浅谈核电

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核电站是如何发电的？简单来说就是62616964757 a 686964616 Fe 59 B9 ee 7 ad 943133238653365用核反应堆代替火力发电站的锅炉，在核反应堆内以特殊形式燃烧核燃料产生热量，将水加热成蒸汽。蒸汽通过管道进入汽轮机，带动汽轮发电机发电。一般来说，核电站的汽轮发电机和电气设备都和普通火力发电厂差不多，秘密主要在于核反应堆。

除了关键设备——核反应堆，核电站还有许多与之配套的重要设备。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、汽轮发电机和应急冷却系统。他们在核电站有自己的特殊功能。

如果把反应堆里的冷却剂比作人的血液，主泵就是心脏。它的作用是将冷却剂送入反应堆，然后流经蒸汽发生器，保证裂变反应产生的热量及时传递。

稳压器，也称为压力平衡器，用于控制反应堆系统的压力变化。正常运行时，起保压作用；发生事故时，提供过压保护。稳压器中有加热器和喷淋系统。当反应器内压力过高时，喷洒冷水降低压力；当反应器中的压力过低时，加热器自动通电并加热以蒸发水来增加压力。

蒸汽发生器的功能是将流经反应堆的冷却剂的热量传递给二次回路水，并将其转化为蒸汽，然后将蒸汽引入蒸汽涡轮发电机的气缸中进行工作。

安全壳用于控制和限制放射性物质从反应堆中扩散，以保护公众免受放射性物质的危害。在罕见的失水事故中，反应堆的一次水逸出，安全壳是避免裂变产物释放到周围环境的最后一道屏障。集装箱一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。

汽轮机核电站使用的汽轮发电机在结构上与常规热电站使用的汽轮发电机相似。不同的是，同功率机组的汽轮机由于蒸汽压力和温度较低，比常规火电厂的汽轮机大。

临界冷却系统为了应对核电站一次管道破裂造成的极端失水事故，现代核电站配备了临界冷却系统。它由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦收到极端失水事故信号，安全注射系统将高压含硼水注入反应堆，喷雾系统将水和化学品喷入安全壳。可以减轻事故的后果，限制事故的蔓延。

注意：

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，如铀(钇)和钍(t)，才能发生核裂变。这些原子的原子核吸收一个中子后，会分裂成两个或两个以上更小的原子核，同时释放出两三个中子和大量的能量，可以使其他原子核发生核裂变.让这个过程继续下去。这个过程叫做连锁反应。当核裂变发生时，原子核释放出巨大的能量，称为核能，俗称原子能。1克铀-235完全核裂变后释放的能量相当于燃烧2.5吨煤产生的能量。

浅谈核能

这里说的核能是指核裂变能。上述核电站的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素：组成

铀-235含量为0.71%

铀-238含量为99.28%

核电中铀-234含量为0.0058%(铀-235是自然界中唯一易裂变的核素。)

当一个中子轰击铀-235原子核时，原子核可以分裂成两个较轻的原子核，同时产生两个或三个中子和射线，并释放能量。如果新产生的中子击中另一个铀235原子核，它会引起新的裂变。在连锁反应中，能量会不断释放。

铀-235裂变释放多少能量？请记住一个数字。

也就是1公斤铀释放的能量

反应堆是核电站的关键设计，其中涉及到核裂变的链式反应。反应堆有很多种，压水堆是核电站中应用最广泛的。

核燃料是压水堆的第一件事。核燃料是一种燃料组件，将烧结好的小指大小的二氧化铀芯块放入锆合金管中，将300多根带有芯块的锆合金管组装在一起。大部分组件都有一堆控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始和结束。

压水堆以水为冷却剂，流经主泵驱动的燃料组件，吸收核裂变产生的热能，然后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里将热量传递给二次侧的水，将其转化为蒸汽，送入发电，而主冷却剂本身的温度则降低。蒸汽发生器的主冷却剂由主泵送回反应堆进行加热。冷却剂的这个循环通道称为一次回路，一次回路的高电压由稳压器维持和调节。

浅谈核电站

燃煤电站利用煤和石油发电，水电站利用水力发电，核电站是利用原子核中储存的能量发电的新型电站。核电站大致可以分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括反应堆装置和一次回路系统；另一部分是使用蒸汽发电的传统岛屿，包括涡轮发电机系统。

核电站使用的燃料是铀。铀是一种重金属。铀制成的核燃料在一种称为“反应堆”的设备中发生裂变，产生大量热能。然后利用高压水带出热能，在蒸汽发生器中产生蒸汽。蒸汽带动燃气轮机随发电机旋转，不断发电，通过电网向四面八方输送。这是最常见的压水堆核电站的工作原理。

浅谈核电站

电力是由发电厂产生的。我们知道，有燃煤或燃油的火力发电厂，有水力发电的水电站，还有一些利用风能、太阳能、地热能、潮汐能、波浪能和沼气发电的小型或实验性发电设备。核电厂是一种新型的电厂，它利用原子核中的能量大规模发电。

核废料和热污染是两个主要问题

目前的处置方式大多是将核废料固化，暂时存放在核电站的废料库中，5~10年后运至国家规划的放射性废料库储存或处置。但到目前为止，还没有一个国家能够找到一种安全、永久的方法简单介绍来处理高放射性核废料。但是不能处理核废料仅仅意味着它不能在短时间内消灭，其本身在储存过程中的安全性还是有保障的。

核电站的另一个问题是热污染。受制于常规岛内的用于发电的现有蒸汽汽轮机热效率较低，因而其比一般化石燃料电厂会排放更多废热到周围环境中，故核能电厂的热污染较严重。

浅谈反应堆

核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能-热能转换的装置。

核电厂用的压水反应堆有一个厚厚的钢质贺筒形外壳，腰部 有几个进水口和出水口，称为压力容器，900兆瓦的压水堆， 其压力容器高12米，直径3.9米，壁厚约0.2米。

压力容器是堆芯，堆芯由燃料组件和控制棒组件等组成。水在它们的间隙中流过。水在此起两个作用，一是降低中子的速度使之易于被铀-235核吸收，二是带出热量。900兆瓦 的压水堆 一般装有157个燃料组件，约含80吨二氧化铀。

压力容器顶装有控制棒驱动机构，通过改变控制棒的位置来 实现开堆、停堆(包括紧急停堆)和调节功率的大小。

核事故

一般来说，在核设施(例如核电厂)内发生了意外情况，造 成放射性物质外泄，致使工作人员和公众受超过或相当于规 定限值的照射，则称为核事故。显然，核事故的严重程度可以有一个很大的范围，为了有一个统一的认识标准，国际上 把核设施内发生的有安全意义的事件分为七个等级。

由表可以看出，只有4-7级才称为”事故”。5级以上的事 故需要实施场外应急计划，这种事故世界上共发生过四次， 即苏联切尔诺贝利事故、英国温茨凯尔事故，美国三里岛事故和日本福岛核电站事故。

1986年4月26日，前苏联建切尔诺贝利核电站第四号反应堆大起火，并发生化学爆炸(并非核爆炸)。爆炸释放量相当于堆内约3%~4%的核燃料。事故当时有2人被炸死，1人死于心脏病，救火中有29人受辐射损伤，其中28人因患急性放射性病致死。事故后周围30公里范围内撤离了21万居民。

事实上，这是一次严重的人为责任事故，当时研究人员在做一次安全实验，切断了反应堆所有的安全措施，却又启动了反应堆，这个实验方案严重违反了安全规程，这是事故的人为原因。事故的技术原因是前苏联开发的这种石墨水冷堆具有较大的缺陷，它有一段正温度系数的正反馈工作区，这在反应堆的设计上是不能允许的，另外，切尔诺贝利核电站没有绝大多数核电站具有的安全壳。

1979年3月38日清晨，美国建在宾夕法尼亚洲哈里斯堡东南16公里的三哩岛核电站，第二号反应堆发生了一起严重的失水事故，反应堆的堆芯部分熔化，大部分燃料元件损坏或熔化，放射性裂变产物泄漏到安全壳内，但并未外泄，对环境造成了轻微影响。由于事发地为美国，这次事故引起了极为强烈的反响，但其本身危害并不大，核电站内的118名职工无一伤亡，只有三人受到略高于季度允许剂量的照射，其余都在职业控制剂量以内。外泄的放射性物质也更少，方圆80公里的200万居民中，平均每人所受的放射性剂量还不如带一年夜光表或看一年彩电所受的剂量。三哩岛核事故是迄今压水堆核电厂发生的最严重的事故。

厂房描述

反应堆厂房:包括内外安全壳和内部结构以及堆芯熔融物捕捉器。反应堆厂房是双层圆筒形结构，该建筑包容并支撑与一回路相关的主要设施(包括压力容器和主冷却回路，包括主泵，蒸发器和稳压器)。反应堆换料腔和内部结构。辅助设备。厂房的主要功能是避免外部事件对内部反应的影响，确保不发生泄漏。包括一回路发生事故失水，使厂房内压力和温度升高。

1. 安全壳:安全壳是双层墙体结构，其中内墙体由预应力混凝土筒体和混凝土穹顶构成，内面衬以钢衬里，保证密封。外安全壳抵抗外部冲击。1.8米宽的环形区域将内外安全壳隔离，该区域处于负压状态，收集发生泄漏事故后泄漏物的收集，保证泄漏物在排入大气前被过滤，双层安全壳是考虑在严重事故对环境的有效保护。

2、 内部结构:主要功能是提供反应堆压力容器的支撑和附属设备的支撑;人员及设备的生物防护;避免管道的甩击和飞射物对安全壳、各回路以及安全系统的影响。

3、 结构描述:内部结构是钢筋混凝土结构包括一次屏蔽墙，二次屏蔽墙，反应堆换料腔;楼板和墙体。

4、 堆芯熔融物捕捉器:位于堆芯CVCS和VDS系统下部分为三部分，由堆坑下部、堆芯熔融物扩展通道和扩张区域组成。表面覆盖细石混凝土。底部有循环水系统，用以事故状态下对熔融物降温，水来自换料储水箱。

5、 安全厂房:安全厂房1&4分为9层，分别布置在安全壳两侧;厂房2&3分为8层，布置在一起，采用双层墙体。外墙与厂房各楼层分开，通向厂房的门应有门禁系统。

6、 燃料厂房:位于反应堆厂房和安全厂房2、3相对的位置，与反应堆厂房和安全厂房位于一个筏基础之上。9层(0.00-19.5m区域)。西侧为乏燃料水池及相关设施。东侧为事故废气过滤机组。采用双层墙，门应有门禁系统。

7、核辅助厂房:核辅助厂房内设置与电厂运行必需的与安全无关的辅助系统，同时设置有部分维修区域。是钢筋混凝土结构，基础与厂房的筏基础是分离的，放射性设备周围设置屏蔽结构以及有系统的隔离。提供充分的生物隔离。

8、 进出厂房:基础厂房内设有为保障人员安全进出核岛所必需的设备和设施。进出厂房的基础和核岛的基础临近，设置沉降缝，允许相对的位移。

9、 放射性废弃物厂房:分为放射性废弃物厂房(HQB)和放射性废弃物储存厂房(HQS)，其可收集、储存、处理液体和固体放射性废弃物。为两个机组公用，它同1号机组的核辅助厂房建筑直接连接，用来储存、运输树脂类废弃物以及收集、临时储存、运送废液。在放射性废弃物厂房和2号机辅助厂房附属建筑(2HQS)之间连接一条热管，用来输送2号机的废液。7)、 应急柴油机房:(HD)是钢筋混凝土结构，其钢筋混凝土筏基及地下部分及外墙使用沥青绝缘材料来防水的。用来放置柴油燃料储存罐、柴油燃料槽房间的楼板、墙体及天花板表面是掺合了憎油材料的水泥砂浆抹面的。

10、 安全厂用水泵房:为混凝土结构，其钢筋混凝土结构设计、配合比及工艺应具备足够的耐久性以保证结构主体能避免地下水和海水的侵蚀，所有与水接触的混凝土表面应使用精细模板，其他地方可以使用粗制模板。