中国核电发展现状与前景讲课稿.ppt

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1、中国核电发展现状与前景中国核电发展现状与前景国际核电发展状况国际核电发展状况1我国核电发展形势我国核电发展形势2核电规模预测核电规模预测3 3国产化能力评估国产化能力评估4 4核电发展的现状与前景核电发展的现状与前景（一）目前（一）目前（一）目前（一）目前世界共有世界共有世界共有世界共有 441441441441 座核电站运行座核电站运行座核电站运行座核电站运行v268 268 268 268 座压水堆核电站座压水堆核电站座压水堆核电站座压水堆核电站v 94949494 座沸水堆核电站座沸水堆核电站座沸水堆核电站座沸水堆核电站v 23232323 座气冷堆核电站座气冷堆核电站座气冷堆核电站座气

2、冷堆核电站v 40404040 座重水堆核电站座重水堆核电站座重水堆核电站座重水堆核电站v 12121212 座石墨水冷堆核电站座石墨水冷堆核电站座石墨水冷堆核电站座石墨水冷堆核电站v 3 3 3 3 座快中子堆核电站座快中子堆核电站座快中子堆核电站座快中子堆核电站v压水堆核电站共发电压水堆核电站共发电压水堆核电站共发电压水堆核电站共发电249GW(2.49249GW(2.49249GW(2.49249GW(2.49亿千瓦亿千瓦亿千瓦亿千瓦)v 占核电总发电量占核电总发电量占核电总发电量占核电总发电量 65%65%65%65%v主要是第二代核电站主要是第二代核电站主要是第二代核电站主要是第二代

3、核电站 发电量发电量 运行核电厂运行核电厂 bil.kwh%No.MWe 美国美国 788.6 20 103 98034 法国法国 426.8 78 59 63473 日本日本 273.8 29 55 47700 俄罗斯俄罗斯 133 16 31 21743 德国德国 158.4 32 17 20303 韩国韩国 124 38 20 16840 乌克兰乌克兰 81.1 51 15 13168 加拿大加拿大 85.3 15 18 12595 英国英国 73.7 19 23 11852正在建设的核电站正在建设的核电站正在建设的核电站正在建设的核电站计划建设的核电站计划建设的核电站计划建设的核电站计

4、划建设的核电站数量数量数量数量容量容量容量容量 MWeMWeMWeMWe数量数量数量数量容量容量容量容量 MWeMWeMWeMWe美国美国美国美国1212121215000150001500015000俄罗斯俄罗斯俄罗斯俄罗斯7 7 7 749204920492049201010101011960119601196011960法国法国法国法国1 1 1 11630163016301630日本日本日本日本2 2 2 222852285228522851111111114945149451494514945韩国韩国韩国韩国3 3 3 330003000300030005 5 5 566006600

5、66006600加拿大加拿大加拿大加拿大2 2 2 215001500150015003 3 3 33300330033003300印度印度印度印度6 6 6 62976297629762976101010108560856085608560伊朗伊朗伊朗伊朗1 1 1 19159159159152 2 2 21900190019001900巴基斯坦巴基斯坦巴基斯坦巴基斯坦1 1 1 13003003003002 2 2 2600600600600印度尼西亚印度尼西亚印度尼西亚印度尼西亚2 2 2 22000200020002000巴西巴西巴西巴西1 1 1 11245124512451245芬

6、兰芬兰芬兰芬兰1 1 1 11630163016301630罗马尼亚罗马尼亚罗马尼亚罗马尼亚2 2 2 21310131013101310保加利亚保加利亚保加利亚保加利亚2 2 2 21900190019001900乌克兰乌克兰乌克兰乌克兰2 2 2 21900190019001900阿根廷阿根廷阿根廷阿根廷1 1 1 16926926926921 1 1 1740740740740斯洛伐尼亚斯洛伐尼亚斯洛伐尼亚斯洛伐尼亚2 2 2 2840840840840白俄罗斯白俄罗斯白俄罗斯白俄罗斯1 1 1 11000100010001000南非南非南非南非1 1 1 1165165165165朝鲜

7、朝鲜朝鲜朝鲜1 1 1 1950950950950核能发电的发展趋向核能发电的发展趋向（二（二)国际上核电发展趋势国际上核电发展趋势1 1、国外四代核电技术现状、国外四代核电技术现状压水堆压水堆沸水堆沸水堆重水堆重水堆其他其他 压水堆仍将是国际未来压水堆仍将是国际未来30-4030-40年的年的主力堆型主力堆型 第一代核电站第一代核电站第二代核电站第二代核电站第三代核电站第三代核电站第四代核电站第四代核电站u五、六十年代五、六十年代u原型堆原型堆u解决工程技术问题解决工程技术问题u七十年代至今七十年代至今u运行业绩良好，运行业绩良好，还在增效延寿还在增效延寿u多种堆型多种堆型u仍在批量建仍在批

8、量建设（共设（共23台）台）u九十年代至今九十年代至今u安全性经济性好安全性经济性好u市场前景乐观，市场前景乐观，已建首堆工程，尚已建首堆工程，尚未批量推广，在建未批量推广，在建8台台u九十年代后期起九十年代后期起u六种堆型六种堆型u安全安全经济经济资源利用资源利用废物量最小废物量最小防止核扩散防止核扩散u2035年左右商用化年左右商用化国际上核电发展趋势概述国际上核电发展趋势概述u第二代核电站第二代核电站u运行业绩良好，还在增效延寿运行业绩良好，还在增效延寿u仍在批量建设（共仍在批量建设（共50台）台）u中国已开工建设的核电机组中国已开工建设的核电机组23台，台，在建规模在建规模2540万千

9、瓦，占世界在建核万千瓦，占世界在建核电机组的电机组的40%以上。以上。第三代核电站第三代核电站u已建首堆工程，尚未批量推广，在建已建首堆工程，尚未批量推广，在建8台：台：u芬兰芬兰1台台-EPR；u法国法国1台台-EPR；u中国中国6台台-2*EPR+4*AP核工业第八研究所核工业第八研究所2 2、“二代二代”核电站仍然是主力军。核电站仍然是主力军。运运行行业业绩绩良良好好。目目前前全全世世界界正正在在运运行行的的核核电电站站，绝绝大大部部分分属属于于“第第二二代代”核核电电站站。三三十十多多年年来来，积积累累了了超超过过1208612086堆堆年年的的安安全全运运行行经经验验，负负荷荷因因子

10、子高高，非非计计划划停停堆堆次次数数下下降降，已已经经发发展展成成为为一一种种成成熟熟可可靠靠的的技技术术，具具有有可可接接受受的的安安全全性性和和和和较较好好的的经经济济性性。20052005年年全全世世界界运运行行核核电电机机组组443443台台，发发电电量量占占总总发发电电量的量的20%20%。继续进行改进。继续进行改进。近年来对近年来对“2 2代代”机组的寿命研究，证明还有相当的改进机组的寿命研究，证明还有相当的改进潜力，提高可利用率，潜力，提高可利用率，可利用率从可利用率从70%70%左右提高到左右提高到90%90%，提高出力，提高出力，进行增效延寿，进行增效延寿，寿命由寿命由404

11、0年延长到年延长到6060年年。美国上世纪九十年代开始实施美国上世纪九十年代开始实施“2 2代代”机组的增效延机组的增效延寿，成效显著，单就提高寿，成效显著，单就提高可利用率，可利用率，就相当于新建了就相当于新建了2525台百万千瓦机组。提台百万千瓦机组。提高出力高出力 5-10%5-10%。改进方向改进方向。提高安全性提高安全性提高安全性提高安全性:增设严重事故预防和缓解措施（稳压器卸压增设严重事故预防和缓解措施（稳压器卸压增设严重事故预防和缓解措施（稳压器卸压增设严重事故预防和缓解措施（稳压器卸压排放，增设非能动氢复合器，设置堆芯扑集器）；采用排放，增设非能动氢复合器，设置堆芯扑集器）；采

12、用排放，增设非能动氢复合器，设置堆芯扑集器）；采用排放，增设非能动氢复合器，设置堆芯扑集器）；采用PSAPSAPSAPSA技术，评估核电站技术，评估核电站技术，评估核电站技术，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；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；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；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；提高经济性提高经济性提高经济性提高经济性:采用采用采用采用18181818个月换料，缩短换料停堆时间提高可利用率；个月换料，缩短换料停堆时间提高可利用率；个月换料，缩短换料停堆时间提

13、高可利用率；个月换料，缩短换料停堆时间提高可利用率；提高电站性能：提高电站性能：提高电站性能：提高电站性能：采用全数字化仪控和先进采用全数字化仪控和先进采用全数字化仪控和先进采用全数字化仪控和先进 控制室，控制室，控制室，控制室，改善人机界面改善人机界面改善人机界面改善人机界面 。国际上核电发展趋势概述国际上核电发展趋势概述3、第三代核电发展的背景v1979197919791979年美国发生三里岛核电站事故年美国发生三里岛核电站事故年美国发生三里岛核电站事故年美国发生三里岛核电站事故v1986198619861986年前苏联发生切尔诺贝利核电站事故年前苏联发生切尔诺贝利核电站事故年前苏联发生切

14、尔诺贝利核电站事故年前苏联发生切尔诺贝利核电站事故v公众要求进一步提高核电的安全性公众要求进一步提高核电的安全性公众要求进一步提高核电的安全性公众要求进一步提高核电的安全性v1990199019901990年年年年EPRI EPRI EPRI EPRI 根据主要电力公司意见出版了根据主要电力公司意见出版了根据主要电力公司意见出版了根据主要电力公司意见出版了“电力电力电力电力公司要求文件公司要求文件公司要求文件公司要求文件(URD)(URD)(URD)(URD)”共三卷共三卷共三卷共三卷v1994199419941994年欧洲联盟出版了年欧洲联盟出版了年欧洲联盟出版了年欧洲联盟出版了“欧洲电力公

15、司要求欧洲电力公司要求欧洲电力公司要求欧洲电力公司要求(EUR)(EUR)(EUR)(EUR)”共四卷共四卷共四卷共四卷v文件对未来压水堆和沸水堆核电站提出了电力公文件对未来压水堆和沸水堆核电站提出了电力公文件对未来压水堆和沸水堆核电站提出了电力公文件对未来压水堆和沸水堆核电站提出了电力公司明确和完整的要求司明确和完整的要求司明确和完整的要求司明确和完整的要求,更高的安全要求和经济要求，更高的安全要求和经济要求，更高的安全要求和经济要求，更高的安全要求和经济要求，涉及各个技术和经济领域涉及各个技术和经济领域涉及各个技术和经济领域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第三代核电机组有

16、更高安全目标 堆芯热工安全裕量堆芯热工安全裕量堆芯热工安全裕量堆芯热工安全裕量15%15%15%15%堆芯损坏概率堆芯损坏概率堆芯损坏概率堆芯损坏概率10101010-5/-5/-5/-5/堆年堆年堆年堆年 大量放射性外泄大量放射性外泄大量放射性外泄大量放射性外泄10101087%87%87%87%换料周期换料周期换料周期换料周期18-2418-2418-2418-24月月月月 电站寿命电站寿命电站寿命电站寿命60606060年年年年 建设周期建设周期建设周期建设周期48-5248-5248-5248-52月月月月 能与联合循环的天然气电厂相竞争能与联合循环的天然气电厂相竞争能与联合循环的天然

17、气电厂相竞争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第三代核电机组技术上更先进AP1000AP1000AP1000特点特点非能动安全系统非能动安全系统 非能动安注非能动安注 多级非能动自动卸压系统多级非能动自动卸压系统 非能动余热排放系统非能动余热排放系统 非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统严重事故预防和缓解严重事故预防和缓解 堆腔淹没技术堆腔淹没技术 安全壳内氢点火和氢复合系统安全壳内氢点火和氢复合系统双层安全壳双层安全壳全数字化仪控全数字化仪控,先进控制室先进控制室模块化施工模块化施工,工期工期4848个月个月反应堆冷却剂系统v屏蔽泵屏蔽泵v取消取消RCSRCS密封密

18、封v上部堆芯测量上部堆芯测量v大容量稳压器大容量稳压器v焊接结构的堆内焊接结构的堆内构件构件v环形压力容器锻环形压力容器锻件件 非能动堆芯冷却系统非能动堆芯冷却系统 vAPAPAPAP不依赖不依赖不依赖不依赖ACACACAC电源电源电源电源-非能动余热导出非能动余热导出非能动余热导出非能动余热导出-非能动安全注入非能动安全注入非能动安全注入非能动安全注入-非能动安全壳冷却非能动安全壳冷却非能动安全壳冷却非能动安全壳冷却v长时间的安全停堆长时间的安全停堆长时间的安全停堆长时间的安全停堆 大于大于大于大于72727272小时不用操作员小时不用操作员小时不用操作员小时不用操作员干预干预干预干预Acc

19、umulatorAccumulatorAccumulatorAccumulator安注箱安注箱安注箱安注箱Core Core Core Core makeup tankmakeup tankmakeup tankmakeup tank堆芯补水箱堆芯补水箱堆芯补水箱堆芯补水箱Sump ScreenSump ScreenSump ScreenSump Screen地坑过滤器地坑过滤器地坑过滤器地坑过滤器PRHR-PRHR-PRHR-PRHR-非能动余热热交换器非能动余热热交换器非能动余热热交换器非能动余热热交换器Depressurization valvesDepressurization val

20、vesDepressurization valvesDepressurization valves卸压伐卸压伐卸压伐卸压伐 SpargersSpargersSpargersSpargers喷射器喷射器喷射器喷射器非能动安全壳冷却系统堆堆腔腔充充水水系系统统堆腔淹没技术堆腔淹没技术模块化施工模块化施工,工期工期4848个月个月EPREPREPR特点特点高功率高功率(1500MWe(1500MWe1700MWe)1700MWe)4 4通道安全系统通道安全系统双层安全壳双层安全壳严重事故预防及缓解严重事故预防及缓解 稳压器卸压稳压器卸压 堆芯扑集器堆芯扑集器 非能动氢复合器非能动氢复合器全数字化仪控

21、全数字化仪控,先进控制室先进控制室模块化施工模块化施工安全壳内布置v双层安全壳带双层安全壳带双层安全壳带双层安全壳带过滤排放过滤排放过滤排放过滤排放v安全壳内储存安全壳内储存安全壳内储存安全壳内储存水箱水箱水箱水箱v堆芯熔融物冷堆芯熔融物冷堆芯熔融物冷堆芯熔融物冷却区却区却区却区v安全壳热量扩安全壳热量扩安全壳热量扩安全壳热量扩散区散区散区散区v四组冗余安全四组冗余安全四组冗余安全四组冗余安全系统系统系统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堆芯扑集器MaincomponentsTopviewoftheEPRspreadingroomEPR堆芯扑集器

22、工作原理堆芯扑集器工作原理非能动熔融物冷却非能动熔融物冷却状态图状态图在重力作用下换料水池的水在重力作用下换料水池的水平衡地灌注到堆坑和扩散区平衡地灌注到堆坑和扩散区内时的内时的水位情况水位情况能动能动熔融物冷却熔融物冷却状态图状态图安全壳热量排出系统运行时安全壳热量排出系统运行时安全壳内水位情况（再循环安全壳内水位情况（再循环水注入堆芯扑集器）水注入堆芯扑集器）20002000年年，美美国国发发起起了了由由9 9个个国国家家参参与与的的“第第四四代代核核能能国国际际论论坛坛”（GIFGIF）的的研研讨讨，并并于于20022002年年提提出出了了第第四四代代核核电电的的六六种种研研究究开开发发

23、的的堆堆型型和和研研究究开开发发“路路线线图图”。20012001年年在在俄俄罗罗斯斯的的推推动动下下，IAEAIAEA发发起起了了“创创新新型型核核反反应应堆堆和和燃燃料料循循环环国国际际合合作作项项目目”（即即INPROINPRO），20062006年年6 6月月前前完完成成了了第第一一阶阶段段工工作作，出出版版了了有有关关评评价价指指南南和方法学等的和方法学等的IAEAIAEA技术文件。技术文件。GIFGIF和和INPROINPRO两两个个计计划划，提提供供了了良良好好的的国国际际合合作作平平台台。我我国国从从一一开开始始就就是是INPROINPRO项项目目的的成成员员国国；200620

24、06年年7 7月月，我我国国己己草草签签了了参参加加GIFGIF的的协协议议，并并将将参参与与快快堆堆和高温气冷堆的合作项目有关活动。和高温气冷堆的合作项目有关活动。基基于于防防核核扩扩散散的的目目的的，美美国国于于20062006年年2 2月月发发出出“全全球球核核能能合合作作伙伙伴伴”（GNEPGNEP）倡倡议议，发发展展具具有有防防扩扩散散功功能能的的快快堆堆核核电电站站和和闭闭合合核核燃燃料料循循环环技技术术，中中国是首批五大参与国之一。国是首批五大参与国之一。4、“第四代第四代”核电技术尚在研究开发核电技术尚在研究开发二、国际上核电发展趋势概述二、国际上核电发展趋势概述钠冷快中子堆钠

25、冷快中子堆钠冷快中子堆钠冷快中子堆熔熔熔熔盐盐盐盐堆堆堆堆超高温气冷堆超高温气冷堆超高温气冷堆超高温气冷堆超临界水堆超临界水堆超临界水堆超临界水堆铅冷快中子堆铅冷快中子堆铅冷快中子堆铅冷快中子堆气冷快中子堆气冷快中子堆气冷快中子堆气冷快中子堆国际核电发展状况国际核电发展状况1我国核电发展形势我国核电发展形势2核电规模预测核电规模预测3 3国产化能力评估国产化能力评估4 4核电发展的现状与前景核电发展的现状与前景 20092009年年初初发发电电装装机机达达到到了了8 8亿亿千千瓦瓦，预预计计20102010年年将将达达到到9.59.5亿亿千千瓦瓦。中中国国已已经经成成为为世世界界上上电电力力生

26、生产产和和消消费费大大国国。由由于于以以燃燃烧烧化化石燃料为主，石燃料为主，使中国成为使中国成为SO2SO2和和CO2CO2排放的大国。排放的大国。我国能源发展面临四个基本问题：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。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：核电的基本特性决定了无可替代的重要

27、作用：核电是不排放核电是不排放SO2SO2等污染物和二氧化碳的清洁能源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的安全可靠性继续不断提高 核电对煤电具有较强经济竞争力和替代能力核电对煤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一）我国能源面临的挑战和核电发展秦山一期核电厂秦山一期核电厂300MW300MW大亚湾核电厂大亚湾核电厂2900MW2900MW19941994年年2 2月月1 1日和日和5 5月月6 6日日两个机组分别投入商业运行两个机组分别投

28、入商业运行19911991年年1212月月1515日并网发电日并网发电（二）我国核电发展现状（二）我国核电发展现状(运行核电站运行核电站)我国核电发展现状我国核电发展现状(运行核电站运行核电站)秦山二期秦山二期650MW650MW核电站核电站1 1、2 2机组分别与机组分别与20022002年年2 2月月6 6日、日、20042004年年5 5月并网发电月并网发电岭澳核电站岭澳核电站1 1、2 2机组分别与机组分别与20022002年年2 2月月2626日、日、20022002年年9 9月并网发电月并网发电我国核电发展现状我国核电发展现状(运行核电站运行核电站)江苏田湾核电站江苏田湾核电站1

29、1、2 2机组分别与机组分别与20062006年年5 5月月1212日、日、20072007年年5 5月并网发电月并网发电秦山三期核电站秦山三期核电站1 1、2 2机组分别与机组分别与20022002年年1111月月1919日、日、20032003年年6 6月并网发电月并网发电（三）进入批量化加快发展阶段（三）进入批量化加快发展阶段 20202020年年核核电电规规划划容容量量将将达达到到40GW40GW，占占当当时时电电力力总总容容量量约约4%4%（现现在在世世界界的的平平均均水水平平为为16%16%）。核核电电占占总总电电量量的的份份额额仍仍然较低。然较低。近近两两年年来来，国国务务院院陆

30、陆续续批批准准了了新新的的核核电电项项目目，其其中中二二代代改改进进型型的的有有2323个个机机组组，达达到到批批量量规规模模。三三代代的的AP1000AP1000和和EPREPR也也开开始始建建设设。此此外外进进入入工工程程前前期期的的还还有有，湖湖南南桃桃花花江江、湖湖北北大大阪阪、江江西西彭彭泽泽，以以及及海海南南昌昌江江核核电电站站。中中国国的的核核电电进进入入了了加加快快发发展的时期。展的时期。我国核电发展现状我国核电发展现状(已开工项目已开工项目)辽宁红沿河核电站辽宁红沿河核电站4 4台机组主体工程于台机组主体工程于20072007年年8 8月月陆续开工陆续开工 福建宁德核电站福建

31、宁德核电站4 4台机组主体工程于台机组主体工程于20082008年年2 2月月陆续开工陆续开工我国核电发展现状我国核电发展现状(已开工项目已开工项目)福清核电站福清核电站6X1000MW6X1000MW1 1、2 2号机组号机组20082008年年1212月开工月开工图为图为2 2号机组第一罐混凝土号机组第一罐混凝土 方家山方家山 2X1000MW 2X1000MW核电站核电站 1 1、2 2号机组号机组20082008年年1212月开工月开工我国核电发展现状我国核电发展现状(已开工项目已开工项目)三门核电站三门核电站 2X1250MW AP1000(2X1250MW AP1000(三代机型三

32、代机型)2009 2009年年3 3月开工月开工 海阳核电站海阳核电站 2X1250MW AP1000 2X1250MW AP1000(三代机型三代机型)2009 2009年年9 9月开工月开工我国核电发展现状我国核电发展现状(已开工项目已开工项目)台山核电站台山核电站 20102010年年4 4月月1515日开工日开工我国核电发展现状我国核电发展现状(已开工项目已开工项目)昌江核电站昌江核电站 20102010年年4 4月月2525日开工日开工省份省份厂址厂址省份省份厂址厂址湖北湖北大畈、浠水、钟祥大畈、浠水、钟祥福建福建漳州、龙岩漳州、龙岩湖南湖南桃花江、常德、衡阳、株洲、桃花江、常德、衡

33、阳、株洲、小墨山小墨山海南海南红沙顶红沙顶江西江西彭泽、吉安、鹰潭、万安彭泽、吉安、鹰潭、万安山东山东石岛湾石岛湾(CAP1400)(CAP1400)、乳山、乳山江苏江苏田湾三期、东陬山田湾三期、东陬山辽宁辽宁徐大堡、庄河、桓仁徐大堡、庄河、桓仁安徽安徽芜湖、吉阳、安庆芜湖、吉阳、安庆吉林吉林靖宇、松江靖宇、松江浙江浙江龙游、苍南龙游、苍南河南河南南阳、信阳南阳、信阳广东广东岭澳三期、粤东田尾、粤东岭澳三期、粤东田尾、粤东乌屿、云浮、西江、北乌屿、云浮、西江、北江、韩江江、韩江四川四川三坝三坝广西广西桂东桂东重庆重庆涪陵、丰都涪陵、丰都（四）已审查初可研报告的厂址（四）已审查初可研报告的厂址（

34、五（五)我国核电已形成规模化批量化发展格局我国核电已形成规模化批量化发展格局v1111台运行机组安全稳定运行，负荷因子达到台运行机组安全稳定运行，负荷因子达到85%-92%85%-92%,各项运行指标高于世界平均水准，处于世界中上等水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平以上v即将建成的即将建成的岭澳二期核电站和秦山核电二期扩建岭澳二期核电站和秦山核电二期扩建均进均进展良好，展良好，预期在预期在2010-20112010-2011年将陆续投产发电年将陆续投产发电v目前已有目前已有2222台二代改进型压水堆核电站取得了批准，台二代改进型压水堆核电站取得了批准，并已有并已有7 7台

35、机组浇灌了第一罐混凝土台机组浇灌了第一罐混凝土v主设备已实现了批量采购主设备已实现了批量采购，有的制造厂已签订了数台，有的制造厂已签订了数台或十余台长周期设备或十余台长周期设备v设计的标准化规范化的工作正在开展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v(1)自主设计能力：形成专业配套、结构合理的研究设计队自主设计能力：形成专业配套、结构合理的研究设计队伍伍 v项目管理能力：按国际通用项目管理模式管理，与国际项目管理能力：按国际通用项目管理模式管理，与国际接轨接轨v设备制造能力：三大集团都已基本具备每年提供两至三设备制造能力：三大集团都已基本具备每年提供两至三台

36、百万千瓦级机组设备的能力今后我国将具备每年提供十台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台核电机组的生产能力核电机组的生产能力 v建设安装能力：四个项目八台机组的建设实践建设安装能力：四个项目八台机组的建设实践v营运管理能力：营运管理能力：WANO（世界核电运行者协会）（世界核电运行者协会）9项性项性能指标，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水平，只有一项略低于中值水平 v(6)安全监管能力：建立了与国际接轨的核安全管理和监督安全监管能力：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

37、能力，具备了全过程全方位监督管理的法规、制度安全监管能力，具备了全过程全方位监督管理的能力的能力 47国产二代改进型核电站还在提高国产二代改进型核电站还在提高p百万千瓦核电机组已开发和正在开百万千瓦核电机组已开发和正在开发具有自主知识产权、具备出口能发具有自主知识产权、具备出口能力的堆型，如力的堆型，如vCP1000CP1000vCPR1000+CPR1000+CP1000CP1000主要参数主要参数CP1000 M310 1 1电站类型电站类型 三环路压水堆三环路压水堆 三环路压水堆三环路压水堆 2 2设计寿命设计寿命 年年 60 60 40 40 3 3换料周期换料周期 月月 18 18

38、按按1212个月换料设计，具备过渡个月换料设计，具备过渡到到1818个月换料的能力个月换料的能力 4 4机组名义功率机组名义功率MWe MWe 11001100 1000 1000 5 5电厂可利用率电厂可利用率%87 87 82 82 6 6极限地震动极限地震动SL-2SL-2g g 0.2 0.2 0.2 0.2 7 7电厂布置电厂布置单堆单堆 双堆双堆 8 8安全壳模式安全壳模式双层双层 单层单层 9 9负荷跟踪模式负荷跟踪模式 G G模式模式 G G模式模式 1010堆芯损坏频率（堆芯损坏频率（CDFCDF）7.21E-6/7.21E-6/堆年堆年 1.53E-5/1.53E-5/堆年

39、堆年 1111大量放射性物质早期释放至大量放射性物质早期释放至环境频率（环境频率（LERFLERF）1E-6/1E-6/堆年堆年 1）安全性提高）安全性提高v采用采用177177堆芯堆芯，降低功率密度，提高核电运行，降低功率密度，提高核电运行的安全裕量；的安全裕量；v单堆布置单堆布置，优化了安全物项的实体隔离，减，优化了安全物项的实体隔离，减少机组之间的相互影响；少机组之间的相互影响；v双层安全壳双层安全壳，提高抵御外部事件的能力，减，提高抵御外部事件的能力，减少放射性排放，对内陆厂址有更好的适应性；少放射性排放，对内陆厂址有更好的适应性；v解决了国内翻版二代加核电机组设计上存在解决了国内翻版

40、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。工艺的改进等。2）经济性提高）经济性提高v通过技术改进，通过技术改进，CP1000CP1000在经济性方面具在经济性方面具有一定竞争力有一定竞争力v增大单机组功率，发电功率可提高增大单机组功率，发电功率可提高5 510%10%；v1818个月换料个月换料v6060年核电站设计寿期年核电站设计寿期v与在建二代改

41、进型核电厂相比，一次性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比投资相当，全寿期单位发电成本比福清1 1、2 2号机组降低了大约号机组降低了大约1616主要参数主要参数 （六）大力堆进内陆核电建设（六）大力堆进内陆核电建设 v国际上大部分核电站建设在内陆国际上大部分核电站建设在内陆 v法国法国65.1%65.1%的核电站建设在内陆的核电站建设在内陆v美国亦有美国亦有75.7%75.7%的核电站建设在内陆的核电站建设在内陆v有些内陆国家，比如瑞士，五座核电站都在内陆的江有些内陆国家，比如瑞士，五座核电站都在内陆的江河边上河边上 （五座核电站总发电功率为（五座核电站总

42、发电功率为3220MWe3220MWe，占总发，占总发电量的电量的37%37%，其他将近，其他将近60%60%的发电量由水电提供）的发电量由水电提供）v内陆建核电站是完全可行的内陆建核电站是完全可行的 5354大力堆进内陆核电建设 我国建设内陆核电我国建设内陆核电 势在必行势在必行v内陆地区经济有了很大发展，电网容量亦有很大发展内陆地区经济有了很大发展，电网容量亦有很大发展 v有些省份同样缺乏煤炭和水力资源有些省份同样缺乏煤炭和水力资源 v20072007年初南方各省发生了大面积、长时间的雪灾，造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，带来了严重的后果成了广大地区长

43、时间的断电，带来了严重的后果v仅依靠远距离输电和长途运煤是难以保障用电的安全仅依靠远距离输电和长途运煤是难以保障用电的安全 v除提高电网的抗灾害能力，除提高电网的抗灾害能力，建设紧急情况下不依赖燃建设紧急情况下不依赖燃料运输的支撑电站料运输的支撑电站-核电站是很必要的核电站是很必要的 55发展内陆核电站在技术上是完全成熟的发展内陆核电站在技术上是完全成熟的v从安全和环保要求看，内陆核电站和沿海核电站没从安全和环保要求看，内陆核电站和沿海核电站没有本质的差别有本质的差别 v目前成熟的核电站设计和建造技术完全可用到内陆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核电站 v内陆江河流量多半不够

44、大，可采用冷却塔闭式循环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带走余热，以减轻温排水对环境的影响 v因此按照核电规范选择的厂址是能够保证核电站的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安全的56液态放射性流出物排放浓度控制液态放射性流出物排放浓度控制我国的我国的生活饮用水卫生标准生活饮用水卫生标准（GB5749GB574920062006）中规定）中规定总总放射性小于放射性小于1Bq/L1Bq/L核动力厂环境辐射防护规定（核动力厂环境辐射防护规定（GB6249GB6249）提出核动力厂排放口下游提出核动力厂排放口下游1km1km处受纳水体处受纳

45、水体中中总总放射性浓度不得超过放射性浓度不得超过1Bq/L1Bq/L。这就。这就是要求在排放口下游是要求在排放口下游1km1km处满足生活饮用处满足生活饮用水标准。水标准。放射性排放浓度的控制放射性排放浓度的控制 v滨海压水堆核电站液态流出物排放的内部实际滨海压水堆核电站液态流出物排放的内部实际控制值为控制值为100010002000Bq/l2000Bq/l（不包括氚）（不包括氚）v经循环冷却水对放射性废液的稀释经循环冷却水对放射性废液的稀释10001000倍后，倍后，其浓度已相当低其浓度已相当低 v内陆核电站由于采用冷却塔闭式循环带走余热，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

46、却水对放射性废液的稀释没有循环冷却水对放射性废液的稀释 v俄罗斯滨河核电站要求液态流出物排放的浓度俄罗斯滨河核电站要求液态流出物排放的浓度控制值为控制值为18Bq/l18Bq/l（不包括氚）（不包括氚）v GBGB1458714587修订版的征求意见稿，提出了修订版的征求意见稿，提出了100Bq/L100Bq/L的排放罐出口浓度控制值的排放罐出口浓度控制值v需改进液态放射性废物的处理技术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废液的排放是可以处理和控制的v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

47、级离子交换处理后的液体再经二级离子交换处理 ，净化系数从，净化系数从10E310E3提高到提高到10E510E5，俄罗斯滨河核电站要求液态流出物排放的浓度控制值为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/l18Bq/l（不包括氚）（不包括氚）v美国采用反渗透废液处理技术美国采用反渗透废液处理技术 实现废水回用满足实现废水回用满足“零液体排放零液体排放”要求要求 针对某些元素进行高纯度净化或去除针对某些元素进行高纯度净化或去除美国美国Comanch PeakComanch Peak核电站用于去除放射性，特别是核电站用于去除放射性，特别是CoCo胶胶体，体，CsCs和和I I到监测

48、不到水平，净化系数达到监测不到水平，净化系数达5.7105.710 美国德赖斯登核电站用超级过滤反渗透去离子技术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，达处理废液，达10E-3Ci/l 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废气的排放亦是可以控制的v目前设计的双层安全壳核电站，实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。现了双层包容，两层之间保持负压。v即使内层安全壳出现泄漏，通过过即使内层安全壳出

49、现泄漏，通过过滤排放，亦不会对环境带来影响。滤排放，亦不会对环境带来影响。v这种设计有利于内陆大气扩散条件这种设计有利于内陆大气扩散条件差的地区。差的地区。国际核电发展状况国际核电发展状况1我国核电发展形势我国核电发展形势2核电规模预测核电规模预测3 3国产化能力评估国产化能力评估4 4核电发展的现状与前景核电发展的现状与前景（一）（一）20202020年核电规模预测年核电规模预测v20092009年，中国能源消费总量约为年，中国能源消费总量约为3131亿吨标亿吨标准煤准煤，其中水电、核电、风电等非化石能，其中水电、核电、风电等非化石能源消费量约为源消费量约为2.32.3亿亿吨标准煤，约占能源

50、消吨标准煤，约占能源消费总量的费总量的7 7。由此可见当前中国非化石能。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源发展状况与承诺目标之间还有巨大的差距。预计，距。预计，20202020年中国能源消费总量将达年中国能源消费总量将达到到4545亿吨标准煤亿吨标准煤，按照，按照非化石能源占非化石能源占15%15%的的承诺目标承诺目标，非化石能源消费要达到，非化石能源消费要达到6.756.75亿亿吨标准煤，约为当前的吨标准煤，约为当前的3 3倍。倍。20202020年核电规模预测年核电规模预测v为为实现到实现到20202020年非化石能源占一次能源消年非化石能源占一次能源消费比重达