核反应堆安全 第一章 绪论.pptVIP

* 1942年，費米等人在芝加哥大學運動場看台下的室內球場，利用高純度的鈾和石墨，堆成了所謂的芝加哥反應堆（Chicago Pile），如圖1。這是人類第一座核反應器，也證實人類可以自由控制核反應的進行。 核反应堆安全 第一章 绪 论 第一节 几个基本概念 1 核能 裂变能：较重的原子核分裂成几个较轻的原子核，同时释放大量的能量，这种能量叫裂变能，这种反应叫裂变反应。 应用：原子弹 核电 聚变能：两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量， 这种反应叫轻核聚变反应。 应用：氢弹 热核聚变反应装置 2 核反应堆 核反应堆:自持链式裂变反应装置。 核反应堆组成：一般由堆芯、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。 3 核电站 核电站：利用一座或若干座核反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。 目前世界上核电站常用的反应堆有：压水堆、沸水堆、重水堆和气冷堆以及快堆等。 4 几种常见核电站简介 压水反应堆 以轻水作冷却剂和慢化剂，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。 压水堆核电站示意图 沸水堆 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。 沸水堆核电站示意图 重水堆 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。 重水堆核电站示意图 快堆 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。 快堆示意图 第二节 核反应堆的发展 1 核反应堆发展史实 1942年，第一座反应堆建成，输出功率为200瓦。为了防止不可控的链式裂变反应，该堆装备有一根有强中子吸收材料制成的大棒，这是紧急停堆系统的先驱。 第一座核反应堆示意图 40年代中期，在美国华盛顿州汉福特地区建造了第一座军用钚生产堆，功率达到几兆瓦，有冷却系统。建于远离居民中心的人烟稀少的地区。是远离居民中心选择厂址的第一个实例。 1947年，美国原子能委员会讨论了在反应堆外围建造一个封闭安全壳的提案，这种安全壳能在事故下防止放射性物质向环境释放，安全壳概念是核安全技术发展的一块重要基石。 1953年，作为核潜艇模式堆的第一座压水堆发电厂于1953年投入运行。压水堆成功的关键是发现和研制了特殊的锆合金燃料包壳材料。 1957年，第一座大型民用核电厂在宾州的希平港建成。功率为6万千瓦。一直运行到1982年，是西屋公司发展压水堆技术的重要步骤，其对反应堆系统和部件的高质量要求成为反应堆安全的重要保障之一。 1960年，第一座商用压水堆核电厂建于麻省杨基核电厂，初始电功率11万千瓦，后逐步提升到18.5万千瓦。这座堆得实践为压水堆设计原则和热工水力工艺参数的选择奠定了基础。 1955年，日内瓦召开的第一届和平利用原子能会议上，反应堆安全是一个重要议题。会议收集的报告对反应堆设计、安全壳、选址等基本安全原则进行了研究。 1971年，公布了基本设计准则，包括一套假想的极限事故，即设计基准事故，要求核电厂安全系统必须能处理这种事故下不产生明显的放射性后果，反映出确定论安全分析方法。 至此，核电厂远离人口稠密处选址、安全壳、设计基准事故奠定了核安全管理的三块基石。 70年代中期，将概率风险评价技术PRA引入反应堆安全分析，产生了《反应堆安全研究》报告（WASH－1400）。 1979年，发生美国三哩岛事故，安全运行问题引起关注，注重非技术性问题，如组织、管理、培训、应急处理等。核安全研究成为一项国际性活动，逐步形成和完善了核安全体系。 2 世界核电站发展状况 世界核电站状况（2005.9.9） 世界核电装机容量约占电力工业总装机容量的16％ 核电在各国发电量中的比重 国家 核电所占比重 国家 核电所占比重 立陶宛 80.1 西班牙 25.8 法国 78.0 捷克 24.5 斯洛伐克 65.4 英国 22.4 比利时 57.3 美国 20.3 保加利亚 47.3 俄罗斯 16.0 乌克兰 45.7 加拿大 12.3 瑞典 45.7 罗马尼亚 10.3 斯洛文尼亚 4