三代核電技術(shù)(一)

第三代核電技術(shù)與AP1000先進核電機組目錄1.核電的優(yōu)點及國際、國內(nèi)開展簡況2.什么是核電的第一、二、三、四代3.為什么第三代核電技術(shù)是當今國際上核電開展的主流4.第三代與第二代核電廠在平安上的主要差異5.為實現(xiàn)第三代核電平安目標的兩種設(shè)計思路6.AP1000核電廠的根本特點7.AP1000核電廠的技術(shù)成熟性8.AP1000核電廠的平安性9.AP1000核電廠的經(jīng)濟性1．核電的優(yōu)點及國際、國內(nèi)開展簡況

1.1核電——世界三大電力之一

核電與火電、水電一起，是世界上三大電力支柱，目前核能發(fā)電約占全世界總發(fā)電量的16%，核電是當今世界上大規(guī)模可持續(xù)供給的主要能源之一。石油10%煤炭40%水力19%核能16%天然氣15%石油10%天然氣15%煤炭40%石油10%天然氣15%水力19%煤炭40%石油10%天然氣15%核能16%水力19%煤炭40%石油10%天然氣15%核能16%水力19%煤炭40%石油10%天然氣15%核能16%水力19%煤炭40%石油10%天然氣15%1．核電的優(yōu)點及國際、國內(nèi)開展簡況

1.2核電站靠核燃料發(fā)電

核電廠那么依靠核燃料的核裂變反響釋放的核能來產(chǎn)生蒸汽。

核電廠常用的核燃料是鈾-235，一噸鈾-235的原子核裂變可以釋放出相當于二百七十萬噸標準煤燃燒所放出的能量。

1.3世界核電開展概況

截止2009年1月底，全世界共有438臺運行中的核電機組〔另有5臺長期關(guān)閉〕，總裝機容量達3.7億千瓦，有44臺建設(shè)中的核電機組。美國有運行核電機組104座、總裝機容量1億千瓦；法國有運行核電機組59座、總裝機容量6326萬千瓦；日本有運行核電機組55座、總裝機容量4759萬千瓦。1．核電的優(yōu)點及國際、國內(nèi)開展簡況注：1.摘錄自國際原子能機構(gòu)截至2009年1月底的統(tǒng)計信息。2.不包括長期關(guān)閉的5臺機組3.上表中，中國一欄僅表示中國大陸己運行的11臺核電機組，全世界總機組數(shù)量中包括我國臺灣省的6臺機組。1．核電的優(yōu)點及國際、國內(nèi)開展簡況1.4中國核電開展概況自從我國首座自主設(shè)計建造的秦山核電站于1991年12月15日實現(xiàn)首次并網(wǎng)發(fā)電以來，截至到2009年1月，我國大陸已有11臺運行中的核電機組，總裝機容量912萬千瓦，在建核電機組34臺，總裝機容量3708萬千瓦，其中已經(jīng)澆灌第一罐混凝土正式開工的機組11臺，總裝機容量1110萬千瓦。我國核電開展已從起步階段進入開展階段，從建設(shè)第二代核電站開展到建設(shè)第三代核電站，從建設(shè)沿海核電站開展到考慮建設(shè)內(nèi)陸核電站。大亞灣核電站秦山核電站田灣核電站

截至2009年1月底中國大陸運行和在建的商用核電機組項目名稱臺數(shù)裝機容量（萬千瓦）運行機組秦山一期131田灣核電站秦山二期2130秦山三期2144大亞灣2197嶺澳一期2198江蘇田灣2212合計11912

在建二代改進型機組

秦山二期擴建2（2）130（130）嶺澳二期2（2）216（216）紅沿河一期4（2）448（224）福建寧德4（2）432（216）

浙江方家山2（1）216（108）福建福清6（1）648（108）廣東陽江6（1）648（108）海南昌江2130合計28（11）2868（1110）在建的三代核電機組浙江三門2250山東海陽2250廣東臺山2340合計6840在建機組總數(shù)總計34（11）3708（1110）注：核電工程己批準立項建設(shè)，即為在建工程。在建工程中，已經(jīng)澆灌第一罐混凝土正式開工的機組數(shù)目用〔〕內(nèi)的數(shù)字表示。1．核電的優(yōu)點及國際、國內(nèi)開展簡況1.5積極開展核電是我國核電開展的既定方針2005年10月11日發(fā)布的《中共中央關(guān)于制定國民經(jīng)濟和社會開展第十一個五年規(guī)劃的建議》中，明確提出要“積極開展核電”。2007年10月，國家正式公布的《核電中長期開展規(guī)劃〔2005—2020年〕》提出：“到2020年，核電運行裝機容量爭取到達4000萬千瓦；2020年末在建核電容量應(yīng)保持1800萬千瓦左右”。從現(xiàn)在的開展勢頭來看，這個目標能夠到達，很可能超額完成。截至2009年1月底中國大陸已運行和在建的商用核電機組分布示意圖注：1核電工程己批準立項建設(shè)，即為在建工程。在建工程中，已經(jīng)澆灌第一罐混凝土正式開工的機組數(shù)目用〔〕內(nèi)的數(shù)字表示。2圖中信息截止自2009年1月底。2．什么是核電的第一、二、三、四代2.1核電開展簡史自1954年，前蘇聯(lián)建成電功率為5兆瓦的實驗性核電站以來，核電技術(shù)的開展可以劃分為第一、二、三、四代。核電的四代開展史2．什么是核電的第一、二、三、四代2.2第一代核電站證明了技術(shù)上的可行性

第一代核電站是指各國在五十年代開發(fā)建設(shè)的實驗性原型核電站，證明了利用核能發(fā)電的技術(shù)是可行的。第一代核電站主要有：1954年，前蘇聯(lián)建成電功率為5MW的奧布涅斯克實驗性核電站1956年，英國建成卡德豪爾石墨氣冷堆原型核電站1957年，美國建成希平港壓水堆原型核電站1960年，美國建成德累斯頓沸水堆原型核電站奧布涅斯克實驗性核電站希平港核電站1962年，加拿大建成重水堆原型核電站2．什么是核電的第一、二、三、四代奧布涅斯克實驗性核電站希平港核電站

2．什么是核電的第一、二、三、四代2.3第二代核電站證明了經(jīng)濟上的可行性第二代核電站是指上世紀七十年代至現(xiàn)在正在運行的大局部商業(yè)核電站，這證明了開展核電在經(jīng)濟上是可行的。20世紀70年代，因石油漲價引發(fā)的能源危機促進了核電的開展，各國先后建成了400多臺壓水堆、沸水堆或重水堆第二代核電站，其中壓水堆占60%以上。但是前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站嚴重事故和美國三哩島核電站嚴重事故的發(fā)生，說明了第二代核電站在設(shè)計上對發(fā)生嚴重事故的可能性認識缺乏。這兩起事故引起了公眾對核電的平安性的疑慮，不少國家的核電開展因此停滯。2．什么是核電的第一、二、三、四代英國SizewellB核電站2．什么是核電的第一、二、三、四代2.4吸取第二代核電在平安上的教訓對規(guī)模開展核電提出的新要求針對公眾對核電平安性、經(jīng)濟性的疑慮，美國電力研究院在美國能源部和核管會的支持下，對進一步大力開展核電的可行性進行了研究，認為從已有的經(jīng)驗和技術(shù)來說美國能夠開發(fā)出新一代的核電站，其平安性和經(jīng)濟性可以被公眾接受；根據(jù)其研究成果制定出了《美國用戶要求文件〔URD〕》，對新建核電站的平安性、經(jīng)濟性和先進性提出了要求。隨后，歐洲也出臺了《歐洲用戶要求文件〔EUR〕》，表達了與URD文件相同和相似的要求。2．什么是核電的第一、二、三、四代2.4吸取第二代核電在平安上的教訓對規(guī)模開展核電提出的新要求URD對新建核電站的主要要求：?更大的功率〔100~150萬千瓦〕?更高的平安性〔向外放射性大量釋放概率小于10-6/堆·年〕?更長的壽命〔由40年延長至60年〕?更短的建設(shè)周期〔48~52個月〕?更好的經(jīng)濟性〔批量化之后大幅度降低造價〕2．什么是核電的第一、二、三、四代2.5第三代核電站的優(yōu)越性第三代核電技術(shù)是指滿足《美國用戶要求文件〔URD〕》或《歐洲用戶要求文件〔EUR〕》，具有更高平安性的新一代先進核電站技術(shù)。它具有以下優(yōu)越性：①在設(shè)計上必須具有預(yù)防和緩解嚴重事故的設(shè)施；②在經(jīng)濟上能與天然氣機組相競爭；③在能源轉(zhuǎn)換系統(tǒng)方面大量采用二代的成熟技術(shù)，可以在近期〔2010年前〕進行商用建造。2．什么是核電的第一、二、三、四代AP1000核電廠2．什么是核電的第一、二、三、四代2.6第四代核電站著眼于核能更長遠開展第四代核電技術(shù)是指目前正進行概念設(shè)計和研究開發(fā)的，在反響堆和燃料循環(huán)方面有重大創(chuàng)新的核電站，其平安性和經(jīng)濟性更加優(yōu)越、廢物量極少、無需廠外應(yīng)急、具有防核擴散能力。第四代核電技術(shù)最快也只能在2030年以后才能開始商業(yè)應(yīng)用。國際上一些工業(yè)興旺國家已組成第四代核能國家論壇〔GIF〕，協(xié)調(diào)和組織進行第四代核能利用系統(tǒng)的研究和開發(fā)，我國也已參加。GIF初步確定了六種候選堆型，包括：超臨界水堆、極高溫氣冷堆、鈉冷快堆、氣冷快堆、鉛冷快堆和熔鹽堆。2．什么是核電的第一、二、三、四代極高溫氣冷堆示意圖超臨界水冷堆示意圖鈉冷快堆示意圖

3．為什么第三代核電技術(shù)是當今國際上

核電開展的主流3.1第二代核電技術(shù)在平安上的教訓由于第二代核電的設(shè)計沒有把預(yù)防和緩解嚴重事故作為必須要求有的措施，世界上核電站運行50多年以來發(fā)生過兩次嚴重事故：1979年的美國三哩島核電站的堆芯熔化事故和1986年的前蘇聯(lián)的切爾諾貝利核電站的大量放射性釋放到環(huán)境的事故。兩次事故說明：第二代核電的設(shè)計低估了發(fā)生嚴重事故的可能性。因此，第三代核電把設(shè)置預(yù)防和緩解嚴重事故作為設(shè)計上必須要滿足的要求。這是第三代與第二代在平安要求上的根本差異。3．為什么第三代核電技術(shù)是當今國際上

核電開展的主流三哩島核電站2號機組及堆芯熔化示意圖

3．為什么第三代核電技術(shù)是當今國際上

核電開展的主流事故后的切爾諾貝利核電站

3．為什么第三代核電技術(shù)是當今國際上

核電開展的主流3.2第三代核電設(shè)計的關(guān)注點為了防止類似三哩島和切爾諾貝利核電站嚴重事故的再次發(fā)生，以及促進核電的進一步開展，第三代核電在平安性、經(jīng)濟性方面有了更多的關(guān)注，主要有：(1) 進一步降低堆芯熔化和放射性向環(huán)境大量釋放的風險，使發(fā)生嚴重事故的概率減小到極致，以消除社會公眾的顧慮；(2) 進一步減少核廢料(特別是強放射性和長壽命核廢料)的產(chǎn)量，尋求更佳的核廢料處理方案，減少對人員和環(huán)境的劑量影響；(3) 降低核電站每單位千瓦的造價和縮短建設(shè)周期，提高機組熱效率和可利用率，提高壽期，以進一步改善其經(jīng)濟性。3．為什么第三代核電技術(shù)是當今國際上

核電開展的主流3.3第三代核電的設(shè)計目標第三代核電機組有更高平安目標堆芯熱工平安裕量>15%堆芯熔化概率≦1.0x10-5/堆·年大量放射性向外釋放概率≦1.0x10-6/堆·年第三代核電機組有更好的經(jīng)濟性,能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭機組額定功率100~150萬KW(e)可利用因子>87%換料周期18~24月電站壽命60年建設(shè)周期48~52月3．為什么第三代核電技術(shù)是當今國際上

核電開展的主流3.4國際上第三代核電機組的主要機型目前，具有代表性的第三代核電技術(shù)有如下6種堆型：已建成、在建或已經(jīng)通過核平安當局審查批準建設(shè)的有:AP1000 先進非能動壓水堆〔美國西屋公司〕EPR 歐洲壓水堆〔法國阿海琺公司〕ABWR 先進沸水堆(美國通用電氣公司)核平安當局正在審查的有:APWR 先進壓水堆(日本三菱公司)APR1400韓國先進壓水堆〔韓國電力工程公司〕ESBWR 經(jīng)濟簡化型沸水堆(美國通用電氣公司)3．為什么第三代核電技術(shù)是當今國際上

核電開展的主流3．為什么第三代核電技術(shù)是當今國際上

核電開展的主流3.5世界核電興旺國家進入建設(shè)第三代核電機組的新階段國家總數(shù)機組數(shù)量堆型備注美國2612AP1000其中12臺AP1000機組己向美國核監(jiān)管委員會申請建造運行許可證（COL）。6臺AP1000機組的建造己簽訂總承包合同，首3臺預(yù)計2016年商業(yè)運行。6ESBWR2ABWR4EPR2APWR法國11*EPR法安全當局己宣布停建二代改進型機組日本1410ABWR1*ABWR3**ABWR芬蘭11*EPR俄羅斯22*VVER428安全上基本滿足第三代要求3．為什么第三代核電技術(shù)是當今國際上

核電開展的主流*表示在建的核電機組；**表示已經(jīng)運行的核電機組。注：1.美國有一臺二代機組在建〔PWR，WattsBar-2〕，是同一廠址同型號的續(xù)建工程。2.日本有一臺二代機組在建〔PWR〕，也是在同一廠址同型號的續(xù)建工程。3．俄羅斯有兩臺二代機組在建〔320型VVER-1000〕，其在80年代已建設(shè)接近完成安裝，但在切爾諾貝利嚴重事故影響下停建，現(xiàn)在恢復(fù)續(xù)建。4．統(tǒng)計時間截至2009年1月底。4．第三代與第二代核電廠在平安上的主要差異4.1我國現(xiàn)行平安法規(guī)國際原子能機構(gòu)于2000年10月發(fā)布了新建核電站推薦采用的核平安標準《核電廠平安設(shè)計》。我國國家核平安局參照國際原子能機構(gòu)的要求制定并于2004年4月18日公布的《核動力廠設(shè)計平安規(guī)定》(HAF102)要求“設(shè)計必須以防止或減輕〔在無法防止時〕由設(shè)計基準事故和選定的嚴重事故引起的輻射照射作為目標”、“除設(shè)計基準外，設(shè)計中還必須考慮核動力廠在特定的超設(shè)計基準事故包括選定的嚴重事故中的行為”。我國第二代核電站設(shè)計不滿足現(xiàn)行核平安法規(guī)〔HAF102〕的上述要求。4．第三代與第二代核電廠在平安上的主要差異4.2第三代核電發(fā)生嚴重事故的概率大大低于第二代AP1000的堆芯熔化概率和放射性大量釋放概率比現(xiàn)有的第二代核電機組大約低2個量級。這充分表達了第三代核電技術(shù)平安上的優(yōu)越性，即一臺第二代核電機組發(fā)生嚴重事故的風險約相當于100臺AP1000核電機組發(fā)生嚴重事故的風險。第三代與第二代核電廠堆芯熔化概率和放射性大量釋放概率的比較現(xiàn)狀與要求核電廠嚴重事故發(fā)生概率每年單堆的堆芯熔化概率每年單堆的放射性大量釋放概率我國核安全法規(guī)、導則及URD/EUR要求≤1.0x10-5≤1.0x10-6現(xiàn)己運行的二代和二代改進型核電機組1.0x10-4~5.0x10-51.0x10-5~9.0x10-6AP1000核電機組達到的安全水平5.08x10-75.92x10-84．第三代與第二代核電廠在平安上的主要差異4.3第三代核電采取了預(yù)防和緩解嚴重事故的措施第三代核電技術(shù)采用了很多預(yù)防和緩解嚴重事故的措施，以降低堆芯熔化和大量放射性向外釋放的概率，例如：設(shè)置堆芯自動快速降壓以防止高壓熔堆、平安殼冷卻和隔離、平安殼內(nèi)設(shè)置氫自動點燃器和復(fù)合器以控制氫濃度防止爆炸、堆芯熔融物冷卻和保持等設(shè)施。AP1000利用壓力容器外部自然循環(huán)冷卻能夠?qū)⒍研救廴谖锉３衷趬毫θ萜鲀?nèi)〔IVR〕EPR的堆芯熔融物捕集系統(tǒng)5．實現(xiàn)第三代核電平安目標的兩種設(shè)計思路5.1EPR的“加法”設(shè)計思路EPR采取了“增加專設(shè)平安系統(tǒng)”的思路，即在第二代的根底上再增加和強化專設(shè)平安系統(tǒng)。例如，平安注射、堆芯余熱排出、應(yīng)急平安電源等系統(tǒng)都由二系列增加為四系列，同時增設(shè)堆芯熔融物捕集和冷卻系統(tǒng)以防止平安殼熔穿等。這樣，平安性是提高了，但核電站系統(tǒng)比第二代更復(fù)雜，設(shè)備也更多，工程量也更大。EPR的廠房布置示意圖

5．實現(xiàn)第三代核電平安目標的兩種設(shè)計思路5.2AP1000“減法”設(shè)計思路AP1000采用“非能動技術(shù)”的路線，即從根本上革新，利用自然界物質(zhì)固有的規(guī)律來保障平安：利用物質(zhì)的重力，流體的自然對流、擴散、蒸發(fā)、冷凝等原理在事故應(yīng)急時冷卻反響堆廠房〔平安殼〕和帶走堆芯余熱，這就是AP1000所采用的“非能動”平安系統(tǒng)的設(shè)計思路。按這種思路做的設(shè)計，既簡化了系統(tǒng)、減少了設(shè)備和部件，又大大提高了平安性。5．實現(xiàn)第三代核電平安目標的兩種設(shè)計思路5.2AP1000“減法”設(shè)計思路