中国核电站介绍.pptx

核电站介绍一、概述二、核电站的发展三、什么是核电站四、压水堆核电站介绍一、概述我国核电发展现状我国二十世纪七十年代中期开始设计建造核电站。目前我国拥有6间核电站，15台运行的核电机组，占全国总发电量的1.85%，占全球核发电量的3.47%。预计2015年底或稍后，我国运行的核电机组将达到41台，总装机容量接近4200万千瓦，约占全球核电装机容量十分之一，而且，届时将有近20个核电机组在建。浙江秦山核电站浙江秦山二期核电站及扩建工程浙江秦山三期核电站大亚湾核电站大亚湾核电站是广东核电投资建造法国堆型大功率压水堆，由法马通公司总承包，功率2×90万千瓦。1993年投入商业运行，两座机组年发电量可达100亿度。秦山一期核电站由我国自行设计建造的第一个试验型反应堆核电站，反应堆为双环路轻水型压水堆，功率1×30万千瓦。秦山核电站的建成和运行是我国和平利用原子能的开端，成功的经验使我国具备了独立设计建造小功率核电站的能力。秦山三期核电站与其它几个核电站不同之处是，这是一个CANDU型重水压水堆，由加拿大原子能源有限公司投资设计建造并经营，运行20年后产权和管理归属中国。秦山三期核电站的功率是2×70万千瓦。江苏田湾核电站田湾核电站一期由江苏核电有限公司投资建设，采用两套俄罗斯生产的VVER－1000型压水堆核电机组。功率为2×100万千瓦。二、核电站的发展2、第二代核电站(技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站)这一代核电站主要是按照比较完备的核安全法规和标准以及确定论的方法考虑设计基准事故的要求而设计的。第二代核电站的结构特点：一般采用单层预应力钢筋混凝土安全壳，安全壳内侧采用6mm厚钢衬里或防辐射涂料。3、第三代核电站(符合URD或EUR要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要方向之一)近10年来世界主要核电国家开发了一系列第三代核电堆型，这些堆型按其设计特征可分为改进型和革新型两类。其中主要的堆型有AP-1000、EPR等。其特点是采用双层安全壳防护或模块化施工技术，施工周期小于以往的核电站类型。目前AP1000和EPR两堆型正在参与我国三门和阳江核电站的竞标。4、第四代核电站(强化了防止核扩散等方面的要求，目前处在原型堆技术研发阶段)根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。高温气冷堆，熔盐堆，钠冷快堆就是具有第四代特点的反应堆。三、什么是“核电站”？核电站的组成通常有两部分：核系统及核设备，又称为核岛；常规系统及常规设备，又称为常规岛。这两部分就组成了核能发电系统。核岛中主要的设备为核反应堆及由载热剂（冷却剂）提供热量的蒸汽发生器，它替代常规火电站中蒸汽锅炉的作用。常规岛的主要设备为气轮机和发电机及其相应附属设备，常规岛的组成与常规火电站气轮机大致相同。核电站的能量转换过程发电原理核电站常见的反应堆堆型目前常见的核电站反应堆堆型有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨堆、高温气冷堆等。其中压水堆核电站是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型，现在世界上已运行的核电站堆型中压水堆核电站约占总数的62%。下面以压水反应堆为例，介绍核电站的工作原理。压水堆核电站原理图2、压水堆核电站主要设备压水堆核电站主要设备除反应堆外，还有主泵机组、蒸汽发生器、稳压器、汽轮发电机机组、应急冷却系统等。主泵机组：是一回路中高速转动的设备。通过推动冷却剂流动将反应堆热量送到蒸汽发生器，传递给二回路给水。蒸汽发生器：是将反应堆的热能转换为蒸汽的热交换设备。稳压器：是一回路冷却水容积变化的补偿设备，其功能是调节和控制一回路系统冷却剂的工作压力。汽轮发电机机组：二回路系统的主要设备。由汽轮机、发电机、冷凝器和中间汽水分离加热器组成。应急冷却系统：由注射系统和安全壳喷淋系统组成，一旦得到失水事故的信号后，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。可以缓解事故后果，限制事故蔓延。核能恐慌怎样预防核辐射？