核电技术的发展
核电技术的发展
自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16%。
1.核电基本知识：
1.1核电部分厂房描述：
1、反应堆厂房：包括内外安全壳和内部结构以及堆芯熔融物捕捉器。反应堆厂房是双层圆筒形结构，该建筑包容并支撑与一回路相关的主要设施（包括压力容器和主冷却回路，包括主泵，蒸发器和稳压器）。反应堆换料腔和内部结构。辅助设备。厂房的主要功能是防止外部事件对内部反应的影响，确保不发生泄漏。包括一回路发生事故失水，使厂房内压力和温度升高。
2、安全壳：安全壳是双层墙体结构，其中内墙体由预应力混凝土筒体和混凝土穹顶构成，内面衬以钢衬里，保证密封。外安全壳抵抗外部冲击。1.8米宽的环形区域将内外安全壳隔离，
该区域处于负压状态，收集发生泄漏事故后泄漏物的收集，保证泄漏物在排入大气前被过滤，双层安全壳是考虑在严重事故对环境的有效保护。
3、内部结构：主要功能是提供反应堆压力容器的支撑和附属设备的支撑；人员及设备的生物防护；防止管道的甩击和飞射物对安全壳、各回路以及安全系统的影响。
4、 结构描述：内部结构是钢筋混凝土结构包括一次屏蔽墙，二次屏蔽墙，反应堆换料腔；楼板和墙体。
5、 堆芯熔融物捕捉器：位于堆芯CVCS和VDS系统下部分为三部分，由堆坑下部、堆芯熔融物扩展通道和扩张区域组成。表面覆盖细石混凝土。底部有循环水系统，用以事故状态下对熔融物降温，水来自换料储水箱。
6、 安全厂房：安全厂房1&4分为9层，分别布置在安全壳两侧；厂房2&3分为8层，布置在一起，采用双层墙体。外墙与厂房各楼层分开，通向厂房的门应有门禁系统。
7、燃料厂房：位于反应堆厂房和安全厂房2、3相对的位置，与反应堆厂房和安全厂房位于一个筏基础之上。9层（0.00-19.5m区域）。西侧为乏燃料水池及相关设施。东侧为事故废
气过滤机组。采用双层墙，门应有门禁系统。
8、核辅助厂房：核辅助厂房内设置与电厂运行必需的与安全无关的辅助系统，同时设置有部分维修区域。是钢筋混凝土结构，基础与厂房的筏基础是分离的，放射性设备周围设置屏蔽结构以及有系统的隔离。提供充分的生物隔离。
9、进出厂房：基础厂房内设有为保障人员安全进出核岛所必需的设备和设施。进出厂房的基础和核岛的基础临近，设置沉降缝，允许相对的位移。
10、放射性废弃物厂房：分为放射性废弃物厂房(HQB)和放射性废弃物储存厂房（HQS），其可收集、储存、处理液体和固体放射性废弃物。为两个机组公用，它同1号机组的核辅助厂房建筑直接连接，用来储存、运输树脂类废弃物以及收集、临时储存、运送废液。在放射性废弃物厂房和2号机辅助厂房附属建筑（2HQS）之间连接一条热管，用来输送2号机的废液。7）、 应急柴油机房：（HD）是钢筋混凝土结构，其钢筋混凝土筏基及地下部分及外墙使用沥青绝缘材料来防水的。用来放置柴油燃料储存罐、柴油燃料槽房间的楼板、墙体及天花板表面是掺合了憎油材料的水泥砂浆抹面的。
11、安全厂用水泵房：为混凝土结构，其钢筋混凝土结构设计、配合比及工艺应具备足够的耐久性以保证结构主体能防止地下水和海水的侵蚀，所有与水接触的混凝土表面应使用精细模板，其他地方可以使用粗制模板。
2.核电技术方案
  纵观核电发展历史，核电站技术方案大致可以分四代，即：
2.1第一代核电站
  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5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成电功率为9万千瓦的shipping port 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。
2.2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。
2.3第三代核电站
  上世纪90年代，为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD文件（utility requirements document）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即（EUR）文（European utility requirements document），进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。对第三代核电机组要求能在2010年前进行商用建造。
2.4第四代核电站
  2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴
西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家，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，约定共同合作研究开发第四代核能技术。根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。高温气冷堆，熔盐堆，钠冷快堆就是具有第四代特点的反应堆。
  第一代核电站为原型堆，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景；第二代核电站为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站；第三代核电站为符合URD或EUR要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要方向之一；第四代核电站强化了防止核扩散等方面的要求，目前处在原型堆技术研发阶段。
3.核电各种技术简单分析
3.1自主品牌：CNP1000——中国百万千瓦级核电站
CNP1000型核电站使中国百万千瓦级核电站的设计寿期从目前的40年延长到60年，核燃料换料周期从目前的12个月延长到18个月，机组可利用率将从目前的75%左右提高到87%，上网电价可控制在5美分/千瓦时以下，CNP1000的比投资将下降到1300美元/千瓦以下
CNP1000无论是性能上、经济上、安全上都达到了国际上第二代改进的水平。
NP1000主要性能指标为：电站设计寿命60年，堆芯热工裕量大于15%，堆芯熔化概率小于1X10-5/堆年，大量放射性物质释放概率小于1X10-6/堆年，机组可利用率大于87%，换料周期为18个月，比投资小于1500美元/千瓦。如批量生产，比投资可达到1300美元/千瓦以下。
NP1000主要有10项设计改进：
一、改进堆芯设计，降低功率密度，提高堆芯安全裕度；
二、改进电站布置设计，采用单堆布置和满足实体分隔、防火要求的核岛布置方案；
三、改进安全系统设计，提高系统可靠性；
四、改进安全壳系统设计，加大安全壳容积；
五、采用先进的分布式数字化仪表控制系统，提高电厂的可用性和安全性，提高自动化控制水平和可操作性；
六、考虑了严重事故下的氢气控制措施；
七、设置安全壳内换料水箱，取消安注和喷淋再循环切换，提高系统可靠性；
八、设置堆腔淹没系统，防止在严重事故下堆芯熔融物熔穿压力容器；
九、采用LBB技术，取消或减少防甩装置；十、汽轮机组采用半速机，提高电厂效率。
CNP1000设计的主要特点
①燃料组件177盒，降低线功率密度，采用AFA3G燃料组件提高安全裕量。增大功率，提高经济性。
②18个月换料，低泄漏，提高经济性。
③大直径反应堆压力容器（内径为4340mm），增加水装量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并满足60年寿期要求。
④稳压器容积为51m3，稳压能力增强。
⑤采用预防和缓解严重事故的有效措施，降低堆芯损坏和放射性大量释放的概率。
⑥采用LBB技术，简化系统并有利于维护保养。
⑦高压安注泵同上充泵分开，低压安注泵同余热泵共用，并形成两个系列。
⑧辅助给水系统设置两台汽动泵和两台电动泵,形成两个系列。
⑨采用半速汽轮机/发电机机组。
⑩数字化I&C系统。

3.2引进创新：CPR －1000 中国改进型压水堆核电站
CPR1000作为“二代加”技术，在大亚湾核电站及岭澳核电站一期的基础上，通过持续科技进步，不断创新和改进，逐渐趋近第三代。在探索的过程中提出许多新技术：
•事故处理规程由事故定向转为状态定向；
  •首炉堆芯即采用18个月换料方案
  •压力容器设计寿命达到60年
  •采用堆坑注水技术
  •主回路应用破前漏（LBB）设计理念
  •采用可视化进度控制
  •利用三维辅助设计进行设计校核
CPR1000——主要技术、经济指标
环路数                                          3

总体性能指标
DNBR裕量＞15%
组可用率≥87%核电站利用什么发电
压力容器设计寿命60年
一回路压力15.5 MP
一回路温度T入/T出292.4℃/329.8℃
均线功率密度186 W/cm
机组额定功率1080 MWe
燃料组件157组全M5的AFA3G组件
活性区高度3.66 m
换料周期18 月
堆容器内径/高度3.99 m/12.99 m
电厂热循环效率36%
仪控系统DCS
电厂布置双堆
安全壳单层 + 钢内衬
安全壳自由体积49000 m3
严重事故对策采取相应措施
汽轮发电机组半速机
建设工期≤58 月


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