国内外核电研究现状及发展方向.ppt

核电利用的国内外研究现状及发展趋势——柴松、崔阳、戴佳伟、赵丹晨核电利用的研究现状及发展趋势核电概述核电概述（一）核能原理核电概述核电概述核电概述核电概述核电概述核电概述核电概述核电站主要堆型核电站各堆型比重PWR：压水堆核电概述核电概述核电概述核电概述核电概述核电概述HPWR：加压重水堆HPWR：加压重水堆GCR：气冷堆GCR：气冷堆FBR：快堆FBR：快堆核电利用的研究现状及发展趋势世界核电发展之最世界核电分布美国核电分布日本核电分布法国核电分布截止2010年世界共有441座核电站运行
巴基斯坦核能发电的发展趋向1、国外四代核电技术现状第二代核电站
运行业绩良好，还在增效延寿
仍在批量建设（共50台）
中国已开工建设的核电机组23台，在建规模2540万千瓦，占世界在建核电机组的40%以上。
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，
美国的希平港核电站
英第安角1号核电站，
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年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准核电站，
以美国为代表的Model212（600MWe，两环路压水堆）、Model312（1000MWe，3环路压水堆，采用12英尺燃料组件），Model314（1040MWe，3环路压水堆，采用14英尺燃料组件），Model412（1200MWe，4环路压水堆，采用12英尺燃料组件）、Model414（1300MWe，4环路压水堆，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第2代核电站范畴。
法国的CPY，P4，属于Model312，Model414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model412、System80等标准核电站。
目前世界核电站主力机组。“二代”核电站仍然是主力军。
◆运行业绩良好。目前全世界正在运行的核电站，绝大部分属于“第二代”核电站。三十多年来，积累了超过12086堆年的安全运行经验，负荷因子高，非计划停堆次数下降，已经发展成为一种成熟可靠的技术，具有可接受的安全性和和较好的经济性。2005年全世界运行核电机组443台，发电量占总发电量的20%。
◆继续进行改进。近年来对“2代”机组的寿命研究，证明还有相当的改进潜力，提高可利用率，可利用率从70%左右提高到90%，提高出力，进行增效延寿，寿命由40年延长到60年。美国上世纪九十年代开始实施“2代”机组的增效延寿，成效显著，单就提高可利用率，就相当于新建了25台百万千瓦机组。提高出力5-10%。
◆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，设置堆芯扑集器）；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。
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<10-5/堆年
大量放射性外泄<10-6/堆年
——第三代核电机组有更好的经济性
机组额定功率1000—1500MWe
可利用因子>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
AP1000AP1000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EPREPR特点
高功率(1500MWe—1700MWe)
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

2000年，美国发起了由9个国家参与的“第四代核能国际论坛”（GIF）的研讨，并于2002年提出了第四代核电的六种研究开发的堆型和研究开发“路线图”。
2001年在俄罗斯的推动下，IAEA发起了“创新型核反应堆和燃料循环国际合作项目