核电发展现状和展望(上海)课件

核电发展的核电发展的展望展望Expectation of development of Nuclear Power 核电发展现状和展望核电发展现状和展望提提 纲纲n n（一）世界核电概况（一）世界核电概况n n（二）中国核电状况（二）中国核电状况n n（三）中国面临能源和环境双重压力（三）中国面临能源和环境双重压力n n（四）核能发电的优势（四）核能发电的优势n n（五）内陆核电建设（五）内陆核电建设n n（六）核能发电的发展前景（六）核能发电的发展前景(一一)世界核电概况世界核电概况目前世界共有目前世界共有 441441 座核电站运行，其中座核电站运行，其中 268 268 座压水堆核电站座压水堆核电站 9494 座沸水堆核电站座沸水堆核电站 2323 座气冷堆核电站座气冷堆核电站 40 40 座重水堆核电站座重水堆核电站 1212 座石墨水冷堆核电站座石墨水冷堆核电站 3 3 座快中子堆核电站座快中子堆核电站压水堆核电站共发电压水堆核电站共发电249GW(2.49249GW(2.49亿千瓦亿千瓦)占核电总发电量占核电总发电量 65%65%主要是第二代核电站主要是第二代核电站 发电量发电量 运行核电厂运行核电厂 bil.kwh%No.MWe 美国美国 788.6 20 103 98034 法国法国 426.8 78 59 63473 日本日本 273.8 29 55 47700 俄罗斯俄罗斯 133 16 31 21743 德国德国 158.4 32 17 20303 韩国韩国 124 38 20 16840 乌克兰乌克兰 81.1 51 15 13168 加拿大加拿大 85.3 15 18 12595 英国英国 73.7 19 23 11852 (1)核电在相当一部分国家中，特别是一些能源匮乏的国家中是一个重要的能源，占着很高的百分比。(2)即使在能源丰富的发达国家，由于核电有很高的负荷因子，承担着电网的基本负荷，是电力结构中一个重要的组成部分。(3)随着亚洲和发展中国家经济的发展，核电亦将是他们解决能源问题的重要途径。目前正在兴建，以及计划兴建的核电厂大部分是在亚洲和发展中国家。(二二)中国核电状况中国核电状况 我国运行和我国运行和“十五十五”建成核电站建成核电站秦山秦山秦山秦山一期一期一期一期秦山二秦山二秦山二秦山二期期期期秦山三秦山三秦山三秦山三期期期期大亚湾大亚湾大亚湾大亚湾岭澳岭澳岭澳岭澳田湾田湾田湾田湾秦山二秦山二秦山二秦山二期扩建期扩建期扩建期扩建岭澳二岭澳二岭澳二岭澳二期期期期容量容量容量容量300300300300MWeMWeMWeMWe2 2 2 2650650650650MWeMWeMWeMWe2 2 2 2700700700700MWeMWeMWeMWe2 2 2 21000100010001000MWeMWeMWeMWe2 2 2 21000100010001000MWeMWeMWeMWe2 2 2 21000100010001000MWeMWeMWeMWe2 2 2 2650650650650MWeMWeMWeMWe2 2 2 21000100010001000MWeMWeMWeMWe堆型堆型堆型堆型PWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRHWRHWRHWRHWR(CANDU)(CANDU)(CANDU)(CANDU)PWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWR状态状态状态状态运行运行运行运行运行运行运行运行 运行运行运行运行 运行运行运行运行 运行运行运行运行运行运行运行运行在建在建在建在建在建在建在建在建运行电站负荷因子都在运行电站负荷因子都在运行电站负荷因子都在运行电站负荷因子都在8585858590%90%90%90%，与国际水平相当。与国际水平相当。与国际水平相当。与国际水平相当。“十一五十一五”计划建设的核电站计划建设的核电站三门三门三门三门核电核电核电核电站站站站台山台山台山台山核电核电核电核电站站站站红沿红沿红沿红沿河核河核河核河核电站电站电站电站海阳海阳海阳海阳核电核电核电核电站站站站方家方家方家方家山核山核山核山核电站电站电站电站福建福建福建福建福清福清福清福清核电核电核电核电站站站站容量容量容量容量2 2 2 2台台台台1170117011701170MWeMWeMWeMWe2 2 2 2台台台台1600160016001600MWeMWeMWeMWe4 4 4 4台台台台1000100010001000MWeMWeMWeMWe2 2 2 2台台台台1170117011701170MWeMWeMWeMWe2 2 2 2台台台台1000100010001000MWeMWeMWeMWe2 2 2 2台台台台1000100010001000MWeMWeMWeMWe堆型堆型堆型堆型 AP-AP-AP-AP-1000100010001000EPREPREPREPRPWRPWRPWRPWRAP-AP-AP-AP-1000100010001000PWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWR福建福建福建福建宁德宁德宁德宁德核电核电核电核电站站站站阳江阳江阳江阳江核电核电核电核电站站站站4 4 4 4台台台台1000100010001000MWeMWeMWeMWe6 6 6 6台台台台1000100010001000MWeMWeMWeMWePWRPWRPWRPWRPWRPWRPWRPWR内陆核电站内陆核电站正在筹建正在筹建n湖北省 咸宁n湖南省 益阳n江西省 彭泽海南省正在筹建4650 MWe（三）（三）中国面临中国面临 能源和环境双重压力能源和环境双重压力人均资源少人均资源少n煤炭人均探明量只占世界平均煤炭人均探明量只占世界平均值的值的56%n石油人均探明量只占世界平均石油人均探明量只占世界平均值的值的11%n天然气人均探明量只占世界平天然气人均探明量只占世界平均值的均值的4.6%n核电所占比例极小，仅核电所占比例极小，仅1%电力需求急速增加电力需求急速增加n n20072007年全国装机容量达到年全国装机容量达到7.137.13亿千瓦亿千瓦n n20002000年到年到20072007年：年：GDPGDP由由9.99.9万亿元增长到万亿元增长到24.9524.95万亿元，全国用电量由万亿元，全国用电量由1.351.35万亿千瓦万亿千瓦时增长到时增长到3.253.25万亿千瓦时，万亿千瓦时，主要是煤电主要是煤电n n预计预计20082008年将突破年将突破8 8亿千瓦，亿千瓦，20102010年将达到年将达到9.59.5亿千瓦，亿千瓦，20202020年将达到年将达到1515亿千瓦亿千瓦n n20072007年水电装机容量已居世界第一位年水电装机容量已居世界第一位 20052005年全国水电装机容量达到年全国水电装机容量达到1.171.17亿千瓦亿千瓦 占全国装机容量的占全国装机容量的23%23%，年发电量，年发电量39523952亿千亿千瓦时，瓦时，仅占总发电量的仅占总发电量的16%16%按火电占按火电占75%75%计计20072007年年n全年要消耗全年要消耗8.26亿吨标煤亿吨标煤n全年要排出全年要排出1895万吨万吨SOn全年要排出全年要排出4.95亿吨亿吨COn占铁路运量占铁路运量40%n沿海和长江沿海和长江中下游水运中下游水运1/3环境问题主要表现在环境问题主要表现在n大气污染严重大气污染严重n严重缺水，水资源污染严重严重缺水，水资源污染严重n土地荒漠化和污染严重土地荒漠化和污染严重n生物多样化减少生物多样化减少n全球气候变暖，臭氧层破坏全球气候变暖，臭氧层破坏主要的出路是发展核电主要的出路是发展核电本世纪初规划到本世纪初规划到2020年核电发展到年核电发展到4000万千瓦，占总电力装机的万千瓦，占总电力装机的4%现在正在考虑增加到现在正在考虑增加到5%相应的总核电总装机量也要增加相应的总核电总装机量也要增加（四）（四）核能发电的优势核能发电的优势核电是清洁能源核电是清洁能源按一年按一年100100亿千瓦时的发电量计算亿千瓦时的发电量计算 火电火电火电火电 核电核电核电核电燃料燃料燃料燃料339339339339万吨标准煤万吨标准煤万吨标准煤万吨标准煤52525252吨核燃料吨核燃料吨核燃料吨核燃料SOSOSOSO 7.787.787.787.78万吨二氧化硫万吨二氧化硫万吨二氧化硫万吨二氧化硫零排放零排放零排放零排放COCOCOCO 203203203203万吨二氧化碳万吨二氧化碳万吨二氧化碳万吨二氧化碳零排放零排放零排放零排放运输运输运输运输运输量差运输量差运输量差运输量差70707070万倍万倍万倍万倍一节车厢一节车厢一节车厢一节车厢灰渣灰渣灰渣灰渣大量煤灰等废弃物大量煤灰等废弃物大量煤灰等废弃物大量煤灰等废弃物零排放零排放零排放零排放核电站排出物经严格控制和处理核电站排出物经严格控制和处理n废气废气:经过滤、吸附、衰变、经过滤、吸附、衰变、高空扩散排放高空扩散排放n废水废水:经过滤、蒸发、离子交经过滤、蒸发、离子交换、换、稀释排放稀释排放n固体废物固体废物:水泥固化、密封包水泥固化、密封包装、最终地下深埋装、最终地下深埋 核电环境保护效果良好核电环境保护效果良好 以秦山二期为例以秦山二期为例废气废气:排放比国家标准低二个数量级排放比国家标准低二个数量级废水废水:氚低一个数量级氚低一个数量级 其它低二个数量级其它低二个数量级工作人员照射低于国家标准四倍工作人员照射低于国家标准四倍 核电站是核电站是安全的能源安全的能源具有良好的具有良好的运行性能运行性能1 1号机组号机组2 2号机组号机组发电量发电量（亿千瓦（亿千瓦时）时）负荷因负荷因子子发电量发电量（亿千瓦（亿千瓦时）时）负荷因子负荷因子20032003年年46.17 46.17 81.2%81.2%/20042004年年46.9446.9482.2%82.2%40.4340.4398.53%98.53%20052005年年52.8252.8292.76%92.76%48.5148.5185.1985.1920062006年年31.4331.4355.2%55.2%51.4251.4290.30%90.30%秦山第二核电站秦山第二核电站在世界在世界441441个核电站中个核电站中排行第排行第5757名名二代改进二代改进型核电站型核电站已实现自主设计已实现自主设计自主建造自主建造大部分主设备国产大部分主设备国产国产化率超过国产化率超过70%70%国产核电机组国产核电机组 有明显的经济优势有明显的经济优势 秦山二期总投资秦山二期总投资145145亿人民币亿人民币 每千瓦造价每千瓦造价$1330$1330美元美元 或或每千瓦每千瓦1.11.1万人民币万人民币 (目前由于材料涨价可能要人民币目前由于材料涨价可能要人民币1.21.21.31.31.31.3万万万万)每千瓦时电价每千瓦时电价 0.3930.393元元 接近火电脱硫机组接近火电脱硫机组(火电标杆价火电标杆价:0.4045:0.4045元元,脱硫机组脱硫机组0.41950.4195元元)二代核电站还在继续改进发展二代核电站还在继续改进发展不断吸取先进技术（包括三代技术）不断吸取先进技术（包括三代技术）1990-20041990-2004国际核电发展情况国际核电发展情况n n核电容量增加核电容量增加:12%n n新增容量新增容量:39GWn n核电发电量增加核电发电量增加:38%n n新增发电量新增发电量:7180亿千瓦时亿千瓦时其中其中36%为新增机组贡献为新增机组贡献57%为提高可利用率得到为提高可利用率得到7%为提高机组出力得到为提高机组出力得到与与1990比较，比较，25%的核电站负荷因子大于的核电站负荷因子大于90%（目前核电站的平均负荷因子为（目前核电站的平均负荷因子为7580%）我国运行及在建核电站的改进方向我国运行及在建核电站的改进方向提高安全性提高安全性:增设严重事故预防和缓解措施增设严重事故预防和缓解措施增设增设稳压器卸压排放稳压器卸压排放增设增设非能动氢复合器非能动氢复合器增设堆芯熔融物扑集器增设堆芯熔融物扑集器（田湾核电站已（田湾核电站已设置）设置）采用采用PSA技术，评估核电站安全性并指导维修技术，评估核电站安全性并指导维修制订严重事故管理制订严重事故管理规程及规程及状态导向操作规程状态导向操作规程我国运行及在建核电站的改进方向我国运行及在建核电站的改进方向提高经济性提高经济性:n n采用采用18个月换料个月换料n n缩短换料停堆时间缩短换料停堆时间改进换料操作，提高自动化水平改进换料操作，提高自动化水平根据风险引导根据风险引导(risk-informed)技术，技术，制定设备维修计划，缩短停堆维修时间制定设备维修计划，缩短停堆维修时间n n提高机组可利用率提高机组可利用率我国运行及在建核电站的改进方向我国运行及在建核电站的改进方向提高电站性能：提高电站性能：采用全数字化仪控和先进采用全数字化仪控和先进 控制室控制室改善人机界面改善人机界面 提高设备国产化率提高设备国产化率缩短建设工期缩短建设工期除安全壳钢穹顶整体吊装外，筒体也除安全壳钢穹顶整体吊装外，筒体也要实现整体吊装要实现整体吊装主管道现场自动焊主管道现场自动焊（五）内陆核电建设（五）内陆核电建设n n国际上大部分核电站建设在内陆 n n法国65.1%的核电站建设在内陆n n美国亦有75.7%的核电站建设在内陆n n有些内陆国家，比如瑞士，五座核电站都在内陆的江河边上（五座核电站总发电功率为3220MWe，占总发电量的37%，其他将近60%的发电量由水电提供）n n内陆建核电站是完全可行的 我国建设内陆核电我国建设内陆核电 势在必行势在必行n n内陆地区经济有了很大发展，电网容量亦有很大发展 n n有些省份同样缺乏煤炭和水力资源 n n年初南方各省发生了大面积、长时间的雪灾，造成了广大地区长时间的断电，带来了严重的后果n n仅依靠远距离输电和长途运煤是难以保障用电的安全 n n除提高电网的抗灾害能力，建设紧急情况下不依建设紧急情况下不依赖燃料运输的支撑电站赖燃料运输的支撑电站-核电站是很必要的核电站是很必要的 发展内陆核电站在技术上是发展内陆核电站在技术上是完全成熟的完全成熟的n n从安全和环保要求看，内陆核电站和沿海核电站没有本质的差别 n n目前成熟的核电站设计和建造技术完全可用到内陆核电站 n n内陆江河流量多半不够大，可采用冷却塔闭式循环带走余热，以减轻温排水对环境的影响 n n因此按照核电规范选择的厂址是能够保证核电站的安全的放射性液态流出物的排放控制 与沿海厂址不同，内陆厂址的液态流出物中要考虑放射性物质到达人体的途径，和饮用水和灌溉等途径目前，我国江河、湖泊污染事件屡有发生，国家主管部门和公众对于河流的排放控制均持高度关注和审慎的态度放射性液态流出物总量放射性液态流出物总量比较与分析比较与分析与堆型关系不大，均满足标准与堆型关系不大，均满足标准堆型堆型AP1000AP1000EPREPR(US)(US)“二代二代改进改进”GB6249GB624986*86*GB624GB6249 9修订修订*除氚外核素除氚外核素（GBq/GBq/年年机机组）组）9.259.257.037.031212750750200200氚氚（TBq/TBq/年年机机组）组）373761.461.422.722.71501505050。放射性废液的排放问题放射性废液的排放问题 液态流出物排放的放射性总量液态流出物排放的放射性总量n n“核电厂环境辐射防护规定核电厂环境辐射防护规定核电厂环境辐射防护规定核电厂环境辐射防护规定”为为为为200GBq/200GBq/200GBq/200GBq/年（不包括氚）年（不包括氚）年（不包括氚）年（不包括氚）n nURDURDURDURD文件中对先进压水堆核电站规定为文件中对先进压水堆核电站规定为文件中对先进压水堆核电站规定为文件中对先进压水堆核电站规定为1.85GBq/1.85GBq/1.85GBq/1.85GBq/年年年年（不包括氚）（不包括氚）（不包括氚）（不包括氚）n nEUREUREUREUR文件中对先进压水堆核电站规定为文件中对先进压水堆核电站规定为文件中对先进压水堆核电站规定为文件中对先进压水堆核电站规定为10GBq/10GBq/10GBq/10GBq/年（不年（不年（不年（不包括氚）包括氚）包括氚）包括氚）n n秦山二期秦山二期秦山二期秦山二期2002200220022002年至年至年至年至2006200620062006年统计的数据，年液态流出物排年统计的数据，年液态流出物排年统计的数据，年液态流出物排年统计的数据，年液态流出物排放的放射性总量为放的放射性总量为放的放射性总量为放的放射性总量为2 2 2 25GBq5GBq5GBq5GBqn n目前设计的液态流出物处理系统完全能满足国标要求，目前设计的液态流出物处理系统完全能满足国标要求，目前设计的液态流出物处理系统完全能满足国标要求，目前设计的液态流出物处理系统完全能满足国标要求，而实际运行水平远低于国标要求而实际运行水平远低于国标要求而实际运行水平远低于国标要求而实际运行水平远低于国标要求液态放射性流出物排放浓度控制液态放射性流出物排放浓度控制我国的我国的生活饮用水卫生标准生活饮用水卫生标准（GB5749GB574920062006）中规定总）中规定总放射性小于放射性小于1Bq/L1Bq/L核动力厂环境辐射防护规定核动力厂环境辐射防护规定（GB6249GB6249）修订中，提出核动力厂排放口下游）修订中，提出核动力厂排放口下游1km1km处受纳水体中总处受纳水体中总放射性浓度不得超过放射性浓度不得超过1Bq/L1Bq/L。这就是要求在排放口下游。这就是要求在排放口下游1km1km处满足生处满足生活饮用水标准。活饮用水标准。液态放射性流出物排出口液态放射性流出物排出口的浓度控制的浓度控制 GBGB1458714587修订修订版的征求意见稿，提出了版的征求意见稿，提出了37Bq/L37Bq/L的排放罐出口浓度控的排放罐出口浓度控制值。制值。放射性排放浓度的控制放射性排放浓度的控制 n n内陆核电站由于采用冷却塔闭式循环带走余热，内陆核电站由于采用冷却塔闭式循环带走余热，没有循环冷却水对放射性废液的稀释没有循环冷却水对放射性废液的稀释 n n滨海压水堆核电站液态流出物排放的内部实际滨海压水堆核电站液态流出物排放的内部实际控制值为控制值为100010002000Bq/l2000Bq/l（不包括氚）（不包括氚）n n经循环冷却水对放射性废液的稀释经循环冷却水对放射性废液的稀释10010010001000倍后，其浓度已相当低倍后，其浓度已相当低 n n俄罗斯滨河核电站要求液态流出物排放的浓度俄罗斯滨河核电站要求液态流出物排放的浓度控制值为控制值为18Bq/l18Bq/l（不包括氚）（不包括氚）n n内陆核电站需改进液态放射性废物的处理技术内陆核电站需改进液态放射性废物的处理技术液态放射性废物处理技术液态放射性废物处理技术n n俄罗斯核电站放射性废液处理采用了双蒸发器处理系俄罗斯核电站放射性废液处理采用了双蒸发器处理系俄罗斯核电站放射性废液处理采用了双蒸发器处理系俄罗斯核电站放射性废液处理采用了双蒸发器处理系统，处理后的液体再经二级离子交换处理统，处理后的液体再经二级离子交换处理统，处理后的液体再经二级离子交换处理统，处理后的液体再经二级离子交换处理 ，净化系数，净化系数，净化系数，净化系数从从从从10E310E310E310E3提高到提高到提高到提高到10E510E510E510E5n n 美国采用反渗透废液处理技术美国采用反渗透废液处理技术美国采用反渗透废液处理技术美国采用反渗透废液处理技术 实现废水回用满足实现废水回用满足实现废水回用满足实现废水回用满足“零液体排放零液体排放零液体排放零液体排放”要求要求要求要求 针对某些元素进行高纯度净化或去除针对某些元素进行高纯度净化或去除针对某些元素进行高纯度净化或去除针对某些元素进行高纯度净化或去除n n美国美国美国美国Comanch PeakComanch PeakComanch PeakComanch Peak核电站用于去除放射性，特别是核电站用于去除放射性，特别是核电站用于去除放射性，特别是核电站用于去除放射性，特别是CoCoCoCo胶体，胶体，胶体，胶体，CsCsCsCs和和和和I I I I到监测不到水平，净化系数达到监测不到水平，净化系数达到监测不到水平，净化系数达到监测不到水平，净化系数达5.75.75.75.710101010 n n美国德赖斯登核电站用超级过滤反渗透去离子技美国德赖斯登核电站用超级过滤反渗透去离子技美国德赖斯登核电站用超级过滤反渗透去离子技美国德赖斯登核电站用超级过滤反渗透去离子技术处理废液，达术处理废液，达术处理废液，达术处理废液，达10E-3Ci/l 10E-3Ci/l 10E-3Ci/l 10E-3Ci/l n n内陆核电站的含氚废水，在废水处理后，排入冷却塔内陆核电站的含氚废水，在废水处理后，排入冷却塔内陆核电站的含氚废水，在废水处理后，排入冷却塔内陆核电站的含氚废水，在废水处理后，排入冷却塔循环冷却水中，通过蒸发向大气排放循环冷却水中，通过蒸发向大气排放循环冷却水中，通过蒸发向大气排放循环冷却水中，通过蒸发向大气排放 燃料组件国内制造燃料组件国内制造（六）核能发电的发展前景（六）核能发电的发展前景第三代核电发展的背景第三代核电发展的背景n n1979197919791979年美国发生三里岛核电站事故年美国发生三里岛核电站事故年美国发生三里岛核电站事故年美国发生三里岛核电站事故n n1986198619861986年前苏联发生切尔诺贝利核电站事故年前苏联发生切尔诺贝利核电站事故年前苏联发生切尔诺贝利核电站事故年前苏联发生切尔诺贝利核电站事故n n公众要求进一步提高核电的安全性公众要求进一步提高核电的安全性公众要求进一步提高核电的安全性公众要求进一步提高核电的安全性n n1990199019901990年年年年EPRI EPRI EPRI EPRI 根据主要电力公司意见出版了根据主要电力公司意见出版了根据主要电力公司意见出版了根据主要电力公司意见出版了“电力电力电力电力公司要求文件公司要求文件公司要求文件公司要求文件(URD)(URD)(URD)(URD)”共三卷共三卷共三卷共三卷n n1994199419941994年欧洲联盟出版了年欧洲联盟出版了年欧洲联盟出版了年欧洲联盟出版了“欧洲电力公司要求欧洲电力公司要求欧洲电力公司要求欧洲电力公司要求(EUR)(EUR)(EUR)(EUR)”共四卷共四卷共四卷共四卷n n文件对未来压水堆和沸水堆核电站提出了电力公文件对未来压水堆和沸水堆核电站提出了电力公文件对未来压水堆和沸水堆核电站提出了电力公文件对未来压水堆和沸水堆核电站提出了电力公司明确和完整的要求司明确和完整的要求司明确和完整的要求司明确和完整的要求,更高的安全要求和经济要求，更高的安全要求和经济要求，更高的安全要求和经济要求，更高的安全要求和经济要求，涉及各个技术和经济领域涉及各个技术和经济领域涉及各个技术和经济领域涉及各个技术和经济领域第三代核电机组有更高安全目标第三代核电机组有更高安全目标第三代核电机组有更高安全目标第三代核电机组有更高安全目标 堆芯热工安全裕量堆芯热工安全裕量堆芯热工安全裕量堆芯热工安全裕量15%15%15%15%堆芯损坏概率堆芯损坏概率堆芯损坏概率堆芯损坏概率10101010-5/-5/-5/-5/堆年堆年堆年堆年 大量放射性外泄大量放射性外泄大量放射性外泄大量放射性外泄10101087%87%87%87%换料周期换料周期换料周期换料周期18-2418-2418-2418-24月月月月 电站寿命电站寿命电站寿命电站寿命60606060年年年年 建设周期建设周期建设周期建设周期48-5248-5248-5248-52月月月月 能与联合循环的天然气电厂相竞争能与联合循环的天然气电厂相竞争能与联合循环的天然气电厂相竞争能与联合循环的天然气电厂相竞争第三代核电机组技术上更先进第三代核电机组技术上更先进第三代核电机组技术上更先进第三代核电机组技术上更先进AP1000AP1000特点特点非能动安全系统非能动安全系统 非能动安注非能动安注 多级非能动自动卸压系统多级非能动自动卸压系统 非能动余热排放系统非能动余热排放系统 非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统严重事故预防和缓解严重事故预防和缓解 堆腔淹没技术堆腔淹没技术 安全壳内氢点火和氢复合系统安全壳内氢点火和氢复合系统双层安全壳双层安全壳全数字化仪控全数字化仪控,先进控制室先进控制室模块化施工模块化施工,工期工期4848个月个月反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统n n屏蔽泵屏蔽泵n n取消取消RCS密封密封n n上部堆芯测量上部堆芯测量n n大容量稳压器大容量稳压器n n焊接结构的堆内焊接结构的堆内构件构件n n环形压力容器锻环形压力容器锻件件 非能动堆芯冷却系统非能动堆芯冷却系统 n nAP不依赖不依赖ACAC电源电源-非能动余热导出非能动余热导出-非能动安全注入非能动安全注入-非能动安全壳冷却非能动安全壳冷却n n长时间的安全停堆长时间的安全停堆 大于大于7272小时不用操小时不用操作员干预作员干预AccumulatorAccumulatorAccumulatorAccumulator安注箱安注箱安注箱安注箱Core Core Core Core makeup tankmakeup tankmakeup tankmakeup tank堆芯补水箱堆芯补水箱堆芯补水箱堆芯补水箱Sump ScreenSump ScreenSump ScreenSump Screen地坑过滤器地坑过滤器地坑过滤器地坑过滤器PRHR-PRHR-PRHR-PRHR-非能动余热热交换器非能动余热热交换器非能动余热热交换器非能动余热热交换器Depressurization valvesDepressurization valvesDepressurization valvesDepressurization valves卸压伐卸压伐卸压伐卸压伐 SpargersSpargersSpargersSpargers喷射器喷射器喷射器喷射器非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统堆堆腔腔充充水水系系统统EPREPR特点特点高功率高功率(1500MWe(1500MWe1700MWe)1700MWe)4 4通道安全系统通道安全系统双层安全壳双层安全壳严重事故预防及缓解严重事故预防及缓解 稳压器卸压稳压器卸压 堆芯扑集器堆芯扑集器 非能动氢复合器非能动氢复合器全数字化仪控全数字化仪控,先进控制室先进控制室模块化施工模块化施工安全壳内布置安全壳内布置n n双层安全壳双层安全壳带过滤排放带过滤排放n n安全壳内储安全壳内储存水箱存水箱n n堆芯熔融物堆芯熔融物冷却区冷却区n n安全壳热量安全壳热量扩散区扩散区n n四组冗余安四组冗余安全系统全系统四通道安注和余热排出系统四通道安注和余热排出系统防止高压堆芯熔化和防止高压堆芯熔化和安全壳直接加热的卸压设备安全壳直接加热的卸压设备EPR MELT RETENTION CONCEPT MaincomponentsTopviewoftheEPRspreadingroomEPR MELT RETENTION CONCEPT非能动熔融物冷却非能动熔融物冷却状态图状态图在重力作用下换料水池的水在重力作用下换料水池的水平衡地灌注到堆坑和扩散区平衡地灌注到堆坑和扩散区内时的内时的水位情况水位情况能动能动熔融物冷却熔融物冷却状态图状态图安全壳热量排出系统运行时安全壳热量排出系统运行时安全壳内水位情况（再循环安全壳内水位情况（再循环水注入堆芯扑集器）水注入堆芯扑集器）中国正在开发中国正在开发具有自主知识产权的具有自主知识产权的第三代核电站第三代核电站以满足核电批量建设的需要以满足核电批量建设的需要第四代核电站开发的目标第四代核电站开发的目标n具有固有安全性具有固有安全性n充分利用核资源充分利用核资源n提高热效率提高热效率n开发核能制氢开发核能制氢、冶金冶金、化工等多种用途化工等多种用途n处置核废料处置核废料n防止核扩散防止核扩散、反恐反恐第四代核电机组开发的堆型第四代核电机组开发的堆型n钠冷快中子堆钠冷快中子堆n铅冷快中子堆铅冷快中子堆n气冷快中子堆气冷快中子堆n超高温气冷堆超高温气冷堆n超临界水堆超临界水堆n熔盐堆熔盐堆钠冷快堆钠冷快堆SFRSFRn再生核燃料再生核燃料,控制锕系元素控制锕系元素,闭式循环闭式循环n中等规模中等规模:电功率电功率 150150500MWe500MWen采用热冶金金属燃料后处理循环采用热冶金金属燃料后处理循环n大型规模大型规模:电功率电功率 5005001500MWe1500MWen采用先进水法氧化燃料后处理循环采用先进水法氧化燃料后处理循环n堆出口温度堆出口温度 550550n两种堆型：两种堆型：池式池式或或环路式环路式中国实验快中国实验快堆堆CEFRCEFR65MWt65MWt20MWe20MWe中国实验快堆中国实验快堆 中国实验快堆中国实验快堆 65MWt 20MWe 快中子反应堆在中国的发展快中子反应堆在中国的发展 “十一十一五五”期间建成实验快中子堆期间建成实验快中子堆 20202020年前后将建成原型快中子堆核电站年前后将建成原型快中子堆核电站 20352035年前后完成商用快中子堆核电站及年前后完成商用快中子堆核电站及 核燃料循环系统的建设核燃料循环系统的建设 此时，不仅可利用此时，不仅可利用0.7%U-235,0.7%U-235,通过快中子堆增殖，通过快中子堆增殖，还可利用大量的还可利用大量的 U-238(U-238(经快中子反应堆转换的经快中子反应堆转换的Pu)Pu)超高温气冷堆VHTRn石墨慢化石墨慢化,氦冷氦冷,热中子堆热中子堆n固有安全性固有安全性n单堆热功率单堆热功率:600MW:600MWn出口温度出口温度:10001000n堆芯堆芯:砾石床型砾石床型或或棱柱块型棱柱块型n燃料燃料:颗粒颗粒,多层覆盖多层覆盖n用于发电用于发电,制氢制氢,工业用热工业用热 高温气冷堆在中国的发展高温气冷堆在中国的发展中国已建成模块式中国已建成模块式10MWt10MWt砾石床砾石床实验高温气实验高温气冷堆冷堆“十二十二”五建成五建成200MWe200MWe示范高温气冷堆核电示范高温气冷堆核电站站进一步开发出口温度进一步开发出口温度10001000，氦气轮机直接氦气轮机直接循环的循环的高温气冷堆核电站高温气冷堆核电站随着高温制氢及燃料电池的研究工作进展，随着高温制氢及燃料电池的研究工作进展，利用高温制氢，氢能源将是理想洁净二次利用高温制氢，氢能源将是理想洁净二次能源能源 超临界水堆SCWR n n冷却剂为热力学临界温度压力以上的水冷却剂为热力学临界温度压力以上的水(374(374,22.1MPa),22.1MPa)，进口水温，进口水温280280,出口水温出口水温510510,可达可达550550,压力压力25MPa25MPan n简化能量转化系统简化能量转化系统,直接驱动汽轮发电机直接驱动汽轮发电机n n两种堆型两种堆型:压力壳式，压力管式压力壳式，压力管式n n发电功率发电功率:1700MWe:1700MWen n燃料燃料:氧化铀氧化铀n n效率效率:44:4445%45%n n非能动安全系统非能动安全系统,与与SBWRSBWR同同n n两种燃料循环方案两种燃料循环方案:热中子谱热中子谱,开式循环开式循环;快中子快中子谱谱,闭式循环闭式循环压力壳式压力壳式超临界水堆的参考设计超临界水堆的参考设计压力管式压力管式CANDU-SCWR CANDU-SCWR 概念概念压力管式压力管式CANDU-SCWRCANDU-SCWR参数参数燃料组件设计燃料组件设计超临界超临界汽轮机在火电站已有汽轮机在火电站已有成熟的设计制造运行经验成熟的设计制造运行经验SCWR关注的问题关注的问题我国正在开展基础性研究工作我国正在开展基础性研究工作n n密度波及自然循环的不稳定性，及其对中子物理（堆功密度波及自然循环的不稳定性，及其对中子物理（堆功密度波及自然循环的不稳定性，及其对中子物理（堆功密度波及自然循环的不稳定性，及其对中子物理（堆功率）的影响率）的影响率）的影响率）的影响n n功率温度压力的控制方式：给水功率温度压力的控制方式：给水功率温度压力的控制方式：给水功率温度压力的控制方式：给水、控制棒控制棒控制棒控制棒、汽机调节伐汽机调节伐汽机调节伐汽机调节伐n n核电站的安全性分析及对应措施核电站的安全性分析及对应措施核电站的安全性分析及对应措施核电站的安全性分析及对应措施n n核电站的起动方式：常压核电站的起动方式：常压核电站的起动方式：常压核电站的起动方式：常压、滑压滑压滑压滑压n n辐射对腐蚀和应力腐蚀的影响辐射对腐蚀和应力腐蚀的影响辐射对腐蚀和应力腐蚀的影响辐射对腐蚀和应力腐蚀的影响n n辐射对材料的微观稳定性和机械性能的影响辐射对材料的微观稳定性和机械性能的影响辐射对材料的微观稳定性和机械性能的影响辐射对材料的微观稳定性和机械性能的影响n n辐射分解对回路化学的影响辐射分解对回路化学的影响辐射分解对回路化学的影响辐射分解对回路化学的影响谢谢 谢谢 大大 家！家！Thank you 致致 谢谢