华电核工程导论到

大亚湾核电站岭澳核电站核工程导论陆道纲华北电力大学核科学与工程学院讲师介绍

江苏省扬州市人

1988年西安交大核反应堆工程专业学士

1991年中国原子能科学研究院核反应堆物理硕士

1995年(日本)东京大学原子力工学博士

国防科技工业有突出贡献中青年专家

曾任中国实验快堆工程副总工程师，国际原子能机构快堆工作组中国代表

现任华北电力大学核学院教授，博士生导师

兼任国家核安全专家委员会成员、教育部高等学校核工程与核技术专业教学指导委员会委员、中国核学会理事、《原子能科学与技术》、《中国核电》编辑委员会委员

研究方向：核反应堆系统瞬态分析、核反应堆热工水力学和核反应堆结构力学

课程基本内容

第一章绪论1.1世界核电历史与现状1.2中国核电历史与现状1.3核电的竞争力第二章原子核物理基础2.1原子核的组成2.2原子核的放射性2.3原子核反应

2.4中子2.5核聚变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3.2核反应的控制3.3临界尺寸与中子通量密度分布

3.4核反应堆的分类第四章压水堆核电厂系统简介第五章其它核动力反应堆

5.1沸水堆5.2重水堆5.3石墨水冷

5.4高温气冷5.5快中子增殖堆

第六章压水堆核电厂的调试与运行6.1压水堆核电厂的调试6.2压水堆核电厂的运行6.3压水堆核电厂的维护第七章压水堆核电厂的安全分析与辐射安全7.1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7.3核电厂的辐射安全第八章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 8.2运行限值和条件 8.3正常运行规程 8.4事故处理规程8.5应急计划和准备8.6运行人员的资格8.7运行人员的培训

第九章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 9.2核燃料循环9.3铀矿的勘探、开采和加工9.4富集铀的生产9.5陶瓷型燃料芯块的制造工艺9.6乏燃料的后处理

9.7放射性废物处理9.8放射性固体废物的处置第十章核电的未来发展 10.1国外发展趋势 10.2国内发展趋势 10.3几种第四代核电站10.4聚变核电站

第一章绪论1.1核电的历史与现状(国际)1896年发现U的天然放射性1939年发现U235的核裂变1942年第一座核反应堆在美国临界1945年8月原子弹在广岛爆炸1954年第一座核电站在前苏联建成(5000KWe)20世纪50-60年代中期核电研究起步20世纪70年代石油危机快速发展美国输出1979年三里岛核电站事故1986年切尔诺贝利核电站事故2011年福岛核电站事故

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第一代：20世纪50年代建造的原理型机组功率小，结构简单，安全设施薄弱第二代：20世纪60年代和70年代建造的商业运行机组功率大，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第三代：概念始于20世纪90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，又被称为先进型核电厂。（1）美国通用电气公司的先进型沸水堆ABWR，该机组于20世纪末在日本建成；（2）美国西屋公司的先进型压水堆AP1000，取得了美国核管会的建造许可，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EPR，正在芬兰建造中。第四代：进入21世纪后，核电在减少CO2排量，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，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。

全世界共有443个核电机组在运行，总装机容量367.249GW(e)；另有27个核电机组在建造。

(主要为第二代或第二代改进型电站)

机组数占总发电量比例美国10420%法国5978%日本5425%俄罗斯3117%英国2323%中国112.2%世界平均16%2008年度世界运营中反应堆总计为436座，各种堆型共计七种，所用燃料3类，燃料形式也是3种，冷却剂分为水、重水和钠等3类。

1.2中国国核电电的的历历史史与与现现状状1954年中中国国核核工工业业部部(二机机部部)成立立1958年中中国国第第一一座座核核反反应应堆堆建建成成（（101重水水堆堆））1964年10月16日中中国国第第一一颗颗原原子子弹弹爆爆炸炸1970年2月8日周周总总理理提提出出建建设设核核电电,成立立(728设计计院院)1991年12月15日秦秦山山核核电电厂厂(300MWe)首次次并并网网中国国建建成成完完整整核核工工业业体体系系:U矿开开采采提提炼炼浓浓缩缩燃料料生生产产反反应应堆堆设设计计、、建建造造和和运运行行核核技技术术应应用用乏乏燃燃料料处处理理废废物物处处置置第一一章章绪绪论论1.1核电电的的历历史史与与现现状状(国内内)三大大核核电电业业主主：：中中国国核核工工业业集集团团中中广广核核中中电电投投三大大核核电电设设计计院院：：一一院院二二院院728院AE公司司：：国国家家核核电电公公司司中中国国核核电电公公司司中中广广核核工工程程中国核工工业建设设集团燃料生产产：宜宜宾812包头202制造商：：上上海东东方哈哈尔尔滨一一重研发：原原子能院院一一院清清华华中中科华辐射防护护：太太原7所运行：武武汉105所地质研究究：3所燃料后处处理：504厂、404厂主营核的集团公司中国核工业集团（CNNC）中国广东核电集团（CGN）国家核电技术公司（SNPTC）中国核工业建设集团（CNEC）设计院原子能核动力院（一院）中国核电公司（二院）728院国核电力规划研究设计院AE公司中国核电公司中广核工程公司国家核电公司中国核工业建设集团燃料生产宜宾812包头202宝鸡锆业公司研发单位原子能院一院中科华国家核电技术研发中心辐射防护太原7所运行武汉105所国核电站运行服务技术公司地址研究3所燃料处理504厂（前段）404厂（后处理）Table1大陆核电电厂核电厂堆型功率(MWe)商业运行时间秦山-1PWR3001993大亚湾PWR2×9001994秦山-2PWR2×6002002;2004秦山-3PHWR2×7282002;2003岭澳-1PWR2×9842002;2003田湾PWR2×10002006;2007秦山-2（扩）PWR2×6002005开工岭澳-2PWR2×10002005开工红沿河PWR4×10002006开工Table1大陆核电电厂核电厂堆型功率(MWe)商业运行时间三门PWR-32×10002009阳江PWR6×10002008宁德PWR4×10002007福清

PWR2×10002008台山PWR-32×1000海阳PWR-32×10002009中核三门核电电站AP10002×1000MWe2012年并网中核秦山(I)核电站自主设计计PWR-300MWe1991年12月并网秦山(II)核电站自主设计计PWR-2×600MWe2002年\2004年扩建PWR-2×600MWe2010年秦山(III)核电站加拿大-CANDO重水HPWR-2××750MWe2002年/2003年中核田湾核电电站俄罗斯VVER-PWR2×1000MWe2005年并网广核大压湾核核电站法法国PWR-2×900MWe1994年岭澳-1核电站法法国PWR-2×980MWe2002/2003年岭澳-2核电站法法国PWR-2×1000MWe2010年广核阳江核电电站PWR-4×1000MWe2012年中核乳山核电电站规规划划中PWR-2×1000MWe2012年中电投海阳核电电站规规划划中PWR-2×1000MWe2009年中广核—中电投红沿河核核电站建设中PWR-4×1000MWe2007年中广核—中电投宁德核电电站PWR-4×1000MWe2008年中核—华电福清核电电站PWR-2×1000MWe2008年中广核常德核电电站PWR-2×1000MWe2012年中核桃花江核核电站PWR-2×1000MWe2012年中国核工工业集团团公司继继自主研研发30万千瓦和和60万千瓦核核电机组组之后，，也加快快了百万万千瓦核核电机组组CNP1000的自主研研发工作作，目前前已完成成CNP1000的初步设设计。中中国广东东核电集集团公司司在岭澳澳核电厂厂的技术术转让基基础上也也推出了了岭澳改改进版的的自主型型核电机机组CPR1000。CNP1000和CPR1000在第二代代核电基基础上做做了多项项改进，，被称为为二代半半技术。。2006年3月22日，国务务院常务务会议审审议并通通过《核电中长长期发展展规划（（2005-2020年）》,明确了至至2020年核电装装机容量量建成4000万千瓦、、在建1800万千瓦的的宏伟目目标。2006年2月9日，中国国政府公公布了《国家中长长期科学学和技术术发展规规划》。在核能能领域，，把“大大型先进进压水堆堆及高温温气冷堆堆核电厂厂”列为为十六项项国家重重大专项项之一，，而“快快中子堆堆技术和和磁约束束核聚变变”被列列为前沿沿技术。。2006年12月，本着着引进国国外先进进技术、、先转让让后吸收收、再自自主批量量建造其其它核电电厂的原原则，经经过两年年的谈判判，国家家确立三三门和海海阳共计计四台百百万千瓦瓦核电机机组引进进西屋的的第三代代技术AP1000。2007年5月22日国家核核电技术术有限公公司成立立大会在在人民大大会堂隆隆重召开开。代表表国家对对外签约约，受让让第三代代先进核核电技术术，通过过消化吸吸收再创创新形成成中国核核电技术术品牌。。1.3核电的主主要特点点（1）核燃料料能量巨大大：1KgU235裂变能=5.2E26MeV=2700T煤能量释放放快强强放射性性（2）设计特特殊反应性控控制辐辐射射防护三三道道屏障衰变余热热1%满功率放射性废废物处置置（3）工程特特点造价高大大容量量标标准准化建造期长长安安全特殊殊要求管管理规范范1.4核电的竞竞争力（（1）经济性性单单位位功率造造价高（（1.3—1.5倍火电））运运行成本本低（燃燃料、维维护1/3—2/3倍火电））（（2）缓解运运输压力力(百万千瓦瓦电厂每每年年）煤煤电：300万吨煤核核电:30吨(UO2)燃料（（3）拓宽能能源利用用油油/气50年煤煤300年U循环50年U-Pu循环3000年氚氚聚聚变用用之不不竭铀价目前前已达到到每磅47.50美元。全全球铀的的总储藏藏量约为为3500万吨，远远远高于于原先估估计的470万吨(足够全球球的核电电站使用用85年)。(4)保护环境境、减小小大气温温室效应应

周围居民受到辐射剂量（毫希/年）固体废物（/年）采矿面积（亩/年）二氧化硫排放量（万吨/年）氮氧化物排放量（万吨/年）烟灰（吨/年）二氧化碳排放量（万吨/年）100万千瓦燃煤发电厂0.04845万吨煤渣12102.61.43500600100万千瓦核电站0.01830吨核废料300000第二章核辐射物物理与核核反应2.1原子核的的基本性性质（1）原子核核结构原子=电子+原子核(质子+中子)质量单位位u=C-12质量的1/12（2）核素同质子数数/中子数的的原子核核称为核核素质子数同同而中子子数异的的核素称称为同位位素（3）结合能能质量能量量互换E=mc2第二章核辐射物物理与核核反应2.2放射性原子核自自发放出出某种粒粒子的性性质指数衰减减dN/N=-λdt半衰期锕系核素素(超铀元素素)：其半衰期期长至万万年，放放射性强强度也高高。在核核反应堆堆的乏燃燃料（使使用之后后的燃料料）中有有一些这这样的核核素被称称为长寿寿期高放放射性废废物，它它们的处处置是核核电发展展的挑战战。αβγ衰变α:He-4粒子β:正电子\负电子+ν(中微子)轨道电子子俘获γ:原子核内内放射出出的一种种具有能能量的γ光子/电中性微微粒子,具有粒子子性和波波动性,原子核由由高能态态向低能能态的跃跃迁2.3原子核反反应A+a=B+bA靶核a入射粒子子:αpndγγ核反应能能核核反应应阈能核反应截截面：核核反应几几率大小小的量核反应的的发生需需要一定定的条件件，如温温度、压压力、入入射粒子子能量，，同时，，即使满满足条件件，也不不是百分分百发生生的，还还有发生生概率大大小的问问题。表表示核反反应几率率大小的的量称为为核反应应截面。。2.5中子中子是核核反应堆堆中引起起核反应应的入射射粒子中子能量量0-1Kev慢中子100Kev-10Mev快中子0.025ev热中子热中子使使U235发生裂变变反应的的几率最最大中子源：：核核反反应(Ra-Be)、反应堆堆、加速速器锎中中子源源中子和其其它原子子核相互互作用表表现为以以下三种种形式：：散射：中中子与其其它原子子核发生生弹性或或非弹性性碰撞，，改变能能量和方方向的过过程。中中子与轻轻水、重重水和石石墨易于于发生散散射，其其结果使使其能量量降下来来，所以以这三种种物质在在核反应应堆中常常用作中中子慢化化剂。俘获（吸吸收）：：中子被被其它原原子核吸吸收，使使其转变变成新核核素的过过程，在在核反应应堆中，，大量中中子能被被U238吸收，也也有部分分被冷却却剂（如如水）、、结构材材料吸收收，使其其具有放放射性（（该过程程称为活活化）。。U238共振吸收收多多谱勒效效应裂变（吸吸收的特特殊形式式）：某某些重核核（如U235）吸收中中子后形形成的新新核不稳稳定，立立刻分裂裂成两个个中等质质量的核核，并放放出中子子的过程程。泄漏2.5核聚变第三章核核反应堆堆物理基基础与核核反应堆堆分类3.1核裂变反反应自发裂变变诱发裂变变易裂裂变变核核素素与与各各种种能能量量中中子子作作用用，，与热热中中子子（（ＥＥ＜＜１１ｅｅｖｖ））作作用用几几率率最最高高可裂裂变变核核素素与与高高能能中中子子作作用用，，几几率率低低纯天天然然ＵＵ：：0.715%99%,低浓浓缩缩：：2-3%,高浓浓缩缩：：90%U235中子子中子子中子子缓发发中中子子重裂裂变变碎碎片片轻裂裂变变碎碎片片射线线射线线射线线射线线射线线核裂裂变变反反应应示示意意图图慢化化剂剂（（重重水水、、石石墨墨、、轻轻水水））冷却剂轻水水重水水氦气气热中中子子(E<1ev)放射射性性、、余余热热各各种种能能量量冷却剂液钠钠氦气气快中中子子（（ＥＥ>0.１Mｅｖｖ））每个个铀铀-235原子子核核的的裂裂变变会会放放出出约约200兆电子子伏特特的能能量（（相当当于3.210-11J）。这这个能能量看看似很很小，，但由由于每每克铀铀-235中含有有大量量的铀铀-235原子，，当其其全部部发生生裂变变时可可放出出接近近1MWd的能量量（一一个30万KW电功率率的核核电厂厂，每每天仅仅消耗耗约1.1Kg铀-235）。但是铀铀-235原子核核能够够发生生裂变变反应应并不不意味味着我我们就就能够够利用用核能能，核核能能能够被被利用用还因因为铀铀-235原子核核在发发生裂裂变时时还同同时放放出2～3个中子子（平平均2.43个），，这使使我们们看到到了利利用一一种自自持式式“链式反反应”来维持持连续续的裂裂变反反应的的方式式。3.2核反应应的控控制核反应应堆是是裂变变反应应发生生的地地方,发生核核反应应的关关键是是具有有一定定能量量的中中子。。我们关关注核核反应应堆中中的的中子子在两两个方方面：：1单位时时间单单位空空间运运动中中子的的数量量——决定每每时每每刻核核反应应的次次