cpr1000核电系统简介.pptx

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系统知识核电站发展趋势四代核电技术核电站发展趋势四代核电技术现状第四代核电站第三代核电站 九十年代后期起 六种堆型2035年左右商用化第二代核电站 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台第一代核电站 七十年代至今运行业绩良好，还在增效延寿多种堆型 五、六十年代 原型堆解决工程技术问题 压水堆仍将是国际未来30-40年的主力堆型 核电站发展趋势第四代核电技术熔盐堆超临界水堆超高温气冷堆钠冷快中子堆气冷快中子堆铅冷快中子堆核电站发展趋势中国核电技术现状第二代核电站多种堆型，运行业绩良好二代加核电站CPR1000CNP1000第三代核电站中国6台：2×EPR+4×AP1000核电站发展趋势我国核电站分布 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系统知识核电站基础知识反应堆的分类轻水堆：压水堆、沸水堆重水堆 水冷堆冷却剂气冷堆氦气熔盐堆钠冷快堆核电站基础知识反应堆的分类中子能量热(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。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。核电站基础知识反应堆简介压水堆核电站工作原理图核电站基础知识反应堆简介沸水堆核电站工作原理图核电站基础知识反应堆简介重水堆核电站工作原理图核电站基础知识反应堆简介高温气冷堆电站工作原理核电站基础知识反应堆简介钠冷快堆核电站工作原理图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CPR1000主要特性CPR1000技术形成过程M310改进CPR1000M310M312CPY技术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设计工具三维工具进行设计校核、碰撞检验三维可视化进度控制新型设备CPR1000主要特性事故定向转为状态定向 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。CPR1000主要特性堆坑注水技术 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 。 CPR1000主要特性主回路采用LBB设计理念 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。 CPR1000主要特性三维校核、检验 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。CPR1000主要特性三维可视化进度控制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。 CPR1000主要特性数字化仪控系统CPR1000主要特性采用半速汽轮机组 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。CPR1000主要特性堆芯采用新型燃料CPR1000主要特性新型压力容器 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。 CPR1000主要特性CPR1000主要技术参数总体性能指标环路数3DNBR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 m3建设工期≤58 月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CPR1000核岛结构安全壳稳压器蒸发器主泵主管道热段主管道过渡段主管道冷段压力容器CPR1000核岛结构三环路冷却水系统CPR1000核岛结构反应堆压力容器CPR1000核岛结构蒸汽发生器CPR1000核岛结