CPR1000核电系统简介

CPR1000核电系统简介

Contents 核电站发展趋势 核电站基础知识 CPR1000 主要特性 CPR1000 核岛结构 CPR1000 系统知识 2021/2/14 1 四代核电技术 核电站发展趋势 2021/2/14 2 四代核电技术现状 压水堆仍将是国际未来 30-40 年的主力堆型 第一代核电站 第二代核电站 第三代核电站 第四代核电站 五、六十年代 原型堆 解决工程技术问题 七十年代至今 运行业绩良好，还在增效延寿 多种堆型 九十年代至今 市场前景乐观，已建首堆工程，尚未批量推广，在建 8 台 九十年代后期起 六种堆型 2035 年左右商用化 核电站发展趋势 2021/2/14 3 第四代核电技术 钠冷快中子堆 熔 盐 堆 超高温气冷堆 超临界水堆 铅冷快中子堆 气冷快中子堆 核电站发展趋势 2021/2/14 4 中国核电技术现状 第三代核电站 中国 6 台： 2×EPR+4×AP1000 第二代核电站 多种堆型，运行业绩良好 二代加核电站 CPR1000 CNP1000 核电站发展趋势 2021/2/14 5 核电站发展趋势 2021/2/14 6 我国核电站分布 Contents 核电站发展趋势 核电站基础知识 CPR1000 主要特性 CPR1000 核岛结构 CPR1000 系统知识 2021/2/14 7 反应堆的分类 轻水堆：压水堆、沸水堆 重水堆 氦气 钠冷快堆 冷却剂 水冷堆 气冷堆 熔盐堆 核电站基础知识 2021/2/14 8 反应堆的分类 热 ( 中子 ) 堆 中子能量 < 0.4 eV 的反应堆通常叫热（中子）堆，如压水堆、沸水堆。 中子能量 快（中子）堆 中子能量 > 500 keV 的反应堆叫快（中子）堆，如钠冷快堆、气冷快堆。 核电站基础知识 2021/2/14 9 核电站基础知识 压水堆核电站工作原理图 2021/2/14 10 反应堆简介 核电站基础知识 沸水堆核电站工作原理图 2021/2/14 11 反应堆简介 核电站基础知识 重水堆核电站工作原理图 2021/2/14 12 反应堆简介 反应堆简介 核电站基础知识 高温气冷堆电站工作原理 2021/2/14 13 核电站基础知识 钠冷快堆核电站工作原理图 2021/2/14 14 反应堆简介 Contents 核电站发展趋势 核电站基础知识 CPR1000 主要特性 CPR1000 核岛结构 CPR1000 系统知识 2021/2/14 15 CPR1000 技术形成过程 M310 改进 M312 CPY 技术 M310 CPR1000 美国西屋公司技术 法国以 M312 为原型改进后 法国在 CPY 技术上改进 中广核吸收 M310 运行经验后 中广核与 2004 年推出该技术 岭澳核电站二期、红沿河核电站、阳江核电站采用 CPR1000 技术方案。 CPR1000 主要特性 2021/2/14 16 CPR1000 采用的新技术 事故定向转为状态定向 采用堆坑注水技术 主回路采取 LBB 理念 设计理念 设计工具 新型设备 三维工具进行设计校核、碰撞检验 三维可视化进度控制 CPR1000 主要特性 数字化仪控技术 半速汽轮发电机组 堆芯新型燃料 新型压力容器 2021/2/14 17 CPR1000 主要特性 减轻操作员负担，降低人因失误 ； 有利于处理多重事故 ； 有利于与严重事故处理规程接口。 2021/2/14 18 事故定向转为状态定向 CPR1000 主要特性 有利于防止或延迟压力容器 RPV 熔穿； 防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿； 抑制安全壳内氢的产生量； 安全壳保持完好性的概率提高 。 2021/2/14 19 堆坑注水技术 CPR1000 主要特性 取消主管道防甩止挡块，减少主管道阻尼器，从而简化设计； 改善了维修及在役检查的可接近性，降低了工作人员的辐照剂量，提高了安全性并降低了运行维修成本； 简化主回路及其它关联设计，降低制造和建造成本。 2021/2/14 20 主回路采用 LBB 设计理念 三维校核、检验 CPR1000 主要特性 2021/2/14 21 系统三维布置校验，检验接口是否自恰； 三维空间布置校验，设置最佳路径，缩短大修工期。 三维可视化进度控制 CPR1000 主要特性 直接在三维模型上显示施工进度的进展和状态，检验施工顺序和方案； 展示进度和计划的差异，为施工计划的安排和优化提供支持和服务。 2021/2/14 22 数字化仪控系统 CPR1000 主要特性 2021/2/14 23 采用半速汽轮机组 CPR1000 主要特性 提高机组效率，继而提升电价竞争力； 半速机组的供货商选择范围较大，可以形成多家厂商竞争的局面。 2021/2/14 24 CPR1000 主要特性 2021/2/14 25 堆芯采用新型燃料 CPR1000 主要特性 RPV 堆芯活性段采用整体锻件； 严格控制 RPV 材料中的辐照敏感元素 Cu 、 P 、 S 、 Ni 等的含量。 2021/2/14 26 新型压力容器 CPR1000 主要技术参数 CPR1000 主要特性 总体性能指标 环路数 3 DNBR 裕量 ＞ 15% 机组可用率 ≥ 87% 压力容器设计寿命 60 年 一回路压力 15.5 MP 一回路温度 T 入 /T 出 292.4℃/329.8℃ 平均线功率密度 186 W/cm 机组额定功率 1080 MWe 燃料组件 157 组全 M5 的 AFA3G 组件 活性区高度 3.66 m 换料周期 18 月 堆容器内径 / 高度 3.99 m/12.99 m 电厂热循环效率 36% 仪控系统 DCS 电厂布置 双堆 安全壳 单层 + 钢内衬 安全壳自由体积 49000 m 3 建设工期 ≤ 58 月 2021/2/14 27 Contents 核电站发展趋势 核电站基础知识 CPR1000 主要特性 CPR1000 核岛结构 CPR1000 系统知识 2021/2/14 28 安全壳 CPR1000 核岛结构 2021/2/14 29 三环路冷却水系统 主管道 过渡段 蒸发器 主泵 稳压器 压力容器 主管道 冷段 主管道 热段 CPR1000 核岛结构 2021/2/14 30 反应堆压力容器 CPR1000 核岛结构 2021/2/14 31 蒸汽发生器 CPR1000 核岛结构 2021/2/14 32 主泵 CPR1000 核岛结构 2021/2/14 33 CPR1000 核岛结构 2021/2/14 34 稳压器 Contents 核电站发展趋势 核电站基础知识 CPR1000 主要特性 CPR1000 核岛结构 CPR1000 系统知识 2021/2/14 35 主要系统划分 一回路主系统 一回路辅助系统 辅助冷却水系统 专设安全系统 CPR1000 主要系统划分 按系统位置划分 按系统功能划分 核岛主要系统 常规岛主要系统 CPR1000 系统知识 2021/2/14 36 核岛主要系统 RCP RCV REA PTR EAS 7. 安全壳喷淋系统 5. 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统 1. 反应堆冷却剂系统 2. 化学和容积控制系统 3. 反应堆硼和水补给系统 RIS RRA 核岛 6. 安全注入系统 4. 余热排出系统 CPR1000 系统知识 2021/2/14 37 常规岛主要系统 CPR1000 系统知识 序号 编码 名称 备注 常规岛主要系统 1 VVP 主蒸汽系统 2 GCT 汽轮机旁路系统 3 GSS 汽水分离再热系统 4 CEX 凝结水抽取系统 5 CRF 循环水系统 6 ABP 低压给水加热器系统 7 ADG 给水除气器系统 8 APP 气动给水泵系统 9 APA 电动给水泵系统 10 AHP 高压给水加热器系统 11 ARE 给水流量控制系统 12 ASG 辅助给水系统 2021/2/14 38 按系统功能划分 2021/2/14 39 功能 一回路主系统 专设安全系统 辅助冷却水系统 一回路辅助系统 CPR1000 系统知识 反应堆冷却剂系统 化学和容积控制系统 反应堆硼和水补给系统 余热排出系统 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统 设备冷却水系统 重要厂用水系统 核岛冷冻水系统 电气厂房冷冻水系统 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 安全壳大气监测的混合、取样和复合子系统 介绍以下系统 CPR1000 系统知识 序号 编码 名称 备注 1 RCP 反应堆冷却剂系统 一回路主系统 2 RCV 化学和容积控制系统 一回路辅助系统 3 REA 反应堆硼和水补给系统 4 RRA 余热排出系统 5 PTR 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统 辅助冷却水系统 6 RRI 设备冷却水系统 7 RIS 安全注入系统 专设安全系统 8 EAS 安全壳喷淋系统 9 ASG 辅助给水系统 2021/2/14 40 2021/2/14 41 反应堆冷却剂系统 -RCP CPR1000 系统知识 主要功能 使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。 辅助功能 反应堆中子慢化剂 反应性控制 压力控制 放射性屏障 2021/2/14 42 化学和容积控制系统 -RCV CPR1000 系统知识 主要功能 容积控制 反应性控制 化学控制 控制 PH 值（ 注入7 LiOH ，中和硼酸） 控制氧含量（ N 2 H 2 ） 净化一回路水（过滤 + 除盐） 加硼 稀释 除硼 通过上充、下泄来应对一回路水的容积变化，将稳压器的水位维持在程控液位。 一回路 稳压器 容控箱 MN MN TEP REA 上充泵 容积控制原理图 2021/2/14 43 反应堆硼和水补给系统 -REA CPR1000 系统知识 主要功能 向稳压器泄压箱提供喷淋冷却水； 向安全注入系统提供水或硼酸溶液； 为化学和容积控制系统供给容积控制、化学控制和反应性控制所需的各种流体。 2021/2/14 44 余热排出系统 -RRA CPR1000 系统知识 主要功能 RRA 又称为反应堆停堆冷却系统，在反应堆正常停堆过程中，当一回路温度降到 180℃ 及以下，绝对压力降到 3.0MPa 以下时，用余热排出系统排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量，使反应堆进入冷却停堆状态。 2021/2/14 45 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统 -PTR CPR1000 系统知识 主要功能 对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。 充 / 排水功能：向反应堆水池和乏燃料水池充以硼浓度为 2100 μg/g 的硼水，使水池有足够的水层，为操作人员提供良好的生物防护；保证乏燃料处于次临界状态；实施除乏燃料贮存外其他水池的排水；为安全注入系统和安全壳喷淋系统贮存必要的硼水。 净化功能：净化去除乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，限制乏燃料水池的放射性水平；过滤清除反应堆水池和乏燃料水池水中的悬浮物，以保持水中良好的能见度。 2021/2/14 46 设备冷却水系统 -RRI CPR1000 系统知识 主要功能 冷却功能 向核岛内各热交换器提供冷却水，并将其热负荷传递到海水中； 隔离功能 是核岛各热交换器与海水之间的一道屏障，既可以避免放射性流体不可控地释放到海水中而污染环境，又可以防止海水对核岛各热交换器的腐蚀。 2021/2/14 47 安全注入系统 -RIS CPR1000 系统知识 主要功能 在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路补水，以重新建立稳压器水位； 在一回路大破口失水事故时，向堆芯注水，以淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升； 在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界。 2021/2/14 48 安全壳喷淋系统 -EAS CPR1000 系统知识 主要功能 通过喷淋冷凝蒸汽，使安全壳内压力和温度降低到可接受的水平，确保安全壳的完整性。 2021/2/14 49 辅助给水系统 -ASG CPR1000 系统知识 主要功能 在主给水系统的任何一个环节发生故障时，作为应急手段向蒸汽发生器二次侧供水，使一回路维持一个冷源，排除堆芯余热，直到余热排出系统允许投用为止。 Thank You ! 2021/2/14 50