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
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。
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