AP核电站基本原理.pptxVIP

AP核电站基本原理;目的;目 录;第一部分 核电发展现状;我国的电力发展现状;主要发电形式;各种发电方式比较; 风能发电; 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;世界主要国家核电概况;中国核电发展方针;中国核电发展概况;运行核电机组概况;;在建或已批准的核电机组概况;第二部分核能发电基本原理;爱因斯坦质能方程;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。;235 U ＋ n → FF1 ＋ FF2 ＋ x n ＋ 200MeV;快中子 慢化 热中子 慢化剂 冷却剂 ;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。;②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;核能的和平利用;核电厂反应堆主要类型;堆型简介——压水堆;压水堆核电厂工作原理图;AP1000机组核岛主设备;;AP1000堆芯有157组燃料组件，燃料组件采用17 x 17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。 ;;反应堆冷却剂泵——屏蔽电机泵;稳压器;第三部分核能发电的安全性; 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;核电站纵深防御原则;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;堆芯放射性产物;堆芯余热;剩余功率随时间的变化曲线 ;堆芯热量的导出;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入运行，主泵停运时，凭借流体密度差，系统以自然循环的方式导出堆芯热量，当主泵运行时，主泵提供了与自然循环流方向相同的强迫流通过热交换器。;多重安注系统 多重安注系统（高压安注、中压安注、低压安注）保证在一回路的各个压力阶段向堆芯注入硼酸溶液，保证堆芯的冷却和淹没。 ;;反应性控制;防止放射性裂变产物溢出的四道屏障;安全壳的冷却和隔离 安全壳作为防止放射性溢出的最后一道屏障，在发生安全壳压力升高的事故情况下，二代核电普遍采用安全壳喷淋系统，降低安全壳压力，保证安全壳的完整性。AP1000机组通过非能动安全壳冷却系统水箱，在安全壳顶端从外部淋水冷却钢制安全壳，另外辅以空气对流冷却。 ;第53页/共56页; 为了中和进入安全壳的硼酸溶液，安全壳内都设置碱性物质，从而减少对设备的腐蚀。安全壳隔离系统的设置在事故工况下保证进出安全壳管线的可靠隔离，切断泄漏源。 实现了这三个安全目标，就能在最大限度内保证核电站的安全，保证环境和居民免受过量的放射性损害。 ; 谢谢大家;感谢观看！