核电站工作原理.doc

核电站工作原理核电站工作原理目录核电站的原理 核电站的结构 核电站分类 核电站 - 安全保障系统 核电站的选址 目前中国大陆现有核电站 在建和规划中的 核电站中长期布局 核电站的原理 核电站的结构 核电站分类 核电站 - 安全保障系统 核电站的选址 目前中国大陆现有核电站 在建和规划中的 核电站中长期布局 展开核电站 英文：a nuclear power plant 编编辑辑本本段段核核电电站站的的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，来加热 水使之变成蒸汽使核能转变成热能蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽 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 编编辑辑本本段段核核电电站站的的结结构构相相关关设设备备核电站除了关键设备 ——核反应堆外，还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，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 稳压器 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 蒸汽发生器 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 安全壳 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周围的最后一道屏障安全壳一般是内衬钢板 的预应力混凝土厚壁容器 汽轮机 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 危急冷却系统 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注射系统和安全壳喷淋系统组 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 核核裂裂变变核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化只有一些质量非常大的 原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变这些原子的原子核在吸收一 个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个 中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂变……，使过程持续 进行下去，这种过程称作链式反应原子核在发生核裂变时，释放出巨大的 能量称为原子核能，俗称原子能 1 克铀-235 完全发生核裂变后放出的能 量相当于燃烧 2.5 吨煤所产生的能量 编编辑辑本本段段核核电电站站分分类类压压水水堆堆核核电电站站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 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 目前，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％ 编编辑辑本本段段核核电电站站 - - 安安全全保保障障系系统统核核电电站站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 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 按照纵深防御的原则，目前的设计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 9s%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 0.6cm 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 核核电电站站配配置置的的外外设设安安全全系系统统①隔离系统，用来将反应堆厂房隔离开来，主要有自动关闭穿过厂房的 各条运行管道的阀门收集厂房内泄漏物质将其过滤后再排出厂外 ②注水系统在反应堆可能 “失水时，向堆芯注水，以冷却燃料组件避免 包壳破 核电站裂，注入水中含有硼，用以制止核链式反应注水系统使用压力 氮气，在无电流和无人操作情况下在一定压力下可自动注水 ③事故冷却器和喷淋系统，用来冷却厂房以降低厂房的压力在厂房压 力上升时先启动空气冷却（风机 — 换热器）的事故冷却器 ;再进一步可以 启动厂房喷淋系统将冷水或含翻水喷入厂房，以降热和降压 以上所有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[1] 编编辑辑本本段段核核电电站站的的选选址址选选址址四四原原则则核电站的选址要求非常高，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 靠靠近近海海边边另外，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 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 编编辑辑本本段段目目前前中中国国大大陆陆现现有有核核电电站站秦秦山山核核电电站站浙浙江江嘉嘉兴兴的的秦秦山山核核电电站站位于杭州湾畔，一期工程是中国第一座依靠自己 的力量设计、建造和运营管理的 30 万千瓦压水堆核电站 1985 年 3 月浇 灌第一罐核岛底板混凝土， 1991 年 12 月首次并网发电， 1994 年 4 月设入 商业运行，1995 年 7 月通过国家验收 二期工程，是建设我国自主设计、 自主建造、自主管理、自主运营的首座2× 60 万千瓦商用压水堆核电站， 于 1996 年 6 月 2 日开工，经过近 6 年的建设，第一台机组于 2002 年 4 月 15 日比计划提前 47 天投入商业运行。

秦山三期（ 重水堆）核电站采用加 拿大成熟的坎杜 6 重水堆核电技术，建造两台 70 万千瓦级核电机组1 号 机组于 2002 年 11 月 19 日首次并网发电，并于 2002 年 12 月 31 日投入商 业运行2 号机组于 2003 年 6 月 12 日首次并网发电，并于 2003 年 7 月 24 日投入商业运行 大大亚亚湾湾核核电电站站广广东东深深圳圳的的大大亚亚湾湾核核电电站站 1987 年 8 月 7 日工程正式开工， 1994 年 2 月 1 日和 5 月 6 日两台单机容量为 984MWe 压水堆反应堆机组先后投入商业 营运 田田湾湾核核电电站站田田湾湾核核电电站站 位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按 4 台百万千瓦级 核电机组规划，并留有再建 2 至 4 台的余地一期建设 2 台单机容量 106 万千瓦的俄罗斯 AES-91 型压水堆核电机组，设计寿命 40 年，年平均 负荷 因子不低于 80％，年发电量为 140 亿千瓦时工程于 1999 年 10 月 20 日 正式开工，单台机组的建设工期为62 个月,分别于 2004 年和 2005 年建成投产 岭岭澳澳核核电电站站岭岭澳澳核核电电站站一期工程于 1997 年 5。