新能源发电技术复习提纲(含参考答案解析)

新能源发电技术复习提纲
电自0810班整理
一、绪论
1. 目前新能源中有一定规模应用的主要有哪些?
新能源在电力工业中有一定规模应用的主要是核能发电、太阳能和风能发电，其他的新技术有地热能、海洋能、氢能及生物质能等。

2.简要分析目前我国能源结构现状及存在问题，并说明大力开展新能源开发的意义。

书P6~12
开发新能源的必要性
➢常规能源化石燃料逐渐被消耗枯竭
➢全球油价、煤价迅速上涨
➢全球气候变化
➢人类渴求可持续发展
3．从可持续发展的角度出发，概述能源的分类。

如果从可持续发展的角度出发，对能源最有意义的分类是可再生能源和不可再生能源。

不可再生能源: 传统的煤、石油、天然气等化石燃料.
可再生能源：可燃性可再生物质和垃圾；水力发电；地热能；太阳能；风力发电；潮汐、波浪和海流发电等。

二、核能
1.简述原子的组成结构。

•原子是构成自然界中各种元素的基本单元，所有物质都是由分子构成的，而分子是
由原子构成的。

•原子是由原子核和围绕原子核运动的电子构成的，原子核是由结合在一起的质子和中子构成的，质子和中子都被成为核子。

2.简述核裂变与核聚变的区别。

核裂变
较重的原子核分裂为两个或多个较轻原子核的反应就是核裂变。

由于质量数的原子核的平均结合能不同，那么，当一个较重的原子核（如铀-235）裂变为两个质量数中等的较轻原子核以后，生成的两个较轻的原子核的结合能之和大于原来原子核的结合能，多出的部分即为核裂变反应放出的能量，称为裂变能。

裂变之后，裂变产物的质量总数略少于裂变之前原子核质量，亏损的质量转化为裂变能。

核聚变
两个轻核聚合成重核的反应就是核聚变。

如两个氘核结合成稳定的氦核的过程，较重的原子核的结合能大于原来两个轻核的结合能之和，多出的部分即为核聚变放出的能量。

结合能是和质量亏损相对应的，在裂变反应和聚变反应中，都有净的质量减少，减少的质量转化为能量。

从核能利用角度看，核聚变反应具有很多优点，但是要实现可利用的受控核聚变，还需要解决很多技术难题，目前，核能利用指的是核裂变能的利用。

3.核电厂与常规火电厂的热能来源有何不同？
核电厂中核裂变能也是以热能的形式利用的，因此，和常规火电厂类似，核电厂也要通过蒸汽动力循环来实现热功率转换。

不同的是，常规火电厂的热能来源于锅炉中化石燃烧，而核
电厂的热能来自于核反应堆中的核裂变反应。

4.简述核电厂的基本类型以及分类的依据。

(核能p47-49)
通常可根据中子慢化剂和冷却剂的不同把反应堆分成多种类型。

1.轻水堆
采用轻水作慢化剂和冷却剂。

轻水堆包括轻水压水堆和轻水沸水堆，是核电厂采用的最主要的堆型。

2.重水堆
重水堆采用重水作为慢化剂，重水或轻水作冷却剂。

3.石墨气冷堆
采用石墨作中子慢化剂，气体作冷却剂。

4.石墨水冷堆
5.快堆
也称为快中子增殖堆。

这种反应堆不用慢化剂，而主要使用快中子引发核裂变反应。

快中子增殖堆不用慢化剂，堆芯体积小、功率大，要求传热性能好、又不慢化中子的冷却剂。

目前主要采用液态金属钠和高温高速氦气两种冷却剂。

5.核反应堆的用途很广，可以分为哪两大类？
一是利用反应堆中核裂变反应的能量，
二是利用反应堆中核裂变产生的中子。

6.在核电厂中，反应堆和蒸汽发生器以及气轮机发电机所在的部位被
分别称为什么？（核能P45）
反应堆和蒸汽发生器所在部分称为核岛，气轮机和发电机所在的部位称为常规岛7. 熟悉压水核反应站的原理图，并分析两回路系统的工作过程。

（核能P51，个人觉得这个
答案就凑合。

）
•对最常采用的压水堆核电厂，通常采用两回路，以屏蔽放射性物质。

典型的核岛包括蒸汽生成、供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统。

一回路的主要设备包括反应堆堆芯、反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵及管道。

•一回路中冷却剂将反应堆堆芯产生的热能携带到蒸汽发生器，传给二回路，产生蒸汽。

稳压器用于维持一回路压力的稳定和补偿水在冷态和热态时的体积变化。

•安全壳喷淋系统由两条独立的管线组成，当反应堆发生失水事故时，一回路的高温高压水漏到安全壳中，安全壳是密封的，所以安全壳的压力和温度会升高，安全壳喷淋系统的主要作用是喷淋冷却水降低安全壳的温度，使水蒸气凝结成水，从而降低安全壳的压力。

二回路与普通电站差不多，由汽轮机，回热加热器，再热加热器，汽水分离器，凝汽机和水泵等组成回路，完成中间再热，多级回热的蒸汽动力循环。

8. 最常用的反应堆控制方法是什么？它有哪三种类型？简述这三种类型的不同。

•最常用的反应堆控制方法是使用控制棒。

控制棒由可强烈吸收中子的材料制成，可利用控制棒在堆芯结构的插入和提出，调节反应堆中的中子吸收速率。

•控制棒可分为三种类型，即安全棒、补偿和调节棒。

•1)安全棒用于事故的紧急停堆有较强的中子吸收能力，运行时全部抽出堆芯，事故时可迅速插入堆芯，紧急停堆。

•2)补偿棒在运行中可抵消一部分后备反应性，中子吸收能力强，移动速度缓慢，在反应堆运行过程中逐步抽出，用于补偿由于燃耗、中毒、结渣、温度效应等引起的反应性降低。

•3)调节棒用于调节反应堆的功率，抵消运动时各种因素引起的反应性波动，使反应堆达到并保持在所需的水平。

中子吸收能力可略低，要求移动灵活，调节过程的动态品质要好。

9. 简述核电站建设中有哪些必要防护措施？（书核能P50，P83）
核电站的防护措施：
为了防止裂变产物和放射物质的逸出，核岛通常设有三道屏障。

1)第一道屏障——燃料元件包壳。

2)第二道屏障——反应堆冷却剂的压力边界，包括一回路的管道、容器、泵等相关。

3)第三道屏障——安全壳。

既可以提供有效的环境辐射防护，也可以保护一回路设备免
受来自外部的破坏。

针对外部破坏，安全壳普遍设计为可以抵御军事和商业飞机的撞击而提供有效保护。

常规运行时的安全措施
核电厂的安全措施通常十分严格，辐射屏障在设计上可以完全防止放射性物质的溢出，同时还要进行辐射检测。

屏蔽材料通常为普通混凝土和水，局部部位采用重混凝土、石墨、石蜡、硼刚和铝板等。

为了保证安全，对核电厂的辐射物质和射线及周边环境进行全面的检测。

10.概述反应堆的基本结构以及各机构的特点和作用。

（书核能P50）
压水反应堆的主要部件有反应堆堆芯、反应堆支撑结构、反应堆压力壳、控制棒驱动机构。

1.反应堆堆芯
特点：是发生裂变反应、释放热量、生产强放射性的核心区域。

2.反应堆堆支撑结构
特点：结构复杂，尺寸大，精度高，工作条件苛刻。

作用：支撑燃料组件并限制其移动；使控制棒和燃料组件保持一致；对冷却剂导热；对堆测量仪器提供支撑和导向
３．反应堆压力壳
特点：承压，高温，耐腐蚀，工作时间长（３０～４０年）
作用：放置堆芯和堆组件，防止放射性物质外泄
４．控制棒驱动机构
特点：动作频繁，要求可靠性高；快速停堆时反应迅速，完成动作在２ｓ。

作用：控制反应堆的启动、功率调节、停堆及事故情况下的安全控制（紧急停堆）。

11．简述核电厂的特点。

•和常规火电相比，核电厂的突出特点是使用核燃料，因此核电的发展必然要建立在核燃料开采、加工的基础之上。

而核燃料裂变之后会生成大量的强放射性产物，辐射防护和反射性废物的收集、处理是核电厂的重要特点。

12.在核电技术在实际开发中，已经形成了哪两条技术路线？
实际中形成了两条技术线路：
一条是降低燃料元件线功率密度的同时，增加安全系统的冗余
度，提高安全性，ＡＢＷＲ、ＳＹＳＴＥＭ８０+、ＥＰＲ是这种技术的代表，这种技术称为改良型。

另一条技术路线是在降低线功率密度的同时，主要通过采用非能动安全技术增加核电厂的固有安全性功能，简化系统设计。

提高安全性的同时，使其经济性不受损失甚至有所改善。

典型的设计有ＡＰ６００及其改进ＡＰ１０００，这种技术称为革新型。

13.概述第三代核能系统的典型技术。

(这个题的答案找得我吐血了，要是考了，大家就随意发挥吧。

)
第三代核能系统是目前已经成熟的核电技术，它总结了第二代核能技术的优劣，提高了系统的安全性和经济性，更适合于标准化、规模化发展。

（一）沸水堆---ABWR和ESBWR
先进沸水堆(ABWR) 通用电器(GE)公司为主设计的堆型，单堆设计电功率在1350~1600MW，其设计基于传统的沸水堆(BWR)设计和多年运行经验，属于第三代先进核反应堆，ABWR也是一个已经完成了全部工程设计、有实际建造和运行经验的第。