第十三章 核电厂

第十三章原子能发电厂动力设备及运行第一节核能发电基本知识一、核能发电的发展概况法国：6300万KW，占80%目前我国：1991年：秦山核电站一期（1×30万KW）建成二期：2×65万KW；三期：2×70万KW大亚湾核电站：2×98.4万KW岭澳核电站：2×99万KW田湾核电站：2×106万KW；目前运行的6座核电站，11台机组，总装机906.8万KW，2020年达到4000万KW。三、原子核裂变的巨大核能核能利用：在外来因素的作用下，某些原子核发生结构改变时，其结合能—核力的释放利用。对于“核能发电”，有两类核能量释放形式的利用，一是原子序数在80以上的重核裂变时的裂变能用以发电；一是原子序数在40以下的轻核聚变时的聚变能用以发电。原子序数在40—80之间的物质元素的原子，都处于最稳定状态。四、重核裂变能应用中的一些重要技术性问题1、寻找一种合适的高速粒子寻找到一种合适的高速粒子。去轰击重原子核，以克服其核子间的核束缚力，促发重核发生裂变。2、确定最具裂变性能的靶核并不是所有的核元素的原子俘获中子后，都能发生裂变反应，这要看被击巾的原子核能被击中而发生裂变的临界裂变能是多少。3、链式裂变反应和中子的慢化五、核反应堆的类型

核反应堆是用来实现核裂变反应装置的总称。按照用途不同，慢化剂种类不同，冷却剂的类型不同和堆内中子能谱不同等，分成了许多不同的反应堆类型。轻水堆：压水堆或沸水堆

2、原子能发电厂动力部分组成及其生产过程核电厂：利用重核裂变释放能量发电的电厂，从能量转换观点分析，是由重核裂变能→热能→机械能→电能的转换过程。第二节压水堆核电厂及其一般工作原理一、核反应堆的控制原理

堆芯中的控制棒，是用具有对中子强吸收能力的碳化硼、硼不锈钢等材料制成的棒体。调节棒—以其插入堆芯中的深度或棒的报数多少来调节堆内反应性的高低，从而调节反应堆功率的变化。补偿棒—以其插人堆芯的深度补偿裂变反应的延续和核燃料浓度降低后的反应性不足，待到核燃料消耗得差不多时，补偿反应性的控制棒也几乎全部提出到堆外了。安全拉制棒—又称安全停堆棒，它是在核发电机组事故工况下快速插入堆心，进行紧急停堆用途的元件。反应堆内的冷却剂(在压水堆内是有压的普通水)连续不断地流过堆芯，它的作用是把反应堆所释放的(热)能量及时带出，再与二次工质进行热交换，供给汽轮发电机组，同时保证反应堆内的温度水平在规定的范围内。为了简化系统控制，近代核发电反应堆往往在冷却剂中适当加入硼酸，以吸收过剩的反应性，运行中，只要适当改变冷却剂中硼的浓度，亦可调整堆内反应性的高低。二、压水堆本体基本机构和工作特性它的核心构件是堆芯和防止放射性物质外逸的高压容器——压力容器。堆芯是反应堆的心脏，是发生链式核裂变反应的场所，在这里核能转化为热能，由冷却剂循环带出堆外。堆芯同时又是一个强放射源。压力壳是放置堆心和推内构件、防止放射性物质外远的高压容器。三、压水堆核电厂的系统布置压水堆核电厂从防辐射角度，将系统分成了两大部分—核岛部分和常规岛部分。第三节核电厂辐射防护和三废处理一、核电厂的辐射防护1、反应堆产生的放射物及其危害α射线、β射线、γ射线2、核电厂有害辐射的防护核裂变产生的中子流和γ射线是穿透能力最强的两种射线，核电厂在设计上对它们采取了多次屏蔽的防护措施。第一道安全屏障是核燃料本身。第二道安全屏障是燃料元件的包壳。第三道屏障是防止放射性物质外逸的反应堆压力壳。第四道安全屏障是反应堆的安全壳。二、核电厂的三废处理核电厂在运行时，不可避免地会产生带有放射性的废水、废气和固态废料．称为核电厂的“三废”。1、放射性废水处理：储存衰变法、蒸发法、离子交换法2、放射性废气处理引入废气系统的缓冲罐，送入衰变箱，稀释，排入大气。3、放射性固体废物的处理可燃质低放射固形物焚烧后物一并压缩装捅，与其他密实的放射性废物一起，或深埋于地下，或沉入地质条件稳定的深海4000m以下的水中。第四节核电厂运行维护基本知识一、核电厂启动1、核电厂长期停堆后的启动，称作冷态启动。2、与此同时，二回路中的凝汽器水井、高温预热器、低温预热器、除氧器等应保持启动时应有的给定水位。3、操纵人工中子源点火装置，将中子源引入反应堆的堆芯活性区。4、反应堆启动并达到临界后，投入反应堆的功率自动节系统5、在开始提升反应堆功率的同时，完成常规岛设备的准备工作6、随着二回路系统主蒸汽参