关于核能发电的看法
电气工程学院
2010023班
赵元君（20101254）
在能源发展史上，核能的和平利用是一件划时代的大事，它是近代科学对人类社会发展的贡献，目前核电与火电、水电构成常规电站是电力的主要来源。核电站的迅速发展对解决世界能源问题有着现实意义和深远意义，加快发展核能是解决我国目前能源问题的一项根本性措施。
一、 我国核能发电的现状和基本分布 我国核电工业起步较晚，1991年自行设计、制造的30kW压水堆核电机组（浙江秦山核电站）首次并网发电，实现了核电零的突破。2011年，在中国运行的6座核电站共11台机组，总核电容量有9百多万千瓦，仅占全国总发电量的2%。按照《核电中长期发展规划(2005-2020年)》，到2020年，中国将增建成多座核电站，当前已经从广东、浙江、山东、江苏、辽宁、福建、广西等沿海城市确定了13个优先选择的厂址，预计到时总投产核电容量达到4000万千瓦，核电年发电量达到2600亿千瓦小时，可占全国发电量的6%以上。并且，根据当前的核电建设，这个目标预料还可以上调。
长远来说，从沿海的广东、浙江、福建到内陆的湖北、湖南、江西，将建设数十座核电站。由于内陆城市经济崛起，电量需求剧增，因此亦需要加快发展内陆核电站，并通过与国际合作，引进及掌握第三代百万千瓦压水堆核电站工程的设计和设备制造技术。这种机组的反应堆厂房设有四道安全屏障和多重安全保护系统，安全性极高，适合内陆核电站使用。
日本福岛核事故后，国家对所有在运和在建核电机组进行了全面安全检查，并在2012年6月公布了核安全检查报告。报告认为我国核电站在选址中对地震、海啸、洪水等外部事件进行了充分论证，核电厂在设计、制造、建设、调试和运行等各环节均进行了有效管理，总体质量受控。在2012年全国人大会议上，温家宝总理在《政府工作报告》明确提出“安全高效发展核电”。
目前中国仅有11台核电机组在运营，核电发电量占全国所有发电量不足2%，而全球共有440多座核电站，其中发电量占所有发电量的16%，如法国核电发电量占其国内总发电量的78%,日本占30%。2007年11月2日，国家发改委发布《核电发展专题规划（2005—2020年）》，将我国核电产业发展从“适度发展”调整为“加速发展”，目标在2020年核电总装机容量要达到4000万kW，占全国总装机容量的4%，而安近两年全国总装机容量的增长速度来看，到2020年要达到4%的目标，估计届时核电装机容量要达到6000kW才能实现，未来的十几年我国的核电产业发展空间广阔。国家核电技术公司与美国西屋公司签订了AP1000三代核电技术的转让协议，比20世纪70年代的二代核电技术，在经济性、安全性等多方面都具有优势。AP1000在国内已启动了浙江三门和山东海阳两个自主依托项目，按规划三门核电站将于2013年投入运营，将成为全球第一个AP1000核电站。
二、 核能发电的分类
核电站按照反应堆的形式不同，分为以下类型
A、 沸水反应堆 这些反应堆也以轻水作为冷却剂和减速剂，但水压较前一种稍低。正
因如此，在这种反应堆内部，水是可以沸腾的，所以这种反应堆的热效率较高，结构也更简单，而且可能更安全。其缺点为，沸水会升高水压，因此这些带有放射性的水可能突然泄漏出来，。这种反应堆也占了现在运行的反应堆的一大部分。这是一种热中子式核反应堆。台湾核一厂和核二厂两座发电厂的反应堆为此型。
B、 压水反应堆
这种反应堆完全以高压水来冷却并使中子减速（即使在温度极高时也
是这样）。大部分正在运行的反应堆都属于这一类。尽管在三哩岛出事的反应堆就是这一种，一般仍认为这类反应堆最为安全可靠。这是一种热中子式核反应堆。中国大陆秦山核电站一期工程、大亚湾核电站的反应堆为此型。
C、重水反应堆 这些反应堆也以轻水作为冷却剂和减速剂，但水压较前一种稍低。正
因如此，在这种反应堆内部，水是可以沸腾的，所以这种反应堆的热效率较高，结构也更简单，而且可能更安全。其缺点为，沸水会升高水压，因此这些带有放射性的水可能突然泄漏出来，。这种反应堆也占了现在运行的反应堆的一大部分。这是一种热中子式核反应堆。如中国秦山III核电厂
D、石墨轻水型核反应堆
这是一种苏联的设计，它在输出电力的同时还产生钚。这种反应堆用
水来冷却并用石墨来减速。RBMK型与压重水型在某些方面具有相同之处，即可以在运行中补充核燃料，并且使用的都是压力管。但是与压重水型不同的是，这种反应堆不稳定，并且体积太大，无法装置在外罩安全壳的建筑物里，这点很危险。RBMK型还有一些很重大的安全缺陷，尽管其中一些在切尔诺贝利核事故后被改正了。一般认为RBMK型是最危险的核反应堆型号之一。切尔诺贝利核电站拥有四台RBMK型反应堆。
三、 核能发电的基本原理
一般核电站是由下面几个方面组成的
a、核燃料
核燃料（nuclear fuel），可在核反应堆中通过核裂变或核聚变产生实用核能的材料。重核的裂变和轻核的聚变是获得实用铀棒核能的两种主要方式。铀235、铀233和钚239是能发生核裂变的核燃料，又称裂变核燃料。其中铀235存在于自然界，而铀233、钚239则是钍232和铀238吸收中子后分别形成的人工核素。从广义上说，钍232和铀238也是核燃料。氘和氚是能发生核聚变的核燃料，又称聚变核燃料。氘存在于自然界，氚是锂6吸
收中子后形成的人工核素。核燃料在核反应堆中“燃烧”时产生的能量远大于化石燃料，1千克铀235完全裂变时产生的能量约相当于2500吨煤。
b、 反应炉燃料棒
反应棒又称反应堆燃料棒，是核电站中的核裂变材料的来源。多为较低纯度的浓缩铀。
被送到核电站后，这些反应棒会在反应堆中待上大约3年，在这3年中，它们会消耗自身包含的铀的3%，在这之后，它们会被送到乏燃料水池，在这里，核裂变中产生的一些半衰期短的同位素会衰变掉。在这里待上大约5年后，这些反应棒的放射性会降低到安全范围之内，之后就会被装进干的储藏容器永久储藏，或被送到再处理工厂进行再处理。
c、 中子减速剂
中子减速剂（又称中子慢化剂）在一般情况下，可裂变核发射出的中子的飞行速度比其被其它可裂变核的捕获的中子速度要快，因此为了产生链式反应，就必须要将中子的飞行速度降下来，这时就会使用中子减速剂。
石墨中的碳元素，以及水中的氢元素都能起到慢化作用。因此通常用于热中子反应堆慢化剂的有三种材料
a以普通水（H2O）的形式存在的氢的轻同位素和普通同位素 ○
b氘，以重水（D2O）形式存在的氢的重同位素 ○
c碳，以石墨形式存在 ○
d、 冷却剂 e、 控制棒
控制棒（Control rod）是核反应堆中用于控制核裂变速率的设备，压水堆的控制棒使用银-铟-镉合金等可以吸收中子的材料制成。控制棒的设计必须和反应堆类型相适应，例如在压水堆和石墨堆中需要使用能吸收热中子的材料，在快速增殖堆中要使用吸收快速中子的材料。
f、 反应炉压力槽
核反应炉压力槽，也称反应炉槽、反应器压力槽、压力舱、压力壳。是压水反应堆的主要设备之一。反应炉压力槽收纳并固定压水堆的核反应炉及炉内构件，为维持核反应所需压力，并限制核反应在其内部进行的压力容器。
为保证冷却剂在其内部不沸腾，一般反应炉压力槽设计时均要承受155巴以上的压力，同时还要经得起强的快中子流及γ射线的辐射。由于暴露于辐射中，反应炉压力槽无法更换，设计寿命通常为30年。一般反应炉压力槽由筒体组合件、顶盖组合件、底封头、法兰密封结构组成，例如厚达数十厘米的高强度金属容器。 反应炉压力槽的大小与核反应炉容量的大小（即发电站的功率）密切相关。压水反应堆在更换核燃料时，反应炉压力槽的顶盖必须打开。
g、 反应炉中心紧急冷却系
h、 反应堆保护系统
i、 蒸汽发生器（沸水式反应堆中没有这个）
蒸汽发生器，简称蒸发器，是压水式核反应堆与重水式核反应堆中实现一回路与二回路热量传递的设备，也是核反应堆核心设备之一。
一座核反应堆可以同时运转多个蒸汽发生器。
j、 安全壳建筑 核反应堆安全壳，或称反应堆安全壳、安全壳建筑或安全壳、围阻体、安全厂房、安全掩体，是构成压水反应堆最外围的建筑，指包容了核蒸汽供应系统的大部分系统和设备的外壳建筑，用以容纳反应炉压力容器以及部分安全系统（包括一回路主系统和设备、停堆冷却系统），将其与外部环境完全隔离，期望能实现安全保护屏障的功能。
安全壳建筑按其建筑材料分，有用钢板制造的，也有用钢筋水泥混凝土制造的，还有混合上述两种材料制造的；按性质分，有干式和冰冷凝器式的；按外形分有球型和圆筒型的。大型干式安全壳、冰凝式安全壳、鼓泡/凝结式安全壳。
k、其他配套设备，如：水泵、涡轮机、发电机、冷凝器。
四、核能发电对环境的影响
核电站对环境的影响主要是指运行中对环境造成的辐射或非辐射影响。正常运行时的辐射环境影响主要来源于汽、液态流出物的排放和放射性固体废物的储存和处理，非辐射环境影响主要废热、废水排放。
核辐射的生物效应主要归于电离和电子激发对各种分子的破坏。一切能够直接或间接引起电离的辐射都可能成为伤害人体的来源，与核裂变有关的电离辐射主要有下列六类：（1）α粒子：它是氦原子核，常在某些原子核的反应中放出。（2）β粒子：它是正电子或负电子，常在裂变产物和中子活化产物衰变时放出。（3）γ射线：它是波长比X射线更短的电磁波，可以在裂变过程中直接放出，也可以在核素的衰变过程中放出。（4）、裂变产物：它是重原子核分裂是产生的核素，或由于裂变产生的放射性核素衰变而形成的其他核素。（5）中子：它在裂变反应或其他核反应中产生。（6）质子:它是氢原子核，可以从某些原子核的反应中放出。
α粒子在人体组织中射程很短，一般不会构成危害，除非它们通过呼吸、吞食进入人体内，β粒子只在能量最高的才能在人体组织中穿越几毫米以上，β粒子发射体主要也要在体内产生危害，但是如果β发射体接近皮肤，能够产生严重烧伤。然而，α、β粒子都是常常伴随发射γ射线，γ射线具有很强的穿透本领，能传入人体相当大的距离，γ射线的放射性物质不管是在体内体外都能够构成危害。
因此，核电站在设计上采取多道屏蔽的防护措施：
第一道安全屏障是核燃料本身，它大都制成物理、化学性能十分稳定的二氧化铀小圆柱形的陶瓷块，熔点高达2800°C，能把裂变产物的98%以上保持在芯块内。只要芯块不被熔化，即使燃料包壳破裂，芯块与水接触也不易发生化学反应，芯块内的裂变产物也不会大量泄漏出来。
第二道安全屏障是燃料元件的包壳。包壳用优质镐合金材料制成，其壁厚为0.6—0.7mm。运行中从芯块逸出的少量裂变产物，能被保持在包壳密封之内。
第三道屏障是反应堆的安全壳。它把燃烧组件、控制组件等完全封闭起来。冷却剂循环通过压力壳时，并不与核燃料直接接触，只有当燃料包壳发生爆裂时，放射性物质才会扩散到封闭循环的一回路中。
第四道安全屏障是反应堆的安全壳。庞大的安全壳把整个一回路的设备系统包覆起来，即使一回路出现破裂或渗漏，放射性物质也不会逸出安全壳跑到环境中去，其设计原则是：将一切可能的事故限制并消灭在安全壳内。反应堆运行时，所有进入安全壳的通道全部关闭，不允许人员进入。如900MW核电厂的安全壳，是一直径37m。高45m的巨大圆柱体，顶部为半球形，安全壳的主题由厚度为85cm的混凝土浇筑而成，壳壁内层敷设6cm厚的钢板。
事实上核电厂正常运行时，对环境产生的辐射剂量与来自天然辐射和医学治疗的剂量相比是极其微小的，而燃煤电厂因燃煤是天然放射的释放对公众产生的辐射剂量高于同电功率的核电站，对核电站的核辐射恐惧心理是完全没有必要的。
核电站反应堆内裂变过程产生的热量，约2/3排放到附近环境中，高于同功率的火电厂，不过这种影响也是十分有限的，核电站运行过程也有少量非放射性污染物排入环境，但和其他能源工业相比，核电厂的污染物排放是极有限的。例如，一座电功率为1000MW的燃煤电厂平均每年向大气排放约44000t硫氧化物、22000t氮氧化物，以及约32000t烟尘，但核电站基本没有这些污染物的排放；又如，化石燃料电厂因向大气排放大量的CO2而成为全球温室气体排放的最主要来源，而核电站自身却没有温室气体排放，目前的核电站生产已避免了全球电力生产中约8%的CO2排放量。
因此，核能是一种安全、清洁、经济的能源，也可以说是广义上的“新能源”，且核电成本比火电成本低1/3—1/2，尽管目前每千瓦的单位投资（1.1万—1.54万元/kW）是煤电（4000元/kW）的2.75—4.1倍，建设周期长（6—8年），而且目前核裂变能热中子反应堆型核电站的燃料采用天然铀资源，同样在今后数十年内亦将枯竭。但从核能发展与利用的整体看，热中子反应堆、快中子反应堆、裂变—聚变堆及其完整的核燃料循环匹配方案的选择，其后续的持续性潜力，并不受到铀资源枯竭的限制而持续发展，核电是目前解决能源紧缺的一种现实的过渡性方案。
五、 核废料的处置
现在的核电站产生的废料太多。一台大型核反应堆每年会产生3立方米（25-30吨）的核废料。这些核废料中主要包含没有发生裂变的铀和大量锕系元素中的超铀元素（大部分是钚和锔）。3%的核废料是裂变产物。核废料中的长半衰期成分为锕系元素（铀，钚和锔），短半衰期成分为裂变产物。
核废料具有强放射性，并且需要特别小心地控制。刚从核反应堆出来的核废料可在不到一分钟的时间内使人致死。但是，核废料的放射性会随着时间减少。40年后，它的放射性与刚从反应堆出来时相比，已经减少了99.9%，尽管如此它的放射性还是很危险。
核废料的储藏和处理是一个巨大的挑战。由于核废料具有放射性，它必须存放在具有辐射防护的水池中（乏燃料池），在这之后它一般会被送到干燥的地窖或防辐射的干燥容器中进行储藏，直到它的辐射量降低到可以进行进一步处理的程度。由于核燃料种类的不同，这个过程通常要持续几年到几十年的时间。美国大多数的核废料现在都在短期的储藏地点，人们正在讨论建造永久储藏地点。美国犹加山的地下储藏室被提议成为永久的储藏地点。
核废料的数量可以通过几种方法来减少，其中核燃料再处理效果最为显著。即使这样，剩余的核废料如果不包含锕系元素，还会持续300年保持强放射性，如果包含锕系元素，则会持续几千年保持强放射性。即使将核废料中的锕系元素全部除去，并使用快速增殖反应堆通过嬗变将一些半衰期长的非锕系元素也除去，核废料还是要在一百至几百年内与外界隔绝，所以这是个长期的问题。次临界反应堆和核聚变反应堆也可以减少核废料需要被储藏的时间。由于科技在飞速地发展，处理核废料的最好方法是否为地下填埋已经出现了争议。现在的核废料在将来可能就是一种有用的资源。
核工业上使用的受污染的工作服、工具、净水树脂和一些正要关闭的核电站本身也都在产生一些低放射性的废料。在美国，美国核管理委员会已经几次尝试着允许低放射性废料被当作普通废物一样处理，比如进行填埋，回收等等。许多低放射性废料的辐射量非常小，它们只因为自己的使用历史而被当作了放射性废物。举例来说，根据美国核管理委员会的标准，咖啡也可以被视作低放射性废料。
在应用了核能的国家中，整个工业产生的有毒废料中只有不到1%是放射性废料，但是它们是极其有害的，除非经过衰变后，它们的辐射量变得更低，或者更理想的是，辐射完全消失。总体来说，核能工业产生的废料比化石燃料工业产生的废料要少很多。燃烧煤的工厂产生的有毒和放射性的废料尤其多，因为煤中的有害的和放射性的物质在这里被集中起来了。
再处理可以回收用过的核燃料中95%的铀和钚，并将它们转化为新的混合氧化物燃料。这也同时减少了核废料的长期放射性，因为经过再处理后，剩余核废料中主要就是半衰期短的裂变产物，并且它的体积也减少了90%。民用核燃料产生的废料的回收已经在英国、法国和（以前）俄罗斯大规模应用，中国也即将应用这项技术，印度也可能应用，日本应用此项技术的规模也在扩展中。伊朗已经宣布成功进行了核废料的再处理，这就完善了它的核燃料循环，但是同时也招致了美国和国际原子能机构的批评。与其它国家不同的是，美国在一段时间前是禁止核废料再处理的；尽管这个政策已经被废除，但是现在美国大部分使用后的核燃料都仍然在被当作废料处理。
六、 影响我国核电发展的主要因素
现在，我国核电事业已经不是可有可无的问题，也不是限制其建设
多少的问题。调整发展规划是放手让你干，看你核电行业本身到底能有多快的发展速度。
核电快速发展面临装备制造能力、核电人才供给、核燃料的供应等
制约因素。其中，核电成熟技术人员短缺的情况在相当长的一段时间内存在。
国家发改委副主任张国宝在国家能源局的工作会议上提到了发展
核电要考虑六个方面的问题，包括厂址、资金、人才、装备制造业能力、核燃料的持续供应等。综合分析可以看到，这六个制约因素当中，真正值得关注的是三个方面，即装备制造能力、核电人才供给、核燃料的供应。
我国核电设备的成套供应能力正在形成当中，再经过两三年的实践，我国核电设备的成套供应体系会成熟起来。装备制造行业的领导和专家分析认为，我国装备制造业的硬件条件满足核电快速发展的需要，是没有问题的。
问题出在软件上，主要是工艺技术的掌握、生产经验的积累、管理
水平和核安全文化水平还有待提高。这部分是需要实践的，是买不来的。但未来两三年，我国装备制造业在软件方面满足发展需要还是大有希望的。 七、发展核电的重要意义
(一)有利于保障国家能源安全
一次能源的多元化，是国家能源安全战略的重要保证。实践证明，核能是一种安全、清洁、可靠的能源。我国人均能源资源占有率较低，分布也不均匀，为保证我国能源的长期稳定供应，核能将成为必不可少的替代能源。发展核电可改善我国的能源供应结构，有利于保障国家能源安全和经济安全。
(二)有利于调整能源结构，改善大气环境
我国一次能源以煤炭为主，长期以来，煤电发电量占总发电量的80%以上。大量发展燃煤电厂给煤炭生产、交通运输和环境保护带来巨大压力。随着经济发展对电力需求的不断增长，大量燃煤发电对环境的影响也越来越大，全国的大气状况不容乐观。2004年，燃煤发电厂二氧化硫排放约1200万吨，占全国排放总量的53.2%。2005年，我国发电用煤已达10.75亿吨，如果保持现在的煤电比例，2010年、2020年电煤需求将分别突破17亿吨和20亿吨。电力工业减排污染物，改善环境质量的任务十分艰巨。
核电是一种技术成熟的清洁能源。与火电相比，核电不排放二氧化硫、烟尘、氮氧化物和二氧化碳。以核电替代部分煤电，不但可以减少煤炭的开采、运输和燃烧总量，而且是电力工业减排污染物的有效途径，也是减缓地球温室效应的重要措施。
(三)有利于提高装备制造业水平，促进科技进步
核电工业属于高技术产业，其中核电设备设计与制造的技术含量高，质量要求严，产业关联度很高，涉及上下游几十个行业。加快核电自主化建设，有利于
推广应用高新技术，促进技术创新，对提高我国制造业整体工艺、材料和加工水平将发挥重要作用。
参考文献
[1]韦刚，张永健，陆剑锋，丁会凯.电力工程概论.北京：中国电力出版社，2009
[2]中国能源报，2009年05月18日——访问中国核能行业协会理事长张华祝
[3]国家核电发展专题规划2005—2020
[4]维基百科
[5]百度百科
关于核能发电的看法
电气工程学院
2010023班
赵元君（20101254）
在能源发展史上，核能的和平利用是一件划时代的大事，它是近代科学对人类社会发展的贡献，目前核电与火电、水电构成常规电站是电力的主要来源。核电站的迅速发展对解决世界能源问题有着现实意义和深远意义，加快发展核能是解决我国目前能源问题的一项根本性措施。
一、 我国核能发电的现状和基本分布 我国核电工业起步较晚，1991年自行设计、制造的30kW压水堆核电机组（浙江秦山核电站）首次并网发电，实现了核电零的突破。2011年，在中国运行的6座核电站共11台机组，总核电容量有9百多万千瓦，仅占全国总发电量的2%。按照《核电中长期发展规划(2005-2020年)》，到2020年，中国将增建成多座核电站，当前已经从广东、浙江、山东、江苏、辽宁、福建、广西等沿海城市确定了13个优先选择的厂址，预计到时总投产核电容量达到4000万千瓦，核电年发电量达到2600亿千瓦小时，可占全国发电量的6%以上。并且，根据当前的核电建设，这个目标预料还可以上调。
长远来说，从沿海的广东、浙江、福建到内陆的湖北、湖南、江西，将建设数十座核电站。由于内陆城市经济崛起，电量需求剧增，因此亦需要加快发展内陆核电站，并通过与国际合作，引进及掌握第三代百万千瓦压水堆核电站工程的设计和设备制造技术。这种机组的反应堆厂房设有四道安全屏障和多重安全保护系统，安全性极高，适合内陆核电站使用。
日本福岛核事故后，国家对所有在运和在建核电机组进行了全面安全检查，并在2012年6月公布了核安全检查报告。报告认为我国核电站在选址中对地震、海啸、洪水等外部事件进行了充分论证，核电厂在设计、制造、建设、调试和运行等各环节均进行了有效管理，总体质量受控。在2012年全国人大会议上，温家宝总理在《政府工作报告》明确提出“安全高效发展核电”。
目前中国仅有11台核电机组在运营，核电发电量占全国所有发电量不足2%，而全球共有440多座核电站，其中发电量占所有发电量的16%，如法国核电发电量占其国内总发电量的78%,日本占30%。2007年11月2日，国家发改委发布《核电发展专题规划（2005—2020年）》，将我国核电产业发展从“适度发展”调整为“加速发展”，目标在2020年核电总装机容量要达到4000万kW，占全国总装机容量的4%，而安近两年全国总装机容量的增长速度来看，到2020年要达到4%的目标，估计届时核电装机容量要达到6000kW才能实现，未来的十几年我国的核电产业发展空间广阔。国家核电技术公司与美国西屋公司签订了AP1000三代核电技术的转让协议，比20世纪70年代的二代核电技术，在经济性、安全性等多方面都具有优势。AP1000在国内已启动了浙江三门和山东海阳两个自主依托项目，按规划三门核电站将于2013年投入运营，将成为全球第一个AP1000核电站。
二、 核能发电的分类
核电站按照反应堆的形式不同，分为以下类型
A、 沸水反应堆 这些反应堆也以轻水作为冷却剂和减速剂，但水压较前一种稍低。正
因如此，在这种反应堆内部，水是可以沸腾的，所以这种反应堆的热效率较高，结构也更简单，而且可能更安全。其缺点为，沸水会升高水压，因此这些带有放射性的水可能突然泄漏出来，。这种反应堆也占了现在运行的反应堆的一大部分。这是一种热中子式核反应堆。台湾核一厂和核二厂两座发电厂的反应堆为此型。
B、 压水反应堆
这种反应堆完全以高压水来冷却并使中子减速（即使在温度极高时也
是这样）。大部分正在运行的反应堆都属于这一类。尽管在三哩岛出事的反应堆就是这一种，一般仍认为这类反应堆最为安全可靠。这是一种热中子式核反应堆。中国大陆秦山核电站一期工程、大亚湾核电站的反应堆为此型。
C、重水反应堆 这些反应堆也以轻水作为冷却剂和减速剂，但水压较前一种稍低。正
因如此，在这种反应堆内部，水是可以沸腾的，所以这种反应堆的热效率较高，结构也更简单，而且可能更安全。其缺点为，沸水会升高水压，因此这些带有放射性的水可能突然泄漏出来，。这种反应堆也占了现在运行的反应堆的一大部分。这是一种热中子式核反应堆。如中国秦山III核电厂
D、石墨轻水型核反应堆
这是一种苏联的设计，它在输出电力的同时还产生钚。这种反应堆用
水来冷却并用石墨来减速。RBMK型与压重水型在某些方面具有相同之处，即可以在运行中补充核燃料，并且使用的都是压力管。但是与压重水型不同的是，这种反应堆不稳定，并且体积太大，无法装置在外罩安全壳的建筑物里，这点很危险。RBMK型还有一些很重大的安全缺陷，尽管其中一些在切尔诺贝利核事故后被改正了。一般认为RBMK型是最危险的核反应堆型号之一。切尔诺贝利核电站拥有四台RBMK型反应堆。
三、 核能发电的基本原理
一般核电站是由下面几个方面组成的
a、核燃料
核燃料（nuclear fuel），可在核反应堆中通过核裂变或核聚变产生实用核能的材料。重核的裂变和轻核的聚变是获得实用铀棒核能的两种主要方式。铀235、铀233和钚239是能发生核裂变的核燃料，又称裂变核燃料。其中铀235存在于自然界，而铀233、钚239则是钍232和铀238吸收中子后分别形成的人工核素。从广义上说，钍232和铀238也是核燃料。氘和氚是能发生核聚变的核燃料，又称聚变核燃料。氘存在于自然界，氚是锂6吸
收中子后形成的人工核素。核燃料在核反应堆中“燃烧”时产生的能量远大于化石燃料，1千克铀235完全裂变时产生的能量约相当于2500吨煤。
b、 反应炉燃料棒
反应棒又称反应堆燃料棒，是核电站中的核裂变材料的来源。多为较低纯度的浓缩铀。
被送到核电站后，这些反应棒会在反应堆中待上大约3年，在这3年中，它们会消耗自身包含的铀的3%，在这之后，它们会被送到乏燃料水池，在这里，核裂变中产生的一些半衰期短的同位素会衰变掉。在这里待上大约5年后，这些反应棒的放射性会降低到安全范围之内，之后就会被装进干的储藏容器永久储藏，或被送到再处理工厂进行再处理。
c、 中子减速剂
中子减速剂（又称中子慢化剂）在一般情况下，可裂变核发射出的中子的飞行速度比其被其它可裂变核的捕获的中子速度要快，因此为了产生链式反应，就必须要将中子的飞行速度降下来，这时就会使用中子减速剂。
石墨中的碳元素，以及水中的氢元素都能起到慢化作用。因此通常用于热中子反应堆慢化剂的有三种材料
a以普通水（H2O）的形式存在的氢的轻同位素和普通同位素 ○
b氘，以重水（D2O）形式存在的氢的重同位素 ○
c碳，以石墨形式存在 ○
d、 冷却剂 e、 控制棒
控制棒（Control rod）是核反应堆中用于控制核裂变速率的设备，压水堆的控制棒使用银-铟-镉合金等可以吸收中子的材料制成。控制棒的设计必须和反应堆类型相适应，例如在压水堆和石墨堆中需要使用能吸收热中子的材料，在快速增殖堆中要使用吸收快速中子的材料。
f、 反应炉压力槽
核反应炉压力槽，也称反应炉槽、反应器压力槽、压力舱、压力壳。是压水反应堆的主要设备之一。反应炉压力槽收纳并固定压水堆的核反应炉及炉内构件，为维持核反应所需压力，并限制核反应在其内部进行的压力容器。
为保证冷却剂在其内部不沸腾，一般反应炉压力槽设计时均要承受155巴以上的压力，同时还要经得起强的快中子流及γ射线的辐射。由于暴露于辐射中，反应炉压力槽无法更换，设计寿命通常为30年。一般反应炉压力槽由筒体组合件、顶盖组合件、底封头、法兰密封结构组成，例如厚达数十厘米的高强度金属容器。 反应炉压力槽的大小与核反应炉容量的大小（即发电站的功率）密切相关。压水反应堆在更换核燃料时，反应炉压力槽的顶盖必须打开。
g、 反应炉中心紧急冷却系
h、 反应堆保护系统
i、 蒸汽发生器（沸水式反应堆中没有这个）
蒸汽发生器，简称蒸发器，是压水式核反应堆与重水式核反应堆中实现一回路与二回路热量传递的设备，也是核反应堆核心设备之一。
一座核反应堆可以同时运转多个蒸汽发生器。
j、 安全壳建筑 核反应堆安全壳，或称反应堆安全壳、安全壳建筑或安全壳、围阻体、安全厂房、安全掩体，是构成压水反应堆最外围的建筑，指包容了核蒸汽供应系统的大部分系统和设备的外壳建筑，用以容纳反应炉压力容器以及部分安全系统（包括一回路主系统和设备、停堆冷却系统），将其与外部环境完全隔离，期望能实现安全保护屏障的功能。
安全壳建筑按其建筑材料分，有用钢板制造的，也有用钢筋水泥混凝土制造的，还有混合上述两种材料制造的；按性质分，有干式和冰冷凝器式的；按外形分有球型和圆筒型的。大型干式安全壳、冰凝式安全壳、鼓泡/凝结式安全壳。
k、其他配套设备，如：水泵、涡轮机、发电机、冷凝器。
四、核能发电对环境的影响
核电站对环境的影响主要是指运行中对环境造成的辐射或非辐射影响。正常运行时的辐射环境影响主要来源于汽、液态流出物的排放和放射性固体废物的储存和处理，非辐射环境影响主要废热、废水排放。
核辐射的生物效应主要归于电离和电子激发对各种分子的破坏。一切能够直接或间接引起电离的辐射都可能成为伤害人体的来源，与核裂变有关的电离辐射主要有下列六类：（1）α粒子：它是氦原子核，常在某些原子核的反应中放出。（2）β粒子：它是正电子或负电子，常在裂变产物和中子活化产物衰变时放出。（3）γ射线：它是波长比X射线更短的电磁波，可以在裂变过程中直接放出，也可以在核素的衰变过程中放出。（4）、裂变产物：它是重原子核分裂是产生的核素，或由于裂变产生的放射性核素衰变而形成的其他核素。（5）中子：它在裂变反应或其他核反应中产生。（6）质子:它是氢原子核，可以从某些原子核的反应中放出。
α粒子在人体组织中射程很短，一般不会构成危害，除非它们通过呼吸、吞食进入人体内，β粒子只在能量最高的才能在人体组织中穿越几毫米以上，β粒子发射体主要也要在体内产生危害，但是如果β发射体接近皮肤，能够产生严重烧伤。然而，α、β粒子都是常常伴随发射γ射线，γ射线具有很强的穿透本领，能传入人体相当大的距离，γ射线的放射性物质不管是在体内体外都能够构成危害。
因此，核电站在设计上采取多道屏蔽的防护措施：
第一道安全屏障是核燃料本身，它大都制成物理、化学性能十分稳定的二氧化铀小圆柱形的陶瓷块，熔点高达2800°C，能把裂变产物的98%以上保持在芯块内。只要芯块不被熔化，即使燃料包壳破裂，芯块与水接触也不易发生化学反应，芯块内的裂变产物也不会大量泄漏出来。
第二道安全屏障是燃料元件的包壳。包壳用优质镐合金材料制成，其壁厚为0.6—0.7mm。运行中从芯块逸出的少量裂变产物，能被保持在包壳密封之内。
第三道屏障是反应堆的安全壳。它把燃烧组件、控制组件等完全封闭起来。冷却剂循环通过压力壳时，并不与核燃料直接接触，只有当燃料包壳发生爆裂时，放射性物质才会扩散到封闭循环的一回路中。
第四道安全屏障是反应堆的安全壳。庞大的安全壳把整个一回路的设备系统包覆起来，即使一回路出现破裂或渗漏，放射性物质也不会逸出安全壳跑到环境中去，其设计原则是：将一切可能的事故限制并消灭在安全壳内。反应堆运行时，所有进入安全壳的通道全部关闭，不允许人员进入。如900MW核电厂的安全壳，是一直径37m。高45m的巨大圆柱体，顶部为半球形，安全壳的主题由厚度为85cm的混凝土浇筑而成，壳壁内层敷设6cm厚的钢板。
事实上核电厂正常运行时，对环境产生的辐射剂量与来自天然辐射和医学治疗的剂量相比是极其微小的，而燃煤电厂因燃煤是天然放射的释放对公众产生的辐射剂量高于同电功率的核电站，对核电站的核辐射恐惧心理是完全没有必要的。
核电站反应堆内裂变过程产生的热量，约2/3排放到附近环境中，高于同功率的火电厂，不过这种影响也是十分有限的，核电站运行过程也有少量非放射性污染物排入环境，但和其他能源工业相比，核电厂的污染物排放是极有限的。例如，一座电功率为1000MW的燃煤电厂平均每年向大气排放约44000t硫氧化物、22000t氮氧化物，以及约32000t烟尘，但核电站基本没有这些污染物的排放；又如，化石燃料电厂因向大气排放大量的CO2而成为全球温室气体排放的最主要来源，而核电站自身却没有温室气体排放，目前的核电站生产已避免了全球电力生产中约8%的CO2排放量。
因此，核能是一种安全、清洁、经济的能源，也可以说是广义上的“新能源”，且核电成本比火电成本低1/3—1/2，尽管目前每千瓦的单位投资（1.1万—1.54万元/kW）是煤电（4000元/kW）的2.75—4.1倍，建设周期长（6—8年），而且目前核裂变能热中子反应堆型核电站的燃料采用天然铀资源，同样在今后数十年内亦将枯竭。但从核能发展与利用的整体看，热中子反应堆、快中子反应堆、裂变—聚变堆及其完整的核燃料循环匹配方案的选择，其后续的持续性潜力，并不受到铀资源枯竭的限制而持续发展，核电是目前解决能源紧缺的一种现实的过渡性方案。
五、 核废料的处置
现在的核电站产生的废料太多。一台大型核反应堆每年会产生3立方米（25-30吨）的核废料。这些核废料中主要包含没有发生裂变的铀和大量锕系元素中的超铀元素（大部分是钚和锔）。3%的核废料是裂变产物。核废料中的长半衰期成分为锕系元素（铀，钚和锔），短半衰期成分为裂变产物。
核废料具有强放射性，并且需要特别小心地控制。刚从核反应堆出来的核废料可在不到一分钟的时间内使人致死。但是，核废料的放射性会随着时间减少。40年后，它的放射性与刚从反应堆出来时相比，已经减少了99.9%，尽管如此它的放射性还是很危险。
核废料的储藏和处理是一个巨大的挑战。由于核废料具有放射性，它必须存放在具有辐射防护的水池中（乏燃料池），在这之后它一般会被送到干燥的地窖或防辐射的干燥容器中进行储藏，直到它的辐射量降低到可以进行进一步处理的程度。由于核燃料种类的不同，这个过程通常要持续几年到几十年的时间。美国大多数的核废料现在都在短期的储藏地点，人们正在讨论建造永久储藏地点。美国犹加山的地下储藏室被提议成为永久的储藏地点。
核废料的数量可以通过几种方法来减少，其中核燃料再处理效果最为显著。即使这样，剩余的核废料如果不包含锕系元素，还会持续300年保持强放射性，如果包含锕系元素，则会持续几千年保持强放射性。即使将核废料中的锕系元素全部除去，并使用快速增殖反应堆通过嬗变将一些半衰期长的非锕系元素也除去，核废料还是要在一百至几百年内与外界隔绝，所以这是个长期的问题。次临界反应堆和核聚变反应堆也可以减少核废料需要被储藏的时间。由于科技在飞速地发展，处理核废料的最好方法是否为地下填埋已经出现了争议。现在的核废料在将来可能就是一种有用的资源。
核工业上使用的受污染的工作服、工具、净水树脂和一些正要关闭的核电站本身也都在产生一些低放射性的废料。在美国，美国核管理委员会已经几次尝试着允许低放射性废料被当作普通废物一样处理，比如进行填埋，回收等等。许多低放射性废料的辐射量非常小，它们只因为自己的使用历史而被当作了放射性废物。举例来说，根据美国核管理委员会的标准，咖啡也可以被视作低放射性废料。
在应用了核能的国家中，整个工业产生的有毒废料中只有不到1%是放射性废料，但是它们是极其有害的，除非经过衰变后，它们的辐射量变得更低，或者更理想的是，辐射完全消失。总体来说，核能工业产生的废料比化石燃料工业产生的废料要少很多。燃烧煤的工厂产生的有毒和放射性的废料尤其多，因为煤中的有害的和放射性的物质在这里被集中起来了。
再处理可以回收用过的核燃料中95%的铀和钚，并将它们转化为新的混合氧化物燃料。这也同时减少了核废料的长期放射性，因为经过再处理后，剩余核废料中主要就是半衰期短的裂变产物，并且它的体积也减少了90%。民用核燃料产生的废料的回收已经在英国、法国和（以前）俄罗斯大规模应用，中国也即将应用这项技术，印度也可能应用，日本应用此项技术的规模也在扩展中。伊朗已经宣布成功进行了核废料的再处理，这就完善了它的核燃料循环，但是同时也招致了美国和国际原子能机构的批评。与其它国家不同的是，美国在一段时间前是禁止核废料再处理的；尽管这个政策已经被废除，但是现在美国大部分使用后的核燃料都仍然在被当作废料处理。
六、 影响我国核电发展的主要因素
现在，我国核电事业已经不是可有可无的问题，也不是限制其建设
多少的问题。调整发展规划是放手让你干，看你核电行业本身到底能有多快的发展速度。
核电快速发展面临装备制造能力、核电人才供给、核燃料的供应等
制约因素。其中，核电成熟技术人员短缺的情况在相当长的一段时间内存在。
国家发改委副主任张国宝在国家能源局的工作会议上提到了发展
核电要考虑六个方面的问题，包括厂址、资金、人才、装备制造业能力、核燃料的持续供应等。综合分析可以看到，这六个制约因素当中，真正值得关注的是三个方面，即装备制造能力、核电人才供给、核燃料的供应。
我国核电设备的成套供应能力正在形成当中，再经过两三年的实践，我国核电设备的成套供应体系会成熟起来。装备制造行业的领导和专家分析认为，我国装备制造业的硬件条件满足核电快速发展的需要，是没有问题的。
问题出在软件上，主要是工艺技术的掌握、生产经验的积累、管理
水平和核安全文化水平还有待提高。这部分是需要实践的，是买不来的。但未来两三年，我国装备制造业在软件方面满足发展需要还是大有希望的。 七、发展核电的重要意义
(一)有利于保障国家能源安全
一次能源的多元化，是国家能源安全战略的重要保证。实践证明，核能是一种安全、清洁、可靠的能源。我国人均能源资源占有率较低，分布也不均匀，为保证我国能源的长期稳定供应，核能将成为必不可少的替代能源。发展核电可改善我国的能源供应结构，有利于保障国家能源安全和经济安全。
(二)有利于调整能源结构，改善大气环境
我国一次能源以煤炭为主，长期以来，煤电发电量占总发电量的80%以上。大量发展燃煤电厂给煤炭生产、交通运输和环境保护带来巨大压力。随着经济发展对电力需求的不断增长，大量燃煤发电对环境的影响也越来越大，全国的大气状况不容乐观。2004年，燃煤发电厂二氧化硫排放约1200万吨，占全国排放总量的53.2%。2005年，我国发电用煤已达10.75亿吨，如果保持现在的煤电比例，2010年、2020年电煤需求将分别突破17亿吨和20亿吨。电力工业减排污染物，改善环境质量的任务十分艰巨。
核电是一种技术成熟的清洁能源。与火电相比，核电不排放二氧化硫、烟尘、氮氧化物和二氧化碳。以核电替代部分煤电，不但可以减少煤炭的开采、运输和燃烧总量，而且是电力工业减排污染物的有效途径，也是减缓地球温室效应的重要措施。
(三)有利于提高装备制造业水平，促进科技进步
核电工业属于高技术产业，其中核电设备设计与制造的技术含量高，质量要求严，产业关联度很高，涉及上下游几十个行业。加快核电自主化建设，有利于
推广应用高新技术，促进技术创新，对提高我国制造业整体工艺、材料和加工水平将发挥重要作用。
参考文献
[1]韦刚，张永健，陆剑锋，丁会凯.电力工程概论.北京：中国电力出版社，2009
[2]中国能源报，2009年05月18日——访问中国核能行业协会理事长张华祝
[3]国家核电发展专题规划2005—2020
[4]维基百科
[5]百度百科