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第一至四代核電站簡介

來源:中國核電信息網(wǎng) 發(fā)布日期:2018-07-25

    1954年6月27日,前蘇聯(lián)建成的世界上第一座核能發(fā)電站——奧布涅斯克核電站,使人類利用核能發(fā)電成為可能。核電技術(shù)發(fā)展到今天,大致可分為四代。

    1、第一代核電站——證明技術(shù)上的可行性

    第一代核電站,是指20世紀(jì)50年代至60年代前期開發(fā)建設(shè)的實(shí)驗(yàn)性原型反應(yīng)堆,證明了利用核能發(fā)電的技術(shù)可行性。

    第一代核電站受燃料循環(huán)等技術(shù)限制,投資費(fèi)用高,功率通常較低。

    主要的第一代核電站

    2、第二代核電站——證明經(jīng)濟(jì)上的可行性

    20世紀(jì)60年代后期,在第一代核電站的基礎(chǔ)上陸續(xù)開發(fā)建設(shè)了電功率在300MW及以上的壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機(jī)組。上世紀(jì)70年代,因石油漲價(jià)引發(fā)的能源危機(jī)促進(jìn)了核電的大發(fā)展。目前世界上商業(yè)運(yùn)行的四百多座核電機(jī)組,絕大部分是在這段時(shí)期建成,習(xí)慣上稱為第二代核電站。

    第二代核電站的單機(jī)組功率水平大幅提高,達(dá)到百萬千瓦級(jí),證明了核能發(fā)電的經(jīng)濟(jì)可行性。后來,在二代的基礎(chǔ)上進(jìn)行改進(jìn),從而提高核電站的安全性能,即形成二代改進(jìn)型核電站,通常也稱作二代加。

    3、第三代核電站——更安全、更高功率

    針對(duì)公眾對(duì)核電安全性、經(jīng)濟(jì)性的疑慮,美國和歐洲相繼出臺(tái)了《先進(jìn)輕水堆用戶要求》(URD)和《歐洲用戶對(duì)輕水堆核電站的要求》(EUR),對(duì)新建核電站的安全性、經(jīng)濟(jì)性和先進(jìn)性提出了更高的要求。國際上通常把滿足URD文件或EUR文件的核電機(jī)組稱為第三代核電機(jī)組。

    第三代核電站具有以下優(yōu)越性:

    w. 在設(shè)計(jì)上具有預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的設(shè)施;

    w. 在經(jīng)濟(jì)上能與天然氣機(jī)組相競爭;

    w. 在能源轉(zhuǎn)換系統(tǒng)方面大量采用二代的成熟技術(shù)。

    第三代核電站機(jī)組堆型主要有ABWR、System80+、AP600、AP1000、EPR、ACR等,其中具有代表性的是美國的AP1000和法國的EPR。

    4、第四代核電站——核能長遠(yuǎn)發(fā)展

    2001年7月,美國、英國、法國、加拿大、巴西、韓國和阿根廷等九個(gè)有意發(fā)展核能的國家,聯(lián)合組成了“第四代核能系統(tǒng)國際論壇”(GIF)并簽署協(xié)議,約定共同合作研究開發(fā)第四代核能技術(shù),預(yù)計(jì)可在2030年前投入使用。2006年7月,我國也加入GIF。

    第四代核電站具有四個(gè)主要特點(diǎn):核能的可持續(xù)利用、經(jīng)濟(jì)性、安全與可靠性及防擴(kuò)散與實(shí)物保護(hù)。其中安全性——包括大幅度降低堆芯損傷的概率、消除場外應(yīng)急響應(yīng)需求,是第四代核能系統(tǒng)的顯著特點(diǎn)。

    目前,GIF初步確定了六種候選堆型,包括:超臨界水堆(SCWR)、超高溫氣冷堆(VHTR)、鈉冷快堆(SFR)、氣冷快堆(GFR)、鉛冷快堆(LFR)和熔鹽堆(MSR)。

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