中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展

1、中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展核電在中國(guó)的戰(zhàn)略地位自主開發(fā)的三代壓水堆先進(jìn)核電堆型進(jìn)一步提高核電安全性的開發(fā)研究中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展核電在中國(guó)的戰(zhàn)略地位中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展霧 霾 天 氣 目前我國(guó)霧霾天氣頻度不斷增加，范圍不斷擴(kuò)大中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展霧 霾 天 氣 目前我國(guó)霧霾天氣頻度不斷增加，燃煤火力發(fā)電燃煤火力發(fā)電是導(dǎo)致霧霾的重要原因之一產(chǎn)生大量的廢物二氧化硫，氮氧化物等酸 雨微小顆粒物霧霾天氣二氧化碳溫室效應(yīng)中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展燃煤火力發(fā)電燃煤火力發(fā)電是導(dǎo)致霧霾的重要原因之一產(chǎn)生大量的中國(guó)能源發(fā)展面臨的問題 經(jīng)濟(jì)社會(huì)發(fā)展中的能源供需總量平衡問題 長(zhǎng)期以煤為主的能源結(jié)構(gòu)，造成的環(huán)境、生態(tài)問題

2、 西煤東運(yùn)、北煤南運(yùn)、西電東輸?shù)哪茉摧斶\(yùn)問題 對(duì)國(guó)外資源依存的能源供應(yīng)安全問題中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展中國(guó)能源發(fā)展面臨的問題 經(jīng)濟(jì)社會(huì)發(fā)展中的能源供需總量比重達(dá)15%（2020） / 20%（2030）非化石能源在一次能源消費(fèi)比重減少40%45%單位GDP二氧化碳排放量比2005年國(guó)務(wù)院新聞辦公室2012年10月24日發(fā)布中國(guó)的能源政策（2012）白皮書 減排義務(wù)中國(guó)核電的戰(zhàn)略任務(wù)減排需求核電為清潔能源：核電鏈總溫室氣體排放系數(shù)為13.71gC02kWh；而煤電鏈的溫室氣體排放系數(shù)達(dá)到1300gC02kWh；核電不排放粉塵，有害氣體。中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展比重達(dá)15%（2020） / 20%（2030）

3、非化石能源在中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展三門核電地理位置概況集團(tuán)核電站名稱堆型裝機(jī)容量（萬千瓦）中核集團(tuán)福建福清CNP1000、華龍2x108+2x116浙江三門AP10002x125田灣VVER、CNP10002x106+2x108國(guó)電投山東海陽AP10002x125中廣核集團(tuán)廣東臺(tái)山EPR2x175遼寧紅沿河CPR10003x108福建寧德CPR10001x108廣西防城港CPR10001x108+2x116廣東陽江CPR10004x108華能山東石島灣高溫氣冷堆1x21我國(guó)在建核電機(jī)組共25臺(tái)，總裝機(jī)容量超過2951萬千瓦在建核電機(jī)組一覽表（截

4、至2016年9月）中國(guó)核電產(chǎn)業(yè)現(xiàn)狀中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展9三門核電集團(tuán)核電站名稱堆型裝機(jī)容量（萬千瓦）福建福清CNP1中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展核電在中國(guó)的戰(zhàn)略地位自主開發(fā)的三代壓水堆先進(jìn)核電堆型進(jìn)一步提高核電安全性的開發(fā)研究中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展核電在中國(guó)的戰(zhàn)略地位中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展中國(guó)最早引入和開發(fā)三代核電技術(shù)中國(guó)采用當(dāng)前國(guó)際最高安全標(biāo)準(zhǔn)滿足美國(guó)“電力公司要求文件”（URD）和歐洲國(guó)家的“歐洲電力公司要求”（EUR）中國(guó)率先引進(jìn)并在三門、海陽建設(shè)首批四臺(tái)AP000先進(jìn)壓水堆核電廠，同時(shí)又在臺(tái)山建設(shè)二臺(tái)EPR1700先進(jìn)壓水堆核電廠將概率安全目標(biāo)提高一個(gè)量級(jí)，要求堆芯損壞概率（CDF）小于

5、十萬分之一，大量放射性釋放概率（LRF）小于百萬分之一中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展中國(guó)最早引入和開發(fā)三代核電技術(shù)中國(guó)采用當(dāng)前國(guó)際最高安全標(biāo)準(zhǔn)中自主開發(fā)先進(jìn)壓水堆核電廠“華龍一號(hào)”“華龍一號(hào)”在我國(guó)具有的成熟技術(shù)和規(guī)?；穗娊ㄔO(shè)及運(yùn)行的基礎(chǔ)上，通過優(yōu)化和改進(jìn)，滿足先進(jìn)壓水堆核電廠的標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范，已在福建福清、廣西防城港和巴基斯坦卡拉奇開工建設(shè)其主要特點(diǎn)有，采用標(biāo)準(zhǔn)三環(huán)路設(shè)計(jì)，堆芯由177個(gè)燃料組件組成，降低堆芯比功率，滿足熱工安全余量大于15%的要求；采用能動(dòng)加非能動(dòng)的安全系統(tǒng)；采用雙層安全殼，具有抗擊大型商用飛機(jī)撞擊的能力；設(shè)置嚴(yán)重事故緩解設(shè)施，包括增設(shè)穩(wěn)壓器卸壓排放系統(tǒng)，非能動(dòng)氫氣復(fù)合裝置，以及堆腔淹沒系

6、統(tǒng)，保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)；設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地面水平加速度為0.3g；全數(shù)字化儀控系統(tǒng)。中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展自主開發(fā)先進(jìn)壓水堆核電廠“華龍一號(hào)”“華龍一號(hào)”在我國(guó)具有的標(biāo)準(zhǔn)三環(huán)路設(shè)計(jì)堆芯177個(gè)燃料組件提升了核電站輸出功率1160-1200MWe降低堆芯比功率滿足熱工安全余量大于15%的要求中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展標(biāo)準(zhǔn)三環(huán)路設(shè)計(jì)堆芯177個(gè)燃料組件提升了核電站輸出功率116采用能動(dòng)加非能動(dòng)的安全系統(tǒng)能動(dòng)系統(tǒng)按安全級(jí)冗余設(shè)計(jì)，以利于快速消除事故，非能動(dòng)系統(tǒng)在能動(dòng)系統(tǒng)失效或全廠失去電源時(shí)確保核電廠的安全中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展采用能動(dòng)加非能動(dòng)的安全系統(tǒng)能動(dòng)系統(tǒng)按安全級(jí)冗余設(shè)計(jì)，以利于快設(shè)置嚴(yán)重事故緩解設(shè)施包括增

7、設(shè)穩(wěn)壓器卸壓排放系統(tǒng)，非能動(dòng)氫氣復(fù)合裝置，以及堆腔淹沒系統(tǒng)，以導(dǎo)出余熱，保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展設(shè)置嚴(yán)重事故緩解設(shè)施包括增設(shè)穩(wěn)壓器卸壓排放系統(tǒng)，非能動(dòng)氫氣復(fù)采用雙層安全殼采用雙層安全殼結(jié)構(gòu)，環(huán)形空間設(shè)有負(fù)壓通風(fēng)，以防止放射性物質(zhì)外泄，提高密封性外層具有抗擊大型商用飛機(jī)撞擊的能力增大安全殼自由空間達(dá)70000立米中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展采用雙層安全殼采用雙層安全殼結(jié)構(gòu)，環(huán)形空間設(shè)有負(fù)壓通風(fēng)，以防氫爆 非能動(dòng)氫復(fù)合/點(diǎn)火高壓熔堆安全殼底部熔穿長(zhǎng)期安全殼超壓 快速卸壓系統(tǒng) 安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng) 能動(dòng)與非能動(dòng)堆坑注水系統(tǒng) SBO移動(dòng)電源/二次側(cè)能動(dòng)非能動(dòng)余熱導(dǎo)出系統(tǒng)全廠斷電其他嚴(yán)重事故

8、 雙層安全殼/壓力容器頂部氣體排放/主控制室可居留性防超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故的措施防止安全殼失效措施中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展氫爆 非能動(dòng)氫復(fù)合/點(diǎn)火高壓熔堆安全殼堆腔注水系統(tǒng)試驗(yàn)試驗(yàn)分別對(duì)能動(dòng)與非能動(dòng)子系統(tǒng)測(cè)量了RPV外表面的臨界熱流密度（CHF），以驗(yàn)證堆腔注水系統(tǒng)的冷卻能力。模擬體系RPV半球形下封頭的半個(gè)豎直切片的比例模型。壓力容器不同角度測(cè)得的CHF中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展堆腔注水系統(tǒng)試驗(yàn)試驗(yàn)分別對(duì)能動(dòng)與非能動(dòng)子系統(tǒng)測(cè)量了RPV外表非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)試驗(yàn)開展了非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的驗(yàn)證試驗(yàn)，驗(yàn)證其導(dǎo)熱能力和設(shè)計(jì)參數(shù)，測(cè)試自然循環(huán)穩(wěn)定性和長(zhǎng)時(shí)間（72小時(shí)）運(yùn)行能力。中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展非能動(dòng)余熱排出系

9、統(tǒng)試驗(yàn)開展了非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的驗(yàn)證試驗(yàn)，驗(yàn)非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)試驗(yàn)非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)包括單管試驗(yàn)與綜合性能試驗(yàn)，單管試驗(yàn)研究單個(gè)熱交換器的傳熱性能，綜合性能試驗(yàn)在全壓全高的裝置上進(jìn)行，驗(yàn)證不同事故工況、安全殼大氣和換熱水箱水位的條件下，系統(tǒng)的排熱能力和運(yùn)行性能。中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)試驗(yàn)非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)包括單管引進(jìn)消化基礎(chǔ)上開發(fā)CAP1400 主要特點(diǎn)有，加大反應(yīng)堆堆芯燃料組件裝載的容量，以滿足熱工安全余量大于15%的要求，提高核電廠出力達(dá)1400MWe；加大鋼安全殼的尺寸及容積，使外層屏蔽殼具有抗擊大型商用飛機(jī)撞擊的能力；主循環(huán)泵采用50周波電源供電，

10、與我國(guó)電力標(biāo)準(zhǔn)相符，提高主泵供電的可靠性；采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)，諸如非能動(dòng)應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)等；設(shè)置嚴(yán)重事故緩解設(shè)施，包括增設(shè)卸壓排放系統(tǒng)，自動(dòng)氫氣復(fù)合裝置，以及堆腔淹沒系統(tǒng)，以導(dǎo)出余熱，保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)；模塊化設(shè)計(jì)和施工，縮短工期；全數(shù)字化儀控系統(tǒng)；設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地面水平加速度為0.3g，以適應(yīng)更多的廠址條件。中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展引進(jìn)消化基礎(chǔ)上開發(fā)CAP1400 主要特點(diǎn)有，加大反 CAP1400 首爐堆芯布置和控制棒布置采用先進(jìn)堆芯燃料管理策略，首循環(huán)即實(shí)現(xiàn)中子低泄漏方案，提高中子經(jīng)濟(jì)性；具備MOX裝載能力；采用堆芯機(jī)械補(bǔ)償控制，具備較強(qiáng)的運(yùn)行靈活性，減少運(yùn)行過程中

11、含硼廢液產(chǎn)生量。中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展 CAP1400 首爐堆芯布置和控制棒布置采用先進(jìn)堆芯燃料管 CAP1400冷卻劑系統(tǒng)及安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)CAP1400采用多層級(jí)的能動(dòng)縱深防御設(shè)施和非能動(dòng)專設(shè)安全設(shè)施應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，實(shí)施系統(tǒng)性的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解策略。為驗(yàn)證設(shè)計(jì)的合理性與程序的適用性，開展了包括非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)綜合性實(shí)驗(yàn)（ACME）、非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)綜合實(shí)驗(yàn)（CERT）、IVR臨界熱流密度試驗(yàn)等關(guān)鍵試驗(yàn)。 CAP1400冷卻劑系統(tǒng)流程圖中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展 CAP1400冷卻劑系統(tǒng)及安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)CAP1400采用多優(yōu)化設(shè)備和部件設(shè)計(jì)反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)計(jì)，取消中子屏蔽板研發(fā)新型蒸發(fā)器，傳熱面積增

12、加了27%優(yōu)化反應(yīng)堆冷卻劑管道和主蒸汽管道設(shè)計(jì)，降低了主管道流速，緩解流動(dòng)加速腐蝕（FAC）問題開發(fā)更大排汽面積的長(zhǎng)葉片，以提高汽輪發(fā)電機(jī)效率（末級(jí)葉片長(zhǎng)度達(dá)1.828m）采用一體化儀控系統(tǒng)，高度集成化、保護(hù)功能多樣化中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展優(yōu)化設(shè)備和部件設(shè)計(jì)反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)計(jì)，取消中子屏蔽板中國(guó)核電核電在中國(guó)的戰(zhàn)略地位自主開發(fā)的三代壓水堆先進(jìn)核電堆型進(jìn)一步提高核電安全性的開發(fā)研究中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展核電在中國(guó)的戰(zhàn)略地位中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展 我國(guó)和國(guó)際上都在進(jìn)行提高核電的安全性研究，主要有從設(shè)計(jì)上實(shí)際消除大規(guī)模放射性釋放，保持安全殼完整性,嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解（包括：嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，極端自然災(zāi)害預(yù)防管理

13、導(dǎo)則），耐事故燃料（ATF）研究,以及先進(jìn)的廢物處理和處置技術(shù)的開發(fā)和應(yīng)用。中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展 我國(guó)和國(guó)際上都在進(jìn)行提高核電的安全性研究，主要有從設(shè)堆芯熔融的機(jī)理及堆腔注水的機(jī)理研究中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展堆芯熔融的機(jī)理及堆腔注水的機(jī)理研究中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展 Experimental research for molten pool heat transfer-COPRA experimentStudy the large molten pool heat transfer characteristics to get the steady and transient properties Obta

14、in the heat transfer correlation for large molten pool IVR analysis code Research contents:steady and transient heat transfer properties of molten poolThe thermal shock to the wall and the crust distribution under long term cooling condition1. Molten Pool Heat Transfer and IVR ResearchGeometry2D 1/4

15、 circular poolradius 2.2m width 20cmScale1:1 for ACP1000SimulantWater20%NaNO3-80%KNO3HeatingElectricalheatingrodBoundaryInsulated or isothermal top wall and isothermal bottom wallRa1016COPRA (COrium Pool Research Apparatus)ACP000堆腔注水時(shí)，熔融堆芯的傳熱情況和溫度分布的實(shí)驗(yàn)研究以一比一的尺寸切取反應(yīng)堆底部四分之一的一片進(jìn)行試驗(yàn)?zāi)M體照片中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展 Experi

16、mental research for m Experimental research for molten pool heat transfer-COPRA experiment1. Molten Pool Heat Transfer and IVR ResearchExperimental Temperature distributionExperimental Temperature field - Test 3 steady states solidus-liquidus temperature gap實(shí)驗(yàn)結(jié)果壓力容器內(nèi)熔融堆芯的溫度分布中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展 Experimental r

17、esearch for m Nanofluid Flow Boiling Heat Transfer and Critical Heat Flux enhancement1. Molten Pool Heat Transfer and IVR ResearchIn nuclear power system, In-Vessel Retention (IVR) strategy is a key technology for alleviating the consequence of the core melt accident and preventing the leakage of ra

18、dioactive material after the core melt caused by a sever accident.Based fluidNanoparicleAs a new kind of working fluid, it has excellent flow and heat transfer capacity. Improving the IVR capacity by nanofluid is meaningful from the view points of research andNanofluidIn IVR process, there may be: F

19、orced convection, Flow boiling, CHF納米流對(duì)沸騰傳熱和臨界熱流的提升納米流的組成實(shí)驗(yàn)針對(duì)自然對(duì)流和強(qiáng)迫流中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展 Nanofluid Flow Boiling Heat Nanofluid Flow Boiling Heat Transfer and Critical Heat Flux enhancement1. Molten Pool Heat Transfer and IVR ResearchNanofluid flow boiling heat transfer characteristicsNanofluid flow boiling CH

20、F enhancement The relation between CHF and mass flux納米流對(duì)沸騰傳熱特性納米流沸騰傳熱臨界熱流的提升質(zhì)量流與臨界熱流的關(guān)系中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展 Nanofluid Flow Boiling Heat 嚴(yán)重事故下安全殼壓力1-沒有余熱導(dǎo)出系統(tǒng)時(shí)安全殼壓力2-余熱導(dǎo)出系統(tǒng)工作時(shí)安全殼壓力中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展嚴(yán)重事故下安全殼壓力1-沒有余熱導(dǎo)出系統(tǒng)時(shí)安全殼壓力中國(guó)核電 Prevent over-pressure of the containment to eliminate remaining risk 滯留率： 99.9% 氣溶膠： 99% 元素碘：

21、 有機(jī)碘（甲基碘） 80% 氣溶膠再懸浮率（ 24 小時(shí)的操作期間） 0.0034% 碘揮發(fā)率（ 24 小時(shí)的操作時(shí)間） 0.1% 安全殼卸壓裝置中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展 Prevent over-pressure of the 降低堆芯（燃料）熔化的風(fēng)險(xiǎn)緩解或消除鋯水反應(yīng)導(dǎo)致的氫爆風(fēng)險(xiǎn)提高事故下裂變產(chǎn)物的包容能力核安全耐事故燃料中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展降低堆芯（燃料）熔化的風(fēng)險(xiǎn)緩解或消除鋯水反應(yīng)導(dǎo)致的氫爆風(fēng)險(xiǎn)提燃料包殼高熱導(dǎo)，高鈾密度U15N、U3Si2、UC高密度陶瓷燃料BISO/TRISO顆粒彌散于鋯合金基體金屬基體微封裝燃料BISO/TRISO顆粒彌散于SiC基體全陶瓷微封裝燃料提高燃料熱導(dǎo)率增強(qiáng)

22、裂變產(chǎn)物包容能力減少或消除可燃?xì)怏w提高包殼高溫性能添加改性顆粒提高熱導(dǎo)率BeO、SiC晶須、金剛石 UO2芯塊摻雜改性Si涂層、MAX相（Ti3SiC2） 鋯合金涂層單質(zhì)SiC內(nèi)層-SiC纖維層-單質(zhì)SiC外層SiC復(fù)合包殼FeCrAl合金復(fù)合Mo包殼先進(jìn)金屬包殼耐事故燃料技術(shù)方向中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展燃料包殼高熱導(dǎo)，高鈾密度高密度陶瓷燃料BISO/TRISO顆SiC復(fù)合材料包殼材料熔點(diǎn)熱中子吸收截面Barn導(dǎo)熱系數(shù)（輻照后）W/m.K硬度HVN楊氏模量GPa Zr18520.1871630099 SiC52450.175 4-52800380中國(guó)核電的創(chuàng)新發(fā)展SiC復(fù)合材料包殼材料熔點(diǎn)熱中子吸收截面Barn導(dǎo)熱系數(shù)（SiC復(fù)合