核电发电技术

核电技术乌拉特前旗专业中专王建提纲一、阐述了世界和国内能源的概况和发展趋势。二、介绍了核反应的规律，通过对中子与物质反应规律的研究，了解核裂变反应的过程。三、介绍了核电站的几大类型，可以使人们对核电站有进一步了解。四、压水堆核电站的主要组成部分，反应堆的结构。五、对压水堆核电站的系统控制和安全保护进行了简要论述。第一章绪论1.新能源2.世界和我国能源现状3.我国核电发展情况一、时代呼唤新能源人类与能源的关系人类生存和发展的三要素物质、能量与信息。因此，能源的发展史直接影响人类的发展史。 1.能源发展的里程碑原始社会火的使用18世纪蒸汽机的发明与利用19世纪电能的使用20世纪以核能为代表的新能源的利用2.认识能源(1)能源分类一般分为：固体燃料、液体燃料、气体燃料、水能、电能、太阳能、生物质能、风能、核能、海洋能和地热能。其中，前三类统称化石燃料或化石能源。已被人类认识的这些能源，在一定条件下可以转换为人们所需的各种形式的能量。能源的分类一次能源(天然能源）：自然界中以天然形式存在并没有加工或转换的能量资源，如煤炭、石油、核能、风能、地热能等；二次能源（人工能源）：由一次能源直接或间接转换成其他种类和形式的能量资源，汽油、柴油、电力、蒸汽、热水、氢气、激光等人工制造的能量资源。常规能源：已被人类广泛利用并在人类生活和生产中起过重要作用的能源，称为常规能源，通常是指煤炭、石油、天然气、水能等四种。新能源：新近才被人类开发利用、有待于进一步研究发展的能量资源称为新能源。相对于常规能源而言，在不同的历史时期和科技水平情况下，新能源有不同的内容。当今社会，新能源通常指核能、太阳能、风能、地热能、氢气等。（2）能源的来源 在我们生活的地球上，能源形形色色。总起来说有三个初始来源。(3)能源结构与储量提出问题：地球上有哪些能量资源可供我们使用？它们还能维持多久？我们该怎么办？能源的种类一次能源：煤炭、石油、核能等自然界天然能量资源；二次能源：汽油、电力、蒸汽等人工制造的能量资源， 化学能的储存量煤炭、石油、天然气还有多少年可以让人类开采利用？据世界能源会议统计，世界已探明可采煤炭储量共计15980亿吨，预计还可开采200年。探明可采石油储量共计1211亿吨，预计还可开采30～40年。探明可采天然气储量共计119万亿立方米，预计还可开采60年。必须指出的是，煤炭、石油等直接燃烧用来生产电能与热能实在太可惜了，且不说可能带来的环境污染，它们还是很好的化工原料呢！

地球能源的储量估计煤炭：～200年石油、天然气：～50年核能：无穷多

水能及新能源的潜力那么水能呢？我们知道，水力是可以长期开发利用的。但是，在那些大面积缺水、水力资源不丰富的国家和地区怎么办？再说，水能还有个季节性的问题。这些都使水能无法成为世界能源结构中唯一的主力军。新能源中，太阳能虽然用之不竭，但代价太高，并且就目前的技术发展情况来看，在一代人的时间里不可能迅速发展和广泛使用。其它新能源也是如此。其它一些能源与水能相似，它们的规模受到环境、季节、地理位置等条件的限制，如风能、潮汐能、地热能等等。

核能--无穷的能源

核能分为裂变能和聚变能两种。目前人类能正在用于和平利用的只有裂变能。可控聚变能利用技术正在攻克。天然铀的成份天然铀中占99.3%为难裂变的铀-238，仅有0.714%为易裂变的铀-235。铀-238可通过吸收一个中子变成易裂变的钚-239。作为发展核裂变能的主要原料之一的铀，世界上已探明的铀储量约490万吨，钍储量约275万吨。如果利用得好，可用2400～2800年。聚变反应主要来源于氘-氚的核反应，氘来可大量来自海水，氚可来自锂。因此聚变燃料主要是氘和锂，海水中氘的含量为0.03克／升，据估计地球上的海水量约为138万亿米3，所以世界上氘的储量约40万亿吨；地球上的锂储量虽比氘少得多，也有2000多亿吨，用它来制造氚，足够满足人类对聚变能的需求。这些聚变燃料所释放的能量比全世界现有能源总量放出的能量大千万倍。按目前世界能源消费的水平，地球上可供原子核聚变的氘和氚，能供人类使用上千亿年。如果人类实现了氘-氚的可控核聚变，核燃料就可谓“取之不尽，用之不竭了”，人类就将从根本上解决能源问题，这正是当前核科学家们孜孜以求的所以。聚变能源不仅丰富，而且安全、清洁。聚变产生的放射性比裂变小的多。专家们预测，核能在未来将成为人类取之不尽的持久能源。二、世界及我国能源储量和分布1.世界能源储量和分布

目前，人类使用的能源最主要是非再生能源，如石油、天然气、煤炭和裂变核燃料约占能源总消费量的90％左右，再生能源如水力、植物燃料等只占10％左右。

世界能源储量最多是太阳能，在再生能源中占99.44％，而水能、风能、地热能、生物能等不到1％。在非再生能源中，利用海水中的氘资源产生的人造太阳能（聚变核能）几乎占100％，煤炭、石油、天然气、裂变核燃料加起来也不足千万分之一。所以，人类使用的能源归根到底要依靠太阳能，太阳能是人类永恒发展的能源保证。世界能源储量分布是不平衡的。石油储量最多地区是中东占56.8%；天然气和煤炭储量最多是欧洲，各占54.6%和45%。亚洲大洋洲除煤炭稍多（占18%）以外，石油、天然气都只有5%多一点。据预测，全世界石油储量只够开采30～40年，天然气约60年，煤炭200年。2.我国能源储量和分布我国有着丰富的能源资源。世界各国有的能量资源我国都有。我国煤炭资源（探明储量）和水力资源均居世界第一位；石油资源占世界第十一位；天然气资源占世界第十四位；太阳能资源居世界第二位；潮汐、地热、风力和核燃料资源都很丰富。但人均占有量很少，只有世界平均水平的一半。我国能源资源地区分布不均衡。煤炭探明储量7690亿吨，主要集中在华北和西北，各占59.3%和19.2%，西南占9.6%，华东占5.8%，中南3.4％，东北2.7％。石油探明储量25亿吨，天然气储量3800亿立米，主要分布在黑龙江、辽宁、河北、河南、山东、四川、甘肃和新疆等省区内。可开发水力资源有3.78亿千瓦，年发电量1.92亿千瓦时，主要集中在西南，占68％，中南占15.2％，西北占10％，华东占3.6％，东北占2％，华北占1.2％。我国太阳能和风能资源丰富，有很大利用潜力。资源有限，分布欠佳矿种单位世界中国中国/世界，%总量人均煤亿t9842.111145.0011.6055.67石油亿t1402.2532.742.3311.14天然气万亿m3149.381.390.914.38煤—北方，缺水油气—西北，输送困难水能—西南，输送困难负荷中心—沿海、京津唐中国能源探明储量在世界上的地位需求量大,浪费严重需求量大年份能源总量人均量亿tce%tce%中国世界美国中/世中/美中国世界美国中/世中/美199611.412429.09.239.00.912.0510.3541.38.8200012.813130.39.842.21.012.1410.7447.29.4200213.913530.910.345.01.082.2210.9048.69.9200416.514031.511.852.41.272.2911.0055.411.6202030.019537.015.481.12.143.1012.8069.016.7203550.024342.020.6119.03.333.7414.0089.023.8能源需求预测—保守的预测，2035能源翻一番。两种可能：经济发展一般；或节能效果好—大约2030年总量与美国持平，但人均值仍地低于世界人均值结构畸形，环境恶化结构畸形：油、气、核奇少，煤最多—SO2排放第一（煤质差）—CO2排放第二，2020年左右将超过美国而成第一国家或世界石油天然气煤炭核电水电世界40.624.225.07.62.7中国23.62.565.51.56.9美国38.025.224.69.01.2俄罗斯20.853.8185.12.3法国32.417.07.343.3澳大利亚30.518.630.118.61.2日本51.013.218.016.21.6韩国54.99.320.914.60.3中国能源结构与世界比较环境恶化—全球污染最严重十大城市中，中国占七个—我国因酸雨而造成的经济损失约占GDP的5%—据欧盟专题研究，燃煤造成环境损失将使煤电价格翻番现有能源对环境的污染大气中的五种污染：氮氧化物（如NO与NO2）、二氧化硫（SO2）、各种悬浮颗粒物、一氧化碳（CO）和碳氢化合物（如CH4、C2H6、C2H4等）。主要来源：①煤、石油等化石燃料的燃烧；②汽车排放的废气；③工业生产（如各种化工厂、炼焦厂等）产生的废气。而其中燃烧化石燃料的火力发电厂是最大的固定污染源。表1-1世界CO2排放量统计国名排放量（百万吨）人均（吨/人）百分比美国5228.5219.8823.7中国3006.772.5113.6俄罗斯1547.8910.447.0日本1150.949.175.2德国884.4110.834.0印度803.000.863.6英国564.849.642.6最新世界环境可持续指数

2006年1月27日，评估世界各国（地区）环境质量的“环境可持续指数”（ESI），在瑞士达沃斯正式对外发布。在全球144个国家和地区中，芬兰位居第一，列第二到第五的国家分别是挪威、乌拉圭、瑞典和冰岛。位居倒数前5位的国家或地区分别是：朝鲜、中国台湾、土库曼斯坦、伊拉克和乌兹别克斯坦。中国位居第133位，全球倒数第14位。在2002年第一次发布该指数时，全球142个国家和地区中，中国位居第129位，也是全球倒数第14位。

三、世界和我国核电发展现状第一部分世界核电的发展概况世界正在运行的核电机组约450余座，发电量约占世界总发电量的16%。核电80%以上集中在工业化国家。有16个国家的核发电量占国内总发电量的25%以上。正在运行的核电机组：美国104台、法国59台、日本54台、俄罗斯30台、英国27台、德国19台、韩国19台、加拿大14台、印度14台、瑞典11台。西欧国家20世纪以后核电发展停滞不前。国家核电所占比重国家核电比重立陶宛80.1日本34.5法国78.0德国29.9斯洛伐克65.4芬兰29.8比利时57.3西班牙25.8保加利亚47.3捷克24.5乌克兰45.7英国22.4瑞典45.7美国20.3瑞士39.5加拿大12.3韩国38.6印度3.7匈牙利36.1中国1.41.三大核电基地浙江省的秦山核电基地，5台核电机组；广东大亚湾核电基地，4台核电机组；江苏省田湾核电基地，2台核电机组。“十一五”期间，我国核电将在建成田湾一期的基础上，建设好广东岭澳二期工程、秦山二期扩建工程，争取新开工建设浙江三门、山东海阳、辽宁红沿河、福建宁德、广东阳江等核电项目。同时做好一批核电站建设前期工作。

第二部分我国核电发展状况2.我国核电发展目前有两种模式一种是靠有关股东方的投资建核电，比如秦山二期、三期和田湾核电站。这些核电站都有六个股东方，每方按照最低１０％，最多５０％进行投资，其余按照出口信贷或融资来解决建设资金问题。另一种是广东大亚湾和岭澳模式，有三个股东方：中国核工业集团公司、广东省政府和中国电力投资公司。三股东在国家的支持下进行投资，按照广东省核电发展以核供核的方式。比如说，大亚湾建成后，效益不分红，继续滚动岭澳核电站，岭澳的效益再滚动阳江，在某种意义上相当于再投资。

3.核电发展经历的三个阶段上世纪50年代，我国电力工业的产业政策和发展方针是“水火并举”；80年代改为“大力发展水电，积极发展火电，适当发展核电”；本世纪，国家通过了《核电中长期发展规划(2005-2020年)》，提出了积极推进核电建设的发展方针。（本世纪，提高能源效率，保护生态环境，加强电网建设，有序发展水电，优化发展煤电，积极推进核电建设，适度发展天然气发电，鼓励新能源发电，带动装备工业的技术进步，加强国际合作，深化体制改革。）国家或世界燃料消耗量（年）CO2SO2NO化合物灰尘运输成本火电厂（1000MW）250万t650万t900t4500t32万t1000列火车核电厂（同规模）低浓铀25t（天然铀150t）无无无无一节车皮国外核电站的基础投资比同容量火电站大50%左右，但如果把各自的燃料开采、加工和运输投资包括进去，则核电和火电的综合投资相近，国内的分析也得到相近的结论。核电站的发电成本比火电厂低30%左右,1克铀通过链式反应完全裂变所释放的能量相当于燃烧2,400,000克的煤。污染比较

第二章核能原理第一节原子和原子核1.化学反应与核反应的区别？化学反应是两个或数个原子的电子相互作用的结果，原子核没有改变；核反应则使原子核发生变化，并由此引起化学性质的改变。2.原子结构定义：将某一种物质分成越来越小的颗粒时，会有保持这种物质化学性质而不能再分的时候。这些仍然具有单质化学物质的最小颗粒称之为原子。原子由一个原子核与围绕原子核不断旋转运动的电子组成。原子成中性。原子的直径约为10-8cm，原子核的直径约为10-12cm。3.原子核原子核内含有更小的粒子—质子和中子，统称为核子。中子不带电，呈电中性；质子带一个单位正电荷。普通氢原子核只有一个质子。原子核直径不到原子直径的万分之一。而它的质量却占整个原子质量的99.94%以上。一个质子和一个电子的电量相同，但两者的质量相差甚远，而质子和中子的质量很相近，分别为电子质量的1839和1837倍。4.质量数和原子序数原子核中质子与中子的总数A为原子核的质量数。原子核中的质子数称为原子序数，常用Z表示。4.同位素(1)元素的化学性质由原子核中的质子数决定，而不是由原子量决定。(2)将具有相同的质子数而不同中子数的同一种元素的几种原子称为同位素。(3)已知的一百多种化学元素中，有1500多种不同的原子核，其中300种是稳定的同位素，1200种是放射性同位素。(4)具有相同的化学性质，但可能有不同的物理性质。第二节核反应与结合能1.原子核的相互吸引力问题的提出？我们通常知道正电荷同正电荷、负电荷同负电荷相斥。但是，为何原子核中的正电荷质子可以紧密地结合在一起？

一般我们知道，除了质子之间的静电斥力外，还有核子相互之间的万有引力。但是质子和中子的质量是那么微小，其万有引力是微不足道的，可以忽略不计。如果原子核内再无其它的力，那么比万有引力强1037倍的电磁力，将使原子核的质子向四面八方飞散。但是事实恰恰相反，各种元素的原子核在自然界中都能稳定地存在着，而且质子和其它质子、中子相互结合得很紧凑，这就意味着核子间还有一种远比电磁力强的多的吸引力。这种吸引力称为核力，是一种特别强大的短程作用力，是目前知道的最强大的作用力。它是核能的起源。2.核力的特点核力具有短程强相互作用的能力。它比电磁相互作用强130倍左右，作用距离只在邻近核子之间。当核子之间的距离小于（1.4~1.5）×10－13厘米时，核力显得异常强大。一旦距离超出核半径的范围，核力就很快下降到零。核力与电荷无关，质子和质子、中子和中子、质子和中子之间，都存在相互吸引的核力，但只在相邻几个核子之间存在着核力。3.放射性有许多天然和人工生产的核素都能自发地发射出各种射线，或称辐射。射线的种类很多，射线，射线，宇宙射线、中子等的辐射，统称粒子辐射。γ射线、X射线等的辐射，统称电磁辐射。此外，还有发射正电子、质子、中子、等其它粒子。原子核自发地放射各种射线的现象，称为放射性。能自发地放射出各种射线的核素称为放射性核素。大气层中的宇宙射线成分主要是质子、中子、介子、介子、电子等。3.核的结合能质量与能量是可以转换的爱因斯坦提出了表示质量和能量之间关系的著名公式：其中E是能量，m是质量，c是光速（3×108m/s)。这就是通常所说的质能关系式。质能亏损和结合能单个核子组成原子核时，由于核子间强大的核力作用，迫使核子相互强力碰撞而紧紧地结合时，发生了质量溅射。减少的这份质量，按照质能公式转化为能量释放出来。科学家把核子结合前后的质量差值，称为“质量亏损”，把结合时放出的能量称为“结合能”。电子伏特（eV)1电子伏特表示任意一个单位电子电荷的粒子不受阻碍地通过1V电热所获得的能量。1eV=1.6*10-19J4.结合能的利用–核能总结合能由核子结合成原子核时放出的能量叫做

比结合能为了比较各种原子核的紧密程度，采用每个核子的平均结合能更方便。平均结合能也称比结合能，其数值可用总结合能除于原子核的核子数得出。

比结合能曲线从图中可以看到，各种原子核结合的紧密程度是不一样的。比结合能小的，结合就松；比结合能大的，结合就紧。曲线两边低，中间高，说明由单个核子组成中等质量的原子核时，付出的质量亏损要大，这种核结构就很牢固，而轻核和重核则相反，它们的成员在结合时付出的质量亏损要小，所以核结构较松散。利用核子的结合能（即核能），有两种途径。一是将某个重核分裂，变成中等质量核，中等质量核的结合能要比重核大，因此这个重核的每个核子就要继续发生质量亏损而放出能量，这就是所谓的核裂变法。另一种方法是使几个轻核相互结合起来变成中等质量核，同样该过程中的核子将继续发生一部分质量亏损，变成能量放出，这就是所谓的核聚合法。人类利用核能就有两种可能的方式：一种利用重核分裂成中等质量核过程中释放出的核能，即裂变能；而另一种就是利用轻核聚合成中等质量核过程中释放出的核能，即聚变能。裂变与聚变是大规模核能之源。第三节放射性与核反应一、放射性衰变自然界中不稳定的同位素以一定速率自发地变化，一般放出带电粒子并以辐射形式放出能量，称为放射性衰变。原子核不受外界影响自发地通过核辐射转化为另一种核的现象，称为放射性，这种原子核叫做放射性核。

不稳定原因其内部中子数与质子数的比例超出了一定的范围。在一定的范围之内，原子核是稳定的，否则，不稳定的原子核向着更稳定的方向自发地变化。二、放射性类型1.α辐射原子核衰变时放出α粒子，核本身变为另一种新的原子核。α粒子是由两个中子和两个质子组成的氦原子核，α辐射也称为α射线。

α射线的电离作用很大，但是它的贯穿能力较弱，在空气中经过3～8cm的路程就会被吸收。一张纸就可以隔离。2.β辐射当原子核内部中子和质子比例超过稳定极限时，同位素会放出电子流或者正电子流，称为β辐射（或射线）。穿透能力较强，在空气中要穿过几米到十几米的路程才能被吸收。一层金属薄板也可以隔离。3.K俘获原子核“吸收”一个电子，核中的一个质子变成一个中子，原子序数减1，质量数不变。4.γ辐射原子核在衰变过程中放出一种电磁波，称为辐射（射线）。这种射线具有很强的穿透能力。必须非常厚的混凝土或铅块才能阻挡。5.中子辐射（裂变过程中放出中子）三、放射性衰变规律1.放射性衰变的统计规律对于某一种核，每一时刻的衰变率正比于当时存在的放射性同位素的原子个数。式中：N为某一时刻放射性原子的数量；λ为这种放射性原子的衰变常数。积分得：2.放射性原子数量变化规律图3.半衰期放射性原子数量衰减到初始数量的一半所需要的时间。

167N的半衰期是7.3s，而23994Pu的半衰期是24000年。N0t0第四节中子与原子核的反应散射反应和吸收反应两大类，裂变反应即属于一种吸收反应。散射反应指中子与原子核碰撞后，中子的能量和运动方向产生变化，原子核的成份不改变。弹性散射—中子与原子核发生弹性碰撞，中子在散射后，运动方向和动能都发生变化，原子核受到反冲作用，原子核的内能不变，整个系统动量守恒。非弹性散射—中子与原子核发生非弹性碰撞，当原子核与中子发生碰撞后，核能被激发，入射中子的一部分动能转变为原子核的内能，使核处于激发态，随后发出γ射线，返回基态，系统反应前后的总动能不守恒。吸收反应--指中子与原子核碰撞后，被原子核俘获，形成一个处于激发状态的复合核，其激发能等于中子的动能和中子在复合核中的结合能之和。两种可能：裂变反应和辐射俘获反应。核反应堆中的中子按其能量可分为快中子（E＞0.1MeV）、中能中子（1eV＜E＜0.1MeV）和热中子（E＜1eV）。

裂变中放出的中子能量大部分为1～2MeV，属于快中子，由实验可知在这个能量区域内中子与235U核发生裂变的几率很小，因而必须把中子减速到热中子能量，即需要经过一个慢化过程。

慢化：使快中子与慢化剂的原子核进行碰撞，将中子的能量传递给慢化剂的原子核，中子自身能量降低的一个过程。变成热中子。常用的慢化剂：重水、石墨、铍、水等物质。在应用较多的压水堆核电站中，就是采用水作为慢化剂。第五节核裂变1.裂变反应一个可裂变原子核在俘获一个中子后形成一个复合核，复合核经过一个短暂时间的不稳定激化阶段后，分裂成两个碎片，同时放出中子和能量的反应过程。定义92U235+0n1→FF1+FF2+2.50n1+200MeV链式裂变反应示意图2.易裂变核燃料铀233铀235钚239TxtText复合核从变形到分裂需要能量，所需的最小能量称为裂变临界能量。入射中子的结合能大于复合核的裂变临界能，则该核易裂变。自然界中只有三种核燃料：铀-235、铀-233、钚-239，其中只有铀-235是天然的核燃料。其余两种是由钍-232和铀-238俘获中子后再经衰变分别形成的。因此又称钍-232和铀-238为可转换核素。靶原子核复合核的临界裂变能(Mev)中子的结合能（Mev）钍-2326.55.1铀-2385.54.9铀-2355.36.4铀-2334.66.6钚-2394.06.4表2.1几种核素的临界裂变能3.临界体积也称“临界大小”。可发生裂变的物质，产生链式反应所必须具有的最小体积。第六节链式裂变反应1.自发裂变当铀-235的含量很少（例如天然铀只含0.714%），堆放得也比较松散，则每次裂变放出的2～3个中子都散失到空间去了，只有偶尔的1～2个中子又能击中其它铀核。这样的裂变反应不会连续不断地进行。天然铀矿就是这种情况，一般每千克铀元素中每秒钟有几个原子核发生裂变，这叫做自发裂变。2.自持链式裂变反应当中子与铀235发生核裂变反应时，铀核通常分裂为两个中等质量数的裂变碎片，同时还平均产生两个以上的新中子，并释放出能量。在适当的条件下，这些新裂变中子又会引起周围铀235的裂变，这样一代一代的发展下去，就成为一连串的裂变反应，（链式裂变反应）.重核在不靠外界作用就可能连锁式的引起其它核素的裂变反应称为自持式链式裂变反应。3.自持链式裂变反应的条件裂变不发生裂变有害吸收泄漏损失原子核分裂成两个裂变碎片，同时产生2～3个新中子。核燃料吸收中子不发生裂变。235U吸收中子大约20%不发生裂变而变成236U，238U吸收中子后100%不发生裂变而变成239Pu中子被慢化剂、冷却剂、结构材料、裂变碎片及其他杂质吸收。中子数目变化有可能发生下列四种情况原子核体积很小，高速运动的中子不一定会马上打中原子核，即使碰撞几次，仍有很高动能，堆芯尺寸有限，会有相当一部分中子跑到堆芯外面去。4.裂变维持的条件－临界

临界定义：铀-235每次裂变产生的中子，除泄漏和吸收的以外，还有一个中子能引起另一个铀-235原子核裂变。对于整个系统而言，上一代中子引起裂变的数目刚好与下一代中子引起裂变的数目相等，使得裂变刚好能维持下去，也就达到了维持链式核裂变反应的临界。有效增殖系数：衡量裂变装置的临界标准用所谓的系统增值系数k表示。K=新生一代的中子数/上一代的中子数K=系统内中子的产生率/系统内中子总消失率（中子的吸收率＋泄漏率）下面对K值的三种不同情况进行讨论：（1）若K=1，表示产生的中子数正好等于消耗的中子数，中子循环达到平衡，裂变反应可以自持下去，这种情况称为临界状态。可以在不同功率水平情况下平衡。（2）若K>1，即产生的中子除消耗外还有剩余，这样的状态称为超临界状态，也就是反应堆启动和功率提升状态。（3）若K<1，即产生的中子数还不如消耗的多，中子娄一代比一代减少，直到零为止，这种状态称为次临界状态，也就是反应堆降功率或停堆状态。由以上可知，在反应堆运行中要实现启动、停堆、改变功率或保持稳定功率，只要调节有效增殖系数K即可。要达到临界条件，必须具备的条件

(1)必须使裂变材料多而集中；(2)中子泄漏少；(3)中子的非裂变吸收少；(4)应该使得中子有充分的慢化。

5.裂变产生的中子

（1）瞬发中子：易裂变核素在发生裂变后除了分裂成两到三个或者更多的裂变碎片后，同时会放出两三个中子。一群铀-235核裂变后放出的平均中子数为2.43个。这些中子的99.3%以上是在裂变的瞬间（百万分之一秒左右）放出的，称之为瞬发中子。其能量约在1～2兆电子伏范围内，速度为14000～20000千米/秒。（2）缓发中子：另外有大约0.654%的中子是在裂变产物在衰变时逐渐放出，称为缓发中子。平均能量约在0.5兆电子伏左右。缓发中子是在裂变后持续几分钟的时间内逐渐释放出来的。组平均延迟时间（s）缓发中子份额（%）Ⅰ79.40.02Ⅱ31.90.14Ⅲ8.10.13Ⅳ3.20.25Ⅴ0.90.07Ⅵ0.40.03总计120.65铀235缓发中子的份额与延迟时间反应性

反应性ρ表示上一代中子个数n1与下一代中子个数n2的相对变化：ρ=0，反应堆处于临界状态；ρ<0，反应堆处于次临界状态；ρ>0，反应堆处于超临界状态。由于ρ的数值很小，ρ通常以pcm为单位计算，1pcm=10-5。中子个数的变化规律

设反应堆有效增殖系数为K。核反应堆开始时有n个中子，则下一代中子增加的个数为n(k-1)。两代中子之间的时间间隔（中子代时间）为θ，则中子个数随时间的变化规律为：将上式积分可得：N0表示t=0时的中子个数，n表示t时间的中子个数。中子代时间

中子代时间：是指上一代中子和下一代中子之间的时间。孕育时间：在裂变发生后，中子要经过一段时间才能从裂变碎片中发射出来，这一段时间称为孕育时间。在压水堆中，中子保持自由状态仅为10-5秒，这段时间称为中子寿命。中子代时间=孕育时间+寿命孕育时间(s)寿命(s)中子代时间(s)份额(%)瞬发中子10-1410-510-599.35缓发中子1210-5120.65根据瞬发中子和缓发中子的代时间以及他们的份额，可以计算得到反应堆的平均中子代时间：θ=0.9935×10-5+0.0065×12≈0.08（s）例：

设ρ=100pcm，只有瞬发中子，没有缓发中子，按照上述的瞬发中子的代时间，θ=10-5s，当t=1s时，中子个数的变化为这样快的功率变化是无法控制的。如果存在缓发中子，则θ=0.08s，当t=1s时，中子个数的变化为结论：缓发中子的存在（虽然份额非常小）使反应堆的控制成为可能。第一代100个快中子慢化过程由于被238U俘获、漏失以及238U的快裂变，总体上4个中子消失剩余96个热中子扩散由于漏失、被慢化剂和结构材料俘获，20个热中子消失过程剩余76个热中子，被铀俘获10个热中子被235U俘获不产生裂变26个热中子被238U俘获不产生裂变40个热中子被235U俘获产生裂变（40*2.5）放出第二代100个快中子6.反应堆内中子循环

7.剩余功率

当反应堆停堆后，链式反应停止，但是反应堆还会继续放出热量，这些热量约占额定功率的6%，称为剩余功率。剩余功率是由裂变产物的β和γ衰变产生的热量，剩余功率会随着时间而衰减，在停堆后必须不断地冷却反应堆堆芯。小结核裂变的必要条件核裂变必须有易裂变的材料和来自原子核外部的自由中子。中子可以在其它核的裂变中产生。核裂变是中子轰击原子核，原子核接受中子后变得不稳定，从而分裂，分裂后的多余结合能变成核裂变能量。只有裂变临界能量小于入射中子的结合能的材料才称为易裂变核材料。问题和回答应该如何做才能使链式反应不变成原子弹似的在瞬间倍增，而是维持不变的核反应速率？必须保证每次裂变放出的中子只有一个用于其它核素的裂变。办法是设法用非裂变方法将裂变放出的多余中子抢走。问题和回答中子轰击到易裂变核素上一定会发生裂变吗？裂变发生是有一定概率的。概率即为轰击一百次，实际能发生几次裂变的机会。只有速度慢的中子才有高的裂变概率。可是，裂变放出的中子都很快，要变慢中子，中子必须经过慢化。第三章 核电站的类型

1954年，前苏联建成世界第一座试验核电站奥勃灵斯克核电站。

1957年，美国建成世界第一座商用压水堆核电站希平港核电站。

1952年6月，开始建造美国第一艘核潜艇的陆上模式堆，1953年3月建成，6月发出电力。1954年1月，第一艘核潜艇下水。乏汽压力偏大。第三章 核电站的类型一、压水堆核电站

二、沸水堆核电站

轻水堆的特点

在各种慢化剂中，水的慢化能力最强。轻水便宜，比热大，导热系数高，是良好的冷却剂。堆芯体积相同时，轻水堆功率最高或者在相同功率下，轻水堆比其他堆的体积小。两个缺点：沸点低。轻水吸收热中子的几率比重水和石墨大，所以轻水慢化的反应堆无法以天然铀维持链式反应。压水堆发展快的历史原因轻水堆的发展有军用堆的基础。工业上有使用轻水的长期经验。核工业的发展，为轻水堆所需要的浓缩铀准备了条件。轻水堆技术上已成熟。比较用轻水作为慢化剂和冷却剂的核反应堆被称为轻水反应堆，包括沸水堆和加压水堆。轻水也就是一般的水，广泛地被用于反应堆的慢化剂和冷却剂。与重水相比，轻水有廉价的长处，此外其减速效率也很高。沸水堆的特点是将水蒸汽不经过热交换器直接送到汽轮机，从而防止了热效率的降低。压水堆则用高压抑制沸腾，对轻水一般加100至160个大气压，从而热交换器把一次冷却系统（取出堆芯产生的热）和二次冷却系统（发生送往汽轮机的蒸汽）完全隔离开来。沸水堆蒸汽直接在反应堆内产生，故不可避免地要挟带出很强的γ辐射，因此汽轮机系统在正常运行时都带有放射性，运行人员不能接近，还需要有适当的屏蔽。但半衰期仅7.13秒，故停机后不久就可完全衰变，不影响设备维修。三、重水堆核电站用重水即氧化氘（D2O）作为慢化剂的核反应堆被称为重水反应堆，或简称为重水堆。现在的反应堆几乎都利用热中子，因此慢化剂是反应堆不可缺少的组成部分。慢化剂与中子碰撞使中子速度减慢，但不减少中子的数量。所以，重水是非常优异的慢化剂，它与石墨并列是最常用的慢化剂。目前达到商用水平的只有加拿大开发的坎杜堆(CANDU-Canadiandeuteriumuranium)，我国正建一座重水堆核电站。重水堆特点—节约燃料二十吨天然水中含有三公斤重水。重水慢化能力比轻水低得多(200多倍），重水堆的堆芯体积比压水堆大十倍左右。重水吸收的热中子的几率很少，可以采用天然铀作为核燃料。由于重水吸收中子少，所以反应堆中子除了维持链式反应外，还有较多的剩余可以用来使铀238转变为钚239，比轻水堆节约天然铀20%。重水堆失水事故的后果比轻水堆要小。四、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。一般用液态金属钠作冷却剂。不用慢化剂。快中子增殖反应堆以钚239为裂变燃料，组成堆芯，以铀238包围在堆芯周围，作为增殖层。可使天然铀的利用率达到60%~70%。原理：在“快堆”中用的核燃料是钚-239。钚-239发生裂变反应放出来的快中子，会被装在反应区周围的铀-238吸收，又变成钚-239。就是说在核锅炉中一边“烧”掉钚-239，又一边使铀-238转为成新的钚-239，而且新产生的钚-239比“烧”掉的还多。这就使“快堆”的燃料越烧越多。“快堆”增殖核燃料把铀资源的利用率提高了50～60倍。一座快堆核电站，在5～15年的时间内可使燃料数量翻一番。“快堆”正好解决了热中子核反应堆产生的大量铀-238废料堆积问题。通过建造快堆核电站，既能用铀-238发电，又能增殖燃料。因此“快堆”被人们称为“明天的核电站锅炉”。几个问题为什么快堆能增殖？增殖比=产生的核燃料的原子核数/消耗的核燃料的原子核数。在快堆中没有慢化剂，再加上堆内结构材料、冷却剂及各种裂变产物对快中子的吸收几率很小，因此中子由于寄生俘获造成的浪费少。此外，钚239裂变放出的中子多，铀238裂变的几率也大，所以除了维持链式反应我，还可以剩余1.2到1.3个中子，用来使铀238转变为钚239。在快堆中，增殖比可达1.2到1.3倍。如果通过后处理，将快堆增殖的核燃料不断提取，则快堆每过一段时间，它所得到的钚239还可以装备一座规模相同的快堆电站。这段时间又称为倍增时间。为什么快堆冷却不采用轻水或重水？快堆的功率密度高，又不允许冷却剂对中子产生强烈的慢化作用，这就要求载热效率高、慢化作用小的冷却剂。目前考虑的冷却剂主要有两种：金属钠和氦气。钠的中子吸收截面小，比热大，传热性能比水高40～50倍。它的沸点高达886.6℃，所以在常压下工作温度高，而且在工作温度下对很多种钢种腐蚀性小，无毒。熔点97.8℃。冷却剂出口温度可500～600℃。由于快堆钠温度高，可以产生过热蒸汽，汽轮机可采用常规火电厂的过热蒸汽参数，蒸汽压力为14.2MPa，蒸汽温度可达500℃。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％。

五、第二代核动力堆技术要求从安全角度1.应该具有固有安全性。当反应堆出现异常情况时，不依赖人为的操作或外部系统、设备的强制干预，而仅依赖堆的自然和非能动安全性，使反应堆趋于正常运行或安全停闭的安全性。2.应具有非能动安全性。任何情况下剩余发热可以靠自然对流等非能动机理排出。3.应提高对社会和环境影响的安全保证度，即先进核反应堆在任何情况下，不应使工作人员与公众受到过量的放射性伤害。4.在发生核事故情况下，不会造成重要设备损害，保护投资者不受重大经济损失。从经济性角度先进核反应堆的核电厂，在经济性上应该达到能与同样规模的火电厂相竞争。这样才可能获得大规模的商业推广。第二代先进核反应堆1.改造型轻水堆瑞典提出一种“过程固有最终安全”反应堆的概念设计。2.快中子增殖堆这是唯一能够增殖核燃料的成熟堆型。只有发展快堆，才能扩大核资源的利用。一般认为，快堆是热中子反应堆走向聚变堆之间的一代堆型。3.高温气冷堆它是从已有30多年历史的低温石墨气冷堆基础上发展起来的新颖堆型。它是具有固有安全性的反应堆；它是唯一出口温度达到950℃以上、具有多种用途的堆型；是能够利用钍资源的唯一堆型。第四章核电站主要系统核电厂厂址的选择基本要求（与火电厂相同）：接近电力负荷中心、有充足的冷却水源、交通运输方便、有良好的自然条件、减少废热废物排放对生物的影响和防止环境污染的可能性等。特殊要求：原则—尽量减少释放放射性对环境的影响，以确保居民在一般事故和严重事故条件下不受危害。（核电厂本身特性、厂址自然条件和辐射）1、核电厂放射性特性设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应达到对居民健康和安全造成超过我国核安全局关于核电厂厂址选择所规定的严重危害后果的程度。2、厂址的自然条件和技术要求（1）厂区地震条件是确保核电厂安全的重要条件，是选厂址的决定因素之一。尽可能选在地震烈度低的地区，地震烈度一般不大于7度。（2）厂址位于大的内湖或海滩附近时，应确定由湖震或海啸可能造成的最大洪水。（3）水源和水文方面，保证足够且可靠的冷却水是电厂运行最基本的技术条件，要求百年一遇最小流量也能满足电厂正常运行的要求。第一节核岛部分一回路系统主要功能1.将反应堆堆芯核裂变产生的热量传送到蒸汽发生器，产生合格的蒸汽，并冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。2.水在反应堆中既作冷却剂又作中子慢化剂，使裂变反应产生的快中子降低能量，减速到热中子。3.冷却剂中溶解的硼酸，可以吸收中子，控制反应堆内中子数目。4.系统内的稳压器用于控制冷却剂的压力，防止冷却剂出现不利于传热的沸腾现象。5.防止放射性产物泄漏。一、反应堆定义：反应堆是以铀（或钚）作为燃料实现可控制的链式裂变反应的装置。组成：压力壳、堆内构件、堆芯、控制棒驱动构件。压力壳堆内构件1.圆柱形容器，上下两部分。2.有三个进口接管和三个出口接管。3.能承受140～200个大气压分隔流体的作用。4.使用30～40年。1.上部组件（压紧组件）和下部组件（吊篮组件）。2.支承和固定堆芯组件，承受堆芯重量。3.确保控制棒驱动线的对中，为控制棒运动导向。4.使冷却剂在堆内按一定方向流动，有效带出热量。5.为压力容器提供热屏蔽，减少它受中子和r射线的辐射。6.为堆内测量提供安装和固定措施。堆芯1.由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组成。2.核燃料经高温烧结成圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径8~9mm，13.5mm。3.大量燃料芯块（271）装在两端密封的锆合金包壳管中，长约4m、直径约10mm。4.每个燃料组件按17×17排列成正方形栅格，共有289个棒位，中间用定位格架将燃料棒夹紧(264根燃料元件棒、24根控制棒导向管和1根堆内测量导管）。

燃料芯块 控制棒1.中子的强吸收体，移动速度快、操作可靠、使用灵活、对反应堆的控制准确度高。2.控制棒组件可以控制反应堆核燃料链式裂变速率、达到启动反应堆、调节反应堆、正常停堆以及在事故情况时紧急停堆的目的。3.根据功能和使用目的的不同，可以分成三类：（1）功率补偿棒（G棒）：用于控制反应堆功率，补偿运行时各种因素引起的反应性波动。（2）温度调节棒（R棒）：用于调节反应堆进出口温度。（3）停堆棒（安全棒，S棒）：用于在发生紧急事故工况时，能迅速使反应堆停堆。正常运行时停堆棒提出堆外，按到停信号后迅速插入堆芯。大亚湾：控制棒组53个，其中功率补偿棒28组、温度调节棒8组、停堆棒17组。控制棒驱动机构1.通过它带动控制棒组件在堆内上下移动，以实现反应堆的启动、功率调节、停堆和事故情况下的安全控制。2.对控制棒驱动的动作要求：（1）在正常运行情况下棒应缓慢移动，每秒钟的行程为10mm；（2）在快速停堆或事故情况下，控制棒应快速下插。控制棒在反应堆中的位置，用“步”（step）来表示。当控制棒位于反应堆底部时，step的数值为零；当控制棒位于反应堆顶部，step的数值为225。二、蒸汽发生器功能：1.将一回路中水的热量传给二回路的水，使其变为蒸汽用于汽轮机做功。2.蒸汽发生器在一、二回路之间构成防止放射性外泄的第二道防护屏障。三、稳压器作用：1.用于稳定和调节一回路系统中冷却剂—水的工作压力，防止水在一回路主系统中汽化。2.确保反应堆出口水的温度低于饱和温度15℃左右，以保证燃料棒的冷却效果。3.吸收一回路系统水容积的变化，起到缓冲的作用。四、主循环泵（冷却剂泵）它是反应堆冷却剂系统中唯一的高速旋转设备。作用：1.推动一回路中的冷却剂，使冷却剂水以很大的流量通过反应堆堆芯，把堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器。工作要求：1.保持轴密封，以免堆内带放射性的水外漏；2.要求电机的绝缘性能好。一回路的辅助系统作用：1、容积控制：调节一回路系统中稳压器的液位，以保持一回路水的容积。2、反应性控制：调节一回路水中的硼酸浓度，以补偿反应堆运行过程中反应性的缓慢变化。3、化学控制：通过净化作用及添加化学药剂保持一回路的水质。一、化学和容积控制系统二、余热冷却系统作用：1.反应堆停堆时，先由蒸汽发生器将一回路热量带走，然后通过余热冷却系统将反应堆停堆后的余热带走，使堆芯冷却剂温度降低到允许温度(60℃

以下），并使其保持到反应堆重新启动为止。2.在一回路系统发生失水事故时，余热冷却系统可以作为安全注入系统的一部分，将硼酸水注射到堆芯中去。第二节常规岛部分一、核汽轮机组的一般特点1.蒸汽参数低。（1）汽耗率约比常规电厂高一倍；（2）与高参数汽轮机相比，低压缸发出的功率较大，达到整个机组功率的50～60%，而高参数机组中，低压缸仅占20%～30%。这样低压缸的效率对整个机组的效率有更大的影响；（3）排汽速度损失对效率有较大影响，这要求增大排汽流通截面以降低排汽速度。2.体积流量大（1）600MW～800MW以上核机组高压缸做成双流；（2）通常只设高压缸和若干低压缸，不设中压缸；（3）低压缸体积流量大，要求增加排汽口数和排汽截面以及采用更长的末级叶片。3.核汽轮机组多数级工作在湿汽区需采取除湿措施，以提高效率和保障安全运行。高压缸中的湿度是核汽轮机特有的。4.采用汽水分离再热由于新蒸汽是饱和蒸汽，膨胀后即进入湿汽区，为保证汽轮机安全经济运行，在蒸汽经过高压缸后，对高压缸排汽进行汽水分离再热，以保证低压缸的效率和安全性。这是与火电机组的重要区别之一。5.易超速由于核汽轮机组多数级工作在湿蒸汽区，通流部分及管道表面覆盖一层水膜，导致机组甩负荷时，压力下降，水膜闪蒸为汽，引起汽流速骤增，这是核汽轮机组易超速的主要原因。（1）完善汽轮机的去湿和疏水机构，减少部件和通道中凝结水。（2）在汽水分离再热器后蒸汽进入低压缸前的管道上装备快速关闭的截止阀。汽水分离再热器及连通管道容积较大，在机组甩负荷时，再热器及连接管表面的水膜闪蒸成为超速的主要原因。二、核汽轮机组的转速选择对汽轮机转速选择的考虑因素如下：（1）汽轮机的可靠性对于大型汽轮机组，采用半速的主要好处是提高叶片的可靠性。因为转速越低，离心应力越小，在同样材料和加工水平下，末级叶片可以更长。如转速为3000r/min时，目前最长的钢质叶片为1060mm，而1500r/min时，却可达到1500mm。减少叶片在湿汽中的侵蚀损坏对提高叶片可靠性很重要。许多研究认为，侵蚀系数E与圆周速度u的二次方、三次方，甚至四次方成正比。无疑，低速下叶片的抗侵蚀性能大提高了。叶片振动特性分析也表明，低速汽轮机的动态可靠性高。（2）汽轮机的经济性关于转速对汽轮机组效率影响的研究表明，半速机组在高压部分带来的一些附加损失，但低压部分的效率将得到提高。（3）重量、尺寸和造价第三节核电站运行一、核电站运行特点1.发电能量来源于核裂变2.反应堆产生放射性物质3.堆芯剩余热量4.核电站系统和操作复杂5.采用微过热蒸汽和低转速汽轮机二、核电站启动和停堆过程1.反应堆标准运行方式（压水堆）（1）冷停堆（2）中间停堆（3）热停堆（4）热备用（5）功率运行其中冷停堆又可细分为：（1）换料冷停堆：允许反应堆进行燃料更换操作的停堆方式。（2）维修冷停堆：允许反应堆对一回路部分设备进行维修的运行方式。（3）正常冷停堆：正常条件下的停堆。中间停堆可以细分为：（1）单相中间停堆：一回路冲水排气后稳压器充满水（单相）的状态。（2）两相中间停堆：一回路冲水排气后稳压器为双相的状态。（3）正常中间停堆：在两相中间停堆的基础上，余热排出系统完成隔离的状态。标准运行方式见表2.反应堆逼近临界状态时的操作原则（1）温度：必须避免引起一回路冷却剂平均温度变化的任何操作。（2）反应性变化：在逼近临界状态的过程中，在任何时间内，只允许使用一种方法来控制反应性的变化。（3）反应性控制：逼近临界状态时，中子通量倍增时间必须大于18s。3.反应堆启动过程见操作票4.核电站停堆过程（1）首先是按照一定的速率降负荷，当负荷低到一定程度时（约5MW）汽轮机跳闸，同时发电机解列。（2）随后继续硼化或者插入G棒，降低功率到2%额定功率以下，使机组处于热备用状态。（3）根据计划安排，进行下一步的工作。第五章核电站的辐射防护第一节辐射的危害性分类定义种类电磁辐射（电磁波）电磁能量以波的形式发射过程，其传播速度与光速相同。无线电波、微波、红外线、可见光、紫外线、X射线、r射线等。（频率和波长）粒子辐射高速运动的粒子，它们通过消耗自己的动能把能量传递给被穿透的物质。电子、质子、中子、a粒子、β粒子和带电重粒子等。区别：电磁辐射仅有能量而无静止质量。一、天然辐射和人工辐射分类含义天然辐射天空、大地、山水、房屋、食物以及人身体本身都存在着辐射，这种辐射称为“本底辐射”或者“天然本底”。人工辐射核工业过程中产生、使用以及排放的放射性物质的照射；核技术应用中使用的放射性核素及加速器产生的射线照射，如医学诊断和治疗的照射；计算机、电视机等用电设备产生的照射。这两种辐射的来源分别称为天然辐射源和人工辐射源。1.宇宙射线主要来自外层太空和太阳的高能辐射，大部分带正电荷的粒子造成，以及这些粒子与大气碰撞产生的次级粒子引起的辐射。2.地球表面的辐射主要包括岩石和土壤的铀系、钍系的放射性元素以及40K的r射线。3.空气中的辐射主要是地壳中铀系、钍系的子代产物---氡和钍射气的扩散。这些放射性气体的衰变子体是固态物质，很容易与大气中的灰尘结合，然后随自身重量和雨水向下降落。4.地面水系中的辐射地面水系中含有的放射性随水流类型而不同。海水中含有大量的40K，天然泉水中还有相当数量的铀、钍和镭。一些放射性尘埃随重力作用或雨水汇集到地面水系中。对人体造成的影响主要是通过饮用导致的内照射。5.人体内部的辐射主要的放射性同位素是40K、226Ra、228Ra，40K的含量最多。人体所受到的辐射：外部辐射主要是由体外的辐射源放出的射线引起的照射。内部辐射是放射性物质进入人体后在体内滞留期间所发出的射线对人体的照射。二、电离辐射和剂量1.电离辐射按照与物质的作用方式，通常把辐射分为两类：电离辐射和非电离辐射。定义：凡能与物质相互作用引起电离的辐射，统称为。作用：进入或者穿入物质会产生电离作用，形成离子，或者使原子的能量增加成为“受