第四代核能保障体系介绍
第四代核能系统的研究开发
第四代核能系统的研究开发 近年来，世界各国提出了许多新概念的反应堆设计和燃料循环方案。2000年1月，在美国能源部的倡议下，十个有意发展核能利用的国家派专家联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约（Charter），约定共同合作研究开发第四代核能系统（Gen Ⅳ）。这十个国家是：美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷。第四代核能系统开发的目标是要在2030年左右创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展性、防核扩散、防恐怖袭击等方面都有显著的先进性和竞争能力；它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应堆装置，还应把核燃料循环也包括在内，组成完整的核能利用系统。 GIF主要是由各国政府部门支持的科研院所、高等院校和工业界的专家所组成，自2000年至2002年三年中，先后有100多名专家开过八次研讨会，提出了第四代核能系统的具体技术目标，主要是： 1、核电机组比投资不大于1000美元/KW，发电成本不大于3美分/KWh，建设周期不超过三年； 2、非常低的堆芯熔化概率和燃料破损率，人为错误不会导致严重事故，不需要厂外应急措施； 3、尽可能减少核从业人员的职业剂量，尽可能减少核废物产生量，对核废物要有一个完整的处理和处置方案，其安全性要能为公众所接受； 4、核电站本身要有很强的防核扩散能力，核电和核燃料技术难于被恐怖主义组织所利用，这些措施要能用科学方法进行评估； 5、要有全寿期和全环节的管理系统； 6、要有国际合作的开发机制。 GIF在2002年5月在巴黎举行的研讨会上，选定了六种反应堆型的概念设计，作为第四代核能系统的优先研究开发对象。这六种堆型中，有三种是热中子堆，有三种是快中子堆。 属于热中子堆的是： 超临界水冷堆（SCWR， Supercritical water-cooled Reactor） 很高温气冷堆（VHTR， Very-high-temperature gas-cooled reactor）
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。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（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能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反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
【精品】核安全法规体系简介
中华人民共和国核安全法规体系简介 二○○七年六月
中华人民共和国核安全法规体系简介 一、核安全法规文件体系包括： 第一层次：由国务院发布的“行政法规”，共3个； 第二层次：由国家核安全局及相关部门发布的“部门规章”，共21个; 第三层次：由国家核安全局发布的“核安全导则”,共约70个； 第四层次：由国家核安全局发布的“技术文件”，近百个。 其中第一、第二层次的文件通称为“核安全法规”。 二、中华人民共和国核安全法规-—法规是必须遵循的 1995年国家核安全局出版过核安全法规汇编 1998年国家核安全局对1995年版汇编进行了补充和修订，重新进行了编号。 目前的核安全法规共分8个系列：HAF系列 HAF0xx/yy/zz—-通用系列 HAF1xx/yy/zz——核动力厂系列
HAF2xx/yy/zz——研究堆系列 HAF3xx/yy/zz——核燃料循环设施系列 HAF4xx/yy/zz——放射性废物管理系列 HAF5xx/yy/zz-—核材料管制系列 HAF6xx/yy/zz——民用核承压设备监督管理系列
HAF7xx/yy/zz——放射性物质运输管理系列 目前我国共有三个行政法规（核安全法规） HAF001中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 HAF002核电厂核事故应急管理条例 HAF003中华人民共和国核材料管制条例 每个核安全行政法规下又有若干实施细则、实施细则附件等部门规章，目前共有21个部门规章 通用系列： HAF001/01中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一—-核电厂安全许可证件的申请和颁发 HAF001/01/01中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一 附件——核电厂操纵人员执照颁布发和管理程序 HAF001/02中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二—-核设施的安全监督
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热力循环 第四代核能系统的特点 第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。 2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。 1.超临界水冷堆（SCWR） SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。 超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率 SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。功率、温度和压力的控制上有很大挑战，例如，给水功率控制，控制棒的温度控制，汽轮机的节流压力控制等。需要研究电站的启动过程，防止启动过程出现失控。 2.超高温气冷堆（VHTR） VHTR是高温低冷对的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过的循环方式。其燃料可承受高达1800度高温，冷却出口温度可大1000度以上。VHTR具有良好非能动安全特性，热效率可超过50%，经济上竞争力强。VHTR可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供光谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性，产生的核废料极少。 VHTR要从目前的堆芯出口温度850到950度提高到1000到1100度，仍有许多技术上有待解决的问题，在这种超高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得燃料的碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料研发，以满足堆芯出口温度可达1000度以上的要求；事故时燃料温度最高可达1800度；最大燃耗可达150到200（GWD/MTHM)。 3.熔盐反应堆（MSR） 熔盐反应堆是钠、锆和铀的氟化物液体混合物做燃料的反应堆。氟化物传热性能好，无辐射，与空水、水都不发生剧烈反应。在熔盐中产生的热量通过中间热交换器传给二次侧冷却剂，在通过第三热交换器传给能量转化系统。参考电厂的电功率是百万千瓦级。堆芯出口温度700度，也可达800度，以提高热效率。
美国核安全法规介绍
美国核安全法规介绍 一、美国核电法规体系的五个层次： 二、美国核电法规和标准简介 2.1 原子能法（第一层次） 原子能法，美国国会参众两院于1954年批准并公布，共有303条，分成20章。原子能法是美国对原子能的和平利用和军事用途管理的根本依据。 2.2 联邦法规（第二层次） 联邦法规，美国联邦法规由美国核管理委员会（NRC）发布；第10部分是“能源”，它规定了和平利用原子能通用的和特殊的原则和准则，它在美国具有法律效力。 第10部分“能源”与核电厂设计有关的部分主要有： 10CFR20 放射性防护10CFR70 特殊核材料 10CFR50 生产和应用设施的 执照发放10CFR71 放射性材料的 运输和包装 10CFR55 运行者执照10CFR100 反应堆选址准则
10CFR50“生产和应用设施的执照发放”的附录（15个） 10CFR50附录A 《核电厂的一般设计准则》 10CFR50附录B 《核电厂和燃料后处理厂质量保证准则》 10CFR50附录C 《核设施建造许可证申请者为财务审定所需的财务 数据和相关资料导则》 10CFR50附录E 《生产和应用设施的应急计划和准备》 10CFR50附录F 《燃料后处理厂和有关废物管理的厂址选择政策》 10CFR50附录G 《断裂韧性要求》 10CFR50附录H 《反应堆容器材料监督大纲要求》 10CFR50附录I 《轻水冷却动力堆排出流中放射性物质满足“合理可 行尽量低”原则的设计目标和限制条件的数值导则》10CFR50附录J 《水冷动力堆的一次安全壳的泄漏试验》 10CFR50附录K 《水冷堆堆芯应急冷却系统的评价模型》 10CFR50附录M 《核电厂设计标准化：核动力堆的制造；获取制造许 可证的核动力堆的建造和运行》 10CFR50附录N 《核电厂设计标准化：许可证在多个厂址建造和运行 重复设计的核动力堆》 10CFR50附录O 《核电厂设计标准化：对进行标准化设计的人员审 查》 10CFR50附录Q 《关于厂址合适性问题预申请的早期审查》 10CFR50附录R 《1979年1月1日前运行的核动力装置的防火大纲》 2.3 美国核管理委员会的管理导则（第三层次） 美国核管理委员会的管理导则，美国核管理委员会制定了一整套的管理导则（RG）它提供了符合法规要求的指导和可行的解决办法。按照不同内容，将这些导则分为10个部分，涉及核电厂的内容编为第一部分，即RG.1。 如：RG.1.28《质量保证大纲要求（设计和建造）》； RG.1.38《轻水堆核电厂各物项的包装、运输、接受、贮存和装卸的质量保证要求》；
我国第四代核裂变反应堆核
我国第四代核裂变反应堆核“芯”技术取得重要突破 日前从中科院核能安全技术研究所了解到，该所先进核能研究团队在第四代核裂变反应堆堆芯核心技术上取得重要突破，研发出新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题。这一成果打破了国外相关技术垄断，实现了第四代核裂变反应堆核心技术自主掌握。 铅基堆被“第四代核能系统国际论坛（GIF）”组织评定为有望首个实现工业示范和商业应用的第四代核裂变反应堆。得益于铅基材料优良的中子物理和热物理特性以及稳定的化学性质，铅基堆在产能安全性和经济性方面具有突出优势，还具有良好的核废料“焚烧”处理能力和核燃料增殖能力，是一种能够实现多种应用和可持续发展的先进核能系统。西方多个国家目前正积极推动铅基堆工程化应用，计划本世纪二十年代实现商业示范。 燃料组件及包壳是铅基堆堆芯的核心构件，其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。 由中国核学会理事长李冠兴院士、上海大学周邦新院士、华中科技大学李德群院士及行业内知名专家组成的专家组，近日对中科院核安全所自主研发的“中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料”进行了成果鉴定。专家组一致认为：中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现了自主化研发，填补了国内空白，其中新型包壳材料的耐高温和耐腐蚀性能处于国际先进水平，对促进我国液态金属冷却反应堆创新发展具有重要意义。 据介绍，铅基堆已被选作中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能－ADS 嬗变系统”和国家“十二五”重大基础设施建设项目“加速器驱动嬗变研究装置”的反应堆系统。中科院核安全所负责“ADS嬗变系统”中铅基堆的研发工作，目前已经完成了反应堆系统详细设计及主要技术研发，并在核心设计理念与关键设备研制方面实现了突破，具备了铅基堆工程实施能力。
核电汽轮机介绍-考试答案-82分
核电汽轮机介绍 1. 由上海电气供货的我国首台出口325MW 核电汽轮机用于哪个哪个国家？ （ 3.0 分） A. 印度 B. 土耳其 C. 巴基斯坦 2. 上海电气百万等级核电机组26 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（ 3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： B √答对 3. 上海电气百万等级核电机组适用于AP1000 的高压缸模块型号为？（ 3.0 分） A. IDN70 B. IDN80 C.IDN90 我的答 B √答对 4. 上海电气百万等级核电汽轮机组转速？（ 3.0 分）
A. 1500RPM B. 3000RPM C.3600RPM 我的答 A √答对 5. 上海电气百万等级核电机组20 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： A √答对 6. 上海电气的山东石岛湾200MW 项目是什么堆型？（3.0 分） A. M310 B. 华龙一号 C. 高温气冷堆 我的答案： C √答对 7. 上海电气出口巴基斯坦的300MW 等级核电汽轮机共有几台？（ 3.0 分） A. 2 台 B. 3 台 C. 4 台 我的答案： C √答对 8. 至2018 年 6 月，上海电气已投运核电汽轮机多少台？（ 3.0 分）
A. 10 台 B. 11 台 C. 12 台我的答案： C √答对 9. 上海电气百万等级核电机组30 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： C √答对 10. 上海电气百万等级核电汽轮机高压缸模块运输方式为?（3.0 分） A. 整缸发运 B. 散件发运 C. 其他 我的答案： A √答对 1. 以下哪些为高温气冷堆堆核电汽轮机特点？（ 4.0 分）） A. 进汽参数高 B. 无MSR C.低压缸加强除湿 我的答ABC √答对 2. 以下哪项说法是错误的？（ 4.0 分）） A. 2008 年上海电气获得阳江和防城港CPR1000 核电汽轮机订单 6 台
第四代核能系统介绍
目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。每年的研发费用超过20亿美元。按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代：（1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站；（2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；（3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（AL WR）核电站。 Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。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，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上提供能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Gen-IV。 2 Gen-IV的研发目标目前Gen-IV先进核能系统的概念还比较模糊，国际上也没有一个确切的定义。但是，这里已经明确的是"先进核能系统"，而非"先进反应堆"。其应满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本标准。具体来说，研发Gen-IV的目标有三类： 2.1 可持续能力目标按照比较权威的定义，可持续能力的本质是如何维系地球生存支持系统去满足人类基本需求的能力。对一个特定系统而言，是其在规定目标和预设阶段
核电EPR技术简介
核电EPR技术简介 2010-01-09 10:21 前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量最搜集了一些资料如下。 欧洲先进压水堆EPR技术 1. 欧洲先进压水堆发展情况简介 1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核反应堆现已进入建设阶段。 截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔位于中国广东江门的台山核电站。台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。 2.欧洲先进压水堆EPR设计特点 EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层包括： （1）安全性和经济性高 EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系设计安全水平。设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。 EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。 （2）严重事故预防与缓解措施 EPR设计中考虑了以下几类严重事故： 高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯熔融物；安全壳内热量排出。 为避免高压熔堆事故发生，在为对付设计基准事故设置3个安全阀（3×300t/h）的基础上，EPR专门设置了针对严重事故工况的卸压过卸压箱排到安全壳内。当堆芯温度大于650℃时，操纵员启动专设卸压装置，可以有效避免压力容器超压失效，并防止压力容器失针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用大容积安全壳（80000m3）。在设备间布置了40台大型氢复合器，在反应堆厂房升降算分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷，结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。 对于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV设计中没有设置特殊的装置。通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允许承受的载荷能力容器内蒸汽爆炸已基本消除，不需要设置特殊的装置对付蒸汽爆炸事故。已做的试验显示熔融物不会像以前假设的那样爆炸（极低在进行中。 对于堆芯熔融物，在EPR设计中，RPV失效前堆坑内保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进入专用的展开隔料，保护熔融物中残余的锆，降低了氧化物的密度和温度，改善了展开条件。在展开区域设有氧化锆防护层，防护层底下设有冷却管线并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全壳失效。 对于安全壳内热量排出，EPR设计有带外部循环的安全壳喷淋系统，2个系列，可以在较短的时间内降低安全壳温度和压力。该系统物的工作模式，并能长时间防止蒸汽产生，长期地将熔融物和安全壳中的热量导出。 （3）仪控系统和主控室设计 EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先进技术设备的优点。的不同区域，避免发生共模失效。主控室与N4机组的高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome
HAF核安全法规目录体系简介
中华人民共和国核安全法规体系简介二○○七年六月
中华人民共和国核安全法规体系简介 一、核安全法规文件体系包括： 第一层次：由国务院发布的“行政法规”，共3个； 第二层次：由国家核安全局及相关部门发布的“部门规章”，共21个； 第三层次：由国家核安全局发布的“核安全导则”，共约70个； 第四层次：由国家核安全局发布的“技术文件”，近百个。 其中第一、第二层次的文件通称为“核安全法规”。 二、中华人民共和国核安全法规——法规是必须遵循的 1995年国家核安全局出版过核安全法规汇编 1998年国家核安全局对1995年版汇编进行了补充和修订，重新进行了编号。 目前的核安全法规共分8个系列：HAF系列 HAF 0xx/yy/zz——通用系列 HAF 1xx/yy/zz——核动力厂系列 HAF 2xx/yy/zz——研究堆系列 HAF 3xx/yy/zz——核燃料循环设施系列 HAF 4xx/yy/zz——放射性废物管理系列 HAF 5xx/yy/zz——核材料管制系列 HAF 6xx/yy/zz——民用核承压设备监督管理系列
HAF 7xx/yy/zz——放射性物质运输管理系列 目前我国共有三个行政法规（核安全法规） HAF001 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 HAF002 核电厂核事故应急管理条例 HAF003 中华人民共和国核材料管制条例 每个核安全行政法规下又有若干实施细则、实施细则附件等部门规章，目前共有21个部门规章 通用系列： HAF001/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实 施细则之一——核电厂安全许可证件的申请和颁 发 HAF001/01/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 实施细则之一附件——核电厂操纵人员执照颁 布发和管理程序 HAF001/02 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实 施细则之二——核设施的安全监督 HAF001/02/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 实施细则之二附件一——核电厂营运单位报告 制度 HAF001/02/02 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 实施细则之二附件二——研究堆营运单位报告 制度
核电发展可分为四代
世界核电站可划分为四代 录入时间：2008-3-25 作者：snpec 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左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角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。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。 第二代核电站： 第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，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）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′′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、BWR、System80等标准核电站。 第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。 第三代核电站: 对于第三代核电站类型有各种不同看法。 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，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型，这类典型的核电站见下表： 第三代核电站美国欧洲 EPR 能动核电站：System 80+, APR1400,APWR1600，ABWR， ESBWR 非能动核电站：AP1000 EP1000 第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。 第四代核能系统: 第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确；2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明” 。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。 第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。 目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。 第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统： 第四代核能系统代号中子能谱燃料循环
我国快堆和第4代先进核能系统
重大核科学工程
中国实验快堆（CEFR） 我国快堆和第4代先进核能系统 徐钅米 2000年首先由美国提出、2001年众多核能国家认可的第4代先进核能系统（简称“第4代”）共推荐了6种堆型，即钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆、超高温堆和熔盐堆。它们的技术基础不同。世界上钠冷快堆曾建造18座，从实验快堆、原型快堆、直到经济验证性快堆，已积累了350快堆·年的运行经验，工程技术已近成熟；熔盐堆只建过实验堆；其它4种堆型从未建造，其中铅冷快堆仅于20世纪六七十年代建造过类似于铅冷的铅铋冷却潜艇用快堆十一二座，因冷却剂工艺问题，运行并不成功。 2001年以来，“第4代”在两个世界性的技术合作组织INPRO（反应堆与燃料循环创新国际计划）和GIF（第Ⅳ代先进核能系统国际论坛）组织下，近30个核能国家参于合作开发，至今尚未有任何“第4代”堆型完整的设计，但已有对“第4代”比较明确的定性目标，即可持续性、经济性、安全性和可靠性及防核扩散和实体防卫。 1）可持续性 “第4代”的要求是：能提供清洁、可持续的核能，能为世界长期使用和对核燃料实现有效利用；应能处理好核废物，并使核废物量最小化，特别是减少核废物长期管理的负担，从而改进对公众和环境的保护。 在各种反应堆堆型中，快中子反应堆是唯一能实现工程意义上燃料增殖的堆型，且能嬗变长寿命核废物核素。我国选择的钠冷快堆采用合金燃料，有最高的燃料增殖能力，不仅能使我国核能可持续发展，且能满足我国核能快速增长的需求，比如，到2050年，可使我国核电发展到240 GWe 或以上。在我国核能发展的战略研究中，准备用我国原型快堆规模的快堆，一址多堆、模块化建造焚烧堆，以焚烧长寿命次量锕系核素（MA）和嬗变长寿命裂变产物（LLFP）。 2）经济性 “第4代”的要求是在整个寿期的投资上明显地优于其它能源系统，应在投资风险方面能与其它能源系统不相上下。 我国快堆工程发展尚在实验快堆阶段，以后将逐步发展到原型快堆、经济验证性快堆阶段，并力争主要技术选择的一致性，以此减小商用快堆的技术经济风险，并逐步达到优化和简化系统使快堆有好的经济性。实际上，目前已有快堆工程经验的国家正在建造和设计的快堆已有可与当前轻水堆竞争的可能性了。 3）安全性和可靠性 “第4代”应有更优良的安全性和可靠性，有非常低的堆芯损坏程度，应消除厂外应急的需要。 我国钠冷快堆的设计指导思想是充分利用快堆固有安全性和尽量采用非能动安全的工程措施，如对中国实验快堆采用了非能动余热导出系统，对中国原型快堆和经济性验证快堆将会增设非能动停堆系统以应对其可能的正钠空泡效应，保证在任何设计事故下钠不沸腾，堆芯不熔化。计算结果指出，中国实验快堆的堆芯熔化概率已低到每堆·年4×10－7，且设计事故甚至超设计事故下均不需要厂外应急。
未来十年核电先进堆型介绍
未来十年核电先进堆型介绍 未来十年核电先进堆型介绍IntroductionofAdvancedNuclearReactorsintheDecade 杨孟嘉1任俊生1周志伟2 （1.中国广东核电集团公司技术中心，广东深圳，518124； 2.清华大学核能技术设计研究院，北京，100084） 摘要根据世界核电工业的发展现状，系统讨论了面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点以及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述了这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。 关键词先进反应堆核电商业计划 Abstract：Varioustypesofadvancednuclearreactoraimingatnuclearelectricpowermarketaroundtheyear2010,the irdesignfeaturesandthecorrespondingcommercialplansinitiatedbyworldmajorsuppliersofnuclearpo werplantsforobtainingpotentialcustomersaresystematicallydiscussedbytakingintoaccountthecurrent statusofthedevelopmentofnuclearelectricpowerindustryworldwide.Thetechnicalandcommercialpre parednessfordeployingtheseadvancednuclearreactorsinneartermhasbeensummarized.Asareference,t hepresentresearchisofconsiderableforChinesenuclearpowerindustrytoselectadvancedreactortypesan dtodeterminethemaintechnologicaldevelopmentroadmap,andtoestablisheffectivesafetyregulatorygu idelinesinnearfuture. Keywords：AdvancedreactorCommercialplanofnuclearpower 在无温室气体排放的条件下，全球400多座核电站正安全可靠地为人类提供17的电力，这是源于20世纪中叶的核能技术在其沧桑的发展进程中所创造的成就。随着上个世纪六、七十年代投入运行的核电站逐渐达到其40年的运行寿期，核能界一方面向核安全当局提出申请，要求延长运营期限；另一方面在对已有的核电机组实施渐进性设计和运行改进的基础上，面向2010年前后的核电市场，推出第三代（80年代开始发展、90年代末开始投入市场）先进轻水堆核电站和在第一代至第三代核电堆型的基础上经过渐进性设计改进的核电堆型。 本文简略介绍这两类核电堆型。 1ABWR 先进沸水堆（ABWR）是在世界范围内沸水堆（BWR）设计和多年运行经验的基础上发展起来的第三代先进堆型，它基本符合国际上通行的核安全管理规定，基本满足美国用户要求文件（URD）对第三代先进轻水堆安全性、先进性、可靠性和经济性的要求。ABWR 也是一个完成了全部工程设计、并且有实际建造和运行经验的反应堆。
美国核安全法规
美国核安全法规标准介绍 一、美国核电法规体系的五个层次： 二、美国核电法规和标准简介 2.1 原子能法（第一层次）（放射性污染防治法） 原子能法，美国国会参众两院于1954年批准并公布，共有303条，分成20章。原子能法是美国对原子能的和平利用和军事用途管理的根本依据。 2.2 联邦法规（第二层次）（HAF） 联邦法规，美国联邦法规由美国核管理委员会（NRC）发布；第10部分是“能源”，它规定了和平利用原子能通用的和特殊的原则和准则，它在美国具有法律效力。 第10部分“能源”与核电厂设计有关的部分主要有： 10CFR20 放射性防护10CFR70 特殊核材料 10CFR50 生产和应用设施的 执照发放10CFR71 放射性材料的 运输和包装 10CFR55 运行者执照10CFR100 反应堆选址准则10CFR50“生产和应用设施的执照发放”的附录（15个） 10CFR50附录A 《核电厂的一般设计准则》
10CFR50附录B 《核电厂和燃料后处理厂质量保证准则》 10CFR50附录C 《核设施建造许可证申请者为财务审定所需的财务数据 和相关资料导则》 10CFR50附录E 《生产和应用设施的应急计划和准备》 10CFR50附录F 《燃料后处理厂和有关废物管理的厂址选择政策》 10CFR50附录G 《断裂韧性要求》 10CFR50附录H 《反应堆容器材料监督大纲要求》 10CFR50附录I 《轻水冷却动力堆排出流中放射性物质满足“合理可行尽 量低”原则的设计目标和限制条件的数值导则》 10CFR50附录J 《水冷动力堆的一次安全壳的泄漏试验》 10CFR50附录K 《水冷堆堆芯应急冷却系统的评价模型》 10CFR50附录M 《核电厂设计标准化：核动力堆的制造；获取制造许可证 的核动力堆的建造和运行》 10CFR50附录N 《核电厂设计标准化：许可证在多个厂址建造和运行重复 设计的核动力堆》 10CFR50附录O 《核电厂设计标准化：对进行标准化设计的人员审查》 10CFR50附录Q 《关于厂址合适性问题预申请的早期审查》 10CFR50附录R 《1979年1月1日前运行的核动力装置的防火大纲》2.3 美国核管理委员会的管理导则（第三层次）（HAD） 美国核管理委员会的管理导则，美国核管理委员会制定了一整套的管理导则（RG）它提供了符合法规要求的指导和可行的解决办法。按照不同内容，将这些导则分为10个部分，涉及核电厂的内容编为第一部分，即RG.1。如：RG.1.28《质量保证大纲要求（设计和建造）》； RG.1.38《轻水堆核电厂各物项的包装、运输、接受、贮存和装卸的质量保证要求》； RG.1.64《核电厂设计的质量保证要求》； RG.1.70《核电厂安全分析报告的标准格式和内容》等。 管理导则的其它部分为研究和试验反应堆、核燃料和物料设备、环境和厂址以及职业保健等。
第四代核电站与中国核电的未来
第四代核电站与中国核电的未来 核电是世界三大支柱能源之一，具有清洁、安全、高效的特性。在20世纪末21世纪初的几年里，发生了对世界核电发展产生深远影响的三件大事：美国政府发起了第四代核电站的技术政策研究；俄罗斯总统普京在世界新千年峰会上，发出了推动世界核电发展的倡议；美国总统布什颁布了美国新的能源政策，把扩大核能作为国家能源政策的主要组成部分。 1999年6月，美国能源部（Department of Energy, DOE）核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站（以下简称第四代核电）的倡议。2000年1月，DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议，就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论，并在发展核电方面达成了十点共识，其基本思想是：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。会议决定成立高级技术专家组，对细节问题作进一步研究，并提出推荐性意见。 同年5月，DOE又组织了近百名国内外专家就第四代核电的一般目标问题进行研讨，目的是选出一个或几个第四代核电的概念，以便进一步开展工作。2001年7月，上述九国成立了第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum, GIF）并签署了协议。2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士（2002年2月加盟）。会上10国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。核电站的分代标志 第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
核电厂主要生产系统要点
核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂 这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。
这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。