[核电站概括]
核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。
核电站一般分为两部分：
利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和
利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。
核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。
现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。
中国现有的核电站包括：
秦山核电站（运营中）
大亚湾核电站（运营中）
岭澳核电站（运营中）
田湾核电站（建设中）
三门核电站（建设中）
[核能及其机理]
1. 原子的组成
原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。50万个原子排列起来相当一根头发的直径。如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。
2. 原子核的结构
原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。
3. 同位素
质子数Ｐ相同而中子数Ｎ不同的一些原子，或者说原子序数Ｚ相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如
氢的同位素有氘、氚）。
4. 核能
在50多年前，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2―3个中子和大量的能量，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多，这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。
原子弹就是利用原子核裂变放出的能量起杀伤破坏作用，而核电反应堆也是利用这一原理获取能量，所不同的是，它是可以控制的。
5. 轻核聚变
两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，这种反应叫轻核聚变反应。它是取得核能的重要途径之一。在太阳等恒星内部，因压力、温度极高，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的聚变。自持的核聚变反应必须在极高的压力和温度下进行，故称为“热核聚变反应”。
氢弹是利用氘氚原子核的聚变反应瞬间释放巨大能量起杀伤破坏作用，正在研究受控热核聚变反应装置也是应用这一基本原理，它与氢弹的最大不同是，其释放能量是可以被控制的。
6．铀的特性及其能量的释放
铀是自然界中原子序数最大的元素，天然铀由几种同位素构成:除了0.７1％的铀-235（235是质量数）、微量铀-234外，其余是铀-238，铀-235原子核完全裂变放出的能量是同量煤完全燃烧放出能量的2700000倍。也就是说1克Ｕ-235完全裂变释放的能量相当于2吨半优质煤完全燃烧时所释放的能量。
7. 核能如何释放
核能的获得主要有两种途径，即重核裂变与轻核聚变。Ｕ-235，有一个特性，即当一个中子轰击它的原子核时，它能分裂成两个质量较小的原子核，同时产生2―3个中子和
[核反应堆]
1. 核反应堆及其组成
核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能―热能转换的装置。核反应堆是核电厂的心脏，核裂变链式反应在其中进行。
1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。
反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。
堆芯中的燃料：反应堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂变材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有Ｕ-235，它在天然铀中的含量仅有0.711％，另外两种同位素Ｕ-238和Ｕ-234各占99.238％和0.0058％，后两种均不易裂变。
另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料Ｕ-233和Pu-239。
用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。
燃料包壳：为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。
控制与保护系统中的控制棒和安全棒：为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。冷却系统中的冷却剂：为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。
慢化系统中的慢化剂：由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。
反射层：反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。
屏蔽系统：反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及
[核电站]
1. 什么是核电站
核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。
2. 核电站工作原理
核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。
3. 压水堆核电站
以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。
4. 沸水堆核电站
以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。
沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。
5. 重水堆核电站
以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。
重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
6. 快堆核电站
由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。
目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％―2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％―70％。
7. 世界上目前建造核电站情况
核电自50年代中期问世以来，目前已取得长足的发展。到1999年中期，世界上共有436座发电用核反应堆在运行，总装机容量为350676兆瓦。正在建造的发电反应堆有30座，总装机容量为21642兆瓦。
目前世界上有33个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17％，其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70％。据资料估计，到2005年核电厂装机容量将达到388567兆瓦。
8. 核电站在设计上所采取的安全措施
为了确保压水反应堆核电厂的安全，从设计上采取了所能想到的最严密的纵深防御措施。
四重屏障：
为防止放射性物质外逸设置了四道屏障：
1.裂变产生的放射性物质90％滞留于燃料芯块中；
2.密封的燃料包壳；
3.坚固的压力容器和密闭的回路系统；
4.能承受内压的安全壳。
多重保护：
在出现可能危及设备和人身的情况时，
1.进行正常停堆；
2.因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆；
3.如任何原因控制棒未能插入，高浓度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。
9. 核电厂在管理方面采取的安全措施
核电厂有着严密的质量保证体系，对选址、设计、建造、调试和运行等各个阶段的每一项具体活动都有单项的质量保证大纲。
另外，还实行内部和外部监查制度，监督检查质量保证大纲的实施情况和是否起到应有的作用。另外对参加核电厂工作的人员的选择、培训、考核和任命有着严格的规定。领取操纵员执照，然后才能上岗，还要进行定期考核，不合格者将被取消上岗资格。
10. 核电厂发生自然灾害时，它能安全停闭
在核电厂设计中，始终把安全放在第一位，在设计上考虑了当地可能出现的最严重的地震、海啸、热带风暴、洪水等自然灾害,即使发生了最严重的自然灾害,反应堆也能安全停闭，不会对当地居民和自然环境造成危害。
在核电厂设计中甚至还考虑了厂区附近的堤坝坍塌、飞机附毁、交通事故和化工厂事故之类的事件，例如一架喷气式飞机在厂区上空坠毁，而且碰巧落到反应堆建筑物上，设计要求这时反应堆还是安全的。
11. 核电站的纵深防御措施
核电站的设计、建造和运行，采用了纵深防御的原则，从设备上和措施上提供多层次的重叠保护，确保放射性物质能有效地包容起来不发生泄漏。纵深防御包括以下五道防线：
第一道防线：精心设计，精心施工，确保核电站的设备精良。有严格的质量保证系统，建立周密的程序，严格的制度和必要的监督，加强对核电站工作人员的教育和培训，使人人关心安全，人人注意安全，防止发生故障。
第二道防线：加强运行管理和监督，及时正确处理不正常情况，排除故障。
第三道防线：设计提供的多层次的安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故。
第四道防线：启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大。
第五道防线：厂内外应急响应计划，努力减轻事故对居民的影响。有了以上互相依赖相互支持的各道防线，核电站是非常安全的。
12．核电站废物严格遵照国家标准，对人民生活不会产生有害影响
核电厂的三废治理设施与主体工程同时设计，同时施工，同时投产，其原则是尽量回收，把排放量减至最小，核电厂的固体废物完全不向环境排放，放射性液体废物转化为固体也不排放；像工作人员淋浴水、洗涤水之类的低放射性废水经过处理、检测合格后排放；气体废物经过滞留衰变和吸附，过滤后向高空排放。
核电厂废物排放严格遵照国家标准，而实际排放的放射性物质的量远低于标准规定的允许值。所以，核电厂不会对给人生活和工农业生产带来有害的影响。
[核燃料循环]
1．核工业体系的组成及其流程
核工业是一个十分广大的系统工程，其组成体系包括：铀矿勘探、铀矿开采与铀的提取、燃料元件制造、铀同位素分离、反应堆发电、乏燃料后处理、同位素应用以及与核工业相关的建筑安装、仪器仪表、设备制造与加工、安全防护及环境保护。
2．核燃料循环及其组成
核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分。所谓核燃料循环是指核燃料的获
得、使用、处理、回收利用的全过程。
燃料循环通常分成两大部分，即前端和后端，它包括铀矿开采、矿石加工（选矿、浸出、沉淀等多种工序）、铀的提取、精制、转换、浓缩、元件制造等；后端包括对反应堆辐照以后的乏燃料元件进行铀钚分离的后处理以及对放射性废物处理、贮存和处置。
3．铀矿地质勘探
铀是核工业最基本的原料。铀矿地质勘探的任务，是查明和研究铀矿床形成的地质条件，阐明铀矿床在时间上和空间上分布的规律，运用铀矿床形成和分布的规律指导普查勘探，探明地下的铀矿资源。
地壳中的铀，以铀矿物、类质图象（形成含铀矿物）和吸附状态的形式存在。由于铀的化学性质活泼，所以不存在天然的纯元素。铀矿物主要是形成化合物。目前已发现的铀矿物和含铀矿物有170种以上，其中只有25-30种铀矿物具有实际的开采价值。
铀矿床是铀矿物的堆积体。铀矿床是分散在地壳中的铀元素在各种地质作用下不断集中而成的，也是地壳不断演变的结果。查明铀矿床的形成过程，对有效地指导普查勘探具有十分重要的意义。
并不是所有的铀矿床都有开采、进行工业利用的价值。影响铀矿床工业评价的因素很多，有矿石品位、矿床储量、矿石技术加工性能、矿床开采条件，有用元素综合利用的可能性和交通运输条件等。其中矿石品位和矿床储量是评价铀矿床的两个主要指标。
铀矿普查勘探工作的程序，包括区域地质调查、普查和详查、揭露评价、勘探等相互衔接的阶段。同时还伴随-系列的基础地质工作，如地形测量、地质填图、原始资料编录、岩石矿物鉴定、样品的化学和物理分析、矿石工艺试验等。
4．铀矿开采
铀矿开采是生产铀的第一步。它的任务是把工业品位的铀矿厂从地下矿床中开采出来，或将铀经化学溶浸，生产出液体铀化合物。铀矿的开采与其它金属矿的开采基本相同，但是由于铀矿有放射性，能放出放射性气体（氡气），品位较低，矿体分散（单个矿体的体积小）和形态复杂，所以铀矿开采又有一些特殊的地方。
铀矿开采方法主要有露天开采、地下开采和原地浸出采铀三种方法。露天开采是按一定程序先剥离表土和覆盖岩石，使矿石出露，然后进行采矿，这种方法一般用于埋藏较浅的矿体。
地下开采是通过掘进联系地表与矿体的一系列井巷，从矿体中采出矿石，地下开采的工艺过程比较复杂。一般在矿床离地表较深的条件下采用这种方法。
原地浸出采铀是通过地表钻孔将化学反应剂注入矿带，通过化学反应选择性地溶解矿石中的有用成分--铀，并将浸出液提取出地表，而不使矿石绕围岩产生位移。这种采铀方法与常规采矿相比，生产成本低，劳动强度小，但其应用有一定的局限性，只适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床
5．铀提取工艺
铀提取工艺的基本任务是将开采出来的矿厂加工富集成含铀是较高的中间产品，通常称为铀化学浓缩物，经过进一步强化，加工成铀氧化物作为下一步工序的原料。
常规的铀提取工艺一段包括，矿石品位、磨矿、矿石浸出，母液分离、溶液纯化、沉淀等工序。
矿厂开采出来后，经过破碎磨细，使铀矿物充分暴露，以便于浸出，然后在一定的工艺条件下，借助一些化学试剂（即浸出剂）与其它手段将矿厂中有价值的组分选择性地溶解出来。有两种浸出方法，即酸法和碱法。
浸出液中，不仅铀含量低，而且杂质种类多，含量高，必须将这些杂质去除才能达到核电要求。这一步溶液纯化过程，有两种方法可供选择，离子交换法（又称吸附法）和溶剂萃取法。沉淀出铀化学浓缩物的工艺过程是水冶生产的最后一道工序。沉淀物经洗涤、压滤、干燥后即得到水冶产品铀化学浓缩物，又称黄饼。
6．浓缩铀生产技术
以同位素分离为目的，提高铀-235浓度的处理即为浓缩。通过浓缩获得满足某些反应堆所要求的铀-235丰度的铀燃料。现代工业上采用的浓缩方法是气体扩散法和离心分离法。浓缩处理是以六氟化铀形式进行的。此外，还有激光法、喷嘴法、电磁分离法、化学分离法等。对铀同位素进行分离，使铀-235富集。分离后余下的尾料，即含铀-235约0.3％的贫化铀可作为贫铀弹的材料等
7. 反应堆用的燃料元件
经过提纯或同位素分离后的铀，还不能直接用作核燃料，还要经过化学，物理、机械加工等复杂而又严格的过程，制成形状和品质各异的元件，才能供各种反应堆作为燃料来使用。这是保证反应堆安全运行的一个关键环节。按组分特征，可分为金属型、陶瓷型和弥散型三种；按几何形状分，有柱状、棒状、环状、板状、条状、球状、棱柱状元件；按反应堆分，有试验堆元件，生产堆元件，动力堆元件（包括
核电站用的核燃料组件）。
核燃料元件种类繁多，一般都由芯体和包壳组成。
核燃料元件在核反应堆中的工作状况十分恶劣，长期处于强辐射、高温、高流速甚至高压的环境中，因此，芯体要有优良的综合性能。对包壳材料还要求有较小的热中子吸收截面（快堆除外），在使用寿期内，不能破损。因此，核燃料元件制造是一种高科技含量的技术。
8．乏燃料的后处理
辐照过的燃料元件从堆内卸出时，无论是否达到设计的燃耗深度，总是含有一定量裂变燃料（包括未分裂和新生的）。回收这些宝贵的裂变燃料（铀-235，铀-233和钚）以便再制造成新的燃料元件或用做核武器装料，是后处理的主要目的。此外，所产生的超铀元素以及可用作射线源的某些放射性裂变产物（如铯-137，锶-90等）的提取，也有很大的科学和经济价值。
乏燃料后处理具有放射性强，毒性大，有发生临界事故的危险等特点，因而必须采取严格的安全防护措施。
后处理工艺可分下列几个步骤：
（1）冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元件包壳，溶解燃料芯块等。
（2）化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从Ｕ-Pu中清除出去,然后用溶剂淬取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来。
（3）通过化学转化还原出铀和钚。
（4）通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚（或二氧化钚)。
9. 放射性废物处理与处置
在核工业生产和核科学研究过程中，会产生一些具有不同程度放射性的固态、液态和气态的废物，简称为“三废”。在放射性废物中，放射性物质的含量很低，但带
来的危害较大。由于放射性不受外界条件（如物理、化学、生物方法）的影响，在放射性废物处理过程中，除了靠放射性物质的衰变使其放射性衰减外，无非是将放射性物质从废物中分离出来，使浓集放射性物质的废物体积尽量减小，并改变其存在的状态，以达安全处置的目的。对“三废”区别不同情况，采取多级净化、去污、压缩减容、焚烧、固化等措施处理、处置。这个过程称为“三废”处理与处置。例如，对放射性废液，根据其放射性水平区分为低、中、高放废液，可采用净化处理、水泥固化或沥青固化、玻璃固化。固化后存放到专用处置场或放入深地层处置库内处置，使其与生物圈隔离。
[同位素辐射技术]
1. 同位素与辐射技术基本内容分类
放射性同位素的应用是核能利用的一个重要方面。
随着核技术的发展，核反应堆、加速器的不断建造，核燃料循环体系的建立，为放射性核素的应用提供了日益丰富的物质基础。另一方面，放射性核素应用研究的开展，又为更经济有效地利用上述设备，综合利用这些“资源”开辟了一条新的途径。同位素辐射技术在工业、农业、医学、资源环境、军事科研诸多领域的应用已获得了显著的经济效益、社会效益、环境效益。
2. 放射性同位素的制备
放射性同位素的制备是同位素与辐射技术应用的物质基础。目前人工放射性同位素制备大体有三种方法：在核反应堆中生产，用于制备丰中子同位素，简称堆照同位素；用带电粒子加速器制备，多用于贫中子同位素生产，简称加速器同位素；从核燃料后处理料液中分离提取同位素，这种同位素通常称为裂片同位素。
3. 放射性同位素在工业上的应用
工业同位素示踪
放射性同位素的探测灵敏度极高，这是常规的化学分析无法比拟的。利用微量同位素动态追踪物质的运动规律是放射性示踪不可替代的优势。目前，这一技术已广泛用于石油、化工、冶金、水利水文等部门，并取得显著的经济效益。
同位素电池
放射性同位素在进行核衰变时释放的能量，可以用作制造特种电源――同位素电池。这种电池是目前人类进行深空探索唯一可用的能源。空间同位素电池（如钚-238电池）的特点是：不需对太阳定向，小巧紧凑，使用寿命长。
同位素监控仪表
放射性同位素放出的射线作为一种信息源可取得工业过程中的非电参数和其他信息。根据这一原理制作的各种同位素监控仪表，如料位计、密度计、测厚仪、核子秤、水分计、
核电基础知识 核电技术发展：自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成： 铀－235 含量0.71% 铀－238 含量99.28% 铀－234 含量0.0058% 铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。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。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种
核电基础知识授课讲稿 Ting Bao was revised on January 6, 20021
核电基础知识 第一节 反应堆物理基础 一． 原子和原子核 1． 原子的基本概念 世界上任何物质都是由原子组成的。原子是进行化学反应的最小单位。 原子是由质量相对较大、体积较小位于原子中心的原子核和绕其高速运转的轨道电子组成。 在所有稳定原子中，轨道电子数等于核内质子数，原子作为一个整体是不带电的。 当原子得到或失去电子，便会得到或失去负电荷。呈负电性或 正电性的原子称为离子。 2． 原子核的基本概念 原子核由A 个核子组成（A 是核内的核子数，又称质量数），其中有Z 个带有正电荷的质子（Z 是原子序数，即原子核中质子的数量）和N 个（N 表示核内中子数，N=A-Z ）电中性的中子。任何一个原子核X 都可用符号 N A Z X 来表 示，例如，He z 42，O 1688，U 238 92146等等。实际上，只要简写为X A ，它已足以 代表一个特定的核素。 原子、原子核、质子、中子、电子等微观粒子的质量非常小，不方便用克或千克作其质量的单位。一般用原子质量单位（u ）来表示微观粒子的质量。对原子来说就是原子量。1u 是一个碳-12原子质量的十二分之一即×10-27Kg 。质子的静止质量为，中子的静止质量为，电子的静止质量为。一个质量数为A 的原子其原子量近似为A 。 原子核带正电，电荷量为＋Ze 。 电子 质子 中子 图1-1 原子结构示意图
原子核周围的电子是按一定规律分层排列的，层之间具有能量的差别。 质子和中子在结合成原子核的过程中要损失一部分质量（质量亏损），这部分质量以能量的形式（E=△mc2）释放出来。反之，要使原子核内质子中子分开，必须施加与之相等的能量，此能量叫结合能。 由于能量和质量有内在的联系，在原子物理学中，经常用能量来表示其质量，如1u 对应的能量为。 二． 原子核的放射性 原子核内具有特定数目的质子和中子并处于同一能态的一类原子称为核素。某种元素有多少种同位素就有多少种核素。核素有的稳定，有的不稳定。不稳定的原子核，总是自发地以释放出粒子（α、β、n ）或γ光子的形式释放能量以逐步达到稳定状态，这个过程称为衰变。 在衰变过程中放出粒子和光子的现象叫放射性。 具有放射性的核素叫放射性核素。原子序数大于84的核素都有放射性。 所有的由一个或多个放射性核素构成的物质叫放射源。 三． 核裂变 裂变现象的发现，引起了人们极大的注意。这不仅是因为在裂变过程中释放出巨大的能量，而且在裂变过程中都伴随着中子的发射。这些中子将使裂变自动地继续下去，形成链式反映，从而使原子能大规模利用成为可能。 在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变，而在外来粒子轰击下，原子核才发生裂变的现象成为诱发裂变。 1． 自发裂变 自发裂变的一般表达式 →X A Z 212 211Y Y A Z A Z + 在自发裂变刚发生的瞬间满足如下的关系：A=A1＋A2；Z=Z1+Z2，即粒子数守恒。其中，A1、A2和Z1、Z2分别为裂变产物的质量数和电荷数。 自发裂变能Q f,s =T Y1(Z1,A1)+T Y2(Z2,A2)
核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （＋）率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。（+ ） 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。（－） 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（—） 6.核能是由质量转换出来的，符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 7.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（＋） 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 （＋）的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的核电站堆型仅有轻 （—）水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（＋） 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。（—） 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（＋） 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。（+） （＋）15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 17.铀－235链式裂变反应是核能发电的物理基础。（＋） 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（—） 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变（＋）
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处
核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 答：安全目标是建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公众和环境免遭放射性危害。 辐射防护目标 确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 技术安全目标 防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果。 核能发电有何特点？ 1、核能具有很高的能量密度 2、核电是清洁的能源 3、核能是极为丰富的能源 4、核电在经济性具有竞争力 5、核电的安全性具有保障 纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 多道屏障：燃料芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界、安全壳 多级防御 预防，预防出现异常工况和系统故障； ——保守设计、高质量建造和运行 保护，异常工况的控制和故障检测； ——控制、保护系统和定期检查 限制，控制事故在设计基准事故内； ——工程安全设施和事故处置程序 缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果； ——备用措施和事故管理 应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响； ——厂外应急响应计划。 反应堆冷却剂系统的功能是什么？ 系统功能： 可控的产生链式裂变反应 导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 产生蒸汽 第二道实体屏障，包容放射性物质 反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生自持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。 由以下部分组成：堆芯、下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器（含筒体及顶盖）、控制棒驱动机构。 主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？
功能：用于驱动冷却剂在RCP内的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水。 空气冷却、立式电动单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。 大流量、低扬程。 稳压器的基本功能是什么？如何实现？稳压器的压力与水位控制如何实现？ 压力控制—维持一回路压力在整定值附近，防止堆芯冷却剂汽化； 压力保护—系统超压时，安全阀自动开启，使RCP卸压； 作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿RCP水容积变化 在启堆时使RCP升压，停堆时使RCP降压。 化学和容积控制系统的基本功能是什么？ 启动前向一回路系统充水，进行水压试验。 运行中用于调节稳压器水位，保持一回路冷却剂系统水体积。 调节冷却剂系统硼浓度，控制反应堆反应性的慢变化 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量。 为主泵提供轴封水； 向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂，以保持一回路水质。 冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋水。 RCV系统的功能如何实现？ 下泄回路 净化回路 上充回路 轴封水及过剩下泄回路 低压下泄管线 反应堆硼和水补给系统的功能是什么？ 为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制； 为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备； 为改变反应堆冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水； 为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供辅助喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。 余热排出系统的功能是什么？ 当反应堆进入冷停闭的第二阶段以下时，用于排出堆芯余热，水和设备中的释热，以及运行的主泵在一回路中产生的热量。 在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度。 换料操作后，余热排出泵可将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。 主泵停止时，可以使一回路硼浓度均匀化。 与化容系统相连，当一回路压力过低时，可排放和净化一回路冷却剂。 用RRA排料腔水时，水由此去PTR水箱。 设备冷却水系统的功能是什么，系统有何特点？
核电质量保证基础知识复习题 一、是非题 1.核电厂的质量保证体系，其作用是确保有计划、有系统和有控制地开展所有对质量有影响 的活动。 2.质量保证大纲文件可分为管理性文件和技术性文件两种基本类型。 3.管理性文件和技术性文件形成一个完整的文件体系，其目的既要做到每项工作都“有章可 循”。 4.质量保证部门在处理质量问题时，必须会同技术部门达成一致意见后做出处理决定。 5.文件变更控制方法可以比新编文件的控制方法简单。 6.记录是实现质量的客观证据，也是评价质量保证工作有效性的依据 7.无损检测人员使用的检测规程为技术性文件。 8.为保证质量而规定和完成的全部工作综合在一起构成质量保证大纲。 9.不符合项可以分为一般不符合项、较大不符合项和严重不符合项三类。 10.质量保证部门在处理质量时，应当独立行使质量监督职权。 11.由国家核安全局制定的核安全规定都是指导性文件。 12.由于时间紧急，可以越过H点实施下步活动。 13.质量保证职能是指质保部门人员所从事的职能。 14.核电无损检验只需有资格的人员使用合格的设备来进行就是可靠的。 15.质量保证部门在处理质量时，应当不受外界干扰的情况下既客观地又要独立地行使职权。 16.不符合项是指性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物项的质量变得不可接受或不能 确定。 17.我国核安全法规HAF003基本等效于IAEA No.50-C-QA标准。 18.非受控文件有时亦可作为工作的依据。 19.质量保证监查是验证质量保证大纲充分性和有效性的手段。 20.处理不符合项是组织内部的事，不必向买方报告。 二、选择题
1.合格的仪器应具备 A.合适的量程 B. 适当的精度和准确度 C. 正确的型号 D. 以上都是 2.对工作质量负主要责任的人是 A. 检验人员 B. 管理人员 C. 工作执行人员 D. 上级主管部门 3.营运单位制定的建造阶段质量保证大纲，须由什么部门审查认可 A. 核安全部门 B. 卫生部门 C. 中核集团公司 D. 技监局 4.质量保证大纲文件体系包括： A. 质保大纲和程序 B. 管理性和技术性文件 C. 检验规程和标准 D. 以上都不对 5.大纲程序的基本内容有 A. 目的和范围 B. 责任 C. 正文描述 D. 以上都是 6.质量保证记录分为： A. 临时性和长期记录 B. 文件化和表格化记录 C. 永久性和非永久性记录 D. 档案性和资料性记录 7.无损检测工艺规程为： A. 管理性文件 B. 标准化文件 C. 技术性文件 D. 以上都不是 8.选择质量控制的“三点”中的W点是 A．提供数据点B．停工待检点 C. 见证点D．机动点 9.通过质量保证，促进达到质量要求的途径是 A．确定所要求的技能B．选择合格的人员使用适当的设备C．明确承担任务者的个人职责D．以上都是 10.我国核电站建设质量保证依据法规是 A. ISO9000 B. HAF003 C. CNNC[1998]6号文D．IAEA50-C-QA 11.凡质量有影响的活动都要遵循质量保证的原则是 A．有章可循B．有人负责C．有据可查D．以上都是 12.文件控制的主要措施有： A．编、审、批制度B．发布和分发制度
[核电站概括] 核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。 核电站一般分为两部分： 利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和 利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。 核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。 现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。 中国现有的核电站包括： 秦山核电站（运营中） 大亚湾核电站（运营中） 岭澳核电站（运营中） 田湾核电站（建设中） 三门核电站（建设中） [核能及其机理] 1. 原子的组成 原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。50万个原子排列起来相当一根头发的直径。如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。 2. 原子核的结构 原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。 3. 同位素 质子数Ｐ相同而中子数Ｎ不同的一些原子，或者说原子序数Ｚ相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。
传热学基础知识 1.2.1 传热的基本方式 热量总是从高温物体传到低温物体，传热学的任务就是研究热传递的规律。热传递的现象很多，但可归纳成三种基本的传热方式，即导热、对流和热辐射。 常用以下两个物理量来表征热传递的强弱： 热流量Q ——单位时间内通过某一传热面的热量，W/s ； 热流密度q ––––单位时间内通过单位面积的热量，W/(m 2?s) 。 1．导热 热量从物体中温度较高的部分传递到温度较低的部分，或者从温度较高的物体传递到与之接触的温度较低的另一物体的过程称为导热（又称热传导）。 从微观角度来看，气体、液体、固体的导热机理是有所不同的。气体中，导热是气体分子不规则热运动时互相碰撞的结果，气体的温度较高，其分子的运动动能越大，不同能量水平的分子相互碰撞的结果，使热量从高温处传到低温处；液体或固体是通过它们的微观粒子在其平衡位置附近的振动而形成弹性波来传递热能；金属则主要依靠自由电子的扩散作用产生热能传递。传热学研究的范围只是以宏观方法去研究导热过程，通常只使用宏观量把导热过程与物体的温度分布联系起来。 分析一维导热过程的基本公式是傅里叶定律。考察如图1.5所示的平板，假设两个表面均维持均匀温度，对于x 方向上任意位置一个厚度为dx 的微元层，根据傅里叶定律，单位时间通过该层的导热热量与其温度变化率及平板面积F 成正比，即： dx dt F Q λ-= 式中，λ为比例系数，称为导热系数（也称热导率），单位W/（m?℃）。负号表示热量传递的方向同温度升高的方向相反。 图1.5 通过平板的导热 假设λ不随温度变化，将上式积分，可得： δλt F Q ?-= 式中 δ——平板厚度，m ； ?t ——平板两边的温度差，℃ 。 该式又可表示为： F t Q λδ ?=
第一部分核电NDT人员基础知识习题集(闭卷) I.是非题 1.金属的强度是指金属抵抗断裂的能力。（○） 2.一般说来，钢材硬度越高，其强度也越高。（○） 3.塑性高的材料，其冲击韧性必然也高。（×） 4.一般说来，塑性指标较高的材料制成的元件比脆性材料制成的元件有更大的安全性。 （○） 5.一般说来，焊接接头咬边缺陷引起的应力集中，比气孔缺陷严重得多。（○） 6.材料的断裂韧度值KIC不仅取决于材料的成分、内部组织和结构，也与裂纹的大小、形 状和外加应力有关。（×） 7.一般说来，钢材的强度越高，对氢脆越敏感。（○） 8.应力集中的严重程度与缺口大小和根部形状有关，缺口根部曲率半径越大，应力集中系 数就越大。（×） 9.如果承压类设备的筒体不圆，则在承压时筒壁不仅承受薄膜应力，在不圆处还会出现附 加弯曲应力。（○） 10.低合金钢的应力腐蚀敏感性比低碳钢的应力腐蚀敏感性大。（○） 11.低碳钢和低合金钢组织的晶体结构属于体心立方晶格，而奥氏体不锈钢组织的晶体结构 属于面心立方晶格。（○） 12.绝大多数合金元素能使C曲线位置左移，这意味着大多数低合金钢的淬硬倾向大于低碳 钢。（×） 13.钢中的奥氏体转变成马氏体时会产生很大的相变应力，是由于马氏体的比容大于奥氏 体。（○） 14.如果高温奥氏体冷却速度过快，其中富含的碳原子来不及扩散，就会形成碳在 铁中的 过饱和固溶体，即马氏体。（○） 15.奥氏体不锈钢具有非常显著的加工硬化特性，其原因主要是在塑性变形过程中奥氏体会 转变为马氏体。（○） 16.硫是钢中的有害杂质，会引起钢的热脆。（○） 17.磷在钢中会形成低熔点共晶物，导致钢的冷脆。（×） 18.氮在低碳钢中是有害杂质，而在低合金钢中却能起提高强度、细化晶粒的作用。（○） 19.奥氏体不锈钢焊接不会产生延迟冷裂纹，但容易产生热裂纹。（○） 20.焊接电流增大，焊缝熔深增大而熔宽变化不大。（○） 21.导致埋弧自动焊接头余高过高的可能原因之一是焊丝伸出长度过长。（○） 22.在重要构件及厚度较大构件中，例如高压、超高压锅炉和压力容器环缝焊接中常用的是 双U形坡口。（○） 23.焊缝偏析发生在一次结晶过程中。（○） 24.对易淬火钢来说，其焊接接头热影响区的淬火区相当于不易淬火钢的过热区加正火区。 （○） 25.一般认为，碳当量Ceq<0.4% 时，钢材的淬硬倾向不明显，焊接性较好。（○） 26.铬镍奥氏体不锈钢焊接时一般不需预热。（○） 27.奥氏体不锈钢焊接时容易产生冷裂纹。（×）
核电基础知识培训教材 目录 1 核电基础知识 1.1核电站概况 前言核能特征 1.1.1核电站工作原理 1.1.2主要参数 1.1.3核电站厂房布置 1.1.4核电站与常规火电厂比较 1.2核岛主要设备与安装 1.2.1压水型核反应堆堆芯 1.2.2压力容器(结构、功能、安装) 1.2.3堆内构件(结构、功能、安装) 1.2.4控制棒驱动机构(结构、功能、安装) 1.2.5反应堆冷却剂主循环泵(结构、功能、安装) 1.2.6主管道(结构、功能、安装) 1.2.7蒸汽发生器(结构、功能、安装) 1.2.8稳压器(结构、功能、安装) 1.3核岛主要系统与功能 1.3.1核岛主要系统组成 1.3.2核岛主要系统功能 1.4常规岛 1.4.1常规岛主要设备 1.4.2动力转换系统
1.4.3核电站常规岛与火电站主机系统的比较1.5核电站的安全问题 1.5.1核安全目标与原则 1.5.2核安全法规与监督 1.5.3安全壳—核安全设施之一 1.5.4多道安全屏障 1.5.5纵深防御原则 1.6核设备与系统的安全分组和抗震类别 1.6.1核安全分级的目的 1.6.2安全分级的依据和原则 1.6.3安全等级的划分 1.6.4核电站设备与系统的具体分级 1.6.5抗震类别 1.7核电安装施工专题 1.7.1核电建设关键路径分析 1.7.2核岛安装工程10个机电安装包情况 1.7.3岭澳核电站常规岛安装 1.7.4常规岛施工采用的现场设计变更管理模式1.7.5核电施工中的一个特殊问题 1.7.6核电施工中业主对现场施工的监督 2 核质保基础知识 2.1概述 2.2质量保证大纲管理 2.3 QA／QC验证 2.4管理部门审查
第五章 反应堆冷却剂系统（RCP ） 反应堆冷却剂系统是核电站一回路主系统，系统代码为 RCP ，包括三个环路，每个环 路上有一台冷却剂循环泵和一台蒸汽发生器，其中 1号环路上还设有一台稳压器及与其相 关的卸压箱。 反应堆冷却剂系统的功能是： （1） 主泵使冷却剂在环路中循环，将堆芯的热量带出，通过蒸汽发生器将热量传给 二次侧给 水； （2） 堆芯中的冷却剂又起慢化剂作用，使中子得到慢化； （3） 冷却剂中溶有硼酸，用来控制反应性的变化； （4） 稳压器用来控制冷却剂压力，防止堆芯产生偏离泡核沸腾； （5 ）稳压器上的安全阀起超压保护作用； （6）在发生燃料元件包壳破损时，反应堆冷却剂系统的压力边界是防止放射性泄漏 的第二道屏 障。 图5.1是RCP 系统1号环路的示意图，图中也标出了其它一些与 RCP 系统连接的辅助系 统。注意有些辅助系统与 RCP 的接口不在1号环路，这里只是示意性地把它们表示出来。 图5.1 RCP 主系统（1号环路） 5.1反应堆冷却剂泵 反应堆冷却剂泵又称主泵， 是三相感应电动机驱动的立式、 单级、轴封泵，由电动机、 11 越I 停塔轡即 曲冒 Bl
轴封组件和水力部件组成。反应堆冷却剂由装在转动轴下部的泵唧送，冷却剂通过泵壳底 部吸入，然后从泵壳侧面出口接管排出。串联布置的三级轴封有效地限制了冷却剂沿泵轴 的泄漏。 三台主泵的设备编码分别为RCP001PO、002PO、003PO。主泵名义流量23790 m3/h, 压头97.2 mCL，转速1485 rpm。其结构如图5.2所示。 5.1.1水力部件 1.泵体 泵体由泵壳、扩散器（又称导叶）、 进水导管、叶轮、泵轴组成。其中除泵轴 为不锈钢锻件之外，均为不锈钢铸件。 叶轮有七个螺旋离心叶片，装在泵轴 的下端。扩散器汇集来自叶轮的冷却剂， 它由十二个螺旋离心叶片组成，被安装在 扩散段法兰的底部，扩散器可以与泵的内 部部件同时从泵体中取出。在扩散器的下 部装有防热罩。冷却剂由泵壳底部的进口 接管吸入，由装在泵轴下部的叶轮唧送， 经扩散器从泵壳侧面的出口接管排出。 2?热屏 热屏是由12层不锈钢扁平盘管组成 的热交换器，装在叶轮与泵轴承之间，热 屏法兰构成泵壳上法兰。由RCV系统来的 高压冷却水注入泵径向轴承和轴封之间， 它对轴封来说是密封水，对径向轴承来说 则是润滑剂。 热屏冷却盘管内流动的冷却水来自设 备冷却水系统（ 图5.2反应堆冷却剂泵 RRI）,其进口温度为35 C，流 量约为9 m3/h。它在反应堆冷却剂（292.4 C）和轴承之间提供传热屏障，冷却流过的反应堆冷却剂，防止轴封和轴承的损坏。即使在失去RCV系统注入水的情况下，这样构成的热 屏可保持其上部温度不超过72 C。因此，在主泵运行时或在主泵停运后而一回路温度高于70 C时，必须供给热屏冷却水。 3 .泵轴承
试卷 （核电基础知识） 一、填空题 1、核电发电技术是由军工技术发展而来的，其发展主要经历了三个阶段。 2、2006年全国人大会议正式通过“国民经济第十一五规划”，明确将积极发展核电，并规划至2020年核电站总规模达到4000万千瓦，占全部电力装机容量的4%。 3、核能发电是利用核裂变反应，通过控制热中子数的办法，控制核裂变速度，使之逐步放出热量，并由载热剂导出热量并产生蒸汽，推动汽轮机发电。因此，它是一个受控的核裂变过程。 4、核电厂的每套机组都由反应堆、蒸汽发生器、汽轮机、发电机及有关设备、管路等组成。压水堆核电站主要由一回路系统、二回路系统及其它辅助系统组成，包括反应堆、蒸汽发生器、汽轮机、发电机及有关设备、管路等。 5、压水堆核电厂使用低浓铀作为核燃料，富集度大约为3%～4%，其慢化剂和载热剂是轻水，故属于轻水堆。为了提供其载热效率，要求在300～350℃范围内不沸腾，因此必需使水保持在150～160大气压的高压下，故称作为压水堆。 6、防止放射性外泄的三道屏障包括：第一道屏蔽：燃料包壳；第二道屏蔽：一回路系统承压边界；第三道屏蔽：安全壳。 7、纵深防御包括三级防御体系和五道防线。其中三级防御体系为：预防、监控、限制事故后果。 8、安全文化是存在于单位和个人之中种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。 二、判断题 1、核能作为一种清洁能源，与火电厂相比，在相同功率的情况下，核电站排放到环境中的有害物质比火电厂要少得多。（ ） 2、未来15年中国将进入核电建设投资高峰期，期间兴建25至30座核电站，这也亦意味着平均每年要建成2台百万千瓦级的核电机组。（ ） 3、一旦解决核聚变受控问题而进入实用阶段，世界能源问题将最终获得解决。（ ） 4、蒸汽发生器作为热交换设备，将一回路冷却剂中的热量传给二回路的给水，使之产生蒸汽，作为连接设备，在一、二回路之间起隔离作用，使二回路不受一回路的放射性污染。（ ） 5、当外界破坏了反应堆的平衡时，在一定范围内反应堆能不靠外界干预自行回到原来的状态。反应堆的这种特性成为固有安全性。（ ）
核电基本知识 一、是非题 1)核电站是以核能转变为电能的装置，将核能变为热能的部分称为核岛，将热能变为电能 的部分称为常规岛。（＋） 2)堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制反应堆的反应性。（＋） 3)压水堆中稳压器内的水-汽平衡温度的保持是借助于加热和喷淋。（＋） 4)由国家核安全局制定颁发的安全法规都是指导性文件。（—） 5)所有核电厂的堆型都必须要有慢化剂降低中子的能量。（－） 6)核电站压水堆型的反应堆压力容器和蒸汽发生器中的所有部件都属于核I级部件。 （－） 7)自然界中U－235，U－234，U－238三种同位素具有不同的质子数和相同的中子数。 （－） 8)核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、经济、干净的 能源。（＋） 9)我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 10)核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的主要堆型仅有轻水堆、重水堆。 （—） 11)民用和安全设备I、II级无损检验人员资格鉴定考试包括“通用考试”和“专业考试” 两部分。( －) 12)核安全2级部件是指具备防止或减轻事故后果之功能的设备。( ＋) 13)目前运行的核电站是以裂变和聚变的方式来释放核能的。（—） 14)压水堆可以通过调节控制棒和冷却剂中的含硼浓度来控制反应堆功率。（＋） 15)核电站主要由反应堆回路、汽轮机、发电机回路及辅助设施组成。（＋） 二、选择题 1. 蒸汽发生器中一、二次侧介质的隔离屏障之一是： A．传热管B．筒体组件C．下封头D．上封头（A ） 2. 压水堆核电站中，防止和减轻核事故后果的设备属于： A. 核I级部件 B. 核II级部件 C. 核III级部件 D. 核IV级部件（B ） 3. 利用堆内产生的蒸汽直接推动汽轮机运行的堆型叫： A．压水堆B．快中子增殖堆C．沸水堆D．重水堆（C ） 4. 压水堆和沸水堆都属于： A．轻水堆B．气冷堆C．石墨堆D．重水堆（A ） 5. 压水堆型反应堆功率主要是通过控制棒控制的，还可以通过调节冷却剂中的什么参数来 控制？ A．压力B．温度C．流量D．硼浓度（D ） 6. 当前核电站利用核能的方式是： A．可控核裂变反应B．不可控核裂变反应 C．核聚变反应D．核化合反应（A ） 7. 无损检测的操作规程要求 A. 对检验对象的描述 B. 对检验设备和方法的描述 C. 对检验过程及结果记录等的描述 D. 以上都是（D ） 8. 秦山三期核电站堆型为：
核电厂安全知识点 集团企业公司编码：（LL3698-KKI1269-TM2483-LUI12689-ITT289-
核电厂安全知识点核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。
监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。 应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。
1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （ + ）率调节能力强。 3.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（－） 4.核能是由质量转换出来的，应符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 5.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（ + ） 6.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 7.我国压水堆核电站的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量的慢化剂。（ + ） 8.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的主要堆型仅有轻水 （—）堆、重水堆。 9.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（ + ） 10.核电站的常规岛就是常规的火电站。（－） 11.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（ + ） 12.核电安全的三道屏障是核燃料元件包壳、反应堆压力壳和安全壳。（ + ） 13.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 14.铀－235链式裂变反应是核能发电的基础。（ + ） 15.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） （ + ）16.在役检查的可达性是要求受检部位、人员及设备的工作空间和通道满足 HAD103/07的有关规定。 17.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 18.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（－） 19.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） （－）20.核电站Ⅰ级部件是最重要的安全部件，它是防止事故发生和减轻事故后果 的部件。 21.核安全是指完成正确的运行工况、事故预防或缓解事故后果，从而实现厂 （＋）区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。 （＋）22.核电站由核蒸汽供应系统和一个发电系统及维护和保障这二个系统正常 运行的服务系统构成。 （＋）23.核电厂是以“反应堆一回路系统”代替火电厂的锅炉装置产生蒸汽去驱动 汽轮发电机发电。 24.压水堆可以通过调节控制棒和冷却剂中的含硼浓度来控制反应堆功率。（＋） 25.堆芯中插入或提升控制捧的目的是控制反应堆的反应性。（＋） 26.压水堆中稳压器内的水-汽平衡温度的保持是借助于加热和喷淋。（＋） 27.应用无损检测最主要的目的在于安全和预防事故的发生。（＋） 28.I级人员应了解所从事检测方法的基本原理及其应用，能调整和正确使用（ + ）
本文由zhang_j1贡献 ppt文档可能在WAP端浏览体验不佳。建议您优先选择TXT，或下载源文件到本机查看。 核电工程常识与信息 核电站建设的若干常识与信息 一、什么是核电站二、发展核电的必要性三、当前各国核电发展概况四、我国核电技术状况及发展前景五、核电的安全性六、核电站的环保性七、核电站的经济性八、核电厂址选择的要求和程序九、关于内陆核电厂址十、我国现有核电厂址十一、江苏省现有的核电厂址资源情况十二、核电站与常规火电厂的主要区别十三、加快核电发展尚需关注的问题 目录 核电站建设的若干常识与信息 世界经济发展的重要基础之一是能源。能世界经济发展的重要基础之一是能源。源建设中核能的利用，已被广泛关注。源建设中核能的利用，已被广泛关注。我国核电发展进入快速阶段，电力设计人我国核电发展进入快速阶段，员了解核电站及可能介入的厂址选择工作，员了解核电站及可能介入的厂址选择工作，是十分必要的。十分必要的。 核电站建设的若干常识与信息 一、什么是核电站 核电站建设的若干常识与信息 什么是核电站 ①核电站提供电力虽然也是通过热能转换为机械能，最终再转换成电能输送到用户，但它不同于大家熟悉的火力发电厂。核电站不采用锅炉，它是通过核反应堆，利用原子核裂变释放出大量热能。燃料不是煤炭（石油、天然气），而是具有放射性的核燃料铀（或铀钚混合燃料）。常用的压水堆核电站，由高压冷却剂水将这种热能带走，进入蒸汽发生器中，将二回路的来水加热成蒸汽，该蒸汽进入汽轮机膨胀作功，带动发电机发电，并以500kV 电压通过电网将电力送出。 核电站建设的若干常识与信息 什么是核电站 ②核燃料：核电站动力反应堆使用的燃料叫核燃料。含有容易裂变的放射物质铀 -235 （在天然铀中，含有 0.71%的U235）。铀-235完全裂变放出的能量是同量煤完全燃烧放出能量的270万倍。核燃料块,装在合金金属制成的包壳内，作成燃料棒，组装成燃料组件，在反应堆中使用。一台百万千瓦容量的压水堆装入的首炉核燃料量约75 吨，富集度为4%左右，（需耗用400吨天然铀制成）。每 12-18个月换料一次（换1/3），约需25-30吨核燃料（折合天然铀165～180吨）。 核电站建设的若干常识与信息 什么是核电站 我国铀矿资源储量，供应到2020年核电站燃料用量是有保证的。目前国内发现了新的天然铀矿点，储量可望增加。世界上核大国（法、日、德）本国均不产铀，全靠进口。美国所用的铀有2/3是进口的。我国与哈萨克斯坦、澳大利亚均有铀矿开发和供应协议。目前我国的核燃料政策是：采取国内、外两个市场，两个来源。 核电站建设的若干常识与信息 什么是核电站 核燃料后处理：经反应堆辐照后，核燃料中易裂变核素消耗掉，不再能维持反应堆工作的燃料必须更换，卸下的燃料称为“乏燃料”。乏燃料一般先储存在核电站含硼的水池中（10-20年），以后运到特定的处置场，埋在地表500米以下的岩层中，使其放射性核素隔
压水堆核电站基础知识 反应堆物理 （试用教材）2003年10月29日
目录 第一章核能与反应堆 (1) 1.1 核能的特点 (1) 1.2核反应堆与核电厂动力系统 (3) 1.2.1 核电厂动力系统简介 (3) 1.2.2 反应堆及其分类 (3) 第二章原子核物理基础和中子物理学 (5) 2.1 物质的组成 (5) 2.1.1 原子核的组成 (5) 2.1.2 同位素 (5) 2.2 核衰变 (7) 2.2.1 衰变类型 (7) 2.2.2 衰变率 (8) 2.3 质量与能量的关系 (9) 2.3.1 质量亏损 (9) 2.3.2 质能定律 (10) 2.4 中子与物质的相互作用 (11) 2.4.1 概述 (11) 2.4.2 中子与物质核的相互作用机理 (12) 2.4.3 中子反应截面 (13) 2.5 核裂变过程 (16) 2.5.1 核裂变机理 (16) 2.5.2 裂变截面 (17) 2.5.3 裂变产物 (19) 2.5.4 裂变中子 (20) 2.5.5 反应堆的热功率 (22) 2.5.6 衰变热 (25) 复习题 (26) 第三章反应堆稳态物理 (27) 3.1 中子循环和四因子公式 (27) 3.1.1 中子循环 (27) 3.1.2 四因子公式和临界条件 (29) 3.2 单速中子的扩散 (30) 3.2.1 概述 (30) 3.2.2 斐克定律 (30) 3.2.3 中子泄漏的计算 (31) 3.2.4 中子扩散方程 (32) 3.2.5 扩散方程的边界条件 (33) 3.2.6 点源产生的单速中子扩散 (34) 3.2.7 热中子扩散长度 (34) 3.3 中子的慢化 (35) 3.3.1 慢化的物理机制 (35) 3.3.2 弹性碰撞理论 (36)
第一章 核能与反应堆 随着人类社会的不断进步，世界能量消耗的增长是很快的。一方面随着生活水平的提高，人均对能量的消耗也越来越高；另一方面，世界总人口还在不断地增加。更主要的是在工业、农业、交通运输方面按每人平均所消耗的能量增加了。世界上有些国家，有些地区因能源不足而延缓了经济的发展的例子是不少的。 核裂变现象的发现表明，核能时代开始了。核能以它的本身的特点越来越得到人类的重视。核能，最初由于人们对此物理现象的不确切了解，称为原子能。实际上它是由于原子核内部发生裂变或聚变而产生的巨大的能量。 目前在反应堆中，用不带电的粒子(中子)去轰击靶核235U 使之裂变从而释放出大量的核能。但核能的产生并非容易，因为原子核很小，又带正电。击开它并非易事。 早期人们一直是设想用加速的带电粒子作为轰击原子核的炮弹。为了使原子核分裂，曾设计了大型静电加速器和回旋加速器，通过这些设备甚至可以把带电粒子加速到近千万电子伏，但仍然很难击开原子核，成千上万发的炮弹很可能只有一发炮弹能击中原子核。如同爱因斯坦所说，“我们好比是一些憋脚的射手，在黑暗的郊外打鸟，那里的鸟又非常少”。 1932年查德威克(Chadwick)等人发现了中子。 n C He Be 101264294+→+ 中子不带电荷，和原子核之间没有库仑力的相互作用，容易接近原子核而引起核反应。中子的发现开创了核物理学的新纪元，也为重核裂变提供了强有力的“炮弹”。 1938年哈恩( O.Hahn )和斯特拉斯曼( F.Strassmann )用放射化学的方法发现和证实了235U 在中子的轰击下发生裂变的现象。但当时把放出的新的中子给忽略了。 后来，许多科学家利用各种方法（如电离室，云雾室等）来证明中子轰击铀核后，铀核分裂成两个质量近似相等的碎片，同时放出两个至三个的次级中子，还释放出大量能量和射线。1946年我国科学家钱三强，何泽慧夫妇发现了铀核在中子的轰击下有时会分裂成三块或四块，但这种机会要小得多，这种分裂现象一般称为三分裂或四分裂。 1942年费米( Fermi )在美国芝加哥大学建成世界上第一座天然铀石墨热中子反应堆CP-1，用了40吨天然铀（其中6吨金属铀），385吨石墨，2000根铀棒组成的10.5?10.5?42 cm 的栅格。 1.1 核能的特点 核电厂中产生的能量是由于在反应堆装置中，靶核235U 在中子的轰击下，产生裂变反应同时释放出大量的能量。这种由于原子核内部结构组成的变化而释放出来的能量称为核能。那么核能有哪些特点呢？ 首先，核能的能值高，一公斤铀全部裂变所释放的裂变能，大约和2700吨煤或2000吨石油相当。煤和石油的发电是利用物质的化学反应。而核能的释放是由于原子核的内能变化而产生的能量。特别是在煤资源、水力资源缺乏的地区，如果用核能来发电，将是很适宜的方案。到1994年年底，法国的核电已占法国总电力的75.29%。 其次，核能主要利用铀、钍同位素。而这些同位素的矿藏量以及海水中氘所蕴含的能量储藏量丰富广泛。目前主要用于能源的是化石燃料，也就是煤、天然气和石油，以及水力。但露天采矿和烧煤对地表的破坏和对环境的污染是很严重的。更主要的是煤和石油还能为生