国内CPR1000核电技术详细介绍
CPR1000核岛主管道自动焊效益分析

的分析C P R 1 0 0 0 核岛主管道 自 动焊实施对核 电 站主管道焊接质量的进一 步 提 高, 焊接工期的进一 步 优化 , 以及核电站建造成本的进一 步降低 起 到积极 的贡献 : 采用自 动焊工艺, 单道焊缝焊接工期将相对手工焊缩2 1 5 - 2 0 d , 核 岛安装 关键路 径工期将 由 此缩短3 0 ~4 5 d , 由此带来商运 提 前直接 经济效 益近 2 亿元 。 中国改进型百万千瓦级核 电站主管道 自 动焊的成熟应用, 也将 为我国后续 自 主完成三代A P 1 0 0 0 及E P R 堆型自 动焊
技 术提供强有力技术准备。 关键词 : 窄间隙自动焊 安装逻辑优化 核岛安装工期
中图分 类号: T G 5
文献标 识码 : A Fra bibliotek文章编 号: 1 6 7 4 - 0 9 8 X( 2 0 1 3 ) 0 3 ( b ) -0 1 2 3 - 0 4
Th e I mpI e me n t a t i O n e f f e c t i Ve n e s s o f p r i ma r y
c o o l e n t p i p e s t o i n s t a l l t h e we l d i n g l o g i c o p t i mi z a t i o n h a s a l r e a d y u s e d i n t h e C P R1 0 0 0 p r o j e c t s . T h e a u t o ma t i c We l d i n g o f t h e C PR1 0 0 0
“华龙一号”与CPR1000反应堆主冷却剂泵对比分析

CPR1000与HPR1000主泵的详细参数对比列 于表2中。
2 HPR1000 124D型主泵主要改进
2.1水力部件
主泵过流部件包括泵壳、叶轮、导叶和前密封 环等,泵壳为奥氏体不锈钢整体铸件,导叶和叶轮 为铸件,泵轴和口环为不锈钢锻件。124D型主泵 主要在叶轮和导叶上有新改进,泵壳和入口导管除 了随设计参数变化对尺寸进行了相应修改外,结构 型式、材料等与100D型主泵基本一致,如图2所 示。
关键词:核电站用泵反应堆冷却剂泵“华龙一号”技术改进 中图分类号:TH313 文献标识码:A
引言
压水堆核电站核蒸汽供应系统中,反应堆冷却 剂循环泵(以下简称主泵)是唯一的转动设备,要求 连续可靠运行。主泵技术一直受到各核电大国高度 关注,例如法国JEUMONT公司引进美国西屋主泵 技术时甚至得到了法国政府的支持。主泵制造企业 也大力投入技术攻关,以提高主泵的安全性、可靠 性和经济性。在CPR1000项目中,均采用由法国 ANPJ(原法国JEUMONT)及其国内合资公司东方阿 海珪核泵有限公司(ADJV)供货的100D型主泵, 其结构简图如图1所示。ANPJ公司20世纪70年 代引进美国西屋公司技术,按照法国RCC-M标准 设计制造了 93、100型主泵,ANPJ主泵发展序列 见表1叫为适应三代核电堆型“华龙一号”的新 要求,ANPJ/ADJV在100D型主泵技术基础上,整 合前期主泵运行经验反馈,通过一系列的技术改 进,设计研发了 124D型主泵,并应用在正在建造
2019年第1期
•1•
“华龙一号”与CPR1000反应堆主冷却剂泵对比分析
EPR-与CPR1000的差别

EPR与CPR1000核电站的差别
CNPEC
2.4 重反射层 EPR核电站设 有重反射层 (见图), CPR1000没 有重反射层。
CNPEC
EPR与CPR1000核电站的差别
2.5 稳压器的差别 EPR核电站的稳压器的容积是75m3,CPR1000核 电站的稳压器容积约40m3。 2.6 EPR与CPR1000核电站反应堆冷却剂系统的 水装量差别 EPR反应堆冷却剂回路的水装量是463m3。 CPR1000反应堆冷却剂回路的水装量约283m3。
CNPEC
EPR核电站与 CPR1000核电站的差别
骆邦其
中广核设计公司 200EPR与CPR1000核电站的主要差别 反应堆冷却剂系统的差别 燃料组件的差别 专用安全设施的差别 辅助冷却系统(PTR)的差别 核辅助系统的差别 燃料管理方式的差别 安全壳的差别 核电站布置的差别
直接注入压力容器
上充泵/高压安注泵分离
不是
是
不是
不是
CNPEC
EPR与CPR1000核电站的差别
不是 不是 不是 是 是 不是 不是 是 不是
取消浓硼注入箱 备用系统 换料水箱位于安全壳内 是 安注模式不需要切换 是 应急给水/辅助给水分离 是 应急给水多样(汽动+电动) 不是(4列) 余热导出设计压力 > 6MPa 是 双层安全壳 是 设置氢气复合器 是 LBB技术 是
1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9.
CNPEC
EPR与CPR1000核电站的差别
1. EPR与CPR1000核电站的主要差别 EPR与CPR1000核电站的主要差别见表1。 表1 EPR与CPR1000核电站的主要差别 EPR CPR1000 URD要求 反应堆热工裕量 蒸汽发生器堵管裕量10% 稳压器容/功率>17dm3/MW > 15% <15% 是 是 不是 不是
CPR1000核电机组核岛阀门安装管理陈佳

CPR1000核电机组核岛阀门安装管理陈佳发布时间:2021-08-27T08:36:13.092Z 来源:《基层建设》2021年第15期作者:陈佳[导读] 结合CPR1000核电工程核岛系统阀门安装工作实践,对核岛阀门安装管理进行总结探讨,重点介绍核岛阀门安装管理方面的一些特点,并结合工程实践总结了一些经验。
深圳市核鹏工程监理有限责任公司广东深圳 518000摘要:结合CPR1000核电工程核岛系统阀门安装工作实践,对核岛阀门安装管理进行总结探讨,重点介绍核岛阀门安装管理方面的一些特点,并结合工程实践总结了一些经验。
关键词:核电工程;核岛阀门;安装管理;经验总结1 CPR1000项目核岛阀门安装工程特点CPR1000压水堆技术系中广核集团所拥有自主知识产权的二代核电技术路线,在国际国内核电市场拥有不菲的市场占有率,目前中广核工程公司在建的机组多采用该堆型。
该技术核电项目核岛阀门安装工程与常规项目阀门安装工程比较,有如下特点:1.1 阀门类型多、数量大,批量管理难度大CPR1000堆型一般以2台机组为一个单元,共涉及各类阀门安装数量约17630台,阀门直径从10mm至1200mm不等,以阀门类型分为截止阀、止回阀、调节阀、安全阀、闸板阀、球阀等,以阀门操作方式分为手动阀、气动阀、电动阀、自力式调节阀、先导式安全阀等,以传动方式分为远程传动机构方式和非远程传动机构方式;以连接方式分为焊接(对接焊、插套焊)、法兰连接、螺纹连接等,以阀体材质分为碳钢阀门、不锈钢阀门、铜质阀门、合金钢、衬胶阀门等,类型多、数量大,都增加了批量安装管理的难度。
1.2 部分阀门安装工作涉及核安全,安装技术要求高核岛阀门中大部分为核级阀门,在运营期间对压力、流量等定值参数的控制意义重大,甚至成为放射性控制的重要手段之一,直接与核安全相关,加之运营期维护、保养相对频繁,因此必须确保安装质量,严格执行核级设备安装要求技术要求,安装过程质量管理涉及3级QC检查验证和2级QA监督监察,多道屏障冗余控制,管理工作量大。
中广核福建宁德核电简介

福鼎市始于乾隆四年(1739年),因其境内山太姥 山之覆鼎峰而得名。福鼎市位于福建宁德市东北沿海, 东南濒临东海 北接浙江省,有福建"北大门"之称。地理 区位独特、港口潜力巨大、旅游资源丰富、农业特色明 显、工业发名胜区、世界地质公园 一太姥山,位于闽浙边界的福建省福鼎市 境内,北邻浙江温州118公里,南距福建 福州200公里,雄峙于东海之滨,山海相 依、傲岸秀拔,以 “山海大观”称奇。
福建宁德核电有限公司
福建宁德核电有限公司位于福建省宁德 市辖福鼎市,是海峡西岸经济区第一个核 电项目。
福建宁德核电有限公司位于福建省宁德市辖福 鼎市秦屿镇的备湾村,距福鼎市区南约32km,东 临东海,北临晴川湾。
福建宁德核电有限公司建设六台百万千瓦级压水 堆核电机组,一期建设四台,采用自主品牌核电技术 CPR1000,由中广核集团、中国大唐集团、福建煤炭工 业集团合资建造,中广核集团控股。被誉为"海峡西岸 第一座核电站"。
福建宁德核电有限公司设备国产化比例在岭澳核 电站二期和辽宁红沿河核电站的基础上进一步提高, 1、2号机组和3、4号机组的整体国产化率将达到75%、 85%以上。至2010年9月,一期四台机组已全部开工, 成为继红沿河核电站之后国内第二个四台机组同时在 建的核电项目。
项目 装机容量 (万千瓦) 首台机组 开工日期 首台机组投 入 商业运行日 期 核电技术 国产化率
主控室
2012年12月28日14点58分,海峡西岸经济 区首座核电站1号机组首次并网成功现场。
中科华学长刘轩在2011年12月20日。
一号机组
住宿条件
宿舍
辽宁红沿河核 电站一期
福建宁德核电 站一期
4×108
2007.8.18
CPR1000机组反应堆保护系统符合逻辑可靠性探讨

CPR1000机组反应堆保护系统符合逻辑可靠性探讨摘要:本文从CPR1000机组反应堆保护系统结构入手,通过对整体符合逻辑和局部符合逻辑的分析,梳理出各种类型的符合逻辑退化原理以及因此导致的可靠性问题,以期为核电站反应堆保护系统的改进和电站日常运行中保护旁通管理提供参考。
关键词:反应堆保护系统单一故障准则符合逻辑0引言反应堆保护系统是核电站重要的安全系统,其作用是当运行参数达到危及三大屏障完整性阈值时,保护系统触发反应堆紧急停堆,必要时启动专设安全设施,从而保护三大核安全屏障(即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳)的完整性。
GB/T 13284.1(核电厂安全系统第1部分:设计准则)规定安全系统需要满足单一故障准则。
反应堆保护系统主要通过旁通功能和符合逻辑来实现单一故障准则,即故障发生时,保护系统能自动把故障设备从符合逻辑中剔除,从而保证系统整体的安全性和可靠性。
对于被剔除的设备来说叫做设备旁通,对于保护系统的“符合逻辑”来说叫做逻辑退化。
此外,为了完成设备更换、检修、检验或校准操作,保护系统需要设置人为地取消某个(或几个)设备功能的旁通按钮。
本文将详细探讨CPR1000机组反应堆保护系统符合逻辑的实现方式和存在的问题。
1、反应堆保护系统结构CPR1000机组反应堆保护系统包括三层冗余,即测量信号的参数冗余;逻辑运算单元的通道冗余和停堆断路器的执行机构冗余。
系统配置4个冗余通道(CHI- CH IV) ,每个通道包括2个子组, 每个子组采用主备冗余的CPU结构,每个通道的2个子组,分别接收不同的物理信号。
同一物理量的不同信号在不同保护通道内进行阈值计算, 并结合其他通道的计算结果经逻辑表决(四取二、三取二或二取一)产生紧急停堆信号。
同一个通道内的2个子组产生的停堆信号经硬逻辑“或”后送往停堆断路器,用来切断控制棒的电源,实现停堆。
CPR1000机组共配置8个停堆断路器,分为四组,每组的两个停堆断路器接受相同的停堆信号,来自于同一保护通道。
CPR1000核电站核岛蒸汽发生器安装工艺研究
CPR1000核电站核岛蒸汽发生器安装工艺研究作者:林涛来源:《中国科技纵横》2014年第02期【摘要】核电站核岛最重要的设备之一是蒸汽发生器。
汽轮机做功最主要的推动力是蒸汽,这些蒸汽往往是热交换产生的,同时能够对一回路和二回路起到十分重要的隔离作用。
文章结合CPR1000核电站核岛蒸汽发生器安装工艺研究的实践情况,全面解析了蒸汽发生器的工作原理,指出了蒸汽发生器的主要结构,提出了蒸汽发生器的主要安装工艺难点,希望能够对CPR1000核电站核岛蒸汽发生器安装工艺研究的实际工作发挥指导和借鉴作用,希望能够对CPR1000核电站核岛蒸汽发生器安装工艺研究取得预期效果。
【关键词】蒸汽发生器安装工艺1 引言从某种程度上说,为了能够确保耐蚀性能够达到一定的标准,根据相应的产品技术条件,镍基合金应该堆焊在管板一次侧。
这里需要指出的是,管板一回路一次侧长时间接触的载热剂介质具有一定的腐蚀性和放射性。
实践证明,为了能够取得相当不错的焊缝成形,我们应该选择符合一定标准的工艺参数在尺寸恰当的试板上进行改进管板堆焊工艺的试验,这里必须注意的是,试板中心区域应该采用直道堆焊工艺。
工艺参数的标准是:和管板埋弧堆焊基本保持一样。
我们只有对堆焊层进行相关方面的试验,才能取得符合管板堆焊层技术条件的实验结果。
相关方面的试验包括:侧弯试验、金相试验、无损试验、晶间腐蚀试验、化学分析等等。
2 蒸汽发生器的工作原理冷却剂泵、蒸汽发生器相应的阀门、管道、稳压器、核反应堆等辅助设备是核电站一回路系统重要的组成部分。
通过一定的方式将源自反应堆的热量传递给蒸汽发生器二次侧是蒸汽发生器最为显著的作用。
采用热交换方式是相当不错的选择。
另外,在一、二回路两者间蒸汽发生器形成了第二道防护屏障,这个防护屏障的主要功能是预防放射性外泄。
毫无疑问,蒸汽发生器是常规岛与分隔核岛的压力边界,它能够在一回路中封闭放射性介质,从而确保核电站正常的安全运行的主要成因在于:相当一部分的燃料包壳和水经过一定辐射后出现活化,极有可能导致发生泄露和破损现象;在满足一定条件后冷却剂含有放射性,这里需要指出的是,这些冷却剂往往流经堆芯,不应该污染核电站相关的二回路设备。
CPR1000核电站常规岛电动给水泵的安装
CnNw e noea o c ha e F hli n Pd t i c ogs dr us
高 新 技 术
C R10 核 电站 常规 岛电动给 水泵 的安装 P 0 0
பைடு நூலகம்徐 静
( 东 火 电工 程 总公 司 , 州 黄 埔 5 0 3 ) 广 广 17 0 摘 要: 电动给 水 泵作为 C R】0 核 电站 常规 岛最 为 重要 的辅 助设 备之 一 , P 00 它的安 装质 量直接 影响 着设备 本 身 的运 行 , 同时也影 响 着 高压给 水加 热 器向核 岛蒸发 器所 提供 的给 水 , 文着 重介 绍岭 澳核 电二 期 电动 给 水 泵的 安装 技 术 , 本 该技 术 在 实际 工程 中是 切 实可行 的 , 可作 为其 它 C R核 电站 电动给 水 泵安 装的参 考 P 、
221基 础 准 备 ..
( ) 础移 交之 后 , 1基 检查 电 动给 水泵 组各 设备 基础 混凝 土表 面是 否平 整 , 有无 露筋 、 蜂 窝、 裂纹 、 松 、 疏 石子 凸出 、 损 等现 象 , 脚 缺 地 螺 栓孔 内是否 清理 干净 ; () 2 复测各 电动给 水泵 组混 凝土 基 础纵 、
脚 螺栓 固定 ;液力 耦合 器 的就位 为 采用 调整 顶 丝来调 整设 备水 平 ,调整 顶 丝支 撑于 基础
预埋 钢板 上 , 脚螺 栓 固定 ; 地 电机 就位 为 采用 台板 方式 , 通过 调整 垫 铁调 整其 水平 , 脚螺 地 栓 固定 ;根据 不 同的就 位方 式 进行 相应 的准 备 工作 。 2施工 方 法及 内容 21施 工作 业流 程( 图 1 . 见 ) 22作业 方法 和 内容 .
关 键词 : 主泵 ; 电机 ; 液力耦 合 器 ; 置泵 ; 前 安装 中图分 类号 : 6 . U6 41 4 文 献 标 识 码 : A
CPR1000核电厂一级管道应力分析
CPR1000核电厂一级管道应力分析刘浪;张周红;吴高峰;范立明【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2008(042)0z2【摘要】核级管道的应力分析是为了保证管道自身和与其相连的设备、支架的安全.分析内容包括3个方面:计算管道应力,并使之满足RCC-M规范规定的限值要求;计算管道对与其相连的机器、设备的作用力,并使之满足标准规范的要求,保证机器、设备的安全;计算管道对支吊架的作用力,为支吊架的设计提供依据.管道应力分析工作的步骤是:首先,对管道所在系统的功能和工况参数、管线的布置情况进行详细的了解,划分分析范围;其次,根据管道ISO图用软件建立分析管线部分的几何模型,并定义材料属性;然后,按照规范规定的载荷组合形式加载;最后,计算、评定并输出支反力,核级管道的应力分析不仅可保证管道、支架、设备的安全,而且可优化设计,在核电厂建造和运行中起到重要作用.【总页数】5页(P500-504)【作者】刘浪;张周红;吴高峰;范立明【作者单位】深圳中广核工程设计有限公司,核岛系统所,广东,深圳,518045;深圳中广核工程设计有限公司,核岛系统所,广东,深圳,518045;深圳中广核工程设计有限公司,核岛系统所,广东,深圳,518045;深圳中广核工程设计有限公司,核岛系统所,广东,深圳,518045【正文语种】中文【中图分类】TL353.11【相关文献】1.CPR1000核电厂重要厂用水系统管道的安装 [J], 冯新才2.CPR1000核电厂孔板汽蚀诱发管道振动分析及工程改进 [J], 卫媛媛;李辉;朱峰;孔斌;商昌忠3.CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析 [J], 王军伟;张周红;吴高峰;范立明4.CPR1000核电厂凝结水系统管道水锤效应研究 [J], 孔祥永;赖诚;白金川;刘玉紫;徐樟楠;袁亮;5.CPR1000核电厂主管道90°弯头结构优化研究 [J], 李权柄;张兴辉;任红兵;朱玲菊;段远刚因版权原因,仅展示原文概要,查看原文内容请购买。
论主蒸汽隔离阀在CPR与EPR堆型的同异性
论主蒸汽隔离阀在CPR与EPR堆型的同异性CPR1000(以下简称CPR)是中广核集团目前正在批量化建设的百万千瓦级压水堆核电站型号。
EPR是由法码通和西门子联合开发的新一代压水堆核电站型号,单台发电能力达到160万千瓦级,并且采用了4列独立安全通道、双壁安全壳等安全设计,被视为“三代”压水堆核电技术。
EPR是目前世界上最先进的堆型之一。
主蒸汽隔离阀在上述堆型中,均位于二回路主蒸汽系统,其功能均是防止主蒸汽管道破裂而造成的安全壳超压及主系统冷却事故,是影响核电站安全性的重要部件;在中广核建设(含在建)的多个电站中,此阀的供应商为同一公司,故此阀门的设计理念和基本构造大致相同;但由于CPR和EPR电站在安全要求、系统设计等方面的差异,主蒸汽隔离阀在控制系统、结构尺寸、材料等方面存在一些区别。
1 同异性分析1.1 工作环境和动作时间要求表1 主蒸汽隔离阀在CPR和EPR中的运行工况和基本要求项目CPR EPR最大运行温度(℃)316 311最大运行压力(MPa)8.5 9.9快关时间(s)≤5 <5慢開时间(min)<6 <6慢关时间(min)<3 <3从表1可以发现,运行工况和动作时间要求基本一致。
1.2 驱动装置及控制系统CPR和EPR主蒸汽隔离阀所使用的驱动装置均为Edward牌A系列气液联动驱动装置:通过控制液压油,配合氮气罐(“永不失效的弹簧”),实现操作阀门常开、快关、慢关等动作;基本组成部分为氮气-液压油罐、液压油泵和液压油罐、泵侧控制组件、非泵侧控制组件等。
但是在以下方面,存在较大差异:1.2.1 控制逻辑的电磁阀数量不同。
1.2.2 CPR和EPR的主蒸汽隔离阀控制系统中均有泵侧和非泵侧两套控制组件,互为安全冗余,但CPR每套控制组件中有2个液压电磁阀(控制慢关或试验90%开的电磁阀和控制快关的电磁阀),与分配器一起作用,控制“常开”、“慢关或试验90%开”或保证安全功能的“快关”的动作;而EPR每套控制组件中还额外有一个液压电磁阀,共计3个电磁阀(控制慢关或试验90%开的电磁阀和2个控制快关的电磁阀,增加了一个安全功能的冗余电磁阀),与分配器一起作用,控制上述三个动作。
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30
大亚湾核电站
大亚湾核电站是广东核电投资建造法国堆型大功率压水堆,由法马 通公司总承包,功率2×90万千瓦 。1993年投入商业运行,两座机组年发电量
可达100亿度。
岭澳核电站
即大亚湾核电站二期工程,由广东核电投资建造并经营, 功率为2×90万千瓦 ,2002年投入商业运行。
秦山一期核电站 由我国自行设计建造的第一个试验型反应堆核电站,反应堆为双环
一、概述
华兴公司核电站建造经历:
公司参加了国内所有核电站的工程建设,并在 其中的7座核电站工程中担当主力。承担了11个反 应堆及其附属工程的施工,为我国的核电建设和能 源事业立下了赫赫功绩;在国外,承建了我国最大 的出口成套项目――巴基斯坦恰希玛核电站一期工 程。
目前正在承建国内的岭澳二期、大连红沿河、 福建宁德、广东阳江、山东海阳等核电站工程及国 外的恰希玛核电站二期工程 。
➢ AP1000核电站反应堆厂房剖面图
四、核电站的发展
➢EPR(欧洲压水堆型)核电站: EPR是法马通公司和西门子公司共同开发
的,目前该项目纳入法马通ANP公司。EPR采 用圆筒状的双层安全壳,其中第一层为带钢 衬里的预应力钢筋混凝土,第二层安全壳为 钢筋混凝土,安全壳设计压力为0.75 MPa。
内部资料,谢绝外传
核电站简介
DJ
目录
一、概述 二、什么是核电站 三、压水堆核电站介绍 四、核电站的发展 五、我国核电发展的未来
一、概述
1、各种形式的能源
➢能源是人类社会赖以生存的基本条件,也是保证社 会稳定和发展国民经济的重要物质基础。 ➢自然界中除有机燃料能源(煤炭、石油、天然气) 外,核能、水力、风力、太阳能、地热和潮汐能也都 是巨大的能源。 ➢受人类技术经济发展的影响,太阳能、风能、潮汐 能及地热发电等,其应用还受到很多条件的限制。 ➢水力是较为理想的自然资源,但是投资时间比较长, 一般须要10年-20年左右,可能需要大量移民及改变 生态环境。 ➢随着技术的发展,利用核能发电这一方法正逐步被 人们接受,有效利用核能发电,可以改变能源结构, 有利于保护环境。
6×100
2 大连红岩河
Байду номын сангаас
4×100
9 山东乳山
6×100
3 福建宁德
6×100
10 福建福清
6×100
4 浙江三门 6×100(AP1000) 11 江苏田湾二期 2×100
5 山东海阳 6×100(AP1000) 12 秦山二期扩建
2×65
6
广东阳江
6×160(EPR)
广西、湖南、湖北、四川、重
7 广东陆丰
三、压水堆核电站介绍
3、压水堆核电站主要厂房 核电站厂房主要由反应堆厂房(又称安全
壳厂房)、控制厂房、安全厂房、核辅助厂 房、燃料厂房、汽轮发电机厂房、循环水厂 房及其他辅助厂房等组成。
三、压水堆核电站介绍
三、压水堆核电站介绍
安全壳:
控制和限制放射性物质扩散,以及防止 外部撞击事件产生的危害,保护周围环境免 遭放射性物质的伤害。万一发生反应堆失水 事故时,是防止裂变产物释放的最后一道屏 障。一般为带钢衬里的预应力钢筋混凝土厚 壁结构。
一、概述
3、我国核电发展现状
➢我国的煤碳、水力和石油资源有一定的 蕴藏量,但因人口众多,人均储量低,因 此发展核电是我国能源规划的组成部分, 无论对近期和将来补充或替代常规能源都 是十分重要的措施。
➢我国自廿世纪七十年代中期开始设计建 造核电站以来,到2005年我国已建成6个项 目计11座核反应堆发电机组,核电运行容 量已达870万千瓦。
2007年2月广东核电集团与法国签署了EPR核电站的协
议议定书 。
四、核电站的发展
➢AP1000堆型: AP1000是美国西屋公司开发的一种双环
路第三代先进型机组,模块化施工是AP1000 堆型的主要特点,该堆型施工时主要模块包 括:设备模块70个,结构模块108个,其中最 重的CA20模块重达700吨。
恰希玛核电站 向巴基斯坦出口的恰希玛核电站,功率为1×30万千瓦,2000年
并网发电,现正在稳定运行。我国因此成为核电站出口国 之一。
一、概述
4、我国计划建设(已开始建设)的核电站包括:
序 号
核电站名称
计划装机容量 (万千瓦)
序 号
核电站名称
计划装机容量 (万千瓦)
1 岭澳二期
2×100
8 广东台山
一、概述
➢从发展趋势来看,在今后30年内将会有更 多国家和地区拥有核电站。预计到2030年, 世界核电站总数将达1000座,核发电量将占 总量的三分之一。
➢核能除了用来发电外,还可以作为船舶、 火箭、宇宙飞船、人造卫星等的动力能源。 特别是核动力不需要空气助燃,因而它是在 缺乏空气环境下的地下、水下、空间等的特 殊动力,它将是人类开发的理想能源。
科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂,同时放出2— 3个中子和大量的能量,放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多, 这就是核裂变能,也就是我们所说的核能。
二、什么是核电站
如果一个新产生的中子,再去轰击 另一个铀-235原子核,便引起新的裂变, 以此类推,这样就使裂变反应不断地持 续下去,这就是裂变链式反应,在链式 反应中,核能就连续不断地释放出来。
一、概述
已建核电站概况
序号 核电厂名称 1 广东大亚湾核电站
堆型 PWR
机组 单堆功率 数量 (万千瓦)
2
90
2 广东岭澳核电站 PWR 2
90
3 秦山核电站
PWR 1
30
4 秦山二期核电站 PWR 2
60
5 秦山三期核电站 PHWR 2
70
6 江苏田湾核电站 PWR 2
100
7 巴基斯坦恰希玛 PWR 1
四、核电站的发展
5、核聚变反应堆核电站:
➢其机理是当两个轻原子核结合成一个较重的原子核 时,会释放能量,我们称这种结合为聚变。在人工控 制下的聚变称为受控聚变,在受控聚变的情况下释放 能量的装置,称为聚变反应堆。 ➢氢的同位素氘、氚之间的聚变较为容易,可作为聚 变核燃料。氘和氚发生聚变释放的能量是铀-235的 4.14倍。 ➢更重要的是,地球上氘的含量非常丰富,每升海水 中含0.03克氘, 其所含的氘,经过核聚变可提供相当 于300升汽油燃烧后释放出的能量,而地球上的水中 约有40万亿吨氘,足够人类使用上百亿年 。
➢从廿世纪50年代第一座核电站建成以来, 许多国家先后建造了核电站,特别是70年代 世界发生能源危机后核电发展更快。
➢据统计,世界上已有30多个国家和地区建 成约441座核电站,发电容量约为3.6亿千瓦。 正在建造中约有40座,计划建造的约60座, 全部建成后装机容量将近5亿千瓦,约占世 界总发电量的20%左右。
秦山三期核电站
与其它几个核电站不同之处是,这是一个CANDU型重水压水堆, 由加拿大原子能源有限公司投资设计建造并经营,运行20年后产权和 管理归属中国。 秦山三期核电站的功率是2×70万千瓦 。
江苏田湾核电站
田湾核电站一期由江苏核电有限公司投资建设,采用两套俄罗 斯生产的VVER-1000型压水堆核电机组。功率为2×100万千瓦。
稳压器: 是一回路冷却
水容积变化的补偿 设备,其功能是调 节和控制一回路系 统冷却剂的工作压 力。
稳压器
三、压水堆核电站介绍
汽轮发电机机组:
二回路系统的主要设备。由汽轮机、发电机、 冷凝器和中间汽水分离加热器组成。
三、压水堆核电站介绍
应急冷却系统 :由注射系统和安全壳喷淋系统组成, 一旦得到失水事故的信号后,安全注射系统向反应 堆内注射高压含硼水,喷淋系统向安全壳喷水和化 学药剂。可以缓解事故后果,限制事故蔓延。
四、核电站的发展
2、第二代核电站
目前正在运行的绝大部分商用核电站可划归 为第二代核电站,这一代核电站主要是按照比较 完备的核安全法规和标准以及确定论的方法考虑 设计基准事故的要求而设计的。
第二代核电站的结构特点:一般采用单层预 应力钢筋混凝土安全壳,安全壳内侧采用6mm厚 钢衬里或防辐射涂料。
四、核电站的发展
将原子核裂变释放的核能转换成热 能,再转变为电能的系统和设施,通常 称为核电站。
一座100万千瓦的火电厂,每年要烧 掉约330万吨煤,要用许多列火车来运 输。而同样容量的核电站一年只用30吨 燃料。
二、什么是核电站
2、核电站的能量转换过程
二、什么是核电站
3、核电站常见的反应堆堆型
目前常见的核电站反应堆堆型有压水堆、沸水 堆、重水堆、石墨堆、高温气冷堆以及快中子增殖 堆等。
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13 庆、安徽、江西、吉林、甘肃 等
二、什么是核电站
1、原子能的机理
世界上一切物质都是由原子构成的,原 子是由原子核和电子组成的。而原子核又由 质子和中子组成,任何原子都是由带正电的 原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成 的。
一个铀-235原子有92个电子,其原子核 由92个质子和143个中子组成。50万个原子 排列起来相当一根头发的直径。如果把原子 比作一个巨大的宫殿,其原子核的大小只是 一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。
路轻水型压水堆,功率1×30万千瓦。 秦山核电站的建成和运行是我国 和平利用原子能的开端,成功的经验使我国具备了独立设计建造小功率 核电站的能力。
秦山二期核电站
秦山第二核电站是由我国自行设计建造的第一个商用核电站,功 率2×60万千瓦 。设计总包是核二院,反应堆由核一院设计,常规岛由 华东电力设计院承担。
一、概述
70.00%
中国与世界能源结构对比
69%
60.00%
50.00%
36.80%
40.00%
27.20%
世界
30.00%