大亞灣核電每年排廢水多少

『壹』 哪種物質是核電廠向環境排放的主要有害物

惰性氣體(氪、氙、氬) , 氣態排出物中的鹵素(131I,133I 等) , 顆粒物和氚(T ) 等

『貳』 大亞灣核電站對河源萬綠湖有污染嗎

摘要 熱污染，造成溫度略為上升，此外沒有其它方面的污染。國家對於核電站的排放要求很高的，大亞灣核電站員工自己都在兩個海濱浴場游泳和釣魚來著。

『叄』 大亞灣核電站的有關資料

大亞灣核電站 、嶺澳核電站簡介（一）
大亞灣核電站是中國第一座大型商用核電站，坐落在深圳市的東部，離香港直線距離45公里。1994年投入商業運行，中國最大的中外合資企業
安裝兩台984MW壓水堆機組，由法英兩國提供主要設備，年發電量超過140億度電。2002年工業總產值75.9億元人民幣，出口創匯6.419億美元，實現利稅28.98億元人民幣
同樣規模和設備的嶺澳核電站（距離大亞灣核電站1.2公里）已於2002年5月和2003年1月投入商業運行，並且創造當年投產發電46億度
大亞灣核電站 、嶺澳核電站簡介（二）
二個電站不僅從法、英兩國和其它國家引進設備和技術，還引進了全套的生產管理方法，並經過近10年的引進、消化、吸收、改進，形成了大亞灣獨特的企業文化：「安全第一、質量第一、以人為本、追求卓越」
二個電站採用相同的生產管理運行模式，統一的生產運行、維修和技術支持系統，即：「群堆管理下的運營模式」

1. 大亞灣核電站的業務需求（一）
1. 大亞灣核電站的業務需求（二）
計劃、組織和控制是大亞灣核電站生產管理的基本內容
計劃
不僅包括發電計劃、維修計劃、大修計劃，還包括質量計劃、管理計劃和改進計劃。
組織
生產過程組織--解決生產過程各階段、各環節、各工序在時間和空間上的協調銜接。
勞動過程組織--解決人與人之間、部門之間、人與工具、設備之間的關系。
控制
圍繞完成計劃所進行的各種檢查監督、調整等工作。有生產作業前的控制、生產過程式控制制、反饋控制和對工具、備件、消耗材料、庫存和資金的控制
1. 大亞灣核電站的業務需求（三）
根據上述核電站生產管理的業務需求，以及大亞灣核電站追求卓越、趕超世界先進核電站的發展目標，需要藉助信息化的手段來建立以下的信息管理系統：

以可靠性為中心的維修管理
以業績為中心的質量管理
以預防為主的安全管理
以提高經濟效益為目的的成本管理

2.6 兩個電站管理信息系統 支持電站的運行和管理
根據大亞灣核電站的業務需求和企業信息化的總體目標和規劃，將核電站的管理信息系統劃分為二大類：

電站生產管理信息系統 (PMIS)
著眼於核電站生產運行、業務流程的管理與優化
核心系統是COMIS
企業事務管理信息系統 (EMIS)
著眼於核電站管理優化與決策支持系統
核心系統是CIS

『肆』 大亞灣核電站年耗核料為多少

大亞灣核電基地，是中國目前在運行核電裝機容量最大的核電基地。擁有大亞灣核電站、嶺澳核電站兩座核電站共六台百萬千瓦級壓水堆核電機組。
雖然電站沒有公開核燃料消耗，但根據年發電能力約450億千瓦時可以算出一年需要燃料約為50噸。

『伍』 大亞灣核電站的詳細資料

淺談核電站常規島技術方案
[日期：2004-10-23] 來源： 作者：廣東省電力設計研究院 王小寧 [字體：大 中 小]

摘 要 根據國內外有關核電設備製造廠所提供的資料，形成四類可供我國將來核電站選擇的常規島技術方案，並對四類技術方案進行了分析。

核電站的設備選型和供貨商的選擇，應採用國際競爭性招標方式，在技術、經濟、自主化、國產化等方面進行深入分析比較，來選定供貨商和機型。國外製造商必須選擇國內設備製造廠作為合作夥伴，轉讓技術、合作生產，逐步全面實現自主化和設備國產化。

經初步研究，常規島部分可供選擇的國外主要設備潛在供貨商有：英法GEC-ALSTHOM公司、美國西屋公司、日本三菱公司、美國GE公司等。到目前為止，ALSTHOM公司已同中國東方集團公司進行合作，形成一個聯合體；美國西屋公司已同上海核電設備成套集團公司合資，組成西屋-上海聯隊。其它公司到目前尚未進行合作。

根據ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核電設備製造商所提供的資料，按照堆型的不同和一迴路的不同，可以形成四類技術方案：
方案一——三環路改進型壓水堆核電機組；

方案二——ABB-CE的系統80(System 80)型壓水堆核電機組；

方案三——日本三菱公司的四環路壓水堆核電機組；

方案四——先進型沸水堆(ABWR)核電機組。

下面就各類技術方案分別進行分析。

1 三環路改進型壓水堆核電機組

此方案的一迴路為標準的300 MW一個環路的三環路壓水堆。此類方案包括中廣核集團公司提出的CGP1000、歐洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的CNP 1000和西屋-上海聯隊推出的CPWR1000三種壓水堆核電機組。

1.1 CGP1000與 CNP1000核電機組

CGP 1000由中廣核集團提出，以大亞灣核電站為參考站，並借鑒美國西屋公司和ABB-CE公司的部分先進的設計，有選擇地吸收了用戶要求文件(URD)的要求，形成以300 MW一條環路的CGP1000技術方案。常規島部分，汽輪發電機組選用ALSTHOM的Arabelle1000型汽輪發電機組。

CNP1000由歐洲製造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根據法國核電計劃及大亞灣核電站、嶺澳核電站等工程的設計、製造、安裝、運行及維修中積累起來的經驗推薦給中國的核電機組。常規島部分的汽輪發電機組也以Arabelle1000型汽輪發電機組作為推薦機組。

由於CGP1000和CNP1000的常規島部分的汽輪發電機組均為Arabelle1000型，所以實際上為同一類核電機組。

ALSTHOM在總結54台第1代汽輪發電機組的運行經驗基礎上，組合出了Arabelle1000型汽輪發電機組，參考電站為Chooz B(2台1 450 MW機組已分別於1996年7月11月投入運行)。

1.1.1 Arabelle1000型汽輪發電機組的主要技術數據

a)最大連續電功率：1 051 MW；

b)轉速：1 500 r/min；

c)機組效率：36.3%；

d)末級葉片長度：1 450 mm；

e)排汽面積：76.8 m2；

f)背壓：5.5 kPa；

g)凝汽器冷卻面積：68 633 m2；

h)發電機額定輸出功率：1 050 MW；

i)發電機視在輸出功率：1 235 MVA；

j)發電機額定功率因數：0.85；

k)發電機額定端電壓：26 kV。

1.1.2 Arabelle1000型汽輪發電機組的主要特點

a)缸體結構：三缸四排汽(HP/IP+2×LP94)，汽輪機採用高中壓組合汽缸並直接和2個雙流低壓缸相連接，含有流向相反的高壓和中壓蒸汽流道。低壓缸為雙流式，低壓外缸體支承在冷凝器上面，不是直接裝在汽機基礎上，軸承座和內缸體直接座於汽機基礎上；

b)由於末級葉片比較長，具有較大的排汽面積，可使蒸汽膨脹過程加長，減少余速損失，提高機組效率；

c)由於蒸汽在高／中壓缸中膨脹過程是以干蒸汽單流方向進行，另外，在高、中壓排汽口加裝抽汽擴散器以增加效率，所以，Arabelle1000型汽輪機的高中壓膨脹效率相對比較高；

d)發電機採用水氫氫冷卻方式，勵磁系統採用無刷勵磁方式。

1.2 CPWR1000核電機組

CPWR1000由西屋-上海聯隊推出，由上海市核電辦公室牽頭，組織上海核工程研究設計院、華東電力設計院、西屋公司等單位聯合展開CPWR1000概念設計工作，並於1997年6月份完成。

CPWR1000是建立在西屋公司成熟的、經過設計、工程實踐驗證的技術上，以西班牙的Vandellos Ⅱ為參考電站(該電站已有50 000 h以上的高利用率的運行業績)，結合西屋先進型壓水堆機組(APWR1000)技術，並進行適當改進而來。

1.2.1 CPWR1000汽輪發電機組主要技術數據

a)汽輪機型式：單軸、四缸、六排汽、凝汽式、二級再熱裝置；

b)轉速：1 500 r/min；

c)主蒸汽門前蒸汽壓力：6.764 MPa；

d)主蒸汽門前蒸汽溫度：283.5 ℃；

e)主蒸汽門前蒸汽流量：5 493.5 t/h；

f)主蒸汽門前蒸汽濕度：0.25%；

g)回熱抽汽級數：6級(1級高壓加熱器+1級除氧器+4級低壓加熱器)；

h)給水溫度：223.9 ℃；

i)平均冷卻水溫度：23.0 ℃；

j)末級葉片長度：1 250 mm；

k)排汽壓力：5 kPa；

l)凈熱耗率：9.788 kJ/(Wh)；

m)機組最大保證功率：1 071.09 MW；

n)發電機功率因數：0.9；

o)短路比：0.5；

p)冷卻方式：水氫氫；

q)勵磁系統：靜態勵磁系統。

1.2.2 APWR1000汽輪發電機組結構特點

汽輪發電機組採用1個雙流式高壓汽缸及3個雙流式低壓汽缸串聯組合，汽輪機末級葉片長度為1 250 mm，六排汽口，配置2台一級汽水分離以及兩級蒸汽再熱的汽水分離再熱器。

1.2.3 CPWR1000相對於Vandellos Ⅱ的主要改進

a)核電機組最大保證出力由982 MW改為1 071 MW；

b)主汽門前蒸汽參數由6.44 MPa、280.2 ℃改為6.76 MPa、283.5 ℃；

c)平均冷卻水溫度由17.8 ℃改為23 ℃；

d)末級葉片長度由1 117.6 mm改為1 250 mm；

e)汽輪機旁路容量由40%額定汽量改為85%；

f)汽輪機回熱系統由不設除氧器改為帶除氧器；

g)發電機電壓擬由21 kV改為24 kV；

h)凝汽器壓力由7 kPa改為5 kPa；

i)汽輪機凈熱耗率由10.209 kJ/(Wh)降到9.788 kJ/(Wh)以下；

j)加大凝結水精處理裝置容量；

k)常規島儀表控制採用微機分散控制系統。

2 ABB-CE的系統80(System80)型壓水堆核電機組

此方案也是壓水堆機組，較三環路方案不同之處是核島部分為雙蒸發器，由美國燃燒工程公司(ABB-CE)開發而成。此方案也為韓國核電國產化方案，核島部分為ABB-CE的系統80反應堆，相匹配的常規島部分為美國GE公司的汽輪發電機組。參考電站為韓國靈光3、4機組。

靈光3、4機組經過2～3 a的運行，設備運行狀況良好。

目前由於還沒有收集到GE公司關於靈光3、4機組常規島部分的詳細資料，汽輪發電機組的技術參數、型式、內部結構及熱力系統等還暫時不能描述。

3 日本三菱公司的四環路壓水堆核電機組

此方案亦屬成熟技術的壓水堆機組，其技術的先進性與安全水平與三環路和雙蒸發器方案相當。日本三菱公司推薦的四環路壓水堆核電機組方案，是以日本大飯3、4機組作為參考電站。

大飯3、4機組採用了美國西屋公司的Model 412的標准設計，與大飯1、2號機組完全一致(大飯1、2號機組均為西屋公司設備)，是一個技術成熟的、有豐富運行經驗的機組。大飯3、4號機組已分別於1991年和1992年投入商業運行。

3.1 三菱公司提供的汽輪發電機組的主要技術數據

a)發電機端額定出力：1 036 MW；

b)汽輪機型式：TC6F-44；

c)轉速：1 500 r/min；

d)主汽門前蒸汽參數：壓力6.30 MPa(絕對壓力)，溫度279.6 ℃，濕度0.43%，額定出力時蒸汽流量5 844.129 t/h；

e)給水溫度：226.7 ℃；

f)凝汽器壓力：5.07 kPa(絕對壓力)；

g)低壓缸總的排汽面積：71 m2；

h)發電機冷卻方式：水氫氫；

i)勵磁方式：無刷勵磁。

3.2 機組的主要特點

3.2.1 熱力系統

熱力系統為壓水堆機組典型的熱力系統，MSR再熱為兩級。汽輪機為1個高壓缸和3個低壓缸。回熱系統為1級高壓加熱器+1級除氧器+4級低壓回熱器。

3.2.2 廠房布置

機組布置為平行式，即反應堆的軸線與汽輪發電機組的軸線平行，這樣的布置比較緊湊，汽機房體積小，行車可以共用，電纜長度短，機組之間的交通方便，只需要在汽機房牆的設計上考慮葉片飛射物的保護厚度即可。

4 先進型沸水堆(ABWR)核電機組

此方案為美國通用電氣公司(GE)推出的先進型沸水堆(ABWR)核電機組，能滿足用戶要求文件(URD)。以日本東京電力公司的柏崎6、7號機組作為參考電站。

柏崎6、7號機組是目前世界上唯一獲得美、日兩國設計批準的、已建成並投入商業運行的改進型沸水堆核電機組。反應堆和汽輪發電機組均由美國通用電氣公司生產，柏崎6號機是世界上第1個ABWR機組，於1991年9月開始建設，1996年11月竣工投入商業運行。

沸水堆核電機組是以美國通用電氣公司(GE)為主進行開發的。1957年首台沸水堆核電機組投入運行，其後，經過多年的改進，從BWR-1到BWR-6，最後到ABWR。

4.1 ABWR汽輪發電機組主要技術數據

a)額定功率：1 350 MW；

b)汽輪機型式：TC6F-52；

c)汽缸結構：四缸六排汽(1HP+3LP)；

d)主汽門前主蒸汽壓力：6.79 MPa；

e)主汽門前主蒸汽流量：7 640 t/h；

f)主汽門前主蒸汽濕度：0.4%；

g)低壓缸末級葉片長度：1 320.88 mm；

h)回熱系統：4級低壓加熱器+2級高壓加熱器(無除氧器)。

4.2 ABWR核電機組的主要特點

4.2.1 熱力系統

熱力系統為直接循環系統，冷卻劑直接作為汽輪機的工質，將PWR核電機組中的一迴路和二迴路並為1個迴路。

ABWR和PWR的汽輪機回熱抽汽系統沒有什麼兩樣，其參數相似，ABWR主蒸汽壓力略高於PWR，MSR的再熱採用兩級，以提高熱效率，4級低加、2級高加，不設除氧器。加熱器的疏水泵將疏水打入前級凝結水管。

4.2.2 廠房布置

由於ABWR是反應堆核蒸汽直接通到汽輪機，因此汽機廠房需要考慮防放射性的措施，汽機高壓缸、MSR、高壓加熱器均用屏蔽牆隔離，運行期間人員不能進入。汽輪機的抽汽機排汽需經過過濾排入排汽筒，整個汽機車間是閉式通風系統。主蒸汽通過的安全殼兩側都有開關隔離閥。ABWR在正常運轉時，如核燃料包殼不破損，主蒸汽攜帶放射性核元素主要是N16，N16的半衰期僅7 s。新蒸汽部分，即高壓缸部分、MSR、高壓加熱器部分是帶放射性的，需要屏蔽，而低壓缸、凝結水部分是不帶放射性的，不做特殊屏蔽。

5 結束語

以上四類技術方案的核電機組均是目前世界上技術比較先進和成熟的機組，其參考電站均有良好的運行業績，四類方案都是可以供我國將來核電站選擇的常規島技術方案

http://www.lwlm.com/show.aspx?id=1128&cid=60
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對於核能發電是當今世界各國都在大力發展的一種利用能源的途徑，到現在我國已經建成投產的有浙江秦山和廣東大亞灣兩座核電站。在此我們選編了幾篇介紹這方面內容的科普文章，希望同學們能對其有所了解，並從現在就努力，爭取以後能為我國的核電發展事業做出大的貢獻。

（一）核能及其機理

1. 原子的組成
原子是由質子、中子和電子組成的。世界上一切物質都是由原子構成的，任何原子都是由帶正電的原子核和繞原子核旋轉的帶負電的電子構成的。一個鈾-235原子有92個電子，其原子核由92個質子和143個中子組成。50萬個原子排列起來相當一根頭發的直徑。如果把原子比作一個巨大的宮殿，其原子核的大小隻是一顆黃豆,而電子相當於一根大頭針的針尖。一座100萬千瓦的火電廠，每年要燒掉約330萬噸煤，要用許多列火車來運輸。而同樣容量的核電站一年只用30噸燃料。

2. 原子核的結構
原子核一般是由質子和中子構成的，最簡單的氫原子核只有一個質子，原子核中的質子數（即原子序數）決定了這個原子屬於何種元素，質子數和中子數之和稱該原子的質量數。

3. 同位素
質子數P相同而中子數N不同的一些原子，或者說原子序數Z相同而原子質量數不同的一些原子，它們在化學元素周期表上占據同一個位置，稱為同位素。所以，「同位素」一詞用來確指某個元素的各種原子，它們具有相同的化學性質。 同位素按其質量不同通常分為重同位素(如鈾-238、鈾-235、鈾-234和鈾-233）和輕同位素（如氫的同位素有氘、氚）。

4. 核能
在50多年前，科學家發現鈾-235原子核在吸收一個中子以後能分裂，同時放出2—3個中子和大量的能量，放出的能量比化學反應中釋放出的能量大得多，這就是核裂變能，也就是我們所說的核能。
原子彈就是利用原子核裂變放出的能量起殺傷破壞作用，而核電反應堆也是利用這一原理獲取能量，所不同的是，它是可以控制的。

5. 輕核聚變
兩個較輕的原子核聚合成一個較重的原子核，同時放出巨大的能量，這種反應叫輕核聚變反應。它是取得核能的重要途徑之一。在太陽等恆星內部，因壓力、溫度極高，輕核才有足夠的動能去克服靜電斥力而發生持續的聚變。自持的核聚變反應必須在極高的壓力和溫度下進行，故稱為「熱核聚變反應」。
氫彈是利用氘氚原子核的聚變反應瞬間釋放巨大能量起殺傷破壞作用，正在研究受控熱核聚變反應裝置也是應用這一基本原理，它與氫彈的最大不同是，其釋放能量是可以被控制的。

6．鈾的特性及其能量的釋放
鈾是自然界中原子序數最大的元素，天然鈾由幾種同位素構成:除了0.71％的鈾-235（235是質量數）、微量鈾-234外，其餘是鈾-238，鈾-235原子核完全裂變放出的能量是同量煤完全燃燒放出能量的2700000倍。也就是說1克U-235完全裂變釋放的能量相當於2噸半優質煤完全燃燒時所釋放的能量。

7. 核能如何釋放
核能的獲得主要有兩種途徑，即重核裂變與輕核聚變。U-235，有一個特性，即當一個中子轟擊它的原子核時，它能分裂成兩個質量較小的原子核，同時產生2—3個中子和β、γ等射線，並釋放出約200兆電子伏特的能量。
如果有一個新產生的中子，再去轟擊另一個鈾-235原子核，便引起新的裂變，以此類推，這樣就使裂變反應不斷地持續下去，這就是裂變鏈式反應，在鏈式反應中，核能就連續不斷地釋放出來。

8. 核聚變能量的釋放
與鈾相同數量的輕核聚變時放出的能量要比鈾大幾倍。例如1克氘化鋰（Li-6）完全反應所產生的能量約為1克鈾-235裂變能量的三倍多。實現核聚變的條件十分苛刻，即需要使氫核處於幾千萬度以上高溫才能使相當的核具有動能實現聚合反應。

（二）核反應堆

1. 核反應堆及其組成
核反應堆是一個能維持和控制核裂變鏈式反應，從而實現核能—熱能轉換的裝置。核反應堆是核電廠的 心臟，核裂變鏈式反應在其中進行。
1942年美國芝加哥大學建成了世界上第一座自持的鏈式反應裝置，從此開辟了核能利用的新紀元。
反應堆由堆芯、冷卻系統、慢化系統、反射層、控制與保護系統、屏蔽系統、輻射監測系統等組成。
堆芯中的燃料：反應堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂變材料。自然界天然存在的易於裂變的材料只有U-235，它在天然鈾中的含量僅有0.711％，另外兩種同位素U-238和U-234各佔99.238％和0.0058％，後兩種均不易裂變。
另外，還有兩種利用反應堆或加速器生產出來的裂變材料U-233和Pu-239。
用這些裂變材料製成金屬、金屬合金、氧化物、碳化物等形式作為反應堆的燃料。
燃料包殼：為了防止裂變產物逸出，一般燃料都需用包殼包起來，包殼材料有鋁、鋯合金和不銹鋼等。
控制與保護系統中的控制棒和安全棒：為了控制鏈式反應的速率在一個預定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，稱之為控制棒和安全棒。控制棒用來補償燃料消耗和調節反應速率；安全棒用來快速停止鏈式反應。吸收體材料一般是硼、碳化硼、鎘、銀銦鎘等。
冷卻系統中的冷卻劑：為了將裂變的熱導出來，反應堆必須有冷卻劑，常用的冷卻劑有輕水、重水、氦和液態金屬鈉等。
慢化系統中的慢化劑：由於慢速中子更易引起鈾-235裂變，而中子裂變出來則是快速中子，所以有些反應堆中要放入能使中子速度減慢的材料，就叫慢化劑，一般慢化劑有水、重水、石墨等。
反射層：反射層設在活性區四周，它可以是重水、輕水、鈹、石墨或其它材料。它能把活性區內逃出的中子反射回去，減少中子的泄漏量。
屏蔽系統：反應堆周圍設屏蔽層，減弱中子及γ劑量。
輻射監測系統：該系統能監測並及早發現放射性泄漏情況。

2. 反應堆的結構形式和分類
反應堆的結構形式是千姿百態的，它根據燃料形式、冷卻劑種類、中子能量分布形式、特殊的設計需要等因素可建造成各類型結構形式的反應堆。 目前世界上有大小反應堆上千座，其分類也是多種多樣。按能普分有由熱能中子和快速中子引起裂變的熱堆和快堆；按冷卻劑分有輕水堆，即普通水堆（又分為壓水堆和沸水堆）、重水堆、氣冷堆和鈉冷堆。按用途分有：（1）研究試驗堆：是用來研究中子特性，利用中子對物理學、生物學、輻照防護學以及材料學等方面進行研究；（2）生產堆，主要是生產新的易裂變的材料鈾-233、鈈-239；（3）動力堆，利用核裂變所產生的熱能廣泛用於艦船的推進動力和核能發電。反應堆分類情況見後。

3. 研究實驗反應堆
是指用作實驗研究工具的反應堆，它不包括為研究發展特定堆型而建造的、本身就是研究對象的反應堆，如原型堆，零功率堆，各種模式堆等。研究實驗堆的實驗研究領域很廣泛，包括堆物理，堆工程、生物、化學、物理、醫學等，同時，還可生產各種放射性同位 素和培訓反應堆科學技術人員。研究實驗堆種類很多，例如：游泳池式研究實驗堆：在這種堆中水既作為慢化劑、反射層和冷卻劑，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池狀的長圓形而得其名。
罐式研究實驗堆：由於較高的工作溫度和較大的冷卻劑流量只有在加壓系統中才能實現，因此，必須採取加壓罐式結構。
重水研究實驗堆：重水的中子吸收截面小，允許採用天然鈾燃料，它的特點是臨界質量較大，中子通量密度較低。如果要減小臨界質量和獲得高中子通量密度，就用濃縮鈾來代替天然鈾。
此外，還有固體慢化劑研究實驗堆、均勻型研究實驗堆、快中子實驗堆等。

4. 生產堆
主要用於生產易裂變材料或其他材料，或用來進行工業規模輻照。生產堆包括產鈈堆，產氚堆和產鈈產氚兩用堆、同位素生產堆及大規模輻照堆，如果不是特別指明，通常所說的生產堆是指產鈈堆。 該堆結構簡單，生產堆中的燃料元件既是燃料又是生產鈈-239的原料。中子來源於用天然鈾製作的元件中的U-235。U-235裂變中子產額為2—3個。除維持裂變反應所需的中子外，餘下的中子被U-238吸收，即可轉換成Pu-239，平均燒掉一個U-235原子可獲得0.8個鈈原子。也可以用生產堆生產熱核燃料氚。用重水 型生產堆生產氚要比用石墨生產堆產氚高7倍。

5. 動力反應堆
世界上動力反應堆可分為潛艇動力堆和商用發電反應堆。核潛艇通常用壓水堆做為其動力裝置。商用規模的核電站用的反應堆主要有壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆和快堆等。
壓水堆：
採用低濃（鈾-235濃度約為3％）的二氧化鈾作燃料，高壓水作慢化劑和冷卻劑。是 目前世界上最為成熟的堆型。

沸水堆：
採用低濃（鈾-235濃度約為3％）的二氧化鈾作燃料，沸騰水作慢化劑和冷卻劑。

重水堆：
重水作慢化劑，重水（或沸騰輕水）作冷卻劑，可用天然鈾作燃料，目前達到商用水平的只有加拿大開發的坎杜堆，我國正建一座重水堆核電站。

石墨氣冷堆：
以石墨作慢化劑，二氧化碳作冷卻劑，用天然鈾燃料，最高運行溫度為360℃，這種堆已有豐富的運行經驗，到90年代初期已運行了650個堆年。

快中子堆：
採用鈈或高濃鈾作燃料，一般用液態金屬鈉作冷卻劑。不用慢化劑。根據冷卻劑的不同分為鈉冷快堆和氣冷快堆。

（三）核電站

1. 什麼是核電站
核電站就是利用一座或若干座動力反應堆所產生的熱能來發電或發電兼供熱的動力設施。反應堆是核電站的關鍵設備，鏈式裂變反應就在其中進行。目前世界上核電站常用的反應堆有壓水堆、沸水堆、重水堆和改進型氣冷堆以及快堆等。但用的最廣泛的是壓水反應堆。壓水反應堆是以普通水作冷卻劑和慢化劑，它是從軍用堆基礎上發展起來的最成熟、最成功的動力堆堆型。

2. 核電站工作原理
核電廠用的燃料是鈾。用鈾製成的核燃料在「反應堆」的設備內發生裂變而產生大量熱能，再用處於高壓力下的水把熱能帶出，在蒸汽發生器內產生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶著發電機一起旋轉，電就源源不斷地產生出來，並通過電網送到四面八方。

3. 壓水堆核電站
以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統設備主要有壓水堆本體，一迴路系統，以及為支持一迴路系統正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統。常規島主要包括汽輪機組及二回等系統，其形式與常規火電廠類似。

4. 沸水堆核電站
以沸水堆為熱源的核電站。沸水堆是以沸騰輕水 為慢化劑和冷卻劑並在反應堆壓力容器內直接產生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優點。它們都需使用低富集鈾作燃料。
沸水堆核電站系統有：主系統（包括反應堆）；蒸汽-給水系統；反應堆輔助系統等。

5. 重水堆核電站
以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。
重水堆核電站是發展較早的核電站，有各種類別，但已實現工業規模推廣的只有加拿大發展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。

6. 快堆核電站
由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出 來的熱能轉換為電能的核電站。快堆在運行中既消耗裂變材料，又生產新裂變材料，而且所產可多於所耗，能實現核裂變材料的增殖。
目前，世界上已商業運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變燃料，即使再利用轉換出來的鈈-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉換成鈈-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60％—70％。

7. 世界上目前建造核電站情況
核電自50年代中期問世以來，目前已取得長足的發展。到1999年中期，世界上共有436座發電用核反應堆在運行，總裝機容量為350676兆瓦。正在建造的發電反應堆有30座，總裝機容量為21642兆瓦。
目前世界上有33個國家和地區有核電廠發電，核發電量佔世界總發電量的17％，其中有十幾個國國家和地區核電發電量超過各種的總發電量的四分之一，有的國家超過70％。據資料估計，到2005年核電廠裝機容量將達到388567兆瓦。

8.核能是清潔的能源
目前環境污染問題大部分是由使用化石燃料引起的，化石燃料燃燒會放出大量的煙塵、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害氣體造成的「溫室效應」，將使地球氣溫升高，會造成氣候異常，加速土地沙漠化過程，給社會經濟的可持續發展帶來災難性的影響，核電站並不排放這些有害物質，不會造成「溫室效應」，與火電廠相比，它能大大改善環境質量，保護人類賴以生存的生態環境等。
在國外核電站的周圍有人居住、游泳、放牧牛羊、釣魚，有的核電站位於大城市附近，有的位於游覽區。核電站是安全、經濟、干凈的能源，與火電站相比，更有利於保護環境。
核電廠和火電廠對環境影響的比較（電功率100兆瓦） ——核電站對周圍環境無污染
居民受到的輻射劑量 氧化硫排放量
（噸/年） 煙灰和殊物質
（噸/年） 氧化氮排放量
（噸/年） 采礦面積
（畝/年） 危害健康的相對指數
燃煤發電廠 0.048 46000-127500 3500 26250-30000 1210 SO：32000 NOx：4530 煙灰：1100
壓水堆核電站：0.018 0 0 0 30-42 氪氙 1
磷 20

9．核電站廢物嚴格遵照國家標准，對人民生活不會產生有害影響
核電廠的三廢治理設施與主體工程同時設計，同時施工，同時投產，其原則是盡量回收，把排放量減至最小，核電廠的固體廢物完全不向環境排放，放射性液體廢物轉化為固體也不排放；像工作人員淋浴水、洗滌水之類的低放射性廢水經過處理、檢測合格後排放；氣體廢物經過滯留衰變和吸附，過濾後向高空排放。
核電廠廢物排放嚴格遵照國家標准，而實際排放的放射性物質的量遠低於標准規定的允許值。所以，核電廠不會對給人生活和工農業生產帶來有害的影響。

10．核電站是經濟的能源
世界上有核電國家的多年統計資料表明，雖然核電站的比投資高於燃煤電廠，但是，由於核燃料成本顯著地低於燃煤成本，以及燃料是長期起作用的因素，這就使得目前核電站的總發電成本低於燒煤電廠。

11．核能是可持續發展的能源
世界上已探明的鈾儲量約490萬噸，釷儲量約275萬噸。這些裂變燃料足夠使用到聚變能時代。聚變燃料

『陸』 核電站也排廢氣,怎麼處理的

核電站靠海建造主要是冷卻的需要，一般現在的核電站效率在30%--40%之間，還有很多能量不能利用，就利用大量的水在冷凝器外冷卻，也就是我們常說的三迴路中冷卻，也是海水的作用，因為需要大量的水，所以靠近海邊是最好的。而如果在內陸的核電站的話，和火電站類似，就是通過高高的冷卻塔來實現的。
而至於核電站的廢水以及廢氣，管理都非常嚴格，有專門的部門負責檢測，只有通過處理達到標准之下，才向環境排放。大部分帶有放射性的氣體或者液體，通過儲存，仔處理。

『柒』 福島核廢水與核電廠正常排放廢水有什麼不同

福島核廢水與核電廠正常排放廢水有什麼不同？具體如下：

核電廠的廢水與福島核廢水有什麼本質的區別呢？通常情況下的核電廠屬於工藝工業產生的廢水，排放之前都會經過嚴格的篩查核處理在進行排放，並且排放的廢水隨著時間推移或會逐漸瓦解溶解於自然，並且本質上不會對於人體造成傷害，也不會影響到人們的生活以及方方面面，核電廠的排放廢水與福島的核廢水還是有本質上的差別的。

綜上所述，不知道大家對此有什麼不同的看法呢？歡迎補充討論，歡迎關注提問！

『捌』 中國最大的核電站是什麼那個電站每年輸出功率最大

深圳大亞灣核電站是目前中國最大的核電站。
開工於一九八七年八月七日的大亞灣核電站，是中國大陸第一座大型商用核電站。此前的一九八二年十二月，國家正式批准建設大亞灣核電站。本著「借貸建設、售電還錢、合資經營」的方針，中國廣東核電集團有限公司所屬廣東核電投資有限公司，與香港中華電力有限公司所屬香港核電投資有限公司合資成立合營公司，負責大亞灣核電站的建設和運營。
一九八五年一月十九日，改革開放的總設計師鄧小平在北京人民大會堂接見了參加廣東核電合營有限公司合同簽字儀式的香港中華電力有限公司董事局主席羅·嘉道理勛爵一行。他在會見中指出，廣東和香港合營的大亞灣核電站「對保持香港的繁榮和穩定、增加港人的信心有著特別重要的意義」，「要快建設、早收益」。
一九八七年八月，大亞灣核電站主體工程正式開工。歷經近七年的建設，一九九四年五月六日，擁有兩台裝機容量為九十八點四萬千瓦的壓水堆核電機組的大亞灣核電站，全面建成投入商業運行，所生產的電力百分之七十銷往香港，其餘銷往廣東。從此，源源不斷的強大電流，點亮了香江兩岸的萬家燈火。
大亞灣核電站投入運行十三年來一直保持安全穩定運行，不但創造了良好的經濟效益，而且產生了良好的環保效益，輸往香港的一千二百億千瓦時電力，如果改由燃煤發電廠生產，需消耗約四千四百萬噸標准煤，並排放二氧化碳約一億噸、二氧化硫約三十七萬噸，
輸出功率最大當然就是三峽
三峽左岸電站全部14台機組均已投產，總裝機容量達到了980萬千瓦。右岸電站預計在2007－2008年完成全部12台機組的安裝。左岸電站機組投產情況如下：

左岸1號機組裝機容量70萬千瓦，2003年11月22日投產發電。

左岸2號機組裝機容量70萬千瓦，2003年7月10日投產發電。

左岸3號機組裝機容量70萬千瓦，2003年8月18日投產發電。

左岸4號機組裝機容量70萬千瓦，2003年10月28日投產發電。

左岸5號機組裝機容量70萬千瓦，2003年7月16日投產發電。

左岸6號機組裝機容量70萬千瓦，2003年8月31日投產發電。

左岸7號機組裝機容量70萬千瓦，2004年4月20日投產發電。

左岸8號機組裝機容量70萬千瓦，2004年8月24日投產發電。

左岸9號機組裝機容量70萬千瓦，2005年9月7日投產發電。

左岸10號機組裝機容量70萬千瓦，2004年4月7日投產發電。

左岸11號機組裝機容量70萬千瓦，2004年7月26日投產發電。

左岸12號機組裝機容量70萬千瓦，2004年11月22日投產發電。

左岸13號機組裝機容量70萬千瓦，2005年4月24日投產發電。

左岸14號機組裝機容量70萬千瓦，2005年7月21日投產發電。

『玖』 核電站每天排放多少污水

生產廢水：內循環水，偶有排放，存放處置（不處理），不需要你的技術；外循環水，數量大，屬無輻射廢熱水，也不需要你的技術。
生活污水：生化處理，同樣不需要你的技術。