甘肃武威废铁回收公司,甘肃武威废铁回收公司电话

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1. 武威八冶钢结构股份有限公司介绍？
2. 请问，什么是四代核电？

武威八冶钢结构股份有限公司介绍？

简介：武威八冶钢结构股份有限公司成立于2011年01月07日，主要经营范围为钢结构制作、安装，钢结构件设计、加工、制作、安装，有色金属（不含贵金属）、化工产品（除危险化学品）、建筑材料、工矿产品、五金交电、电线电缆批发零售，废旧物资（不含生产性废旧金属）购销（以上经营项目需前置许可的，凭许可证经营）等。

法定代表人：马永国成立时间：2011-01-07注册资本：10000万人民币工商注册号：620600000008256企业类型：其他股份有限公司(非上市)公司地址：甘肃省武威市凉州区城东工业园

请问，什么是四代核电？

核技术发自军工，二战结束后，核武器除了作为威慑力量外，再无实际用武之地，而核技术作为人类科技发展的产物，也被用于能源领域，用来建造核电站为人类提供电力。核电从上世纪五六十年代发展到现在，主要分为四代，每代都有其对应的时间和标准，大致如下：

第一代：上世纪五六十年代建造的实验堆，主要用于核电技术的探索，主要为验证性核电站，代表是沸水堆，石墨堆等；

▼图释人类历史上第一座反应堆——费米堆，建设于芝加哥大学

第二代：上世纪七八十年代，经过第一代的探索，核电技术逐步走向成熟化，可以说是已经从探索阶段进去批量生产阶段。

其特点是标准化，系列化，各核电大国建造很多标准的核电站，相同堆型，相同标准，可以理解为***。目前世界主流核电都还是第二代核电或其升级版，例如M310机组，VVER机组等。

▼图释下图为M310机组

第三代：随着美国三哩岛事故和苏联切尔诺贝利事故的发生，人们意识到第二代核电安全性并不能满足要求，于是开始研究建造安全性更高的核电，就是第三代核电了。

主流堆型为先进轻水堆，目前主流的三代核电主要是AP1000和EPR堆型（分别位于中国三门和台山），而且这两种堆型都已经实现并网，离最终的商运仅一步之遥。

▼图释下图为AP1000堆型，典型的特点是安全壳上方有个小白帽

第四代：第三代核电的安全性虽然有很大提高，但未考虑核扩散的要求，而且三代核电造价较高，经济型较差。因此，人们又提出了第四代核电的设想。第四代核电较之前相比，能更好的防止核扩散，安全性更高，不会发生严重堆芯损坏，不需要场外应急；放射性废物产生量少且有完整的废物处置方案；可接受的投资风险比小于1000美元/千瓦，建造时间不超过3年等。

1，真正的四代核电应该较二代堆型（如秦山一期，大亚湾核电），三代堆型（如三门、海阳的AP1000堆型以及台山EPR堆型）具备更高的经济性，安全性，废物处理能力。

2，现在山东石岛湾在建的高温气冷堆严格意义上不是四代堆，但它具有四代堆的特性，即可靠的安全性（能够保证反应堆在任何事故下不发生堆芯融化和放射性大量释放，例如历史上美国三里岛核事故，日本福岛核事故就能够避免）。其实高温堆发电的经济性并不高，它最重要的意义在于后续的高温制氢及海水淡化。

3，快堆应该是较契合四代堆技术特点的堆型了，该堆型能够消耗其它核电厂核废料，减少了核扩散途径，安全性、经济性也高，能对铀资源的利用率提高60倍左右。现在福建霞浦示范快堆已经开建，有望2023年商运。

最后，个人认为聚变堆的技术实现才是人类解决能源问题的最终手段。

回答此问题前，先了解下前三代核电是什么东东。

1. 第一代核电：1950年代前苏联和美国分别建成的试验性和原型的反应堆，发电功率很小，主要是来证明利用核能发电的技术可行性。
2. 第二代核电：在证明了技术可行性后，到了1***0年代，陆续又建成了不同堆型的核电机组，证明了核能发电的经济性，并广泛在世界各地开始建设，代表的堆型有压水堆、重水堆、石墨水冷堆等。目前世界运行的400多台机组大部分是二代核电机组和二代改良型机组。
3. 第三代核电：由于1990年代发生的三里岛和切尔诺贝利核电事故，业界开始提出建设新一代的核电堆型，主要是通过非能动等技术手段来实现预防和缓解严重核事故，提高安全可靠性和降低人因失误率。第三代堆型代表有AP1000、EPR和现在中国正在走出去的华龙一号。

那第四代核电又是什么呢？

到了本世纪初，在前三代的发展基础上，业界又进一步提出了***用一种新的技术来进一步提高核电机组的安全性和经济性，并且要尽量减少放射性废物的排放（前三代这个都是难题），在紧急事故情况下也不需要厂外应急，具备固定的防止核事故扩散等。具备这些优势的核电机组称为第四代核电机组，代表的堆型有高温气冷堆、熔岩堆和钠冷快堆。我国山东石岛湾建的高温气冷堆就是属于第四代核电机组。

总而言之，第四代核电机组是在前三代核电技术的基础上提出的新的核电技术，具有更安全和更经济、更环保的优势特点。

期待我国的第四代核电机组早日建成，走向世界！

四代核电的提出是源于2002年9月19日-20日在日本东京召开的第四代核反应堆国际论坛达成的，共包括六种第四代核反应堆的概念。包括三种快堆：气冷快堆(GFR)，铅合金液态金属快堆(LFR)，液态钠冷却快堆(***R)；以及熔盐堆(MSR)、超临界水堆(SCWR)，超高温气冷堆（VHTR）。

钠冷快堆是可增殖，可嬗变的堆型，利用液态金属钠作为冷却剂，目前俄罗斯BN-600、BN-800已经商业运行，***2030年建设120万千瓦的堆型。法国的先进钠冷快堆设计工作将在2019年完成。

超高温气冷堆具有固有安全性，制氢气等多种用途，利用气体作为冷却剂，目前有美国桃花谷和圣符伦堡核电站，德国AVR和釷高温堆原型堆，日本的高温实验堆和中国的高温气冷实验堆。

超临界水冷堆是四代堆中唯一的水堆，具有高热效率，简化的系统，继承煤电的超临界技术成熟。国际上提出了很多方案，例如欧盟HPLWR方案，加拿大CANDU SCWR方案，日本Super LWR和Super FR方案。

铅冷快堆具有可增殖，可嬗变的特备，特别是易小型化很受关注。前一阵子中国提出了小型化铅基堆“核电宝”。

熔盐堆的固有安全性高，并能够实现核燃料的长期供应。中国近期将建成2MW钍基熔盐实验堆，中远期建成10MW，实验性100MW钍基熔盐堆。

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