中国核电发展现状与前景.ppt

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1、中国核电发展现状与前景,2010年10月,核电发展的现状与前景,（一）目前世界共有 441 座核电站运行,268 座压水堆核电站 94 座沸水堆核电站 23 座气冷堆核电站 40 座重水堆核电站 12 座石墨水冷堆核电站 3 座快中子堆核电站压水堆核电站共发电249GW(2.49亿千瓦)占核电总发电量 65%主要是第二代核电站,核能发电的发展趋向,（二)国际上核电发展趋势,1、国外四代核电技术现状,压水堆,沸水堆,重水堆,其他,压水堆仍将是国际未来30-40年的主力堆型,第一代核电站,第二代核电站,第三代核电站,第四代核电站,五、六十年代 原型堆解决工程技术问题,七十年代至今运行业绩良好，还在

2、增效延寿多种堆型仍在批量建 设（共23台）,九十年代至今安全性经济性好市场前景乐观，已建首堆工程，尚未批量推广，在建8台,九十年代后期起 六种堆型安全 经济 资源利用废物量最小 防止核扩散2035年左右商用化,国际上核电发展趋势概述,核工业第八研究所,第二代核电站运行业绩良好，还在增效延寿仍在批量建设（共50台）中国已开工建设的核电机组23台，在建规模2540万千瓦，占世界在建核电机组的40%以上。,第三代核电站已建首堆工程，尚未批量推广，在建8台：芬兰1台-EPR；法国1台-EPR；中国6台-2*EPR+4*AP1000,2、“二代”核电站仍然是主力军。运行业绩良好。目前全世界正在运行的核电

3、站，绝大部分属于“第二代”核电站。三十多年来，积累了超过12086堆年的安全运行经验，负荷因子高，非计划停堆次数下降，已经发展成为一种成熟可靠的技术，具有可接受的安全性和和较好的经济性。2005年全世界运行核电机组443台，发电量占总发电量的20%。继续进行改进。近年来对“2代”机组的寿命研究，证明还有相当的改进潜力，提高可利用率，可利用率从70%左右提高到90%，提高出力，进行增效延寿，寿命由40年延长到60年。美国上世纪九十年代开始实施“2代”机组的增效延寿，成效显著，单就提高可利用率，就相当于新建了25台百万千瓦机组。提高出力 5-10%。改进方向。提高安全性:增设严重事故预防和缓解措施

4、（稳压器卸压排放，增设非能动氢复合器，设置堆芯扑集器）；采用PSA技术，评估核电站安全性并指导维修，制订严重事故管理规程及状态导向操作规程；提高经济性:采用18个月换料，缩短换料停堆时间提高可利用率；提高电站性能：采用全数字化仪控和先进 控制室，改善人机界面。,国际上核电发展趋势概述,3、第三代核电发展的背景,1979年美国发生三里岛核电站事故1986年前苏联发生切尔诺贝利核电站事故公众要求进一步提高核电的安全性1990年EPRI 根据主要电力公司意见出版了“电力公司要求文件(URD)”共三卷1994年欧洲联盟出版了“欧洲电力公司要求(EUR)”共四卷文件对未来压水堆和沸水堆核电站提出了电力公

5、司明确和完整的要求,更高的安全要求和经济要求，涉及各个技术和经济领域,第三代核电机组有更高安全目标 堆芯热工安全裕量15%堆芯损坏概率87%换料周期18-24月 电站寿命60年 建设周期48-52月 能与联合循环的天然气电厂相竞争第三代核电机组技术上更先进,AP1000,AP1000特点非能动安全系统 非能动安注 多级非能动自动卸压系统 非能动余热排放系统 非能动安全壳冷却系统严重事故预防和缓解 堆腔淹没技术 安全壳内氢点火和氢复合系统双层安全壳全数字化仪控,先进控制室模块化施工,工期48个月,反应堆冷却剂系统,屏蔽泵取消RCS密封上部堆芯测量大容量稳压器焊接结构的堆内构件环形压力容器锻件,非

6、能动堆芯冷却系统,AP不依赖AC电源-非能动余热导出-非能动安全注入-非能动安全壳冷却长时间的安全停堆 大于72小时不用操作员干预Accumulator安注箱Core makeup tank堆芯补水箱Sump Screen地坑过滤器PRHR-非能动余热热交换器Depressurization valves卸压伐 Spargers喷射器,非能动安全壳冷却系统,堆腔充水系统,堆腔淹没技术,模块化施工,工期48个月,EPR,EPR特点高功率(1500MWe1700MWe)4通道安全系统双层安全壳严重事故预防及缓解 稳压器卸压 堆芯扑集器 非能动氢复合器全数字化仪控,先进控制室模块化施工,安全壳内布置

7、,双层安全壳带过滤排放安全壳内储存水箱堆芯熔融物冷却区安全壳热量扩散区四组冗余安全系统,四通道安注和余热排出系统,防止高压堆芯熔化和安全壳直接加热的卸压设备,堆芯扑集器,Main components,Top view of the EPR spreading room,EPR堆芯扑集器工作原理,非能动熔融物冷却状态图在重力作用下换料水池的水平衡地灌注到堆坑和扩散区内时的水位情况,能动熔融物冷却状态图安全壳热量排出系统运行时安全壳内水位情况（再循环水注入堆芯扑集器）,2000年，美国发起了由9个国家参与的“第四代核能国际论坛”（GIF）的研讨，并于2002年提出了第四代核电的六种研究开发的堆型

8、和研究开发“路线图”。2001年在俄罗斯的推动下，IAEA发起了“创新型核反应堆和燃料循环国际合作项目”（即INPRO），2006年6月前完成了第一阶段工作，出版了有关评价指南和方法学等的IAEA技术文件。GIF和INPRO两个计划，提供了良好的国际合作平台。我国从一开始就是INPRO项目的成员国；2006年7月，我国己草签了参加GIF的协议，并将参与快堆和高温气冷堆的合作项目有关活动。基于防核扩散的目的，美国于2006年2月发出“全球核能合作伙伴”（GNEP）倡议，发展具有防扩散功能的快堆核电站和闭合核燃料循环技术，中国是首批五大参与国之一。,4、“第四代”核电技术尚在研究开发,二、国际上核

9、电发展趋势概述,钠冷快中子堆,熔盐堆,超高温气冷堆,超临界水堆,铅冷快中子堆,气冷快中子堆,核电发展的现状与前景,2009年初发电装机达到了8亿千瓦，预计2010年将达到9.5亿千瓦。中国已经成为世界上电力生产和消费大国。由于以燃烧化石燃料为主，使中国成为SO2和CO2排放的大国。我国能源发展面临四个基本问题：经济社会发展中的能源供需总量平衡问题 长期以煤为主的能源结构，造成的环境、生态问题 西煤东运、北煤南运、西电东输的能源输运问题 对国外资源依存的能源供应安全问题。核电的基本特性决定了无可替代的重要作用：核电是不排放SO2等污染物和二氧化碳的清洁能源 核电的安全可靠性继续不断提高 核电对煤

10、电具有较强经济竞争力和替代能力 核电燃料运输量小，发展核电是调整能源布局的有效途径,(一）我国能源面临的挑战和核电发展,秦山一期核电厂300MW,大亚湾核电厂2900MW,1994年2月1日和5月6日两个机组分别投入商业运行,1991年12月15日并网发电,（二）我国核电发展现状(运行核电站),我国核电发展现状(运行核电站),秦山二期650MW核电站1、2机组分别与2002年2月6日、2004年5月并网发电,岭澳核电站1、2机组分别与2002年2月26日、2002年9月并网发电,我国核电发展现状(运行核电站),江苏田湾核电站1、2机组分别与2006年5月12日、2007年5月并网发电,秦山三期

11、核电站1、2机组分别与2002年11月19日、2003年6月并网发电,（三）进入批量化加快发展阶段,2020年核电规划容量将达到40GW，占当时电力总容量约4%（现在世界的平均水平为16%）。核电占总电量的份额仍然较低。近两年来，国务院陆续批准了新的核电项目，其中二代改进型的有23个机组，达到批量规模。三代的AP1000和EPR也开始建设。此外进入工程前期的还有，湖南桃花江、湖北大阪、江西彭泽，以及海南昌江核电站。中国的核电进入了加快发展的时期。,我国核电发展现状(已开工项目),辽宁红沿河核电站4台机组主体工程于2007年8月陆续开工,福建宁德核电站4台机组主体工程于2008年2月陆续开工,我

12、国核电发展现状(已开工项目),福清核电站6X1000MW1、2号机组2008年12月开工图为2号机组第一罐混凝土,方家山 2X1000MW核电站 1、2号机组2008年12月开工,我国核电发展现状(已开工项目),三门核电站 2X1250MW AP1000(三代机型)2009年3月开工,海阳核电站 2X1250MW AP1000(三代机型)2009年9月开工,我国核电发展现状(已开工项目)台山核电站 2010年4月15日开工,我国核电发展现状(已开工项目)昌江核电站 2010年4月25日开工,（四）已审查初可研报告的厂址,（五)我国核电已形成规模化批量化发展格局,11台运行机组安全稳定运行，负荷

13、因子达到85%-92%,各项运行指标高于世界平均水准，处于世界中上等水平以上即将建成的岭澳二期核电站和秦山核电二期扩建均进展良好，预期在2010-2011年将陆续投产发电目前已有22台二代改进型压水堆核电站取得了批准，并已有7台机组浇灌了第一罐混凝土主设备已实现了批量采购，有的制造厂已签订了数台或十余台长周期设备设计的标准化规范化的工作正在开展,46,二代改进型压水堆核电站自主化能力分析,(1)自主设计能力：形成专业配套、结构合理的研究设计队伍 项目管理能力：按国际通用项目管理模式管理，与国际接轨设备制造能力：三大集团都已基本具备每年提供两至三台百万千瓦级机组设备的能力今后我国将具备每年提供十

14、台核电机组的生产能力 建设安装能力：四个项目八台机组的建设实践营运管理能力：WANO（世界核电运行者协会）9项性能指标，三项进入前四分之一的先进行列，有五项超过中值水平，只有一项略低于中值水平(6)安全监管能力：建立了与国际接轨的核安全管理和监督的法规、制度安全监管能力，具备了全过程全方位监督管理的能力,47,国产二代改进型核电站还在提高,百万千瓦核电机组已开发和正在开发具有自主知识产权、具备出口能力的堆型，如CP1000CPR1000+,1）安全性提高,采用177堆芯，降低功率密度，提高核电运行的安全裕量；单堆布置，优化了安全物项的实体隔离，减少机组之间的相互影响；双层安全壳，提高抵御外部事

15、件的能力，减少放射性排放，对内陆厂址有更好的适应性；解决了国内翻版二代加核电机组设计上存在的一些薄弱环节和共性问题，包括堆芯热工裕量小、安全壳设计裕量不足，主给水隔离、主控制室可居留性、辐射防护、防火分区以及三废处理工艺的改进等。,2）经济性提高,通过技术改进，CP1000在经济性方面具有一定竞争力增大单机组功率，发电功率可提高510%；18个月换料60年核电站设计寿期与在建二代改进型核电厂相比，一次性比投资相当，全寿期单位发电成本比福清1、2号机组降低了大约16主要参数,（六）大力堆进内陆核电建设,国际上大部分核电站建设在内陆 法国65.1%的核电站建设在内陆美国亦有75.7%的核电站建设在

16、内陆有些内陆国家，比如瑞士，五座核电站都在内陆的江河边上（五座核电站总发电功率为3220MWe，占总发电量的37%，其他将近60%的发电量由水电提供）内陆建核电站是完全可行的,53,54,大力堆进内陆核电建设,我国建设内陆核电 势在必行,内陆地区经济有了很大发展，电网容量亦有很大发展 有些省份同样缺乏煤炭和水力资源 2007年初南方各省发生了大面积、长时间的雪灾，造成了广大地区长时间的断电，带来了严重的后果仅依靠远距离输电和长途运煤是难以保障用电的安全 除提高电网的抗灾害能力，建设紧急情况下不依赖燃料运输的支撑电站-核电站是很必要的,55,发展内陆核电站在技术上是完全成熟的,从安全和环保要求看

17、，内陆核电站和沿海核电站没有本质的差别 目前成熟的核电站设计和建造技术完全可用到内陆核电站 内陆江河流量多半不够大，可采用冷却塔闭式循环带走余热，以减轻温排水对环境的影响 因此按照核电规范选择的厂址是能够保证核电站的安全的,56,液态放射性流出物排放浓度控制,我国的生活饮用水卫生标准（GB57492006）中规定总放射性小于1Bq/L核动力厂环境辐射防护规定（GB6249）提出核动力厂排放口下游1km处受纳水体中总放射性浓度不得超过1Bq/L。这就是要求在排放口下游1km处满足生活饮用水标准。,放射性排放浓度的控制,滨海压水堆核电站液态流出物排放的内部实际控制值为10002000Bq/l（不包

18、括氚）经循环冷却水对放射性废液的稀释1000倍后，其浓度已相当低 内陆核电站由于采用冷却塔闭式循环带走余热，没有循环冷却水对放射性废液的稀释 俄罗斯滨河核电站要求液态流出物排放的浓度控制值为18Bq/l（不包括氚）GB14587修订版的征求意见稿，提出了100Bq/L的排放罐出口浓度控制值需改进液态放射性废物的处理技术,废液的排放是可以处理和控制的,俄罗斯核电站放射性废液处理采用了双蒸发器处理系统，处理后的液体再经二级离子交换处理，净化系数从10E3提高到10E5，俄罗斯滨河核电站要求液态流出物排放的浓度控制值为18Bq/l（不包括氚）美国采用反渗透废液处理技术 实现废水回用满足“零液体排放”

19、要求 针对某些元素进行高纯度净化或去除美国Comanch Peak核电站用于去除放射性，特别是Co胶体，Cs和I到监测不到水平，净化系数达5.710 美国德赖斯登核电站用超级过滤反渗透去离子技术处理废液，达10E-3Ci/l 内陆核电站的含氚废水，在废水处理后，排入冷却塔循环冷却水中，通过蒸发向大气排放,废气的排放亦是可以控制的,目前设计的双层安全壳核电站，实现了双层包容，两层之间保持负压。即使内层安全壳出现泄漏，通过过滤排放，亦不会对环境带来影响。这种设计有利于内陆大气扩散条件差的地区。,核电发展的现状与前景,（一）2020年核电规模预测,2009年，中国能源消费总量约为31亿吨标准煤，其中

20、水电、核电、风电等非化石能源消费量约为2.3亿吨标准煤，约占能源消费总量的7。由此可见当前中国非化石能源发展状况与承诺目标之间还有巨大的差距。预计，2020年中国能源消费总量将达到45亿吨标准煤，按照非化石能源占15%的承诺目标，非化石能源消费要达到6.75亿吨标准煤，约为当前的3倍。,2020年核电规模预测,为实现到2020年非化石能源占一次能源消费比重达到15左右的目标，必须大力发展可再生能源和核能。从目前的信息看来，预计到2020年，水电装机有望达3.5亿千瓦，风电装机1.5亿千瓦，光伏发电2000万千瓦，生物质能3000万千瓦，这些装机对非化石能源消费比重能够贡献11%，而剩余的4%必

21、得靠的核电来完成。,2020年核电规模预测,按每100万千瓦核电站年运行7500小时计，年发电75亿千瓦时。按每千瓦时300克标煤计，共省0.0225亿吨标煤。2000万千瓦核电站每年共省0.45亿吨标煤,相当于2020年中国能源消费总量45亿吨标准煤的1%。为此根据每投产2000万千瓦核电，相当于提升非化石能源比重1个百分点来估算，核电装机需达7000-8000万千瓦。,已审初可研报告的厂址足以满足核电规划需求,66,（二）核电产业发展2020、2030、2050规划建议,表1 核电容量规模测算方案 亿千瓦,2020年目标，总装机容量达到7000万千瓦 2020年电力总装机达到15亿千瓦，核

22、电容量占总装机容量的4.6%，占总电量的7.0%左右，主要取决于设备制造能力 2030年目标，总装机容量达到2亿千瓦 考虑能源结构调整的要求，总电力装机容量达20亿千瓦，核电装机容量占10%，发电量占15%。2050年目标，总装机容量达到4亿千瓦 2050年进入中等发达国家行列，1.56千瓦/人，按人口16亿测算，总电力装机容量达25亿千瓦，核电占总装机容量的16%，占发电量22%。,（三）我国核电发展的对策,充分利用成熟可靠的国内已掌握的核电技术，实现批量化规模化地建设核电站大力积极消化已引进的三代核电技术，力争尽早实现三代核电自主地批量化规模化的建设 在三代核电技术成熟并自主化之前，适度建

23、设一批二代改进型核电站，以满足国家对能源和减排的需求,我国核能发展的技术路线应走热堆、快堆、聚变堆三步发展道路（1）近期发展已经成熟的热中子堆核电站满足当前和近期核电发展的需要。热堆核电发展阶段，实现由二代向三代过渡（2）第二步发展快中子增殖堆核电站及配套的核燃料循环体系，以充分利用核资源，实现裂变核能的可持续发展。当前要抓紧实验快堆建设，加强快堆及其配套的核燃料循环技术研发（3）第三步发展核聚变堆核电站，我国已加入国际热核试验堆研究（ITER）,（四）长期战略,核电发展的现状与前景,三大重机厂大型铸锻件工艺装备生产能力:,（一）核电站设备自主化能力分析,73,74,重点核电装备企业预计未来年

24、生产能力预测,75,设备制造企业积极承担 三代核电设备 技术转让和装备建设基本到位,一重集团新建15000吨水压机已投入使用,76,三大重机厂大型铸锻件工艺装备生产能力,二重集团16000吨水压机及其他加工设备,77,三大重机厂大型铸锻件工艺装备生产能力,上电集团16500吨油压机及热加工车间,78,三大重机厂大型铸锻件工艺装备生产能力,（二）核主泵、核级泵阀及主管道,（1）东电集团东方电机与法国阿海珐（日蒙）成立合资企业，目前已承接岭澳二期、红沿河、宁德项目二代改进核电站主泵生产任务（2）哈电集团引进奥地利安德烈斯技术，已承接福清、方家山12台二代改进核电站主泵任务（3）上电集团与德国KSB

25、成立合资企业（中方控股），外方向合资企业转让二代改进和三代核电主泵技术，目前正在建设新厂区（4）沈鼓集团和哈电集团根据引进AP1000三代核电总体安排，联合引进美国EMD三代主泵和屏蔽电机制造技术,核级泵、重要非核级泵及核级阀门,（1）核二级泵中喷淋泵、低压安注泵、余热导出泵、辅助给水泵等已完成研制任务并承接订货；核二级泵中难度最大的上充泵和汽动辅助给水泵已于近期完成样机设计制造和相关试验，成功通过鉴定，国产化率可达到80%以上（2）海水循环泵由上海阿波罗自行研制，沈鼓集团引进英国克莱德技术，以及长沙水泵与美国福斯合作制造（3）核级阀门 由中核苏阀、大连大高、江苏神通等企业进行攻关，到目前除主

26、蒸汽隔离伐、先导式安全伐、调节伐等难度较大的阀门外，大部分核一级阀门、核二级阀门和核三级阀门已研制成功，国产化率可达到60%,主管道,（1）二代改进核电站采用铸钢管离心浇注工艺，四川化机厂已掌握关键技术，并承接了红沿河、宁德等项目任务。此外还有山东烟台玛努尔和二重集团正在进行研制（2）三代核电主管道要求采用整体锻造，一重、二重、上重和中船重工都进行研制，中船重工的模拟件已完成，正在进行性能测试，其中二重和中船重工已通过鉴定,（三）汽轮发电机组,（1）东电集团通过岭澳二期与国外合作已基本掌握二代改进百万千瓦核电半转速汽轮发电机组的设计和大部分制造技术（2）哈电集团与日本三菱公司合作，依托三门、阳

27、江三代核电项目，通过消化吸收和自主攻关，逐步掌握技术实现国产化（3）上电集团与西门子合作，依托阳江项目，通过消化吸收和攻关，逐步掌握技术实现国产化,（四）数字化控制系统,（1）广利核系统工程公司，依托红沿河和宁德项目，与日本三菱合作。第一步在红沿河1、2号机组非核级系统实现国产化（2）中核东方控制系统公司依托福清、方家山工程，参与外方设计，争取逐步掌握系统集成技术（3）上海728院与自仪公司合作依托AP1000三代核电项目，消化吸收引进技术值得关注的是数字化控制系统的平台建设问题,（五）核燃料,我国已引进AFA-2G和AFA-3G的燃料设计和制造技术我国具备比较完整的燃料前处理技术和装备但燃料

28、包壳-锆管及格架尚需进口我国已开发了N18和N36两类锆合金，但尚未建成整套锆合金的生产体系需抓紧全国产燃料（CF-3）的研制生产、试验和堆内考验,85,总起来说，核电设备的生产能力可以达到每年6-8台核电机组，到2020年前后核电设备的生产能力可以达到每年10台核电机组。为我国核电的规模化发展在装备方面提供了有力的支持。设备国产化率将超过80%。当前首要的问题是全面地掌握技术，特别是一些关键技术，以提高成品率和生产效率；另一方面的问题是关键材料的国产化，如核级钢材、核级焊材、因科镍690传热管管材等。AP1000主设备有其特殊性，其技术难度较大，因此在技术转让、消化、吸收和国产化上要给予充分的重视。就目前的进展来看，技术转让已基本安排到位，各制造基地在技术装备上，由于二代改进型核电站设备的批量生产，已基本具备了制造三代核电设备的条件；但在技术上还有相当差距，还没有整套设备制造的规划；至于离批量化生产距离更大。,谢谢！,