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核电站:简单说利用核能发电电站
核电站原理
核电站发电呢简言核反应堆代替火电站锅炉核燃料核反应堆发特殊形式燃烧产热量加热水使变蒸汽使核能转变热能蒸汽通管路进入汽轮机推汽轮发电机发电使机械能转变电能般说核电站汽轮发电机及电器设备与普通火电站同异其奥妙主要于核反应堆
编辑本段核电站结构
核电站除关键设备——核反应堆外许与配合重要设备压水堆核电站例主泵稳压器蒸汽发器安全壳汽轮发电机危急冷却系统等核电站各自特殊功能 主泵 反应堆冷却剂比做体血液主泵则脏功用冷却剂送进堆内流蒸汽发器保证裂变反应产热量及传递 稳压器 称压力平衡器用控制反应堆系统压力变化设备运行起保持压力作用;发事故提供超压保护稳压器设加热器喷淋系统反应堆压力高喷洒冷水降压;堆内压力太低加热器自通电加热使水蒸发增加压力 蒸汽发器 作用通反应堆冷却剂热量传给二路水并使变蒸汽再通入汽轮发电机汽缸作功 安全壳 用控制限制放射性物质反应堆扩散保护公众免遭放射性物质伤害万发罕见反应堆路水外逸失水事故安全壳防止裂变产物释放周围道屏障安全壳般内衬钢板预应力混凝土厚壁容器 汽轮机 核电站用汽轮发电机构造与规火电站用同异所同由于蒸汽压力温度都较低所同等功率机组汽轮机体积比规火电站 危急冷却系统 应付核电站路主管道破裂极端失水事故发近代核电站都设危急冷却系统由注射系统安全壳喷淋系统组旦接极端失水事故信号安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水喷淋系统向安全壳喷水化药剂便缓解事故限制事故蔓延 注: 核裂变原核裂几原核变化些质量非原核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发核裂变些原原核吸收裂两或更质量较原核同放二三能量能使别原核接着发核裂变……使程持续进行种程称作链式反应原核发核裂变释放巨能量称原核能俗称原能1克铀-235完全发核裂变放能量相于燃烧2.5吨煤所产能量
编辑本段核电站类
压水堆核电站 压水堆热源核电站主要由核岛规岛组压水堆核电站核岛四部件蒸汽发器、稳压器、主泵堆芯核岛系统设备主要压水堆本体路系统及支持路系统运行保证反应堆安全设置辅助系统规岛主要包括汽轮机组及二等系统其形式与规火电厂类似 沸水堆核电站 沸水堆热源核电站沸水堆沸腾轻水慢化剂冷却剂并反应堆压力容器内直接产饱蒸汽力堆沸水堆与压水堆同属轻水堆都具结构紧凑、安全靠、建造费用低负荷跟随能力强等优点都需使用低富集铀作燃料沸水堆核电站系统:主系统(包括反应堆);蒸汽-给水系统;反应堆辅助系统等 重水堆核电站 重水堆热源核电站重水堆重水作慢化剂反应堆直接利用铀作核燃料重水堆用轻水或重水作冷却剂重水堆压力容器式压力管式两类重水堆核电站发展较早核电站各种类别已实现工业规模推广加拿发展起坎杜型压力管式重水堆核电站 快堆核电站 由快引起链式裂变反应所释放热能转换电能核电站快堆运行既消耗裂变材料产新裂变材料且所产于所耗能实现核裂变材料增殖 目前世界已商业运行核电站堆型压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都非增殖堆型主要利用核裂变燃料即使再利用转换钚-239等易裂变材料铀资源利用率1%—2%快堆铀-238原则都能转换钚-239使用考虑各种损耗快堆铀资源利用率提高60%—70%
编辑本段核电站 - 安全保障系统
保护核电站工作员核电站周围居民健康核电站必须始终坚持质量第安全第原则 核电站设计、建造运行均采用纵深防御原则设备、措施提供等级重迭保护确保核电站功率能效控制燃料组件能充冷却放射性物质发泄漏纵深防御原则般包括五层防线即第层防线:精设计、制造、施工确保核电站精良硬件环境建立周密程序严格制度核电站工作员高水平教育培训注意关安全完备软件环境.第二层防线:加强运行管理监督及确处理异情况排除故障第三层防线严重异情况反应堆控制保护系统作防止设备故障差错造事故第四层防线:发事故情况启用核电站安全系统包括各外设安全系统加强事故电站管理防止事故扩保护反应堆厂房安全壳第五层防线万发极能发事故并伴放射性外泄启用厂内外应急响应计划努力减轻事故周围居民环境影响 按照纵深防御原则目前设计核燃料环境外部空气间设置四道屏障即第道屏障燃料芯块核料放氧化铀陶瓷芯块并使部裂变产物气体产物9s%保存芯块内第二道屏障:嫌料包壳燃料芯块密封铅合金制造包壳构核燃料芯棒错合金具足够强度且高温与水发反应第三道屏障:压力管道容器冷却剂系统核燃料芯棒封闭20cm钢质耐高压系统避免放射性物质泄漏反应堆厂房内第四道屏障:反应堆安全壳用预应力钢筋混凝土构筑壁厚近100cm内表面加0.6cm钢衬抗御自内部或外界飞物防止放射性物质进入环境
核电站配置外设安全系统
①隔离系统用反应堆厂房隔离主要自关闭穿厂房各条运行管道阀门收集厂房内泄漏物质其滤再排厂外 ②注水系统反应堆能失水向堆芯注水冷却燃料组件避免包壳破 核电站裂注入水含硼用制止核链式反应注水系统使用压力氮气电流操作情况定压力自注水 ③事故冷却器喷淋系统用冷却厂房降低厂房压力厂房压力升先启空气冷却(风机— 换热器)事故冷却器;再进步启厂房喷淋系统冷水或含翻水喷入厂房降热降压 所安全保护系统均采用独立设备冗余布置 均备事故电源安全系统抗展蒸汽— 空气及放射性物质恶劣环境运行核电站运行员须经严格技术管理培训通家核安全局主持资格考试获家核安全局颁发运行值岗操作员或高级操作员执照才能岗照岗执照规定期内效 期必须申请核发机关再审查 万发核外泄事故 应启应急计划应急计划内容主要包括:疏散员封闭核污染区(核反应堆及核电站)清除核污染保证身安全环境清洁[1]
编辑本段核电站选址
核电站选址要求非高选址需非慎重根据际通行关于核电站选址经济、技术、安全、环境社四原则 经济原则核电站能够足够资金建设运行所服务区要足够用电需求所核电站选址经济较发达区 面三原则则着密切相互联系核电站必须建经济发达区相偏远区50公内能型城市要求厂址深部必须没断裂带通且要求核电站数千米范围内没断裂厂址100千米海域、50千米内陆历史没发6级震厂址区600没发6级震构造背景核安全角度看核电站选址必须考虑公众环境免受放射性事故释放所引起量辐射影响同要考虑突发自事件或事件核电厂影响所核电站必须选口密度低易隔离区 另外核电站运行程要产巨热量所核电站选址必须靠近水源靠海型核电站都建海边重要原并且靠海解决件设备运输问题万发危险平海岸线放射物均匀发散情况污染陆面积完全内陆半建海边利同风险海啸或者台风带浪能通建设防波堤抵御巨浪冲击防波堤能抵御定程度冲击比较海啸防波堤能力能产十严重20113月11本9级震及海啸导致核泄露例 述要求看内陆区核电选址更要慎重内陆区水源全部淡水并且几乎所江河都直接向周边城市供应用水种情况建设核电站旦发泄漏事故堪设想
核反应堆
称原反应堆或反应堆装配核燃料实现规模控制裂变链式反应装置
核能外泄主要原
核反应炉核冷却系统故障导致控制辐射相关设备失虽说核能外泄定全包括核灾害已经已知核能应用环保隐忧另外核能外泄虽指使用核能发电航海器具所发灾害;尤其潜舰般说指用发电核能电厂发核熔毁事件例:切尔诺贝利核事故