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核电站相关基本知识

发布人:admin 发布时间:2011-4-6 浏览次数:7458次

 

一、核反应堆
核反应堆是一种综合的技术装置,用来实现重金属的可控自持链式裂变反应。核反应堆由堆芯、冷却剂系统、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。核反应堆堆芯是核燃料存放的区域,是核电站的心脏,核裂变链式反应就在其中进行。链式裂变反应释放出来的能量,大部分首先在燃料元件内转化为热能,然后通过热传导、对流传热和热辐射等方式传递给燃料原件周围的冷却剂,再由冷却剂带载到堆芯外,通过热力系统转化为所需的动力。
 
二、核反应堆类型
压水堆:使用加压轻水(即普通水)作冷却剂和慢化剂,且水在堆内不沸腾的核反应堆。燃料为加浓铀。20世纪80年代,被公认为是技术最成熟,运行安全、经济实用的堆型。其装机总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60%以上。最早用作核潜艇的军用反应堆。压水堆由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒组件等构成。压力容器的寿命期为40年。堆芯装核燃料组件。
沸水堆:沸水堆为压水堆的‘孪生姐妹’,沸水堆核电站工作流程是:冷却剂(水)从堆芯下部流进,在沿堆芯上升的过程中,从燃料棒那里得到了热量,使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物,经过汽水分离器和蒸汽干燥器,将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部,它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机,造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。
重水堆:重水堆是以重水作慢化剂和冷却剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料。
高温气冷堆:用氦气作冷却剂,出口温度高的核反应堆。高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料,以石墨作慢化剂。堆芯出口温度为850~1000℃,甚至更高。核燃料一般采用高浓二氧化铀。
快中子堆:快中子堆全称为快中子核反应堆,是由快中子引起原子核裂变链式反应,并可实现核燃料增殖的核反应堆,能够使铀资源得到充分利用,还能处理热堆核电站生产的长寿命放射性废弃物。
 
三、核电站代级发展历程
第一代(GEN-I)核电站是早期的原型堆电站,即1950年至1960年前期开发的轻水堆核电站,如美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。
第二代(GEN-Ⅱ)核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站,如LWR(PWR,BWR)、加拿大坎度堆(CANDU)、苏联的压水堆VVER/RBMK等。目前世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。
第三代(GEN-Ⅲ)是指先进的轻水堆核电站,即1990年后期到2010年开发设计的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统,如先进的沸水堆、非能动先进压水堆AP1000等。
第四代(GEN-Ⅳ)是待开发的核电站,其目标是到2030年达到实用化的程度,主要特征是经济性高(与天燃气火力发电站相当)、安全性好、废物产生量小,并能防止核扩散。

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