国内外核电发展现状和前景.ppt

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1、国内外核电发展现状和前景,CNPE 研究员级高工 曹瑞鼎,核 电 站 核电站是利用原子核内蕴藏的能量大规模生产电力的新型发电站.他大体上可以分为三部分:一部分是利用核能产生蒸汽的核岛 NI,包括核反应堆和一回路系统;另一部分是利用蒸汽发电的常规岛 CI,包括汽轮发电机系统,这一部分与普通火电厂大同小异;第三部分是为核岛,常规岛服务的配套系统 BOP.核电站使用的燃料称为核燃料,核燃料含有易裂变物质铀-235,一座100万千瓦的核电站每年只需要补充25顿左右的核燃料,而同样规模的烧煤电厂每年需要烧煤300万顿.目前国际上技术最成熟的核岛设计多采用压水式反应堆.当前我国已建成正在运行的11座发电堆

2、中,9座是加压轻水堆,2座是加压重水堆 他们全建在沿海地区.压水堆核电站使用核燃料在 反应堆内发生裂变,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。.,1 核能基础,1)原子和原子核:一切物质都是由原子组成的,原子由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的;原子核一般由质子和中子组成;同一种元素的原子具有相同的化学性质,他们的原子核中质子数相同,但中子数可能不同.2)链式裂变反应:裂变反应是由中子引起的,反应的结果又产生 新的中子,如果能

3、利用新的中子引起新的核裂变,裂变反应就能连续不断的进行下去,这就是链式裂变反应.50多年前,科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子后能分裂,放出23个中子,同时放出大量能量(核裂变能).3)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.,(1)核裂变:一些重元素(如铀-235、钚-239)的原子核在一个中子轰击下,分裂成两个或两个以上质量相近的新原子核(也称裂变碎片),并放出23个中子、和射线以及200MeV能量的现象,称为重核裂变反应(见图1),4)核反应堆 核

4、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.,5)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

5、堆上千座，其分类也是多种多样。按能谱分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气 冷堆和钠冷堆。按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对 物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面 进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船 的推进动力和核能发电。世界上动力反应堆可分 为潜艇动力堆和商用发电反应堆。核潜艇通常用 压水堆做为其动力装置。商用规模的核电站用的 反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气 冷堆和快堆等。,6)核燃料循环

6、：从核燃料进入反应堆前的制备，经反应堆中燃烧和随后的处理，直至最终处置的过程（见图3）,2世界核电发展现状,1954年苏联建成世界上第一座电功率5000KWe实验性核电厂,1957年美国建成电功率9万KWe的希平港原型核电站以来，世界核电已取得了长足发展。据统计，2006年全世界正在运行的核电机组有441个（其中轻水堆核电机组约占80%，重水堆核电机组约占8%，轻水堆核电机组中压水堆机组占了76%，沸水堆机组约占34），分布在31个国家或地区，年发电量占世界总发电量的16%。另外，正在建造的核电机组有25台。目前，世界核电主要分布在北美（美国、加拿大）、欧洲（法国、英国、俄罗斯、德国）和东亚（

7、日本、韩国），这8个国家的核电机组数量占全世界总和的74%，其装机容量则占79.5%。核电装机容量排名前三位的美国、法国和日本的核电机组之和占全世界的49.4%，装机容量占56.9%（见表2）,表1 世界各国2006年核电装机容量及发电量统计,美 国美国第一座核电厂建成于1975年12月。近50年来美国总共建成商业核电机组132台，除去已经关闭的28台目前仍在运行的有103台，居世界之最。它们分布在美国的31个州（见图4）2006年美国核能发电量约为7804亿千瓦小时，占全国总发电量的19.3%。,美国核电发展的特点：开发阶段起步早，堆型多，建设阶段大起大落。由于美国资金雄厚，早期采用多种堆型

8、进行试验，经大量试验后，较早地确定了轻水堆。1975年美国核电发展达到顶峰，此前发展过猛，此后紧急刹车。美国现有的核电机组全是早期建成的。三十多年来，美国没有新建一台核电机组。三里岛事故是促使美国核电发展急刹车的主要原因。这次事故虽然没有造成环境污染，但给电力公司造成巨大经济损失。,三里岛事故后，美国已经订货的核电机组停止制造，正在建造的下马，刚刚建成的机组不让运行。三里岛事故后，美国核安全标准变得过于苛刻，审批手续复杂，时间拖得很长，造成建设周期延长，成本增加得让电力公司难以承受。另外，燃料和高放废物最终处置问题也是困扰美国核电发展的大难题。美国政府经过二十年的努力才落实最终处置场，定点在内

9、华达州尤卡山。经过三十多年的停顿后，目前美国核能事业正在复苏。在核燃料循环方面，美国过去一直是采用开式循环，燃料暂存不经过处理直接送到最终处置库。为了减少环境污染，降低最终废物处置量，目前美国正在改变核燃料循环技术路线，积极开发先进的后处理技术。,法国,法国一次能源短缺，在世界第一次石油危机之后，决心发展核电，目前正在运行的核电机组有59个，核电总装机容量6613万千瓦，2006年总核电量为4309亿千瓦小时，占总核电量的78.5%，核电比例位居世界第一。法国核电发展的特点是：一直稳步发展，面对世界上出现的两次大的核事故，法国发展核电的决心、政策和计划从不动摇。技术路线方面，法国核电堆型统一、

10、标准化、系统化、程度化，由此带来的好处是安全审批程序较简单，审批时间短，建造周期较短，核电成本较低。,在厂址选择和布局方面，除沿海布置外，内陆滨河厂址也较多（见图5）采用闭式燃料循环，后处理技术先进，并重视发展快中子增殖堆，力图充分利用核燃料。,日本,日本一次能源严重匮乏，一直坚持积极发展核电的政策。目前日本运行的核电机组有55台，2006年核电总装机容量为4858万千瓦，核能发电量为2807亿千瓦小时，占全国总发电量的29.3%。同法国一样，世界上两次大的核事故并未动摇日本发展核电的基本方针，日本核电一直稳步增长。在核电堆型选择方面，日本的压水堆和沸水堆核电机组并行发展，两者数量相近。,日本

11、是个多地震国家，核电厂址安全停堆地震（SSE或SL-2）的地震动水平峰值加速度都比较高（见图6）,日本柏崎核电厂是目前世界上装机总容量最大的核电厂（总装机容量8841兆瓦），其中的两台ABWR机组是目前世界上最先进上午轻水堆核电机组（见图7）。,3世界核电发展前景,1）概述 由于化石燃料的供应和价格经常受到国际政治外交和军事冲突的影响，温室气体排放造成的环境问题压力日益加剧，加上两次大事故后世界核电的运行业绩和技术进步，使得世界上许多国家又把发展清洁能源的注意力又重新转向核能。在经历了上世纪八、九十年代的低潮后，世界核电正在走向复苏，今后许多国家将大规模建造先进的核电机组，并继续开发先进核能系

12、统。总的发展路线图是：现有核电机组延长使用寿命新建第三代轻水堆机组开发第四代核能系统开发核能制氢,2）美国的核能复苏 2001年，美国政府和核电工业部门开始谈论“核能复苏”。2001年5月17日，美国总统布什颁布美国新的核能政策时指出“应该发展清洁的、资源无限的核能”，要“把扩大核能作为国家能源政策的重要组成部分”，并提出促进核能复苏和发展的一些具体政策。2004年10月以前，美国核管理委员会（NRC）批准了19台正在运行的核电机组延长运行时间20年（从40年延长到60年）。近期，美国政府为新建核电机组的业主（电力公司）提供大额风险保险金。同时，美国还积极开展第四代核能系统的开发工作。,3）核

13、电技术的分“代”按照目前约定成俗的说法，现有的核能系统分为三代:上世纪五十年代末至六十年代初建造的第一批原型核电 机组为第一代；(2)六十年代至七十年代大批建造的单机容量为6001400KW的标准型核电机组为第二代，它们是目前世界上正在运行的441台核电机组的主体；(3)八十年代开始发展、九十年代后期投入市场的先进轻水堆（APWR、ABWR）核电机组为第三代;(4）上世纪与本世纪之交提出的、目前正在开发的先进核能系统为第四代。,4）第三代核能系统-满足URD或EUR要求,URD（用户要求文件）要求举例:设计寿期 60年厂址包络性 SSE=0.3g燃料热工裕度 15%堆芯熔化概率 10-5/堆年

14、放射性大量释放概率 10-6/堆年设计可利用率 87%换料周期 18个月非计划紧急停堆 1次/年建造周期 54个月先进仪控系统非能动安全特性严重事故缓解措施,4)第四代核能系统（1）背景 第四代核能系统的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核发达国家于2000年组建了Gen-核能国际论坛。2003年，美国、法国、日本、英国、加拿大、韩国、阿根廷、南非、巴西、瑞士、欧洲原子能等同体共11个国家和组织决定共同开发第四代核能系统。2006年7月上述11个会员组织接纳俄罗斯为第四代核能国际论坛成员。,（2）Gen-研发目标 安全 堆芯熔化概率 10-6/堆年

15、 放射性大量释放概率 10-7/堆年 经济 初投资 1000美元/KW 总的电力生产成本 3美分/KWh 建设周期 3年 可持续发展 洁净空气（废物量极少）长期可靠 燃料利用率高,（3）第四代堆型 钠冷快堆系统（SFR）铅冷快堆系统（LFR）气冷快堆系统（GFR）超高温气冷快堆系统（VHTR）超临界水冷快堆系统（SCWR）熔盐堆系统（MSR）,5）核能制氢 2001年5月，美国政府在其发布的国家能源政策报告中提出发展氢能。2001年，美国能源部提出美国向氢经济过度的2030年运景展望报告。2002年，美国能源部出台了国家氢能源路线图。2003年初，布什总统在其国情咨文中宣布启动氢燃料计划。20

16、03年11月20日，由美国、澳大利亚、巴西、加拿大、中国、意大利、英国、沐岛、挪威、德国、法国、俄罗斯、日本、韩国、印度、欧盟 参加的氢经济国际伙伴计划在华盛顿宣告成立。美国、日本、韩国、法国、南非等国家都把发展高温气冷堆的长远目标 定义核能制氢，有的国家定义发电机制制氢双重目标。,4我国核电发展现状,1）概述 我国的核能事业开始于1955年，但核能发电起步较晚，上世纪七十年代开始设计工作，1985年开始建设我国大陆第一座核电厂（即秦山核电厂）,1994年投入运行。其后,除1996年开工建设的秦山2期核电厂是自主设计外;先后从法国引入大亚湾2984MWe和蛉澳一期轻水核电站,从加拿大引入秦山3

17、期2750MWe重水核电站,从俄罗斯引进田湾21060MWe核电站.我国大陆已投入商业运行的11台核电机组，其总装机容量约为900万千 瓦。2007年核发电量近600亿千瓦小时，大约占全国总发电量的1.8%。,我国大陆现有三个核电基地，即浙江秦山核电基地，已建成5个核电机组，在建4个机组；广东大亚湾核电基地，已建成4个核电机组，在建2台机组；江苏田湾核电基地，2台核电机组已投入运行；在其它地区正在建设的核电厂有：辽宁红沿河4台机组；福建宁德2台机组，福清2台机组；（图8、表3）,表2 中国大陆已投入运行和在建的核电厂,秦山一期,浙江秦山一期30万千瓦机组是我国自主设计、建造和运营的第一个原型堆

18、核电机组（图9）。它的建成结束了我国大陆无核电的历史，使我国成为继美、英、法、前苏联、加拿大和瑞典之后世界上第7个能自行设计、建造核电厂的国家。,秦山一期核电机组自1994年4月投入商业运行以来，安全稳定运行业绩良好，截止2005年12月15日，累计发电量260亿千瓦时，取得了良好的经济效益和社会效益，同时为秦山二、三期的建设提供了建设滚动资金。,秦山二期,秦山二期核电厂是我国首座自主建设、自主建造、自主管理、自主运营的2650MWe级商用压水堆核电厂。两台机组分别于2002年4月15日和2004年5月3日投入商业运行（图10、表4）。,表3 秦山二期主要技术经济指标,施工区 2530公顷 生

19、活区 12公顷*厂区占地按4态机组考虑 3号、4号堆反应堆占地56公顷，秦山二期施工时可以利用。由于秦山二期两个机组的成功建设和投产后的良好运行业绩，国家批准秦山二期核电厂扩建两台同类型核电机组，这两个机组目前正在建造中。,秦山三期,秦山三期核电厂是引进加拿大重水堆技术建造的两台728MW级重水堆核电厂。两台机组先后于2002年12月31日和2003年7月24日投入商业运行。目前他们正在安全运行。（图11）,大亚湾核电厂,广东大亚湾核电厂是我国引进国外资金、设备和技术建设的首座2900MW级商用压水堆核电厂。两台单机容量984MW压水堆机组的核岛部分采用的是法国压水堆技术（图12、表5）。大亚

20、湾核电厂年发电量约150亿千瓦时，70供香港，30送广东电网。,表4 大亚湾核电厂主要技术经济指标,单机主系统 350个，分系统1000个，接口10000个核岛主设备（单机）压力容器 260t 蒸发发生器 326t 稳压器 85t 主 泵 104t 环形吊车总起重能力 365t 常规岛主设备（11000t）包括：气轮发电机组、汽水分离再热器、凝汽器、除氧器、给水泵、高低压加 热器、主变等。常规岛 大口径管道 19000m 小口径管道 42000m 焊缝接头 22000个两个机组共使用：混凝土 1823万m3 钢 筋 3万t 模 板 4万m3筑防波堤 1.4km，抛放重混凝土4000块，1744

21、t/块*，3000港币/块。大亚湾核电站占地面积 239公顷 其中：主厂区（NI、CI、BOP）61公顷 施工准备区 42公顷 生活区 50公顷 采石场和排土场区 16公顷 不能利用的山地 70公顷,岭澳核电厂,广东岭澳核电厂一期工程建成两台单机容量为984MW的压水堆核电机组，它们以大亚湾核电机组为参考，综合经验反馈、新技术应用和核安全发展的要求，实施了若干改进。两台机组先后于2002年5月28日和2003年1月8日投入商业运行，目前运行性能良好。2004年7月，国务院批准建设岭澳二期工程，其规模和机组与岭澳一期相同。两台机组将分别于2010年和2011年建成并投入商业运行。,田湾核电厂,江

22、苏核电厂采用的是俄罗斯AES-91型压水堆核电机组（图13）。两台机组的单机容量为1060MW。,AES-91型核电机组设计中，反应堆厂房采用双层安全壳，安全系统采用完全独立和实体隔离的4通道（N3），设置堆芯熔融物捕集与冷却系统等缓解严重事故后果的安全设施，采用先进燃料组件和全数字化仪控系统等。因此，田湾核电厂在设计上是安全和先进的。田湾核电一号机组已于2006年5月12日首次并网成功，二号机组也于2007年8月并网发电。由于调试过程中发现两台机组均存在设备制造质量问题，目前尚未正式进入商业运行。,台湾省核电现状,我国台湾省现有6个核电机组正在运行，另有2个在建设过程中。投运的6个机组总装机

23、容量为4904MW，在建2个机组为21356MW（见表6）。其中6个机组位于台湾省台北东北部，2个机组位于台湾省南端（见图14）。四个核电厂址总共可容纳20个机组。,表5 台湾省核电厂一简表,5我国核电发展前景,我国目前核电规模不大，核发电量占全国中发电量比例甚小，与世界核电平均水平相差甚远。其主要原因是过去我国核电在国家能源战略中的作用和地位无足轻重。为了满足我国电力增长需求，保障能源供应安全、调整能源结构、减少环境污染、保证社会和国民经济持续发展，我国近来调整可核电政策，由过去的“适度发展核电”转变为“积极发展核电”。2006年3月国务院通过了我国中长期核电发展规划（2005-2020年）

24、。按此规划，到2020年，我国大陆核电运行机组总装机容量将达到4000万千瓦并在建核电机组1800万千瓦。这相当于要求在今后1415年内，平均每年要建成两个百万千瓦级核电机组。,目前应该说是中国核能发展的第三阶段，国家已将核电作为能源战略的重要组成部分。其方针是“积极推进核电建设”。到2020年核电在国家电力的比例将为45，中国将建至少30座100万千瓦级的核电站。根据国家中长期能源发展形势和前景分析，在2050年我国的能源需求的研究报告中指出，核电占一次能源的比重应提高到12.5%，总装机容量达到240GW。核燃料循环各环节生产能力到2020年也要在现有基础上提高46倍。,据能源研究部门预测

25、，2035年我国核能发电量有望达到当年全国电力总发电量的16%，约为3亿千瓦时。即在大约30年后，我国核能发电有望达到目前世界核电发展的平均水平。当前，在国家“积极发展核电”的战略方针鼓舞下，全国掀起了大力发展核电的热潮。除了已有核电建设和运行经验的中国核工业集团公司和中国广东核电集团有限公司外，全国五大发电集团-中电投、大唐、华能、华电和国电集团也正积极在全国有可能建设核电机组的省市选择核电厂址，开展核电建设前期工作。同时全国大约有17个省市也在本省市范围内普查核电厂址，积极开展核电前期准备工作（见表7、表8）。以广东为例。根据国家“积极发展核电”的方针，广东省提出了至2020年建成核电装机

26、容量达到2400万千瓦，在建1000万千瓦的核电发展目标。,6我国核电发展技术路线,1）从长远来讲，我国核电发展执行热堆-快堆-聚变堆三步走的方针。2）在发展和利用热堆阶段，执行1982年回龙观会议确定的以压水堆为主技术路线。3）裂变堆核电的技术路线为：近期主要采用经改进的第二代核电技术，建设一批核电机组；同时开发第三代和第四代核电技术。4）国务院于2006年2月发布的国家中长期科学技术发展规划纲要中，已将“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站”列为16个国家重大科技专项之一。5）浙江三门，广东阳江，山东海洋共6个100万千瓦级核电机组作为我国核电自主化依托项目，已通过国际招标分别与美国Westi

27、nghouse和法国Areva签订了引进AP1000和EPR技术协议。,6）上述项目投标单位和堆型为：日本东芝公司控股的美国西屋电器公司（美国先进压水堆）AP1000 法国阿海珐（Areva）公司欧洲先进压水堆EPR7）国产第三代压水堆核电示范工程将于2010年左右开工建设，2015年后逐步推广，2020年后将成为我国大规模核电建设的主力机型。8）根据4）中提到的“纲要”，我国也在开发高温气冷堆，一方面作为压水堆发电的补充，同时也为发展第四代核能系统和核能制氢提供技术基础。,AP1000设计特点:1 净电功率1117MWe,热功率 3415MWt2 即使10%的蒸汽发生器的管子堵塞,也能达到额

28、定功率3 堆芯设计合理,堆芯功率运行参数运行裕量在15%以上;4 缩短了进程时间,从业主订货到投入运行用5年时间,建造工期为3年;5 主要安全系统采用非能动型,这些系统在事故发生后72小时内无需操作员干预,并且能在没有交流电源的情况下仍能保证堆芯和安全壳冷却想到长一段时间;6 预计堆芯损坏频率为2.4107/a,大量放射性释放频率为1.95 2.4108/a;7 职业辐照剂量低于0.7 人.SV/a;8 堆芯设计成18个月燃料循环周期;9电厂设计寿命60年,期间不需更换反应堆压力容器;10 电厂总体可利用率在93%以上,非计划停堆目标值小于1次/年;11 一回路管道破前泄漏破口直径大于15.24cm,主蒸汽管道也如此;,保安得到加强,所有安全停堆设备均设于安全性更强的钢筋混凝土核岛厂房内;抗震设计等级水平加速度0.3g;符合URD和EUR要求;堆芯熔化后堆芯碎片仍留在压力容器内,这样可大大减少评价压力容器外严重事故现象而导致安全壳失效和反放射性物质泄漏到环境过程的不确定因素;16 堆芯顶端以下不再设置反应堆压力容器贯穿件,这就消除了反应堆容器泄漏导致冷却剂丧失事故的可能性,而压力容器泄漏会导致堆芯裸露.,