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LOGO核电利用的国内外研究现状及发展趋势——柴松、崔阳、戴佳伟、赵丹晨核电利用的研究现状及发展趋势国际核电发展现状及趋势我国核电发展现状及趋势核电概述核电的安全性分析核电概述（一）核能原理铀是自然界中原子序数最大的元素,,地壳中含量约为4百万分之一.天然铀由3种同位素构成,其中铀-235站0.71%,铀-235原子核裂变放出的能量是同量煤燃烧放出能量的270万倍.裂变链式反应核电概述（一）核能原理核燃料循环包含与核燃料发电相关的一切活动。核燃料循环自铀的开采开始，到核废料的处置为止。在加上乏核燃料的后处理之后，这些活动便构成了一个完整的循环。包括以下过程：采矿和研磨、转换、浓缩、制造、发电、乏燃料的储存、乏燃料的后处理和处置。（一）核能原理核裂变就是一个重原子核吸收了一个中子之后分裂成为两个轻原子核的过程。这个过程的两项产物使它具有很大的利用价值，即每一次核裂变，一方面释放出的大量能量可以加以利用，另一方面又产生2-3个新的中子。新产生的中子又继续引起更多的重原子核裂变，这样就可以连续发展下去，形成“链式反应”，从而不断地释放出大量的能量。MevnKnUra200109436140561023592核电概述核电概述（二）核电站简单流程核电概述（二）核电站简单流程核电概述（二）核电站简单流程核电概述（二）核电站简单流程核电概述（二）核电站简单流程核电概述（三）核反应堆核反应堆通常指裂变反应堆，即用于产生自身维持和控制链式核裂变反应的装量，因最初这种装量由石墨砖及含核燃料的石墨块堆砌成而得名。核反应堆是核电站的关键设备,链式裂变反应就在其中进行,反应堆的种类很多,核电站中使用最多的是压水堆.压水堆中首先要有核燃料,把小手指头大小的烧结二氧化铀芯块装到锆合金管中,将2百多根装有芯块的锆合金管组装在一起,成为燃料组件.每个组件中有一束控制棒,控制着链式裂变反应的急缓程度和反应的开始和终止.核电概述（三）核反应堆用途:生产堆试验堆动力堆供热堆燃料:天然铀堆浓缩铀堆钍堆中子能量:快中子堆热中子堆冷却剂:水冷堆气冷堆有机堆钠冷堆慢化剂:石墨堆轻水堆重水堆熔盐堆热工工质:沸水堆压水堆反应堆的结构形式和分类反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。核电站主要堆型核电概述（三）核反应堆PWR压水堆：加压轻水冷却、慢化反应堆BWR沸水堆：沸水冷却、慢化反应堆PHWR重水堆：重水冷却、慢化反应堆GCR气冷堆：气体冷却，石墨慢化反应堆LWGR石墨慢化轻水冷却堆FBR快堆：快中子反应堆现在运行的以液态金属（Na）冷却为主核电站各堆型比重压水堆沸水堆重水堆石墨水冷堆石墨气冷堆快中子堆压水堆沸水堆61.3％24.6％重水堆石墨水冷堆石墨气冷堆快中子堆4.9％4.5％4.0％0.7％核电概述（三）核反应堆PWR：压水堆一回路二回路三回路核电概述（三）核反应堆核电概述（三）核反应堆PressurizedWaterReactor，由美国西屋公司首先设计，目标为核潜艇第一座商用压水堆核电厂为美国的Shippingport，1982年退役主要的生产厂商有Westinghouse,AseaBrownBoveri-CombustionEngineering(ABB-CE),Framatome,KraftwerkUnion,Siemens,andMitsubishi，B&W等PWR：压水堆核电概述（三）核反应堆加压轻水冷却、轻水慢化三个独立的回路一回路：反应堆冷却回路（放射性）•2－4条回路•有蒸汽发生器、稳压器、泵、堆芯和管道构成二回路：汽轮发电机回路三回路：循环冷却水回路PWR：压水堆核电概述（三）核反应堆核电概述（三）核反应堆BWR：沸水堆BoilingWaterReactor最初由Allis-Chalmers和GeneralElectric(GE)设计，Allis-Chalmers设计的机组已全部停闭。第一台美国的商用沸水堆核电站为HumboldtBay（California）其它的供应商有ASEA-Atom,KraftwerkUnion,Hitachi。沸水堆的建造国家（地区）：Finland,Germany,India,Japan,Mexico,Netherlands,Spain,Sweden,Switzerland,Taiwan，US.JapanandTaiwanhavethenewestBWRunits.核电概述（三）核反应堆BWR：沸水堆核电概述（三）核反应堆轻水冷却、轻水慢化和常规火电厂类似，设置了2个回路优点：没有蒸汽发生器低压缺点放射性BWR：沸水堆HPWR：加压重水堆重水慢化的反应堆。有很多种类型，最成功的是加拿大的CANDU系列。开发商：AECL（加拿大原子能公司）秦山三期核电概述（三）核反应堆HPWR：加压重水堆核电概述（三）核反应堆GCR：气冷堆最早的堆型之一，用于生产钚石墨慢化剂惰性气体为冷却剂二氧化碳氦气优点冷却剂温度高，循环效率高安全性能好核电概述（三）核反应堆GCR：气冷堆核电概述（三）核反应堆FBR：快堆LMFBR为主液态金属冷却燃料的增殖能力四个回路冷却剂回路中间回路蒸汽给水回路循环冷却水回路核电概述（三）核反应堆FBR：快堆核电概述（三）核反应堆核电利用的研究现状及发展趋势国际核电发展现状及趋势我国核电发展现状及趋势核电概述核电的安全性分析世界核电发展之最世界上第一个核电站：１９５４年苏联在莫斯科西南奥布宁斯克建成，装机容量为５０００千瓦。世界最大的核电站：位于日本西北部新潟县的柏崎刈羽核电站。世界核电生产能力最强的国家：美国，拥有１０４座核电站。核电发电量占全国总电力比例最高的国家：法国。法国核电发电量占全国总电力的比例接近８０％。国际核电发展现状及趋势世界核电分布国际核电发展现状及趋势美国核电分布国际核电发展现状及趋势日本核电分布国际核电发展现状及趋势法国核电分布国际核电发展现状及趋势截止2010年世界共有441座核电站运行268座压水堆核电站94座沸水堆核电站23座气冷堆核电站40座重水堆核电站12座石墨水冷堆核电站3座快中子堆核电站压水堆核电站共发电249GW(2.49亿千瓦)占核电总发电量65%主要是第二代核电站国际核电发展现状及趋势发电量运行核电厂bil.kwh%No.MWe美国788.62010398034法国426.8785963473日本273.8295547700俄罗斯133163121743德国158.4321720303韩国124382016840乌克兰81.1511513168加拿大85.3151812595英国73.7192311852国际核电发展现状及趋势正在建设的核电站计划建设的核电站数量容量MWe数量容量MWe美国1215000俄罗斯749201011960法国11630日本222851114945韩国3300056600加拿大2150033300印度62976108560伊朗191521900国际核电发展现状及趋势巴基斯坦13002600印度尼西亚22000巴西11245芬兰11630罗马尼亚21310保加利亚21900乌克兰21900阿根廷16921740斯洛伐尼亚2840白俄罗斯11000南非1165朝鲜1950国际核电发展现状及趋势核能发电的发展趋向国际核电发展现状及趋势1、国外四代核电技术现状压水堆仍将是国际未来30-40年的主力堆型第一代核电站第二代核电站第三代核电站第四代核电站五、六十年代原型堆解决工程技术问题七十年代至今运行业绩良好，还在增效延寿多种堆型仍在批量建设（共23台）九十年代至今安全性经济性好市场前景乐观，已建首堆工程，尚未批量推广，在建8台九十年代后期起六种堆型安全经济资源利用废物量最小防止核扩散2035年左右商用化国际核电发展现状及趋势第二代核电站运行业绩良好，还在增效延寿仍在批量建设（共50台）中国已开工建设的核电机组23台，在建规模2540万千瓦，占世界在建核电机组的40%以上。第三代核电站已建首堆工程，尚未批量推广，在建8台：芬兰1台-EPR；法国1台-EPR；中国6台-2*EPR+4*AP1000国际核电发展现状及趋势第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe的原型核电站，•美国的希平港核电站•英第安角1号核电站，•法国的舒兹(Chooz)核电站，•德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,•日本的美浜1号核电站等。国际核电发展现状及趋势第二代核电站：自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准核电站，以美国为代表的Model212（600MWe，两环路压水堆）、Model312（1000MWe，3环路压水堆，采用12英尺燃料组件），Model314（1040MWe，3环路压水堆，采用14英尺燃料组件），Model412（1200MWe，4环路压水堆，采用12英尺燃料组件）、Model414（1300MWe，4环路压水堆，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第2代核电站范畴。法国的CPY，P4，属于Model312，Model414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model412、System80等标准核电站。目前世界核电站主力机组。国际核电发展现状及趋势“二代”核电站仍然是主力军。◆运行业绩良好。目前全世界正在运行的核电站，绝大部分属于“第二代”核电站。三十多年来，积累了超过12086堆年的安全运行经验，负荷因子高，非计划停堆次数下降，已经发展成为一种成熟可靠的技术，具有可接受的安全性和和较好的经济性。2005年全世界运行核电机组443台，发电量占总发电量的20%。◆继续进行改进。近年来对“2代”机组的寿命研究，证明还有相当的改进潜力，提高可利用率，可利用率从70%左右提高到90%，提高出力，进行增效延寿，寿命由40年延长到60年。美国上世纪九十年代开始实施“2代”机组的增效延寿，成效显著，单就提高可利用率，就相当于新建了25台百万千瓦机组。提高出力5-10%。◆改进方向。提高安全性:增设严重事故预防和缓解措施（稳压器卸压排放，增设非能动氢复合器，设置堆芯扑集器）；采用PSA技术，评估核电站安全性并指导维修，制订严重事故管理规程及状态导向操作规程；提高经济性:采用18个月换料，缩短换料停堆时间提高可利用率；提高电站性能：采用全数字化仪控和先进控制室，改善人机界面。国际核电发展现状及趋势发展的背景1979年美国发生三里岛核电站事故1986年前苏联发生切尔诺贝利核电站事故公众要求进一步提高核电的安全性1990年EPRI根据主要电力公司意见出版了“电力公司要求文件(URD)”共三卷1994年欧洲联盟出版了“欧洲电力公司要求(EUR)”共四卷文件对未来压水堆和沸水堆核电站提出了电力公司明确和完整的要求,更高的安全要求和经济要求，涉及各个技术和经济领域第三代核电国际核电发展现状及趋势——第三代核电机组有更高安全目标堆芯热工安全裕量15%堆芯损坏概率10-5/堆年大量放射性外泄10-6/堆年——第三代核电机组有更好的经济性机组额定功率1000—1500MWe可利用因子87%换料周期18-24月电站寿命60年建设周期48-52月能与联合循环的天然气电厂相竞争——第三代核电机组技术上更先进美国欧洲能动核电站：System80+,APWR1000，ABWREPR非能动核电站：AP1000EP1000第三代核电代表性核电站国际核电发展现状及趋势AP1000国际核电发展现状及趋势AP1000特点•非能动安全系统•非能动安注•多级非能动自动卸压系统•非能动余热排放系统•非
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peterjim11
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