城市中水回用于电厂循环水的技术方案选择_百度文库
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城市中水回用于电厂循环水的技术方案选择|
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核电站nuclear power plant是利用核裂变(Nuclear Fission)或核聚变(Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能的发电厂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核电站一般分为两部分利用原子核裂变生产蒸汽的核岛包括反应堆装置和一回路系统和利用蒸汽发电的常规岛包括汽轮发电机系统使用的燃料一般是放射性重金属铀钚
核电站又称核电厂它指用等作将它在裂变反应中产生的转变为电能的发电厂核电厂主要以反应堆的种类相区别有压水堆核电厂沸水堆核电厂重水堆核电厂石墨水冷堆核电厂石墨气冷堆核电厂高温气冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等
核电厂由核岛主要是核蒸汽供应系统常规岛主要是汽轮发电机组和电厂配套设施三大部分组成
核电站大体可分为两部分一部分是利用核能产生蒸汽的包括反应堆装置和一回路系统另一部分是利用蒸汽发电的包括汽轮发电机系统核燃料在反应堆内产生的裂变能主要以热能的形式出现它经过冷却剂的载带和转换最终用或气体驱动涡轮发电机组发电核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内以便在失水事故或其他严重事故下限制外溢为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化核电厂设置有多项安全系统
核电站除了关键设备核反应堆外还有许多与之配合的重要设备以为例它们是主泵稳压器蒸汽发生器安全壳汽轮发电机和等它们在核电站中有各自的特殊功能
主泵RCP如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话那主泵则是它的功用是在正常运行时使冷却剂强迫循环通过堆芯载出堆芯热量然后流过蒸汽发生器传热管内侧将热量传给蒸汽发生器二次侧给水事故工况下排出堆内衰变热[1]
稳压器PRZ又称压力平衡器是用来控制反应堆系统压力变化的设备在正常运行时起保持压力的作用在发生事故时提供超压保护稳压器里设有加热器和喷淋系统当反应堆里压力过高时喷洒冷水降压当堆内压力太低时加热器自动通电加热使水蒸发以增加
蒸汽发生器
蒸汽发生器SG它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水并使之变成蒸汽再通入汽轮发电机的汽缸作功
安全壳Containment用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去以保护公众免遭放射性物质的伤害万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器
核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大
危急冷却系统
为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故LOCA的发生近代核电站都设有危急冷却系统它是由和组成一旦接到极端失水事故的信号后安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂便可缓解事故后果限制事故蔓延[2]注射系统当核电站一回路系统的管道或设备发生破损事故后安全注射系统用来向堆芯紧急注入高硼冷却水防止堆芯因失水而造成烧毁
安全注射系统设有两套安全注射管系一套为安全注射箱ACC管系在安全注射箱内储有一定容积的高硼水并用氮气充压使注射箱内维持恒定的压力当一回路系统一旦发生大破裂事故其压力低于安全注射箱的压力时安全注射箱内的硼水就通过止水阀自动注入一回路系统另一套为安全注射泵管系当一回路系统因发生破损事故而压力下降至一定值时安全注射泵就自动启动将换料水箱内的硼水注射至一回路系统换料水箱内的硼水被汲完后安全注射泵可改汲从一回路系统泄露至安全壳底部的地坑水使硼水仍能连续不断地注入一回路系统冷却堆芯
在电站失去外电源情况下安全注射泵的电源可由应急柴油发电机组自动供电
安全壳喷淋系统
在核电站发生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故时安全壳内充满了带放射性高压蒸汽安全壳喷淋系统将用来降低安全壳内压力和温度使放射性蒸汽凝结下来
在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头当安全壳内由于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时安全壳喷淋系统的泵就自动启动将换料水箱内的和NaOH贮箱内供除碘用的NaOH溶液一起汲入以一定的比例混合再由喷淋头喷入安全壳内当换料水箱的水被用尽后喷淋泵可改汲安全壳内的地坑水此时地坑水先由设备冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内
在核电站断电情况下安全喷淋泵的电源也由应急柴油发电机组自动供电[3]核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站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
核电站用的燃料是用铀制成的核燃料在一种叫的设备内发生裂变而产生大量热能再用处于高压力下的水把热能带出在内产生蒸汽蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转就会产生电这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理
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
又称为原子反应堆或反应堆是装配了以实现大规模可控制的装置
核反应堆的原理是当的原子核受到外来中子轰击时一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核同时放出23个中子这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核引起新的如此持续进行就是裂变的链式反应
链式反应产生大量热能用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁导出的热量可以使水变成推动气轮机发电由此可知核反应堆最基本的组成是裂变原子核+热载体
但是只有这两项是不能工作的因为高速中子会大量飞散这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会核反应堆要依人的意愿决定工作状态这就要有控制设施铀及裂变产物都有强会对人造成伤害因此必须有可靠的防护措施综上所述核反应堆的合理结构应该是核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+防护装置[4]在核燃料和环境外部空气之间设置了四道屏障即第一道屏障燃料芯块核然料放在氧化铀陶瓷芯块中并使得大部分裂变产物和气体产物95%以上保存在芯块内第二道屏障燃料包壳燃料芯块密封在铅合金制造的包壳中构成核燃料芯棒错合金具有足够的强度且在高温下不与水发生反应第三道屏障压力管道和容器冷却剂系统将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内第四道屏障反应堆安全壳用预应力钢筋混凝土构筑壁厚近100cm内表面加有6mm的钢衬可以抗御来自内部或外界的飞出物防止放射性物质进入环境[5]
核电站配置的外设安全系统有以下几个方面
①隔离系统用来将反应堆厂房隔离开来主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门收集厂房内泄漏物质将其过滤后再排出厂外
②注水系统在反应堆可能失水时向堆芯注水以冷却燃料组件避免包壳破裂注入水中含有硼用以制止核链式反应注水系统使用压力氮气在无电流和无人操作情况下在一定压力下可自动注水
③事故冷却器和喷淋系统用来冷却厂房以降低厂房的压力在厂房压力上升时先启动空气冷却风机 换热器的事故冷却器;再进一步可以启动厂房喷淋系统将冷水或含翻水喷入厂房以降热和降压
以上所有安全保护系统均采用独立设备和冗余布置 均备有事故电源安全系统可以抗地震和在蒸汽 空气及放射性物质的恶劣环境中运行万一发生了核外泄事故 应启动应急计划应急计划的内容主要包括疏散人员封闭核污染区核反应堆及核电站清除核污染以保证人身安全和环境清洁核电站常用的测量仪表有流量温度液体压力四类检测仪表如铠装热电偶薄膜热电偶液柱式热电偶温度计应变式等压力表和差压计差压式液位计浮子式液位计雷达液位计差压式流量计液体静力液位计转子流量计电磁流量计等都被广泛应用于核电领域除了这些常规测量仪器仪表核电领域还需要振动测量位移测量等机械量参数测量仪表分析测量仪表硼表以及大型仪表控制系统等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
安全保护系统均采用独立设备和冗余布置 均备有事故电源安全系统可以抗地展和在蒸汽 空气及放射性物质的恶劣环境中运行核电站运行人员须经严格的技术和管理培训通过国家核安全局主持的资格考试获得国家核安全局颁发的运行值岗操作员或高级操作员执照才能上岗无照不得上岗执照在规定期内有效 过期后必须申请核发机关再次审查
万一发生了核外泄事故应启动应急计划应急计划的内容主要包括疏散人员封闭核污染区核反应堆及核电站清除核污染以保证人身安全和环境清洁以压水堆为热源的核电站它主要由核岛和常规岛组成压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器稳压器主泵和堆芯在核岛中的系统设备主要有压水堆本体一回路系统以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统其形式与常规火电厂类似以沸水堆为热源的核电站沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆沸水堆与压水堆同属轻水堆都具有结构紧凑安全可靠建造费用低和负荷跟随能力强等优点它们都需使用低富集铀作燃料沸水堆核电站系统有主系统包括反应堆蒸汽-给水系统反应堆辅助系统等但发电厂房要做防核处理以重水堆为热源的核电站重水堆是以重水作慢化剂的反应堆可以直接利用天然铀作为核燃料重水堆可用轻水或重水作冷却剂重水堆分压力容器式和压力管式两类重水堆核电站是发展较早的核电站有各种类别但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站CANDU
由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站快堆在运行中既消耗裂变材料又生产新裂变材料而且所产可多于所耗能实现核裂变材料的增殖
世界上已商业运行的核电站堆型如压水堆沸水堆重水堆石墨气冷堆等都是非增殖堆型主要利用核裂变燃料即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料它对铀资源的利用率也只有1%2%但在快堆中铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用但考虑到各种损耗快堆可将铀资源的利用率提高到60%70%但快堆开发仍很落后日本的文殊快堆以及其他研发中的快堆都还未正常运行[8]
[9]第一代核电站
20世纪50年至60年代初苏联美国等建造了第一批单机容量在300MWe左右的核电站如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站法国的舒兹(Chooz)核电站德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站日本的美浜1号核电站等第一代核电厂属于原型堆核电厂主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性
第二代核电站
20世纪70年代因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展世界上已经商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成称为第二代核电机组第二代核电厂主要是实现商业化标准化系列化批量化以提高经济性自20世纪60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站以美国西屋公司为代表的Model 212600MWe两环路压水堆堆芯有121合组件采用12英尺燃料组件Model 3121000MWe3环路压水堆堆芯有157盒组件采用12英尺燃料组件Model 314 1040MWe3环路压水堆堆芯有157盒组件采用14英尺燃料组件Model 4121200MWe4环路压水堆堆芯有193盒组件采用12英尺燃料组件Model 4141300MWe4环路压水堆堆芯有193盒组件采用14英尺燃料组件System801050MWe2环路压水堆以及一大批沸水堆BWR均可划入第二代核电站范畴法国的CPYP4P4′也属于Model 312Model 414一类标准核电站日本韩国也建造了一批Model 412BWRSystem80等标准核电站
第二代核电站是世界正在运行的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
从事核电的专家们对第二代核电站进行了反思当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求因此第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱
第三代核电站
对于第三代核电站类型有各种不同看法
美国核电用户要求文件URD和欧洲核电用户要求文件EUR提出了第三代核电站的安全和设计技术要求它包括了改革型的能动安全系统核电站和先进型的非能动安全系统核电站并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计它们将成为第三代核电站的主力堆型
中国自主创新的第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设和正在运行发电的第二代核电机组相比预防和缓解堆芯熔化成为设计上的必须要求而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站事故中暴露出来的弱点据悉中国第三代核电站将装备有蓄水池这样的大水箱在紧急情况下能释放出大量的水从而达到降温等应急需求
通过总结经验教训美国欧洲和国际原子能机构都出台了新规定把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求满足以上要求的核电站称为第三代核电站
世界上技术比较成熟可以据以建造第三代核电机组的设计主要有美国的AP1000(压水堆)和ABWR(沸水堆)以及欧洲的EPR(压水堆)等型号它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上美国法国等国家已公开宣布今后不再建造第二代核电机组只建设第三代核电机组而中国有13台第二代核电机组正在运行发电未来重点放在建设第三代核电机组上并开发出具有中国自主知识产权的中国品牌的第三代先进核电机组为此国务院决定以浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化依托工程建设4套第三代AP1000压水堆核电机组国家中长期科技发展规划纲要已将大型先进压水堆核电站列为重大专项CAP1400
第四代核能系统
第四代核能系统概念有别于核电技术或先进反应堆最先由美国能源部的核能科学与技术办公室提出始见于1999年6月美国核学会夏季年会同年11月的该学会冬季年会上发展第四代核能系统的设想得到进一步明确 2000年1月美国能源部发起并约请阿根廷巴西加拿大法国日本韩国南非和英国等9个国家的政府代表开会讨论开发新一代核能技术的国际合作问题取得了广泛共识并发表了九国联合声明随后由美国法国日本英国等核电发达国家组建了第四代核能系统国际论坛GIF拟于2-3年内定出相关目标和计划这项计划总的目标是在2030年左右向市场推出能够解决核能经济性安全性废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统Gen-IV
第四代核能系统将满足安全经济可持续发展极少的废物生成燃料增殖的风险低防止核扩散等基本要求
世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作
第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统优点
1核能发电站有多项安全保障措施和多层安全保障系统可以较好地控制辐射引发的污染
2核能发电不会产生温室气体二氧化碳
3核能发电所使用的铀燃料除了发电及制造原子弹外基本没有其它的用途
4核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍故核能电厂所使用的燃料体积小运输与储存都很方便一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30吨的铀燃料一航次的飞机就可以完成运送
5核能发电的成本中燃料费用所占的比例较低核能发电的成本较不易受到国际经济情势影响故发电成本较其他发电方法为稳定
1核能电厂会产生高低阶放射性废料或者是使用过的核燃料虽然体积不大但因具有放射线故必须慎重处理现阶段的核能发电仍然会产生很多放射性废物其中尤以高放射性废物的处理及处置为国际性难题
2核能发电厂热效率较低因而比一般化石燃料电厂排放更多废热到环境里故核能电厂的热污染较严重核能利用率还较低能量不能完全转化利用
3核能电厂投资成本太大电力公司的财务风险较高
4核能电厂较不适宜做尖峰离峰的随载运转
5兴建核电厂较易引发政治歧见纷争
6核电厂的反应器内有大量的放射性物质如果在事故中释放到外界环境会对生态及民众造成伤害
人类首次实现核能发电是在1951年当年8月美国原子能委员会在爱达荷州一座钠冷块中子增殖实验堆上进行了世界上第一次核能发电实验并获得成功1954年苏联建成了世界上第一座实验核电站发电功率5000KW
核岛中主要的设备为核反应堆及由载热剂冷却剂提供热量的蒸汽发生器它替代常规火电站中蒸汽锅炉的作用常规岛的主要设备为气轮机和发电机及其相应附属设备常规岛的组成与常规火电站气轮机大致相同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国际
据统计1984年全世界有34座核电站投产发电使世界核电站发电量增长17%达到2200亿瓦当年全世界新建核电站14座
到1986年底全世界在运转的核电站达到376座总装机容量达到2769.75亿瓦在建的核电站有135座总装机容量为1469.31亿瓦拟建的核电站有124座总装机容量为1218.9亿瓦
到1987年6月底全世界在运转的核电站有389座总装机容量达到3000亿瓦当时世界各国核电站所提供的电力相当于700多万桶的能量1988年全世界又增加了20座核电站使世界核电站总数达到420座
到1986年底核电站发电量占世界发电总量的比重已上升到了15%同时核电站发电量占各国发电总量的比重法国为70%比利时为67%瑞典为50%瑞士和西德两国分别为39%和30%日本和美国两国分别为25%和17%[11]
截止2012年11月全世界核电运行机组共有437台在建64座全世界在运行的机组总装机容量达371,762 兆瓦截至2010年中国已有核电站浙江的位于杭州湾畔一期工程是中国第一座依靠自己的力量设计建造和运营管理的30万千瓦压水堆核电站1985年3月浇灌第一罐底板混凝土1991年12月首次并网发电1994年4月投入商业运行1995年7月通过国家验收二期工程是建设中国自主设计自主建造自主管理自主运营的首座2× 60万千瓦商用压水堆核电站于日开工经过近6年的建设第一台机组于日比计划提前47天投入商业运行秦山三期核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆核电技术建造两台70万千瓦级1号机组于日首次并网发电并于日投入商业运行2号机组于日首次并网发电并于日投入商业运行广东省深圳市龙岗区大鹏半岛的日工程正式开工日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运位于省市连云区田湾厂区按4台百万千瓦级核电机组规划并留有再建2至4台的余地一期建设2台单机容量106万千瓦的AES-91型压水堆核电机组设计寿命40年年平均不低于80%年发电量为140亿千瓦时工程于日正式开工单台机组的建设工期为62个月分别于2004年和2005年建成投产一期工程于1997年5月开工建设它位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧岭澳核电站是九五期间中国开工建设的基本建设项目中最大的能源项目之一岭澳核电站一期拥有两台百万千瓦级压水堆核电机组2003年1月全面建成投入商业运行日通过国家竣工验收2008年展开二期工程建设中国大陆首个在海岛上建设核电站日正式动工被正式列入国家核电中长期发展规划(20052020年)中的福建宁德核电站2月18日正式动工
项目位于福建省宁德市辖福鼎市秦屿镇的备湾村濒临东海南距福州143公里北距温州113公里是中国大陆地区第一个在海岛上建设的核电站
据介绍宁德核电站一期四台百万千瓦级机组工程总投资为512亿元是福建省有史以来最大的能源投资项目由广东核电投资有限公司大唐国际发电股份有限公司福建煤炭工业(集团)有限责任公司共同投资建设一期四台机组定位为核电第二代加改进综合国产化率达到75%具有国际同类型在役核电站的先进水平
2011年2月开工建设一二号机组一号机组2012年投产二号机组2013年投产计划三号机组2014年投产四号机组2015年投产[13]
2011年3月底中国已有6座核电站13台机组投入商业运行装机容量为1080.8万千瓦
日中国国家电监会透露截至2011年底中国已有7个核电站投入运营总装机达到1257万千瓦为2002年装机447万千瓦的2.8倍[14]据统计截至2012年中国在建(含扩建)核电站13个在建装机容量3397万千瓦在建规模居世界第一此外还有一批项目处于前期准备阶段[14]
截至2012年11月中国有
15座在运行反应堆其中包括秦山核电站1-3期共7个机组大亚湾核电站2个机组岭澳4个机组田湾2个机组核电总发电量占全国发电量的1.85%
26个在建机组其中包括三门核电站2个机组海阳核电站2个机组方家山2个机组防城港2个机组红沿河4个机组宁德4个机组阳江3个机组福清3个机组台山2个机组海南昌江2个机组
28台机组装机容量为3087万千万中国已成为世界在建核电机组规模最大的国家
日上午9时50分浙江三门一号核岛上中国核建中原建设有限公司的3名司机和1名指挥人员共同操作一台2600吨履带式吊车稳稳地将总重约为830吨的安全壳顶封头一次性吊装就位中国中央电视台向全球观众直播了这一历时90分钟的吊装盛况[15]日贵州拟投资380亿元在贵州铜仁等地建两座核电站建设时间为从2014年至2020年其中铜仁核电站总投资350亿元为两台125万千瓦核电站将在德江思南沿河县等选址目前厂址普选报告已通过专家审查另一项目为两台10万千瓦小型堆核电站总投资30亿元将在兴义镇宁玉屏等地选址据悉目前贵州核电小型堆核电项目方案已经完成
早在2009年贵州省政府便与中广核签订合作框架协议并先后完成了贵州省核电大型商用堆的规划选址和普选工作根据2013年双方签署的能源合作深化协议要求开展并完成了核电商用小型堆的规划选址和专家评审计划年内完成小型堆普选工作
贵州省属内陆省份依照目前国家核电发展政策核电大堆项目开工可能还需要一段时间但充分做好前期准备工作无疑将为今后内陆核电的平稳启动奠定良好基础[16]2014年5月俄罗斯与中国签署共同声明宣布两国进入全面战略合作关系的新阶段且双方有意在原子能利用领域展开优先合作随后俄罗斯国家原子能集团公司与中国原子能机构就合作建设核电站事宜签署谅解备忘录[17]
日中国商务部表示俄国家原子能集团公司正在研究中方关于拟在哈尔滨建设两台核电机组的提议并计划于近期派专家组赴华进行实地考察中国是仅次于美国的世界第二大能源需求国而目前中国内陆地区尚无核电站大部分核电站位于沿海地带[17]
压水堆CP300
大亚湾1号机组
大亚湾2号机组
秦山二期1号机组
压水堆CP600
岭澳1号机组
秦山三期1号机组
重水堆CANDU
岭澳2号机组
秦山三期2号机组
重水堆CANDU
秦山二期2号机组
压水堆CP600
田湾1号机组
压水堆WWER1000
田湾2号机组
压水堆WWER1000
中国实验快堆
CalderHall核电站
CalderHall核电站是英国建成的第一座核电站建于坎布里亚郡它是镁诺克斯气冷堆的原型于1953年兴建1956年开始向国家电网送电是世界上第一座商用核电站
欣克利角核电站
欣克利角核电站有欣克利A核电站欣克利B核电站欣克利C核电站欣克利A核电站属于压水堆核电站始建于1957年2000年被关闭欣克利B核电站属于高温气冷堆核电站始建于1976年目前正在使用欣克利C核电站正在筹建
哈特尔普尔核电站
哈特尔普尔核电站是一个核电站位于口的北部央行河T恤2.5英里4.0公里的南哈特尔普尔在达勒姆郡英格兰东北部该站有一个输出1,190净电气兆瓦这是需求相当于150万的电力需求的家庭或能源3%的英国电力是二产通过使用先进气冷反应堆地带三里岛核电站
三里岛核电站位于美国宾夕法尼亚州哈里斯堡萨斯奎哈纳河三里岛三里岛核电站采用压水反应堆结构三里岛沸水式反应炉的功率为95万千瓦每小时可产生每平方吋985磅压力的饱和蒸汽7,620,000磅中国
2011年通过国家发改委审批并已上报国务院的新兴能源产业发展规划重点围绕提高碳减排和非化石能源比重两个目标展开非化石能源产业将步入发展期根据规划预计到2020年中国新能源发电装机2.9亿千瓦约占总装机的17%其中核电装机将达到7000万千瓦规划指出中长期来看发展无污染的清洁煤发电技术是中国实现低碳经济的关键整体煤气化联合循环发电技术(IGCC)将成为未来煤电主流
中国工程院重大咨询项目中国能源中长期(20302050)发展战略研究报告显示积极发展核电是中国能源的长期重大战略选择
由中国工程院院士潘自强为主执笔人的核能专题组经过两年多的论证研究认为加速发展核电是必要的是满足中国能源发展需要的现实途径也是解决中国能源环境污染实现温室气体减排目标的重要途径专题组提出了核电发展的中长期发展目标2020年核电总装机规模达到7000万千瓦核电装机占电力总装机的4.6%核发电量将占总电量的7.0%左右2030年达到2亿千瓦核电装机占电力总装机的10%核发电量占总电量的15%2050年达到4亿千瓦核电装机占电力总装机的16%核发电量占总发电量的比重为24%
按照长期规划中国核电战略将坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线按照热中子反应堆(热堆)快中子反应堆(快堆)受控核聚变堆三步走的战略开展工作并坚持核燃料闭合循环的技术路线[18]
日前全文公布的能源发展十二五规划首次明确未来核电的发展速度和规模十一五期间我国核电总装机规模从685万千瓦提升到1082万千瓦年均增长率为9.6%最新公布的能源十二五规划显示到2015年我国运行核电装机达到4000万千瓦在建规模1800万千瓦未来我国核电发展年均增速达到29.9%这也意味着我国核电建设将提速[19]
十二五能源规划还明确提出对新建厂址全面复核十二五时期只安排沿海厂址能源十二五规划中展示的一幅国家综合能源基地示意图标示了未来我国将形成东部沿海核电开发带南都记者从环保部与2010年牵头完成的关于全国民用核设施综合安全检查情况的报告获悉我国共有15台运行核电机组分布在6个核电厂在建的核电机组共26台由北至南分别位于辽宁红沿河山东海阳浙江三门和方家山福建宁德和福清广东台山和阳江广西防城港海南昌江[19]
核电与水电火电一起构成世界能源的三大支柱在世界能源结构中占有重要地位世界上第一座核电站1954年在苏联建成而中国核电起步相对较晚自1991年自行设计建造的浙江秦山核电站并网发电以来共有广东大亚湾秦山二期广东岭澳秦山三期秦山二扩江苏田湾7座核电站15台机组先后投入运行首个在海岛上建设的福建宁德核电站于2008年2月正式动工
至2009年世界各国核电站总发电量的比例平均为17%核发电量超过30%的国家和地区至少有16个美国有104座核电站在运行占其总发电量的20%法国59台核电机组占其总发电量的80%日本有55座核电站占总发电量的30%以上中国已投产核电装机容量约900多万千瓦仅占电力总装机量的1.85%比例很低
2011年初受到日本核泄漏危机影响国务院常务会议当时决定调整完善我国核电中长期发展规划在核安全规划批准之前暂停审批核电项目[19]
随着能源规划的发布意味着我国核电项目建设闸门重开但只安排沿海厂址的规划意味着多个内陆城市已经耗费巨资筹建的核电站不得不继续搁浅据21世纪经济报道此前报道仅湖南桃花江江西彭泽湖北咸宁等三座已开展前期工作的内陆核电项目累计投资已超100亿元在业内专家看来中国多地震多干旱人口稠密的国情并不适合发展内陆核电国务院发展研究中心资源与环境政策研究所研究员王亦楠此前撰文指出中国发展内陆核电存在巨大风险[19]
世界到2000年全世界已安装的核电站的装机容量将达到亿瓦到2025年将增加到亿瓦福岛核危机
日福岛县政府13日发布消息称新确认有19名从第一核电站方圆3公里撤离的人员遭到核辐射已确认遭核辐射的人数由此上升至22人由于日本福岛核泄露事故影响中广核集团宣布已成立6个检查组对集团所属在建在运核电站全面展开核电安全工作大检查而且对于核电站新厂址会组织用最先进的标准对所有核电新厂址进行安全评估重新筛选厂址
对于在建核电站检查内容主要有机组抗震设计标准厂址安全状况厂址附近发生极端自然灾害的可能性以及新建项目应急体系有效性评估等[20]据日本广播协会电视台12日晚上报道日本经济产业省原子能安全保安院决定将福岛第一核电站核泄漏事故等级提高至7级这使日本核泄漏事故等级与苏联切尔诺贝利核电站核泄漏事故等级相同
以下我们对比下切尔诺贝利核电站了解下7级大概是什么样的一个级别[21]
1986年的苏联切尔诺贝利核电站核泄漏事故被定义为最严重的7级当年4月26日位于今乌克兰境内的切尔诺贝利核电站4号反应堆发生爆炸造成30人当场死亡8吨多强辐射物泄漏这次核泄漏事故使电站周围6万多平方公里土地受到直接污染320多万人受到核辐射侵害造成人类和平利用核能史上最大一次灾难
报道说原子能安全保安院认为福岛第一核电站大范围泄露了对人体健康和环境产生影响的放射性物质因此将其核泄漏事故等级提高至最严重的7级该机构同时指出福岛第一核电站释放的放射性物质要比切尔诺贝利核电站少原子能安全保安院和日本原子能安全委员会将于12日举行联合记者会公布提高福岛第一核电站核泄漏事故等级的详细理由三里岛事故
Three Mile Island-2简称TIM-2日凌晨4时美国的三里岛核电站第2组反应堆的操作室里红灯闪亮汽笛报警涡轮机停转堆芯压力和温度骤然升高 2小时后大量放射性物质溢出在三里岛事件中从最初清洗设备的工作人员的过失开始到反应堆彻底毁坏整个过程只用了120秒6天以后堆芯温度才开始下降蒸气泡消失引起氢爆炸的威胁免除了100吨铀燃料虽然没有熔化但有60%的铀棒受到损坏反应堆最终陷于瘫痪此事故为核事故的第五级核事故共7个级别级别越高危害越大
俄克拉荷马核电站爆炸
1986 年1月6 日美国一座核电站因错误加热发生爆炸结果造成一名工人死亡100 人住院切尔诺贝利核电站爆炸
1986 年4月26 日前苏联核电站发生大爆炸其放射性云团直抵西欧造成约八千人死于辐射导致的各种疾病
日凌晨位于苏联乌克兰加盟共和国首府基辅以北130公里处的切尔诺贝利核电站发生猛烈爆炸反应堆机房的建筑遭到毁坏同时发生了火灾反应堆内的放射物质大量外泄周围环境受到严重污染造成了核电史上迄今为止最严重的事故
日事故前一天切尔诺贝利核电站第4号反应堆的工作人员违反操作规程连续切断反应堆的电源使主要冷却系统停止工作于是堆芯温度迅速升高造成氢气过浓以至26日凌晨发生猛烈爆炸爆炸引起机房起火浓烟使人呼吸困难放射性物质不断外溢核电站所在地区有2.5万居民这些居民从 26日晨开始疏散疏散共用了34个小时
影响核电站发生事故后大量放射尘埃污染到北欧东西欧部分国家瑞典丹麦芬兰以及欧洲共同体于4月29日向苏联提出强烈抗议据苏联官方公布这起事故造成的直接经济损失达20亿卢布约合29亿美元如果把苏联在旅游外贸和农业方面的损失合在一起可能达到数千亿美元同时在核事故的危害下有33人死亡300多人因受到严重辐射先后被送入医院抢救有更多的人受到不同程度的辐射污染为了防止进一步的辐射苏联将28万多人疏散到了辐射区以外
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