能源技术概论讲义(14)

第二节 反应堆

一、 反应堆的分类

实现大规模可控核裂变链式反应的装置称为核反应堆，简称反应堆，它是向人类提供核能的关键设备。

根据反应堆的用途、所采用的燃料、冷却剂与慢化剂的类型及中子能量的大小，反应堆有许多分类的方法。

?生产堆??动力堆按反应堆的用途分类??试验堆??供热堆水冷堆??气冷堆?按反应堆使用的冷却剂分类??有机介质堆??液态金属冷却堆?天然铀堆?按反应堆使用的核燃料分类?浓缩铀堆?钚堆??石墨堆?按反应堆采用的慢化剂分类?轻水堆?重水堆??均匀堆按核燃料的分布分类??非均匀堆 ?热中子堆按中子的能量分类??快中子堆二、 动力堆

（一） 轻水堆 （二） 重水堆 （三） 气冷堆

- 45 -

（四） 快中子增殖堆

三、 供热堆

供热堆是专门用于供热的一种反应堆，当然也可以利用供热堆提供的热量，采用吸收式制冷或喷射制冷的方式实现冷、热联产；或用于海水淡化。基于安全性的考虑，池式低温供热堆是供热堆的主要形式。

第三节 核电站

一、 核电站的组成

核能最重要的应用是核能发电。

核电站和火电站的主要区别是热源不同，而将热能转换为机械能，在转换成电能的装置则基本相同。火电站靠烧煤、石油或天然气来取得热量，而核电站则依靠反应堆中的 将核燃料裂变链式反应所产生的热量带出来。

核电站的系统和设备通常由两大部门组成：核的系统和设备，又称核岛；常规的系统和设备，又称常规岛。目前核电站中广泛采用的是轻水堆，即压水堆和沸水堆。

（一）压水堆核电站 （二）沸水堆核电站

二、核电站系统

（一）核岛的核蒸汽供应系统

（1）一回路主系统 （2）化学和溶剂控制系统 （3）余热排出系统 （4）安全注射系统 （5）控制、保护和检测系统 （二）核岛的辅助系统

- 46 -

（1）设备冷却水系统 （2）硼回收系统

（3）反应堆的安全壳及喷淋系统 （4）核燃料的装换料及储存系统

（5）安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统 （6）柴油发电机组 （三）常规岛的系统

（1）二回路系统 （2）循环冷却水系统 （3）电气系统

三、核电站的运行

核电站运行的基本原则和火电站一样，都是根据电站的电负荷需要量来调节供给的热量。由于核电站是由反应堆供热，因此核电站的运行和火电站相比会有一些新的特点。

（1）在火电厂中可以连续不断地向锅炉供应燃料，而核电站必须对反应堆堆芯一次装料，并定期停堆换料。

（2）反应堆的队内构建和压力容器等因受中子的辐照而活化，所以反应堆不管是在运行中或停闭后都有很强的放射性，这就给电站的运行和维修带来一定的困难。

（3）反应堆停闭后，在运行过程中积累起来的裂变碎片和?、?衰变将继续使堆芯产生余热（又称衰变热），因此堆停闭后不能立即停止冷却，还必须把这部分余热派出去；此外核电站还必须考虑在任何事故工况下都能对反应堆进行紧急冷却。

（4）核电站在运行工程中会产生气态、液态和固态的发射性废物，对这些废物必须按照核安全的规定进行妥善处理，以确保工作人员和居民的健康，而火电站中这一问题是不存在的。

（5）与火电站相比核电站建设费用高，但燃料所占的费用却较低。

- 47 -

第四节 核电站的安全性

一、 核电与核弹

核电站的反应堆发生事故时不会像核武器那样爆炸。

二、核电站放射性影响

饮食、吸烟、乘飞机都会使人们受到辐射的影响，从相关资料看核电站对居民辐照是微不足道的，比起燃煤电站要小很多，因为煤中含镭，其辐照甚强。

三、核电安全性原则 四、反应堆的安全设计

1、陶瓷燃料芯块 2、燃料元件包壳 3、压力容器和管道 4、混凝土屏蔽 5、圆顶的安全壳构筑物 6、隔离区 7、低人口区

五、反应堆的工程安全防护

第五节 21世纪的核能

一、 可控核聚变

（一）磁约束系统 （二）慢性约束系统

- 48 -

二、急速器驱动的洁净核能系统 三、我国核能利用的发展

? 作业：请同学们查阅相关资料获得我国核能利用的最新情况。

- 49 -