核电系统及设备
核电厂系统及设备讲义
核电厂系统及设备讲义一、核电厂概述核电厂是利用核裂变或核聚变能产生电能的设施。
核电厂通常由核反应堆、发电机、冷却系统、辅助设备等组成。
二、核反应堆核反应堆是核电厂的核心设备，它是进行核裂变或核聚变反应的地方。
核反应堆通常采用压水堆、沸水堆等不同类型。
核反应堆的安全运行是核电厂的关键。
三、发电机核电厂的发电机是将核反应堆产生的热能转化为电能的装置。
发电机通过转动产生电能，供给电网使用。
四、冷却系统核电厂的冷却系统用于散热，避免核反应堆过热。
冷却系统通常采用水冷却或气冷却的方式。
五、安全系统核电厂的安全系统包括应急关闭系统、防护系统等。
这些系统是核电厂保障安全运行的关键。
六、辅助设备核电厂的辅助设备包括控制系统、监测设备、燃料装置等。
这些设备为核电厂的正常运行提供支持。
七、废物处理系统核电厂产生的废物处理是核电厂运行的重要环节。
废物处理系统包括核废料处理设施、废水处理设施等。
以上就是核电厂系统及设备的简要介绍，核电厂作为清洁能源的重要组成部分，在全球范围内发挥着重要作用。
随着技术的不断发展，核电厂的安全性和效率将得到进一步提升。
八、安全防护设施核电厂的安全防护设施是保障核反应堆安全运行的重要一环。
其中包括核反应堆容器、保护壳和防辐射屏障等。
这些设施能够有效隔离放射性物质，确保辐射对周围环境和人员的影响得到最小化。
九、辐射监测系统核电厂使用辐射监测系统对反应堆周围环境和工作人员进行实时监测，以确保辐射水平在安全范围内。
这些监测系统包括气体采样装置、人员穿戴的辐射监测仪器等，能够及时警报，保障人员和环境的安全。
十、应急预案核电厂拥有完善的应急预案，对各种可能的事故和突发状况进行了充分的预案和演练。
一旦发生紧急情况，核电厂能够迅速启动应急预案，以及时有效地应对和解决问题。
十一、燃料处理系统核电厂的燃料处理系统负责燃料元件的储存、运输和辐射监测。
燃料元件是核反应堆的关键部件，核电厂需要对其进行精心管理和维护，以确保核反应堆的正常运行。
核电厂系统及设备介绍090329
RCV系统图
一回路辅助系统
反应堆硼和水补给系统（REA）
– – – – – – – – – 提供除盐除氧硼水，以保证RCV系统的容积控制功能 注入联氨和氢氧化锂等，保证RCV系统的化学控制功能 提供硼酸溶液和除盐除氧水，保证RCV系统的反应性控制 向稳压器泄压箱提供喷淋冷却水 为主泵密封水立管供水，以冲洗3号轴封 向换料水箱提供硼酸溶液，为其充水补水 向RIS系统硼酸注入箱提供硼酸。为其充水补水 为容控箱提供与一回路浓度相等的硼酸溶液，为其进行排气操作 为稳压器和RRA系统的先导式卸压阀充水
REA系统图
一回路辅助系统
余热排出系统（RRA）
– 正常停堆过程中，当温度降到180℃以下，压 力降到3.0MPa以下时，RRA排出堆芯、冷却 剂余热和主泵产生的热量。使反应堆进入冷停 堆状态。 – 除失水事故外的所有停堆事故发生时，排出以 上三种热量。
RRA系统图
一回路辅助系统
辅助冷却水系统
工艺排水 地面排水 化学废液
废气分类
– 含氢废弃 – 含氧废气
固体废物分类
– – – – 各种除盐其的废树脂 蒸发液的浓缩液 过滤器的失效滤芯 其他固体废物
排出物处理和排放系统
核岛排气疏水系统（RPE）功能
– 系统收集以下情况在核岛内产生的全部气体和液体废物：
TEU系统图
排出物处理和排放系统
废液排放系统（TER）功能
– 收集系统废液，对这些废液进行监测，并有控 制的将这些废液向海中排放 – 废液在重要厂用水系统（SEC）的终端排水沟， 按照向环境排放的特性要求进行稀释，当稀释 能力不足或者TEU系统不可用，或者废液产生 量超过正常排放量时，TER系统将这些废液贮 存，并送回TEU在再处理。 – 系统监测废液放射性水平，并测记废液排放量。
核电厂系统及设备培训
核电厂系统及设备培训1. 引言核电厂是一种利用核能产生电能的设施，它是现代电力系统中重要的组成部分。
核电厂的系统及设备包括反应堆、燃料装载系统、冷却系统、蒸汽发生器、涡轮发电机等，这些设备的性能和工作原理对于核电厂的运行安全和经济性具有重要影响。
为了确保核电厂人员能够熟练操作和维护核电厂的系统及设备，进行培训是必要且重要的。
2. 核电厂系统及设备培训的目的核电厂系统及设备培训的主要目的是使核电厂运行人员具备以下能力： - 熟悉核电厂的各个系统及设备的工作原理和性能参数； - 掌握核电厂的运行操作流程和操作规范； - 能够快速排除系统故障，保证核电厂的运行安全性及稳定性； - 能够进行核电厂设备的日常维护和检修工作。
3. 核电厂系统及设备培训内容核电厂系统及设备培训的内容包括但不限于以下几个方面：3.1 反应堆•反应堆的结构和原理•反应堆的控制系统和安全系统•反应堆的运行指标和性能参数3.2 燃料装载系统•燃料装载系统的结构和作用•燃料装载系统的操作流程和注意事项•燃料装载系统的维护和检修3.3 冷却系统•冷却系统的工作原理和分类•冷却系统的操作流程和运行参数•冷却系统的故障排除和维护措施3.4 蒸汽发生器•蒸汽发生器的结构和工作原理•蒸汽发生器的运行参数和性能指标•蒸汽发生器的维护和检修方法3.5 涡轮发电机•涡轮发电机的结构和工作原理•涡轮发电机的运行参数和性能指标•涡轮发电机的维护和检修方法4. 核电厂系统及设备培训的方法为了确保核电厂人员能够有效地学习核电厂系统及设备的相关知识和技能，培训应采取多种方法： - 组织理论授课，讲解核电厂系统及设备的相关知识； - 安排实际操作训练，让学员能够亲自操作核电厂的系统及设备； - 进行案例分析和模拟演练，让学员能够应对不同的故障情况； - 定期进行考核和评估，检验学员对核电厂系统及设备的掌握程度。
5. 核电厂系统及设备培训的意义核电厂系统及设备培训的意义在于： - 提高核电厂运行人员的专业素质和能力水平； - 提高核电厂系统及设备的运行安全性和稳定性； - 保证核电厂的经济运行和电力供应的可靠性； - 降低核电厂事故的发生概率和事故的后果。
核电站的仪器设备和自动化控制系统有哪些
核电站的仪器设备和自动化控制系统有哪些关键信息项：1、核电站的主要仪器设备类型及功能核反应堆及相关组件蒸汽发生器主泵稳压器安全壳控制棒驱动机构燃料组件2、自动化控制系统的组成部分监测与数据采集系统控制逻辑与算法执行机构与驱动装置人机界面与监控终端3、仪器设备与自动化控制系统的协同工作方式信号传递与交互控制策略与响应机制故障诊断与报警处理4、维护与保障措施定期检测与校准备件管理与更换技术培训与人员资质应急响应与预案11 核电站的主要仪器设备111 核反应堆及相关组件核反应堆是核电站的核心设备，通过可控的链式核反应产生大量热能。
相关组件包括燃料元件、堆芯结构材料、控制棒等。
燃料元件通常由浓缩铀制成，在反应堆内发生裂变反应释放能量。
堆芯结构材料用于支撑和固定燃料元件，保证反应堆的物理结构稳定。
控制棒用于调节反应堆的反应性，控制核反应的速率。
112 蒸汽发生器蒸汽发生器的作用是将反应堆产生的热能传递给二回路的水，使其产生蒸汽。
蒸汽发生器通常采用管式换热器的形式，一回路的高温高压水在管内流动，将热量传递给管外的二回路水，使其蒸发成蒸汽。
113 主泵主泵用于驱动一回路冷却剂在反应堆和蒸汽发生器之间循环流动，以带走反应堆产生的热量。
主泵通常为大功率、高可靠性的离心泵，需要具备在高温、高压和放射性环境下长期稳定运行的能力。
114 稳压器稳压器用于维持一回路系统的压力稳定。
当一回路系统的压力升高时，稳压器内的电加热器停止工作，喷淋阀打开，释放蒸汽，降低压力；当压力降低时，电加热器启动，加热水产生蒸汽，提高压力。
115 安全壳安全壳是核电站的最后一道安全屏障，用于防止放射性物质泄漏到环境中。
安全壳通常为预应力混凝土结构，内部设有喷淋系统、通风系统等，以保证在事故情况下能够有效地控制放射性物质的扩散。
116 控制棒驱动机构控制棒驱动机构用于控制控制棒在反应堆内的插入和抽出，从而调节反应堆的反应性。
控制棒驱动机构通常采用电磁驱动或液压驱动的方式，需要具备高精度、高可靠性和快速响应的能力。
核电厂系统及设备
核电厂系统及设备
核电厂系统及设备主要包括以下几个方面：
1. 核反应堆：核电厂的核反应堆是核电厂最核心的部分，它通过核裂变或核聚变反应产生巨大的热能。
核反应堆通常由燃料组件、燃料棒、燃料元件、反应堆堆芯、堆腔和控制系统等组成。
2. 蒸汽发生器：核反应堆释放的热能会被用来加热水，产生高温高压的蒸汽。
蒸汽发生器是核电厂中的关键设备，它通过将核反应堆排出的高温冷却剂与次级回路中的冷却剂进行热交换，将水加热为蒸汽。
3. 主蒸汽管道系统：主蒸汽管道系统连接了蒸汽发生器和汽轮机，将高温高压的蒸汽输送到汽轮机中，通过汽轮机的转动产生动力，驱动发电机发电。
4. 汽轮机和发电机：汽轮机是核电厂中的关键设备之一，它通过蒸汽的高速流动驱动转子旋转，产生机械能。
发电机则将机械能转化为电能，通过电力传输系统将电能输送到电网中。
5. 冷却系统：核电厂需要通过冷却系统将发电过程中产生的余热散发出去，保持核电厂的正常运行温度。
常用的冷却系统包括河水冷却系统、冷却塔系统等。
6. 安全系统：核电厂的安全系统是保证核反应堆运行安全的重要设备。
安全系统包括事故监测预警系统、应急冷却系统、安全容器等，用来应对可能发生的异常事故或紧急情况。
除了以上几个方面的设备，核电厂还包括辅助设备，如控制系统、通风系统、水处理设备、废物处理设备等，这些设备都是核电厂正常运行的重要保障。
同时，核电厂还有辐射防护设备、工业液体废物贮存系统等，保障人员的安全和环境的保护。
核电厂系统及设备知识
核电厂系统及设备知识反应堆是核电厂的核心设备，用于进行核裂变反应，产生大量热能。
反应堆一般由燃料组件、反应堆压力容器、反应控制系统等组成。
燃料组件是含有放射性核燃料的结构部件，可以产生裂变反应；反应堆压力容器是储存反应堆冷却剂的金属容器，保证核反应的正常进行；反应控制系统用于控制核反应的速率和安全性。
蒸汽发生器是连接反应堆和蒸汽涡轮发电机组的重要设备。
它通过将反应堆冷却剂的热能转移给水，使水蒸发成为高温高压的蒸汽，用于驱动蒸汽涡轮发电机组发电。
蒸汽涡轮发电机组是核电厂的主要发电设备，它将高温高压的蒸汽能量转化为电能。
核电厂的冷却系统用于冷却反应堆和蒸汽发生器，防止核反应过热和爆炸。
冷却系统通常包括主冷却循环、辅助冷却循环和应急冷却系统等。
核电厂的控制系统是对核反应堆进行监控和控制的设备，保证核反应的安全、稳定和高效进行。
此外，核电厂还有辅助设备包括供应水系统、通风系统、废物处理系统等，用于保障核电厂的运行和安全。
总的来说，核电厂的系统和设备是一个密不可分的系统，各部分设备协同工作，确保核反应的安全、高效进行，并将热能转化为电能。
核电厂是人类利用核能进行能源开发的重要手段之一。
尽管核能的利用被一些人质疑其安全性，但是通过严格的安全管理和监控，以及先进的技术和设备，核电厂在为人类提供清洁、高效的能源的同时，也保证了可靠性和安全性。
接下来我们将更加深入地了解核电厂的系统和设备知识。
反应堆是核电厂的核心部件，是核能转变为热能的场所，其内部包含着燃料组件，用以控制和维持反应中子的自持和增殖。
燃料组件一般是由铀或钚等元素的化合物构成，包装在金属或陶瓷的包壳中。
反应堆压力容器则是容纳反应堆冷却剂的主要设备，其壁厚、材料及焊缝质量等都受到严格的监控。
反应堆控制系统则是用于监控和控制核反应的速率和安全性的设备，包括各种传感器、控制棒和自动系统，确保核反应能够达到预期的状态。
蒸汽发生器连接在反应堆之后，通过将反应堆冷却剂的热能转移给水，使水蒸发生成高温高压的蒸汽。
核电厂系统及设备培训课程
运行成本：包括燃 料成本、维护成本、 人力成本等
经济效益：发电量、 电力销售收入、税 收等
社会效益：环保、 安全、就业等 Nhomakorabea综合效益评估：考 虑各种因素，评估 核电厂的总体效益
调整：根据监控数据，及时调 整运行参数，优化设备性能， 提高运行效率
运行监控：实时监测核电厂系 统及设备的运行状态，确保安 全稳定
应急处理：在出现异常情况时， 迅速采取应急措施，防止事故 扩大
培训内容：介绍核电厂运行监 控与调整的相关知识、技能和
注意事项
运行效率提升：通过改进操作流程和设备维护方式，提高核电厂运行效率 安全管理强化：加强安全监管和风险控制，确保核电厂安全稳定运行
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核电厂设备介绍
反应堆类型：轻水堆、重水堆、快中子堆等 反应堆结构：压力壳、燃料组件、控制棒等 反应堆控制系统：调节反应堆功率、控制反应性等 反应堆安全设施：安全壳、应急冷却系统等
蒸汽发生器： 将核反应堆产 生的热能转化 为蒸汽，为汽 轮机提供动力
蒸汽管道：将 蒸汽从蒸汽发 生器输送到汽 轮机，以及从 汽轮机输送到
辐射防护：加强辐射防护措施，确 保员工和周边居民的健康与安全
核电厂运行与管理
核电厂运行计划：制定、执行和监控核电厂的运行计划，确保安全、经济和高效运行 调度管理：协调核电厂与电网之间的调度，确保电力供应的稳定和可靠 应急预案：制定和执行核电厂应急预案，应对突发事件和事故情况 运行人员培训：对核电厂运行人员进行培训，提高其技能水平和操作能力
核电厂安全与防护
国家核安全法 规和标准
核电厂系统与设备
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 能动的安全性 必须依靠能动设备（有源设 备），即需由外部条件加以保证的安全性。
• 后备的安全性 指由冗余系统的可靠度或阻 止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全 性保证。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 固有安全性定义为：当反应堆出现异常工况 时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干 预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全 性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆 趋于正常运行和安全停闭。
水送到高压安注泵入口，或当泵出口压力高
于一回路压力时直接注入一回路。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
安全注入系统的主要参数
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
安注启动信号
• 高压和低压安注系统的触发信号由反应堆 保护系统给出。如果自动控制电路故障， 可由控制室手动启动。
• 中压安注系统不需要外电源或启动信号就 能快速响应。当反应堆冷却剂压力低于安 注箱的压力时就开始向一回路系统的冷段 注水，保证快速冷却堆芯。
• 手动启动。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
启动信号触发后的保护动作
安注信号除立即启动RIS系统执行安注过程外， 还实施下列保护动作，包括：
• 反应堆紧急停堆（实际上应已停堆，这里是为 了确认），汽轮机脱扣；
• 启动应急柴油发电机； • 隔离主给水系统（ARE），并停运主给水泵； • 启动电动辅助给水泵；
核电厂系统与设备
路漫漫其悠远
2020/11/19
核电厂系统与设备
1 核反应堆的安全系统
• 在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须 坚持和确保安全第一的原则。三哩岛和切尔 诺贝利两次重大事故的发生，使人们对反应 堆安全性提出了更高的要求。提出应以固有 安全（Inherent Safety）概念贯穿于核电厂 设计安全的新论点。
核电厂系统与设备
核电厂系统与设备1. 引言核电厂是利用核能产生电能的设施，其系统与设备是核电厂运行的重要组成部分。
本文将介绍核电厂系统与设备的基本概念、功能以及运行原理。
主要包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统、蒸汽涡轮发电机组系统、冷却系统和辅助系统等内容。
2. 核反应堆系统核反应堆是核电厂的核心部分，负责产生核裂变反应，并将反应产生的热能转化为电能。
核反应堆通常由反应堆厂房、堆芯和控制系统组成。
2.1 反应堆厂房反应堆厂房是核反应堆的工作区域，它提供了必要的安全保护和辐射屏蔽。
反应堆厂房通常由混凝土构成，具有很强的防护能力，以防止放射性物质泄漏。
2.2 堆芯堆芯是核反应堆中的关键部分，它包含着核燃料和冷却剂。
核燃料通常采用铀或钚等放射性物质，它们在核裂变反应中产生大量的热能。
冷却剂通常是水或气体，它们用来冷却核燃料和带走产生的热能。
2.3 控制系统核反应堆的控制系统用于控制核反应的强度和稳定性，以确保核反应堆的安全运行。
控制系统通常由反应性装置、测量装置和调节装置等组成，通过监测和调节堆芯中的核燃料浓度和冷却剂流量，以实现对反应堆的精密控制。
3. 蒸汽发生器系统蒸汽发生器系统是核电厂中的热能转换装置，将核反应堆产生的热能转化为蒸汽能，驱动蒸汽涡轮发电机组产生电能。
蒸汽发生器系统通常由蒸汽发生器、蒸汽管道和蒸汽阀门等组成。
核反应堆中的冷却剂在经过蒸汽发生器时，被加热转化为高温高压的蒸汽。
蒸汽通过蒸汽管道传送到蒸汽涡轮发电机组，进而驱动发电机转动产生电能。
4. 蒸汽涡轮发电机组系统蒸汽涡轮发电机组系统是核电厂中的发电装置，负责将蒸汽能转化为电能。
蒸汽涡轮发电机组通常由蒸汽涡轮、发电机和调速器等组成。
蒸汽涡轮接收来自蒸汽发生器系统的高温高压蒸汽，通过旋转驱动发电机的转子转动。
发电机将机械能转换为电能，供给电网或其他相关设备。
调速器用于控制蒸汽涡轮的转速，以使蒸汽涡轮发电机组能够稳定产生电能。
5. 冷却系统冷却系统是核电厂中的重要设备，用于保持核反应堆和其他设备的温度正常，防止过热和工作失效。
核电厂系统及设备知识
核电厂系统及设备知识概述核电厂是一种利用核能发电的设施，它包含了一系列的系统和设备，每个系统和设备都发挥着重要的作用。
本文将介绍核电厂的主要系统和设备，并解释它们的功能和工作原理。
主要系统1.反应堆系统2.蒸汽发生器系统3.蒸汽涡轮机系统4.发电机系统5.控制和保护系统6.辅助系统下面将对每个系统进行详细介绍。
1. 反应堆系统反应堆系统是核电厂的核心组成部分。
它包括核反应堆、燃料组件、冷却剂循环系统和反应堆容器等。
核反应堆是核能发电的关键元素，它通过控制核反应过程来产生热能。
燃料组件是反应堆内用于核反应的燃料，通常使用铀或钚等放射性物质。
冷却剂循环系统用于将冷却剂（如轻水或重水）循环传递到反应堆中，从而控制反应堆的温度。
2. 蒸汽发生器系统蒸汽发生器系统使用反应堆中产生的热能将水转化为蒸汽。
蒸汽发生器是其中的关键设备，它通过将热能传递给水来产生高温高压的蒸汽。
蒸汽发生器中的水一般以自然循环或强制循环方式进行传热。
3. 蒸汽涡轮机系统蒸汽涡轮机系统利用蒸汽的能量驱动涡轮机的转动，从而产生机械能。
涡轮机通常由高压涡轮、中压涡轮和低压涡轮组成，每个涡轮对应一个级别的蒸汽。
这些涡轮通过轴传递机械能给发电机。
4. 发电机系统发电机系统将涡轮机传递过来的机械能转化为电能。
发电机是核电厂中非常重要的设备，它通过利用电磁感应原理将机械能转化为电能。
5. 控制和保护系统控制和保护系统对核电厂的运行和安全起着重要作用。
它包括控制设备、保护设备和监测设备等。
控制设备用于控制核反应堆和其他系统的运行，保护设备用于检测和响应发生异常情况，监测设备用于监测核电厂的运行状态和参数。
6. 辅助系统辅助系统是核电厂的辅助设备，它们为主要系统提供支持和保障。
常见的辅助系统包括给水系统、消防系统、氢气系统、冷却水系统等。
设备知识除了核电厂的主要系统，还有一些关键设备需要了解。
1.控制棒2.轻水堆3.反应堆压力容器4.冷却塔5.辐射防护设备控制棒是用于控制和调节核反应堆的关键设备，它可以通过插入或提取来控制核反应堆中的核反应过程。
核电厂系统及设备
核电厂系统及设备引言核电厂是一种利用核能进行发电的设施，它通过核裂变或核聚变反应来产生高温和高压的蒸汽，从而驱动涡轮发电机发电。
核电厂系统由多个关键设备组成，这些设备的运行稳定性对于核电站的安全和可靠运行至关重要。
本文将介绍核电厂的系统架构以及其中的关键设备。
1. 核电厂系统架构核电厂系统的整体架构通常包括以下几个主要部分：1.1 反应堆系统反应堆系统是核电厂的核心部分，它是核能转化为热能的地方。
根据不同的反应方式，可以分为核裂变反应堆和核聚变反应堆。
反应堆系统由反应堆、燃料元件、冷却剂和控制系统等组成。
1.2 蒸汽发生系统蒸汽发生系统将高温和高压的冷却剂转化为蒸汽，供给涡轮发电机驱动发电。
该系统通常包括蒸汽发生器、蒸汽管道和调节阀等设备。
1.3 蒸汽涡轮发电机组蒸汽涡轮发电机组将蒸汽能量转化为机械能，并输出电力。
它通常由涡轮机组、发电机和调速器等组成。
1.4 辅助系统辅助系统包括冷却系统、给水系统、空气压缩系统等，它们为核电厂的正常运行提供必要的支持和辅助服务。
2. 核电厂关键设备下面将介绍核电厂中的一些关键设备及其功能：2.1 反应堆反应堆是核电厂的核心设备，它用于控制和维持核裂变或核聚变反应的稳定。
反应堆通常由燃料元件、反应堆压力容器、控制棒和冷却剂等组成。
2.2 蒸汽发生器蒸汽发生器将反应堆中的冷却剂热能转化为蒸汽，并供给蒸汽涡轮发电机组。
蒸汽发生器通常由多个管束、壳体和再热器等组成。
2.3 涡轮发电机涡轮发电机是核电厂的核心发电设备，它将蒸汽涡轮机的机械能转化为电能。
涡轮发电机由转子、定子、励磁系统和冷却系统等组成。
2.4 控制系统控制系统用于监控和控制核电厂的各个设备和系统，确保其安全运行。
控制系统通常包括控制台、传感器、执行器和自动化控制算法等。
2.5 辅助设备辅助设备包括冷却系统、给水系统、空气压缩系统等，它们为核电厂提供必要的辅助服务和支持。
例如，冷却系统用于冷却反应堆和其他设备，保持其正常工作温度。
861核电厂系统与设备考研资料
861核电厂系统与设备考研资料核电厂系统与设备是指核电厂内所使用的各种系统和设备，用于实现核能的采集、转换和利用。
核电厂系统与设备一般包括核反应堆系统、安全保障系统、电力转换系统、辅助系统以及监控与控制系统等。
核反应堆系统是核电厂最核心的系统之一，主要包括核燃料装置、反应堆压力容器、热交换器、冷却剂循环系统、控制棒和反应堆燃料负载结构等。
核燃料装置用于贮存和放置核燃料，反应堆压力容器是核反应堆的关键部件，承受核反应堆内的高压和高温。
热交换器负责将核反应堆中的热能转换为工作流体中的热能。
冷却剂循环系统用于循环和冷却反应堆内的冷却剂，以保持核反应堆的稳定运行。
控制棒是调节和控制核反应堆中核裂变反应速率的装置，反应堆燃料负载结构则用于支撑和固定核燃料。
安全保障系统是核电厂保证安全运行的重要设备之一。
其中包括放射性防护系统、核辐射监测系统、事故防范与处理系统等。
放射性防护系统主要用于对核电厂人员和环境进行辐射防护，减少辐射危害。
核辐射监测系统用于实时监测核电厂内外的辐射水平，及时报警和采取措施。
事故防范与处理系统则是核电厂在发生事故时保障应急处置和事故控制的关键系统，包括事故控制室、安全阀、紧急注入系统等。
电力转换系统是核电厂将核能转化为电能的关键设备。
核能通过核反应堆中的核裂变反应产生热能，然后通过热交换器转移到工作流体中。
工作流体驱动涡轮机旋转，进而带动发电机发电，最终将核能转化为电能。
辅助系统包括循环水系统、给水系统、冷却水系统等。
循环水系统用于将冷却剂冷却后再次循环到核反应堆中，起到冷却和热交换的作用。
给水系统用于为核反应堆提供所需的给水，保证核反应堆的正常运行。
冷却水系统用于为辅助系统提供冷却水，以确保系统设备的正常运行温度。
监控与控制系统是核电厂中的中枢系统，用于监测、控制和调度核电厂的运行状态。
该系统由计算机控制和监测设备组成，通过传感器采集各项运行参数和状态信息，并进行实时监控、数据分析和判断，从而确保核电厂的安全、稳定和经济运行。
核电系统及设备
5、快中子增值堆
压水堆
特点：
慢化剂、冷却剂：轻水。 燃料：低浓缩铀。轻水对中子的吸收几率较大，因此不能采用 天然铀。 回路：两回路。 水在堆芯（一回路压力容器）内不允许沸腾，需要加压至1416MPa （名称由来） ，提高堆芯出口温度。
结构紧凑、体积小、功率密度高； 单堆电功率大；平均燃耗较深； 建设周期短、造价便宜； 采用多道屏障，放射性裂变产物不易外逸。 热效率相对较低，压力容器制造要求高，设备复杂。
西欧认为：核能是摆脱依赖中东石油的唯一出路。
美国于1966－1973年签约170GW。 1973年石油 危机，油价狂涨四倍。1973-1974年签约67GW。
良性循环：改进技术、降低成本。富集铀水堆经济 性好于天然铀石墨堆。大规模出口。
法国、瑞典、日本、西德等国家先后放弃天然铀路线， 转向富集铀轻水堆。
欧洲核电发展极为缓慢。
日本于1996、1997年建成两个先进沸水反应堆 （ABWR）。
天然铀堆型：
英国1959年在军用钚堆基础上建成4×45MW原型天然铀石墨 气冷堆。 法国1962年在军用钚堆基础上建成60MW天然铀石墨气冷堆。 加拿大1962年建成25MW天然铀重水堆核电厂, 为CANDU堆发 展奠定了基础。
西德、瑞典、捷克等国建天然铀重水堆。
钠冷快堆：
压水堆沸水堆?轻水作冷却剂和慢化剂2重水堆?重水作冷却剂和慢化剂?重水作冷却剂和慢化剂3石墨气冷堆?石墨作慢化剂气体co2he作冷却剂4石墨水冷堆不再用?石墨作慢化剂轻水作冷却剂5钠冷快堆?液态钠作冷却剂无慢化剂?慢化剂的慢化能力与其原子核的质量有关质量越小慢化能力越好
核电厂系统与设备
核电厂系统与设备1. 简介核电厂是一种利用核能发电的设施，它包含了各种系统和设备来产生电能。
核电厂系统和设备的设计和操作都十分复杂，具有高度的安全性和可靠性要求。
本文将介绍核电厂系统的基本原理和常见设备。
2. 核电厂系统核电厂系统可以分为以下几个方面：2.1 原子核反应堆系统原子核反应堆是核电厂的核心部分，它是产生核能的地方。
反应堆系统包括核燃料、反应堆堆芯、冷却剂、控制系统等。
核燃料负责产生反应堆中的核链式反应，冷却剂负责带走反应释放的热量，控制系统控制核反应的速度和功率。
2.2 蒸汽发生系统蒸汽发生系统将核能产生的热量转化为蒸汽能，并供给给发电机组驱动发电。
蒸汽发生系统包括主蒸汽管路、主汽阀、锅炉和汽轮机等。
主蒸汽管路负责将核反应堆中的蒸汽引导到发电机组，主汽阀控制蒸汽的流量，锅炉将蒸汽产生，汽轮机接收蒸汽的能量并转化为机械能。
2.3 辅助系统核电厂还有一系列辅助系统，包括冷却系统、安全系统、控制系统等。
冷却系统用于冷却核反应堆和其他设备，确保其正常运行。
安全系统负责监测和控制核反应的安全性，一旦发生异常情况，将采取相应的措施以保护设备和人员安全。
控制系统用于监控和控制核电厂的各个系统和设备，确保其协调运行。
3. 核电厂设备3.1 反应堆反应堆是核电厂中最重要的设备，它包括反应堆堆芯和反应堆压力容器等组成部分。
反应堆堆芯是核燃料的放置区域，反应堆压力容器用于容纳和封闭反应堆堆芯，并提供足够的结构强度和密封性能。
3.2 蒸汽发生器蒸汽发生器是将核能产生的热量转化为蒸汽能的设备。
它由几百根细管子组成，核反应堆中的冷却剂在细管内流动，在和管外的水蒸汽之间进行热交换。
通过蒸汽发生器，核能的热量被转移到水蒸汽上，从而驱动发电机组发电。
3.3 发电机组发电机组将蒸汽能转化为电能。
它由转子、定子、励磁系统等部分组成，转子和定子之间的相对运动产生电磁感应，进而产生电能。
发电机组是核电厂中的关键设备，它的可靠性和效率直接影响到核电厂的发电能力。
核电厂系统及设备培训课程
核电厂系统及设备培训课程核电厂是一种复杂的系统，其中包含许多不同的设备和技术。
为了确保核电厂的安全运行和高效生产，对核电厂系统及设备进行系统的培训是至关重要的。
核电厂系统及设备培训课程旨在帮助工作人员了解核电厂的运行原理、系统结构和设备功能。
该课程通常包括以下内容：1. 核电厂系统概述：介绍核电厂的基本结构和各个系统的功能，包括反应堆系统、蒸汽发生器、冷却系统、控制系统等。
2. 设备操作与维护：培训人员如何正确操作和维护核电厂设备，包括设备的启停、调节、检修等操作流程。
3. 安全措施：介绍核电厂的安全措施和紧急应对措施，包括应对意外情况和应急演练。
4. 技术培训：培训人员对核电厂相关技术的理论知识和实际操作技能进行培训，包括核反应原理、辐射防护、放射性废物处理等。
5. 环境保护：介绍核电厂在生产过程中的环境保护措施和相关法规要求。
通过系统的核电厂系统及设备培训课程，工作人员可以更好地理解核电厂的运行原理和设备功能，增强对设备操作和维护的技能，提高安全意识和应急响应能力，确保核电厂的安全生产和环境保护。
这对维护核电厂的安全和稳定运行具有非常重要的意义。
核电厂系统及设备培训课程还包括以下内容：6. 系统运行和监控：培训人员关于核电厂系统的日常运行和监控操作，包括对系统性能的评估和监测的方法和技术。
7. 辐射防护：介绍核电厂工作人员在工作中如何进行辐射防护，包括使用辐射测量仪器、穿戴适当的防护装备等。
8. 安全文化培训：强调核电厂工作人员的安全意识和安全文化，培养工作人员的安全理念和行为。
9. 紧急情况处理：培训工作人员在紧急情况下的应急处置程序和措施，包括演练和模拟紧急情况的处理过程。
10. 法规与标准遵从：培训人员遵守相关的核电厂法规和标准要求，包括安全监管机构的规定和国际标准组织的指南。
核电厂系统及设备培训课程通常由具有丰富经验和资质认证的专业人士进行教学，他们可以根据核电厂实际情况进行具体讲解和操作指导，提供实用的技能培训和操作经验传授。
核电厂系统及设备讲义
核电厂系统及设备讲义1. 引言核电厂是一种利用核能产生电能的设施，其系统和设备具有重要的作用。
本讲义将重点介绍核电厂系统及设备的基本概念、组成和工作原理。
2. 核电厂的系统核电厂系统是由多个相互关联的子系统组成的。
下面介绍核电厂常见的主要系统。
2.1 堆芯系统堆芯是核电厂的核心部分，主要包括燃料组件、控制棒和冷却剂。
堆芯系统实现核裂变反应，产生大量的热能。
2.2 主冷却系统主冷却系统是用于吸收核反应堆中生成的热能，并将其转化为电能的核心系统。
该系统包括主循环泵、蒸汽发生器和蒸汽涡轮机等设备。
2.3 辅助冷却系统辅助冷却系统用于处理主循环泵和蒸汽发生器之外的热量。
常见的辅助冷却系统包括冷却塔和冷却水循环设备。
2.4 电力系统核电厂的电力系统用于将机械能转化为电能，并向外部供电。
该系统包括发电机、变压器和配电系统等设备。
2.5 安全系统安全系统是核电厂的重要组成部分，用于保障核电厂的运行安全。
包括放射性防护、事故保护和事故处理等系统。
3. 核电厂的设备核电厂的设备多种多样，而核心设备主要包括以下几类。
3.1 压水堆压水堆是一种常见的核反应堆类型，其中的冷却剂以高压状态循环，将热能带离核反应堆。
3.2 汽轮机汽轮机是核电厂的关键设备之一，它通过蒸汽的压力驱动转子，从而产生机械能，进而转化为电能。
3.3 电动机电动机是核电厂中的核心动力设备，用于驱动各种机械设备的转动，如泵和风扇等。
3.4 发电机发电机是核电厂将机械能转化为电能的关键设备，通过旋转磁场产生感应电动势。
3.5 控制系统控制系统用于监测和控制核电厂的运行状态，保证其正常运行。
3.6 安全设备安全设备包括防护罩、安全阀和紧急停机系统等，用于保障核电厂的运行安全。
4. 核电厂的工作原理核电厂的工作原理主要分为以下几个步骤：1.核反应堆中的燃料组件发生核裂变反应，产生大量热能。
2.主冷却系统中的冷却剂吸收核反应堆中的热能，并在主循环泵的推动下循环流动。
精选核电厂系统与设备第十一讲
蒸汽进汽管和布汽孔板除氧器两端各有一个Dg30进汽管，过热蒸汽从进汽管进入除氧器时，由布汽孔板把蒸汽沿除氧器的下部断面上均匀布开，使蒸汽均匀地从栅架底部进入深度除氧段。除氧器的出水管和蒸汽连通管。除氧器的出水管和蒸汽连通管通过过渡接管直接与除氧给水箱相连通。
淋水盘箱淋水盘箱是除氧器深度除氧段中主要除氧元件，共有128只，全部由不锈钢制造，其外形尺寸为505×376mm，该箱由侧板、角钢和小槽钢组成。恒速喷咀恒速喷咀安装在充满凝结水的凝结水进水室中的弓形不锈钢罩板上。
根据亨利定律和道尔顿定律，降低水中溶解气体的浓度的关键是减小它们在气空间的分压。如果气体的分压趋近于零，则它们在水中的浓度就会很小很小。把水加热至饱和温度，水蒸汽的分压趋近于水面上的全压，其它气体的分压便趋于零，其它气体在水中的浓度就会趋近于零。这样我们得到热力除氧的方法，即将水加热至饱和温度，使水中溶解气体的分压趋近于零从而达到除氧目的。
辅助给水泵在除氧给水箱的水源处从水平衡管接出（管径Ф219×6mm），从水平衡管引出一条Ф273×7mm的管道供除氧循环泵用水。在下水管处还设置加N2H4装置，运行中加联氨进行化学除氧，使进入蒸发器的水含氧量小于5ppb。除氧循环泵从水侧平衡管吸水，升压后与凝结水管相连，返回除氧器。
5.2 除氧器和除氧给水箱
4.2.1 大气式淋水盘式除氧器
大气式淋水盘式除氧器如图8.11所示。水由塔的上部进入，通过溢水口流入最上面的淋水盘。在盘的整个环形面积上开有直径为5mm～6mm的小孔。通过这些小孔水呈细水柱状降落到下一块盘上，再经过同样的小孔流到再下面的淋水盘上。
沿高度安装有4～8块淋水盘，其中一部分为园形，另一部分为环形，相间布置。加热蒸汽从塔的下部进入，向上多次折流与下落水柱接触（蒸汽流动方向如图中箭头所示）。余汽和被除气体从塔顶部排出，除氧水汇集到下面的贮水箱。
核电厂系统及设备知识
• 系统的净化功能为去除废燃料池和换料水 池中的裂变产物，腐蚀产物及悬浮粒子， 这是通过除盐、过滤和表面去浮来实现的 。
• 系统的充排水功能为：保持废燃料水池所 需的水位。在贮存废燃料期间，废燃料池 是不允许排空的。灌注和排放燃料运输通 道、装料池以及排放换料水池的部份水。
• 后者监测到泵出口低压时自动启动同系列 的另一台泵。以保证足够的供水量。
表4.6 几种主要工况下设备冷却水系统需 要导出的热负荷和供水量
2.3 设备冷却水系统的运 行
（1）正常功率运行
• 在核电厂正常功率运行时，需要设备冷却 水系统带走的热负荷不大，每一机组只需 一台泵和一台热交换器运行，因而只需系 列A或B的任一系列投运即可。若运行着 的泵出口低压或故障不可用，泵出口的压 力检测开关得到的低压信号自动启动该系 列上的第二台泵。
• 除了失水事故外，其它事故引起的停堆事 故后余热去除系统也用来排出上述热量。
1.2 系统描述
• 大亚湾核电厂的余热排出系统流程如图 4.5所示。该系统由两个独立的系列组成 ，每个系列由一台余热排出泵、一台立式 U型管管壳式热交换器及相应的管道、阀 门和仪表组成。整个系统布置在安全壳内 。
• 余热排出系统是一个与反应堆冷却剂系统 并联的低压回路，其入口接二环路热管段 ，冷却剂经余热排出泵进入热交换器，被 壳侧的设备冷却水冷却后，经蓄压箱注入 管线进入1、3环路冷管段。
• 系统能提供池水的充分净化，使电站工作 人员不受限制地接近废燃料贮存区。系统 也能保证废燃料池水的清澈度，以便在换 料操作时能具有良好的可见度。
• 冷却泵和冷却器能力的冗余度为100%； 冷却泵设计成具有冷却需要的流量和压头 ；净化泵设计成具有净化需要的流量和压 头。
核电厂系统及设备培训课程
核电厂系统及设备培训课程一、课程概述核电厂系统及设备培训课程是针对核电行业从业人员设计的一门专业培训课程。
本课程旨在帮助学员全面了解核电厂系统及设备的基本概念、工作原理和操作流程，提升其在核电厂工作中的技术能力和安全意识。
二、课程目标本课程的主要目标是培养学员掌握核电厂系统及设备的基本知识和操作技能，以及核电厂的安全管理要求，让学员能够胜任核电厂的相关工作岗位并保证工作安全。
三、课程大纲1. 核电厂系统及设备概述•核电厂定义和分类•核电厂系统组成和功能•核电厂设备分类和作用2. 核能原理与反应堆类型•核能原理概述•常见核反应堆类型及特点•核反应堆的工作原理3. 核电厂关键系统概述•反应堆系统•输电系统•供水系统•紧急停堆系统4. 核电厂设备操作与维护•设备操作规程与流程•设备监测与维护要点•常见故障处理方法5. 核电厂安全管理•核能安全基本原理•核电厂事故案例分析•核电厂安全设施和措施四、课程评估方式本课程的评估方式主要包括课堂笔记、课程作业和期末考试。
学员需要根据老师的要求完成课堂笔记和作业，并参加期末考试。
根据学员在学习过程中的表现和考试成绩，评估其对核电厂系统及设备的掌握程度。
五、课程资料本课程将提供以下资料：•课程讲义：包括课程内容的详细介绍和教学演示•参考书籍：提供与核电厂系统及设备相关的专业参考书籍•实践案例：通过实际案例分析，帮助学员更好地理解核电厂的运行和管理六、适用人群本课程适用于核电行业从业人员、核能研究人员、核电厂管理人员以及对核能技术感兴趣的学生等。
学员需要具备基本的科学知识和相关专业背景，以更好地理解本课程的内容。
七、总结核电厂系统及设备培训课程旨在提升学员在核电厂工作中的技术能力和安全意识。
通过系统地学习核电厂的基本概念、工作原理和操作流程，学员能够更好地理解核电厂的运行和管理，并胜任相关工作岗位。
本课程将为学员提供丰富的课程资料和实践案例，帮助其更好地掌握核电厂系统及设备的知识和技能。
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优点：
缺点：
快中子增值堆
特点：
慢化剂：无 冷却剂：液态金属钠 回路：3回路（钠-钠-水） 引发核裂变的快中子能量在100keV以上。 生成的Pu-239/消耗的Pu-239=1.2，裂变燃料增殖
没有热中子，没有氙中毒问题 堆芯体积小 钠在常压下熔点低，沸点高，电厂热效率高 钠有极好的传热性，反应堆功率密度高，是压水堆的4~8倍
为什么发展核电？
能源战略
能源结构
化石燃料、水能、风能、太阳能、核能、……
能源储备
化石燃料的负面问题： 储量有限：非再生能源 环境污染：有害气体、粉尘 气候变化：温室效益 政治冲突：能源争夺战 外部成本高：环境污染的治理、庞大的 燃料和运输要求
核电特点
安全、清洁、经济、外部成本低
优点：
缺点：
沸水堆
特点： 慢化剂、冷却剂：轻水。 燃料：低浓缩铀。轻水对中子的吸收几率较大，因此不能采用 天然铀。 回路：单回路。一回路蒸汽直接引入汽轮机发电。 水在堆芯（压力容器）内允许沸腾（名称由来），压力降至 7MPa。 优点 系统简单：省去了一个回路和蒸汽发生器。 降低了压力容器等设备制造上的难度。 缺点： 水沸腾后降低了中子的慢化性能，功率密度低，必须增大堆芯 体积，燃料装载量要比同等功率的压水堆大50%左右。 放射性物质随蒸汽进入汽轮机，维修困难。
美国1951年0.2MW, 1964年20MW。 英国1962年14MW。 法国1962年20MW。 苏联1959年5MW，1969年12MW。
这一阶段各种堆型百花齐放。
（2）高速发展阶段（1966－1980）
原因：
(a) 欧、美、日经济发展很快，担心石油供应跟不 上。
(b) 核电显示出优越性：$140/kW。
(2)动力堆：
(3)研究堆（实验堆）
用于实验研究，为设计或研制一座反应堆或一种新堆型取 得必要的堆物理或堆工程数据。零功率堆、反应堆实验装 置、原型堆
(4)生产动力堆
2、按中子能谱（中子能量）
(1)快中子堆：
中子不经过慢化，速度快，能量高，≥0.1MeV，堆型：钠 冷快中子增殖堆、气冷快中子增殖堆 中子经过慢化，速度慢，能量低，<1eV，目前运行的大部 分堆型，如：压水堆、沸水堆、重水堆、气冷堆等 介于前两者之间，中子能量在1eV~0.1MeV之间，堆型较少
核电的发展历史
核裂变发现
1896年法国人（H.Bequerrel)发现放射性
1919年英国人卢瑟福 (E.Rutherford)实现人为核反应
1932年英国人发现中子
1938年德国人实现核裂变
1939年证明铀核分裂过程放出2－3个中子，确定了自 持链式反应的可行性。
核电发展的三个阶段
重水堆
特点：
慢化剂、冷却剂：重水（名称由来） 燃料：天然铀 回路：两回路 重水的慢化性能好、吸收中子的几率小，可直接利用天然铀。 对U-235的利用比较充分。 转换比高。U-238转化为Pu-239所提供的能量可占整个重水堆 所释放能量的一半左右。 可以用来生产Pu-239和氚，为增殖堆积累必要的Pu-239。
（3）滞缓发展阶段（1981－2004？）
石油危机使经济发展减缓。1973，1979 年两次石油危 机。油价由$1.8/桶(1969)涨至$12/桶（1974），$30/ 桶（1982）。 大规模采用节能措施，使电力需求大幅度下降。 对核电经济性估计过于乐观。原型堆200MW，商用堆放 大5倍为1000MW。工期加倍，单价上涨近10倍。 核电管理跟不上；公众开始关注；安全审批加强；风险 大；投资者信心不足。
教材
《核电厂系统及设备》 《先进核动力反应堆》
考核方式
成绩=平时成绩（20%）+
期末成绩（80%） 平时成绩：作业、文献调研、讨论
课程主要内容
压水堆
组成、结构、运行原理
沸水堆
组成、结构、运行原理
气冷堆
组成、结构、运行原理
第一章 绪论
什么是核反应堆？ 核反应堆包括哪些主要功能部件？ 核反应堆如何分类？ 为什么发展核电？ 核能的发展经历了哪些阶段？ 中国核电的发展现状
西欧认为：核能是摆脱依赖中东石油的唯一出路。
ห้องสมุดไป่ตู้
美国于1966－1973年签约170GW。 1973年石油 危机，油价狂涨四倍。1973-1974年签约67GW。
良性循环：改进技术、降低成本。富集铀水堆经济 性好于天然铀石墨堆。大规模出口。
法国、瑞典、日本、西德等国家先后放弃天然铀路线， 转向富集铀轻水堆。
HTR, High Temperature Reactor HTGR, High Temperature Gas-cooled Reactor THTR, Thorium High Temperature Reactor LMFBR, Liquid Metal Fast Breeder Nuclear Reactor GCFR, Gas Cooled Fast Reactor
什么是核反应堆？
核反应堆 (Nuclear Reactor)
利用易裂变物质，产生、维持并控制核裂变链式反 应，从而实现从核能到热能转换的一种装置。
核反应堆的用途
生产易裂变物质 实验研究 热能发电 热能供热 热能制氢
核反应堆包括哪些主要功能部件？
核反应堆的组成
由堆芯、冷却剂系统、慢化剂系统、反射层、控制 和保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。
1979年3月美国三里岛（Three Island-2) 事故。虽未 引起人员伤亡，却对核电发展产生了深远的影响。NRC 加强安全管理，提出新的要求。美国再没有新的核电订 货。
1986年苏联切尔诺贝利（Chernoby-4) 核电事故，雪上 加霜。造成直接严重人员伤亡（31人）、大面积环境污 染及人员迁徙，严重加重了人们的担心。
年燃料量 燃煤电厂
260万吨
SO2 (万吨)
44000
NOx (万吨)
CO2 (万吨)
固体废物
(万吨)
22000 600
32
30吨高放， 800吨中低放
核电厂
30吨
0
0
0
世界一体化的趋势将迫使中国严格限制各 种污染物（如：CO2、NOx、SO2等）的 排放。
就目前而言，核能是一种比较成熟的可以 民用的技术，是填补化石燃料不足的最佳 选择。
5、按回路
(1)单回路堆：沸水堆、氦气透平直接循环发电高温气冷堆 (2)两回路堆：压水堆、重水堆、气冷堆 (3)三回路堆：部分钠冷快堆
6、按形式
(1)均匀堆 (2)非均匀堆
动力反应堆的类型：
1、压水堆（PWR, Pressurized Water Reactor） 2、沸水堆（BWR, Boiled Water Reactor） 3、重水堆（HWR, Heavy Water Reactor） 4、气冷堆
天然铀堆型：
英国1959年在军用钚堆基础上建成4×45MW原型天然铀石墨 气冷堆。 法国1962年在军用钚堆基础上建成60MW天然铀石墨气冷堆。 加拿大1962年建成25MW天然铀重水堆核电厂, 为CANDU堆发 展奠定了基础。
西德、瑞典、捷克等国建天然铀重水堆。
钠冷快堆：
发展中国家核电的发展：
购买核电厂，引进技术，发展本国核工业。
考虑到富集铀供应问题，印度、巴基斯坦、阿根廷、 罗马尼亚等国相继引进加拿大的CANDU天然铀重水堆。 印度建立起本国的小型重水堆核电厂及核燃料工业 体系。
中国1973年决定建300MW压水堆原型电站，1983年在 秦山开始施工，1991年建成。独立自主完成核电厂 建设的全过程。
快堆的发展：
英国（1962年14MW）1973年 254 MW 原型快堆。 法国（1962年20MW）1973年 250MW 凤凰（Phenix) 原型快堆。1986年1200 MW 超凤凰（Superphenix) 示范快堆（2001年关闭）。 苏联（1959年5MW，1969年12MW）1973年 150 MW 发 电和海水淡化两用的BN-350原型快堆，1980年 560MW 的BN-600示范快堆。 西德 1979年 20 MW KNK-2试验快堆（改装）， 1985年SNR-300原型快堆（反核，拆除）。
优点：
缺点：
高能中子区核燃料的裂变截面很小，为了维持链式核裂变反应， 快中子堆内必须有较高的核燃料富集度，而且初装量也很大。 快中子堆内的中子平均寿命比热中子堆的短，而且Pu-239的缓 发中子份额只有U-235的1/3左右，因此，快中子堆的控制比较 困难。 换热器传热管表面热负荷高，钠-水能发生剧烈的化学反应，换 热器加工制造难度大。 钠沸腾产生气泡会引入正反应性。 钠在常温下为固体，为钠冷快堆启动带来一定困难。（目前可 采用钠-钾合金，熔点-11℃）
设备复杂、体积大、重水装载量很大并有泄漏，投资大，基建 和运行维护费用高。
优点：