核电站与核安全.ppt

* * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * * 2007-5-15 * LMFBR 池式 回路式 2007-5-15 * 核电的分代 四代： 第一代核电厂 第二代核电厂 第三代核电厂 第四代核电厂 2007-5-15 * 核电的分代 第一代核电厂： 20世纪50～60年代 一是从军用生产堆或军用动力堆转型改造过来 二是一些商用核电厂堆型的原型机组 三是研究探索过程中建造的一些堆型。 这阶段典型的核电机组堆型包括： 英国和法国建造的一批“镁诺克斯”天然铀石墨气冷堆（GCR） 前苏联早期建造的轻水冷却石墨慢化堆（LGR） 美国早期建造的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR） 加拿大早期建造的天然铀重水堆 美国和前苏联早期建造的快中子增殖堆。 2007-5-15 * 核电的分代 第二代核电厂 目前正在运行的绝大部分商用核电厂 第二代核电厂主要有 PWR BWR 加拿大AECL开发的天然铀压力管式重水堆（CANDU堆） 前苏联开发的石墨水冷堆（LGR） 改进型气冷堆（AGR） 高温气冷堆（HTGR） 钠冷快堆 2007-5-15 * 核电的分代 第三代 三里岛和切尔诺贝利事故 我国将在浙江三门、山东海阳、广东阳江建造第三代核电厂。 革新型和改进型 第三代核电动力堆型主要有： GE公司的ABWR先进沸水堆； 西屋电气公司的AP600和AP1000先进压水堆； 法德联合设计的1500MW电功率大型欧洲压水堆EPR； ABB-CE公司的SYSTEM 80先进压水堆； 南非的球床模块式高温气冷堆PBMR； 俄罗斯的VVER640（V-407型）和VVER1000（V-392型）先进压水堆； 日本和GE公司的先进简化沸水堆SBWR； 加拿大原子能公司（AECL）的ACR重水堆； 2007-5-15 * AP1000 电站设施 传统核电站 AP1000 减少量 安全级阀门 (个) 2844 1400 51% 泵 (台) 280 184 35% 安全级管道 (km) 33.5 5.8 84% 电缆 (km) 2774 366 86% 抗震厂房容积 (万m3)36 16 55% 2007-5-15 * 核电的分代 第四代核电 2000年1日，由美国能源部发起组织阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国共9个国家的高级政府代表会议，讨论开发第4代核电的国际合作问题。 十点共识的基本思想是： 世界特别是发展中国家，为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电； 第3代核电还需改进； 核电需要提高经济性，安全性，减少废物，能防核扩散； 核电技术要同核燃料循环统一考虑。 2000年5月，由美国能源部再次发起组织了近百名国内外专家研讨第4代核电的发展目标，目的是研究第四代核电应具备的基本性能和特点，以便进一步研究确定第4代核电的设计概念，为第4代核电堆型的研究开发明确技术方向。 2002年，第4代核电国际论坛（GIF）对第4代核电堆型的技术方向形成共识，在2030年以前将开发6种“新型发电”反应堆与燃料循环技术。 气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、钠冷快堆、超临界水堆、极高温堆 中国于2006年加入GIF 核电的安全性 2007-5-15 * 何为安全 不受威胁,没有危险、危害、损失 美国传统词典： Secure from danger, harm, or evil. Free from danger or injury; unhurt: Free from risk; sure 安全是和风险（RISK）结合在一起的。 2007-5-15 * 人类对核安全的态度 与时俱进。 历来十分重视，且日趋严格 举例 Fermi1942年建第一座反应堆，就设置了安全棒和Axe man 安全壳的设置 严重事故和PSA的分析 用户要求文件（URD） 2007-5-15 * 核电站不会像原子弹那样爆炸 啤酒点不着 压水堆有内在的安全特性 发生核爆炸并不简单 2007-5-15 * 核反应堆安全性特性 强放射性 反应堆在运行和停闭过程后，都有很强的放射性 高温高压水 衰变余热 2007-5-15 * 多道屏障 在放射源与人之间，即放射性裂变产物与人所处的环境之间，设置了4道屏障 核燃料 包壳 一回路压力边界 安全壳 2007-5-15 * 何为风险(Risk) 人们从事某项活动，在一定的时间内给人们带来的危害。 风险和收益并存 合理可行的手段来降低风险 2007-5-15 * 核电厂的风险 来自于事故工况下不可控的放射性核素的释放 归结为两个问题： 辐射安全问题 排除不可控链式裂变反应发生和发展的可能性 * * * * * * * * *