河南理工大学发电厂电气部分作业核能发电厂与我国核电发展.docx

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河南理工大学发电厂电气部分作业核能发电厂与我国核电发展

河南理工大学

《发电厂电气部分》论文

论文题目：

核能发电厂与我国核电发展

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、

2012年2月27日

目录

第一章我国核电发展概况-1-

1.1发展核电的必要性-1-

1.2国内外核电发展概况：

-1-

一、秦山核电站-2-

二、广东大亚湾核电站-2-

三、田湾核电站-3-

四、岭澳核电站-3-

第二章核能发电厂-4-

2.1核电厂分类-4-

一、压水堆核电站-4-

二、沸水堆核电站-4-

三、重水堆核电站-4-

四、快堆核电站-4-

2.2核电站设备-5-

2.3轻水堆核电技术的发展与改进-6-

一、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念-6-

二、AP1000和EPR的安全性的比较-7-

三、技术成熟性-7-

四、技术经济性-8-

五、安全审评-8-

第三章核电厂安全与环境保护-9-

3.1核电事故-9-

3.2核电安全体系-10-

3.3对我国发展核电的启示-11-

第四章结语-13-

参考文献-15-

第一章我国核电发展概况

1.1发展核电的必要性

自建国以来，我国的经济高速发展，消耗了大量的煤炭资源，国内主要产煤区山西、内蒙古开采接近极限，东北、华北等能源型城市也近枯竭。

水电受到客观条件的限制，其开发难度相当大，而风电、太阳能发电、生物能发电等各类新能源，至今尚未解决规模化生产和经济性问题。

在此情况下，电力结构如果得不到优化，能源问题的负面影响将难以克服，中国的发展迫切需要核电作为经济、高效的可替代能源。

有专家指出，能源供应紧张，可能会成为制约我国国民经济发展的新的瓶颈。

在这种大背景下，加快核电发展的呼声日渐高涨起来。

在近期国际金融危机、经济发展趋缓的形势下电力需求的增速明显放慢，电力的主力军—煤电也因气候、运输、价格、资源、环保等问题受到较大的制约，这为我国能源产业结构的转变和优化提供了时间和空间。

作为新能源产业之一的核电，借机跨上了发展的快车道，其对未来经济发展的拉动效应也将显现。

国际原子能机构IAEA预计到2030年全世界核电装机容量将达到4.5~7亿kW，韩国计划2022年核电电量所占比例将由现在的34%提高到48%，印度计划2022年核电装机翻8倍，达到占发电量的25%，日本计划到2016年核电比例从30%提高到40%，美国计划今后10年新装机6000万kW并对已建核电站实施技术改造，提高核电站运行负荷因子，延长已建成核电站寿命，由40年延长到60年，有效增加电能的供应。

目前美国有75%的核反应堆提交了延寿许可证申请。

1.2国内外核电发展概况：

核电与水电、火电一起构成世界电源的三大支柱，在世界能源结构中有着重要的地位。

自20世纪50年代中期第一座商业核电站投产以来，核电发展已历经50多年。

根据国际原子能机构（IAEA）2007年8月份最新统计的数据，全世界正在运行的核电机组共有439台，总装机容量3.71亿千瓦，这些核电机组已累计运行超过1万多堆年；正在建造的核电机组有34台，总装机容量约2710万千瓦。

目前世界上有33个国家和地区有核电厂发电，核电年发电量占世界总发电量的17%。

其中，阿根廷、巴西、捷克、德国、印度、韩国、西班牙、俄罗斯、瑞士、乌克兰和美国都增加了各自的核电发电量并达到创纪录的水平。

据国际原子能机构统计，在2001年全世界正在运行的核电站中，美国最多，达104座；法国59座，英国和俄罗斯也都在30座以上。

2001年核发电量在国内总发电量中所占比例超过20％的有19个国家，比2000年增加了两个。

其中，立陶宛比例最高，达到78％，比利时和斯洛伐克超过50％，乌克兰、瑞典和保加利亚３国则都在49％以上，韩国等8个国家也占到３１％到39之多。

据报告说，尽管迄今核电站主要分布在工业化国家，但是目前正在建设的32个核电站中有31座分布在亚洲、中欧和东欧地区。

中国有4座核电站11台机组运行，在建的不少。

一、秦山核电站

位于杭州湾畔，一期工程是中国第一座依靠自己的力量设计、建造和运营管理的30万千瓦压水堆核电站。

1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土，1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。

二期工程，是中国自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的首座2×60万千瓦商用压水堆核电站，于1996年6月2日开工，经过近6年的建设，第一台机组于2002年4月15日比计划提前47天投入商业运行。

秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆核电技术，建造两台70万千瓦级核电机组。

1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。

2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。

二、广东大亚湾核电站

1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。

三、田湾核电站

位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建2至4台的余地。

一期建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80％，年发电量为140亿千瓦时。

工程于1999年10月20日正式开工，单台机组的建设工期为62个月,分别于2004年和2005年建成投产。

四、岭澳核电站

一期工程于1997年5月开工建设。

它位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。

岭澳核电站是“九五”期间我国开工建设的基本建设项目中最大的能源项目之一。

岭澳核电站（一期）拥有两台百万千瓦级压水堆核电机组，2003年1月全面建成投入商业运行，2004年7月16日通过国家竣工验收。

目前正展开二期工程建设。

第二章核能发电厂

2.1核电厂分类

一、压水堆核电站

以压水堆为热源的核电站。

它主要由核岛和常规岛组成。

压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。

在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。

常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。

二、沸水堆核电站

以沸水堆为热源的核电站。

沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。

沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。

它们都需使用低富集铀作燃料。

沸水堆核电站系统有：

主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。

三、重水堆核电站

以重水堆为热源的核电站。

重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。

重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。

重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

四、快堆核电站

由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。

快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。

目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％~2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％~70％。

2.2核电站设备

核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。

蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。

一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。

核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。

以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。

它们在核电站中有各自的特殊功能。

主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。

它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。

稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。

在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。

稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。

蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。

安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。

万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。

安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。

汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。

应急堆芯冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。

它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。

一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。

便可缓解事故后果，限制事故蔓延。

2.3轻水堆核电技术的发展与改进

核电三代技术AP1000和EPR的性能比较：

一、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念

AP1000核电厂安全系统采用的是同二代核电不同的非能动设计理念。

“非能动安全系统”利用自然物理现象，即重力、自然循环（蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。

可防止堆芯因为外部供电电源丧失、冷却水供水流失事故下造成的堆芯熔毁。

在事故发生72小时内，AP1000关键安全设施以及相应的系统，在失去外部交流电源和全厂断电的情况下仍然能正常起作用，堆芯冷却、乏燃料冷却以及安全壳完整性可以保障，从而防止福岛核电站因断电而导致的一系列危机。

另外，在核电站严重事故下，一旦氢气释放到安全壳内，可能发生氢燃或氢爆，对安全壳的完整性和设备可用性构成威胁。

但AP1000采取非能动催化氢复合器结合冗余多样点火器的方式可以安全、有效地降低氢气燃烧和爆炸给安全壳带来的风险。

AP1000安全系统采用“非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。

安全系统利用物质的自然特性：

重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。

“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。

EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。

安全系统全部由两个系列增加到四个系列，EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。

核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。

二、AP1000和EPR的安全性的比较

由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000和EPR的安全性有较大的差别。

AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10~7/堆年比EPR的1.18×10~6/堆