核电站常识及信息
核电厂基本知识

核电厂基本知识目录一、核电厂概述 (2)1.1 核电厂的定义 (3)1.2 核电厂的类型 (3)1.3 核电厂的安全与防护 (4)二、核电厂的工作原理 (5)2.1 核裂变与核聚变 (6)2.2 反应堆的结构与功能 (7)2.3 核电厂的能量转换过程 (8)三、核电厂的组成部分 (9)3.1 核反应堆 (10)3.2 冷却剂系统 (11)3.3 控制棒驱动系统 (12)3.4 发电与输电系统 (13)3.5 核废物处理与处置系统 (15)四、核电厂的安全运行与管理 (16)4.1 安全文化的重要性 (17)4.2 安全管理体系的建立与实施 (19)4.3 安全监督检查与风险评估 (20)4.4 应急准备与响应 (21)五、核电厂的经济性与环境影响 (23)5.1 核电厂的投资成本与收益分析 (24)5.2 核电厂对环境的影响 (25)5.3 核电厂在能源结构中的地位与作用 (27)六、核电厂的发展趋势与挑战 (28)6.1 核电厂技术的创新与发展 (29)6.2 核电厂面临的挑战与应对策略 (30)6.3 核电厂未来的发展趋势 (31)一、核电厂概述核电厂是一种利用核能进行发电的设施,其核心是通过核裂变或核聚变反应产生大量的能量,从而驱动发电机组发电。
与传统火力发电相比,核电厂具有高效、清洁、低碳等优点,因此在能源结构转型和应对全球气候变化方面具有重要意义。
核电厂的主要组成部分包括核反应堆、汽轮机、发电机、蒸汽发生器、安全系统等。
核反应堆是核电厂的核心部分,负责将核能转化为热能;汽轮机则将热能转化为机械能,进而驱动发电机发电;发电机则是将机械能转化为电能的设备;蒸汽发生器用于将汽轮机产生的蒸汽进一步加热,以提高发电效率;安全系统则负责在紧急情况下对核电厂进行保护,确保人员和设备的安全。
核电厂的安全运行至关重要,因此核电厂在设计、建造和运行过程中都需要严格遵守国际核安全法规和标准,以确保其长期稳定运行。
核电知识科普

核电科普知识1. 什么是核电站核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。
反应堆是核电站的关键设备,链式裂变反应就在其中进行。
目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。
但用的最广泛的是压水反应堆。
压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂,它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。
2. 核电站工作原理核电厂用的燃料是铀。
用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。
3. 压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。
它主要由核岛和常规岛组成。
压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。
常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统,其形式与常规火电厂类似。
4. 沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。
沸水堆是以沸腾轻水>为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。
沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。
它们都需使用低富集铀作燃料。
沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆);蒸汽->给水系统;反应堆辅助系统等。
5. 重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。
重水堆是以重水作慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料。
重水堆可用轻水或重水作冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类。
重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
6. 快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出>来的热能转换为电能的核电站快堆在运行中既消耗裂变材料,又生产新裂变材料,而且所产可多于所耗,能实现核裂变材料的增殖。
核电站一般知识简介

核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。
根据原子核产生能量的方式,可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。
当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。
聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。
裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。
它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。
按用途不同,裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。
按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。
按引起裂变反应的中子能量不同,又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。
二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP(配套设施)组成。
2.核电站厂房布置:反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。
a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。
b) 专设安全设施由四个系统组成:它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。
c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统,只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。
核电基本常识

核电基本常识一、什么是核能?核能,又称原子能,是指原子核所具有的能量。
原子核由质子和中子组成,质子带正电,中子不带电。
当原子核发生变化时,会释放出大量的能量。
这种能量既可以用于和平目的,也可以用于制造核武器。
二、什么是核电站?核电站是利用核能产生电能的设施。
核电站的核心部分是核反应堆,通过核裂变或核聚变过程产生热能,再将热能转化为电能。
核电站的工作原理与火力发电厂相似,但燃料不同。
火力发电厂使用煤、石油等化石燃料,而核电站使用铀等放射性物质作为燃料。
三、核电站的类型根据核反应堆的类型和冷却方式,核电站可以分为以下几种类型:1. 压水堆核电站:压水堆(PWR)是目前世界上应用最广泛的核电站类型。
其特点是采用高压水作为冷却剂和减速剂,通过控制棒调节反应堆的功率。
压水堆核电站的安全性和经济性较好,但建设成本较高。
2. 沸水堆核电站:沸水堆(BWR)是一种较早的核电站类型,其特点是采用低浓度的铀燃料,以轻水为冷却剂和减速剂。
沸水堆核电站的建设成本较低,但安全性略低于压水堆。
3. 重水堆核电站:重水堆(PHWR)是一种使用重水作为冷却剂和减速剂的核电站类型。
重水堆核电站的功率密度较高,但建设成本较高,且对铀燃料的利用率较低。
4. 高温气冷堆核电站:高温气冷堆(HTGR)是一种采用石墨作为减速剂,氦气作为冷却剂的新型核电站类型。
高温气冷堆核电站的安全性和经济性较好,但目前仍处于研发阶段。
四、核电站的运行原理核电站的运行原理主要包括以下几个步骤:1. 核裂变:在核反应堆中,铀燃料棒被放入装有慢化剂的水容器中。
当铀原子核吸收中子后,会发生裂变反应,释放出大量的能量和中子。
这些中子会继续撞击其他铀原子核,引发更多的裂变反应。
2. 热交换:裂变产生的热量将水加热成蒸汽,蒸汽带动汽轮机旋转,从而驱动发电机产生电能。
同时,冷却系统将蒸汽冷凝成水,循环使用。
3. 控制反应:为了保持核反应堆的稳定运行,需要通过控制棒调节反应堆的功率。
九年级物理核电站知识点

九年级物理核电站知识点核电站是利用核能进行发电的设施,通过核反应堆中的核裂变或核聚变过程产生大量热能,再转化为电能供应给广大人民群众。
它是一种清洁能源,减少了对传统能源的依赖,同时也减少了对环境造成的污染。
本文将介绍九年级物理课程中关于核电站的重要知识点。
一、核反应堆原理(200字)核反应堆是核电站中最核心的设备,主要用于储存和控制核反应。
核反应堆的工作原理是通过控制反应堆内的核裂变或核聚变过程,从而产生大量的热能。
当核反应堆内的核燃料发生裂变或聚变反应时,会释放出大量的热能,通过冷却剂与工质进行热交换,将热能转化为电能。
二、核燃料(200字)核燃料是核反应堆中用于产生核裂变或核聚变反应的物质。
常见的核燃料有铀(U)和钚(Pu)。
核燃料需要经过特殊的加工和制备工艺才能使用。
在核反应堆中,核燃料起到产生裂变或聚变反应的作用,产生的能量被吸收和利用。
三、核链式反应(200字)核链式反应是核反应堆内核燃料发生裂变或聚变反应的过程。
在核链式反应中,一个裂变或聚变的核反应会引发更多的核反应,从而以几何级数的形式增加核反应的数量。
核链式反应需要在合适的条件下进行控制,以确保反应持续平稳且可控。
四、核反应堆的构造(200字)核反应堆由核燃料组件、冷却剂、反应控制系统和辅助设备等组成。
核燃料组件一般采用燃料棒的形式,将核燃料嵌入到金属或陶瓷材料中,并按照一定的规则排列。
冷却剂用于控制核反应堆中产生的热量,常用的冷却剂有水、气体和液态金属等。
反应控制系统用于控制裂变或聚变反应的速率,确保反应的稳定性和持续性。
五、核电站的安全问题(200字)核电站是一项高风险的技术,安全问题一直备受关注。
核电站需要严格的安全措施和监测系统,以确保运营过程中不发生事故或泄漏。
核电站必须具备多重保护和应急系统,如紧急冷却系统、压力释放系统等。
此外,核电站的选址也需要考虑地质和气象等因素,以减小事故的风险。
六、核电站与环境保护(200字)相比传统的化石燃料发电厂,核电站具有更低的碳排放和环境影响。
核电科普知识宣传

核电科普知识一、什么是核电站?核电站是利用在动力反应堆中进行的核裂变反应所产生的热能来发电的动力设施。
目前世界上核电站采用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆、快堆以及高温气冷堆等,但比较广泛使用的是压水反应堆,约占核电总装机容量的70%。
压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂,它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。
二、什么是核能与核裂变?世界上一切物质都由原子构成。
原子由带正电的原子核和围绕它高速旋转的带负电的电子构成,原子核由质子和中子构成。
链式核裂变反应中子撞击原子核引起原子核裂变,裂变的过程释放出能量,同时又产生了新的中子。
新产生的中子引起新的原子核裂变,裂变反应连续不断地进行下去,同时不断产生能量。
这个过程就是链式核裂变反应。
核能铀-235原子核在中子的轰击下可以发生核裂变并同时放出能量,此外,铀-233、钚-239等也能产生核裂变反应,核裂变反应放出的能量就是核能。
三、压水堆核电站的发电原理核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能,再被高压水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。
一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能,由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水,高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管,通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水,释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。
水这样不断的在密闭的回路内循环,被称为一回路。
二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽,推动汽轮发电机做功,把热能转化为电力;做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却,凝结成水返回蒸汽发生器,重新加热成蒸汽。
这样的汽水循环过程,被称为二回路三回路三回路使用海水或淡水,它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。
四、什么是核燃料?核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料,是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩,进而加工成核燃料元件。
核电安全知识内容

核电安全知识内容一、核电安全概述核电是指利用核能进行发电的一种方式,其核心部分是核反应堆。
由于核反应堆内部存在大量的放射性物质,因此必须对其进行严格的安全控制,以确保人类和环境的安全。
二、核电安全控制1. 设计阶段在设计阶段,必须对核反应堆进行全面的安全评估,并制定相应的安全措施。
设计中需要考虑到各种异常情况下的应对措施,如地震、洪水等自然灾害以及人为失误等。
2. 建设阶段建设阶段需要严格遵守相关规定和标准,确保建设过程中不存在任何违规行为。
同时需要对建设过程中出现的问题及时处理,并采取相应措施避免再次发生。
3. 运营阶段运营阶段是最重要的阶段,也是最具挑战性的阶段。
在运营过程中需要严格执行各项规定和标准,确保反应堆处于正常状态。
同时还需要开展各种演练和培训活动,提高工作人员应对突发事件的能力。
4. 废弃阶段当反应堆达到寿命周期或出现重大事故时,需要对其进行废弃处理。
废弃处理需要遵守相关规定和标准,确保废弃过程中不会对环境和人类造成危害。
三、核电安全措施1. 设计安全措施在设计阶段就要考虑到各种异常情况下的应对措施,并将这些措施纳入设计中。
例如,设计反应堆时需要考虑到地震等自然灾害的影响,并采取相应的安全措施。
2. 安全设备核电站内部配备了各种安全设备,如紧急停堆系统、紧急冷却系统等。
这些设备可以在突发事件发生时快速启动,保证反应堆处于安全状态。
3. 安全培训核电站内部还要开展各种培训活动,提高工作人员的安全意识和应对能力。
培训内容包括反应堆运行原理、常见故障处理方法、突发事件处置流程等。
4. 应急预案核电站内部还需要制定完善的应急预案,以便在突发事件发生时快速响应。
预案内容包括各种突发事件的处理方法、人员疏散方案、媒体沟通等。
四、核电安全风险1. 自然灾害核电站所在地区可能会受到地震、洪水等自然灾害的影响,这些灾害可能会对反应堆造成损害,导致放射性物质泄漏。
2. 人为失误人为失误也是核电站安全的一个重要风险。
核电站知识

核电站知识
核电站是一种利用核能产生电能的设施。
它使用核反应堆来产生热能,然后将热能转化为电能供人们使用。
核反应堆使用核燃料(如浓缩铀或钚)作为燃料,通过核裂变反应产生大量的热能。
核电站的运作原理是将核燃料放入反应堆中,燃料在核反应中裂变释放出大量的热能,燃料棒将热能转移给循环的水,使水转化为蒸汽。
蒸汽推动涡轮机旋转,涡轮机与发电机相连,使发电机转动并产生电能。
发电后的蒸汽通过冷凝器冷却后再次转化为液态水,形成循环。
核电站具有一系列的安全措施来确保运营的安全性。
例如,核电站有多层次的防护来防止辐射泄漏,有严格的安全规程来监测和控制反应堆的运作,同时还有备份电源和紧急停堆系统以应对意外情况。
此外,核燃料的处理和储存也需要严格的安全措施。
核电站相对于传统的煤炭或天然气发电厂具有一些优势。
它能够以较低的燃料成本产生大量的电能,同时减少对化石燃料的需求,减少温室气体排放,从而对环境造成较小的影响。
此外,核电站的运营周期较长,可稳定供应电能。
然而,核电站也面临着一些挑战和争议。
核能的安全问题一直备受关注,尤其是核事故可能导致严重的辐射污染和灾难。
核废料的处理和长期储存也是一个全球性的难题。
此外,核电站的建设和维护成本较高,需要长期投资和专业技术支持。
总的来说,核电站是一种利用核能产生电能的高效且相对清洁的能源生产设施,但它也需要高度的安全性和合理的废料处理措施。
对于能源领域的持续发展和应对气候变化的挑战,核电站可能仍然是一个重要的选择。
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核电工程常识与信息核电站建设的若干常识与信息一、什么是核电站 二、发展核电的必要性 三、当前各国核电发展概况 四、我国核电技术状况及发展前景 五、核电的安全性 六、核电站的环保性 七、核电站的经济性 八、核电厂址选择的要求和程序 九、关于内陆核电厂址 十、我国现有核电厂址 十一、江苏省现有的核电厂址资源情况 十二、核电站与常规火电厂的主要区别 十三、加快核电发展尚需关注的问题目 录核电站建设的若干常识与信息世界经济发展的重要基础之一是能源。
能 源建设中核能的利用,已被广泛关注。
我国核电发展进入快速阶段,电力设计人 员了解核电站及可能介入的厂址选择工作,是 十分必要的。
核电站建设的若干常识与信息一、什么是核电站 一、什么是核电站核电站建设的若干常识与信息什么是核电站① 核电站提供电力虽然也是通过热能转换为机械 能,最终再转换成电能输送到用户,但它不同于大家熟悉 的火力发电厂。
核电站不采用锅炉,它是通过核反应堆, 利用原子核裂变释放出大量热能。
燃料不是煤炭(石油、 天然气),而是具有放射性的核燃料铀(或铀钚混合燃 料)。
常用的压水堆核电站,由高压冷却剂水将这种热能带 走,进入蒸汽发生器中,将二回路的来水加热成蒸汽,该 蒸汽进入汽轮机膨胀作功,带动发电机发电,并以500kV 电压通过电网将电力送出。
核电站建设的若干常识与信息什么是核电站② 核燃料:核电站动力反应堆使用的燃料叫核燃料。
含 有 容 易 裂 变 的 放 射 物 质 铀 -235 ( 在 天 然 铀 中 , 含 有 0.71%的U235)。
铀-235完全裂变放出的能量是同量煤完 全燃烧放出能量的270万倍。
核燃料块,装在合金金属制成的包壳内,作成燃料棒, 组装成燃料组件,在反应堆中使用。
一台百万千瓦容量的压水堆装入的首炉核燃料量约75 吨,富集度为4%左右,(需耗用400吨天然铀制成)。
每 12-18 个月换料一次(换 1/3 ),约需 25-30 吨核燃料(折 合天然铀165~180吨)。
核电站建设的若干常识与信息什么是核电站我国铀矿资源储量,供应到2020年核电站燃料用量是 有保证的。
目前国内发现了新的天然铀矿点,储量可望增 加。
世界上核大国(法、日、德)本国均不产铀,全靠进 口。
美国所用的铀有2/3是进口的。
我国与哈萨克斯坦、澳大利亚均有铀矿开发和供应协 议。
目前我国的核燃料政策是:采取国内、外两个市场, 两个来源。
核电站建设的若干常识与信息什么是核电站核燃料后处理:经反应堆辐照后,核燃料中易裂变核 素消耗掉,不再能维持反应堆工作的燃料必须更换,卸下 的燃料称为 “乏燃料 ”。
乏燃料一般先储存在核电站含硼的 水池中( 10-20 年),以后运到特定的处置场,埋在地表 500米以下的岩层中,使其放射性核素隔离,保护人类健 康与环境安全。
也可以再进行后处理(即实现核燃料循 环,保护环境,回收剩余易变核素,提取有用的裂变产 物)。
减少放射性废物体积,便于储存和运输。
核电站建设的若干常识与信息什么是核电站③ 核电厂主要由三大部分组成: 核岛(主要是核蒸汽供应系统NSSS); 常规岛(主要是汽轮发电机组); 全厂配套辅助设施(BOP)。
核电厂 常规岛 全厂配套 辅助设施 核岛核电站建设的若干常识与信息什么是核电站核岛的反应堆厂房(即安全壳)是厚度约 1 米的钢筋 混凝土结构(现代核电站有的采用双层安全壳)是密封的。
核电厂所有带强放射性的关键设备,安装在此厂房内。
在 发生严重事故时,泄漏出来的放射性物质,包容在厂房 内,不致污染环境。
核电厂的控制和负荷调节:通过在反应堆堆芯内,改 变中子吸收材料的数量和位置(控制棒在堆芯插入的深 度),从而调节和控制核电站的出力。
核电站建设的若干常识与信息什么是核电站④核电站分类:核燃料实现受控核裂变链式反应的装量,称为核反应堆。
按照反应堆中使用的慢化剂和冷却剂的不同,可分为轻水堆(含压水堆、沸水堆)、重水堆、石墨堆等等。
目前世界上商用核电站中,轻水堆居多,65%是压水堆,23%是沸水堆(它没有蒸汽发生器,结构紧凑,一回路水直接汽化进入二回路中。
但蒸汽中有可能含放射性物质)。
重水堆占9%。
至于石墨堆,由于其安全与经济问题已不再建造。
正在研发中的有高温气冷堆和快中子增殖堆。
核电站建设的若干常识与信息什么是核电站⑤核电站放射性废物处理:固体废物(工具、工作服等),经处理暂存在厂区内,经一段时间后转移到厂外指定的废物库储存。
液体废物中活度较低的废液,经存放、净化、处理后,达到国家规定的限值以下,即可向环境Ⅲ类水体排放。
核电站建设的若干常识与信息二、发展核电的必要性二、发展核电的必要性核电站建设的若干常识与信息发展核电的必要性核电仅50年历史,但现已成为世界电力供应的重要组成部分。
核电是当代最有前途的清洁且经济的能源。
加快发展核电,对电力结构优化,有重要意义。
我国2007年7.13亿千瓦总装机中,火电占77%,比重过大。
2008年初的冰雪灾害,使得依赖大规模的煤炭运输的火电厂,由于燃料得不到保障(煤矿事故也多),曾受到很大的威胁。
核电站建设的若干常识与信息发展核电的必要性核电站,每年耗用燃料的重量,仅为同容量煤电燃料重量的1/8万,可大大减轻运输压力。
与同样环保的水电、风电、太阳能发电相比,核电不受自然条件、季节气候的影响,同时可以提供更大规模的电力。
当前世界能源问题突出,特别是煤、油、天然气价格上涨和环境保护任务艰巨,于是各国把更多的注意力投向了核电。
核电站建设的若干常识与信息发展核电的必要性核电没有SO2,No,CO2排放,核废料处置现已有妥x善措施,并在不断改进。
核电的必要性,对于电力需求迫切、而一次能源匮乏的地区,不仅解决了电力运输、环保等问题,而且还拉动了经济(设备制造、材料、科研、信息等),提高人民生活水平。
建一座4台百万千瓦机组的核电站,就可为当地提供2500多人的就业机会。
核电站建设的若干常识与信息三、当前各国核电发展概况三、当前各国核电发展概况核电站建设的若干常识与信息当前各国核电发展概况①2007年全球核电装机总容量3.7亿千瓦,占世界电力生产的比重约16%。
全球共有437座运行的核反应堆,美国最多(105座)、法国第二(59座)、日本55座、俄国31座、德国19座、韩国16座、加拿大14座、印度11座。
核电站建设的若干常识与信息当前各国核电发展概况全世界有30个国家和地区有核电。
各国电力总量中,核电比例不同,其中有17个国家的核电在国家电力生产中的比例超过25%。
法国高达78%,比利时54%,韩国39%,瑞士37%,日本30%,美国19%,俄国16%,中国大陆约1.7%(台湾地区为25%)。
核电站建设的若干常识与信息当前各国核电发展概况②当前亚洲已成为世界发展核电最集中的地区。
2006年全球新投产36个反应堆中,亚洲占72%;在建的29个堆,亚洲占一半。
印度的计划更是雄心勃勃,计划到2022年翻8倍,将占本国电力供给的10%;2052年翻52倍,达到26%比例。
日本计划到2016年,核电比例从30%提高到40%。
欧洲共有166座核反应堆在运行,6座在建。
但也有表示不再发展核电的国家,如:奥地利、意大利、丹麦、比利时、德国等。
核电站建设的若干常识与信息当前各国核电发展概况③美国主要着力于提高负荷因子和延长电站寿命的改进研究。
现已有48个核电站得到再延寿20年的许可(寿命可达60年)。
总量中有3/4的反应堆在申请延寿改进。
④国际原子能机构(IAEA)制定的核电发展计划,2030年核电装机将达到4.47亿千瓦(低方案)或6.79亿千瓦(高方案)。
看来低估了各国发展核电的积极性。
核电站建设的若干常识与信息四、我国核电技术状况及发展前景四、我国核电技术状况及发展前景核电站建设的若干常识与信息我国核电技术状况及发展前景①目前我国采用的大多为法国技术的M310堆型(在大亚湾首建)属于第二代核电技术。
在岭澳二期,对M310进行了大量技术改进,成为二代+技术。
今后一段时间内建设的“二代加改进型”堆型,均属这类。
2007年我国引进Ap1000(美国西屋技术,属第三代)已批准在浙江三门和山东海阳各建二台,作为引进,吸收消化技术的示范工程,计划第一台于2013年投产。
核电站建设的若干常识与信息我国核电技术状况及发展前景2007年中广核决定与法国合作,在广东台山建设2台EPR机组(法国阿海法技术,属第三代),计划于2014年投产。
加拿大重水堆(CANDU)发电容量2×728M(已投运)。
仅在秦山三期采用。
俄罗斯VVER-1000堆型,发电容量2×1060MW。
仅在江苏田湾核电一期采用。
(2008年10月中俄协议,田湾二期也将采用该型机组。
)核电站建设的若干常识与信息我国核电技术状况及发展前景②核能是人类解决能源问题的必由之路,比重必将加大,并有可能彻底解决人类对能源的需求。
核能开发是一个循序渐进的过程:第一步是热中子反应堆,第二步是快中子增殖堆,第三步可控核聚变堆。
核电站建设的若干常识与信息我国核电技术状况及发展前景※热中子堆阶段:目前全世界运行的437座核电站,其中除了4座是快堆外,其余都是热中子堆(这其中又有60%以上是压水堆)。
我国已建成的11个机组都是热中子堆(9个是压水堆,2个是重水堆)。
从提高热效率出发,热中子堆型将走向超临界水堆,(汽轮机进口的参数从6Mpa,280℃饱和蒸汽升高为25Mpa,510-550℃),系统简化,造价降低。
但需做大量研究开发工作,特别是堆芯性能和结构材料的研发。
超临界水堆已列入我国973科研计划。
热中子高温气冷堆,也很有前途。
我国山东石岛湾将建一座200MW模块式高温气冷堆核电机组(示范工程)。
核电站建设的若干常识与信息我国核电技术状况及发展前景※快中子增殖堆阶段:最大优点是充分利用核燃料,它在消耗裂变燃料产生核能的同时,还能产生相当于消耗量1.2-1.6倍的裂变燃料,使铀238能在快堆中利用。
快堆最合理的燃料用工业“钚”,主要依靠热堆(压水堆)来提供。
核电站建设的若干常识与信息我国核电技术状况及发展前景※可控热核聚变堆阶段利用氢的同位素氘、氚等聚变成氦,而释放能量的反应堆。
如能成功,水中的氘足以满足人类几十亿年对能源的需求。
但需要把氘、氚原子核加热到几千万度甚至上亿度,该研究项目正在国际合作,2050年后有可能首台发电。
核电站建设的若干常识与信息五、核电的安全性五、核电的安全性核电站建设的若干常识与信息核电的安全性核安全是核电发展的保证。
经过安全技术的不断改进,目前世界核电取得了良好的安全记录,全世界核电站年平均可利用率已由上世纪80年代的70%上升到87%以上。
核电站建设的若干常识与信息核电的安全性①核电站不会再出现曾发生过的大事故●1979年美国三哩岛核电事故,起因于设备不良和操作失误,导致堆芯部分熔化。