范文一:引用 核能如何发电
引用 核能如何发电
引用
老兵新传的核能如何发电
核能如何发电
核能发电是利用裂变能将水加热为蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方,这类发电厂就叫核电站。核电站的核心是反应堆,反应堆放出的核能以热的形式由一回路的冷却剂带出,通过蒸汽发生器产生的蒸汽,这整个系统称为"核蒸汽供应系统(一回路系统)",也称为核岛。蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电,与常规火电厂的"汽轮发电机系统(二次回路系统)"基本相同,也称为常规岛。
目前世界上比较成熟的发电堆主要有四种:轻水堆(压水堆和沸水堆)、重水堆和石墨堆和气冷堆。
我国已建成和在建的核电站共6座,其中5座采用压水堆型(秦山一期、大亚湾、秦山二期、岭澳和田湾核电站),一座采用重水堆(秦山:三期)。
1、压水堆核电站特点
压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开,它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为:
主泵将高压冷却剂送入反应堆,一般冷却剂保持在120~160个大气压。在高压情况下,冷却剂的温度即使300~C多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆,并进入蒸汽发生器,通过数以千计的传热管,把热量传给管外的二回路水,使水沸腾产生蒸汽;冷却剂流经蒸汽发生器后,再由主泵送反应堆,这样来回循环,不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽,推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水,再由凝结给水泵送入加热器,重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统
采用低浓(铀-235浓度约为3%)的二氧化铀作燃料,高压水作慢化剂和冷却剂。是目前世界上最为成熟的堆型。
优点:结构和运行都比较简单,尺寸较小,造价也低廉,燃料也比较经济,具有良好的安全性、可靠性与经济性。
缺点:必须使用低浓铀,轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻7K堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。
秦山三期核电站采用重水堆核电站。这种核电站的发电原理是:既作慢化剂又作冷却剂的重水,在压力管中流动,冷却燃料。像压水堆那样,为了不使重水沸腾,必须保持在高压(约90大气压)状态下。这样,流过压力管的高温(约300?)高压的重水,把裂变产生的热量带出堆芯,在蒸汽发生器内传给二回路的轻水,以产生蒸汽,带动汽轮发电机组发电。
优点:有效地利用天然铀作核燃料;不停堆进行换料;重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少,如果采用低浓度铀,可节省天然铀38%。固有安全性高;用重水作慢化剂和冷却剂;可大量生产同位素
缺点:体积比轻水堆大。建造费用高,重水昂贵,发电成本也比较高。
范文二:核能及核能发电
——核能及核能发电
专业认识学习课
动力工程学院
热能与动力工程7班
20094202
XXX
核能是近100年来人类首次发现和加以利用的新能源,虽然只有短短的几十年,但人类却在该方面取得了巨大的优势。下面,我就从四个方面,简单的谈一下核能及核能发电。
一 全世界面临日益严峻的能源及环境问题
众所周知,煤,石油,天然气,是当今世界的三大支柱能源,在人类的生活及生产中发挥了巨大的作用。然而,随着开采速度的加剧,全世界的能源紧张问题已越来越严重。一方面,按现在的开采速度,只要50年,石油就会告罄;再过200年,我们将会无煤可采。另一方面,石化燃料会对环境带来巨大的危害,将直接危害人类及自然的健康。
二 核能具有极大的优势
相比于化石燃料,核能具有三方面的巨大优势:
1.核能丰富的储量 众所周知,核能的原料来自于两方面:一是轻核的聚变,二是重核的裂变。但在目前的技术条件下,轻核聚变还不能和平利用,我们只能利用重核裂变。自然界存在的可裂变元素只有铀-235,而它只占天然铀中的0.7%,其余均为铀-238。但是,在核电站中可将一部分铀-238转变为钚-239;同样,也可以将自然界中大量存在的钍-232转变为可裂变的铀-233。因此,估计核燃料资源时,必须考虑核燃料增殖这一因素。这样,核燃料的储藏量远远超过化石燃料,能长期满足核能发电的需要。
2.核能清洁,不污染环境
化石燃料在人类工业化的进程中发挥了巨大的作用,但不可避免的,它也给环境造成了不好的影响。一方面,化石燃料的大量燃烧,使得大量的温室气体排到了大气当中,造成了温室效应,进而引起了一系列的生态问题;另一方面,化石燃料中含有大量的硫,氮等元素。这些物质的燃烧,会将有害气体,诸如氮氧化物,硫氧化物排到大气中,给生态环境带来严重的威胁。反观核能,我们就不必担忧这方面的危害。一方面,它不产生温室气体,另一方面,它也不会产生有害气体。总之,核能是一种清洁,高效的能源。
3.核能经济效益高
一座100万千瓦的大型电站一年仅耗铀含量为3%的低浓缩铀燃料28吨;每一磅铀的成本,约为20美元,换算成1千瓦发电经费是0.001美元左右,这和目前的传统发电成本比较,便宜许多;而且,由于核燃料的运输量小,所以核电站就可建在最需要的工业区附近。核电站的基本建设投资一般是同等火电站的一倍半到两倍,不过它的核燃料费用却要比煤便宜得多,运行维修费用也比火电站少,如果掌握了核聚变反应技术,使用海水作燃料,则更是取之不尽,用之方便。
三 核能的利用(核能发电)
目前,就轻核聚变与重核裂变而言,人类所利用的,就是军事用途与核能发电。在军事方面,常见的就是原子弹与氢弹。不过,幸好的是,人类历史上还没有爆发过真正的核战争,到是核能发电却取得了长足的进步。
中国核电工业走过了30年,而在此期间法国核电发电量占到了其国内总发电量的78%,日本占国内总发电量的30%。截至目前,中国已建成投产4个核电站,11台机组,装机842万千瓦。此外,全国已经开工建设的有22台机组。而从20世纪50
年代以来,世界各国共建造了440多个核电站,发电量已占世界总发电量的16%。因此,要想填平鸿沟,中国注定有许多路要走。
下面我们就核能发电的一些知识了解一下。
1.核能发电原理
核能发电就是利用核反应堆中核裂变所释放出的热能进行发电的方式。它与火力发电极其相似,只是以核反应堆及蒸汽发生器来代替火力发电的锅炉,以核裂变能代替矿物燃料的化学能。除沸水堆外(见轻水堆),其他类型的动力堆都是一回路的冷却剂通过堆心加热,在蒸汽发生器中将热量传给二回路或三回路的水,然后形成蒸汽推动汽轮发电机。沸水堆则是一回路的冷却剂通过堆心加热变成70个大气压左右的饱和蒸汽,经汽水分离并干燥后直接推动汽轮发电机。
核能发电图解
2.废处理与处置
在核工业生产和科研过程中,会产生一些不同程度放射性的固态、液态和气态的废物,简称为"三废"。在这些废物中,放射性物质的含量虽然很低,危害却很大。普通的外界条件(如物理、化学、生物方法)对放射性物质基本上不会起作用。因此在放射性废物处理过程中,除了靠放射性物质的衰变使其放射性衰减外,就只能采取多级净化、去污、压缩减容、焚烧、固化等措施将放射性物质从废物中分离出来,使浓集放射性物质的废物体积尽量减小,并改变其存在的状态,以达安全处置的目的。这个过程称为"三废处理与处置"。
四 核能发电前景 2007年11月2日,国家发改委正式对外发布我国《核电发展专题规划(2005-2020年)》,我国核电产业发展目标逐渐清晰。
《规划》确定,到2020年,我国核电运行装机容量争取达到4000万千瓦;核电年发电量达到2600亿~2800亿千瓦时。在目前在建和运行核电容量1696.8万千瓦的基础上,新投产核电装机容量约2300万千瓦。同时,考虑核电的后续发展,2020年
末在建核电容量应保持1800万千瓦左右。
这就是说,如果规划得以实施,核电将占我国全部发电装机容量的4%左右,发电量占全国发电量的6%。这也意味着,在未来十几年间,将新开工建设30台以上的百万千瓦级核电机组。
其实,在此时,国际核电发展大环境已经降温,而中国新近宣布发展核电,在国外许多人看来扮演了“填空者”的角色,一跃成为未来10年全球最大的新增核电市场。国际原子能机构前总干事布利克斯认为,中国核电发展的形势对世界核电工业是个巨大的鼓舞。
总结
从上面的分析中,我们可以看出,在解决未来能源危机的办法中,核能是非常有实际价值的。不管从技术,市场,还是政策上讲,我国未来大力发展核电以是势在必然。
范文三:核能发电
自 然 科 学 概 论
主题:核能发电
陈俊纲
陈劲宇
魏梓安
林佳錤
壹、核能发电的历史
一、战争的诱导
1939年,欧战爆发,纳粹军队席卷全欧,自由世界岌岌可危。同年德国的两位科学家提出核分裂反应的理论,此时,因为担心德国称霸世界,爱恩斯坦至电给美国总统罗斯福,促请进行原子弹的研究。美国军方于是执行「曼哈坦计划」
,
目的就是为早日结束战争而制造人类第一颗原子弹。这也促进了科学界对原子核的研究,也使得人们对它的了解更多。
二、自由控制核反应 ←←第一座原子能反应炉能
1942年,费米等人在芝加哥大学运动场看台下的室内球场,利用高纯度的铀和石墨,堆成了所谓的芝加哥反应堆,也完成了世界上第一座原子能反应炉,紧接着,在1945年7月16日,以费米为首研制的第一颗原子弹,成功地在新墨西哥州南部的阿拉莫戈多爆炸。
三、战争 → 和平用
1945年8月,两颗投在日本广岛与长崎的原子弹,结束血腥残忍的第二次大战。人类掌握无限能源的同时,也掌握自我毁灭的利器,是福是祸端赖人类睿智的决定。1953年12月,美国总统艾森豪威尔威尔在联合国大会发表演说,强调「原子能的和平用途」(Atoms for Peace),并将核能秘密公诸于世,开启了全球核能发电的契机。
贰、核能发电--发电原理
核能分两种,其一为核分裂能,另一种即核融合能。前者系重元素(如铀,钸等)分裂所发出之能量;后者为轻元素(如氢及其同位数氘、氚)结合成重元素(如氦等)
所发出之能量。太阳能系源自核融合反应,此外如热核弹或氢弹亦均利用
核融合原理制成。
铀-235原子核进行核分裂连锁反应时所产生的热能,将水加热成高温、高压的水蒸汽,用于推动汽轮机,再带动发电机产生电能。所以反应过程主要分为连锁跟稳定。
一、核分裂
(一)连锁反应
经过多位科学家的研究发现天然的铀元素中含有铀-238和铀-235两种同位素,天然铀中铀-238的含量为99.3%,铀-235含量则只有0.7%,中子撞击后铀-235会发生分裂反应。一个中子撞击铀-235原子核后,暂时共同形成铀-236原子核,同时因其内部吸收了该中子的能量,故开始作剧烈的哑铃状震荡,最后哑铃状震荡因震荡过剧而瓦解,并产生两个质量较小的原子核,且放出2到3个新的中子;这时如果旁边有其他的铀-235存在,则会
被新的中子撞击,继续分裂反应,此即所
谓的「连锁反应」。
连锁反应示意图→→
(二)稳定状态
每次何分裂后会有2到3个新的中子产生,这些中子也就是引发分裂的关键,
如
果它们分别又引发了2到3次的分裂反应,则分裂反应的速度是以等比级数的速度增加,因而每次都放出巨大的能量。如果又办法把2到3个新产生的中子吸收掉一、两个,只让一个中子继续引发下一次分裂反应,我们即可控制每次反应的数目使其保持固定,把反应产生的能量用来发电,这种状况即称为「临界」核分裂反应,若分裂次数一代比一代多则称为「超临界」反应;反之,若分裂次数一代比一代少则称为「次临界」反应;核电厂运转发电时是保在临界反应状态,停机时是保持在次临界状态。
欲保持临界核分裂反应则需找到能吸收中子的物质,目前核电厂用的是镉或硼,这两种物质便是构成「控制棒」的主要材料。核电厂停机时控制棒整个插在炉心里,吸收大部分的中子,使整个炉心保持次临界状态,启动时控制棒便被慢慢抽出来,一直到达到临界状况时将控制棒固定,便可保持稳定而持续性的核分裂反应;若有异常状态发生,控制棒便被迅速插入炉心,停止其分裂反应。
图中的控制棒里面含有镉跟錋等原素→→
二、核融合
氚为氢的同位素,由一质子及二中子构成。氘可以从海水中提取,而氚则不存在于天然界中。以上四个反应式中,各反应均有能量释出,为何会有这种释出能量呢?发现原子序于40至80之间为最稳定的原子,而当原子序超过80以后就都有一个天然放射性的趋势。并且会分裂成二较轻而在稳定区域内的元素,此种趋势即核分裂原理之基础。在另一方面当原子序小于40时,即有合成变为较重元素之趋势。上述分裂与融合之反应均有质量欠缺(mass defect)现象,由爱因斯坦质能互换原理:E=mc2,吾人获知会有巨大能量发生,而后者又较前者放出的能量约多出三至四倍。
当然分裂与融合之间仍具有基本不同点,例如,核分裂为自然的现象,只要可分裂燃料质量够多达到临界状况即能发链锁反应;但是在核融合方面,由于首先要让核子与核子之间能够很「靠近」才可能有反应发生,故必须外加相当的能量破除库伦电位障壁。此因核子(氘核子及氚核子)系带正电,其会互相排斥。如要得到一相当大的反应速率时,则必须加温到10Kev以上,亦即相当于109K的温度(1K相当于1.42×10-23焦耳;又1ev=1.16×104K)。而在如此高的温度下,所有物质早就游离化了,吾人称此种游离化状态叫做电浆(plasma)或称为离子气体(ionized gas)。
←←核分裂示意图
天文学家曾说:「宇宙中物质有99﹪均以离子状态存在」。其意思是说,太空里由于各星体均是融合作用,其所发射出高能量之电磁波、宇宙线使几乎所有
的物质均被离子化了,地球幸有外层的电离层、臭氧层及大气层的保护,使得透过来之辐射波强度减弱,人类才得以生存。
经过科学家半世纪的努力,在实验上有相当大的进展,但在实用上仍有些距离,因为至今从反应炉中输出的能量仍然低于维持其运转所须输入的能量,且目前只能再瞬间维持四千万度的高温,无法长时间维持如此高的温度,因此核融合反应无法持续稳定的进行
参、核反应器简介
以下所介绍的反应器,以在工业上已获得实际应用为范畴
一、反应器的分类
依照核燃料的种类来分,可分为两类;一为利用天然核种来发电,如铀-238;另一为利用浓缩过的核种来发电,如铀-235。自然界中铀-238的含量占99.3﹪,铀-235占0.7﹪。举例来说,在沸水式的反应器中,必须将铀-235的纯度提高至2.5~3.5﹪,才有机会发生核分裂反应。而原子弹中铀-235的纯度必须大于99﹪。
此外,也可以用冷却剂的种类来分类。可分为轻水式、气冷式、重水式、液态金属四种。
二、轻水式反应器
缓和剂为水的反应器,分为沸水式和压水式
(一)沸水式反应器(Boilling Water Reactor,简称BWR)
首先来看反应器的工作原理,即利用核反应产生的热能加热水产生蒸汽,推动汽轮机使其作功,再带动发电机来发电。接着将介绍反应器的构造
燃料棒:为了承受核反应时的高温,一般将二氧化铀的粉末烧制成直径与高度均为1.6公分左右的柱状燃料丸,再将燃料丸封装在3.86公尺高、厚0.8公分的锆合金管内作成燃料棒。锆合金具有吸收金属且不易腐蚀的特性,适合用来保护具有放射性的铀燃料。
缓和剂(冷却剂):促成核分裂反应的是低能量的中子,一般称为慢中子或热中子。受到撞击的铀-235产生的新中子称为快中子,其能量为慢中子的四千万倍。因为水中的氢原子质量与中子相近,藉由快中子与氢原子多次碰撞后变成慢中子,核分裂反应才得以持续发生。
控制棒:控制核反应的速率,常用镉或硼。
压力槽:对任何液体而言,欲达到沸点的温度与其四周压力有关。在常温常压下水的沸点为100℃,然而在这种情况下产生的蒸气能量太低不足以推动汽轮机,所以必须提高沸点,故压力槽内的压力很大。
围阻体:最外层的包覆,也是安全设计的最后一道防线,由超过两公尺的强化钢筋混凝土构成。
回到沸水式反应器这个部分,此种反应器使用的核燃料为铀-235,利用水通过核心穿越燃料铀时,被加热变成蒸气而导入汽轮机作功。优点是设计简单,缺点是装置非常巨大,故单位面积的发电功率较其他类型的反应器小。
(二)压水式反应器(Pressurized Water Reactor,简称PWR)
此种反应器常与沸水式作比较,因为两者装置结构与发电原理大致相同,使用的核燃料一样为铀-235,最大的不同之处是多了一个蒸汽产生器,不同于沸水式反应器直接利用通过核心的沸水产生蒸汽,而采用次级回路的方式。这种做法的好处是较为安全,汽轮机使用的蒸汽较无核污染的疑虑。还有就是控制棒的设计方面,沸水式设置在下方,压水式设置在上方,如此压水式的系统比较容易为维护与保养。因为体积可以做得比较小,常用于需要核子动力的船舰或潜艇。因为装置较沸水式复杂,所以制造的成本较高,两者可说是互有优劣。目前台湾仅核三厂的反应器为压水式,核一、核二、核四厂均使用沸水式反应器。
三、气冷式反应器
(Gas-Cooled Reactor)
气冷式即利用气体通过核心时,以高温气体加热水产生蒸汽导入汽轮机,常用的气体为氦及二氧化碳。因为气体使中子减速的能力差并非好的缓和剂,所以采用耐高温的石墨代替,一般称为石墨气冷式反应器。使用的核燃料可以是天然核种也可以是浓缩核种,优点是燃料净消耗率低,气体比较安全也容易处理。由于气体的热传导度很低,在热交换器的设计上必许有较大的接触面积以及气流通
道,所以反应器较大且消耗较多的功率在风扇推动气体。
四、重水式反应器(Heavy Water Reactor,简称HWR)
重水式的反应器核心多采用压力套管式,缓和剂和冷却剂是分开的,以重水当作缓和剂,冷却剂可以是各种流体,如轻水、重水、气体和液态有机化合物。使用的核燃料为天然核种,燃料棒的设计是水平式的,所以补充燃料时不须停止反应器的运作。优点是发电功率高,缺点是重水的价格较为昂贵,且反应器在防漏设计上必须采取特别防护。
五、液态金属冷却快速滋生反应器
(Liquid-Metal-Cooled Fasr Breeder Reactor,简称
LMCFBR)
此类反应器较为特殊,最大的特点就是不用缓和剂,以液态金属作为冷却剂,一般为钠钾混合物。有两级的冷却系统,主要是为了隔离主系统与蒸汽产生器,避免辐射物质流入工作流体(蒸汽)。核心的设计将铀-235包覆在锆合金管内,其外部再加上一层围包(Blanket),围包由不锈钢套皮之铀-238制成,利用核
分裂产生的中子,将铀-238转变为钸-239来进行反应。此即称为滋生反应器的原因。优点是发电功率佳,且金属导热速率快不会因为热量无法传出而发生危险,所以体积可以做得比较小,缺点是装备设置昂贵。
肆、核能安全
一、车诺比事故
1986年四月二十六日凌晨一点多,前苏联车诺比核电厂第四号机发生燃料 棒破裂而导致炉心熔毁之事故,熔融之燃料碎片与沸腾之水因快速之化学反应 而产生水;反应器内之辐射物质外泄至大气中,随风飘散。蒸汽爆炸,热碎片及 火焰由反应器厂房顶部窜出,造成厂房附近多处失火。
当时总共花了三天的时间,才将核电厂周遭区域的居民全数撤离。有161,000 人被迫遗弃自己的家园。这十多万居民乎均估计已接受了50到500毫西弗(mSV)的放射量(约5到50雷得;注:一般医疗用胸部X光照射约为小于0.1雷得的暴露,美国为0.02雷得,两国际放射保护协会(ICRP)的建议容许剂量为一般人民一年0.1雷得)许多农作物因此而遭受直接污染;牛奶与羊奶也透过食物链而受到间接污染。此外,鱼群与动物(例如芬兰的驯鹿和瑞典的麋鹿等)也难以幸免。
另有25,000平方公里的土地遭受污染。之后,有数万人产生与辐射相关的健康问题 (例如白血病和甲状腺癌),还有约4,000人死于此事故所产生的长期效应。
二、台湾核能电厂绝对不可能发生类似爆炸
车诺比尔电厂所使用的RBMK-1000型反应器,是冷战时期前苏联的特产。由于特殊的炉心设计,平时可作民生发电之用;战时可迅速生产核武所用的钸-239。 RBMK型反应器与我国目前的轻水式反应器完全不同。RBMK反应器使用石墨作为中子减速剂,我国所有轻水式反应器全都使用水作为减速剂。石墨缺点是反应器体积变得相当大,也更难以驾驭。而且高温时,容易发生火灾。
RBMK型反应器厂房没有围阻体(Contaminant)设计。爆炸力加上蒸气,掀
开了反应器顶板之后,碎片穿破厂房,直冲云霄。我国反应器则有厚达2至6公尺的超强化钢筋混凝土围阻体,其内部有各种保护装置。万一反应器发生极严重的炉心熔毁,围阻体就要担负起阻止放射性物质外泄的最后一道防线。
三、三浬岛事件
1979年三月廿八日,美国宾州附近三哩岛核电厂第二号机发生事故,主饲水泵突然跳机。一连串的机械与人为失误使反应炉炉水降低,冷却系统失效,导致炉心的热无法有效移除,而使反应炉心燃料熔毁将近一半。主要的机械故障为紧急饲水泵无法打开,紧急辅助水无法送入蒸汽产生器,只好泄压灌入冷却水来带走炉心热量。但工作人员后来忘了将释压阀关闭,导致反应炉冷却水大量流失,加上运转员误判冷却水流失事故的信号,直至发现真实情况作炉心补水时,反应炉已损坏至不可修补的地步,大约有47%核燃料融化。三哩岛事故为人为失误及设计未尽妥善所导致。
事故发生之后,几乎所有放射性物质都被滞留在反应器或辅助厂房之内,根本没有泄漏到环境。所以对于电厂周围居民的健康影响,是微乎其微的。
让核能界感到庆幸的是,深度防御概念中,作为最后一道防线的围阻体的确可以发挥功能,将炉心熔毁后所释出的放射性物质包封住,不让它排到外界环境中,造成环境的冲击和民众的辐射伤害。反核人士口中之炉心熔毁事故真的发生了,但后果并没有造成毁灭性灾难。有人将三哩岛事件的发生,怪罪于运转人员的失误。但是该检讨的是,运转人员有没有受到适当的训练、控制室的设计是否考虑到运转人员操作上的便利、以及运转员是否能充分掌握电厂重要系统的运转状况;还有在紧急状况下,运转人员能否获得必要的协助等问题。三哩岛事件之后,法规管制单位提出不少新的规定,要求电力公司改正缺失,其中不少牵涉到硬件设施的改善,这些要求使得核电的成本大幅攀升。法规管制单位也意识到,核能界对炉心熔毁的物理及化学现象了解不够,因此大幅度提高相关研究的经费。
基本上,三哩岛事件是多重安全系统同时丧失功能所造成。核能电厂由于有
潜在性的危险;换句话说,虽说是微乎其微,但多个重要组件还是有可能同时发生故障或损坏。基于这一体认,没有人保证类似三哩岛的事故不会再发生。 与车诺比尔核能灾变比较,三哩岛事件从开始发展到恶化至放射性物质大量泄入围阻体内,整个事件经过了一段相当长的时间。电力公司可以利用这段时间寻求外援,抢救机组,也使得政府可以执行拟定好的紧急应变计划,保护电厂附近的民众安全。
伍、核废料处理
一、什么是放射性废料?
废料是指无法再回收使用,必须丢弃的废弃物。如果废弃物释放出的辐射强度较背景辐射为高,且达到法规限制时,即称为放射性废料。放射性废料必须特别处理,以防止废弃物的放射性物质对环境或人体造成危害。
二、放射性废料的分类
依来源不同,放射性废料可以具有完全不同之物理及化学特性,亦可能以气体、液体、或固体的形式存在。放射性废料可以广义的区分为高阶放射性废料及低阶放射性废料。
(一)高阶放射性废料:
为用过核燃料或其经再处理所产生之萃取液或产物,通常包括半衰期较长的核种,故在最终处置上远较低阶放射性废料为复杂。
(二)低阶放射性废料:
1.湿性 : 一些核电厂在维护、除污作业、或运转过程中所受放射性物质污染的东西 如: 废树脂、废液浓缩液、净化水系统所产生的过滤残渣。
2.干性 : 衣物、手套、工具及废弃的零组件,设备,或是污染泥土、保温材、炉灰、水泥块及废金属等
3.其他 : 医疗院所、农业、工业及学术研究单位在使用放射性同位素过程中,所产生的废弃物和使用过但仍具相当辐射强度之辐射源。
三、低阶放射性废料的处理
为了防止低阶放射性废料中的放射性核种污染环境及对生物造成伤害,处理低阶放射性废料时,需将放射性废料转变为较稳定的形态,在经过适当的包装后,使其所含的放射性核种,无法自废料中释出;再将包装处理后的放射性废料送往最终处置场堆存。最终处置场可藉多重障碍之设计来阻滞自放射性废料释出放射性核种进一步释放到外界环境中,确保长期置放的过程中,不致对环境质量与人类生活安全造成不良的影响。
低阶放射性废料的处理流程包括︰
(一)废料体积的缩小(减容)
对不同形态的低阶放射性废料会采取不同的措施以适当的缩小放射性废料的体积,以降低处理的成本。
1、气体放射性废料的减容
核能电厂气体放射性废料的处理流程如图二所示。气体放射性废料射性核种会累积在前过滤器、活性碳床及后过滤器中,这些组件内所使用的材料会被污染,成为固体低阶放射性废料。图中滞留管的功能为延长气体通过的时间,使气体内短半衰期的核种有机会衰变。
图一
2、液态放射性废料的减容
核能电厂低浓度的液态放射性废料的处理流程如图三至图五所示。其处理的方式均为经过层层的过滤,或利用离子交换的技术,将放射性核种自液态放射性废料中分离,使放射性核种的浓度到达可排放的标准,或者将处理过的液态物质回收利用。处理过程中,亦会产生固体低阶放射性废料。
图二
图三
图四
3、固态放射性废料的减容
核能电厂固态放射性废料的处理流程如图六所示。可燃性废料采用焚化方式处理,废料的体积可以减少20至25倍。对非燃性放射性废料除了采用压缩方式来减少其体积,将来亦可增设电浆焚化熔融设施来处理。采用电桨焚化熔融炉处理,可将废料体积减少2倍到10倍,熔融所得的熔岩抗压强度大于每平方公分1,000公斤。
图五
(二)放射性废料的固化及装桶
为防止放射性废料中的放射性核种自废料外释,放射性废料必须固化,即将放射性废料与较稳定的物质混合成为固体,再经过适当的包装,以方便放射性废料的运输与贮存。
目前国内核能电厂所产生的硫酸钠浓缩液及粉状树脂与过滤残渣采用水泥固化方法处理。水泥固化依搅拌方式可分为55加仑镀锌钢桶内拌合及桶外搅拌后再装入桶内两种方式。不管采用那一种固化方式,粉状树脂与过滤残渣固化前,须经离心机脱水。核一厂采用55加仑桶内拌合固化方式,系将经离心机脱水后之粉状树脂与过滤残渣或浓缩废液装入55加仑镀锌钢桶内后,再注加凝结水及水泥,在桶内直接拌合。核二厂采用桶外拌合固化方式,系将经脱水后之粉状树脂与过滤残渣或浓缩废液在混合进料搅拌装置内与水泥混合均匀后,再装入55加仑桶内。目前核三厂固化系统与核二厂类似,由于含有硼,需添加石灰方可获得好质量之固化废料体。
(三)低阶放射性废料的运输
国内低放射性废料运输主要是将各核设施所产生的固化废料桶运送至兰屿贮存场贮存暂存。运输方式包括陆运与海运两种。陆运系将符合主管机关规定的固化废料桶装载于特种货柜中,以拖板车运至台电公司专属码头装船。海运系由专用船舶将固化废料桶运至国家低放射性废料兰屿贮存场贮存。
(四)低阶放射性废料的最终处置
选择最终处置场时最重要的考虑是如何避免或减少因地下水等媒介将放射性核种迁移至人类生活圈。最终处置场可藉多重障壁之设计来阻滞放射性核种的迁移,确保长期置放的过程中,不致对环境质量与人类生活安全造成不良之影响。所谓多重障壁包括放射性废料固化体、钢制容器、水泥砂浆、缓冲材料、钢筋混凝土、回填材料、覆土、排水设施及植被等,其中缓冲材料采用具低渗水性与高吸附性材料,其作用有二,一是利用其
低渗水性,使外部渗水不易入侵到废料
固化体,另一是即使外部渗水入侵到废料固化体,所释出的放射性核种可利用其高吸附特性加以吸附,使核种不易迁移至地下水等媒介。
低放射性废料陆地最终处置场场址选择之条件:
选择的条件包括场址应位于低人口密度及低开发潜力之地区
1、避免位于地质构造作用,地表地质作用足以影响处置设施安全之地区
2、避免位于地表水,地下水文条件可能危及处置设施之地区
3、避免位于已知地质或水文条件复杂,无法确实评估之地区
4、避免位于有已知重要天然资源及其相关之地区
5、避免位于已知之生态保护区,史迹保存区
四、核废料毒害万年 遗祸下一代
核能发电层层环结中,核废料的处理一直是反核人士与拥核人士的竞技场所,目前国内核废料的处理因为兰屿拒绝再接受核废料,所以贮存在各自的厂区内。而核废料对人体最大的威胁来自其放射性物质,如果人体接触过多放射性物质,可能致癌并造成基因突变。
不同的发电方式会产生不同的废物,台湾大学海洋系教授杨肇岳表示,二氧化碳的污染问题是「感冒」的问题,可是核废料的污染是「艾滋病」的问题,二氧化碳并不完全是没用,像植物就需要二氧化碳,而这些碳是可以做循环的,但像核废料的钴六十、钴二三九都是「无去处」。
核废料除了像百变金刚会一直存在外,如果保存不好,一外泄就会化成灰尘,人体可能会因为呼吸而受到感染,或者是透过吃有毒性的鱼体而受感染。杨肇岳认为一旦污染传开,都会无孔不入地触及到人体。对人体伤害的程度也视接触量的多寡,最严重地如果触及到燃料棒,只需 8 秒,人就会死亡,而慢慢接触的话,这些毒性会一一地侵蚀人体细胞,破坏染色体的组织,引发癌症;经过追踪调查,住在辐射钢筋屋的人都易得皮肤癌、血管癌、甲状腺癌等。除了得到癌症外,因为染色体遭到破坏,基因被破坏,还会遗祸下一代。
范文四:核能发电
第4讲核能发电
从1896天然放射性的发现至今,核能与核技术的发展过程可大致划分三个阶段:第一阶段:核基础研究阶段(1896年-1942年);第二阶段:军用阶段(1942年-1945年);1945年至今的第三阶段:军事应用与和平利用并举阶段。
第三阶段:和平利用阶段
核能发电
利用原子核裂变或聚变反应释放的能量生产电能。
核裂变链式反应
核能发电的前提:实现自持链式反应 不依靠外界的作用而持续进行下去。
每次裂变产生的中子,至少有一个中子能引起另一个可裂变铀核的裂变。 核裂变链式反应
核能发电是可控的自持链式反应
1)为核裂变链式反应提供必要的条件,使其能自持进行:
充足的中子:充足的燃料,保障中子的数量充足
易被俘获:在一般情况下,中子速度过快会降低裂变的几率,就必须要使用慢化剂将中子的飞行速度降下来,并散射中子的分布。常用的慢化剂有轻水、重水和石墨。
慢化剂,又称中子减速剂。 对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面和低的吸收截面,提高裂变反应的几率
轻水:慢化能力强,但吸收截面较大,价格便宜,但对金属有腐蚀作用; 重水:重水(氘,D2O)的吸收截面小,价格昂贵;
石墨:石墨的吸收截面低于重水,价格便宜,但相对易燃; 核能发电是可控的自持链式反应
2)链式反应必须可控:使用控制棒,吸收中子,减少中子。常用硼、镉及其合金作为控制材料。
3)裂变反应产生的能量能从反应堆中安全取出:使用冷却剂,又称载热剂。将反应堆中的热能导出到堆外。冷却剂有液态和气态,液态冷却剂有轻水、重水和液态金属(钠),气态冷却剂如二氧化碳、氦气;
4)裂变产生的中子和放射性物质对人体危害很大,必须有效屏蔽,“核电站三道屏蔽”,合金包壳、压力容器和安全壳。 中子去哪了?
中子去哪了?
每代裂变中中子数目的变化 中子的作用
产生的中子数=消耗的中子数:临界状态
中子循环达到平衡,裂变反应可以自持下去。功率不变。
产生的中子>除耗的中子数:超临界状态。反应堆启动和功率提升状态。
产生的中子数<消耗的中子数:次临界状态,中子数一代比一代减少,直到零为止。反应堆降功率或停堆状态。 核聚变-热核反应
核聚变-热核反应
热核反应是氢的同位素氘和氚的原子核实现核聚变的核反应堆。 氢弹爆炸的基础,可在瞬间产生大量热能。 但核聚变产生的能量现在还无法用于发电。 核聚变的控制不宜实现
1991年12月15日:我国首座自主设计建造的秦山核电站首次并网发电
截止2013年底:已运营核电机组17台,总装机容量1461万千瓦;占全国装机容量1.20 %。
2012年10月24日国务院召开常务会议,讨论并通过《核电中长期发展规划(2011-2020年)》
提出“十二五”时期只在沿海安排少数经过充分论证的核电项目厂址,不安排内陆核电项目。
确定2020年核电装机发电容量为5800万千瓦,同时在建3000万千瓦左右。 核能发电优势和不足:
? 核能发电消耗的燃料极少 ? 核能发电能使燃料转化或增值 ? 核能发电的成本低廉
? 核能发电安全可靠且清洁卫生 ? 安全问题引发的政治困扰;
? 核能电站的热效率低:电功率986MW的大亚湾; ? 热功率接近3000MW,热效率连三分之一都不到; ? 核能电站的投资成本太大; 轻水堆与重水堆的区别 轻水堆
燃料:低浓二氧化铀作为核燃料(含2-4%的铀235) 慢化剂:轻水或沸腾轻水 冷却剂:轻水或沸腾轻水 重水堆
燃料:直接利用天然铀作为核燃料(含低于1%的铀235 ) 慢化剂:重水(慢化性能好,吸收中子少,稳定性好) 冷却剂:重水或沸腾轻水
§4.3 核能发电的优越性及核反应堆分类 ? 热中子堆与快堆的区别 热中子堆
需要使用慢化剂 核燃料消耗 快堆-增值堆型 无需使用慢化剂 燃料增值
(1)第一代核电技术 开始于上世纪50年代 堆型来源:
从军用生产堆或军用动力堆转型改造过来 一些商用核电厂堆型的原型机组 研究探索过程中建造的一些堆型 (2)第二代核电技术
? 上世纪70年代,在试验性和原型核电机组基础上,建成电功率在30万千瓦以上的核电机组。
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。目前世界上在商业运行的400多座核电机组绝大部分是第二代核电机组。 堆型:
压水堆、沸水堆 重水堆、高温气冷堆 石墨水冷堆 改进型气冷堆
(3)第三代核电技术 ? 上世纪90年代 美国:“美国用户要求文件”(URD) 欧洲:“欧洲用户要求文件”(EUR) ? 美国用户要求文件
? URD对新建核电站的主要要求: 更大的功率(100~150万千瓦)
更高的安全性(大量放射性向环境释放的概率小于10-6/堆˙年)
更长的寿命(由40年延长至60年) 更短的建设周期(48~52个月)
更好的经济性(批量化之后大幅度降低造价) (4)第四代核电技术
? GIF选择了6 种反应堆概念作为研发对象: 超高温气冷堆(VHTR) 钠冷快堆(SFR) 气冷快堆(GFR)
超临界水冷堆(SCWR) 铅冷快堆(LFR) 熔盐堆(MSR) ? 特点:
经济上有竞争力,发电成本低于3 美分/(kW·h),建造周期小于3 年; 更高的安全性。堆芯熔化概率很小,发生严重事故时,无需采取厂外应急计划; 尽量减少核废物的产生;
具有防止核武器材料扩散的安全保障等。 ? 商用化预计要到2030年左右方能实现。 压水堆核电站介绍 发电原理 主要设备
总体及厂房布置 多重屏障体系
? 压水堆核电站主要设备 核岛
核蒸汽供应系统 辅助系统
常规岛:与火电厂系统相似 二回路系统
循环冷却水系统
电气系统及厂用电设备 一回路系统 ? 反应堆
? 反应堆冷却剂系统 蒸汽发生器 主泵
? 辅助系统 1、反应堆
以铀(或钚)作为燃料实现可控制的链式裂变反应的装置。 组成:压力壳、堆内构件、堆芯、控制棒驱动构件。 ? 反应堆 (1)压力壳 圆柱形容器
厚合金钢板:能承受17.7兆帕的压力和350℃的温度 使用寿命:30~40年 (2)堆内构件
? 支承和固定堆芯组件,承受堆芯重量。
? 确保控制棒驱动线的对中,为控制棒运动导向。 ? 使冷却剂在堆内按一定方向流动,有效带出热量。
? 为压力容器提供热屏蔽,减少它受中子和r射线的辐射。 ? 为堆内测量提供安装和固定措施。 (3)堆芯
? 由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组成。 ? 燃料组件 ? 控制棒组件 中子的强吸收体
控制反应堆核燃料链式裂变速率 启动反应堆 调节反应堆 正常停堆
事故情况时紧急停堆 (4)控制棒驱动机构
? 带动控制棒组件在堆内上下移动 ? 对控制棒驱动的动作要求:
在正常运行情况下棒应缓慢移动,每秒钟的行程为10mm; 在快速停堆或事故情况下,控制棒应快速下插。 5)冷却剂
2、反应堆冷却剂系统
蒸汽发生器 稳压器
主循环泵(冷却剂泵) (1)蒸汽发生器
将一回路中水的热量传给二回路的水,使其变为蒸汽用于汽轮机做功。 蒸汽发生器在一、二回路之间构成防止放射性外泄的第二道防护屏障。 (2)稳压器
? 用于稳定和调节一回路系统中冷却剂—水的工作压力,防止水在一回路主系统中汽化。 底部带电加热器,顶部有喷水装置的压力容器,上部充满蒸汽,下部充满水。 ? 稳压器的作用
一回路系统压力低于额定压力,接通电加热器,增加稳压器内的蒸汽,提高系统压力。
如果系统压力高于额定压力,喷水装置启动,喷冷却水,使蒸汽冷凝,从而降低系统压力。
(3)主循环泵(冷却剂泵) ? 作用:推动一回路中的冷却剂,使冷却剂水以很大的流量通过反应堆堆芯,把堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器。 3、核电机组运行示意图
汽轮机冲转——反应堆功率达到15%时 并网发电——汽轮机转速到达1500 升功率——并网后,可提升反应堆功率
通过控制棒进行功率调节
稳压器——强制喷淋造成压力下降,加热器自动投入 稳压器——强制加热造成压力上升,喷淋器自动投入
核电厂本身的放射特性
? 核反应堆是一个强大的放射源 ? 堆内放射性的总量与功率成正比 厂址的自然条件和技术要求
辐射安全要求
总平面布置
(5)核电厂的主要厂房设施
放射性废物处理厂房 ? 循环水泵房 ? 输配电厂房 ? 燃料厂房
? 放射性废物处理厂房
? 放射性废物处理厂房是核电厂特有的厂房
? 核电厂内所有通过反应堆及一回路系统排出的气体、液体和固体废物都要经过三废处理,达到允许标准后才可通过高烟囱、下水道排放或回收使用。(四)反应堆的多重屏蔽体系 ? 反应堆的多重屏蔽体系 第一道燃料芯块
? 反应堆的多重屏蔽体系 裂变碎片射程很短(10-3 cm)。除表面外,绝大部分裂变碎片包容在芯块之中。气态裂变产物如碘、氪和氙等核素,一部分会因扩散而从燃料芯块中逸出。
第一重屏障大约能留住98%以上的放射性裂变产物。
第二道屏障是燃料棒包壳,使放射性裂变产物被限制在燃料包壳内。
压水堆正常运行时,数以万计的燃料棒中可能会有少数几根棒发生破裂,致使少量放射性物质从第二重屏蔽泄漏。
第三道屏障是一回路系统的承压边界,由压力容器、管道和设备组成,它们将高温、高压又带强放射性的冷却剂封闭在其内。正常时仅允许极少量泄漏,而且泄漏水收集后送至三废处理系统。 ? 反应堆的多重屏蔽体系
第四道屏障是安全壳,它将一回路系统的主要设备和主管道包容在内。
?
安全壳的泄漏率要严格控制,设计规范要求;每天泄漏率要小于安全壳
总容积的千分之一,防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。 纵深防御
第一级安全防御——预防:它要求在设计、建造、运行中采取各种有效措施,反应堆应具有内在的安全特性,设备必须高质量和可检查性,系统必须有冗余度;因而任一部件失效也不会影响其正常运行
第二级安全防御——监控:第二级安全防御要求核电厂设置可靠的安全保护系统,并在事故发生时,尽量减少对该系统的损坏并保护运行人员和居民不受伤害
第三级安全防御——限制事故后果:要求在发生某些假想事故而一些保护系统又同时失效时必须有专设安全设施投入工作
福岛到底发生了什么?
余热:链式反应停止后,核心依然在产生热量。
虽然铀元素的链式反应已经停止,但是在铀元素的核裂变过程中会产生一些具有放射性的副产品,比如铯和碘同位素,这些元素的放射性同位素会最终衰变为更小的原子,然后失去放射性,在这些元素的衰变过程中,也会产生热量
大约几天时间内,核心会最终冷却下来。
? 核电厂柴油机
二代核电站,不管是沸水堆还是压水堆,如果发生严重事故伴生全厂失电,需要应急柴油机在20秒内迅速启动,为安全相关系统提供电力,向堆内注水,保证堆芯冷却不裸露在外。
? 核反应堆内的放射性物质:
第一类放射性物质:燃料棒中的铀元素,及放射性副产物铯和碘同位素,这些物质都在燃料棒内部。
第二类放射性物质如氮-16和氩,产生于燃料棒外部
当铀原子裂变时,会产生一个中子。大部分的这些中子都会撞击到其他的铀原子,但是其中的一些会离开燃料棒并撞击到水分子,或是冷却水中的空气。然后,一个不具有放射性的元素就会“捕获”这个中子,并变得有放射性。 ? 核反应堆内的放射性物质:
外部的放射性物质的半衰期都非常短,这意味着它们会在很短的时间内(几秒)衰变为没有放射性的物质,所以即使这类放射性物质被释放到自然环境中,他们也是毫无危害的。
铀元素及放射性副产物铯和碘同位素对人体有害。
? 福岛核电站的基本情况:
福岛第一核电站有6台机组,1号机组439兆瓦,为BWR-3型机组,1971年投入商业运行;2号至5号机组为BWR-4型,784兆瓦,1974-1978年投产;6号机组为BWR-5型,1067兆瓦,1979年投产。
一号机已经运行整40年了,理应退役但在2月份申请了延期退役。 抗震设计能力为8.2级
? 福岛核电站的基本情况:
地震发生前,1号、2号、3号机组处于正常运行状态,4、5、6号机组处于停堆换料大修中;4号机组所有核燃料已在乏燃料水池,5、6号机组的核燃料在反应堆内,但尚未启动运行。
1、当8.9 级地震冲击核电站时,所有的反应堆自动关闭。在地震开始后的数秒内,控制棒插入核心内,链式反应即刻中止。
冲击核电站的地震的威力是核电站设计时所能承受的威力的五倍(里氏震级之间的放大倍数是对数关系,所以8.9 级地震的威力是8.2 级,即核电站的设计抗震威力的5 倍,而不是0.7 的差异)
2、在地震发生后的一小时内一切情况是平稳的,为紧急情况而准备的多组柴油发电机中的一组启动,为冷却泵提供了所需的电力。
冷却系统开始带走余热。这些余热相当于反应堆正常运转时产生的3% 的热量。
3、海啸来了,比核电站设计时所预料的规模要更巨大的海啸,摧毁了所有的柴油发电机组。
4、当柴油发电机组被冲走后,反应堆操作员将反应堆切换到使用紧急电池。
这些电池被设计为备用方案的备用方案,用于提供给冷却系统8 个小时所需的电力,并且也确实完成了任务。
5、在这8 个小时内,需要为反应堆找到另外一种供电措施。当地的输电网络已经被地震摧毁。柴油发电机组也已经被海啸冲走。所以最后通过卡车运来了移动式柴油发电机。
整个事件从这一刻起开始变得糟糕。运来的柴油发电机无法连接到电站(因为接口不兼容)。所以当电池耗尽后,余热就无法再被带走。
? 此时最重要的任务是在核心持续升温时控制住,并且确保第一层护罩(燃料棒的锆锡合金外壳),及第二层护罩(压力容器)能够保持完整并尽可能多工作一段时间,从而让工程师们能够有足够的时间修好冷却系统。 ? 为了保住压力容器,必须要卸压,防止压力容器超压爆炸。操作员开始通过时不时地旋松阀门来释放压力容器内的压力。此时压力容器内的温度是550 摄氏度(低于锆锡合金熔点)。
6、就在旋松阀门的过程中,发生了爆炸。只是厂房发生了爆炸,防护层没有出现问题。
为什么会爆炸?
反应堆里的温度压力很高,锆跟水在高温下面发生强烈的锆水反应,形成氧化锆和氢气,氢气随着其他气体从反应堆里出来,到了厂房里。
氢气有一个特点,它的浓度到一定程度以后,4%或者更高一点会爆炸。
不是核爆炸,此时蒸汽带出去的绝大部分是无危害的N-16和氩气。
7、在阀门旋送时,压力得以控制。而现在的问题时,如果水在一直沸腾的话,水位就会持续下降。
核心大概被几米深的水覆盖,使得其能够在空气中暴露前坚持几个小时或几天。而一旦没有水覆盖,那么暴露的燃料棒就会在45 分钟后达到其2200 摄氏度的熔点。
这样就会导致第一层护罩,燃料棒的锆锡合金外壳融化。
8、冷却系统无法在燃料棒开始融化前恢复运转,虽然燃料棒中的核燃料此时依然是完好的,但是包裹燃料的锆锡合金外壳已经开始融化。铯和碘同位素开始随着释放出来的蒸汽,泄露到反应堆外。最严重的问题——铀燃料,目前依然是受控的,因为氧化铀的熔点在3000 摄氏度。
9、通过在大气中检测到的铯和碘同位素,操作员可以确认燃料棒的外壳已经存在破损。为了避免核心融化,操作员开始使用加入了硼酸的海水来冷却核心。
用于冷却系统的给水是纯净水,原因在于:纯净水很大程度上不会被激活,因此可以保持相对无辐射。而如果是脏水,会更容易捕获中子,进而变得更加具有放射性。
硼酸是一种“液体控制棒”。无论在发生什么样的衰变,硼都可以捕获产生的中子并进一步加速核心的冷却。
地震发生后,对于是否要用灌入海水的方式来冷却反应堆,东京电力一直犹豫不决。直到3月12日晚上,1号机组发生氢气爆炸后,才决定开始操作,而且,当时灌水只局限于1号机。
结果一号机的情况还没有挽回,后面就发生了连锁的爆炸。
部分反应堆压力容器受损。
10、日本首次承认核电站周边辐射量已达危害人体标准,菅直人发表告国民书,宣布核泄漏风险上升,要求核电站周围20公里内民众撤离。 ? 福岛50勇士冒着遭受大剂量辐射的危险,一边向反应堆内外喷海水降温,一边打开阀门,排出含有放射性物质的氢气。自卫队直升机和消防队相继加入作业,分别从空中和地面向反应堆厂房注水。
11、应急电缆终于通到了厂区,但让整个厂区到处都充满着被高放射性物质污染的积水,无法进入厂房进行通电操作重启冷却系统,开始走向了恶性循环。
不冷却,堆芯就继续在熔化,冷却浇水,厂房就不断地积水,厂房积满水,人员就进不去,就没办法恢复机械设备,而且这些水继续在向海洋和地下水扩散,当务之急必须把放射性的水优先弄走。
12、日本在未向国际社会通报的情况下,开始将福岛核电站厂区内1万多吨低浓度放射污水排入大海
13、核燃料冷却下来,核电站重回安全状态
核电厂余热排除和放射性包容要求
? 核反应堆在停堆后仍会产生余热——必须把余热排除堆芯,确保核燃料有效冷却以免烧毁堆芯。
? 核电站必须采取多道屏障以包容放射性,防止其泄露危害公众。
EPR的“加法”设计思路
在二代基础上再增加和强化专设安全系统,如:
安全注射、堆芯余热排出、应急安全电源等系统都由二系列增加为四系列 增设堆芯熔融物捕集和冷却系统以防止安全壳熔穿
系统比二代更复杂,设备更多,工程量更大
AP1000“减法”设计思路
采用“非能动技术”来保障安全
在发生事故后的三天内,可完全依靠自动投入的非能动安全系统保障核电厂安全,不需要操作员干预
非能动安全系统的投入和运行不需要任何交流电源
1、AP1000与ERP经济性比较
简化了安全系统配置:减少了安全支持系统;减少了安全级设备,材料及厂房;取消了核级应急柴油发电机组。
采用非能动技术使系统设置简化,工艺布置简化,施工量减少,工期缩短,应急响应时间限制放宽,大大降低了发生人为错误的可能性。
安全级电气设备
AP1000与ERP相比安全级电缆缩短85%,安全级电气设备基本上限于直流设备,取消了1E级的应急柴油发电机组。
建造工作量
土建工程中核安全级的构筑物混凝土浇筑量AP1000约5万m3,ERP约20万m3。
2、AP1000核电厂的非能动技术
? 由高位或加压的6个大水箱(2个堆芯补水箱,2个安注箱,1个设置在安全壳内的换料水箱和1个非能动安全壳冷却系统淋水水箱)和相应的管路、阀门和1个浸泡在换料水箱内的换热器构成
? 在应急情况下能执行:非能动堆芯余热排出,非能动堆芯冷却,非能动反应堆自动降压,非能动安全壳冷却
(1)非能动堆芯冷却系统
(2)非能动安全壳冷却
3、AP1000核电厂的安全性
AP1000核电厂具有全面、完善的预防和缓解严重事故的措施
防止高压熔堆的自动降压系统
堆腔淹没技术
堆芯熔融物保持在压力容器内(IVR)的技术
设置易燃气体氢的自动复合系统以防爆
防止安全壳旁路等
? IVR技术
反应堆安装在由混凝土围墙和绝热层组成的堆腔内
AP1000核电厂所达到的安全水平
? AP1000由于以下特点使得造价降低: 简化了安全系统,设备、材料数量减少,费用下降 工程量减少 模块化施工,工期缩短 ? AP1000由于以下特点使得燃料费用和运行费用降低: 设计寿命60年,机组额定功率大 换料周期延长到18~24个月,设计年利用率达到93%,使得年发电量大增 由于运行简单,设备少以及屏蔽电机泵免维修等,维修量大大减少,运行维
修费用下降
高温气冷堆
(一)钠冷快堆
1、核燃料
天然铀储量有限现探明约可使用1000年,其中U235约只占0.7%,而U238占99.3%。
U235:当慢中子撞击其原子核时, U235原子核容易发生裂变。 U235是热中子反应堆燃料。
U238:当快中子撞击其原子核时, U238会以一定比例吸收快中子,变为钚239,钚239会继续吸收一个快中子而裂变。 U238是快中子反应堆燃料。
U238核燃料的优点
? 优点
使铀资源的利用率提高50-60倍,大量铀-238堆积浪费、污染环境问题将能得到解决。
? 缺点
钚-239毒性大,生产成本高,要建造复杂的生产堆和后处理厂,才能实现工业化生产
技术难度较大。大都处于实验堆阶段。
2、冷却剂
液态的金属钠
不能使用水作为冷却剂,为什么?
液态钠在常压下沸点:882.9℃。而水需要在高压条件获得比较高的沸点。 液态的金属钠作为冷却剂的优点
无需加压
压水堆:失压后,冷却剂大量蒸发,可能出现堆芯裸露的危险,需要设置专门的安全注入系统补水以及复杂的低压保护。
快堆:工作在常压下,设置保护容器防止主容器发生泄漏,一般不会有堆芯裸露的危险,因而不必设置安全注入系统和稳压系统,也不涉及减压保护等同题
(二)高温气冷堆
冷却剂:氦气
氦气化学稳定性好,传热性能好,而且诱生放射性小,停堆后能将余热安全带出,安全性能好。
核燃料:采用包覆颗粒作为燃料
根据堆芯形状,高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆
高温气冷堆
包覆颗粒
燃料球
疏松热解碳层
提供贮存裂变气体空间
吸收燃料核芯与致密包覆层因辐照和热引起的尺寸变化
防止裂变反冲核造成的致密热解碳层的损伤
热解SiC层
包覆燃料颗粒复合压力容器的关键组成部分
有效阻止放射性裂变产物的外泄
高温气冷堆 内/外致密热解碳层 防止SiC在球形元件压制过程中的损伤
范文五:核能发电
科技名词定义
中文名称:
核能发电
英文名称:
nuclear electricity generation
定义:
利用核反应堆中链式核裂变反应所释放的能量发电。
所属学科:
电力(一级学科) ;核电(二级学科)
百科名片
核能发电 英文:nuclear electric power generation 利用核反应堆中核裂变所释放出的热能进 行发电的方式。 它与火力发电极其相似。 只是以核反应堆及蒸汽发生器来代替火力发电的锅 炉,以核裂变能代替矿物燃料的化学能。除沸水堆外(见轻水堆) ,其他类型的动力堆都是 一回路的冷却剂通过堆心加热, 在蒸汽发生器中将热量传给二回路或三回路的水, 然后形成 蒸汽推动汽轮发电机。沸水堆则是一回路的冷却剂通过堆心加热变成 70个大气压左右的饱 和蒸汽,经汽水分离并干燥后直接推动汽轮发电机。
目录
简介
简史
发电原理
优点缺点
优点
缺点
发展趋势
经济性
核燃料资源
核电安全
实施纵深设防原则
设计基准事故 (DBA)
概率安全评价 (PSA)
制订应急计划
执行辐射防护三原则
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能源危机困扰中国
核电工业战略性转向
15年 4500亿元大生意
“ 内陆第一 ” 暂无期
简介
简史
优点缺点
优点
缺点
发展趋势
经济性
核燃料资源
核电安全
实施纵深设防原则
设计基准事故 (DBA)
概率安全评价 (PSA)
制订应急计划
执行辐射防护三原则
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编辑本段简介
核能发电利用铀燃料进行核分裂连锁反应所产生的热,将水加
核能发电
热成高温高压,核反应所放出的热量较燃烧化石燃料所放出的能量要高很多(相差约百万 倍) ,比较起来所有需要的燃料体积比火力电厂少相当多。核能发电所使用的的铀 235纯度 只约占 3%-4%,其余皆为无法产生核分裂的铀 238。
举例而言,核电厂每年要用掉 80吨的核燃料,只要 2支标准货柜就可以运载。如果换 成燃煤, 需要 515万吨, 每天要用 20吨的大卡车运 705车才够。 如果使用天然气, 需要 143万吨, 相当于每天烧掉 20万桶家用瓦斯。 换算起来, 刚好接近全台湾 692万户的瓦斯用量。 编辑本段简史
核
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能发电的历史与动力堆的发展历史密切相关。动力堆的发展最初是出于军事需要。 1954年, 苏联建成世界上第一座装机容量为 5兆瓦 (电 ) 的核电站。 英、 美等国也相继建成各种类型的 核电站。到 1960年 , 有 5个国家建成 20座核电站,装机容量 1279兆瓦(电) 。由于核浓缩 技术的发展,到 1966年,核能发电的成本已低于火力发电的成本。核能发电真正迈入实用 阶段。 1978年全世界 22个国家和地区正在运行的 30兆瓦(电)以上的核电站反应堆已达 200多座 , 总装机容量已达 107776兆瓦(电) 。 80年代因化石能源短缺日益突出,核能发电 的进展更快。到 1991年,全世界近 30个国家和地区建成的核电机组为 423套,总容量为 3.275亿千瓦,其发电量占全世界总发电量的约 16%。世界上第一座核电站 — 苏联奥布宁斯 克核电站。
中国大陆的核电起步较晚, 80年代才动工兴建核电站。中国自行设计建造的 30万千瓦 (电)秦山核电站在 1991年底投入运行。大亚湾核电站于 1987年开工,于 1994年全部并 网发电。
编辑本段发电原理
核能发电的 能量来自核反应堆中可裂变材料 (核燃料 ) 进行裂变反应所释放的裂变能。 裂变反应指铀 -235、钚 -239、铀 -233等重元素在中子作用下分裂为两个碎片,同时放出中子 和大量能量的过程。 反应中, 可裂变物的原子核吸收一个中子后发生裂变并放出两三个中子。 若这些中子除
核能发电
去消耗, 至少有一个中子能引起另一个原子核裂变, 使裂变自持地进行, 则这种反应称为链 式裂变反应。实现链式反应是核能发电的前提。
世界上有比较丰富的核资源,核燃料有铀、钍氘、锂、硼等等,世界上铀的储量约为 417万吨。地球上可供开发的核燃料资源,可提供的能量是矿石燃料的十多万倍。核能应用 作为缓和世界能源危机的一种经济有效的措施有许多的优点, 其一核燃料具有许多优点, 如 体积小而能量大,核能比化学能大几百万倍; 1000克铀释放的能量相当于 2400吨标准煤释 放的能量; 一座 100万千瓦的大型烧煤电站, 每年需原煤 300~400万吨, 运这些煤需要 2760
列火车,相当于每天 8列火车,还要运走 4000万吨灰渣。同功率的压水堆核电站,一年仅 耗铀含量为 3%的低浓缩铀燃料 28吨;每一磅铀的成本,约为 20美元,换算成 1千瓦发电 经费是 0. 001美元左右,这和目前的传统发电成本比较,便宜许多;而且,由于核燃料的 运输量小, 所以核电站就可建在最需要的工业区附近。 核电站的基本建设投资一般是同等火 电站的一倍半到两倍, 不过它的核燃料费用却要比煤便宜得多, 运行维修费用也比火电站少, 如果掌握了核聚变反应技术, 使用海水作燃料, 则更是取之不尽, 用之方便。 其二是污染少。 火电站不断地向大气里排放二氧化硫和氧化氮等有害物质, 同时煤里的少量铀、 钛和镭等放 射性物质, 也会随着烟尘飘落到火电站的周围, 污染环境。 而核电站设置了层层屏障, 基本 上不排放污染环境的物质, 就是放射性污染也比烧煤电站少得多。 据统计, 核电站正常运行 的时候,一年给居民带来的放射性影响,还不到一次 X 光透视所受的剂量。其三是安全性 强。从第一座核电站建成以来,全世界投入运行的核电站达 400多座, 30多年来基本上是 安全正常的。 虽然有 1979年美国三里岛压水堆核电站事故和 1986年苏联切尔诺贝利石墨沸 水堆核电站事故,但这两次事故都是由于人为因素造成的。随着压
核能发电
水堆的进一步改进,核电站有可能会变得更加安全。
利用核反应堆中核裂变所释放出的热能进行发电的方式。 它与火力发电极其相似。 只是 以核反应堆及蒸汽发生器来代替火力发电的锅炉, 以核裂变能代替矿物燃料的化学能。 除沸 水堆外(见轻水堆) ,其他类型的动力堆都是一回路的冷却剂通过堆心加热,在蒸汽发生器 中将热量传给二回路或三回路的水, 然后形成蒸汽推动汽轮发电机。 沸水堆则是一回路的冷 却剂通过堆心加热变成 70个大气压左右的饱和蒸汽,经汽水分离并干燥后直接推动汽轮发 电机。
编辑本段优点缺点
优点
1. 核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中,因此
核能发电
核能发电不会造成空气污染。
2. 核能发电不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。
3. 核能发电所使用的铀燃料,除了发电外,没有其他的用途。
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公吨的铀燃料, 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。
缺点
要用反应堆产生核能 , 需要解决以下 10个问题:
1. 为核裂变链式反应提供必要的条件,使之得以进行。
2. 链式反应必须能由人通过一定装置进行控制。失去控制的裂变能不仅不能用于发电, 还会酿成灾害。
3. 裂
核能发电
变反应产生的能量要能从反应堆中安全取出。
4. 裂变反应中产生的中子和放射性物质对人体危害很大, 必须设法避免它们对核电站工 作人员和附近居民的伤害。
5. 核能电厂会产生高低阶放射性废料,或者是使用过之核燃料,虽然所占体积不大,但 因具有放射线,故必须慎重处理,且需面对相当大的政治困扰。
6. 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裏,故核能电 厂的热污染较严重。
7. 核能电厂投资成本太大,电力公司的财务风险较高。
8. 核能电厂较不适宜做尖峰、离峰之随载运转。
9. 兴建核电厂较易引发政治歧见纷争。
10. 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。
编辑本段发展趋势
2007年,中国核电总发电量 628.62亿千瓦时,上网电量为 592.63亿千瓦时,同比
核能发电
分别增长 14.61%和 14.39%。田湾核电站 2台 106万千瓦的机组分别于 2007年 5月和 8月 投入商运,中国核电运行机组达到 11台,运行总装机容量达 907.8万千瓦。
截至 2007年底,中国电力装机容量达到 7.13亿千瓦,全国电力供需继续保持总体平衡 态势。同时,随着田湾核电站两台百万千瓦核电机组投产,目前全国核电装机容量已达 885万千瓦。
2007年全国水电、火电装机容量均保持超过 10%的增长,分别达到 1.45亿千瓦和 5.54亿千瓦。而风电并网生产的装机总容量则实现翻番,达到 403万千瓦。
2008年,中国统一明确了鼓励核电发展的税收政策。积极推进核电建设,将改善中国 的能源供应结构,保障能源安全和经济安全,保护环境。
中国正在加大能源结构调整力度。 积极发展核电、 风电、 水电等清洁优质能源已刻不容 缓。中国能源结构仍以煤炭为主体,清洁优质能源的比重偏低。
官方正计划调整核电中长期发展规划,加快沿海核电发展,力争 2020年核电占电力总 装机比例达到百分之五以上。之前在核电规划中,核电比重为百分之四。
中国目前建成和在建的核电站总装机容量为 870万千瓦,预计到 2010年中国核电装机 容量约为 2000万千瓦, 2020年约为 4000万千瓦。到 2050年,根据不同部门的估算,中国 核电装机容 量可以分为高中低三种方案:高方案为 3.6亿千瓦(约占中国电力总装机容量 的 30%) , 中方案为 2.4亿千瓦 (约占中国电力总装机容量的 20%) , 低方案为 1.2亿千瓦 (约 占中国电力总装机容量的 10%) 。
中国国家发展改革委员会正在制定中国核电发展民用工业规划,准备到 2020
核能发电
年中国电力总装机容量预计为 9亿千瓦时,核电的比重将占电力总容量的 4%,即是中国核 电在 2020年时将为 3600-4000万千瓦。也就是说,到 2020年中国将建成 40座相当于大亚 湾那样的百万千瓦级的核电站。
从核电发展总趋势来看, 中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行, 当 前发展压水堆, 中期发展快中子堆, 远期发展聚变堆。 具体地说就是, 近期发展热中子反应 堆核电站; 为了充分利用铀资源, 采用铀钚循环的技术路线, 中期发展快中子增殖反应堆核 电站;远期发展聚变堆核电站,从而基本上 “ 永远 ” 解决能源需求的矛盾。
编辑本段经济性
经济性以发电成本衡量。 构成核能发电成本的因素很多, 包括基建投资费用、 安全防护 费用、核燃料费用,以及核电站退役处理费用。核电发展初期,不仅基建投资费用昂贵,核 燃料生产过程复杂, 需要庞大的设备, 加上特殊的安全措施需要, 核能发电成本高于火电成 本 1倍以上。到 60年代 , 核能发电成本已接近火电成本。到 80年代,核电的成本已低于火 电。据美国 1984年统计 , 核电成本为 2.7美分/千瓦时,而燃煤的发电成本为 3.2美分/千 瓦时,燃油发电成本为 6.9美分/千瓦时。
核电成本随各国经济发展水平、 科学技术水平而异, 以上所列均为核电发展水平较高的 国家的数据。 核能发电的成本虽然有了很大降低, 但近年来发现核电站退役处理的费用远比 早先预计的为高。因此,核电的总成本还应有所增加。
编辑本段核燃料资源
自然界
核能发电
存在的可裂变元素只有铀 -235,而它只占天然铀中的 0.7%, 其余均为铀 -238。但是,在核电 站中可将一部分铀 -238转变为钚 -239; 同样, 也可以将自然界中大量存在的钍 -232转变为可 裂变的铀 -233。因此,估计核燃料资源时,必须考虑核燃料增殖这一因素。这样,核燃料的 储藏量远远超过化石燃料,能长期满足核能发电的需要。
编辑本段核电安全
核能发电时存在大量放射性物质,需要特殊的防护设施。因此,核电站在设计、建造、 运行时,要注意以下 5个问题。
实施纵深设防原则
即在设计时就分三个层次进行安全设防:第一, 通过设计逾度、 质量管理、 运行人员培 训等措施提高可靠性, 尽量减少事故。 第二, 设置安全系统, 一旦事故发生, 防止堆心损坏。 第三,在发生概率极低的堆心损坏事故后,安全系统将尽量限制放射性物质向环境释放。 设计基准事故 (DBA)
用
核能发电
于设计核电站工程安全设施的一些假设事故。不同类型的核电站其 DBA 不同。轻水堆的 DBA 包括:冷却剂丧失事故、弹棒事故、蒸汽管破裂事故等。它们中后果最严重的是失水 事故。在压水堆中假设为主管道的双端断裂,也称为最大可信事故。
概率安全评价 (PSA)
这是 70年代后期发展起来的一种安全评价方法 , 核电站第一个完整的 PSA 报告是 197 5年美国正式发表的反应堆安全研究 (WASH-1400) 。该法分析轻水堆核电站中所有可能造成 堆心损坏的事故,计算出各自发生的频率值 , 总和为一万七千堆年分之一 ; 计算出核电站事故 给公众带来的风险值。 计算说明 100座核电站的事故风险比人为的非核事故或自然灾害所造 成的总风险约小 1万倍。 PSA 一方面能给出风险值,使核电站安全有了定量化的描述,同 时它系统地分析可能发生的各种故障模式, 因而可给出事故的整体特性, 成了安全研究方面 的一个有力工具。
制订应急计划
预先规划和准备一旦核电站发生放射性泄漏事故时, 为避免或减缓可能对电站工作人员 和周围居民健康造成有害影响及其他放射性后果所采取的措施和行为。
执行辐射防护三原则
核能发电的辐射安全同样遵循国际上广泛采用的辐射防护三原则, 即实践的正当性、 辐 射防护的最优化、 个人所受的剂量当量不得超过国际辐射防护委员会对相应情况所建议的限
值。
编辑本段相关介绍
中国核能发电的发展
2008年中国将开工建设福建宁德、福清和广东阳江三个核电项
核能发电
目。
在随后的几年中, 随着各项设计工作陆续到位, 各方将为这三个工程投下上千亿元人民 币。 不过, 这所有的一切也仅仅是中国 “ 核电强国 ” 梦想的开端, 因为根据中国核电产业发展 规划,到 2020年中国核电总装机容量要达到 4000万千瓦,在建 1800万千瓦。这意味着, 在今后的十多年间, 中国平均每年要开工建设 3~4台百万千瓦级的核电机组, 这在历史上绝 无仅有。
而在此蓝图下,在未来十多年中,中国将投下至少 4500亿元人民币。与此同时,中国 在预计花费百亿元人民币把国外的第三代核电技术引进中国,并在此基础上自主创新。 其实, 中国开描 “ 核电蓝图 ” 并不是一时的冲动。 在能源紧缺的大背景下, 核电成为了最 现实的选择。在未来的中国,从沿海的广东、浙江、福建到内陆的湖北、湖南、江西,几十 座核电站将拔地而起。
能源危机困扰中国
能源危机的紧迫性何在?中国科学院院士、 核反应堆工程专家王大中曾用一组数据作出 过说明:中国已成为世界第二大能源生产与消费国、 第一大煤炭生产与消费国、 第二大石油 消费国及石油进口国、第二大电力生产国。
根据 2020年中国 GDP 翻两番的发展目标估计, 国内约需发电装机容量 8亿 ~9亿千瓦, 而已有装机容量仅为 4亿千瓦。但在现有的发电结构中,单煤电就占了其中的 74%。这也 意味着若电力需求再翻一番,每年用煤就将超过 16亿吨,而长距离的煤炭输送将加剧环境 和运输压力。另外,在今年年初南方的冰灾中,光是因交通运输困难,电煤供应紧张,造成 的缺煤停机超过 3700万千瓦, 19个省区拉闸限电。而如此大电煤消耗,二氧化硫和烟尘排 放量每年分别新增 500万吨和 5326万吨以上。
另外, 水电受到客观条件的限制, 其开发难度相当大。 而太阳能、 生物能等可再生能源 开发遇到核心技术的瓶颈,其使用成本极高。因此,在未来的 30年内,这些新能源不具备 成为我国主力能源的条件。所以,清洁、高效的核电成了备选。
1957年,人类开始建设核电站并利用核能发电,到现在,核电约占全世界电力的 16%。 但自 1986年前苏联发生切尔诺贝利核电站核燃料泄漏事件以来,核电成了许多人心中 的恶魔,中国也不例外。全球核电业就开始进入低潮。根据国际原子能机构的统计, 2000年年底,全球正在运行的核动力堆共有 438座,到了 2003年 3月,增加至 441座,仅增 3座。
但现实的能源危机改变了这一切。
在能源危机的背景下,人们对生存的渴求战胜了对恐惧的担忧,欧美国家被冻结 30多 年的核电计划也纷纷解冻。而此间,受多种因素的影响,中国的核电发展战略也正在由 “ 适
度 ” 转向 “ 积极 ” 。
核电工业战略性转向
“ 在过去的 30多年中,虽然是采取单个安排、分散建设的形式进行,在筹建
核能发电
个别核电项目时从来没有放到全国电力规划的大框架下考量, 但我国仍是世界上少数拥有比 较完整核工业体系的国家之一 ” ,在谈及我国核电发展历程时,唐红键说。不过,这一背景 在当时切合了我国一直贯彻 “ 适度发展 ” 的战略。
这期间,中国核电工业历史上最具标志性的事情在广东电力设计研究院的参与下完成。 2005年,在时任国务院副总理曾培炎的主持下,岭澳二期核电项目相关设计合同签署。 “ 这 标志着我国已具备了百万千瓦级大型核电站的设计能力。 ” 这一次, 在常规岛的设计项目上, 广东电力设计研究院揽下了近 3亿元人民币的设计合同, “ 要是交给外国人,光设计费起码 就得 12亿元 ” 。
但在唐红键看来,中国核电发展战略的转型迹象早已显现。 “ 在 2003年 11月,国家核 电领导办公室就改成了国家核电自主化工作领导小组, 大力发展核电的思路可以说已初见端 倪。 ”
到了 2004年 9月 1日,中国国防科工委副主任、国家原子能机构主任张华祝在国务院 新闻办新闻发布会上透露, 中国政府对进一步推动核电发展作出了新的决策, 将加快核能发 展,逐步提高核能在能源供应总量中的比例。
从 “ 适当发展 ” 到 “ 加快发展 ” ,此时,中国核电工业转向的明确性不言而喻。
从 “ 适度发展 ” 到 “ 加快发展 ” ,中国核电工业走过了 30年。而在此期间法国核电发电量 占到了其国内总发电量的 78%, 日本占国内总发电量的 30%。 相比之下, 中国核电只占 2%, 实在是少得可怜。
截至目前,中国已建成投产 4个核电站, 11台机组,装机 842万千瓦。此外,全国已 经开工建设的有 22台机组。 而从 20世纪 50年代以来, 世界各国共建造了 440多个核电站, 发电量已占世界总发电量的 16%。因此,要想填平鸿沟,中国注定有许多路要走。
但随着 2007年 11月 2日, 国家发改委正式对外发布我国 《核电发展专题规划 (2005-2020年 ) 》 ,我国核电产业发展目标逐渐清晰。
15年 4500亿元大生意
《规划》确定,到 2020年,我国核电运行装机容量争取达到 4000万千瓦;核电年发电 量达到 2600亿 ~2800亿千瓦时。在目前在建和运行核电容量 1696.8万千瓦的基础上,新投 产核电装机容量约 2300万千瓦。同时,考虑核电的后续发展, 2020年末在建核电容量应保 持 1800万千瓦左右。
这就是说,如果规划得以实施,核电将占我国全部发电装机容量的 4%左右,发电量占 全国发电量的 6%。这也意味着,在未来十几年间,将新开工建设 30台以上的百万千瓦级 核电机组。
其实, 在此时, 国际核电发展大环境已经降温, 而中国新近宣布发展核电, 在国外许多
人看来扮演了 “ 填空者 ” 的角色,一跃成为未来 10年全球最大的新增核电市场。国际原子能 机构前总干事布利克斯认为,中国核电发展的形势对世界核电工业是个巨大的鼓舞。 既然不是纸上谈兵,那么规划了就意味着投入。与核能 “ 高贵 ” 的身份相衬,目前,核电 厂的造价也同样 “ 高高在上 ” 。目前,火电每千瓦投资为 4000元,而核电投资为 1330~2000美元,约合人民币为 1.1万 ~1.65万元,两者相差高达 2.75~4.1倍。另外,核电建设周期相 对较长,其建设周期一般为 70个月 (约 6年 ) ,如果控制不好,将达到 80~90个月。与此相 对,火电一般为 30多个月。
因此有专家估计,为了完成这些投资将耗费至少 5000亿元人民币。这个数目与规划中 的估算大抵相当, “ 按照 15年内新开工建设和投产的核电建设规模大致估算, 核电项目建设 资金需求总量约为 4500亿元人民币 ” 。 不过, 这只是核电站的建设费用, 核燃料的采购和核 废料处理等其他费用并不包括其中。
还有一个问题是, 目前的形势下, “ 涨价 ” 可能将是中国不得不面对的问题。 俄罗斯核能 建设与出口公司代表耶西波娃曾表示, “ 新的核电项目的合同价格已经不可能跟十年前签署 的田湾一期项目一样了 ” 。根据俄方专家的预测,未来 5年,与核电建设相关的设备和主要 原料等价格将上涨 200%。
“ 内陆第一 ” 暂无期
4500亿元!绝对是笔大生意!在无数看客注目的同时,各地政府首先动了凡心。 此间, 内陆各省为了争上内陆第一核电站而拼得 “ 头破血流 ” 。毕竟, 不管是从能源供应 还是经济发展角度,核电的诱惑实在无法抵挡。相关资料显示,目前全国已有 21个省、市 提出要上马核电项目,据说很多省已为此努力了十多年。
在所有这些争上核电的内陆省份中,热情最高的莫过于湖北、湖南和江西。
有种说法是,湖南早在上世纪 80年代就开始核电站的相关研究与申请,湖北在 1988年已经开始核电的前期准备工作。
不过,这些省份真正表达要上马核电意图是 2005年。在那年的全国两会期间,湖南、 湖北、 四川等省份的代表团都谈到了本省发展核电的迫切愿望。 但当时, 这些内陆省份的申 请,国家发改委一个都没批。因此,为了建设 “ 内陆第一个核电站 ” ,各省份开始极力游说甚 至 “ 明争暗斗 ” 。
“ 最冲动的首先是地方政府,一个核电站投资几百亿元,只要建在那,不管谁来投资, 几百亿元投进去了,经济肯定发展起来了。 ” 唐红键说。
按照唐红键的说法, 过去我国的核电站之所以大多建在沿海地区, 一是因为核电站需要 大量的水进行冷却, 而靠近大海水资源丰富, 大型核电机组运输也比较便利, 二是沿海地区 经济发达, 能够承受数百亿元的投资, 以及适当的高电价。 事实上, 许多西方国家的核电项 目,大部分都建在内陆河边。
因此, 在我国积极发展核电的背景下, 内陆一些水资源丰富、三面环山、 一面是水的核 电站选址也被提上了议事日程。 在今年全国两会期间, 时任国家发改委副主任的张国宝曾表 示, 国家已允许内陆地区的湖南、 湖北、 江西三省以三代核电技术为基础开展核电站建设的 前期准备工作。
只是, 就目前而言, 要真正建立内陆第一座核电站, 还需等待。 因为按照去年制定的国 家核电中长期发展规划, 在未来的 13年中, 我国将新增投产的 2300万千瓦核电站中, 主要 安排在浙江、江苏、广东、山东、辽宁和福建 6个沿海省兴建,而且早先已经在这几个省确 定了 13个优先选择的厂址。 《规划》 甚至明确, 中西部多个省份期待已久的中国首个内陆核 电站开工建设时间被排在了 2016年 (“ 十三五 ” 开始 ) 以后。