1、 第一章核反应堆类型主要内容主要内容概述概述1压水堆压水堆PWRPWR2沸水堆沸水堆BWRBWR3重水堆重水堆4 5气冷堆气冷堆钠冷快中子堆钠冷快中子堆6舰船用核动力反应堆舰船用核动力反应堆7特殊用途的小型核反应堆特殊用途的小型核反应堆8第三代反应堆和第四代反应堆第三代反应堆和第四代反应堆9核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护核能应用的历程、现状核能应用的历程、现状 19411941年年1212月到月到1942 1942 年年12 12 月，费米领导一批物理学家月，费米领导一批物理学家在芝加哥大学斯塔克运动场的西看台下，成功地建造了世在芝加哥大学斯塔克运动场的西看台下，成功地建造了世界上第
2、一座核反应堆，发出了界上第一座核反应堆，发出了200W200W的电，解决了受控自持的电，解决了受控自持链式反应的众多技术问题，这标志着原子能时代的到来。链式反应的众多技术问题，这标志着原子能时代的到来。 图图 世界上第一座核反应堆世界上第一座核反应堆核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 19511951年年1212月，美国利用它的月，美国利用它的“增殖一号增殖一号”快堆产生的高快堆产生的高温蒸汽，带动发电机发出温蒸汽，带动发电机发出200 kW200 kW的电，从此核能的应用掀开的电，从此核能的应用掀开了新的篇章。了新的篇章。 19541954年，前苏联建成了世界第一座核电站。英国和美国年
3、，前苏联建成了世界第一座核电站。英国和美国分别于分别于19561956年（克得霍尔，年（克得霍尔，Calder HallCalder Hall ）和）和19591959年（宾州年（宾州船运港，船运港，Shipping-port Shipping-port ）建成原子能发电站。）建成原子能发电站。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护1954年问世的世界第一座试验性核电站（莫斯科附近）年问世的世界第一座试验性核电站（莫斯科附近）核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 2020世纪世纪6060年代初到年代初到7070年代初是核电发展的黄金时期。年代初是核电发展的黄金时期。19791979年美国
4、宾州三哩岛事故和年美国宾州三哩岛事故和19861986年前苏联切尔诺贝利核电年前苏联切尔诺贝利核电站事故使得人们更加冷静地对待核能，世界各国更加重视核站事故使得人们更加冷静地对待核能，世界各国更加重视核电的安全，在核电安全上投入了大量的资金，使核电的安全电的安全，在核电安全上投入了大量的资金，使核电的安全性得到了进一步保证，促进核能利用事业进一步向前发展。性得到了进一步保证，促进核能利用事业进一步向前发展。 19791979年年3 3月月2828日，美国宾州哈里斯堡东南日，美国宾州哈里斯堡东南1616公里处三哩岛核公里处三哩岛核电厂电厂2 2号反应堆发生放射性物质外泄事故，导致电厂周围号反应堆
5、发生放射性物质外泄事故，导致电厂周围8080公里公里范围内生态环境受到污染。这是人类发展核电以来第一次引起世范围内生态环境受到污染。这是人类发展核电以来第一次引起世人瞩目的核电厂事故，对社会生活、舆论和世界核能利用的发展人瞩目的核电厂事故，对社会生活、舆论和世界核能利用的发展都曾带来重大影响。都曾带来重大影响。 美国宾州三哩岛核电站美国宾州三哩岛核电站核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 据世界银行统计，到据世界银行统计，到20042004年年9 9月月2828日，在世界上日，在世界上3131个国个国家和地区，有家和地区，有439439座发电用原子能反应堆在运行，总容量为座发电用原子能反应
6、堆在运行，总容量为364.6364.6百万千瓦，约占世界发电总容量的百万千瓦，约占世界发电总容量的16% 16% 。 法国建成法国建成5959座发电用原子能反应堆，原子能发电量占其座发电用原子能反应堆，原子能发电量占其整个发电量的整个发电量的78%78%；日本建成；日本建成5454座，原子能发电量占其整个座，原子能发电量占其整个发电量的发电量的25%25%；美国建成；美国建成104104座，原子能发电量占其整个发电座，原子能发电量占其整个发电量的量的20%20%；俄罗斯建成；俄罗斯建成2929座，原子能发电量占其整个发电量座，原子能发电量占其整个发电量的的15% 15% 。核反应堆发展历史 实
7、验示范阶段（1946-1965）-第一代核能系统 高速发展阶段（1966-1980）-第二代核能系统 滞缓发展阶段（1980-2000）-第三代核能系统良性循环：改进技术，降低成本及大规模出口良性循环：改进技术，降低成本及大规模出口这一时期基本形成了目前世界核电的格局这一时期基本形成了目前世界核电的格局 美国：压水堆美国：压水堆Model 212、Model 312，Model 314 ，Model 412、Model 414；沸水堆（；沸水堆（BWR） 法国、日本、韩国：法国、日本、韩国：Model 412、System80 等标准核电站等标准核电站美国美国- -苏联引导核电发展苏联引导核电
8、发展第二世界国际积极跟进第二世界国际积极跟进 英国，法国：原型天然铀石墨气冷堆核电站英国，法国：原型天然铀石墨气冷堆核电站加拿大：天然铀重水堆核电站加拿大：天然铀重水堆核电站1973，1979 年两次石油危机年两次石油危机1979年年3月美国三哩岛事故雪上加霜月美国三哩岛事故雪上加霜1986年苏联切尔诺贝利核电事故致命一击年苏联切尔诺贝利核电事故致命一击要求更安全的要求更安全的第三代核电站第三代核电站，第三代核能系统，第三代核能系统应运而生。应运而生。核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护 我国于我国于19911991年建成第一座原子能发电站（秦山），包括年建成第一座原子能发电站（秦山），包
9、括这一座在内，现在投入运行的有这一座在内，现在投入运行的有9 9座发电用原子能反应堆，总座发电用原子能反应堆，总容量为容量为660660万千瓦，占国家发电总量的比重很小，不仅远低于万千瓦，占国家发电总量的比重很小，不仅远低于欧美发达国家的水平，而且与东亚相邻国家、地区相比，也欧美发达国家的水平，而且与东亚相邻国家、地区相比，也存在相当大的差距。存在相当大的差距。19951995年日本和韩国的原子能发电占总发年日本和韩国的原子能发电占总发电量的比重分别是电量的比重分别是30%30%和和36.2%36.2%，台湾地区是，台湾地区是31%31%，而我国大陆，而我国大陆只有只有1.29%1.29%。
10、核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护图图 秦山核电站外景秦山核电站外景 秦山秦山3030万千瓦核电站，自万千瓦核电站，自19911991年年1212月月1515日并网发电以来，日并网发电以来，已安全运行十多年，累计发电已安全运行十多年，累计发电200200多亿度。多亿度。 核技术应用与辐射防护核技术应用与辐射防护秦山秦山2 2期的一些资料期的一些资料1960198020002020204020602080（50-60 built） （反应堆发展历史本章主要知识点本章主要知识点掌握反应堆的掌握反应堆的基本工作原理基本工作原理了解反应堆的分类了解反应堆的分类了解核电厂基本工作原理了解核电厂基本
11、工作原理核物理基础核物理基础中子与原子核的相互作用中子与原子核的相互作用中子截面中子截面核裂变过程核裂变过程链式裂变反应链式裂变反应中子与原子核的相互作用中子与原子核的相互作用中子中子 中子是组成原子核的核子之一，它的静止质量中子是组成原子核的核子之一，它的静止质量稍稍 大于质子的静止质量。大于质子的静止质量。 中子不带电荷，因此在靠近原子核时不受核内中子不带电荷，因此在靠近原子核时不受核内正正 电的斥力。电的斥力。中子与原子核的相互作用中子与原子核的相互作用 中子在原子核外存在时是不稳定的，其回通过中子在原子核外存在时是不稳定的，其回通过衰衰变变 转变成质子，半衰期为转变成质子，半衰期为10
12、.3 min10.3 min。在热中子反应。在热中子反应堆堆 中，瞬发中子寿命约为中，瞬发中子寿命约为1010-3-31010-4-4s s，因此可以不，因此可以不考考 虑中子的不稳定性问题。虑中子的不稳定性问题。 中子与其它粒子一样具有波粒二重性。它的波长随中子与其它粒子一样具有波粒二重性。它的波长随 能量的降低而变长。在反应堆物理分析中，将中子能量的降低而变长。在反应堆物理分析中，将中子 当作粒子来描述。当作粒子来描述。中子与原子核的相互作用中子与原子核的相互作用 中子的能量不同，它与原子核相互作用的中子的能量不同，它与原子核相互作用的 概率、方式也就不同。在反应堆物理分析中，概率、方式也
13、就不同。在反应堆物理分析中， 通常按中子能量大小将它们分成三类：通常按中子能量大小将它们分成三类：快中子快中子E0.1 MeVE0.1 MeV中能中子中能中子 1 eVE0.1 MeV 1 eVE0.1 MeV 热中子热中子 E1 eVE1 eV中子与原子核的相互作用中子与原子核的相互作用中子与原子核相互作用机理中子与原子核相互作用机理 根据中子与靶根据中子与靶核相互作用结果的不同，核相互作用结果的不同，将中子与原子核的作用分为两大类：将中子与原子核的作用分为两大类：(1)(1)散射散射包括弹性散射和非弹性散射。包括弹性散射和非弹性散射。(2)(2)吸收吸收包括辐射俘获、核裂变、包括辐射俘获、
14、核裂变、(n,(n,) )和和(n,(n,p)p)反应等。反应等。中子与原子核的相互作用中子与原子核的相互作用 中子的散射中子的散射散射时入射粒子是中子，与靶核作用后放出散射时入射粒子是中子，与靶核作用后放出 的粒的粒子仍然是中子。散子仍然是中子。散射是在热中子反应堆中使射是在热中子反应堆中使 中子中子慢化慢化的主要核反应过程。的主要核反应过程。(1) (1) 非弹性散射非弹性散射 具有阈能的特点。具有阈能的特点。 在现代碰撞理在现代碰撞理论中是分子碰撞时能发生指定论中是分子碰撞时能发生指定态态- -态反应所需的最低能量值态反应所需的最低能量值( ( th)th)(2) (2) 弹性散射弹性散
15、射 所有能量范围中子都可能发生。所有能量范围中子都可能发生。中子与原子核的相互作用中子与原子核的相互作用 中子的吸收中子的吸收由于吸收反应的结果是中子消失，因此它对由于吸收反应的结果是中子消失，因此它对 反应反应堆内中子的平衡起着重要作用。堆内中子的平衡起着重要作用。(1) (1) 辐射俘获辐射俘获(n,(n,) )A X 1n A 1 X * A 1X Z0ZZ由于辐射俘获反应中，原先稳定的原子核通过俘由于辐射俘获反应中，原先稳定的原子核通过俘 获一获一个中子后，往往变成放射性原子核。这给反应堆个中子后，往往变成放射性原子核。这给反应堆 设备设备维护、三废处理、人员防护带来不少困难。维护、三
16、废处理、人员防护带来不少困难。中子与原子核的相互作用(2) (n,p)、(n,)反应(n,p)反应的一般反应式A X 1n A1 X * Z0Z半衰期很短，不会造成环境污染(n,)反应的一般反应式A X 1HZ 11A1*A34Z X Z 2 X 2 H eA X 1n Z010 B 1n 7Li 4He5032在低能区，这个反应的截面很大，所有该反应广泛地用作热中子反应堆的反 应性控制材料中子与原子核的相互作用中子与原子核的相互作用(3) 核裂变核裂变反应堆内最重要的核反应。一些核素，如反应堆内最重要的核反应。一些核素，如233U， 235U，239Pu在各种能量的中子作用均能发生裂变，在各
17、种能量的中子作用均能发生裂变， 并且在并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大。低能中子作用下发生裂变的可能性较大。通通 常把它们成为易裂变核素。常把它们成为易裂变核素。中子与原子核的相互作用235U裂变反应的一般反应式235U 1n 236U A1X A2Y 1n 200MeV92092Z1Z 20中子截面中子截面在反应堆的物理计算中，为了定量地计算在反应堆的物理计算中，为了定量地计算 中子核原子核的相互作用情况，必须引入一些中子核原子核的相互作用情况，必须引入一些 特定的物理量。特定的物理量。(1) (1) 微观截面微观截面微观截面微观截面是表示平均一个给定能量的入射中是表示平均一个给定能
18、量的入射中 子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量。它子与一个靶核发生作用的概率大小的一种度量。它 的单位是的单位是m m2 2。在实际应用中，通常用。在实际应用中，通常用“巴恩巴恩”( (巴，巴， b)b)为单位。为单位。根据中子与原子核作用原理，反应截面则有散射截面(弹性散射截面、非弹性散射截面)、 吸收截面(辐射俘获截面、裂变截面等)。 s e in a t f n, s a(2) (2) 宏观截面宏观截面微观截面微观截面是表示一个入射中子与单位是表示一个入射中子与单位 体积内体积内所有靶核发生核反应的平均概率大小所有靶核发生核反应的平均概率大小 的一种度的一种度量。也表征一个中子在介
19、质中穿行量。也表征一个中子在介质中穿行 单位距离与单位距离与靶核发生相互作用的概率的大小。靶核发生相互作用的概率的大小。 它的单位是它的单位是m m-1-1。现仍习惯于使用。现仍习惯于使用cmcm-1-1为单位。为单位。(3) 截面随中子能量的变化核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质。核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质。 低能区：低能区：吸收截面随中子能量的减小而逐渐增大。吸收截面随中子能量的减小而逐渐增大。中能区：中能区：许多重元素核的截面出现许多共振峰，这许多重元素核的截面出现许多共振峰，这个个区域也称为共振区。区域也称为共振区。 快中子区：快中子区：该区的截面通常很小。
20、该区的截面通常很小。微，观裂变截面f在热能区裂变截面f 随中子能量的减小而增加 其截面值很大。例如当中子能量为0.0253eV时，35U的f 583.5b。因而，热中子反应堆内的裂变反应 本上都是发生在这一能区。且基2俘获裂变比235U核吸收中子后并不都是发生裂变，有的发生辐核吸收中子后并不都是发生裂变，有的发生辐 射俘获反应变成射俘获反应变成236U。辐射俘获截面与裂变截面的。辐射俘获截面与裂变截面的比比 值通常用值通常用表示：表示： f 核裂变过程核裂变过程核裂变过程是反应堆内最重要的中子与核相互作核裂变过程是反应堆内最重要的中子与核相互作 用的过程，是核反应堆的工作基础。用的过程，是核反
21、应堆的工作基础。1、裂变能量的释放、裂变能量的释放根据结合能公式可以算出，实验上也已测出，根据结合能公式可以算出，实验上也已测出，235U 核一次裂变大约释放核一次裂变大约释放200MeV的能量，其中裂变的能量，其中裂变碎片碎片 的动能约占总释放能量的的动能约占总释放能量的80。裂变能量的绝。裂变能量的绝大部分大部分 在对内转变为热能。在对内转变为热能。能量形式能量/MeV裂变碎片的动能168裂变中子的动能5瞬发能量7裂变产物衰变7裂变产物衰变8中微子能量12总共207裂变产物的衰变裂变产物的衰变和和射线的能量约占总裂变能量射线的能量约占总裂变能量 的的4 45 5，它们是裂变碎片在衰变过程中
22、发射出来，它们是裂变碎片在衰变过程中发射出来 的，即这部分能量释放是有一段时间延迟的。因而停的，即这部分能量释放是有一段时间延迟的。因而停 堆后，仍然会有衰变热量产生，仍需进行冷却和屏蔽。堆后，仍然会有衰变热量产生，仍需进行冷却和屏蔽。 这种停堆后衰变余热的导出是反应堆安全研究中重要这种停堆后衰变余热的导出是反应堆安全研究中重要 的问题之一的问题之一。2 2、裂变产物、裂变产物核裂变反应的另一个重要结果就是生成裂变碎片核裂变反应的另一个重要结果就是生成裂变碎片 和和放出中子。核裂变绝大多数裂变成两个碎片。对于放出中子。核裂变绝大多数裂变成两个碎片。对于 热中子裂变来说，目前已发现热中子裂变来说
23、，目前已发现8080种以上的裂变碎片。种以上的裂变碎片。 裂变碎片质量数的范围大约分布在裂变碎片质量数的范围大约分布在7272161161之间。之间。在裂变产物种有些裂变产物有着非常长的半衰期和在裂变产物种有些裂变产物有着非常长的半衰期和 很强的放射性，例如很强的放射性，例如129I的半衰期长达的半衰期长达1.6107年，这年，这 就给反应堆乏燃料的储存、运输、后处理和最终安全就给反应堆乏燃料的储存、运输、后处理和最终安全 处置带来一系列困难。一座处置带来一系列困难。一座1000MW核电站年产这类核电站年产这类 核废料约核废料约35kg，随着核能的发展，乏燃料逐渐积累，随着核能的发展，乏燃料逐
24、渐积累， 如何处理这些长寿期高放射性的问题将非常严峻如何处理这些长寿期高放射性的问题将非常严峻。这。这 是目前核能发展有待解决的重大问题之一。是目前核能发展有待解决的重大问题之一。3、裂变中子核裂变反应放出的中子数和裂变方式有关。在实裂变反应放出的中子数和裂变方式有关。在实 际计算中采用平均中子数，用际计算中采用平均中子数，用(E)(E)表示。表示。 235 (E) 2.416 0.133E 239 (E) 2.862 0.135E链式裂变反应在适当的条件下，核裂变中子会引起周围其它裂在适当的条件下，核裂变中子会引起周围其它裂 变同位素的裂变，如此不断继续下去，这种反应过程变同位素的裂变，如此
25、不断继续下去，这种反应过程 称为称为链式裂变反应链式裂变反应。如果每次裂变反应产生的中子数目大于引起核裂如果每次裂变反应产生的中子数目大于引起核裂变所消耗的中子数目，那么一旦在少数的原子核引起变所消耗的中子数目，那么一旦在少数的原子核引起 裂变反应之后，就不再依靠外界的作用而使裂变反应裂变反应之后，就不再依靠外界的作用而使裂变反应 不断地进行下去，这样的裂变反应过程称为不断地进行下去，这样的裂变反应过程称为自续自续链链 式裂变反应式裂变反应。裂变核反应堆就是一种能以可控方式。裂变核反应堆就是一种能以可控方式产生自续链式裂变反应的装置。产生自续链式裂变反应的装置。 系统内中子的产生率 系统内中子
26、的总消失（吸收 泄漏）率effk有效增殖因数keff一个核反应堆能否实现自续的链式裂变反应，取一个核反应堆能否实现自续的链式裂变反应，取 决于裂变、非裂变吸收和泄漏等过程中中子的产生率决于裂变、非裂变吸收和泄漏等过程中中子的产生率 和消失率的平衡关系和消失率的平衡关系。Keff1时，系统内中子产生率等于消失率，裂变反应 以恒定的速率不断进行下去，这种系统称为临界系 统。 Keff1时，系统内中子数目将随时间不断增加，这种 系统称为超临界系统。当反应堆的尺寸为无限大时，中子的泄漏率便等于当反应堆的尺寸为无限大时，中子的泄漏率便等于 零，这时增殖因数将只与系统的材料成分和结构有关。零，这时增殖因数
27、将只与系统的材料成分和结构有关。 通常，把无限大介质的增殖因数称为无限介质增殖因通常，把无限大介质的增殖因数称为无限介质增殖因 数，以数，以K表示。表示。系统内中子的吸收率k 系统内中子的产生率对于实际的有限大小的反应堆，中子的泄漏是 不可避免的。定义中子的不泄漏概率为 系统内中子的吸收率 系统内中子的吸收率 系统内中子的泄漏率则 k keff反应堆维持自续链式裂变反应的条件是 k 1keff对于由特定材料组成和布置的系统，它的无限增 殖因数大于1，那么这种系统定可以通过改变反应堆 芯部大小，选择一个合适的芯部尺寸，恰好使k等 于1，从而使反应堆处于临界状态，这时反应堆芯部 的大小称为临界大小
28、。反应堆基本工作原理核燃料核燃料在反应堆中使用的裂变物质及可转换物质称在反应堆中使用的裂变物质及可转换物质称 为为核燃料。核燃料。核燃料中必须含有铀核燃料中必须含有铀235、铀、铀233、钚、钚239三种易裂变核素中的一种或两种。三种易裂变核素中的一种或两种。易裂变核素任何能量的中子都能引起核裂变的核素称 为易裂变核素。U-233 U-235Pu-239二次再生核燃料 一次核燃料 二次再生核燃料可转换核素可转换核素由能量大于1MeV以上的中子能够引起U-238， Tu-232转化，所以称这两种核素为可转换核素。天然铀天然铀中含有三种同位素将天然铀中U-235浓度富集到大于0.714%的 铀.U
29、-2350.714%U-2340.006%U-238富集铀99.28%核反应堆采用一定的控制措施，在核裂变过程中， 使上一代产生裂变反应的中子数与下一代裂变 产生的中子数数目相等，使核裂变反应达到临 界状态，这时核裂变反应所释放出来的能量基 本稳定，继而可以被充分利用。控制这种链式 反应的设备通常称为“核反应堆”。世界第一座核反应堆1942年12月2日，美国芝加哥大学 的一个废弃橄榄球运动场，费米和他 带领的研究生搭建了世界上第一座能 稳定放出核能的实验装置。这种装置 的试验成功证明：原子核链式裂变反 应是在人工控制下进行的，从而揭开 了原子核科学发展史的新篇章。核燃料：10吨金属铀40吨氧化
30、铀 慢化剂：石墨块 控制棒：青铜棒 外形尺寸：长、宽 9 m高6 m核反应堆的分类 核反应堆的主要功能 导出核裂变所释放的能量； 生产新的核燃料； 生产放射性同位素； 进行中子的其他应用和科学研究。 按使用目的分类按使用目的分类 生产堆生产可裂变材料239Pu、233U和 氢同位素。 动力堆主要利用裂变释放出的能量发电、 为舰船提供动力、供热等等。 研究堆 发电增殖两用堆按引起核裂变的中子能量分 快中子堆维持反应堆自持链式反应中子 能量大于0.1 MeV。 中能中子堆中子能量在1 eV0.1 MeV。 热中子反应堆中子能量在0.025 eV1 eV。 冷中子反应堆中子能量小于0.005 eV。
31、 超冷中子反应堆按冷却剂、慢化剂的种类分按冷却剂、慢化剂的种类分 轻水堆（包括压水堆和沸水堆） 重水堆用重水作冷却剂和慢化剂 石墨气冷堆用气体作冷却剂，石墨作 慢化剂 石墨水冷堆用水作冷却剂，石墨作慢 化剂 熔盐堆-其主冷却剂primary coolant是一种熔融态的混合盐，它可以在高温下工作（可获得更高的热效率）时保持低蒸汽压，从而降低机械应力，提高安全性，并且比熔融钠冷却剂活性低。 按燃料在堆内分布形式 均匀堆：核燃料、慢化剂、冷却剂均匀混合在一起 非均匀堆：绝大多数堆型全球核电机组情况（截止2010.8）堆型TypeUnder ConstructionOperationalLong T
32、erm ShutdownNo. of UnitsTotal MWeNo. of UnitsTotal MWeNo. of UnitsTotal MWe沸水堆BWR452509283976快中子堆FBR2127415601246石墨气冷堆GCR188949轻水冷却石墨堆LWGR19151510219加压重水反应堆PHWR2894462284042530压水堆PWR5150251269248089Total:605858444137463352776核电厂的组成核电厂的组成核反应堆基本结构核反应堆基本结构核反应堆基本过程核反应堆基本过程核岛(Nuclear Island)的组成 核蒸汽供应系统(N
33、SSS) 压水堆及一回路主系统和设备(主泵、蒸汽发 生器、稳压器、主管道等)； 三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热 排除系统和安全注入系统； 以上系统的控制、保护和检测系统。 核岛的其余组成部分 设备冷却水系统、重要厂用水系统、放射性废物处理系统及硼回收系统等。三环路压水堆一回路系统现代大功率的压 水堆核电站一回路系 统，一般有24个回 路对称地并联在反应 堆压力壳接管上。每 个回路由一台主泵、 一台蒸汽发生器和相 应的管道组成。常规岛(Conventional Island) 二回路系统，蒸汽系统、汽轮机发电机组、 凝汽器、蒸汽排放系统、给水加热系统和辅 助给水系统等； 循环冷却水系统；
34、 电厂系统及厂用电设备。二回路系统组成核电厂基本工作原理核电厂基本工作原理利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由 于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备 也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反 应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力 转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电 机和输配电系统及其辅助系统组成。压水堆电厂原理图压水堆电厂原理水水压力容器稳压器主泵主管道蒸发器汽轮机发电机冷凝器输配电二回路基本参数：一回路：压力154 bar, 高压水 二回路：压力55bar, 出口饱和蒸汽一回路蒸汽EPR EPR 厂房布置厂房布置Safeguard Building 4Diesel Buildi
35、ng 1+2C.I. Electrical Building Office BuildingReactor Building Fuel BuildingSafeguard Building 1Nuclear Auxiliary BuildingAccess BuildingTurbine BuildingWaste BuildingSafeguardBuilding 2+3DieselBuilding 3+4CPR1000沸水堆核电厂原理图核电厂能量转换过程核能水的热能蒸汽的热能叶轮的机械能电能核电厂能量转换过程蒸汽的产生蒸汽在汽轮机 中作功转子带动发电机发电核电厂能量转换过程机械能动力装置汽
36、轮机发电机核能电能蒸汽的动能（热能）核电厂厂区组成 1 核心区：主要由核岛和常规岛组成，包括反应 堆厂房，辅助厂房，燃料贮存厂房，主控制室， 应急柴油发电机厂房，汽轮发电机厂房等。 三废区：主要由废液贮存、处理厂房，固化厂 房，弱放废物库，固体废物贮存库，特种洗衣 房和特种汽车库等组成。 供排水区：主要有循环水泵房，输水隧洞，排 水渠道，淡水净化处理车间，消防站，高压消 防泵房，排水泵房等组成。核电厂厂区组成 2 动力供应区：主要由冷冻机站，压缩空气 及液氮贮存气化站，辅助锅炉房等组成。 检修及仓库区：包括检修车间，材料仓库， 设备综合仓库及危险品仓库等。 厂前区：为电厂行政办公大楼及汽车、消
37、 防、保安及生活服务设施。压水堆核电厂主要厂房布置院核能工程系反应堆、蒸汽发生器、 主泵、稳压器及管道阀门 等设备集中布置在一个立 式圆柱半球形顶盖或球形 的建筑物内，这个建筑物 通常称为安全壳。安全壳为内经约3040m，高约6070m的预 应力混凝土大型建筑物。核电厂运行的特点 11.火力发电厂中，可以连续不断地向锅炉供给燃 料，压水堆核电厂是一次装料、长期运行，过剩 反应性较大；重水堆则可以不停堆换料。2. 反应堆的堆芯内，核燃料发生裂变反应的同时， 有放出瞬发中子和瞬发射线，放射性带来了很 多常规电厂所没有的特殊问题；3.反应堆在停闭后，有停堆余热问题；核电厂运行的特点 24. 核电厂在
38、运行过程中，会产生气体、液体、固 体放射性废物；5. 核电厂的建设费用高，但在发电成本中，燃料 所占费用较为便宜。为此，核电厂应作为基本负 荷连续运行，并尽可能缩短反应堆的停闭时间。核电厂的安全性应能切实可靠地保障电厂周围的居民和核电厂工作 人员的安全：1. 在正常运行情况下，核电厂反应堆厂房外的放射性辐射， 以及核电厂排放的液态和气态放射性废物，对周围的居民 和核电厂工作人员的放射性辐照，应该远远小于法定的最 大容许计量；2. 在事故情况下，不论是内部原因发生的故障，或是由于外 部原因(如飞机坠落、地震、导弹袭击等)引起灾难性事故 时，核电厂的安全系统应迅速投入，以确保堆芯的安全， 并防止大
39、量放射性物质泄漏到环境中去。为了确保核电厂的安全性，现有核电厂的设 计、建造和运行贯彻了纵深防御(Defense-in- Depth)的安全原则。纵深防御原则包含在放射性源与人之间设置多道屏障(Multi-barrier)，以及确保多道屏障有效的多级防御。这个原则贯彻 在核电厂选址、设计、制造、建造、调试、运行、 事故处置和应急准备等各个环节中。纵深防御设计原则I.保守的设计、有效的措 施、必须的监督；II. 及时发现故障，控制事 故工况，设置保护系III.另设专设安全设施； IV. 防止和缓解严重事故的对策；V.有应急计划。统；纵深防御安全原则可靠的过程系统可靠的安全系统多道屏障高素质的运行维护人员检测并纠正错误核电厂的多道屏障第一道：燃料包壳； 第二道：一回路压力边界 第三道：压力容器； 第四道：安全壳。因此，核电厂正常运行 的安全是可以保证的。其主 要危险来自可能导致大量放 射性物质释放的重大事故。；
