ABWR对轻水反应堆技术性能的改进

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1、ABWR对轻水反应堆技术性能的改进毕业答辩姓名：学号：学院：班级：目录1核能发展及利用概况2核能发电技术基本原理3ABWR技术研究现状与发展过程4ABWR对轻水反应堆技术性能的改进5ABWR发展前景展望小结致谢1核能发展及利用概况核能利用的意义核能发展及利用概况我国核能的发展现状我国的核能需求1核能发展及利用概况1.1核能利用的意义人类的生活与生产离不开能源，如今传统能源日益匮乏。太阳能、水能、风能、生物能、地热能、潮汐能等新型能源，只能在一定范围内起到缓解能源紧张问题，并且各自的局限性很大，尚未实现大规模使用。而核能是高效、优质、环保的能源，可以大规模

2、使用的、达到了工业应用标准的能源，具有广阔的应用前景及发展空间。加强对核电的研究，可以促进核能在我国迅速及较大比重的应用，解决能源发展中的根本问题具有重要作用，对解决国家对能源的巨大需求、化石燃料资源严重匮乏问题，具有特别重要的经济意义和战略意义。1.2我国的核能需求《国家核电发展专题规划》明确提出，我国2020年前核电装机容量将增加到3600万～4000万千瓦，能源局对核电中长期发展规划的修改意见是到2020年我国核电运行装机容量应调整为7000万千瓦，在建3000万千瓦。使核电在全国电力装机总量中的比例达到４％。根据国家中长期能源发展形势和前景分析，在

3、《2050年我国的能源需求》的研究报告中指出，核电占一次能源的比重应提高到12.5%，总装机容量达到240GW。核燃料循环各环节生产能力到2020年也要在现有基础上提高4～6倍。近期，国家明确提出了核电自主创新的目标，于2010年左右开工建设中国品牌第三代大型轻水堆示范工程，2015年后逐步批量建设，并使之成为2020年后中国核电主力机型。1.3我国核能的发展现状图1.1机组名称位置规模（兆瓦*号）类型完成时间实际额定输出（兆瓦*号）状态秦山一期浙江海盐县300*1压水堆（国内）1994.4310*1运行中秦山二期浙江海盐县600*2压水堆（国内）2002

4、.42004.5650*2运行中秦山三期浙江海盐县700*2重水堆(加拿大)2002.122003.7720*2运行中大亚湾广东省深圳市大亚湾900*2压水堆（法国）1994.21994.5980*2运行中岭澳核电站一期广东省深圳市大亚湾900*2压水堆（法国）2002.52003.1990*2运行中田湾江苏省连云港市高拱岛1,000*2压水堆（俄罗斯）2007.520071,060*2运行中表1.1我国部分已建核电站参数1.3我国核能的发展现状图1.21.3我国核能的发展现状图1.32核能发电技术基本原理核能及核能发电基本原理核能发电技术基本原理轻水堆核

5、电站的工作原理沸水堆核电站的工作原理压水堆核电站的工作原理2核能发电技术基本原理图2.1核反应堆质量能量关系式计算得出:图2.2U-235裂变反应示意图U-235裂变反应的一般反应式为裂变反应基本原理图2.3压水堆核电站原理图压水堆原理流程图加热加热图2.4沸水堆核电站原理图3ABWR技术研究现状与发展过程ABWR技术研究现状与发展过程沸水堆（BWR）与压水堆的区别ABWR核电站研究现状与发展3ABWR技术研究现状与发展过程3.1沸水堆（BWR）与压水堆的区别和压水堆核电站相比，沸水堆核电站主要有以下不同点：1.直接循环。2.堆芯出现空泡。3.沸水堆采用有

6、盒燃料组件，入口有节流装置。4.控制棒采用液压驱动机构自下而上插入堆芯。5.在冷却剂循环上，直至ABWR问世之前，采用堆内喷射泵，堆外泵驱动的再循环回路设计。6.抑压式安全壳。3.2ABWR核电站研究现状与发展目前世界上已运行沸水堆有92座，总功率为824.31GW，占全世界核电站总功率的23%，在建的沸水堆有4座，总装机容量为4.63GW。BWR和PWR(压水堆)都是从50年代开始发展起来的，两者相互竞争、相互学习、平行发展。但是在APWR建成并运行证明良好时已比ABWR晚了约10年。日本的ABWR的K6和K7机组完成了9堆*年的运行周期，到1999年底

7、，设备可用率达83%，使核电更加安全，更加经济。4ABWR对轻水反应堆技术性能的改进4.3ABWR的安全性和经济性ABWR对轻水反应堆技术性能的改进4.4ABWR对能源利用的重要作用4.1ABWR核电站设计特点4.2ABWR的结构与改进4.1ABWR核电站设计特点(1)有效地布置汽轮机系统设备。(2)采用了大容量、高效率反应堆。(3)采用了改进型堆芯。(4)采用内置泵的反应堆再循环系统。(5)采用了改进型控制棒驱动机构。(6)采用了三区危急堆芯冷却系统。(7)采用了确保钢筋混凝土反应堆安全壳等可靠性高、安全性高的反应堆系统。(8)采用了运行性能良好的先进仪

8、器控制设备。(9)以彻底降低废物发生量为目标的废物处理系统等。4.