一、核電站的第一、二、三、四代

1、核電發(fā)展簡(jiǎn)史

　　自1954年前蘇聯(lián)建成電功率為5兆瓦的實(shí)驗(yàn)性核電站以來，核電技術(shù)不斷進(jìn)步，其發(fā)展進(jìn)程可以劃分為第一、二、三、四代。

2、第一代核電站證明了技術(shù)上的可行性

　　第一代核電站是指各國(guó)在上世紀(jì)五十年代開發(fā)建設(shè)的實(shí)驗(yàn)性原型核電站，證明了利用核能發(fā)電的技術(shù)可行性。

　　第一代核電站有：

1954年，前蘇聯(lián)建成電功率為5兆瓦的奧布涅斯克實(shí)驗(yàn)性核電站；

1956年，英國(guó)建成卡德豪爾石墨氣冷堆原型核電站；

1957年，美國(guó)建成希平港壓水堆原型核電站；

1960年，美國(guó)建成德累斯頓沸水堆原型核電站；

1962年，加拿大建成重水堆原型核電站。

3、第二代核電站證明了商業(yè)運(yùn)行上的可行性

　　第二代核電站是指上世紀(jì)七十年代到現(xiàn)在正在運(yùn)行的大部分商業(yè)核電站，它證明了發(fā)展核電站在商業(yè)運(yùn)行上是可行的，也使世界核電得到了較快發(fā)展。

4、吸取第二代核電在安全上的教訓(xùn)對(duì)規(guī)模發(fā)展核電提出的新要求

　　在上世紀(jì)七十至八十年代期間，世界核電先后發(fā)生了美國(guó)三哩島、蘇聯(lián)切爾諾貝利以及日本福島核電站三起嚴(yán)重事故，不斷增加了人民對(duì)核電安全的關(guān)注度。

　　針對(duì)公眾對(duì)核電安全性、經(jīng)濟(jì)性的疑慮，美國(guó)電力研究院在美國(guó)能源部和核管會(huì)的支持下，制定出了《美國(guó)用戶要求文件(URD)》，對(duì)新建核電站的安全性、經(jīng)濟(jì)性和先進(jìn)性提出了要求。隨后，歐洲也出臺(tái)了《歐洲用戶要求文件(EUR)》，表達(dá)了與URD文件相同或相似的要求。

　　URD對(duì)新建核電站的主要要求：

①更大的功率（100-150萬千瓦）；

②更高的安全性（大量放射性向環(huán)境釋放的概率小于10-6/堆*年）；

③更長(zhǎng)的壽命（由40年延長(zhǎng)至60年）；

④更短的建設(shè)周期（48-52個(gè)月）；

⑤更好的經(jīng)濟(jì)性（批量化之后大幅度降低造價(jià)）。

5、第三代核電站的優(yōu)越性

　　第三代核電站技術(shù)是指滿足《美國(guó)用戶要求文件(URD)》或《歐洲用戶要求文件(EUR)》，具有更高安全性的新一代先進(jìn)核電站技術(shù)。它具有以下優(yōu)越性：

①在設(shè)計(jì)上必須具有預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的設(shè)施；

②在經(jīng)濟(jì)上能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣機(jī)組相競(jìng)爭(zhēng)；

③在能源轉(zhuǎn)換系統(tǒng)方面大量采用二代的成熟技術(shù)，可以在近期進(jìn)行商用建造。

6、第四代核電站著眼于核能更長(zhǎng)遠(yuǎn)發(fā)展

　　第四代核電技術(shù)是指目前正進(jìn)行概念設(shè)計(jì)和研究開發(fā)的，在反應(yīng)堆和燃料循環(huán)方面有重大創(chuàng)新的核電站，其安全性和經(jīng)濟(jì)性更加優(yōu)越、廢物量較少、無需廠外應(yīng)急、具有防擴(kuò)散能力。

　　第四代核電技術(shù)最快能在2030年以后開始商業(yè)應(yīng)用。

　　國(guó)際上一些工業(yè)發(fā)達(dá)國(guó)家已組成第四代核能國(guó)家論壇(GIF)，協(xié)調(diào)和組織進(jìn)行第四代核能利用系統(tǒng)的研究和開發(fā)，我國(guó)也已參加。GIF初步確定六種候選堆型，包括：超臨界水冷堆、極高溫氣冷堆、帶燃料循環(huán)的鈉冷快堆、氣冷快堆、鉛冷快堆和熔鹽堆。

 

二、第三代核電技術(shù)是當(dāng)今國(guó)際上核電發(fā)展的主流

1、第二代核電技術(shù)在安全上的教訓(xùn)

　　由于第二代核電的設(shè)計(jì)沒有把預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故作為必須措施，全世界核電站運(yùn)行50多年以來發(fā)生過三次嚴(yán)重事故：1979年的美國(guó)三哩島核電站堆芯熔化事故、1986年的前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站大量放射性向環(huán)境釋放事故，以及2011年日本福島核電站因9.0級(jí)地震并引發(fā)海嘯導(dǎo)致的核泄漏事故。

　　三次事故說明：第二代核電技術(shù)設(shè)計(jì)低估了發(fā)生嚴(yán)重事故的可能性。因此，第三代核電把預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故作為設(shè)計(jì)上必須要滿足的要求。這是第三代和第二代在安全要求上的根本差別。

2、第三代核電的設(shè)計(jì)目標(biāo)

①第三代核電機(jī)組有更高安全目標(biāo)

堆芯熱工安全裕量>15%

堆芯熔化概略≤1.0*10-5/堆*年

大量放射性向環(huán)境釋放概率≤1.0*10-6/堆*年

②第三代核電機(jī)組有更好的經(jīng)濟(jì)性，能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競(jìng)爭(zhēng)

機(jī)組額定功率 100-150萬KW(e)

可利用因子>87%

換料周期18-24月

電站壽命60年

建設(shè)周期48-52月

 

三、第三代核電站的安全特點(diǎn)

　　我國(guó)核電站當(dāng)前的安全要求：《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》+《“十二五”期間新建核電項(xiàng)目安全要求》。

　　概率安全分析報(bào)告是國(guó)家核安全局許可證審批必須提交的文件之一。通常采用概率分析方法評(píng)估堆芯熔化概率和大量放射性向環(huán)境釋放概率。

　　AP1000的堆芯熔化概率和大量放射性向環(huán)境釋放概率比現(xiàn)有的第二代核電機(jī)組約小100倍，即安全性提高了近100倍。

　　第三代核電技術(shù)采用了很多預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的措施。

 

四、為實(shí)現(xiàn)第三代核電安全目標(biāo)的兩種設(shè)計(jì)思路

1、EPR的“加法”思路

　　EPR采取了“增加專設(shè)安全系統(tǒng)”的思路，即在第二代的基礎(chǔ)上再增加和強(qiáng)化專設(shè)安全系統(tǒng)。例如，安全注射、堆芯余熱排出、應(yīng)急安全電源燈系統(tǒng)都由二系列增加為四系列，同時(shí)增設(shè)堆芯熔融物捕集和冷卻系統(tǒng)以防止安全殼熔穿。

2、AP1000“減法”設(shè)計(jì)思路

　　AP1000采用“非能動(dòng)技術(shù)”的路線，利用自然界物質(zhì)固有的規(guī)律來保障安全：利用物質(zhì)的重力，流體的自然對(duì)流、擴(kuò)散、蒸發(fā)、冷凝等原理在事故應(yīng)急時(shí)冷卻反應(yīng)堆廠房（安全殼）和帶走堆芯余熱。

3、AP1000“減法”設(shè)計(jì)思路的優(yōu)越性

　　AP1000和EPR的核級(jí)系統(tǒng)、設(shè)備，以及某些非核級(jí)設(shè)備的特征和數(shù)量的比較：

① 械設(shè)備

②安全級(jí)電氣設(shè)備

　　AP1000與EPR相比安全級(jí)電纜縮短了85%，安全級(jí)電氣設(shè)備基本上限于直流設(shè)備。取消了1E級(jí)的應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組。

③ AP1000和EPR的建造工作量的比較

　　土建施工中核安全級(jí)的構(gòu)筑物混凝土澆筑量每臺(tái)機(jī)組AP1000約為5萬立方米，EPR約為20萬立方米。

 

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