核電發(fā)展現(xiàn)狀與前景完-資料下載頁
2025-05-12 01:01本頁面
【正文】 1E6/堆年 1）安全性提高 ? ——采用 177堆芯 ，降低功率密度，提高核電運行的安全裕量； ? ——單堆布置 ，優(yōu)化了安全物項的實體隔離，減少機組之間的相互影響； ? ——雙層安全殼 ，提高抵御外部事件的能力，減少放射性排放，對內陸廠址有更好的適應性； ? ——解決了國內翻版二代加核電機組設計上存在的一些薄弱環(huán)節(jié)和共性問題，包括堆芯熱工裕量小、安全殼設計裕量不足，主給水隔離、主控制室可居留性、輻射防護、防火分區(qū)以及三廢處理工藝的改進等。 2）經濟性提高 ? ——通過技術改進， CP1000在經濟性方面具有一定競爭力 ? 增大單機組功率，發(fā)電功率可提高 5～ 10%； ?18個月?lián)Q料 ?60年核電站設計壽期 ? ——與在建二代改進型核電廠相比，一次性比投資相當，全壽期單位發(fā)電成本比福清 2號機組降低了大約 16％主要參數(shù) （六）大力堆進內陸核電建設 ? 國際上大部分核電站建設在內陸 ? 法國 %的核電站建設在內陸 ? 美國亦有 %的核電站建設在內陸 ? 有些內陸國家，比如瑞士，五座核電站都在內陸的江河邊上 （五座核電站總發(fā)電功率為 3220MWe，占總發(fā)電量的 37%，其他將近 60%的發(fā)電量由水電提供） ? 內陸建核電站是完全可行的 38 39 大力堆進內陸核電建設 我國建設內陸核電 勢在必行 ? 內陸地區(qū)經濟有了很大發(fā)展，電網容量亦有很大發(fā)展 ? 有些省份同樣缺乏煤炭和水力資源 ? 2021年初南方各省發(fā)生了大面積、長時間的雪災，造成了廣大地區(qū)長時間的斷電，帶來了嚴重的后果 ? 僅依靠遠距離輸電和長途運煤是難以保障用電的安全 ? 除提高電網的抗災害能力， 建設緊急情況下不依賴燃料運輸?shù)闹坞娬?核電站是很必要的 40 發(fā)展內陸核電站在技術上是完全成熟的 ? 從安全和環(huán)保要求看，內陸核電站和沿海核電站沒有本質的差別 ? 目前成熟的核電站設計和建造技術完全可用到內陸核電站 ? 內陸江河流量多半不夠大，可采用冷卻塔閉式循環(huán)帶走余熱，以減輕溫排水對環(huán)境的影響 ? 因此按照核電規(guī)范選擇的廠址是能夠保證核電站的安全的 41 液態(tài)放射性流出物排放濃度控制 —我國的 《 生活飲用水衛(wèi)生標準 》 （ GB5749－ 2021）中規(guī)定 總 β 放射性小于 1Bq/L — 核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定（ GB6249） 提出核動力廠排放口下游 1km處受納水體中 總 β 放射性濃度不得超過 1Bq/L。這就是要求在排放口下游 1km處滿足生活飲用水標準。 放射性排放濃度的控制 ? 濱海壓水堆核電站液態(tài)流出物排放的內部實際控制值為 ≤ 1000— 2021Bq/l（不包括氚） ? 經循環(huán)冷卻水對放射性廢液的稀釋 1000倍后，其濃度已相當?shù)? ? 內陸核電站由于采用冷卻塔閉式循環(huán)帶走余熱，沒有循環(huán)冷卻水對放射性廢液的稀釋 ? 俄羅斯濱河核電站要求液態(tài)流出物排放的濃度控制值為 ≤ 18Bq/l（不包括氚） ? GB－ 14587— 修訂版的征求意見稿，提出了100Bq/L的排放罐出口濃度控制值 ? 需改進液態(tài)放射性廢物的處理技術 廢液的排放是可以處理和控制的 ? 俄羅斯核電站放射性廢液處理采用了雙蒸發(fā)器處理系統(tǒng)，處理后的液體再經二級離子交換處理 ，凈化系數(shù)從 10E3提高到10E5， 俄羅斯濱河核電站要求液態(tài)流出物排放的濃度控制值為 ≤ 18Bq/l（不包括氚） ? 美國采用反滲透廢液處理技術 實現(xiàn)廢水回用滿足 “ 零液體排放 ” 要求 針對某些元素進行高純度凈化或去除 美國 Comanch Peak核電站用于去除放射性，特別是 Co膠體， Cs和 I到監(jiān)測不到水平，凈化系數(shù)達 10? 美國德賴斯登核電站用超級過濾＋反滲透＋去離子技術處理廢液，達 ≦ 10E3μCi/l 內陸核電站的含氚廢水，在廢水處理后，排入冷卻塔循環(huán)冷卻水中，通過蒸發(fā)向大氣排放 廢氣的排放亦是可以控制的 ?目前設計的雙層安全殼核電站，實現(xiàn)了雙層包容，兩層之間保持負壓。 ?即使內層安全殼出現(xiàn)泄漏，通過過濾排放，亦不會對環(huán)境帶來影響。 ?這種設計有利于內陸大氣擴散條件差的地區(qū)。
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