1.核电基础知识

核电厂与火电厂的比较
核电厂与火电厂的比较
核电厂与火电厂的比较
核电站常用术语 ① 核岛 、常规岛 、BOP
② NSSS、BNI
③ 反应堆、燃料元件、慢化剂、冷却剂
④一回路压力边界、三道屏障
⑤ 环路的概念 ⑥ 回路的概念 ⑦ 常用缩写
反应堆的基本结构 ①反应堆 反应堆堆芯是反应堆系统的心脏，堆芯中 的燃料必须以一定方式排列在一起，以便能以 可控的方式进行核裂变。堆芯的几何形状必须 能使所产生的热既经济又方便地被反应堆冷却 剂系统带走。反应堆设计还必须为其它部件提 供防止堆芯辐射所需的屏蔽。
常见核反应堆类型之 ②沸水堆（BWR）
⑶由于汽轮机所需蒸汽是从反应堆压力容器 中直接产生的，所以汽轮机及其辅助系统和 设备均带有不同程度的放射性。 ⑷由于给水直接进入反应堆压力容器，所以 沸水堆核电站的水化学程度较压水堆高。 ⑸核辅助系统较压水堆较为简单，这主要体 现在：取消了压水堆中的化容系统、硼回收 系统和硼、水补给系统等。
铀235原子核完全裂变放出的能量是同量 煤完全燃烧放出能量的 2700000倍！ 以1000MW压水堆核电站和燃煤电站相比较： ---压水堆核电站每年补充30吨核燃料（其中 只含有约1吨U235）。 ---燃煤电站每年约消耗300万吨原煤（相当于 每天需要3列40节的运煤列车）。
链式裂变反应 裂变反应是由中子引起的，而反应结果又产生了新的 中子。如果能用新的中子引起新的核裂变，裂变反应就 能连续不断地进行下去，同时不断产生能量。人们找到 了实现这种产生连续反应的条件，这种反应就叫链式裂 变反应。
⑤ 反应堆压力容器 反应堆堆芯所包含的燃料以及一回路冷却剂都必须 装在一个密封的系统内。这种容器必须高度可靠，以 便保证不发生冷却剂的泄漏，这种容器也必须能防止 放射性物质释放到环境中去。 压力容器必须能承受预期的设计压力，同时还必须 能承受由于管道断裂或地震所造成的任何冲击载荷。
⑥ 一回路压力边界 一回路压力边界包括反应堆容器、反应堆冷却剂 管道及其附件等称为反应堆冷却系统。包括蒸汽发生 器、反应堆冷却剂泵、连接辅助系统和应急系统用的 贯穿件以及相应的仪表。全部反应堆冷却剂系统部件 都位于安全壳内。 在运行时，反应堆冷却剂系统把堆内产生的热量 输送到蒸汽发生器中，蒸汽发生器产生蒸汽，供给汽 轮发电机。热的反应堆冷却剂从反应堆容器中出来， 流经热段管道进入蒸汽发生器，在那里排出能量产生 蒸汽。离开蒸汽发生器的冷却剂流经交叉段管道进入 反应堆冷却剂泵的吸水口。泵的排水流经冷段管道进 入反应堆容器入口接管，完成整个循环。
④ 一回路冷却剂 一回路冷却剂系统必须提供足够的冷却剂循环流 量，以便带走堆芯产生的热量，并将能量通过二回路 系统将能量传递给汽轮发电机。冷却剂必须能维持较 高温度，以便获得较高的热效率。冷却剂与堆芯材料 的相容性要好，并且总的中子寄生吸收要尽量少。在 某些设计中，冷却剂还必须起必要的中子慢化作用。
2.2 核电厂的主要堆型 压水堆 1956年 美国 沸水堆 1960年 美国 重水堆 1962年 加拿大 石墨水冷堆 （前苏联 切尔诺贝利核电站） 石墨气冷堆 快中子堆
目前世界上有约500个核电机组在运行， 总装机容量达35000万千瓦。 从核电站使用的堆型上，压水堆（PWR） 型核电站约占56%，沸水堆（BWR）型核电站 约占21%，重水堆型核电站约占7%，其它堆型 包括石墨水冷堆、气冷堆和快中子增殖堆约 占16%。
常见核反应堆类型之 ③重水反应堆（CANDU)
重水的慢化性能，吸收中子少，能使用天 然铀，不用建造昂贵的铀同位素分离工厂或 依赖国外进口的浓缩铀，重水堆能最有效地 利用天然铀，即从每吨天然铀中提取最大的 能量。从重水堆卸出的燃料烧得较透，含铀 235量低于扩建厂通常的尾料浓度。因此，不 急于后处理，可把卸出的燃料元件储存起来， 待将来快堆需要时再提取其中的钚，使燃料 循环简化。
Hale Waihona Puke 5 压水堆核电站主要设备和部件之 c)蒸汽发生器
蒸汽发生器是由外壳和U形管构成的立式热 交换器，反应堆的高温高压冷却剂在这里把能 量传递给二次冷却剂，以产生干饱和蒸汽供给 主汽轮机和辅助设施。蒸汽发生器在有放射性 的一回路系统和无放射性的二回路系统之间提 供了边界。 一次（反应堆冷却剂）侧 反应堆冷却剂通过半球形的下封头上的接 管进入和离开蒸汽发生器。下封头中有一块垂 直隔板（分隔器）从封头伸到管板，把下封头 分隔成入口室和出口室。为进入封头的进口侧 和出口侧，分别设置了用螺栓紧固、带有垫片 的人孔。
②
燃料元件
② 燃 料 元 件
核电站常用术语之③ 反应堆、燃料元件…… & ④一回路压力边界、三道屏障
③ 慢化剂 在热中子反应堆中，核裂变主要是由热中 子引起的（快中子反应堆中核裂变主要是由快 中子引起）。裂变产生的快中子必须经过慢化 剂核碰撞而减少能量变成热中子。因此，对慢 化剂材料的要求是当快中子与它碰撞时，使快 中子的能量损失越多越好，而吸收中子的能力 越小越好，基本上满足这两方面要求的慢化剂， 最好的是重水，其次是石墨，铍和水。
常见核反应堆类型之 ④高温冷堆（HTGR)
高温气冷堆也是世界上最早发展具有较成熟经验 的核电站动力堆之一。 这种堆的主要特点是采用热解碳和碳化矽作涂敷 微粒燃料，把这种微粒燃料弥散到石墨基体中做成元 件。每个微粒的涂敷层都能独立地防止裂变产物外逸 的作用，这种元件能达到很高的燃耗，又能耐高温， 堆内气体冷却剂（通常用氦气）的温度可以高达700 －850℃，因此堆的热效率很高，堆内的氦冷却剂和 石墨慢化剂都具有良好的热性能。 高温气冷堆是氦气冷却剂将反应堆热量传送给蒸 汽发生器内的水，使水化成蒸汽以产生动力。
1．世界能源状况与核电发展概况
核能 60多年前，科学家发现铀235的原子核在吸收 一个中子以后能分裂，同时放出2-3个中子和大 量的能量。而且放出的能量比化学反应中放出的 能量大的多，这就是核裂变能，也就是我们说的 核能。 铀235 ＋ 1个中子 →裂变产物A ＋ 裂变产物B ＋200MeV能量＋2.43个中子
5 压水堆核电站主要设备和部件之 b)
燃料组件
所有燃料组件都是机械结构完全相同的开 式组件。每个组件包括264根燃料棒、24根导 向套管和1根仪表导向外管，按17×17陈列布 置，由一些篮式格架组件以及顶部和底部接管 支承和定位。仪表导向外管位于中央位置；如 果燃料组件处于堆芯带测量装置的组件位置， 仪表导向外管就为插入堆芯中子控测器导向套 管提供了一个通道。根据燃料组件在堆芯内所 处的具体位置，控制棒导向套管为插入棒束控 制组件、中子源组件、可燃毒物组件或阻力塞 装置提供了通道。
常见核反应堆类型之 ②沸水堆（BWR）
沸水堆是沸腾轻水冷却和慢化反应堆的简称。 沸水堆和压水堆存在着明显的差别，主要体现 在以下几个主要方面： ⑴汽轮机所需的蒸汽是从压力容器内直接产生 的，而不象压水堆核电站那样蒸汽由蒸汽发生 器产生，从而取消了压水堆安全壳内几个最大 型的设备及辅助管道，如：蒸汽么生器、稳压 器等。 ⑵沸水堆反应堆压力容器内压力不到压水堆的 一半（约70kg/cm2）。
压水堆的优点是，1. 活化的腐蚀产物和破损燃 料元件棒逸出的裂变产物局限在一回路内，不会进入 二回路污染汽轮机；2. 还可以靠充入一回路水的硼 酸含量来补偿燃耗，可以大大减小控制棒数目，使后 者的任务仅限于调节负荷与停堆。由于正常运行时控 制棒基本上完全提出堆芯以外，所以中子通量的分布 比较均匀，可达到较深而均匀的燃耗。
常见核反应堆类型之 ③重水反应堆（CANDU)
世界上曾有过许多重水堆系统方案，也有 几种不同的模式或示范性核电站概念，但是目 前商用的只有加拿大集中力量发展的卧式压力 管式天然铀重水慢化，重水冷却型，称为坎杜 （CANDU）型重水堆。 经过2万千瓦实验堆（NPD-2）和20万千瓦 原型堆电站阶段，现在已发展到单堆功率70万 千瓦的工业规模核电站。
5 压水堆核电站主要设备和部件之 c)蒸汽发生器
二次（蒸汽）侧 蒸汽发生器的二次侧包括给水接管和蒸汽接 管、管束和支承、管束包层、一级和二级汽水 分离器。壳体和内部构件用碳钢制造。各种型 式的蒸汽发生器之间的主要区别是给水入口管 的位置和设计、汽水分离设备的设计，以及在 某些装置上增加了一体化的给水预热器。这些 区别对蒸汽发生器的功能几乎没有影响，只是 设计用来解决特定的运行问题或提高蒸汽发生 器的效率。 蒸汽发生器一般分为立式和卧式两种，对于 立式蒸汽发生器，高为-20m，外径约3.5m，U型 管数目约3400根。
常见核反应堆类型之 ⑤ 快中子增殖堆
天然铀中铀-235只约占0.7%，大量的铀-238 没有利用，快中子增殖堆是快中子不经慢化直 接轰击235U、230Pu引起核裂变。同时利用来自堆 芯边缘的高强度中子束，将贫铀-235的再生材 料238U产生核反应，铀-238系获中子后生成新的 裂变燃料钚-239，那么每发生一次核裂变，就 能产生一个以上的新的核燃料 239Pu。这种新产 生的核燃料与所消耗的核燃料的比值大于或等 于1时，就称为增殖，这个比值称为增殖比（低 于1时称为转换比）。
常见核反应堆类型之 ⑤ 快中子增殖堆
热中子堆浪费的中子多，这个比值不可能 大于 1 （一般说来，气冷堆约为 0.8 ，轻水堆 约为 0.5 ，重水堆约为 0.8 ），但是，快增殖 堆的增殖比可在1.1－1.4左右。 由于快增殖堆一方面消耗核燃料，另一方 面又能产生比消耗还多的新燃料，所以，只 要提供最初的燃料，其后不仅不需要补充裂 变燃料，而且生成的过剩钚还可用作其它新 建快增殖堆的初装料。因此，快增殖堆能充 分利用核燃料资源是较理想的反应堆，目前， 许多国家正积极研究和发展。
⑥一回路压力边界
⑦ 三道屏障
第一道是燃料包 壳; 第二道屏障是反 应堆冷却剂系统 压力边界，它起 着防止裂变产物 向环境释放的 “屏障”或“防 线”的作用，是 三道屏障中最关 键的一道屏障。 第三道是反应堆 安全壳。
核电站常用术语之 ⑥ 一、二、三回路的概念