核电站的工作原理和结构

热堆的概念 中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大

这能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。

些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应 利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引

热起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。

中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应

反应堆必须用冷却剂把裂变就是在堆芯中进行的。

能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中

子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧

核电站的内部它通常由一回路系统和化碳和氦气。

二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电

轻水堆――压水堆电厂的汽轮发电机系统基本相同。

站 自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发

目前，电的主体。热中子堆中的大多数是用轻水慢

化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。 压水堆核电站 压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，

使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，

重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。

压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。 堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷

却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工

轻水堆――沸水作，这就保证了反应堆运行的安全。

堆电站 沸水堆核电站 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

沸水堆是由离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。

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

沸水堆与压相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。

水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。 总之，轻水堆核电站的最大优点是结构和运行都比较简单，尺寸较小，造价也低廉，燃料也比较经济，具

有良好的安全性、可靠性与经济性。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。 从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。 重水堆核电站 重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万千瓦。 因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去

压力管式重水堆主要包括重水补偿燃耗的控制棒。

慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应

堆。这两种堆的结构大致相同。 (1) 重水慢化，重水冷却堆核电站 这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。 这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。 （2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站 这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直

因为轻水比重水吸接送进汽轮机，并带动发电机。

收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀－235或钚－239。 重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。 石墨气冷堆核电站 所谓石墨气冷堆就是以气体（二氧化碳或氦气）作为冷却剂的反应堆。这种堆经历了三个发展阶段，产生了三种堆型：天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。 （1）天然铀石墨气冷堆核电站 天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂的反应堆。这种反应堆是英、法两国为商用发电建造的堆型之一，是在军用钚生产堆的基础上发展起来的，早在19xx年英国就建造了净功率为45兆瓦的核电站。因为它是用镁合金作燃料包壳的，英国人又把它称为镁诺克斯堆。 该堆的堆芯大致为圆柱形，

是由很多正六角形棱柱的石墨块堆砌而成。在石墨砌体中有许多装有燃料元件的孔道。以便使冷却剂流过将热量带出去。从堆芯出来的热气体，在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水，从而产生蒸汽。这些冷却气体借助循环回路回到堆芯。蒸汽发生器产生的蒸汽被送到汽轮机，带动汽轮发电机组发电。这就是天然

这种堆的主铀石墨气冷堆核电站的简单工作原理。

要优点是用天然铀作燃料，其缺点是功率密度小、体积大、装料多、造价高，天然铀消耗量远远大于其他堆。现在英、法两国都停止建造这种堆型的核电站。

(2)改进型气冷堆核电站 改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆的基础上发展起来的。设计的目的是改进蒸汽条件，提高气体冷却剂的最大允许温度。这种堆，石墨仍然为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，核燃料用的是低浓度铀(铀－235的浓度为2－3%)，出口温度可达670℃。它的蒸汽条件达到了新型火电站的标准，

这种堆被称为第二代气冷其热效率也可与之相比。

堆，英国建造了这种堆，由于存在不少工程技术问题，对其经济性多年来争论不休，得不出定论，所以前途暗淡。 （3）高温气冷堆 高温气冷堆被称为第三代气冷堆，它是石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂的堆。 这里所说的高温是指气体的温度达到了较高的程度。

因为在这种反应堆中，采用了陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料，并用了惰性的氦气作冷却剂，这样，就把气体的温度提高到750℃以上。同时，由于结构材料石墨吸收中子少，从而加深了燃耗。另外，由于颗粒状燃料的表面积大、氦气的传热性好和堆芯材料耐高温，所以改善了传热性能，提高了功率密度。这样，高温气冷堆成为一种高温、深燃耗和高功率密度的堆

它的简单工作过程是，型。氦气冷却剂流过燃料体之间，变成了高温气体；高温气体通过蒸汽发生器产

高温气冷堆有生蒸汽，蒸汽带动汽轮发电机发电。

特殊的优点：由于氦气是惰性气体，因而它不能被活化，在高温下也不腐蚀设备和管道；由于石墨的热容量大，所以发生事故时不会引起温度的迅速增加；由于用混凝土做成压力壳，这样，反应堆没有突然破裂的危险，大大增加了安全性；由于热效率达到40%以

高温气冷堆有上，这样高的热效率减少了热污染。

可能为钢铁、燃料、化工等工业部门提供高温热能，实现氢还原炼铁、石油和天然气裂解、煤的气化等新工艺，开辟综合利用核能的新途径。但是高温气冷堆技术较复杂。

参考资料：jack,zhang

核电站发电原理 怎么把核能->热能->电能?

一. 有3个地点：反应容器（核燃料在这里反应），蒸汽发生器，汽轮机

二. 有2个回路：1回路（或称“核岛”）连接反应容器与蒸汽发生器，2回路（或称“常规岛”）连接蒸汽发生器和汽轮机

三. 过程：

（1）1回路的冷却水流过反应容器时，吸收核反应的热量，温度升高；流过蒸汽发生器时，将热量传给2回路的水，同时温度降低，流回反应容器重新吸热。 （2）2回路的水流经蒸汽发生器时，吸收了1回路冷却水的热量而变成水蒸汽，然后进入汽轮机，推动汽轮机旋转，汽轮机通过一根轴带动发电机转子旋转发电；水蒸汽在汽轮机内做功后，又变成液态水，流回蒸汽发生器重新吸热。

蒸汽发生器里两个回路的水是始终隔开的，以保证2回路不带放射性

第二篇：核电站工作原理

核电站工作原理

目录

编辑本段核电站的原理

核电站是怎样发电的呢？简而言之，它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。使核能转变成热能。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。

编辑本段核电站的结构

相关设备

核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。

主泵 如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。

稳压器 又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。

蒸汽发生器 它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。

安全壳 用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。

汽轮机 核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。

危急冷却系统 为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，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和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。

核裂变

核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂变??，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。原子核在发生核裂变时，释放出巨大的能量称为原子核能，俗称原子能。1克铀-235完全发生核裂变后放出的能量相当于燃烧2.5吨煤所产生的能量。

编辑本段核电站分类

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。

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。

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。

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％。

编辑本段核电站 - 安全保障系统

核电站安全原则

为了保护核电站工作人员和核电站周围居民的健康，核电站必须始终坚持“质量第一，安全第一”的原则。 核电站的设计、建造和运行均采用纵深防御的原则，从设备、措施上提供多等级的重迭保护，以确保核电站对功率能有效控制，对燃料组件能充分冷却，对放射性物质不发生泄漏。纵深防御原则一般包括五层防线，即第一层防线：精心设计、制造、施工，

确保核电站有精良的硬件环境。建立周密的程序，严格的制度，对核电站工作人员有高水平的教育和培训，人人注意和关心安全，有完备的软件环境.第二层防线：加强运行管理和监督，及时正确处理异常情况，排除故障。第三层防线在严重异常情况下反应堆正常的控制和保护系统动作，防止设备故障和人为差错造成事故。第四层防线：发生事故情况时，启用核电站安全系统包括各外设安全系统加强事故中的电站管理，防止事故扩大保护反应堆厂房安全壳。第五层防线万一发生极不可能发生的事故并伴有放射性外泄启用厂内外应急响应计划努力减轻事故对周围居民和环境的影响。 按照纵深防御的原则，目前的设计在核燃料和环境外部空气之间设置了四道屏障。即第一道屏障燃料芯块核然料放在氧化铀陶瓷芯块中，并使得大部分裂变产物和气体产物9s%以上保存在芯块内。第二道屏障：嫌料包壳，燃料芯块密封在铅合金制造的包壳中构成核燃料芯棒错合金，具有足够的强度且在高温下不与水发生反应。第三道屏障：压力管道和容器冷却剂系统将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内。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，内表面加有0.6cm的钢衬，可以抗御来自内部或外界的飞出物，防止放射性物质进入环境。

核电站配置的外设安全系统

①隔离系统，用来将反应堆厂房隔离开来，主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门收集厂房内泄漏物质将其过滤后再排出厂外。 ②注水系统在反应堆可能“失水时，向堆芯注水，以冷却燃料组件避免包壳破

核电站裂，注入水中含有硼，用以制止核链式反应。注水系统使用压力氮气，在无电流和无人操作情况下在一定压力下可自动注水。

③事故冷却器和喷淋系统，用来冷却厂房以降低厂房的压力。在厂房压力上升时先启动空气冷却（风机— 换热器）的事故冷却器;再进一步可以启动厂房喷淋系统将冷水或含翻水喷入厂房，以降热和降压。

以上所有安全保护系统均采用独立设备和冗余布置， 均备有事故电源，安全系统可以抗地展和在蒸汽— 空气及放射性物质的恶劣环境中运行。核电站运行人员须经严格的技术和管理培训，通过国家核安全局主持的资格考试，获得国家核安全局颁发的运行值岗操作员或高级操作员执照才能上岗，无照不得上岗。执照在规定期内有效， 过期后必须申请核发机关再次审查。

万一发生了核外泄事故， 应启动应急计划。应急计划的内容主要包括：疏散人员，封闭核污染区（核反应堆及核电站），清除核污染，以保证人身安全和环境清洁。[1]

编辑本段核电站的选址

选址四原则

核电站的选址要求非常高，选址需非常慎重。根据国际上通行的关于核电站选址有经济、技术、安全、环境和社会四原则

经济原则核电站能够有足够的资金来建设和运行，所服务的地区要有足够的用电需求，所以核电站常常选址经济较发达的地区。

后面三个原则则有着密切的相互联系。核电站必须建在经济发达地区的相对偏远地区，50公里以内不能有大中型城市。要求厂址深部必须没有断裂带通过，而且要求核电站数千米范围内没有活动断裂，厂址100千米海域、50千米内陆，历史上没有发生过6级以上地震，厂址区600年来也没有发生6级地震的构造背景。从核安全的角度来看，核电站选址必须考虑到公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响，同时要考虑到突发的自然事件或人为事件对核电厂的影响，所以，核电站必须选在人口密度低，易隔离的地区。

靠近海边

另外，核电站在运行过程中要产生巨大热量，所以核电站的选址必须靠近水源，最好是靠海，这也是大型核电站都建在海边的一个重要原因，并且靠海还可以解决大件设备运输问题。万一发生危险，在平的海岸线和放射物均匀发散的情况下，污染陆地面积只是完全在内陆的一半。但是建在海边有利的同时也多出一个风险，就是海啸或者台风带来大浪的可能。通常会建设防波堤来抵御巨浪的冲击。但是防波堤只能抵御一定程度的冲击，如果是比较大的海啸的话，防波堤无能为力，很可能产生十分严重的后果。20xx年3月11日日本9级大地震及海啸导致核泄露就是一例。 从上述要求来看，内陆地区核电选址更要慎重，因为内陆地区的水源全部为淡水，并且几乎所有的大江大河都直接向周边城市供应生活用水，在这种情况下建设核电站，一旦发生泄漏事故，后果不堪设想。 编辑本段目前中国大陆现有核电站

秦山核电站

浙江嘉兴的秦山核电站位于杭州湾畔，一期工程是中国第一座依靠自己的力量设计、建造和运营管理的30万千瓦压水堆核电站。19xx年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土，19xx年12月首次并网发电，19xx年4月设入商业运行，19xx年7月通过国家验收。 二期工程，是建设我国自主设计、自主建造、自主管理、自主运营的首座2× 60万千瓦商用压水堆核电站，

于19xx年6月2日开工，经过近6年的建设，第一台机组于20xx年4月15日比计划提前47天投入商业运行。 秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆核电技术，建造两台70万千瓦级核电机组。1号机组于20xx年11月19日首次并网发电，并于20xx年12月31日投入商业运行。2号机组于20xx年6月12日首次并网发电，并于20xx年7月24日投入商业运行。

大亚湾核电站

广东深圳的大亚湾核电站19xx年8月7日工程正式开工，19xx年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。

田湾核电站

田湾核电站位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建2至4台的余地。一期建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80％，年发电量为140亿千瓦时。工程于19xx年10月20日正式开工，单台机组的建设工期为62个月,分别于20xx年和20xx年建成投产。

岭澳核电站

岭澳核电站一期工程于19xx年5月开工建设。它位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。岭澳核电站是“九五”期间我国开工建设的基本建设项目中最大的能源项目之一。岭澳核电站（一期）拥有两台百万千瓦级压水堆核电机组，20xx年1月全面建成投入商业运行，20xx年7月16日通过国家竣工验收。目前正展开二期工程建设。

其他

我国大陆首个在海岛上建设核电站20xx年2月18日正式动工被正式列入《国家核电中长期发展规划(2005—20xx年)》中的福建宁德核电站2月18日正式动工。

项目位于福建省宁德市辖福鼎市秦屿镇的备湾村，濒临东海，南距福州143公里，北距温州113公里，是我国大陆地区第一个在海岛上建设的核电站。

据介绍，宁德核电站一期四台百万千瓦级机组工程总投资为512亿元，是福建省有史以来最大的能源投资项目，由广东核电投资有限公司、大唐

国际发电股份有限公司、福建煤炭工业(集团)有限责任公司共同投资建设。一期四台机组定位为核电第二代加改进，综合国产化率达到75%，具有国际同类型在役核电站的先进水平。

今年2月开工建设一、二号机组，一号机组20xx年投产，二号机组20xx年投产；计划三号机组20xx年投产，四号机组20xx年投产。

编辑本段在建和规划中的

一、20xx年，经10多年筹备的广东的阳江核电站项目也有望在年底通过国家核准，这个规划投资达80亿美元、规划建设6台百万千瓦级机组的全国最大核电项目一期工程将于20xx年正式动工。

二、20xx年7月，位于浙江南部的三门核电站一期工程建设获得国务院批准。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。一期工程总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。三门核电站最快将在20xx年前后发挥作用。

三、20xx年11月5日，辽宁核电瓦房店市东岗镇温坨子的一片工地上礼炮轰鸣。随着专用道路工程的竣工，辽宁省第一座核电厂——辽宁红沿河核电厂的前期工程完成了“第一战役”。 其中，一期工程计划投资260亿元，规划建设2台百万千瓦级核电机组。一期工程竣工投产后，年发电量可满足两个中等城市一年的用电需求。工程建设工期为6年。

四、江西省计划投资人民币400亿元建造一座发电能力约为400万千瓦的核电厂。根据规划，核电厂将建于九江市东部、长江南岸的彭泽县境内，该项目将于20xx年开工。

五、重庆争建核电站(2003-9-18)

重庆市将在涪陵建设一座总装机容量为180万千瓦的核电站。而重庆市和四川省均已向国家有关部门提交了核电站的立项报告，双方都想让内陆首座核电站落户本地区。不过，结果尚未揭晓。

重庆市规划中的核电站将选址涪陵区白涛镇重庆建峰化工总厂（原816厂），初步规划总投资200亿元，年发电量达85亿千瓦小时。如果审批手续顺利，将于20xx年动工建设，20xx年首台机组并网发电，项目业主为中国电力投资集团。

来自四川方面的消息也称，建设核电站的优势包括：四川有丰富的铀矿资源；宜宾核燃料厂是我国惟一的核电站燃料组件生产基地；中国核动力研究院、西南电力设计院等科研单位都位于四川；

六,湖南省核电发展规划中的核电项目有望完成"破冰"之旅，目前，省政府已经委托湖南五凌水电开发有限责任公司就核电项目开展前期的研究

规划选址等工作，岳阳的华容县和常德的桃源县有望成为规划中的核电站厂址。桃江核电站拟建的核电项目规划装机600万千瓦，一期装机200万千瓦，目前已完成水文等8个外围专题的合同谈判。预计明年可完成初步可行性研究工作，上报项目建议书。

七、20xx年在中国最大的电力公司华能牵头组建下，一个合资能源企业集团已在山东的威海选定一座195兆瓦气冷式核电站的建造地点，这将是全球首个投入商业运营的“球床”核反应堆。烟台海阳核电厂位于胶东半岛上的海阳市东南部，总投资600亿元人民币，分三期实施，一期将建设2台100万千瓦级核电机组。该项目可行性研究报告显示，海阳核电站厂的规划容量为600万千瓦级核电机组，并留有扩建条件，拟于20xx年开始发电。据相关资料显示，海阳核电站建成之后将成为迄今为止我国最大的核能发电项目。乳山核电站

八、浙西核电站，正在选址浙西的龙游、兰溪、建德等地。目前龙游可能比较大，浙西核电站是由中国核工业集团公司和浙江省能源集团有限公司投资建设的项目，规划建设4台100万千瓦级核电机组规模，一期工程拟建设2台100万千瓦级核电机组，全部建成后将成为浙江省继秦山、三门后第三大核电站。近日，浙西核电站项目初步可行性研究报告审查会在杭州召开。来自国家核安全局、中国民用航空华东地区管理局、水利部太湖流域管理局、国家环保总局核与辐射安全中心、国家电力规划设计总院、中国核工业集团公司、浙江省政府相关部门、华东电网有限公司、上海核工程研究设计院及相关单位的代表共120余人参加了审查，与会专家对初步可行性研究报告评审后，推荐龙游团石为该核电项目的优选厂址，建德市洋尾为备选厂址。

九、 福建宁德核电站位于福建省宁德市辖福鼎市秦屿镇的备湾村，距福鼎市区南约32km，东临东海，北临晴川湾。规划建设六台百万千瓦级压水堆核电机组，一次规划，分期建设，一期工程拟采用中广核集团具有自主品牌的CPR1000技术，建设两台百万千瓦级压水堆核电机组。20xx年9月1日，国家发展改革委同意宁德核电站一期工程开展前期工作。主体工程计划于20xx年开工，两台机组预计于20xx年左右建成投入商业运行。 宁德核电站的建设将进一步优化福建省能源结构，缓解福建省电力紧张局面，促进福建省经济、社会和环境可持续发展，为建设对外开放、协调发展、全面繁荣的海峡西岸经济区发挥积极作用。

编辑本段核电站中长期布局

我国是世界上少数拥有比较完整核工业体系的国家之一。《规划》中描述了核电发展的技术路线:“十一五”期间通过两个核电自主化依托工程的建设，全面掌握先进压水堆核电技术，培育国产化能力，力争尽快形成较大规模批量化建设中国品牌核电站的能力。

核电站的选址首先要考虑地震、暴风和洪水等自然灾害的因素，重点选择远离活动断层和地震强度偏高的地区，以及不受洪水威胁的地区，还要尽量选择远离易燃、易爆物品，如油罐、炸药库或军用设施的地方，要评估其他类型爆炸的影响，评估的范围甚至包括交通路线上如公路、铁路上运输的物品爆炸或飞机坠毁的可能性。

据介绍，从现在起到20xx年，新增投产2300万千瓦的核电将主要从广东、浙江、山东、江苏、辽宁、福建沿海省份的厂址中优先选择。 据悉，秦山核电二期扩建工程、广东岭澳核电二期、辽宁红沿河、福建宁德等4座核电站的主体工程已正式开工建设。200年将开工建设浙江三门、山东海阳和广东台山等核电站，新核准开工规模840万千瓦。福建福清、广东阳江、浙江方家山、江苏田湾二期等核电站将于近两年先后开工建设。

除沿海厂址外，湖北、江西、湖南、吉林、安徽、河南、重庆、四川、甘肃等内陆省?区、市?也不同程度地开展了核电厂址前期工作。 核电站优点

1.核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因此核能发电不会造成空气污染。

2.核能发电不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。

3.核能发电所使用的铀燃料，除了发电外，没有其他的用途。

4.核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送。

5.核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本较不易受到国际经济情势影响，故发电成本较其他发电方法为稳定。 核电站缺点

1.核能电厂会产生高低阶放射性废料，或者是使用过之核燃料，虽然所占体积不大，但因具有放射线，故必须慎重处理，且需面对相当大的政治困扰。

2.核能发电厂热效率较低，因而比一般化石燃料电厂排放更多废热到环境裏，故核能电厂的热污染较严重。

3.核能电厂投资成本太大，电力公司的财务风险较高。

4.核能电厂较不适宜做尖峰、离峰之随载运转。

5.兴建核电厂较易引发政治歧见纷争。

6.核电厂的反应器内有大量的放射性物质，如果在事故中释放到外界环境，会对生态及民众造成伤害。

座落于北卡罗莱纳州罗利市的

希隆·哈里斯 (Shearon Harris) 核电站的穹顶形

的安全壳建筑。

您了解核电站的工作原理以及核能的安全性吗？在这篇文章中，我们将为您介绍核反应堆和核电站的工作原理，并带您了解核裂变的原理以及核反应堆的内部情况。

铀是地球上一种相当普通的元素，在地球形成时就存在于这个行星中了。铀原本是在恒星中形成的。年老的恒星爆炸，其尘埃聚集起来形成了地球。铀-238 (U-238) 有一个非常长的半衰期（大于45亿年），因此现在它们仍然大量存在。铀-238占地球上所有铀的99%，铀-235 约占0.7%。铀-234是由铀-238衰变形成的，它更加稀少。（铀-238经过很多阶段的阿尔法和贝塔衰变才能转变为稳定的铅同位素，而铀-234是这条反应链上的一环。）

铀-235有一个奇特的特性让它既可以用于核能发电也可以用于制造核弹。铀-235和铀-238一样都是通过辐射阿尔法射线的方式衰变。铀-235同时也在一小部分时间中进行着自发裂变。然而，铀-235是少数能够发生诱发裂变的物质之一。如果一个自由中子撞击铀-235的原子核，它的原子核将会立即吸收这个中子而变得不稳定，并马上分解。请查看核辐射揭秘以了解全部细节。

核裂变

下面的动画演示了一个中子从上部接近铀-235的原子核。一旦原子核捕捉到中子，它马上分解为两个轻一些的原子，同时释放出两个或三个新的中子（中子的个数取决于铀-235原子分解的方式）。两个

新的原子释放出伽马射线并稳定到新的状态。有三件事情让这个诱发裂变过程变得有趣： 铀-235原子捕捉一个正在穿过的中子的概率非常高。在正常工作的核反应堆中（称为临界状态），每次裂变释放出的中子都会导致另一次裂变的发生。

捕捉中子并发生分解的过程非常迅速，单位为皮秒（即1x10-12秒）。

当单个原子分解时，会有巨大的能量通过热和伽马辐射的形式释放出来。裂变生成的两个原子也能够释放贝塔和伽马射线。单个裂变反应之所以能释放出能量，是因为裂变产物和中子加在一起的质量比原来的铀-235原子的质量要小。方程E=mc2决定了质量差异转化为能量的比率。 单位约为200MeV（百万电子伏特）的能量被铀-235原子通过衰变释放出来（下面的公式将这些量转化为我们常见的单位，1eV=1.602x10-12尔格，1x107尔格=1焦耳，1焦耳=1瓦秒，而1BTU（热量单位）=1055焦耳）。这些可能看上去不是很多，但是一斤铀中有大量的铀原子。事实上，一斤高浓铀被用于为核潜艇或者核动力航母提供能量，这约等于380万升汽油能提供的能量。如果考虑到一斤铀的尺寸比一个棒球还小，而380万升的汽油却能够装满边长为15米（有五层楼高）的立方体，您就能对铀-235 所蕴含的能量有个概念了。

为使铀-235的这些特性得到发挥，铀样品必须得到浓缩，这样它就含有2-3% 或者更高浓度的铀-235。3%的浓度足够用于核电站。武器中的铀含有90%或更多的铀-235。

核电站内部

建造一个核反应堆需要浓度低一些的铀。通常，铀被制作成直径相当于10美分硬币左右，长度为2.5厘米左右的燃料元件。燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒被进一步组装成燃料组件。燃料组件通常被浸泡在压力容器中。容器中的水起冷却作用。为使反应堆工作，浸泡在水中的燃料组件必须处于稍微超临界的状态。这意味着，如果没有其他设备，铀最终将会过热并熔化。

为防止这种情况出现，由吸收中子的材料制成的控制棒通过升降装置插入到燃料组件中。操作员通过升降控制棒来控制核反应的程度。当操作员希望铀堆芯产生更多的热量时，可将控制棒从铀燃料组件中升起。要使热量减少，则降低控制棒以插入到铀燃料组件中。在发生事故或者更换燃料时，控制棒还能被完全插入铀燃料组件中以关闭核反应堆。

铀燃料组件是一个能够产生极高能量的热源。它对水进行加热并将其转化为蒸汽。蒸汽推动蒸汽轮机，而汽轮机则带动发电机来发电。在某些反应堆中，反应堆产生的蒸汽通过二级中介热交换装置将另一个回路的水加热为蒸汽来转动汽轮机。这种设计的好处是放射性的水或

者水蒸汽不会接触到汽轮机。同样，在某些反应堆中，与反应堆堆芯接触的冷却流体是气体（如二氧化碳）或者液态金属（如钠或钾），

这种类型的反应堆允许堆芯在更高的温度下工作。

如果除去核反应堆，核电站和火电站除了生成蒸汽的热源不同外差异很少。

希隆·哈里斯 (Shearon Harris) 发电站的这台发

电机

为家庭和商业设施提供电力。它的发电功率为870

兆瓦。

电站中输送驱动发电机转动的水蒸汽的管道。 反应堆的压力容器通常被放置在一个用作辐射防护的混凝土衬里内。这个衬里被安装在一个更大的钢制密闭容器中。这个容器中有反应堆堆芯以及供工作人员维护反应堆的硬件设施（吊车等）。该容器的作用是防止放射性气体或液体泄漏。

最后，这个密闭容器被外部的混凝土建筑保护，它的强度能够承受喷气式飞机的撞击。这些二级密闭结构对防范如在三里岛事故中那样的辐射或放射性蒸汽的泄漏是必要的。前苏联的核电站中由于没有二级密闭结构，最终导致了切尔诺贝利核电站事故。

哈里斯发电站冷却塔中升起的蒸汽。

核电站控制室中的工作人员能够

监视核反应堆并在发生故障时采取行动。 铀-235并不是核电站中唯一可用的燃料。核电站的另一种燃料是钚-239。钚-239 可以使用中子轰击铀-238得到——这就是核反应堆中时时刻刻发生着的事。

亚临界、临界和超临界状态

铀-235原子分裂时会（根据分裂方式的不同）释放出两个或三个中子。如果附近没有铀-235原子，那么这些中子将会以中子射线的方式飞走。如果铀-235原子是一块铀的一部分——那么附近就有其他铀原子——于是将会发生下面三种情况：

如果，平均起来，每次裂变正好有一个自由中子击中另一个铀-235原子核并使它发生裂变，那么这块铀的质量就被认为是临界的。其质量将维持一个稳定的温度。核反应堆必须被维持在临界状态。

如果，平均起来，击中另一个铀-235原子的自由中子少于一个，那么这块质量就是亚临界的。最终，物质的诱发裂变会终止。 如果，平均起来，有超过一个自由中子击中了另一个铀-235原子，那么这块铀的质量就是超临界的。铀会热起来。

对于核弹，其设计者要求铀的质量远远超过超临界质量，这样燃料块中的所有铀-235能够在极短的时间内全部发生裂变。在核反应堆中，

反应堆堆芯需要稍微超临界，这样工作人员就能控制反应堆的温度。工作人员通过操作控制棒来吸收自由中子，以使反应堆维持在临界水平。

燃料中铀-235的含量（浓缩水平）和燃料块的形状决定了铀的临界状况。可以想象，如果燃料是细薄的片状，那么多数自由中子将会飞出去而不是撞击其他的铀-235原子。球形是最佳的形状。以球形聚集在一起以实现临界反应的铀-235的量大约为0.9公斤。这个量因此被称为临界质量。钚-239的临界质量大约是283 克。 可能出现的问题

核能发电有一个重要的优点——非常清洁。与火电站相比，核电站从环保角度来讲简直就是做到了极致。火电站向大气中释放的放射性物质比核电站还多，同时它还向大气中释放大量的碳、硫和其他元素（有关详细信息，请参见此页）。

非常不幸的是，核电站的运行也存在一些严重的问题：

铀的开采和提纯并不是非常清洁的过程。 非正常运行的核电站能够带来大问题。切尔诺贝利灾难是最近的一个例子。切尔诺贝利核电站的设计不良并且运作不当，这场灾难展示了核电站可能发生的最糟糕的情况。切尔诺贝利核电站向大气中泄漏了成吨的放射性尘埃。

核电站的乏燃料在几百年内都是有毒的，并且到目前为止，世界上没有能安全、永久地存储它们的设施。

运输核燃料往返于核电站带来了一些风险，不过迄今为止，美国并没有发生过这种事故。

很大程度上，以上这些问题使得在美国建设新核电站的尝试偏离了正常轨道。因为社会似乎普遍认为建设核电站风险超过了回报。