M310堆型总体介绍
高温气冷堆的技术及装备
高温气冷堆的技术及装备 随着经济社会发展，人类对能源需求日渐增多。但传统化石能源有着污染大，不可再生的缺陷，并且储量日益减少。核能为人类提供了一个清洁，取之不尽用之不竭的能源宝库，到现在为止已有四代核电技术的历史，人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。第四代核反应堆的六个构型中，就有高温气冷堆，高温气冷堆是国际公认的具有先进技术的新型核反应堆，我国的高温气冷堆研究技术处于国际领先地位。其主要特点是固有安全性能好、热效率高、系统简单。目前已成功地建设了10MW实验电站，并完成了多项安全性实验工作，在向商业化转化的过程中，得到国家有关部门的大力扶持。项目已经列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要》和《中华人民共和国国民经济和社会发展第十一个五年规划纲要》。 传统核反应堆存在建造周期长，相对效率较低，安全性不高成本高的不足。自从前苏联切尔诺贝利电站发生核泄漏事故以后，人类更希望有更安全的利用核能的方式。高温气冷堆是在以天然铀为燃料、石墨为慢化剂、CO2为冷却剂的低温气冷堆的基础上发展起来的，具有固有的安全性，使得反应堆辅助系统减少，有效降低了成本
并且拥有很高的效率。高温气冷堆是现有堆型中工作温度最高的堆型，可以广泛应用于需要高温高热的工业部门。高温气冷堆作为第四代核反应堆具有广阔的应用前景。 1.高温气冷堆的组成结构及其工作原理 通俗地说，反应堆就是“原子锅炉”，是通过控制核燃料的反应来产生原子能的装置。通常，反应堆的核燃料是铀235，在中子的作用下能够产生核裂变。一个铀235原子核吸收一个中子以后，会分裂成两个较轻的原子核，以热的形式释放出能量，并产生两个或者三个新的中子。在一定的条件下，新产生的中子会引发其它的铀235原子核裂变，这种反应延续下去，就是“链式裂变反应”。要形成“链式裂变反应”，不仅铀235要达到一定数量，还必须用慢化剂把高能量的中子减慢为“热”中子。控制反应堆中核燃料的反应使核能缓慢释放，并用载热剂从反应堆中导出热量，就能对核能加以利用。 高温气冷堆是一种用氦气作冷却剂的先进核反应堆，采用全陶瓷型球形燃料元件（核燃料经20多道工序加工成直径为6cm的球状物），冷却剂即为氦气，慢化剂和结构材料采用石墨，堆芯最高温度达到1600摄氏度。反应堆可采用模块化方式制造，建造时就像搭积木般，能随时连续地装卸核燃料和不定期停堆拆卸更换，因而和其它反应堆相比，可用率约高达45％以上。高温气冷堆的堆芯核燃料由低富集铀或高富集铀加钍的氧化物（或碳化物）制成直径约200微米的陶瓷型颗粒核心，外面涂上2－3层热解碳和碳化硅，涂层厚度约150－200 微米，构成直径约为1毫米左右的核燃料颗粒。然后将颗粒弥散在石
华南国际区域经济状况及发展前景分析报告
华南国际区域经济环境及发展前景分析报告 一、区域人口分布状况 二、大亚湾产业经济现状 经济指标 惠州大亚湾建区十多年来，经过全区人民的共同努力，城市面貌有了很大的变化，水、电、路、通讯等基础设施逐步配套，投资环境日趋完善，为今后的大发展打下了坚实的基础。特别是近年来，大亚湾区的发展已步入了良性循环的快车道。今年上半年，全区完成国内生产总值15亿元，比去年同期增长（简称比增，下同）70%；工业总产值15.6亿元，比增44.2%；地方财政一般预算收入10343.6万元，比增96.8%；实现国税、地税两税总量13.7亿元，比增54.6%；完成国内固定资产投资总额46.8亿元，比增17.7倍 产业发展走势 建区十年来，大亚湾经济总量及其各产业都有较快的发展，国内生产总值年平均增长16.2%，?其中第一产业增加值年平均增长9.5%，第二、三产业年平均增长分别为15.5%和19.4%，三次产业不同速率的增长导致了产业结构的明显变化，其增加值在宏观经济总量中的比例关系，?由1992年的21.5 ：38.8 ：39.7变为2001年的12.6 ：36.8 ：50.6（见表一） 表一 1992年-2001年国内生产总值及其构成表单位：万元 ---------------------------------------------------------精品文档 ---------------------------------------------------------------------
从上表可以看出，2001年电子、钢铁、汽车、塑料制品业的实收资本162388万元、产品销售收入212931万元，分别占全区工业比重的83.5%、81.9%，1996-2001年年平均增长速度为64.0%，比其它的行业产品销售收入的平均增长速度24.9%快39.1个百分点，成为大亚湾当前的支柱产业。今后，随着南海石化项目的启动，未来大亚湾石化工业将成为支柱产业之一。 ---------------------------------------------------------精品文档 ---------------------------------------------------------------------
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
核电汽轮机介绍-考试答案-82分
核电汽轮机介绍 1. 由上海电气供货的我国首台出口325MW 核电汽轮机用于哪个哪个国家？ （ 3.0 分） A. 印度 B. 土耳其 C. 巴基斯坦 2. 上海电气百万等级核电机组26 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（ 3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： B √答对 3. 上海电气百万等级核电机组适用于AP1000 的高压缸模块型号为？（ 3.0 分） A. IDN70 B. IDN80 C.IDN90 我的答 B √答对 4. 上海电气百万等级核电汽轮机组转速？（ 3.0 分）
A. 1500RPM B. 3000RPM C.3600RPM 我的答 A √答对 5. 上海电气百万等级核电机组20 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： A √答对 6. 上海电气的山东石岛湾200MW 项目是什么堆型？（3.0 分） A. M310 B. 华龙一号 C. 高温气冷堆 我的答案： C √答对 7. 上海电气出口巴基斯坦的300MW 等级核电汽轮机共有几台？（ 3.0 分） A. 2 台 B. 3 台 C. 4 台 我的答案： C √答对 8. 至2018 年 6 月，上海电气已投运核电汽轮机多少台？（ 3.0 分）
A. 10 台 B. 11 台 C. 12 台我的答案： C √答对 9. 上海电气百万等级核电机组30 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： C √答对 10. 上海电气百万等级核电汽轮机高压缸模块运输方式为?（3.0 分） A. 整缸发运 B. 散件发运 C. 其他 我的答案： A √答对 1. 以下哪些为高温气冷堆堆核电汽轮机特点？（ 4.0 分）） A. 进汽参数高 B. 无MSR C.低压缸加强除湿 我的答ABC √答对 2. 以下哪项说法是错误的？（ 4.0 分）） A. 2008 年上海电气获得阳江和防城港CPR1000 核电汽轮机订单 6 台
浅谈惠州大亚湾石化基地区位分析
浅谈惠州大亚湾石化基地区位分析 【摘要】：石油化工产业作为惠州一个重要产业部门之一，已经成为了带动惠 州经济发展的一个重要环节。本文通过调查分析石化产业分布的区位条件，分析得出惠州大亚湾石化基地能够吸引石油化工相关企业在此落户的区位优势。通过查阅相关资料与调查分析，在惠州影响石化企业落户的区位因子中，市场与交通是其中最主要的两个方面，同时政策也对石化企业的落户有重要影响。综述全文，要更好促进惠州大亚湾石化基地的发展，应该完善交通网，加强对外联系，以扩大经济腹地，从而强化市场优势。同时，政府也应出台优惠政策，加强管理，营造优良创业与市场环境。 【关键词】：大亚湾石化基地石化产业企业区位条件 1 引言：随着惠州近十年来的发展，惠州大亚湾石化基地已初具世界规模，已成为广东四大石化基地之一，并且惠州大亚湾石化基地发展前景广阔，有望成为像荷兰鹿特丹那样的世界级石化基地。本文通过查阅相关文献与资料，分析得出在惠州大亚湾石化基地发展的过程中，惠州许多方面的区位条件都发挥着重要的作用。惠州优越的地理位置及良好的自然条件；惠州地处珠三角工业区与毗邻香港的优越市场条件；由京九铁路与广梅汕铁路构成的铁路网、惠盐、深汕、广惠、惠河4条高速公路及一些构成的公路网和惠州港为基地的发展提供的便捷海陆交通；中外石化龙头企业在惠的投资提供的资金支持及众多相关企业在大亚湾的集聚所形成的规模经济效益；惠州政府制定的一系列优惠政策与不断完善的基础设施形成的优良产业环境等。
2 正文： 一、研究背景 （一）、惠州市地理概况： 惠州市位于广东省东南部，珠江三角洲的东北端，南邻南海大亚湾并毗邻香港与深圳，北连河源市，东接汕尾市，西邻东莞市和广州市郊区。惠州市属亚热带季风气候，北回归线从博罗县的杨村和龙门县的南昆山穿越，东江和西枝江横贯市中部。境内北部多山地，中部和沿江地多冲积平原，阳光充足，气候温和，年平均降雨量1700毫米左右，年平均气温22℃左右。 广东惠州，地处珠三角，是广东乃至全国的经济快速兴起城市之一。惠州区域优势得天独厚，素有“粤东门户”之称，地处通衢要冲，是衔接粤东和内陆省区并连接港澳台及东南亚的交通枢纽。距香港陆路80多公里，水路47公里，是广东境内除深圳外距离香港最近的中等城市。惠州具有亿吨开发潜力，紧靠国际航线，经批准对外国籍船舶开放的深水良港—惠州港。从港口修筑陈澳铁路与京九铁路接轨，是京九铁路南端便利的出海口[1]。 十年前，惠州只是南粤一座小城；2001年以来，惠州依靠毗邻港澳的独特地域优势，以及紧紧把握中国加入WTO带来的一系列机遇，加大产业集群的发展力度。如今，惠州已经形成石化、电子、灯饰、汽车零部件、制鞋、纺织、服装等六大产业集群，其中大亚湾石化基地已经达到世界规模和水平。 （二）、石油化学工业简介 石油化学工业简称石油化工，石油化学工业是基础性产业，它为农业、能源、交通、机械、电子、纺织、轻工、建筑、建材等工农业和人民日常生活提供配套和服务，在国民经济中占有举足轻重的地位。是化学工业的重要组成部分，在国民经济的发展中有重要作用，是我国的支柱产业部门之一。石油化工指以石油和天然气为原料，生产石油产品和石油化工产品的加工工业。石油产品又称油品，主要包括各种燃料油（汽油、煤油、柴油等）和润滑油以及液化石油气、石油焦
高温气冷堆
高温气冷堆 高温气冷堆 来源：中国核电信息网发布日期：2009-07-06 【英文名】：high temperature gas cooled reactor 用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。核燃料一般采用高 浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。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。高温气冷堆具有热效率高(40%~41%)，燃耗深(最大高达20MWd/t铀)，转换比高(0.7~0.8)等优点。由于氦气化学稳定性好，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。 【实际应用】 10兆瓦高温气冷实验堆： 在国家"863"计划的支持下，自上世纪八十年代中期，我国开展了10MW高 温气冷实验堆的研究、开发，于2000年12月建成临界，2003年1月实现满功 率并网发电，我国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核 心技术和系统设计集成技术。这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使我国 在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。2006年1月，国务院正式发布的"国 家中长期科学和技术发展规划纲要(2006--2020年)"中，将"大型先进压水堆和 高温气冷堆核电站示范工程"列为国家重大专项。 第四代先进核能系统 近年来，国际上提出了"第四代先进核能系统"的概念，这种核能系统具有 良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电 方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能 系统的技术之一。
我国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。 值得一提的是，建成的首座高温气冷堆的压力壳直径4.7米，高12.6米，重150吨，是我国自己设计和制造的迄今体积最大的核安全级压力容器。蒸汽发生器直径2.9米，高11.7米，重30吨，堆内有约13000个零部件，总重量近200吨。这些设备的制造成功，使我国成为少数几个能够加工制造高温气冷堆关键设备的国家之一，为高温气冷堆的国产化做出了重要贡献。 高温气冷堆特点 1安全性好 高温气冷堆是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型。三里岛核事故后世界核反应堆安全性改进的趋势，其堆芯融化概率有了显著的改进。目前世界上的核电厂堆芯融化概率均能达到图2中实线所表示"满足要求的电厂"的水平，而且一些核电厂达到了"优异安全性电厂"的水平。美国电力研究所(EPRI)制定的《电力公司用户要求》文件提出的先进轻水堆的堆芯融化概率设计要求为10-5/堆.年。模块式高温气冷堆(MHTR)为革新型的堆型，其估计的堆芯熔化概率低于10-7/堆.年，远小于先进轻水堆堆芯熔化概率的要求。 高温气冷堆采用优异的包覆颗粒燃料是获得其良好安全性的基础。铀燃料被分成为许多小的燃料颗粒，每个颗粒外包覆了一层低密度热介碳，两层高密度热介碳和一层碳化硅。包覆颗粒直径小于1mm，包覆颗粒燃料均匀弥散在石墨慢化材料的基体中，制造成直径为6cm的球形燃料元件(见图3)。包覆层将包覆颗粒中产生的裂变产物充分地阻留在包覆颗粒内，实验表明，在1600℃的高温下加热几百小时，包覆颗粒燃料仍保持其完整性，裂变气体的释放率仍低于10-4。高温气冷堆具有如下的基本安全特性： 1.1反应性瞬变的固有安全特性在整个温度范围内，高温气冷堆堆芯反应性温度系数(燃料和慢化剂温度系数之和)均为负，具有瞬发效应的燃料温度系数也为负。因此，在任何正反应性引入事故情况下，堆芯均能依靠其固有反应性反馈补偿能力，实现自动停堆。高温气冷堆正反应性引入事故主要有：
10MW高温气冷堆蒸汽安全阀全性能试验
第38卷第5期 原子能科学技术Vol.38,No.5 2004年9月Atomic Energy Science and Technology Sep.2004 10MW 高温气冷堆蒸汽安全阀全性能试验 吴莘馨,厉日竹 (清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084) 摘要:文章介绍10MW 高温气冷堆(HTR 210)二回路超压保护系统中的核二级蒸汽安全阀的设计要求、结构特点及性能要求,并对其性能进行了实验验证。实验结果表明:蒸汽安全阀的性能满足设计要求,达到了核规范的标准。 关键词:高温气冷堆;核级安全阀;全性能试验 中图分类号:TL353.11 文献标识码:A 文章编号:100026931(2004)0520391204 Full Performance T est of the Steam Safety V alves for 10MW High T emperature G as 2cooled R eactor WU Xin 2xin ,L I Ri 2zhu (Institute of N uclear and New Energy Technology ,Tsinghua U niversity ,Beijing 100084,China )Abstract : The design requirements and structural peculiarity as well as performance require 2ments of the steam safety valves which are nuclear safety class 2component installed in the over 2pressure protection system of the second loop of 10MW High Temperature G as 2cooled Reactor (HTR 210)are introduced.The demonstration test for full performance of the steam safety valves was carried out in special test system.The test results show that the perfor 2mance of the steam safety valves can meet the design requirement and relevant nuclear code.K ey w ords :High Temperature G as 2cooled Reactor ;nuclear class safety valve ;full perfor 2mance test 收稿日期:2003210209;修回日期:2003212205 基金项目:国家“863”计划资助项目(8632614202) 作者简介:吴莘馨(1961-),女,安徽肥东人,副教授,硕士,核科学与工程专业 10MW 高温气冷堆HTR 210二回路超压 保护系统中安装了2台核二级蒸汽安全阀。安 全阀的运行参数和安全级别均较高,使蒸汽安 全阀的制造有一定难度,而它们的性能关系着 HTR 210的安全。本工作对蒸汽安全阀的性能 进行试验验证。1 蒸汽安全阀的功能及主要技术参数111 功能蒸汽安全阀安装在蒸汽发生器与主蒸汽隔离阀之间的管道上,主要功能是在蒸汽发生器、蒸汽发生器与主蒸汽隔离阀之间的管道压力达到设计限值时,通过安全阀排出部分蒸汽,防止
球床高温气冷堆
从20世纪 60年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。 1964年，英国与欧共体合作建造的世界第一座高温气冷堆龙（Dragon，20MWth）堆建成临界。其后，德国建成了15MWe的高温气冷试验堆 AVR和300MWe的核电原型堆 THTR-300。美国建成了40MWe的实验高温气冷堆桃花谷（Peach-Bottom）堆和330MWe的圣符伦堡（Fort. St. Vrain）核电原型堆。它们大多采用钍-铀燃料。日本于 1991年开始建造热功率为 30MWth的高温气冷工程试验堆HTTR，1998年建成临界。 上世纪80年代后期，高温气冷堆发展进入模块式阶段。有潜在市场应用前景的两种模块式高温气冷堆设计是：德国Siemens/Interatom公司的球床模块式高温气冷堆HTR-Module和美国GA公司的柱状燃料元件模块式高温气冷堆MHTGR。前者单堆热功率200MWth，电功率80MWe，其示范电厂拟采用2个模块；后者热功率为350MWth，采用蒸汽循环，示范电厂拟采用4个模块。1994年GA公司又提出更先进的热功率600MWth、采用氦气直接循环发电的GT-MHR设计。 模块式高温气冷堆是在以往高温气冷实验堆和大型示范堆的基础上, 为了适应国际社 会对反应堆安全越来越高的要求而提出和发展的。这种堆型以小型化和固有安全性为特征, 设计保证在任何事故情况下, 由于堆的负反应性温度系数和很大的温升裕度能够使反应堆 安全停堆; 停堆后的余热可以依靠热传导、对流和辐射等自然机理传输到堆外;反应堆功率密度设计较低, 从设计上保证堆芯燃料元件的最高温度限制在其允许的安全温度以下; 耐 高温的石墨堆芯结构和全陶瓷型的燃料元件避免了发生堆芯燃料元件熔化的危险。其次, 由于反应堆规模的小型化, 可以采用模块化建造方案, 从而降低成本提高经济竞争力。 模块式高温气冷堆的安全特性可以从以下3个方面得到保障。 ①阻止放射性释放的多重屏障 反应堆设有三道安全屏障以阻止放射性释放,第一道屏障是全陶瓷包覆颗粒燃料元件。高温气冷堆的堆芯设计时, 在所有运行和事故工况下都应保证堆芯中心区域的燃料元件最高温 度限制在1600 ℃以内。在1600 ℃以下时, 燃料颗粒的包覆层能保持其完整性, 放射性裂变产物几乎全部被阻挡在燃料颗粒内。第二道屏障是一回路压力边界,由反应堆压力壳、蒸汽发生器压力壳(或能量转换压力壳) 和连接这两壳的热气导管压力壳组成, 这些压力容器发生贯穿破裂的可能性可以排除。第三道屏障是包容体, 由一回路舱室、氦净化系统舱室、燃料装卸系统舱室组成, 可以阻留和控制放射性气体裂变产物向大气释放。 ②非能动余热载出安全特性 高温气冷堆在堆芯的热工计算时考虑了在事故工况下, 堆芯的冷却不需要专设的余热冷却 系统,堆芯的衰变热可以由热传导、对流和辐射等非能动机制传到反应堆压力容器外的堆舱表面冷却器, 再通过自然循环由空气冷却器将传出的堆芯余热散发到大气中。如果一回路冷却剂失压, 主传热系统和辅助传热系统全部失效, 堆芯余热仍可通过上述的非能动机制传 出堆外, 可以避免发生堆芯熔化事故的可能性, 具有非能动的安全特性。当然, 在事故情况下, 由于余热已不可能通过主传热系统载出,势必导致堆芯中心区域的燃料元件温度升高。为了保证堆芯燃料元件的最高温度不超过其安全限值1600 ℃, 需要对堆芯功率密度和堆芯几何尺寸的设计加以限制, 这也是高温气冷堆的单堆容量较小的原因。 ④负反应性温度系数具有很大的反应性补偿能力 反应堆具有较大的燃料和慢化剂负反应性温度系数, 并且在正常情况下燃烧元件的最高温 度与其允许的温度限值之间还有相当大的裕度, 因此借助于负反应性温度系数所提供的反 应性补偿能力, 当发生正反应性引入事故时, 反应堆可以依靠自身的负反应性温度系数的 反应性补偿能力实现自动停堆。 在球床高温气冷堆的各个发展阶段，燃料元件均采用包覆颗粒燃料球。典型的元件球直径为 60mm。其中直径为 50mm的中心石墨基体内均匀地弥散包覆燃料颗粒，元件外区为 5mm 厚的不含燃料的石墨球壳。目前最新的包覆颗粒技术是全陶瓷型三重各向同性包覆（TRISO）。
中国核电站建设现状及前景
中国核电站建设现状及前景 胡经国 众所周知，能源直接制约经济的发展。当今世界能源已进入核能时代。核能不但是一种技术上最成熟、安全、经济和清洁的新能源，而且是一种最有潜力和发展前途的新能源。在当今世界能源日益紧缺的形势下，尽管发生过核电站事故，但是世界各国仍坚持认为，开发利用核能是解决能源紧缺问题的必由之路，对于经济发展和社会进步具有重要的战略意义。因此，世界核电站建设仍然在持续、稳定地向前发展。全世界有将近30个国家和地区已建或正在建设核电站。其中，美国、苏联、法国、日本、英国和德国已成为核电大国。1987年，全世界增加了20座核电站，使世界核电站总数达到了420座。核电站发电量已占世界发电总量的15%，有的国家已达到50%以上。据预测，到2000年，世界核电站总数将进一步增加，核电站装机容量将达到4970～6460亿瓦，核电站发电量占世界发电总量的比重将上升到20%～30%。可见，从各国国情出发，积极发展核电站建设，已成为世界能源开发利用的一个不可逆转的必然发展趋势。 中国核工业建设起步于50年代。1970年2月8日，周恩来总理正式提出中国要发展核电，并开始了核电站的科研、规划和设计等工作。党的十一届三中全会以后，中国政府开始正式安排核电站建设。制定了积极地、适当地发展核电的战略方针以及有重点、有步骤地建设核电站的战略部署。 中国在一些基础科学和尖端科学方面走在世界的前列。核能资源丰富，核工业已有雄厚的基础，并且拥有一支较高水平的从事核能科研、生产管理和教学的科技队伍。到1987年2月，中国自行设计的第一座高通量工程试验核反应堆已经安全运行6年，完成了一系列核科研任务。中国具有管制核反应堆30年的经验。不仅如此，中国核工业已从封闭状态走向世界。近几年来，中国原子能公司与世界上许多国家建立了贸易关系。中国的同位素产品和核研究设备已出口欧美等10多个国家和地区；同西德、法国、芬兰、比利时等国签订了长期供应核电站用铀的协议。1987年9月，在太平洋沿岸地区核能会议上，许多专家认为，中国的核技术及其产品已具有相当高的水平，可以和不少国家和地区互通有无。 目前，中国电力供需矛盾紧张。尤其是华东、华南和华北及其沿海一带，是中国工业最发达的地区，其工业产值占全国工业总产值的70%以上。可是，这些地区偏偏缺乏水能等能源资源，电力供需矛盾更加紧张。这已成为制约中国经济发展的一个关键性薄弱环节。 中国是世界上6个老资格核大国之一（其余5个是美国、苏联、英国、法国和印度）。然而，中国大陆没有核电站。核电站建设刚刚起步。不过，世界上许多国家发展核电站建设
核电EPR技术简介
核电EPR技术简介 2010-01-09 10:21 前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量最搜集了一些资料如下。 欧洲先进压水堆EPR技术 1. 欧洲先进压水堆发展情况简介 1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核反应堆现已进入建设阶段。 截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔位于中国广东江门的台山核电站。台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。 2.欧洲先进压水堆EPR设计特点 EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层包括： （1）安全性和经济性高 EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系设计安全水平。设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。 EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。 （2）严重事故预防与缓解措施 EPR设计中考虑了以下几类严重事故： 高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯熔融物；安全壳内热量排出。 为避免高压熔堆事故发生，在为对付设计基准事故设置3个安全阀（3×300t/h）的基础上，EPR专门设置了针对严重事故工况的卸压过卸压箱排到安全壳内。当堆芯温度大于650℃时，操纵员启动专设卸压装置，可以有效避免压力容器超压失效，并防止压力容器失针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用大容积安全壳（80000m3）。在设备间布置了40台大型氢复合器，在反应堆厂房升降算分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷，结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。 对于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV设计中没有设置特殊的装置。通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允许承受的载荷能力容器内蒸汽爆炸已基本消除，不需要设置特殊的装置对付蒸汽爆炸事故。已做的试验显示熔融物不会像以前假设的那样爆炸（极低在进行中。 对于堆芯熔融物，在EPR设计中，RPV失效前堆坑内保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进入专用的展开隔料，保护熔融物中残余的锆，降低了氧化物的密度和温度，改善了展开条件。在展开区域设有氧化锆防护层，防护层底下设有冷却管线并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全壳失效。 对于安全壳内热量排出，EPR设计有带外部循环的安全壳喷淋系统，2个系列，可以在较短的时间内降低安全壳温度和压力。该系统物的工作模式，并能长时间防止蒸汽产生，长期地将熔融物和安全壳中的热量导出。 （3）仪控系统和主控室设计 EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先进技术设备的优点。的不同区域，避免发生共模失效。主控室与N4机组的高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome
五种反应堆
吴锴：请您先介绍一下世界上已出现的几种潜艇反应堆的工作原理？ 张金麟：美国从1948年开始对三种热交换型式的反应堆，即压水堆、气冷堆和液态金属冷却反应堆进行研究。最初美国考虑将反应堆装在Φ5.5×92米的潜艇壳内，其排水量在2 000吨左右，对反应堆的技术要求是：高浓缩铀的堆芯，用热中子或接近热能的中子；在铀燃料一定时，反应堆结构材料吸收中子要少，堆芯功率密度高、结构要紧凑。 根据此技术要求，美国首先发展了压水堆和液态金属冷却堆。接着苏联也发展了这两种反应堆。这两种堆都经过陆上模式堆的考核试验后才将同型堆安装在它们的早期核潜艇上。 作为舰船核动力，曾经产生过五种反应堆的方案设想，构成五种不同的舰船推进装置型式，它们分别是： 压水反应堆由压水堆、一回路系统和设备、二回路系统和设备及推进轴系组成。反应堆和一回路均在高压下运行。所以作为反应堆的载热剂和慢化剂的水在约300℃时亦不会沸腾，故此类型反应堆称为压水堆。 载热剂在反应堆中被加热送到蒸汽发生器，将其热经传热管传给蒸汽发生器二次侧水（二回路一侧的水）并使其变成饱和蒸汽，从蒸汽发生器流出的载热剂经由主泵又被回送到反应堆再加热，形成一回路循环。饱和蒸汽送至主推进蒸汽轮机作功，从汽轮机排出的乏汽在冷凝器中冷凝后经给水泵再送至蒸汽发生器，形成二回路。主推进蒸汽轮机经减速齿轮带动螺旋桨推进艇航行。 反应堆和一回路因具有放射性，所以需要布置在屏蔽内。蒸汽发生器产生的蒸汽由于被传热管壁与一回路隔开，因此二回路系统和设备同常规蒸汽动力装置一样没有放射性，所以不需屏蔽。 液态金属反应堆由反应堆、一回路、中间回路、二回路和推进轴系所组成。 液态金属堆用石墨和铍作慢化剂，用中能中子维持链式反应，其优点是燃料的消耗比热中子反应堆低。早期的载热剂采用熔融的金属如钠、钾、铋、铅及其合金。 在一回路中用熔融金属钠循环载热，运行压力只有5～7大气压，就可获得较高的温度，装置效率较高。一回路主泵采用电磁泵，由于没有转动部件，故可靠性高。 中间回路采用钠、钾作载热剂。一回路向中间回路传热是通过中间热交换器，中间回路将反应堆的热量再通过蒸汽发生器传给二回路，在蒸汽发生器中产生过热蒸汽（由饱和蒸汽进一步加热而得）。 液态金属堆的缺点是核燃料的初装量相对较多。金属钠吸收中子蜕变为钠-21，半衰期约为15小时，并生成发射高能γ的钠同位素，所以一回路的设备和管道都要屏蔽。为防止液态的金属钠在管道和设备内凝结，反应堆停堆后还需保温和加热。此外，金属钠具有强烈的腐蚀性，与水会发生剧烈反应，可能会引起爆炸和火灾。 气冷反应堆气冷堆是用气体作为载热剂的反应堆，一般使用的载热剂有He、N2、CO2。因为这几种气体制取很容易，且化学性质稳定。其中He的载热效率较高，它不吸收中子，无感生放射性，不与结构材料发生化学反应，传热性能良好。此外，它还有较高的转换比和较深的燃耗。 气冷堆推进装置的循环系统有两种形式：单回路循环系统和双回路循环系统。在单回路循环系统中，封闭的He回路作为一回路，蒸汽回路作为二回路。 比如，一个功率为24.3MW的船用单回路He冷却反应堆燃气轮机推进装置，它是由一个He冷却高温反应堆和一台双轴燃气轮机组成。高压燃气轮机作为压气机的
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
工作行为规范系列 高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则 （标准、完整、实用、可修改）
编号：FS-QG-64659高温气冷堆核电站示范工程安全审 评原则 Principles of safety review for high-temperature gas-cooled reactor nuclear power plant demonstration project 说明：为规范化、制度化和统一化作业行为，使人员管理工作有章可循，提高工作效率和责任感、归属感，特此编写。 1.前言 高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)是我国自主开发的，已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目。类似HTR-PM这类先进核电厂的一个重要特征是利用固有安全特性和非能动安全系统，以期大大提高核电厂的安全水平。 与传统的核电厂一样，保证HTR-PM安全的根本也是保证控制反应性、排出堆芯热量、包容放射性物质并控制运行排放以及限制事故释放三项基本安全功能。在实现这三项基本安全功能的方式上，HTR-PM具有以下特点: (1)HTR-PM具有良好的负反馈特性，在正常运行工况下
燃料元件的温度与其允许的温度限值之间有相当大的裕度，在某些瞬态或事故发生而导致不期望的功率上升时，仅通过燃料温升引入的较大负反应性就可以实现自动停堆或者将堆芯功率降低到一个很低的水平; (2)HTR-PM具有较低的堆芯功率密度，堆芯石墨构件具有较大的热容，采用可以耐受较高温度的包覆颗粒燃料元件，这导致HTR-PM具有比较平缓的堆芯瞬态特征。同时，采用有利的堆芯几何形状设计，将为非能动堆芯余热排出创造有利条件; (3)作为最后一道实体屏障，传统轻水堆核电厂的安全壳在限制事故后果和包容放射性物质方面起着至关重要的作用，而HTR-PM主要依赖具有高度可靠性的包覆颗粒燃料元件实现放射性物质的包容功能。 目前核电厂的设计主要依据确定论的安全要求，它与具体的堆型和系统设计密切相关。对于传统的压水堆和沸水堆核电厂，这套确定论的安全要求比较完备，其中的一些重要原则仍可作为HTR-PM的参考。但是许多国家和有关的国际组织也认识到，已有的安全要求对HTR-PM这类先进核电厂
大亚湾的发展前景
大亚湾的发展前景
经济布局 （一）东区 主要发展石油化学产业。将按高起点、高标准规划，努力建设成为一个反映当代最新技术水平的世界级石化工业基地。 （二）西区 主要发展电子、汽车零部件产业，规划面积约40平方公里。根据区位及产业特点，西区可分为石化大道西段电子信息产业带、西北部东风汽车城、西南部惠深合作开发区、南部汽车电子产业区和东南部汽车零部件生产基地五大片区（带）。 （三）港区 以惠州港为基础，重点发展港口、物流业，总用地面积为8平方公里。凭借其天然的位置和港口优势，加上香港和记黄埔的参资入股，惠州港将进入崭新的发展时期，推动物流产业快速增长。 （四）中心区 中心区总用地面积约22平方公里，以行政、金融、商务、居住为发展方向，是打造沿海城区，突出滨海特色的核心区域，也是完善城市功能的重点地区。按照区位可分为北、中、南三个片区。 （五）黄金海岸旅游区 主要包括霞涌、辣甲岛、三门岛、五洲岛和笔架山五大景区，目标是把大亚湾区建设成集游览、观光、购物等旅游活动于一体的、接待设施先进、服务水平一流、景色环境优美的区域性旅游胜地。 （六）沿海岸线 重点规划生活岸线和旅游岸线，挖掘港口岸线和工业岸线的潜力，使之形成一体，共同打造出充分体现惠州沿海城市特色的滨海景观带。 未来大亚湾将成为继日本东京湾之后，世界第九大湾区。世界前八大湾区分别是纽约长岛、洛杉矶比佛利山庄、东京东京湾、悉尼双水湾、香港浅水湾、新西兰的霍克湾区、布里斯班鲁沙湾区、吉隆坡的布茹拉湾。 正在经历一场前所未有的发展赛跑，一场从高速工业化发展道路奔赴新型城市化道路的赛跑。伴随着珠三角一体化的加速，珠江口东岸的大亚湾已经完全融入深圳的发展快车道，积极承接深圳的功能、产业、人口转移，一座新兴的明日之城正在迅猛崛起。这里有生活，这里有工作，这里有产业，这里有市场，这里有旅游产业，这里未来不会让任何城市梦想停留在图纸上的空想。 我首先想介绍一下，让深圳的朋友，让毗邻我们的深圳朋友们更了解大亚湾。大亚湾这个名字是以大亚湾 港湾起的，这个港湾包括了惠东和深圳的坑梓，所以很多人不清楚，认为是大亚湾核电站，其实核电站是 深圳的大鹏湾，我们的海湾是相连的，大亚湾区域是268平方公里，由于大的项目引进，有一个经济技术 开发区在区域之内，经济技术开发区是65平方公里，尤其是大项目落户以来，大亚湾的经济产生了跨越性 的发展，我们的GDP在广东省的四个开发区里面名列第一，所以整个惠州
未来十年核电先进堆型介绍
未来十年核电先进堆型介绍 未来十年核电先进堆型介绍IntroductionofAdvancedNuclearReactorsintheDecade 杨孟嘉1任俊生1周志伟2 （1.中国广东核电集团公司技术中心，广东深圳，518124； 2.清华大学核能技术设计研究院，北京，100084） 摘要根据世界核电工业的发展现状，系统讨论了面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点以及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述了这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。 关键词先进反应堆核电商业计划 Abstract：Varioustypesofadvancednuclearreactoraimingatnuclearelectricpowermarketaroundtheyear2010,the irdesignfeaturesandthecorrespondingcommercialplansinitiatedbyworldmajorsuppliersofnuclearpo werplantsforobtainingpotentialcustomersaresystematicallydiscussedbytakingintoaccountthecurrent statusofthedevelopmentofnuclearelectricpowerindustryworldwide.Thetechnicalandcommercialpre parednessfordeployingtheseadvancednuclearreactorsinneartermhasbeensummarized.Asareference,t hepresentresearchisofconsiderableforChinesenuclearpowerindustrytoselectadvancedreactortypesan dtodeterminethemaintechnologicaldevelopmentroadmap,andtoestablisheffectivesafetyregulatorygu idelinesinnearfuture. Keywords：AdvancedreactorCommercialplanofnuclearpower 在无温室气体排放的条件下，全球400多座核电站正安全可靠地为人类提供17的电力，这是源于20世纪中叶的核能技术在其沧桑的发展进程中所创造的成就。随着上个世纪六、七十年代投入运行的核电站逐渐达到其40年的运行寿期，核能界一方面向核安全当局提出申请，要求延长运营期限；另一方面在对已有的核电机组实施渐进性设计和运行改进的基础上，面向2010年前后的核电市场，推出第三代（80年代开始发展、90年代末开始投入市场）先进轻水堆核电站和在第一代至第三代核电堆型的基础上经过渐进性设计改进的核电堆型。 本文简略介绍这两类核电堆型。 1ABWR 先进沸水堆（ABWR）是在世界范围内沸水堆（BWR）设计和多年运行经验的基础上发展起来的第三代先进堆型，它基本符合国际上通行的核安全管理规定，基本满足美国用户要求文件（URD）对第三代先进轻水堆安全性、先进性、可靠性和经济性的要求。ABWR 也是一个完成了全部工程设计、并且有实际建造和运行经验的反应堆。
第四代核能系统介绍
目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。每年的研发费用超过20亿美元。按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代：（1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站；（2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；（3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（AL WR）核电站。 Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的Gen-IV。 2 Gen-IV的研发目标目前Gen-IV先进核能系统的概念还比较模糊，国际上也没有一个确切的定义。但是，这里已经明确的是"先进核能系统"，而非"先进反应堆"。其应满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本标准。具体来说，研发Gen-IV的目标有三类： 2.1 可持续能力目标按照比较权威的定义，可持续能力的本质是如何维系地球生存支持系统去满足人类基本需求的能力。对一个特定系统而言，是其在规定目标和预设阶段