核電廠系統(tǒng)及核電泵介紹客服

1、核核電廠電廠系系統(tǒng)統(tǒng)及核及核級泵級泵介介紹紹Table of Contents 一、核電廠簡介我國目前已建成秦山、大亞灣、田灣、嶺澳四個核電基地。核電總裝機容量約1000萬千瓦。出口巴基斯坦1臺30萬千瓦機組。 國家確定了核電發(fā)展方針，由過去的“適度發(fā)展”改為“積極發(fā)展”的方針。國務(wù)院提出到2020年我國核電裝機容量要達到4000萬千瓦，核電占我國總的電力裝機容量由1%跨越至4%。 但與世界先進核電國家的差距仍很大。目前世界33個國家擁有核電站，核發(fā)電占世界總發(fā)電的17%。十幾個國家的核發(fā)電超過國內(nèi)總發(fā)電的1/4。法國則達到80%。目前世界核電裝機總量達41024萬千瓦（4億千瓦）。清潔能源核

2、電是一個比較安全和清潔的能源。采用可靠的燃料包殼、壓力殼和安全殼三道保護屏障。多種“縱深防御”措施。在核電廠正常運行條件下，向環(huán)境的排放所造成的污染比火電廠小得多。以100萬千瓦的核電廠為例，每年排放的輻射劑量不到2毫雷姆，而燃煤電廠，通過煙囪排放的煙灰中， 僅鐳、釷等放射性元素的輻射劑量每年接近5毫雷姆。此外，燃煤電廠每年向外排出幾萬噸二氧化碳、二氧化硫和氧化氮等有害物質(zhì)及上百公斤汞、鎘和三四化笓等致癌物質(zhì)。因此核電廠是比火電廠更清潔的能源。核電廠系統(tǒng)核電廠是由反應(yīng)堆、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)（一回路或稱核島）以及汽輪發(fā)電機組及其輔助系統(tǒng)（二回路或稱常規(guī)島）組成。 在核島中，主要是反應(yīng)堆

3、冷卻劑系統(tǒng)。它由四大件構(gòu)成：反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器和主泵。 一般根據(jù)所使用的冷卻劑和慢化劑的不同，把反應(yīng)堆分為輕水堆和重水堆，本文中所說的壓水堆核電廠，即用來冷卻反應(yīng)堆堆芯的冷卻劑處于高壓過冷狀態(tài)。廣義的說，通常主要是指用輕水做慢化劑和冷卻劑的核電廠，但CANDU型重水堆也屬于壓水堆的范疇。不同電廠對比表不同電廠對比表壓水堆核燃料是高溫燒結(jié)的圓柱型二氧化鈾陶瓷芯塊，其直徑為8mm，長13mm。芯塊中U235富集度為3。一個個重疊放置在外徑為10mm，厚度0.6mm，長為3m的鋯4合金管內(nèi)。這些燃料元件用定位格架定位，構(gòu)成1717的燃料組件。組件的橫截面積為正方形（邊長為20cm），

4、組件長為4m。冷卻劑在組件的燃料棒間流動，帶走熱量。堆芯內(nèi)共有100多個燃料組件。每個燃料組件包括200多根燃料元件，中間有些位置空置出來放控制棒。堆芯放在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)，壓力容器是直徑為4m，壁厚20cm，高13m的圓桶狀容器。在壓水堆核電廠中，一般 一回路 水溫320 壓力為155ata 二回路 溫度280 壓力為6070ata壓水堆的優(yōu)點：壓水堆的特點是結(jié)構(gòu)緊湊，堆芯功率密度大。因為水的含氫量高，慢化效果好，是好的慢化劑。同時水的比熱大，導熱系數(shù)高，載熱好，是好的冷卻劑。另外壓水堆核電廠的經(jīng)濟性好：基建費用低，建設(shè)周期短。壓水堆的缺點：必須用耐高壓的壓力容器。水的沸點低，在一個大氣壓下

5、，100就沸騰了。為提高電站效率，就要提高出口水溫，就要提高壓力。另外，需要采用一定富集度的核燃料（濃縮鈾），而不能用天然的鈾，這也是一個缺點。這是由于水的吸收能力比重水和石墨都大，因此不能用天然鈾。壓水堆核電廠包括反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、主蒸汽系統(tǒng)、主給水系統(tǒng)和循環(huán)冷卻水系統(tǒng)等。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)將熱量從堆芯帶出，并在蒸汽發(fā)生器中將熱量傳遞給二次側(cè)的水，以產(chǎn)生蒸汽。主給水系統(tǒng)為蒸汽發(fā)生器提供給水。主蒸汽系統(tǒng)的蒸汽推動汽輪機做功，由汽輪發(fā)電機生產(chǎn)電能。所以壓水堆核電廠主系統(tǒng)的功能是完成將堆芯產(chǎn)生的熱能轉(zhuǎn)換為機械能的過程。核電廠的縱身防御：一共有三道屏障來包容放射性物質(zhì)釋放，分別是燃料包殼、一回路（管道

6、及設(shè)備）和安全殼。核電廠通過這三層屏障防止發(fā)射性泄漏到環(huán)境或危及到人員。為了保證以上的三道屏障，在設(shè)計上有三層要求。 1）電站設(shè)計制造的高質(zhì)量，保證正常運行不發(fā)生問題事故預防 2）控制系統(tǒng)設(shè)計保證電站安全可靠運行，偶然事故停堆避免偶發(fā)事件發(fā)展成事故。 3）設(shè)置工程安全設(shè)施發(fā)生事故，把影響減小到最小。三道屏障核島包括反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)；常規(guī)島包括汽輪發(fā)電機組及其輔助系統(tǒng)。核島輔助系統(tǒng)主要包括化學和容積控制系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、安全重要廠用水系統(tǒng)、通風系統(tǒng)、壓縮空氣系統(tǒng)、取樣系統(tǒng)、燃料裝卸和貯存系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)、廢物處理系統(tǒng)等。核島輔助系統(tǒng)的主要功能是為維持核電廠的

7、正常運行提供條件，其中部分系統(tǒng)也兼有核安全功能。 化學和容積控制系統(tǒng)：主要作用是控制一回路的水裝量，補償一回路冷卻劑的泄漏，保證一回路冷卻劑的水質(zhì)，為反應(yīng)性的化學補償控制提供所要求濃度的硼酸溶液。在許多核電廠，化學和容積控制系統(tǒng)也兼顧高壓安全注射功能和主泵軸封水注入功能。 余熱排出系統(tǒng)：在正常停堆和事故停堆后帶出堆芯的衰變熱，維持核電廠處于安全狀態(tài)。在許多核電廠，余熱排出系統(tǒng)也兼顧低壓安全注射功能。 設(shè)備冷卻水系統(tǒng)：為設(shè)備正常運行提供必要的冷卻，并作為一個中間回路，將余熱排出系統(tǒng)的熱量傳遞給安全重要廠用水系統(tǒng)。設(shè)備冷卻水系統(tǒng)也是防止放射性物質(zhì)可能向環(huán)境泄漏的一個中間屏障。 安全重要廠用水系統(tǒng)：

8、為設(shè)備冷卻水系統(tǒng)提供冷卻。將堆芯衰變熱傳給最終熱阱是安全重要廠用水系統(tǒng)承擔的一項重要安全功能。與常規(guī)電廠不同，在核電廠中設(shè)置了一些在正常運行中并不使用，而專門為對付事故所設(shè)置的系統(tǒng)，稱為專設(shè)安全設(shè)施。專設(shè)安全設(shè)施主要包括應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)包括高壓安全注射系統(tǒng)、安全注射箱（中壓）和低壓安全注射系統(tǒng)、安全殼系統(tǒng)（包括安全殼、安全殼噴淋系統(tǒng)、安全殼隔離系統(tǒng)、安全殼可燃氣體控制系統(tǒng)等）、輔助給水系統(tǒng)（在許多核電廠中也兼顧啟動給水）和主控制室可居留系統(tǒng)。 應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)：主要功能是在一回路冷卻劑喪失事故時提供堆芯的應(yīng)急冷卻，在其他事故時提供反應(yīng)性控制。 安全殼系統(tǒng)：作為包容放射性的最后一道屏障，在事故工

9、況下限制放射性向環(huán)境的釋放，也為應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)創(chuàng)造完成功能的條件。 輔助給水系統(tǒng)：在事故的早期階段（一回路溫度壓力較高時）提供排出堆芯衰變熱的功能。 主控室可居留系統(tǒng)：在事故情況下為主控室操縱人員提供輻射防護。二、一回路系統(tǒng)（1）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及運行支持系統(tǒng)，它包括： 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) 化容系統(tǒng) 余熱排除系統(tǒng) 設(shè)備冷卻水系統(tǒng) 重要廠用水系統(tǒng) 取樣系統(tǒng) 硼回收系統(tǒng) 乏燃料冷卻與凈化系統(tǒng) 這些系統(tǒng)的功能是保證反應(yīng)堆在正常工況下運行。（2）專設(shè)安全設(shè)施，它包括 安注系統(tǒng) 安噴系統(tǒng) 消氫系統(tǒng)（安全殼大氣控制系統(tǒng)） 應(yīng)急給水系統(tǒng)（蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)） 安全殼隔離系統(tǒng) *堆芯淹沒系統(tǒng) *內(nèi)置換料水

10、箱系統(tǒng) 這些系統(tǒng)的功能是用于事故工況下的事故緩解（包括設(shè)計基準事故和嚴重事故）（3）其他系統(tǒng) 三廢處理系統(tǒng)廢液處理系統(tǒng)固體廢物處理系統(tǒng)， 廢氣處理系統(tǒng)，對各類放射性廢物進行處理，然后進行儲存或排放。 通風系統(tǒng) 一般通風系統(tǒng)是常規(guī)系統(tǒng)，但以下系統(tǒng)為安全級的通風系統(tǒng)。確保工程安全設(shè)施良好的運行條件，如柴油機廠房通風、安注、安噴泵房通風。限制場外污染的通風系統(tǒng)，如外圍廠房通風，燃料廠房通風。反應(yīng)堆控制室人員的環(huán)境條件通風系統(tǒng)，如主控室的空調(diào)系統(tǒng)。核級泵是指上述一回路系統(tǒng)的各工藝系統(tǒng)所采用的泵。按其安全重要性分為核安全級（核級）和非核級兩大類。對于核級泵，要求不但滿足正常工況下保證核電廠運行，還要滿足

11、在事故工況（包括設(shè)計基準事故和嚴重事故）下遏制和緩解事故發(fā)展的功能。屬于履行以下功能的泵屬于安全級泵： 反應(yīng)性控制 余熱排除 放射性物質(zhì)包容三、核級泵的特點：1、核安全級要求 核島系統(tǒng)（或一回路系統(tǒng)）用核級泵按其履行的安全功能分為核安全1、2、3級和非安全級。核安全級泵是指履行以上三項安全功能的泵。具體分級如下： 核安全1級屬于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界范圍的泵均為核1級泵。即反應(yīng)堆冷卻劑泵，或稱主泵。核安全2級，主要是在事故時執(zhí)行安全功能，大部份為專設(shè)安全設(shè)施用的泵（如安注泵、安噴泵）。另外還包括與一回路相連的一些大泵，如余熱排出泵、上充泵。核安全3級，用于反應(yīng)堆輔助支持系統(tǒng)（如輔助給水泵）和

12、安全保障設(shè)施（如設(shè)備冷卻水泵、重要廠用水泵）。在美國規(guī)范分級中，核安全等級與規(guī)范等級一一對應(yīng)。在法國分級規(guī)范中，除一一對應(yīng)外，還會由于其內(nèi)部壓力、溫度和運行瞬態(tài)次數(shù)的增加，而有“跳級”，即稱對規(guī)范等級升級的現(xiàn)象，如輔助給水泵定為安全3級，而卻為規(guī)范2級。在一個21000MW核電廠，如大亞灣或紅沿河核電廠，2級和3級泵的總數(shù)量大約65臺，加上主泵6臺，共計有70余臺安全級泵。核2級泵（RCC-M 2級）共7種27臺，核3級泵（RCC-M 3級）共9種38臺，具體名稱如下表：表1 核2級泵7種27臺（21000MW）表2 核3級泵9種38臺（21000MW）以下分別描述各泵的安全功能：1）安注泵（

13、RIS）在事故時使用。在一回路發(fā)生失水事故（LOCA）時，該泵（包括高壓安注泵和低壓安注泵）提供堆芯冷卻。在直接注水階段，安注泵從換料水箱吸水，在再循環(huán)階段則從反應(yīng)堆廠房地坑吸水（需作抗震鑒定和熱沖擊試驗和固體顆粒運行試驗）。2）水壓試驗泵（RIS）該泵也包括在堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)中，用于在全廠喪失全部電源（包括柴油機電源）情況下給一回路主泵的軸密封供水。因此，要求與輸送介質(zhì)相接觸的部件材料有耐輻照、耐腐蝕要求。泵機組要作抗震鑒定。 3）硼酸駁運泵（REA）該泵也包括在堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)中，以使硼酸連續(xù)地進行低壓再循環(huán)（防止硼結(jié)晶）。該泵機組要求作抗震鑒定和有耐腐蝕要求。4）上充泵（RCV）上充泵也

14、作為高壓安注泵，在失水事故時，開始階段提供高壓安注水（需作抗震鑒定、熱沖擊試驗和固體顆粒運行試驗）。 5）安噴泵（EAS）在事故時使用，在失水事故（LOCA）時使用：排出余熱；降低安全殼內(nèi)裂變產(chǎn)物濃度（特別是碘濃度）以及氣溶膠的濃度；限制氫氣的產(chǎn)生，中和硼酸溶液，減少氫和氧的釋放；降低安全殼內(nèi)的壓力和溫度；中和腐蝕物質(zhì)，通過加入化學藥物，減少不銹鋼或其它金屬設(shè)備由于氯化物產(chǎn)生應(yīng)力腐蝕。它參與地坑再循環(huán)，因此要求進行抗震鑒定和熱沖擊試驗和固體顆粒運行試驗。6）蒸汽發(fā)生器輔助給水泵（ASG）它的功能是主給水系統(tǒng)失效時，向蒸汽發(fā)生器供水：在熱停堆期間，冷卻反應(yīng)堆，直到轉(zhuǎn)入冷停堆后，由余熱排出系統(tǒng)排除

15、堆芯余熱；事故工況時，向蒸汽發(fā)生器供水，以便排出堆芯余熱，冷卻一回路，從而轉(zhuǎn)入到使用余熱排出系統(tǒng)的工況。泵機組要求進行抗震鑒定。每臺機組為符合單一故障準則，配備（并聯(lián)安裝）：兩臺電動泵（250%總流量）；一臺汽動泵（100%總流量，或250%總流量）。7）余熱排除泵（RRA） 它的功能是排除反應(yīng)堆余熱，占電站總的熱功率的23%。在壓力溫度低于保證蒸汽發(fā)生器的有效冷卻條件時，對反應(yīng)堆進行冷卻。 它從反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的一個熱段抽出反應(yīng)堆冷卻劑，經(jīng)熱交換器，再送回到另兩環(huán)路的冷段。 每個機組有2臺，符合單一故障準則。 它參加低壓地坑再循環(huán)，需作抗震鑒定、熱沖擊試驗和固體顆粒運行試驗。由于該泵參加堆芯

16、余熱冷卻，在開始運行時，投入到反應(yīng)堆熱停堆工況，此時一回路水溫為180，故需作常溫至180熱沖擊試驗，另需作抗震鑒定和固體顆粒運行試驗，如果它安裝在安全殼內(nèi)，還需進行耐輻照試驗、LOCA鑒定試驗（主要是配套電機和密封、潤滑油脂）。 8）設(shè)備冷卻水泵（RRI） 其系統(tǒng)功能是向核島所有熱交換器提供冷卻水，冷卻。相當于二回路，把放射性污染水與環(huán)境分開。 符合單一故障準則：每臺機組2100%總流量。 該泵機組需作抗震鑒定。 9）重要廠用水泵（SEC） 其系統(tǒng)功能是向重要廠用水/設(shè)備冷卻水熱交換器提供冷卻水，相當于三回路，它與環(huán)境的海水相連。 符合單一故障準則：每臺機組2100%總流量。 該泵機組需作抗

17、震鑒定。 以上2級泵，包括上充泵、安注泵、安噴泵、余熱泵與一回路放射性水接觸，采用不銹鋼制造。2級泵不僅有抗震要求，且有熱沖擊和固體顆粒運行要求。而3級泵，如設(shè)備冷卻水泵、重要廠用水泵和輔助給水泵與二回路或三回路（海水）接觸，用碳鋼制造。3級泵只有抗震要求。 核安全1、2、3級泵分別要按ASME- NB、NC、ND分冊（RCC-M的B、C、D分冊）進行設(shè)計和制造。2、抗震要求 核電廠設(shè)計的最重要的原則是“安全第一”，要求在任何情況下都是安全的。因此，核級泵在設(shè)計上有很大裕量。所有核級泵（核1、2、3級泵）均屬于抗震類（抗SSE要求），即在一萬年一遇的地震下仍能保持功能要求（常規(guī)泵是滿足百年一遇

18、或幾十年一遇的地震要求）。如秦山核電廠址常規(guī)設(shè)備按0.05g地面加速度設(shè)計，核級設(shè)備和構(gòu)筑物按0.15g地面加速度設(shè)計。 由于核級泵在地震時執(zhí)行安全功能的差別，又分為以下3類： 1A類：這是對能動設(shè)備而言的，在SSE地震時，為執(zhí)行安全功能需動作的設(shè)備； 1F類：這是對非能動設(shè)備，如管道、容器的要求。要求在SSE地震時，變形不能太大的設(shè)備。如專設(shè)安全設(shè)施管道，就有這個要求。如果變形太大，就影響流量，使注水功能降低。 1I類：只要求SSE地震條件下，保持結(jié)構(gòu)完整性，而不要求其可運行性。 對核級泵而言，只涉及到1A或1I類。如果要求在地震中有可運行性，就是1A類。如果沒有可運行性要求，只有完整性要求

19、就是1I類。 對于1A類核級泵必須采用試驗法進行抗震鑒定，保證其可運行性；而對1I類，可以用分析方法進行抗震鑒定，分析法必須采用認可的計算機程序，采用恰當?shù)臄?shù)學模型和適當分析方法進行。 質(zhì)保等級是根據(jù)設(shè)備的安全等級，并考慮其復雜性和成熟性，提出質(zhì)量保證和質(zhì)量控制方面的要求。分QA1、QA2、QA3和QNC級。安全1、2、3級泵的QA都是QA1或QA2級，不存在QA3級。3、材料要求 a) 泵殼材料要采用耐輻照、耐腐蝕的材料。一回路工藝系統(tǒng)運行介質(zhì)有放射性，一般要采用奧氏體不銹鋼材料（304L，316系列）。泵殼體和支架禁止采用灰鑄鐵材料。 b) 泵中的非金屬材料，包括電動執(zhí)行機構(gòu)中的電氣元件、

20、非金屬材料，如非金屬密封件、潤滑油、油脂等，應(yīng)通過熱老化和輻照老化鑒定試驗，確定其鑒定壽命。如對于安全殼內(nèi)的核級泵應(yīng)在溫度40條件下運行40年，累計輻照劑量要達到105106Gy。 c) 泵殼體材料不得采用低熔點金屬如鉛、銻、鎘、銦、汞、鋅、鉍、錫等金屬及其合金。（包括一回路和二回路泵） d) 為減少輻照劑量，應(yīng)對1級、2級泵限制使用鈷和鎳。銅在接觸放射性介質(zhì)處不宜采用。 e) 不銹鋼焊縫應(yīng)有抗晶間腐蝕能力，應(yīng)控制鐵素體的含量。應(yīng)控制與不銹鋼管道接觸的保溫層材料的鹵素成份，避免產(chǎn)生晶間應(yīng)力腐蝕開裂。對接觸蒸汽或強腐蝕性不銹鋼流體的泵，可采用含鉻（Cr0.5）的低合金鋼。 f) 殼體材料及其焊縫

21、材料應(yīng)測定其化學成份和機械性能（b、s、）。對名義壁厚大于16mm的泵殼體應(yīng)測定沖擊韌性Cv, Cv值測定的試驗溫度必須低于或等于最低使用溫度，而最低使用溫度限制在不低于材料的RTNDT+55。Cv值的試驗值應(yīng)滿足ASME-相應(yīng)章節(jié)所列值。Cv值要求變嚴是核級泵與常規(guī)泵的重要差別。對于奧氏體不銹鋼應(yīng)測定其抗晶間腐蝕能力。 g) 保溫材料和密封材料，與不銹鋼相接觸的非金屬材料（如密封或保溫材料）應(yīng)控制鹵素成份，控制鐵、氯、硫等雜質(zhì)含量，以防止不銹鋼的晶間應(yīng)力腐蝕開裂。4、結(jié)構(gòu)設(shè)計 a) 對ASME、RCC-M標準規(guī)范的熟悉； b)結(jié)構(gòu)應(yīng)力分析要求 i）應(yīng)力計算 核級泵與常規(guī)泵的不同主要在支架加固

22、，泵的重心下降，泵軸高度下降，軸承壽命可靠性提高，密封（包括動密封）要求更嚴。 應(yīng)力分析要求較高，設(shè)計中應(yīng)作應(yīng)力分析和抗震分析，使承壓部件的各點應(yīng)力滿足ASME NB（NC或ND）的四類工況的應(yīng)力要求。這樣就保證了泵承壓部件在正常和事故工況下的完整性要求。分析要求如下： 2、3級部件的應(yīng)力限值一覽表：注：m為薄膜應(yīng)力 L為局部薄膜應(yīng)力 b為彎曲應(yīng)力 S為RCC-M附錄表ZI.1.4、ZI.1.5、 ZI.1.6給出許用應(yīng)力。 其中：O級準則的目的是滿足基本設(shè)計參數(shù)要求。A級準則的目的是保證各點應(yīng)力很小，沒有塑性變形，維持在彈性變形范圍內(nèi)；保持可運行性。B級準則的目的是保證各點應(yīng)力較小，只有微小

23、塑性變形，仍保持可運行性。C級準則的目的是對非能動設(shè)備而言，可以產(chǎn)生較大變形，但不影響其功能（如對專設(shè)安全設(shè)施管道，其變形不至影響流量的下降）。D級準則的目的是可以產(chǎn)生較大變形，但不至造成的破壞不至影響其完整性（密封性）損壞。結(jié)束核電發(fā)展史核電站技術(shù)大致可以分四代 ： 第一代核電站： 第一代核電站的開發(fā)與建設(shè)開始于上世紀第一代核電站的開發(fā)與建設(shè)開始于上世紀5050年代年代 19541954年，前蘇聯(lián)建成電功率為五千千瓦的實驗性核電站年，前蘇聯(lián)建成電功率為五千千瓦的實驗性核電站 19571957年，美國建成電功率為九萬千瓦的年，美國建成電功率為九萬千瓦的Shipping PortShipping

24、 Port原型核電站原型核電站 這些成就證明了利用核能發(fā)電的技術(shù)可行性這些成就證明了利用核能發(fā)電的技術(shù)可行性 上述實驗性和原型核電機組被稱為第一代核電機組上述實驗性和原型核電機組被稱為第一代核電機組 第二代核電站： 上世紀年代后期，在實驗性和原型核電機組基礎(chǔ)上，陸續(xù)建成電功率在萬上世紀年代后期，在實驗性和原型核電機組基礎(chǔ)上，陸續(xù)建成電功率在萬千瓦以上的壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機組千瓦以上的壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機組 它們在進一步驗證核電技術(shù)可行性的同時，也驗證了核電的經(jīng)濟性。它們在進一步驗證核電技術(shù)可行性的同時，也驗證了核電的經(jīng)濟性。 上世紀年代，因石油漲價引

25、發(fā)的能源危機促進了核電的大發(fā)展。上世紀年代，因石油漲價引發(fā)的能源危機促進了核電的大發(fā)展。 目前世界上商業(yè)運行的目前世界上商業(yè)運行的400400多座核電機組絕大部分是在這段時期建成的，習慣上稱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。之為第二代核電機組。 第三代核電站： 上世紀上世紀9090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(yè)界集中力量對嚴重事故的預防和緩解進行了研究和攻關(guān)。核電業(yè)界集中力量對嚴重事故的預防和緩解進行了研究和攻關(guān)。 美國和歐洲先后出臺了美國和歐洲先后出臺了U

26、RDURD文件和文件和EUREUR文件，進一步明確了預防與緩解嚴重事故、提文件，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、降低造價等方面的要求。高安全可靠性和改善人因工程、降低造價等方面的要求。 通常把滿足通常把滿足URDURD文件或文件或EUREUR文件的核電機組稱為第三代核電機組。文件的核電機組稱為第三代核電機組。 目前比較成熟的第三代核電技術(shù)方案有目前比較成熟的第三代核電技術(shù)方案有ABWRABWR、SBWRSBWR、AP1000AP1000、EPREPR、SYSTEM 80+SYSTEM 80+和和APR1400APR1400等型號。等型號。 ABWRABWR為沸水堆，已建成投產(chǎn)并有良好的運行業(yè)績。其它主要為壓水堆，目前處于為沸水堆，已建成投產(chǎn)并有良好的運行業(yè)績。其它主要為壓水堆，目前處于“在建在建”、“待建待建”或或“設(shè)計論證設(shè)計論證”狀態(tài)。狀態(tài)。 第四代核電站： 第四代核電站的設(shè)計由美國發(fā)起第四代核電站的設(shè)計由美國發(fā)起 20002000年年初，在美國能源部的倡議下，美國、英國、瑞士、南非、日本、法國、加年年初，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、韓國和阿根廷等拿大、巴西、韓國和阿根廷等1010個國家，聯(lián)合組成了個國家，聯(lián)合組成了“第四代國