核电站轻水堆
连载讲座 轻水堆概率论安全评价(PSA)入门 第1讲 PSA技术的回顾和基本思路
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Ｎ Ｃ在 １９ 年 ８ Ｒ ９５ 月的最终政策声明方案中做 了以下的叙述 。 为了加强规章制度的稳定性 、 有效性 ，以及提高安全性能 ，在拥有整合性和先见性 的方法中，有效运用 Ｐ Ａ 技术 ，同时应该确立运用 Ｐ Ａ 的框架结构。政策声明方案的 Ｓ Ｓ 实行 ， 规章制度程序涉及方面有 ： ①优化安全方面的想法和决定 ； Ｒ ＠Ｎ Ｃ如何更有效地
便 高效率地 进行核电站设施 的安全管理。在美国 ， 电站 的运行 已达 到了一定的高效率 ， 核 其
原因之一， 就是将风险信息有效地运用于维护管理， 而且还可以完善与此相对应的合理的安 全规章制度。现在，日 本也在积极地进行风险信息有效运用的相关活动， Ｓ Ｐ Ａ技术则作为基 本的风险评价技术。对此，笔者准备了一个连载讲座。
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国
外 核
动力 第４ Fra bibliotek 连载讲座 轻水堆概率论安全评价 （ Ｓ ） 门 Ｐ Ａ入
Ｓ 第１ 讲 Ｐ Ａ技术 的 回顾 和基本 思路
平野光将
（ 原子能安全基础组织机构 。日本 ）
近年来，随着概率安全评价（ｒ ａｉｓｃ ａ ｓ ｓ ｎ，Ｐ Ａ技术的发展，以欧美各 Ｐｏ ｂｉｉＳｆ Ａ ｓ ｓ ｔ Ｓ ） ｂ ｌｔ ｅ ｅ ｍｅ 国为中心，很多国家都做了一些应用尝试，希望能通过有效运用 Ｐ Ａ 得到的风险信息，以 Ｓ
（）Ｓ ３Ｐ Ａ技术应该尽可能地实施和公开。
（） ４在使用作为对于公众风险控制水平 的安全 目标和其辅助数值 目 堆芯损毁概率 标（
等） 时，要充分考虑风险评价中的不确定程度。 接下来 ，对于考虑 了风险情报信息的各项规章制度 ，就其试验性的运用研究而言 ， 已进行了各个具体课题的研究 。如，运用期间试验频率的变更 ，针对系统 、设备在风险 评价上的重要程度而引进的质量保证计划，以及运用期间检查项 目的变更等等 。以这些 经验为基准 ，制定与有效运用风险情报活动有关联 的规章制度和基准，这样就完善了有 效运用风险情报信息活动的正式框架 。这些基准并不否认既有的基准，而是作为追加的 选择基准。也就是说 ， 假如 申请者要变更试验对象的设备或试验频率 ， 以选择适合于 可 这些基准的任何方法。 另外 ，经历 了切尔诺贝利事故的欧洲各 国，一方面通过 Ｉ Ｅ （ Ａ Ａ ￣际原子能机构） 和
反应堆堆型简介
CANDU的缺点
重水昂贵； 重水昂贵； 堆本体庞大； 堆本体庞大； 系统复杂； 系统复杂； 轻水堆的三条缺点， 也同样存在。 轻水堆的三条缺点，CANDU也同样存在。 也同样存在 其燃料转化比虽高于轻水堆， （其燃料转化比虽高于轻水堆，但还是不能 增殖） 增殖）
石墨沸水堆 RMBK
这是前苏联开发的一种用石墨作为慢化剂、 这是前苏联开发的一种用石墨作为慢化剂、 轻水作为冷却剂的核电站反应堆。 轻水作为冷却剂的核电站反应堆。发生切 尔诺贝利事故的就是这种反应堆。 尔诺贝利事故的就是这种反应堆。 这种堆毛病多多（参阅第七章的有关课件）， 这种堆毛病多多（参阅第七章的有关课件）， 今后不会再建了。 今后不会再建了。
堆、高温气冷堆） 高温气冷堆）
根据堆的用途分类
实验反应堆（用于科学实验、教学培训等） 实验反应堆（用于科学实验、教学培训等） 生产堆（生产军用钚） 生产堆（生产军用钚） 动力堆（发电，推进等； 地上，海洋，天空） 动力堆（发电，推进等； 地上，海洋，天空） 供热堆
实验反应堆
数量甚大, 种类繁多. 数量甚大 种类繁多 美国在三哩岛事故发生 之前,仅大学里用于教学科研的实验堆就有 之前 仅大学里用于教学科研的实验堆就有 好几十个. 好几十个 中国也有若干实验反应堆
反应堆的分类
世界上现有的, 曾经有过的,以及将来要建的 世界上现有的 曾经有过的 以及将来要建的 反应堆种类很多， 反应堆种类很多，对它们的分类也有不同 的分法。例如,可以 的分法。例如 可以 根据中子能谱分类 根据所用慢化剂分类 根据所用的冷却剂分类 根据堆的用途分类 。。。
根据中子能谱分类
热中子反应堆 快中子反应堆 中能中子反应堆(没有太多优点 没有太多优点) 中能中子反应堆 没有太多优点
核电厂安全知识点
核电站安全知识点核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停堆后，衰变热会释放很长时间3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。
核安全文化的定义：安全文化是单位和个人各种特征和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。
特性：安全文化的有形衍生、安全文化主动精神。
实质：在电厂建立一套科学严格的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。
人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互沟通的工作习惯。
自我检查是提高员工绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。
监护：这意味着两名操作员同时检查要执行的操作的正确性。
安全文化评价方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。
中国的核安全监管体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。
核电安全许可证：核电站现场安全审查安全批准、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。
核电站环境影响报告是指许可证申请人向环境保护部提交的环境影响评估文件。
核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。
核事故应急管理指南：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。
应急预案是为应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。
应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，提前在核电站周围留出区域，以制定应急计划并做好适当准备。
紧急状态分类：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。
一般应急水平也是保护行动乘客避免的剂量。
隐蔽 10 撤离 50 典防护 100 临时性避迁（第一个月 30 第二个月 10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv核电安全的总体目标是建立并保持对核电站放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。
核电技术论文
核电技术论文核电技术的关键特点是避免扩散，有着较高的经济性，而且较为安全，不会产生过多的废气物质。
下面是店铺为大家整理的核电技术论文，希望你们喜欢。
核电技术论文篇一浅谈核电技术的发展趋势摘要：在当今时代，所有的国家都面对着一个非常严峻的问题，即资源有效供应和环境清洁。
就是在这种背景之下，核能开始受到人们的关注，因为它是一种全新的清洁能源。
对于我们国家来讲，核电事业在最近几年中获取了非常显著的成就，文章具体的对当前的核能技术的进展等进行详细的论述。
关键词：核电技术;现状;发展趋势1 当前时代核电科技的发展方向1.1 核能复苏的动向美国提出将核能复苏的构想。
2001年5月17日，美国总统布什颁布新的美国核能政策，指出“应该发展清洁的、资源无限的核能”，能源政策提出“把扩大核能作为国家能源政策的重要组成部分”，而且论述了几点带动核电复苏的条例内容。
要求美国核管会在审批新的先进反应堆申请许可证的过程中将保证安全和环境保护作为最重要的条件。
要求核管会推动核电企业对现役核电站安全升级、增加发电量。
要求核管会对现役核电站重新发放许可证，使之达到或超过安全标准。
提出发展下一代核技术和先进的核燃料循环，重新审订核燃料处理方法的研究，使得核废料少并具有强的防核扩散能力;不鼓励积累分离钚;要发展清洁、高效、废物量少、防核扩散的乏燃料处理处置技术。
在2001年5月召开的核能会议上，美国核工业界提出在2020年前，新增核电装机5000万kW的设想目标。
2001年8月初，美国众议院通过了“保障美国未来能源”的法案，鼓励在目前的厂址上积极的进行全新的建设工作，增加国家在核能方面的研究费用，增加各大学的核科学及核工程的教育经费和研究费用。
1.2 第四代核电技术概念的提出1.2.1 第四代核电技术的概念把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代;70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代;第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆;该项技术指的是将要开发的核电技术，它的关键特点是避免扩散，有着较高的经济性，而且较为安全，不会产生过多的废气物质。
核电科普知识宣传
核电科普知识宣传一、什么是核电站？核电站是利用在动力反应堆中进行的核裂变反应所产生的热能来发电的动力设施。
目前世界上核电站采用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆、快堆以及高温气冷堆等，但比较广泛使用的是压水反应堆，约占核电总装机容量的70％。
压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。
二、什么是核能与核裂变？世界上一切物质都由原子构成。
原子由带正电的原子核和围绕它高速旋转的带负电的电子构成，原子核由质子和中子构成。
链式核裂变反应中子撞击原子核引起原子核裂变，裂变的过程释放出能量，同时又产生了新的中子。
新产生的中子引起新的原子核裂变，裂变反应连续不断地进行下去，同时不断产生能量。
这个过程就是链式核裂变反应。
核能铀-235 原子核在中子的轰击下可以发生核裂变并同时放出能量，此外，铀-233、钚-239等也能产生核裂变反应，核裂变反应放出的能量就是核能。
三、压水堆核电站的发电原理核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，再被高压水把热能带 1 出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。
一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成 327 度、155 个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U 型管，通过管壁将热能传递给U 型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。
水这样不断的在密闭的回路内循环，被称为一回路。
二回路蒸汽发生器 U 型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力；做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。
这样的汽水循环过程，被称为二回路。
三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。
四、什么是核燃料？核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。
压水堆核电站及燃料元件相关标准
I C S27.120.30F48案15828-2005EJ/T 542－2005代替E J/T 542-1991烧三氧化二-二氧化块S peci f i cat i on f or si nt er ed gadol i ni um oxi de-uranium di oxi de pel l et s2005－04－11发布2005－07－01实施国防科学技术工业委员会前本标准代替EJ/T 542-1991《烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块技术条件》。
本标准与EJ/T 542-1991相比主要有以下变化：a) 对原标准“化学要求”一节中的杂质、氧金属比进行了修订，取消了原标准对气体含量的要求；) 取消对当量硼含量的要求；对原标准“物理要求”一节中的芯块密度以及表面缺陷等内容进行了修订；) 对原标准“试验方法”至“标志、包装、运输、贮存”的结构进行了调整；增加了“质量保证”一章。
本标准由中国核工业集团公司提出。
本标准由核工业标准化研究所归口。
本标准起草单位：中国核动力研究设计院。
本标准主要起草人：易伟、代胜平、唐月明、沈洪、邹从沛、戴受惠。
本标准于1991年10月首次发布。
氧化-氧化块1本标准规定了烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块的技术要求、批料要求，以及取样及试验、验收规则、标志、包装、运输、贮存和质量保证的要求。
本标准适用于轻水堆中使用的烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块，也适用于含有任何235U富集度的铀和不同三氧化二钆质量分数的三氧化二钆-二氧化铀芯块。
2下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包含勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。
凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。
GB/T 10265 核级可烧结二氧化铀粉末技术条件GB/T 11927 二氧化铀芯块的密度和开口孔隙度测定 液体浸渍法EJ/T 543 核级三氧化二钆粉末技术条件EJ/T 687 烧结二氧化铀芯块承载能力试验方法33.1使用符合GB/T 10265的二氧化铀粉末和EJ/T 543的三氧化二钆粉末作为制造三氧化二钆-二氧化铀芯块的原料。
快中子反应堆
快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。
通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速称为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。
快中子反应堆-简介快中子反应堆快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆。
通常的核裂变反应堆，为了提升核燃料的链式裂变反应的效率，需要将裂变产生的高速中子（快中子）减速称为速度较慢的中子（热中子），通常加入较轻的原子核构成的中子慢化剂，比如轻水，重水等等，利用里面的氢原子作为高速中子碰撞减速的中子慢化剂。
快中子反应堆-概述原子能的释放、控制和利用，是20世纪重大科技成果之一。
原子能是原子核裂变产生链式反应释放出的能量，故又称核能。
核裂变和链式反应是在原子反应堆中进行的，所以，原子反应堆是核电站的"锅炉"。
目前的核电站中，大多数使用的是轻水堆。
轻水堆以铀-235为燃料，以水作慢化剂作用是使高速中子减速和冷却剂。
发电能力为100万千瓦的轻水堆，每天使用约3公斤铀-235。
虽然用量不多，但是由于天然铀储量有限现探明约可使用1000年，其中铀-235约只占0．7％，而99．3％是铀-238。
铀-235和铀-238都是铀的同位素，它们的原子核都会裂变，但铀-235有其独特的裂变方式，当中子撞击其原子核时，原子核会分裂成重量几乎相等的两部分，而铀-238却不具备上述裂变方式，所以不能用作轻水堆的燃料。
因此，当今核电站的核燃料中，铀-235如同"优质煤"，而铀-238却像"煤矸石"，只能作为核废料堆积在那里，成为污染环境的"公害"。
快中子反应堆-原理快中子反应堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。
钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，铀-238就会很快变成钚-239。
CPR1000压水堆系统介绍
2.3 CPR1000 CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千 瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用 压水堆技术方案。 CPR1000是目前我国设计自主化、设备本地化、建设 自主化、运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电 站为参考基础的技术方案。 CPR1000是根据世界上同类型机组1000多堆年运行经 验不断持续改进的技术结晶。
控制棒组件： 控制棒组件：CPR1000每一棒束有24根控制棒组件，每 一棒束控制棒组件有其本身的驱动系统，可单独或则多个同 时动作。 控制棒： 控制棒：大亚湾核电站采用两种类型的控制棒，即吸收 棒和不锈钢棒。黑棒的吸收剂材料为银-铟-镉合金，重量百 分比为80%，15%，5%。 可燃毒物组件： 可燃毒物组件：可燃毒物棒组件只用于第一燃料循环的 全新堆芯，功能是降低溶解在一回路冷却剂水中的硼浓度， 大亚湾核电站堆芯首次装有48个含12根可燃毒物的组件和18 个含有16根可燃毒物棒的组件，加上两个粗级中子源棒组件 中的32根，共有含896根可燃毒物棒的68个组件。
反应堆压力容 器设计寿命为60 年 低泄漏设计， 减少了对压力容 器的中子辐照； RPV堆芯活性段 采用整体锻件； 严格控制RPV材 料中的辐照敏感 元素Cu、P、S、 Ni等的含量。
功能
反应堆的心脏 产生自持链式核裂变反应 以热的形式释放裂变能
堆芯（活性 区）
组成
核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 通常还含有可转变核素 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 控制材料：控制中子数 控制材料：控制中子数
特点： 特点： 采取了严重事故的预防和缓解等措施，将使LAⅡ的综合 技术安全经济指标达到目前国际同类核电站的先进水平。 在从Dayabay最初引进到CPR1000的渐进式技术革新过程 中，充分借鉴了生产运行经验反馈，包括吸纳法国同类型机 组批量改造经验，现已更加完善的CPR1000方案是在 Dayabay 、 LAⅠ的技术基础之上，结合法国为追赶世界先 进核电的发展所作的第二次十年大修计划（VD2）的改进。 CPR1000还将继续分享同类机组运行经验的反馈。 CPR1000作为“二代加”技术，通过持续科技进步，逐渐趋 近第三代，可以保证与先进技术更加平稳地衔接过渡。
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轻水堆(1)压水堆电站
自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。
它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。
目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。
轻水堆又分为压水堆和沸水堆。
压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。
该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。
在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。
冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。
从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。
做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。
这就是二回路循环系统。
压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。
压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。
在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。
堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。
它是燃料组件构成的。
正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。
这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。
把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。
把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。
每个堆芯一般由121个到193个组件组成。
这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。
此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。
控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。
把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。
如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。
轻水堆(2)沸水堆电站
沸水堆核电站沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。
汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。
沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。
沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。
沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。
所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。
总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃
料也比较经济，具有良好的安全性、可靠性与经济性。
它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。
此外，轻水堆对天然铀的利用率低。
如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。
从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。
而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。