4代核電站的發(fā)展歷程
發(fā)布時(shí)間:2014-05-13 新聞來(lái)源:一覽電力英才網(wǎng)
一、核電站的第一、二、三、四代
1、核電發(fā)展簡(jiǎn)史
自1954年前蘇聯(lián)建成電功率為5兆瓦的實(shí)驗性核電站以來(lái),核電技術(shù)不斷進(jìn)步,其發(fā)展進(jìn)程可以劃分為第一、二、三、四代。
2、第一代核電站證明了技術(shù)上的可行性
第一代核電站是指各國在上世紀五十年代開(kāi)發(fā)建設的實(shí)驗性原型核電站,證明了利用核能發(fā)電的技術(shù)可行性。
第一代核電站有:
1954年,前蘇聯(lián)建成電功率為5兆瓦的奧布涅斯克實(shí)驗性核電站;
1956年,英國建成卡德豪爾石墨氣冷堆原型核電站;
1957年,美國建成希平港壓水堆原型核電站;
1960年,美國建成德累斯頓沸水堆原型核電站;
1962年,加拿大建成重水堆原型核電站。
3、第二代核電站證明了商業(yè)運行上的可行性
第二代核電站是指上世紀七十年代到現在正在運行的大部分商業(yè)核電站,它證明了發(fā)展核電站在商業(yè)運行上是可行的,也使世界核電得到了較快發(fā)展。
4、吸取第二代核電在安全上的教訓對規模發(fā)展核電提出的新要求
在上世紀七十至八十年代期間,世界核電先后發(fā)生了美國三哩島、蘇聯(lián)切爾諾貝利以及日本福島核電站三起嚴重事故,不斷增加了人民對核電安全的關(guān)注度。
針對公眾對核電安全性、經(jīng)濟性的疑慮,美國電力研究院在美國能源部和核管會(huì )的支持下,制定出了《美國用戶(hù)要求文件(URD)》,對新建核電站的安全性、經(jīng)濟性和先進(jìn)性提出了要求。隨后,歐洲也出臺了《歐洲用戶(hù)要求文件(EUR)》,表達了與URD文件相同或相似的要求。
URD對新建核電站的主要要求:
①更大的功率(100-150萬(wàn)千瓦);
②更高的安全性(大量放射性向環(huán)境釋放的概率小于10-6/堆*年);
③更長(cháng)的壽命(由40年延長(cháng)至60年);
④更短的建設周期(48-52個(gè)月);
⑤更好的經(jīng)濟性(批量化之后大幅度降低造價(jià))。
5、第三代核電站的優(yōu)越性
第三代核電站技術(shù)是指滿(mǎn)足《美國用戶(hù)要求文件(URD)》或《歐洲用戶(hù)要求文件(EUR)》,具有更高安全性的新一代先進(jìn)核電站技術(shù)。它具有以下優(yōu)越性:
①在設計上必須具有預防和緩解嚴重事故的設施;
②在經(jīng)濟上能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣機組相競爭;
③在能源轉換系統方面大量采用二代的成熟技術(shù),可以在近期進(jìn)行商用建造。
6、第四代核電站著(zhù)眼于核能更長(cháng)遠發(fā)展
第四代核電技術(shù)是指目前正進(jìn)行概念設計和研究開(kāi)發(fā)的,在反應堆和燃料循環(huán)方面有重大創(chuàng )新的核電站,其安全性和經(jīng)濟性更加優(yōu)越、廢物量較少、無(wú)需廠(chǎng)外應急、具有防擴散能力。
第四代核電技術(shù)最快能在2030年以后開(kāi)始商業(yè)應用。
國際上一些工業(yè)發(fā)達國家已組成第四代核能?chē)艺搲?font face="Times New Roman">(GIF),協(xié)調和組織進(jìn)行第四代核能利用系統的研究和開(kāi)發(fā),我國也已參加。GIF初步確定六種候選堆型,包括:超臨界水冷堆、極高溫氣冷堆、帶燃料循環(huán)的鈉冷快堆、氣冷快堆、鉛冷快堆和熔鹽堆。
二、第三代核電技術(shù)是當今國際上核電發(fā)展的主流
1、第二代核電技術(shù)在安全上的教訓
由于第二代核電的設計沒(méi)有把預防和緩解嚴重事故作為必須措施,全世界核電站運行50多年以來(lái)發(fā)生過(guò)三次嚴重事故:1979年的美國三哩島核電站堆芯熔化事故、1986年的前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站大量放射性向環(huán)境釋放事故,以及2011年日本福島核電站因9.0級地震并引發(fā)海嘯導致的核泄漏事故。
三次事故說(shuō)明:第二代核電技術(shù)設計低估了發(fā)生嚴重事故的可能性。因此,第三代核電把預防和緩解嚴重事故作為設計上必須要滿(mǎn)足的要求。這是第三代和第二代在安全要求上的根本差別。
2、第三代核電的設計目標
①第三代核電機組有更高安全目標
堆芯熱工安全裕量>15%
堆芯熔化概略≤1.0*10-5/堆*年
大量放射性向環(huán)境釋放概率≤1.0*10-6/堆*年
②第三代核電機組有更好的經(jīng)濟性,能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠(chǎng)相競爭
機組額定功率 100-150萬(wàn)KW(e)
可利用因子>87%
換料周期18-24月
電站壽命60年
建設周期48-52月
三、第三代核電站的安全特點(diǎn)
我國核電站當前的安全要求:《核動(dòng)力廠(chǎng)設計安全規定》+《“十二五”期間新建核電項目安全要求》。
概率安全分析報告是國家核安全局許可證審批必須提交的文件之一。通常采用概率分析方法評估堆芯熔化概率和大量放射性向環(huán)境釋放概率。
AP1000的堆芯熔化概率和大量放射性向環(huán)境釋放概率比現有的第二代核電機組約小100倍,即安全性提高了近100倍。
第三代核電技術(shù)采用了很多預防和緩解嚴重事故的措施。
四、為實(shí)現第三代核電安全目標的兩種設計思路
1、EPR的“加法”思路
EPR采取了“增加專(zhuān)設安全系統”的思路,即在第二代的基礎上再增加和強化專(zhuān)設安全系統。例如,安全注射、堆芯余熱排出、應急安全電源燈系統都由二系列增加為四系列,同時(shí)增設堆芯熔融物捕集和冷卻系統以防止安全殼熔穿。
2、AP1000“減法”設計思路
AP1000采用“非能動(dòng)技術(shù)”的路線(xiàn),利用自然界物質(zhì)固有的規律來(lái)保障安全:利用物質(zhì)的重力,流體的自然對流、擴散、蒸發(fā)、冷凝等原理在事故應急時(shí)冷卻反應堆廠(chǎng)房(安全殼)和帶走堆芯余熱。
3、AP1000“減法”設計思路的優(yōu)越性
AP1000和EPR的核級系統、設備,以及某些非核級設備的特征和數量的比較:
① 械設備
②安全級電氣設備
AP1000與EPR相比安全級電纜縮短了85%,安全級電氣設備基本上限于直流設備。取消了1E級的應急柴油發(fā)電機組。
③ AP1000和EPR的建造工作量的比較
土建施工中核安全級的構筑物混凝土澆筑量每臺機組AP1000約為5萬(wàn)立方米,EPR約為20萬(wàn)立方米。
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