核電站

　　科技名詞定義

　　中文名稱：核電站英文名稱：nuclearpowerplant其他名稱：核電廠定義：通過適當?shù)难b置將核能轉變成電能的設施。應用學科：資源科技（一級學科）；能源資源學（二級學科）

　　核電站（nuclearpowerplant）是利用核裂變(NuclearFission)或核聚變(NuclearFusion)反應所釋放的的能量產(chǎn)生電能的發(fā)電廠。目前商業(yè)運轉中的核能發(fā)電廠都是利用核裂變反應而發(fā)電。核電站一般分為兩部分：利用原子核裂變生產(chǎn)蒸汽的核島（包括反應堆裝置和一回路系統(tǒng)）和利用蒸汽發(fā)電的常規(guī)島（包括汽輪發(fā)電機系統(tǒng)），使用的燃料一般是放射性重金屬：鈾、钚。

　　簡介

　　核電站又稱核電廠，它指用鈾、钚等作核燃料，將它在裂變反應中產(chǎn)生的能量轉變?yōu)殡娔艿陌l(fā)電廠。核電廠主要以反應堆的種類相區(qū)別，有壓水堆核電廠、沸水堆核電廠、重水堆核電廠、石墨水冷堆核電廠、石墨氣冷堆核電廠、高溫氣冷堆核電廠和快中子增殖堆核電廠等。核電廠由核島（主要是核蒸汽供應系統(tǒng)）、常規(guī)島（主要是汽輪發(fā)動機組）和電廠配套設施三大部分組成。核燃料在反應堆內(nèi)產(chǎn)生的裂變能，主要以熱能的形式出現(xiàn)。它經(jīng)過冷卻濟的載帶和轉換，最終用蒸汽或氣體驅(qū)動渦輪發(fā)電機組發(fā)電。核電廠所有帶強放射性的關鍵設備都安裝在反應堆安全殼廠房內(nèi)，以便在失水事故或其他嚴重事故下限制放射性物質(zhì)外溢。為了保證堆芯核燃料在任何情況下等到冷卻而免于燒毀熔化，核電廠設置有多項安全系統(tǒng)。

　　火力發(fā)電站利用煤和石油發(fā)電，水力發(fā)電站利用水力發(fā)電，而核電站是利用原子核內(nèi)部蘊藏的能量產(chǎn)生電能的新型發(fā)電站。核電站大體可分為兩部分：一部分是利用核能產(chǎn)生蒸汽的核島，包括反應堆裝置和一回路系統(tǒng)；另一部分是利用蒸汽發(fā)電的常規(guī)島，包括汽輪發(fā)電機系統(tǒng)。

　　核電站用的燃料是鈾。鈾是一種很重的金屬。用鈾制成的核燃料在一種叫“反應堆”的設備內(nèi)發(fā)生裂變而產(chǎn)生大量熱能，再用處于高壓力下的水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)產(chǎn)生蒸汽，蒸汽推動氣輪機帶著發(fā)電機一起旋轉，就會產(chǎn)生電，這些電能通過電網(wǎng)送到四面八方。這就是最普通的壓水反應堆核電站的工作原理。

　　工作原理

　　發(fā)電原理

　　核電站以核反應堆來代替火電站的鍋爐，以核燃料在核反應堆中發(fā)生特殊形式的“燃燒”產(chǎn)生熱量，使核能轉變成熱能來加熱水產(chǎn)生蒸汽。利用蒸汽通過管路進入汽輪機，推動汽輪發(fā)電機發(fā)電，使機械能轉變成電能。一般說來，核電站的汽輪發(fā)電機及電器設備與普通火電站大同小異，其奧妙主要在于核反應堆。

　　核反應堆

　　核反應堆，又稱為原子反應堆或反應堆，是裝配了核燃料以實現(xiàn)大規(guī)模可控制裂變鏈式反應的裝置。

　　原子由原子核與核外電子組成。原子核由質(zhì)子與中子組成。當鈾235的原子核受到外來中子轟擊時，一個原子

　　核反應堆工作原理圖

　　核會吸收一個中子分裂成兩個質(zhì)量較小的原子核，同時放出2—3個中子。這裂變產(chǎn)生的中子又去轟擊另外的鈾235原子核，引起新的裂變。如此持續(xù)進行就是裂變的鏈式反應。鏈式反應產(chǎn)生大量熱能。用循環(huán)水(或其他物質(zhì))帶走熱量才能避免反應堆因過熱燒毀。導出的熱量可以使水變成水蒸氣，推動氣輪機發(fā)電。由此可知，核反應堆最基本的組成是裂變原子核+熱載體。但是只有這兩項是不能工作的。因為，高速中子會大量飛散，這就需要使中子減速增加與原子核碰撞的機會；核反應堆要依人的意愿決定工作狀態(tài)，這就要有控制設施；鈾及裂變產(chǎn)物都有強放射性，會對人造成傷害，因此必須有可靠的防護措施。綜上所述，核反應堆的合理結構應該是：核燃料+慢化劑+熱載體+控制設施+防護裝置。

　　安全原則

　　為了保護核電站工作人員和核電站周圍居民的健康，核電站必須始終堅持“質(zhì)量第一，安全第一”的原則。核電站的設計、建造和運行均采用縱深防御的原則，從設備、措施上提供多等級的重疊保護，以確保核電站對功率能有效控制，對燃料組件能充分冷卻，對放射性物質(zhì)不發(fā)生泄漏?？v深防御原則一般包括五層防線，第一層防線：精心設計、制造、施工，確保核電站有精良的硬件環(huán)境。建立周密的程序，嚴格的制度，對核電站工作人員有高水平的教育和培訓，人人注意和關心安全，有完備的軟件環(huán)境。第二層防線：加強運行管理和監(jiān)督，及時正確處理異常情況，排除故障。第三層防線在嚴重異常情況下反應堆正常的控制和保護系統(tǒng)動作，防止設備故障和人為差錯造成事故。第四層防線：發(fā)生事故情況時，啟用核電站安全系統(tǒng)包括各外設安全系統(tǒng)加強事故中的電站管理，防止事故擴大保護反應堆廠房安全殼。第五層防線萬一發(fā)生極不可能發(fā)生的事故并伴有放射性外泄啟用廠內(nèi)外應急響應計劃努力減輕事故對周圍居民和環(huán)境的影響。

　　安全保護系統(tǒng)均采用獨立設備和冗余布置，均備有事故電源，安全系統(tǒng)可以抗地展和在蒸汽—空氣及放射性物質(zhì)的惡劣環(huán)境中運行。核電站運行人員須經(jīng)嚴格的技術和管理培訓，通過國家核安全局主持的資格考試，獲得國家核安全局頒發(fā)的運行值崗操作員或高級操作員執(zhí)照才能上崗，無照不得上崗。執(zhí)照在規(guī)定期內(nèi)有效，過期后必須申請核發(fā)機關再次審查。

　　萬一發(fā)生了核外泄事故，應啟動應急計劃。應急計劃的內(nèi)容主要包括：疏散人員，封閉核污染區(qū)（核反應堆及核電站），清除核污染，以保證人身安全和環(huán)境清潔。

　　按照縱深防御的原則，在核燃料和環(huán)境外部空氣之間設置了四道屏障。即第一道屏障：燃料芯塊核然料放在氧化鈾陶瓷芯塊中，并使得大部分裂變產(chǎn)物和氣體產(chǎn)物95%以上保存在芯塊內(nèi)。第二道屏障：燃料包殼，燃料芯塊密封在鉛合金制造的包殼中構成核燃料芯棒錯合金，具有足夠的強度且在高溫下不與水發(fā)生反應。第三道屏障：壓力管道和容器冷卻劑系統(tǒng)將核燃料芯棒封閉在20cm以上的鋼質(zhì)耐高壓系統(tǒng)中避免放射性物質(zhì)泄漏到反應堆廠房內(nèi)。第四道屏障：反應堆安全殼用預應力鋼筋混凝土構筑壁厚近100cm，內(nèi)表面加有6mm的鋼襯，可以抗御來自內(nèi)部或外界的飛出物，防止放射性物質(zhì)進入環(huán)境。

　　選址原則

　　核電站的選址要求非常高，選址需非常慎重。根據(jù)國際上通行的關于核電站選址有經(jīng)濟、技術、安全、環(huán)境和社會四原則。

　　經(jīng)濟原則核電站能夠有足夠的資金來建設和運行，所服務的地區(qū)要有足夠的用電需求，所以核電站常常選址經(jīng)濟較發(fā)達的地區(qū)。

　　后面三個原則則有著密切的相互聯(lián)系。核電站必須建在經(jīng)濟發(fā)達地區(qū)的相對偏遠地區(qū)，50公里以內(nèi)不能有大中型城市。要求廠址深部必須沒有斷裂帶通過，而且要求核電站數(shù)千米范圍內(nèi)沒有活動斷裂，廠址100千米海域、50千米內(nèi)陸，歷史上沒有發(fā)生過6級以上地震，廠址區(qū)600年來也沒有發(fā)生6級地震的構造背景。從核安全的角度來看，核電站選址必須考慮到公眾和環(huán)境免受放射性事故釋放所引起的過量輻射影響，同時要考慮到突發(fā)的自然事件或人為事件對核電廠的影響，所以，核電站必須選在人口密度低，易隔離的地區(qū)。

　　另外，核電站在運行過程中要產(chǎn)生巨大熱量，所以核電站的選址必須靠近水源，最好是靠海，這也是大型核電站都建在海邊的一個重要原因，并且靠海還可以解決大件設備運輸問題。萬一發(fā)生危險，在平的海岸線和放射物均勻發(fā)散的情況下，污染陸地面積只是完全在內(nèi)陸的一半。但是建在海邊有利的同時也多出一個風險，就是海嘯或者臺風帶來大浪的可能。通常會建設防波堤來抵御巨浪的沖擊。但是防波堤只能抵御一定程度的沖擊，如果是比較大的海嘯的話，防波堤無能為力，很可能產(chǎn)生十分嚴重的后果。2011年3月11日日本9級大地震及海嘯導致核泄露就是一例。

　　從上述要求來看，內(nèi)陸地區(qū)核電選址更要慎重，因為內(nèi)陸地區(qū)的水源全部為淡水，并且?guī)缀跛械拇蠼蠛佣贾苯酉蛑苓叧鞘泄钣盟谶@種情況下建設核電站，一旦發(fā)生泄漏事故，后果不堪設想。

　　基本設備

　　綜述

　　核電站除了關鍵設備——核反應堆外，還有許多與之配合的重要設備。以壓水堆核電站為例，它們是主泵，穩(wěn)壓器，蒸汽發(fā)生器，安全殼，汽輪發(fā)電機和危急冷卻系統(tǒng)等。它們在核電站中有各自的特殊功能。

　　主泵

　　主泵（RCP）如果把反應堆中的冷卻劑比做人體血液的話，那主泵則是心臟。它的功用是在正常運行時，使冷卻劑強迫循環(huán)通過堆芯，載出堆芯熱量，然后流過蒸汽發(fā)生器傳熱管內(nèi)側，將熱量傳給蒸汽發(fā)生器二次側給水；事故工況下，排出堆內(nèi)衰變熱。

　　穩(wěn)壓器

　　穩(wěn)壓器（PRZ）又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統(tǒng)壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發(fā)生事故時，提供超壓保護。穩(wěn)壓器里設有加熱器和噴淋系統(tǒng)，當反應堆里壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內(nèi)壓力太低時，加熱器自動通電加熱使水蒸發(fā)以增加壓力。

　　蒸汽發(fā)生器

　　蒸汽發(fā)生器（SG）它的作用是把通過反應堆的冷卻劑的熱量傳給二次回路水，并使之變成蒸汽，再通入汽輪發(fā)電機的汽缸作功。

　　安全殼

　　安全殼（Containment）用來控制和限制放射性物質(zhì)從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質(zhì)的傷害。萬一發(fā)生罕見的反應堆

　　發(fā)電設備示意圖

　　一回路水外逸的失水事故時，安全殼是防止裂變產(chǎn)物釋放到周圍的最后一道屏障。安全殼一般是內(nèi)襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器。

　　汽輪機

　　核電站用的汽輪發(fā)電機在構造上與常規(guī)火電站用的大同小異，所不同的是由于蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規(guī)火電站的大。

　　危急冷卻系統(tǒng)

　　為了應付核電站一回路主管道破裂的極端失水事故（LOCA）的發(fā)生，近代核電站都設有危急冷卻系統(tǒng)。它是由安全注射系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)組成。一旦接到極端失水事故的信號后，安全注射系統(tǒng)向反應堆內(nèi)注射高壓含硼水，噴淋系統(tǒng)向安全殼噴水和化學藥劑。便可緩解事故后果，限制事故蔓延。[8]注射系統(tǒng)：當核電站一回路系統(tǒng)的管道或設備發(fā)生破損事故后，安全注射系統(tǒng)用來向堆芯緊急注入高硼冷卻水，防止堆芯因失水而造成燒毀。

　　安全注射系統(tǒng)設有兩套安全注射管系。一套為安全注射箱（ACC）管系，在安全注射箱內(nèi)儲有一定容積的高硼水，并用氮氣充壓，使注射箱內(nèi)維持恒定的壓力。當一回路系統(tǒng)一旦發(fā)生大破裂事故，其壓力低于安全注射箱的壓力時，安全注射箱內(nèi)的硼水就通過止水閥自動注入一回路系統(tǒng)。另一套為安全注射泵管系，當一回路系統(tǒng)因發(fā)生破損事故而壓力下降至一定值時，安全注射泵就自動啟動，將換料水箱內(nèi)的硼水注射至一回路系統(tǒng)，換料水箱內(nèi)的硼水被汲完后，安全注射泵可改汲從一回路系統(tǒng)泄露至安全殼底部的地坑水，使硼水仍能連續(xù)不斷地注入一回路系統(tǒng)冷卻堆芯。

　　在電站失去外電源情況下，安全注射泵的電源可由應急柴油發(fā)電機組自動供電。

　　安全殼噴淋系統(tǒng)

　　在核電站發(fā)生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故時，安全殼內(nèi)充滿了帶放射性高壓蒸汽，安全殼噴淋系統(tǒng)將用來降低安全殼內(nèi)壓力和溫度，使放射性蒸汽凝結下來。

　　在安全殼的上部設有相當數(shù)量的噴淋頭，當安全殼內(nèi)由于發(fā)生主管道破損事故而蒸汽壓力升高時，安全殼噴淋系統(tǒng)的泵就自動啟動，將換料水箱內(nèi)的硼水和NaOH貯箱內(nèi)供除碘用的NaOH溶液一起汲入，以一定的比例混合，再由噴淋頭噴入安全殼內(nèi)。當換料水箱的水被用盡后，噴淋泵可改汲安全殼內(nèi)的地坑水。此時，地坑水先由設備冷卻水冷卻后再重新噴淋至安全殼內(nèi)。

　　在核電站斷電情況下，安全噴淋泵的電源也由應急柴油發(fā)電機組自動供電。

　　熱源分類

　　壓水堆核電站（PWR）

　　大阪核電站

　　以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統(tǒng)設備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機組及二回等系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。

　　沸水堆核電站（BWR）

　　以沸水堆為熱源的核電站。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑并在反應堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽

　　大亞灣核電站

　　沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優(yōu)點。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電站系統(tǒng)有：主系統(tǒng)（包括反應堆）；蒸汽-給水系統(tǒng)；反應堆輔助系統(tǒng)等。但發(fā)電廠房要做防核處理。

　　重水堆核電站

　　以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。重水堆核電站是發(fā)展較早的核電站，有各種類別，但已實現(xiàn)工業(yè)規(guī)模推廣的只有加拿大發(fā)展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站（CANDU）。

　　快堆核電站（FBR）

　　由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站?？於言谶\行中既消耗

　　秦山三期重水堆核電站

　　裂變材料，又生產(chǎn)新裂變材料，而且所產(chǎn)可多于所耗，能實現(xiàn)核裂變材料的增殖。

　　世界上已商業(yè)運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變?nèi)剂希词乖倮棉D換出來的钚-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1%—2%，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉換成钚-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60%—70%。但快堆開發(fā)仍很落后，日本的文殊快堆，以及其他研發(fā)中的快堆，都還未正常運行。