美国核能发展概况

2019年,美国核能发电量为8430亿kWh,约占总发电量的19%。

美国在近30年内几乎没有建造新反应堆,2020年后不久预计将有两个新机组上线。自2007年年中以来,美国国内申请了16个许可证,可建造24个新核反应堆。

美国几乎所有的核电都来自1967年至1990年间建造的反应堆。

从1977年到2013年,美国一直没有新的核电项目。主要是因为多年来,天然气发电被认为在经济上更具吸引力,而且由于反对派经常延长1970年代和1980年代的施工进度,再加上1979年三哩岛核事故后对核安全担忧的加剧,核电建设一直止步不前。

2007年,美国田纳西河谷管理局(TVA)决定开始新核电机组建设。

2016年,美国国内启动了另一座压水堆——瓦茨巴(Watts Bar)核电站2号机组。

尽管30多年来新建工程几乎停滞不前,但美国对核能的依赖却在增长。

1980年,美国核电站发电量为251 TWh,占全国总发电量的11%。

2019年,核能发电量已增至809 TWh,占总电力的近20%,全球核能发电量的30%以上。

增长的大部分来自于1970年代末和1980年代上线的47座反应堆,这些反应堆在1977年之前全部获准建造,使美国的核能发电能力增加了一倍多。

通过改进现有核电厂的换料、维护和安全系统,美国核工业在电厂利用方面也取得了显著的进步。

平均核电成本已从2012年的42美元/ MWh降至2019年的30美元/ MWh。

2、反应堆寿命延长和管理

1974年,美国成立核管理委员会(NRC),负责核工业的管理,尤其是反应堆、燃料循环设施、材料和废物(以及核材料的其他民用)。

2000年3月,NRC采取了一项历史性举措,将卡尔弗特克利夫斯(Calvert Cliffs)核电厂两台机组的运行许可证再延长20年。

这使得美国更新许可证的核反应堆数量达到94个,其中几个已经关闭。

因此,几乎所有的美国动力反应堆都有可能获得60年的运行许可,业主承担主要的基建工程,以在30-40年左右对其进行升级。

执照续期过程通常需要花费1600万至2500万美元,此类续期的程序,包括公开会议和彻底的安全审查,程序手续都比较完善。

最初的40年期许可证,基本是以20年为增量续期,因为40年期更多的是用于资本摊销,而不是暗示反应堆的设计仅适用于该运营寿命。

这也是一项保守的措施,不过自那以来的经验已经确定并解决了限制电厂寿期的因素。

NRC目前正在考虑将经营许可证延长60年至80年的申请,以及随后的许可证续期(SLR)计划。

截至2021年10月:

美国桃花谷核电站(图源:网络)

批准的反应堆(运营到80年):土耳其角(Turkey Point)核电站3&4号机组、桃花谷(Peach Bottom )核电站2&3号机组、萨里(Surry)核电站1&2号机组。

北安娜核电站(图源:网络)

正在审查的反应堆:北安娜(North Anna)核电站1&2号机组、波因特海滩(Point Beach)核电站1&2号机组、奥科尼(Oconee)核电站1, 2&3号机组。

布朗轮渡核电站(图源:网络)

2020年10月,杜克能源表示,他们打算为其所有的11座反应堆寻求第二次20年的续期更新。

许可证延长至60年及以上意味着,可以进行重大的中年翻新,例如更换蒸汽发生器以及升级仪表和控制系统。

电厂主动部件(如泵和阀门)的可操作性受到持续审查,需要评估被动部件是否老化,这些老化可能会削弱它们的使用功能。

美国能源部(DOE)、电力研究所(EPRI)和美国机械工程师学会(ASME)都有针对这一问题的研发计划。

NRC的反应堆监督和评估过程产生了19个关键领域(14个电厂安全指标、两个辐射安全指标和三个安全指标)电厂绩效的公开信息。

每季度在NRC网站上报告每个指标的绩效,根据其是否正常、是否受到监管监督、是否引发监管行动或是否不可接受(在这种情况下,工厂可能会被关闭)。

在工业方面,1979年三里岛事故后成立了核电运行研究所(INPO),以建立性能标准,定期对单个电厂进行测量。通常每18至24个月对每个成员工厂进行一次检查。

2011年3月,日本福岛核电站发生事故后,外部认识到,反应堆被淹没,急救行动不足很容易加剧事故,对此,美国核工业制定了“灵活(FLEX)”事故应对战略。在全国拥有61个中心和2个国家中心,共同提供在24小时内应对全国任何地方核电站事故的能力。

3、核工业发展

扬基·罗核电站(图源:网络)

美国是核电发展的先驱。

美国西屋公司设计了第一个完全商业化的压水堆——扬基·罗(Yankee Rowe),这是一个容量为250 MWe的机组,于1960年启动,1992年运行。

与此同时,阿贡国家实验室开发了沸水反应堆——德累斯顿(Dresden)1号机组,也是通用电气设计的第一座商业工厂(250 MWe),于1960年启动。

1957年至1963年,沸水原型堆Vallecitos运行。

到20世纪60年代末,美国开发容量超过1000 MWe的压水堆和沸水堆反应堆机组,一项重大建设项目正在进行中。

实际上,这些仍然是美国商业化建造的唯一类型。

1979年三里岛事故后,美国的核开发遭受了重大挫折,这实际上也验证了西方反应堆非常保守的设计原则,在事故中没有人受伤或暴露于有害辐射。

不过,还是有许多订单和项目被取消或暂停,核建筑行业陷入了20年的低迷。

然而,到1990年,已有100多个商业动力反应堆投入使用。其中大多数是由受监管的公用事业公司建设的,这些公用事业公司通常以国家为基础,这意味着它们将资本成本(例如,延迟之后的资本成本)纳入其费率基础,并将其与电力销售进行摊销。

他们的消费者承担风险并支付资本成本。随着一些州放松电力管制,股东承担任何资本超支的风险,电力被出售到竞争激烈的市场。

从操作上看,从20世纪70年代起,美国核工业极大地提高了其安全性和操作性能,到本世纪初,它已跻身于世界领先行列,平均净容量因数超过90%。

能够取得这一成绩,主要由于随着1992年《能源政策法案》的通过,美国工业继续放松管制。

1998年后,变化加速,包括影响核电厂所有权和管理的兼并和收购。

4、设计认证

为提高美国发电能力,美国政府和工业界密切合作,为先进的三代反应堆进行设计认证。

核管理委员会(NRC)的设计认证表示,在彻底检查是否符合安全要求后,可以在美国的任何地方建造通用类型的反应堆(如西屋AP1000)。通过现场特定许可程序并获得施工和运行许可证,然后才能开始施工,15年后需要更新设计认证。

目前获得美国设计认证设计包括:

GE日立1300-1500 MWe先进沸水反应堆(ABWR)。日本目前有多个ABWR正在运营和建造中。东芝参与了一些项目建设,最近东芝在美国大力推广了该设计。

东芝和GE日立版本都需要从2012年起更新其设计认证。东芝于2016年年中撤销了其设计认证续期申请。

GE日立的经济型简化沸水反应堆(ESBWR),总功率1600 MWe,具有被动安全功能,由ABWR开发。

GE日立于2005年8月提交了申请,2011年3月通知了设计批准,2014年9月进行了设计认证。

2015年5月,费米(Fermi )核电站3号机组获得了第一个施工和运营许可证(COL),2017年6月,北安娜核电站3号机组获得了第二个施工和运营许可证。

韩国新古里核电站(图源:网络)

韩国APR-1400反应堆,自2016年起在韩国运行,自2020年起在阿拉伯联合酋长国运行。2013年10月,韩国水电和核电公司向NRC提交了设计认证申请,2015年3月,NRC接受了修改后的申请。最终安全报告于2018年9月发布,2019年5月获得设计认证。

NuScale多用途小型模块化反应堆(SMR)示范装置,该反应堆为爱达荷州国家实验室计划的60 MWe整体式压水堆。根据西方核倡议,预计随后将在西方各州部署12个模块发电厂。

2017年,NRC接受了NuScale的设计认证申请。2020年8月,NuScale完成了NRC设计认证的第六个也是最后一个阶段,9月,NRC发布了50 MWe版本的标准设计批准,这是第一个获得该认证的SMR。

2013年,NuScale获得了能源部高达2.26亿美元的设计支持,并于2017年9月申请了第二部分贷款担保。该公司正在寻求对77 MWe版本的单独批准。

预计将接受美国设计认证的反应堆设计:

Rosatom表示,俄罗斯VVER-1200反应堆目前正在俄罗斯新沃罗涅日(Novovoronezh)核电站2号机组和列宁格勒(Leningrad)核电站2号机组运行,可能会通过俄罗斯原子能海外公司提交给美国设计认证。

以前接受美国设计认证的反应堆:

中国台山核电一期工程(图源:网络)

美国进化动力反应堆(US EPR),是阿海珐EPR的改版,使欧洲设计与美国电力频率一致。该类型主要发展是通过了UniStar核能认证。

1600 MWe的EPR在芬兰、法国、英国有项目正在建造中,中国台山核电站已经开始运行。

US-APWR设计(图源:网络)

三菱US-APWR-1700设计,是从日本敦贺计划的1538 MWe反应堆设计发展而来。该申请于2007年12月提交,认证预计于2016年2月完成,但三菱将NRC的时间表推迟了“几年”。2014年10月,几乎相同的EU-APWR获得了欧洲认证。三菱公司为科曼奇峰项目提出了两个US-APWR反应堆,但三菱公司已退出该项目。

一些小型模块化反应堆(SMR)设计正在向NRC申请设计认证或施工许可证和运行许可证:

BWRX-300(图源:网络)

GE日立核能于2019年12月向NRC提交了BWRX-300的许可申请文件。该公司表示,该设计“利用了经NRC认证的ESBWR的设计和许可基础”,并且“代表了通用电气自1955年开始开发核反应堆以来最简单但最具创新性的BWR设计”

Holtec SMR-160 PWR示范机组(图源:网络)

Holtec国际公司于2020年11月宣布,已开始与NRC进行许可程序。在DOE的支持下,提议在萨凡纳河现场建设一座160 MWe Holtec SMR-160 PWR示范机组(带外部蒸汽发生器),并可能申请施工许可证,或在加拿大申请类似许可证。

2016年9月,三菱电力产品公司及其日本母公司成为该项目的合作伙伴,负责仪控设计并协助许可。2017年,SNC Lavalin加入该项目。南卡罗来纳州和纽胡布州也支持这一提议。

南卡罗来纳州电气与天然气公司正在评估X-能源的Xe-100球床SMR(50 MWe,一种高温气冷反应堆)。

极光核电站概念图(图源:网络)

自2016年开始进行申请前谈判后,奥克洛公司(Oklo Inc)于2020年3月提交了其1.5 MWe热管微反应堆的COL申请,但并未首先寻求其设计认证。

NRC于2020年6月接受了该申请。奥克洛公司计划在爱达荷州国家实验室的一个场地建造第一个极光(Aurora)核电站,DOE已经为其颁发了场地使用许可证。

2014年2月,NRC表示,假设小型反应堆为轻水反应堆(PWR或BWR),其授予设计认证的最乐观方案为41个月。

THE END
0.核反应堆若干基本概念核反应堆(Nuclear Reactor),又称为原子能反应堆,简称反应堆,是指能够维持“可控自持链式核裂变反应”,以实现核能开发利用的装置。核反应堆运行是通过合理布置核燃料,使得在无需补加中子源的条件下,能够在其中发生“可控自持链式核裂变反应”的过程。严格来说,“核反应堆”这一术语应该涵盖“核裂变堆”、 jvzq<84yyy4489iqe0ipo8iqewsfp}4451724>4351<92<7452e239:465>477xjvor
1.核反应堆组成结构与主要特点核反应堆的类型虽然很多,但是它主要由活性区、反射层、外压力壳和屏蔽层组成。其中,活性区又由核燃料、慢化剂、冷却剂和控制棒等组成。 当前,在用于原子能发电站的核反应堆中,“压水堆”是最具竞争力的堆型(约占61%);“沸水堆”占一定比例(约占24%);“重水堆”用的较少(约占5%)。 jvzq<84yyy4489iqe0ipo8iqewsfp}4451724A42;1<92<7452e239:76;8237xjvor
2.图说海南(55)说说核电🐶轻水堆型核电站。反应堆采用2%~3%低浓缩铀作燃料,用水作慢化剂和冷却剂,体积小,造价低。 世界85%以上核电站采用此型,我国多数采用此型。又可分沸水堆和压水堆两种。 🐶重水堆型核电站。反应堆以重水(含氘)作慢化剂和冷却剂,用天然铀作燃料。 jvzquC41yy}/onnrkct/ew45cniuk{t
3.家用原子弹制作指南但目前大部分国家都被卡在了第一步。这也是拥有核武器的国家这么少的原因。 而钚燃料的核武器需要的材料就少很多,几公斤的钚-239 就够了,问题是天然钚极少,主要是在铀核反应堆中经过辐照生成,要从核反应堆中提取、纯化、浓缩钚-239,不怕死的可以试试。jvzquC41yy}/lrfpuj{/exr1r1;fclk7cfh66?
4.核电科普知识宣传防城港核电项目由于压水堆核电站有了三道屏障,核电站运行对周围居民的辐射影响,远远低于天然辐射。 六、压水式核反应堆与原子弹的区别 原子弹由浓度为90%以上的铀-235或钚-239和复杂精密的引爆装置构成。引爆装置使烈性炸药爆炸,将高浓度的铀-235或钚-239迅猛压紧,使它瞬间形成剧烈的、不受控制的链式裂变反应,巨大的能量在瞬间释放出来,发生核爆炸jvzq<84yyy4hzjxv0qxh0ls1mzvk1tujf1jfvjnnua;74<3jvor
5.电力、天然气、核电领域重大工程项目加快推进激活经济发展“新300万吨液化天然气折合天然气42亿立方米,可满足1300万户居民1年使用需求。 据介绍,漳州液化天然气接收站投产后,将进一步提升天然气储运能力,形成福建省双气源环路供气管网格局,进一步发挥“全国一张网”优势。 网络开小差了,请稍后再试 全球首个陆上商用模块式小型核反应堆“玲龙一号”主控室正式启动 5月21日,jvzquC41pg}t0lhvx0ipo872465178741CXUK{r:TGS5n\m46Rl{FVmSc4:17;70ujznn
6.行业观察加快钍资源开发促进我国核能可持续发展在自然界中,天然核燃料仅有235U一种,但其在天然状态下的含量仅为0.7%,而以稳定价态存在的铀同位素238U含量则高达99.3%。238U必须经过一系列的人工转换后才能成为可裂变的235U,并被用做核反应堆燃料。另一种能取代235U作为核燃料之一的铀同位素是233U,但它在自然界并不存在,需要将232Th用人工转换的方式将其转换jvzquC41yy}/ewse0eun0ls1eptd1||z8;0dƒvm14628wvm14628wi{s1>39;621kteg3jvor
7.202405反应堆堆芯中的钚 国际原子能机构(IAEA)在此问题上持保守态度,因此,为了应用IAEA的保障措施,IAEA将所有钚(钚-238同位素占80%或以上的钚除外)定义为“直接使用”材料,即“无需嬗变或进一步浓缩即可用于制造核爆炸物部件的核材料”。这一“直接使用”的定义也适用于已纳入商业MOX燃料中的钚,尽管这样的钚本身肯定无jvzquC41zwkrk~3eqo578?<4:7;6787;26668B=
8.有哪些材料可以用于制造核武器?制造核武器常用的富含铀-235的核材料是将天然铀经同位素分离后获得的。而铀-233在自然界中根本不存在,它是利用钍-232在核反应堆内经中子照射得到的。钍也是天然存在的放射性元素,但储量比铀大。天然钍几乎100%是钍-232,常和铀以及稀土元素等共生。自然界存在的钚的数量极少,易裂变核素钚-239是利用铀- 238在jvzquC41lwttjr3ioy4dp8723;3198631euovnsva58:;:7370nuo
9.铀行业深度报告:沉浸十年,未来可期独角兽智库之后则通过核裂变反应所产生的热能,将其传导至蒸汽发生器内产生蒸汽来发电。一座1000MW的核反应堆,一年需要消耗约200吨天然铀,对应约27吨4.5%浓度浓缩铀,而1千克U-235完全裂变可以产生相当于2700吨标准煤完全燃烧所释放的能量。 2.6乏燃料储存:使用过后的核燃料仍会发热,需长时间冷却jvzquC41yy}/uqfpi{kykwjk0ipo8ftvkimg896277967mvon
10.凝结水精处理系统在岭澳核电站二期中的应用AET因此,研究凝结水精处理系统在核电站中的应用具有十分广阔的前景和深远的意义。 1 概述 核电站通常由一回路和二回路系统两部分组成。核电站的核心是反应堆,在核电站汽水循环过程中,由于核反应堆具有强放射性,流经反应堆的冷却剂带有一定的放射性,因此从反应堆流出来的冷却剂不能泄漏流人蒸汽发生器的二次侧水中,jvzq<84yyy4djrsccgz/exr1ctzjeuj1378:4=
11.被俄乌“争抢”的扎波罗热核电站,有多重要?据统计,1995-1996 年冬天,核能发电量已经占乌克兰总发电量的 41%,火力发电站 ( 煤、石油和天然气 ) 占 50% 以上,水电设施则提供大约 5-6% 的电力。时至今日,乌克兰境内共有 4 座核电站,15 个运作中的核反应堆,其中,至少有一半的核反应堆在满负荷运行,为乌克兰提供约 50% 以上的电力。jvzquC41rq}ft7np/gt/exr1jvsm1ytygt336:8;484tj}rn