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核能发电概况及在电力行业中的发展前景核能发电的基本原理反应堆的物理基础反应堆材料各种反应堆电厂介绍核电厂的安全性核电厂的经济性 核能发电 nuclearelectricpowergeneration 一 核电站发展概况 developmentofnuclearpowerstation 核能 nuclearenery 是原子核粒子重新组合和排列时所产生的能量 又称原子能 atomicenery 裂变反应 fissionreaction 较重原子核分裂成两个较轻原子核 例 一个U 235原子核裂变成两个较轻原子核聚变反应 fusionreaction 两个较轻原子核结合成一个较重原子核 例 两个氚原子核结合成一个较重原子核 原子核链式裂变反应图 1kg汽油燃烧放出热量4 104kJ1kg标准煤燃烧放出热量3 104kJ1kg铀 235裂变放出热量8 32 1010kJ 2000T汽油 2800T标准煤1kg氚聚变放出热量3 5 1011kJ 4kg铀 235 原子能利用的发展史 1938年德国内哈恩和斯特拉斯曼首先发现铀的裂变现象1942年美国首先建成第一座核反应堆1945年美国制成第一颗原子弹1951年美国首次利用核能发电 实验增殖堆1号 EBR 1 1954年6月苏联建成第一座核电站 功率为5kw 五十年代后期 核电站得以迅速发展 现技术已较为成熟 据1998年统计 全世界已有437座核电机组在运行 核电量占全世界总电量的24 6 至2000年为24 到2010年略降为21 7 预计以后仍然以每年1 7 的速度增长 预计2015年亚太地区的发电量将增加80 119 其中包括新建的核电站 目前 世界上核装机容量最大为美国 占世界的1 3 其次为法国 1995年 占全国发电量的80 原苏联 日本 1 3 等国 1979年3月 美国发生了三里岛核电厂事故 1986年4月 苏联发生了切尔诺贝利核电厂事故1999年9月 日本茨城县东海村核燃料制造厂发生核泄露事故核电发展受到严重影响 核电建设工期也逐渐拉长 美国核电平均建设工期1967 1972年52个月1973 1978年78个月1979 1983年121个月1989年183个月 帕水埃尔压水堆核电厂 法国 4 1330MW 我国的核电发展 八十年代初决定发展 方针 以我为主 中外合作 浙江秦山核电站 自主设计 1985年3月20日开工一期工程300MW压水堆机组 1991年12月15日并网 1994年投入商业运行 二期工程2 600MW压水堆机组 核工业二院设计 1996年6月开工 预计2003年前并网发电 三期工程2 700MW重水堆机组 加拿大 核岛CANATOM由卡拿通公司设计 常规岛由美国百可得公司设计 1998年6月开工 计划于2003年11月以前建成 广东大亚湾核电站 同香港合营 引进法国技术设备2 984MW压水堆机组 1987年8月7日开工 1994年2月和5月分别建成投入运行 造价40 72亿美元 70 电力外销香港 30 内销广东 广东岭澳核电站 计划建造4 1000MW核电机组 首期2台已于1997年5月开工 预定分别在2002年7月和2003年3月投运 主要设备由国外供货 约15 技术含量较高的关键设备由国内分包制造 秦山核电厂全貌 中国 压水堆 1 300MW 江苏连云港田湾核电站由中国和俄罗斯合作计划建造4台百万级VVER核电机组 一期工程2 1060MW总投资约260亿人民币 1999年10月开工 预计两座机组分别于2004年和2005年建成并投入商业运行 从长远看该站址可容纳6 8台大型机组 辽宁瓦房店核电站计划由中国和俄罗斯合作计划建造4台百万级压水堆核电机组 分两期建造 现协议已签 正在做项目的可行性研究报告 我国政府计划在今后五年内主要扩大核电部门 计划在沿海的浙江 三门 广东 岭澳二期 山东 海阳 江苏 田湾 福建 惠安 建设 均为2 1000MW核电机组 还有一些常规能源较缺的内陆省份 如江西 湖南 湖北 广西和吉林等也申请建设核电站 现已勘查证明有十个场址适于建设核电站 我国的核电建设已由起步阶段步入小批量建设阶段 我国核电的制造能力 我国第一个核电出口项目 巴基斯坦恰希玛核电站 经过7年的建设 于2000年6月13日16时5分 当地时间 并网成功 功率为30万千瓦 由中国提供全套设备 哈尔滨电机厂有限责任公司为核电秦山联营公司生产的国内单机容量最大的65万kW核汽轮发电机研制成功 上海第一机床厂和法国法马通公司为广东岭澳核电站合作制造的反应堆堆内构件通过验收 大亚湾核电厂 中国 压水堆 2 984MW 台湾 70 80年代建成4个沸水堆 2个压水堆发电机组 总容量4890MW 1993年 核电占台湾总发电量的33 5 世界发展趋势 21世纪 将有58个国家和地区 建造总容量达8亿kw的核电站 占世界总发电量的35 以上 二 核电站工作原理 theoperationprincipleofnuclearpowerstation 原子能电厂实际就相当于 核反应堆代替常规锅炉 以核燃料取代普通燃料的热力发电厂 反应堆 reactor 是一个进行可控核裂变反应 从而将核能转变为电能的装置 核燃料在反应堆中进行核裂变的链式反应 裂变反应放出的能量 均通过裂变碎片与邻近原子核的碰撞转化为热能 该热能由冷却剂 载热剂 带出堆外 铀235受中子轰击时 中子速度 2200m s才可引起核裂变 所以 反应堆中还须加慢化剂 以降低中子速度 为控制反应堆中链式反应进行的速度 一般在反应堆内插入若干根用镉制成的安全棒来吸收部分中子 以确保安全 主循环泵要求在断电10s内 冷却剂流量 50 额定值 以保证燃料元件及堆芯得到最低限度的必要冷却 一般该泵容积流量 20000m3 h 功率 5000kw稳压器的作用是在负荷突变时 可分别采用电加热或喷水的方法来保证冷却剂的压力基本稳定 蒸汽发生器的作用是让工质吸收冷却剂的热量而产生蒸汽 核汽轮机是半速饱和蒸汽轮机 核反应堆类型 三 反应堆物理基础1 原子核结构原子由原子核 和电子 组成原子核由质子 和中子 0 组成原子核密度极大其质量约占原子质量的99 94 以上 而体积仅占原子体积的百万分之一 电子的质量极小 仅为中子的 但电荷量与质子相同 质子与中子质量基本相同 A 核子数 Z 原子序数 A Z 中子数原子序数Z相同 而质量数A不同的元素称为同位素 天然铀有三种同位素 原子序数Z均为92 0 006 0 714 99 28 2 核能和核反应质子与质子间存在一种很强的吸引力 核力 它能克服质子之间的电磁排斥力而把核子凝聚在一起 它是一种短程力 只有在很小的距离内 约 才能发生作用 结合能 核力 磁斥力 结合能越大 核子结合越紧 平均结合能曲线 若原子核在某种东西的轰击下发生破裂 则可放出比任何化学反应要大几百倍的能量 原子能 或 核能 质量和能量是可以相互转化的 爱因斯坦从相对论得出质量与能量之间的相互关系 m 质量 kg c 光速 m s 平均结合能 E 能量 J 由图可知 A 125时 核子的平均结合能最大 原子序数Z 40 80之间物质元素的原子处于最稳定状态 Z80时为重核裂变 四 反应堆材料1 核燃料 nuclearfuel 实际可用的裂变燃料有三种同位素 铀 235 235U 自然界仅占天然铀的0 71 钚 239 239Pu 自然界中几乎不存在 用238U 232Th产生铀 233 233U 自然界中几乎不存在 用238U 232Th产生自然界存在的天然铀是由 铀 235 0 71 铀 234 0 006 铀 238 99 284 组成的混合物 非裂变元素铀 238 238U 和钍 232 232Th 可以转换成裂变元素钚 239 239Pu 和铀 233 233U 一座1000MW核电厂 一年运行费需30 40t低浓缩动力燃料 同容量燃煤电厂需煤350万t 年 核燃料的制造费用相当大 核燃料工作在反应堆内高温 强辐射和冷却剂等介质的腐蚀的运行条件下 一般 将其装入金属或合金制成的包壳内 两端焊接密封做成燃料棒 固体核燃料分为 金属燃料陶瓷燃料弥散燃料 东方锅炉厂为广东岭澳核电站研制成功蒸汽发生器 稳压器等核岛设备 杭州锅炉厂为广东岭澳核电站制造的冷凝器模块水室和MSR活汽疏水箱全部完工 五二四厂为广东岭澳核电站制造的控制棒和阻力塞装卸固定装置等11项机具类设备全部完成 2 燃料 棒 包壳材料fuel rod claddingmaterials燃料元件的包壳应能保护燃料不受冷却剂的化学腐蚀与机械侵蚀 并防止裂变产物进入冷却回路 对材料要求 尽可能少吸收中子 具有机械稳定性 具有化学稳定性 包壳材料应具有 良好的辐照稳定性 高温强度 抗蠕变性能 耐腐蚀性能 常用包壳材料 锆合金 不锈钢 镁 铝合金 3 反应堆冷却剂材料 reactorcoolantmaterials 技术要求 具有良好热物性 热中子吸收截面小 感受放射性弱 黏度低 流动性好 阻力小 耗功少 良好的热稳定性和辐射稳定性 与核燃料和结构材料有良好的相容性 价廉 易得 常用冷却剂有 轻水 H2O 重水 D2O CO2 He2液态金属钠 4 反应堆慢化剂材料 reactormoderatormaterials 性能要求 慢化中子能力强 吸收中子少 化学稳定性好 核辐射性能稳定 常用慢化剂有 轻水 H2O 重水 D2O 石墨 C 坡 Be 氧化坡 BeO 某些有机物 5 控制材料 棒 controlrod 控制棒在反应堆中起到补偿和调节中子反应堆以及紧急停堆的作用 还可用于控制功率分布 确保燃料元件安全 常用材料 银 锢 镉合金 含硼材料 铬 稀土氧化物 五 各种反应堆核电厂1 压水堆核电厂 pressurizedwaterreactornuclearpowerplant PWR 以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂由三部分组成 核岛 nuclearisland NI 常规岛 comventionalisland CI 电厂配套设施 balanceofplant BOP 特点 功率密度高 结构紧凑 安全易控 技术成熟 造价和发电成本低等 是采用最广泛的堆型 占核电总数的57 2 总功率的63 4 压水堆核电厂的流程 2 沸水堆核电厂 BWR boilingwaterreactornuclearpowerplant 以沸腾轻水作为慢化剂和冷却剂 并在反应堆压力容器内直接产生蒸汽的动力堆 沸水堆无蒸汽发生器 减少了故障源 但是 直接生产蒸汽 有16N 的放射性问题及燃料棒破损时气体和挥发性裂变产物都会直接污染汽轮机系统 所以 燃料棒质量要求高 沸水堆占核电反应堆总数的20 仅次于压水堆 总功率的22 3 重水堆核电厂 HWR heavywaterreactornuclearpowerplant 以重水作慢化剂的反应堆 冷却剂可以用轻水和重水 重水的中子吸收截面小 慢化性能好 中子利用率高 故可直接利用天然铀作为核燃料 加拿大是CANDU型重水堆的唯一生产国 1984 1985年印度自己制造两座马特拉斯 Madras 重水堆投运 重水堆占核电反应堆总数的6 06 总功率的5 14 4 石墨水冷堆核电厂 graphite moderatedwater cooledreactornuclearpowerplant 石墨慢化 轻水冷却的反应堆 属压力管沸水型核反应堆 前苏联是唯一发展石墨水冷堆核电厂的国家 1986年4月26日发生切尔诺贝利核电厂事故后 决定停止发展这类型核电厂 至1990年 石墨水冷堆占核电反应堆总数的4 7 总功率的4 8 5 石墨气冷堆核电厂gascooledgraphite moderatedgas cooledreactornuclearpowerplant石墨慢化 气体冷却的反应堆 由于运行参数低 建设投资大 发电成本高 60年代末已停止制造 至1990年 石墨气冷堆占核电反应堆总数的5 9 总功率的1 5 6 高温气冷堆核电厂 HTGR hightemperaturegas cooledreactornuclearpowerplant石墨慢化 氦气冷却 特点 a 具有高度的固有安全性 b 燃料循环灵活 不仅可用低浓铀燃料 也可用高浓铀和钍燃料 c 热效率高 冷却剂出口气温高 可产生19 0MPa 535oC的高温高压过热蒸汽 配常规汽轮机 热效率可达40 若采用高温氦气轮机直接循环 热效率可达50 60 d 用途广泛 可提供高温气体用于炼钢 煤气液化等 目前 尚未建成示范堆 7 快中子增殖堆核电厂fastbreederreactornuclearpowerplant无慢化剂 由快中子引起裂变链式反应和所释放出来的热能转换成电能 运行中既消耗裂变材料 又产生裂变材料 且所产 所耗 实现裂变材料的增殖 故称为快中子增殖堆核电厂 核电厂运行产生两类放射性产物 裂变产物 寿命较短 易处理 锕系元素 寿命长达百万年 难处理 而快中子能使锕系元素裂变成寿命较短的裂变产物 所以 可将锕系元素与裂变材料制作成混合燃料在快中子增殖堆中使用 六 核电站的安全性 safetyofnuclearpowerplant 安全问题 反应堆正常运行时 事故情况下设计要求 必须提供安全停堆手段 必须提供排除余热手段 必须提供减少放射性物质释放的可能性手段 经验与教训 1979年3月 美国发生了三里岛 ThreeMileIslandNPPAccident 核电厂事故 1986年4月 苏联发生了切尔诺贝利 ChernobylNppAccident 核电厂事