核电站用的燃料是什么,核电站以什么为核燃料( 二 )

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％。核电站-安全保障系统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包括：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。