核電與儀器儀表

1、本文由xiaomo514貢獻pdf文檔可能在WAP端瀏覽體驗不佳。建議您優(yōu)先選擇TXT,或下載源文件到本機查看。核電與儀器儀表吳劍鳴2007年9月各類資源發(fā)電比例1 2 3 4 5 6煤石油 天然氣 水力 核電其它我國78%世界平均39% 10% 15% 19% 16% 1%20% 2%已探明的燃料可用年數(shù)石油40天然氣60煤炭200鈾（熱中子）鈾（快中子）核聚變5 0 3 0 0 0無限世界核電站一覽表1954年前蘇聯(lián)建成了世界第一座核電站。截至2004年5月，全世界30個國家正在運 行的核電機組有441臺，裝機容量36313.5萬千 瓦，核發(fā)電量占總發(fā)電量的16%。在役反應堆國家機組數(shù)目（

2、兆瓦）總裝機容量2003年核電供應發(fā)電量占本國發(fā)電（億千瓦份額（%）時）7637 4207 2308 1384 853 1233 1574 703 19.9 78 25 17 24 40 28 12.5美國法國日本俄羅斯英國韓國德國加拿大103 59 54 30 27 19 18 1797485 63473 45521 20793 12048 15880 20643 12080在役反應堆國家機組數(shù)目（兆瓦）總裝機容量2003年核電供應 發(fā)電量 占本國發(fā)電（億千瓦 份額（%）時）416 374 164 767 655 594 446 259 2.2 22 3.3 46 50 24 55 31中國

3、大陸中國臺灣印度烏克蘭 瑞典西班牙 比利時捷克9 6 14 13 11 9 7 66587 4884 2493 11268 9429 7584 5728 3472在役反應堆國家機組數(shù)目總裝機容量（兆瓦）斯洛伐克瑞士保加利亞芬蘭匈 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年核電供應發(fā)電量（億千瓦時）179 259 160 218 110 70 133 143占本國發(fā) 電份額（%） 57 40 38 27 33 8.6 3.7 80在役反應堆國家機組數(shù)目總裝機容量（兆瓦）墨西哥巴基斯坦南非亞美尼亞荷

4、蘭羅馬尼亞 2 2 2 1 1 1 1310 425 1842 376 452 655 6762003年核電供應 發(fā)電量（億千瓦 時）105 18 127 18 38 45 50占本國發(fā)電 份額（%）5.2 2.4 6.1 35 4.5 9.3 40斯洛文尼1亞合計4413631352525016核電發(fā)電比例圖1立陶苑法國斯洛伐克比利時瑞典烏克蘭韓國瑞士斯洛文尼 亞保加利亞 0 20 40 40 40 38 40 60 80 100 46 50 57 55 80 78核電發(fā)電比例圖2亞美尼亞匈牙利 捷克 德國芬蘭日本 西班牙 英國中國臺灣 美國0 35 33 31 28 2725 24 24

5、22 19.9 20 40 60 80 100核電發(fā)電比例圖3俄羅斯加拿大羅馬尼亞阿根廷南非墨西哥荷蘭巴西印度巴 基斯坦中國大陸 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我國建成核電站一覽表名稱秦山核電站大亞灣1號機組大亞灣2號機組嶺澳1號機組嶺澳2號機組 秦山二期1號機組額定功率MW 310 984 984 1000 1000 650運行日期1990年12月1994 年2月1994年5月2002年5月2003年1月2002年4月名稱額定功率 MW運行日期2004年5月2002年12月2003年7月正在調試中核電

6、占我國大陸發(fā) 電量2.2%秦山二期2號機組650秦山三期1號機組728秦山三期2號機組728田灣1號 機組 田灣2號機組 小計1060 1060 9154我國核電將快速大發(fā)展我國的煤碳、水力和石油資源有一定的蘊藏量，但是人口眾多，人均能耗低，隨著經濟 發(fā)展，今后幾十年內能源要求大幅度的增長，特別在我國華東地區(qū)電力需求增長較快，最 近幾年大量建造煤電站已經造成沿海地區(qū)空氣嚴重污染，因此必須調整發(fā)電結構，加速發(fā) 展核電，以緩解電力的供需矛盾，減少環(huán)境污染。我國已批準建設的核電站一覽表名稱嶺澳二期秦山二期翻版遼寧紅沿河福建寧德浙江三門2000 1300 2000 2000 2000額定功率 MW類型

7、壓水堆二代加壓水堆二代加壓水堆二代加壓水堆二代加美國壓水堆三代 AP1000名稱山東海陽廣東陽江小計2020年額定功率 MW 2000 3000 14300 40000 MW 建成 18000 MW 在建類型 美國壓水堆三代AP1000法國壓水堆三代EPR核電占我國大陸發(fā)電總 量約4% 核電站的優(yōu)點和特點（一）核電站是高能量、少耗料的電站原子核裂變釋放的能量，要比任何一種化學反 應釋放的能量大幾百萬倍。每一公斤鈾一235全部裂變所產生的能量相當于2500-2700噸 優(yōu)質煤燃燒時放出的能量。一座發(fā)電容量為60萬千瓦的核電站，每天僅需燃耗約3公斤的 鈾一235。而對于同樣發(fā)電容量的一座 煤電站來

8、說，每天要解決近萬噸的送 料和上千噸灰渣 的運輸問題。1000 MW電站燃料用量燃料類型煤天然氣核燃料每天消耗量9600噸80000立方米3.4公斤鈾235我國資源分布不均勻：60%以上的煤集中在華北70%以上的水力資源集中在西南東南 沿海人口、工業(yè)集中，缺乏水力、煤炭資源北煤南運，西電東送，西氣東送（二）核電站同時是特殊的核燃料生產廠核燃料在反應堆內燃耗掉一部份，同時還使一部份鈾-238或釷-232轉化為新的可裂變 的核燃料钚-239或鈾-233。它們經過加工處理后可重新投入反應堆中使用。在鈾礦藏中， 鈾235占0.71 %，其余大都是鈾一238。鈾-238和釷232的蘊藏量要比鈾-235大

9、千百倍， 因此，利用核電站反應堆的這樣一個轉化、增殖特性，可以使自然界蘊藏著的大量鈾、釷 礦藏獲得充分利用，同時又為核發(fā)電提供了豐富的新核燃料。（三）國外核電站的發(fā)電成本已低于火電站發(fā)電站每度電的成本是由電站建造投資費、 燃料循環(huán)費和運行維修費三部份組成的，核電站的建造投資費比火電站高，但是核電站的 燃料循環(huán)費卻比較低，只占總電價的30-40%，而火電站的燃料費占總電價的60 -70%。在 國外核發(fā)電成本已低于火力發(fā)電成本。從長遠看，隨著核電站設備改進，燃料循環(huán)更加合 理，其發(fā)電成本仍然會繼續(xù)低于同時期的火電發(fā)電。火電站與核電站發(fā)電成本比較國別美國電站類型燒油電站8.1美分/度28生丁/度燒煤

10、電站4.8美分/度核電站 4.3美分/度21生丁/度13.06日元/度10.45日元/度8.9日元/度 電法國日本（四）核電是清潔的能源 核電站排放的稀有氣體、裂變產物 的總劑量率約為1.2X 10-11微希/（千 瓦小時）標準為2.1X10-10微希/（千 瓦小時）。而燒煤電站排放的灰塵中 主要含有鐳、釷等物質，其總劑量率約為3.52X10-11微希/（千瓦小時）標準為10.6X 10-10微希/（千瓦小時）。顯然，核電站對環(huán)境的污染比火電站小。燒煤的電站每天還要 排出幾百噸的二氧化硫等有害氣體，造成溫室效益和酸雨。造成溫室效益和酸雨（五）核電是安全的能源一三道屏障為了保證核電站的安全，我們

11、在放射性裂度產物 和環(huán)境之間設置了三道屏障：只要其中一道屏障是完整的，就不會發(fā)生放射性物質外泄事 故。第一道屏障一一燃料芯塊和包殼核裂變產生的放射性物質98%以上滯留在二氧化鈾 陶瓷芯塊中，燃料芯塊密封在金告合金包殼內，它能承受約200大氣的金告合金包殼內，壓力， 防止燃料裂變產物進入一回路水中。三道屏障（續(xù)）第二道屏障一一壓力容器和一回路壓力邊界核燃料封閉在耐高壓的壁厚20厘米的鋼 質壓力容器和一回路內。第三道屏障一一安全殼反應堆廠房是一個高大的預應力鋼筋混凝 土構筑物，壁厚近1米，內表面有6毫米厚的鋼襯，即使在一回路系統(tǒng)及設備發(fā)生厚的鋼 襯，嚴重破裂的情況下，放射性物質也不會擴散到安全殼以

12、外的環(huán)境中。安全殼（五）核電站有一系列處理事故措施為了保證在最嚴重假想事故下這些屏障不被突破， 核電站中還設置了各種工程安全設施。例如在失水事故時，通過安全注射和安全噴淋系統(tǒng) 將反應堆產生的熱量帶走并將帶放射性的水蒸汽冷凝下來，通過凈化系統(tǒng)將放射性物質除 去，從而保證反應堆不發(fā)生熔化并防止放射性物質向外擴散。壓水堆核電站簡單介紹壓水堆核電站主要由原子核反應堆、一回路系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)及其他輔助系統(tǒng)和設備 組成。一回路系統(tǒng)是將核裂變能轉化為水蒸汽的熱能裝置。它由反應堆、主循環(huán)泵（即主 泵）、穩(wěn) 壓器、蒸汽發(fā)生器以及相應的管道等組成。壓水堆核電站簡單介紹（續(xù)）一回路循環(huán)系統(tǒng)的壓力由穩(wěn)壓器進行調節(jié)?，F(xiàn)

13、代大功率壓水堆核電站的一回路系統(tǒng)一 般有2-4條并聯(lián)的密閉環(huán)路，為了確保安全，整個一回路循環(huán)系統(tǒng)的主要設備集中安裝在 一座立式圓柱狀球形頂蓋密封建筑物安全殼里。安全殼的內徑約40米，高約70米。二回路主系統(tǒng)和設備二回路主系統(tǒng)的主要功用是將蒸汽發(fā)生器產生的飽和蒸汽供汽輪發(fā)電機組作功發(fā)電和 供電站其他輔助設備使用。二回路系統(tǒng)主要由飽和蒸汽輪機、發(fā)電機、冷凝器、凝結水泵、 低壓加熱器、除氧器、給水泵、高壓加熱器、中間汽水分離再熱器和相應的儀表、閥門、管 道等設備組成第一代核電站自50年至60年代初蘇聯(lián)、美國等建造的第一批單機容量在300MWe的原型核電站， 如美國的希平港核電站和英第安角1號核電站，

14、法國的舒茲（Chooz）核電站，德國 的奧珀利海母（Obrigheim）核電站，日本的美浜1號核電站等。第二代核電站自60年代末至70年代世界上建造了單機容量在600 1400MWe的標準核電站，以美 國為 代 表 的 Model 212 （ 600MWe，兩環(huán) 路壓水 堆）、Model 312，Model 314， Model 412、Model 414、System80以及一批沸水堆（BWR ） 均可劃入第2代核電站 范疇。法國的CPY , P4 , P4Z也屬于Model 312 , Model 414 一類標準核電站。 日本、韓國也建造了一批Model 412、System80等標準核

15、電站。它們是目前世界正在運 行的441座核電站（2004年6月統(tǒng)計數(shù)）主力機組。第三代核電站滿足美國用戶要求文件或歐洲核電用戶要求文件建造的核電站美國核電用戶要求文件 （URD）和歐洲核電用戶要求文件（EUR）提出了下一代核電站的安全和設計技術要求，它 包括了改革型的能動（安全系統(tǒng)）核電站和先進型的非能動（安全系統(tǒng)）核電站，并完成 了全部工程論證和試驗工作以及核電站的初步設計，它們將成為下三代核電站的主力堆型 表：第三代核電站（續(xù)）第三代核電站美國歐洲能動核電站：System 80+, APWR1000，ABWREPR非能動核電站： AP1000EP1000AP1000的設計理念在傳統(tǒng)成熟的壓

16、水堆核電技術的基礎上，安全系 統(tǒng)“非能動化”?！胺悄軇踊痹O計利用 的是自然力，這種設計理念的引入，使核電站安全系統(tǒng)的設計發(fā)生了根本的變化：在設計 中充分考慮了嚴重事故的預防和緩解；系統(tǒng)配置簡化，安全支持系統(tǒng)減少，安全級設備和 抗震廠房大幅減少，安全等級和質保等級降低，應急動力電源和很多動力設備被取消，大宗 材料需求明顯降低。由此還產生了設計簡化、系統(tǒng)設置簡化、工藝布置簡化、施工量減少、 工期縮短等一系列效應，最 終使AP1000在安全性能顯著提高的同時，經濟上也具有較強的 競爭力AP1000開發(fā)情況1985年西屋公司開始了非能動先進壓水堆AP600的開發(fā)研究工作，前后共化了 13年 的時間，

17、于1998年9月3日NRC頒布了 AP600最終設計批準書?；M了 1300人 年，完成了 12,000份設計文件，耗資近6個億美元。在此基礎上開發(fā)了 AP1000O 2002年3月，核管會已經完成AP1000設 計的預認證審查，AP600有關的試驗和分析 程序可 以用于AP1000設計。目前AP1000設計 許可證審查階段已基本完成。AP1000技術描述AP1000為單堆布置兩環(huán)路機組；電功率1117MWe;設計壽命60年；主要安全系統(tǒng)采用非 能動設計，布置在安全殼內；安全殼為雙層結構，外層為預應力混凝土，內層為鋼板結構。 AP1000主要的設計特點如下：AP1000技術描述（續(xù)）反應堆和反

18、應堆冷卻劑系統(tǒng)設計采用成熟技術。 AP1000反應堆采用西屋公司成熟的Model 314，這種反應堆設計已獲得成功的運 行；燃料組件采用可靠性高的14ft Robust燃料組件；采用增大的蒸汽發(fā)生器（A 125型），這種蒸 汽發(fā)生器已在改造核電廠中獲得成功的運行經驗；穩(wěn)壓器容積比運行 電廠增大了很多；AP1000技術描述（續(xù)）主泵采用成熟的屏蔽式電動泵；主管道簡化設計，減少焊縫和支撐；壓力容器 與西屋標準的三環(huán)路壓力容器相似，取消堆芯區(qū)的環(huán)焊縫，堆芯測量儀表布置在上封頭， 可在線測量；反應堆冷卻劑系統(tǒng)采用兩環(huán)路的布置方案，但蒸汽發(fā)生器和屏蔽馬達泵是 直接連接的。非能動安全系統(tǒng)1.非能動安注系統(tǒng)

19、2.非能動余熱排出系統(tǒng)3.非能動安全殼冷卻系統(tǒng)4.非能動主 控制室居留系統(tǒng)5.非能動安全殼氫控制6.非能動MCR/I&C室冷卻7.非能動安全殼pH 控制8.非能動安全殼大氣放射性導出非能動安全系統(tǒng)（續(xù)）采用了非能動設計大幅度減少了安全系統(tǒng)的設備和部件，與正在 運 行電站的設備相比，閥門、泵、安全級管道、電纜、抗震廠房容積分別減少了約50%， 35%， 80%， 70%和 45%。數(shù)字儀控系統(tǒng)和先進主控室設計AP1000采用成熟的數(shù)字化技術和先進主控室設計。主控室采用緊湊布置，充分應用人 因工程的設計理念。數(shù)字化控制系統(tǒng)采用Ovation DCS系統(tǒng)。采用模塊化建造技術AP1000在建造中大量采

20、用模塊化建造技術。整個電站共分4種模塊類型：結構模塊122 個；管道模塊154個；機械設備模塊55個；電氣設備模塊11個。從而建設周期大大縮短， 從第一罐混凝土到裝料只需36個月。模塊最大體積不得超過集裝箱的容積，即24mX 3.6m X3.6m，其重量一般不得超過5噸。第四代核電站美國、法國、日本、英國等核電發(fā)達國家在2000年組建了 Gen-IV國際論壇.總的目標 是在2030年左右，向市場上提供夠很好解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散 問題的第四代核電站。第四代核電站有可持續(xù)能力、安全可靠性和經濟性三個方面的目標 經濟性目標1.初投資每千瓦小于1000美元，在全壽期內的經濟性明

21、顯優(yōu)于其它能源2.能源系統(tǒng)的 財務風險不高于其它能源項目3.總的電力生產成本應低于每度電3美分4.建設期小于 3年安全可靠性目標1：有很高的運行安全性和可靠性。2：堆芯損壞的可能性極低3：在事故條件下無廠外釋放，不需要廠外應急。第四代核電站（續(xù)）第四代核電站鈉冷快堆鉛合金冷卻快堆氣冷快堆超高溫堆超臨界水冷堆熔鹽堆 縮寫SFR LFR GFR VHTR SCWR MSR中子能譜快快快熱熱和快熱燃料循環(huán)閉式閉式 閉式一次一次/閉式閉式IE級設備的定義IE級被定為電氣系統(tǒng)設備的安全級，它是完成下列各項功能所必須的：-反應堆緊急 停堆，-安全殼隔離，-堆芯應急冷卻，-反應堆余熱導出，-反應堆廠房的熱導出，-防 止放射性物質向周圍環(huán)境大量排放。標準質量鑒定程序標準質量鑒定程序用來驗證設備在正常環(huán)境下能執(zhí)行其規(guī)定功能的能力。這是通過執(zhí) 行一個對每種類型設備的專用質量鑒定大綱來證明的。這個大綱須通過其條件和順序適合 于該設備的一系列試驗這一系列試驗應包括：基準實驗例如：介電強度試驗絕緣電阻試驗功能特性的評定 試驗等 影響參數(shù)的極限值試驗:在影響參數(shù)的規(guī)定范圍的限值內和規(guī)定的上限值上檢驗設 備的功能特性?？梢跃C合這些影響參數(shù)的作用有關設備的耐久性試驗和/或超時限性能評 定的實驗。K3質量鑒定程序K3質量鑒定程序用來驗證安裝在安