科学网 › 标签 › 核能发电

标签: 核能发电

相关帖子	版块	作者	回复/查看	最后发表

没有相关内容

相关日志

核电技术发展趋势: wusaite 2019-8-23 15:37; 核电技术发展趋势伍赛特 0 引言目前作为主要能源的常规化石燃料储量有限且对环境有污染排放，而太阳能、风能、水电等新能源的可装机容量有限，只能充当补充能源的角色。而核能作为一种清洁安全的能源日益受到重视，尤其如果可控核聚变反应可以大规模应用，这将会从根本上解决人类的能源问题。能源短缺和环境恶化问题促使人们重新思考核电，世界核电建设再次升温，核电技术开始了新的发展。 1 第三代核电技术成为发展主流第三代核电技术是在更高安全性和经济性要求下出现的新一代先进核电技术，它在经济上具有与联合循环的天然气机组竞争的优势，在能量转换系统方面大量采用经过验证的第二代成熟技术。在安全性方面，第三代核电技术把设置预防和缓解严重事故作为设计核电站必须满足的条件。第三代核电技术中最具代表的是美国西屋公司的先进非能动压水堆（ AP1000 ）。也即是第三代十核电机组。 AP1000 利用了更多的非能动技术，利用自然界的固有规律来保障核电站安全，从根本上革新了核电厂的安全性设施设计：利用物质的重力，流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝的原理在危急事故时冷却反应堆，带走堆芯余热。按非能动思想设计的核电站，减少了设备部件，系统简单，又大大提高了安全性。目前世界上核电发达国家在建及拟建的核电站几乎都采用的是第三代核电机组，第三代核电技术已成为当今核电发展的主流。 2 先进核能系统——第四代核电技术 1999 年 6 月，美国能源部（ Department of Energy ， DOE ）首次提出了第四代核电站的倡议。 2000 年 1 月，在美国的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷共 10 个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”（ GIF ），在发展核电方面达成共识，其基本思想：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。第四代技术已不仅仅局限于核电技术，而是提出了更具有整体意义的“核能系统”概念。可以期待，第四代核能系统将会是具有更好的安全性、经济竞争力，核废物量少，可有效防止核扩散的先进核能系统，代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。 2002 年 GIF 经过讨论，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。 2.1 气冷快堆系统气冷快堆（ Gas-cooled Fast Reactor ， GFR ）系统是快中子潜氦冷反应堆，采用式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。参考反应堆是 288 MW 的氦冷系统，出口温度为 850 ℃。 2.2 铅合金液态金属冷却快堆系统铅合金液态金属冷却快堆（ Lead- cooled Fast Reactor ， LFR ）系统是快中子谱铅（铅 / 铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。 2.3 熔盐反应堆系统熔盐反应堆（ Molten Salt Reactor ， MSR ）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。 MSR 系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为 1 000 MW ，冷却剂出口温度为 700 ～ 800 ℃，热效率高。 2.4 液态钠冷却快堆系统液态钠冷却快堆（ Sodium-cooled Fast Reactor ， SFR ）系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。 SFR 系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，以及该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点。因此安全性能好。 2.5 超高温气冷堆系统超高温气冷堆（ Very High Temperaiure Reactor ， VHTR ）系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器 HTTR ），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆 HTR-10 ）。 VHTR 系统提供热量，堆芯出口温度为 1 000 ℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。参考堆采用 600 MW 堆芯。 2.6 超临界水冷堆系统超临界水冷堆（ Super Critical Watcr-cooled Reactor ， SCWR ）系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（ 374 ℃， 22.1 MPa ）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到轻水堆的约 1.3 倍。该系统的特点是：冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。参考系统功率为 1 700 MW ，运行压力为 25 MPa ，反应堆出口温度为 510 ～ 550 ℃。在在第四代核电机组的研发中，我国走在了世界前列。清华大学 10 WM 高温气冷实验堆是我国自主研发、自主设计、自主制造、自主建设、自主运行的世界上第一座具有非能动安全特性的模块式球床高温气冷堆，各项技术指标均达到世界先进水平，为商业化奠定了坚实的基础。 2012 年 12 月 9 日，中国自主研发的世界首座具有第四代核电特征的高温气冷堆核电站在山东省荣成市的石岛湾核电站开工建设。石岛湾核电站是中国拥有自主知识产权的第一座高温气冷堆示范电站，也是世界上第一座具有第四代核能系统安全特性模块式高温气冷堆商用规模示范电站。高温气冷堆将成为我国未来核能系统的首选堆型之一。 3 可控核聚变发电核能包括核裂变能和核聚变能两种，目前的核能利用一般指的是核裂变能。核聚变是指两个或两个以上的轻原子核碰撞结合生成较重原子核的过程中释放的能量。太阳就是在不停地进行着氢核聚变反应，为地球万物输送赖以生存的能量。核聚变反应释放的能量比核裂变反应释放的能量大得多。海水中氘的含量为 0.034 g/L ， 1L 海水中的氘发生聚变释放的能量相当于 300 L 汽油。核聚变能可以认为是一种取之不尽用之不竭的能源，这是能从根本上解决人类社会能源问题的一种能源。当然这一切的前提是人类能够实现可控的核聚变反应。什么是可控核聚变呢？一个形象的比喻就是：可控核聚变＝“把火点着” + “别把锅烧穿”。实际上，可控核聚变反应一直以来都是全球的研究热点问题，如今，在实验室中，要实现聚变反应是一件比较容易的事情，但是作为能源使用需要实现的可控反应至今仍未能实现。要实现可控核聚变反应．需要产生具有一定密度，并加热到 l 亿摄氏度以上的高温的等离子体，同时还要维持一段时间使其能够发生聚变，从而输出聚变能。自 20 世纪 50 年代初开始的可控核聚变反应研究，目前具有代表性的成果是激光核聚变和托卡马克核聚变装置（环流器）。当前开展核聚变研究规模最大的国际合作项目是国际热核实验堆（ InternationalThermonuclear Experimental Reactor ， ITER ），这个计划是从 1985 年开始的，我国于 2006 年正式参与该项计划。 ITER 的主要目的是实现氘氚燃料点火并持续燃烧，其未来发展计划包括一座原型聚变堆在 2025 年前投入运行，一座示范聚变堆在 2040 年前投入运行。在核聚变能利用还在探索研究路途中，还会碰到不少困难，但是我们有理由相信，核聚变能的和平利用目标一定会实现，聚变能最终将会作为新的能源为人类所用。参考文献莫政宇 . 能源动力工程概论 . 成都：四川大学出版社 , 2015.11. 伍赛特 . 海上浮动式核电站应用前景展望 . 能源研究与管理 ,2019(02):11-14. 伍赛特 . 受控核聚变技术应用前景展望 . 上海节能 ,2018(12):963-966.; 个人分类: 科普集锦|3756 次阅读|0 个评论

促进反应堆研发，有序发展核电: kejidaobao 2012-8-2 15:42; 自从1942年12月2日，美国芝加哥大学成功启动了世界上第一座核反应堆，人们开始了对核反应堆的研究，并将其应用于军事、能源、工业、航空等领域。从1954年苏联建成第一座核电站至今，核能发电在人们的质疑声中发展起来，并逐渐在能源领域占据重要位置。2011年，日本福岛核事故再次引起了公众对核能安全的关注，并对核能安全发展提出了新的挑战，同时为新堆与研究堆的研究和发展带来了新的契机。与传统化石能源相比，核电除具有无可比拟的经济优势外（1kg铀裂变时释放出的能量，相当于燃烧2500t标准煤），还具有清洁优势，其不排放二氧化碳，正常开发利用对环境的影响较小。核电自诞生以来，已经发展了三代。第一代核电站是早期的原型堆电站，即20世纪50—60年代前期开发的轻水堆核电站；第二代是大型商用核电站，即20世纪60年代后期—90年代前期开发建设的，目前世界上大多数核电站都属于第二代核电站；第三代是指先进的轻水堆核电站，即20世纪90年代后期至今开始运行的核电站。第三代核电站在二代成熟技术基础上进一步提高了安全性，不断提高了“概率安全”，是当今世界核电发展的主流。而第四代核电技术是未来核能研究发展的主要趋势，它具有经济性高，安全性好、废物产生量小、可控性进一步增强的特征。国内各大核能研究机构加强了对第四代反应堆的研究，包括实验快堆、高温气冷堆、裂变-聚变混合能源堆、小型核反应堆、核动力堆等，并取得了一些成果。其中国内第一座高温气冷堆示范电站——石岛湾核电高温气冷堆核电站已经开工建造。为了更好、更安全地利用核能，需加强新一代反应堆的基础研究，如与反应堆质量和寿命有关的材料学研究、核反应堆新概念、新技术、新工艺研究等。 2012年5月，为了展现新堆与研究堆的科研成果，把握发展方向，促进该领域学术交流活动，在西安召开全国新堆与研究堆第八届学术会议。会议围绕“国内外新堆与研究堆发展概况与动态、设计与分析、建造、运行与管理、老化管理、延寿与退役、核安全文化与应急响应”等议题展开。本期第19—55页刊登了关于“新堆与研究堆”的专题论文，对新堆与研究堆的研究成果进行报道。本期封面展示的是大亚湾核电站外景，图片来源 http://www.dnmc.com.cn/n29036/n34893/n35216/325554.html ，由金功博设计。（本刊记者刘志远）; 个人分类: 栏目：封面图片说明|3500 次阅读|0 个评论

何老师“拆北京城墙”类的思考，未能“与时俱进”: liwei999 2012-2-20 12:05; 何老师依然是主张“拆北京城墙”的思考，未能“与时俱进”。作者: mirror (*) 日期: 02/19/2012 20:55:14 这是对我国必须立即停止核能发展的“大跃进” 文章的评价。镜某认为这个主张与“拆北京城墙”思考是一致的，因为老先生考虑问题时忽视了“ 边界条件 ”。当初，何老先生主张发展北京旧城，在破坏新城的基础上。这个思考，在今天看来是一种“贫穷”的思考，忽视了北京城这个历史人文的“ 边界条件 ”。今天，老先生又对核能也是一根筋地“算成本帐”，认为核能发展的“大跃进”不合潮流。对此，不能不梳理一下使用核能的问题了。第一个问题是能源消耗本身，一年约用30亿吨煤的消耗速度。虽说资源储量是价格的函数，但是作为毛估，中国的煤炭储量不够支付100年的消费。这个消费不但意味着资源本身的消失，同时还意味着矿区地下结构的变化，由此带来的地质灾害、水源破坏、排放污染等等一系列的问题。最好的办法是降低消耗，回到3亿吨每年的消耗水准上。但是，这只是镜某个人的意见，恐怕全国人民都不会答应。第二个问题需要面对已经存在着的核能体系。没有核武器的时代里，反对发展核武器是合理的思考。有了核武器的状态下，再去反对核武器就有些“徒劳”了。实质问题是如何销毁核武器，如何建设不需要核动力潜艇、核动力航空母舰的世界秩序。如果可能有的话。就好比是三峡的大坝，建之前有反对的意义，建成了之后还要反对，就是蜀犬吠日了。对核能也需要有同样的思考。已经有了，十个和三十个有什么不同么？中国古人有个五十步笑一百步的故事，借用在此处也挺合适的。第三，核燃料并不单是一个U-235。历史选择了使用U235是因为原子弹的研发。核能在胎里，就是个“胎位不正”的东西。因此，所有的工程系列，都受到了核武器开发这个“偏压”的影响。比如说钍（Th-232）做核燃料也是个选择。但是因为不利于生产核弹头，原料钚被“淘汰”。开发核武器的思考，当初是强者对付强者的思考。但是几十年后，核武装蜕变成了弱者对付强者的思考了。弱小国家、集团为了增强“发言力度”，也着手开发核武器、盗取核物质。这样一来，当初强国、大国生产核原料的思考，反而助长了恐怖分子的盗取核物质的机会，强龙压不住地头蛇了。第四，如何销毁现有核武器、核弹头物质？必须把销毁的工程纳入经济活动环节里，这样才有利可图。没有利益的话，销毁、处理都是些空话。第五，需要区分什么是核能安全的问题，什么是属于安心的问题。福岛事故给人们的教训显然并非“必须大幅度提高核电站的设计和运转的安全标准”，而是要修改人们对于安全体系设计的思考。所谓 “提高核电站的设计和运转的安全标准” 是一类很动听、但又很空洞的说法。问题不是“安全标准”有问题，而是维持“安全的体系”在设计上有漏洞。这个体系就如同计算机的OS那样，“漏洞”很多，需要不停地打补丁。至于何老先生对技术细节上的说法，比如核能发电的“废热”问题，基本上是不着调。事实上有在内陆建设的核发电站，水不是问题。发展核发电的好处就是：第一，从原理上解决能源的问题。第二，带动其他领域研究、生产的发展，形成新的经济增长点。核废料的处理的确是个问题。但是这不是个“新问题”，而是个已经有了的问题。必须要有个“带病生存”的思考，不要想象人们都必须健康地活着、可以万寿无疆。国人面临的“边界条件”就是这样。何老先生的主张，尤其是对于大是大非问题的见解，几乎没有一个是经得住时间考验的。因此，镜某在此提供些“异调”，为大众提供些信息，帮助人们做选择。 ---------- 就“是”论事儿，就“事儿”论是，就“事儿”论“事儿”。; 个人分类: 镜子大全|3539 次阅读|0 个评论

国内第一口超临界蒸汽吞吐井注汽作业: 热度 1 yclsam 2011-8-1 09:17; 中国石油网消息（通讯员王柳记者师啸）经过半年多的方案论证和设备安装调试，国内第一口35兆帕超临界蒸汽吞吐井于7月22日在吐哈油田英4平1井开始注汽作业。　　热采是稠油开采的最好方法。目前国内使用的锅炉压力小于21兆帕，相关工艺技术配套成熟。21兆帕蒸汽锅炉亚临界蒸汽吞吐在鲁克沁东区试验并不理想，主要是因为这一区块油井属于超深超稠油井，锅炉压力受限，蒸汽注入量少，增产效果有限。　　为解决这个区块超深超稠油井常规蒸汽吞吐无法有效增产难题，经充分论证，吐哈油田决定在英4平1井进行35兆帕超临界蒸汽吞吐试验。　　由于超临界压力注汽后近井地带油层压力高，而温度分布又与注饱和蒸汽相同，储层更容易被加热，利于提高油井生产压差，达到提高产量的目的。超临界蒸汽目前主要运用于核能发电领域，有关物理性质研究的详细文献资料公开程度有限，而目前成熟的蒸汽吞吐软件无法计算超临界蒸汽吞吐的井筒热损失及压降变化规律，其他相关配套工艺技术没有成熟先例。吐哈技术人员认真研究超临界蒸汽的物理性能和蒸汽在井筒中的热损失及压降规律，借鉴辽河常规蒸汽吞吐经验，最终完成英4平1井超临界蒸汽吞吐单井方案设计，并通过审查。; 2739 次阅读|1 个评论

更多...

帐号		自动登录	找回密码
密码			注册

关闭 安全验证

标签: 核能发电

相关帖子

相关日志

关闭安全验证