核電站基本原理-共76頁(yè)P(yáng)PT課件

1、壓水堆核電站工作原理目 錄有關(guān)基本概念核電站工作原理反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備反應(yīng)堆運(yùn)行和控制核電站的安全設(shè)計(jì)世界核電新發(fā)展有關(guān)基本概念（1）裂變反應(yīng) 指可裂變重核在中子作用下分裂成兩個(gè)中等質(zhì)量核，并放出能量的反應(yīng)。 鈾233、鈾235和钚239是最重要的可裂變重核，在熱中子轟擊下引起原子核裂變。 U235自然界中存在的唯一可裂變核，在天然鈾中僅占0.7%，其余主要是U238。 Pu239、U233人工生產(chǎn)可裂變核，分別由自然界中的U238和Th232俘獲一個(gè)中子后產(chǎn)生的。有關(guān)基本概念 U235原子核在中子作用下，分裂成兩個(gè)質(zhì)量較小原子核，同時(shí)產(chǎn)生2-3個(gè)中子和、射線，并放出200Mev的

2、能量。其中80%是以裂變碎片的動(dòng)能的形式放出，在核燃料內(nèi)轉(zhuǎn)換成熱能。 1kg U235全部裂變釋放的熱量等于2500t標(biāo)準(zhǔn)煤燃燒釋放的熱量。有關(guān)基本概念 反應(yīng)堆仃堆后，裂變反應(yīng)終止，但仃堆前形成的裂變產(chǎn)物仍存在，其衰變放出、射線及其能量，會(huì)在仃堆后相當(dāng)一段時(shí)間內(nèi)釋放出來(lái)。因此，反應(yīng)堆仃堆后仍需要冷卻和屏蔽。 仃堆后從堆芯導(dǎo)出衰變熱，是保證反應(yīng)堆安全的重要問(wèn)題之一。 有關(guān)的基本概念 (2) 鏈?zhǔn)椒磻?yīng) 裂變中子在適當(dāng)條件下會(huì)引起其它核裂變，而放出更多的新裂變中子，如果此反應(yīng)繼續(xù)進(jìn)行下去，這個(gè)過(guò)程就稱為鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。 鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)釋放的核能叫做核裂變能。 目前核電站反應(yīng)堆多數(shù)屬熱中子堆,利用熱中子引

3、起U235裂變放出的能量。 有關(guān)的基本概念 裂變放出的中子是快中子（E1Mev)。 快中子必須經(jīng)過(guò)慢化，與周?chē)橘|(zhì)的原子核多次碰撞，使中子能量減小，才能成為熱中子 （E=0.625ev)。 普通水、重水和石墨均可作為熱中子反應(yīng)堆中的慢化劑。 有關(guān)基本概念(3) 反應(yīng)堆臨界 如果反應(yīng)堆內(nèi)，單位時(shí)間裂變產(chǎn)生的中 子數(shù)等于因吸收和泄漏損失的中子數(shù)，則反 應(yīng)堆內(nèi)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)能持續(xù)進(jìn)行下去，處于這種 工作狀態(tài)反應(yīng)堆稱為反應(yīng)堆臨界。 反應(yīng)堆臨界條件可用增殖系數(shù)表示。 。 有關(guān)基本概念 核反應(yīng)堆是可控的自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)裝置，原子彈是瞬時(shí)爆炸不可控的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)裝置。 兩者最根本區(qū)別是原子彈的裝料是高濃鈾或钚，而核反應(yīng)堆

4、采用低濃鈾。 有關(guān)的基本概念(4) 有效增殖系數(shù) 指在有限大反應(yīng)堆系統(tǒng)內(nèi)，新一代的中子與產(chǎn)生它的直屬上一代中子數(shù)之比，或中子的產(chǎn)生率與中子消失率之比。 通常用Keff表示： Keff 1 反應(yīng)堆臨界； Keff 1 反應(yīng)堆次臨界； Keff 1 反應(yīng)堆超臨界。核電站工作原理核電站是利用核裂變反應(yīng)放出的核能來(lái)發(fā)電的裝置。即實(shí)現(xiàn)了核能熱能電能的轉(zhuǎn)換。由一回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)兩大部分組成。核電站的核心是反應(yīng)堆。一、二回路是完全隔離的密閉循環(huán)系統(tǒng)。一回路系統(tǒng)（核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)）主要由反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器和冷卻劑管道組成，也稱為核島。核電站工作原理二回路系統(tǒng)（汽輪發(fā)電機(jī)系統(tǒng)）主要由汽輪發(fā)電機(jī)組

5、、冷凝水系統(tǒng)和給水系統(tǒng)等組成，也稱為常規(guī)島。反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)放出的核能，主要以熱能的形式，由一回路系統(tǒng)的冷卻劑帶出，用以產(chǎn)生蒸汽，由蒸汽驅(qū)動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電。反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)反應(yīng)堆 反應(yīng)堆是維持和控制核燃料鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)，并能將核裂變產(chǎn)生的熱量有效導(dǎo)出的裝置。 壓水堆采用低濃度UO2核燃料，高溫高壓含硼水做冷卻劑和慢化劑。 壓水反應(yīng)堆由壓力容器、堆內(nèi)構(gòu)件、堆芯組件、控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)和反應(yīng)堆附屬設(shè)備等組成。反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)堆芯組件堆芯組件由燃料組件（121個(gè)）、控制棒組件（37個(gè)）和相關(guān)組件組成。相關(guān)組件包括： 初級(jí)中子源組件（2個(gè)） 次級(jí)中子源組件（2個(gè)） 可燃毒物組件 （50個(gè)） 阻力塞組件 （30個(gè)） 控制棒

6、組件和相關(guān)組件均 插入燃料組件的導(dǎo)向管中。反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)1）燃料組件燃料組件是反應(yīng)堆中將核能轉(zhuǎn)化為熱能的核心部件，采用束棒無(wú)盒方形結(jié)構(gòu)。首爐堆芯裝入三種不同鈾-235濃度燃料組件。 燃料組件由燃料棒和骨架組成。上、下管座、控制棒導(dǎo)向管、中子通量測(cè)量管、定位格架構(gòu)成組件骨架。燃料棒由UO2芯塊、Al2O3隔熱片、壓縮彈簧、上、下端塞、Zr-4包殼管組成。棒內(nèi)充氦氣。反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)2）控制棒組件 操縱反應(yīng)堆，保證其安全的重要部件。用于停堆和補(bǔ)償快反應(yīng)性變化。 控制棒用強(qiáng)烈吸收中子的材料制成，主要材料有鎘和硼。 秦山核電站控制棒吸收體選用銀-銦-鎘合金。包殼管采用不銹鋼管，棒內(nèi)充氦氣。 控制棒用連接柄連成束

7、棒結(jié)構(gòu)。連接柄與驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)的驅(qū)動(dòng)軸相嚙合。反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)3）可燃毒物組件首次裝料時(shí)，堆芯使用新燃料，初始總反應(yīng)性較大。為補(bǔ)償部分過(guò)剩反應(yīng)性，堆芯設(shè)置了可燃毒物組件。第一次換料時(shí)全部卸出，換成阻力塞組件。采用硼硅玻璃管作可燃毒物，包殼材料為不銹鋼。反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)4）初級(jí)中子源組件為堆芯裝料后，反應(yīng)堆首次啟動(dòng)提供所需中子源。初級(jí)中子源采用210Po-Be（或252Cf）源。2個(gè)初級(jí)中子源組件只在反應(yīng)堆首次啟動(dòng)時(shí)使用。第一次換料時(shí)取走，改換阻力塞組件。 注： 核反應(yīng) Be9（ ， n)C12反應(yīng)堆結(jié)構(gòu) (5) 次級(jí)中子源組件 利用非放射性Sb-Be中子源在堆內(nèi)活化， 產(chǎn)生中子。 在首次裝料時(shí)裝入2個(gè)次級(jí)中子源

8、組件。 換料后繼續(xù)使用，提供反應(yīng)堆啟動(dòng)所需中子源。反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)6）阻力塞組件 阻力塞組件是由不銹鋼制成的短棒，共20根。 不裝控制棒、可燃毒物或中子源組件的燃料組件導(dǎo)向管中都插入阻力塞棒，增加水流阻力，減少冷卻劑流經(jīng)導(dǎo)向管中的漏流。反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)堆內(nèi)構(gòu)件 堆內(nèi)構(gòu)件是指壓力容器內(nèi)，除堆芯組件及驅(qū)動(dòng)軸以外的所有構(gòu)件。 由四大部分組成： 吊籃部件； 壓緊部件； 輻照監(jiān)督管； 堆內(nèi)構(gòu)件附件（堆內(nèi)溫測(cè)裝置）。 主體材料為奧氏體不銹鋼。吊籃部件壓緊部件反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)堆內(nèi)構(gòu)件主要功能： 安放和定位堆芯組件； 為冷卻劑流經(jīng)堆芯導(dǎo)流； 為控制棒束運(yùn)動(dòng)導(dǎo)向； 減弱中子和射線對(duì)壓力容器輻照損傷； 為堆內(nèi)溫度和中子通量測(cè)量提供

9、支承和引導(dǎo)。 反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)反應(yīng)堆壓力容器反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界重要設(shè)備。在核電站壽期內(nèi)保持結(jié)構(gòu)完整性。分頂蓋和筒體兩大部分，用螺栓連接，靠?jī)傻厘冦yO形環(huán)密封。頂蓋上裝有CRDM管座、堆內(nèi)溫測(cè)管座和放氣管。下封頭裝有中子通量測(cè)量管座。材料采用美國(guó)ASME SA 508-3低合金鋼。與冷卻劑接觸的容器內(nèi)表面堆焊不銹鋼。反應(yīng)堆壓力容器反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu) 操縱控制棒升降的機(jī)構(gòu)。安裝在壓力容器頂蓋的CRDM管座上。 由五大部件組成： 耐壓殼部件、驅(qū)動(dòng)軸部件、銷(xiāo)爪部件、磁軛部件和棒位指示器部件。 每個(gè)部件可分別安裝和拆卸。 反應(yīng)堆結(jié)構(gòu) 控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)工作原理： 采用磁力提升式。 耐壓殼外面的三個(gè)電磁線圈

10、按一定的順序通電，使驅(qū)動(dòng)軸和控制棒組件垂直步躍式移動(dòng)。 事故情況下，磁軛線圈斷電，控制棒靠重力快速插入堆芯。 秦山核電廠控制棒行程為2.8m，步距為10 mm，落棒時(shí)間2s。 控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)反應(yīng)堆附屬設(shè)備主要包括： 反應(yīng)堆壓力容器支座 壓力容器金屬保溫層 壓力容器放氣管系 頂蓋吊具 換料水池底部密封結(jié)構(gòu) 驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)拉緊裝置 驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)冷卻風(fēng)罩 堆芯中子通量測(cè)量管系一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備壓水堆核電站的一回路系統(tǒng)（核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)）由反應(yīng)堆及圍繞它的若干個(gè)環(huán)路組成。每個(gè)環(huán)路有一臺(tái)蒸汽發(fā)生器、一臺(tái)主泵，幾個(gè)環(huán)路共用一臺(tái)穩(wěn)壓器，均安裝在安全殼內(nèi)。一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生器是一種熱交換器

11、，將反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量由一次側(cè)傳給二次側(cè)。使二次側(cè)的水變成蒸汽，蒸汽經(jīng)汽水分離和干燥后驅(qū)動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)發(fā)電。秦山核電廠采用國(guó)際通用的立式U型管自然循環(huán)式蒸汽發(fā)生器。一回路冷卻劑在U型傳熱管內(nèi)流動(dòng)。二回路給水在傳熱管外被加熱和蒸發(fā)。一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備蒸汽發(fā)生器上部設(shè)有三級(jí)汽水分離器，使出口處飽和蒸汽的濕度不超過(guò)0.25%。蒸汽發(fā)生器主要由管板、U型管束、汽水分離裝置及筒體組件組成。蒸汽發(fā)生器傳熱管易受機(jī)械損傷和腐蝕，其破裂事故是核電廠發(fā)生頻率較高事故之一。蒸汽發(fā)生器一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備主泵功能是強(qiáng)迫冷卻劑循環(huán)，把反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱能傳送止蒸汽發(fā)生器，以產(chǎn)生蒸汽，驅(qū)動(dòng)汽輪機(jī)作功。秦山核電站采用立式、單級(jí)

12、離心泵。主泵機(jī)組由泵、電機(jī)及推力軸承三大部件組成。三級(jí)串聯(lián)的軸密封控制泵軸的泄漏。主泵電機(jī)軸的頂端安裝大飛輪，保證電機(jī)斷電后，有足夠的惰轉(zhuǎn)時(shí)間，以提供必要的慣性流量，冷卻堆芯。主泵一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備穩(wěn)壓器 穩(wěn)壓器是立式圓筒形容器，滿功率運(yùn)行 時(shí)，蒸汽和水的容積各占一半。 功能是調(diào)節(jié)系統(tǒng)壓力，并提供超壓保護(hù)。 下封頭設(shè)置電加熱器，可將水加熱汽化，制止壓力降低。 頂部裝有噴霧器。與系統(tǒng)的冷段連接，使欠熱水噴入容器，抑制壓力升高。一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備穩(wěn)壓器頂部設(shè)有卸壓閥和安全閥，用作超壓保護(hù)。穩(wěn)壓器底部波動(dòng)管與一回路系統(tǒng)的熱段相連，當(dāng)冷卻劑容積發(fā)生變化時(shí)，通過(guò)波動(dòng)管流入或流出穩(wěn)壓器。穩(wěn)壓器一回路系

13、統(tǒng)及主要設(shè)備主管道 主管道由直管、彎頭、三通及其附件組成。 全部采用奧氏體不銹鋼鑄造成形。 每個(gè)環(huán)路由三段管道組成： 熱管段 (壓力容器和蒸汽發(fā)生器之間)； U型過(guò)渡段 (蒸汽發(fā)生器和主泵之間)； 冷管段 (主泵和壓力容器之間)。一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備主系統(tǒng)（SRC）秦山核電站主系統(tǒng)由二個(gè)環(huán)路組成。堆進(jìn)、出口平均溫度為302oC，系統(tǒng)壓力為15.2Mpa，流量為24000t/h。每條環(huán)路有一臺(tái)蒸汽發(fā)生器、一臺(tái)主泵以及相應(yīng)的管道，構(gòu)成一封閉回路。兩個(gè)環(huán)路共用一臺(tái)穩(wěn)壓器。主系統(tǒng)壓力靠穩(wěn)壓器調(diào)節(jié)，系統(tǒng)的容積控制由穩(wěn)壓器和化容系統(tǒng)共同完成。一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備一回路輔助系統(tǒng) 一回路除主系統(tǒng)外，還有19個(gè)

14、輔助系統(tǒng)。 按功能分為三類(lèi)：（1）保證反應(yīng)堆和主系統(tǒng)正常運(yùn)行、啟動(dòng)和仃堆的系統(tǒng)，包括：化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（SCV）；硼回收系統(tǒng)（SBR）設(shè)備冷卻水系統(tǒng)（SCW）停堆冷卻系統(tǒng)（SRH）一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備 主泵軸封水系統(tǒng)（SPS） 取樣系統(tǒng)（SAM） 乏燃料池冷卻和凈化系統(tǒng)（SFP） 安全殼疏排水系統(tǒng)（SRD） 水質(zhì)化學(xué)分析室（SLD） 蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)（SAF） 輔助給水系統(tǒng)（SAF）一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備 （2）失水事故時(shí)保護(hù)反應(yīng)堆和一回路、阻止事故擴(kuò)大，并防止放射性向環(huán)境擴(kuò)散的系統(tǒng)， 包括：安全注射系統(tǒng)（SIS）安全殼噴淋系統(tǒng)（SCS） 安全殼消氫系統(tǒng)（SHR） 安全殼貫穿管道隔離系統(tǒng)（S

15、CI）一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備 （3）處理放射性物質(zhì)以保護(hù)環(huán)境的系統(tǒng)， 包括 廢氣處理系統(tǒng)（SGW） 廢液處理系統(tǒng)（SLW） 放射性廢樹(shù)脂收集系統(tǒng)（SWS） 放射性部件去污系統(tǒng)（SDC）反應(yīng)堆運(yùn)行和控制 反應(yīng)性控制 其任務(wù)是采取有效的控制方式確保反應(yīng)堆的安全運(yùn)行，在事故時(shí)能緊急停閉反應(yīng)堆。 秦山核電廠與國(guó)際上壓水堆一樣，反應(yīng)性控制采用化學(xué)毒物（溶硼）、控制棒束和固體可燃毒物相結(jié)合的方式。反應(yīng)堆運(yùn)行和控制（1）化學(xué)毒物 改變?nèi)芙庠诶鋮s劑中硼酸濃度，補(bǔ)償慢變化的反應(yīng)性。如燃料燃耗、裂變產(chǎn)物積累和仃堆余量等。注：1. 天然硼含80.2%B11和19.8%B10 2. 核反應(yīng) B10（n，)Li7反應(yīng)堆運(yùn)

16、行和控制 (2)控制棒 主要用于啟動(dòng)、停堆等快變化反應(yīng)性控制。 (3)固體可燃毒物 反應(yīng)堆首次裝料都是新燃料，不含裂變產(chǎn)物，后備反應(yīng)性最大。有效增殖系數(shù)Keff可達(dá)1.25-1.30。為此，在堆芯首次裝料時(shí)設(shè)置固體可燃毒物，用以抵消部分后備反應(yīng)性。反應(yīng)堆運(yùn)行和控制 一個(gè)典型壓水堆，第一循環(huán)有效增殖系數(shù) Keff=1.26， 即剩余增殖系數(shù) Kex0.26，或26%k。 三種控制方式的反應(yīng)性分配： 控制棒 8%k； 固體可燃毒物 8%k； 化學(xué)毒物 20%k。 （換料停堆深度， Keff 0.90）反應(yīng)堆運(yùn)行和控制反應(yīng)堆啟動(dòng)啟動(dòng)指反應(yīng)堆從熱停堆狀態(tài)（冷卻劑平均溫度280290，壓力15.2Mpa

17、）到達(dá)臨界 。 堆啟動(dòng)時(shí)，首先稀釋硼到臨界硼濃度， 然后依次提棒，并嚴(yán)密監(jiān)視源量程計(jì)數(shù)。接近臨界時(shí)，應(yīng)放慢提棒速度。反應(yīng)堆臨界后，控制棒不應(yīng)低于規(guī)定的插入極限，以保證緊急停堆時(shí)，有足夠停堆深度。反應(yīng)堆運(yùn)行和控制啟動(dòng)安全要點(diǎn)：絕不允許提棒與稀釋硼兩種方式同時(shí)向堆內(nèi)添加正反應(yīng)性。相反，向堆內(nèi)引入負(fù)反應(yīng)性時(shí)，允許插棒與硼化同時(shí)進(jìn)行。堆啟動(dòng)時(shí)，首先稀釋硼到預(yù)定值， 然后依次提棒到達(dá)臨界。接著再繼續(xù)提升反應(yīng)堆功率。反應(yīng)堆運(yùn)行和控制反應(yīng)堆功率運(yùn)行 反應(yīng)堆功率升到2%5%后，汽輪機(jī)沖轉(zhuǎn)，加速到額定轉(zhuǎn)速，發(fā)電機(jī)與電網(wǎng)并網(wǎng)。反應(yīng)堆功率升到15%后，控制棒和蒸汽發(fā)生器水位由手動(dòng)控制轉(zhuǎn)為自動(dòng)控制。 隨著發(fā)電機(jī)出力增

18、加，控制棒自動(dòng)上提，直至規(guī)定的上限。然后調(diào)整硼濃度，使控制棒回到規(guī)定的范圍。反應(yīng)堆運(yùn)行和控制反應(yīng)堆停堆 停堆是指從正常運(yùn)行工況到達(dá)熱停堆工況。 停堆按啟動(dòng)相反的步驟進(jìn)行。 先降低汽輪機(jī)負(fù)荷，反應(yīng)堆自動(dòng)跟蹤汽輪機(jī)功率，調(diào)節(jié)棒自動(dòng)下降，通過(guò)調(diào)整硼濃度，使棒位在規(guī)定范圍內(nèi)。當(dāng)汽輪機(jī)停止后，插入控制棒停閉反應(yīng)堆。 反應(yīng)堆運(yùn)行和控制熱停堆至冷停堆 正常冷停堆分兩個(gè)階段。第一階段通過(guò)蒸汽發(fā)生器傳熱給二回路來(lái)冷卻。約4h后，一回路冷卻劑溫度和壓力分別降低至180oC和2.94Mpa。第二階段約12h ，停冷系統(tǒng)投入運(yùn)行，冷卻劑溫度由180oC降低至93 oC的換料溫度。 當(dāng)冷卻劑溫度降低至60oC時(shí)，停冷系

19、統(tǒng)轉(zhuǎn)入間斷運(yùn)行來(lái)控制溫度。核電站的安全設(shè)計(jì)設(shè)計(jì)原則：(1) 貫徹安全第一的方針；(2) 設(shè)計(jì)留有足夠的安全余量；(3) 考慮多種安全措施。 如設(shè)置專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)、安全保護(hù)系統(tǒng)和各種抗自然災(zāi)害（如地震、洪水和臺(tái)風(fēng)等）的設(shè)施，進(jìn)行事故分析和環(huán)境影響評(píng)價(jià)等。核電站的安全設(shè)計(jì)主要安全措施 (1) 防止放射性物質(zhì)釋放的三大屏障： a. 燃料包殼 密封核燃料和裂變產(chǎn)物； b. 壓力容器及一回路系統(tǒng) 即使燃料包殼出現(xiàn)破損，放射性裂變產(chǎn)物泄漏到水中，也能被密閉的一回路系統(tǒng)包容住； 核電站的安全設(shè)計(jì) c. 安全殼 安全殼是一個(gè) 頂部為球形的立式圓柱形預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)，內(nèi)襯6mm厚鋼板。 秦山核電廠安全殼內(nèi)徑為36

20、m，筒體高為55.1m。 安全殼有良好的密封性，能抵御外部的破壞（龍卷風(fēng)、地震和飛機(jī)撞擊等），并能承受最嚴(yán)重事故下內(nèi)部的高溫和高壓，有效地密閉帶放射性的一回路系統(tǒng)，防止放射性物質(zhì)外逸。核電站的安全設(shè)計(jì) (2)核電站的縱深防御措施 建立質(zhì)量保證體系，提高設(shè)計(jì)、制造和 安裝質(zhì)量，以確保運(yùn)行安全； 有一套完整的保護(hù)系統(tǒng)，若運(yùn)行參數(shù)超過(guò)限值，控制棒自動(dòng)下插仃堆，同時(shí)仃汽輪機(jī)，從而保持各屏障的完整性； 設(shè)置專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施，防止一回路失水事故或主蒸汽管破裂事故時(shí)，堆芯熔化和放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放。 核電站的安全設(shè)計(jì)專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施包括：(1) 安全注射系統(tǒng) 設(shè)置高壓安注泵、低壓安注泵和安注箱。在事故時(shí)，根據(jù)一回路

21、系統(tǒng)壓力變化，向反應(yīng)堆注入含硼水，提供堆芯應(yīng)急冷卻。(2) 安全殼噴淋系統(tǒng) 安全殼壓力上升到達(dá)一定值時(shí)，向安全殼噴淋含硼水，使蒸汽冷凝，壓力下降，放射性物質(zhì)（碘-131）被水吸收。核電站的安全設(shè)計(jì)(3) 安全殼隔離系統(tǒng) 當(dāng)一回路失水事故或主蒸汽管破裂事故時(shí)，發(fā)出安全殼隔離信號(hào)，使除蒸汽管、給水管和通風(fēng)管外的所有管道隔離。(4) 安全殼消氫系統(tǒng) 用來(lái)消除安全殼內(nèi)積聚的氫氣，使氫濃度控制在限值4%以下。 核電站的安全設(shè)計(jì)(5) 安全殼空氣凈化和冷卻系統(tǒng) 電站正常運(yùn)行期間，使安全殼內(nèi)空氣每4小時(shí)循環(huán)過(guò)濾一次，以降低空氣放射性水平。 在仃堆以后，當(dāng)人員進(jìn)入以前，其換氣能力為每小時(shí)1.5次，以確保人員的

22、安全工作條件，污濁空氣經(jīng)高效過(guò)濾器凈化到許可值后排放。世界核電新發(fā)展反應(yīng)堆類(lèi)型 根據(jù)不同的標(biāo)準(zhǔn)，有多種分類(lèi)方法。(1)快堆和熱堆 世界上絕大多數(shù)反應(yīng)堆為熱中子反應(yīng)堆。 快堆與熱堆的根本區(qū)別在于，引起核裂變 是高能快中子還是熱中子。 世界核電新發(fā)展(2)輕水堆和重水堆 輕水堆與重水堆的根本區(qū)別在于，反應(yīng)堆 冷卻劑、慢化劑是輕水還是重水。 秦山三期核電工程（270萬(wàn)千瓦）采用加 拿大重水堆（CANDU 6），用天然鈾作核燃料。世界核電新發(fā)展(3)壓水堆和沸水堆 壓水堆和沸水堆都屬輕水堆，以水作冷卻劑和慢化劑。 壓水堆內(nèi)的水處于高溫高壓狀態(tài)。 沸水堆內(nèi)的水則處于氣、液兩相狀態(tài)。 世界核電新發(fā)展我國(guó)已經(jīng)建成的 秦山核電站（一期）（30萬(wàn)千瓦） 大亞灣核電站（290萬(wàn)千瓦） 秦山核電站二期（260萬(wàn)千瓦） 嶺澳核電站（2100萬(wàn)千瓦）正在建造的 田灣核電站（2100萬(wàn)千瓦）均采用壓水堆。世界核電新發(fā)展 核電現(xiàn)狀 據(jù)2019年統(tǒng)計(jì)，運(yùn)行核電機(jī)組數(shù)為438臺(tái)，總裝機(jī)容量353,000兆瓦，占世界總發(fā)電能力16%。在建核電機(jī)組32臺(tái)，裝機(jī)容量30,000兆瓦。 法國(guó)是核電占發(fā)電份額最大的國(guó)家達(dá)75%。 美國(guó)是核電凈裝機(jī)容量最多的國(guó)家，有1