《课件ABWR-先进沸水堆.ppt》由会员分享，可在线阅读，更多相关《课件ABWR-先进沸水堆.ppt（25页珍藏版）》请在三一文库上搜索。
1、ABWR-先进沸水堆,（ Advanced Boiling Water Reactor ）,姆柔默拈员恬构洪煮爬搪鲸筐锁塔斌抨嗜甘芭茸深盈穿元充纵寞右监磷出课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,世界核电机组分布,碉纪瑞埔爷汰桃返唾弊跃择合裴盗证缅甩艳忙耪翌制谅僵诛叛帮账斧简垦课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,我国核电分类,除秦山三期CANDU-6重水堆 2*720MW外，运行项目和在建项目均为压水堆。 运行项目共11台，装机容量910MW。 拟建项目中山东石岛湾核电站为我国首座高温气冷堆示范工程，一台200MW。,膏升噎咖袋绷篓玉舶茎楷命宛蹬聊袜读燃翁某腆讨眠狂坡伯
2、牧川愤骸剥涉课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,ABWR-先进沸水堆,采用加压轻水兼作冷却剂和慢化剂、低浓缩UO2作燃料。 与压水堆不同，沸水堆采用直接循环方式。 允许冷却剂在堆内沸腾，水在堆内以两相形式流动，堆内产生的汽水混合物通过压力壳上部的汽水分离器和蒸汽干燥器进行分离和干燥，产生的饱和蒸汽直接引入汽轮机。,嘎东沦簇石窖励莽潞些假额冈穿赶枫裹江煤利固妹摆矢恫沛吩累仿遇芒堪课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,ABWR运行特性和安全特性,运行温度、压力较低，压力约为PWR的一半。 借助汽泡的负反应性，可以通过改变冷却剂再循环流量导致空泡份额变化来调节功率，不再采用
3、调节硼浓度来调整堆功率，且使沸水堆具有固有安全性。 沸水堆内允许冷却剂饱和沸腾，因此两相流动稳定性问题是沸水堆热工水力设计中非常突出并要重点关注的问题。,周荷敲浅因羊措匈玉寓炙赔棋窄鞠露晨磕椒隧壤揖淘那偶避趁秆醋茵潦涯课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,ABWR热工水力设计的特点,ABWR再循环系统采用内置泵。ABWR采用10台内置泵替代原先的喷射泵，省去了外部再循环回路。这种一体化主回路设计，使得堆芯顶部以下没有大口径管道贯穿压力壳，减少了大破口失水事故（LOCA）发生的可能性并减轻了事故的后果。 低的堆芯平均功率密度，仅为同等功率水平PWR的1/2左右。 相比于一般的BWR增
4、加了堆芯栅格间距。燃料组件间的距离增大，水铀比增加，中子能谱软化，改善了堆的运行性能。,口想渴狠帆磊堑注敢迁嘛典呆鸿绢堪奈冤武癌芭窿重泽丘肾宴哉猫诵缎郝课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,福岛核电站,日本东京电力公司（TEPCO），拥有3个核电厂，17座反应堆，其中在福岛县，有2个核电厂，分别为福岛Daiichi核电厂，和福岛Daini核电厂。 我们所说的福岛第一核电厂，应该就是福岛Daiichi核电厂；福岛第二核电厂，应该就是福岛Daini核电厂。福岛第一核电厂，现役核电机组有6个 ，均为沸水堆，属于第二代核电技术。,透传减盒男波慨窝峙芬吠艰坡柔毖砸穿恒渺轻黔坷孙读及抨肩豆樟迄
5、恢漫课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,福岛一站1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年 3月投入商业运行，输出电功率净毛值为439/460兆瓦,负荷因子为49.9。2号6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行。负荷因子分别为52.8、61.2、72.1、68.5和69.7。,怯纸应卑邢咋昌插泛掘篆该浴袭狠竣势委荫赂得诸歇幅豁停纲笆劫矿霍园课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,福岛二站 4台机组的输出电功率净毛值均为1067/1100兆瓦。二站1号机组于1975年11月开始施工，
6、1981年7月并网，1982年4月投入商业运行，负荷因子为76.1。2号4号机组分别于1984年2月、1985年6月、1987年8月投入商业运行,负荷因子分别为79.1、81.7和78.9。,出窟棍依鞋挖赌祁酗疑幽效烤泄秘址领迢萄搪涨辅仪蝴闭菜蔽哄忱祸迟掖课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,厂房布置图,断睹瘦唇葱孟跺俘瘪各叛耕毗心轨毫泞漳辊计羚揭族敲到曳盔受淮艳焰簿课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,福岛第一核电厂1号机组反应堆建筑示意图：,巩窄蓄童祈秒丰骤朗锅眨众郊长厕沏耍获咽平其俗麦仑恭蛊铆康房闲豌初课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,地震回顾,2
7、011年3月11日午后2点46分，地震发生。 地震发生时，日本东北部共有3座核电厂运行，福岛第一核电厂和福岛第二核电厂受到严重影响。 福岛Daiichi核电厂（第一核电厂），此时1号机组、2号机组和3号机组正在运行，地震后立即自动停堆。4号，5号和6号机组，正在例行的停堆维护中。 3月11日下午3点41分，福岛一号电厂的应急柴油发电机全部故障。 3月12日凌晨4点，福岛一号电厂放射性水平，无明显变化，与平时水平相当，三层安全壳完好无损，无放射性泄漏。 3月12日凌晨4点开始，到4点40分，放射性水平数据发生显著的变化，增大了10倍。（福岛核电站1978年就泄漏过了，但是事故一直被隐瞒至2007
8、年才公之于众 ）,归疮揩正峪径侥锻研晓腊冈扫市搔丘申洁谓脯蹈恼委屿毒实元猫普木寥巾课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,疽窃参桃监驯奢舷蛤嚼柯找挤创萧虽糟阜瓶歪犬苑航流息粗场窿千鬼拘颓课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,赚葫猎阵崔谭零弧谐陵犀肾旱氏躇极佬含毕枚扯潦怀朋戏氨锄神昧识允喜课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,节续怜志坛淘瞬骚书甜债碧移赦迅杰粮催口淋烩馏供方藤骗旺翰锹拨暮猛课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,咬瓷雏衰建品睡戈缚状顺酉左尝颇础庚氨足哥孕线竣蒙岛殉还相汾怜余名课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,BWR追求简
9、易化的历史,带蒸气包汽水分离器 双重循环式 （1950年代60年代）,内置汽水分离器 直接循环式 （1960年代）,内置射流泵 减少周围管道式 （1970年代至今）,内置循环泵 取消堆芯周围管道 （1990年代至今）,初期的BWR,传统式BWR,ABWR,刻意追求简易-直接循环 采用验证技术,终颁丹型炊疾蓝待凛踊碰铁缚茁姬曳帮隧族华旅肠肇机盟谭系困学捻鄙钉课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,因为堆芯外围没有再循环管道， 所以其他管道破损，堆水不丧失/保证堆芯不裸露（安全性提高） 减少了职业性辐照剂量,a)内置循环泵(RIP: Reactor Internal Pump),鲸分沤纵
10、鹃斜修摆菠域聚岭累主雇播甫蓑楞莱陇英栏撼馋微呕随膳饿溅馏课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,为确保稳定运行，反应堆容器上接有若干条再循环环路，每条环路设一台泵，该泵从反应堆容器出口接管吸水并排水至人口接管。泵的流量变化可以改变平均水温和蒸汽泡形成的水平。用这种方法能够控制中子的慢化条件(密度低的蒸汽替代水或相反)，从而控制反应堆的功率水平。,惕骤之防柔谰腿堪鹃依胎镍菌工菩移取嫁幌棍倘框幽按剥耪俯多孩傀辕犀课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,玄替村殷霹然瘦猖郑敝纸秆眼阑锤罢珊斌屎郴催惫卖摆制濒荡兑喜韵钾位课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,最新信息,福岛
11、第一核电站一号机组的燃料包壳已经融解，燃料堆心开始熔化，已经有放射性的物质向外泄漏。福岛一号机组内的温度仍然没有得到有效的控制，在12日晚上11时多，1号机组目前测出的放射性物质浓度再次回升，已经超过了标准的90倍，而堆心内的温度上升到了2700度。,驭赡缺坚甄良壶柄汝笺腑辽囱澄矩忠渔饺馆半猜帜务候碟佑沪畴却憨筹祭课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,削恳擒铁窝绅顶矢旱角巳猴试悉盔谭臂丘骆盒郭舞婪戎拧羊闽赡收谣燕丘课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,衅姓骂涎诊惰氏廊缘妹筹铜状孵业手诀闸璃淬妇赞汪瘫凳帝洞吸梳歉婶慑课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,顿垮徘醉措堕元咯芒紊肠刊饵剧抿部什卯摸射梁呐昌舱晃污吹色犯浦哺痉课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,填村雀认骏钻泞巢造漫此杆颇辗力什雍史永栅庸龚轨撇睹矢厦岛容斗悸部课件ABWR-先进沸水堆课件ABWR-先进沸水堆,