[拼音]：hedianzhan

[外文]：nuclear power station

利用核反应堆作为热力源产生高温高压蒸汽以驱动汽轮发电机发电的工厂。从1954年苏联人在奥布宁斯克建成首先座核电站以来，由于核能发电的优越 ，核电站的发展很快，到80年代核能发电的各项技术均已成熟，核电站的设备也都已完善。核电站的建造成本虽高于火电厂，但发电成本已低于火电厂。所以，到1991年，全世界已有约30个国家和地区建成核电站，总装机容量3.275亿千瓦，核能发电量约占总发电量的16％。

核电站的发电形式与火电厂大致相同，不同的是火电厂的一次能源是煤、石油、天然气等化石燃料，而核电站的一次能源是核燃料。核燃料释放热能的机理与一般化石燃料的燃烧过程和机理有着本质区别。化石燃料是通过氧化反应而放出热能，核燃料则是通过原子核的裂变反应释放能量。核裂变反应后，发生所谓质量亏损(△m)，即通过裂变反应，核燃料的一部分质量转化为能量，按照爱因斯坦质能关系E＝mc2，很少的质量亏损能转化为巨大的能量，据计算，每产生1兆瓦热功率需消耗235U1.22克／日。一座百万千瓦核电站，每年消耗235U约25吨。

核电站主要由核岛、常规岛、配套设施等部分组成（图1，见图）。

核电站的核心部分是核岛（图1中安全壳内部分）。核岛中的主要部件是核反应堆、压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器和相应的管道、阀门等组成的主冷却剂回路系统（或称一回路系统）。一般冷却剂主回路系统由几个冷却环路组成。当前，世界上采用压水堆的核电站中，一个环路的电功率多为30万千瓦。

常规岛主要由蒸汽发生器的二次侧、汽轮发电机、凝汽器、给水泵及其相应的管道阀门等组成，称二回路系统（图2）。这部分与火电厂的相应系统大体相同。

核电站的配套设施大都是围绕保障核电站及环境安全而设置的，主要有：

（1）反应堆控制系统和紧急停堆系统。控制系统主要用于调节反应堆功率，实现正常情况下反应堆的启动、停堆。紧急停堆系统，可根据反应堆内外各种监测信号，及时作出判断。当出现事故前兆时，该系统就会立即作出反映，保证反应堆和核电站的安全。

（2）堆心应急冷却系统。当一回路设备损坏、管道破裂时，该系统将迅速向主回路和反应堆堆心注入含硼水，促成使反应堆停止反应。安全注射泵也相继起动，以提供足够的水源，保证堆心的充分冷却。

（3）安全壳顶部设置的喷淋系统。在发生大的失水事故时会自动喷出冷却水，以降低安全壳内的温度、压力。该系统还备有应急电源，可在外部电源断路时，仍可靠地维护核电站的安全。

（4）容积控制系统。主要用于调节主冷却剂的含硼量及容积变化，控制反应 的慢变化。此外，该系统还担负着补充冷却剂的泄漏，以维持一回路冷却剂的装载量。

（5）化学控制系统。主要用于控制一回路冷却剂的含氧量和pH值，抑制有关设备和材料的腐蚀。

核电站其他系统中还有余热导出系统、主泵轴密封水供给系统、冷却剂净化系统、泄漏排放和监测系统、乏燃料贮存和冷却系统、废气、废液、固体废物处理系统等。

为了确保核电站及环境的安全，防止放射 物质逸出，核电站最基本的措施是将裂变燃料及产物严密禁锢在三层屏障内（图3）。

首先道屏障为燃料元件包壳。包壳由锆合金管或不锈钢制成，核燃料心即密封于包壳内。包壳材料的选材、制造和封焊都有严格要求，以保证核燃料裂变产生的放射 不致外泄。

第二道屏障为压力壳。这是反应堆冷却剂压力过界，由冷却剂一回路和反应堆压力容器组成。壳体是一层厚合金钢板，通常功率为30万千瓦的压水堆，其压力壳壁厚160毫米，90万千瓦的压水堆，其压力壳壁厚超过200毫米。其功用是燃料元件包壳密封万一损坏，放射 物质漏到水中，也仍然处在密封的一回路中，受到压力壳的屏障。压力壳能承受 175大气压(约17.7兆帕)的压力，350℃的温度，能有效地阻止首先道屏障泄漏出的放射 物质逸出边界。

第三道屏障是安全壳，又称反应堆厂房。它是一座顶部呈球形的预应力钢筋混凝土建筑物，其壁厚约 1米，内衬6～7毫米钢板。核电站一回路的设备都安装在安全壳内。它具有良好的密封 能，即使在极限事故的情况下，例如一回路管道破裂，出现大量放射 泄漏的事故，或由于洪水、地震，乃至飞射物撞击等而导致严重灾害的情况下，安全壳仍能以其坚实的设计和建筑质量，把事故的影响控制在安全壳内，可靠地防止放射 物质外泄，确保核电站周围的环境不受污染。

为了确保核电站及环境的安全，不仅在核电站本身的设计、建造和运行等方面，规定了许多严格要求，而且在核电站的选址方面，也与火电厂不同。主要是：

（1）选择地震基本烈度较低的地区，避开活动断层，把核电站建筑在牢固的地基上，预防地震破坏；

（2）建筑物整平标高高于附近千年一遇的高水位（包括江河、湖、海）。并且，其上游方向不得有大型水库，以防洪水灾害；

（3）周围不得有易燃易爆设施，如油罐区、 库及其相应的工厂等，杜绝灾害波及；

（4）有充足的、流动的水源；

（5）常年主导风向应背向附近人口集中区。后两条，主要考虑到有利于核电站的安全冷却和稀释放射 影响。

为提高电站的经济 和燃料元件的安全运行，一般按基荷运行，并缩短电站的停运时间，以提高利用率。通常采用“12-3-6-3运行方式”（即一天 24小时按12、3、6、3小时分配）作为基本负荷循环。

设计中应考虑以下负荷跟随能力：

（1）在整个堆心燃料循环周期内，负荷在8～100％的范围内能自动稳定在任何负荷下运行。在 0～10％的范围内，采用手动调节。

（2）核岛控制系统，可保证在15～100％负荷范围内自动跟随±10%的阶跃变化和每分钟5%的速率变化，而不致引起反应堆事故停堆和稳压器的释放阀、安全阀的开启。

（3）在燃料循环周期的80％期间，自动跟随设计的基本日负荷循环。

（4）至少在燃料循环周期的85％期间，在基本日负荷循环的任何时间内，能以每分钟5％的速率从较低负荷回到70％的额定负荷。

（5）二回路系统接受额定蒸汽85～90％的倾泻，维持蒸汽发生器相应的给水，从100％负荷甩到厂用电负荷，不致引起反应堆事故停堆，也不引起稳压器的释放阀、安全阀和主蒸汽管线的释放阀、安全阀开启。

反应堆可用两种方法跟随基本负荷循环：

（1）控制棒在规定的调节带内调节反应堆冷却剂中硼酸浓度，补偿缓慢变化的反应 。

（2）只用控制棒调节，不用调节反应堆冷却剂中硼酸的浓度。

从低负荷快速回到满负荷，根据电网要求，可分两个阶段完成：

（1）用控制棒，以每分钟≤5％额定负荷的速率可直接提高到70％额定负荷。

（2）用反应堆冷却剂中硼酸浓度的稀释和氙气的变化，从70％逐渐回升到100％额定负荷。返回的速率与堆心燃料周期有关，从每分钟0.2～2％的范围。

核电站的维护，同火电厂相比，有它自己的特点。核电站的维修更加重视以预防为主。与常规电站的主要区别有：

（1）核电站在运行时间内难于接近检查；

（2）检修环境带放射 ；

（3）工程安全设施有特殊要求。由于核电站在运行时，反应堆和一回路及其主要辅助系统的很多设备带有强放射 ，必须充分利用换料期间进行维修。要有计划地进行预防 的在役检查和维修。一般情况下按核电站40年设计寿命规定在役检查的项目、方法及进度。通常有两种进度安排：均匀分布在役检查进度和非均匀分布在役检查进度。在运行寿命期开始的前 3年，采用“非均匀分布”有利于消除运行初期的潜在事故。此外，核电站的维修工作很多是具有放射 的操作。运出现场维修的设备和部件，需实施去放射 处理，以尽量减少工作人员所受剂量。同时，也不要产生过多的放射 废物量。工作人员进入设备现场维修，需预先拟定周密计划，采取防护措施、使用专用维修工具。对某些极限作业，可用机器人来进行。核电站有很多工程安全设施，对它们需定期进行试验，保证一旦需要，能立即可靠地投入运行。此外，关于核电站的投产前试验、调试启动、正常启动与停闭等，都有严格规定的项目、程序和进程。为此，核电站要有严密的科学的人员组织，并需进行严格的培训。运行人员除实际值班运行外，还需定期在模拟装置上进行训练与复习，以减少人为事故，并提高处理事故的能力。

参考书目

凌备备、杨延川编：《核反应堆工程原理》，原子能出版社，北京，1981。

朱继川、俞保安编：《压水堆核电站的运行》，原子能出版社，北京，1982。

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