核电站详细资料大全

核电站是指通过适当的装置将核能转变成电能的设施。核电站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，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。核电站的系统和设备通常由两大部分组成：核的系统和设备，又称为核岛；常规的系统和设备，又称为常规岛。

基本介绍中文名：核电站外文名：nuclear power plant 原理：原子核裂变释放核能产电特点：消耗的燃料少等类型：气冷堆型核电站等学科：电力简述,发展,特点,原理,类型,组成,技术要求,放射性影响, 简述利用核能进行发电的电站称为核电站，当今世界上只能利用裂变的链式反应产生的能量来发电。核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电，或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。将原子核裂变释放的核能转换成热能，再转变为电能的系统和设施，通常称为核电站。世界上核电站常用的反应堆有轻水堆、重水堆和改进型气冷堆及快堆等，但使用最广泛的是轻水堆。按产生蒸汽的过程不同，轻水堆可分成沸水堆核电站和压水堆核电站两类。压水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。压水堆核电站占全世界核电总容量的60%以上。核电站用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。发展核电站自20世纪50年代开始，根据其工作原理和安全性能的差异，可将其分为四代。 第一代核电站 核电站的开发和建设开始于20世纪50年代。1951年，美国最先建成世界上第一座实验性核电站。1954年苏联也建成发电功率为5 000千瓦的实验性核电站。1957年，美国建成发电功率为9万千瓦的原型核电站。这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。上述实验性的原型核电机组被称为第一代核电站。 第二代核电站 20世纪60年代后期，在实验性和原型核电站机组的基础上，陆续建成发电功率为几十万千瓦或几百万千瓦，并采用不同工作原理的所谓“压水堆””沸水堆”“重水堆””石墨水冷堆”等核反应堆技术的核发电机组。它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。如今，世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这一时期建成的，习惯上称其为第二代核电站。 第三代核电站 20世纪90年代，为了消除美国三里岛和前苏联车诺比核电站事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台了《先进轻水堆用户要求档案》（URD档案）、《欧洲用户对轻水堆核电站的要求》（EUR档案），进一步明确了预防与缓解严重事故，提高安全可靠性的要求。于是，国际上通常把满足URD档案或EUR史件的核电机组称为第三代核电机组。第三代核电机组有许多设计方案，其中比较有代表的设计就是美国西屋公司的AP100和法国阿海珐公司开发的EPR技术。这两项技术在理论上都有很高的安全性。这些设计理论上很好，但实践起来却困难重重。由于某些方面的技术还不够成熟，以致在世界各国使用三代核电技术的装机数寥寥无几。在这方面我国走在了世界的前列，浙江三门和山东海阳就采用了美国西屋公司的AP100技术；广东台山则采用法国阿海珐公司的EPR技术，它们的建成，将成为世界第三代核电站的先行者。 第四代核电站 2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷这10个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”，并于2001年7月签署了契约，约定共同合作研究开发第四代核能技术：期攀进一步降低电站的建造成本，更有效地保证它的安全性，使核废料的产生最少化和防止核扩散。但遗憾的是，迄今还没有建成一个符合这些要求的第四代核电站。我国核电站的建设始于20世纪80年代中期。首台核电机的组装在秦山核电站进行，1985年开工，1994年商业运行，电功率为300MW，为我国自行设计建造和运行的原型核电机组。使我国成为继美国、英国、法国、苏联、加拿大和瑞典后，全球第7个能自行设计建造核电机组的国家。截至2013年2月，我国大陆已建成并投入商业运行的核电站有7个，分别为浙江秦山核电站一期、二期、三期，广东大亚湾核电站和岭澳核电站一期、二期，江苏田湾核电站，共15台机组，还有28台机组处于建设中。特点 核电站的优势： 与传统的火力发电站相比，核电站具有十分明显的优势： (1)核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因此核能发电不会造成空气污染； (2)核能发电无碳排放，不会加重地球温室效应； (3)核能发电所使用的铀燃料，除了发电外，暂时没有其他的用途； (4)核燃料的能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座1000万千瓦的核能电厂一年只需30吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送； (5)核能发电的成本中，燃料赞用所占的比例较低，核能发电的成本不易受到国际经济形势的影响，固发电成本较为稳定。 核电站的缺点 核电站也存在一些明显的缺点： (1)核电厂会产生高低阶放射性废料，或者是使用过的核燃料，虽然所占体积不大，但因其具有放射性，必须慎重处理； (2)核电厂热效率较低，因而比一般的化石燃料电厂排放出更多的废热，故核电站对环境的热污染较严重； (3)核电站的投资成本太大，电力公司的财务风险较高； (4)核电较不适宜满负荷运转，也不适宜低于标准负荷运转； (5)兴建核电站常易引发政治歧见的纷争； (6)核电站的反应器内有大量的放射性物质，如果在事故中释放到外界环境，会对生态及民众造成伤害。原理核电站是利用原子核裂变反应释放出能量，经能量转化而发电的。现以压水堆核电站（见图1）为例，说明其工作原理。图1 在压水堆内，由核燃料原子核自持链式裂变反应产生大量热量，冷却剂（又称载热体）将反应堆中的热量带入蒸汽发生器，并将热量传给其工作介质——水，然后主循环泵把冷却剂输送回反应堆，循环使用，由此组成一个回路，称为第一回路。这一过程也就是核裂变能转换为热能的能量转换过程。蒸汽发生器U型管外二次侧的工作介质受热蒸发形成蒸汽，蒸汽进入汽轮机内膨胀做功，将蒸汽焓降放出的热能转换成汽轮机的转子转动的机械能，这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。做了功的蒸汽在凝汽器内冷凝成凝结水，重新返回蒸汽发生器，组成另一个循环回路，称为第二回路，这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。汽轮机的旋转转子直接带动发电机的转子旋转，使发电机发出电能，这是由机械能转换为电能的能量转换过程。类型核电站按反应堆类型分类，可分为气冷堆型核电站、改进型气冷堆型核电站、轻水堆型核电站、重水堆型核电站、快中子增殖型核电站。 (1)气冷堆型核电站，反应堆采用天然铀作燃料，用石墨作慢化剂，用二氧化碳或氦作冷却剂。此种反应堆由于一次装入燃料多，因此体积大，造价高。英国和法国曾采用此种堆型。 (2)改进型气冷堆型核电站，反应堆所用慢化剂和冷却剂与上述气冷堆型相同，只是燃料采用2.5%～3%的低浓缩铀，因此一次装入的燃料只有天然铀的1/5～1/4（按质量计），从而反应堆体积大大缩小，更换燃料也较简单，并可在较高温度下运行，热效率较高。美国、德国曾采用此种堆型。 (3)轻水堆型核电站，反应堆采用2%～3%低浓缩铀作燃料，用水作慢化剂和冷却剂。此种反应堆的体积小，造价低，技术也较容易掌握，世界上85%以上的核电站均采用此种堆型，我国全部采用此种堆型。轻水堆型核电站又可分为沸水堆型和压水堆型两种。沸水堆型核电站，这种核电站中的水在反应堆内直接沸腾。它只有一个回路，水在反应堆内受热变为蒸汽，直接用来推动汽轮机、带动发电机发电。沸水堆型的回路设备少，且几乎不会发生失水事故，较之压水堆型更为经济，更能适应外界负荷变化的需要。但其带放射性沾染的水蒸气直接进入汽轮机组，使机组维修困难，检修时停堆时间长，从而影响核电站的有效运行；此外，水沸腾后，密度降低，慢化作用减弱，因此所需核燃料比同功率的压水堆型多，其堆芯体积和外壳直径相应增大。加上气泡密度在堆内变化，容易引起功率不稳定，使控制复杂化。由此种种因素，沸水堆型核电站的建造数量减少。压水堆型核电站，这种核电站中的水在反应堆内不沸腾。它有两个回路，其中一回路的水流经反应堆，将堆内的热量带往蒸气发生器，与通过蒸气发生器的二回路中的水交换热能，使二回路中的水加热为高压蒸气，推动汽轮机运转，带动发电机发电。我国的核电站建设方针，确定近期以建造压水堆型为主。已建成的秦山核电站和大亚湾核电站，均为压水堆型。 (4)重水堆型核电站，反应堆以重水（含氘）作慢化剂和冷却剂，用天然铀作燃料。此种反应堆的燃料成本较低，但重水较贵。加拿大发展此种堆型。 (5)快中子增殖型核电站，反应堆不用慢化剂。反应堆内绝大部分是快中子，容易被反应堆周围的铀238所吸收，使铀238变为可裂变的钸239。此种反应堆可在10年左右使核燃料钸239比初装入量增殖20%以上，但其初期投资费用高。组成核电站由核岛、常规岛、核电站配套设施、核电站的安全防护措施组成。核岛为核电站的核心部分，主要部件为核反应堆、压力容器（压力壳）、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相应的管道、阀门等组成的一回路系统。常规岛指由蒸气发生器的二次侧、汽轮发电机组、凝汽器、给水泵及相应的管道、阀门等组成的二回路系统。核电站配套设施，指围绕确保核电站安全及环境保护而设定的一些设施，主要包括： (1)反应堆控制系统核紧停堆系统， (2)堆芯应急冷却系统； (3)安全壳顶部设定的冷水喷淋系统； (4)容积控制系统，它主要调节主冷却剂水的含硼量及容积变化； (5)化学控制系统，它主要用于控制一回路冷却剂水的含氧量和pH值，抑制有关设备和材料的腐蚀； (6)其他系统，像余热导出系统、冷却剂净化系统、三废（废气、废液、废渣）处理系统等。核电站的安全防护措施，用来确保核电站安全及环境保护，防止放射性物质逸出。核电站对核燃料及有关部分设定了三道严密可靠的屏障，堆芯为第一道屏障，作为燃料包壳，包壳为锆合金管或不锈钢管制成，核燃料芯密封于包壳内。它的第二道屏障为压力壳，这是反应堆冷却剂压力边界，由一回路和反应堆压力容器组成。壳体是一层厚合金钢板（通常功率为30万kW的压水堆，压力壳壁厚为160mm；90万kW的压水堆，压力壳壁厚超过200mm），其功用是燃料包壳密封万一损坏，放射性物质泄漏到水中，也仍然处在密封的一回路中，受到压力壳的屏障。它的第三道屏障为安全壳，或称反应堆厂房。它是一座顶部呈球面的预应力钢筋混凝土建筑物，其壁厚约lm，内衬6～7mm厚钢板。一回路的设备都安装在安全壳内，具有良好的密封性能，即使在严重事故情况下，如一回路管道损坏或地震等，也能确保放射性物质不致外泄，防止核电站周围环境受到核放射污染。技术要求世界核电发展和公众对新一代核电技术性能的要求有以下几方面。 (1)追求更好的安全性对核电站发生堆芯熔化事故和大量放射性释放的机率分别由和降低为和，从核电机组的固有安全概念扩展为包括整个核燃料循环体系的自然安全概念。 (2)不断改善核电的经济性核能要大规模发展，必须提高经济竞争能力，也就是要求更加经济的核能技术，更低造价，更低的发电成本。 (3)要满足环境生态可持续发展核能的固有优点是不排放污染环境的二氧化硫等废物和温室气体二氧化碳，具有常规能源所没有的优势。但要产生长寿命的放射性核素并将不断地积累，要将它烧掉，以满足环境生态可持续发展要求。 (4)要满足资源利用可持续发展的要求核反应堆发电技术只能利用天然铀资源蕴藏能量的1%左右。发展新的核电技术采用闭合燃料循环，实现裂变物质增殖，使有限的核能发展为大规模的核能。 (5)满足防核扩散的要求最重要是严格控制分离钸的生产，研究新的燃料循环工艺。实行核电站与后处理一体化，采用高温冶金法后处理工艺。放射性影响核电站的放射性是公众最担心的问题。其实人们在生活中，每时每刻不知不觉地在接受来源于天然放射性的本底和各种人工放射性辐照。据法国资料，人体每年受到的放射性辐照的剂量约为1.3mSv，其中包括： (1)宇宙射线，0.4～1mSv，它取决于海拔高度。 (2)地球辐射，0.3～1.3mSv，它取决于土壤的性质。 (3)人体，约0.25mSv。 (4)放射性医疗，约0.5mSv。 (5)电视，约0.1mSv。 (6)夜光表盘，约0.02mSv。 (7)烧油电站，约0.02mSv。 (8)烧煤电站，约1mSv。 (9)核电站，约0.01mSv。此外，饮食、吸菸、乘飞机都会使人们受到辐照的影响。从以上资料看核电站对居民辐照是毫不足道的，比起燃煤电站要小得多，因为煤中含镭，其辐照甚强。

浅谈核电站常规岛技术方案

[日期：2004-10-23] 来源：作者：广东省电力设计研究院王小宁 [字体：大中小]

摘要根据国内外有关核电设备制造厂所提供的资料，形成四类可供我国将来核电站选择的常规岛技术方案，并对四类技术方案进行了分析。

核电站的设备选型和供货商的选择，应采用国际竞争性招标方式，在技术、经济、自主化、国产化等方面进行深入分析比较，来选定供货商和机型。国外制造商必须选择国内设备制造厂作为合作伙伴，转让技术、合作生产，逐步全面实现自主化和设备国产化。

经初步研究，常规岛部分可供选择的国外主要设备潜在供货商有：英法GEC-ALSTHOM公司、美国西屋公司、日本三菱公司、美国GE公司等。到目前为止，ALSTHOM公司已同中国东方集团公司进行合作，形成一个联合体；美国西屋公司已同上海核电设备成套集团公司合资，组成西屋-上海联队。其它公司到目前尚未进行合作。

根据ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核电设备制造商所提供的资料，按照堆型的不同和一回路的不同，可以形成四类技术方案：

方案一——三环路改进型压水堆核电机组；

方案二——ABB-CE的系统80(System 80)型压水堆核电机组；

方案三——日本三菱公司的四环路压水堆核电机组；

方案四——先进型沸水堆(ABWR)核电机组。

下面就各类技术方案分别进行分析。

1 三环路改进型压水堆核电机组

此方案的一回路为标准的300 MW一个环路的三环路压水堆。此类方案包括中广核集团公司提出的CGP1000、欧洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的CNP 1000和西屋-上海联队推出的CPWR1000三种压水堆核电机组。

1.1 CGP1000与 CNP1000核电机组

CGP 1000由中广核集团提出，以大亚湾核电站为参考站，并借鉴美国西屋公司和ABB-CE公司的部分先进的设计，有选择地吸收了用户要求文件(URD)的要求，形成以300 MW一条环路的CGP1000技术方案。常规岛部分，汽轮发电机组选用ALSTHOM的Arabelle1000型汽轮发电机组。

CNP1000由欧洲制造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根据法国核电计划及大亚湾核电站、岭澳核电站等工程的设计、制造、安装、运行及维修中积累起来的经验推荐给中国的核电机组。常规岛部分的汽轮发电机组也以Arabelle1000型汽轮发电机组作为推荐机组。

由于CGP1000和CNP1000的常规岛部分的汽轮发电机组均为Arabelle1000型，所以实际上为同一类核电机组。

ALSTHOM在总结54台第1代汽轮发电机组的运行经验基础上，组合出了Arabelle1000型汽轮发电机组，参考电站为Chooz B(2台1 450 MW机组已分别于1996年7月11月投入运行)。

1.1.1 Arabelle1000型汽轮发电机组的主要技术数据

a)最大连续电功率：1 051 MW；

b)转速：1 500 r/min；

c)机组效率：36.3%；

d)末级叶片长度：1 450 mm；

e)排汽面积：76.8 m2；

f)背压：5.5 kPa；

g)凝汽器冷却面积：68 633 m2；

h)发电机额定输出功率：1 050 MW；

i)发电机视在输出功率：1 235 MVA；

j)发电机额定功率因数：0.85；

k)发电机额定端电压：26 kV。

1.1.2 Arabelle1000型汽轮发电机组的主要特点

a)缸体结构：三缸四排汽(HP/IP+2×LP94)，汽轮机采用高中压组合汽缸并直接和2个双流低压缸相连接，含有流向相反的高压和中压蒸汽流道。低压缸为双流式，低压外缸体支承在冷凝器上面，不是直接装在汽机基础上，轴承座和内缸体直接座于汽机基础上；

b)由于末级叶片比较长，具有较大的排汽面积，可使蒸汽膨胀过程加长，减少余速损失，提高机组效率；

c)由于蒸汽在高／中压缸中膨胀过程是以干蒸汽单流方向进行，另外，在高、中压排汽口加装抽汽扩散器以增加效率，所以，Arabelle1000型汽轮机的高中压膨胀效率相对比较高；

d)发电机采用水氢氢冷却方式，励磁系统采用无刷励磁方式。

1.2 CPWR1000核电机组

CPWR1000由西屋-上海联队推出，由上海市核电办公室牵头，组织上海核工程研究设计院、华东电力设计院、西屋公司等单位联合展开CPWR1000概念设计工作，并于1997年6月份完成。

CPWR1000是建立在西屋公司成熟的、经过设计、工程实践验证的技术上，以西班牙的Vandellos Ⅱ为参考电站(该电站已有50 000 h以上的高利用率的运行业绩)，结合西屋先进型压水堆机组(APWR1000)技术，并进行适当改进而来。

1.2.1 CPWR1000汽轮发电机组主要技术数据

a)汽轮机型式：单轴、四缸、六排汽、凝汽式、二级再热装置；

b)转速：1 500 r/min；

c)主蒸汽门前蒸汽压力：6.764 MPa；

d)主蒸汽门前蒸汽温度：283.5 ℃；

e)主蒸汽门前蒸汽流量：5 493.5 t/h；

f)主蒸汽门前蒸汽湿度：0.25%；

g)回热抽汽级数：6级(1级高压加热器+1级除氧器+4级低压加热器)；

h)给水温度：223.9 ℃；

i)平均冷却水温度：23.0 ℃；

j)末级叶片长度：1 250 mm；

k)排汽压力：5 kPa；

l)净热耗率：9.788 kJ/(Wh)；

m)机组最大保证功率：1 071.09 MW；

n)发电机功率因数：0.9；

o)短路比：0.5；

p)冷却方式：水氢氢；

q)励磁系统：静态励磁系统。

1.2.2 APWR1000汽轮发电机组结构特点

汽轮发电机组采用1个双流式高压汽缸及3个双流式低压汽缸串联组合，汽轮机末级叶片长度为1 250 mm，六排汽口，配置2台一级汽水分离以及两级蒸汽再热的汽水分离再热器。

1.2.3 CPWR1000相对于Vandellos Ⅱ的主要改进

a)核电机组最大保证出力由982 MW改为1 071 MW；

b)主汽门前蒸汽参数由6.44 MPa、280.2 ℃改为6.76 MPa、283.5 ℃；

c)平均冷却水温度由17.8 ℃改为23 ℃；

d)末级叶片长度由1 117.6 mm改为1 250 mm；

e)汽轮机旁路容量由40%额定汽量改为85%；

f)汽轮机回热系统由不设除氧器改为带除氧器；

g)发电机电压拟由21 kV改为24 kV；

h)凝汽器压力由7 kPa改为5 kPa；

i)汽轮机净热耗率由10.209 kJ/(Wh)降到9.788 kJ/(Wh)以下；

j)加大凝结水精处理装置容量；

k)常规岛仪表控制采用微机分散控制系统。

2 ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组

此方案也是压水堆机组，较三环路方案不同之处是核岛部分为双蒸发器，由美国燃烧工程公司(ABB-CE)开发而成。此方案也为韩国核电国产化方案，核岛部分为ABB-CE的系统80反应堆，相匹配的常规岛部分为美国GE公司的汽轮发电机组。参考电站为韩国灵光3、4机组。

灵光3、4机组经过2～3 a的运行，设备运行状况良好。

目前由于还没有收集到GE公司关于灵光3、4机组常规岛部分的详细资料，汽轮发电机组的技术参数、型式、内部结构及热力系统等还暂时不能描述。

3 日本三菱公司的四环路压水堆核电机组

此方案亦属成熟技术的压水堆机组，其技术的先进性与安全水平与三环路和双蒸发器方案相当。日本三菱公司推荐的四环路压水堆核电机组方案，是以日本大饭3、4机组作为参考电站。

大饭3、4机组采用了美国西屋公司的Model 412的标准设计，与大饭1、2号机组完全一致(大饭1、2号机组均为西屋公司设备)，是一个技术成熟的、有丰富运行经验的机组。大饭3、4号机组已分别于1991年和1992年投入商业运行。

3.1 三菱公司提供的汽轮发电机组的主要技术数据

a)发电机端额定出力：1 036 MW；

b)汽轮机型式：TC6F-44；

c)转速：1 500 r/min；

d)主汽门前蒸汽参数：压力6.30 MPa(绝对压力)，温度279.6 ℃，湿度0.43%，额定出力时蒸汽流量5 844.129 t/h；

e)给水温度：226.7 ℃；

f)凝汽器压力：5.07 kPa(绝对压力)；

g)低压缸总的排汽面积：71 m2；

h)发电机冷却方式：水氢氢；

i)励磁方式：无刷励磁。

3.2 机组的主要特点

3.2.1 热力系统

热力系统为压水堆机组典型的热力系统，MSR再热为两级。汽轮机为1个高压缸和3个低压缸。回热系统为1级高压加热器+1级除氧器+4级低压回热器。

3.2.2 厂房布置

机组布置为平行式，即反应堆的轴线与汽轮发电机组的轴线平行，这样的布置比较紧凑，汽机房体积小，行车可以共用，电缆长度短，机组之间的交通方便，只需要在汽机房墙的设计上考虑叶片飞射物的保护厚度即可。

4 先进型沸水堆(ABWR)核电机组

此方案为美国通用电气公司(GE)推出的先进型沸水堆(ABWR)核电机组，能满足用户要求文件(URD)。以日本东京电力公司的柏崎6、7号机组作为参考电站。

柏崎6、7号机组是目前世界上唯一获得美、日两国设计批准的、已建成并投入商业运行的改进型沸水堆核电机组。反应堆和汽轮发电机组均由美国通用电气公司生产，柏崎6号机是世界上第1个ABWR机组，于1991年9月开始建设，1996年11月竣工投入商业运行。

沸水堆核电机组是以美国通用电气公司(GE)为主进行开发的。1957年首台沸水堆核电机组投入运行，其后，经过多年的改进，从BWR-1到BWR-6，最后到ABWR。

4.1 ABWR汽轮发电机组主要技术数据

a)额定功率：1 350 MW；

b)汽轮机型式：TC6F-52；

c)汽缸结构：四缸六排汽(1HP+3LP)；

d)主汽门前主蒸汽压力：6.79 MPa；

e)主汽门前主蒸汽流量：7 640 t/h；

f)主汽门前主蒸汽湿度：0.4%；

g)低压缸末级叶片长度：1 320.88 mm；

h)回热系统：4级低压加热器+2级高压加热器(无除氧器)。

4.2 ABWR核电机组的主要特点

4.2.1 热力系统

热力系统为直接循环系统，冷却剂直接作为汽轮机的工质，将PWR核电机组中的一回路和二回路并为1个回路。

ABWR和PWR的汽轮机回热抽汽系统没有什么两样，其参数相似，ABWR主蒸汽压力略高于PWR，MSR的再热采用两级，以提高热效率，4级低加、2级高加，不设除氧器。加热器的疏水泵将疏水打入前级凝结水管。

4.2.2 厂房布置

由于ABWR是反应堆核蒸汽直接通到汽轮机，因此汽机厂房需要考虑防放射性的措施，汽机高压缸、MSR、高压加热器均用屏蔽墙隔离，运行期间人员不能进入。汽轮机的抽汽机排汽需经过过滤排入排汽筒，整个汽机车间是闭式通风系统。主蒸汽通过的安全壳两侧都有开关隔离阀。ABWR在正常运转时，如核燃料包壳不破损，主蒸汽携带放射性核元素主要是N16，N16的半衰期仅7 s。新蒸汽部分，即高压缸部分、MSR、高压加热器部分是带放射性的，需要屏蔽，而低压缸、凝结水部分是不带放射性的，不做特殊屏蔽。

5 结束语

以上四类技术方案的核电机组均是目前世界上技术比较先进和成熟的机组，其参考电站均有良好的运行业绩，四类方案都是可以供我国将来核电站选择的常规岛技术方案

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对于核能发电是当今世界各国都在大力发展的一种利用能源的途径，到现在我国已经建成投产的有浙江秦山和广东大亚湾两座核电站。在此我们选编了几篇介绍这方面内容的科普文章，希望同学们能对其有所了解，并从现在就努力，争取以后能为我国的核电发展事业做出大的贡献。

（一）核能及其机理

1. 原子的组成

原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。50万个原子排列起来相当一根头发的直径。如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。

2. 原子核的结构

原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。

3. 同位素

质子数P相同而中子数N不同的一些原子，或者说原子序数Z相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。

4. 核能

在50多年前，科学家发现铀-235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，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多，这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。

原子弹就是利用原子核裂变放出的能量起杀伤破坏作用，而核电反应堆也是利用这一原理获取能量，所不同的是，它是可以控制的。

5. 轻核聚变

两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，这种反应叫轻核聚变反应。它是取得核能的重要途径之一。在太阳等恒星内部，因压力、温度极高，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的聚变。自持的核聚变反应必须在极高的压力和温度下进行，故称为“热核聚变反应”。

氢弹是利用氘氚原子核的聚变反应瞬间释放巨大能量起杀伤破坏作用，正在研究受控热核聚变反应装置也是应用这一基本原理，它与氢弹的最大不同是，其释放能量是可以被控制的。

6．铀的特性及其能量的释放

铀是自然界中原子序数最大的元素，天然铀由几种同位素构成:除了0.71％的铀-235（235是质量数）、微量铀-234外，其余是铀-238，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。也就是说1克U-235完全裂变释放的能量相当于2吨半优质煤完全燃烧时所释放的能量。

7. 核能如何释放

核能的获得主要有两种途径，即重核裂变与轻核聚变。U-235，有一个特性，即当一个中子轰击它的原子核时，它能分裂成两个质量较小的原子核，同时产生2—3个中子和β、γ等射线，并释放出约200兆电子伏特的能量。

如果有一个新产生的中子，再去轰击另一个铀-235原子核，便引起新的裂变，以此类推，这样就使裂变反应不断地持续下去，这就是裂变链式反应，在链式反应中，核能就连续不断地释放出来。

8. 核聚变能量的释放

与铀相同数量的轻核聚变时放出的能量要比铀大几倍。例如1克氘化锂（Li-6）完全反应所产生的能量约为1克铀-235裂变能量的三倍多。实现核聚变的条件十分苛刻，即需要使氢核处于几千万度以上高温才能使相当的核具有动能实现聚合反应。

（二）核反应堆

1. 核反应堆及其组成

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。核反应堆是核电厂的心脏，核裂变链式反应在其中进行。

1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。

反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。

堆芯中的燃料：反应堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂变材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有U-235，它在天然铀中的含量仅有0.711％，另外两种同位素U-238和U-234各占99.238％和0.0058％，后两种均不易裂变。

另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料U-233和Pu-239。

用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。

燃料包壳：为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。

控制与保护系统中的控制棒和安全棒：为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。

冷却系统中的冷却剂：为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。

慢化系统中的慢化剂：由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。

反射层：反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。

屏蔽系统：反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及γ剂量。

辐射监测系统：该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。

2. 反应堆的结构形式和分类

反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。反应堆分类情况见后。

3. 研究实验反应堆

是指用作实验研究工具的反应堆，它不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆，如原型堆，零功率堆，各种模式堆等。研究实验堆的实验研究领域很广泛，包括堆物理，堆工程、生物、化学、物理、医学等，同时，还可生产各种放射性同位素和培训反应堆科学技术人员。研究实验堆种类很多，例如：游泳池式研究实验堆：在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和冷却剂，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池状的长圆形而得其名。

罐式研究实验堆：由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现，因此，必须采取加压罐式结构。

重水研究实验堆：重水的中子吸收截面小，允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。

此外，还有固体慢化剂研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。

4. 生产堆

主要用于生产易裂变材料或其他材料，或用来进行工业规模辐照。生产堆包括产钚堆，产氚堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆，如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。该堆结构简单，生产堆中的燃料元件既是燃料又是生产钚-239的原料。中子来源于用天然铀制作的元件中的U-235。U-235裂变中子产额为2—3个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被U-238吸收，即可转换成Pu-239，平均烧掉一个U-235原子可获得0.8个钚原子。也可以用生产堆生产热核燃料氚。用重水型生产堆生产氚要比用石墨生产堆产氚高7倍。

5. 动力反应堆

世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。核潜艇通常用压水堆做为其动力装置。商用规模的核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆和快堆等。

压水堆：

采用低浓（铀-235浓度约为3％）的二氧化铀作燃料，高压水作慢化剂和冷却剂。是目前世界上最为成熟的堆型。

沸水堆：

采用低浓（铀-235浓度约为3％）的二氧化铀作燃料，沸腾水作慢化剂和冷却剂。

重水堆：

重水作慢化剂，重水（或沸腾轻水）作冷却剂，可用天然铀作燃料，目前达到商用水平的只有加拿大开发的坎杜堆，我国正建一座重水堆核电站。

石墨气冷堆：

以石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，用天然铀燃料，最高运行温度为360℃，这种堆已有丰富的运行经验，到90年代初期已运行了650个堆年。

快中子堆：

采用钚或高浓铀作燃料，一般用液态金属钠作冷却剂。不用慢化剂。根据冷却剂的不同分为钠冷快堆和气冷快堆。

（三）核电站

1. 什么是核电站

核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。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。

2. 核电站工作原理

核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。

3. 压水堆核电站

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。

4. 沸水堆核电站

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。

5. 重水堆核电站

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。

6. 快堆核电站

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％。

7. 世界上目前建造核电站情况

核电自50年代中期问世以来，目前已取得长足的发展。到1999年中期，世界上共有436座发电用核反应堆在运行，总装机容量为350676兆瓦。正在建造的发电反应堆有30座，总装机容量为21642兆瓦。

目前世界上有33个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17％，其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70％。据资料估计，到2005年核电厂装机容量将达到388567兆瓦。

8.核能是清洁的能源

目前环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的，化石燃料燃烧会放出大量的烟尘、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害气体造成的“温室效应”，将使地球气温升高，会造成气候异常，加速土地沙漠化过程，给社会经济的可持续发展带来灾难性的影响，核电站并不排放这些有害物质，不会造成“温室效应”，与火电厂相比，它能大大改善环境质量，保护人类赖以生存的生态环境等。

在国外核电站的周围有人居住、游泳、放牧牛羊、钓鱼，有的核电站位于大城市附近，有的位于游览区。核电站是安全、经济、干净的能源，与火电站相比，更有利于保护环境。

核电厂和火电厂对环境影响的比较（电功率100兆瓦） ——核电站对周围环境无污染

居民受到的辐射剂量氧化硫排放量

（吨/年）烟灰和殊物质

（吨/年）氧化氮排放量

（吨/年）采矿面积

（亩/年）危害健康的相对指数

燃煤发电厂 0.048 46000-127500 3500 26250-30000 1210 SO：32000 NOx：4530 烟灰：1100

压水堆核电站：0.018 0 0 0 30-42 氪氙 1

磷 20

9．核电站废物严格遵照国家标准，对人民生活不会产生有害影响

核电厂的三废治理设施与主体工程同时设计，同时施工，同时投产，其原则是尽量回收，把排放量减至最小，核电厂的固体废物完全不向环境排放，放射性液体废物转化为固体也不排放；像工作人员淋浴水、洗涤水之类的低放射性废水经过处理、检测合格后排放；气体废物经过滞留衰变和吸附，过滤后向高空排放。