蓝天碧水中国梦-核电(1)-中国核电

来源:互联网 发布:罗马方阵vs秦军 知乎 编辑:程序博客网 时间:2024/05/15 16:02

首先需要声明,本文纯属一个毫无远见和真才实学的小小散户的愚昧见解,仅供参考。

信息来源:人民日报等媒体
对于新建核电项目,目前国际公认的技术是三代核电。在这方面,我国已有两大自主品牌——华龙一号和CAP1400。这两大技术均拥有完整的自主知识产权,完全满足三代核电的技术标准和安全要求,技术上很先进,安全上有优势,经济上有竞争力。

  • 1、华龙一号

华龙一号由中核集团与中广核联合研发,其总体技术方案在2014年8月通过了国家能源局、国家核安全局组织的评审,同年底通过了国际原子能机构的评审。
华龙一号共获得743件专利和104项软件著作权,自主知识产权覆盖设计技术、专用设计软件、燃料技术、运行维护技术等领域,完全实现了独立自主。核反应堆是核电站的“心脏”,华龙一号的反应堆堆芯从157扩容到177,可使发电功率提高5%—10%,在提高经济性的同时,降低了堆芯内的功率密度,堆芯熔化概率和大量放射性物质释放概率等多个安全指标超越了现有三代核电技术的要求。
华龙一号首次明确提出了“能动+非能动”的安全设计理念,进行了先进压水堆设计系统性创新;利用确定论和概率论相结合的方法,较好地平衡了安全性、先进性、成熟性和经济性。

  • 2、CAP1400

是国家核电在引进消化吸收AP1000技术基础上自主研发的非能动压水堆核电机型。CAP1400研发被列为国家科技重大专项,采用了国内外最新的核电标准,可满足最严环境排放要求。在日本福岛事故后,对CAP1400进行了有针对性的系统优化,不仅全面满足三代核电技术要求,而且关键安全指标较三代核电安全标准提升了一个量级,实现了当前最高安全标准。
  按照国际通行标准,国家核电建成了世界先进的试验台架,分17项试验任务、887个工况,对CAP1400的非能动安全系统设计和关键设备设计进行了试验验证,充分证明了其科学性与先进性。2014年9月,CAP1400示范工程核安全分析报告通过国家核安全局组织的审评,结果满足国际国内最新安全标准。
  基于非能动压水堆在系统简化、模块化建造、运行性能先进等方面的特点,CAP1400在经济性方面也有明显优势。以示范工程测算, CAP1400的含税电价低于0.4元/千瓦时,比标杆电价还低。标准化和批量化之后,CAP1400的市场竞争力会更强。

  • 3、完整产业链

中国核电不仅仅光有自主技术不成,还有核电设备制造能力的支撑。一个核电站大约有65000台套主、辅设备,不仅数量大,而且可靠性、安全性要求极高。我国自上世纪80年代秦山核电站建设以来,就一直非常注重核电设备的自主化,目前装备国产化率达到80%以上,关键设备都能自主研制,完整的核电产业链基本形成,装备制造业已经达到世界一流水平。
  
我国核电装备企业的研发能力、制造水平、管理工艺等都有了质的提升,现在是世界上最重要的核电装备生产国之一。
由于有强大的装备制造能力作支撑,我国核电建设的成本最低、性价比最高,与国际同等安全型号相比具有明显的竞争优势。

  • 4、在建规模世界第一

      作为我国唯一一家核电站建设企业,中国核建一直在为推动核电“走出去”蓄力。
    中国核建是30多年来世界上唯一没有间断过核电工程建设的企业。上世纪80年代,中国核建就为中国第一座核电站——秦山核电站的建设做好了准备。从二代一直干到三代、四代。目前中国在建机组有近30台,占全球在建核电机组装机容量的42%,规模全球第一。
    核电‘走出去’可以有多种形式,比如技术‘走出去’、工程承包‘走出去’、设备和材料供应链‘走出去’、技术服务‘走出去’等。
    但最具含金量的,是通过具有自主知识产权的先进核电技术输出,带动工程、设备、材料、技术服务以及技术标准‘走出去’。

  • 附录

      AP1000:
      是美国西屋电气公司开发的世界先进的第三代核电技术,它把预防和缓解严重事故作为设计基准,创造性地提出“非能动”安全理念,极大限度地保障了核电站在极端事故情况下的安全性和可靠性,使反应堆发生堆芯熔化的概率以及大量放射性释放到环境的概率比二代核电技术约小100倍。AP1000寿期60年,功率125万千瓦。由于采用简化型设计,AP1000核电站简化了系统,大大减少了设备和部件,提高了可靠性;同时,采用模块化设计与建造技术,使得像“搭积木”那样建设核电站成为现实。2006年11月,我国决定引进AP1000技术,建设4台AP1000核电机组,以推进我国第三代核电的自主化发展。
      “非能动”安全理念:
    由美国西屋公司在设计AP1000中首次提出,是一种从根本上革新的反应堆安全系统设计理念。它利用物质的重力、流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等原理,在事故应急时冷却反应堆安全壳,带走堆芯余热,防止堆芯熔化。万一发生极端事故,可以在72小时内完全依靠自发投入的非能动安全系统保障安全,不需要任何交流电源,不需要操纵员干预。

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