华电核工程导论 1到3

1、大亚湾核电站大亚湾核电站岭澳核电站岭澳核电站核工程导论核工程导论陆道纲陆道纲华北电力大学华北电力大学 核科学与工程学院核科学与工程学院第一章第一章 绪论绪论1.1世界核电历史与现状世界核电历史与现状 1.2中国核电历史与现状中国核电历史与现状 1.3 核电的竞争力核电的竞争力 第二章第二章 原子核物理基础原子核物理基础2.1原子核的组成原子核的组成 2.2 原子核的放射性原子核的放射性 2.3 原子核反应原子核反应 2.4 中子中子 2.5 核聚变核聚变 第三章核反应堆物理基础与核反应堆分类第三章核反应堆物理基础与核反应堆分类 3.1核裂变反应核裂变反应3.2 核反应的控制核反应的控制3.3临

2、界尺寸与中子通量密度分布临界尺寸与中子通量密度分布 3.4核反应堆的分类核反应堆的分类第四章第四章 压水堆核电厂系统简介压水堆核电厂系统简介第五章第五章 其它核动力反应堆其它核动力反应堆 5.1沸水堆沸水堆 5.2重水堆重水堆 5.3石墨水冷石墨水冷 5.4高温气冷高温气冷 5.5 快中子增殖堆快中子增殖堆 第六章第六章 压水堆核电厂的调试与运行压水堆核电厂的调试与运行 6.1压水堆核电厂的调试压水堆核电厂的调试 6.2压水堆核电厂的运行压水堆核电厂的运行 6.3压水堆核电厂的维护压水堆核电厂的维护第七章第七章 压水堆核电厂的安全分析与辐射安全压水堆核电厂的安全分析与辐射安全7.1压水堆核电厂

3、的安全分析压水堆核电厂的安全分析 7.2切尔诺贝利核电厂与三里岛核电厂的比较切尔诺贝利核电厂与三里岛核电厂的比较7.3核电厂的辐射安全核电厂的辐射安全第八章第八章 压水堆核电厂安全管理压水堆核电厂安全管理8.1核电厂的安全审评和安全监督核电厂的安全审评和安全监督8.2运行限值和条件运行限值和条件 8.3正常运行规程正常运行规程8.4事故处理规程事故处理规程 8.5应急计划和准备应急计划和准备 8.6 运行人员的资格运行人员的资格 8.7运行人员的培训运行人员的培训 第九章第九章 压水堆核电厂核燃料管理与核燃料循环压水堆核电厂核燃料管理与核燃料循环9.1压水堆核电厂核燃料管理压水堆核电厂核燃料管

4、理9.2核燃料循环核燃料循环9.3铀矿的勘探、开采和加工铀矿的勘探、开采和加工 9.4富集铀的生产富集铀的生产9.5陶瓷型燃料芯块的制造工艺陶瓷型燃料芯块的制造工艺 9.6乏燃料的后处理乏燃料的后处理 9.7放射性废物处理放射性废物处理 9.8放射性固体废物的处置放射性固体废物的处置第十章第十章 核电的未来发展核电的未来发展10.1 国外发展趋势国外发展趋势 10.2 国内发展趋势国内发展趋势10.3几种第四代核电站几种第四代核电站 10.4 聚变核电站聚变核电站 第一章第一章 绪论绪论1.1核电的历史与现状核电的历史与现状( (国际国际) )18961896年发现年发现U U的天然放射性的天

5、然放射性19391939年发现年发现U235U235的核裂变的核裂变19421942年第一座核反应堆在美国临界年第一座核反应堆在美国临界19451945年年8 8月月 原子弹在广岛爆炸原子弹在广岛爆炸19541954年第一座核电站在前苏联建成年第一座核电站在前苏联建成(5000KWe)(5000KWe)2020世纪世纪50-6050-60年代中期年代中期 核电研究起步核电研究起步2020世纪世纪7070年代年代 石油危机石油危机 快速发展快速发展 美国输出美国输出19791979年年 三里岛核电站事故三里岛核电站事故19861986年年 切尔诺贝利核电站事故切尔诺贝利核电站事故20112011

6、年年 福岛核电站事故福岛核电站事故 核电的年代划分核电的年代划分美国能源部把核电的发展历程划分为三个代美国能源部把核电的发展历程划分为三个代第一代：第一代：20世纪世纪50年代建造的原理型机组年代建造的原理型机组功率小，结构简单，安全设施薄弱功率小，结构简单，安全设施薄弱第二代：第二代：20世纪世纪60年代和年代和70年代建造的商业运行机组年代建造的商业运行机组功率大，安全设施完备功率大，安全设施完备目前世界上正在运行的核电厂基本属于第二代目前世界上正在运行的核电厂基本属于第二代第三代：概念始于第三代：概念始于20世纪世纪90年代年代它在第二代基础上，增加了先进的设计理念和安全设施，又被称为它

7、在第二代基础上，增加了先进的设计理念和安全设施，又被称为先进型核电厂。先进型核电厂。（1）美国通用电气公司的先进型沸水堆）美国通用电气公司的先进型沸水堆ABWR，该机组于，该机组于20世纪世纪末在日本建成；末在日本建成；（2）美国西屋公司的先进型压水堆）美国西屋公司的先进型压水堆AP1000，取得了美国核管会的，取得了美国核管会的建造许可，但尚未有运行或在建电站；建造许可，但尚未有运行或在建电站；（3）法国法玛通公司的先进压水堆）法国法玛通公司的先进压水堆EPR，正在芬兰建造中。，正在芬兰建造中。第四代：第四代：进入进入21世纪后，核电在减少世纪后，核电在减少CO2排量，保护环境方面的不排量，

8、保护环境方面的不可替代的作用重新被以美国为首的西方国家所认识，核可替代的作用重新被以美国为首的西方国家所认识，核电建设出现复苏迹象。电建设出现复苏迹象。而且从经济性、安全性、减少核废物和防止核扩散的角度而且从经济性、安全性、减少核废物和防止核扩散的角度出发，西方国家提出了新一代核电厂研究开发计划，并出发，西方国家提出了新一代核电厂研究开发计划，并推出了六种第四代核电厂潜在堆型，推出了六种第四代核电厂潜在堆型，即：超高温堆、超临界水冷堆、熔盐堆、气冷快堆、钠冷即：超高温堆、超临界水冷堆、熔盐堆、气冷快堆、钠冷快堆、铅冷快堆。快堆、铅冷快堆。 全世界共有全世界共有 443 个核电机组在运行，总装机

9、容量个核电机组在运行，总装机容量 367. 249 GW(e) ；另有；另有27个核电机组在建造。个核电机组在建造。 (主要为第二代或第二代改进型电站主要为第二代或第二代改进型电站) 机组数机组数 占总发电量比例占总发电量比例 美国美国 104 20%法国法国 59 78%日本日本 54 25%俄罗斯俄罗斯 31 17%英国英国 23 23%中国中国 11 2.2%世界平均世界平均 16%l2008年度世界运营中反应堆总计为年度世界运营中反应堆总计为436座，各座，各种堆型共计七种，所用燃料种堆型共计七种，所用燃料3类，燃料形式也类，燃料形式也是是3种，冷却剂分为水、重水和钠等种，冷却剂分为水

10、、重水和钠等3类。类。 l 1.2 中国中国核电的历史与现状核电的历史与现状19541954年中国核工业部年中国核工业部( (二机部二机部) )成立成立19581958年中国第一座核反应堆建成年中国第一座核反应堆建成 （101101重水堆）重水堆）19641964年年1010月月1616日中国第一颗原子弹爆炸日中国第一颗原子弹爆炸19701970年年2 2月月8 8日日 周总理提出建设核电周总理提出建设核电, ,成立成立(728(728设计院设计院) )19911991年年1212月月1515日日 秦山核电厂秦山核电厂(300MWe)(300MWe)首次并网首次并网中国建成完整核工业体系中国建

11、成完整核工业体系: U: U矿开采矿开采 提炼提炼 浓缩浓缩 燃料生产燃料生产 反应堆设计、建造和运行反应堆设计、建造和运行 核技术应用核技术应用 乏燃料处理乏燃料处理 废物处置废物处置 第一章第一章 绪论绪论1.1核电的历史与现状核电的历史与现状( (国内国内) )三大核电业主：中国核工业集团三大核电业主：中国核工业集团 中广核中广核 中电投中电投三大核电设计院：三大核电设计院： 一院一院 二院二院 728728院院AEAE公司：国家核电公司公司：国家核电公司 中国核电公司中国核电公司 中广核工程中广核工程 中国核工业建设集团中国核工业建设集团 燃料生产：燃料生产： 宜宾宜宾812 812

12、包头包头202202制造商制造商 ：上海：上海 东方东方 哈尔滨哈尔滨 一重一重研发：原子能院研发：原子能院 一院一院 清华清华 中科华中科华辐射防护：辐射防护： 太原太原7 7所所运行：运行： 武汉武汉105105所所地质研究：地质研究：3 3所所燃料后处理：燃料后处理：504504厂、厂、404404厂厂 主营核的集团公司主营核的集团公司中国核工业集团中国核工业集团（CNNC）中国广东核电集中国广东核电集团团（CGN）国家核电技术公司国家核电技术公司（SNPTC）中国核工业建设中国核工业建设集团集团（CNEC）设计院设计院原子能核动力原子能核动力院院（一院）（一院）中国核电中国核电公司（二

13、公司（二院）院）728院院国核电力规国核电力规划研究设计划研究设计院院AE公司公司中国核电公司中国核电公司中广核工程公司中广核工程公司国家核电公司国家核电公司中国核工业建设中国核工业建设集团集团燃料生燃料生产产宜宾宜宾812包头包头202宝鸡锆业公司宝鸡锆业公司研发单研发单位位原子能院原子能院一院一院中科华中科华国家核电技术研发中国家核电技术研发中心心辐射防辐射防护护太原太原7所所运行运行武汉武汉105所所国核电站运行服务国核电站运行服务技术公司技术公司地址研地址研究究3所所燃料处燃料处理理504厂（前厂（前段）段）404厂（后处厂（后处理）理）Table 1 大陆核电厂大陆核电厂核电厂核电厂

14、堆型堆型功率功率(MWe)商业运行时间商业运行时间秦山秦山-1PWR3001993大亚湾大亚湾PWR29001994秦山秦山-2PWR26002002; 2004秦山秦山-3PHWR27282002; 2003岭澳岭澳-1PWR29842002; 2003田湾田湾PWR210002006; 2007秦山秦山-2（扩）（扩）PWR26002005 开工开工岭澳岭澳-2PWR210002005开工开工红沿河红沿河PWR410002006开工开工Table 1 大陆核电厂大陆核电厂核电厂核电厂堆型堆型功率功率(MWe)商业运行时间商业运行时间三门三门PWR-3210002009阳江阳江PWR6100

15、02008宁德宁德PWR410002007福清福清 PWR210002008台山台山PWR-321000海阳海阳PWR-3210002009中核中核三门核电站三门核电站AP1000AP10002 21000MWe1000MWe20122012年并网年并网中核中核秦山秦山(I)(I)核电站核电站自主设计自主设计PWR-300MWePWR-300MWe19911991年年1212月并网月并网秦山秦山(II)(II)核电站核电站自主设计自主设计PWR-2PWR-2600MWe600MWe20022002年年20042004年年扩建扩建PWR-2PWR-2600MWe600MWe20102010年年秦

16、山秦山(III)(III)核电站核电站加拿大加拿大-CANDO-CANDO重水重水HPWR-2HPWR-2750MWe750MWe20022002年年/2003/2003年年中核中核田湾核电站田湾核电站俄罗斯俄罗斯VVER-PWRVVER-PWR2 21000MWe1000MWe20052005年并网年并网广核广核大压湾核电站大压湾核电站 法国法国 PWR-2PWR-2900MWe 1994900MWe 1994年年岭澳岭澳-1-1核电站核电站 法国法国 PWR-2PWR-2980MWe 2002/2003980MWe 2002/2003年年岭澳岭澳-2-2核电站核电站 法国法国 PWR-2P

17、WR-21000MWe 20101000MWe 2010年年广核广核阳江核电站阳江核电站 PWR-4PWR-41000MWe 20121000MWe 2012年年中核中核乳山核电站乳山核电站 规划中规划中 PWR-2PWR-21000MWe 20121000MWe 2012年年中电投中电投海阳核电站海阳核电站 规划中规划中 PWR-2PWR-21000MWe 20091000MWe 2009年年中广核中广核中电投中电投红沿河核电站红沿河核电站 建设中建设中 PWR-4PWR-41000MWe 1000MWe 2007 2007年年中广核中广核中电投中电投宁德核电站宁德核电站PWR-4PWR-4

18、1000MWe 1000MWe 2008 2008年年中核中核华电华电福清核电站福清核电站PWR-2PWR-21000MWe 1000MWe 2008 2008年年中广核中广核常德核电站常德核电站PWR-2PWR-21000MWe 1000MWe 2012 2012年年中核中核桃花江核电站桃花江核电站PWR-2PWR-21000MWe 1000MWe 2012 2012年年 中国核工业集团公司继自主研发中国核工业集团公司继自主研发30万千瓦和万千瓦和60万千瓦万千瓦核电机组之后，也加快了百万千瓦核电机组核电机组之后，也加快了百万千瓦核电机组CNP1000的自主研发工作，目前已完成的自主研发工作

19、，目前已完成CNP1000的初步设计。的初步设计。中国广东核电集团公司在岭澳核电厂的技术转让基础中国广东核电集团公司在岭澳核电厂的技术转让基础上也推出了岭澳改进版的自主型核电机组上也推出了岭澳改进版的自主型核电机组CPR1000。CNP1000和和CPR1000在第二代核电基础上做了多项改在第二代核电基础上做了多项改进，被称为二代半技术。进，被称为二代半技术。 2006年年3月月22日，国务院常务会议审议并通过日，国务院常务会议审议并通过核电核电中长期发展规划（中长期发展规划（2005-2020年）年）, 明确了至明确了至2020年核电装机容量建成年核电装机容量建成4000万千瓦、在建万千瓦、

20、在建1800万千瓦的宏伟目标。万千瓦的宏伟目标。 2006年年2月月9日，中国政府公布了日，中国政府公布了国家中长期科学和国家中长期科学和技术发展规划技术发展规划。在核能领域，把。在核能领域，把“大型先进压水堆大型先进压水堆及高温气冷堆核电厂及高温气冷堆核电厂”列为十六项国家重大专项之一，列为十六项国家重大专项之一，而而“快中子堆技术和磁约束核聚变快中子堆技术和磁约束核聚变”被列为前沿技术。被列为前沿技术。 2006年年12月，本着引进国外先进技术、先转让后吸收、月，本着引进国外先进技术、先转让后吸收、再自主批量建造其它核电厂的原则，经过两年的谈判，再自主批量建造其它核电厂的原则，经过两年的谈

21、判，国家确立三门和海阳共计四台百万千瓦核电机组引进国家确立三门和海阳共计四台百万千瓦核电机组引进西屋的第三代技术西屋的第三代技术AP1000。 2007年年5月月22日国家核电技术有限公司成立大会在人日国家核电技术有限公司成立大会在人民大会堂隆重召开。代表国家对外签约，受让第三代民大会堂隆重召开。代表国家对外签约，受让第三代先进核电技术，通过消化吸收再创新形成中国核电技先进核电技术，通过消化吸收再创新形成中国核电技术品牌。术品牌。1.3 核电的主要特点核电的主要特点（1 1）核燃料）核燃料能量巨大：能量巨大：1Kg U235 1Kg U235 裂变能裂变能=5.2E26 MeV=2700 T=

22、5.2E26 MeV=2700 T煤煤能量释放快能量释放快 强放射性强放射性（2 2）设计特殊）设计特殊反应性控制反应性控制 辐射防护辐射防护 三道屏障三道屏障衰变余热衰变余热 1% 1% 满功率满功率放射性废物处置放射性废物处置（3 3）工程特点）工程特点造价高造价高 大容量大容量 标准化标准化建造期长建造期长 安全特殊要求安全特殊要求 管理规范管理规范1.4 核电的竞争力核电的竞争力（1 1）经济性）经济性 单位功率造价高（单位功率造价高（1.31.3 1.5 1.5倍火电）倍火电） 运行成本低（燃料、维护运行成本低（燃料、维护 1/31/3 2/3 2/3倍火电倍火电 ）（2 2）缓解运

23、输压力）缓解运输压力 ( (百万千瓦电厂百万千瓦电厂 每年）每年） 煤电：煤电：300300万吨煤万吨煤 核电核电: 30: 30吨吨(UO2)(UO2)燃料燃料（3 3）拓宽能源利用）拓宽能源利用 油油/ /气气 5050年年 煤煤 300300年年 U U循环循环 5050年年 U-Pu U-Pu 循环循环 30003000年年 氚氚 聚变聚变 用之不竭用之不竭 铀价目前已达到每磅铀价目前已达到每磅47.50美元。全球铀的总储藏量约美元。全球铀的总储藏量约为为3500万吨，远远高于原先估计的万吨，远远高于原先估计的470万吨万吨(足够全球的足够全球的核电站使用核电站使用85年年)。(4)

24、保护环境、减小大气温室效应保护环境、减小大气温室效应 周围居周围居民受到民受到辐射剂辐射剂量（毫量（毫希希/年）年）固体废固体废物（物（/年）年）采矿面采矿面积（亩积（亩/年）年）二氧化二氧化硫排放硫排放量（万量（万吨吨/年）年）氮氧化氮氧化物排放物排放量（万量（万吨吨/年）年）烟灰烟灰（吨（吨/年）年）二氧化二氧化碳排放碳排放量（万量（万吨吨/年）年）100万千瓦万千瓦燃煤发电燃煤发电厂厂0.0484545万吨万吨煤渣煤渣12102.61.43500600100万千瓦万千瓦核电站核电站0.01830吨核吨核废料废料300000第二章第二章 核辐射物理与核反应核辐射物理与核反应2.1 原子核的

25、基本性质原子核的基本性质（1 1）原子核结构）原子核结构原子原子= =电子电子+ +原子核原子核( (质子质子+ +中子中子) )质量单位质量单位 u=C-12u=C-12质量的质量的1/121/12（2 2）核素）核素同质子数同质子数/ /中子数的原子核称为核素中子数的原子核称为核素质子数同而中子数异的核素称为同位素质子数同而中子数异的核素称为同位素（3 3）结合能）结合能质量能量互换质量能量互换 E=mE=mc2 第二章第二章 核辐射物理与核反应核辐射物理与核反应2.2 放射性放射性原子核自发放出某种粒子的性质原子核自发放出某种粒子的性质指数衰减指数衰减 dN/N=-dN/N=-dt dt

26、 半衰期半衰期锕系核素锕系核素( (超铀元素超铀元素) )：其半衰期长至万年，放射性强度也其半衰期长至万年，放射性强度也高。在核反应堆的乏燃料（使用之后的燃料）中有一些高。在核反应堆的乏燃料（使用之后的燃料）中有一些这样的核素被称为长寿期高放射性废物，它们的处置是这样的核素被称为长寿期高放射性废物，它们的处置是核电发展的挑战。核电发展的挑战。 衰变衰变: He-4: He-4粒子粒子 YX4A2ZAZ: : 正电子正电子 负电子负电子+(+(中微子中微子) ) 轨道电子俘获轨道电子俘获: : 原子核内放射出的一种具有能量的原子核内放射出的一种具有能量的光子光子/ /电电中性微粒子中性微粒子,

27、,具有粒子性和波动性具有粒子性和波动性, , 原子核由高原子核由高能态向低能态的跃迁能态向低能态的跃迁YXA1ZAZYXA1ZAZ)(epn)(enp2.3 2.3 原子核反应原子核反应A + a = B + bA + a = B + bA A 靶核靶核 a a 入射粒子入射粒子: p n d : p n d 核反应能核反应能 核反应阈能核反应阈能核反应截面：核反应几率大小的量核反应截面：核反应几率大小的量 核反应的发生需要一定的条件，如温度、压力、入核反应的发生需要一定的条件，如温度、压力、入射粒子能量，同时，即使满足条件，也不是百分百发射粒子能量，同时，即使满足条件，也不是百分百发生的，还

28、有发生概率大小的问题。表示核反应几率大生的，还有发生概率大小的问题。表示核反应几率大小的量称为核反应截面。小的量称为核反应截面。 2.5 2.5 中子中子中子是核反应堆中引起核反应的入射粒子中子是核反应堆中引起核反应的入射粒子 中子能量中子能量 0-1Kev 0-1Kev 慢中子慢中子 100Kev-10Mev 100Kev-10Mev 快中子快中子 0.025ev 0.025ev 热中子热中子热中子使热中子使U235发生裂变反应的几率最大发生裂变反应的几率最大 中子源：中子源： 核反应核反应(Ra-Be)(Ra-Be)、反应堆、加速器、反应堆、加速器 锎锎 中子源中子源Cf252中子和其它原

29、子核相互作用表现为以下三种形式：中子和其它原子核相互作用表现为以下三种形式：l散射：中子与其它原子核发生弹性或非弹性碰撞，改散射：中子与其它原子核发生弹性或非弹性碰撞，改变能量和方向的过程。中子与轻水、重水和石墨易于变能量和方向的过程。中子与轻水、重水和石墨易于发生散射，其结果使其能量降下来，所以这三种物质发生散射，其结果使其能量降下来，所以这三种物质在核反应堆中常用作中子慢化剂。在核反应堆中常用作中子慢化剂。l俘获（吸收）：中子被其它原子核吸收，使其转变成俘获（吸收）：中子被其它原子核吸收，使其转变成新核素的过程，在核反应堆中，大量中子能被新核素的过程，在核反应堆中，大量中子能被U238吸吸

30、收，也有部分被冷却剂（如水）、结构材料吸收，使收，也有部分被冷却剂（如水）、结构材料吸收，使其具有放射性（该过程称为活化）。其具有放射性（该过程称为活化）。 U238共振吸收共振吸收 多谱勒效应多谱勒效应l裂变（吸收的特殊形式）：某些重核（如裂变（吸收的特殊形式）：某些重核（如U235）吸收）吸收中子后形成的新核不稳定，立刻分裂成两个中等质量中子后形成的新核不稳定，立刻分裂成两个中等质量的核，并放出中子的过程。的核，并放出中子的过程。l泄漏泄漏nHeHH10423121超高温、超高压2.5 核聚变核聚变第三章第三章 核反应堆物理基础与核反应堆分类核反应堆物理基础与核反应堆分类3.1核裂变反应核

31、裂变反应自发裂变自发裂变诱发裂变诱发裂变易裂变核素易裂变核素 与各种能量中子与各种能量中子作用，作用，与热中子（）作用几率最高与热中子（）作用几率最高可裂变核素可裂变核素 与高能中子作用，几率与高能中子作用，几率低低纯天然：纯天然： 0.715%0.715% 99%,99%,低浓缩：低浓缩： 2-3%,2-3%,高浓高浓缩：缩： 90%90%U233U235Pu239Pu241Th232U238Pu240U235U238U235U235Cf252U235中子中子中子中子中子中子缓发中子缓发中子重裂变碎片重裂变碎片轻裂变碎片轻裂变碎片 射线射线 射线射线 射线射线 射线射线 射线射线235123

32、6121920921202399423200*AAZZUnUXY(or)nMevPu 慢化剂（重水、石墨、轻水）慢化剂（重水、石墨、轻水）冷冷却却剂剂轻水轻水重水重水氦气氦气热中子热中子(E1ev)(E0.0.M M） 每个铀每个铀-235-235原子核的裂变会放出约原子核的裂变会放出约200200兆兆电子伏特的能量（相当于电子伏特的能量（相当于3.23.2 1010-11-11J J）。这）。这个能量看似很小，但由于每克铀个能量看似很小，但由于每克铀-235-235中含中含有大量的铀有大量的铀-235-235原子，当其全部发生裂变原子，当其全部发生裂变时可放出接近时可放出接近1MWd1MWd

33、的能量（一个的能量（一个3030万万KWKW电电功率的核电厂，每天仅消耗约功率的核电厂，每天仅消耗约1.1Kg1.1Kg铀铀- -235235）。）。 但是铀但是铀-235-235原子核能够发生裂变反应并原子核能够发生裂变反应并不意味着我们就能够利用核能，核能能够不意味着我们就能够利用核能，核能能够被利用还因为铀被利用还因为铀-235-235原子核在发生裂变时原子核在发生裂变时还同时放出还同时放出2 23 3个中子（平均个中子（平均2.432.43个），个），这使我们看到了利用一种自持式这使我们看到了利用一种自持式“链式反链式反应应”来维持连续的裂变反应的方式。来维持连续的裂变反应的方式。3.2 核反应的控制核反应的控制 核反应堆是裂变反应发生的地方核反应堆是裂变反应发生的地方,发生核反应的关键是具发生核反应的关键是具有一定能量的中子