核电站基本安全授权培训教材

Ⅰ 怎样保证核电站的安全

对于核电站的安全性，是人们最关心的问题。核电站反应堆内的核燃料是被封内装在特殊合金的元容件包壳里，不管核燃料在包壳里分裂成什么样的碎片，产生出什么样的裂变气体，都不会跑出来。如果元件包壳破裂，绝大部分裂变碎片仍将留在陶瓷体元件芯块内。跑出来的气体和少量碎片亦将限制在密闭回路内。即使同时出现回路泄漏，甚至断裂等严重事故，带放射性的液体和气体仍被限制在密闭的安全壳内。

此外，反应堆还使用一种吸收中子能力很强的材料做成控制棒来控制链式裂变反应。控制棒提升或移出堆芯，就可以启动反应堆和提高功率；反之，可降低功率和停堆。如果反应堆运行不正常或出现重大事故，控制棒会自行快速插入堆芯，使链式裂变反应停止，从而保证核电站的安全。

辐射是人们关心的另一个问题，据测定，核电站在正常运行情况下，排放的微量放射性物质，使附近居民受到的辐照剂量每年不到2×10-5C（一次X光医疗照射为7×10-4C）。而一座100万千瓦的燃煤电站，释放的放射性元素，可使附近居民受到每年5×10-5C的辐射剂量。

Ⅱ 核电科普：压水堆核电站有哪几道安全屏障

燃料用的是二氧化来铀陶瓷块自，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障；

把这些小的铀块重叠在高3米，外径9.5毫米，厚0.57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障；

从反应堆出来的水在蒸汽发生器中温度降低后，经一回路的循环泵驱动，又回到压力壳的堆芯继续加热，完成第一回路的循环。一回路和压力壳组成第三道安全屏障。

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目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆(LWR)，其余为重水堆(PHWR)以及先进气冷堆(AGR)等。轻水堆主要是压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。

压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。

Ⅲ 压水堆核电站有哪几道安全屏障

1、二氧化铀陶瓷块这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一版道安全屏障。

2、把权这些小的铀块重叠在高3米，外径9．5毫米，厚0．57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障。

3、从反应堆出来的水在蒸汽发生器中温度降低后，经一回路的循环泵驱动，又回到压力壳的堆芯继续加热，完成第一回路的循环。一回路和压力壳组成第三道安全屏障。

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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。

压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的3/4。我国核电站以及潜艇基本都采用了先进的压水堆核电机组，安全性比福岛高很多。

Ⅳ 核电站的安全可靠吗

对于核电站的安全性

Ⅳ 核电站是怎样保证安全的

核电站设有四道安全门，保证核辐射物不外泄。

第一道“安全门是，核燃料芯块外表涂上三四层热解碳和碳化硅涂料，可阻止99％的放射性物质外逸。有的是把燃料经过处理，有的是放在陶瓷做的燃料棒内。

第二道“安全门是芯块组成的燃料棒外面再套上一个密封管。密封管是由耐高温，耐腐蚀材料制成的。密封管能使逃逸出来的1％－2％的放射物质被包覆住。

第三道“安全门”是由燃料棒组成的芯堆放在一个大容器内。容器直径有几米，壁厚20厘米，形状像热水瓶胆，由低合金钢制成的。万一燃料棒的密封管破裂了，泄漏出来的物质也不会跑到这个容器的外面去。

第四道“安全门”是有一个安全壳的厂房，把“一回路”设备包容在里面，安全壳没有窗户和多余的门，并且建设很坚固。这就保证了如果万一发生事故，放射物质也不向外泄漏，使危险只限于安全壳内。

放射性物质也不会由冷却物质泄漏出去。就以压水堆来说吧。反应堆和蒸气发生器所用的水，是“一回路”，而推动汽轮机转动的蒸气所用的水，是“二回路”。“一回路”和“二回路”是隔离的。另外，“二回路”的水循环使用，不外流。所以要把汽轮机用过的热水冷却，冷却用的水与“二回路”的用水是隔离的。所以核电站的放射性不会由冷却水泄漏出去。

核电站还有很完善的安全系统，它包括事故监视装置、安全保护线路和安全保护执行机构三大部分。事故监视装置对30项－40项重要参数进行监视，如果发现有出现事故的苗头，立即发出警告信号和让反应堆停止工作信号。安全保护线路根据监视装置的信号，根据预先设计的措施和方法，发出信号，驱使安全保护执行机构将反应堆关闭，使防止事故的系统投入工作。安全保护线路是采用两套甚至三套“保险线路”，以提高可靠性。

还有工程安全设施，假若压水堆的“一回路”管道破裂造成堆芯失水，紧急停堆系统会在2秒内关闭反应堆，并且开动安全注入系统，注入大量的水，水中含有吸收中子的吸收剂。

万一发生火灾，厂房安全壳的喷淋系统自动从顶部喷淋而下，水中含有氢氧化纳和硼酸，可以将蒸气和放射物除掉。在发生事故时，安全壳隔离系统，自动地把厂房安全壳与外部相通的管道关闭，使厂房安全壳与外部隔离起来。

为了使核电站更安全，现在更注意发展安全的新型反应堆。新一代核电站有三种类型。

（1）改良型：在现有反应堆类型基础上，增加安全措施，提高安全性，使可靠性更高。

（2）革新型：采用先进堆型，简化设备（设备越多可靠性就越低），增加安全系统，提高使用寿命。例如现在很多反应堆都采取措施，保证在操作人员出现错误时，也不会造成事故。日本研究出一种“自动恢复”反应堆，它有自我检查能力，发现有故障苗头，就命令机器人去排除故障，进行修理，值班人员在不知不觉中，事故苗头就已经被消除了。日本还开发一种“小型高速增殖堆”，在使用寿命30年内，不用更换燃料，这本身就可以提高安全性。

（3）“革命型”：采用的反应堆，从根本上就不会发生严重事故。比如，人们设想一种“傻瓜堆”，不论人们如何操作，都不会有大事故。这种反应堆目前只是处在概念阶段。

未来的核电站安全目标是，事故率可忽略，比如说一座反应堆工作一年的平均事故概率小于千万分之一。

Ⅵ 核电站的安全问题主要是怎样处理

狭义上的安全问题主要是有关核燃料的运行，储存，维修过程中核辐射的防护问题。回就是针对核能特点来答说的。而广义上来说还包括其他常规电厂所面临的安全问题的总和。

我主要说一下核电站特有的吧：

1. 前期核电站选址要考虑的相关要求，地址条件、水源、气候以及社会因素。

2. 核电站建造时所采取的设计方案的安全评价，安全设施系统的论证

3. 核电站正常运行期间防止出现事故，出现预期运行事件能够及时矫正，简单来说就是工作人员的正常剂量在规定值内，系统功能不失效。排出的废水废气符合标准。

4. 发生事故时能够及时使反应堆停堆，不引发厂外响应，保证工作人员、公众和周围环境不会收到放射性的危害，即安全屏障要完好

5. 核电站退役后，能够妥善处理，不会发生放射性泄漏。

   总之，核心问题就是处理好放射性的危害，是我们使用核能的利益相对于代价最大化。

Ⅶ 大亚湾核电站的详细资料

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

http://www.lwlm.com/show.aspx?id=1128&cid=60
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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。
核电厂废物排放严格遵照国家标准，而实际排放的放射性物质的量远低于标准规定的允许值。所以，核电厂不会对给人生活和工农业生产带来有害的影响。

10．核电站是经济的能源
世界上有核电国家的多年统计资料表明，虽然核电站的比投资高于燃煤电厂，但是，由于核燃料成本显著地低于燃煤成本，以及燃料是长期起作用的因素，这就使得目前核电站的总发电成本低于烧煤电厂。

11．核能是可持续发展的能源
世界上已探明的铀储量约490万吨，钍储量约275万吨。这些裂变燃料足够使用到聚变能时代。聚变燃料

Ⅷ 核电站的防护措施

放在 无人区比较安全。在人口密集城市建核电站哪怕是有千万分之一的不安全因素，对于生活在核电站和周边的人们来说也是百分之百的灾害。

Ⅸ 核电站安全吗

核电站通常都建有一套严密的安全防范系统,能防止放射性物质外泄｡即使出现事故,防范回系统也会采取措施答,防止核泄漏｡

平时,核电站的放射性是很低的｡一般情况下,核电站周围居民一年所受的放射性物质的剂量,比照一次透视的剂量还小,对人的危害简直可以忽略不计｡因此核电站是非常安全的｡

Ⅹ 核电站安全吗

核电站通常都建有一套严密的安全防范系统,能防止放射性物质外泄?即使内出现事故,防范系统也会采取措施容,防止核泄漏?

平时,核电站的放射性是很低的?一般情况下,核电站周围居民一年所受的放射性物质的剂量,比照一次透视的剂量还小,对人的危害简直可以忽略不计?因此核电站是非常安全的?