核质量保证知识培训教材

核质量保证知识培训教材核电基础知识质量部二OO五年一月目录第一章核电概说 (1)第一节世界核电发展概况 (1)第二节我国核电的起步和发展 (1)第三节核能 (2)第四节核反应堆的堆型 (2)第五节核电厂的工作原理 (3)第六节核电是经济的能源，可持续发展的能源 (4)第二章一回路系统及其主要设备 (5)第七节一回路概述..................................................................... 5. 第八节反应堆本体 (5)第九节反应堆冷却剂系统（一回路系统） (7)第十节安全壳 (8)第三章核安全概述 (9)第十一节核电厂的安全问题 (9)第十二节多道屏障及纵深防御原则 (10)第四章安全等级、规范等级、质量等级和抗震类别 (11)第十三节设备的安全等级 (11)第十四节规范等级与质量等级 (12)第十五节抗震类别的确定 (12)第五章核安全法规体系介绍 (13)第十六节我国核安全立法情况 (13)第六章关于核安全文化的概念 (14)第一章核电概说第一节世界核电发展概况世界上第一座核电站于1954年在前苏联建成。

自上世纪50年代以来，前苏联、美国、比利时、法国、英国、日本、加拿大等发达国家建造了大量核电站。

特别是上世纪70年代，核能发电经历了快速的发展。

到目前为止，核能发电已占全球总发电量的17%左右。

至2001年12月全球核发电机组数为490台，其中运行机组441台。

部分国家如法国、比利时等，其核电比例已占其发电份额70%以上。

作为一种成熟的能源，核电曾在两次世界能源危机后，为解决能源供应，保障能源安全方面发挥了重要的作用。

自上世纪80年代起，因美国三哩岛和苏联切尔诺贝利核电站事故，以及全球能源需求的趋缓，使核电发展放慢了速度。

第二节我国核电的起步和发展秦山一期1×300MW机组于1985年开始筹建，1991年建成投产；大亚湾核电站2×900MW压水堆机组1994年建成，投入商业运行；我国援巴的PC-I核电站300MW机组2000年在巴基斯坦建成投产；目前，我国已运行和在建的核电站机组有秦山的一期1台，二期2台，三期2台；大亚湾2台，岭澳2台；连云港田湾2台。

正在积极筹建的有广东阳江，浙江三门，山东海洋等核电站。

图1.我国的大亚湾核电站到目前为止，我国已运行的装机容量仅占总发电装机容量的2%。

到2005年11台机组全部投入运行后，核电总装机容量为870万KW，在电力生产的结构中的比例也仅占2.6%左右。

到2020年我国要新上百万千瓦级核电机组20台。

预计到那时我国核电比重将达到全国总装机容量的4%左右。

图2.我国的岭澳核电站第三节核能1．核裂变：上世纪初，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子后能分裂，同时放出2-3个中子和大量能量。

放出的能量比化学反应中释放的能量大得多，这就是核裂变。

原子弹就是利用原子核裂变放出的能量起杀伤破坏作用的。

而原子反应堆也是利用这一原理来获取能量的。

所不同的是，它是可以控制的。

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、微量的铀-234外，其余百分之九十几是不具放射性的铀-238。

铀-235原子核完全裂变所释放的能量是同重量煤完全燃烧放出的能量的二百七十万倍（2700000倍）。

也就是说，1克铀-235完全裂变所释放的能量相当于2吨半优质煤完全燃烧时所释放的能量。

2．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。

核聚变反应必须在极高的温度和压力才能进行，如在太阳、恒星、氢弹爆炸中进行的那样。

氢弹是利用氘、氚原子核的聚变反应，瞬间释放巨大能量来起杀伤破坏作用的。

世界上，包括我国在内，正在研究受控热核聚变反应装置，使其释放能量的过程可控。

1克氘化锂完全反应所产生的能量为铀-235裂变能量的三倍多。

第四节核反应堆的堆型常用的核反应堆有轻水堆（又分为压水堆和沸水堆两种）、重水堆、高温气冷堆和快中子反应堆几种。

1．压水堆：为压力水核反应堆的简称(水是把堆芯的热传递出来的介质，是载热剂也是冷却剂)。

英文名称为：Pressurized Water Reactor因此又简称为PWR。

我国现有的核电站除了秦山三期有两套重水堆外，全部为压水堆。

关于压水堆，下面还要详细介绍。

2．沸水堆（BWR）：与压水堆相比，在沸水堆中，取消了蒸汽发生器。

蒸汽直接由反应堆压力容器生产。

即在反应堆压力容器中，水是沸腾的，因此叫沸水堆。

在日本建有许多沸水堆和先进型沸水堆。

3．重水堆（HWR）：与压水堆和沸水堆这两种轻水堆不同，重水堆中使用的冷却剂是重水。

且其燃料棒和控制棒是水平配置的。

其特点是可以不停堆更换核燃料。

我国秦山三期引用加拿大技术建成2台重水堆。

4．高温气冷堆（HTGR）：用气体（例如氦）作为反应堆冷却剂。

其压力容器是预应力混凝土的。

5．快中子增殖反应堆：简称快堆。

我国第一座实验用快堆的机械部分正在我公司制造安装中。

在快堆中由快中子引起链式反应释放出热能。

快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新的裂变材料，而且所产多于所耗，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。

主要是利用核裂变燃料，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。

考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60%~70%。

在快堆中，一回路的冷却剂不是水而是金属钠。

第五节核电厂的工作原理核电厂的每套机组都是由反应堆、蒸汽发生器、汽轮机、以电机扩有关设备、管路等组成。

以压水堆为例，其原理如图3所示。

图3. 900MW压水堆核电厂系统原理图载热剂（即冷却剂）流过反应堆活性区时吸收核裂变产生的热能，然后沿管路进入蒸汽发生器的U形管内，再把热量传递给U形管外的水，使其变为饱和蒸汽。

被冷却后的载热剂再由主泵送回反应堆，完成反应堆载热剂的密闭循环。

此环路称为第一回路（简称一回路）。

汽轮机工作介质在蒸汽发生器中被加热成饱和蒸汽后进入汽轮机膨胀作功，将蒸汽机的热能转变为汽轮机高速旋转的机械能，带动发电机发电。

作完功后的乏汽被排入冷凝器，由循环水进行冷却，使乏汽凝结成水。

然后再由给水泵将凝结水打回蒸汽发生器，完成汽轮机工作介质的密闭循环。

此环路称为第二回路（简称二回路）。

由此可见，一、二回路的称呼是根据能量转换的先后次序定的。

这两个回路必须相互配合工作，谁也不能单独进行。

一、二回路的自然分界线是蒸汽发生器中的U形管传热面。

但习惯上将蒸汽发生器作为一个完整的设备划归一回路。

故一回路又称蒸汽发生系统或蒸汽供应系统。

汽轮机和发电机是直接刚性连接的，通常把它们看成一个整机机组，称为汽轮发电机组。

故二回路又称为电力生产系统。

二回路部分与常规电厂基本相同，故又称常规岛。

但党规岛的概念比二回路广得多。

它不仅包括能量转换流程中的汽-水循环回路，还包括为其服务的辅助系统及设备。

一回路部分的主要设备是核反应堆，故又称核岛。

同样，核岛的概念比一回路也广得多。

它不仅包括能量转换流程中载热剂的循环回路，还包括一切为反应堆服务的辅助系统及设备。

综上所述，压水堆核电厂将核能转变为电能是分四步，在四个主要设备中实现的：1．反应堆：将核能转变为热能（高温高压水）；2．蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的水，使其变为饱和蒸汽。

在此只进行热量交换，不进行能量的转变；3．汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能；4．发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。

第六节核电是经济的能源，可持续发展的能源1．从核电厂与常规火电厂的比较看，可以知道核电是经济的能源：火电低得多，所以核电成本还是普遍地低于火电。

的燃料储存场地和灰渣堆放场地。

所以说核电是经济的能源。

另外，火电厂还大量排放二氧化碳、一氧化碳和一氧化硫。

这些都是污染大气环境的主要物质。

这对核电厂来说却是不存在的，所以说，核电是更为清洁的能源。

核电厂反应堆存在大量的放射性物质，在政党运行情况下这些放射性物质被很好地隔离、屏蔽住。

所以其放射性总剂量很低。

但是，如果这些隔离、屏蔽条件被破坏，这些放射性物质就会大量释放放到环境中去，使用权电厂工作人员和周围居民受到超剂量放射性辐照。

关于这一点，我们在核安全一章中还要讲述。

2．核电将是可持续发展的能源：当今人类正在努力进行核聚变的科学研究，现在距实现可控核聚变还有一段时间。

但是由于有了快中子增殖堆，我们可以几十倍地提高铀资源的利用率，足以支撑人类社会到达可控核聚变的时代。

核聚变燃料主要是氘和锂。

而海水中氘的含量为0.034克/升。

地球上总水量约为138亿亿立方米，其中氘的储量约为40万亿吨。

地球上锂的储量有2000多亿吨。

锂可用来制造氚。

这些氘和氚足够人类在核聚变时代使用。

按目前世界能源消费水平，地球上可供核聚变的氘和氚能供人类使用上千亿年。

因此有些能源专家认为，只要解决了核聚变技术，人类就从根本上解决了能源问题。

第二章一回路系统及其主要设备第七节一回路概述一回路主系统设有2-3个环路,每个环路有一台主泵、一台蒸汽发生器,由主管道与反应堆相连接。

其中有一个环路上设有一台稳压器，稳压器通过安全阀与卸压箱相连。

一些辅助系统与主系统相连，其中包括：停堆冷却系统、化学和容积控制系统、安全注入系统等。

其全部设备安装在反应堆厂房和辅助厂房内，习惯上把它们称为核岛。

在反应堆堆芯，核燃料裂变产生能量，以热能表现出来。

主泵使冷却剂（载热剂）在主系统中循环，冷却剂通过堆芯时，温度升高，把热量带出来。

载热剂流经蒸汽发生器的U形管时将U形管外的水加热，也就是将热量由一回路传递给了二回路，使二回路的水汽化，成为饱和蒸汽从蒸汽发生器输出。

稳压器控制主系统的压力，并设有安全阀起压力保护作用。

如图1所示，一回路系统包括：反应堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器及其连接的管道。

第八节反应堆本体如图4所示为一台600MW的核反应堆压力壳。

反应堆本体由反应堆压力容器（压力壳）、堆内下部构件、堆内上部构件及反应堆堆芯四部分组成。

1．反应堆压力容器（见图4）：由顶盖、顶盖法兰、接管段、堆芯段、过渡段、下封头及进出口接管分别组焊而成。

母材为ASTM A508-3 低碳锰钼镍合金钢，内壁要堆焊不锈层；在下封头上装有多根镍铬合金的中子通量管；在顶盖（上封头）上装有一个排气管，多根控制棒驱动机管座和几个堆内温度测量热电偶接管。

顶盖法兰上有几十个螺栓孔。

在顶盖与筒体之间用两道O形密封环密封，并有监测引漏系统。

我公司能够成套地生产反应堆压力容器。

目前，我公司在手合同和在制的压力壳已有3台。