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核能发电厂发电厂电气部分-核能发电厂学院：电气学院班级：电气09-06班组别：第一组成员：郭德霞、李娜、宋凯丽张雪佼、陈家林、陈文祥丁同壮、高添、侯亚冲贾云亮 日期：2012年3月9日目录1、核电厂的发展概况31.1世界核电厂的发展概况31.2核电厂的发展过程31.3中国核电厂的发展概况41.3.1中国核电厂的未来41.3.2中国核电分布52、核能发电厂的工作原理82.1核反应的基本原理82.2核能发电厂的结构92.3核能发电厂的分类112.3.1压水堆核电厂112.3.2沸水堆核电厂124、核电厂的前景展望125、日本福岛核电站事故初步分析135.1 事故背景135.2 日本福岛核电站概况135.2.1沸水堆预备知识135.2.2其他预备知识：155.2.3事故发生和恶化的过程165.2.4事故教训175.2.5后续影响：176、切尔诺贝利核事故186.1切尔诺贝利核电站事故概况186.2切尔诺贝利核电站事故具体情况186.3切尔诺贝利核电站事故的原因196.4切尔诺贝利核电站事故的影响196.5切尔诺贝利核电站事故的教训207、核电厂辐射防护及其环境影响207.1核电站事故，有那么可怕吗？207.1.1核电厂辐射的来源217.1.2辐射防护三原则217.1.3关于核泄漏事故的原因227.2核辐射的危害可以控制、可以利用237.3我们的身边充满辐射238、关于核能的利用248.1核能的优点248.2核能的缺点258.3核电厂在管理方面采取的安全措施25 引言：在能源发展史上，核能的和平利用是一件划时代的大事。把实现大规模可控核裂变链式反应的装置称为核反应堆，简称反应堆，它是向人类提供核能的关键设备。核能最重要的利用是核能发电的迅速发展是对解决世界能源问题有着现实意义和深远意义，快速发展核能是解决我国21世纪能源问题的一项根本性措施。1、核电厂的发展概况1.1世界核电厂的发展概况自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16%。在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一 种成熟的能源。中国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整 的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年 的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。中国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由中国自己研究设计建造的。1.2核电厂的发展过程纵观核电发展历史，核电站技术方案大致可以分四代，即：1 第一代核电站核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成电功率为9万千瓦的shipping port 原型核电站，这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。第二代核电站上世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，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。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的大发展。目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，习惯上称之为第二代核电机组。第三代核电站上世纪90年代，为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，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”文件，即URD文件（utility requirements document）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即（EUR）文（European utility requirements document），进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。对第三代核电机组要求能在2010年前进行商用建造。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、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能技术。根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。高温气冷堆，熔盐堆，钠冷快堆就是具有第四代特点的反应堆。 第一代核电站为原型堆，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景；第二代核电站为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站；第三代核电站为符合URD或EUR要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要方向之一；第四代核电站强化了防止核扩散等方面的要求，目前处在原型堆技术研发阶段。1.3中国核电厂的发展概况2007年，中国核电总发电量628.62亿千瓦时，上网电量为592.63亿千瓦时，同比分别增长14.61%和14.39%。田湾核电站2台106万千瓦的机组分别于2007年5月和8月投入商运，中国核电运行机组达到11台，运行总装机容量达907.8万千瓦。 截至2007年底，中国电力装机容量达到7.13亿千瓦，全国电力供需继续保持总体平衡态势。同时，随着田湾核电站两台百万千瓦核电机组投产，目前全国核电装机容量已达885万千瓦。 2007年全国水电、火电装机容量均保持超过10%的增长，分别达到1.45亿千瓦和5.54亿千瓦。而风电并网生产的装机总容量则实现翻番，达到403万千瓦。 1.3.1中国核电厂的未来中国对于核电的发展已经开始放宽政策，长期以来，中国官方一直强调要“有限”发展核电产业。而在2003年以来，中国出现了全面性能源紧张。在这种情况下，国内关于大力发展核电产业的呼声日益强烈。高层关于发展核电的这一最新表态无疑是值得肯定的，因为它确立了核电产业的战略性地步，不但对解决中国长期性的能源紧张有积极意义，而且也是和平时期保持中国战略威慑能力的理想途径，可谓“一箭双雕”。 从核电发展总趋势来看，中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行，当前发展压水堆，中期发展快中子堆，远期发展聚变堆。具体地说就是，近期发展热中子反应堆核电站；为了充分利用铀资源，采用铀钚循环的技术路线，中期发展快中子增殖反应堆核电站；远期发展聚变堆核电站，从而基本上“永远”解决能源需求的矛盾。国际核电企业以日系为中心，形成三足鼎立的局面：日本富士财团的日立美国通用、日本三井财团的东芝美国西屋、日本三菱财团的三菱重工法国阿海珐。日本在核电技术和市场的垄断雏形已经出现，中国加快发展核能应用的能源战略调整必然受制于日本。1.3.2中国核电分布一、秦山核电站（中核）秦山核电站地处浙江省海盐县。 秦山一期1一期工程，采用中国CNP300压水堆技术，装机容量130万千瓦，设计寿命30年，综合国产化率大于70%，1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土（FCD），1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。经过十多年的管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。 一期扩建项目（方家山核电工程）2一期扩建项目（方家山核电工程）是中核集团在秦山地区规划建设的国产化百万千瓦级核电工程项目，位于浙江省海盐县方家山，距离秦山核电站一期工程反应堆约600米，项目规划容量为2110万千瓦。2008年3月4日，经国家发改委立项通知，该项目工程全面展开。 方家山核电项目的前期工作已获国家发改委正式批准，其环境影响评价报告和厂址安全分析报告也已通过环境保护部评审。预计核岛负挖工程将于2008年7月底结束，并在今年岁末具备正式开工条件。 方家山扩建项目使用国际最成熟且应用最广泛的二代改进型压水堆核电技术，计划工期60个月，预计其1、2号机组将分别于2013年底和2014年10月正式投产。届时，秦山核电公司的总装机容量将达到230万千瓦，每年向华东电网输送的电力超过160亿度。 秦山核电站目前营运一台30万千瓦压水堆核电机组。方家山扩建项目竣工后，秦山核电站将形成一台30万千瓦机组和两台100万千瓦机组的“1+2”群堆运行格局，其营运管理也将实现从原型堆到商业堆的重大跨越。 秦山二期核电站及扩建工程3二期工程及扩建工程，采用中国CNP650压水堆技术，装机容量2 65万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率二期约55%，二扩约70%，1#、2#机组先后于1996年6月和1997年3月开工，经过近8年的建设，两台机组分别于2002年4月、2004年5月投入商业运行，使中国实现了由自主建设小型原型堆核电站到自主建设大型商用核电站的重大跨越，为中国自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实的基础，并将对促进中国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展发挥重要作用。 二期扩建工程（3、4号机组）是继由中国自主设计、自主建造、自主管理和自主运营的首座国产大型商用核电站秦山核电二期工程（1、2号机组）建成投产后，在其设计和技术基础上进行改进的扩建工程，是“十一五”期间开工建设的国家重点工程项目。工程建设规模为两台65万千瓦压水堆核电机组，在浙江省海盐县秦山核电二期1、2号机组以西约300米处的预留扩建场地建设。秦山核电二期扩建工程2006年4月28日开工， 3号机组计划于2010年12月建成投产，4号机组力争2011年年底投产。届时，秦山第二核电厂的总装机容量将达到260万千瓦，每年可向华东电网输送超过160亿千瓦时的电力。 秦山三期核电站4秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆技术（CANDU 6），装机容量2728兆瓦，设计寿命40年，综合国产化率约55%，参考电厂为韩国月城核电站3号、4号机组。1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。2005年9月22日，工程通过国家竣工验收。二、广东大亚湾核电站（中广核）大亚湾核电站是采用法国M310压水堆技术，装机容量298.4 万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率不足10%，1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。三、岭澳核电站（中广核）岭澳核电站位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。 一期工程，采用中国CPR1000压水堆技术，装机容量299万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约30%，于1997年5月开工建设，2003年1月全面建成投入商业运行，2004年7月16日通过国家竣工验收。 二期工程，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2100万千瓦，设计寿命40年，1号和2号机组综合国产化率分别超过50%和70%，于2005年12月开工建设，两台机组计划于2010年至2011年建成投入商业运行。 三期工程，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2100万千瓦，设计寿命40年，预计2011年开工建设。四、田湾核电站（中核）位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建2至4台的余地。 一期工程，采用俄罗斯AES-91型压水堆技术，装机容量2106万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约70%。于1999年10月20日正式开工（FCD），单台机组的建设工期为62个月，分别于2007年5月和2007年8月正式投入商运。 二期工程3号和4号机组的建设已启动，单机容量均为100万千瓦。 三期工程5号和6号机组的建设已启功，采用中国二代加CPR1000核电技术。五、红沿河核电站（中广核）辽宁红沿河核电站位于辽宁省大连市瓦房店东岗镇，地处瓦房店市西端渤海辽东湾东海岸。规划建设6台机组，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约60%，1号机组于2007年8月正式开工，至2012年建成投入商业运营。目前在建中.六、宁德核电站（中广核）规划建设6台机组，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约75%以上，1#机组于2008年2月FCD，1、2#机组计划于2013年左右建成投入商业运行。七、 阳江核电站2004年，经10多年筹备的广东阳江核电项目也有望在年底通过国家核准，这个规划投资达80亿美元、规划建设6台百万千瓦级机组的全国最大核电项目一期工程于2006年正式动工。目前在建中.八、三门核电站2004年7月，位于浙江南部的三门核电站一期工程建设获得国务院批准。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。一期工程总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。三门核电站最快将在2010年前后发挥作用。九 、海阳核电站位于山东烟台海阳市东南部海边、总投资达600亿元的海阳核电站首期工程已于2007年年底开工。目前，海阳核电工程前期准备工作已全面完成，计划2010年首期工程两台机组并网发电。与此同时，该项目的配套工程-抽水蓄能电站工程，也将与核电站一期工程同时开工建设。两电工程完工后，每 年将提供600万千瓦电能。据了解，海阳核电站建成后将是中国最大的核能发电项目。 海阳核电站项目是经过国家发改委同意、由中国电力投资集团(中电投)控股建设的核电项目。中电投占40%、中国核工业集团占20%、国电集团占20%、 山东鲁信控股占10%、华能集团占5%、烟台市电力开发占5%。据了解，由于核电对技术和安全性要求高，此前核电站的建设都是具有军工背景的企业承担。 海阳核电站位于海阳市东南部的海边，在海阳市大辛家镇的冷家庄和邻近的董家庄。处于胶东电力负荷中心，地质条件优越，是国内基础条件最好的核电站址之 一。工程分三期实施，一期将建设2台100万千瓦级核电机组。该项目可行性研究报告显示，海阳核电站的规划容量为600万千瓦级核电机组，并留有扩建余 地，总装机容量870万千瓦，发电机组全部投产后，年发电量接近三峡电站发电量的90%。一期工程投资250亿元，规划建设两台百万千瓦级核电机组。 山东乳山核电项目工程总体规划建设六台百万级核电机组，一期工程建设两台百万级核电机组，2006年开始前期工程准备工作，争取在“十二五”末投产发电。 国防科工委在2008年1月7日召开的国防科技工业工作会议上透露，2008年中国将开工建设福建宁德、福清和广东阳江三个核电项目。 另外，中国台湾省现有3座核电站；在建的1座；拟建的尚有2座。已经投产的台湾省庆山和国盛两座核电站，装机容量分别为263.6和298.5万千瓦。十、咸宁核电站鄂赣交界处的湖北省通山县，有一座湖北省第二大的水库富水水库。富水河上的这座水库建成于1964年，蓄洪、发电、灌溉、养殖、航运兼顾，年发电量1.412亿度，坝高45米，顶宽6.4米，坝顶长941米，有8个泄水闸，库面浩浩11万亩，库容量17.64亿立方米，两岸群峰秀丽，库中有无数岛屿，当地人称它为“湖北的千岛湖”。这样一个秀美的地方，还隐藏着中国首个内陆核电项目湖北咸宁核电厂。11月18日，成都商报记者对这个正进行建设的项目进行了实地探访。 进入位于通山县大畈镇大墈村的核电站工地，是一条26公里长的专用大件运输道路核电公路。公路已建成，目前还有一座跨湖的大桥正紧张施工中。核电站，就位于大桥连接的湖心岛狮子岩上。 咸宁核电项目于2009年全面启动建设。今年5月15日，核电项目一期常规岛及核电站辅助系统工程总承包等合同一揽子框架协议在武汉签署，中国广东核电集团工程有限公司举行了咸宁分公司及咸宁项目部揭牌仪式。 据通山县政府公众信息网公布，至11月4日，主场区场平土石方工程完成1610万立方米，占总量的76.1%。1、2号核岛达到厂平标高，施工现场按照今年底4台机组达到厂平标高的目标加快推进。计划今年底全部完工。 咸宁核电项目也标志着中国进入第三代核电发展阶段。它将首次采用非能动型压水堆核电技术，备受中国核电行业关注。该核电技术是目前唯一通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术，是全球核电市场中最安全、最先进的。总投资达600多亿元的咸宁核电项目，其业主是由中广核集团与湖北省能源集团共同设立的湖北核电有限公司（双方分别持股60%和40%，由中广核集团控股）。2008年6月这家公司成立时预计：经过2年的前期准备和5年半的主体工程建设之后，湖北将首次用上核电。 2、核能发电厂的工作原理目前世界上的核电站利用核裂变来发电，核裂变在产生巨大能量的同时也产生强大的辐射，废料很难处理。此外，作核材料的铀、钍蕴藏量非常有限。与核裂变能相比，核聚变能是无污染、无长寿命放射性核废料、资源无限的理想能源，例如，每升海水中所含的氘通过核聚变反应可以产生相当于300公升汽油燃烧所放出的能量，而海水取之不尽，用之不竭。2.1核反应的基本原理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。它是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。利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出23个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。由于链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核+热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料+慢化剂+热载体+控制设施+防护装置。2.2核能发电厂的结构核电站的结构 它是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，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般 说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。 核电站除了关键设备核反应堆外， 还有许多与之配合的重要设备。 以压水堆核电站 为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在 核电站中有各自的特殊功能。 主泵 如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷 却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。 稳压器 又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起 保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应 堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加 压力。 蒸汽发生器 它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸 汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。 安全壳 用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的 伤害。 万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时， 安全壳是防止裂变产物释放到周 围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。 汽轮机 核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于 蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。 危急冷却系统 为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站 都设有危急冷却系统。 它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。 一旦接到极端失水事故的信 号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可 缓解事故后果，限制事故蔓延。 注： 核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yu)、 钍(t)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质 量较小的原子核， 同时放出二个到三个中子和很大的能量， 又能使别的原子核接着发生核裂 变，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。原子核在发生核裂变时，释放出巨 大的能量称为原子核能，俗称原子能。1 克铀-235 完全发生核裂变后放出的能量相当于燃烧 2.5 吨煤所产生的能量。 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。 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 12，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 6070。 世界上目前建造核电站情况 到 2007 年中期，世界上共有 439 座发电用核反应堆在运行,正在建造的发电反应堆有 30 座。目前世界上有 30 多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，有的国家超过 70。 我国目前已经投运的核电机组有 11 台，总装机容量 910 万千瓦。2008 年，核电占全国电力 装机总容量的 1.3，核电年发电量 683.94 亿千瓦小时，占全国总发电量的 2左右。 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。 2.3核能发电厂的分类核能发电厂，又称为核电厂。核电厂的系统和设备通常由和系统和设备两部分组成，又称核岛。目前世界上使用最多的是轻水堆核电厂，即压水堆核电厂和沸水堆核电厂。2.3.1压水堆核电厂图一图一所示为压水堆核电厂的示意图。压水堆核电厂的最大特点是整个系统分成两个部分，即一回路系统和二回路系统。一回路系统中压力为15Mpa的高压水被冷却剂主泵送进反应堆，吸收燃料元件的释热后，进入蒸汽发生器下部的U形管内，将热量传给二回路的水，再返回冷却剂主泵入口，形成一个闭合回路。二回路系统的水在U形管外部流过，吸收一回路水的热量后沸腾，产生的蒸汽进入汽轮机的高压缸做功；高压缸的排气经再热器再热提高温度后，再进入汽轮机的低压缸做功；膨胀做功后的蒸汽在凝汽器中被凝结成水，再送回蒸汽发生器，形成一个闭合回路。一回路系统和二回路系统是彼此隔绝的，万一燃料元件的包壳破损，只会使一回路水的放射性增加，而不致影响二回路水的品质。这样就大大增加了核电站的安全性。稳压器的作用是是使一回路系统的水的压力维持恒定。它是一个底部带电加热器，顶部有喷水装置的压力容器，其上部充满蒸汽，下部充满水。如果一回路系统的压力低于额定压力，则接通电加热器，增加稳压器内的蒸汽，是系统的压力提高。反之，如果系统的压力高于额定压力，则喷水装置启动，喷冷却水，使蒸汽冷凝，从而降低系统压力。压水堆核电厂由于以轻水作慢化剂和冷却剂，反映堆体积小，建设周期短，造价较低；加之一回路系统和二回路系统分开，运行维护方便，需处理的放射性废气、废液、废物少，因此在核电厂中占主导地位。2.3.2沸水堆核电厂图二为沸水堆核电厂的示意图。在沸水堆核电厂中，堆芯产生的饱和蒸汽经分离器和干燥器除去水分后直接送入汽轮机做功。与压水堆核电厂相比，省去了既大又贵的蒸汽发生器，但有将放射性物质带入汽轮机的危险。由于沸水堆芯下部含汽量低，堆芯上部含汽量高，因此下部核裂变的反应性高于上部。为使堆芯功率沿轴向分布，与压水堆不同，沸水堆的控制棒是从堆芯下部插入的。4、核电厂的前景展望目前，中国共有11台核电机组运行，装机容量为8700MW。中国电力总装机容量中，核能机组仅占其中的1.8，发电量仅占2.3。但这种局面正在逐步改变，从2005年到现在，中国每年都有新开工建设的核电站。作为一种技术成熟、可大规模生产的安全、经济、清洁的能源，核电在中国的远景规划中有着很大的发展空间。“根据规划，到2020年核电要达到4000万千瓦左右的装机容量，占全国电力装机容量的4%，占总发电量的6%。这就要求未来十几年，我国核电装机容量新增2700万千瓦。考虑到核电站需要年左右的建设周期，未来十几年内每年将有至少三台百万千瓦级的核电机组开工建设。”中国电机工程学会核能发电分会原秘书长夏国钧说。2005年中国就发布了核电中长期发展规划，提出要加快核电站的批量建设，推进核电产业化进程。但是由于世界上较大规模的核泄漏让我们不得不驻足。1986年的切尔诺贝利核泄漏事故以及刚刚过去的日本核泄漏，出了这么大的核事故，肯定是全球核能界的危机时刻。在这种情况下，我们希望采取的态度就是对安全的高度敬畏。的确在全球核能事业发展利用的过程中，也出现了不少事故，在这些事故中，核能界也都充分的吸取了经验教训，在新的起点上，大家对安全的期望过程中要重新奋起。核能界的确有挫折和痛苦，但是更多的是在挫折中奋起之后，通过艰苦努力、技术创新、优化管理、不断提高人员素质，夯实更坚实的安全文化，建立更加独特的法规体系，不断提高核电安全。所以在这方面也有很多成功的喜悦。实际是在这样交替曲折中前进的过程。同时，作为核能界，应该耐心倾听网友对核安全的期待和愿望，提出更多的问题，更多的就是理性的思考。在这个过程中不要被自然灾害吓得没有信心，我们还应该有更多的勇气。前天温家宝总理主持了国务院常务会议，对日本核事故的发展态势进行了研究，特别强调我国发展核电要把安全放在第一位，同时提出了四条措施，近期就要开展全行业的安全大检查。第二，就是要确保在役核电厂的管理。第三，对在建项目进行复审。第四，短期之内暂停核电项目审批，尽快把核电发展规划和安全规划出台，真正实现十七届五中全会提出的“十二五”期间我国在确保安全的基础上高效发展核电的战略目标，能够在核电运行和建设过程中得到充分落实。5、日本福岛核电站事故初步分析5.1 事故背景2011年3月11日下午，日本东部海域发生里氏9.0级大地震，并引发海啸。位于日本本州岛东部沿海的福岛第一核电站停堆，且若干机组发生失去冷却事故，3月12日下午，一号机组发生爆炸。3月14日，三号机组发生两次爆炸。日本经济产业省原子能安全保安院承认有放射性物质泄漏到大气中，方圆若干公里内的居民被紧急疏散（疏散范围一直在扩大）。5.2 日本福岛核电站概况日本福岛第一核电站（福島第一原子力発電所）位于福岛县双叶郡大熊町沿海。福岛第一核电有6台机组，1号机组439兆瓦，为BWR-3型机组，1970年下半年并网发电，1971年投入商业运行；2号至5号机组为BWR-4型，784兆瓦，1974-1978年投产；6号机组为BWR-5型，1067兆瓦，1979年投产。六台机组在同一厂址，全是沸水堆，均属于东京电力公司。（以上叙述看似数据罗列，但是为事故埋下了第一个伏笔：一号机已经运行整40年了，退休正当时。）5.2.1沸水堆预备知识考虑到中国大陆上只有压水堆（PWR）和重水堆(CANDU)，（注意是中国大陆，台湾的是沸水堆，台湾在建的龙门电厂是更先进一点的ABWR）,在此简单介绍一下沸水堆（BWR）。沸水堆和压水堆都属于轻水堆，都是靠H2O做慢化剂和冷却剂。都是用低浓缩铀做燃料。目前全球400多台核电机组中，两百多压水堆，近一百台沸水堆。1、沸水堆基本运行过程：来自汽轮机系统的给水（深蓝色的管子）进入反应堆压力容器后，沿堆芯围筒与容器内壁之间的环形空间下降，在喷射泵（白箭头的起点）的作用下进入堆下腔室，再折而向上流过堆芯，受热并部分汽化。汽水混合物经汽水分离器分离后（汽水分离的过程跟压水堆蒸汽发生器差不多），蒸汽（浅蓝色管道）通往汽轮发电机（几个黄色块分别为高压缸，三个低压缸，发电机，和AP1000一样），做功发电。蒸汽压力约为7MPa，干度不小于9975%。汽轮机乏汽冷凝后经净化、加热再由给水泵送入反应堆压力容器，形成一闭合循环。再循环泵（堆芯两边的两个泵）的作用是使堆内形成强迫循环，其进水取自环形空间底部，升压后再送入反应堆容器内，成为喷射泵的驱动流。目前日立和GE开发的ABWR（Advanced BWR先进沸水堆）用堆内循环泵取代再循环泵和喷射泵。和压水堆类似，沸水堆也有几道安全屏障：一、燃料包壳，与AP1000的锆铌合金不同，他用的是锆-2。二、压力容器。这个和压水堆一样。三、干井，也有叫首层安全壳的。也就是上图中黑色的梨形外壳。也有把外面的方形水泥壳当成第四道边界的，其实水泥壳只是防风吹雨打的，能够起一点作用，但不是很大。2、沸水堆的特点和压水堆相比，沸水堆有以下特点：1 控制棒从堆芯下方插入由于堆芯上方有汽水分离器，而且上部是蒸汽为主，中子慢化不充分。但问题是不能像压水堆那样失电后靠重力落棒，未能停堆的预期瞬态事故概率增加，对控制棒驱动机构的可靠性要求更高。控制棒在正常运行时是电驱动或机械驱动，失电时由备用液压把控制棒顶上去。每组控制棒，或者每两组控制棒有单独的液压驱动装置。这不是沸水堆最大的特点，但在这里有必要列在第一条。因为网上有的分析提到了无法落棒等，没有那回事。根据IAEA官网上的新闻，反应堆在当时自动停堆了（All four units automatically shut down on March 11），没有提控制棒失效的事。而且如果控制棒真的实效的话，操作员没有理由不往里面注入硼水。沸水堆的反应性不用硼做化学补偿压水堆一回路中是硼酸溶液，但沸水堆流过堆芯的是清水。由于平时是清水，所以一旦注入硼水，会对反应堆将来的运行带来很大的影响（当然前提是如果反应堆这次能平安无事的活下来。），说严重点，注入硼水，反应堆基本也就不能再用了。但是注入硼水的好处是在冷却的同时，保证较高的停堆裕度。比如AP1000，CMT（堆芯补水箱）硼浓度3400ppm，ACC（安注箱）2600ppm，IRWST（内置换料水箱）2600ppm，反正对压水堆来说，出事后只要需要，第一时间就向堆芯注入浓硼水。其实一般沸水堆核电站，都是有硼水储备的。当事故发生后，操作员有两个选择：一是注入清水，万一侥幸逃过一劫以后还能再用，这个比较保守。二是注入硼酸，反应堆可能以后就不能再用了，但是能够比清水更好的降温，还能保证停堆裕度。这个特点为后面的事故恶化埋下了第二个伏笔。沸水堆正常工作于沸腾状态这句话基本上相当于废话，沸水堆当然是沸腾态的。但是这也决定了沸水堆的事故工况与正常工况有类似之外，而压水堆则正常工作于过冷状态，失水事故时发生沸腾，与正常工况差别较大。这个特点，会使操作员抱有更大的侥幸心理。卸压方式和压水堆不同压水堆也有堆芯超压的问题。但是对二代压水堆来说，一回路超压，可以通过稳压器顶的先导式安全阀引入卸压箱。卸压箱虽然体积不大水量不多但还在安全壳内。对AP1000来说，一回路超压后通过稳压器顶的弹簧加载式安全阀和爆破膜通入安全壳内大气，第四级ADS爆破阀也是通向壳内大气。而如果前三级ADS动作，是通向内置换料水箱。总之，不管二代还是AP1000，卸压后，放射性还是被包容在安全壳内。而沸水堆则不同。注意上图中梨形下边的torus，是一个容积约4000m³的水箱，相当于AP1000内置换料水箱的两个大。但是这个驰压水箱不在压力边界内，卸压时，蒸汽直接通过压力容器和干井这两道屏障。对半衰期长的污染物来说，几乎相当于直接排放到大气中。这个特点，为后面的事故恶化埋下了第三个伏笔。沸水堆经济性高沸水堆省去了稳压器和蒸汽发生器，节约了投资。同时由于蒸汽压力能够比压水堆高，所以热效率也更高。但是此特点与事故分析无关，纯当背景知识。不表。汽机厂房辐射较大且不说裂变产物，光活化产物N16就够人受的。所以压水堆运行时进安全壳=他杀，沸水堆运行时进汽轮机厂房=自杀。与事故无关，不表。5.2.2其他预备知识：关于核电厂柴油机二代核电站，不管是沸水堆还是压水堆，都有一个问题。如果发生严重事故伴生全厂失电，需要应急柴油机在20秒内迅速启动，为安全相关系统提供电力。主要是安注系统，向堆内注水，保证堆芯冷却不裸露在外。对柴油机的依赖，为事故的发生埋下了第四个伏笔。关于核电站中氢气来源一般来说，核电厂里的氢气有以下来源：发电机定子铁芯和转子绕组需要氢气冷却，不过是在汽轮机厂房内。为一回路加入氢气，以抑制氧气含量。但有常识的人都知道把氢气放的离压力容器远些，AP1000化容系统的加氢是放在辅助厂房中。蓄电池充电时产生氢气，但量比较小。事故后，裸露的燃料包壳锆-2和蒸汽发生锆水反应会生成比较大量的氢气。这个锆水反应，为事故后爆炸埋下了第五个伏笔。甚至可以说是罪魁祸首。5.2.3事故发生和恶化的过程1、2011年3月11日下午，地震发生，控制棒上插，反应堆安全停堆。堆芯热功率在几分钟内由正常的1400兆瓦下降到只剩余热，但仍有约4%，虽然仍在下降，但下降速度变慢。2、停堆后应保证厂用电源不失，由安注系统向堆芯补水，保证堆芯冷却防止超压，但地震摧毁了电网，厂外电源不可用；应急柴油机很争气的起来了，向堆芯内注入清水。注意是清水，不是硼水，换句话说，操作员采用了比较保守的方法。3、好景不长，海啸来了，柴油机房被淹，应急柴油机不可用。还好，还有蓄电池，虽然容量较小，但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些贡献的。4、电池眼看就要耗尽，传来了好消息和坏消息：好消息是卡车运来了移动式柴油机，坏消息是柴油发电机的接口和核电站的接口不兼容！堆芯冷却暂时停止。5、而为了保住压力容器，必须要卸压，防止压力容器超压爆炸。而且操作员也确实是这样做的。因此，3月12日，日本政府承认测到了放射性的碘和铯。一方面说明操作员早就开始卸压了，另一方面说明燃料包壳已经有损坏的了。6、悲剧的是，12日早，菅直人要来视察根据刚才说的预备知识，如果卸压，环境中的放射性会升高，虽然菅直人是空中视察，但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事，所以，根据日本某些论坛的说法（没有得到官方证实），卸压的事由于此次视察暂时中断。但余热不等人，安全壳内温度压力仍在上升。7、菅直人走后，操作员开始继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为 550 摄氏度，堆芯已经裸露并产生大量氢气。所以，含有氢气的蒸汽，通过卸压水箱简单的降温和过滤就被排放到厂房大气中。8、下午三点左右，随着一声巨响，反应堆厂房顶盖被爆炸完全摧毁，只剩下钢结构。稍外圈压力型的为干井，也叫primary containment，在爆炸后也依然完整，毕竟是15厘米厚的不锈钢外加一米厚的水泥。也就是说第三道屏障仍然完整。氢气在厂房上部爆炸，使强度不是很高的厂房上部混凝土完全炸开，只剩下钢结构。9、而此时，反应堆的冷却问题仍没有解决。具体遇到哪些困难目前尚不清楚原因。爆炸后，利用消防水泵，直接向发生了燃料熔化的1号机组注入海水（并加入硼）进行冷却。具体海水注入那个位置不是很清楚，但可以肯定的是，只要不出现新的灾害，一号机组能够稳定下来。虽然卸压工作可能还要进行，也就是说还是要向外界排放含有碘131和铯137的蒸汽。一号机组的事故暂时告一段落，但是二号机组和三号机组的危机仍然没有过去。目前三号机组也发生了爆炸，后果和一号机组类似。14日晚8时，二号机组堆芯已经全部露出水面，进入干烧状态。5.2.4事故教训1、关于采取何种措施的问题在整个过程中，操作员一直在采取比较保守的冷却方式。虽然有机会，但是直到爆炸发生也没有向堆芯内注入硼水。一方面是不希望反应堆就此报废，一方面是对反应堆的承受能力抱有侥幸心理。客观的说，操作人员在最大限度的保护反应堆，但是没有在最大限度上保护公众的安全。有人说这次事故是东京电力公司见利忘义的人祸，从这个角度讲，不无道理。2、关于退役年限的问题到今年3月26日，福岛第一核电站一号机组即将迎来他的商运40周年纪念日。按说，四十年也就意味着核电站的寿终正寝，但是东京电力公司考虑到经济利益，决定一号机组延寿二十年。而且讽刺的是，今年2月份，刚刚拿到了延寿批准。虽然事故发生在40年寿命之内，和延寿无关，但此次事故为正在延寿或即将延寿的核电站敲响了警钟。因为毕竟，由于设备老化问题，一号机组近几年事故不断。3、关于在役核电站冷却方式改进的问题目前在役二代核电站，包括在建的三代EPR和已经投产的三代ABWR，事故后无一例外都需要应急柴油机来做安全保障。而现役核电站，包括中国的二代加，柴油机都是低位布置，甚至把油箱还放在地下，大都无法抵御海啸袭击。且不说海水退后电缆的绝缘问题，单是一台进了水的柴油机就够人头疼的了。而柴油机不可用，往往也意味着离堆芯过热超压不远了。虽然把现役的电厂都改成非能动在技术上完全不可能，但是可以考虑增加其他冷却措施，或是增加备用电源。4、关于辐射监测的问题不知和中国一山之隔的海参崴有没有辐射监测站，但是，离中国直线距离最近的吉林延边和黑龙江牡丹江好像是没有的。长春和沈阳有，但如果大城市监测到似乎有点晚了。朝鲜核电站投产似乎也不远了，某些边境增加辐射监测点还是很有必要的。5、关于外部救援的问题日本核电站事故，虽然日本本土大部分核电站自顾不暇，但是美国的核航母发挥了比较大的作用。目前中国虽然核电站众多，但是堆型众多，所属公司之间交流甚少。如果某个核电站发生事故，能否组织其他核电站有序有效的救援，仍然是一个比较严峻的问题。5.2.5后续影响：1、首先说，这次事故对世界核能产业的影响会是相当深远的。以下只是在一个较低的层面做一个简单的分析。2、世界各国反核示威增加。核电发展进程受到阻力（虽然可能不会影响某些国家的发展速度）。3、由于全国政协委员兼中国电力投资集团公司总经理陆启洲在全国媒体面前给AP1000打了个形象的比喻：“非能动系统就像抽水马桶一样，上面顶着大水箱，不靠能源动力。”可以预见，AP1000受到大家的认可会稍微多一些。4、民众的辐射防护能力进一步加强。碘片等防辐射药品成为一些核能工作者及家属的常备药。5、世界核安全历史被改写。福岛核电站将和三里岛和切尔诺贝利一