核电技术发展研究毕业论文

摘 要 I 摘 要 核能作为新一代能源，具有许多其它能源无法比拟的优点，不仅不会对环境造成破坏，而且核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，运输和储存十分方便，所以兴建核电站对于我国是十分必要并具有光明前景的。 发展 核电是我国满足电力需求、优化能源结构、保障能源安全，促进 经济 持续发展的重大战略举措；发展核电是减少环境污染，实现经济和生态环 境协调发展的有效途径；发展核电是寓军于民、促进核科技 工业 发展，保持和提高国家核威慑能力的主要手段；发展核电是促进装备制造业产业升级的重要措施；发展核电符合世界能源利用的趋势。 本文 首先阐明了世 界核电技术发展的历程，划分了核电发展阶段，总结了各代技术的特点。 着重讲第二代核电技术的开发原因，及其特点和对它所做的改进 ；国际上对第三代核电机组安全性和经济性的要求和为满足这些要求所采取的措施，以及第三代压水堆 设计特点； 第四代核能系统的开发规划和工作路线图。 在国家积极发展核电的政策指导下， 安全、经济的 核电技术在中国具有广阔的市场前景 。 其次论述了 未来核电发展研究 核聚变发电技术的前景。接着介绍了世界核电技术发展趋势和现状。 经过多年的发展与竞争，较成熟的核电站大体已定型。 最后通过对中国核电发展的现状、世界核电发展较快国家的核电发展经验的分析和借鉴 , 提出了对中国核电发展的建议和思考。 关键词： 核电；第二代核电；第三代核电；第四代核电；核聚变 目 录 录 摘 要 . I 第 1 章 绪 论 . 1 述 . 1 电技术发展研究的目的和意义 . 1 题研究的主要问题 . 2 第 2 章 第一代核电技术 . 3 电站的发电原理 . 3 一代核电技术的发展及特点 . 4 第 3 章 第二代核电技术 . 5 二代核电技术的内容 . 5 开发第二代核电技术的原因 . 6 二代压水堆核电技术的改进 . 7 化技术研发 . 7 分堆型简介 . 8 水堆 . 8 水堆 . 9 中子增殖反应堆 . 9 第 4 章 第三代核电技术 . 12 三代核电技术的概念 . 12 三代核电技术与第二代差异 . 12 三代核电技术的研究发展 . 13 三代核电技术分类 . 14 . 14 . 15 第 5 章 第四代核电技术 . 16 四代核电技术的概念 . 16 第四代核电技术的开发目的 . 16 四代核电技术的研究发展 . 17 第 6 章 未来核电发展研究 . 22 聚变前景 . 22 第 7 章中国核电的未来 . 24 结 论 . 26 目 录 谢 . 27 参考文献 . 28 第 1 章 绪 论 1 第 1 章 绪 论 随着当今社会的日益发展，我们国家也面临着煤炭、石油、天然气等能源燃料日益匮乏的境况，核能作为高效、清洁能源，不仅在安全性、稳定性以及对环境的保护性上具有明显优势，还是一种更为经济的能源，它目前在我国正在逐步的推行和发展，未来必将成为新 一代的能源支柱。 述 核电与火电、水电一起，并称为世界三大电力支柱，目前核能发电约占全世界总发电量的 16%，是当今世界上大规模可持续供电的主要能源之一。截至2009 年 1 月底，全世界共有 438 台运行中的核电机组，总装机容量达到 千瓦，有 44 台建设中的核电机组。 1核能和平利用产业是一个以众多学科为基础 发展 起来的综合性战略产业，就其本身的专业技术而言，它包括了核反应堆、核燃料循环、同位素与辐射、核废物处理、核安全与防护等技术。一个国家核能和平利用技术的水平是衡量其综合科技实力的重要标志之一 。核能和平利用产业对国民经济发展、国防建设和人民生活水平的提高起着重要的作用。2 我国核能和平利用产业是在核军工的基础上逐步建立起来的，经过几十年的发展，已经形成了比较完整的产业体系。但是，就总体而言，目前尚处于结构调整期，发展水平还不高。与许多国家相比，我国的核能和平利用产业对国民经济的贡献率以及技术水平均存在着相当大的差距，尚不能满足经济和社会发展的需求。“十五”期间，要在国民经济和社会发展第十个五年计划纲要的指导下，统筹规划，合理安排，实现产业的跨越式发展。 电技术发展研究的目的和意 义 相对于其他清洁能源，核电具有大容量、波动性小和利用小时数高的特点，最可能成为替代火电的重要发电方式。我们测算，以目前接近不考虑碳成本煤电价格的平均价格（ 核电站的内部回报率将达到 积极进行能源结构调整，投资核电是具有吸引力的选择。 当前，围绕能源选择的问题争论不休。这场争论的起因是国际社会试图控制二氧化碳向大气层的排放，因为二氧化碳进入大气层导致了全球升温。国际原子能机构强调核东北电力大学专 科毕业论文 2 能的种种好处，认为作为一种重要的能源来源，核能不存在温室气体和其他有毒气体排放的问题。 题研究的主要问题 经过 大量的中外文 献阅读 和专业知识的学习，加以整理、总结、归纳，并和 同组 同 学 不 断 的研究、探 讨 ，又 经过 指 导 老 师 的指 点 ， 掌握开发 核电技术的起因，以及在此期间核电技术的发展过程，以及对未来核电技术的发展要求做出预判。为将来的工作打下良好的理论基础。 第 2 章 第一代核电技术 3 第 2 章 第一 代核电技术 第二次世界大战结束后，美国开始开发核能发电技术。 1957 年底，美国首先将核潜艇压水堆和常规蒸汽发电技术结合起来，建成了世界上第一座 60 后又于 1960 年建成了 200 累 斯登原型沸水堆核电厂。在美国动力示范堆计划的推动下，几乎所有可能用于发电组合的堆型都进行了试验。最终压水堆和沸水堆的实用优势明显，成了美国核电发展的主线。法国、瑞典、日本、西德等国先后放弃了原先的石墨天然铀技术开发路线，转而引进美国轻水堆技术建成了第一批西方轻水堆核电厂。 电站的发电原理 核能发电是利用核反应堆中核裂变所释放的热能进行发电的方式。核能发电的能量来自核反应堆中可裂变材料 (核燃料 )进行裂变反应所释放的裂变能。裂变反应指铀 重元素在中子作用下分裂为两个，同 时放出中子和大量能量的过程。反应中，可裂变物的原子核吸收一个中子后发生裂变并放出两三个中子。若这些中子除去消耗，至少有一个中子能引起另一个原子核裂变，使裂变自持地进行，则这种反应称为链式裂变反应。实现链式反应是核能发电的前提 9。核电堆型种类很多，但技术比较成熟且投入商业营运的，主要有以下几种堆型：压水堆、沸水堆、重水堆、气冷堆、压力管式石墨沸水堆、快中子增殖堆。在目前，核电站中以压水堆、沸水堆所占的比例最大。 历史上第一个人工核反应 ： 117842147 。 利用中子击铀 ，会发生以下裂变 (诱发裂变 )： 095381 3 954102 3 592 208936144561023592 2虽然目前核电站都是采用的核裂变反应堆，但是许多国家包括我国都投入大量的人力物力在积极探索研制核聚变反应堆，核聚变是两个较轻的原子结合形成一个较重的原子，在这个过程中将会产生比核裂变更多的能量，这种能量是一种更加安全、清洁、经济的能源，且有可能实现能量直接转换，具有极高的热效率。相比于裂变所需的铀、钚等重元素原料，核聚变却可以利用氘、氚等储存量更大，分布更广泛的轻元素，在放射性方面 也降低了很多 10。 核电站的核心设备是核反应堆，核反应堆中最重要的部分是堆芯，由核燃料组件和控制棒组件组成，堆芯堆载在压力容器中。核燃料组件是由圆柱状的二氧化铀芯块做成的燃料棒，然后按照一定顺序组装起来。控制棒组件控制核东北电力大学专 科毕业论文 4 反应堆的开、停以及功率的变化，控制棒内的材料能强烈吸收中子，可以控制反应堆内链式裂变反应的进行，通过调节控制棒的高度来控制反应速度。安全壳是核电站必不可缺的建筑，核聚变反应所用的原料具有很强的放射性，所以需要安全壳来进行保护，安全壳是由钢筋混凝土制成，有很大的强度，能承受各种冲击，并确保 核反应堆内的放射性物质不逸入环境。 核电站的开发与建设开始于上世纪 50 年代。 1954 年，前苏联建成电功率为五千千瓦的实验性核电站； 1957 年，美国建成电功率为九万千瓦的希平港原型核电站。这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。 一代核电技术的发展及特点 受当时技术限制，第一代核电厂功率普遍较小，一般为 300造的主要目的是为了通过试验示范来验证核电的工程实施可行性。堆型除了石墨沸水堆 （ 和苏式压水堆 （ 外，还有加拿大开 发的 、改进型气冷堆 （ 。 第 3 章 第二代核电技术 5 第 3 章 第二 代核电技术 第二代核电技术被广泛应用于上世纪七十年代至今仍在运行的大部分商业核电站，它们大部分已实现标准化、系列化和批量建设，主要种类有压水堆（ 沸水堆（ 重水堆（ 苏联设计的压水堆（ 石墨水冷堆（ 。 第二代核电站技术证明了发展核电在经济上是可行的。但是前苏联切尔诺贝利核电站和美国三哩岛核电站严重事故的发生，引起了公众对核电安全性的质疑， 同时也让人们意识到第二代核电技术的不完善性，许多国家的核电发展也都因此一度停滞。 二代核电技术的内容 第二代核电站：上世界 60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在 30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。上世纪 70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的大发展。目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，习惯上称之为第二代核电机组。 上世纪 80 年 代中期开始，美国西屋公司致力于开发改进型压水堆 非能动先进压水堆。当时根据电力市场环境条件和电力公司的建议，选择了 600的容量作设计（ 西屋公司投入了巨大的人力，完成了大量的设计文件和试验研究。 计经过美国核管会的技术审查，于 1998 年 9 月获得最终设计许可 （ 。 1999 年 12月，核管会向西屋公司颁发了最终设计认证证书 （ 。自 60 年代末至 70 年代世界上建造了大批单机容量在 600 1400标准化和系列化核电站，以 美国 西屋公司为代表的 12（ 600环路压水堆，堆芯有 121 合组件，采用 12 英尺燃料组件）、 12（ 1000 环路压水堆，堆芯有 157 盒组件，采用 12 英尺燃料组件，）， 14 （ 10403 环路压水堆，堆芯有 157 盒组件，采用 14 英尺燃料组件），12（ 12004 环路压水堆，堆芯有 193 盒组件，采用 12 英尺燃料组件，）、 14（ 13004 环路压水堆，堆芯有 193 盒组件，采用14 英尺燃料组件）、 10502 环路压水堆）以及一大批沸水堆东北电力大学专 科毕业论文 6 （ 均可划入第二代核电站范畴。法国的 属于 12， 14 一类标准核电站。 日本 、 韩国 也建造了一批 12、 12。 第二代加改进反应堆： 0， 0+， 法国 图 3国 特征 双层安全壳 数字化仪控 17 17燃料组件 开发第二代核电技术的原因 1979 年第二次石油危机的影响，能源价格急剧上涨。西方各国经济发展速度锐减，同时采取大规模的节能措施，使得电力需求大幅回落。大批电力建设项目被迫停建、缓建，首当其冲的就是造价高于常规电力的核电项目。同时，第一代核电技术在安全理念、选用材料和制造质量方面的问题逐渐暴露 5。 促第 3 章 第二代核电技术 7 进了第二代核电技术的发展。 二代压水堆核电技术的改进 三哩岛事故发生之后，美国所有的电力公司和一些外国电力公司共同组建了核动力运行研究院（ 旨在从电厂管理和技术两个方面来提高投运核电厂的运行安全可靠性、可维修性和经济性 7。 主要有： 1. 推动建立与提高安全文化素养，使核电厂全体员工都清楚地意识到提高核电厂安全，不只是安全管理部门的职责，而应是每个 员工在本职工作中自觉贯彻的行动。企业领导层对安全文化的培育起着关键作用。 2. 在业主和供货商中健全与不断改进质量保证体系，并加强监督控制。 3. 推动人员培训与再培训的软硬件条件的改进，以及有组织、规范化的运行经验交流与反馈。 这些管理理念日臻完善，并将在今后坚持贯彻下去。 化技术研发 针对建造与运行中发现的问题，加强技术研发，主要在以下几方面实现了技术进步： 件重复出现的故障，研制出新材料、新工艺，投入使用至今； 程度不 同地考虑了预防和缓解严重事故后果的应对措施； 这些技术不仅已普遍应用于第二代的投运和新建机组，而且绝大多数改进也用到了下文中的第三代核电技术中 14。 第二代核电站从 70 年代至今，有多种堆型而且运行业绩良好，还在增效延寿并批量建设，目前仍有 23 台机组在建。 2005 年，全球第二代核电站（堆）共有 443 台套，积累了超过 多堆年的安全运行经验。核电装机占发电总装机的 16%，核电占总发电量的 20%左右。从堆型上看，压水堆占核电的 56%，东北电力大学专 科毕业论文 8 沸水堆占 21%，重水 堆占 7%，其他堆型占 16%。近年来的第二代机组增效延寿研究表明，美国第二代机组核电可利用率可以从 70%左右提高到 90%，寿命由40 年延长至 60 年，相当于新建 25 台百万千瓦机组。预计未来 30 年压水堆仍将是核电发展的主力堆型。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 千瓦。还共有 34 台在建核电机组，总装机容量为 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 。 分堆型简介 水堆 压水堆是目前核电站中采用的主要堆型。流程图如图 3 压水堆中最显著的优点是结构紧凑、堆芯功率密度大，压水堆核电厂的基建费用低、建设周期短。 主要缺点是：必须采用耐高温的压力容器；由于水的热中子吸收截面大，无法采用天然铀，必须采用有一定富集度的核燃料。 动力装置 ：一回路系统是核蒸汽供应系统，称为核岛。 主要设备有核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他的辅助设备。 二回路系统是将蒸汽的热能转换为电能的系统，称为常规岛。 主要设备有汽水分离器 、汽轮机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除氧器等。 一回路系统 的 主要功能：由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热能传输给蒸汽动力装置，并冷却堆芯，防止燃料元件烧毁，同时还兼作中子的慢化剂，反射层及辐射线的吸收剂。根据核电站功率的大小，一般由一个反应堆和一到四个并联的闭合回路组成。 压力容器 ： 反应堆压力壳是压水堆的关键设备之一，是不可更换的。作用是 用来装置堆芯，密封冷却剂，为反应堆的安全运行提供必要的堆芯控制核中子通量测量。工作参数为 16350 。 蒸汽发生器 ： 蒸汽发生器是一回路冷却剂将携带的热能传给二次 侧水的换热设备。蒸汽发生器的传热管是一、二次侧的隔离屏障。传热管的破损是目前核电站发生最多的事故。据统计目前核电站中的蒸汽发生器 80%以上达不到核电站规定的 40 年寿期。 第 3 章 第二代核电技术 9 冷却剂主泵 的 作用 是 用于输送高温高压的反应堆冷却剂，使其强迫流动，从而把反应堆内产生的热能传送到蒸汽发生器，以保证一回路系统正常工作。因此主泵也是核电站的重要设备之一，而且是一回路系统中唯一高速旋转的设备。 稳压器 功能：稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。 水堆 沸水堆是以沸腾水为中子 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。 沸水堆和压水堆一样，采用相同的燃料、慢化剂、冷却剂。目前世界上已运行的沸水堆有 92 座，占全世界核电厂的 23%。 沸水堆的主要优点 1. 省了一个回路，因而不需要昂贵的蒸汽发生器。 2. 工作压力可以降低，获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到7力壳厚度可以减薄。 3. 功率运行时慢化剂处于饱和沸腾状态，负的大空泡反应性系数使核电厂具有良好的固有安全性，能通过流量调节方便的调节功率和延长运行寿期。 4. 由于直接循环和空泡的存在，不能采用可溶的硼酸调节反 应性，而采用含钆可燃毒物补偿反应性。省去了压水堆中复杂的调硼系统和相关操作。 5. 采用堆内再循环系统，减少了反应堆压力容器的开孔接管，也大大缩小了它的直径，降低了核电厂失水事故的可能性和严重性 。 沸水堆的主要缺点 ： 1. 辐射防护和废物处理比较复杂。 2. 功率密度比压水堆低，在同样功率条件下核燃料装载量要比压水堆多50%，增加了投资。 3. 堆芯比压水堆大 ，压力壳 内又装有喷射泵，蒸汽分离器和干燥器等设备，压力容器尺寸比压水堆大得多。 4. 空泡在堆芯轴向的不均匀性使得慢化能力随堆芯高度而下降，给设计带来一定的复杂性。 中子增殖反应堆 快中子增殖反应堆 反映方程式： 东北电力大学专 科毕业论文 10 39239239238 ),( 33233233239 ),( 目前，技术最成熟和经济效益较显著的当属轻水堆 (包括沸水堆和压水堆 )，它是今后一段时间内采用的主要堆型 (我国采用的是压水堆 )。 但这种反应堆以低浓铀 (将天然铀中的铀 235 丰度提高到 3左右 )为燃料，一座 100 万千瓦的核电站投入运行后，如果不通过核燃料处理以回收利用从反应堆中卸出的核燃料，那么每年则需补充 200 吨左右的天然铀由于天然铀资源并不丰富，且在天然存在的铀中， 铀 235 仅占 按现在的核电发展速度，若只发展轻水堆，到不了下个世纪的二 、三十年代，将出现核资源的严重短缺。 因此，为充分利用铀资源，确保核电能的大规模发展，核电的第二代先进堆型 快中子增殖反应堆 (简称快堆 )应运而生 15。 快堆是一种正在开发的新型反应堆，它 的优越性在于：能以从轻水反应堆中卸出来的核燃料中回收的钚为燃料。 快堆运行之后，回收的钚虽通过裂变产生核能而消耗，然而置于堆内的铀 238(在天然铀中占 99 3 )可通过吸收快中子产生新的可裂变核燃料钚 239，而且其数量比消耗掉的 要多，这就是增殖的含义。这是它与轻水堆的根本差别与先进性之所在。 这种反应堆运行的结果，净消耗的仅是铀 238，新产生的钚不仅足以用来维持该反应堆的持续运行 (通过核燃料后处理回收复用 )，多余部分还可用于新建的反应堆。 这种反应堆投入运行后，一座 100 万千瓦的核电站每年仅需补充约 天然铀。 铀资源的利用率由轻水堆的 1 2 (提高到 60 70，使铀资源得到充分利用。 此外，快堆可使锕元素 (核裂变中产生的一种长寿命放射性废料 )作 为燃料在堆中烧掉，变成一般的裂变产物，解决了裂变核能的后顾之忧。 快堆还具有自稳性能，即在失流，或失热阱或功 率瞬变的情况下，反应堆可以靠自身的负反应性温度系数停堆，安全性进一 步提高。 快堆一般放在一个直径约 10m 的圆池内，圆池的中央是由数十根核燃料组成的直径约 1m 的反应堆的堆芯，铀 238 在堆芯 的周围构成增殖层，堆芯和增殖层浸泡在导热能力很强的金属钠液体里。 铀 238 转变成钚 239 的过程主要是在增殖层里进行。 当铀 235 发生裂变时，产生的快中子 (动能超过 1000 电子伏特 )轰击增殖层中的铀 238，把大量的铀 238转变为比铀 235更好的核燃料钚 239(核燃料增殖 )，使核燃料越烧越多。 剧烈的核裂变产生的大量 热能，由流经堆芯和增殖层的液态钠传递出去，以推动汽轮发电机发电。 由此可见，快中子增殖反应堆与普通反应堆相比，其先进性主要体现在“快”和“ 增殖”上。 即前者大量利用快中子，使含量较多的铀 238 转变增殖，而后者需设法使裂变产生的快中子减速变成能量为 子伏的热中子，以引起含量较少的铀 235 裂变。 快中子增殖反应堆最早始于 1946 年， 现在世界上已建成的大小快堆有 20第 3 章 第二代核电技术 11 座。 我国的快堆技术开始于 60 年代的中后期。 1986 年，快堆列入我国高技术核能发展计划以及核能和能源发展规划，并要求在本世纪末建成一座热功率 65兆瓦、电功率约 25 兆 瓦的实验快堆。 总之，快堆的安全可靠、核燃料增殖和能消化掉长寿命放射性锕系元素等先进 性，把核能的利用推向了一个新阶段，展示了裂变核能发展的灿烂前景 东北电力大学专 科毕业论文 12 第 4 章 第三 代 核电技术 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 电站以及广东核电集团公司引进的法国 电站都属于第三代核电站 16。 三代核电技术的概念 美国核电界同期做的另一件大事就是，从上世纪 80年代中期开始，美国电力研究院（ 据轻水堆 30多年的运行经验教训，制定并于 1990年首次公布了一套使供货商、投资方、业主、核安全管理当局和公众各方面都能接受的电力公司要求文件（ 作为开发未来的先进轻水堆（ 明确、完整的技术准则。随后西欧亦相继制订出欧洲电力公司要求文件（ 一卷是先进轻水堆计划的政策声明和顶层设计要求，包括简化、设计裕量、人因、安全、技术成熟性、可维修性、可建造性、 经济性、质量保证、标准化和管理稳定性等 14项政策；以及有关安全设计、性能设计、可建造性和设计过程方面的要求等。此外还明确提出了经济性奋斗目标。第二卷和第三卷则分别对功率为 120 135万千瓦改良型 人们将按照 要求设计建造的核电厂称为先进核电厂，习惯上又称之为第三代核电厂。日本的先进沸水堆（ 有数台投运；在建的有 兰和法国的世界头两座欧洲压水堆（ 以及刚刚在我国三门开工建设的世界第 一台 组等；被业主看好的机型还有先进压水堆（ 简化沸水堆（ 增强型简化沸水堆（ 。 三代核电技术与第二代差异 世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验，尤其总结了美国三哩岛核电站和 切尔诺贝利 核电站 事故的经验教训之后，为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进，首先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ 计的技术基础，为设计美国下一代先进轻水堆 (推行一项先进轻水堆 划，编制了一份美国核电用户要求文件 (继而欧洲 10 家核电公司也编写了欧洲核电用第 4 章 第三代核电技术 13 户要求 (件。 范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下： 1. 划的目标：为未来的 供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支 持 厂的发展。 2. 14 条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、 设计 基准与安全裕量、管理 稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。 3. 第三代压水堆核电站有两种 类型：改进型电厂（如 非能动型 电厂 (如 两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下： 改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在 2 小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的 8 小时内，燃料没有损坏等。 非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少 72 小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划等。 以上概括了第三代核电站的特点，我国国家引进的美国非能动 电站属于第三代核电站的非能动型核电厂，广东核电集团公司引进的法国 本上都满足了上述 相关要求。 三代核电技术的研究发展 就压水堆而言，国际上比较成熟的第三代大型核电机组有 0+三个 型号。 0+虽已通过美国核管会批准，但由于安全系统应用非能动太少，美国已放弃使用。美国西屋公司的 法国阿海珐公司 （ 的 都满足第三代核电机组的设计要求，但各有优缺点：单机功率（约 1600 于 单机功率（约 1100 但它的能动安全系统比传统的能动安全系统更加复杂，不如 非能动安全系统先进。 高温气冷堆 目前，国内外高温气冷堆研究 有如下几种：美国和俄罗斯联合设计的，此设计采用环形堆芯设计和棱柱型燃料元件，利用直接循环氦气透平机组发电；日本建造的一座 30温东北电力大学专 科毕业论文 14 气冷实验堆 （ 采用棱柱型燃料元件；南非设计的 反应堆实际上是德国 延续发展，采用球型燃料元件，反应堆热功率由 200高到了 400球床高温堆直接循环氦气轮机发电站。南非计划 2011 年开展示范项目， 2015 年开始商业化运营 17。 三代核电技术分类 。 2002年 3月，美国核管会已经完成 ， 2004年 12月获得了美国核管会授予的最终设计批准 。 功率 1250计寿命 60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。 如图 4 第 4 章 第三代核电技术 15 994年，欧洲用户集团会同西屋公司及其工业合作伙伴 个意大利企业集团，包括 启动了一项名为 洲非能动型核电站）的计划，以评估西屋公司非能动核电站技术在欧洲的应用前景。已完成以下主要工作：（ 1）评估了欧洲用户要求 （ 对西屋核岛设计的影响；（ 2）确定了满足 000 ，并期望在欧洲获得设计许可。对于安全系统和安全壳，基准电站设计基本上采用了西屋公司简化压水堆 （ 的设计，而在 是根据 是， 东北电力大学专 科毕业论文 16 第 5 章 第四代 核电技术 第四代核能系统是一种具有更好的安全性、经济竞争力，核废物量少，可有效防止核扩散的先进核能系统，代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。第四代（ 是待开发的核电站，其目标是到 2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。目前，全世界核电站每年发电量约为 2500亿千瓦时，占世界总发电量的 17%，其中法国核电已占全国总发电量的 79%。截止 2002年底，全世界正在运行的核电机组为 444台，其中压水堆为 262台，占 59%，在建的 50台核电机组中，压水堆为 31台，占 62%。因此，压水堆核电站是当前世界核电的主流堆型。美国开发第四代核电站的初衷主要是防止核扩散，目标是开发出面向发展中国家的超长寿命堆芯的密闭型小型反应堆核电站。但是经过 2000年 5月的“国际工作小组”会议以及 000年 8月的汉城会议和 2001年 3月的巴黎会议等，美国采纳了其他成员国的意见，决定开展概念 更广的新一代核能系统的开发。 四代核电技术的概念 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（ ” ，拟于 2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（ 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。 第四代核电技术的开发目的 美国政府对核电界共同研究开发的第三代核电技术不够满意的是：未考虑防止核扩散的要求，经济性不够理想。为了强化防止核扩散的要求和进一步改第 5 章 第四代核电技术 17 善经济性，提出要研究开发第四代核电站。 经过 2000年 5月的“国际工作小组”会议 以及 000年 8月的汉城会议和 2001年 3月的巴黎会议等，美国采纳了其他成员国的意见，决定开展概念更广的新一代核能系统的开发。 四代核电技术的研究发展 四代核电合作项目中有 6 种设计概念，包括三种快中子堆和三种热中子堆。三种快中子堆是：带有先进燃料循环的钠冷快堆（ 铅冷快堆（ 气冷快堆（ 三种热中子堆是：超临界水冷堆（ 、 超 高 温 气 冷 堆 （ 熔盐堆（ 这些设计特点都改进了经济性，增强了安全性，使废物和防止核扩散燃料循环最小化 18。 在所有第四代反应堆概念中，钠冷快堆具有最广泛的开发基础，美、法、俄、日和其他国家已做了大量研究工作。 1951 年以来， 在 8 个国家取得了 300 堆年以上的运行经验。目前在役的 钠冷快堆有俄罗斯的 堆，法国的 250 凰快堆和印度的 40 中子增殖实验堆（ 当前世界上快堆发展得最好的是俄罗斯。俄罗斯商用快堆 00 于 1980年建成，负荷因子一直维持约 70，其电价可与当地煤电竞争。现正在建造 00，将花费 400 亿卢比（约 美元），预计能够在 2011 年前建成。并在设计更大功率 1800 800。 10 美国通用电气公司（ 阿贡国家实验室（ 通过超棱柱（ 先进快堆（ 设 计提高先进钠冷快堆的经济性。11 日本十分重视快堆的发展，在 2006 年制定的中长期核能国家计划大纲中明确提出，到 2025 年左右建成快中子增殖示范堆， 2050 年之前在商业基础上引进快中子增殖反应堆。为此，日本将“快速增殖反应堆循环技术”列入国家支柱技术，快堆项目 2006 财年预算达到 日元（约 3 亿美元）， 2007财年继续拨款 日元（约 美元）。目前日本建有原型堆“文殊”（ 实验堆“常阳”（ 东北电力大学专 科毕业论文 18 1985 年，印度在卡尔帕卡姆（ 成了第一 座 40 中子增殖实验堆（ 标志着印度步入了快增殖堆国家俱乐部。随后，印度的快中子增殖技术得到较快发展。印度目前正在建造 500 型快堆（ 预计 2010 年建成。印度政府为此拨款 450 亿卢比，用于建设核反应堆和原料循环利用设施。 1995 年中国原子能研究院开始建造一座热功率 65 功率为 20 快中子实验堆，该工程目前正在安装调试阶段，预计 2009 年建成。中国实验快堆（ 我国快堆工程发展的第一步，建 造方针是“以我为主，中外合作”。技术上以俄罗斯已运行的快堆 00 为参照，大部分关键设备由俄罗斯制造，在重大技术问题上向俄罗斯咨询。 钠的化学性质极为活泼，容易与氧或水产生剧烈的化学反应，因此在工艺系统和设备中要严防钠泄漏，严防钠与水和空气接触，这就大大增加了系统和设备的复杂性，使得投资加大，因此就冲淡了它在燃料上的优越性，其发电成本还不能与压水堆等相竞争。作为第四代核能系统的发展，在完善非能动安全性、降低造价和发电成本，以及燃料循环技术等方面还有大量的研发工作要开展。 俄罗斯最重要的先进反应堆设计是熔 融铅和铅 于 8 艘核潜艇和 2 个地面设施 80 堆年的运行经验，俄罗斯研制出一个小型池式多功能铅5/100 应堆设计。冷却剂的自然循环足以保证反应堆排除衰变热，不会使堆芯过热。该设计适用不同类型的燃料（ 料、氮化物燃料）。该反应堆可在工厂整体制造，运抵现场后就处于待机状态。它可运行 8 10 年，然后在堆芯置于冻结冷却剂的情况下返还供货国。 作为铅冷却大型快堆，俄罗斯正在开发中的 作为参考概念。已开发出使用一氮化合物燃料的 300 1200 计 。俄罗斯计划在别洛雅尔斯克（ 造一座 00 示范厂。这些反应堆的现有问题主要与冷却技术和结构材料腐蚀有关。 两种美国的长寿期、防扩散的设计令人注目： 50 10100 合金冷却小型安全可移动独立反应堆（ 与钠冷快堆相比，铅的化学性质惰性，比较稳定，但铅具有熔点偏高，与别的金属材料相容性较差等问题。未来研发需要解决氮化物燃料、耐高温结构材料、铅冷却剂的环境影响、冷却剂的化学控制等关键问题。 第 5 章 第四代核电技术 19 法国对此领域最感兴趣，该国计 划开发一台用气体作载热体的快中子燃料全循环反应堆（ 统），在 2030 年前后开发出一种能够优化利用核燃料潜能、减少生产长寿命放射性废物的技术。这种废物毒性会明显降低，几百年后可降到铀矿石的毒性水平，这是 统希望达到的目标。 气冷快中子堆仍有很多的技术关键有待解决，主要包括：用于快中子谱的气冷快中子堆的燃料元件；堆芯设计具有较硬的快中子谱，在增殖包层中能获得较高的转化比；快中子堆的安全性，特别是在高功率密度下（ 100 热惰性较小的条件下如何解决停堆后堆芯衰变热的安全载出；燃料循环技术 ，包括乏燃料的解体和再制造技术等。 目前世界上 13 个国家的 32 个组织正在进行超临界水冷堆的研究。从 1998年开始，在日本科学促进会的资助下，东京大学对超临界压力水化学、辐射损伤和传热恶化现象等进行了研究。 2000 年，在日本通产省的资助下，开始对 术开发计划分为 3 个子课题进行，即“反应堆概念的相关技术研究”、“传热与流动的相关技术研究”和“材料与化学的相关技术研究”。参与研究的单位包括东芝公司、日立公司、九州大学和东京大学等。 美国 1999 年启动了核能研究计划（ 展新一代核能技 术，选择了包括超临界水冷反应堆在内的新堆型进行技术攻关，在反应堆设计、材料、堆工程和安全、以及辐照化学等领域开展工作。 2003 年启动了 究开发计划，参加单位有爱德华国家工程和环境实验室（ 阿贡国家实验室（ 橡树岭国家实验室（ 西屋电气公司、 司和麻省理工学院（ ，并由 责组织实施。 加拿大提出了 念，近期开展了超临界流体传热试验研究、材料腐蚀试验、燃料棒束设计、燃料循环评价、堆芯设计和主回路冷却剂特性研究。 欧洲超临界水冷堆项目从 2000 年开始启动，有德国、意大利、法国等 7 国参与，可行性研究预计在 2008 年完成；计划花 10 年（ 2003 2012 年）的时间进行关键技术攻关，包括材料性能研究、设计程序研制、超临界水传热试验研究以及临界流动试验研究等；从 20