核电站的产生和详细介绍

第一代核电站更换开发材料:20世纪50年代至60年代初，苏联和美国建造了第一批单机容量约300MWe的核电站，如美国的石坪港核电站和印第安纳波利斯核电站1，法国的Chooz核电站，德国奥珀的奥布里吉姆核电站，日本的美邦65438+。第一代核电站属于原型堆核电站，主要目的是通过实验论证，验证其核电在项目实施中的可行性。第二代核电站20世纪70年代，油价上涨引发的能源危机推动了核电的发展。世界上已投入商业运行的400多台机组中的大部分都是在这一时期建造的，被称为第二代核电机组。第二代核电站主要是实现商业化、标准化、系列化和批量生产，以提高经济性。20世纪60年代末至70年代，世界上建成了一大批标准化、系列化的核电站，单台容量为600-1400 MWe。型号212(600MWe，双回路压水反应堆，堆芯为121组件，使用12英尺燃料组件)，型号312(1000MWe，三回路压水堆，堆芯为157盒组件，燃料组件为12英尺)，型号314法国的CPY、P4和P4也属于312型和414型标准核电站。日本和韩国也建成了412型、BWR和System80等一批标准核电站。第二代核电站是全球正在运行的439座核电站的主体机组(2007年9月统计)，总装机容量3.72亿千瓦。还有34台核电机组在建，总装机容量2780万千瓦。三里岛核电站和切尔诺贝利核电站事故发生后，各国对运行中的核电站进行了不同程度的改进，其安全性和经济性都得到了不同程度的提高。从事核电的专家对第二代核电站进行反思。当时他们认为发生堆芯熔化、放射性物质大量释放到环境中等严重事故的可能性很小，没有必要把预防和减轻严重事故的设施作为设计的必要要求。因此，处理第二代核电站严重事故的措施相对薄弱。第三代核电站对于第三代核电站的类型有不同的看法。美国(URD)核电用户要求和欧洲(EUR)核电用户要求提出了第三代核电厂的安全和设计技术要求，包括改造后的主动(安全系统)核电厂和先进非能动(安全系统)核电厂，并已完成全部工程论证和试验工作以及核电厂初步设计，它们将成为第三代核电厂的主要堆型。中国自主创新的第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳建设。与运行中的第二代核电机组相比，防止和缓解堆芯熔化已经成为设计上的必要要求，这也是作为第二代核电站的福岛核电站在事故中暴露出来的弱点。据悉，中国第三代核电站将配备蓄水池，这样的“大水箱”可以在紧急情况下释放大量的水，从而满足降温等紧急需求。通过总结经验教训，美国、欧洲和国际原子能机构都颁布了新的规定，把预防和减轻严重事故作为必要的设计要求。满足上述要求的核电站称为第三代核电站。在世界范围内，可用于建造第三代核电机组的技术成熟的设计主要有美国的AP1000(压水堆)和ABWR(沸水堆)，欧洲的EPR(压水堆)，它们发生严重事故的概率比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国已经公开宣布，未来不再建造二代核电机组，只建造三代核电机组。在我国，正在运行的第二代核电机组有13台，未来的重点是建设第三代核电机组，发展具有我国自主知识产权的中国品牌的第三代先进核电机组。因此，国务院决定将浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化配套项目，建设4台第三代AP1000压水堆核电机组。《国家中长期科技发展规划纲要》已将“大型先进压水堆核电站”列为重大专项。第四代核能系统第四代核能系统(不同于核电技术或先进反应堆)的概念最早由美国能源部核能科学技术办公室提出，最早出现在1999年6月美国核学会夏季年会上，同年6月165438+10月美国核学会冬季年会上进一步明确了发展第四代核能系统的设想。2000年6月5438+10月，美国能源部倡议并邀请了阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国等9个国家的政府代表召开会议，讨论发展新一代核能技术的国际合作，获得了广泛的知识，并发表了《九国联合声明》。随后，美、法、日、英等核电发达国家成立了“第四代核能系统(GIF)国际论坛”，计划在2-3年内制定相关目标和计划；这一计划的总体目标是在2030年左右向市场推出第四代核能系统(Gen-IV)，可以解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散等问题。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、废物产生少、燃料扩散风险低和防止核扩散的基本要求。世界各国都在不同程度地发展第四代核电系统的基础技术和课程。