核电发展史简介.

核电发展史简介第一代反应堆第一代反应堆是20世纪50～70年代建造的首批原型堆：美国1957年临界的首座用于发电的60MW压水堆；法国1956年临界的天然铀石墨气冷堆和英国的石墨气冷堆。这一代反应堆受到燃料循环的限制，尤其是在20世纪50～60年代，一方面没有工业浓缩铀技术，另一方面某些希望拥有核威慑工具的国家需要生产裂变材料。在此种背景下，反应堆只能使用天然铀作燃料，用石墨或重水作慢化剂。法国建造和运行了3座产钚堆（G1、G2和G3），和6座发电堆。尽管更大规模的反应堆具有令人感兴趣的特点（热效率高、可使燃料得到更充分的利用），但是，由于受到技术限制，投资费用高，提高安全性困难，因此第一代反应堆的功率通常较低。第二代反应堆第二代反应堆是20世纪70年代到2000年投入运行的商业反应堆，有PWR、BWR、VVER和CANDU几种堆型。在这个阶段，PWR和BWR向着更简单、可靠和经济的方向发展。这两种反应堆目前占世界核电反应堆总数的85%。在法国和世界的工业经验反馈中，第二代反应堆从经济和环境方面验证了核电的性能，核电的价格与化石燃料相比非常有竞争力，废物排放大大低于允许限值。世界上的反应堆累计运行超过1万堆年，表明这些工业技术是成熟的。目前，世界上运行中的反应堆为441座。平均寿期为20年，有50座已超过30年，8座超过40年。第三代反应堆必须向第三代反应堆发展的要求始于1979年美国三里岛核事故。主要目标是要提高现有反应堆的安全性，虽然这些反应堆实际上已被证明具有很高的安全性。第三代反应堆派生于目前运行中的反应堆。设计基于同样的原理，并在技术上汲取了这些反应堆几十年的运行经验。1993年，法国和德国的核安全机构批准了未来压水堆安全的发展方向，并确定了新的安全参考标准。新的安全发展方向规定，假如发生严重事故，放射性及其效应不得影响到电厂以外。因此，在自1992年开始的欧洲压水堆（EPR）的研究和设计工作中，安全被作为首要参考因素。加强安全主要表现在，为了进一步降低事故发生概率，增加了安全装置的冗余度，而且非能动安全设计可确保机组在发生事故时仍能正常运行。第四代反应堆第四代反应堆是未来的系统，无论是从反应堆还是从燃料循环方面都将有重大的革新和发展。DOE于2001年4月征集到了12个国家的94个第四代核电站反应堆系统，其中水冷堆28个，液态金属冷却堆32个，气冷堆17个，其他堆型17个。2002年9月19日至20日在东京召开的GIF会议上，与会的10个国家在上述94个概念堆的基础上，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。气冷快堆系统气冷快堆（gas-cooledfastreactor,GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。铅合金液态金属冷却快堆系统铅合金液态金属冷却快堆系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300～400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的电池组的组合。LFR电池组是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对小电网发电的需求。熔盐反应堆系统熔盐反应堆（moltensaltreactor,MSR）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦，冷却剂出口温度700～800℃，热效率高。液态钠冷却快堆系统液态钠冷却快堆系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即功率为150～500兆瓦，燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金；中到大规模核电站，即功率为500～1500兆瓦，使用铀-钚氧化物燃料。该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。超高温气冷堆系统超高温气冷堆系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。VHTR系统提供热量，堆芯出口温度为1000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。此外，该系统在采用铀/钚燃料循环，使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。超临界水冷堆系统超临界水冷堆系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃，22.1兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到目前轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆芯设计有两个方案，即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1700兆瓦，运行压力是25兆帕，反应堆出口温度为510～550℃。中国核电的未来1980年代初，中国核工业部确定了“热中子堆电站—快中子堆电站—聚变堆电站”三步走的核能发展战略。该战略符合核能发展规律，也符合世界核电发展趋势。有专家论证，到2050年，为保证满足发展国民经济对能源的需求，核电的装机容量至少需要达到120吉瓦。只发展热堆核电站，根本无法满足这一需求，因此，必须采用热堆电站与快堆电站“接力”的发展方式，才有可能实现这一目标。为此，快堆电站必须在2025年开始逐步取代热堆电站，才能保证核电发展的燃料供给。2011年3月初，国务院批准山东荣成石岛湾高温气冷堆核电站项目（石岛湾核电站），我国第一座高温气冷堆商业化示范电站的建设正式启动，这是我国拥有自主知识产权的第一座高温气冷堆示范电站，是“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”重大专项在过去两年所取得的最重大进展之一。Thankyou