核电站

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1、核电站（nuclear power plant）是利用核分裂(Nuclear Fission)或核融合 (Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的 核能发电厂都是利用核分裂反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核 裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规 岛（包括汽轮发电机系统），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。发发电电原原理理核电站是怎样发电的呢？简而言之，它是以 核反应堆来代替火电站的 锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的 “燃烧”产生热量，使核能 转变成热能来加热水产生蒸汽。利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推

2、动汽轮 发电机发电，使机械能转变成电能。一般说来，核电站的汽轮发电机及电 器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。 核核反反应应堆堆核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模 可控制裂变链式反应 的装置。 原子由原子核与核外电子组成。原子核由 质子与中子组成。当 铀 235 的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量 较小的原子核，同时放出 23 个中 核反应堆工作原理图1子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235 原子核，引起新的 裂变。如 此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其 他物质)带走热量才能避免反应

3、堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成 水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核 +热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这 就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工 作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强 放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是： 核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+防护装置。2 建建造造原原则则安安全全原原则则为了保护核电站工作人员和核电站周围居民的健康，核电站必须始终坚 持“质量第一，安全第一 ”的原则。 核电站的设计、建造和运行均采用纵 深防御的原

4、则，从设备、措施上提供多等级的重迭保护，以确保核电站对功 率能有效控制，对燃料组件能充分冷却，对放射性物质不发生泄漏。纵深防 御原则一般包括五层防线，即第一层防线：精心设计、制造、施工，确保核 电站有精良的硬件环境。建立周密的程序，严格的制度，对核电站工作人员 有高水平的教育和培训，人人注意和关心安全，有完备的软件环境。第二层 防线：加强运行管理和监督，及时正确处理异常情况，排除故障。第三层防 线在严重异常情况下反应堆正常的控制和保护系统动作，防止设备故障和人 为差错造成事故。第四层防线：发生事故情况时，启用核电站安全系统包括 各外设安全系统加强事故中的电站管理，防止事故扩大保护反应堆厂房安全

5、 壳。第五层防线万一发生极不可能发生的事故并伴有放射性外泄启用厂内外 应急响应计划努力减轻事故对周围居民和环境的影响。 安全保护系统均采用独立设备和冗余布置， 均备有事故电源，安全系 统可以抗地展和在蒸汽 空气及放射性物质的恶劣环境中运行。核电站运 行人员须经严格的技术和管理培训，通过国家核安全局主持的资格考试，获 得国家核安全局颁发的运行值岗操作员或高级操作员执照才能上岗，无照不 得上岗。执照在规定期内有效， 过期后必须申请核发机关再次审查。 万一发生了核外泄事故，应启动应急计划。应急计划的内容主要包括： 疏散人员，封闭核污染区（核反应堆及核电站），清除核污染，以保证人身 安全和环境清洁。

6、按照纵深防御的原则，在核燃料和环境外部空气之间设置了四道屏障。 即第一道屏障：燃料芯块核然料放在氧化铀陶瓷芯块中，并使得大部分裂变 产物和气体产物 95%以上保存在芯块内。第二道屏障：嫌料包壳，燃料芯块 密封在铅合金制造的包壳中构成核燃料芯棒错合金，具有足够的强度且在高 温下不与水发生反应。第三道屏障：压力管道和容器冷却剂系统将核燃料芯 棒封闭在 20cm 以上的钢质耐高压系统中避免放射性物质泄漏到反应堆厂房 内。第四道屏障：反应堆安全壳用预应力钢筋混凝土构筑壁厚近100cm， 内表面加有 6mm 的钢衬，可以抗御来自内部或外界的飞出物，防止放射性物 质进入环境。3 选选址址原原则则核电站的选

7、址要求非常高，选址需非常慎重。根据国际上通行的关于核 电站选址有经济、技术、安全、环境和社会四原则。 经济原则核电站能够有足够的资金来建设和运行，所服务的地区要有足 够的用电需求，所以核电站常常选址经济较发达的地区。 后面三个原则则有着密切的相互联系。核电站必须建在经济发达地区的 相对偏远地区， 50 公里以内不能有大中型城市。要求厂址深部必须没有断 裂带通过，而且要求核电站数千米范围内没有活动断裂，厂址100 千米海 域、50 千米内陆，历史上没有发生过 6 级以上地震，厂址区 600 年来也没 有发生 6 级地震的构造背景。从核安全的角度来看，核电站选址必须考虑到 公众和环境免受放射性事故

8、释放所引起的过量辐射影响，同时要考虑到突发 的自然事件或人为事件对核电厂的影响，所以，核电站必须选在人口密度低， 易隔离的地区。 另外，核电站在运行过程中要产生巨大热量，所以核电站的选址必须靠 近水源，最好是靠海，这也是大型核电站都建在海边的一个重要原因，并且 靠海还可以解决大件设备运输问题。万一发生危险，在平的海岸线和放射物 均匀发散的情况下，污染陆地面积只是完全在内陆的一半。但是建在海边有 利的同时也多出一个风险，就是海啸或者台风带来大浪的可能。通常会建设 防波堤来抵御巨浪的冲击。但是防波堤只能抵御一定程度的冲击，如果是比 较大的海啸的话，防波堤无能为力，很可能产生十分严重的后果。2011

9、 年 3 月 11 日日本 9 级大地震及海啸导致核泄露就是一例。 从上述要求来看，内陆地区核电选址更要慎重，因为内陆地区的水源全 部为淡水，并且几乎所有的大江大河都直接向周边城市供应生活用水，在这 种情况下建设核电站，一旦发生泄漏事故，后果不堪设想。4 编编辑辑本本段段基基本本设设备备综综述述核电站除了关键设备 核反应堆外，还 核反应堆示意图5有许多与之配合的重要设备。以 压水堆核电站 为例，它们是主泵，稳压器， 蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和 危急冷却系统 等。它们在核电站中有 各自的特殊功能。 主主泵泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的 功用是把冷却剂送进堆内

10、，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热 量及时传递出来。 稳稳压压器器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行 时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热 器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时， 加热器自动通电加热使水蒸发以增加 压力。 蒸蒸汽汽发发生生器器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成 蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。 安安全全壳壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是 防止裂变产物释放到

11、周围的最后一道屏障。安 发电设备示意图6全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。 汽汽轮轮机机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的 是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电 站的大。 危危急急冷冷却却系系统统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站 都设有危急冷却系统。它是由 安安全全注注射射系系统统 和安安全全壳壳喷喷淋淋系系统统 组成。一旦 接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷 淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。7 注注射射系系统统：当核电站一回路系统的管道

12、或设备发生破损事故后，安全注射系 统用来向堆芯紧急注入高硼冷却水，防止堆芯因失水而造成烧毁。 安全注射系统设有两套安全注射管系。一套为安全注射箱管系，在安全 注射箱内储有一定容积的高硼水，并用氮气充压，使注射箱内维持恒定的压 力。当一回路系统一旦发生大破裂事故，其压力低于安全注射箱的压力时， 安全注射箱内的硼水就通过止水阀自动注入一回路系统。另一套为安全注射 泵管系，当一回路系统因发生破损事故而压力下降至一定值时，安全注射泵 就自动启动，将换料水箱内的硼水注射至一回路系统，换料水箱内的硼水被 汲完后，安全注射泵可改汲从一回路系统泄露至安全壳底部的地坑水，使硼 水仍能连续不断地注入一回路系统冷却

13、堆芯。 在电站失去外电源情况下，安全注射泵的电源可由应急柴油发电机组自 动供电。 安安全全壳壳喷喷淋淋系系统统： 在核电站发生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故时，安全壳内充满了带放射性高压蒸汽，安全壳喷淋系统将用来降低安全壳 内压力和温度，使放射性蒸汽凝结下来。 在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头，当安全壳内由于发生主管道破 损事故而蒸汽压力升高时，安全壳喷淋系统的泵就自动启动，将换料水箱内 的硼水和 NaOH 贮箱内供除碘用的 NaOH 溶液一起汲入，以一定的比例混合， 再由喷淋头喷入安全壳内。当换料水箱的水被用尽后，喷淋泵可改汲安全壳 内的地坑水。此时，地坑水先由设备冷却水冷却后再重新喷

14、淋至安全壳内。 在核电站断电情况下，安全喷淋泵的电源也由应急柴油发电机组自动供 电。8 编编辑辑本本段段热热源源分分类类压压水水堆堆核核电电站站大阪核电站9以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核 岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备 主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反 应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形 式与常规火电厂类似。 沸沸水水堆堆核核电电站站以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在 反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水

15、堆， 都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都 需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸 汽-给水系统；反应堆辅助系统等。 大亚湾核电站10重重水水堆堆核核电电站站以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直 接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力 容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别， 但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电 站。 快快堆堆核核电电站站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快 堆在运行中既消耗 秦山三期

16、重水堆核电站11裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的 增殖。 世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气 冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚 -239 等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1% 2%，但在快堆中，铀 -238 原则上都能转换成钚 -239 而得以使用，但 考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60%70%。12 编编辑辑本本段段工工作作特特点点优优点点1、核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因 此核能发电不会造成空气污染。 2、核能发电不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。 3、核能发电所使用的铀燃料，除了发电外，没有其他的用途。 4、核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的 燃料体积小，运输与储存都很方便，一座1000 百万瓦的核能电厂一年只需 30 公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送。 5、核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能