核电站基础知识

1、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）核能及其机理原子的组成原子是由质子、中子和电子组成

2、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。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。同位素质

3、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、氤）。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 23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

4、获取能量，所不同的是，它是可以控制的。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”。氢弹是利用氘氤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。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 0.7 1%的铀 -235 （2

5、35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。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23 个中子和核反应堆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，从而实现核能一热能转换的 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

6、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

7、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

8、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。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

9、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。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。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

10、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。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。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

11、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，辄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%。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

12、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。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：裂变产生的放射性物质90%滞留于燃料芯块中；密封的燃料包壳；坚固的压力容器和密闭的回路系统;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，进行正常停堆；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；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。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，

13、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。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、

14、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。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

15、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。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

16、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。核燃料循环1 .核工业体系的组成及其流程核工业是一个十分广大的系统工程，其组成体系包括：铀矿勘探、铀矿开采与铀 的提取、燃料元件制造、铀同位素分离、反应堆发电、乏燃料后处理、同位素应用 以及与核工业相关的建筑安装、仪器仪表、设备制造与加工、安全防护及环境保护。核燃料循环及其组成核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分。所谓核燃料循环是指核燃料的获得、使用、处理、回收利用的全过程。燃料循环通常分成两大部分，即前端和后端，它包括铀矿开采、矿石加工（选矿、 浸出、沉淀等多种工序）、铀的提取

17、、精制、转换、浓缩、兀件制造等；后端包括对 反应堆辐照以后的乏燃料元件进行铀钚分离的后处理以及对放射性废物处理、贮存 和处置。.铀矿地质勘探铀是核工业最基本的原料。铀矿地质勘探的任务，是查明和研究铀矿床形成的地 质条件，阐明铀矿床在时间上和空间上分布的规律，运用铀矿床形成和分布的规律 指导普查勘探，探明地下的铀矿资源。地壳中的铀，以铀矿物、类质图象（形成含铀矿物）和吸附状态的形式存在。由 于铀的化学性质活泼，所以不存在天然的纯元素。铀矿物主要是形成化合物。目前 已发现的铀矿物和含铀矿物有170种以上，其中只有25-30种铀矿物具有实际的开 采价值。铀矿床是铀矿物的堆积体。铀矿床是分散在地壳中的

18、铀元素在各种地质作用下不 断集中而成的，也是地壳不断演变的结果。查明铀矿床的形成过程，对有效地指导 普查勘探具有十分重要的意义。并不是所有的铀矿床都有开采、进行工业利用的价值。影响铀矿床工业评价的因 素很多，有矿石品位、矿床储量、矿石技术加工性能、矿床开采条件，有用元素综 合利用的可能性和交通运输条件等。其中矿石品位和矿床储量是评价铀矿床的两个 主要指标。铀矿普查勘探工作的程序，包括区域地质调查、普查和详查、揭露评价、勘探等 相互衔接的阶段。同时还伴随-系列的基础地质工作，如地形测量、地质填图、原始 资料编录、岩石矿物鉴定、样品的化学和物理分析、矿石工艺试验等。.铀矿开采铀矿开采是生产铀的第一

19、步。它的任务是把工业品位的铀矿厂从地下矿床中开采 出来，或将铀经化学溶浸，生产出液体铀化合物。铀矿的开采与其它金属矿的开采 基本相同，但是由于铀矿有放射性，能放出放射性气体（氡气）品位较低，矿体分 散（单个矿体的体积小）和形态复杂，所以铀矿开采又有一些特殊的地方。铀矿开采方法主要有露天开采、地下开采和原地浸出采铀三种方法。露天开采 是按一定程序先剥离表土和覆盖岩石，使矿石出露，然后进行采矿，这种方法一般 用于埋藏较浅的矿体。地下开采是通过掘进联系地表与矿体的一系列井巷，从矿体中采出矿石，地下开 采的工艺过程比较复杂。一般在矿床离地表较深的条件下采用这种方法。原地浸出采铀是通过地表钻孔将化学反应

20、剂注入矿带，通过化学反应选择性地溶 解矿石中的有用成分-铀，并将浸出液提取出地表，而不使矿石绕围岩产生位移。 这种采铀方法与常规采矿相比，生产成本低，劳动强度小，但其应用有一定的局限 性，只适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床.铀提取工艺铀提取工艺的基本任务是将开采出来的矿厂加工富集成含铀是较高的中间产品， 通常称为铀化学浓缩物，经过进一步强化，加工成铀氧化物作为下一步工序的原料。常规的铀提取工艺一段包括，矿石品位、磨矿、矿石浸出，母液分离、溶液纯化、 沉淀等工序。矿厂开采出来后，经过破碎磨细，使铀矿物充分暴露，以便于浸出，然后在一定 的工艺条件下，借助一些化学试剂（即浸出剂）与其它手段将矿

21、厂中有价值的组分 选择性地溶解出来。有两种浸出方法，即酸法和碱法。浸出液中，不仅铀含量低，而且杂质种类多，含量高，必须将这些杂质去除才能 达到核电要求。这一步溶液纯化过程，有两种方法可供选择，离子交换法（又称吸 附法）和溶剂萃取法。沉淀出铀化学浓缩物的工艺过程是水冶生产的最后一道工序。 沉淀物经洗涤、压滤、干燥后即得到水冶产品铀化学浓缩物，又称黄饼。浓缩铀生产技术以同位素分离为目的，提高铀-235浓度的处理即为浓缩。通过浓缩获得满足某些 反应堆所要求的铀-235丰度的铀燃料。现代工业上采用的浓缩方法是气体扩散法和 离心分离法。浓缩处理是以六氟化铀形式进行的。此外，还有激光法、喷嘴法、电 磁分离

22、法、化学分离法等。对铀同位素进行分离，使铀-235富集。分离后余下的尾 料，即含铀-235约0.3%的贫化铀可作为贫铀弹的材料等反应堆用的燃料元件经过提纯或同位素分离后的铀，还不能直接用作核燃料，还要经过化学，物理、 机械加工等复杂而又严格的过程，制成形状和品质各异的元件，才能供各种反应堆 作为燃料来使用。这是保证反应堆安全运行的一个关键环节。按组分特征，可分为 金属型、陶瓷型和弥散型三种；按几何形状分，有柱状、棒状、环状、板状、条状、 球状、棱柱状元件；按反应堆分，有试验堆元件，生产堆元件，动力堆元件（包括核电站用的核燃料组件）。核燃料元件种类繁多，一般都由芯体和包壳组成。核燃料元件在核反应

23、堆中的工作状况十分恶劣，长期处于强辐射、高温、高流速 甚至高压的环境中，因此，芯体要有优良的综合性能。对包壳材料还要求有较小的 热中子吸收截面（快堆除外），在使用寿期内，不能破损。因此，核燃料元件制造是 一种高科技含量的技术。8乏燃料的后处理辐照过的燃料元件从堆内卸出时，无论是否达到设计的燃耗深度，总是含有一定 量裂变燃料（包括未分裂和新生的）。回收这些宝贵的裂变燃料（铀235,铀-233和 钚）以便再制造成新的燃料元件或用做核武器装料，是后处理的主要目的。此外， 所产生的超铀元素以及可用作射线源的某些放射性裂变产物（如铯-137,锶-90等） 的提取，也有很大的科学和经济价值。乏燃料后处理具

24、有放射性强，毒性大，有发生临界事故的危险等特点，因而必须 采取严格的安全防护措施。后处理工艺可分下列几个步骤：（1）冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元件包壳，溶解燃料芯块等。（2）化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从UPu中清除出去,然后用溶剂淬 取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来。（3）通过化学转化还原出铀和钚。（4）通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚（或二氧化钚）。9.放射性废物处理与处置在核工业生产和核科学研究过程中，会产生一些具有不同程度放射性的固态、液 态和气态的废物，简称为“三废”。在放射性废物中，放射性物质的含量很低，但带 来的危害较大。由于放射性不受外界条件（如物理、化学、生物方法）的影响，在 放射性废物处理过程中，除了靠放射性物质的衰变使其放射性衰减外，无非是将放 射性物质从废物中分离出来，使浓集放射性物质的废物体积尽量减小，并改变其存 在的状态，以达安全处置的目的。对“三废”区别不同情