[精选]核电厂系统及设备-0113750.pptx
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1、核电厂系统及设备教师信息 主讲教师:宋怡 Tel:15183397597 Email:教学要求l 教学方式:课堂讲授课堂讨论l 考核方式:闭卷考试l 最终成绩:考试成绩60%平时成绩40%l 平时成绩=出勤+回答问题1 绪论1.1 世界核能的发展概况1.2 核电在我国的发展核能的优势5 核电站的优点是:1.燃料消耗量量少 2.对环境影响小 3.功率大 4.发电成本低。裂变过程可以产生巨大的能量92U235+0n1 F1+F2+(23)0n1+200MeV能量1.燃料消耗量量少“燃烧”1千克铀-235放出热量 19,600,000,000千卡燃烧 1千克标准煤放出热量 7,000千卡燃烧 1升重
2、油放出热量 9,900千卡燃烧 1立方米天然气放出热量 9,800千卡 不难算出,1千克铀-235裂变放出的热量相当于燃烧约2,700吨标准煤。同一质量下,核能比化学能大几百万倍。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u 五、六十年代u 原型堆u解决工程技术问题u 七十年代至今u运行业绩良好,还在增效延寿u多种堆型u仍在批量建 设(共23台)u 九十年代至今u安全性经济性好u市场前景乐观,已建首堆工程,尚未批量推广,在建8台u 九十年代后期起u 六种堆型u安全 经济 资源利用废物量最小 防止核
3、扩散u2035年左右商用化国际上核电发展趋势概述1.1世界核能的发展概况 第一代核电站是指各国在五十年代开发建设的实验性原型核电站,证明了:利用核能发电的技术是可行的。第一代核电站主要有:1954年,前苏联电功率为5MW的奥布涅斯克实验性核电站 1956年,英国建成卡德豪尔石墨气冷堆原型核电站 1957年,美国建成希平港压水堆原型核电站 1960年,美国建成德累斯顿沸水堆原型核电站 1962年,加拿大建成重水堆原型核电站1.1世界核能的发展概况第一代核电站证明了技术上的可行性1)建于核电开发期,具有研究探索的试验原型堆性质;2)设计比较粗糙,结构松散,发电容量不大但体积较大;3)设计中没有系统
4、、规范、科学的安全标准,存在许多安全隐患;4)发电成本较高。目前,第一代核电厂基本已退役。第一代核电厂的共同特点:1.1世界核能的发展概况第二代核电站证明了经济上的可行性 第二代核电站是指上世纪七十年代至现在正在运行的大部分商业核电站,这证明了发展核电在经济上是可行的。20世纪70年代,因石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展,各国先后建成了400多台压水堆、沸水堆或重水堆第二代核电站,其中压水堆占60%以上。但是前苏联切尔诺贝利核电站严重事故和美国三哩岛核电站严重事故的发生,说明了第二代核电站在设计上对发生严重事故的可能性认识不足。这两起事故引起了公众对核电的安全性的疑虑,不少国家的核电发展
5、因此停滞。1.1 核电发展历史、现状和趋势 目前运行和在建的第二代核电厂中占优势的堆型是PWR、BWR和重水堆(PHWR),分别占目前总机组数的65%、23%和6%。P2表1-1给出了截至2007年2月世界主要国家和地区的核电现状。(31个国家和地区共435座运行核电厂;在建机组30个,其中中国5个)1.1世界核能的发展概况P3表1-2给出了截至2007年2月世界上正在运行和建造的核电厂的各种堆型的比例。(压水堆占绝对优势:61%和63%)1.1世界核能的发展概况第三代核电站的优越性 第三代核电技术是指满足美国用户要求文件(URD)或欧洲用户要求文件(EUR),具有更高安全性的新一代先进核电站
6、技术。它在设计上必须具有预防和缓解严重事故的设施,在经济上能与天然气机组相竞争,并且能在近期(2010年前)进行商用建造。三代核电技术在能源转换系统方面大量采用了二代的成熟技术,但是在安全性方面大大提高。1.1世界核能的发展概况 URD对新建核电站的主要要求:p更大的功率(100-150万千瓦)p更高的安全性(向外放射性大量释放概率小于10-6/堆.年)p更长的寿命(由40年延长至60年)p更短的建设周期(48-52个月)p更好的经济性(批量化之后大幅度降低造价)我国将在浙江三门、山东海阳和广东台山首先建造第三代核电厂(AP1000和EPR)。1.1世界核能的发展概况第四代核电站着眼于核能更长
7、远发展 第四代核电技术是指目前正进行概念设计和研究开发的,在反应堆和燃料循环方面有重大创新的核电站,其安全性和经济性更加优越、废物量极少、无需厂外应急、具有防核扩散能力。第四代核电技术最快也只能在2030年以后才能开始商业应用。1.1 核电发展历史、现状和趋势16第四代核电站1.1 核电发展历史、现状和趋势 技术要求:希望2030年技术能够成熟 竞争能力 安全和可靠性 减少放射性废物 核燃料的处理 新的核能应用市场 制氢 热能的直接利用 海水淡化1.1 核电发展历史、现状和趋势第四代核电站的发展要求第四代入选堆型简介 Once-through or MOX fuel cycle:超临界水堆(S
8、upercritical-water-cooled reactor-SCWR)超高温气冷堆(Very-high-temp.gas-cooled reactor VHTR)Full actinide recycle:钠冷快堆(Sodium-cooled fast-spectrum reactor SFR)铅/鉍冷快堆(Lead/bismuth-cooled fast-spectrum reactor LFR)气冷快堆(Gas-cooled fast-spectrum reactor GFR)熔盐堆(Molten salt reactor MSR)1.1 核电发展历史、现状和趋势世界核电发展的历程
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