核电发展的展望

核电发展的展望,ExpectationofdevelopmentofNuclearPower,核电发展的展望(一)当前核能发电形势(二)第三代核能发电(三)第四代核能发电,(一)当前核能发电形势根据2005年统计,核能发电:16%燃油发电:10%燃煤发电:39%燃气发电:15%水力发电:19%,核电是清洁能源,秦山二期两台机组每年仅需48吨核燃料，“零排放”；按一年90亿千瓦时的发电量计算，相同发电量的火电需305万吨标准煤，运输量相差70万倍。在造成巨大的运输压力的同时，产生7万吨二氧化硫，603万吨二氧化碳，以及大量煤灰等废弃物。,中国不同容量火电厂SO2、CO2排放情况,资料来源：国家环保总局,环保效益清洁能源,核电站排出物经严格控制和处理,废气:经过滤、吸附、衰变、高空排放废水:经过滤、蒸发、离子交换、稀释排放固体废物:水泥固化、密封包装、最终地下深埋,环境（放射性）保护效果良好秦山二期废气:排放比国家标准低二个数量级废水:氚低一个数量级，其它低二个数量级工作人员照射低于国家标准四倍,放射性废液排放统计,放射性废液排放低于国家标准氚一个数量级以上，其它核素二个数量级,放射性废气排放统计,放射性废气排放低于国家标准二个数量级以上,2002年-2004年6月有关剂量情况,工作人员受辐射剂量低于国家标准4倍,中低放固体废物排放量,核电是安全的能源,三道屏障纵深防御,核电站具有良好的运行性能,秦山二期核电站,在世界441个核电站中排行第57名,国产核电机组有明显的经济优势秦山二期每千瓦造价$1330。或每千瓦1.1万人民币(目前由于材料涨价可能要$1500)每千瓦时电价0.39元，接近火电脱硫机组,以负荷因子80%计算:在25年的投资回报期内，产值将达到797亿，上缴国家各种税费182亿，纯利润110亿。在整个40年寿期内，产值将达到1302亿，上缴国家各种税费328亿，纯利润245亿。具有极好的经济效益。,经济效益,总发电量：370亿千瓦时销售收入：107亿元利润总额：18.82亿元上缴国税：23.966亿元上缴地税：2.243亿元累计还贷：32.09亿元占总还贷比：27.08%,2006年经济指标,总发电量：101.3248亿千瓦时上网电量：94.6628亿千瓦时负荷因子：89%销售收入：30.7202亿元利润总额：7.058亿元分配利润：3.96亿元上缴国税：6.74亿元上缴地税：0.60亿元,地方效益,促进地方经济发展支持地方建设如：县教育专项700万元县科普馆专项500万元,1990-2004,核电增加:12%新增容量:39GW核电发电量增加:38%新增发电量:7180亿千瓦时其中36%为新增机组贡献57%为提高可利用率得到7%为提高机组出力得到与1990比较，25%的核电站负荷因子大于90%（目前核电站的平均负荷因子为7580%）,二代核电站主要改进方向,提高安全性:增设严重事故预防和缓解措施制订严重事故管理规程及状态导向操作规程采用PSA技术，评估核电站安全性并指导维修提高经济性:采用18个月换料缩短换料停堆时间提高可利用率，大于87%提高电站性能：采用全数字化仪控和先进控制室，改善人机界面通过优化参数，增加运行电站的出力评估现役核电站的老化情况，延长核电站电站寿命,我国运行和在建核电站,运行电站负荷因子都在8590%，与国际水平相当。,“十一“五已计划建设的核电站,2010年达到4000万千瓦,还有18个机组正在建设,我国运行及在建核电站的改进方向,提高安全性:增设严重事故预防和缓解措施稳压器卸压排放增设非能动氢复合器采用PSA技术，评估核电站安全性并指导维修制订严重事故管理规程及状态导向操作规程提高经济性:采用18个月换料缩短换料停堆时间提高可利用率提高电站性能：采用全数字化仪控和先进控制室，改善人机界面提高设备国产化率，缩短建设工期,(二)第三代核能发电核电发展的进程,第一代原型核电站第二代商用核电站第三代先进核电站第四代未来核电站,第三代核电发展的背景,1979年美国发生三里岛核电站事故1986年前苏联发生切尔诺贝利核电站事故公众要求进一步提高核电的安全性1990年EPRI根据主要电力公司意见出版了“电力公司要求文件(URD)”共三卷1994年欧洲联盟出版了“欧洲电力公司要求(EUR)”共四卷文件对未来压水堆和沸水堆核电站提出了电力公司明确和完整的要求,更高的安全要求和经济要求，涉及各个技术和经济领域,第三代核电机组有更高安全目标堆芯热工安全裕量15%堆芯损坏概率87%换料周期18-24月电站寿命60年建设周期48-52月能与联合循环的天然气电厂相竞争第三代核电机组技术上更先进,国际上正在开发的新堆型,先进压水堆核电站堆型,AP-1000先进非能动压水堆核电站美国西屋公司开发EPR欧洲压水堆核电站欧洲法马通公司与西门子公司联合开发APWR及APWR+先进压水堆核电站日本三菱公司开发APR-1400（SYSTEM80+）韩国与美国联合开发,美国第三代核电站建设计划,国外先进压水堆核电站主要参数,安全壳特性,AP1000特点非能动安全系统非能动安注多级非能动自动卸压系统非能动余热排放系统非能动安全壳冷却系统严重事故预防和缓解堆腔淹没技术安全壳内氢点火和氢复合系统双层安全壳全数字化仪控,先进控制室模块化施工,工期48个月,反应堆冷却剂系统,屏蔽泵取消RCS密封上部堆芯测量大容量稳压器焊接结构的堆内构件环形压力容器锻件,非能动堆芯冷却系统,AP不依赖AC电源-非能动余热导出-非能动安全注入-非能动安全壳冷却长时间的安全停堆大于72小时不用操作员干预Accumulator安注箱Coremakeuptank堆芯补水箱SumpScreen地坑过滤器PRHR-非能动余热热交换器Depressurizationvalves卸压伐Spargers喷射器,非能动安全壳冷却系统,堆腔充水系统,AP1000安全余量,失去流量时DNBR余量给水管断裂时次冷度余量SG传热管断裂小LOCA(芯块中心温度)大LOCA,EPR特点高功率(1500MWe1700MWe)4通道安全系统双层安全壳严重事故预防及缓解稳压器卸压堆芯扑集器非能动氢复合器全数字化仪控,先进控制室模块化施工,安全壳内布置,双层安全壳带过滤排放安全壳内储存水箱堆芯熔融物冷却区安全壳热量扩散区四组冗余安全系统,四通道安注和余热排出系统,防止高压堆芯熔化和安全壳直接加热的卸压设备,EPRMELTRETENTIONCONCEPT,Maincomponents,TopviewoftheEPRspreadingroom,EPRMELTRETENTIONCONCEPT,非能动熔融物冷却状态图在重力作用下换料水池的水平衡地灌注到堆坑和扩散区内时的水位情况,能动熔融物冷却状态图安全壳热量排出系统运行时安全壳内水位情况（再循环水注入堆芯扑集器）,设计寿命堆芯功率电功率组件数线功率活性区高稳压器容积蒸发器容积主环路容积二环路质功比,APWR和APWR+(USAPWR),简化的安全系统设计,四通道安全系统,独立、冗余,每个通道50%泵容量先进安注箱,带旋涡排出器,延长安注时间,取消低压安注换料水池设在安全壳内,降低CDF一个量级ACC-先进安注箱,SIP安注泵,CSP安全壳喷淋泵,RWSP-换料水储存水池,RV反应堆容器,SH-喷头,APWR与APWR+的差别,核电站出力：15301750燃料组件：12英吋14英吋MOX燃料24个月换料，可利用率目标95%蒸汽发生器：传热面6500平米8350平米压力6.13MPa7.0MPa汽机低压缸末级叶片：54英吋70英吋堆芯测量从顶部进入，简化下部堆内构件非能动高压硼注入主回路淹没四通道应急电源：二台柴油发电机二台燃气轮机,非能动高压硼注入系统,减压沸腾型硼注入容器的工作原理正常运行时主回路压力大于硼注入箱的高温层饱和压力，没有硼注入当出现主蒸汽管道破裂时，主回路压力等于硼注入箱的高温层饱和压力，开始硼注入在主回路压力小于硼注入箱的高温层饱和压力时，继续硼注入,APR1400的厂房和主系统布置及一体化堆顶结构,APR1400安全系统,四通道直接安注,取消低压安注带流量转换器的安注箱换料水箱设在安全壳内,安注泵从换料水箱吸水四通道布置在四角上，实体隔离,带流量转换器的安注箱,严重事故对策(堆外冷却ERVC),APR1400的ERVC工程方案,APR1400的控制室,数码I快中子谱,闭式循环,美国超临界水堆的参考设计,超临界汽轮机在火电站