核电基本情况课件.ppt

各类资源发电比例各类资源发电比例我国世界平均1煤78%39%2石油10%3天然气15%4水力20%19%5核电2%16%6其它1%已探明的燃料可用年数已探明的燃料可用年数石油石油天然气天然气煤炭煤炭4060200铀（铀（热中子热中子））铀铀（快中子（快中子）） 核聚变核聚变５０５０３０００３０００无限无限世界核电站一览表世界核电站一览表n n1954年前苏联建成了世界第一座核电站年前苏联建成了世界第一座核电站截至截至2004年年5月，全世界月，全世界30个国家正在运个国家正在运行的核电机组有行的核电机组有441台，装机容量台，装机容量36313.5万千瓦，核发电量占总发电量的万千瓦，核发电量占总发电量的16％我国建成核电站一览表我国建成核电站一览表我国核电将快速大发展我国的煤碳、水力和石油资源有一定的蕴藏量，但是人口众多，人均能耗低，随着经济发展，今后几十年内能源要求大幅度的增长，特别在我国华东地区电力需求增长较快，最近几年大量建造煤电站已经造成沿海地区空气严重污染，因此必须调整发电结构，加速发展核电，以缓解电力的供需矛盾，减少环境污染我国已批准建设的核电站一览表我国已批准建设的核电站一览表核电站的优点和特点（一）核电站是高能量、少耗料的电站　　原子核裂变释放的能量，要比任何一种化学反应释放的能量大几百万倍。

每一公斤铀－235全部裂变所产生的能量相当于2500－2700吨优质煤燃烧时放出的能量一座发电容量为60万千瓦的核电站，每天仅需燃耗约3公斤的铀－235而对于同样发电容量的一座煤电站来说，每天要解决近万吨的送料和上千吨灰渣的运输问题1000 MW电站燃料用量电站燃料用量我国资源分布不均匀：60％以上的煤集中在华北70％以上的水力资源集中在西南东南沿海人口、工业集中，缺乏水力、煤炭资源北煤南运，西电东送，西气东送（二）核电站同时是特殊的核燃料生产厂　　核燃料在反应堆内燃耗掉一部份，同时还使一部份铀-238或钍-232转化为新的可裂变的核燃料钚-239或铀-233它们经过加工处理后可重新投入反应堆中使用在铀矿藏中，铀235 占0.71％，其余大都是铀－238铀-238和钍-232的蕴藏量要比铀-235大千百倍，因此，利用核电站反应堆的这样一个转化、增殖特性，可以使自然界蕴藏着的大量铀、钍矿藏获得充分利用，同时又为核发电提供了丰富的新核燃料（三）国外核电站的发电成本已低于火电站　　发电站每度电的成本是由电站建造投资费、燃料循环费和运行维修费三部份组成的，核电站的建造投资费比火电站高，但是核电站的燃料循环费却比较低，只占总电价的30－40%，而火电站的燃料费占总电价的60－70%。

在国外核发电成本已低于火力发电成本从长远看，随着核电站设备改进，燃料循环更加合理，其发电成本仍然会继续低于同时期的火电发电　火电站与核电站发电成本比较国别国别电站类型电站类型美国美国法国法国日本日本烧油烧油电站电站 8.18.1美分美分/ /度度2828生丁生丁/ /度度13.0613.06日元日元/ /度度烧煤烧煤电站电站 4.84.8美分美分/ /度度10.4510.45日元日元/ /度度核电站核电站4.34.3美分美分/ /度度2121生丁生丁/ /度度8.98.9日元日元/ /度度电电（四）核电是清洁的能源　　核电站排放的稀有气体、裂变产物的总剂量率约为1.2×10-11微希/(千瓦·小时)[标准为2.1×10-10微希/(千瓦·小时)]而烧煤电站排放的灰尘中主要含有镭、钍等物质，其总剂量率约为3.52×10-11微希/(千瓦·小时)[标准为10.6×10-10微希/(千瓦·小时)]显然，核电站对环境的污染比火电站小烧煤的电站每天还要排出几百吨的二氧化硫等有害气体，造成温室效益和酸雨（五）核电是安全的能源－三道屏障（五）核电是安全的能源－三道屏障为了保证核电站的安全，我们在放射性裂度产物和环境之间设置了三道屏障：只要其中一道屏障是完整的，就不会发生放射性物质外泄事故。

第一道屏障——燃料芯块和包壳核裂变产生的放射性物质98％以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中，燃料芯块密封在鋯合金包壳内，它能承受约200大气的压力，防止燃料裂变产物进入一回路水中三道屏障三道屏障( (续续) )第二道屏障——压力容器和一回路压力边界 核燃料封闭在耐高压的壁厚20厘米的钢质压力容器和一回路内第三道屏障——安全壳 反应堆厂房是一个高大的预应力钢筋混凝土构筑物，壁厚近1米，内表面有6毫米厚的钢衬，即使在一回路系统及设备发生严重破裂的情况下，放射性物质也不会扩散到安全壳以外的环境中（五）核电站有一系列处理事故措施为了保证在最严重假想事故下这些屏障不被突破，核电站中还设置了各种工程安全设施例如在失水事故时，通过安全注射和安全喷淋系统将反应堆产生的热量带走并将带放射性的水蒸汽冷凝下来，通过净化系统将放射性物质除去，从而保证反应堆不发生熔化并防止放射性物质向外扩散压水堆核电站简单介绍压水堆核电站简单介绍　　压水堆核电站主要由原子核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统和设备组成一回路系统是将核裂变能转化为水蒸汽的热能装置它由反应堆、主循环泵（即主泵）、稳压器、蒸汽发生器以及相应的管道等组成。

压水堆核电站简单介绍（续）压水堆核电站简单介绍（续）一回路循环系统的压力由稳压器进行调节现代大功率压水堆核电站的一回路系统一般有2－4条并联的密闭环路,为了确保安全，整个一回路循环系统的主要设备集中安装在一座立式圆柱状球形顶盖密封建筑物安全壳里安全壳的内径约40米，高约70米二回路主系统和设备二回路主系统和设备二回路主系统的主要功用是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮发电机组作功发电和供电站其他辅助设备使用二回路系统主要由饱和蒸汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器、中间汽水分离再热器和相应的仪表、阀门、管道等设备组成第一代核电站 自自5050年年至至6060年年代代初初苏苏联联、、美美国国等等建建造造的的第第一一批批单单机机容容量量在在300MWe300MWe的的原原型型核核电电站站，，如如美美国国的的希希平平港港核核电电站站和和英英第第安安角角1 1号号核核电电站站，，法法国国的的舒舒兹兹( (ChoozChooz) )核核 电电 站站 ，， 德德 国国 的的 奥奥 珀珀 利利 海海 母母( (ObrigheimObrigheim) )核核电电站站, ,日日本本的的美美浜浜1 1号号核核电站等。

电站等   第二代核电站 自自6060年年代代末末至至7070年年代代世世界界上上建建造造了了单单机机容容量量在在600600－－1400MWe1400MWe的的标标准准核核电电站站，，以以美美国国为为代代表表的的Model Model 212212（（600MWe600MWe，，两两环环路路压压水水堆堆））、、Model Model 312312，，Model Model 314 314 ，，Model Model 412412、、Model Model 414414、、 System80System80以以 及及 一一 批批 沸沸 水水 堆堆（（BWRBWR））均均可可划划入入第第2 2代代核核电电站站范范畴畴法法国国的的 CPYCPY，， P4P4，， P4′´P4′´也也 属属 于于 Model Model 312312，，Model Model 414414一一类类标标准准核核电电站站日日本本、、韩韩国国也也建建造造了了一一批批Model Model 412412、、System80System80等等标标准准核核电电站站它它们们是是目目前前世世界界正正在在运运行行的的441441座座核核电站（电站（20042004年年6 6月统计数）主力机组。

月统计数）主力机组第三代核电站 满满足足美美国国用用户户要要求求文文件件或或欧欧洲洲核核电电用用户户要求文件建造的核电站要求文件建造的核电站 美国核电用户要求文件（美国核电用户要求文件（URDURD））和欧洲和欧洲核电用户要求文件（核电用户要求文件（EUREUR））提出了下一代核提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下三代核电站的主力步设计，它们将成为下三代核电站的主力堆型表：堆型表： 第三代核电站(续)第三代核电站第三代核电站第三代核电站第三代核电站 美国美国美国美国欧洲欧洲欧洲欧洲能动核电站：能动核电站：能动核电站：能动核电站： System 80System 80System 80System 80+ + + +, APWR1000, APWR1000, APWR1000, APWR1000，，，，ABWRABWRABWRABWREPREPREPREPR非能动核电站：非能动核电站：非能动核电站：非能动核电站： AP1000AP1000AP1000AP1000EP1000EP1000EP1000EP1000 AP1000的设计理念 在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统统统统““““非能动化非能动化非能动化非能动化””””。

非能动化非能动化非能动化非能动化””””设计利用的是自然设计利用的是自然设计利用的是自然设计利用的是自然力，这种设计理念的引入，使核电站安全系统的设力，这种设计理念的引入，使核电站安全系统的设力，这种设计理念的引入，使核电站安全系统的设力，这种设计理念的引入，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化：计发生了根本的变化：计发生了根本的变化：计发生了根本的变化： 在设计中充分考虑了严重事故的预防和缓解；在设计中充分考虑了严重事故的预防和缓解；在设计中充分考虑了严重事故的预防和缓解；在设计中充分考虑了严重事故的预防和缓解； 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低。

求明显降低求明显降低求明显降低 由此还产生了设计简化、系统设置简化、工艺布由此还产生了设计简化、系统设置简化、工艺布由此还产生了设计简化、系统设置简化、工艺布由此还产生了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短等一系列效应，最置简化、施工量减少、工期缩短等一系列效应，最置简化、施工量减少、工期缩短等一系列效应，最置简化、施工量减少、工期缩短等一系列效应，最终使终使终使终使AP1000AP1000AP1000AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也在安全性能显著提高的同时，经济上也在安全性能显著提高的同时，经济上也在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力具有较强的竞争力具有较强的竞争力具有较强的竞争力 AP1000开发情况 19851985年年西西屋屋公公司司开开始始了了非非能能动动先先进进压压水水堆堆AP600AP600的的开开发发研研究究工工作作，，前前后后共共化化了了1313年年的的时时间间，，于于19981998年年9 9月月3 3日日NRCNRC颁颁布布了了AP600AP600最最终终设设计计批批准准书书。

化化费费了了13001300人人年年，，完完成成了了12,00012,000份份设设计计文文件件，，耗耗资资近近6 6个个亿亿美美元元在在此基础上开发了此基础上开发了AP1000AP1000 20022002年年3 3月，核管会已经完成月，核管会已经完成AP1000AP1000设设计的预认证审查，计的预认证审查，AP600AP600有关的试验和分析有关的试验和分析程序可以用于程序可以用于AP1000AP1000设计目前设计目前AP1000AP1000设计设计许可证审查阶段已基本完成许可证审查阶段已基本完成AP1000技术描述￿￿￿￿￿￿￿￿￿￿￿AP1000为单堆布置两环路机组为单堆布置两环路机组;       电功率电功率1117MWe;       设计寿命设计寿命60年年;      主要安全系统采用非能动设计，布置在安主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内全壳内;     安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构内层为钢板结构      AP1000主要的设计特点如下：主要的设计特点如下：  AP1000技术描述(续)●●●● 反反应应堆堆和和反反应应堆堆冷冷却却剂剂系系统统设设计计采采用用成成熟熟技技术。

术●● AP1000AP1000反应堆采用西屋公司成熟的反应堆采用西屋公司成熟的Model Model 314,314,这种反应堆设计已获得成功的运行；这种反应堆设计已获得成功的运行；●● 燃料组件采用可靠性高的燃料组件采用可靠性高的14ft Robust14ft Robust燃料燃料组件；组件；●● 采用增大的蒸汽发生器（采用增大的蒸汽发生器（ 125125型），这种型），这种蒸汽发生器已在改造核电厂中获得成功的运蒸汽发生器已在改造核电厂中获得成功的运行经验；行经验；●● 稳压器容积比运行电厂增大了很多稳压器容积比运行电厂增大了很多；； AP1000技术描述(续)●●●● 主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；●● 主管道简化设计，减少焊缝和支撑；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；●● 压压力力容容器器与与西西屋屋标标准准的的三三环环路路压压力力容容器器相相似似，，取取消消堆堆芯芯区区的的环环焊焊缝缝，，堆堆芯芯测测量量仪仪表布置在上封头，可测量；表布置在上封头，可测量；●● 反反应应堆堆冷冷却却剂剂系系统统采采用用两两环环路路的的布布置置方方案案，，但但蒸蒸汽汽发发生生器器和和屏屏蔽蔽马马达达泵泵是是直直接接连连接的。

接的非能动安全系统             1. 非能动安注系统非能动安注系统    2. 非能动余热排出系统非能动余热排出系统    3. 非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统    4. 非能动主控制室居留系统非能动主控制室居留系统    5. 非能动安全壳氢控制非能动安全壳氢控制    6. 非能动非能动MCR/I&C室冷却室冷却    7. 非能动安全壳非能动安全壳pH控制控制    8. 非能动安全壳大气放射性导出非能动安全壳大气放射性导出非能动安全系统(续)      采用了非能动设计大幅度减少了安采用了非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行全系统的设备和部件，与正在运行电站的设备相比，阀门、泵、安全电站的设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约减少了约50%50%，，35%35%，，80%80%，，70%70%和和45%45% 数字仪控系统和先进主控室设计AP1000AP1000采采用用成成熟熟的的数数字字化化技技术术和和先先进进主主控控室室设设计计主主控控室室采采用用紧紧凑凑布布置置，，充充分应用人因工程的设计理念。

分应用人因工程的设计理念数字化控制系统采用数字化控制系统采用 OvationOvation DCS DCS系统采用模块化建造技术AP1000AP1000在在建建造造中中大大量量采采用用模模块块化化建建造造技技术术整整个电站共分个电站共分4 4种模块类型种模块类型: : 结构模块结构模块122122个个; ; 管道模块管道模块154154个个; ; 机械设备模块机械设备模块5555个个; ; 电气设备模块电气设备模块1111个 从从而而建建设设周周期期大大大大缩缩短短，，从从第第一一罐罐混混凝凝土土到装料只需到装料只需 3636个月 模模块块最最大大体体积积不不得得超超过过集集装装箱箱的的容容积积，，即即24m×3.6m×3.6m24m×3.6m×3.6m，其重量一般不得超过，其重量一般不得超过5 5吨 第四代核电站第四代核电站美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛.总的目标是在2030年左右，向市场上提供够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核电站。

第四代核电站有可持续能力、安全可靠性和￿经济性三个方面的目标经济性目标经济性目标1.初投资每千瓦小于1000美元，在全寿期内的经济性明显优于其它能源￿￿￿￿￿2.能源系统的财务风险不高于其它能￿￿￿￿￿￿￿￿￿￿源项目3.￿总的电力生产成本应低于每度电3美分4.￿建设期小于3年安全可靠性目标安全可靠性目标1：有很高的运行安全性和可靠性2：堆芯损坏的可能性极低3：在事故条件下无厂外释放，不需要厂外应急第四代核电站(续)第四代核电站第四代核电站第四代核电站第四代核电站缩写缩写缩写缩写中子能谱中子能谱中子能谱中子能谱燃料循环燃料循环燃料循环燃料循环钠冷快堆钠冷快堆钠冷快堆钠冷快堆SFRSFRSFRSFR快快快快闭式闭式闭式闭式铅合金冷却快铅合金冷却快铅合金冷却快铅合金冷却快堆堆堆堆LFRLFRLFRLFR快快快快闭式闭式闭式闭式气冷快堆气冷快堆气冷快堆气冷快堆GFRGFRGFRGFR快快快快闭式闭式闭式闭式超高温堆超高温堆超高温堆超高温堆VHTRVHTRVHTRVHTR热热热热一次一次一次一次超临界水冷堆超临界水冷堆超临界水冷堆超临界水冷堆SCWRSCWRSCWRSCWR热和快热和快热和快热和快一次／闭式一次／闭式一次／闭式一次／闭式熔盐堆熔盐堆熔盐堆熔盐堆MSRMSRMSRMSR热热热热闭式闭式闭式闭式IE级设备的定义级设备的定义IE级被定为电气系统设备的安全级，它是完成下列各项功能所必须的：￿￿￿￿-反应堆紧急停堆，￿￿￿￿-安全壳隔离，￿￿￿￿-堆芯应急冷却，￿￿￿￿-反应堆余热导出，￿￿￿￿-反应堆厂房的热导出，￿￿￿￿-防止放射性物质向周围环境大量排放。

标准质量鉴定程序标准质量鉴定程序￿￿￿标准质量鉴定程序用来验证设备在正常环境下能￿执行其规定功能的能力￿￿￿这是通过执行一个对每种类型设备的专用质量鉴定大纲来证明的这个大纲须通过其条件和顺序适合于该设备的一系列试验￿￿￿￿这一系列试验应包括：基准实验￿￿例如：￿￿￿介电强度试验￿￿￿绝缘电阻试验￿￿￿功能特性的评定试验等影响参数的极限值试验:在影响参数的规定范围的限值内和规定的上限值上检验设备的功能特性可以综合这些影响参数的作用有关设备的耐久性试验和/或超时限性能评定的实验K3质量鉴定程序质量鉴定程序n nK3质量鉴定程序用来验证安装在安全壳外的设备在正常环境条件下和地震载荷下以及对一些设备项规定的事故条件下能执行其规定功能的能力　这是通过执行一个为每种类型设备所持有的专用质量鉴定大纲来证明的，这大纲指出了下面三个程序的应用顺序和条件：－按照标准质量鉴定程序；￿－按照抗地震试验程序；－为某些设备项所规定的事故条件下的专用质量鉴定程序　通过以上程序试验应证明该设备仍能执行其规定的功能　在某些情况下可通过分析法或用综合的质量鉴定方法代替通过试验的质量鉴定方法抗地震试验抗地震试验　用抗地震试验的方法如在IEC980“核电站安全系统电气设备抗地震质量鉴定的推荐方法”和IEC68-3-3“设备抗地震方法”中所述。

　在一个设备试样上进行的程序是用于验证在经受安全停堆地震（SSE）载荷时设备执行其规定功能的能力　　在该试验之前应先进行为确定谐振频率的探测试验　应给出在每次试验之前、试验期间及试验之后确定功能特性的验收准则　允许采用下列方法：　－单轴正弦拍波试验；　－单轴时程试验；　－双轴时程试验　用K3质量鉴定程序鉴定的设备称￿“K3类设备”K2质量鉴定程序质量鉴定程序　￿￿￿K2质量鉴定程序用来验证安装在安全壳内的设备在正常环境条件情况下和地震载荷下能执行其规定功能的能力　需用K2质量鉴定程序鉴定的设备称作“K2类设备”K1质量鉴定程序质量鉴定程序　K1质量鉴定程序里来验证安装壳内的设备在地震荷载下和在正常事故情况下和/或在事故后能执行其规定功能的能力　测试点分三类测试点分三类￿一般测点：乙方进行测试，然后将测试报告￿￿￿￿￿￿￿￿￿￿￿送交甲方审查认可￿见证（W）点：乙方进行测试时，甲方派￿￿￿￿￿￿￿￿￿人在测试现场“见证”￿停工待检（H）点：甲方不但派人“见证”乙￿￿￿￿￿￿￿￿￿方的测试工作，而且在测试结果没有￿￿￿￿￿￿￿￿￿得到甲方认可前，乙方不能进行下一￿￿￿￿￿￿￿￿￿道工序的操作。

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