核电工程导论_核工程导论核电概论

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核工程导论报告

---核电安全以及核能发电

核能的和平利用是20世纪人类的伟大成就。自从1954年前苏联建成世界第一座实验核电站以来，截止2009年5月，全世界共有30个国家的436台核电机组在运行，总装机容量为3.7亿千瓦，发电量约占全世界总发电量的16％。核电与火电，水电一起，已成为世界三大电力供应支柱。

50多年的历史证明，核电是高效、清洁、安全和经济的能源，具有资源消耗少，环境影响小和供应能力强等许多优点。发展核电是我国社会不断发展和人民生活水平不断提高的需要，也是优化我国能源结构，缓解环境污染和保证能源安全的需要。

我国从上世纪70年代开始提出发展核电，80年代开始建设，90年代建成第一批秦山和大亚湾两座核电站3台核电机组。进入21世纪后，我国又陆续建成4座核电站8台核电机组，使我国核电装机容量达到906.8万千瓦。2005年，我国的核电发展方针由“适度发展”调整为“积极发展”。其后，一批新的核电项目被批准建设或被列入规划。根据《核电中长期发展规划（2005-2020年）》，到2020年我国核电装机容量将达到4000万千瓦，在建核电机组1800万千瓦。

对于核电站来说首要考虑的问题就是安全问题，特别是在核辐射防护以及核电站安全方面：随着我国核电事业的发展和对核能应用的宣传，核爆炸与核能和平利用之间的区别渐渐为公众所了解，核电这种高效，清洁，安全的能源已经逐步获得了广大人民群众的认可和支持，而核电站内部的具体运作状况和特点对一般公众来说还是新奇与神秘的。同为电力生产者，与常规电站工作人员相比，核电站的工作人员在面对电力生产过程中的各种常见工业安全风险以外，最特殊之处就是其在工作过程中可能要面对辐射照射的风险。因此辐射防护和辐射安全的重要性也就显得更为重要。即在利用电离辐射或辐射源的同时，提供并按照恰当的防护和安全标准，对人类可能受到的电离辐射和辐射源潜在的风险进行防护。目的均在于确保人员所受剂量低于确定性效应发生阈值，并在万一发生事故的情况下缓解事故辐射后果。根据我国现行国家标准GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》对辐射实践活动和辐射源的相关活动必须遵循相关原则1.辐射实践的正当性2.辐射防护的最优化3.个人剂量的限制4.干预的正当性5.干预的最优化6.纵深防御7.应通过采用良好的工程实践，质量保证，人员培训，安全评价，经验反馈以及健全的运行操作程序和管理规章制度等综合措施，来保障源的安全。8.灌输，培育和提高安全文化素养9.获准从事辐射实验或拥有辐射源的法人，应对其辐射防护和辐射安全负主要责任。而对于人体受照射的三种模式也有相应的防护措施：外照射（时间放护法，距离防护法，屏蔽防护法，源项防护法），内照射（表面污染和空气污染的防护），皮肤污染照射（同内照射）。若发生了污染现象，则应建立污染隔离区并采取一定的去污措施以及个人防护用品以控制污染的现状。除了在进入控制区工作人员应穿戴基本防护用品的要求之外，核电站也会对进行一定的污染检测，实际上是检测放射性污染物发出的α离子或β粒子（主要是β表面污染的检测）。表面检测的方法则有直接测量和间接测量两种。对于表面污染的控制标准则以GB18871-2002为准。除了对环境进行一定的检测之外，核电站对员工也应定期进行检测以保证员工的受照射量在额定的安全范围内。由于核电厂的反应堆是一个强大的辐射源，与其运行，维修等生产活动相关的设备，系统和厂房多少也会存在放射性。为了降低工作人员和公众受到辐射照射的风险，便于辐射防护管理和职业照射控制，将核电站划定为不同的区域，对存放放射性的地方或者具有潜在照射风险的区域严加管理也是一个重要方面。此外在核电站安全方面，尽管核电已经被公认为安全，清洁，经济的能源，同时随着核电的发展其安全性也在不断提高，但是还不能完全排除核电站发生严重事故的可能性。作为核电站业主，做好核应急的准备工作，保持应有的应急响应能力是电站责无旁贷的责任。核与辐射应急工作主要涉及三个阶段：编制应急计划，做好应急准备以及出现应急状态时的应急响应。应急响应的总体目标是要保护环境，保护公众，其实际目标则包括：重新控制状况，避免或减轻后果，防止工作人员和公众中出现确定性健康效应，尽实际可能地保护财产，环境和恢复正常的社会和经济活动。同时为在事故时能够及时有效地采取保护公众的防护行动，建立应急计划区是十分必要的。而且根据事故的严重程度及其后果或潜在后果的相对严重性对应急状态进行评价并划分等级，确定需采取的应急响应行动的范围和程度可以有效地实施应急响应。由于核事故应急工作是一项技术性强，涉及面广的社会系统工程，要使应急响应能做到“常备不懈”，需要国家，核电站所在的各方面人员的共同努力。在安全的设计理念，高标准的防辐射以及应急响应能力下国内核电站不仅满足国际现行的核安全和辐射安全标准要求，而且具有起点较高，技术先进的特点。

在确保了基本的核电安全以及防护辐射的基础上，核电站才可以正常的运行发电：原子核反应释放出能量分为核裂变能和核聚变能，其中，通过重原子核裂变释放出的能量是核裂变能；由两个轻原子核结合在一起生成一个较重原子核释放出的能量是核聚变能。物质所具有的核能比化学能大几百万倍以至一千万倍以上。当中子撞击铀原子核时，一个铀核吸收了一个中子而分裂成两个较轻的原子核。同时发生质量变能量的转换，释放出约200兆电子伏的巨大能量，并产生两个或三个中子。在一定的条件下铀原子核裂变新产生的中子会继续引起更多的 裂变，这样裂变不断地自行持续下去，像链条一样环环相扣即为链式裂变反应，可以释放巨大的核能。铀在反应堆中生成裂变，供应部分能量以供发电。而链式裂变反应则存在于核电站的反应堆中，反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了，冷却剂的这一循环通道称为一回路。一回路由燃料组件构成的反应堆堆芯放置在一个特制的圆柱体钢质压力容器(反应堆压力壳)内。一个900兆瓦的反应堆主冷却剂系统是由压力壳及三个相同的环路相连组成。每一环路设有一台主泵、一台蒸汽发生器，与及连接管道。其中一个环路装设一台稳压器。每一台主泵会带动约155巴(1巴=100千帕)的高压冷却水(普通水)在其环路内经过反应堆堆芯循环流动，这些冷却水不但是用作慢化剂，也将堆芯的热能传送到蒸汽发生器。反应堆出水的温度约为摄氏330度，而入水口的温度约摄氏290度。在这高温及高压状态下的冷却水会处于欠热状态(即冷却水的温度与其沸点有一段距离，因此不会沸腾)。蒸汽发生器是一个约高20米的热交换器，其内部装设了U形传热管，以管壁换热的方式将一回路水的热能传送到二回路，然后把二回路给水转化为蒸汽，以推动涡轮发电机。在常规岛内，蒸汽会经过多级涡轮机，然后进入冷凝器。冷凝器再将蒸汽冷却成水，即凝结水(冷凝器的冷却水由泵房以海水泵从海中抽取)。从冷凝器流出的凝结水(即给水)会泵回核岛内的蒸汽发生器，然后再次转化为蒸汽。在这过程中，蒸气会将涡轮发电机作高速转动，从而生成电力及完成整个能源转化过程。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核反应堆变成水蒸气，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。反应堆在首次启动时，会放入含有-252(Cf-252)的一次中子源棒，以提供足够数量的中子进行初次核裂变。此外，亦会同时放入含有锑-123(Sb-123)和铍-9(Be-9)的再生式二次中子源棒，为反应堆的再次起动提供中子，以启动核裂变。为确保核安全及控制反应堆的核裂变，部份燃料组件装配有控制棒，控制棒组件由星型架及多根含银(Ag)、铟(In)和镉(Cd)的中子吸收体棒所组成，在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作用。制作控制棒的材料其热中子吸收截面大，而散射截面小。好的控制棒材料（如铪、镝等）在吸收中子后产生的新同位素仍具有大的热中子吸收截面，因而使用寿命很长。核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。核电站通过专门驱动机构调节控制棒插入燃料组件的深度，以控制反应堆的起动、调节输出功率、特别是实现正常停堆与及快速停堆的功能。此外，压水式反应堆的核裂变也可透过调节一回路内冷却剂中的硼浓度来控制(硼亦是一种中子吸收体)。当反应堆启动及达到既定功率之后，会维持在临界状态，以确保其稳定的运作。在需要紧急停堆时，只须切断控制棒驱动机械的电源，控制棒便会因地心吸力而快速下坠至反应堆堆芯，立即停止核裂变。在裂变过程中，稳压器的主要作用是维持一回路冷却水的压力，防止超压。稳压器直径约2米，长约13米，并与一回路内其中一环路的热管段接驳。稳压器上半部为蒸气空间，下半部被水注满。稳压器内顶部设有喷淋嘴，底部装有电加热器。透过控制稳压器内加热器和喷淋水的运作，便可调节稳压器内的水位与及控制一回路的压力。稳压器内的水位由一套精密的系统所控制，以确保稳压器在反应堆功率变化或瞬态情况下，能够正常运作。当压力下降时，系统会自动启动电加热器，以增加蒸汽；在压力上升时，稳压器顶部会喷水，把蒸汽凝成水，以降低压力。此外，控制系统亦提供保护信号，在稳压器内的压力过高或过低的情况下，令反应堆自动停堆。而在反应堆运行时，其内的铀燃料会逐渐消耗。因此，在每个燃料周期完结时，有关核电机组会进行换料检修，换料检修通常每年或每18个月进行一次，视乎核燃料的铀-235浓度而定。在每次换料检修均会更换三分之一的燃料组件。

随着国民经济的高速发展，能源短缺日见突出。我国在国际发展清洁能源的大形势下也积极调整了核电发展战略，明确了“积极推进核电建设”的能源政策，2006年3月，国务院常务会议审议并原则通过《核电中长期发展规划》。准备到2020年，核电装机容量达4000万千瓦，即再投资4000亿人民币，再造31台百万千瓦级的核电机组，使我国核电比例达到4％。经过多年的发展看，我国的核电取得了显著成绩。核电设计、建设和运营水平明显提高，核电工业基础已初步形成。然而我国在大型先进反应堆技术方面还是比较落后，尚未掌握关键技术，核电国产化率仍然比较低，这依然是我国核电行业所要面对的巨大挑战。