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核電行業


世界上一切物質都是由原子構成的,原子又是由原子核和它周圍的電子構成的。輕原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量,分別稱為核聚變能和核裂變能,簡稱核能或核電。
核電技術發展: 自1951年12月美國實驗增殖堆1號(EBR-1)首次利用核能發電以來,世界核電至今已有60多年的發展歷史。
 
 
基本知識
什么是核能
這里提到的核能是指核裂變能。前面提到核電廠的燃料是鈾。鈾是一種重金屬元素,天然鈾由三種同位素組成:
鈾-235 含量0.71%
鈾-238 含量99.28%
鈾-234 含量0.0058%
(鈾-235是自然界存在的易于發生裂變的唯一核素。)
當一個中子轟擊鈾-235原子核時,這個原子核能分裂成兩個較輕的原子核,同時產生2到3個中子和射線,并放出能量。如果新產生的中子又打中另一個鈾-235原子核,能引起新的裂變。在鏈式反應中,能量會源源不斷地釋放出來。
鈾-235裂變放出多少能量呢?請記住一個數字,
即1千克鈾-235全部裂變放出的能量相當于2700噸標準煤燃燒放出的能量。
核反應堆原理
反應堆是核電站的關鍵設計,鏈式裂變反應就在其中進行。反應堆種類很多,核電站中使用最多的是壓水堆。
壓水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指頭大的燒結二氧化鈾芯塊,裝到鋯合金管中,將三百多根裝有芯塊的鋯合金管組裝在一起,成為燃料組件。大多數組件中都有一束控制棒,控制著鏈式反應的強度和反應的開始與終止。
壓水堆以水作為冷卻劑在主泵的推動下流過燃料組件,吸收了核裂變產生的熱能以后流出反應堆,進入蒸汽發生器, 在那里把熱量傳給二次側的水,使它們變成蒸汽送去發電, 而主冷卻劑本身的溫度就降低了。從蒸汽發生器出來的主冷卻劑再由主泵送回反應堆去加熱。冷卻劑的這一循環通道稱為一回路,一回路高壓由穩壓器來維持和調節。
什么是核電站
火力發電站利用煤和石油發電,水力發電站利用水力發電,而核電站是利用原子核內部蘊藏的能量產生電能的新型發電站。核電站大體可分為兩部分:一部分是利用核能生產蒸汽的核島、包括反應堆裝置和一回路系統;另一部分是利用蒸汽發電的常規島,包括汽輪發電機系統。
核電站用的燃料是鈾。鈾是一種很重的金屬。用鈾制成的核燃料在一種叫“反應堆”的設備內發生裂變而產生大量熱能,再用處于高壓力下的水把熱能帶出,在蒸汽發生器內產生蒸汽,蒸汽推動氣輪機帶著發電機一起旋轉,電就源源不斷地產生出來,并通過電網送到四面八方。這就是最普通的壓水反應堆核電站的工作原理。
什么是核電廠
電是電廠生產出來的。我們知道有燒煤或石油的火力發電廠,有靠水力發電的水電站,還有一些靠風力、太陽能、 地熱、潮汐能、波浪能、沼氣生產電力的小型或實驗性發電裝置。核電廠就是一種靠原子核內蘊藏的能量,大規模生產電力的新型發電廠。
核廢料和熱污染是兩大難題
目前,大部分處理手段是將核廢料進行固化后,暫存在核電廠內的廢物庫中,經過5~10年后運往國家規劃的放射性廢物庫貯存或處理。但到現在為止,還沒有一個國家能夠找到安全、永久處理高放射性核廢料的辦法。但核廢料無法處理僅僅意味著無法在短時間內消滅,其本身在儲存過程中的安全性還是有保障的。
  
  核電站的另一個問題是熱污染。受制于常規島內的用于發電的現有蒸汽汽輪機熱效率較低,因而其比一般化石燃料電廠會排放更多廢熱到周圍環境中,故核能電廠的熱污染較嚴重。
什么是反應堆
核反應堆是一個能維持和控制核裂變鏈式反應,從而實現核能-熱能轉換的裝置。
核電廠用的壓水反應堆有一個厚厚的鋼質圓筒形外殼,腰部有幾個進水口和出水口,稱為壓力容器,900兆瓦的壓水堆, 其壓力容器高12米,直徑3.9米,壁厚約0.2米。
壓力容器是堆芯,堆芯由燃料組件和控制棒組件等組成。水在它們的間隙中流過。水在此起兩個作用,一是降低中子的速度使之易于被鈾-235核吸收,二是帶出熱量。900兆瓦的壓水堆 一般裝有157個燃料組件,約含80噸二氧化鈾。
壓力容器頂裝有控制棒驅動機構,通過改變控制棒的位置來實現開堆、停堆(包括緊急停堆)和調節功率的大小。
核事故
一般來說,在核設施(例如核電廠)內發生了意外情況,造成放射性物質外泄,致使工作人員和公眾受超過或相當于規定限值的照射,則稱為核事故。顯然,核事故的嚴重程度可以有一個很大的范圍,為了有一個統一的認識標準,國際上把核設施內發生的有安全意義的事件分為七個等級。
由表可以看出,只有4-7級才稱為“事故”。5級以上的事故需要實施場外應急計劃,這種事故世界上共發生過四次, 即蘇聯切爾諾貝利事故、英國溫茨凱爾事故,美國三里島事故和日本福島核電站事故。
 
  1986年4月26日,前蘇聯建切爾諾貝利核電站第四號反應堆大起火,并發生化學爆炸(并非核爆炸)。爆炸釋放量相當于堆內約3%~4%的核燃料。事故當時有2人被炸死,1人死于心臟病,救火中有29人受輻射損傷,其中28人因患急性放射性病致死。事故后周圍30公里范圍內撤離了21萬居民。
  
  事實上,這是一次嚴重的人為責任事故,當時研究人員在做一次安全實驗,切斷了反應堆所有的安全措施,卻又啟動了反應堆,這個實驗方案嚴重違反了安全規程,這是事故的人為原因。事故的技術原因是前蘇聯開發的這種石墨水冷堆具有較大的缺陷,它有一段正溫度系數的正反饋工作區,這在反應堆的設計上是不能允許的,另外,切爾諾貝利核電站沒有絕大多數核電站具有的安全殼。
  
  1979年3月38日清晨,美國建在賓夕法尼亞洲哈里斯堡東南16公里的三哩島核電站,第二號反應堆發生了一起嚴重的失水事故,反應堆的堆芯部分熔化,大部分燃料元件損壞或熔化,放射性裂變產物泄漏到安全殼內,但并未外泄,對環境造成了輕微影響。由于事發地為美國,這次事故引起了極為強烈的反響,但其本身危害并不大,核電站內的118名職工無一傷亡,只有三人受到略高于季度允許劑量的照射,其余都在職業控制劑量以內。外泄的放射性物質也更少,方圓80公里的200萬居民中,平均每人所受的放射性劑量還不如帶一年夜光表或看一年彩電所受的劑量。三哩島核事故是迄今壓水堆核電廠發生的最嚴重的事故。
廠房描述
反應堆廠房:包括內外安全殼和內部結構以及堆芯熔融物捕捉器。反應堆廠房是雙層圓筒形結構,該建筑包容并支撐與一回路相關的主要設施(包括壓力容器和主冷卻回路,包括主泵,蒸發器和穩壓器)。反應堆換料腔和內部結構。輔助設備。廠房的主要功能是防止外部事件對內部反應的影響,確保不發生泄漏。包括一回路發生事故失水,使廠房內壓力和溫度升高。
1. 安全殼:安全殼是雙層墻體結構,其中內墻體由預應力混凝土筒體和混凝土穹頂構成,內面襯以鋼襯里,保證密封。外安全殼抵抗外部沖擊。1.8米寬的環形區域將內外安全殼隔離,該區域處于負壓狀態,收集發生泄漏事故后泄漏物的收集,保證泄漏物在排入大氣前被過濾,雙層安全殼是考慮在嚴重事故對環境的有效保護。
2、 內部結構:主要功能是提供反應堆壓力容器的支撐和附屬設備的支撐;人員及設備的生物防護;防止管道的甩擊和飛射物對安全殼、各回路以及安全系統的影響。
3、 結構描述:內部結構是鋼筋混凝土結構包括一次屏蔽墻,二次屏蔽墻,反應堆換料腔;樓板和墻體。
4、 堆芯熔融物捕捉器:位于堆芯CVCS和VDS系統下部分為三部分,由堆坑下部、堆芯熔融物擴展通道和擴張區域組成。表面覆蓋細石混凝土。底部有循環水系統,用以事故狀態下對熔融物降溫,水來自換料儲水箱。
5、 安全廠房:安全廠房1&4分為9層,分別布置在安全殼兩側;廠房2&3分為8層,布置在一起,采用雙層墻體。外墻與廠房各樓層分開,通向廠房的門應有門禁系統。
6、 燃料廠房:位于反應堆廠房和安全廠房2、3相對的位置,與反應堆廠房和安全廠房位于一個筏基礎之上。9層(0.00-19.5m區域)。西側為乏燃料水池及相關設施。東側為事故廢氣過濾機組。采用雙層墻,門應有門禁系統。
7、核輔助廠房:核輔助廠房內設置與電廠運行必需的與安全無關的輔助系統,同時設置有部分維修區域。是鋼筋混凝土結構,基礎與廠房的筏基礎是分離的,放射性設備周圍設置屏蔽結構以及有系統的隔離。提供充分的生物隔離。
8、 進出廠房:基礎廠房內設有為保障人員安全進出核島所必需的設備和設施。進出廠房的基礎和核島的基礎臨近,設置沉降縫,允許相對的位移。
9、 放射性廢棄物廠房:分為放射性廢棄物廠房(HQB)和放射性廢棄物儲存廠房(HQS),其可收集、儲存、處理液體和固體放射性廢棄物。為兩個機組公用,它同1號機組的核輔助廠房建筑直接連接,用來儲存、運輸樹脂類廢棄物以及收集、臨時儲存、運送廢液。在放射性廢棄物廠房和2號機輔助廠房附屬建筑(2HQS)之間連接一條熱管,用來輸送2號機的廢液。
10、 應急柴油機房:(HD)是鋼筋混凝土結構,其鋼筋混凝土筏基及地下部分及外墻使用瀝青絕緣材料來防水的。用來放置柴油燃料儲存罐、柴油燃料槽房間的樓板、墻體及天花板表面是摻合了憎油材料的水泥砂漿抹面的。
11、 安全廠用水泵房:為混凝土結構,其鋼筋混凝土結構設計、配合比及工藝應具備足夠的耐久性以保證結構主體能防止地下水和海水的侵蝕,所有與水接觸的混凝土表面應使用精細模板,其他地方可以使用粗制模板。
 
 
發電過程
化石能源。煤、石油、天然氣等化石能源的利用,對人類生存、發展、進步產生過巨大的影響。進入21世紀后,人們更加注重生存環境和生存空間的質量。大量燃用化石能源產生的溫室效應、酸雨現象對人類生存環境造成了嚴重破壞。同時,化石能源經長期開采,其資源日趨枯竭,已不足以支撐全球經濟的發展。在尋找替代能源的過程中,人們開始越來越重視核能的應用,而核能最主要的應用就是核能發電。
人類首次實現核能發電是在1951年。當年8月,美國原子能委員會在愛達荷州一座鈉冷塊中子增殖實驗堆上進行了世界上第一次核能發電實驗并獲得成功。1954年,蘇聯建成了世界上第一座實驗核電站,發電功率5000KW。  核電站與火電站發電過程相同,均是熱能—機械能—電能的能量轉換過程,不同之處主要是熱源部分。火電站是通過化石燃料在鍋爐設備中燃燒產生熱量,而核電站則是通過核燃料鏈式裂變反應產生熱量。
核電站的組成通常有兩部分:核系統及核設備,又稱為核島;常規系統及常規設備,又稱為常規島。這兩部分就組成了核能發電系統。
核島中主要的設備為核反應堆及由載熱劑(冷卻劑)提供熱量的蒸汽發生器,它替代常規火電站中蒸汽鍋爐的作用。常規島的主要設備為氣輪機和發電機及其相應附屬設備,常規島的組成與常規火電站氣輪機大致相同。
 
 
發展前景
全球能源十分缺乏,為了響應節能、環保、減排,世界各國在大力加速發展核電能源,中國也將大力發展清潔電源,其中核電是全國今后電源結構調整的主攻方向,投資規模將大大超過常規電廠。國家對核電發展的戰略由“適度發展”到“積極發展”。在這樣的背景下,中國的核電能源將獲得很好的發展機遇。
2010年,中國核電裝機容量突破1000萬千瓦,達1082萬千瓦,在建規模達26臺2914萬千瓦。
從1985年開始,中國歷年核電站建設投資金額一直走勢平穩,而2008年則是近年來核電站建設的高峰期,2012年核電站建設投資達到1768億元,但是由于受到2011年日本福島核事故的影響,中國2011-2012年核電站建設步伐放緩,2012年核電站建設投資僅為250億元,不到2008年的五分之一。2012年10月以來,核電站市場重啟,2013年1-4月,核電站建設投資額為250億元,核電發展將會更好。
我國規劃2020年核電在發電總量中占比達到5%。完成這一指標保守估計屆時核電裝機容量至少達到7000萬千瓦,如能源需求總量再高一點,則核電裝機容量需要達到8000萬千瓦。
在核電發展的問題上,應該充分利用非政府組織與意見領袖在政府與公眾之間的橋梁作用,來加強政府與公眾的溝通與交流,促使政府與公眾在中國發展核電的問題上早日達成共識。 地方政府與業界是項目的主要推動者,也是具體執行者,在項目具體選址、操作、宣傳等多方面都應引起更多的重視,要把得到公眾的首肯放在第一位。核電的每一個項目的成敗都關系到整個行業的發展,絕不能為了追求短期利益而忽視對整個行業產生的長期負面影響。
 
 
國際現狀
國際核電企業以日系為中心,形成三足鼎立的局面,日本在核電技術和市場的壟斷雛形已經出現,中國加快發展核能應用的能源戰略調整必然受制于日本。
在經歷了日本福島核事故沉重打擊后核電正在逐步走上復蘇之路,并且,越來越嚴重的能源、環境危機,促使核電作為清潔能源的優勢又重新顯現,核能在世界未來的低碳能源中將繼續扮演重要角色。同時經過多年的技術發展,核電的安全可靠性進一步提高,美國、歐洲、日本開發的先進輕水堆核電站,即“第三代”核電站取得重大進展,有的已投入商運或即將立項。核電作為安全可靠、技術成熟的清潔能源,并且,核電作為當前唯一可大規模替代化石燃料的清潔能源,越來越受到世界各國的重視。
世界上已有30多個國家或地區建有核電站。根據國際原子能機構(IAEA)統計,截至2012年12月底,共有437臺核電機組在運行,總裝機容量約3.7億千瓦。核電站主要分布在北美的美國、加拿大;歐洲的法國、英國、俄羅斯、德國和東亞的日本、韓國等一些工業化國家。其中美國有104臺、法國58臺、日本50臺、俄羅斯33臺、韓國23臺、印度20臺、加拿大19臺等等。核電約占全球總發電量的15%,根據IAEA發布的2011年度全球核發電比例的統計數據,其中法國高達77.7%,韓國為34.6%,日本為18.1%,美國為19.2%。全球在建核電機組68臺,裝機容量約為7069萬千瓦,其中超過70%的在建核電機組集中在亞洲的中國、印度和歐洲的俄羅斯等國家。
出于對環保、生態和世界能源供應等的考慮,核電作為一種安全、清潔、低碳、可靠的能源,已被越來越多的國家所接受和采用,在全球部分地區掀起了核電建設熱潮。如今,越來越多的國家正在考慮或啟動建造核電站的計劃,已有60多個國家正在考慮采用核能發電。到2030年前,估計將有10-25個國家加入核電俱樂部,將新建核電機組。據國際原子能機構預測,到2030年全球的核電裝機容量增加至少40%。
 
 
核電技術
縱觀核電發展歷史,核電站技術方案大致可以分四代,即:
第一代
核電站的開發與建設開始于上世紀50年代。1954年,前蘇聯建成電功率為5兆瓦的實驗性核電站:1957年,美國建成電功率為9萬千瓦的shipping port 原型核電站,這些成就證明了利用核能發電的技術可行性。國際上把上述實驗性和原型核電機組稱為第一代核電機組。
第二代
上世紀60年代后期,在實驗性和原型核電機組基礎上,陸續建成電功率在30萬千瓦的壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機組,它們在進一步證明核能發電技術可行性的同時,使核電的經濟性也得以證明。上世紀70年代,因石油漲價引發的能源危機促進了核電的大發展。世界上商業運行的四百多座核電機組絕大部分是在這段時期建成的,習慣上稱之為第二代核電機組。
第三代
上世紀90年代,為了解決三里島和切爾諾貝利核電站的嚴重事故的負面影響,世界核電業界集中力量對嚴重事故的預防和緩解進行了研究和攻關,美國和歐洲先后出臺了“先進輕水堆用戶要求”文件,即URD文件(utility requirements document)和“歐洲用戶對輕水堆核電站的要求”,即(EUR)文(European utility requirements document),進一步明確了預防與緩解嚴重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。國際上通常把滿足URD文件或EUR文件的核電機組稱為第三代核電機組。對第三代核電機組要求能在2010年前進行商用建造。
第四代
2000年1月,在美國能源部的倡議下,美國、英國、瑞士、南非、日本、法國、加拿大、巴西、韓國和阿根廷等十個有意發展核能的國家,聯合組成了“第四代國際核能論壇”(GIF),于2001年7月簽署了合約,約定共同合作研究開發第四代核能技術。根據設想,第四代核能方案的安全性和經濟性將更加優越,廢物量極少,無需廠外應急,并具備固有的防止核擴散的能力。高溫氣冷堆,熔鹽堆,鈉冷快堆就是具有第四代特點的反應堆。
第一代核電站為原型堆,其目的在于驗證核電設計技術和商業開發前景;第二代核電站為技術成熟的商業堆,在運的核電站絕大部分屬于第二代核電站;第三代核電站為符合URD或EUR要求的核電站,其安全性和經濟性均較第二代有所提高,屬于未來發展的主要方向之一;第四代核電站強化了防止核擴散等方面的要求,處在原型堆技術研發階段。


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