核电科普：压水堆核电站有哪几道安全屏障
目前，国际通用标准是为反应堆设计三道安全屏障，第一道安全屏障是一个直径大约40米，高大约70米的一个钢筋混凝土的安全壳，厚度达一米。第二道屏障是产生核反应的钢制压力容器，它可以承受15.2兆帕的压力，位于反应堆最核心的核燃料铸件本身将核燃料包裹陶瓷芯块里面，参与反应的核燃料只有1%，这样能够保证核电站的安全运营。中国的核电站也是这种设计。
第一道屏障——燃料芯块和包壳。核裂变产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中，不会释放出来。第二道屏障——燃料包壳。燃料芯块密封在锆合金包壳内，防止燃料裂变产物和放射物质进入一回路水中。第三道屏障——压力容器和一回路压力边界。由核燃料构成的堆芯封闭在壁厚20厘米的钢质压力容器内，压力容器和整个一回路都是耐高压的，放射性物质不会泄漏到反应堆厂房中。第四道屏障——安全壳。反应堆厂房是一个高大的预应力钢筋混凝土构筑物，壁厚近1米，内表面加有6毫米厚的钢衬，防止放射性进入环境。
燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障；
把这些小的铀块重叠在高3米，外径9.5毫米，厚0.57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障；
从反应堆出来的水在蒸汽发生器中温度降低后，经一回路的循环泵驱动，又回到压力壳的堆芯继续加热，完成第一回路的循环。一回路和压力壳组成第三道安全屏障。
扩展资料
目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆(LWR)，其余为重水堆(PHWR)以及先进气冷堆(AGR)等。轻水堆主要是压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。
压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。
参考资料来源：百度百科——压水堆核电站
压水堆核电站在放射性物质（裂变产物）和外部环境之间设有三道安全屏障。
第一道安全屏障：燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障。
第二道安全屏障：把这些小的铀块重叠在高3米，外径9．5毫米，厚0．57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障。
第三道安全屏障： 每200多根铀棒，排列成横17排，纵17排的燃料元件。如果堆内有100多个这样的燃料元件，即可成为90万千瓦的压水堆核电站。
整个堆芯放在内径为4米，高为13米，厚为0．2米的压力壳内。壳内压强为155个大气压。可把水加热到330℃以上。温度升高了的水进入蒸汽发生器内，器内有很多细管，细管中的水接收热量变成蒸汽进入蒸汽轮机发电。
从反应堆出来的水是跟细管中的水分开的，即使堆中的水有少量放射性物质，也不会传递到细管中的水中。从反应堆出来的水在蒸汽发生器中温度降低后，经一回路的循环泵驱动，又回到压力壳的堆芯继续加热，完成第一回路的循环。一回路和压力壳组成第三道安全屏障。
扩展资料
目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆(LWR)，其余为重水堆(PHWR)以及先进气冷堆(AGR)等。
轻水堆主要是压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的 。
自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨气冷堆。
它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。 目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。
压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统（即一回路系统）、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。
冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。
发展趋势：压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的3/4。
我国核电站以及潜艇基本都采用了先进的压水堆核电机组，安全性比福岛高很多。
参考资料来源：百度百科——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等系统，其形式与常规火电厂类似。
上世纪八十年代设计和建造的压水堆核电站吸取了前苏联切尔诺贝利和美国三里岛事故的经验教训，在核燃料和环境外部空气之间共设置了四道屏障。
第一道屏障：
燃料芯块。放在氧化铀陶瓷芯块中，使绝大部分裂变产物和气体产物保存在芯块内。
第二道屏障：
燃料包壳。燃料芯块密封在锆合金制造的包壳中，构成核燃料芯棒，锆合金具有足够的强度且在正常运行温度下不与水发生反应。
第三道屏障：
压力容器和管道构成反应堆冷却剂系统。将核燃料芯棒封闭在厚度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而成，壁厚近100cm，内表面加有钢衬，抗御来自内部或外界的飞出物，防止放射性物质进入环境。
同时，核电厂还配置了外设安全系统，包括： 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。
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，在无电源和无人操作情况下可自动注水。
安全壳通风和喷淋系统。
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，将冷水或含硼水喷入厂房，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，安全系统可以抗地震和在有蒸汽及放射性物质的恶劣环境中运行。
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势卷桂枝： 第一道屏障——燃料芯块和包壳.核裂变产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中,不会释放出来.第二道屏障——燃料包壳.燃料芯块密封在锆合金包壳内,防止燃料裂变产物和放射物质进入一回路水中.第三道屏障——压力容器和一回路压力边界.由核燃料构成的堆芯封闭在壁厚20厘米的钢质压力容器内,压力容器和整个一回路都是耐高压的,放射性物质不会泄漏到反应堆厂房中.第四道屏障——安全壳.反应堆厂房是一个高大的预应力钢筋混凝土构筑物,壁厚近1米,内表面加有6毫米厚的钢衬,防止放射性进入环境.
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