核电站基础知识
核电厂基本知识
核电厂基本知识目录一、核电厂概述 (2)1.1 核电厂的定义 (3)1.2 核电厂的类型 (3)1.3 核电厂的安全与防护 (4)二、核电厂的工作原理 (5)2.1 核裂变与核聚变 (6)2.2 反应堆的结构与功能 (7)2.3 核电厂的能量转换过程 (8)三、核电厂的组成部分 (9)3.1 核反应堆 (10)3.2 冷却剂系统 (11)3.3 控制棒驱动系统 (12)3.4 发电与输电系统 (13)3.5 核废物处理与处置系统 (15)四、核电厂的安全运行与管理 (16)4.1 安全文化的重要性 (17)4.2 安全管理体系的建立与实施 (19)4.3 安全监督检查与风险评估 (20)4.4 应急准备与响应 (21)五、核电厂的经济性与环境影响 (23)5.1 核电厂的投资成本与收益分析 (24)5.2 核电厂对环境的影响 (25)5.3 核电厂在能源结构中的地位与作用 (27)六、核电厂的发展趋势与挑战 (28)6.1 核电厂技术的创新与发展 (29)6.2 核电厂面临的挑战与应对策略 (30)6.3 核电厂未来的发展趋势 (31)一、核电厂概述核电厂是一种利用核能进行发电的设施,其核心是通过核裂变或核聚变反应产生大量的能量,从而驱动发电机组发电。
与传统火力发电相比,核电厂具有高效、清洁、低碳等优点,因此在能源结构转型和应对全球气候变化方面具有重要意义。
核电厂的主要组成部分包括核反应堆、汽轮机、发电机、蒸汽发生器、安全系统等。
核反应堆是核电厂的核心部分,负责将核能转化为热能;汽轮机则将热能转化为机械能,进而驱动发电机发电;发电机则是将机械能转化为电能的设备;蒸汽发生器用于将汽轮机产生的蒸汽进一步加热,以提高发电效率;安全系统则负责在紧急情况下对核电厂进行保护,确保人员和设备的安全。
核电厂的安全运行至关重要,因此核电厂在设计、建造和运行过程中都需要严格遵守国际核安全法规和标准,以确保其长期稳定运行。
2024年核电基础知识考试题库及答案(最新版)
2024年核电基础知识考试题库及答案(最新版)一、单选题1.强度是指材料在外力的作用下()的能力。
A、抵抗变形和破坏B、产生塑性变形而不被破坏C、抵抗其它更硬物体压入其表面参考答案:A2.无论哪种照射,都应遵守辐射防护三原则,包括:?原则、防护最优化原则、个人剂量限值的应用原则。
A、正当性;B、ALARA;C、确定性参考答案:A3.在核电厂的所有工况下,包括全厂失电的情况下,要求不间断地连续供电的是______。
A、第一类用户B、第二类用户C、第三类用户参考答案:A4.反应性控制的类型不包括:A、液位控制B、功率控制C、补偿控制D、紧急停堆控制参考答案:A5.反应堆功率正比于反应堆的?A、热中子最大通量B、热中子平均通量C、热中子最小通量D、快中子平均通量密度参考答案:B6.拉伸实验时,试样拉断前所能承受的最大应力称为材料的()。
A、屈服强度B、抗拉强度C、弹性极限参考答案:B7.压水堆核电厂,链式裂变反应是由维持的。
A、热中子B、快中子C、γ射线参考答案:A8._____是压力容器用以储存物料或完成化学反应所需要的主要空间,是压力容器的最主要的受压元件之一。
A、封头B、筒体C、密封装置参考答案:B9.当主保护或断路器拒动时,用来切除故障的保护为。
A、后备保护B、辅助保护C、异常运行保护参考答案:A10.技术规格书不适用于异常或事故工况,在这种工况下的安全保证是通过来实现的。
A、事故程序B、正常运行规程C、操作单参考答案:A11.g射线束强度减弱为入射强度一半时,吸收材料厚度称为半吸收厚度,或半值层,关于g射线的减弱系数,以下描述正确的是?A、水的减弱系数最大;B、石蜡是g射线理想的屏蔽材料;C、铅对g射线的减弱系数大于水和石蜡参考答案:C12.核反应堆的反应性ρ=0,则表示该反应堆?A、临界B、超临界C、次临界D、无法判断参考答案:A13.安全阀是一种自动阀门,它不需要借助外力而是利用介质本身的压力来排除额定数量的流体,它能够防止锅炉、压力容器或压力管道等承压装置和设备因_____而破坏。
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渣。
核 电 站 基 建 投 资 大 , 燃 料 费 用 也 相 当 可 观 , 但 其
运行费用比较低。
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6.压水堆核电站主要流程
核 反 应 堆 产 生 的 热 量 由 冷 却 剂 传 到 蒸 汽 发 生 器 , 加
热二次侧的给水,产生饱和蒸汽。
蒸 汽 发 生 器 产 生 的 饱 和 蒸 汽 , 通 过 调 节 进 入 汽 轮
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10.核电站的运行
核电站的运行工况主要分为正常运行、异常运行、事 故运行三个方面: 正常运行
包括核电站的启动、停止、功率运行、换料及带有 允许偏差的运行。 异常运行
某些系统、设备的异常导致核电站处于偏离正常运 行状态,这些异常虽不致于直接引起停堆或专设安全设施 动作,但如不及时处理,可能会引起事故。
机,驱动汽轮机做功。
与 汽 轮 机 转 子 同 轴 相 联 的 发 电 机 转 子 产 生 旋 转 磁
场,在发电机定子线圈上产生感应电压和电流,向
外电网输送。
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7.压水堆核电厂与化石燃料电厂
反应堆临界是核电厂运行特点之一 核电厂反应堆内产生和积累有大量放射性物质 相当可观的堆芯剩余释热 核电厂系统、设备复杂 使用饱和蒸汽
可溶性毒物一般采用硼酸,浓度可以调节,对热中 子有良好的吸收作用。
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其 它 控 制 系 统 稳压器压力控制系统 通过电加热器和喷雾来调节和稳定主系统压 力。 稳压器水位调节系统 调节主系统的水装量。 蒸汽发生器水位调节系统 调节二次侧热阱水位。 主蒸汽旁路排放系统 汽轮发电机甩负荷时,将多余的蒸汽排向冷凝 器,避免主蒸汽管道超压。 此外,汽轮发电机调节系统用于调节负荷。
核工业基础知识
第三章 核电站动力装置
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(四)稳压器 现代大功率压水堆核电站都采用电热式稳压器。 电热式稳压器一般采用立式圆柱形结构。用来 抑制压力升高的喷雾器安置在稳压器上部蒸汽空间 的顶端。限制压力降低的电加热元件安置在稳压器 下部水空间内。
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第三章 核电站动力装置
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三、一回路辅助系统 (一)化学和容积控制系统 核电站的化学容积控制系统的作用是调节一回 路系统中稳压器的液位,以保持一回路冷却剂容积; 调节冷却剂中的硼浓度,以补偿反应堆在运行过程 中反应性的缓慢变化;通过净化冷却剂及添加化学 药剂,保持一回路的水质。 (二)主循环泵轴密封水系统 (三)硼回收系统 (四)补给水系统 (五)取样系统及分析室
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第二章 核反应堆
反应堆本体的组成和结构
第三节
反应堆总体结构均可分为反应堆本体和回路系统 两部分。 反应堆本体通常由反应堆(压力)容器、堆芯 (活性区)、堆内构件及控制棒驱动机构等几部分组 成,如图3所示。
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第二章 核反应堆
图 3 反 应 堆 的 构 成
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核工业基础知识
核工业基础知识核工业基础知识前言第一章核燃料循环第二章核反应堆第三章核电站动力装置第四章核燃料的开采冶炼和浓缩第五章核燃料元件的制造第六章乏燃料后处理第七章带电粒子加速器第八章核聚变装置第九章核设施退役第十章放射性废物的贮存处理和处置核工业基础知识核工业基础知识简要介绍核燃料循环体系核反应堆核动力堆装置核燃料开采冶炼和浓缩核燃料元件制造核燃料后处理带电粒子加速器核聚变装置核设施退役及放射性三废处理处置等
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第三章 核电站动力装置
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二、一回路系统及主要设备 压水堆核电站的一回路系统除了反应堆之外的 主要设备有:蒸汽发生器、冷却剂主循环泵、稳压 器及主管道等。 (一)反应堆压力容器 压力容器是压水堆核电站中最关键的高温高压 设备。
核电基础知识
核电基础知识:1.什么是核能?答:核能(nuclear energy)又称原子能。
原子核中的核子重新分配时释放出来的能量。
核能可分为三类:(1)裂变能,重元素(如铀、钚等)的原子核发生分裂时释放出来的能量;(2)聚变能,由轻元素(氘和氚)原子核发生聚合反应时释放出来的能量;(3)原子核衰变时发出的放射能。
2.什么是核聚变?什么是核裂变?答:核聚变,又称核融合,是指由质量小的原子,比方说氘和氚,在一定条件下(如超高温和高压),发生原子核互相聚合作用,生成中子和氦-4,并伴随着巨大的能量释放的一种核反应形式。
如果是由较轻的原子核变化为较重的原子核,称为核聚变,如恒星持续发光发热的能量来源。
核聚变就是小质量的两个原子核合成一个比较大的原子核,核裂变就是一个大质量的原子核分裂成两个比较小的原子核,在这个变化过程中都会释放出巨大的能量,前者释放的能量更大。
如果是由重的原子核变化为轻的原子核,称为核裂变,如原子弹爆炸。
3.核电站的发电原理是什么?答:现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站,它的工作原理是:用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能;高压下的循环冷却水把热能带出,在蒸汽发生器内生成蒸汽;高温高压的蒸汽推动汽轮机,进而推动发电机旋转。
4.核电站组成部分有哪些?答:核电站一般分为两部分:利用原子核裂变生产蒸汽的核岛(包括反应堆装置和一回路系统)和利用蒸汽发电的常规岛(包括汽轮发电机系统)。
核电站使用的燃料一般是放射性重金属:铀-235、钚。
5.什么是核反应堆?答:核反应堆是核电站的核心设备。
它的作用是维持和控制链式裂变反应,产生核能,并将核能转换成可供使用的热能。
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。
核反应堆的心脏是堆芯,由核燃料组件和控制棒组件组成。
堆芯装载在一个密闭的大型钢质容器压力容器中。
压力容器能耐高温、高压和辐照,非常坚固。
压水堆核电站基础:第三章 热工水力学基础知识
系统与设备(3)
3
235U每次裂变释放的能量(单位:MeV)
能量来源 裂变碎片动能 裂变中子动能 瞬发γ射线
能量 射程 168(84) 极短 5(2.5) 中 7(3.5) 长
裂变产物的β射线 7(3.5) 短
裂变产物的γ射线
6(3) 长
非裂变反应(n,γ) 7(3.5) 放出的β、γ射线
总计 系统与设备(3)
包壳间隙处放热系数。
为了获得最大的允许线功率密度和最小的堆芯尺寸,
系统与设备(必3) 须使λf 、 λc 、α和αG达到最大值。
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热辐射
一个表面积S的物体在单位时间内辐射的热量是:
E = εσ 0ST 4
S为物体的辐射表面积,m2;σ0 为黑体辐射常 数,ε 为物体的黑度,T为表面的绝对温度,K
为了提高整个电厂的循环效率,需要提高二回路蒸 汽的温度和压力,从而必须提高一回路冷却剂的温 度,因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。
系统与设备(3)
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燃料元件内的传热与冷却
燃料元件内部的热量传给包壳外边的冷却剂 流体是一个复杂的传热过程,包括:
系统与设备(3)
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从包壳表面到冷却剂的放热过程
从燃料元件包壳表面到冷却剂的放热过程可以用 牛顿冷却定律描述 q = α (Ts − Tf )(千焦 / 米2 ⋅小时)
q表示单位时间单位传热表面积上的传热量 (千焦/米2 •小时),称为热负荷;
Ts为包壳壁面温度,Tf为冷却剂主体温度; α为对流传热系数。 对流传热系数与流体性质、平均速度、流动状态 和是否沸腾等因素有关,一般由实验确定。
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压水堆核电站基础知识
压水堆核电站基础知识反应堆物理(试用教材)2003年10月29日目录第一章核能与反应堆 (1)1.1 核能的特点 (1)1.2核反应堆与核电厂动力系统 (3)1.2.1 核电厂动力系统简介 (3)1.2.2 反应堆及其分类 (3)第二章原子核物理基础和中子物理学 (5)2.1 物质的组成 (5)2.1.1 原子核的组成 (5)2.1.2 同位素 (5)2.2 核衰变 (7)2.2.1 衰变类型 (7)2.2.2 衰变率 (8)2.3 质量与能量的关系 (9)2.3.1 质量亏损 (9)2.3.2 质能定律 (10)2.4 中子与物质的相互作用 (11)2.4.1 概述 (11)2.4.2 中子与物质核的相互作用机理 (12)2.4.3 中子反应截面 (13)2.5 核裂变过程 (16)2.5.1 核裂变机理 (16)2.5.2 裂变截面 (17)2.5.3 裂变产物 (19)2.5.4 裂变中子 (20)2.5.5 反应堆的热功率 (22)2.5.6 衰变热 (25)复习题 (26)第三章反应堆稳态物理 (27)3.1 中子循环和四因子公式 (27)3.1.1 中子循环 (27)3.1.2 四因子公式和临界条件 (29)3.2 单速中子的扩散 (30)3.2.1 概述 (30)3.2.2 斐克定律 (30)3.2.3 中子泄漏的计算 (31)3.2.4 中子扩散方程 (32)3.2.5 扩散方程的边界条件 (33)3.2.6 点源产生的单速中子扩散 (34)3.2.7 热中子扩散长度 (34)3.3 中子的慢化 (35)3.3.1 慢化的物理机制 (35)3.3.2 弹性碰撞理论 (36)3.3.4 中子年龄的统计意义 (42)3.3.5 徙动面积 (43)3.3.6 慢化剂的性质 (43)3.4 均匀裸堆 (44)3.4.1 一群扩散方程 (44)3.4.2 平板裸堆 (45)3.4.3 有限高圆柱形均匀裸堆 (46)3.4.4 一群临界方程与临界条件 (47)3.4.5 中子通量密度分布不均匀系数 (50)3.4.6 中子通量密度分布的展平 (50)3.4.7 二群扩散方程和二群临界方程 (52)3.5 有反射层的均匀堆 (54)3.5.1 反射层性质 (54)3.5.2 反射层节省 (54)3.5.3 反射层对中子通量分布的影响 (55)复习题 (56)第四章反应堆动力学 (57)4.1 中子动力学基础 (57)4.1.1 瞬发中子 (57)4.1.2 缓发中子效应 (60)4.1.3 反应性的定义和单位 (62)4.1.4 反应堆周期 (63)4.2 点堆动力学 (65)4.2.1 基本方程 (65)4.2.2 方程的讨论 (66)4.3 小反应性阶跃变化时点堆动力学特征 (66)4.3.1 有外源的稳定态 (66)4.3.2 小反应性阶跃变化时的中子密度响应 (69)4.3.3 倒时公式 (72)4.3.4 瞬发临界 (73)复习题 (74)第五章反应性的变化和控制 (75)5.1 反应性的温度效应 (75)5.1.1 反应性温度系数及其对反应堆稳定性的影响 (75)5.1.2 燃料反应性温度系数的性质及其影响因素 (77)5.1.3 慢化剂反应性温度系数及其影响因素 (80)5.1.4 空泡系数 (85)5.1.5 功率系数与功率亏损 (85)为正的问题 (90)5.1.6 关于在BOL时m5.2 裂变产物的中毒 (93)5.2.1 毒物对反应性的影响 (93)5.2.2 135Xe的中毒 (94)5.3 燃料的燃耗效应 (102)5.3.1物理过程 (102)5.3.2 燃耗深度 (103)5.3.3 反应性随燃耗深度的变化 (103)5.4 反应性控制 (104)5.4.1反应性控制任务 (105)5.4.2 反应性控制中所用的几个物理量 (105)5.4.3 反应性控制原理 (106)5.5 控制棒控制 (107)5.5.1 控制棒控制特点 (107)5.5.2 控制棒材料 (107)5.5.3 控制棒价值 (108)5.6 化学补偿控制 (111)5.6.1 控制特点 (111)5.6.2 硼酸浓度的计算 (111)5.7 可燃毒物控制 (113)5.7.1 控制特点 (113)5.7.2 可燃毒物材料 (113)复习题 (114)第六章核燃料管理 (115)6.1 核燃料循环概述 (115)6.2 堆芯燃料管理 (115)6.2.1 绪言 (115)6.2.2 换料方式概述 (115)6.2.3 压水堆装料换料布置方式 (116)6.3 堆芯装换料的佳化研究 (118)复习题 (120)缩写索引 (121)第一章 核能与反应堆随着人类社会的不断进步,世界能量消耗的增长是很快的。
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额定流量率: 23790 m3/h,机械设计流量率: 24740 m3/h )
满功率运行下的温度:(堆芯入口292.4 ℃ ,堆芯出口329.8 ℃ ,堆芯平均310.0 ℃ ),压力容器设计温度: 343 ℃
最佳预定工况下环路压力降:(反应堆: 0.323 Mpa,蒸汽发生
器:0.333 Mpa,管路:0.051 Mpa,整个环路:0.707 MPa )
• 有核电的国家和地区是32个,核发电超过30%有16个国家。 • 法国85%,比利时(59.3%),瑞典(51.6%),英国
23%,俄罗斯16%,日本34%,美国20%,中国1.5%。 (美国仍第一核电大国,核电站109个,装机容量占全世界 的三分之一。其次是法国、前苏联、日本和德国。)
一、核能在能源系统的地位与作用(续)
世界性的燃料供应紧张和环境压力的加大;
需求:2020年中国GDP翻两番(4万亿美元),需要电力8亿~9亿千瓦,目前国内已有装机容量是3. 323 Mpa,蒸汽发生器:0. 正在建设还有3台机组,总装机容量为260万千瓦。 一、核能在能源系统的地位与作用(续)
22千克的铀-235。 9 Mpa,蒸汽发生器二次侧压力: 6. 每1g铀裂变所释放出来的能量相当于2700kg标准煤燃烧时发出来的总能量。 核压水堆电厂核岛主要参数
三、核反应堆与压水堆核电厂基本原理(续)
核电基础知识及安全质量试卷-C
核电基础知识及安全质量试卷-C基本信息:[矩阵文本题] *1. 1、传热面积大、传热效率好,且结构简单,操作弹性较大,在高温、高压的大型装置上使用的换热器是()。
[单选题]A、套管式换热器B、蛇管式换热器C、板片式换热器D、列管式换热器(正确答案)2. 2、当开箱检验发现数量问题时,在检验结束后()工作日开启GVN《工程物资数量差异单》 [单选题]A、1B、2C、3(正确答案)D、43. 3、ETRC是指()。
[单选题]A、安装备件B、生产备件C、物资移交证书(正确答案)D、设备状况证书4. 4、不属于放射防护原则的是 [单选题]A、实践的正当性原则B、辐射防护按剂量补偿原则(正确答案)C、辐射防护最优化原则D、个人剂量限制的原则5. 5、CR是指澄清要求,()对施工文件中某些不清楚的地方提出的澄清要求。
[单选题]A、承包商(正确答案)B、业主C、工程师D、技术部技术管理室6. 6、在仓储物资管理中,A级库的温湿度要求为() [单选题]A、16-25℃,≤60%(正确答案)B、16-20℃,≤65%C、随现场温湿度变化而变化D、随现场温度变化变化,≤98%7. 7、当业主回复要求二三公司进行处理的NCR,()部门对相应的工作指令负责协调、组织执行。
[单选题]A、工程部(正确答案)B、技术物资部C、仓储部D、质检部8. 8、对验收不合格的物项存放在()。
[单选题]A、报废区B、隔离区(正确答案)C、待检区D、储存区9. 9、物资维护后需要填写( ). [单选题]A ECCB RECC C物资维护检查记录(正确答案)D NCR10. 10、放射源或带源的设备与物资入库后,应测量( )。
[单选题]A 不需测量包装物外的放射剂量强度B 测量包装物外的放射剂量强度并记录(正确答案)C 测量包装物外的放射剂量强度后不需记录D 以上都不对11. 11、《工程物资现场接货及装卸车》主质量计划, 设置质量控制点是( ). [单选题]A “H/W”点(正确答案)B “H/R”点C“R/W”点D以上都不对12. 12、安装备件为下列中的()。
核电站基础知识
[核电站概括]核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。
核电站一般分为两部分:利用原子核裂变生产蒸汽的核岛(包括反应堆装置和一回路系统)和利用蒸汽发电的常规岛(包括汽轮发电机系统)。
核电站使用的燃料一般是放射性重金属:铀、钚。
现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站,它的工作原理是:用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能;高压下的循环冷却水把热能带出,在蒸汽发生器内生成蒸汽,推动发电机旋转。
中国现有的核电站包括:秦山核电站(运营中)大亚湾核电站(运营中)岭澳核电站(运营中)田湾核电站(建设中)三门核电站(建设中)[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。
核安全知识总结
核安全是指保护和确保核设施、核材料和核活动的安全,以防止核事故和核扩散的发生。
下面是核安全知识的总结:
1.核能基础知识:了解核能的定义、特性以及核裂变和核聚变的原理。
掌握核
能在发电、医疗和工业等领域的应用。
2.核事故与防范:了解核事故的类型、原因和后果,例如切尔诺贝利核事故和
福岛核事故。
熟悉核事故防范措施,包括设施设计、操作规程、安全培训和事故应急措施。
3.核材料安全:了解核材料的种类、用途和特点,如铀、钚等。
掌握核材料的
储存、运输和处理方法,以及防止核材料被盗或非法使用的措施。
4.核设施安全:了解核电站、核实验室和核废料处理设施等核设施的设计、建
造和运营标准。
了解设施安全控制系统、辐射防护以及事故预防和应急响应措施。
5.核扩散防止:了解核不扩散条约和其他国际核安全合作机制的内容和目标。
了解核材料的国际监管和安全保护机制,以及控制核技术和设备转移和使用的国际准则。
6.核安全文化:培养核安全意识和文化,强调安全第一的理念。
重视培训和教
育,提高人员对核安全的认识和知识水平。
建立和落实核安全管理制度和监督机制。
7.国际合作与信息共享:加强国际间在核安全领域的合作与交流,分享经验和
最佳实践。
建立信息共享机制,提高对核安全风险的预警和应对能力。
总的来说,核安全是关乎人类生存和发展的重要领域。
掌握核安全知识,增强核安全意识,是每个人应尽的责任和义务。
通过合作和共同努力,我们可以确保核能的和平利用,并最大程度地保护人类及环境的安全。
核电站运行的基础知识
核电站运行的基础知识目录1. 核电站概述 (3)1.1 核能的特性 (3)1.2 核电站的基本组成 (5)1.3 核电站的发电原理 (6)2. 核燃料与反应堆 (7)2.1 核燃料的种类 (8)2.2 核燃料的处理与储存 (9)2.3 反应堆的类型与设计 (11)3. 核反应堆操作与控制 (13)3.1 反应堆启动与运行 (14)3.2 反应堆冷却剂系统 (15)3.3 反应堆控制系统的功能 (16)4. 核能安全 (17)4.1 核事故的原因与分类 (18)4.2 核电站的紧急响应与事故处理 (20)4.3 核电站的安全标准与监管 (21)5. 核废料处理与核燃料循环 (23)5.1 放射性废物的处理 (24)5.2 者其他二次放射性废物的处理 (26)5.3 核燃料循环与乏燃料管理 (27)6. 核电站的环境影响 (28)6.1 辐射环境监测 (30)6.2 核电站周边环境影响 (31)6.3 环境保护措施及法规 (32)7. 核电站的建设与维护 (34)7.1 核电站项目的规划与设计 (35)7.2 施工技术与安全管理 (37)7.3 核电站的日常维护与检修 (39)8. 全球核能发展概况 (41)8.1 各国核电站的发展状况 (42)8.2 核能的国际合作与政策 (44)8.3 核能的未来发展趋势 (45)9. 核电站运行中的问题与挑战 (46)9.1 模型不确定性与测量误差 (48)9.2 冗余与容错设计 (49)9.3 人工智能在核电站安全管理中的应用 (50)10. 结语与展望 (51)10.1 核电站运行的未来 (53)10.2 对核电站运行人员的发展要求 (54)1. 核电站概述核电站是一种利用核裂变反应产生高温,进而带动蒸汽产生动力推动的发电设施。
与火力发电站不同,核电站不依靠燃烧化石燃料,而是利用铀等核燃料的原子核裂变释放的巨大能量。
在这个过程中,核燃料在控制棒的作用下进行核裂变,释放出大量热能。
核电站培训计划
核电站培训计划一、培训目的核电站作为重要的能源供应单位,其安全及运行稳定性对于社会的发展具有重要意义。
为了提高核电站运行人员的专业水平和安全意识,制定了以下核电站培训计划。
二、培训内容1. 核电站基本原理培训对象:核电站运行人员培训内容:核电站的基本构造、核反应堆的工作原理、核裂变等基本核能知识的讲解。
2. 核电站设备操作与维护培训对象:核电站设备操作人员培训内容:核电站各项设备的操作维护规程、安全操作流程、设备故障排除等方面的培训。
3. 核电站安全管理培训对象:核电站管理人员培训内容:核电站安全管理体系、应急预案、事故应对等方面的培训,提高管理人员的安全意识和应对危机的能力。
4. 核电站辐射防护培训对象:核电站操作人员培训内容:辐射防护知识、个人防护装备的使用方法和注意事项等方面的培训。
5. 核电站环境保护培训对象:核电站环保人员培训内容:核电站对环境的影响、环境管理体系、污水处理、废气排放等方面的培训。
6. 核电站危险品管理培训对象:核电站安全管理人员培训内容:危险品的识别、存储和处理规程、应急处置等方面的培训。
三、培训计划1. 培训周期本培训计划为期一年,分为基础培训和专业培训两个阶段。
2. 培训形式基础培训采用集中培训的形式,专业培训采用实操结合的形式。
3. 培训安排(1)基础培训:前三个月,核电站所有员工接受基础培训,包括核电站基本原理、设备操作与维护、安全管理等方面的培训。
(2)专业培训:接受基础培训合格后,根据不同岗位安排相关专业培训,包括环境保护、辐射防护、危险品管理等方面的培训。
4. 培训考核培训期间将进行多次考核,不合格者需重新接受培训。
四、培训保障1. 培训师资核电站将邀请国内外专业人士担任培训讲师,确保培训质量。
2. 培训设施核电站将配备专门的培训教室和实操设施,以保障培训效果。
3. 培训经费核电站将投入一定的经费用于培训计划,包括讲师费用、设施采购及员工培训津贴等。
五、培训效果评估1. 培训结束后,将对参加培训的员工进行测评,以评估培训效果。
核电基础知识培训(word版)
核电基础知识培训教材目录1 核电基础知识1.1核电站概况前言核能特征1.1.1核电站工作原理1.1.2主要参数1.1.3核电站厂房布置1.1.4核电站与常规火电厂比较1.2核岛主要设备与安装1.2.1压水型核反应堆堆芯1.2.2压力容器(结构、功能、安装)1.2.3堆内构件(结构、功能、安装)1.2.4控制棒驱动机构(结构、功能、安装)1.2.5反应堆冷却剂主循环泵(结构、功能、安装) 1.2.6主管道(结构、功能、安装)1.2.7蒸汽发生器(结构、功能、安装)1.2.8稳压器(结构、功能、安装)1.3核岛主要系统与功能1.3.1核岛主要系统组成1.3.2核岛主要系统功能1.4常规岛1.4.1常规岛主要设备1.4.2动力转换系统1.4.3核电站常规岛与火电站主机系统的比较1.5核电站的安全问题1.5.1核安全目标与原则1.5.2核安全法规与监督1.5.3安全壳—核安全设施之一1.5.4多道安全屏障1.5.5纵深防御原则1.6核设备与系统的安全分组和抗震类别1.6.1核安全分级的目的1.6.2安全分级的依据和原则1.6.3安全等级的划分1.6.4核电站设备与系统的具体分级1.6.5抗震类别1.7核电安装施工专题1.7.1核电建设关键路径分析1.7.2核岛安装工程10个机电安装包情况1.7.3岭澳核电站常规岛安装1.7.4常规岛施工采用的现场设计变更管理模式1.7.5核电施工中的一个特殊问题1.7.6核电施工中业主对现场施工的监督2 核质保基础知识2.1概述2.2质量保证大纲管理2.3 QA/QC验证2.4管理部门审查2.5安装期间的质量保证1 核电基础知识1.1核电站概况前言核能特征一九三九年发现了核裂变现象,随后实验证明了在核裂变时伴随释放大量的能量。
核裂变能就是通过核裂变,释放出来的能量。
核裂变就是一个重原子核吸收了一个中子之后分裂成为两个轻原子核的过程。
例如:U92235+n01 βa56140+Kr3694+2 n01+200Mev这个过程的两项产物使它具有很大的利用价值,即每一次核裂变,一方面释放出的大量能量可以加以利用,另一方面又产生2-3个新的中子。
核能和核电基本知识
快中子堆核电站
由快中子引起的链式裂变反应所释放出来的热能转换 为电能的核电站。快中子堆在运行中既消耗易裂变材料, 又产生可多于所耗,能实现核易裂变材料的增殖。 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 用易裂变燃料。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%。但在快中子堆 中,铀-238原则上都能转换为钚-239而得以使用,但考虑 到各种损耗,快中子堆可将铀资源的利用率提高到 60%~70%。
2.7 10 6.023 10
23
1.05 g U 235
由于一部分U-235消耗于辐射俘获,实际消耗 1.05×1.169=1.23g U-235
• U-235核裂变过程中放出的中子,99﹪以上 都是在10-14s的裂变瞬间释放出来的,叫瞬 发中子,其能量0.05∽10Mev范围,平均能 量为2Mev,相当于20000km∕s的速度,另 有0.65 ﹪中子是随裂变碎片逐步衰变而放 射出来的,裂变瞬间后将持续几分钟之久, 叫缓冲中子,能量250∽56 0kev
原子和原子核
核裂变、链式反应和临界
核裂变、链式反应和临界
核裂变、链式反应和临界
中子的慢化与吸收
2.3 核反应堆
• 世界上第一座反应堆
核电站的构造
反应堆类型
反应堆是以铀(钚或铀钚混合物)作核 燃料实现核裂变链式反应的装置。反应堆 的种类可按用途、中子能量、结构、慢化 剂、冷却剂、核燃料等进行分类。 反应堆的基本结构主要由堆心、反射层、 控制棒、堆容器和屏蔽层构成。目前,达 到商用规模的核电站反应堆型有压水堆、 重水堆、石墨气冷堆、沸水堆和快中子堆。
核电知识培训
1.1核电在世界能源结构中的地位
• 核电巳发展50年是成熟可靠的能源。至 2005年10月全世界共有442台核电机组,总 运行巳超过1万堆年,其中压水堆占60%
• 核电占全世界总发电量的17%,其中超过20 %的有16个国家,法国最高占77%,核电与水 电、火电一起已构成电力供应的三大支柱
1.16 先进压水堆参数
1.17 AP-1000先进非能动压水堆特点
安全系统设计采用地球重力、自然循环和自然对 流等自然驱动力以及加压气体的储能,不使用泵、 风机或柴油发电机等能动部件,可以在没有交流 电源、设备冷却水、厂用水以及供暧与空调等安 全支持系统下,保证核电厂在事故情况下72h内 操作员不必采取任何手动工作。
核岛中约30%的产品是为核安全而设置的,必须要有,但 大部分一辈子都没用过。核岛是核电站的核心,其造价为 常规岛的4倍左右。
1.7 核电厂的常规岛(CI)
常规岛系将核蒸汽转换为电能的系统、设备和厂房的 总称,统称为二回路系统。
常规岛主要设备与火电厂相似,主要增加饱和蒸汽除湿 装置。通常,招、投标分汽轮机、汽水分离器(MSR)、 冷凝器、发电机、BOP(包括高低压加热器、凝结水泵、 除氧器等)共五个包。
煤电水平而运行费用却较低,法国核电成本为煤电 的0.57,日本为0.66 • 核电燃料运输与贮存十分方便大大减轻了运输的 压力。一台百万千瓦火电机组年燃煤260万吨标 准煤但核电只需要30吨铀
2.2 我国有资质的核电公司
范围业务:核电站、核化工、核燃料、核工程、核 废料后处理 中广核——苏州热工院工程有限公司,中广核设计院 中核总—— 中国核电工程有限公司(原核二、四、五院), 中国
1.2世界核电一览表
1.3 核裂变与核聚变
福岛核电站事故及相关基础知识
辐射剂量的单位: 辐射剂量的单位: 吸收剂量,戈瑞Gy、mGy、µGy、nGy 剂量当量,希弗Sv、mSv、µSv、nSv
辐射防护基本知识
电离辐射对人体的危害主要在于, 电离辐射对人体的危害主要在于,辐射的能量导致构成人体组织的细 胞受到损伤。其引起的生物效应主要有两种分类方法: 胞受到损伤。其引起的生物效应主要有两种分类方法:分为躯体效应和遗 传效应;或分为随机性效应和确定性效应 。 传效应; 国际放射防护委员会研究报告表明,累计剂量小于100mSv未观察到生 国际放射防护委员会研究报告表明,累计剂量小于 未观察到生 物效应 国家国标规定的职业照射剂量限值为连续5年剂量平均值 年剂量平均值20mSv 国家国标规定的职业照射剂量限值为连续 年剂量平均值
核电站的安全设计
核电站的安全设计
选址 关于地震 大亚湾核电站位于欧亚板块的东南部的沿海地带, 远离构造变形强烈的南北构造带和菲律宾海板块俯冲 带,厂址附近无断裂带,历史上也未出现过超过5级 的地震,大亚湾核电站厂址附近出现与本次震级相当 的地震概率非常低。 关于海啸 海啸的形成通常由里氏6.5级以上规模的深海地震 引起,且海水深度达到1000米量级才可能形成规模较 大的海啸。广东省沿海属于边缘海,海水深度较浅, 只有二三十米,难以形成大规模海啸,我国海岸记录 到的海啸最高在0.5米以下。大亚湾核电站在设计时 布置有防波堤,防波堤高11.22米。
辐射防护基本知识 福岛电站核泄漏对中国的影响
根据日本方面监测到的信息,福岛核电站事故释放的放射性 物质主要是碘131、 铯137。目前日本政府发出的核事故应 急指令20公里内撤离,20-30公里隐蔽。 放射性物质的运动方式主要有:自身衰变、沉降、随云层迁 徙、水洋流迁徙、稀释等方式。从福岛到我国最近的距离约 1000公里,到北京、上海约2000公里,到深圳、香港约 3000公里。放射性物质即使扩散到中国境内其影响也十分有 限,对人体健康不会产生任何伤害 注:放射性物质其中I131的半衰期约8.08天,Cs137半衰期 30.17年。
压水堆核电站基础知识
压水堆核电站基础知识反应堆物理(试用教材)2003年10月29日目录第一章核能与反应堆 (1)1.1 核能的特点 (1)1.2核反应堆与核电厂动力系统 (3)1.2.1 核电厂动力系统简介 (3)1.2.2 反应堆及其分类 (3)第二章原子核物理基础和中子物理学 (5)2.1 物质的组成 (5)2.1.1 原子核的组成 (5)2.1.2 同位素 (5)2.2 核衰变 (7)2.2.1 衰变类型 (7)2.2.2 衰变率 (8)2.3 质量与能量的关系 (9)2.3.1 质量亏损 (9)2.3.2 质能定律 (10)2.4 中子与物质的相互作用 (11)2.4.1 概述 (11)2.4.2 中子与物质核的相互作用机理 (12)2.4.3 中子反应截面 (13)2.5 核裂变过程 (16)2.5.1 核裂变机理 (16)2.5.2 裂变截面 (17)2.5.3 裂变产物 (19)2.5.4 裂变中子 (20)2.5.5 反应堆的热功率 (22)2.5.6 衰变热 (25)复习题 (26)第三章反应堆稳态物理 (27)3.1 中子循环和四因子公式 (27)3.1.1 中子循环 (27)3.1.2 四因子公式和临界条件 (29)3.2 单速中子的扩散 (30)3.2.1 概述 (30)3.2.2 斐克定律 (30)3.2.3 中子泄漏的计算 (31)3.2.4 中子扩散方程 (32)3.2.5 扩散方程的边界条件 (33)3.2.6 点源产生的单速中子扩散 (34)3.2.7 热中子扩散长度 (34)3.3 中子的慢化 (35)3.3.1 慢化的物理机制 (35)3.3.2 弹性碰撞理论 (36)3.3.4 中子年龄的统计意义 (42)3.3.5 徙动面积 (43)3.3.6 慢化剂的性质 (43)3.4 均匀裸堆 (44)3.4.1 一群扩散方程 (44)3.4.2 平板裸堆 (45)3.4.3 有限高圆柱形均匀裸堆 (46)3.4.4 一群临界方程与临界条件 (47)3.4.5 中子通量密度分布不均匀系数 (50)3.4.6 中子通量密度分布的展平 (50)3.4.7 二群扩散方程和二群临界方程 (52)3.5 有反射层的均匀堆 (54)3.5.1 反射层性质 (54)3.5.2 反射层节省 (54)3.5.3 反射层对中子通量分布的影响 (55)复习题 (56)第四章反应堆动力学 (57)4.1 中子动力学基础 (57)4.1.1 瞬发中子 (57)4.1.2 缓发中子效应 (60)4.1.3 反应性的定义和单位 (62)4.1.4 反应堆周期 (63)4.2 点堆动力学 (65)4.2.1 基本方程 (65)4.2.2 方程的讨论 (66)4.3 小反应性阶跃变化时点堆动力学特征 (66)4.3.1 有外源的稳定态 (66)4.3.2 小反应性阶跃变化时的中子密度响应 (69)4.3.3 倒时公式 (72)4.3.4 瞬发临界 (73)复习题 (74)第五章反应性的变化和控制 (75)5.1 反应性的温度效应 (75)5.1.1 反应性温度系数及其对反应堆稳定性的影响 (75)5.1.2 燃料反应性温度系数的性质及其影响因素 (77)5.1.3 慢化剂反应性温度系数及其影响因素 (80)5.1.4 空泡系数 (85)5.1.5 功率系数与功率亏损 (85)为正的问题 (90)5.1.6 关于在BOL时m5.2 裂变产物的中毒 (93)5.2.1 毒物对反应性的影响 (93)5.2.2 135Xe的中毒 (94)5.3 燃料的燃耗效应 (102)5.3.1物理过程 (102)5.3.2 燃耗深度 (103)5.3.3 反应性随燃耗深度的变化 (103)5.4 反应性控制 (104)5.4.1反应性控制任务 (105)5.4.2 反应性控制中所用的几个物理量 (105)5.4.3 反应性控制原理 (106)5.5 控制棒控制 (107)5.5.1 控制棒控制特点 (107)5.5.2 控制棒材料 (107)5.5.3 控制棒价值 (108)5.6 化学补偿控制 (111)5.6.1 控制特点 (111)5.6.2 硼酸浓度的计算 (111)5.7 可燃毒物控制 (113)5.7.1 控制特点 (113)5.7.2 可燃毒物材料 (113)复习题 (114)第六章核燃料管理 (115)6.1 核燃料循环概述 (115)6.2 堆芯燃料管理 (115)6.2.1 绪言 (115)6.2.2 换料方式概述 (115)6.2.3 压水堆装料换料布置方式 (116)6.3 堆芯装换料的佳化研究 (118)复习题 (120)缩写索引 (121)第一章 核能与反应堆随着人类社会的不断进步,世界能量消耗的增长是很快的。
CPR1000核电系统简介
中广核与2004年推出该技术
❖ 岭澳核电站二期、红沿河核电站、阳江核电站采用CPR1000技术方案。
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CPR1000采用的新技术
• 事故定向转为状态定 向
• 采用堆坑注水技术
• 主回路采取LBB理念
设计理念
设计工具
CPR1000主要特性
• 数字化仪控技术 • 半速汽轮发电机组 • 堆芯新型燃料 • 新型压力容器
• 三维工具进行设计校 核、碰撞检验
• 三维可视化进度控制
新型设备
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事故定向转为状态定向
CPR1000主要特性
➢ 减轻操作员负担,降 低人因失误; ➢ 有利于处理多重事故; ➢ 有利于与严重事故处 理规程接口。
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堆坑注水技术
CPR1000主要特性
➢ 有利于防止或延迟压力容器RPV熔穿; ➢ 防止堆芯熔融物与混凝土反应,防止安全壳底板熔穿; ➢ 抑制安全壳内氢的产生量; ➢ 安全壳保持完好性的概率提高 。
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数字化仪控系统
CPR1000主要特性
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有助于提高核电厂安全性、经济性
扩展性好,可及时采纳先进计算机技术
有利于专家系统的建立
可较大程度上适应仪控设备更新换代
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采用半速汽轮机组
CPR1000主要特性
➢ 提高机组效率,继而提升电价竞争力; ➢ 半速机组的供货商选择范围较大,可以形成多 家厂商竞争的局面。
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Contents
核电站发展趋势 核电站基础知识 CPR1000主要特性 CPR1000核岛结构 CPR1000系统知识
精选核安全基本理论知识
《压水堆核电站基础教程》核安全基本理论》
The End
谢谢大家!欢迎批评指正
9、静夜四无邻,荒居旧业贫。。10、雨中黄叶树,灯下白头人。。11、以我独沈久,愧君相见频。。12、故人江海别,几度隔山川。。13、乍见翻疑梦,相悲各问年。。14、他乡生白发,旧国见青山。。15、比不了得就不比,得不到的就不要。。。16、行动出成果,工作出财富。。17、做前,能够环视四周;做时,你只能或者最好沿着以脚为起点的射线向前。。9、没有失败,只有暂时停止成功!。10、很多事情努力了未必有结果,但是不努力却什么改变也没有。。11、成功就是日复一日那一点点小小努力的积累。。12、世间成事,不求其绝对圆满,留一份不足,可得无限完美。。13、不知香积寺,数里入云峰。。14、意志坚强的人能把世界放在手中像泥块一样任意揉捏。15、楚塞三湘接,荆门九派通。。。16、少年十五二十时,步行夺得胡马骑。。17、空山新雨后,天气晚来秋。。9、杨柳散和风,青山澹吾虑。。10、阅读一切好书如同和过去最杰出的人谈话。11、越是没有本领的就越加自命不凡。12、越是无能的人,越喜欢挑剔别人的错儿。13、知人者智,自知者明。胜人者有力,自胜者强。14、意志坚强的人能把世界放在手中像泥块一样任意揉捏。15、最具挑战性的挑战莫过于提升自我。。16、业余生活要有意义,不要越轨。17、一个人即使已登上顶峰,也仍要自强不息。
安全设计准则
安全意识和安全行为
《压水堆核电站基础教程》核安全基本理论》
3.3 核电站的安全设计
安全设计指导思想 ——纵深防御原则 (defense-in-depth)多道屏障多级防御
《压水堆核电站基础教程》核安全基本理论》
燃料芯块 核裂变产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中,不会释放出来。
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[核电站概括]核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。
核电站一般分为两部分:利用原子核裂变生产蒸汽的核岛(包括反应堆装置和一回路系统)和利用蒸汽发电的常规岛(包括汽轮发电机系统)。
核电站使用的燃料一般是放射性重金属:铀、钚。
现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站,它的工作原理是:用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能;高压下的循环冷却水把热能带出,在蒸汽发生器内生成蒸汽,推动发电机旋转。
中国现有的核电站包括:秦山核电站(运营中)大亚湾核电站(运营中)岭澳核电站(运营中)田湾核电站(建设中)三门核电站(建设中)[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[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[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. 核电站在设计上所采取的安全措施为了确保压水反应堆核电厂的安全,从设计上采取了所能想到的最严密的纵深防御措施。
四重屏障:为防止放射性物质外逸设置了四道屏障:1.裂变产生的放射性物质90%滞留于燃料芯块中;2.密封的燃料包壳;3.坚固的压力容器和密闭的回路系统;4.能承受内压的安全壳。
多重保护:在出现可能危及设备和人身的情况时,1.进行正常停堆;2.因任何原因未能正常停堆时,控制棒自动落入堆内,实行自动紧急停堆;3.如任何原因控制棒未能插入,高浓度硼酸水自动喷入堆内,实现自动紧急停堆。
9. 核电厂在管理方面采取的安全措施核电厂有着严密的质量保证体系,对选址、设计、建造、调试和运行等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲。
另外,还实行内部和外部监查制度,监督检查质量保证大纲的实施情况和是否起到应有的作用。
另外对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有着严格的规定。
领取操纵员执照,然后才能上岗,还要进行定期考核,不合格者将被取消上岗资格。
10. 核电厂发生自然灾害时,它能安全停闭在核电厂设计中,始终把安全放在第一位,在设计上考虑了当地可能出现的最严重的地震、海啸、热带风暴、洪水等自然灾害,即使发生了最严重的自然灾害,反应堆也能安全停闭,不会对当地居民和自然环境造成危害。
在核电厂设计中甚至还考虑了厂区附近的堤坝坍塌、飞机附毁、交通事故和化工厂事故之类的事件,例如一架喷气式飞机在厂区上空坠毁,而且碰巧落到反应堆建筑物上,设计要求这时反应堆还是安全的。
11. 核电站的纵深防御措施核电站的设计、建造和运行,采用了纵深防御的原则,从设备上和措施上提供多层次的重叠保护,确保放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。
纵深防御包括以下五道防线:第一道防线:精心设计,精心施工,确保核电站的设备精良。
有严格的质量保证系统,建立周密的程序,严格的制度和必要的监督,加强对核电站工作人员的教育和培训,使人人关心安全,人人注意安全,防止发生故障。
第二道防线:加强运行管理和监督,及时正确处理不正常情况,排除故障。
第三道防线:设计提供的多层次的安全系统和保护系统,防止设备故障和人为差错酿成事故。
第四道防线:启用核电站安全系统,加强事故中的电站管理,防止事故扩大。
第五道防线:厂内外应急响应计划,努力减轻事故对居民的影响。
有了以上互相依赖相互支持的各道防线,核电站是非常安全的。
12.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。