1、目录第1章 核产业概述31.1核能的概念及分类31.2核能发展史41.3核技术的应用领域51.4核能利用的意义5第2章 核电产业概况82.1核电站概念82.2核电站发电原理92.3核电站结构102.4核电站关键设备122.4.1什么是反应堆122.4.2蒸汽发生器142.4.3什么是蒸汽供应系统162.4.3什么是安全壳（反应堆厂房）192.5核燃料循环及其组成192.6核电技术222.6.1核电站分类222.6.2核电技术历史沿革242.6.3我国核电技术历史沿革282.7核电发展282.7.1世界核电发展概况282.7.2我国核电发展概况322.7.3我国进一步发展核电的必要性352.8国
2、际核电竞争新格局37第3章 我国核电产业分析393.1我国核电产业扶持政策概况393.2我国核电站投资概况413.2.1我国已运营核电站413.2.2我国在建核电站433.2.3我国筹建中核电站473.3核电供给情况543.3.1我国核电比重543.3.2核电的成本优势583.3.3核电价格优势63第4章 核电原料分析664.1铀概述664.2铀市场供给664.2.1铀储量与资源664.2.2铀资源开采694.2.3铀浓缩744.2.4燃料元件制造744.3铀市场需求754.4铀市场价格784.5铀市场展望804.6我国核燃料循环814.6.1我国铀资源分布824.6.2铀矿资源和开采834.
3、6.3转化884.6.4浓缩和进口浓缩铀884.6.5核燃料元件制造884.6.6再加工和回收894. 6. 7废料管理904.6.8研发91第5章 核电设备制造分析935.1主要核电设备935.2核电设备产业发展政策955.3 我国核电设备市场规模965.4我国核电装备制造业的现状与能力975.4.1制造能力975.4.2国产化现状985.4.3我国核电装备制造业的优势与差距985.5国内外主要核电设备企业分析1005.5.1 国内重点核电设备企业1005.4.2国外核电设备制造业重点企业1035.5核电设备产业发展趋势1035.6核电设备产业发展问题105第6章 国内核电行业重点企业分析1
4、076.1中国核工业集团1076.2中国广东核电集团1116.2.1业务概览1116.3中国电力投资集团1176.3.1发电量1176.3.2装机容量1186.3.3电源结构1196.3.4重点核电项目概况120第7章 核安全与保障1217.1核电站的安全保证1227.2核电站安全保障系统1237.3乏燃料处理1267.5核废料处理131第8章 民用非动力核技术1338.1什么是民用非动力核技术1338.2放射性同位素应用1338.2.1工业上的应用1338.2.2农业上的应用1348.2.3医学上的应用1358.2.4其他非动力应用1368.3国内外非动力核技术产业发展现状1368.3.1国
5、外非动力核技术产业发展现状1378.3.2我国非动力核技术产业发展现状1378.4我国非动力核技术发展问题1408.5我国非动力核技术发展趋势141第9章 核产业发展问题及趋势研究1429.1存在的问题1429.2发展趋势145附件158附件1 核级产品设计鉴定与市场准入机制158附件2 中国核电行业税收政策162核产业研究报告第1章 核产业概述1.1核能的概念及分类核能是通过转化其质量从原子核释放的能量，符合阿尔伯特爱因斯坦的方程E=mc2;，其中E=能量，m=质量，c=光速常量。核能的释放主要有三种形式：A.核裂变能所谓核裂变能是通过一些重原子核(如铀-235、铀-238、钚-239等)的
6、裂变释放出的能量B.核聚变能由两个或两个以上氢原子核(如氢的同位素氘和氚)结合成一个较重的原子核，同时发生质量亏损释放出巨大能量的反应叫做核聚变反应，其释放出的能量称为核聚变能。C.核衰变核衰变是一种自然的慢得多的裂变形式，因其能量释放缓慢而难以加以利用核能，又称原子能。原子核中的核子重新分配时释放出来的能量。 核能可分为三类：（1）裂变能，重元素（如铀、钚等）的原子核发生分裂时释放出来的能量；（2）聚变能，由轻元素（氘和氚）原子核发生聚合反应时释放出来的能量；（3）原子核衰变时发出的放射能。核能与化学能的区别在于，化学能是靠化学反应中原子间的电子交换而获得能量。例如煤或石油燃烧时，每个碳或氢
7、原子氧化过程中，只能释放出几个电子伏能量，而核能则靠原子核里的核子（中子或质子）重新分配获得能量，这种能量大得出奇。例如，每个铀原子核裂变时，就能放出2亿电子伏能量，所以1kg铀裂变时释放出来的能量相当于2500t标准煤。等量的聚变燃料在聚变时释放出来的能量又比裂变能大45倍。 现在，人们已经利用核裂变能发电、供热，也正在研究受控核聚变，试图开发利用核聚变能。放射能的利用也比较普遍，例如放射电池就是利用钚238在衰变过程中释放出来的能量来发电的。1.2核能发展史核能(nuclear energy)是人类历史上的一项伟大发明，这离不开早期西方科学家的探索发现，他们为核能的应用奠定了基础。19世纪
8、末 英国物理学家汤姆逊发现了电子。1895年 德国物理学家伦琴发现了X射线。1896年 法国物理学家贝克勒尔发现了放射性。1898年 居里夫人与居里先生发现新的放射性元素钋。1902年 居里夫人经过4年的艰苦努力又发现了放射性元素镭。1905年 爱因斯坦提出质能转换公式。1914年 英国物理学家卢瑟福通过实验，确定氢原子核是一个正电荷单元，称为质子。1935年 英国物理学家查得威克发现了中子。1938年 德国科学家奥托哈恩用中子轰击铀原子核，发现了核裂变现象。1942年12月2日 美国芝加哥大学成功启动了世界上第一座核反应堆。1945年8月6日和9日 美国将两颗原子弹先后投在了日本的广岛和长崎
9、1957年 苏联建成了世界上第一座核电站-奥布灵斯克核电站。在1945年之前，人类在能源利用领域只涉及到物理变化和化学变化。二战时，原子弹诞生了。人类开始将核能运用于军事、能源、工业、航天等领域。美国、俄罗斯、英国、法国、中国、日本、以色列等国相继展开对核能应用前景的研究。核能发电的历史与动力堆的发展历史密切相关。动力堆的发展最初是出于军事需要。1954年，苏联建成世界上第一座装机容量为 5兆瓦(电)的核电站。英、美等国也相继建成各种类型的核电站。到1960年,有5个国家建成20座核电站，装机容量1279兆瓦（电）。由于核浓缩技术的发展，到1966年，核能发电的成本已低于火力发电的成本。核能
10、发电真正迈入实用阶段。1978年全世界22个国家和地区正在运行的30兆瓦（电）以上的核电站反应堆已达200多座,总装机容量已达107776兆瓦（电）。80年代因化石能源短缺日益突出，核能发电的进展更快。到1991年，全世界近30个国家和地区建成的核电机组为423套，总容量为3.275亿千瓦，其发电量占全世界总发电量的约16。世界上第一座核电站苏联奥布宁斯克核电站. 中国大陆的核电起步较晚，80年代才动工兴建核电站。中国自行设计建造的30万千瓦（电）秦山核电站在1991年底投入运行。大亚湾核电站于1987年开工，于1994年全部并网发电。1.3核技术的应用领域核技术应用可分成两类：动力核技术和非
11、动力核技术，动力核技术应用如核电、核潜艇等，核电站的经济效益已给人很深的印象。但实际上，非动力核技术应用也就是基于射线如伽玛射线、电子束等的应用，具有更好的经济效益和社会效益。他的应用领域广、节能、环保。 民用非动力核技术的发展不仅有力推动了其应用领域如医学、环境等高技术领域的发展，也形成了一个新的高技术产业领域民用非动力核技术应用产业。主要包括：核探测成像装置、新型放射性诊断和治疗装置及创新药物、烟道气辐射脱硫脱氮关键技术及设备、辐射加工、辐射灭菌、材料改性、新型辐照加速器等辐照装置以及同位素制品等。1.4核能利用的意义核电站的造价比火电厂要高得多，但是由于核燃料价格比较稳定，不像煤炭、石油
12、等价格，随开发量和其他因素的变动不断上涨，因此，核电站的发电成本比燃煤电厂低，比燃油电厂更低。核能发电消耗的燃料较少，运输量也小，不受燃料产地限制。核电站可以建在离负荷中心较近的地方，缩短了输电线路，节省输电线路的投资和降低输电过程的电能损耗。核电站另一个优点是没有污染，属清洁能源。而且由于设计、建造、管理都已经有成熟的经验，核电站的安全可靠性得到了充分保证。从第一座核电站建立到今天，已经走过了50多年的历程。世界上近500座核电站，只发生过两次核反应堆泄漏放射性物质的事故，其中的一次因为有严格、完善的外壳保护，没有外泄污染环境。只有前苏联的切尔诺贝利核电站，由于设计落后，用了轻水石墨堆，在1
13、986年发生严重的核外泄污染事故，这种反应堆已经淘汰。因此，核能发电将是世界各国21世纪能恨今源发展的战略重点，在21世纪能源保障和环境保护中将起到重要的作用。1. 核能是清洁的能源目前环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的，化石燃料燃烧会放出大量的烟尘、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害气体造成的“温室效应”，将使地球气温升高，会造成气候异常，加速土地沙漠化过程，给社会经济的可持续发展带来灾难性的影响，核电站并不排放这些有害物质，不会造成“温室效应”，与火电厂相比，它能大大改善环境质量，保护人类赖以生存的生态环境等。 在国外核电站的周围有人居住、游泳、放牧牛羊、钓鱼，有的核电
14、站位于大城市附近，有的位于游览区。核电站是安全、经济、干净的能源，与火电站相比，更有利于保护环境。核电厂和火电厂对环境影响的比较（电功率100兆瓦） 核电站对周围环境无污染 居民受到的辐射剂量 氧化硫排放量（吨/年） 烟灰和殊物质（吨/年）氧化氮排放量 （吨/年） 采矿面积 （亩/年） 危害健康的相对指数燃煤发电厂 0.048 46000-127500350026250-300001210SO：32000 NOx：4530 烟灰：1100压水堆核电站：0.018 0 00 30-42氪氙 1磷 202. 核电站废物严格遵照国家标准，对人民生活不会产生有害影响 核电厂的三废治理设施与主体工程同时
15、设计，同时施工，同时投产，其原则是尽量回收，把排放量减至最小，核电厂的固体废物完全不向环境排放，放射性液体废物转化为固体也不排放；像工作人员淋浴水、洗涤水之类的低放射性废水经过处理、检测合格后排放；气体废物经过滞留衰变和吸附，过滤后向高空排放。 核电厂废物排放严格遵照国家标准，而实际排放的放射性物质的量远低于标准规定的允许值。所以，核电厂不会对给人生活和工农业生产带来有害的影响。3. 核电站是经济的能源 世界上有核电国家的多年统计资料表明，虽然核电站的比投资高于燃煤电厂，但是，由于核燃料成本显著地低于燃煤成本，以及燃料是长期起作用的因素，这就使得目前核电站的总发电成本低于烧煤电厂。4. 核能是
16、可持续发展的能源 世界上已探明的铀储量约490万吨，钍储量约275万吨。这些裂变燃料足够使用到聚变能时代。聚变燃料主要是氘和锂，海水中氘的含量为0.034克/升，据估计地球上总的水量约为138亿亿立方米，其中氘的储量约40万亿吨，地球上的锂储量有2000多亿吨，锂可用来制造氚，足够人类在聚变能时代使用。按目前世界能源消费的水平，地球上可供原子核聚变的氘和氚，能供人类使用上千亿年。因此，有些能源专家认为，只要解决了核聚变技术，人类就将从根本上解决了能源问题。1核电是高效能源，消耗资源少火电站利用化石燃料的燃烧所释放出的化学能来发电，核电站则利用核燃料的核裂变反应所释放的核能来发电。核能要比化学能
17、大得多，所以核电站所消耗的核燃料比同样功率的火电厂所消耗的化石燃料要少得多。例如，一座百万千瓦级的煤电厂每年要消耗约300万吨原煤，而一座同样功率的核电站每年仅需补充约30吨核燃料，后者仅为前者的十万分之一。核电站（右）一年仅需补充30吨核燃料，一辆重型车即可拉走。煤电厂（左）一年消耗300万吨原煤，相当于每天要右一列40节车厢的火车为它拉煤。2核电站的清洁能源，环境影响小目前的环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的。化石燃料的燃烧排放大量的二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物和飘尘，造成全球气温升高，酸雨频降并破坏臭氧层，对人类和环境造成极大威胁和损害。核电站不会造成这种环境污染，因为它不使用化石
18、燃料。3核电是安全能源，发生事故的可能性小核电是世界上最安全的行业之一。全世界50年来500多座核电反应堆在其总共1万2千多堆年的运行历史中，只在上世纪七八十年代发生过两起堆芯熔化的严重事故。现在核电站的安全性能更好，发生事故的可能性更小。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
19、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。第2章 核电产业概况2.1核电站概念核电站是利用核分裂(Nuclear Fission)或核融合(Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核分裂反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。2.2核电站发电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
20、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。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。它与我们常见的火力发电厂一样，都用蒸汽推动汽轮机旋转，带动发电机发电。它们的主要不同在于蒸汽供应系统。火电厂依靠燃烧化石燃料（煤、石油或天然气）释放的化学能制造蒸汽，核电站则依靠核燃料的核裂变反应释放的核能来制造蒸汽。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。原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却
21、水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。2.3核电站结构核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）（如下图所示）。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
22、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
23、屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。汽轮发电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低，汽轮发电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。2.4核电站关键设备2.4.1什么是反应堆（1）反应堆概念及分类核反应堆（nuclear reactor）俗称原子反应堆，是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现
24、核能热能转换的装置。核反应堆是核电厂的心脏。核反应堆，根据核能释放原理的不同，分为核裂变反应堆和核聚变反应堆两类。核裂变反应堆系指在其中维持可控核裂变反应的装置。核裂变反应堆按用途可分为生产堆、动力堆、试验研究堆；按冷却剂和慢化剂分为压水堆、沸水堆、重水堆、气冷堆、石墨水冷堆等；按中子能量分为快中子堆、中能中子堆和热中子堆等。核聚变反应堆系指在其中维持可控核聚变反应的装置。它可分磁约束核聚变反应堆、激光核聚变反应堆等。核反应堆的基本组成是堆芯、控制系统及冷却系统等。堆芯是发生核裂变和核聚变反应的部位，冷却剂流过堆芯将核裂变或核聚变反应发出的热量带走。控制系统用来控制核裂变或核聚变反应速度。当前
25、世界上建得最多的是压水堆核电站。（2）核反应堆的构成反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。l 堆芯中的燃料：反应堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂变材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有-235，它在天然铀中的含量仅有0.711，另外两种同位素-238和-234各占99.238和0.0058，后两种均不易裂变。另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料-233和Pu-239。用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。l 燃料包壳：为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等
26、l 控制与保护系统中的控制棒和安全棒：为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。l 冷却系统中的冷却剂：为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。l 慢化系统中的慢化剂：由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。l 反射层：反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料
27、它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。l 屏蔽系统：反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及剂量。l 辐射监测系统：该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。（3）核燃料组件核电站的燃料是铀，其有效成分是其中的铀-235，含量为3%左右。核燃料被烧结成一个个圆柱状的二氧化铀陶瓷体芯块，叠装在用锆合金做成的包壳管中，做成一根根细长的燃料棒，再把这些燃料棒按一定规则组装成一个个燃料组件，就可供核电站使用。核电站的反应堆芯内有100多个这样的核燃料组件，总重量达几十吨。 （4）控制棒组件核反应堆的开、停和核功率的调节都由控制棒控制。控制棒内的材料能强烈吸收中子，可以控制反应堆内链式裂变反应的进行。
28、控制棒也组装成组件的形式。反应堆不运行时，控制棒插在堆芯内。开堆时将控制棒提起，运行中根据需要调节控制棒的高度。一旦发生事故，全部控制棒会自动快速下落，使反应堆内的链式裂变反应停止。2.4.2蒸汽发生器蒸发器（evaporator）是指通过加热使溶液浓缩或从溶液中析出晶粒的设备，主要由加热室和蒸发室两部分组成。加热室向液体提供蒸发所需要的热量，促使液体沸腾汽化；蒸发室使气液完全分离。加热室中产生的蒸气带有大量液沫，到了较大空间的蒸发室后，这些液体借自身凝聚或除沫器等的作用得以与蒸气分离。通常除沫器设在蒸发室的顶部。蒸发器按操作压力分常压、加压和减压3种。按溶液在蒸发器中的运动状况分有：循环型。
29、沸腾溶液在加热室中多次通过加热表面，如中央循环管式、悬筐式、外热式、列文式和强制循环式等；单程型。沸腾溶液在加热室中一次通过加热表面，不作循环流动，即行排出浓缩液，如升膜式、降膜式、搅拌薄膜式和离心薄膜式等；直接接触型。加热介质与溶液直接接触传热，如浸没燃烧式蒸发器。蒸发装置在操作过程中，要消耗大量加热蒸汽，为节省加热蒸汽，可采用多效蒸发装置和蒸汽再压缩蒸发器。蒸发器广泛用于化工、轻工等部门。蒸汽发生器是核电站中仅次于压力容器的重型设备。它的作用是把一回路水从核反应堆中带出的热量传给二回路水，并使其变成蒸汽。蒸汽发生器内部有几千根薄壁传热管，呈倒U形布置。一回路水在传热管内流动，二回路水在管外
30、流动。蒸汽在蒸汽发生器的上部形成。2.4.3什么是蒸汽供应系统核蒸汽供应系统 （nuclear steam supply system），核动力装置中利用原子核反应堆内核燃料裂变反应生成的热能产生蒸汽的系统。核蒸汽供应系统主要包括核反应堆、蒸汽发生器、主冷却剂系统及其辅助系统。一般用于发电、驱动和供热。图1是各种核蒸汽供应系统的示意图。核蒸汽供应系统的类型有单回路的（用于沸水堆）、两回路的（用于压水堆、气冷堆、重水堆和有机堆）和三回路的（用于液态金属冷却的快中子堆）。在单回路的核蒸汽供应系统中，反应堆的冷却剂在反应堆内加热后，直接变为蒸汽送往汽轮机，经汽轮机凝汽器冷凝后的冷却剂再由泵送入堆内。
31、在两回路的核蒸汽供应系统中，反应堆的冷却剂在反应堆内加热后由主循环泵送入蒸汽发生器，加热蒸汽发生器另一侧的给水，使之变为蒸汽送往汽轮机；经汽轮机冷凝器冷凝后的冷却剂再进入反应堆入口。在两回路核蒸汽供应系统中另设立一个中间回路，便成为三回路的系统。图2为压水堆核蒸汽供应系统主要部分的布置。它包括核反应堆本体（压力壳、堆内构件和控制棒组件等）、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器、冷却剂系统管道及其附件，以及一些主要的辅助系统（如稳压系统、净化系统、化学控制系统、余热排除系统和安全防护系统等）。核蒸汽供应系统设备庞大，系统复杂，设计制造较难，价格昂贵。80年代以来趋向于大型化，减少一回路的并联环路数目，并
32、使设备标准化。如有些1200MW电功率的压水堆核蒸汽供应系统采用 4个并联环路的一回路；900MW电功率的核蒸汽供应系统采用3个并联环路的一回路。它们的单个设备可以通用，每个环路单元为300MW。一座1010MW毛电功率压水堆的核蒸汽供应系统参数如下：核反应堆热功率 2905MW冷却剂和慢化剂 轻水一回路的环路数目3冷却剂总流量49030吨时冷却剂平均压力 15.5兆帕冷却剂温度反应堆入口292.4反应堆出口327.6蒸汽发生器台数3蒸汽总流量 5810吨时蒸汽压力 6.42兆帕蒸汽湿度 0.25核蒸汽供应系统内的工作介质有放射性，要求严格防止破裂和泄漏事故。2.4.3什么是安全壳（反应堆厂房
33、安全壳是核电站的标志性建筑材物，核蒸汽供应系统的所有设备均装载其内。安全壳一般为带有半球形顶的圆柱体钢筋混凝土建筑物，直径约40米，高约60米，厚约1米，内衬6毫米厚的钢板以确保整体的密封性。安全壳能承受地震、飓风、飞机坠落等各种冲击，是核电站的保护神，并确保核反应堆内的放射性物质不逸入环境。2.5核燃料循环及其组成 核工业是一个十分广大的系统工程，其组成体系包括： 铀矿勘探、铀矿开采与铀的提取、燃料元件制造、铀同位素分离、反应堆发电、乏燃料后处理、同位素应用以及与核工业相关的建筑安装、仪器仪表、设备制造与加工、安全防护及环境保护。核燃料循环（nuelear fuel cycle），为核动力
34、反应堆供应燃料和其后的所有处理和处置过程的各个阶段。它包括铀的采矿，加工提纯，化学转化，同位素浓缩，燃料元件制造，元件在反应堆中使用，核燃料后处理，废物处理和处置等（如下图所示）。核燃料循环有3种主要型式：一次通过。使用过的燃料元件不进行后处理，而直接作为废物加以处置。热中子堆中再循环。使用过的燃料元件经后处理回收其中未用完的铀和新产生的钚，返回重新制造元件，循环使用。快中子增殖堆中再循环。快中子增殖堆燃料由钚和贫化铀构成。使用过后，经后处理回收其中铀和钚，返回循环使用。在这种反应堆中由铀238吸收中子生成的钚比由于裂变而消耗掉的钚还要多，因此可以实现核燃料（钚）的增殖。另一种不常用的核燃料是
35、钍，它来自自然界的钍矿。钍232在反应堆中吸收中子后可转化为另外一种核燃料铀233。因此，由铀233和钍结合使用也构成核燃料循环。1. 铀矿地质勘探铀是核工业最基本的原料。铀矿地质勘探的目的是查明和研究铀矿床形成的地质条件，总结出铀矿床在时间上和空间上的分布规律，并用此规律指导普查勘探，探明地下的铀矿资源。普查勘探工作的程序为区域地质调查、普查和详查、揭露评价、勘探等，同时还要求工作人员进行地形测量、地质填图、原始资料编录等-系列的基础地质工作。分散在地壳中的铀元素在各种地质作用下不断集中，最终形成了铀矿物的堆积物，即铀矿床。了解铀矿床的形成过程，对铀矿普查勘探具有十分重要的指导意义。并不是所
36、有的铀矿床都有开采、进行工业利用价值的。据统计，在已发现的170多种铀矿床及含铀矿物中，具有实际开采价值只有1418%。影响铀矿床工业的两个主要因素是矿石品位和矿床储量。此外，评价的因素还有矿石技术加工性能、矿床开采条件，有用元素综合利用的可能性和交通运输条件等。2. 铀矿开采 生产铀的第一步是铀矿开采。其任务是从地下矿床中开采出工业品位的铀矿石，或将铀经化学溶浸，生产出液体铀化合物。由于铀矿有放射性，所以铀矿开采其特殊方法。常用的主要有三种：露天开采、地下开采和原地浸出。 露天开采一般用于埋藏较浅的矿体，方法剥离表土和覆盖岩石，使矿石出露，然后进行采矿。 地下开采一般用于埋藏较深的矿体，此种
37、方法的工艺过程比较复杂。与以上两种法方法相比，原地浸出采铀具有生产成本低，劳动强度小等优点，但其应用有一定的局限性，仅适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床 。其方法是通过地表钻孔将化学反应剂注入矿带，通过化学反应选择性地溶解矿石中的有用成分-铀，并将浸出液提取出地表，而不使矿石绕围岩产生位移。3. 铀矿石的加工铀矿石加工的目的是将开采出来的具有工业品位或经放射性选矿的矿加工富集，使其成为含铀较高的中间产品，即通常所说的铀化学浓缩物。将此种铀化学浓缩物精制，进一步加工成易于氢氟化的铀氧化物作为下一步工序的原料。铀矿石加工的主要步骤包括：矿石品位、磨矿、矿石浸出，母液分离、溶液纯化、沉淀等工序。
38、为了便于浸出，矿石被开采出来后，必须将其破碎磨细，使铀矿物充分暴露。然后采用一定的工艺，借助一些化学试剂（即浸出剂）或其它手段将矿石中有价值的组分选择性地溶解出来。浸出方法有两种：酸法和碱法。由于浸出液中铀含量低，而且杂质种类多，含量高，所以必须将杂质去除才能确保铀的纯度。实现这一过程，可以选择以下两种方法:离子交换法（又称吸附法）和溶剂萃取法。水冶生产的最后一道工序是将沉淀物洗涤、压滤、干燥，然后得到水冶产品铀化学浓缩物，又称黄饼。 4. 铀的浓缩为了提高铀-235浓度所进行的铀同位素的分离处理称为浓缩。通过浓缩可以为某些反应堆提供铀-235浓度符合要求的铀燃料,现今所采用的浓缩方法有气体扩
39、散法、分离法、激光法、喷嘴法、电磁分离法、化学分离法等，其中气体扩散法和离心分离法是现代工业上普遍采用的浓缩方法。浓缩处理是以六氟化铀形式进行的。5. 核燃料元件经过提纯或浓缩的铀，还不能直接用作核燃料。必须经过化学，物理、机械加工等处理后，制成各种不同形状和品质的元件，才能供反应堆作为燃料来使用。 核燃料元件种类繁多，按组分特征来分，可分为金属型、陶瓷型和弥散型；按几何形状来分，有柱状、棒状、环状、板状、条状、球状、棱柱状元件；按反应堆来分，可以分为试验堆元件，生产堆元件，动力堆元件（包括核电站用的核燃料组件）。核燃料元件一般都是由芯体和包壳组成的。由于它长期在强辐射、高温、高流速甚至高压的
40、环境下工作，所以对芯片的综合性能、包壳材料的结构和使用寿命都有很高的要求。可见，核燃料元件制造是一种高科技含量的技术。6. 乏燃料的后处理 经过辐照的燃料元件，从堆内卸出时总是含有一定量未分裂和新生的裂变燃料。乏燃料的后处理的目的就是回收这些裂变燃料如铀-235，铀-233和钚，利用它们再制造新的燃料元件或用做核武器装料。此外，回收转换原料（铀-238，铯-137，锶-90），提取处理所生成的超铀元素以及可用作射线源的某些放射性裂变产物（如铯-137，锶-90等），都有很大的科学和经济价值。但此项工序放射性强，毒性大，容易发生临界事故，所以，在进行乏燃料的后处理时一定要加强安全防护措施。后处理
41、工艺一般分为四个步骤：冷却与首端处理、化学分离、通过化学转化还原出铀和钚、通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚（或二氧化钚）。冷却与首端处理是冷却将乏燃料组件解体，即脱除元件包壳，溶解燃料芯块。化学分离（即净化与去污过程）是将裂变产物从-Pu中清除出去,然后用溶剂淬取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来。7. 三废处理与处置在核工业生产和科研过程中，会产生一些不同程度放射性的固态、液态和气态的废物，简称为三废。在这些废物中，放射性物质的含量虽然很低，危害却很大。普通的外界条件（如物理、化学、生物方法）对放射性物质基本上不会起作用。因此在放射性废物处理过程中，除了靠放射性物
42、质的衰变使其放射性衰减外，就只能采取多级净化、去污、压缩减容、焚烧、固化等措施将放射性物质从废物中分离出来，使浓集放射性物质的废物体积尽量减小，并改变其存在的状态，以达安全处置的目的。这个过程称为三废处理与处置。2.6核电技术2.6.1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路等系统，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
43、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
44、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12，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6070。2.6.2核电技术历史沿革1、 第一代核能发电机组第一代核能发电是利用原子核裂变能发电的初级阶段，从为军事服务走向和平利用，时间大体上在上世纪50年代到60年代中期，以开发早期的原型堆核电厂为主。例如，美国西屋电气公
45、司开发的民用压水堆核电厂，希平港（shippingport）核电厂在美国建成；以及通用电气公司（GE）开发的民用沸水堆核电厂，第一个建在美国加利福尼亚湾洪保德湾，以及随后1960年7月建成德累斯顿（Dresden-I）。前苏联1954年在莫斯科附近奥布宁斯克建成第一座压力管式石墨水冷核电厂，英国1956年建成第一座产钚、发电两用的石墨气冷核电厂卡德霍尔核电厂，1957年，美国建成电功率为九万千瓦的希平港原型核电站。这一时期的工作，为下一步商用核电厂的发展奠定了基础。第二代核电厂基本上仿照了这一代核电厂的模式，只是技术上更加成熟,容量逐步扩大，并逐步引进先进技术。2、 第二代核能发电机组第二代核
46、能发电是商用核电厂大发展的时期，从上世纪60年代中期到90年代末，即使目前在兴建的核电厂，还大多属于第二代的核能发电机组。前后形成两次核电厂建设高潮，一次是在美国轻水堆核电厂的经济性得到验证之后，另一次是在1973年世界第一次石油危机后，使得各国将核电作为解决能源问题的有力措施。第二代核电厂的建设形成了几个主要的核电厂类型，他们是压水堆核电厂，沸水堆核电厂，重水堆（CANDU）核电厂，气冷堆核电厂，以及压力管式石墨水冷堆核电厂。建成441座核电厂，最大的单机组功率做到150万千瓦，总的运行业绩达到上万个堆年。期间仅出现过两次较大的事故，即三里岛核电厂事故和切尔诺贝利核电厂事故。气冷堆核电厂由于其建造费用和发电成本竞争不过轻水堆核电厂，上世纪70年代末已停止兴建。石墨水冷堆核电厂由于其安全性能存在较大缺陷，切尔诺贝利核电厂事故以后，不再兴建。3、 第三代核能发电机组上世纪90年代，为解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电界集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台“先进轻水堆用户要求”文件和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通
