核电厂系统与动力设备课件07第六章重水堆.ppt

* 中子经济性直接关系到核燃料资源的利用率和等量电能的生产成本。考虑百万千瓦的PWR和CANDU机组每年对天然铀的需求量，图中给出了一个比较。如果以U-235浓缩度为3.25%为比较基准，燃耗为每公斤33兆瓦日，或者说每吨3万3千兆瓦日，目前烧天然铀的CANDU机组每年比同等功率的PWR机组可以节省三分之一的天然铀资源。 由于很高的铀利用率，加上CANDU燃料的设计简单，制造成本低，燃料破损率低，运行性能良好，燃料在堆外也不必担心发生临界性事故，操作费用低，而每度电的平均乏燃料贮存和处置费用比PWR的要低或者相当，所以CANDU天然铀燃料循环每千瓦时的费用大约比PWR少一半以上。 如果CANDU改用稍加浓铀，则可以节省更多的天然铀资源。 * 由于反应性控制装置的工作环境是低压低温的慢化剂，控制棒靠重力和弹簧加速下落，液体中子毒物注入靠压缩气体，这种依靠自然力的动作安全可靠，从而避免了其它水堆需要考虑的高压水力弹棒等一类事故。 不停堆换料可以使过剩反应性维持很低水平(大约为压水堆燃料循环初期的十分之一)，因为燃耗引起的反应性降低可不断通过更换燃料得到补偿。控制装置的反应性总价值很小(典型值是大约20mk)，单个控制装置可能引入的反应性是很小的，因而从根本上提高了堆的固有安全性。 由于CANDU堆使用重水慢化，中子的寿命较长，运行参数的扰动引起反应堆功率变化的速度较慢。这种特性使得反应堆的控制相对简单，反应性控制装置的单独使用，即可对整个运行范围进行控制。 同样由于不停堆换料，堆芯通量和功率分布在临界后不到一年的时间内达到平衡，并且在反应堆的整个设计寿期内几乎保持不变。这有利于实施高度自动化运行控制，而且在各种扰动和假想事故工况下也便于预测和分析堆芯的行为。 由于不停堆换料功能可以用将破损的燃料束及时移出堆芯，有利于使热传输系统维持非常低的裂变产物的放射性水平；而不需要象其它水堆一样，破损的燃料要在堆内停留很长时间，增加对冷却剂系统的放射性污染。 除了固有特性之外，还设置了一系列专设安全系统，特别的是有两套完全独立快速停堆系统。 * CANDU设计特点有利于防御严重事故。首先，由于堆芯中的承压边界分散到了几百个小直径的压力管，在一些假想的严重事故条件下，虽然有些压力管可能失效，但是在发生时间上是分散的，不会发生由于庞大压力壳的重大失效而导致对安全壳内的直接加热。加上高度可靠的快速停堆系统，因而事实上可以排除轻水堆必须考虑的高压熔融喷射而危及安全壳屏障的可能性。其次，还有下列多重固有和非能动的应急热阱。 由于主热传输系统的特别设计，当一些事故条件引发停堆和主泵断电时，泵飞轮的惯性有助于冷却剂的自然循环流动，可以把衰变热排出。 在大破口失水事故同时加上所有堆芯应急冷却系统失效后,慢化剂仍然可以起应急热阱的作用。压力管变形下塌，与燃料通道外层的排管接触，可以把燃料中的热量传给与排管外表面接触的慢化剂，有效避免燃料的大规模熔化，从而保持压力管的完整性。要是轻水堆，这种双重事故将可能导致堆芯熔化、压力容器底部熔穿和危及安全壳这样的严重后果，因为附近没有冷却水可避免燃料过热而熔化。 除了慢化剂之外，排管容器外侧表面浸泡在大体积的屏蔽水之中，即使发生了极不可能的大破口失水事故同时加上堆芯应急冷却系统失效再加上让慢化剂任其烧干这样三重事故叠加的情况，堆芯会严重变形，一些燃料通道会逐渐熔化坍塌到排管容器底部，但热量还可以传给体积很大的屏蔽水。因此，排管容器可起一种“堆芯捕集器”的作用，避免影响到安全壳。 在ACR的安全壳顶部设置有很大的储备水箱，可以向这些额外的应急热阱提供容量极大的补充水，将假想严重事故的后果控制在排管容器边界内，为严重事故的安全管理提供充分宽裕的时间。 * 由于CANDU设计拥有极好的固有安全特性以及可以防御严重事故的能力，加拿大的法规允许这种核电厂建在靠近大城市人口密集中心附近，比如有八个CANDU机组的皮克灵核电厂(Pickering)，离多伦多市中心仅约25公里，这里曾经是世界上最大规模的核电厂。 新一代先进CANDU堆设计，通过在慢化剂系统、屏蔽水系统和安全壳系统引入更多的非能动安全排热功能，将进一步朝降低甚至避免需要场外应急响应要求的第四代方向改进，从而彻底减少或消除一些公众对核电安全的顾虑。 * 主泵 单级、单吸入口、双出口、立式离心泵 支管 集流总管 * CANDU慢化剂系统 慢化作用，失冷事故下的热阱作用 慢化剂系统原理流程图： 串连/并联 优势 燃料和设备制造易于实现本土化 高中子经济性和燃料循环灵活性 固有和非能动安全特点 多重的固有应急热阱可防御严重事故 重水堆的发展前景 大量的重水以及泄漏导致高造价，防止重水泄漏的高密封性能设备也提高了造价 。核燃料燃耗比较浅，1/3压水堆，换料太频繁。 挑战