华电核工程导论1到3

华电核工程导论1到32024/3/28华电核工程导论1到3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

华电核工程导论1到3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核反应堆的分类华电核工程导论1到3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核电厂的辐射安全华电核工程导论1到3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

华电核工程导论1到3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

华电核工程导论1到3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。华电核工程导论1到3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。华电核工程导论1到3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%华电核工程导论1到32008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。

华电核工程导论1到31.2中国核电的历史与现状1954年中国核工业部(二机部)成立1958年中国第一座核反应堆建成（101重水堆）1964年10月16日中国第一颗原子弹爆炸1970年2月8日周总理提出建设核电,成立(728设计院)1991年12月15日秦山核电厂(300MWe)首次并网中国建成完整核工业体系:U矿开采提炼浓缩燃料生产反应堆设计、建造和运行核技术应用乏燃料处理废物处置华电核工程导论1到3第一章绪论1.1核电的历史与现状(国内)三大核电业主：中国核工业集团中广核中电投三大核电设计院：一院二院728院AE公司：国家核电公司中国核电公司中广核工程中国核工业建设集团燃料生产：宜宾812包头202制造商：上海东方哈尔滨一重研发：原子能院一院清华中科华辐射防护：太原7所运行：武汉105所地质研究：3所燃料后处理：504厂、404厂

华电核工程导论1到3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）华电核工程导论1到3Table1大陆核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

华电核工程导论1到3Table1大陆核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-3

2×10002009华电核工程导论1到3中核三门核电站AP10002×1000MWe2012年并网中核秦山(I)核电站自主设计PWR-300MWe1991年12月并网秦山(II)核电站自主设计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年华电核工程导论1到3中核田湾核电站俄罗斯VVER-PWR2×1000MWe2005年并网华电核工程导论1到3广核大压湾核电站法国PWR-2×900MWe1994年岭澳-1核电站法国PWR-2×980MWe2002/2003年岭澳-2核电站法国PWR-2×1000MWe2010年广核阳江核电站PWR-4×1000MWe2012年华电核工程导论1到3中核乳山核电站规划中PWR-2×1000MWe2012年中电投海阳核电站规划中PWR-2×1000MWe2009年华电核工程导论1到3中广核—中电投红沿河核电站建设中PWR-4×1000MWe2007年华电核工程导论1到3中广核—中电投宁德核电站PWR-4×1000MWe2008年中核—华电福清核电站PWR-2×1000MWe2008年华电核工程导论1到3中广核常德核电站PWR-2×1000MWe2012年中核桃花江核电站PWR-2×1000MWe2012年华电核工程导论1到3华电核工程导论1到3

中国核工业集团公司继自主研发30万千瓦和60万千瓦核电机组之后，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CNP1000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上也推出了岭澳改进版的自主型核电机组CPR1000。CNP1000和CPR1000在第二代核电基础上做了多项改进，被称为二代半技术。2006年3月22日，国务院常务会议审议并通过《核电中长期发展规划（2005-2020年）》,明确了至2020年核电装机容量建成4000万千瓦、在建1800万千瓦的宏伟目标。华电核工程导论1到3华电核工程导论1到3

2006年2月9日，中国政府公布了《国家中长期科学和技术发展规划》。在核能领域，把“大型先进压水堆及高温气冷堆核电厂”列为十六项国家重大专项之一，而“快中子堆技术和磁约束核聚变”被列为前沿技术。2006年12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，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AP1000。2007年5月22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。华电核工程导论1到31.3核电的主要特点（1）核燃料能量巨大：1KgU235裂变能=5.2E26MeV=2700T煤能量释放快强放射性（2）设计特殊反应性控制辐射防护三道屏障衰变余热1%满功率放射性废物处置（3）工程特点造价高大容量标准化建造期长安全特殊要求管理规范华电核工程导论1到31.4核电的竞争力

（1）经济性

单位功率造价高（1.3—1.5倍火电）

运行成本低（燃料、维护1/3—2/3倍火电）

（2）缓解运输压力(百万千瓦电厂每年）

煤电：300万吨煤

核电:30吨(UO2)燃料

（3）拓宽能源利用

油/气50年

煤300年

U循环50年U-Pu循环3000年

氚聚变用之不竭

铀价目前已达到每磅47.50美元。全球铀的总储藏量约为3500万吨，远远高于原先估计的470万吨(足够全球的核电站使用85年)。华电核工程导论1到3(4)保护环境、减小大气温室效应

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华电核工程导论1到3第二章核辐射物理与核反应2.1原子核的基本性质（1）原子核结构原子=电子+原子核(质子+中子)质量单位u=C-12质量的1/12（2）核素同质子数/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（3）结合能质量能量互换E=mc2

华电核工程导论1到3第二章核辐射物理与核反应2.2放射性原子核自发放出某种粒子的性质指数衰减dN/N=-λdt半衰期锕系核素(超铀元素)：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。

αβγ衰变α:He-4粒子华电核工程导论1到3β:正电子\负电子+ν(中微子)轨道电子俘获γ:原子核内放射出的一种具有能量的γ光子/电中性微粒子,具有粒子性和波动性,原子核由高能态向低能态的跃迁华电核工程导论1到32.3原子核反应A+a=B+bA靶核a入射粒子:αpndγ核反应能核反应阈能核反应截面：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、入射粒子能量，同时，即使满足条件，也不是百分百发生的，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。

华电核工程导论1到32.5中子中子是核反应堆中引起核反应的入射粒子

中子能量0-1Kev慢中子100Kev-10Mev快中子0.025ev热中子热中子使U235发生裂变反应的几率最大

中子源：核反应(Ra-Be)、反应堆、加速器锎中子源华电核工程导论1到3中子和其它原子核相互作用表现为以下三种形式：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。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U238吸收，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）。U238共振吸收多谱勒效应裂变（吸收的特殊形式）：某些重核（如U235）吸收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。泄漏华电核工程导论1到32.5核聚变华电核工程导论1到3第三章核反应堆物理基础与核反应堆分类3.1核裂变反应自发裂变诱发裂变易裂变核素与各种能量中子作用，与热中子（Ｅ＜１ｅｖ）作用几率最高可裂变核素与高能中子作用，几率低纯天然Ｕ：0.715%99%,低浓缩：2-3%,高浓缩：90%华电核工程导论1到3U235中子中子中子缓发中子重裂变碎片轻裂变碎片射线射线射线射线射线核裂变反应示意图华电核工程导论1到3慢化剂（重水、石墨、轻水）冷却剂轻水重水氦气热中子(E<1ev)放射性、余热各种能量冷却剂液钠氦气快中子（Ｅ>0.１Mｅｖ）

华电核工程导论1到3

每个铀-235原子核的裂变会放出约200兆电子伏特的能量（相当于3.210-11J）。这个能量看似很小，但由于每克铀-235中含有大量的铀-235原子，当其全部发生裂变时可放出接近1MWd的能量（一个30万KW电功率的核电厂，每天仅消耗约1.1Kg铀-235）。但是铀-235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，核能能够被利用还因为铀-235原子核在发生裂变时还同时放出2～3个中子（平均2.43个），这使我们看到了利用一种自持式“链式反应”来维持连续的裂变反应的方式。华电核工