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日志

 
 

第二代核电站  

2011-11-28 11:26:49|  分类: 核电科普 |  标签: |举报 |字号 订阅

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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。


 
概述
  
  


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1.2万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%,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(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(CANDU)和苏联设计的压水堆(VVER)和石墨水冷堆(RBMK)等。
  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。
  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。
技术比较
  
  


20世纪70年代以来,建设的商用核电站称为第二代。90年代为解决公众关注的核安全和核废料问题,在第二代基础上研发的先进轻水堆核电站称为第三代,实际上是第二代技术沿着提高安全性和经济性的方向不断改进的结果。第三代技术相当于在第二代技术基础上,对严重事故预防和安全系统的改进提高,安全可靠性从设计上得到进一步提高,经济性则依赖设计、制造、施工安装和运行管理水平的提高。就主要核电站设备而言,大部分技术是通用的,单台设备容量向大型化发展,同时建设工期缩短为4~5年。
  目前,第三代核电技术的代表为美国西屋公司AP1000技术和法国法玛通公司EPR技术。其中,美国机型向简化和非能动化发展,百万千瓦级核电站(120万千瓦)的核岛由3回路减为2回路,循环系统大量采用依靠自然循环的非能动设计,并使用屏蔽式循环水泵;法国机型核岛由3回路增加至4回路,常规岛主设备向大型化发展,单台设备容量加大。
  目前,第二代核电站运行业绩良好,尚有改进潜力和发展空间,在一定时期内仍是核电技术的主流;第三代核电的设计目标要求比第二代具有更好的安全性和经济性,尤其是非能动安全系统和严重事故应对措施, 可减少故障演变成事故的风险,从而使堆芯熔化和大量放射性释放的概率进一步降低。第三代的压水堆核电机组目前尚未取得实际运行经验,没有成熟的商用机型,达到批量规模建设的阶段还需要有个过程。发达国家都准备采取先建设首堆工程的审慎做法以减少风险。2005年9月,世界首台第三代核电机组(EPR)在芬兰开工建设;法国预计在2009年建设首台第三代机组并取得运行经验,2015年以后再决定是否开工后续机组;美国将对采用第三代(AP1000)建设的第一、二台机组,由政府提供5亿美元的资金补贴,与投资商共同承担首堆风险。由于第三代压水堆核电站刚开始建设,在经济性方面尚难以显现竞争优势,但可以预计,随着第三代核电站的批量建设,经济性的优势将得到逐步体现。 [1]
衔接特点
  

 第二代与第三代核电站的衔接特点2.1 SYSTEM80、M314和AP1000从上世纪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600MWe级的容量作设计(AP600)。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。AP600设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(Final Design Approval)。1999年12月,核管会向西屋公司颁发了最终设计认证证书(Final Design Certification)。近年来,随着美国电力市场非管制化的发展以及天然气价格的下跌,市场竞争要求进一步降低发电成本。由于不能通过继续改进AP600设计达到新的目标,西屋公司决定提高电功率至百万千瓦级来提高非能动先进压水堆的市场竞争能力。AP1000堆芯采用成熟的、经工程验证的西屋公司加长堆芯设计(M314型),活性段高度14英尺,首炉装料157个17×17 Performance+高性能燃料组件。压力容器内径3.98m,环锻结构;经验证的堆芯围筒,代替通常用的径向反射层,采用全焊接结构;堆芯测量系统经上封头穿出,取消下封头贯穿件;通过材料改进等措施保证压力容器60年设计寿命;堆内构件和控制棒驱动机构均应用M314堆型成熟技术。就反应堆冷却剂系统而言,M314与AP1000相比堆芯尺寸没有太大的变化,但环路数不同,系统设置也变化极大。System80的反应堆冷却剂系统为两环路,虽然与AP1000环路数相同,但System 80装载177个型号为Turbo的燃料组件,燃料组件与其他堆芯相差很大,完全不兼容,AP1000的主泵为全密封屏蔽泵,直接倒挂在SG出口空腔,与System80相差甚大。M314和System80原始设计中没有考虑LBB准则,而在AP1000设计中采用了LBB技术。很多在役的M314和System80电厂为了简化系统,节约运行维护费用,提高电厂的安全性和经济性,应用LBB技术进行了改造。
  因此从第二代NPP过渡到采用LBB技术的第三代不存在技术上的问题。AP1000相对于第二代NPP,采用了非能动的安全系统,大大提高了机组的安全性。M314和System80的抗震设计输入较低,而AP1000增大到0.3g,机组抗震能力提高,可适应更广泛的厂址。从抗震设计的角度,第三代NPP的结构有所改进,另外,M314和System80的设计中考虑OBE、SSE两级地震水平,而在AP1000设计中,已将OBE从设计考虑中删去,只按SSE进行抗震设计。M314、System 80的仪控系统主要采用的是模拟技术,其技术经过多年的发展,已非常成熟。AP1000采用更先进的数字化仪表和控制系统。综上所述,AP1000是革新型第三代核电站,与第二代相比变化很大。从M314过渡到AP1000,在反应堆方面较容易,系统设置需做一定变动;从System 80过渡到AP1000,难度较大。2.2 N4、M310和EPR二十世纪七十年代,法国从美国西屋公司引进M312核电技术,先后建造了一批M312核电机组(CPY型,M310型);从1977年起,采用西屋公司M414核电技术,建造了20台四环路的P4/P’4核电机组;从1984年起开发、建造N4型四环路150万千瓦级核电机组。
  九十年代末,法国法玛通公司和西门子公司联合开发新一代压水堆核电机组EPR,目标是根据欧洲用户要求(EUR)设计新一代核电机组,以替代二十一世纪退役核电站。其设计综合了法国N4核电站和德国Konvoi核电站的优点和运行经验反馈,是全面满足欧洲电力公司要求文件(EUR)的第三代改进型先进PWR核电站,已经法国和德国核安全当局审核批准,具备了作出决定开工建造第一台机组的条件,但尚未有具体建造计划。EPR合作开发单位选择了在现有技术基础上进行改进的方式开发EPR,在设计中也对非能动系统应用进行了研究,也采用了一些特殊的非能动部件。EPR设备和部件设计尽可能吸收了法国N4和德国Konvoi机组的技术和经验反馈。当采用新技术时,通过配套的综合研发和试验计划对其进行验证。主回路设计和布置与N4机组极其相近,可以看作经过验证。堆内构件总体布置、材料与N4相似,堆芯测量装置和控制棒导向管设计则以Konvoi设计为基础,布置在压力容器上封头,避免在压力容器底部使用贯穿件,下封头空间供处理严重事故使用。M310为大亚湾核电站和岭澳核电站采用的堆型。采用12英尺燃料组件,三环路布置方式。
  综上所述,EPR为改进型第三代核电站,基于能动设计思想。N4采用14英尺燃料组件、四环路布置方式,过渡到EPR相对较容易;M310采用12英尺燃料组件、三环路布置方式,过渡到EPR相对较难。3 技术升级便捷程度分析比较3.1 System80、M314和AP1000AP1000属第三代革新型先进PWR核电站。采用成熟的技术,通过系统简化、减少设备以及采用非能动专设安全设施,显著提升了电厂安全性、经济性,满足URD有关要求。由于采用非能动技术,技术难度较大,目前尚无工程经验。M314与AP1000反应堆基本相同,都装载157个燃料组件,堆芯尺寸没有变化,但环路数不同,系统设置变化较大;虽然System 80环路数与AP1000相同,但反应堆和主回路设置相差很大。从M314升级到AP1000比从System 80升级到AP1000稍容易一些。3.2 N4、M310和EPR由M310、N4发展至EPR,安全系统仍保持能动基础,通过增加安全系列,采用多样化设施,改进技术,加强严重事故对策,提高设备可靠性,来提高安全性;并采取一些措施,来降低发电成本,满足EUR对新一代核电机组要求。EPR属第三代改进型先进PWR核电站。从N4升级到EPR比从M310升级到EPR稍容易一些
福岛第一核电站
  福岛第一核电站属于第二代核电站,它是一种“沸水型”核反应堆,又称“轻水堆”,高20米,宽7米,堆芯区安置有铀燃料元件棒,锅炉内水烧开后温度达到300度, 70个大气压。锅炉内上部,水变成水蒸气利用蒸气推动涡轮发电机发电。废气进入到管道凝结成水后,再进入到“锅炉”。这些水进入到系统的同时还承担着“核反应”的阻化剂的作用。
  2011年3月11日日本九州岛海域发生9级强地震之后,共发生的4次核电站机组爆炸事故。福岛第一核电站4个机组接连发生爆炸,产生核泄漏事故。3月15日东京地区检测到放射性物质辐射量超过正常标准,最新监测数据显示核辐射量已超过往常20倍。
发展趋势
  根据国际核电发展趋势,第一代核电站建设于20世纪50~60年代,采用原堆型;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;第三代核电站研发始于90年代,安全和经济性能提高,市场前景乐观,2005年首堆工程开始建设,但尚未形成批量;第四代核电站兴起于90年代后期,尚在研究开发阶段,主要特点是更加安全、经济,资源利用率提高,废弃物量减少,具有防止核扩散等性能,特别是核燃料利用率大大提高,预计2035年将出现商用堆。[1]
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