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  • 核电站

    核电站是利用核分裂(Nuclear Fission)或核融合(Nuclear Fusion)反应所释放的能量产生电能的发电厂。商业运转中的核能发电厂一般都是利用核分裂反应而发电。核电站一般分为两部分:利用原子核裂变生产蒸汽的核岛(包括反应堆装置和一回路系统)和利用蒸汽发电的常规岛(包括汽轮发电机系统),使用的燃料一般是放射性重金属:铀、钚。

    编辑摘要

    基本信息 编辑信息模块

    中文名: 核电站 外文名: Nuclear power plant
    建筑用途: 发电

    目录

    简介/核电站 编辑

    核电站又称核电厂,它指用铀、钚等作核燃料,将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂。核电厂主要以反应堆的种类相区别,有压水堆核电厂、沸水堆核电厂、重水堆核电厂、石墨水冷堆核电厂、石墨气冷堆核电厂、高温气冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等。核电厂由核岛(主要是核蒸汽供应系统)、常规岛(主要是汽轮发电机组)和电厂配套设施三大部分组成。核燃料在反应堆内产生的裂变能,主要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转换,最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内,以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化,核电厂设置有多项安全系统。[1]火力发电站利用煤和石油发电,水力发电站利用水力发电,而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站。核电站大体可分为两部分:一部分是利用核能产生蒸汽的核岛,包括反应堆装置和一回路系统;另一部分是利用蒸汽发电的常规岛,包括汽轮发电机系统。
    核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“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,蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转,就会产生电,这些电能通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。


     

    简述/核电站 编辑

    核电站百科
hedianzhan.baike.com核电站
    核电站一般分为两部分:利用原子核裂变生产蒸汽的核岛(包括反应堆装置和一回路系统)和利用蒸汽发电的常规岛(包括汽轮发电机系统)。核电站使用的燃料一般是放射性重金属:

    现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站,它的工作原理是:用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能;高压下的循环冷却水把热能带出,在蒸汽发生器内生成蒸汽,推动发电机旋转。

    原理结构/核电站 编辑

    核电站模型核电站模型

     核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉,以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量,来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机,推动汽轮发电机发电。一般说来,核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异,其奥妙主要在于核反应堆

    核电站除了关键设备——核反应堆外,还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例,它们是主泵,稳压器,蒸汽发生器,安全壳,汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。

    主泵  如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话,那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内,然后流过蒸汽发生器,以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。

    稳压器 又称压力平衡器,是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时,起保持压力的作用;在发生事故时,提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统,当反应堆里压力过高时,喷洒冷水降压;当堆内压力太低时,加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。

    蒸汽发生器  它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水,并使之变成蒸汽,再通入汽轮发电机的汽缸作功。

    安全壳 用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去,以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时,安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器

    汽轮机 核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异,所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低,所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。

    应急堆芯冷却系统  为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生,近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后,安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水,喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果,限制事故蔓延。 

    综述编辑核电站除了关键设备——核反应堆外,还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例,它们是主泵,稳压器,蒸汽发生器,安全壳,汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。
    主泵
    主泵(RCP)如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话,那主泵则是心脏。它的功用是在正常运行时,使冷却剂强迫循环通过堆芯,载出堆芯热量,然后流过蒸汽发生器传热管内侧,将热量传给蒸汽发生器二次侧给水;事故工况下,排出堆内衰变热。[6]稳压器
    稳压器(PRZ)又称压力平衡器,是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时,起保持压力的作用;在发生事故时,提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统,当反应堆里压力过高时,喷洒冷水降压;当堆内压力太低时,加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
    蒸汽发生器
    蒸汽发生器(SG)它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水,并使之变成蒸汽,再通入汽轮发电机的汽缸作功。
    安全壳
    安全壳(Containment)用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去,以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆
    发电设备示意图[6]
    一回路水外逸的失水事故时,安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。

    综述/核电站 编辑

    美国史上最大核电站美国史上最大核电站
    核电站除了关键设备——核反应堆外,还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例,它们是主泵,稳压器,蒸汽发生器,安全壳,汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。

    主泵

    主泵(RCP)如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话,那主泵则是心脏。它的功用是在正常运行时,使冷却剂强迫循环通过堆芯,载出堆芯热量,然后流过蒸汽发生器传热管内侧,将热量传给蒸汽发生器二次侧给水;事故工况下,排出堆内衰变热。[6]稳压器
    稳压器(PRZ)又称压力平衡器,是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时,起保持压力的作用;在发生事故时,提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统,当反应堆里压力过高时,喷洒冷水降压;当堆内压力太低时,加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。

    蒸汽发生器

    蒸汽发生器(SG)它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水,并使之变成蒸汽,再通入汽轮发电机的汽缸作功。

    安全壳

    安全壳(Containment)用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去,以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆
      发电设备示意图[6]
    一回路水外逸的失水事故时,安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。

    汽轮机

    核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异,所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低,所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。
    危急冷却系统
    为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故(LOCA)的发生,近代核电站都设有危急冷却系统。它是由安全注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后,安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水,喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果,限制事故蔓延。[7]注射系统:当核电站一回路系统的管道或设备发生破损事故后,安全注射系统用来向堆芯紧急注入高硼冷却水,防止堆芯因失水而造成烧毁。
    安全注射系统设有两套安全注射管系。一套为安全注射箱(ACC)管系,在安全注射箱内储有一定容积的高硼水,并用氮气充压,使注射箱内维持恒定的压力。当一回路系统一旦发生大破裂事故,其压力低于安全注射箱的压力时,安全注射箱内的硼水就通过止水阀自动注入一回路系统。另一套为安全注射泵管系,当一回路系统因发生破损事故而压力下降至一定值时,安全注射泵就自动启动,将换料水箱内的硼水注射至一回路系统,换料水箱内的硼水被汲完后,安全注射泵可改汲从一回路系统泄露至安全壳底部的地坑水,使硼水仍能连续不断地注入一回路系统冷却堆芯。
    在电站失去外电源情况下,安全注射泵的电源可由应急柴油发电机组自动供电。

    安全壳喷淋系统

    在核电站发生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故时,安全壳内充满了带放射性高压蒸汽,安全壳喷淋系统将用来降低安全壳内压力和温度,使放射性蒸汽凝结下来。
    在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头,当安全壳内由于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时,安全壳喷淋系统的泵就自动启动,将换料水箱内的硼水和NaOH贮箱内供除碘用的NaOH溶液一起汲入,以一定的比例混合,再由喷淋头喷入安全壳内。当换料水箱的水被用尽后,喷淋泵可改汲安全壳内的地坑水。此时,地坑水先由设备冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内。
    在核电站断电情况下,安全喷淋泵的电源也由应急柴油发电机组自动供电

     

    主要分类/核电站 编辑

    核电站核电站
    压水堆核电站

    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。

    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。

    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。

    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。

    目前,世界上已商业运行的核电站堆型,如压水堆沸水堆重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型,主要利用核裂变燃料,即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料,它对铀资源的利用率也只有1%—2%,但在快堆中,铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用,但考虑到各种损耗,快堆可将铀资源的利用率提高到60%—70%。

    安全系统/核电站 编辑

    AP1000反应堆AP1000反应堆

     为了保护核电站工作人员和核电站周围居民的健康,核电站必须始终坚持“质量第一,安全第一”的原则。

    核电站的设计、建造和运行均采用纵深防御的原则,从设备、措施上提供多等级的重迭保护,以确保核电站对功率能有效控制,对燃料组件能充分冷却,对放射性物质不发生泄漏。纵深防御原则一般包括五层防线,即第一层防线:精心设计、制造、施工,确保核电站有精良的硬件环境。建立周密的程序,严格的制度,对核电站工作人员有高水平的教育和培训,人人注意和关心安全,有完备的软件环境.第二层防线:加强运行管理和监督,及时正确处理异常情况,排除故障。第三层防线在严重异常情况下反应堆正常的控制和保护系统动作,防止设备故障和人为差错造成事故。第四层防线:发生事故情况时,启用核电站安全系统包括各外设安全系统加强事故中的电站管理,防止事故扩大保护反应堆厂房安全壳。第五层防线万一发生极不可能发生的事故并伴有放射性外泄启用厂内外应急响应计划努力减轻事故对周围居民和环境的影响。

    按照纵深防御的原则,目前的设计在核燃料和环境外部空气之间设置了四道屏障。即第一道屏障燃料芯块核然料放在氧化铀陶瓷芯块中,并使得大部分裂变产物和气体产物9s%以上保存在芯块内。第二道屏障:嫌料包壳,燃料芯块密封在铅合金制造的包壳中构成核燃料芯棒错合金,具有足够的强度且在高温下不与水发生反应。第三道屏障:压力管道和容器冷却剂系统将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内。第四道屏障:反应堆安全壳用预应力钢筋混凝土构筑壁厚近100cm,内表面加有0.6cm的钢衬,可以抗御来自内部或外界的飞出物,防止放射性物质进入环境。

    核电站配置的外设安全系统包括:

    ①隔离系统,用来将反应堆厂房隔离开来,主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门收集厂房内泄漏物质将其过滤后再排出厂外。

    ②注水系统在反应堆可能“失水时,向堆芯注水,以冷却燃料组件避免包壳破

    核电站核电站
    裂,注入水中含有硼,用以制止核链式反应。注水系统使用压力氮气,在无电流和无人操作情况下在一定压力下可自动注水。

    ③事故冷却器和喷淋系统,用来冷却厂房以降低厂房的压力。在厂房压力上升时先启动空气冷却(风机— 换热器)的事故冷却器;再进一步可以启动厂房喷淋系统将冷水或含翻水喷入厂房,以降热和降压。

    以上所有安全保护系统均采用独立设备和冗余布置, 均备有事故电源,安全系统可以抗地展和在蒸汽— 空气及放射性物质的恶劣环境中运行。核电站运行人员须经严格的技术和管理培训,通过国家核安全局主持的资格考试,获得国家核安全局颁发的运行值岗操作员或高级操作员执照才能上岗,无照不得上岗。执照在规定期内有效, 过期后必须申请核发机关再次审查。

    万一发生了核外泄事故,应启动应急计划。应急计划的内容主要包括:疏散人员,封闭核污染区(核反应堆及核电站),清除核污染,以保证人身安全和环境清洁。

    工作特点/核电站 编辑

    优点

    1.核能发电站有多项安全保障措施和多层安全保障系统,可以较好地控制辐射引发的污染。
      福岛核电站[13]
    2.核能发电不会产生温室气体二氧化碳。
    3.核能发电所使用的铀燃料,除了发电及制造原子弹外,基本没有其它的用途。
    4.核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍,故核能电厂所使用的燃料体积小,运输与储存都很方便,一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30吨的铀燃料,一航次的飞机就可以完成运送。
    5.核能发电的成本中,燃料费用所占的比例较低,核能发电的成本较不易受到国际经济情势影响,故发电成本较其他发电方法为稳定。

    缺点

    1.核能电厂会产生高低阶放射性废料,或者是使用过的核燃料,虽然体积不大,但因具有放射线,故必须慎重处理。现阶段的核能发电,仍然会产生很多放射性废物,其中尤以高放射性废物的处理及处置为国际性难题。
    2.核能发电厂热效率较低,因而比一般化石燃料电厂排放更多废热到环境里,故核能电厂的热污染较严重;核能利用率还较低,能量不能完全转化利用。
    3.核能电厂投资成本太大,电力公司的财务风险较高。
    4.核能电厂较不适宜做尖峰、离峰的随载运转。
    5.兴建核电厂较易引发政治歧见纷争。
    6.核电厂的反应器内有大量的放射性物质,如果在事故中释放到外界环境,会对生态及民众造成伤害。
    人类首次实现核能发电是在1951年。当年8月,美国原子能委员会在爱达荷州一座钠冷块中子增殖实验堆上进行了世界上第一次核能发电实验并获得成功。1954年,苏联建成了世界上第一座实验核电站,发电功率5000KW。
    核岛中主要的设备为核反应堆及由载热剂(冷却剂)提供热量的蒸汽发生器,它替代常规火电站中蒸汽锅炉的作用。常规岛的主要设备为气轮机和发电机及其相应附属设备,常规岛的组成与常规火电站气轮机大致相同。

    第一代核电站

    20世纪50年至60年代初,苏联、美国等建造了第一批单机容量在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

    20世纪70年代,因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展,世界上已经商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成,称为第二代核电机组。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20世纪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。
    从事核电的专家们对第二代核电站进行了反思,当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小,不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求,因此,第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。

    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)提出了第三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,它们将成为第三代核电站的主力堆型。
    中国自主创新的第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设,和正在运行发电的第二代核电机组相比,预防和缓解堆芯熔化成为设计上的必须要求,而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站事故中暴露出来的弱点。据悉,中国第三代核电站将装备有蓄水池,这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水,从而达到降温等应急需求。
    通过总结经验教训,美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定,把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求,满足以上要求的核电站称为第三代核电站。
    世界上技术比较成熟、可以据以建造第三代核电机组的设计,主要有美国的AP1000(压水堆)和ABWR(沸水堆),以及欧洲的EPR(压水堆)等型号,它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国家已公开宣布,今后不再建造第二代核电机组,只建设第三代核电机组。而中国有13台第二代核电机组正在运行发电,未来重点放在建设第三代核电机组上,并开发出具有中国自主知识产权的中国品牌的第三代先进核电机组。为此,国务院决定以浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化依托工程,建设4套第三代AP1000压水堆核电机组。国家中长期科技发展规划纲要已将“大型先进压水堆核电站”列为重大专项(CAP1400)。

    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。
    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:

    世界发展

    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。1988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。
    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%。[14]截止2012年11月,全世界核电运行机组共有437台,在建机组64座。全世界在运行的机组总装机容量达371,762 兆瓦。

    中国发展

    截至2010年,中国已有核电站:
    秦山核电站
    浙江嘉兴的秦山核电站位于杭州湾畔,一期工程是中国第一座依靠自己的力量设计、建造和运营管理的30万千瓦压水堆核电站。1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土,1991年12月首次并网发电,1994年4月投入商业运行,1995年7月通过国家验收。二期工程,是建设中国自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的首座2× 60万千瓦商用压水堆核电站,于1996年6月2日开工,经过近6年的建设,第一台机组于2002年4月15日比计划提前47天投入商业运行。秦山三期(重水堆)核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆核电技术,建造两台70万千瓦级核电机组。1号机组于2002年11月19日首次并网发电,并于2002年12月31日投入商业运行。2号机组于2003年6月12日首次并网发电,并于2003年7月24日投入商业运行。

     

     国外发展/核电站 编辑

    观研天下讯:英国财政大臣乔治-奥斯本刚刚宣布,将允许中国投资参与英国国内的核电站项目。     

    据悉,奥斯本宣布的这一决定,将意味着中国企业有资格购买英国国内核电站股份,切实参与到核电站的建设、运营、管理中来。这也标志着中国将在英国对新一代核能的开发利用中扮演重要角色。     

    奥斯本是在中国之行的最后一天宣布这一消息的。明天,他将启程返回英国。

    建造情况/核电站 编辑

    全世界超过438座核电站在运行 美国数量最多

    2002年6月16日,国际原子能机构最近发表的一份报告说,截止2001年年底全世界正在运行的核电站共有438座。总部设在维也纳的国际原子能机构14日在结束为期5天的理事会例会之际,核准了将提交这一机构第46届大会审议的“2001年度报告”。这份报告在介绍“世界范围的核能”时指出,核能仍然是许多国家能源组成中的一个重要部分。报告说,到2001年年底,全世界正在运行的核电站共有438座,总发电量为353千兆瓦,占全世界发电量的16%,累计运行时间已超过1万堆年,1个堆年相当于核电站中的1个反应堆运行1年。

    据报告说,尽管迄今核电站主要分布在工业化国家,但是目前正在建设的32个核电站中有31座分布在亚洲、中欧和东欧地区。此外,现有核电站通过采取各种措施减少了发电成本并提高了安全性。其中,阿根廷、巴西、捷克、德国、印度、韩国、西班牙、俄罗斯、瑞士乌克兰和美国都增加了各自的核电发电量并达到创纪录的水平。

    据国际原子能机构统计,在2001年全世界正在运行的核电站中,美国最多,达104座;法国59座,英国和俄罗斯也都在30座以上。2001年核发电量在国内总发电量中所占比例超过20%的有19个国家,比2000年增加了两个。其中,立陶宛比例最高,达到78%,比利时和斯洛伐克超过50%,乌克兰、瑞典和保加利亚3国则都在49%以上,韩国等8个国家也占到31%到39之多。

    中国现状

    核电站大亚湾核电站

    中国有4座核电站11台机组运行。在建的不少。

    一、秦山核电站     位于杭州湾畔,一期工程是中国第一座依靠自己的力量设计、建造和运营管理的30万千瓦压水堆核电站。1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土,1991年12月首次并网发电,1994年4月设入商业运行,1995年7月通过国家验收。

    二期工程,是中国自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的首座2× 60万千瓦商用压水堆核电站,于1996年6月2日开工,经过近6年的建设,第一台机组于2002年4月15日比计划提前47天投入商业运行。

    秦山三期(重水堆)核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆核电技术,建造两台70万千瓦级核电机组。1号机组于2002年11月19日首次并网发电,并于2002年12月31日投入商业运行。2号机组于2003年6月12日首次并网发电,并于2003年7月24日投入商业运行。

    二、广东大亚湾核电站    1987年8月7日工程正式开工,1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。

    三、田湾核电站    位于江苏省连云港市连云区田湾,厂区按4台百万千瓦级核电机组规划,并留有再建2至4台的余地。一期建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组,设计寿命40年,年平均负荷因子不低于80%,年发电量为140亿千瓦时。工程于1999年10月20日正式开工,单台机组的建设工期为62个月,分别于2004年和2005年建成投产。

    四、岭澳核电站     一期工程于1997年5月开工建设。它位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。岭澳核电站是“九五”期间我国开工建设的基本建设项目中最大的能源项目之一。岭澳核电站(一期)拥有两台百万千瓦级压水堆核电机组,2003年1月全面建成投入商业运行,2004年7月16日通过国家竣工验收。目前正展开二期工程建设。

    中国在建和规划中的核电站

    一、2004年,经10多年筹备的广东的阳江核电站项目也有望在年底通过国家核准,这个规划投资达80亿美元、规划建设6台百万千瓦级机组的全国最大核电项目一期工程将于2006年正式动工。

    二、2004年7月,位于浙江南部的三门核电站一期工程建设获得国务院批准。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后,获准在浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积 740万立方米,可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后,装机总容量将达到1200万千瓦以上,超过三峡电站总装机容量。一期工程总投资250 亿元,将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。三门核电站最快将在2010年前后发挥作用。

    三、2004年11月5日,辽宁核电瓦房店市东岗镇温坨子的一片工地上礼炮轰鸣。随着专用道路工程的竣工,辽宁省第一座核电厂——辽宁红沿河核电厂的前期工程完成了“第一战役”。 其中,一期工程计划投资260亿元,规划建设2台百万千瓦级核电机组。一期工程竣工投产后,年发电量可满足两个中等城市一年的用电需求。工程建设工期为6年。

    四、江西省计划投资人民币400亿元建造一座发电能力约为400万千瓦的核电厂。根据规划,核电厂将建于九江市东部、长江南岸的彭泽县境内,该项目将于2008年开工。

    五、重庆争建核电站(2003-9-18)重庆市将在涪陵建设一座总装机容量为180万千瓦的核电站。而重庆市和四川省均已向国家有关部门提交了核电站的立项报告,双方都想让内陆首座核电站落户本地区。不过,结果尚未揭晓。重庆市规划中的核电站将选址涪陵区白涛镇重庆建峰化工总厂(原816厂),初步规划总投资200亿元,年发电量达85亿千瓦小时。如果审批手续顺利,将于2007年动工建设,2013年首台机组并网发电,项目业主为中国电力投资集团。 

    六、湖南省核电发展规划中的核电项目有望完成"破冰"之旅,目前,省政府已经委托湖南五凌水电开发有限责任公司就核电项目开展前期的研究规划选址等工作,岳阳的华容县和常德的桃源县有望成为规划中的核电站厂址。桃江核电站拟建的核电项目规划装机600万千瓦,一期装机200万千瓦,目前已完成水文等8 个外围专题的合同谈判。预计明年可完成初步可行性研究工作,上报项目建议书。

    七、2005年在中国最大的电力公司华能牵头组建下,一个合资能源企业集团已在山东的威海选定一座195兆瓦气冷式核电站的建造地点,这将是全球首个投入商业运营的“球床”核反应堆。烟台海阳核电厂位于胶东半岛上的海阳市东南部,总投资600 亿元人民币,分三期实施,一期将建设2台100万千瓦级核电机组。该项目可行性研究报告显示,海阳核电站厂的规划容量为600万千瓦级核电机组,并留有扩建条件,拟于2010年开始发电。据相关资料显示,海阳核电站建成之后将成为迄今为止我国最大的核能发电项目。

    八、浙西核电站,正在选址浙西的龙游、兰溪建德等地。目前龙游可能比较大,浙西核电站是由中国核工业集团公司和浙江省能源集团有限公司投资建设的项目,规划建设4台 100万千瓦级核电机组规模,一期工程拟建设2台100万千瓦级核电机组,全部建成后将成为浙江省继秦山、三门后第三大核电站。近日,浙西核电站项目初步可行性研究报告审查会在杭州召开。来自国家核安全局、中国民用航空华东地区管理局、水利部太湖流域管理局、国家环保总局核与辐射安全中心、国家电力规划设计总院、中国核工业集团公司、浙江省政府相关部门、华东电网有限公司、上海核工程研究设计院及相关单位的代表共120余人参加了审查,与会专家对初步可行性研究报告评审后,推荐龙游团石为该核电项目的优选厂址,建德市洋尾为备选厂址。

    九、 福建宁德核电站位于福建省宁德市辖福鼎市秦屿镇的备湾村,距福鼎市区南约32km,东临东海,北临晴川湾。规划建设六台百万千瓦级压水堆核电机组,一次规划,分期建设,一期工程拟采用中广核集团具有自主品牌的CPR1000技术,建设两台百万千瓦级压水堆核电机组。2006年9月1日,国家发展改革委同意宁德核电站一期工程开展前期工作。主体工程计划于2008年开工,两台机组预计于2013年左右建成投入商业运行。

    十、安徽芜湖核电站芭茅山 厂址位于繁昌县狄港镇,2008年年底动工。

    台湾现状

    台湾现有的核能发电厂

    核能一厂:台北县金山乡 - 2部沸水式核子反应炉

    核能二厂:台北县万里乡国圣 - 2部沸水式核子反应炉

    核能三厂:屏东县恒春镇马山 - 2部压水式核子反应炉

    核能四厂:台北县贡寮乡龙门 - 兴建中,2部先进沸水式核子反应炉

    以上四部均由台湾电力公司操作。

    核电站事故/核电站 编辑

    世界重大核电站安全事故

    1979年3月28日:美国三里岛核电站核泄漏

    1986年4月26日,世界上最严重的核事故在前苏联切尔诺贝利核电站发生。

    1988年1月6日,美国俄克拉何马州的一座核电站,由于对核材料筒加热不当引起爆炸,造成1名工人死亡,100人受伤。

    1992年11月,法国发生了最严重的核事故:三名工作人员未穿防护服进入一座核粒子加速器后受到污染。

    1999年,东京附近的一座核反应堆曾发生辐射泄漏,造成2名工人死亡。

    1998年到2002年:印度在四年间核电站共发生了6次核泄漏事故。

    2003年12月29日:韩国荣光核电厂5号机组发生核泄漏事故。

    2004年8月9日,日本中部福井县美滨核电站再次发生蒸汽泄漏事故,导致4人死亡,7人受伤。

    2005年5月,英国塞拉菲尔德核电站的热氧再处理电厂因发生放射性液体泄漏事件被迫关闭。

    2011年,日本福岛第一核电站事故。[1]

    其他信息/核电站 编辑

    国外高放射性废物处置时间 国家 选址开始时间 选址完成时间 处置库开始运行时间 从选址到运行所需时间

    美国 1957 2010 53

    日本 1976 2040 64

    加拿大 1973 2004 ≥2025 ≥62

    德国 1965 2008 43

    瑞典 1976 2004,2008 2020 32, 44

    芬兰 1987 2020 33

    比利时 1974 2035, 2050 61 76

    英国 1976 2035 59

    法国 2005

    瑞士 1980 2000 >2020 >40

    西班牙 1986 >2015 >34

    阿根廷 2010—2015

    测量仪表/核电站 编辑

    核电站常用的测量仪表有流量、温度、液体、压力四类检测仪表,如铠装热电偶、薄膜热电偶、液柱式、热电偶温度计、应变式等压力表和差压计、差压式液位计、浮子式液位计、雷达液位计、差压式流量计、液体静力液位计、转子流量计、电磁流量计等都被广泛应用于核电领域。除了这些常规测量仪器仪表,核电领域还需要振动测量、位移测量等机械量参数测量仪表、分析测量仪表、硼表以及大型仪表控制系统等。
     

    相关文献

    参考资料
    [1]^引用日期:2012-02-23
    扩展阅读
    1英国核电站投资建设允许中方参与

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