先进沸水反应堆技术研究.docx-道客多多

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1、先进沸水反应堆技术研究张作义薛大知张亚军等编著清华大学出版社( 京 ) 新登字 158 号内容简介本书主要介绍并评价先进沸水堆 ( advanced boiling wat er reactor, A BWR) 技术。它基于公开获得的美国 ABW R 标准安全分析报告和日本 A BWR 的建造许可材料 , 系统地研究了先进沸水堆技术及其发展历史 , 针对中国核能技术人员和核电站用户关

2、心的问题 , 做了重点介绍和评价。全书共分 8 章 , 内容包括 : 沸水堆技术和它走向 A BWR 的历程 , A BWR 系统 , ABW R 的安全特性 , A BWR 的建造、运行和维修 , 放射性废物管理与辐射防护 , A BWR 的经济性 , 与用户要求文件 ( U RD) 的符合性和一步审批方式 , 以及 ABWR 的成熟性。本书可供国家有关部门管理人员、核工业界的工程技术人员、

3、大专院校有关专业的师生以及对核电站感兴趣的广大读者阅读。书名 : 先进沸水反应堆技术研究作者 : 张作义薛大知张亚军等编著出版者 : 清华大学出版社 ( 北京清华大学学研楼 , 邮编 100084) ht tp: / / w ww. tup. tsinghua . edu . cn印刷者 : 清华大学印刷厂发行者 : 新华书店总店北京发行所开本 : 787 1092 1/ 16 印张 : 8. 75 字数 : 21

4、4 千字版次 : 2000 年 1 月第 1 版 2000 年 1 月第 1 次印刷书号 : ISBN 7-302-01097-8/ T L 5印数 : 001 530定价 : 28. 00 元引言中美和平利用核能合作协定的生效 , 使世界主要的核电设备供货商都有可能参与中国市场的竞争。这为我国核电发展提供了一个前所未有的机遇 : 利用国际核电买方市场的形势 , 通过公开、公平、公正的竞争 , 有可能在核

5、电的性能、价格和技术转让等方面寻找最佳合作伙伴 , 通过国产化和系列化 , 掌握大型核电机组的制造技术。在这种背景下 , 有必要广泛了解世界上各种主要的核电生产技术。沸水反应堆 ( 简称沸水堆 , boiling wat er r eact or , BW R ) 核电站和压水反应堆 ( 简称压水堆 , pr ess ur ized w ater r eactor , P WR ) 核电站同属轻水反

6、应堆核电站家族。沸水堆在世界核电装机容量中占有 23% 。以 A P600 为代表的被动型先进轻水堆和以 A PWR 及 ABW R 为代表的进化型先进轻水堆在不同程度上反映了新一代先进轻水堆的发展方向。进入 20 世纪 90 年代以来 , 在世界上新一代先进轻水堆核电站的发展中 , 由美国通用电气公司 ( GE ) 、日本东芝公司 ( T OSHI BA ) 、日立公司 (

7、 H IT A CH I ) 等联合发展的先进沸水反应堆 ( advanced b oiling w ater r eactor , ABWR ) 核电站在相对沉寂的核电市场上取得了引人注目的成绩 :是美国两个获得标准设计证书的先进轻水堆核电站之一 ; 惟一有建成并运行记录的先进轻水堆核电站 ; 在台湾龙门电站的国际招标中最后中标。为了广泛了解当今世界核电的先进技术 , 为我

8、国工业界、政府部门和核能专家学者提供一个独立、公正和客观的有关 A BW R 的介绍和评价 , 清华大学组成有 12 名骨干学者参加的工作小组 , 邀请了来自国家电力公司和国家核安全局的专家参加 , 自 1998 年 3 月起 , 开展对 A BW R 的了解、研究和评估工作。这一工作获得 A BW R 供货商团体及日本三井物产公司、东京电力公司的支持。在 10

9、个月时间内 , 共举行 6 次中外技术研讨会 , 书面提交和回答问题三批。在 1998 年 8 月完成了中期研究报告。本报告是最终研究报告。该报告既不代表 ABWR 供货商 , 也不代表中国用户、工业界和政府的观点。它无意评判不同供货商、不同堆型之间的优劣 , 而是希望能够从技术的角度 , 经过研究提供 A BWR 的介绍和评价。本报告由清华大学核能

10、技术设计研究院张作义编写引言、第 1 章、第 6 章和总结 , 施永长、薄涵亮编写第 2. 1 节 , 徐勇编写第 2. 2 节 , 许云林编写第 2. 3 节 , 董玉杰、高祖瑛、姜胜耀编写第 2. 4 节 , 董玉杰、薛大知、高祖瑛编写第 3 章 , 张亚军编写第 2. 5 节、第 2. 6 节和第 4 章 , 张良驹、冯志一编写第 2. 7 节和第 2. 8 节 , 曲静源编写第 5 章 , 薛大知编写

11、第 7 章和第 8 章 , 国家电力公司电力规划设计总院张宁编写第 2. 9 节。国家科学技术委员会核安全中心卞洪兴也参加了研究工作。本报告由薛大知技术总负责 , 由张作义定稿。先进沸水反应堆技术研究由于本报告完成的时间较短 , 参加人员经验及技术水平有限 , 所依据的主要材料由 A BW R 供货商团体提供 , 因时间和精力所限 , 未全部独立验证

12、, 存在错误在所难免 , 敬祈读者独立判断。编著者1999 年 9 月目录第 1 章沸水堆技术和它走向 ABW R 的历程 11. 1 沸水堆核电站在世界核电生产中的作用 11. 2 沸水堆核电站的主要技术特点及其发展历史 11. 3 ABWR 的发展 4第 2 章 ABW R 系统 62. 1 一体化的核蒸气供应系统 62. 1. 1 反应堆压力壳 62. 1. 2 内置泵 82. 1. 3 微动控制棒驱动系统 1

13、22. 1. 4 堆内探测器导向管 152. 1. 5 主蒸气隔离阀 162. 1. 6 ABWR 的水质要求 172. 2 燃料组件 192. 2. 1 沸水堆燃料组件设计特点 202. 2. 2 沸水堆燃料组件的主要运行经验 242. 2. 3 沸水堆和 ABWR 燃料的开发研究工作 262. 2. 4 沸水堆和压水堆燃料在制造上的主要差别 292. 3 核设计 292. 3. 1 堆芯介绍 302. 3. 2 反应性控制 322.

14、3. 3 反应性调节 322. 3. 4 功率分布 332. 3. 5 反应性系数 332. 3. 6 ABWR 与压水堆 ( PW R ) 核设计参数比较 342. 4 热工水力设计 362. 4. 1 ABWR 的热工水力学设计参数 372. 4. 2 热工裕度 382. 4. 3 两相流稳定性 392. 4. 4 ABWR 的运行范围及其限制 422. 5 应急堆芯冷却系统 432. 5. 1 系统简述 432. 5. 2 主要设计特点 452. 5. 3 A

15、BWR E CCS 与 BW R / 6 的主要区别 482. 6 安全壳系统 49 先进沸水反应堆技术研究2. 6. 1 安全壳结构 492. 6. 2 设计特点 532. 6. 3 ABWR 安全壳系统与 BWR / 6( M ar k ) 的主要区别 562. 6. 4 ABWR 与压水堆 ( PW R ) 在安全壳系统上的主要区别 572. 7 仪表控制 572. 7. 1 控制室设计和人机界面 582. 7. 2 全数字化的控制保护系统和容

16、错的系统结构 592. 7. 3 智能化的多路通讯系统 602. 7. 4 自动控制系统 602. 7. 5 核测量系统 622. 7. 6 维护和运行 632. 7. 7 全数字化 I 对压水堆 , 则是蒸发器传热管的破损。通过采用低碳不锈钢和改进水化学控制 , 沸水堆的应力开裂问题已经得到解决。图 1. 2 -2 日本沸水堆和压水堆的可利用率数据早期的沸水堆还曾遭遇两相流不稳定

17、性问题。在低的流量和高的功率下 , 可能出现频率在 0. 1Hz 1Hz 的密度波振荡。随着反应堆压力的提高 , 振荡发生的区域得到了抑制。通过大量的研究和实验 , 对该现象的机理已有相当的认识。可以在设计中采取改进稳定性的措施。现在运行的沸水堆核电站 , 已经能在启动、正常运行和预期运行瞬态中成功地避免两相流不稳定性。第 1 章沸水

18、堆技术和它走向 A BW R 的历程 34 先进沸水反应堆技术研究直接循环带来的汽轮机厂房的辐射防护和放射性废物问题一直是沸水堆相对于压水堆的主要弱点。这一问题经 30 年的研究 , 尤其是通过燃料元件破损率的降低 , 已经得到很大的改进。本报告第 5 章将对这一问题详细论述。在安全上 , 全世界压水堆发生的最严重事故是 1979 年的三哩岛

19、事故。堆芯出现熔化 , 但由于安全壳的作用 , 并未对公众造成放射性危害。该事故暴露了轻水堆核电站的一些问题 , 影响了公众心理 ; 但另一方面证明了轻水堆核电站安全防护原则的有效性。沸水堆核电厂未出现过如此严重的问题 , 堆芯从未损坏过。 30 年的轻水堆经验表明 , 沸水堆和压水堆在安全上均能满足安全法规的要求 , 在实践上有很

20、高的安全水平。一般而言 , 沸水堆的堆芯熔化概率约比压水堆低一个量级 ( 见 NU R E G 1150) 。1. 3 ABW R 的发展1978 年 , 为了广泛吸收国际上沸水堆的设计经验 , 综合各主要沸水堆供应商的成功设计经验 , 发展出一种能在 90 年代以至下一世纪应用的先进沸水堆核电站 , 以美国通用电气公司 ( GE ) 为首 , 联合了日本的东芝、日立等公司 ,

21、组成了 “Advanced Engineer ing T eam,A E T ”, 开始了 A BW R 的发展工作。表 1. 3-1 给出 A BWR 的里程碑事件。表 1. 3 -1 ABWR 的里程碑时间主要里程碑事件1978 G E 启动 BWR 项目 “Advanced E ngineering T eam, A ET ”由 GE 、日立、东芝和其它公司组成1979 A E T 完成 A BWR 的基本概念 , 研究报告送有关参与公司 , 包括日本东京电力公

22、司。 1981年 , 在东京电力公司及 6 个日本用户的支持下 , GE , T O SH 1BA 和 HIT A CH I 开始一个多年的实验和发展计划1985 日本完成和 A BWR 相关的轻水堆改进和标准化项目1987 东京电力公司选择 A BWR 用于建设 K as hiw azaki 电站 K 6/ K 7 机组1987. 9 G E 向美国 N RC 提出 ABW R 标准设计许可申请1991. 5 K 6/ K 7 获得日本安全当局

23、的建造许可1992. 11 K 6 浇第一罐混凝土1994. 7 A BWR 获得 NRC 的最终设计批准 ( F inal Des ign Approval, FDA )1996. 11 日本 K 6 机组开始商业运行1996. 5 台湾龙门电站投标成功1997. 7 经立法程序后 , A BWR 获得美国 N RC 标准设计证书 , 完成全部设计鉴证工作及获得执照先锋设计计划 ( F irst -of-A -Kind Engineering, FO A KE )

24、结束 , 完成美国标准 ABWR 65% 的1996. 9详细设计工作 , 并相应验证了对 U RD 的符合性日本的东京电力公司在 1979 年 ABW R 项目刚启动时就参与了工作并发挥了重要作用。日本政府在轻水堆改进和标准化项目中考虑了 A BW R , 该项目完成于 1985 年。 1987 年 , 东京电力公司宣布由 GE , T OSHIBA 和 HI T A CHI 联合在泊崎刈羽 ( Kash iwazaki

25、) 用 6 号和 7 号机组建造 ABWR 。 1991 年 5 月 K6/ K 7 获得日本核安全当局的建造许可。 1992 年 11月浇注第一罐混凝土 , 1996 年 11 月 K 6 机组开始商业运行 , 1997 年 7 月 K 7 机组开始商业运行。至今为止的运行非常成功。目前日本尚有 8 座 A BW R 机组在计划建造之中 , 1999 年第 1 章沸水堆技术和它走向 A BW R 的历程 5和 2000 年各有 2 座

26、 ABWR 获得建造许可开工建造。1993 年 6 月开始 , 由 GE 、东芝、日立等公司参加 , 在美国能源部 ( DOE ) 、电力研究院 ( E PR I ) 、电力公司等的支持下 , 开始先锋设计计划 ( F ir st -of-A -Kind E ngineer ing, F OAK E ) 。 F OAK E 的内容是 : 产生与 A BW R 标准安全分析报告 ( SSA R ) 和 U R D 相协调的美国标准 ABWR 的详细设计 ,

27、对建造成本和工期进行详细估计。 FOA KE 的目标是 : 实现设计、信息管理、设备选择、采购、建造和运行全过程的标准化 , 形成设备供应团体和全球营销网。该工作在 1996 年 9 月完成。完成了约 65% 的详细设计 , 余下的是和厂址相关的工程设计等。总共产生约 24000 张详细的工程图纸。在台湾核 4 电厂 ( 龙门电厂 ) 的国际招标中 , ABWR 、

28、ABB-CE 公司的 Syst em 80+ 、 W estinghouse 公司的以 Sizew ell B 为原型的压水堆设计均满足用户提出的基本要求 , 进入最后竞标阶段。 1996 年 5 月 , ABWR 以最低价获得提供核岛设备的合同。至此 , ABWR 已成为国际核电市场上最具竞争力的堆型之一。6 先进沸水反应堆技术研究第 2 章 A BW R 系统2. 1 一体化的核蒸气供应系统与目前压水

29、堆核电站 ( PWR ) 及以往的沸水堆核电站 ( BW R ) 不同 , ABW R 采用一体化结构。免除了由主泵、冷却剂管道及其它设备组成的冷却剂外循环回路 , 在内径为 7. 1m 的压力壳内布置了包括堆芯结构、燃料组件、十字型控制棒、汽水分离器、蒸气干燥器和内置循环泵在内的核蒸气供应系统设备。和以往的 BW R/ 6 型堆内结构层次基本一样 , 主要

30、在内部循环通道上做了修改。直径为 5. 6m 的围筒与反应堆压力壳壁之间形成径向约 0. 7m 的环形空间 , 构成冷却剂下降流道。在流道内不再设置喷射泵。 10 台内置循环泵安装于下封头上。冷却水由堆芯燃料组件的通道上升经过汽水分离器、蒸气干燥器、下降流道、内置循环泵以及反应堆压力壳下部空腔组成了冷却水循环回路 , 如图 2. 1

31、-1 所示。由于控制棒由反应堆压力壳下封头插入 , 为了空出控制棒的移动空间 , 把堆芯下栅格支承板提得相当高 , 内置泵的安装位置下移超过了一倍堆芯的高度 , 加长轴使得电机下移得更多 , 避免了电机绕组和其它部件的中子辐照活化。这样的布置给泵的维修提供了方便。堆芯的支承结构 , 控制棒驱动机构的安装和十字型控制棒的定位 , 以

32、及上部堆芯支承 , 汽水分离器和干燥器基本上不变 , 只在局部上做了修改 , 说明 ABWR 的堆内构件结构是成熟的。A BW R 堆内结构的修改是基于取消再循环回路 , 断管后的堆芯失水事故影响减轻的基础上做出的。主要的修改是 : 由于能够保证冷却水始终淹没堆芯 , 所以高压堆芯喷淋喷雾器改为堆芯注水喷雾器。低压注水管道不再引入堆芯围筒

33、内注水 , 而改用围筒外的注水喷雾器注水。由于功率加大 , 燃料装料数目增加 , 堆芯围筒直径加大 , 上部栅格板与上部围筒成为一个整体 , 使结构简化。底部堆芯围筒支承结构是由因科镍合金 600 材料制造的 , 由于镍基合金的热膨胀系数介于不锈钢和碳钢之间 , 作为由不锈钢材料制作的围筒和由低合金碳钢材料制作的反应堆压力壳焊接的过

34、渡段 , 减少了结构的热应力。同样的结构连接方式在控制棒底封头接管上和堆内探测器外壳导管上都采用了。2. 1. 1 反应堆压力壳A BW R 的反应堆压力壳 ( 简称压力壳 ) 由锻件和卷板拼焊组成 , 内径 7. 1m, 净高 21m, 壁厚 174mm, 重量约 900t , 设计压力为 8. 62M P a, 设计温度为 302 。压力壳法兰、活性区附近的圆环段以及内置泵安装段为

35、 SA 508 3 级核用锻件 , 无纵向焊缝。其它采用 SA533B 型 1 级核用板卷板制造 , 每节只有两个纵焊缝。压力壳筒体内壁衬里用不锈钢堆焊。除了主蒸气出口管和内置泵泵壳衬里用不锈钢堆焊外 , 压力壳上封头及其它管嘴是不堆焊的。主蒸气出口管嘴由于流速高 , 堆焊了 308 型不锈钢。在压力壳壁和堆芯下部支承结构焊接的地方堆焊第 2 章 A

36、BW R 系统 7图 2. 1-1 ABWR 的一体化结构因科镍材料。压力壳壁与堆芯活性区之间的水隙加大 , 压力壳壁所受快中子辐照累积注量小于 1018 n/ cm2 , 满足防止压力壳材料 60 年中子辐照脆化的要求。压力壳内表面材料以及堆内构件用的不锈钢材料限制了钴含量 , 钴含量 100 ) 25 50( 推荐值 25 35) 连续 , 至少每周 3 次RP V 开盖前 24h 5RP V

37、打开顶盖时 ( T 100 ) 5pH 值由硼酸和 LiO H 浓度决定每天 , 自动进行氯化物 / ppm 0. 15 每周 1 次氟化物 / ppm 0. 15 每周 1 次氧 / ppm 0. 10 每周 1 次悬浮物 / ppm 1. 0 每周 1 次二氧化硅 / ppm 0. 20 每周 1 次钙 / ppm 0. 10 每周 1 次镁 / ppm 0. 10 每周 1 次铝 / ppm 0. 10 每周 1 次冷却剂温度高于 120 时氧 / ppm 0. 10 1. 0氯化物 / ppm 0. 1

38、5 1. 5氟化物 / ppm 0. 15 1. 5 冷却剂温度低于 120 时氧 / ppm 饱和不考虑氯化物 / ppm 0. 15 0. 5氟化物 / ppm 0. 15 1. 5pH 值是衡量水环境酸碱度的一个指标 , 也是影响水质对材料腐蚀性的一个参量。对于不锈钢及镍基合金 , 大量研究及运行实践证明 , 水质偏碱性能够提高材料耐腐蚀性。碱性水质对不锈钢金属表面形成良好的尖晶石型

39、氧化保护膜 , 但过高的碱性又对锆合金导致腐蚀加剧 , 所以一般压水堆一回路水质的 pH 值限制在 10. 5 以下。在碱性介质中 , 亚铁离子的溶解度随温度升高而迅速增加。利用这一特性 , 维持系统较高的 pH 值 , 腐蚀产物将从较热的堆芯转移到温度较低的堆芯外表面 , 沉积在燃料元件表面的腐蚀产物逐渐消失 , 使腐蚀产物进入回路 , 也防止堆芯

40、外腐蚀产物向堆芯转移 , 降低辐射剂量 , 便于维修。第 2 章 ABWR 系统 19表 2. 1-4 沸水堆水化学指标浓度 / ppb铁铜氯化物硫化物氧电导率 / Scm- 1 pH 冷凝水 0. 1冷凝器流出和给水 0. 5 0. 5 15 200 0. 065反应堆水正常运行 20 20 1. 0 约 7停堆 100 100 2. 0 约 7热启动 100 100 300 1. 0 约 7控制棒驱动机构冷却水 200 0. 15 E P R I, BW R

41、W at er Ch em is t r y Gu id elin es 19 9 6 R evis io n ; 25 时反应堆水电化学电位 - 0 . 2 3 V; 浓度限制至少在 9 0% 时间内满足 ; 温度为 2 5 。由于压水堆需要硼酸溶液控制反应性 , 从冷态向热态转变中 , 要完成水从弱酸性向碱性的转变 , 要向水中加 L iOH 。水中的 pH 值控制在 4. 5 10. 5 之间。由于压水堆中加入大量化学添加

42、剂 , 特别是硼酸 , 电导率不能反映出冷却剂的纯度 , 而是在一个范围内 ( 1 S/ cm 40 S/ cm) 变动 , 所以在表 2. 1-3 中没有电导率和 pH 的数值。 A BW R 采用中性高纯水环境 , pH 值等于 7。反应堆停运换料期间 , 含碳钢的管道和高低压加热器等设备 , 如果没有恰当的保养措施 , 势必将造成设备的腐蚀。为此 , 充氮气到抽空的主蒸气管道、给水

43、加热器壳侧、加热器排放箱和排放管 , 以保护设备不受腐蚀破坏。替代的方法是用真空泵排空水来保护设备不受腐蚀。2. 2 燃料组件跟所有的沸水堆相似 , ABWR 的堆芯由燃料组件、控制棒及一些堆芯测量元件组成。 A BW R 堆芯包含 872 个燃料组件 , 205 个控制棒和 52 组测量堆芯功率分布的探测元件 ( 见图 2. 2-1) 。每四盒组件包括一个控

44、制棒构成一个控制单元 ( 见图 2. 2-2) 。在堆芯内冷却剂从底部通过节流装置的调节进入每个燃料组件的通道 , 在其中经过加热 , 沸腾并生成汽水混合物从上部流出 , 从而带走堆芯的热量。控制棒从堆芯下部抽出或从下部插入以控制堆芯的功率水平。装在元件盒间隙中的堆芯通量测量元件进行堆芯的功率分布测量。燃料组件主要由燃料元件盒

45、和燃料棒束组成。燃料元件盒是由 Zr -4 合金组成的方形薄壁长盒 , 它作为控制棒的导向结构和盒内外及盒之间流道的分隔装置 , 是沸水堆堆芯内一个重要结构 , 也为燃料组件的结构完整性起到了加强作用。燃料棒束包括上格板、下管嘴、燃料棒以及定位格架等。20 先进沸水反应堆技术研究图 2. 2-1 典型沸水堆堆芯布置图 2. 2-2 堆芯控制

46、栅元控制棒是十字翼型 , 吸收体是碳化硼或铪。通常的办法是把碳化硼粉末装在小管内 , 经密实封装焊接 , 密封的小管在十字翼上排成一行 , 再用不锈钢覆板把其包起来 , 早期的控制棒除了碳化硼吸收体外 , 在十字翼的边缘与顶端采用铪板作为吸收体。 A BWR 上采用控制栅的设计概念后 , 在控制栅区采用长寿命的控制棒 , 它们全部采用铪金属

47、( 板、棒或椭圆管 ) 作为吸收材料 , 其寿命 ( 能满足控制栅的控制棒的要求 ) 在 15 年之上。A BW R 堆芯通量测量是由 52 组裂变室组成 , 这是采用 23 4 U 的长寿命裂变室 , 固定在元件盒之间的空隙里 , 每组包括 4 个裂变室。与压水堆一样 , 沸水堆的堆芯及燃料设计应当保证 : 提供足够的燃料维持链式反应并产生额定的热量。燃料包壳作为放

48、射性裂变产物的第一道屏障应保持其在正常运行及事故瞬态下的结构完整性。在规定的寿期内 , 应保持堆芯的结构完整性和流道尺寸的稳定性。提供足够的冷却通道和载走各种工况下的热量。保持组件和堆芯的结构完整性和尺寸稳定性 , 任何工况下确保控制棒通道和控制棒的可插入性。2. 2. 1 沸水堆燃料组件设计特点沸水堆采用有盒燃料组件

49、 , 燃料棒束与元件盒采用机械连结组装成一个整体。燃料棒束采用正方形排列方式 , 早期是 7 7、 8, 近年来开始向 9 9、 10 10 过渡 , 但燃料盒的外型尺寸是基本相同的 , 这样 , 由 4盒组件组成的控制栅元尺寸一直保持在 30 . 48cm , 只是在日本的 A BW R ( K 6, K 7) 才稍有变化 ( 30. 99cm) 。燃料棒采用锆 -2 合金包壳 , 烧结二氧化铀芯块 ; 在传统沸水堆和 A BW R 中不用分离式的可燃毒物棒 , 也不用可溶硼作为毒物 , 多年来一直采用含钆的可燃毒物棒

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