核电与仪器仪表

1、本文由xiaomo514贡献pdf文档可能在WAP端浏览体验不佳。建议您优先选择TXT,或下载源文件到本机查看。核电与仪器仪表吴剑鸣2007年9月各类资源发电比例1 2 3 4 5 6煤石油 天然气 水力 核电其它我国78%世界平均39% 10% 15% 19% 16% 1%20% 2%已探明的燃料可用年数石油40天然气60煤炭200铀（热中子）铀（快中子）核聚变5 0 3 0 0 0无限世界核电站一览表1954年前苏联建成了世界第一座核电站。截至2004年5月，全世界30个国家正在运 行的核电机组有441台，装机容量36313.5万千 瓦，核发电量占总发电量的16%。在役反应堆国家机组数目（

2、兆瓦）总装机容量2003年核电供应发电量占本国发电（亿千瓦份额（%）时）7637 4207 2308 1384 853 1233 1574 703 19.9 78 25 17 24 40 28 12.5美国法国日本俄罗斯英国韩国德国加拿大103 59 54 30 27 19 18 1797485 63473 45521 20793 12048 15880 20643 12080在役反应堆国家机组数目（兆瓦）总装机容量2003年核电供应 发电量 占本国发电（亿千瓦 份额（%）时）416 374 164 767 655 594 446 259 2.2 22 3.3 46 50 24 55 31中国

3、大陆中国台湾印度乌克兰 瑞典西班牙 比利时捷克9 6 14 13 11 9 7 66587 4884 2493 11268 9429 7584 5728 3472在役反应堆国家机组数目总装机容量（兆瓦）斯洛伐克瑞士保加利亚芬兰匈 牙利阿根廷巴西立陶苑 6 5 4 4 4 2 2 2 2472 3220 2722 2656 1755 935 1901 23702003年核电供应发电量（亿千瓦时）179 259 160 218 110 70 133 143占本国发 电份额（%） 57 40 38 27 33 8.6 3.7 80在役反应堆国家机组数目总装机容量（兆瓦）墨西哥巴基斯坦南非亚美尼亚荷

4、兰罗马尼亚 2 2 2 1 1 1 1310 425 1842 376 452 655 6762003年核电供应 发电量（亿千瓦 时）105 18 127 18 38 45 50占本国发电 份额（%）5.2 2.4 6.1 35 4.5 9.3 40斯洛文尼1亚合计4413631352525016核电发电比例图1立陶苑法国斯洛伐克比利时瑞典乌克兰韩国瑞士斯洛文尼 亚保加利亚 0 20 40 40 40 38 40 60 80 100 46 50 57 55 80 78核电发电比例图2亚美尼亚匈牙利 捷克 德国芬兰日本 西班牙 英国中国台湾 美国0 35 33 31 28 2725 24 24

5、22 19.9 20 40 60 80 100核电发电比例图3俄罗斯加拿大罗马尼亚阿根廷南非墨西哥荷兰巴西印度巴 基斯坦中国大陆 0 9.3 8.6 6.1 5.2 4.5 3.7 3.3 2.4 2.2 20 40 60 80 100 17 12.5我国建成核电站一览表名称秦山核电站大亚湾1号机组大亚湾2号机组岭澳1号机组岭澳2号机组 秦山二期1号机组额定功率MW 310 984 984 1000 1000 650运行日期1990年12月1994 年2月1994年5月2002年5月2003年1月2002年4月名称额定功率 MW运行日期2004年5月2002年12月2003年7月正在调试中核电

6、占我国大陆发 电量2.2%秦山二期2号机组650秦山三期1号机组728秦山三期2号机组728田湾1号 机组 田湾2号机组 小计1060 1060 9154我国核电将快速大发展我国的煤碳、水力和石油资源有一定的蕴藏量，但是人口众多，人均能耗低，随着经济 发展，今后几十年内能源要求大幅度的增长，特别在我国华东地区电力需求增长较快，最 近几年大量建造煤电站已经造成沿海地区空气严重污染，因此必须调整发电结构，加速发 展核电，以缓解电力的供需矛盾，减少环境污染。我国已批准建设的核电站一览表名称岭澳二期秦山二期翻版辽宁红沿河福建宁德浙江三门2000 1300 2000 2000 2000额定功率 MW类型

7、压水堆二代加压水堆二代加压水堆二代加压水堆二代加美国压水堆三代 AP1000名称山东海阳广东阳江小计2020年额定功率 MW 2000 3000 14300 40000 MW 建成 18000 MW 在建类型 美国压水堆三代AP1000法国压水堆三代EPR核电占我国大陆发电总 量约4% 核电站的优点和特点（一）核电站是高能量、少耗料的电站原子核裂变释放的能量，要比任何一种化学反 应释放的能量大几百万倍。每一公斤铀一235全部裂变所产生的能量相当于2500-2700吨 优质煤燃烧时放出的能量。一座发电容量为60万千瓦的核电站，每天仅需燃耗约3公斤的 铀一235。而对于同样发电容量的一座 煤电站来

8、说，每天要解决近万吨的送 料和上千吨灰渣 的运输问题。1000 MW电站燃料用量燃料类型煤天然气核燃料每天消耗量9600吨80000立方米3.4公斤铀235我国资源分布不均匀：60%以上的煤集中在华北70%以上的水力资源集中在西南东南 沿海人口、工业集中，缺乏水力、煤炭资源北煤南运，西电东送，西气东送（二）核电站同时是特殊的核燃料生产厂核燃料在反应堆内燃耗掉一部份，同时还使一部份铀-238或钍-232转化为新的可裂变 的核燃料钚-239或铀-233。它们经过加工处理后可重新投入反应堆中使用。在铀矿藏中， 铀235占0.71 %，其余大都是铀一238。铀-238和钍232的蕴藏量要比铀-235大

9、千百倍， 因此，利用核电站反应堆的这样一个转化、增殖特性，可以使自然界蕴藏着的大量铀、钍 矿藏获得充分利用，同时又为核发电提供了丰富的新核燃料。（三）国外核电站的发电成本已低于火电站发电站每度电的成本是由电站建造投资费、 燃料循环费和运行维修费三部份组成的，核电站的建造投资费比火电站高，但是核电站的 燃料循环费却比较低，只占总电价的30-40%，而火电站的燃料费占总电价的60 -70%。在 国外核发电成本已低于火力发电成本。从长远看，随着核电站设备改进，燃料循环更加合 理，其发电成本仍然会继续低于同时期的火电发电。火电站与核电站发电成本比较国别美国电站类型烧油电站8.1美分/度28生丁/度烧煤

10、电站4.8美分/度核电站 4.3美分/度21生丁/度13.06日元/度10.45日元/度8.9日元/度 电法国日本（四）核电是清洁的能源 核电站排放的稀有气体、裂变产物 的总剂量率约为1.2X 10-11微希/（千 瓦小时）标准为2.1X10-10微希/（千 瓦小时）。而烧煤电站排放的灰尘中 主要含有镭、钍等物质，其总剂量率约为3.52X10-11微希/（千瓦小时）标准为10.6X 10-10微希/（千瓦小时）。显然，核电站对环境的污染比火电站小。烧煤的电站每天还要 排出几百吨的二氧化硫等有害气体，造成温室效益和酸雨。造成温室效益和酸雨（五）核电是安全的能源一三道屏障为了保证核电站的安全，我们

11、在放射性裂度产物 和环境之间设置了三道屏障：只要其中一道屏障是完整的，就不会发生放射性物质外泄事 故。第一道屏障一一燃料芯块和包壳核裂变产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀 陶瓷芯块中，燃料芯块密封在金告合金包壳内，它能承受约200大气的金告合金包壳内，压力， 防止燃料裂变产物进入一回路水中。三道屏障（续）第二道屏障一一压力容器和一回路压力边界核燃料封闭在耐高压的壁厚20厘米的钢 质压力容器和一回路内。第三道屏障一一安全壳反应堆厂房是一个高大的预应力钢筋混凝 土构筑物，壁厚近1米，内表面有6毫米厚的钢衬，即使在一回路系统及设备发生厚的钢 衬，严重破裂的情况下，放射性物质也不会扩散到安全壳以

12、外的环境中。安全壳（五）核电站有一系列处理事故措施为了保证在最严重假想事故下这些屏障不被突破， 核电站中还设置了各种工程安全设施。例如在失水事故时，通过安全注射和安全喷淋系统 将反应堆产生的热量带走并将带放射性的水蒸汽冷凝下来，通过净化系统将放射性物质除 去，从而保证反应堆不发生熔化并防止放射性物质向外扩散。压水堆核电站简单介绍压水堆核电站主要由原子核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统和设备 组成。一回路系统是将核裂变能转化为水蒸汽的热能装置。它由反应堆、主循环泵（即主 泵）、稳 压器、蒸汽发生器以及相应的管道等组成。压水堆核电站简单介绍（续）一回路循环系统的压力由稳压器进行调节。现

13、代大功率压水堆核电站的一回路系统一 般有2-4条并联的密闭环路，为了确保安全，整个一回路循环系统的主要设备集中安装在 一座立式圆柱状球形顶盖密封建筑物安全壳里。安全壳的内径约40米，高约70米。二回路主系统和设备二回路主系统的主要功用是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮发电机组作功发电和 供电站其他辅助设备使用。二回路系统主要由饱和蒸汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、 低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器、中间汽水分离再热器和相应的仪表、阀门、管 道等设备组成第一代核电站自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe的原型核电站， 如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，

14、法国的舒兹（Chooz）核电站，德国 的奥珀利海母（Obrigheim）核电站，日本的美浜1号核电站等。第二代核电站自60年代末至70年代世界上建造了单机容量在600 1400MWe的标准核电站，以美 国为 代 表 的 Model 212 （ 600MWe，两环 路压水 堆）、Model 312，Model 314， Model 412、Model 414、System80以及一批沸水堆（BWR ） 均可划入第2代核电站 范畴。法国的CPY , P4 , P4Z也属于Model 312 , Model 414 一类标准核电站。 日本、韩国也建造了一批Model 412、System80等标准核

15、电站。它们是目前世界正在运 行的441座核电站（2004年6月统计数）主力机组。第三代核电站满足美国用户要求文件或欧洲核电用户要求文件建造的核电站美国核电用户要求文件 （URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它 包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成 了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下三代核电站的主力堆型 表：第三代核电站（续）第三代核电站美国欧洲能动核电站：System 80+, APWR1000，ABWREPR非能动核电站： AP1000EP1000AP1000的设计理念在传统成熟的压

16、水堆核电技术的基础上，安全系 统“非能动化”。“非能动化”设计利用 的是自然力，这种设计理念的引入，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化：在设计 中充分考虑了严重事故的预防和缓解；系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和 抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗 材料需求明显降低。由此还产生了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、 工期缩短等一系列效应，最 终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的 竞争力AP1000开发情况1985年西屋公司开始了非能动先进压水堆AP600的开发研究工作，前后共化了 13年 的时间，

17、于1998年9月3日NRC颁布了 AP600最终设计批准书。化费了 1300人 年，完成了 12,000份设计文件，耗资近6个亿美元。在此基础上开发了 AP1000O 2002年3月，核管会已经完成AP1000设 计的预认证审查，AP600有关的试验和分析 程序可 以用于AP1000设计。目前AP1000设计 许可证审查阶段已基本完成。AP1000技术描述AP1000为单堆布置两环路机组；电功率1117MWe;设计寿命60年；主要安全系统采用非 能动设计，布置在安全壳内；安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。 AP1000主要的设计特点如下：AP1000技术描述（续）反应堆和反

18、应堆冷却剂系统设计采用成熟技术。 AP1000反应堆采用西屋公司成熟的Model 314，这种反应堆设计已获得成功的运 行；燃料组件采用可靠性高的14ft Robust燃料组件；采用增大的蒸汽发生器（A 125型），这种蒸 汽发生器已在改造核电厂中获得成功的运行经验；稳压器容积比运行 电厂增大了很多；AP1000技术描述（续）主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器 与西屋标准的三环路压力容器相似，取消堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头， 可在线测量；反应堆冷却剂系统采用两环路的布置方案，但蒸汽发生器和屏蔽马达泵是 直接连接的。非能动安全系统1.非能动安注系统

19、2.非能动余热排出系统3.非能动安全壳冷却系统4.非能动主 控制室居留系统5.非能动安全壳氢控制6.非能动MCR/I&C室冷却7.非能动安全壳pH 控制8.非能动安全壳大气放射性导出非能动安全系统（续）采用了非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在 运 行电站的设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%， 35%， 80%， 70%和 45%。数字仪控系统和先进主控室设计AP1000采用成熟的数字化技术和先进主控室设计。主控室采用紧凑布置，充分应用人 因工程的设计理念。数字化控制系统采用Ovation DCS系统。采用模块化建造技术AP1000在建造中大量采

20、用模块化建造技术。整个电站共分4种模块类型：结构模块122 个；管道模块154个；机械设备模块55个；电气设备模块11个。从而建设周期大大缩短， 从第一罐混凝土到装料只需36个月。模块最大体积不得超过集装箱的容积，即24mX 3.6m X3.6m，其重量一般不得超过5吨。第四代核电站美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了 Gen-IV国际论坛.总的目标 是在2030年左右，向市场上提供够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散 问题的第四代核电站。第四代核电站有可持续能力、安全可靠性和经济性三个方面的目标 经济性目标1.初投资每千瓦小于1000美元，在全寿期内的经济性明

21、显优于其它能源2.能源系统的 财务风险不高于其它能源项目3.总的电力生产成本应低于每度电3美分4.建设期小于 3年安全可靠性目标1：有很高的运行安全性和可靠性。2：堆芯损坏的可能性极低3：在事故条件下无厂外释放，不需要厂外应急。第四代核电站（续）第四代核电站钠冷快堆铅合金冷却快堆气冷快堆超高温堆超临界水冷堆熔盐堆 缩写SFR LFR GFR VHTR SCWR MSR中子能谱快快快热热和快热燃料循环闭式闭式 闭式一次一次/闭式闭式IE级设备的定义IE级被定为电气系统设备的安全级，它是完成下列各项功能所必须的：-反应堆紧急 停堆，-安全壳隔离，-堆芯应急冷却，-反应堆余热导出，-反应堆厂房的热导出，-防 止放射性物质向周围环境大量排放。标准质量鉴定程序标准质量鉴定程序用来验证设备在正常环境下能执行其规定功能的能力。这是通过执 行一个对每种类型设备的专用质量鉴定大纲来证明的。这个大纲须通过其条件和顺序适合 于该设备的一系列试验这一系列试验应包括：基准实验例如：介电强度试验绝缘电阻试验功能特性的评定 试验等 影响参数的极限值试验:在影响参数的规定范围的限值内和规定的上限值上检验设 备的功能特性。可以综合这些影响参数的作用有关设备的耐久性试验和/或超时限性能评 定的实验。K3质量鉴定程序K3质量鉴定程序用来验证安装在安