节管嘴入口接管嘴入口接管嘴堆芯吊篮筒体堆芯吊篮筒体反应堆压力容器反应堆压力容器辐照监督管辐照监督管堆芯下支承板堆芯下支承板堆芯二次支承堆芯二次支承反应堆压力容器AP1000堆芯有157组燃料组件，燃料组件采用17x17排列，每个燃料组件包括264根燃料棒，24根控制棒导向管和1根仪表管。

燃料组件燃料组件蒸汽发生器反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵屏蔽电机泵屏蔽电机泵屏蔽电机泵屏蔽电机泵稳压器稳压器稳压器稳压器第三部分第三部分核能发电的安全性核能发电的安全性核电站为我们生产大量电力，同时，也会产生大量我们所不希望的放射性，为了保护电站工作人员和电站周围居民的健康，核电站始终坚持“质量第一，安全第一”的原则。

核安全的概念核安全的概念核安全是指在核设施的设计、建造、运行和退役期间，为保护人员、社会和环境免受过量的放射性危害所采取的技术和组织上的措施的综合。

该措施包括：

确保核设施的正常运行，预防事故的发生，限制可能的事故后果。

核电站纵深防御原则核电站纵深防御原则核电站的设计，建造和运行，采用了纵深防御的原则，从设备上和措施上提供多层次的重迭保护，确保反应堆的功率能得到有效的控制，燃料组件能得到充分冷却，放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。

纵深防御，包括以下五道防线：

第一层防御：

防止偏离正常运行，防止发生故障。

这要求按照恰当的质量水平和工程实践，正确并保守地设计、建造和运行；

第二层防御：

及时监测到和纠正偏离正常运行工况，以防止预计运行事件升级为事故工况；

第三层防御：

第三层次防御是基于以下考虑：

虽然可能性很小，某些预计运行事件或始发事件的升级仍有可能未被前一层次防御所制止，可能发展为更严重的事件。

这些可能性很小的事件是在核电厂设计基准中所预期的，因此必须利用固有安全特性、故障安全设计、附加的设备和规程来控制其后果，并在这些事件之后达到稳定的、可接受的状态；

第四层防御：

对付可能已超出设计基准的严重事故，并保证放射性后果保持在合理可行尽量低的水平；

第五层防御：

减轻事故工况下可能的放射性物质释放后果。

这要求有适当装备的应急控制中心、场区内和场区外应急响应计划。

核电站安全功能核电站安全功能核电厂区别于常规电厂的特点：

放射性产物堆芯余热核电厂安全目标：

确保堆芯冷却控制反应性。

包容和控制核裂变所产生的放射性产物。

堆芯放射性产物堆芯放射性产物裂变反应产生的裂变碎片会发生一系列的衰变，具有很强的放射性，主要是和射线。

这种放射性衰变不会随着反应堆的停闭而停止，要经过很长时间放射性才会逐渐减弱下来，这就使人们对它们的处理出现困难。

堆芯余热堆芯余热核电厂与常规电厂的一个显著不同就核电厂与常规电厂的一个显著不同就是在核电厂的反应堆停闭以后，链式反应是在核电厂的反应堆停闭以后，链式反应停止，但是裂变碎片及中子俘获产物的衰停止，但是裂变碎片及中子俘获产物的衰变还释放一定的热量，约占额定功率的变还释放一定的热量，约占额定功率的6，称作剩余功率。

运行人员可以调节反应堆称作剩余功率。

运行人员可以调节反应堆的核功率，但却控制不了剩余功率的释放，的核功率，但却控制不了剩余功率的释放，在停堆以后还必须不断地冷却堆芯。

在停堆以后还必须不断地冷却堆芯。

剩余功率随时间的变化曲线堆芯热量的导出堆芯热量的导出正常的机组冷却期间，第一阶段是由二回路将堆芯热量带出。

二回路冷却效果不明显了以后，进入第二阶段，正常余热排出系统投入，一直将一回路冷却到设备可维修温度。

事故工况下或正常余热排出系统不可用时，非能动堆芯冷却系统投