核电及其主要堆型介绍..共40页文档
核反应堆及发展
核反应堆的类型核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。
可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。
第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钮或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氮气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。
下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。
压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。
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核反应堆。
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。
以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。
重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。
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，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。
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。
专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。
前景看好的快堆现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235,而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1 %~2%。
但在快堆中，铀-238 原则上都能通过核反应转变成易裂变的钮-239而得以使用。
即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60%~70%，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。
具体点说，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通过钮-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次8衰变后，铀-238很快被转变成钮-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钮-239。
核电简介介绍
天然气发电具有较高的效率和较低的碳排放，但 天然气价格波动较大，影响了其经济性。
3
风能发电
风能是一种可再生能源，但其经济性受到风能资 源丰富程度和电网接入等因素的影响。
核电的经济性优势与劣势
优势
核电是一种高能效、低碳排放的能源 ，能够为能源需求大的地区提供稳定 的电力供应，有助于减少对化石燃料 的依赖。
核事故应对措施
应急预案制定
01
核电站需制定详细的应急预案，包括事故预警、应急响应、撤
离计划等。
应急响应组织
02
建立应急响应组织，配备专业人员和设备，确保在事故发生时
能够迅速响应。
公众信息发布
03
核电站需及时向公众发布事故相关信息，确保公众了解事故情
况，并按照应急预案进行应对。
04
核电的经济性
核电的经济性分析
核反应堆工作原理
控制棒
控制棒是由吸收中子的材料制成 的，当控制棒插入反应堆时，它 们吸收中子，减缓或停止链式反
应。
冷却剂
冷却剂在反应堆中循环，将热量 从反应堆核心带到蒸汽发生器。
安全壳
安全壳是反应堆建筑物的外壳， 用于容纳反应堆压力壳和冷却剂
系统，防止放射性物质泄漏。
核电站运行原理
发电流程
核电站利用核能将水加热成蒸汽，然后蒸汽驱动 涡轮机转动，从而产生电能。
核废料的处理和管理是核电面临的挑 战之一，未来将寻求更经济、更环保 的方法来处理核废料。
02
核电技术原理
核裂变原理
核裂变
是指由重的原子核（主要是指铀核或钚核）分裂成两个或多个质量较小的原子的一种核反 应形式。
链式反应
在裂变过程中，一个中子从铀或钚原子核中释放出来，当它撞击另一个铀或钚原子核时， 就会产生更多的中子，这些中子又会继续引发更多的裂变，如此不断持续，形成链式反应 。
各种核反应堆.doc
各种核反应堆热堆的概念中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。
这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。
堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。
热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。
由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。
慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。
热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。
链式反应就是在堆芯中进行的。
反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。
冷却剂也是吸收中子很少的物质。
热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。
核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。
反应堆是核电站的核心。
反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。
因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。
为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。
由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。
轻水堆――压水堆电站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、重水堆和石墨汽冷堆。
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。
核反应堆的主要类型
目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五种堆型。
一、压水堆压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。
四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，.己经成为技术上最成熟的一种堆型。
压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。
核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。
柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形。
压水堆的冷却剂是轻水。
轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。
所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂.同时也用作冷却剂。
轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。
要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。
所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。
压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。
高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后，进入蒸汽发生器，如图1-7所示。
压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。
包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。
它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。
蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。
传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。
核电站一般知识简介
核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。
根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。
当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。
聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。
裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。
它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。
按用途不同，裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。
按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。
按引起裂变反应的中子能量不同，又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。
二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成。
2.核电站厂房布置：反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。
a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。
b) 专设安全设施由四个系统组成：它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。
c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。
核电及其主要堆型介绍
1871
3773
5808
1000
1667
汽机热效 率 （ %）
31.05
33.3
33.87
＞40
＞40
核电厂PSA分析程序 核电厂PSA分析程序 PSA
第三章 第二代主要堆型核电厂分析
第二代核电厂主要有以下堆型： 第二代核电厂主要有以下堆型：
PWR BWR 加拿大AECL开发的天然铀压力管式重水堆 CANDU堆 加拿大 AECL开发的天然铀压力管式重水堆（ CANDU 堆 ） AECL 开发的天然铀压力管式重水堆（ 前苏联开发的石墨水冷堆（LGR） 前苏联开发的石墨水冷堆（LGR） 改进型气冷堆（AGR）和高温气冷堆（HTGR） 改进型气冷堆（AGR）和高温气冷堆（HTGR） 钠冷快堆
第二章 核反应堆和核电厂
第一节 核反应堆
2.1.1反应堆工作原理 2.1.2反应堆燃料 2.1.3 反应堆堆型
第二节 核电厂
2.2.1 核电厂基本组成 2.2.2 核电厂与火电厂汽轮机系统的差异 2.2.3 核电厂安全原理和方法
表6 PWR 核电厂与火电厂蒸汽参数比较
PWR核电厂 PWR核电厂 火电厂（国产） 火电厂（国产）
300MWe 秦山一期） （秦山一期） 蒸汽温度 (℃)
600MWe 秦山二期） （秦山二期）
1000 MWe 大亚湾、 （大亚湾、 岭澳） 岭澳）
300MWe
600MWe
267.5
282.9
282.9
555
540
蒸汽压力 (MPa. (MPa.a)
5.2
6.71
6.71
16.67
16.67
蒸汽流量 (t/h)
1.2.5其他主要核电国家 1.2.5.1加拿大 1.2.5.1加拿大 1.2.5.2 德国 1.2.5.3 日本
核能发电原理及主要堆型
引发裂变， 不但每个铀— #$& 原子核裂 能量约 )*).,- 大得多） 变后放出的次级中子多， 而且快中子的损失少。因此， 这些快 中子在引发裂变后，还有较多的剩余，可用来使不易裂变的 铀/#$’ 变成易裂变的优质燃料钚 /#$"，从而使核燃料越烧越 多。 压水堆是消耗核燃料铀 /#$& 生产了电能； 而快中子增殖堆 既生产了电能， 又生产了核燃料钚 /#$"。 由于快中子增殖堆使作 为 天 然 铀 主 要 成 分 的 铀— ——#$’ 变成钚—— —#$" 加以利用， 因而快中子增殖堆中铀的利用率比 目前压水堆中铀的利用率高 !%) 倍。那些在压水堆中不能利 用的浓缩铀的尾料， 以及压水堆卸出的核燃料， 都能在快中子 增殖堆中得到利用。而且， 使那些在目前不能开采的低品位铀 矿， 也有经济开采的价值， 可以充分满足人类几百年内对能源 的需求。美国等 !) 国确定的新能源发展计划中， 快中子增殖 堆是重点发展的堆型。除现行的钠冷快中子增殖堆外， 还在发 展气冷快中子增殖堆、 铅冷快中子增殖堆等。 核电站的堆 型 按 照 用 途 来 分 ， 可分为动力堆、 生产堆、 研 究堆、 特殊用途堆等； 按照 冷 却 剂 和 慢 化 剂 来 分 ， 又可分为轻 水堆、 重水堆、 石墨气冷堆、 石墨 水 冷 堆 、 高温气冷堆、 快中子 增殖堆等 （见图 #）
! 栏 目 编 辑 肖 朝 晖 ／
图"
多种多样反应堆
在目前， 核电站中以压水堆、 沸水堆所占的比例最大， 分别 占 ()0和 #)0， 重水堆约占 !)0， 其它堆占 !)0。 除上述核裂反应堆这外，目前全世界正在投入大量的人 力、 物力研制核聚变反应堆。当 # 个轻原子核结合成一个较重 的原子核时， 也会释放能量。 我们称这种结合为聚变， 释放出的 能量称为聚变能。在人工控制下的聚变为受控聚变， 在受控聚 变的情况下释放能量的装置， 称为聚变反应堆。聚变能是一种 更加安全、 清洁、 经济的能源， 且有可能实现能量直接转换， 具 有极高的热效率。不仅轻原子核聚变时， 每 ! 千克聚变燃料释 放的能量多， 更重要的是， 地球上聚变燃料的储量比裂变燃料 储量丰富得多。氘、 氚聚变所释放的能量， 是同等质量铀 /#$& 裂变所释放能量的 % 倍。 而且， 海洋中有取之不尽的氘， 海水中 氘含量为 $% 毫克 1 升， 地球上总含氘量多达 %) 万亿吨， 可供人 类用 &) 亿年以上。氚可用锂 （锂 /(） 来生产， 自然界中锂也很 丰富， 所以聚变能发电是更理想的能源。国际核聚变专家们乐 观估计， 本世纪下半叶可以实现聚变反应堆商业发电。
核电定义和分类
核电定义和分类
核电是一种利用核能进行发电的技术，也被称为核能发电。
它是利用核裂变或核聚变反应释放的能量来产生蒸汽，驱动汽轮机发电。
核电作为一种清洁、高效的能源形式，广泛应用于全球各地。
根据核裂变和核聚变的不同原理，核电可以分为两类：裂变反应发电和聚变反应发电。
裂变反应发电是利用重核素如铀-235、钚-239等在受中子轰击时发生裂变，释放出大量的能量。
通过控制裂变链式反应，核电厂能够稳定地产生热能。
燃料棒中的裂变产物释放的热能转化为蒸汽，最终通过汽轮机转换为电能。
裂变反应发电具有高效、可靠的特点，但同时也会产生大量的高放射性废料，对环境和人类健康造成一定的影响。
聚变反应发电是模仿太阳内部的核聚变反应过程，将轻核素如氘和氚聚变成氦，释放出巨大的能量。
聚变反应是一种理想的能源来源，具有丰富的燃料资源、高效的能量转化率和无放射性废料等优势。
然而，目前人类尚未实现可控的核聚变反应，因此聚变反应发电技术仍在研究和开发阶段。
除了根据反应原理的不同分类外，核电还可以根据反应堆类型进行分类。
目前常见的反应堆类型有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）等。
这些反应堆类型在冷却剂、燃料循环方式和
控制系统等方面存在差异，但都能够实现核能的有效利用。
总的来说，核电作为一种清洁、高效的能源形式，对于满足人类对能源的需求、减少碳排放以及保护环境具有重要意义。
通过不断的研究和创新，我们相信核电技术将会更加安全、高效，并为人类提供可持续的能源解决方案。
新员工核电知识培训
锅炉房
核岛
NUCLEAR ISLAND （NI）
反应堆堆芯、反应堆压力壳 、堆内构件、控制棒驱动机 构、蒸汽发生器、主泵、主 管道、燃料转运装置、安注 箱、硼注箱和稳压器等
BALANCE OF PLANT（BOP）
BOP 蒸汽供应系统之外的部分，主要包括化
学制水、循环水、制氢、压缩空气站等
7
公司工程总公司
广东TS核电合营有限公司 中国广东核电集团有限公司
一期约237亿元人民币 2010年1月5日
32
YJ核电厂3、4号机组常规岛建安及 BOP安装工程
YJ市阳东县东平镇 压水堆
CPR1000 中国
100万千瓦 规划8台，一期6台 6台456亿千瓦时
40年 10-6/堆年
约83% 广东YJ核电有限公司 中国广东核电集团有限公司、 广东核电投资有限公司 总投资近960亿，一期约742亿
核电介绍
目录
第一部分、核电的基本知识 第二部分、核电的主要特点 第三部分、世界核电发展状况 第四部分、中国核电发展状况 第五部分、公司核电发展状况
2
公司工程总公司
一、核电产业链
3
公司工程总公司
二、世界现存主要的核电站堆型
70.00% 60.00% 50.00% 40.00% 30.00% 20.00% 10.00%
4号机组计划
2006-6-15
2007-2-15
2007-12-27
2008-9-15
2009-2-25
2009-11-2
2009-9-27
2010-5-31
2010-1-1
2010-8-16
2009-12-31
2010-8-30
中国核电反应堆堆型
中国核电发展现状
中国核电从自行设计、建造第一座30万千瓦 秦山核电站起，目前已建成浙江秦山、广东 大亚湾和江苏田湾三个核电基地。
截至2013年8月底，共有17台机组相继投入商 业运行，总装机容量约1475万千瓦。
已投运的核电机组
截至2013年12月，大陆共有17台核电机 组投入商业运行，分别是：浙江秦山一 期核电站、浙江秦山核电站二期 、浙 江秦山核电站三期、广东大亚湾核电站、 广东岭澳核电站一期、江苏田湾核电站 一期，广东岭澳核电站二期、浙江秦山 核电站二期扩建工程，福建宁德核电站 1号机组、辽宁红沿河核电站1号机组
ห้องสมุดไป่ตู้
特点
安全性好：在它 用氦气作冷却剂， 采用全陶瓷型的 球型燃料元件， 在出现严重事故 时也不会对公众 造成伤害
发电效率高：反应堆氦气温度高达700 －900℃，采用传统蒸汽循环发电效率 可以达到38%－40%，采用先进氦气循 环可以达到45%－47%
用途广泛：可用于 水热裂解制氢，为 未来氢能时代提供 清洁能源，以及煤 的气化液化等
优点
用天然铀作燃料(U-235含量0.711Wt%) 年容量因子高：坎杜（CANDU）反应
堆是采用不停堆换料运行方式，省去了 轻水堆大约每年一次的停堆换料时间 （一般约1.5~2.0个月）
其他先进反应堆
高温气冷堆 65MW快中子实验堆 低温供热堆
高温气冷堆
模块式球状高温气冷堆
中国核电反应堆堆型
我国是世界上少数几个拥有完整核工业体系 的国家之一。为推进核能的和平利用，上世 纪七十年代，国务院做出了发展核电的决定， 自1983年确定压水堆核电技术路线以来，目 前在压水堆核电站设计、设备制造、工程建 设和运行管理等方面已经初步形成了一定的 能力，为实现规模化发展奠定了基础。
【核科普】一代至四代核电技术简介
【核科普】一代至四代核电技术简介2014-02-20核电观察第一代核电技术1954年前苏联建成电功率为5MW的实验性核电厂，1957年美国建成电功率为90MW的希平港原型核电厂，这些证明了核能用于发电是可行的，国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
早期原型堆代表：德累斯顿费米一号（美）Magnox希平港（美）第二代核电技术20世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在300MW 以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行的同时，使核电的经济性也得以证明，可与火电、水电相竞争。
目前世界上商运的400多台核电机组绝大部分是在这段时间建成的，它们称为第二代核电机组。
第二代核电堆型代表：PWR (压水堆)VVER (压水堆)BWR (沸水堆)CANDU (重水堆)第三代核电技术20世纪90年代，美国电力研究院出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD （Utility Requirements Document），用一系列定量指标来规范核电厂的安全性和经济性。
随后，欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求”，即EUR （European Utility Requirements）,也表达了类似的看法。
国际上通常把URD 或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。
URD和EUR的主要关注点为：1）进一步降低堆芯融化和放射性向环境释放的风险，使发生严重事故的概率减少到极致，以消除社会公众的顾虑。
2）进一步减少核废物（特别是强放射性和长寿命核废物）的排放量，寻求更加的核废物处理方案，减少对人员和环境的放射性影响。
3）降低核电厂每单位千瓦的造价，缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率，延长寿期，以进一步改善其经济性。
第三代核电堆型代表：AP1000—非能动先进压水堆EPR—欧洲压水堆APR1400—韩国先进压水堆APWR—先进压水堆（日本三菱）ABWR—先进沸水堆（GE）ESBWR—经济简化型沸水堆（GE）第四代核电技术第四代核电技术是指安全性和经济性都更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统。
核电历史回顾和第三代先进堆型简析
核电历史回顾和第三代先进堆型简析摘要回顾了核电发展历史，阐述了第三代核电厂的发展背景和设计要求，简单分析了几种第三代先进堆型的设计特点。
关键词代核电厂先进堆型Abstract The paper looks back the development history of the nuclear power, explains the development background of the third generation nuclear power plant and design requirements, and analyzes the design characteristics of several typical third generation advanced reactor types.Key words Generation Nuclear Power Plant Advanced Reactor Types1 核电发展历史、现状和趋势从第一座核电站建成至今已有50年的历史，在经历了20世纪60年代末～80年代中期核电大发展以后，由于1979年美国三里岛事件和1986年前苏联切尔诺贝利事件的影响，核电的发展在世界范围内受到严重的挫折。
也正因为这些事件，给了人们对核电有更多的反思，并为21世纪迎来核电在更高水平上的发展奠定了坚实的基础。
20世纪50～60年代可视为核电发展早期。
这时期核电主要集中在美、苏、英、法和加拿大少数几个国家中，西德和日本由于二次大战后巴黎协定禁止其在战后10年内进行核研究，因而核能技术应用起步较晚。
这阶段发展的堆型可分为3种情况，一是从军用生产堆或军用动力堆转型改造过来，二是一些商用核电厂堆型的原型机组，第三则是研究探索过程中建造的一些堆型。
这阶段典型的核电机组堆型包括：英国和法国建造的一批“美诺克斯”天然铀石墨气冷堆（GCR），前苏联早期建造的轻水冷却石墨慢化堆（LGR），美国早期建造的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR），加拿大早期建造的天然铀重水堆以及美国和前苏联早期建造的快中子增殖堆。
第一章核反应堆类型
(1)散射 包括弹性散射和非弹性散射。
(2)吸收 包括辐射俘获、核裂变、(n,α)和(n, p)反应等。
中子与原子核的相互作用
✓ 中子的散射 散射时入射粒子是中子，与靶核作用后放出 的粒
子仍然是中子。散射是在热中子反应堆中使 中子 慢化的主要核反应过程。
(1) 非弹性散射 具有阈能的特点。 在现代碰撞理论 中是分子碰撞时能发生指定 态-态反应所需的最低能量值(th) (2) 弹性散射 所有能量范围中子都可能发生。
025 eV～1 eV。
值通常用α表示： 中子是组成原子核的核子之一，它的静止质量稍 大于质子的静止质量。
裂变产物的衰变β和γ射线的能量约占总裂变能量 的4％～5％，它们是裂变碎片在衰变过程中发射出来 的，即这部分能量释放是有一段时间延迟的。
俄罗斯建成29座，原子能发电量占其整个发电量的15% 。
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中子与原子核的相互作用
(2) (n,p)、(n,α)反应
(n,p)反应的一般反应式
A X 1n
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半衰期很短，不会造成环境污染
A (Xn,α1)n反应的A一般反
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在低能区，这个反应的截面很大，所有该反应广泛地用作热 中子反应堆的反 应性控制材料
中子与原子核的相互作用
(3) 核裂变
反 应 堆 内 最 重 要 的 核 反 应 。 一 些 核 素 ， 如 233U ， 235U，239Pu在各种能量的中子作用均能发生裂变， 并且在低能中子作用下发生裂变的可能性较大。 通 常把它们成为易裂变核素。
核反应堆的主要类型【范本模板】
目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆（PWR)、沸水堆(BWR）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆(HTGR）和快中子堆（LMFBR)五种堆型.一、压水堆压水堆(PWR）最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。
四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进,.己经成为技术上最成熟的一种堆型。
压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，燃料芯块中铀-235的富集度约3％.核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。
柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形。
压水堆的冷却剂是轻水.轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。
所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂。
同时也用作冷却剂。
轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。
要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理。
核反应堆应有高的堆芯出口温度参数：要获得高的温度参数,就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态.所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。
压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15。
5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。
高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后,进入蒸汽发生器，如图1-7所示。
压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起.冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。
包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界.它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。
蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。
传热管外为二回路的水,冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水,从而使二回路的水变成280℃左右的、6—7MPa的高温蒸汽.所以在蒸汽发生器里,冷却剂回路与二回路的水在互不交混的情况下，通过管壁发生了热交换。
核电站简介和物项分级
从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用 于是，进入冷凝器，这些低压蒸汽被三回路循环水冷却成 凝结水。冷凝水再经过预热，又回到蒸汽发生器吸收一回 路冷却水的热量，变成高温蒸汽，继续循环。整个二回路 的水就是在蒸汽发生器，高压、低压汽轮机，冷凝器和预 热器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成 高温蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在 这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将一部 分能量交给汽轮机，带动发电机发电，余下的大部分不能 利用的能量交给冷凝器。
按厂房功能分： 核岛：Nuclear Island 常规岛：Conventional Island 配套设施BOP：Balance of Plant 核岛系统又称为核蒸汽供应系统（Nuclear steam supply system, NSSS），其中包括： — 反应堆冷却剂系统（主回路系统） — 专设安全设施 — 反应堆辅助系统 — 通风系统 — 辅助冷却水系统 — 废物处理系统 上述各系统又包括许多子系统。
堆内构件
主要功能： (1)为堆芯组件提供支承（支撑）、定位和导向； (2)构成冷却剂流道，组织冷却剂流通； (3)为堆内仪表提供导向和支承； (4)为减少压力容器受到的辐照和监督压力容器辐照; (5)性能变化提供措施。 组成：大体上可分成堆芯下部支承构件和堆芯上部支承构件两大部分。
堆芯下部支承构件
压水堆初次装料后，大约经过一两年要进行一次更换燃料 组件的操作，我们称之为首次换料。这以后，就每年换料 一次。每次换料只需装卸三分之－的燃料组件。卸出的燃 料组件，放在反应堆旁边的贮存水池内。早期的压水堆换 料停堆四个月，现在换一次料最短可以两个星期。这就要 求压力容器的顶盖、控制棒驱动机构，以及堆内屏蔽层组 成为一个整体，顶盖可以－下子打开，而不能象以前那样 一个一个地松开顶盖上的巨大的螺栓。而且换料操作需要 采用快速换料机构。换料时间的缩短，有利于核电站更好 地为电力用户服务，缩短停电时间，提高利用效率。 压水堆中最关键的设备之一是压力容器，它是不可更换 的。一座90或130万千瓦的压水堆，压力容器直径分别为 3．99米和4．39米，壁厚0．2米和0．22米。重330吨和 418吨，高13米以上。这么巨大的压力容器，它的加工和 运输都是－个需要认真对待的问题。
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11、越是没有本领的就越加自命不凡。——邓拓 12、越是无能的人，越喜欢挑剔别人的错儿。——爱尔兰 13、知人者智，自知者明。胜人者有力，自胜者强。——老子 14、意志坚强的人能把世界放在手中像泥块一样任意揉捏。——歌德 15、最具挑战性的挑战莫过于提升自我。——迈克尔·F·斯特利
核电及其着也要把它走 完。 17、一般情况下)不想三年以后的事， 只想现 在的事 。现在 有成就 ，以后 才能更 辉煌。
18、敢于向黑暗宣战的人，心里必须 充满光 明。 19、学习的关键--重复。
20、懦弱的人只会裹足不前，莽撞的 人只能 引为烧 身，只 有真正 勇敢的 人才能 所向披 靡。