世界核电发展趋势与高温气冷堆
世界核电技术发展简史
世界核电技术发展简史 1、第一代核电技术 即早期原型反应堆，主要目的是为通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。 前苏联在1954年建成5兆瓦实验性石墨沸水堆型核电站;英国1956年建成45兆瓦原型天然铀石墨气冷堆型核电站;美国1957年建成60兆瓦原型压水堆型核电站;法国1962年建成60兆瓦天然铀石墨气冷堆型核电站;加拿大1962年建成25兆瓦天然铀重水堆型核电站。这些核电站均属于第一代核电站。 2、第二代核电技术 第二代核电技术是在第一代核电技术的基础上建成的，它实现了商业化、标准化等，包括压水堆、沸水堆和重水堆等，单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高，达到千兆瓦级。 在第二代核电技术高速发展期，美、苏、日和西欧各国均制定了庞大的核电规划。美国成批建造了500至1100兆瓦的压水堆、沸水堆，并出口其他国家;前苏联建造了1000兆瓦石墨堆和440兆瓦、1000兆瓦VVER型压水堆;日本和法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术，其核电发电量均增加了20多倍。 美国三里岛核电站事故和前苏联切尔诺贝利核电站事故催生了第二代改进型核电站，其主要特点是增设了氢气控制系统、安全壳泄压装置等，安全性能得到显著提升。此前建设的所有核电站均为一代改进堆或二代堆，如日本福岛第一核电站的部分机组反应堆。我国目前运行的核电站大多为第二代改进型。 3、第三代核电技术 指满足美国“先进轻水堆型用户要求”(URD)和“欧洲用户对轻水堆型核电站的要求”(EUR)的压水堆型技术核电机组，是具有更高安全性、更高功率的新一代先进核电站。 第三代先进压水堆型核电站主要有ABWR、System80+、AP600、AP1000、EPR、ACR等技术类型，其中具有代表性的是美国的AP1000和法国的EPR。中国已引进AP1000等技术，分别在浙江三门和山东海阳等地开工建造。 4、第四代核电技术 第四代核电是由美国能源部发起，并联合法国、英国、日本等9个国家共同研究的下一代核电技术。目前仍处于开发阶段，预计可在2030年左右投入应用。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。
高温气冷堆的技术及装备
高温气冷堆的技术及装备 随着经济社会发展，人类对能源需求日渐增多。但传统化石能源有着污染大，不可再生的缺陷，并且储量日益减少。核能为人类提供了一个清洁，取之不尽用之不竭的能源宝库，到现在为止已有四代核电技术的历史，人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。第四代核反应堆的六个构型中，就有高温气冷堆，高温气冷堆是国际公认的具有先进技术的新型核反应堆，我国的高温气冷堆研究技术处于国际领先地位。其主要特点是固有安全性能好、热效率高、系统简单。目前已成功地建设了10MW实验电站，并完成了多项安全性实验工作，在向商业化转化的过程中，得到国家有关部门的大力扶持。项目已经列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要》和《中华人民共和国国民经济和社会发展第十一个五年规划纲要》。 传统核反应堆存在建造周期长，相对效率较低，安全性不高成本高的不足。自从前苏联切尔诺贝利电站发生核泄漏事故以后，人类更希望有更安全的利用核能的方式。高温气冷堆是在以天然铀为燃料、石墨为慢化剂、CO2为冷却剂的低温气冷堆的基础上发展起来的，具有固有的安全性，使得反应堆辅助系统减少，有效降低了成本
并且拥有很高的效率。高温气冷堆是现有堆型中工作温度最高的堆型，可以广泛应用于需要高温高热的工业部门。高温气冷堆作为第四代核反应堆具有广阔的应用前景。 1.高温气冷堆的组成结构及其工作原理 通俗地说，反应堆就是“原子锅炉”，是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。通常，反应堆的核燃料是铀235，在中子的作用下能够产生核裂变。一个铀235原子核吸收一个中子以后，会分裂成两个较轻的原子核，以热的形式释放出能量，并产生两个或者三个新的中子。在一定的条件下，新产生的中子会引发其它的铀235原子核裂变，这种反应延续下去，就是“链式裂变反应”。要形成“链式裂变反应”，不仅铀235要达到一定数量，还必须用慢化剂把高能量的中子减慢为“热”中子。控制反应堆中核燃料的反应使核能缓慢释放，并用载热剂从反应堆中导出热量，就能对核能加以利用。 高温气冷堆是一种用氦气作冷却剂的先进核反应堆，采用全陶瓷型球形燃料元件（核燃料经20多道工序加工成直径为6cm的球状物），冷却剂即为氦气，慢化剂和结构材料采用石墨，堆芯最高温度达到1600摄氏度。反应堆可采用模块化方式制造，建造时就像搭积木般，能随时连续地装卸核燃料和不定期停堆拆卸更换，因而和其它反应堆相比，可用率约高达45％以上。高温气冷堆的堆芯核燃料由低富集铀或高富集铀加钍的氧化物（或碳化物）制成直径约200微米的陶瓷型颗粒核心，外面涂上2－3层热解碳和碳化硅，涂层厚度约150－200 微米，构成直径约为1毫米左右的核燃料颗粒。然后将颗粒弥散在石
当今世界各国核电发展情况介绍
当今世界各国核电发展情况介绍 导语：全球首座商用核动力电站开始于20世纪50年代，目前全球有445座商用核动力反应堆在31个国家运行，总装机容量达387GW，另有64座在建。作为持续、可靠的低碳能源，核电已向全球提供超过11%的电能。此外，还有大约240座研究堆运行在56个国家，180座动力堆为大约140支舰船、潜艇提供着动力。总体情况核裂变能技术(特定原子核分裂释放大量能量)首先发展于20世纪40年代，从二战期间直到1945年，研究主要集中在利用特定核素(铀或钚)的原子核分裂所释放出的大量能量以制造炸弹，即原子弹。到20世纪50年代，核裂变能技术开始转向和平利用，主要是用于核动力发电。如今，在世界电力能源中，核电已具备举足轻重的地位。目前，民用核电已拥有超过1.65万堆年的运行经验，并且占世界电力能源供给的11.5%(来自31个国家的核动力发电)。另外许多国家建造了不少研究堆，一方面为科学研究提供中子源束流;另一方面用于制造医用、工业用同位素。众所周知，目前仅有8个国家具有核武器制造能力。于此相比，却有56个国家运行着大约240座民用研究堆。超过1/3存在于发展中国家。目前31个国家拥有445台商业核动力反应堆，总装机容量达387GW，这一发电量超过法国或德国所有电力来源的3
倍不止。另外还有64座商用核动力反应堆在建，相当于目前核电装机容量的18%。同时，已有150多座商用核动力反应堆具有明确的建设计划，相当于目前核电装机容量的一半。全球16个国家在很大程度上依赖于核电，其核电占比超过本国电力供给的1/4。法国电力来源中，核电贡献3/4左右;比利时、捷克、芬兰、匈牙利、斯洛伐克、瑞典、瑞士，斯洛文尼亚，乌克兰等国的核电占比达1/3或更多;南韩、保加利亚核电提供30%以上的电能;美国、英国、西班牙、罗马尼亚核电占各国电能的20%;日本过去很大成分上依赖核电，占比超过1/4，目前期望返回当时水平。在那些不持有核电厂的国家中，意大利和丹麦，能源供给中，有10%来自于核电。世界各国情况中国中国政府计划到2020年，核电装机容量将达到在运58GW，在建30GW。从2002年到2015年内，中国已完成了28台新核电机组的建造及开始运营。目前已有33台机组在运，22台机组在建，其中包括4台AP1000核电机组(全球首堆)和高温气冷堆示范电厂，更多机组还在计划建造中，可能将会在三年内开始。另外，中国已经开始了出口国产反应堆设计，中国核反应堆技术的研究与发展同样是首屈一指。印度根据国家能源政策，印度核电发展目标是：到2020年达到装机14.5 GW，包括轻水堆、重水堆及快堆。目前，印度除了21台机组已在运外，另外还有6台机组在建，包括国产和进口的设
(发展战略)世界核电发展概述 中国核电建设简史
世界核电发展概述 中国核电建设历程 （一）世界核电发展概述 1954年6月27日投入使用的世界最早核电站—莫斯科西南110公里的奥布宁斯克核电站，5MW容量。（于2002年4月30日关闭，现改建一所博物馆。） 1960年美国核能发电占总电能的0.1%。（当时只美国有规模核电） 1970年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国1.4%；苏联0.5%；日本1.5%；西德3.7%。 1980年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国11.0%；苏联5.4%；日本16.0%；西德14.2%。 1980年主要国家核电装机容量：美国5649万千瓦；苏联1230万千瓦；日本1569万千瓦。 1980年全球核电占发电量的16%。 1981年主要国家核电装机容量：美国6074万千瓦；苏联1450万千瓦；日本1626万千瓦。 1982年11月法国核电装机容量2200万千瓦，占总装机容量的33.8%。法有22台90万千瓦核电机组投入生产。 1982年11月英国核电装机容量占总电量的8.1%。 1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。主要内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。 1983年10月11日。国际原子能机构27届大会一致通过决议，接纳中华人民共和国为该机构成员国。 1985年12月12日中法广东核电站谈判达成协议。由法国法马通公司向中国提供两座90万千瓦反应堆。
1986年4月26日，苏联基辅北180公里的切尔诺贝利核电站发生严重事故，放射性物质泄漏，传播到北欧一带，苏要求瑞典帮助，大火七天扑灭。其原因是人为连续违反操作规程而导致，安全壳不能全包容而向外泄漏。 1990年初，宜宾核燃料元件厂开始生产，供秦山核电站核燃料组件。95年1月起，向大亚湾核电站提供更换的燃料组件。 1991年12月大亚湾核电站第一台投产，填补我国核电的空白。 1991年12月31日，中国—巴基斯坦核电站合作合同签字。中国30万千瓦核电站和平利用于巴，接受国际原子能机构监督。 1992年12月18日中俄签订核电站合作协定。关于两台100万级核电机组的核电站项目。 1994年4月我国自行研究、设计和建设的第1座核电站－秦山核电站正式投入商业运行。 1996年12月27日，在莫斯科签订俄罗斯提供两台百万千瓦压水堆（VVER-1000型）核电机组合同。厂址在江苏连云港，称田湾核电站。 1996年世界核电所占比率最高的国家：法国核电占总电量的78.2% 。 1999年各国核发电量（单位：亿千瓦时）：美国7778.9、法国3942.4、日本3166.2、德1700.0、俄国1218.8、英国962.8、加拿大734.9、中国149.5。 2001年4月19日报道，核电专用电缆在天津诞生，核二院等单位研制1E级K3类电缆通过专家鉴定，国内首家寿命达到50年。 2001年4月19日，日本高濱关西电力公司属下1号核电厂发生泄漏事故，将负荷降至75%，对泄漏详细检查。 2001年5月17日报道，我国新一代、第一座高温气冷核反应堆在京建成。世界最新技术，继美、英、德、日后第五个掌握的国家。
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
高温气冷堆
高温气冷堆 高温气冷堆，用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为 850~1000℃，甚至更高。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。 高温气冷 高温气冷堆，（high temperature gas cooled reactor），高温气冷堆的蒸发器能达到560℃，发电效率大大提升，高温气冷堆核电站具有良好的固有安全性，它能保证反应堆在任何事故下不发生堆芯熔化和放射性大量释放。高温气冷堆具有热效率高 （40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高 （0.7~0.8）等优点，由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。 70年代中期，中国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。 1986年，在国家863计划支持下，清华大学正式开始了１０兆瓦高温气冷堆实验堆的研发。 1988～1989年，间德国的两座球床高温气冷堆反应堆相继被关闭，其原因是担心安全性。
2000年12月，建成临界。 高温气冷 2003年1月，实现满功率并网发电，中国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核心技术和系统设计集成技术。这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使中国在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。 2004年9月底，由国际原子能机构主持，清华大学核研院在10兆瓦高温气冷堆实验堆上进行了固有安全验证实验。实验结果显示，在严重事故下，包括丧失所有冷却能力的情况下，不采取任何人为和机器的干预，反应堆能保持安全状态，并将剩余热量排出。 2006年1月，国务院将大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程列为国家重大专项。 2008年2月，高温气冷堆核电站重大专项实施方案获国务院批准，专项牵头实施单位为清华大学核研院、华能山东石岛湾核电有限公司、中核能源科技有限公司。 2009年9月，美国能源部发表声明说：“下一代核电站（NGNP）项目将采用新型的高温气冷堆技术，一个设施支持多种工业应用，比如发电的同时进行石油精炼。NGNP项目将使核能利用延伸到更宽广的工业和交通领域，降低燃料消耗和污染，并在现有的商业化轻水堆技术基础上提高固有安全性。”而后来美国选择了阿海珐公司设计的棱柱高温气冷堆。 2011年3月1日，筹备了7年之久的山东荣成石岛湾核电站终于通
世界核电发展概述中国核电建设简史
世界核电发展概述中国核电建设简史 中国核电建设历程 （一）世界核电进展概述 1954年6月27日投入使用的世界最早核电站—莫斯科西南110公里的奥布宁斯克核电站，5MW容量。（于2002年4月30日关闭，现改建一所博物馆。） 1960年美国核能发电占总电能的0.1%。（当时只美国有规模核电） 1970年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国1.4%；苏联0.5%；日本1.5%；西德3.7%。 1980年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国11.0%；苏联5.4%；日本16.0%；西德14.2%。 1980年要紧国家核电装机容量：美国5649万千瓦；苏联1230万千瓦；日本1569万千瓦。 1980年全球核电占发电量的16%。 1981年要紧国家核电装机容量：美国6074万千瓦；苏联1450万千瓦；日本1626万千瓦。 1982年11月法国核电装机容量2200万千瓦，占总装机容量的33.8%。法有22台90万千瓦核电机组投入生产。 1982年11月英国核电装机容量占总电量的8.1%。 1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。要紧内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。 1983年10月11日。国际原子能机构27届大会一致通过决议，接纳中华人民共和国为该机构成员国。 1985年12月12日中法广东核电站谈判达成协议。由法国法马通公司向中国提供两座90万千瓦反应堆。
1986年4月26日，苏联基辅北180公里的切尔诺贝利核电站发生严峻事故，放射性物质泄漏，传播到北欧一带，苏要求瑞典关心，大火七天扑灭。其缘故是人为连续违反操作规程而导致，安全壳不能全包容而向外泄漏。 1990年初，宜宾核燃料元件厂开始生产，供秦山核电站核燃料组件。95年1月起，向大亚湾核电站提供更换的燃料组件。 1991年12月大亚湾核电站第一台投产，填补我国核电的空白。 1991年12月31日，中国—巴基斯坦核电站合作合同签字。中国30万千瓦核电站和平利用于巴，同意国际原子能机构监督。 1992年12月18日中俄签订核电站合作协定。关于两台100万级核电机组的核电站项目。 1994年4月我国自行研究、设计和建设的第1座核电站－秦山核电站正式投入商业运行。 1996年12月27日，在莫斯科签订俄罗斯提供两台百万千瓦压水堆（VVER-1000型）核电机组合同。厂址在江苏连云港，称田湾核电站。 1996年世界核电所占比率最高的国家：法国核电占总电量的78.2% 。 1999年各国核发电量（单位：亿千瓦时）：美国7778.9、法国3942.4、日本3166.2、德1700.0、俄国1218.8、英国962.8、加拿大734.9、中国149.5。 2001年4月19日报道，核电专用电缆在天津产生，核二院等单位研制1E级K3类电缆通过专家鉴定，国内首家寿命达到50年。 2001年4月19日，日本高濱关西电力公司属下1号核电厂发生泄漏事故，将负荷降至75%，对泄漏详细检查。 2001年5月17日报道，我国新一代、第一座高温气冷核反应堆在京建成。世界最新技术，继美、英、德、日后第五个把握的国家。
我国核能发展现状
我国核能发展现状 目前我们国家核能起着相当重要的作用，核能的和平利用是20世纪人类最伟大的成就之一，经过半个多世纪的发展，核技术已经渗透到能源、工业、农业、医疗、环保等各个领域，特别是核能在电力工业成功运用，为提高各位人们的生活质量与水平作出了重要贡献。 目前核电约占世界总发电量的16%，与水电、火电一起构成电力能源三大支柱，核能技术不断发展和进步寄托着人类对未来的希望，它将成为最终解决全球可持续发展的综合能源之一。世界50多年的核能发展表明，核能不失为一种清洁、安全和经济的能源，随着我国经济的持续高速发展，毕竟对能源提出快速增长要求，而我国目前以煤炭为主的能源结构又与日益严重的环境问题日益相关，所以发展核能是解决我国能源短缺、改善能源结构、控制环境污染、保障能源结构重要途径之一。 中国建设的第一座核电厂1991年建成投产，结束了中国大陆无核电力的历史，1994年投产大电站，1996年中国又自主设计建设了二级核电站，三级核电站，随着最近广东核电厂投入，我国目前公共12组核电机组投入运行，运行的核电机组安全状况良好，平均用于值可达到85%，核电辐射水平一直保持在本地水平。 到目前为止我国已合作了12个核电项目，共31台机组，合作规模达到3378万千瓦，已开工建设24台，建成规模2660万千瓦。核电作为我国新能源的主力军，正面临着难得的发展机遇，进入了批量化、规模化的发展阶段，目前我国引进三代核技术AP1千以及EP2顺利建成，它在中国经济快捷的发展，对核燃料的高效利用以及对减少高排放物发挥了重大的效应。 07年3月，随着中美间两份重要协议《核岛供货合同框架协议》和《技术转让合同的框架协议》的签署，美国西屋公司和绍尔公司组成的西屋联合体在中国的第三代核电招标中正式中标，AP1000成为三代核电自主化依托项目所选择的技术路线，世界上最先进的第三代核电技术AP1000落户中国。 AP1000技术虽然先进，但到目前为止世界上尚没有一座建成的电站，中国将是第一个“品尝”这一技术的国家。我国的研究人员从AP600到AP1000进行了十多年的研究，对这一技术有较深入的了解。第三代技术是从第二代发展来的，其主要系统均有工程实践，只是核电站安全系统设计理念不同，AP1000使用的是非能动的方式。 作为第三代核电站，AP1000具有良好的安全性和经济性。第二代核电站主要是上世纪70年代根据当时安全法规设计的。其设计基准不考虑核电站严重事故(如
世界核电站建设现状及前景
世界核电站建设现状及前景 胡经国 人类使用的能源已由木材时代、煤炭时代、石油时代进入到核能时代。利用核裂变反应产生的巨大能量—核裂变能（本文所说的核能是指核裂变能）发电已有30多年的历史。今天，核能已成为技术上最成熟、安全、经济、清洁、最有潜力和发展前途的一种新能源。在当今世界能源日益紧缺的情况下，建设核电站对于世界经济的发展具有重要的战略意义。尽管发生了美国三里岛和苏联切尔诺贝利核电站事故，但是世界核电站建设仍然在持续、稳定地向前发展。 到1983年9月，全世界已有20多个国家和地区拥有在运转的核电站270多座，总装机容量为1700亿瓦。同时，在建和拟建的核电站尚有200多座。 据国际原子能机构统计，1984年，全世界有34座核电站投产发电，使世界核电站发电量增长17%，达到2200亿瓦。当年，全世界新建核电站14座。 到1986年底，全世界在运转的核电站达到376座，总装机容量达到2769.75亿瓦；在建的核电站有135座，总装机容量为1469.31亿瓦；拟建的核电站有124座，总装机容量为1218.9亿瓦。 到1987年6月底，全世界在运转的核电站有389座，总装机容量达到3000亿瓦。当时，世界各国核电站所提供的电力，相当于700多万桶石油的能量。去年，全世界又增加了20座核电站，使世界核电站总数达到420座。 据预测，到2000年，全世界已安装的核电站的装机容量将达到4970～6460亿瓦；到2025年，将增加到8750～21600亿瓦。 到1986年底，核电站发电量占世界发电总量的比重已上升到了15%。同时，核电站发电量占各国发电总量的比重，法国为70%，比利时为67%，瑞典为50%，瑞士和西德两国分别为39%和30%，日本和美国两国分别为25%和17%。 据预测，到2000年，核电站发电量占世界发电总量的比重，将从现在的15%上升到20%～30%。 目前，全世界的核电站都是利用铀235或钚239等容易裂变的同位素，通过核裂变反应获得巨大的能量的。近几年来，一些工业发达国家正在加紧研究通过受控核聚变反应获得更加巨大的能量。科学家们预测，到本世纪末，受控核聚变技术将获得重大突破。到21世纪，人类通过受控核聚变反应所获得的能量将会越来越多。核能在世界能源消费结构中的比
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
高温气冷堆
高温气冷堆 高温气冷堆 来源：中国核电信息网发布日期：2009-07-06 【英文名】：high temperature gas cooled reactor 用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。核燃料一般采用高 浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高 温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。高温气冷堆具有热效率高(40%~41%)，燃耗深(最大高达20MWd/t铀)，转换比高(0.7~0.8)等优点。由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。 【实际应用】 10兆瓦高温气冷实验堆： 在国家"863"计划的支持下，自上世纪八十年代中期，我国开展了10MW高 温气冷实验堆的研究、开发，于2000年12月建成临界，2003年1月实现满功 率并网发电，我国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核 心技术和系统设计集成技术。这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使我国 在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。2006年1月，国务院正式发布的"国 家中长期科学和技术发展规划纲要(2006--2020年)"中，将"大型先进压水堆和 高温气冷堆核电站示范工程"列为国家重大专项。 第四代先进核能系统 近年来，国际上提出了"第四代先进核能系统"的概念，这种核能系统具有 良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电 方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能 系统的技术之一。
我国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。 值得一提的是，建成的首座高温气冷堆的压力壳直径4.7米，高12.6米，重150吨，是我国自己设计和制造的迄今体积最大的核安全级压力容器。蒸汽发生器直径2.9米，高11.7米，重30吨，堆内有约13000个零部件，总重量近200吨。这些设备的制造成功，使我国成为少数几个能够加工制造高温气冷堆关键设备的国家之一，为高温气冷堆的国产化做出了重要贡献。 高温气冷堆特点 1安全性好 高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。三里岛核事故后世界核反应堆安全性改进的趋势，其堆芯融化概率有了显著的改进。目前世界上的核电厂堆芯融化概率均能达到图2中实线所表示"满足要求的电厂"的水平，而且一些核电厂达到了"优异安全性电厂"的水平。美国电力研究所(EPRI)制定的《电力公司用户要求》文件提出的先进轻水堆的堆芯融化概率设计要求为10-5/堆.年。模块式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型，其估计的堆芯熔化概率低于10-7/堆.年，远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求。 高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料元件(见图3)。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，裂变气体的释放率仍低于10-4。高温气冷堆具有如下的基本安全特性： 1.1反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反应性温度系数(燃料和慢化剂温度系数之和)均为负，具有瞬发效应的燃料温度系数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。高温气冷堆正反应性引入事故主要有：
中国核电发展现状及未来发展趋势
中国核电发展现状及未来发展趋势 山东大学 能源与动力工程学院 公元1964，中国西北，罗布泊的一声巨响，向世界宣告，中国拥有了自己的核武器。 1970年12月26日，中国第一艘核潜艇下水，代表我国开始使用核动力。 1991年12月15日，我国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站——秦山核电站正式并网发电，代表着中国在和平利用核能的道路上迈出了坚实的第一步。 漫漫征途，从中国第一次核试验，到第一核电机组并网发电，中国核能利用已经走过了近三十年。在党中央、国务院的正确领导下，我国核电经过20多年的发展，取得了显著成绩。核电设计、建设和运营水平明显提高，核电工业基础已初步形成。三十年风风雨雨，三十年艰苦历程。中国核电从无到有，为共和国的华美乐章添加了最美妙的音符。 我国核电现状 从上世纪80年代起，经过起步和小批量两个阶段的建设，我国目前形成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地。截至到2004年9月，我国共有9台核电机组投入运行，装机容量达到700万千瓦。2003年底，我国核电装机容量和核发电总量，分别占我国电力总装机容量和发电量的1.7%和2.3%。在浙江、广东两省，2003年核发电量均超过本省总发电量的13%，核电成为当地电力供应的重要支柱。 与此同时，通过引进与自主研发，我国在核电站维护运营及设计方面都有了很大的的进步：秦山一期核电站已经安全运行13年，在2003年结束的第七个燃料循环中创造了连续安全运行443天的国内核电站最好成绩，2003年世界核电运营者协会（WANO）九项性能指标中，秦山核电站有六项指标达到中值水平，其中三项指标达到世界先进水平。秦山二期国产化核电站全面建成投产，实现了我国自主建设商用核电站的重大跨越，比投资1330美元/千瓦，国产化率55%，经受住了初步运行考验，表现出了优良的性能，实现了较好的经济效益和社会效益。秦山三期重水堆核电站提前建成投产，实现了核电工程管理与国际接轨，创造了国际同类型核电站的多项纪录。 广东大亚湾核电站投运10年来，保持安全稳定运行，部分运行指标达到国际先进水平，取得了较好的经济效益。广东岭澳核电站也已经全面建成投产并取得良好的运行业绩。江苏田湾核电站1号机组正在调试过程中。此外，我国出口巴基斯坦的恰希玛核电站2000年6月并网发电，2003年负荷因子达到85%。 我国核电当前技术水平与发展情况 进入二十一世纪，传统能源的利用程度已经接近极限，而且，由于工业革命以来，人类对化石能源的过分利用，对环境造成了难以消除的影响。今天，面对油价高涨，能源短缺，各国都在寻找能源的解决办法。中国科学院学部核能发展战略咨询组起草的一份战略研究报告指出，我国能源供应面临三大挑战：第一，能源发展需求与我国能源资源人均拥有量不足之间的矛盾；第二，以煤为主的能源结构不合理，大量燃煤造成严重的环境污染和温室气体问题；第三，能源利用效率不高，能源浪费比较严重。为应对上述挑战，我国将强化节能和提高能效作为基本国策放在首位，并逐步调整和优化能源结构，逐步降低化石能源的消耗份额，提高新能源的份额。而“在各种替代能源中，只有核能既是一种经济、安全、洁净的能源，又可大规模地替代化石能源。只有积极发展核
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
国际核电发展现状.doc
国际核电发展现状 来源：秦山核电有限公司发布日期:2009-02-09 核电自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电，1954年6月苏联第一座核电厂首次向电网送电，到现在已有近50年的历史，大致经过了验证示范、高速发展和滞 缓发展三个阶段。现在处于复苏之前的过渡阶段。 验证示范阶段1942年12月美国在芝加哥大学建成世界上第一座核反应堆，证明了实现受控核裂变链式反应的可能性。但当时正处于第二次世界大战期间，核能主要为军用服务。美国、苏联、英国和法国，配合原子弹的发展，先后建成了一批钚生产堆，随后开发了潜艇推进动力堆。 从50年代初开始，美、苏、英、法等国把核能部分地转向民用，利用已有的军用核技术，开发建造以发电为目的的反应堆，从而进入核电验证示范的阶段。美国在潜艇动力堆的技术基础上，于1957年12月建成希平港(Shippingport)压水堆核电厂，于1960年7月建成德累斯顿(Dres den-1)沸水堆核电厂，为轻水堆核电的发展开辟了道路。英国于1956年10月建成卡尔德霍尔(C alder Hall A)产钚、发电两用的石墨气冷堆核电厂。苏联于1954年建成奥布宁斯克（APS-1）压力管式石墨水冷堆核电厂后，于1964年建成新沃罗涅日压水堆核电厂。加拿大于1962年建成N PD天然铀重水堆核电厂。这些核电厂显示出比较成熟的技术和低廉的发电成本，为核电的商用推广 打下了基础。 高速发展阶段60年代末70年代初各工业发达国家的经济处于上升时期，电力需求以十年翻了一番的速度迅速增长。各国出于对化石燃料资源供应的担心，寄希望于核电。美、苏、英、法等国都制订了庞大的核电发展计划。后起的联邦德国和日本，也挤进了发展核电的行列。一些发展中国家，如印度、阿根廷、巴西等，则以购买成套设备的方式开始进行核电厂建设。 美国轻水堆核电的经济性得到验证之后，首先形成核电厂建设的第一个高潮，1967年核电厂订货达到25.6GW；从1969年开始，美国核电总装机容量超过英国，居世界第一位，1973年美国核电总装机容量占世界的2/3。1973年世界第一次石油危机后，为摆脱对中东石油的依赖，形成了第二个核电厂建设高潮。1973、1974年两年，共订货66.9GW，核电设备制造能力达到每年2 5~30GW。美国还通过出口轻水堆技术和开放分离功市场，使轻水堆成为世界核电厂建设的主导堆 型。 在核电大发展的形势下，美、英、法、联邦德国等国还积极开发了快中子增殖堆和高温气冷 堆，建成一批实验堆和原型堆。 滞缓发展阶段1979年世界发生了第二次石油危机。在这以后，各国经济发展速度迅速减缓，加上大规模的节能措施和产业结构调整，电力需求增长率大幅度下降。1980年仅增长1.7%，19 82年下降了2.3%。许多新的核电厂建设项目被停止或推迟，订货合同被取消。例如1983年以前
世界核电发展及对我国的启示
世界核电发展及对我国的启示 2011-3-1 摘要：介绍了我国核电装机、核电技术、核电政策等方面的发展情况；未来我国广阔的核电发展空间及形势；世界核电装机发展、主要国家核电装机、核电技术进步等情况。总结了世界核电发展的经验及对我国的启示：高度重视核电安全、制定科学合理的发展战略及加强核电技术标准化建设。 关键词：发展战略，核电，气候变化，能源危机 0 引言 核电作为一种重要的清洁能源，在保障能源供应、实现能源低碳清洁发展方面具有重要作用[1-7]，已为世界各国广泛使用。与风电、太阳能等可再生能源相比，核电具有经济性好、单位投资减排效益高等优点。随着核电技术的发展，核电的安全性与经济性不断提高，大规模发展核电已成为提高我国能源供应能力、推进能源消费清洁、低碳发展的重要举措之一。近年来，我国政府已制定了庞大的核电发展计划，我国已进入核电快速发展时期。 本文介绍了我国核电发展的前景与形势、世界核电装机及技术发展现状，总结了世界核电发展的主要经验教训及对我国的启示，以期为我国核电大发展提供借鉴。 1 我国核电发展现状 1.1 我国核电装机的发展概况 1991年12月，我国自主设计、建设的第1台30万kW压水堆核电机组在秦山一期核电站投入试运行，实现了我国大陆核电“零的突破”。1994年，秦山一期与大亚湾核电机组，2台由法国引进的90万kW 压水堆型核电机组正式投入运行，使我国核电装机容量达到了210万kW。2002年，秦山二期（我国自主设计、建造、运营）、秦山三期（由加拿大进口的重水堆型核电机组）、岭澳一期（由法国引进的压水堆型核电机组）各有1台核电机组投入运行，使核电装机达到了447万kW。此后，这3个电厂的第2台机组以及田湾核电站（2台由俄罗斯引进的压水堆型核电机组）陆续投入运行。截至2009年年底，我国有6座核电站共11台机组908万kW投入商业运行。 1.2 我国核电技术的发展历程 我国核电发展走的是一条“以我为主，中外结合”的道路，在20多年的探索、实践、引进、消化、吸收过程中，我国核电技术逐步走向成熟。目前，我国已掌握第2代核电技术，在“十五”末及“十一五”初期，我国利用秦山二期和岭澳一期已有技术并加以改进，建设了秦山二期扩建和岭澳二期等核电工程，使国内企业具备了自主设计第2代改进型60万kW和100万kW级压水堆型核电站的能力。“十一五”期间，通过对外合作，我国引进了新一代先进的核电技术，并在消化吸收的基础上进一步优化改进，提高了核电的安全性和经济性，核电工程设计工作也从中外联合设计逐步过渡到由国内企业自主完成，形成了中国先进压水堆型核电站品牌和批量化建设的设计能力。
中国核电项目汇总.doc
前言 进入新世纪以后，在“积极推进核电发展”方针的指导下，中国政府制定了核电“2020年建成4000万千瓦，在建1800万千瓦”的规划目标，核电进入一个快速发展的阶段。 2005年以来，在国家的支持下，广东、浙江、辽宁、福建、山东等沿海地区正在建设一批新的核电站，与此同时，在电力需求的强力推动下，湖北、湖南、江西、安徽、四川、重庆等内陆省市也在竞相成为我国第一批内陆核电站的所在地，过去几十年只能在沿海地区发展核电的格局正在被打破，核电建设正向我国内陆地区迈进。 2008年初，突如其来的冰雪灾害进一步引起政府的思考，加大了发展核电的决心，且有大大增加原定规划目标的迹象。 鉴于对核电发展的关心，鄙人收集了大量资料，现将中国内陆的核电项目简单编辑，以供关心核电发展的同仁参考。 本汇编中，包括已建核电项目、在建及即将开工核电项目、拟建核电项目三部分。由于国家政策（比如电力体制改革）及宏观环境（比如四川地震影响）变化，所编项目的准确性不代表最新情况；由于鄙人水平有限及时间仓促，疏忽、错误之处难免，敬请谅解。 备注：本资料仅凭个人兴趣编制，代表个人观点，仅供参阅、交流。 王仁松 二○○八年六月二十七日 目录 第一章已建核电项目 1 1、大亚湾核电站1 2、岭澳一期核电站1 3、秦山核电站（一期）2 4、秦山二期核电站3 5、秦山三期（重水堆）核电站4
6、田湾核电站4 第二章在建及即将开工核电项目 6 1、岭澳核电站二期6 2、阳江核电站一期7 3、台山核电站7 4、红沿河核电站一期7 5、福建宁德核电站8 6、福清核电站9 7、三门核电站一期9 8、秦山核电厂扩建项目（方家山核电工程）10 9、秦山核电站二期扩建10 10、山东海阳核电站11 第三章拟建核电项目12 1、吉阳核电站一期（安徽）12 2、芜湖核电站（安徽）12 3、桂东核电站（广西）13 4、白龙核电站（广西）13 5、海南核电（海南）13 6、大畈核电厂（湖北）14 7、小墨山/九龙山核电站（湖南）14 8、桃花江核电站（湖南）14 9、常德核电站（湖南）14 10、大唐华银核电厂（湖南）15 11、三明核电站（福建）15 12、漳州核电（福建）15 13、吉林核电站（吉林）15 14、辽宁第二核电厂（辽宁）15