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核力
发电
核力发电


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简介

核能发电是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量产生电能的热力发电。由于控制核聚变的技术障碍,目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。

发电原理

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,使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。利用蒸汽通过管路进入汽轮机,推动汽轮发电机发电,使机械能转变成电能。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。

评判标准

寿命

易用性

生产流程

反应堆中的燃料组件通过裂变反应释放能量,加热一回路中的冷却剂,被加热后的冷却剂在蒸汽发生器中将热量传递给二回路中的水并将其转化为蒸汽,蒸汽进入汽轮机驱动汽轮机旋转并带动同轴的发电机进行发电。

发电原理

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,使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。利用蒸汽通过管路进入汽轮机,推动汽轮发电机发电,使机械能转变成电能。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。

核反应堆

核反应堆,又称为原子反应堆或反应堆,是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。

发电原理

核电站是利用原子核裂变反应释放出能量,经能量转化而发电的。现以压水堆核电站为例,说明其工作原理。 在压水堆内,由核燃料 原子核自持链式裂变反应产生大量热量,冷却剂(又称载热体)将反应堆中的热量带入蒸汽发生器,并将热量传给其工作介质——水,然后主循环泵把冷却剂输送回反应堆,循环使用,由此组成一个回路,称为第一回路。这一过程也就是核裂变能转换为热能的能量转换过程。 蒸汽发生器U型管外二次侧的工作介质受热蒸发形成蒸汽,蒸汽进入汽轮机内膨胀做功,将蒸汽焓降放出的热能转换成汽轮机的转子转动的机械能,这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。做了功的蒸汽在凝汽器内冷凝成凝结水,重新返回蒸汽发生器,组成另一个循环回路,称为第二回路,这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。汽轮机的旋转转子直接带动发电机的转子旋转,使发电机发出电能,这是由机械能转换为电能的能量转换过程。

种类

核电站按反应堆类型分类,可分为气冷堆型核电站、改进型气冷堆型核电站、轻水堆型核电站、重水堆型核电站、快中子增殖型核电站。

(1)气冷堆型核电站,反应堆采用天然铀作燃料,用石墨作慢化剂,用二氧化碳或氦作冷却剂。此种反应堆由于一次装入燃料多,因此体积大,造价高。英国和法国曾采用此种堆型。

(2)改进型气冷堆型核电站,反应堆所用慢化剂和冷却剂与上述气冷堆型相同,只是燃料采用2.5%~3%的低浓缩铀,因此一次装入的燃料只有天然铀的1/5~1/4(按质量计),从而反应堆体积大大缩小,更换燃料也较简单,并可在较高温度下运行,热效率较高。美国、德国曾采用此种堆型。

(3)轻水堆型核电站,反应堆采用2%~3%低浓缩铀作燃料,用水作慢化剂和冷却剂。此种反应堆的体积小,造价低,技术也较容易掌握,世界上85%以上的核电站均采用此种堆型,我国全部采用此种堆型。

轻水堆型核电站又可分为沸水堆型和压水堆型两种。

沸水堆型核电站,这种核电站中的水在反应堆内直接沸腾。它只有一个回路,水在反应堆内受热变为蒸汽,直接用来推动汽轮机、带动发电机发电。沸水堆型的回路设备少,且几乎不会发生失水事故,较之压水堆型更为经济,更能适应外界负荷变化的需要。但其带放射性沾染的水蒸气直接进入汽轮机组,使机组维修困难,检修时停堆时间长,从而影响核电站的有效运行;此外,水沸腾后,密度降低,慢化作用减弱,因此所需核燃料比同功率的压水堆型多,其堆芯体积和外壳直径相应增大。加上气泡密度在堆内变化,容易引起功率不稳定,使控制复杂化。由此种种因素,沸水堆型核电站的建造数量减少。

压水堆型核电站,这种核电站中的水在反应堆内不沸腾。它有两个回路,其中一回路的水流经反应堆,将堆内的热量带往蒸气发生器,与通过蒸气发生器的二回路中的水交换热能,使二回路中的水加热为高压蒸气,推动汽轮机运转,带动发电机发电。我国的核电站建设方针,确定近期以建造压水堆型为主。已建成的秦山核电站和大亚湾核电站,均为压水堆型。

(4)重水堆型核电站,反应堆以重水(含氘)作慢化剂和冷却剂,用天然铀作燃料。此种反应堆的燃料成本较低,但重水较贵。加拿大发展此种堆型。

(5)快中子增殖型核电站,反应堆不用慢化剂。反应堆内绝大部分是快中子,容易被反应堆周围的铀238所吸收,使铀238变为可裂变的钚239。此种反应堆可在10年左右使核燃料钚239比初装入量增殖20%以上,但其初期投资费用高。

核电站自20世纪50年代开始,根据其工作原理和安全性能的差异,可将其分为四代。

第一代核电站

核电站的开发和建设开始于20世纪50年代。1951年,美国最先建成世界上第一座实验性核电站。1954年苏联也建成发电功率为5 000千瓦的实验性核电站。1957年,美国建成发电功率为9万千瓦的原型核电站。这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。上述实验性的原型核电机组被称为第一代核电站。

第二代核电站

20世纪60年代后期,在实验性和原型核电站机组的基础上,陆续建成发电功率为几十万千瓦或几百万千瓦,并采用不同工作原理的所谓“压水堆””沸水堆”“重水堆””石墨水冷堆”等核反应堆技术的核发电机组。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。如今,世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这一时期建成的,习惯上称其为第二代核电站。

第三代核电站

20世纪90年代,为了消除美国三里岛和前苏联切尔诺贝利核电站事故的负面影响,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》(URD文件)、《欧洲用户对轻水堆核电站的要求》(EUR文件),进一步明确了预防与缓解严重事故,提高安全可靠性的要求。于是,国际上通常把满足URD文件或EUR史件的核电机组称为第三代核电机组。第三代核电机组有许多设计方案,其中比较有代表的设计就是美国西屋公司的AP100和法国阿海珐公司开发的EPR技术。这两项技术在理论上都有很高的安全性。这些设计理论上很好,但实践起来却困难重重。由于某些方面的技术还不够成熟,以致在世界各国使用三代核电技术的装机数寥寥无几。在这方面我国走在了世界的前列,浙江三门和山东海阳就采用了美国西屋公司的AP100技术;广东台山则采用法国阿海珐公司的EPR技术,它们的建成,将成为世界第三代核电站的先行者。

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、韩国和阿根廷这10个有意发展核能的国家,联合组成了“第四代国际核能论坛”,并于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:期攀进一步降低电站的建造成本,更有效地保证它的安全性,使核废料的产生最少化和防止核扩散。但遗憾的是,迄今还没有建成一个符合这些要求的第四代核电站。[2]

我国核电站的建设始于20世纪80年代中期。首台核电机的组装在秦山核电站进行,1985年开工,1994年商业运行,电功率为300 MW,为我国自行设计建造和运行的原型核电机组。使我国成为继美国、英国、法国、苏联、加拿大和瑞典后,全球第7个能自行设计建造核电机组的国家。截至2013年2月,我国大陆已建成并投入商业运行的核电站有7个,分别为浙江秦山核电站一期、二期、三期,广东大亚湾核电站和岭澳核电站一期、二期,江苏田湾核电站,共15台机组,还有28台机组处于建设中。

结构

核电站由核岛、常规岛、核电站配套设施、核电站的安全防护措施组成。

核岛为核电站的核心部分,主要部件为核反应堆、压力容器(压力壳)、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相应的管道、阀门等组成的一回路系统。

常规岛指由蒸气发生器的二次侧、汽轮发电机组、凝汽器、给水泵及相应的管道、阀门等组成的二回路系统。

核电站配套设施,指围绕确保核电站安全及环境保护而设置的一些设施,主要包括:

(1)反应堆控制系统核紧停堆系统,

(2)堆芯应急冷却系统;

(3)安全壳顶部设置的冷水喷淋系统;

(4)容积控制系统,它主要调节主冷却剂水的含硼量及容积变化;

(5)化学控制系统,它主要用于控制一回路冷却剂水的含氧量和pH值,抑制有关设备和材料的腐蚀;

(6)其他系统,像余热导出系统、冷却剂净化系统、三废(废气、废液、废渣)处理系统等。

核电站的安全防护措施,用来确保核电站安全及环境保护,防止放射性物质逸出。核电站对核燃料及有关部分设置了三道严密可靠的屏障,堆芯为第一道屏障,作为燃料包壳,包壳为锆合金管或不锈钢管制成,核燃料芯密封于包壳内。它的第二道屏障为压力壳,这是反应堆冷却剂压力边界,由一回路和反应堆压力容器组成。壳体是一层厚合金钢板(通常功率为30万kW的压水堆,压力壳壁厚为160mm;90万kW的压水堆,压力壳壁厚超过200mm),其功用是燃料包壳密封万一损坏,放射性物质泄漏到水中,也仍然处在密封的一回路中,受到压力壳的屏障。它的第三道屏障为安全壳,或称反应堆厂房。它是一座顶部呈球面的预应力钢筋混凝土建筑物,其壁厚约lm,内衬6~7mm厚钢板。一回路的设备都安装在安全壳内,具有良好的密封性能,即使在严重事故情况下,如一回路管道损坏或地震等,也能确保放射性物质不致外泄,防止核电站周围环境受到核放射污染。

国产机组

CPR-1000或CPR1000,全称中国改进型压水堆核电技术,是在“第二代+”压水反应堆的基础上,由1990年代引进的法国900 MW的三个冷却回路设计改进。净输出功率1000兆瓦。CPR-1000由中国广核集团(中广核集团)建造和经营。

国外机组

AP1000(Advanced Passive PWR的简称)是西屋电气公司依照非能动核安全概念而设计和销售的第三代反应堆核电站方案,毛功率1250MWe,净功率1110MWe。

生产线分工

燃料棒替换员

用于替换即将用完或已用完的燃料棒。

控制棒控制员

可由电脑取代,用于控制控制棒以控制反应堆温度在一个稳定发电但又不会爆炸的效率。

紧急柴油发电机启动员

用于在停电时启动柴油发电机以免对水轮机停止供电从而导致冷却剂无法正常运作带走热能造成反应堆过热而爆炸。虽然反应堆裂变反应所造成的多余热能可以通过控制棒减少,可是裂变所生产的核废料像是钡或氪会因衰变而持续发热,且无法被控制棒控制从而促使反应堆过热而爆炸,所以该人员需要在核电厂被停止供电从而进入停电状态时,并且在反应堆过热之前启动发电机让水轮机转动进而带走核废料衰变所导致的热能。但如今大多数核电厂在被停止供电时涡轮机因惯性转动的发电还足以让水轮机持续转动一阵子这让柴油发电机启动员有更多的时间和容错率。

涡轮机控制员

用于控制涡轮机在正常且稳定发电的同时不让涡轮机转太快而坏掉

生产设计

需求分析

目标界定

总体结构设计

详细结构设计

参数设计

设计实施

原材料

原材料主要是铀-235,但部分另类比如快中子增值反应堆就是由铀-238和钚-239。

主料

铀-235 钚-239

辅料

重水,石墨(中子慢化剂) 铀239 (吸收快中子)

可选原料

轻水

资产与负债

资产

固定资产

非固定资产

负债

库存

设计和规划

位置与环境

投资与评估

规模与功能

风格与形式

安全原则

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叠保护,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,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。

选址原则

核电站的选址要求非常高,选址需非常慎重。根据国际上通行的关于核电站选址有经济、技术、安全、环境和社会四原则。 经济原则核电站能够有足够的资金来建设和运行,所服务的地区要有足够的用电需求,所以核电站常常选址经济较发达的地区。 后面三个原则则有着密切的相互联系。核电站必须建在经济发达地区的相对偏远地区,50公里以内不能有大中型城市。要求厂址深部必须没有断裂带通过,而且要求核电站数千米范围内没有活动断裂,厂址100千米海域、50千米内陆,历史上没有发生过6级以上地震,厂址区600年来也没有发生6级地震的构造背景。从核安全的角度来看,核电站选址必须考虑到公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响,同时要考虑到突发的自然事件或人为事件对核电厂的影响,所以,核电站必须选在人口密度低,易隔离的地区。 另外,核电站在运行过程中要产生巨大热量,所以核电站的选址必须靠近水源,最好是靠海,这也是大型核电站都建在海边的一个重要原因,并且靠海还可以解决大件设备运输问题。万一发生危险,在平的海岸线和放射物均匀发散的情况下,污染陆地面积只是完全在内陆的一半。但是建在海边有利的同时也多出一个风险,就是海啸或者台风带来大浪的可能。通常会建设防波堤来抵御巨浪的冲击。但是防波堤只能抵御一定程度的冲击,如果是比较大的海啸的话,防波堤无能为力,很可能产生十分严重的后果。2011年3月11日日本9级大地震及海啸导致核泄露就是一例。 从上述要求来看,内陆地区核电选址更要慎重,因为内陆地区的水源全部为淡水,并且几乎所有的大江大河都直接向周边城市供应生活用水,在这种情况下建设核电站,一旦发生泄漏事故,后果不堪设想。

各国核能政策

核能政策通常包括能源利用的调控和与核燃料循环标准。核电厂在31个国家中有使用。其中,中国大陆正在兴建32座新的反应堆,而且在韩国、印度、和俄罗斯也有相当多的新反应堆。与此同时,在未来的10至15年间,至少有100座较旧的核反应堆与更小的核反应堆将“极有可能被关闭”。但经过日本福岛第一核电站事故后,使用核电的国家都提高核能安全标准,加强安全维护,并检讨本国的核能政策。其中德国、瑞士、贝利时等三国在2011年宣布,将在经过11年至23年不等的缓冲期后废除核电。

成本

税费

金融成本

原材料成本

房租成本

能耗成本

人工成本

设备折旧

建造成本

以目前我国建设量最大的CPR1000核电为例,单台百万千万机组造价约120亿

运行成本

天然矿价格约为360人民币每磅,而中的可用物质含量约为百分之一,但是发出同样电量燃料消耗量仅为常规燃料1/50000

退役成本

收益管理

消费曲线

时间分布

空间分布

目标群体

容量控制

风险控制

市场

国内市场

产量

消费量

国际市场

产量

消费量

核安全监管机构

核安全监管机构是代表政府对核设施和核活动的安全实施国家监督管理的机构。

国际原子能机构

国际原子能机构是一个同联合国建立关系,是国际原子能领域的政府间科学技术合作组织,同时兼管地区原子安全及测量检查,并由世界各国政府在原子能领域进行科学技术合作的机构,并由世界各国政府在原子能领域进行科学技术合作的机构。总部设在奥地利的维也纳。 在1954年12月第九届联合国大会通过决议,要求成立一个专门致力于和平利用原子能国际机构。经过两年筹备,由82个国家参加的规约会议于1956年10月26日通过了国际原子能机构的《规约》。 1957年7月29日,《规约》正式生效。同年10月,国际原子能机构召开首次全体会议,宣布机构正式成立。https://www.iaea.org/zh

标准

文档

编辑成员
15 人

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