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第三代核電站核電技術術語01中國首座技術差異在中國型號分類性能比較國產化目錄0305020406基本信息第三代核電站的安全性明顯優于第二代核電站。由于安全是核電發展的前提,世界各國除了對正在運行的第二代機組進行延壽與補充性建一些二代加的機組外,新一批的核電建設重點是采用更安全、更先進的第三代核電機組。由我國國家核電技術公司(現國家電力投資集團公司)引進的美國非能動AP1000核電站、中國廣核集團公司引進的法國EPR核電站以及國家電力投資集團公司自主研發的CAP1400核電站都屬于第三代核電站。中國首座第一代第二代第三代第四代中國首座第一代核電站(7張)自50年至60年代初蘇聯、美國等建造的第一批單機容量在300MWe左右的核電站,如美國的希平港核電站和英第安角1號核電站,法國的舒茲(Chooz)核電站,德國的奧珀利海母(Obrigheim)核電站,日本的美浜1號核電站等。第一代核電廠屬于原型堆核電廠,主要目的是為了通過試驗示范形式來驗證其核電在工程實施上的可行性。第二代第三代核電站(19張)上世紀70年代,因石油漲價引發的能源危機促進了核電發展,世界上商業運行的400多臺機組大部分在這段時期建成,稱為第二代核電機組。第二代核電廠主要是實現商業化、標準化、系列化、批量化,以提高經濟性。自60年代末至70年代世界上建造了大批單機容量在600-1400MWe的標準化和系列化核電站,以美國西屋公司為代表的Model212(600MWe,兩環路壓水堆,堆芯有121合組件,采用12英尺燃料組件)、Model312(1000MWe,3環路壓水堆,堆芯有157盒組件,采用12英尺燃料組件,),Model314(1040MWe,3環路壓水堆,堆芯有157盒組件,采用14英尺燃料組件),Model412(1200MWe,4環路壓水堆,堆芯有193盒組件,采用12英尺燃料組件,)、Model414(1300MWe,4環路壓水堆,堆芯有193盒組件,采用14英尺燃料組件)、System80(1050MWe,2環路壓水堆)以及一大批沸水堆(BWR)均可劃入第二代核電站范疇。法國的CPY,P4,P4′?也屬于Model312,Model414一類標準核電站。日本、韓國也建造了一批Model412、BWR、System80等標準核電站。第二代核電站是世界正在運行的439座核電站(2007年9月統計數)主力機組,總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34臺在建核電機組,總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發生事故之后,各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進,在安全性和經濟性都有了不同程度的提高。不過如今,從事核電的專家們對第二代核電站進行了反思,當時認為發生堆芯熔化和放射性物質大量往環境釋放這類嚴重事故的可能性很小,不必把預防和緩解嚴重事故的設施作為設計上必須的要求,因此,第二代核電站應對嚴重事故的措施比較薄弱。第三代第三代核電站對于第三代核電站類型有各種不同看法。美國核電用戶要求文件(URD)和歐洲核電用戶要求文件(EUR)提出了下一代核電站的安全和設計技術要求,它包括了改革型的能動(安全系統)核電站和先進型的非能動(安全系統)核電站,并完成了全部工程論證和試驗工作以及核電站的初步設計,它們將成為下一代(第三代)核電站的主力堆型。第四代第四代核能第四代核能系統概念(有別于核電技術或先進反應堆),最先由美國能源部的核能、科學與技術辦公室提出,始見于1999年6月美國核學會夏季年會,同年11月的該學會冬季年會上,發展第四代核能系統的設想得到進一步明確;2000年1月,美國能源部發起并約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等9個國家的政府代表開會,討論開發新一代核能技術的國際合作問題,取得了廣泛共識,并發表了“九國聯合聲明”。隨后,由美國、法國、日本、英國等核電發達國家組建了“第四代核能系統國際論壇(GIF)”,擬于2-3年內定出相關目標和計劃;這項計劃總的目標是在2030年左右,向市場推出能夠解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代核能系統(Gen-IV)。

第四代核能系統將滿足安全、經濟、可持續發展、極少的廢物生成、燃料增殖的風險低、防止核擴散等基本要求。世界各國都在不同程度上開展第四代核電能系統的基礎技術和學課的研發工作。型號分類EP1000AP1000型號分類AP1000AP1000是由美國西屋公司開發的先進的非能動的壓水堆(AdvancedPassivePWR)。2002年3月,美國核管會已經完成AP1000設計的預認證審查(Pre-certificationReview),AP600有關的試驗和分析程序可以用于AP1000設計。2004年12月獲得了美國核管會授予的最終設計批準。AP1000為單堆布置兩環路機組,電功率1250MWe,設計壽命60年,主要安全系統采用非能動設計,布置在安全殼內,安全殼為雙層結構,外層為預應力混凝土,內層為鋼板結構。

EP10001994年,歐洲用戶集團會同西屋公司及其工業合作伙伴GENESI(一個意大利企業集團,包括ANSALDO和FIAT),啟動了一項名為EPP(歐洲非能動型核電站)的計劃,以評估西屋公司非能動核電站技術在歐洲的應用前景。已完成以下主要工作:(1)評估了歐洲用戶要求(EUR)對西屋核島設計的影響;(2)確定了滿足EUR的1000MWe級非能動核電站的基準設計(EP1000),并期望在歐洲獲得設計許可。對于安全系統和安全殼,基準電站設計基本上采用了西屋公司簡化壓水堆(SPWR)的設計,而在EP1000基準設計中的輔助系統設計部分,則是根據AP600進行設計的。但是,EP1000同樣具有滿足EUR和歐洲取證許可要求的特點技術差異技術差異美國、法國、俄羅斯等國都是在吸取20年前的切爾諾貝利嚴重事故的慘痛教訓后,認識到預防和緩解嚴重事故的極端重要性,花大力氣進行研究開發預防和緩解嚴重事故的對策和措施,經過了十多年的努力,才達到了工程應用的程度。為此,國際原子能機構頒發了新的安全法規(第二版)對預防和緩解嚴重事故提出了嚴格要求,我國國家核安全局也頒布了新的安全法規,對預防和緩解嚴重事故提出了新的要求。第二代核電技術在安全上不滿足國際原子能機構安全法規(第二版)對預防和緩解嚴重事故的要求,也不符合我國新頒布的安全法規對預防和緩解嚴重事故的要求,當然也不滿足URD和EUR的要求,但第三代核電技術能滿足這些要求的。這是第二代核電核電站與第三代核電站在技術上的主要差異。例如AP1000和EPR的堆芯損壞頻率(CDF)分別為5.0894×10-7和1.18×10-6/堆年,大量放射性釋放概率分別為5.94×10-8和9.6×10-8/堆年,遠比第二代核電站低一至二數量級。第二代核電核電站與第三代核電站技術上存在差異還體現在:先進的燃料管理技術、先進的反應堆設計技術、先進的人因工程、先進的數字化儀表控制系統和控制室、寬裕的操作員可不干預時間以及模塊化設計和建造技術等方面。性能比較性能比較1、AP1000和EPR的安全系統采用了兩種完全不同的設計理念AP1000安全系統采用“非能動”的設計理念,更好地達到“簡化”的設計方針。安全系統利用物質的自然特性:重力、自然循環、壓縮氣體的能量等簡單的物理原理,不需要泵、交流電源、1E級應急柴油機,以及相應的通風、冷卻水等支持系統,大大簡化了安全系統(它們只在發生事故時才動作),大大降低了人因錯誤。“非能動”安全系統的設計理念是壓水堆核電技術中的一次重大革新。EPR安全系統在傳統第二代壓水堆核電技術的基礎上,采用“加”的設計理念,即用增加冗余度來提高安全性。安全系統全部由兩個系列增加到四個系列,EPR在增加安全水平的同時,增加了安全系統的復雜性。核電站安全系統的設計基本上屬于第二代壓水堆核電技術,是一種改良性的變化。2、AP1000和EPR的安全性的比較由于AP1000和EPR的安全系統采用了兩種完全不同的設計理念AP1000和EPR的安全性有較大的差別。AP1000在發生事故后的堆芯損壞頻率為5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6/堆年小2.3倍,大量放射性釋放概率為5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.在中國背景降溫系統發展進程在中國背景迄今為止,中國所有的核電站都是建在沿海。中國能不能將核電站建在內陸?郁祖盛給**舉出了一個數據:“全世界430個核電站中,70%以上在內陸。前蘇聯的壓水堆型核電站是100%,美國是75.7%。而AP1000本來就是為建在內陸而設計的。”由于罕見的低溫雨雪冰凍災害,導致電纜被壓跨、鐵路運輸被迫中斷、火電廠缺乏燃料被迫停工,令人“觸目驚心”。加之,隨著我國中西部地區的經濟發展和社會進步,能源供應能力和日益增長的需求之間的矛盾不斷加劇,以及我國節能減排和保護環境面臨的巨大壓力,也促使國家下定決心在內陸地區建核電站。江西、湖南、湖北等都在計劃之列。發展進程中國政府從2003年起,就開始啟動了第三代核電技術的招標工作。在諸多國際競標者中,美國西屋聯合體以最先進的第三代先進壓水堆核電技術(AP1000)勝出。據稱,與美國西屋聯合體的一系列談判都是由國家核電(籌)來進行的。2006年12月16日,中美簽署兩國政府《關于在中國合作建設先進壓水堆核電項目及相關技術轉讓的諒解備忘錄》,標志著我國正式決定引進AP1000作為我國第三代核電站的主力堆型。2007年7月24日,三代核電自主化依托項目核島合同在北京簽署,全球首臺AP1000核電機組落戶浙江三門核電站。中國購買美國4臺先進的AP1000核電機組,美方同時轉讓AP1000設計技術、設備制造和成套技術、建造技術等先進的核電技術,中方將完全擁有在引進AP1000核電技術基礎上改進和開發的、輸出功率大于135萬千瓦的、大型非能動核電站的知識產權。最終,國家核電于2007年7月24日,與美國西屋聯合體正式簽訂了4臺AP1000機組合同。合同執行情況良好,技術轉讓工作正有序開展。林誠格相信,“經過4臺機組的消化吸收,中國就能實現AP1000技術的自主化、國產化?!?012年9月26日,中國國家電監會透露,中國也在積極推進三代核電機組建設。降溫系統山東海陽核電站我國自主創新的第三代核電項目正在浙江三門和山東海陽進行建設,和正在運行發電的第二代核電機組相比,預防和緩解堆芯熔化成為設計上的必須要求,而這一點也正是作為第二代核電站的福島核電站事故中暴露出來的弱點。據悉,我國第三代核電站將裝備有蓄水池,這樣的“大水箱”在緊急情況下能釋放出大量的水,從而達到降溫等應急需求。通過總結經驗教訓,美國、歐洲和國際原子能機構都出臺了新規定,把預防和緩解嚴重事故作為設計上的必須要求,滿足以上要求的核電站稱為第三代核電站。世界上技術比較成熟、可以據以建造第三代核電機組的設計,主要有美國的AP1000(壓水堆)和ABWR(沸水堆),以及歐洲的EPR(壓水堆)等型號,它們發生嚴重事故的概率均比第二代核電機組小100倍以上。美國、法國等國家已公開宣布,今后不再建造第二代核電機組,只建設第三代核電機組。而我國有13臺第二代核電機組正在運行發電,未來重點放在建設第三代核電機組上,并開發出具有我國自主知識產權的中國品牌的第三代先進核電機組。為此,國務院決定以浙江三門和山東海陽兩個核電項目作為第三代核電自主化依托工程,建設4套第三代AP1000壓水堆核電機組。國家中長期科技發展規劃綱要已將“大型先進壓水堆核電站”列為重大專項。國產化國產化我國第三代核電自主化依托項目工程建設總體上進展順利,安全、質量、進度都處于全面受控狀態。在此過程中,我國引進消化吸收再創新和自主創新,在世界上率先掌握了第三

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