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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|3758 次阅读|0 个评论

从技术层面论何祚庥院士的雷人观点: 热度 4 qsqhopeiggcas 2012-2-20 16:53; 看了何祚庥院士的博文《我国必须立即停止核能发展的“大跃进” 》，深为何院士忧国忧民的爱国之心感动。但若静心思考，从技术层面考虑，何院士的担心有些过虑，甚至有点杞人忧天的思维方式。毋庸置疑，世界上的煤炭、石油等资源总有枯竭的时候，水力发电资源开发也是有限度的，这些资源的开发利用时间，已是兔子的尾巴——长不了了。若这些资源开发殆尽，国家不做未雨绸缪准备的话，地球人怎么生活，喝西北风去？风能、太阳能解决不了大规模人类生存和发展的需要，开发能保持人类可持续发展的能源势在必行。从目前能源利用的技术层面考虑，核电应是国际上亟待开拓的最重要能源，在人类未发现其它值得大规模开发的新能源之前，核能的开发别无选择。当然，“大跃进”的说法属于危言耸听，不值得一驳。在当今社会，有院士、专家把关与舆论监督，大跃进模式已成过去式，不可能死灰复燃。可持续发展模式已成为人类的共识。何院士可能有所不知，在核电站选址的地质安全方面，国家已有了相应规范，在活断层避让、区域构造稳定性、地基稳定、建筑抗震等方面有比民用建筑、水电建筑更为严格的要求。日本福岛事件（ 9 级巨震及引发的海啸）是千年一遇的极小概率事件，不能无条件的推而广之。从我国沿海地区活动构造、强震纪录看，在核电站使用周期（按 200 年考虑）范围内，我国沿海地区(除台湾地区外)不具有发生巨震的条件。虽然，台湾地区东部海中可能会有巨震发生，但距福建、广东、海南地区有一定距离。考虑到科学的发展，先不谈强震、巨震能否预测的问题，在未来 30 年左右的时间，预计强震与海啸预警技术可以达到实用化的程度，再考虑到核电安全技术的发展，做到高可靠性的安全防护与应急处置措施，不会有太大问题。当然，世界上任何事都难以做到 100% 的高可靠性，零分险的事儿在世界上不存在。不能因为有一点风险，就缩手缩脚，不图发展，邓主席说过“发展是硬道理”。在三峡大坝建设前，有关各种弊端、风险的观点甚嚣尘上，甚至有人担心恐怖袭击、担心核战争。其实，只要做好必要的安全防范措施，在核威慑平衡的条件下，这种担心既没有太大必要，也可以预防。在核废料储存方面，我国与其它核大国一样，一直在做这方面的研究，相信这些问题在不久的将来可以得到妥善解决。我们要相信科技的发展，可以解决前进中的问题，不能因噎废食、固步自封。如果科技发展不能解决核电建设、运行、维护、核废料处置、应急保护等问题，再讨论是否应大力发展核电也不迟。现在下结论还为时尚早。对核电发展，急于肯定或否定的结论没必要现在就下，这不符合科学发展观。对待任何问题，没必要从一个极端走向另一个极端。参考何祚庥，我国必须立即停止核能发展的“大跃进” http://blog.sciencenet.cn/home.php?mod=spaceuid=43021do=blogid=539341 扩展阅读李维，何老师 “ 拆北京城墙 ” 类的思考，未能 “ 与时俱进 ” http://blog.sciencenet.cn/home.php?mod=spaceuid=362400do=blogid=539415; 个人分类: 热点关注|4008 次阅读|6 个评论

日本建了57个核电站建那么多？！: 热度 2 xupeiyang 2011-3-16 09:54; 事实上，作为一个岛国，倭国有着丰富的潮汐和风力发电资源，同时太阳能也非常先进，但该国对这些视若无物，多年来，全力发展核电。如果这仅仅是电力需要也就罢了，但是，有多少人知道？在核电技术已经突飞猛进的今天，倭国的核电设施却一律死抱着第一二代技术不放。福岛核电站采用的是铀钚混合氧化物这种比铀氧原料贵2-3倍，而且危险性高的原料，反应堆用的也是安全性差的快增殖反应堆，而且沸水堆只有一回路，直通涡轮。日本人玩这种手段只要有点脑子的都看得出来他们想要干什么：不就是为了储备制造核弹的那点钚嘛。现在据报导爆掉的一号堆已经在用硼酸了。一开始不肯用是因为一旦用了硼酸，里面的核燃料就全部报废了。福岛电站用的可是MOX燃料，那可是极重要的战略资源，你们懂的。现在国际上最新一代的核反应堆是号称出事故紧急停堆后36小时无人看护照样安全的。但日本人就是不用。简单地讲，它们只造最原始最落后的核电站，绝不采用新技术，哪怕是新技术再成熟，再免费。因为原始的一二代技术最有利于大量提炼核原料。最浪费，最低能，最高消耗，最大成本，最不安全，只为换得核原料。在地震前不到一个月，倭人已明确表示没有核弹不合理，且举国在为“有核弹化”努力。大家上网查，这几十年来，倭人利用这些原始的电厂，攒了近四千枚核弹的原料。可惜啊，人算不如天算，倭人为了获得攻击他人的核弹，不顾科技，不顾地理条件，不顾风险，最终引发了今天可能出现的巨大核灾难风险。是典型的损人不利已变态后果。海啸过去，倭人早就可以进入灾后重建，但是，天谴啊，一次微不足道的小灾难，恰好击中倭国人修练邪门功夫的命门。当然还有个更小的副作用，就是没电导致的混乱而已，几不足道。所以，自然界的天灾基本已然过去，现在倭岛上发生的一切，都是人祸，是它们为了杀人放火祸害世界目的积赞了多年的苦果，是引火烧身的自焚行为。可笑有些人还在装道学家。倭人为你们和你们的子孙准备了四千枚核弹，不想在生产过程中遇到天灾发生事故，你们TMD还想着同情？还想着仁义？还想着捐款救灾？逆天者，天必诛之！日本37万平方公里，却变态地修建了57个核电站，发出的电不到全国需求的30%，一个核电站有4-6个反应堆，即全国有三百多个反应堆。37万*30%=11万平方公里，即三百多个反应堆为11万平方公里供电 110000/300=367平方公里也就是说，日本的一个核反应堆只为367平方公里提供电力。相当于每个县级城市就要配一个核反应堆。这TMD正常吗？这场核灾难到底会发展到多大，至少还有三个问题没公开，离了这三个问题，谁也无法预测，只有小鬼子心里清楚。第一个问题：它们造出来的四千枚核弹的原料存放在哪里？是否安全？！第二个问题：在这些核电站里，到底还有什么秘密，这些以制造核弹原料为目的的核电站里，都有哪些高危和不可告人的东西？！第三个问题：日本这些年积攒的核废料都放在哪里？在陆地上？还是在海里？还是偷运到哪里去了？会不会产生危害？这些问题都是潜在的核弹级风险。是对全人类的安全威胁！最近网上出现很多装13的，这里提醒一下！ 1923年日本发生关东大地震，中国也展开援助。事实证明，中国人无私的援助，在金钱和物资方面，为日本节省了相当大的一笔款项，为日后顺利地发动九一八和七七奠定了坚实的基础。也就是说，由于有中国人出钱救灾，日本得以省下钱造军火。。。同胞们，记请楚了，你今天捐出的每一毛钱，都为日本省下了造一枚子弹的费用，最后这一毛钱有可能回到你或者你亲人的身上。你们捐出的是血汗，小鬼子还回来的是子弹带来的是刺耳的尖啸，流出的是你和你子孙们的鲜血。。。不过可以看出曰本的野心，他的堆居然是铀鈈堆，而不是普通的二氧化铀堆，看来造核弹就在他们掌握中。他们这盘棋很大啊。铀钚堆是什么呢？简单地说，钚也可以做核弹，往长崎广岛投的弹就是钚弹。他们不用二氧化铀做燃料芯块，而是用铀钚合金，这就很说明问题。 ----资料来自网络信息垃圾堆; 个人分类: 突发事件|3619 次阅读|5 个评论

叹中国的三代核电冷却技术: 热度 2 pengcd0632 2011-3-13 12:58; 全国政协委员、中国电力投资集团公司总经理陆启洲说，此次日本受影响的核电站采用的是二代核电技术，最大问题就在于遇紧急情况停堆后，须启用备用电源带动冷却水循环散热。我国的第三代核电技术则不存在这个问题，因其采用“非能动”安全系统，就是在反应堆上方顶着多个千吨级水箱，一旦遭遇紧急情况，不需要交流电源和应急发电机，仅利用地球引力、物质重力等自然现象就可驱动核电厂安全系统，巧妙冷却反应堆堆芯，带走堆芯余热，并对安全壳外部实施喷淋，从而恢复核电站安全状态。新华社-http://news.cn.yahoo.com/ypen/20110313/256065.html 凡是经历过地震的人都知道高处的流体在地震时晃动幅度相当大，不知道陆经理是如何敢保证中国的头顶几千吨水的三代堆在地震时能顺利发挥巧妙的冷却作用。; 3856 次阅读|1 个评论

[转载]核电站简介: lutianan 2010-4-30 01:42; 　世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。　　本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成：　　铀－ 235 含量 0.71% 　　铀－ 238 含量 99.28% 　　铀－ 234 含量 0.0058% 　　铀－ 235 是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。　　当一个中子轰击铀－ 235 原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生 2 到 3 个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－ 235 原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。　　铀－ 235 裂变放出多少能量呢？请记住一个数字，　　即 1 千克铀－ 235 全部裂变放出的能量相当于 2700 吨标准煤燃烧放出的能量。　　反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。　　压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。　　压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。　　火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。　　核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫反应堆的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。　　在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种成熟的能源。我国的核工业已也已有 40 多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。我国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由我国自己研究设计建造的。电是电厂生产出来的。我们知道有烧煤或石油的火力发电厂，有靠水力发电的水电站，还有一些靠风力、太阳能、地热、潮汐能、波浪能、沼气生产电力的小型或实验性发电装置。核电厂就是一种靠原子核内蕴藏的能量，大规模生产电力的新型发电厂。　　核电厂用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫做反应堆的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生出来，并通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电厂的工作原理。约在 100 年前，科学家发现某些物质能放出三种射线：（阿尔法）射线、（贝塔）射线，（伽玛）射线。　　以后的研究证明：射线是粒子（氦原子核）流，射线是粒子（电子）流，统称粒子辐射。类似的还有中子射线、宇宙射线等。射线是波长很短的电磁波，称为电磁辐射。类似的还有 X 射线等。　　这些射线的共同特点是： 1 、有一定穿透物质的能力； 2 、人的五官不能感知，但能使照相底片感光； 3 、照射到某些特殊物质上能发出可见的荧光； 4 、通过物质时有产生电离作用。　　射线主要通过电离作用对生物体产生一定的影响。　　射线并不可怕，我们吃的食物、住的房屋，甚至我们的身体内都有能放出射线的物质。我们戴夜光表、作 X 光检查、乘飞机、吸烟都会接受一定的辐射剂量。但是，过高的辐射剂量会引起有害健康的效应。　　核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能 - 热能转换的装置。　　核电厂用的压水反应堆有一个厚厚的钢质贺筒形外壳，腰部有几个进水品和出水口，称为压力容器， 900 兆瓦的压水堆，其压力容器高 12 米，直径 3.9 米，壁厚约 0.2 米。　　压力容器内是堆芯，堆芯由燃料组件和控制棒组件等组成。水在它们的间隙中流过。水在此起两个作用，一是降低中子的速度使之易于被铀－ 235 核吸收，二是带出热量。 900 兆瓦的压水堆一般装有 157 个燃料组件，约含 80 吨二氧化铀。　　压力容器顶装有控制棒驱动机构，通过改变控制棒的位置来实现开堆、停堆（包括紧急停堆）和调节功率的大小。　　一般来说，在核设施（例如核电厂）内发生了意外情况，造成放射性物质外泄，致使工作人员和公众受超过或相当于规定限值的照射，则称为核事故。显然，核事故的严重程度可以有一个很大的范围，为了有一个统一的认识标准，国际上把核设施内发生的有安全意义的事件分为七个等级。只有 4 － 7 级才称为事故。 5 级以上的事故需要实施场外应急计划，这种事故世界上共发生过三次，即苏联切尔诺贝利事故、英国温茨凯尔事故和美国三里岛事故。　　　中国的大部分厂房都是这样的，二代技术，最近又有关于三代技术的厂房，有兴趣的可以去别处查找下，本人水平有限。　　 1 ）反应堆厂房：包括内外安全壳和内部结构以及堆芯熔融物捕捉器。反应堆厂房是双层圆筒形结构，该建筑包容并支撑与一回路相关的主要设施（包括压力容器和主冷却回路，包括主泵，蒸发器和稳压器）。反应堆换料腔和内部结构。辅助设备。厂房的主要功能是防止外部事件对内部反应的影响，确保不发生泄漏。包括一回路发生事故失水，使厂房内压力和温度升高。　　 1.1 ）安全壳：安全壳是双层墙体结构，其中内墙体由预应力混凝土筒体和混凝土穹顶构成，内面衬以钢衬里，保证密封。外安全壳抵抗外部冲击。 1.8 米宽的环形区域将内外安全壳隔离，该区域处于负压状态，收集发生泄漏事故后泄漏物的收集，保证泄漏物在排入大气前被过滤，双层安全壳是考虑在严重事故对环境的有效保护。　　 1.2 ）内部结构：主要功能是提供反应堆压力容器的支撑和附属设备的支撑；人员及设备的生物防护；防止管道的甩击和飞射物对安全壳、各回路以及安全系统的影响。　　 1.3 ）结构描述：内部结构是钢筋混凝土结构包括一次屏蔽墙，二次屏蔽墙，反应堆换料腔；楼板和墙体。　　 1.4 ）堆芯熔融物捕捉器：位于堆芯 CVCS 和 VDS 系统下部分为三部分，由堆坑下部、堆芯熔融物扩展通道和扩张区域组成。表面覆盖细石混凝土。底部有循环水系统，用以事故状态下对熔融物降温，水来自换料储水箱。　　 2 ）安全厂房：安全厂房 14 分为 9 层，分别布置在安全壳两侧；厂房 23 分为 8 层，布置在一起，采用双层墙体。外墙与厂房各楼层分开，通向厂房的门应有门禁系统。　　 3 ）燃料厂房：位于反应堆厂房和安全厂房 2 、 3 相对的位置，与反应堆厂房和安全厂房位于一个筏基础之上。 9 层（ 0.00 -19.5m 区域）。西侧为乏燃料水池及相关设施。东侧为事故废气过滤机组。采用双层墙，门应有门禁系统。　　 4 ）核辅助厂房：核辅助厂房内设置与电厂运行必需的与安全无关的辅助系统，同时设置有部分维修区域。是钢筋混凝土结构，基础与厂房的筏基础是分离的，放射性设备周围设置屏蔽结构以及有系统的隔离。提供充分的生物隔离。　　 5 ）进出厂房：基础厂房内设有为保障人员安全进出核岛所必需的设备和设施。进出厂房的基础和核岛的基础临近，设置沉降缝，允许相对的位移。　　 6 ）放射性废弃物厂房：分为放射性废弃物厂房 (HQB) 和放射性废弃物储存厂房（ HQS ），其可收集、储存、处理液体和固体放射性废弃物。为两个机组公用，它同 1 号机组的核辅助厂房建筑直接连接，用来储存、运输树脂类废弃物以及收集、临时储存、运送废液。在放射性废弃物厂房和 2 号机辅助厂房附属建筑（ 2HQS ）之间连接一条热管，用来输送 2 号机的废液。 7 ）应急柴油机房：（ HD ）是钢筋混凝土结构，其钢筋混凝土筏基及地下部分及外墙使用沥青绝缘材料来防水的。用来放置柴油燃料储存罐、柴油燃料槽房间的楼板、墙体及天花板表面是掺合了憎油材料的水泥砂浆抹面的。　　 8 ）安全厂用水泵房：为混凝土结构，其钢筋混凝土结构设计、配合比及工艺应具备足够的耐久性以保证结构主体能防止地下水和海水的侵蚀，所有与水接触的混凝土表面应使用精细模板，其他地方可以使用粗制模板。　　核电站只需消耗很少的核燃料，就可以产生大量的电能，每千瓦时电能的成本比火电站要低 20% 以上。核电站还可以大大减少燃料的运输量。例如，一座 100 万千瓦的火电站每年耗煤三四百万吨，而相同功率的核电站每年仅需铀燃料三四十吨。核电的另一个优势是干净、无污染，几乎是零排放，对于发展迅速环境压力较大的中国来说，再合适不过。　　 2007 年，中国核电总发电量 628.62 亿千瓦时，上网电量为 592.63 亿千瓦时，同比分别增长 14.61% 和 14.39% 。田湾核电站 2 台 106 万千瓦的机组分别于 2007 年 5 月和 8 月投入商运，中国核电运行机组达到 11 台，运行总装机容量达 907.8 万千瓦。　　截至 2007 年底，中国电力装机容量达到 7.13 亿千瓦，全国电力供需继续保持总体平衡态势。同时，随着田湾核电站两台百万千瓦核电机组投产，目前全国核电装机容量已达 885 万千瓦。　　 2007 年全国水电、火电装机容量均保持超过 10 ％的增长，分别达到 1.45 亿千瓦和 5.54 亿千瓦。而风电并网生产的装机总容量则实现翻番，达到 403 万千瓦。　　中国对于核电的发展已经开始放宽政策，长期以来，中国官方一直强调要有限发展核电产业。而在 2003 年以来，中国出现了全面性能源紧张。在这种情况下，国内关于大力发展核电产业的呼声日益强烈。高层关于发展核电的这一最新表态无疑是值得肯定的，因为它确立了核电产业的战略性地步，不但对解决中国长期性的能源紧张有积极意义，而且也是和平时期保持中国战略威慑能力的理想途径，可谓一箭双雕。　　中国目前建成和在建的核电站总装机容量为 870 万千瓦，预计到 2010 年中国核电装机容量约为 2000 万千瓦， 2020 年约为 4000 万千瓦。到 2050 年，根据不同部门的估算，中国核电装机容量可以分为高中低三种方案：高方案为 3.6 亿千瓦（约占中国电力总装机容量的 30% ），中方案为 2.4 亿千瓦（约占中国电力总装机容量的 20% ），低方案为 1.2 亿千瓦（约占中国电力总装机容量的 10% ）。　中国国家发展改革委员会正在制定中国核电发展民用工业规划，准备到 2020 年中国电力总装机容量预计为 9 亿千瓦时，核电的比重将占电力总容量的 4% ，即是中国核电在 2020 年时将为 3600-4000 万千瓦。也就是说，到 2020 年中国将建成 40 座相当于大亚湾那样的百万千瓦级的核电站。　　从核电发展总趋势来看，中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行，当前发展压水堆，中期发展快中子堆，远期发展聚变堆。具体地说就是，近期发展热中子反应堆核电站；为了充分利用铀资源，采用铀钚循环的技术路线，中期发展快中子增殖反应堆核电站；远期发展聚变堆核电站，从而基本上永远解决能源需求的矛盾。　　国际核电企业以日系为中心，形成三足鼎立的局面：日本富士财团的日立 ― 美国通用、日本三井财团的东芝 ― 美国西屋、日本三菱财团的三菱重工 ― 法国阿海珐。日本在核电技术和市场的垄断雏形已经出现，中国加快发展核能应用的能源战略调整必然受制于日本。　　自 1951 年 12 月美国实验增殖堆 1 号（ EBR-1 ）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有 50 多年的发展历史。截止到 2005 年年底，全世界核电运行机组共有 440 多台，其发电量约占世界发电总量的 16% 。　　纵观核电发展历史，核电站技术方案大致可以分四代，即：　　第一代核电站：核电站的开发与建设开始于上世纪 50 年代。 1954 年，前苏联建成电功率为 5 兆瓦的实验性核电站： 1957 年，美国建成电功率为 9 万千瓦的 shipping port 原型核电站，这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。　　第二代核电站：上世界 60 年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在 30 万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。上世纪 70 年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的大发展。目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，习惯上称之为第二代核电机组。　　第三代核电站：上世纪 90 年代，为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台了先进轻水堆用户要求文件，即 URD 文件（ utility requirements document ）和欧洲用户对轻水堆核电站的要求，即（ EUR ）文（ European utility requirements document ），进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足 URD 文件或 EUR 文件的核电机组称为第三代核电机组。对第三代核电机组要求能在 2010 年前进行商用建造。　　第四代核电站： 2000 年 1 月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十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 ），于 2001 年 7 月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能技术。根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。　　第一代核电站为原型堆，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景；第二代核电站为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站；第三代核电站为符合 URD 或 EUR 要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要方向之一；第四代核电站强化了防止核扩散等方面的要求，目前处在原型堆技术研发阶段。; 个人分类: 未分类|2682 次阅读|0 个评论

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标签: 核电技术

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