核电设备研究报告【电厂研究报告】

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1、核电设备研究报告一、核电概况1、基本概念核能是原子结构发生变化时释放出的能量。核能可以分为核聚变能及核裂变能。ri前能成熟商用的是控制金属元素铀、仰的原子核发牛•裂变释放的能量。理论上1吨铀・235在裂变反应时释放的能量是1吨标准煤所释放能量的240力倍。据估测，地球上已探明的町开采的铀储量，如果以快屮了堆加以利用的话，所提供的能量将人人超过石化能源储量的总和。核能发电就是利用U-235与中了发生的可控裂变反应所释放出的人量热能将水加热为蒸汽，用蒸汽冲动汽轮机从而帶动发电机发电。与火电比，核电燃料成木不及火电的1/3,更兼CO?零排放、发电时数高

2、、原料成本波动性小；与太阳能、风能比，成本低、容量大、电力稳定(太阳能风能都受到电网调峰瓶颈的限制)。核电虽然拥有诸多优势，但核电的发展仍然面临许多挑战。从安全性讲，核电虽然事故率很低，但一旦发生不可预料的破坏，造成的后果也是灾难性的；从核燃料讲，屮国虽然铀储量很高，但实际供应能力冇限，未來大量的铀口J能都需要进口，其次产生的核废料冃前尚没有很好的处理办法，只能通过深处埋藏的办法，以期未來的技术可以解决；从技术设备讲,屮国目前仍然处在国产化进程的初步阶段，对于更先进的三代核技术，尚需要一段时间去消化吸收，而与此同时，核电站建设中仍冇部分关键部件需

3、要进口，这些都对核电成木的持续下降产生阻碍。2、核电技术发展核能发电的核心装迸是核反应堆。核反应堆按引起裂变反应的屮子能量分为热屮子堆和快中子堆。快中子是核裂变产牛的中子，热中子是快中子慢化后的中子。热中子堆使用的燃料是天然铀(含虽0.7%的U235)和低浓缩铀(含虽3%的U235)。冃前大虽使用的是热中子堆。根据慢化剂、冷堆剂和燃料的不同，热中子堆又分为轻水堆(包括压水堆和沸水堆)、重水堆、石謂气冷堆、水墨水冷堆。世界上笫一座核电站是1954年前苏联建成的5MWe石墨沸水堆核电站，1957年美国建成了60MWe的压水堆核电厂。I960年代后期，

4、美国轻水堆的核电造价仅2()()$/KW,且美国承诺提供相关燃料富集铀，西方国家普遍放弃原先的天然铀路线，转而采购美国的轻水堆技术。第一•代核电厂功率普遍较小，建造的主耍冃的是为了通过试验示范来验证核电的工程实施可行性。1973年第一次石汕危机引发了欧美各国的核电建设高潮。单堆功率人幅度提高，技术上有不小进步。通常人们将从这段时期开始建设的核电厂称为第二代。第二代核电厂实现了标准化、系列化、商用化和批量化，以提高经济性，是目前世界上投运核电厂的主力。二代核电机组的设计寿命已提高到60年，今后一段相当长的吋期，二代核电机组将会和第三代核电机组长期共

5、存。从1980年代屮期开始，美国电力研究院(EPRI)根据轻水堆30多年的运行经验教训，制定并于1990年首次公布了一套使供货商、投资方、业主、核安全管理当局和公众各方而都能接受的电力公司要求文件(URD),作为开发未来的先进轻水堆(ALWR)的明确、完整的技术准则。随后西欧亦相继制订出欧洲电力公司要求文件(EUR)。人们将按照URD、EUR等要求设计建造的核电厂称为先进核电厂，习惯上乂称之为笫三代核电厂。第三代核电，是在美国核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户耍求(EUR〉文件的基础上，针对主耍的压水堆提出的EPR改进型电厂和API000非

6、能动型电厂两种类型。我国的核电发展技术路线是在1980年代就已经确定了走压水堆道路。通过对当时引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步。我国自主实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。冃前中国30万KW、6()力KW及百万T乩级核电站的国产化率水平分别在9()%、70%和50%左右。预计2012、2013年前后，小国百万千瓦级核电的装备的占主化率将达到75%以上。2007年，历吋三年的中国第三代核电技术国际招标尘埃落定。中国决定斥资数百亿元引进美国西屋公司API000技术建设浙江三门、山东海

7、阳两大核电工程。36全球核电机组各机型占比■压水堆■沸水堆重水堆■其它I良13目前主要核电站的类型与原理核电站类型主要原理压水堆使用加压轻水(即昔通水)作冷却剂和慢化剂，水在堆内不会沸腾。第沸水堆以沸腌轻水为慢化剂、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重水堆重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可用轻水或重水作冷却剂代气冷堆石豊化、二氧化碳或氨气冷却的反应堆石蚤水冷堆以石崟为慢化刑.水为冷却刑的热中子反应堆第EPR安全系统采用“加”的设计理念，即用增加冗余度是提高安仝性法国为代表"三AP1000安全系统利用物质的自然舛性，不需要泵、交流电

8、源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却氏水等支持系统，大大简化了安全系统，设备戟量大量减少.美国为代表.3、全球核电发展概况随着石油