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老婆整理的关于核事故等级分类的资料

  按照国际原子能机构“国际核事件分级表”的规定,核安全事件共分为7级,其中1级至3级为事件;4级至7级为事故。

  在“事件”中,1级为异常;2级为普通事件,还没有产生场外影响,但有核设施内工作人员遭受过量辐射;3级属于严重事件,放射性物质极小量释放,公众所受辐射程度小于规定限值,但有核设施工作人员的健康受严重影响。

  在“事故”方面,如果达到4级,则表示放射性物质小量释放,公众遭受相当于规定限值的辐射影响,同时,核反应堆堆芯和辐射屏障出现显著损坏,并可能出现工作人员遭受致命辐射的情况;5级属于具有场外风险的事故,放射性物质有限释放,此时核反应堆堆芯和辐射屏障出现严重损坏;6级和7级则分别属于重大和特大事故。

核电站工作原理及分类

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核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。

 

沸水堆核电机组:

 

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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。

(福岛压力容器爆炸,反应堆减压排气,其中包含了一定程度的辐射污染,并且安全性不如压水堆)

 

压水堆核电机组:

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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。

(我国核电站以及潜艇基本都采用了压水堆核电机组,安全性比福岛高很多,但也存在福岛问题,如果备用发电机停止工作,我个人理解压水堆应该可以用硼酸补偿在停堆后降低反应炉温度。以及目前正在消化吸收的ap1000‘拥有非能动性或称自主能动性安全冷却体系,拥有类似水塔性质的蓄水,至于安全壳上层,冷却可以依靠重力完成注入冷却水完成冷却,ap1000堆芯有排气管道开放外界。压力可以得到控制。而福岛为被动能动型冷却体系,所以堆芯温度在停堆后依靠柴油发电机发电启动,但柴油发电机又无法启动,所以温度失控。’第三代核电站均为压水堆。)

 

重水堆核电机组:

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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。

(我国目前早期的秦山有部分重水堆机组,还有中国原子能科学研究院的01堆实验型重水反应堆。)

快中子增值反应堆核电机组:

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快堆,是“快中子反应堆”的简称,是世界上第四代先进核能系统的首选堆型,代表了第四代核能系统的发展方向。其形成的核燃料闭合式循环,可使铀资源利用率提高至60%以上,也可使核废料产生量得到最大程度的降低,实现放射性废物最小化。国际社会普遍认为,发展和推广快堆,可以从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。

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>%。

(我国是世界上第一个即将采用快堆进行并网发电的国家,实验性质的快堆位于中国原子能科学研究院。临界点已经实验完成,并网发电预计在今年2011年6-9月?)