1、河南理工大学河南理工大学发电厂电气部分论文论文题目： 核能发电厂与我国核电发展 专业班级： 电 气 09- 班 组 别： 第 组 小组成员： 2012年 2月 27日核能发电厂与我国核电发展- 1 -目 录第一章 我国核电发展概况 .- 1 -1.1 发展核电的必要性 .- 1 -1.2 国内外核电发展概况： .- 1 -一、秦山核电站 .- 2 -二、广东大亚湾核电站 .- 2 -三、田湾核电站 .- 3 -四、岭澳核电站 .- 3 -第二章 核能发电厂 .- 4 -2.1 核电厂分类 .- 4 -一、压水堆核电站 .- 4 -二、沸水堆核电站 .- 4 -三、重水堆核电站 .- 4 -四、
2、快堆核电站 .- 4 -2.2 核电站设备 .- 5 -2.3 轻水堆核电技术的发展与改进 .- 6 -一、AP1000 和 EPR 的安全系统采用了两种完全不同的设计理念 .- 6 -二、AP1000 和 EPR 的安全性的比较 .- 7 -三、技术成熟性 .- 7 -四、技术经济性 .- 8 -五、安全审评 .- 8 -第三章 核电厂安全与环境保护 .- 9 -3.1 核电事故 .- 9 -3.2 核电安全体系 .- 10 -3.3 对我国发展核电的启示 .- 11 -第四章 结 语 .- 13 -参考文献 .- 15 -核能发电厂与我国核电发展- 0 -第一章 我国核电发展概况1.1 发
3、展核电的必要性自建国以来，我国的经济高速发展，消耗了大量的煤炭资源，国内主要产煤区山西、内蒙古开采接近极限，东北、华北等能源型城市也近枯竭。水电受到客观条件的限制，其开发难度相当大，而风电、太阳能发电、生物能发电等各类新能源，至今尚未解决规模化生产和经济性问题。在此情况下，电力结构如果得不到优化，能源问题的负面影响将难以克服，中国的发展迫切需要核电作为经济、高效的可替代能源。有专家指出，能源供应紧张，可能会成为制约我国国民经济 发展的新的瓶颈。 在这种大背景下， 加快核电发展的呼声日渐高涨起来。在近期国际金融危机、经济发展趋缓的形势下电力需求的增速明显放慢，电力的主力军煤电也因气候、运输、价格
4、、资源、环保等问题受到较大的制约，这为我国能源产业结构的转变和优化提供了时间和空间。作为新能源产业之一的核电，借机跨上了发展的快车道，其对未来经济发展的拉动效应也将显现。国际原子能机构 IAEA 预计到 2030 年全世界核电装机容量将达到 4.57 亿 kW ，韩国计划 2022 年核电电量所占比例将由现在的 34%提高到 48% ，印度计划 2022 年核电装机翻 8 倍，达到占发电量的 25%，日本计划到 2016 年核电比例从 30%提高到 40% ，美国计划今后 10 年新装机 6000 万 kW 并对已建核电站实施技术改造，提高核电站运行负荷因子，延长已建成核电站寿命， 由 40
5、年延长到 60 年，有效增加电能的供应。 目前美国有 75%的核反应堆提交了延寿许可证申请。1.2 国内外核电发展概况：核电与水电、火电一起构成世界电源的三大支柱，在世界能源结构中有着重要的地位。自 20 世纪 50 年代中期第一座商业核电站投产以来，核电发展已历经 50 多核能发电厂与我国核电发展- 1 -年。根据国际原子能机构（IAEA）2007 年 8 月份最新统计的数据，全世界正在运行的核电机组共有 439 台，总装机容量 3.71 亿千瓦，这些核电机组已累计运行超过 1 万多堆年；正在建造的核电机组有 34 台，总装机容量约 2710 万千瓦。目前世界上有 33 个国家和地区有核电厂
6、发电，核电年发电量占世界总发电量的 17%。其中，阿根廷、巴西、捷克、德国、印度、韩国、西班牙、俄罗斯、瑞士、乌克兰和美国都增加了各自的核电发电量并达到创纪录的水平。据国际原子能机构统计，在 2001 年全世界正在运行的核电站中，美国最多，达 104 座；法国 59 座，英国和俄罗斯也都在 30 座以上。2001 年核发电量在国内总发电量中所占比例超过 20的有 19 个国家，比 2000 年增加了两个。其中，立陶宛比例最高，达到 78，比利时和斯洛伐克超过 50，乌克兰、瑞典和保加利亚国则都在 49以上，韩国等 8 个国家也占到到 39 之多。据报告说，尽管迄今核电站主要分布在工业化国家，但
7、是目前正在建设的 32 个核电站中有31 座分布在亚洲、中欧和东欧地区。中国有 4 座核电站 11 台机组运行，在建的不少。一、秦山核电站位于杭州湾畔，一期工程是中国第一座依靠自己的力量设计、建造和运营管理的 30 万千瓦压水堆核电站。1985 年 3 月浇灌第一罐核岛底板混凝土，1991 年 12 月首次并网发电，1994 年 4 月设入商业运行，1995 年 7 月通过国家验收。二期工程，是中国自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的首座260 万千瓦商用压水堆核电站，于 1996 年 6 月 2 日开工，经过近 6 年的建设，第一台机组于 2002 年 4 月 15 日比计划提前 47
8、天投入商业运行。秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜 6 重水堆核电技术，建造两台 70 万千瓦级核电机组。1 号机组于 2002 年 11 月 19 日首次并网发电，并于 2002 年 12 月 31 日投入商业运行。2 号机组于 2003 年 6 月 12 日首次并网发电，并于 2003 年 7 月 24 日投入商业运行。核能发电厂与我国核电发展- 2 -二、广东大亚湾核电站1987 年 8 月 7 日工程正式开工，1994 年 2 月 1 日和 5 月 6 日两台单机容量为 984MWe 压水堆反应堆机组先后投入商业营运。三、田湾核电站位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按 4 台
9、百万千瓦级核电机组规划，并留有再建 2 至 4 台的余地。一期建设 2 台单机容量 106 万千瓦的俄罗斯 AES-91 型压水堆核电机组，设计寿命 40 年，年平均负荷因子不低于 80，年发电量为 140 亿千瓦时。工程于 1999 年 10 月 20 日正式开工，单台机组的建设工期为 62 个月,分别于 2004 年和 2005 年建成投产。四、岭澳核电站一期工程于 1997 年 5 月开工建设。它位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。岭澳核电站是“九五”期间我国开工建设的基本建设项目中最大的能源项目之一。岭澳核电站（一期）拥有两台百万千瓦级压水堆核电机组，2003 年 1月全面建成投入商业
10、运行，2004 年 7 月 16 日通过国家竣工验收。目前正展开二期工程建设。核能发电厂与我国核电发展- 3 -第二章 核能发电厂2.1 核电厂分类一、压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。二、沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结
11、构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆） ；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。三、重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。四、快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖
12、。目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239 等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有 12，但在快堆中，铀-238核能发电厂与我国核电发展- 4 -原则上都能转换成钚-239 而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到 6070 。2.2 核电站设备核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆
13、。核电站除了关键设备核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。主泵 如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。稳压器 又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。蒸汽发生器 它的作用是把通过反
14、应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。安全壳 用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。汽轮机 核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。应急堆芯冷却系统 为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的核能发电厂与我国核电发展- 5 -发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋
15、系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。2.3 轻水堆核电技术的发展与改进核电三代技术 AP1000 和 EPR 的性能比较：一、AP1000 和 EPR 的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000 核电厂安全系统采用的是同二代核电不同的非能动设计理念。 “非能动安全系统”利用自然物理现象，即重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。可防止堆芯因为外部供电电源丧失、冷却水供水流失事故下造成的堆芯熔毁。在事故发生 72 小时
16、内，AP1000 关键安全设施以及相应的系统，在失去外部交流电源和全厂断电的情况下仍然能正常起作用，堆芯冷却、乏燃料冷却以及安全壳完整性可以保障，从而防止福岛核电站因断电而导致的一系列危机。另外，在核电站严重事故下，一旦氢气释放到安全壳内，可能发生氢燃或氢爆，对安全壳的完整性和设备可用性构成威胁。但 AP1000 采取非能动催化氢复合器结合冗余多样点火器的方式可以安全、有效地降低氢气燃烧和爆炸给安全壳带来的风险。AP1000安全系统采用“非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E 级应急
17、柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作） ，大大降低了人因错误。 “非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。EPR 安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。安全系统全部由两个系列增加到四个系列，EPR 在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。核能发电厂与我国核电发展- 6 -二、AP1000 和 EPR 的安全性的比较由于 AP1000 和 EPR 的安全系统采用了两种完全不同的设计理念 AP10
18、00和 EPR 的安全性有较大的差别。AP1000 在发生事故后的堆芯损坏频率为 5.0894107/堆年比 EPR 的1.18106/堆年小 2.3 倍，大量放射性释放概率为 5.94108/堆年也比 EPR的 9.6108/堆年小 1.6 倍（而且 AP1000 采用的设备可靠性数据均比较保守） ；核电站发生事故后，AP1000 操作员可不干预时间高达 72 小时，而 EPR 为半小时。AP1000 在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而 EPR 不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性
19、熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。AP1000 的人因失误占堆熔频率的 7.74%，共因失效占堆熔频率的 57%，而EPR 分别为 29%和 94%，AP1000 明显优于 EPR。三、技术成熟性AP1000 的最大特点是安全系统采用了非能动技术，西屋公司为此做过大量试验、计算和验证工作，这些试验结果已全部被美国核管会接受，非能动安全系统已达到成熟性的要求。反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用与第二代核电站相似的成熟技术。AP1000 的冷却剂屏蔽电机泵的功率比过去屏蔽电机泵产品都大，属于首次设计的大型泵，但它们的功率已相
20、当接近。EMD 屏蔽电机泵制造厂 EMD 公司有丰富的制造经验，生产过大量（约 1500 台）不同功率、不同尺寸的屏蔽泵用于军工、早期的核电站和其他工业部门，取得了很好的使用业绩,设计和制造技术是成熟、可信的。可以说，目前 AP1000 屏蔽电机泵主要问题是加快首台泵制造进度和进行工程性验证。EPR 最大特点是加大反应堆的热功率以及增加安全系统的冗余度和多样性。EPR 加大了反应堆的热功率和尺寸，主要设备（反应堆压力容器、堆内构件、核能发电厂与我国核电发展- 7 -蒸汽发生器和主冷却剂泵等）都加大了容量和尺寸。但目前一些主要核设备（反应堆压力容器和堆内构件、蒸汽发生器、主冷却剂泵等）的试验还未
21、完成，都有待在试验台架上和现场进行工程性试验和验证。由此可见，两者的成熟性比较是不相上下的。四、技术经济性AP1000 安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE 级应急柴油机系统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。AP1000 的安全系统及其设备数量得到大量的减少，例如 AP1000 的安全级泵和阀门分别为 6 台（包括 4 台主泵）和 599 台，EPR则为 88 台和 7000 台。再加上模块化设计和建造新技术的采用，由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短以及运行方便、维修简单等一系列效应。从长
22、远观点来看，AP1000 不仅使安全性能得到显著提高，而且费用和长期的运行费用也得到明显降低，在经济上也具有较强的竞争力。这种优势在批量建造若干台（譬如 810 台）后 AP1000 核电机组将会越来越明显。EPR 是通过增加安全系统冗余度和系统配置来提高安全性；但由于单机容量大，厂址利用率高，提高了它的经济性。五、安全审评AP1000 安全审评情况：西屋公司于 2002 年 3 月 28 日向美国核管会提交AP1000 标准设计的“标准设计证书”申请，该申请包括 AP1000 设计控制文件、PSA 报告等。美国核管会 于 2002 年 7 月 25 受理该申请，并据联邦法规 10 CFR Part 52 及相关法规、严重事故政策等进行了审评，于 2004 年 9 月正式发布了“最终安全评价报告（FSER） ”。9 月 23 日，西屋公司获得了 NRC 关于AP1000 的最终设计批准书（FDA） 。根据美国有关法律举行听证会后，NRC 于2005 年 12 月 30 日向西屋公司颁发了 AP1000 标准设计的“标准设计证书” 。EPR 的安全审评情况：芬兰已从法国引进 EPR，在芬兰建造 OL3 核电厂。芬兰核安全当局已完成 EPR 初步安全分析报告的审评，并于 2005 年 2 月 17 日
