未来10年核电先进堆型介绍

1年核电先进堆型介绍未来0onotrtiAn!nodUcfAdvanCedNUC!earReactorSnNeairOeCade杨孟嘉(}中国广东核电集团公司技术中心’,任俊生5}引}2周志伟2广东深圳42清华大学核能技术设计研究院北京1。。。84)摘要:根据世界核电工业的发展现状系统讨论面向2010年核电市场的各种先进核电堆型设计特点及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型综述这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况研究确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值关键词:本期仅刊出该文的前半部分涉及ABwR八P6oo一MHR八Pl000EPRsystem08+和以NDU等堆型;下期刊出后半部分涉及八w川000sEBwR!RISPMR和GBT等内容核电;先进反应堆;商业计划ariouseirAbstract:VintyPesofaanVadnaeedconuclerareaetorsaiinengathtenueleraeleetriemarketoraresounsodtheyearof2010arereuodrtroeedhTdesignfeusutresdresPonedingcoofbtaierningPotentialorlreserazesystmeitaefrellydaieoscussemnrdbycialPlarnstiainitedbymcouaorjnsuPPlifnuelearPowPlantst翻ngintoacttnhecPownendustrywidwideTheteehnicalandmmhteercialPreParednessofrdePloyingtheseerUtstutaafdeveloPmnetofnuelearactorssdvnacednuclerraeinratemrhasbeensulnlllreactiradAsareneeainPresentresearench15anofconsiderblearofChisnesenuclerPowearinutdyrestoseleetadvancedrtoyPesseuPmtdeveloPmtdireetiondestablisheefevetiefatyegulatoryguirdelininhtenerfautu儿Keywords:n:uelearpowerplnt;aadvancedArecator:eo中图分类号TM623文献标识码文章编号eunancialPlr1006一9186(2004)03一0032一04目前全球有%的电力40多座核电站正安全可靠地为人这是源于20世纪中叶的核能技规定求基本满足美国用户要求文件(URD)对第3代类提供17纪60先进轻水堆安全性AB先进性可靠性和经济性的要并且有术在其沧桑的发展进程中所创造的成就70随着上个世WR也是一个完成了全部工程设计AB年代投人运行的核电站逐渐达到其40年的实际建造和运行经验的反应堆参数见表1WR的主要设计运行寿期核能界一方面向核安全当局提出申请;要求延长运营期限另一方面在对已有的核电机组实施渐进性设计和运行改进的基础上核电市场903面向2010年前后的表IABWR主要设计参数推出第3代(20世纪80年代开始发展年代末开始投人市场)先进轻水堆核电站和在第l热功率/MWt电功率/MWe392613507代至第代核电堆型的基础上经过渐进性设计改进的堆芯冷却剂压力/MPa堆芯冷却剂温度/活性区长度/m℃堆芯冷却剂流量/kg.h17核电堆型287522xl01ABWR3771先进沸水堆(A(BW3BWR)是在世界范围内沸水堆压力壳内径/mR)设计和多年运行经验的基础上发展起来的第燃料组件数/个872205控制棒数/个平均堆芯功率密度/kw代先进堆型它基本符合国际上通行的核安全管理L5l国际电力2004年第8卷第3期早在(A1978年美国GE公司就开始了先进型BWR进行审查380这期间共提出7040多个问题召开了CRBWR)的研发o并与瑞典的Asea原子能公司意大AET多次会议美国反应堆安全顾问委员会(A)S利的Anasld公司以及日本的日立和东芝公司一起成立欧洲和日本在BW也为AP600审查召开过43次会议AP60O首次将了改进工程设计队(AET)共同开发ABWR非能动理念引人压水反应堆设综合了美国R方面优点和成熟经计PWR)安全系统相比与传统的压水堆(非能动安验GE考虑了最新的汽机B燃料电子等方面的技术ET全系统要简单得多不可少R它们不需要现有核电站中那些必完成了AWR的概念设计1987在A于工作的基础上年完成了ABW种类繁多的安全支持系统如相关的安全级日本和东芝通力合作1985交流电源大大简化HVAC(加热通风空调系统)冷却水的基本设计年TEPcO)日本东京电力公司(系统以及安装这些部件的抗震厂房使压水堆的设计因此这一理念引选择G机组K(NRABABCE日立和东芝组成的国际联合体设计并建造ki一K7ari安全性提高投资降低Kashiw6azawa核电厂的2台ABWR机组(6号;起国际核能界的广泛关注系统的简化非能动安全系统的采用和和号机组K7)B1987年GE向美国核管当局191;减少了运行人员的操作x通过这些设计)提出AWR标准设计许可证申请年改进10-“核电站的安全性得到了显著的改进3其堆芯熔1K6/K7获得日本核安全当局的建造许可RC;的最终设计批准(FDA)19941997年化概率为/堆年10刁/堆年远低于URD要求的OXWWRR得到N年获得美国NRC标准设计证书完成了全部设计6年和19997200但是AP600容量(60然很高0MWe)显得太小比造价仍鉴定并取得了许可证年投人商业运行美元/的ABkK6和K7分别于19不能适应电力市场已经发生的变化为克服0预计寿期60年7建造费用约k这两大弱点许可证后发工作利用A1999年12月西屋公司获得AP60设计的研w发电成本约为k美分/(wh)还有更多即依据电力市场的变化启动了API0WR也正在申请建造WR将来的ABWR机组的建造2001年西屋公司和A(见后面的第BB一CE公司联合后费用预计为170美元/ABwP6OO的简化改进和非能动安全+的设计概念加采用成熟的常规核燃料建造工期已在em8上Syst04章节)的某些技术向市日本得到证明但在经济竞争性方面存在着某些不确场推出AP10OO开发AP1000的主要出发点是在保持定性AP600的先进性和安全性保证其设计与性能特点满2AP60O和AP1000足UPRRD的前提下通过提高机组容量水平达到降低单P60位造价和发电成本的目的)于1985年发起了先进轻IAP100在逻辑上是A美国电力研究院所(E水堆发展计划项目的延伸其设计理念和设计目标与AP一60相同那就得到美国能源部(DO)和美国E是性时采用非能动的安全系统降低投资简化设计RD0提高安全的要求同NRC支持包括西屋公司在内的核电厂营运单位工程建造公司共同参与核设计与性能特点满足U1蒸汽供应系统供应商目的将输出电功率提高到oMWe以上来降低比投在于推出完全基于成熟技术和经验堆结构更简单无需建造模式资和发电成本AP1000基本设计与AP一600相同故除造价降低寿命长安全性更好运行可利AP60O的许多设计与试验结果被直接用于API00用率高电价低更易于建造和操作的新一O就是在这个背景下开发了在一些部件的容量上的改动外AP一1000的非能动代核电站出来的西屋公司的AP60安全系统在本质上与A所做的改进P一610的相0同而相对于AP60AP600的研发工作是在1985年开始的19981989基本上是应用经过验证的技术因此其C年完成其概念设计批准(FDA年9月获得NRC的最终设计RC研发进程大大加快交了API0西屋公司于2002年3月向NR提)1999年12月获得N的设计许可证O的开发0的认证申请0是AP60目前正处于评估审查阶段5年该设计许可证的有效期为1在AP601中由于AP10的扩大容量版C9所做改进大都运西屋公司投人了大量设计与计算的人力的实体试验(据统计并做了大量030用了成熟技术在NR年的审查中尚未发现颠覆性的问AP1000AP60共经过了0人年的试题预计年72004月能收到最终设计批准书验研究与分析)完成了120多份设计文件召O200570月可获颁设计许可证现已完成近开了众多听证与答辩会NRC用了6年时间对AP60%的详细设计国际电力2004年第8卷第3期与同样容量的传统核电站相比AP100设备等级座EPR资201年投人商业运行2EPR的研发迄今已耗降低很多动力设备不再需要配置应急动力电源;很亿多美元EPR多设备无需作抗震分析或鉴定AP100所需的阀门在安全系统的设计方面充分考虑了N4和管道50电缆80泵控制单元抗震厂房容积分别减少%和45%0KONvOI机组的设计和运行经验反馈采取了一系列4%%85%35%70节省了所需预防和缓解措施例如重要的安全系统(如安全注重冗余设即:的大宗材料和现场劳力再加上API0采用虚拟技术人计+应急给水设备冷却和应急电源)采用和模块化建设方式以缩短工期许多工序可以平行进行工期的缩短这样可这样可使机组在运行中作预防性维护事故AP100从第1罐混凝土到堆芯装料的建单一故障准则十维修而且各列之间实行严格的实;设工期为息36个月又减少了建设期利P100体隔离因而可缩短停堆时间(正常的停堆换料和检修降低了财务风险这些因素都使A的建设投时间为17天)提高机组的可用率和稳压器的体积增加蒸汽发生器;资降低与AP6OO相比%APIO00的投资增加巧%功3以延长事故发生后的宽限期采用率水平则提高75美分/(k据西屋公司提供的数据1009第座双层安全壳机坠毁;外层可抵抗外部事件;内层可将假想严双堆电厂基础造价为wh)美元/kw发电成本为36重事故的后果限制在核电站内即使发生了堆熔事故厂房布置考虑了防飞体现了良好的经济性1000熔融物也被滞留在堆STAP600和AP2种堆型(见表2)都有强大的芯熔渣释放区内并可利用重力将IRW中的储水直国际工业基础两者都能够具备在2100年前后投放市P一1000接流人堆芯熔渣释放区由于单机容量大%)对熔融物进行淬火和冷却场的条件但西屋公司主要向市场推荐A表2Ap600和Apl000可用率高(18个月换料时可达91EPREPR在经济上有一定的竞争力3堆的主要设主要设计参数计参数见表4SystemSystem项目ea热功率/MWt电功率/MW}醉9谗婆1940610153400111715580+80+堆芯冷却剂压力/MP5是一种功率为1350MWe的2环路堆芯冷却剂温度/热工设计流量/m活性区长度/m压力壳内径/m℃315512643211892压水堆SystemS由AB80+B一CE公司(现在已与西屋公司合并)在与System80相s366427399的基础上设计开发比399em80sty设计简化安全性可靠性可维修性均D燃料组件数/个控制棒数/个1454515753有明显改进和提高要求S成本降低年获得N符合先进轻水堆UR的认证(见表4并在+1997RC)em80sty的一个重要特性是它能用钵燃料运行这3Ep日EPR为处理从核弹头上拆下来的武器级怀提供了一个非常(欧洲压水堆)是法国和德国的核工业界在N4OI基础上联合开发的新一代压水堆Fra有用的手段国建造em80基于Syst+设计的核电站已经在韩和KONV法国通1989但西屋公司目前没有将其推向其它市场的过法马通(matome)与德国西门子(Siemes)于n计划年签订了EPR开发合作协议191年法国电力公司和表3印R主要设计参数德国的一些电力公司决定参与EPR的开发工作EPR法马通和西门子现在已经合资成立法马通先进核能公司的设计工作从199819热功率/MWt电功率/MWe襄黔仲4250二a19年开始19943年完成概念设月1550计年完成基本设计2000年2了EPR法国常设项了EPR堆芯冷却剂压力/MP155℃目组在德国专家参与下完成基本设计的评审工堆芯人口/出口温度/热工设计流量/活性区长度/mkg.s2925/330作并于0年H月向法国核安全当局递交2213544287详细技术导则和法规目前正在做补充设计EPR的研发获1压力壳内径/m得其他欧洲国家的协作EPR设讨符合法国和德国的法律燃料组件数/个控制棒数/个24189研发的初步计划是2006年开始建造第燃耗/MWd-(d为天)t65000国际电力2004年第8卷第3期表4ste5丫m80+主要设计参数一表:5ACR一70。主要设计参数斌哥衬钾价韶井狱价讯套NSSS热功率/MWt参39141300抓热功率/MWt电功率/MWe反应堆出口集管压力/MPa电功率/MWe堆芯冷却剂压力/MPa堆芯人口/出口温度/活性区长度/m℃1552922/3239反应堆出口集管温度/℃3256900堆芯冷却剂流量/kg.h压力壳内径/m7043410热工设计流量/重水总装量/t重水补充量/t比aS8111513108燃料组件数/个控制棒数/个燃耗/MW24193燃料富集度/%燃耗/MW2020500dtdl-t550005CANDU堆自1962开始前期工程设计lACR一100也在研发中目标为年加拿大建成世界第台CANDU堆型能在205年底或012006CR年初在加拿大本土或其它国家AECL已SC(重水堆)的示范核电站NPD()0MWe2经过大约40堆型机组开始建造第件座A向加拿大管理当局加CR年的发展1座41年底全世界共建成CA002与PWR堆型核电站很相似NDU拿大核管理委员会(CN预计2004CR)提交了A设计审查文cANDu堆型核电站实际上是一种特殊的压水两者的差异在尤其是堆芯部分年底能获得设计许可证在美国已有203堆核电站目前A个潜在的用户2这些用户于反应堆本体是类似的计而核蒸汽供应系统要求ACR能在n年底或102初投人商业运行的主要设备和常规岛的汽轮机发电机组等设备基本上AECL预计ACR在经济上有明显的优势02台7001MW相关技术基础也是基本相同的根据统机组或1台10MW机组的建造隔夜价可低至0.0按价格计算CANDU和PWR核电站约有75%以美元/kw(待续)上的设备基本上是相同的但CANECL3DU堆使用的冷却剂(重水)的价格比PWR堆型的轻水贵重得多加拿大原子能公司(A参考文献DUe:)一直在进行CAN2川NeaTrmDploymeANPntRoa面pS腼ayRport[R〕oetb312001堆的改进和革新CANDU一6在秦山期建成的台715MW【]FRAMATOME2beoe之2000EPRtheetofth21tCtury[R1Frane机组就比CANDU的较早设计有了许多改[31TgerDFhTACR一700洪eRasiinghtebfretorafety进最近的CANDU一6设计中进行了以下的革新核operfnee二aeno血esondaesnottrubati】ity【J〕NueelcarNwse2002(10)电站设计寿命延长为40年;;改善了反应堆厂房大气;[4」PlsonCKAP1000etc卿tJ[NUCLEARENGINEERING控制系统使用范围减少了排放扩大了合格停堆系统软件的增eINIERNATJO入AL202010)〔;控制室配置了先进的操纵员显示系统有关935设了缓解严重事故的氢点火器等CANDU一9MW收稿日期作者简介12004一04一01反应堆的研发工作也已基本结束它是正1953一)男杨孟嘉(湖南长沙人安徽无为人重庆人研高从事核工程与安在加拿大达林顿运行的核电机组的改进型安全委员经过2加拿大核月完成了全方面的研究2年的工作已于1997年11958一)任俊生(男研究员从事核工程与CANDU一9许可证审批工作安全方面的研究3认为其符合该国许可证951周志伟(7一)男教授从事核工程与安全方审批的要求面的研究正在研发的ACR是新一代先进CANDU堆在经同时CR济固有安全性和运行性能方面会有大的改进5又保留CANDU家族已证实的优点(见表)如A使用轻水冷却AECL在但保留低压容器中重水的慢化功能CR一700这对改进反应堆的可维修性和经济性具有重大意义2年初完成了A002的概念设计并国际电力2004年第8卷第3期