1、中國核電的創新發展中國核電的創新發展核電在中國的戰略地位自主開發的三代壓水堆先進核電堆型進一步提高核電安全性的開發研究中國核電的創新發展核電在中國的戰略地位中國核電的創新發展霧 霾 天 氣 目前我國霧霾天氣頻度不斷增加，范圍不斷擴大中國核電的創新發展霧 霾 天 氣 目前我國霧霾天氣頻度不斷增加，燃煤火力發電燃煤火力發電是導致霧霾的重要原因之一產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中國核電的創新發展燃煤火力發電燃煤火力發電是導致霧霾的重要原因之一產生大量的中國能源發展面臨的問題 經濟社會發展中的能源供需總量平衡問題 長期以煤為主的能源結構，造成的環境、生態問題

2、 西煤東運、北煤南運、西電東輸的能源輸運問題 對國外資源依存的能源供應安全問題中國核電的創新發展中國能源發展面臨的問題 經濟社會發展中的能源供需總量比重達15%（2020） / 20%（2030）非化石能源在一次能源消費比重減少40%45%單位GDP二氧化碳排放量比2005年國務院新聞辦公室2012年10月24日發布中國的能源政策（2012）白皮書 減排義務中國核電的戰略任務減排需求核電為清潔能源：核電鏈總溫室氣體排放系數為13.71gC02kWh；而煤電鏈的溫室氣體排放系數達到1300gC02kWh；核電不排放粉塵，有害氣體。中國核電的創新發展比重達15%（2020） / 20%（2030）

3、非化石能源在中國核電的創新發展中國核電的創新發展中國核電的創新發展中國核電的創新發展三門核電地理位置概況集團核電站名稱堆型裝機容量（萬千瓦）中核集團福建福清CNP1000、華龍2x108+2x116浙江三門AP10002x125田灣VVER、CNP10002x106+2x108國電投山東海陽AP10002x125中廣核集團廣東臺山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我國在建核電機組共25臺，總裝機容量超過2951萬千瓦在建核電機組一覽表（截

4、至2016年9月）中國核電產業現狀中國核電的創新發展9三門核電集團核電站名稱堆型裝機容量（萬千瓦）福建福清CNP1中國核電的創新發展中國核電的創新發展核電在中國的戰略地位自主開發的三代壓水堆先進核電堆型進一步提高核電安全性的開發研究中國核電的創新發展核電在中國的戰略地位中國核電的創新發展中國最早引入和開發三代核電技術中國采用當前國際最高安全標準滿足美國“電力公司要求文件”（URD）和歐洲國家的“歐洲電力公司要求”（EUR）中國率先引進并在三門、海陽建設首批四臺AP000先進壓水堆核電廠，同時又在臺山建設二臺EPR1700先進壓水堆核電廠將概率安全目標提高一個量級，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核電的創新發展中國最早引入和開發三代核電技術中國采用當前國際最高安全標準中自主開發先進壓水堆核電廠“華龍一號”“華龍一號”在我國具有的成熟技術和規模化核電建設及運行的基礎上，通過優化和改進，滿足先進壓水堆核電廠的標準規范，已在福建福清、廣西防城港和巴基斯坦卡拉奇開工建設其主要特點有，采用標準三環路設計，堆芯由177個燃料組件組成，降低堆芯比功率，滿足熱工安全余量大于15%的要求；采用能動加非能動的安全系統；采用雙層安全殼，具有抗擊大型商用飛機撞擊的能力；設置嚴重事故緩解設施，包括增設穩壓器卸壓排放系統，非能動氫氣復合裝置，以及堆腔淹沒系

6、統，保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內；設計基準地面水平加速度為0.3g；全數字化儀控系統。中國核電的創新發展自主開發先進壓水堆核電廠“華龍一號”“華龍一號”在我國具有的標準三環路設計堆芯177個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%的要求中國核電的創新發展標準三環路設計堆芯177個燃料組件提升了核電站輸出功率116采用能動加非能動的安全系統能動系統按安全級冗余設計，以利于快速消除事故，非能動系統在能動系統失效或全廠失去電源時確保核電廠的安全中國核電的創新發展采用能動加非能動的安全系統能動系統按安全級冗余設計，以利于快設置嚴重事故緩解設施包括增

7、設穩壓器卸壓排放系統，非能動氫氣復合裝置，以及堆腔淹沒系統，以導出余熱，保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內中國核電的創新發展設置嚴重事故緩解設施包括增設穩壓器卸壓排放系統，非能動氫氣復采用雙層安全殼采用雙層安全殼結構，環形空間設有負壓通風，以防止放射性物質外泄，提高密封性外層具有抗擊大型商用飛機撞擊的能力增大安全殼自由空間達70000立米中國核電的創新發展采用雙層安全殼采用雙層安全殼結構，環形空間設有負壓通風，以防氫爆 非能動氫復合/點火高壓熔堆安全殼底部熔穿長期安全殼超壓 快速卸壓系統 安全殼熱量導出系統 能動與非能動堆坑注水系統 SBO移動電源/二次側能動非能動余熱導出系統全廠斷電其他嚴重事故

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計基準事故和嚴重事故的措施防止安全殼失效措施中國核電的創新發展氫爆 非能動氫復合/點火高壓熔堆安全殼堆腔注水系統試驗試驗分別對能動與非能動子系統測量了RPV外表面的臨界熱流密度（CHF），以驗證堆腔注水系統的冷卻能力。模擬體系RPV半球形下封頭的半個豎直切片的比例模型。壓力容器不同角度測得的CHF中國核電的創新發展堆腔注水系統試驗試驗分別對能動與非能動子系統測量了RPV外表非能動余熱排出系統試驗開展了非能動余熱排出系統的驗證試驗，驗證其導熱能力和設計參數，測試自然循環穩定性和長時間（72小時）運行能力。中國核電的創新發展非能動余熱排出系

9、統試驗開展了非能動余熱排出系統的驗證試驗，驗非能動安全殼熱量導出系統試驗非能動安全殼熱量導出系統包括單管試驗與綜合性能試驗，單管試驗研究單個熱交換器的傳熱性能，綜合性能試驗在全壓全高的裝置上進行，驗證不同事故工況、安全殼大氣和換熱水箱水位的條件下，系統的排熱能力和運行性能。中國核電的創新發展非能動安全殼熱量導出系統試驗非能動安全殼熱量導出系統包括單管引進消化基礎上開發CAP1400 主要特點有，加大反應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撞擊的能力；主循環泵采用50周波電源供電，

10、與我國電力標準相符，提高主泵供電的可靠性；采用非能動安全系統，諸如非能動應急堆芯冷卻系統，非能動安全殼冷卻系統等；設置嚴重事故緩解設施，包括增設卸壓排放系統，自動氫氣復合裝置，以及堆腔淹沒系統，以導出余熱，保持堆芯熔融物滯留在壓力容器內；模塊化設計和施工，縮短工期；全數字化儀控系統；設計基準地面水平加速度為0.3g，以適應更多的廠址條件。中國核電的創新發展引進消化基礎上開發CAP1400 主要特點有，加大反 CAP1400 首爐堆芯布置和控制棒布置采用先進堆芯燃料管理策略，首循環即實現中子低泄漏方案，提高中子經濟性；具備MOX裝載能力；采用堆芯機械補償控制，具備較強的運行靈活性，減少運行過程中

11、含硼廢液產生量。中國核電的創新發展 CAP1400 首爐堆芯布置和控制棒布置采用先進堆芯燃料管 CAP1400冷卻劑系統及安全系統設計CAP1400采用多層級的能動縱深防御設施和非能動專設安全設施應對設計基準事故，實施系統性的嚴重事故預防和緩解策略。為驗證設計的合理性與程序的適用性，開展了包括非能動堆芯冷卻系統綜合性實驗（ACME）、非能動安全殼冷卻系統綜合實驗（CERT）、IVR臨界熱流密度試驗等關鍵試驗。 CAP1400冷卻劑系統流程圖中國核電的創新發展 CAP1400冷卻劑系統及安全系統設計CAP1400采用多優化設備和部件設計反應堆堆內構件設計，取消中子屏蔽板研發新型蒸發器，傳熱面積增

12、加了27%優化反應堆冷卻劑管道和主蒸汽管道設計，降低了主管道流速，緩解流動加速腐蝕（FAC）問題開發更大排汽面積的長葉片，以提高汽輪發電機效率（末級葉片長度達1.828m）采用一體化儀控系統，高度集成化、保護功能多樣化中國核電的創新發展優化設備和部件設計反應堆堆內構件設計，取消中子屏蔽板中國核電核電在中國的戰略地位自主開發的三代壓水堆先進核電堆型進一步提高核電安全性的開發研究中國核電的創新發展核電在中國的戰略地位中國核電的創新發展 我國和國際上都在進行提高核電的安全性研究，主要有從設計上實際消除大規模放射性釋放，保持安全殼完整性,嚴重事故預防和緩解（包括：嚴重事故管理導則，極端自然災害預防管理

13、導則），耐事故燃料（ATF）研究,以及先進的廢物處理和處置技術的開發和應用。中國核電的創新發展 我國和國際上都在進行提高核電的安全性研究，主要有從設堆芯熔融的機理及堆腔注水的機理研究中國核電的創新發展堆芯熔融的機理及堆腔注水的機理研究中國核電的創新發展 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，熔融堆芯的傳熱情況和溫度分布的實驗研究以一比一的尺寸切取反應堆底部四分之一的一片進行試驗模擬體照片中國核電的創新發展 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實驗結果壓力容器內熔融堆芯的溫度分布中國核電的創新發展 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納米流對沸騰傳熱和臨界熱流的提升納米流的組成實驗針對自然對流和強迫流中國核電的創新發展 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納米流對沸騰傳熱特性納米流沸騰傳熱臨界熱流的提升質量流與臨界熱流的關系中國核電的創新發展 Nanofluid Flow Boiling Heat 嚴重事故下安全殼壓力1-沒有余熱導出系統時安全殼壓力2-余熱導出系統工作時安全殼壓力中國核電的創新發展嚴重事故下安全殼壓力1-沒有余熱導出系統時安全殼壓力中國核電 Prevent over-pressure of the containment to eliminate remaining risk 滯留率： 99.9% 氣溶膠： 99% 元素碘：

21、 有機碘（甲基碘） 80% 氣溶膠再懸浮率（ 24 小時的操作期間） 0.0034% 碘揮發率（ 24 小時的操作時間） 0.1% 安全殼卸壓裝置中國核電的創新發展 Prevent over-pressure of the 降低堆芯（燃料）熔化的風險緩解或消除鋯水反應導致的氫爆風險提高事故下裂變產物的包容能力核安全耐事故燃料中國核電的創新發展降低堆芯（燃料）熔化的風險緩解或消除鋯水反應導致的氫爆風險提燃料包殼高熱導，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率增強

22、裂變產物包容能力減少或消除可燃氣體提高包殼高溫性能添加改性顆粒提高熱導率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SiC內層-SiC纖維層-單質SiC外層SiC復合包殼FeCrAl合金復合Mo包殼先進金屬包殼耐事故燃料技術方向中國核電的創新發展燃料包殼高熱導，高鈾密度高密度陶瓷燃料BISO/TRISO顆SiC復合材料包殼材料熔點熱中子吸收截面Barn導熱系數（輻照后）W/m.K硬度HVN楊氏模量GPa Zr18520.1871630099 SiC52450.175 4-52800380中國核電的創新發展SiC復合材料包殼材料熔點熱中子吸收截面Barn導熱系數（SiC復合