核电厂系统与设备-01章 补充
核电厂系统与设备-压水堆核电厂
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
核电厂系统及设备课程设计
第一章概论1.1 国际国内核电概况能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。
随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。
从能源供应结构方面看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。
此类能源为不可再生能源，且在作为能源利用的过程中，对生态环境造成污染。
对于煤、石油、天然气来说，它们还是很好的化工原料，应用于化工生产过程中，能够创造出更大的效益。
核能不仅单位能量大，而且资源丰富。
地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。
如果进一步实现受控核聚变，并从海水中提取氚加以利用，就会根本上解决能源供应的矛盾。
我国秦山三期为重水堆，秦山一期、二期，大亚湾，岭澳，田湾均为压水堆。
其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆（LMFBR) 。
我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。
1.1.1 人类能源结构三次重大的演变：18世纪60年代：煤炭逐步替代了木柴；20世纪20年代：煤炭转向石油和天然气；20世纪70年代：石油、天然气，煤，核能和再生能源等多种能源结构；21世纪主要能源：核能1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。
1954～1960年：试验阶段；1961～1969年：实用化阶段；1969年至二十世纪70年代末：大发展阶段；二十世纪80年代至二十世纪末：低潮阶段；二十一世纪开始：复苏阶段1.1.3 2009年底世界核电统计全球运行中的核电机组： 436座净输出容量： 369321MW正在兴建的机组： 56座净输出容量： 51727MW主要堆型：轻水堆（PWR、BWR）、改进型气冷堆（AGR）、高温气冷堆（HTGR）、CANDU重水堆和液态金属冷却快中子增值堆（LMFBR）1.2.4 2009年底中国核电统计中国（大陆）运行中的核电机组： 11座净输出容量： 8438MW正在兴建的机组： 20座净输出容量： 19920MW中国（台湾）运行中的核电机组： 6座净输出容量： 4949MW正在兴建的机组： 2座净输出容量： 2600MW主要堆型：轻水堆（PWR）、重水堆1.2我国的能源形势，能源政策我国一次能源分布极不均匀，70%的煤炭资源分布在西北地区，水电资源主要分布在西南、西北地区，而经济发达的东南沿海地区，煤炭资源仅占全国的1%，水电资源不足6%。
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。
核电厂系统与设备复习资料
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
-4-
《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核
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。
压水堆核电厂一回路系统与设备简介补充讲义
卧式蒸汽发生器
一
直流蒸汽发生器典型结构图
1：冷却剂出口（2个） 2：给水进口（2个） 3：应急给水进口 4：过热蒸汽出口（2个） 5：传热管 6：套筒 7：上管板 8：冷却剂进口 9：人孔 10：下管板
蒸汽发生器给水
•蒸汽发生器的给水，在正常工况时由给水流量调节系 统供给。 •在核电厂启动蒸汽发生器需充水、压水堆长时间处于 热备用或冷停堆状态，或给水流量调节系统发生故障 等工况下，则由辅助给水系统提供给水。
硼水分离部分包括3台储存箱、2套蒸发装置、2个 蒸馏液监测箱与1台浓缩液监测箱，两机组共用；
除硼部分有3台除硼床，两机组各用一台，第三台 备用。
系统流程图
主要工艺设备
•除离子床 硼回收系统的除离子床有三种：净化段的阳离子床、
混合除离子床、除硼段的除硼离子床。
•除气装置 除气装置用以除去废水中的氢气、氮气与放射性气体，
• 在安全注入的情况下，化容系统上充泵作为高压安注泵运 行。此时，安注运行方式自动取代所有其他运行方式。
化容系统简图
下泄回路 上充回路
净
低压下泄管线
化
回
路
除硼管线
过 剩 下 泄 回 路
轴封水、轴封回流回路
（2）硼和水补给系统
反应堆硼和水补给系统是化学和容积控制系统的支持 系统，为化学和容积控制系统主要功能的实现起保证作用。
稳压器的典型结构
稳压实现方式
当出现压力正波动时 ，喷淋水冷凝汽腔中的部分 蒸汽，防止稳压器压力达到 先导式安全阀的整定值。
当出现压力负波动时，水 的闪蒸和加热器自动接通加热 产生的蒸汽，使反应堆冷却剂 系统的压力维持在反应堆紧急 停堆的低压整定值以上。
稳压器先导式安全阀
核电厂系统与设备一回路复习题知识分享
核电厂系统与设备一回路复习题绪论1、简述压水堆核电站基本组成及工作原理？基本组成：以压水堆为热源的核电站。
主要由核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP）三大部分组成。
工作原理：（一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。
用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水（冷却剂）把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。
一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器（二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。
1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）；2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变；3、汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。
4、发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。
能量传递过程为：裂变能→热能→传递→机械能→电能。
2、厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5）厂房的识别定义：厂房的识别一般用3个符号来表示。
第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。
房间的识别定义：房间的识别一般用三个数字符号来表示，第一个数字表示楼层，第二、三个数字表示房号。
3、设备的识别符号如何定义？设备识别用9个符号来表示。
这9个符号又分为两个大组，前4个符号为功能组符号，表示该设备属于哪台机组，哪个系统。
后5个符号为设备组符号，表示是什么设备及设备的编号。
（L—字母，N—数字）I-第一章1、压水型反应堆由哪几大部分组成？反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
《核电厂蒸汽供应系统》第1章【反应堆及主冷却剂系统】第02节-反应堆冷却剂系统
蒸汽发生器结构图
14
蒸汽发生器（2）
一次侧工艺流程 在一次侧，反应堆冷却剂通过热段入口管嘴进入一次侧水室。一次侧水 室的下部是椭圆的，一块竖直的水室隔板将封头分为进口和出口水室。 反应堆冷却剂进入倒置的U型传热管，在传热管中流动的过程中将热量传 递给二次侧，然后返回到一次侧出口水室。冷却剂经过两个冷段管嘴离 开蒸汽发生器，而主泵直接与这两个管嘴相连接。
稳压器压力 RCS宽量程压力 I环路热段流量和II环路热段流量 冷段宽量程温度 热段宽量程温度 冷段窄量程温度 热段窄量程温度 稳压器水位（热态、冷态） 热段水位
31
主泵监测
主泵定子温度 连续振动测量 主泵速度测量 轴承冷却水温度
32
4 反应堆冷却剂系统运行
33
主冷却剂系统运行—运行模式
主泵启动时采用变频调速控制装置，降低冷态工况时的电机功率，从而 最大限度地缩小电机尺寸。
25
主泵控制
主泵启动 主泵的启动信号与RCS压力信号连锁，防止在启动时主泵气蚀。RCS宽 量程压力信号用来生成主泵启动的允许信号。
主泵跳闸 以下信号可以产生停主泵信号： —安全驱动信号； —CMT投入信号； —第一级自动卸压系统启动信号； —主泵轴承冷却水温度高； —稳压器液位低于L-2； —热段温度高且蒸发器液位低。
6
系统主要功能
保证压力边界的完整性 堆芯冷却和反应性控制 反应堆冷却剂系统压力控制 过程监控 自动降压功能
7
2 反应堆冷却剂系统描述
8
系统描述（1）
反应堆冷却剂系统由两个热交换环路组成。每个环路上包含一台蒸汽发 生器、两台主泵、一根热段管道和两根冷段管道。
另外，该系统还包括稳压器、连接管线、阀门及用于控制和保护的仪表 。所有反应堆冷却剂系统的设备均位于安全壳内。
核电厂系统与设备-01章
37
新能源
广义上来说，有别于传统 依靠矿物质原料燃烧的能 源都称之为新能源。
太阳能
风能
生物质能
核能
地热、潮 汐能……
目前，能大规模生产电力的方式唯有核电，加快 发展核电因此成为解决中国电力供应问题的必然 选择。
2013-7-19 38
核能史话
2013-7-19
39
2013-7-19
40
原子模型
2013-7-19
16
8 7
吨标准油/万美元
6 5 4 3 2 1 0 中国 香港 新加坡 台湾 丹麦
万美元GDP标准油耗量（2005年）
2013-7-19 17
各国一次能源消耗情况
国家 人口 （亿） GDP 人均GDP (亿美元） （美元） 一次能源消 耗 （百万吨标 准油） 人均能耗 （吨标准油 /人）
1270
10000 36071 31856 36814 36075 32770 28979 12396 4322 3331 422
1386.2
3750 2331.6 18.4 514.6 330.4 226.9 262.9 217.2 62 187.7 375.8
1.07
2.50 8.24 3.40 4.03 4.00 3.83 4.28 4.45 1.71 1.03 0.37
核电厂系统及设备
讲授：于明志
2013-7-19
1
第1章 绪论
2013-7-19
2
能源消耗及能源结构
2013-7-19
3
究竟什么是
《科学技术 百科全书》： “能源是可 从其获得热、 光和动力之 类能量的资 源”
“能源”呢？
我国的《能源百科全 书》：“能源是可以 直接或经转换提供人 类所需的光、热、动 力等任一形式能量的 载能体资源。”
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。
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 》课程教学大纲
《核电厂系统与设备》课程教学大纲课程编号：0805607406课程名称：核电厂系统与设备英文名称：Nuclear power plant systems and equipment课程类型：专业必修课总学时：64讲课学时：64实验学时：0学分：4.0适用对象：4年制本科，热能与动力工程专业(核电站集控运行方向)先修课程：工程热力学、传热学、流体力学、原子核物理、核反应堆理论、核电站汽轮机原理一、课程性质、目的和任务本课程是热能与动力工程专业(核电站集控运行方向)本科生的一门专业必修课。
通过该课程的教学，使学生对现代、大型压水堆核电厂的总体组成有较全面的认识，掌握系统和设备的技术要求等有关的知识。
培养学生具有理论联系实际，分析、解决问题的能力，为进一步学习与从事相关工作打下良好的基础。
压水堆核电厂是我国核电建设的主要堆型，它的系统组成复杂、设备庞大、类型众多，安全性与可靠性要求高。
本课程介绍压水堆核电厂的主要系统及设备，包括：厂房选址与布置、压水堆核电厂一、二回路主辅系统、专设安全设施，阐述主要设备的设计原则、结构及热工水力特性。
二、教学基本要求了解现代、大型压水堆核电厂一、二回路系统及其主要辅助系统、专设安全设施的功能、组成及运行特性。
掌握核电厂主要设备的设计原则、结构及热工水力特性。
三、教学内容及要求1 绪论世界核电的发展；核电厂的经济性与安全性；我国核电的现状和发展前景。
了解核电的发展。
2 压水堆核电厂压水堆核电厂的组成；核电厂总体及厂房布置；核电厂主厂房设施；核电厂设备安全功能及分级；核电厂安全设计规范、原则。
了解核电厂的选址、总体布置，理解安全分级。
3 反应堆冷却剂系统和设备反应堆冷却剂系统；反应堆本体结构；蒸汽发生器；冷却剂泵；稳压器及卸压箱。
了解冷却剂系统的组成、功能、设备结构，掌握设计的基本原则及必要的计算方法。
4、核岛主要辅助系统化学和容积控制系统；硼和水补给系统；余热排出系统；设备冷却水系统；重要厂用水系统；反应堆换料水池和乏染料池冷却和处理系统；废物处理系统；核岛通风空调及空气净化。
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质量亏损
中等核
轻核
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重核裂变
自发裂变:无需外界作用，就 有自发分裂的趋势。自然界中 某些质量数很大的原子核，如 铀-236，有自发裂变的现象。 诱发裂变：在中子轰击下发生 的裂变 链式裂变反应：裂变过程中， 有中子释放出来，这样就可能 形成链式的裂变反应，从而源 源不断地产生核能
铀-235,平均每次裂
数 ，控制反应速度
必须保证每次裂变放 出的中子只有一个用 于其它核素的裂变 办法是：设法用非裂 变方法将裂变放出的 多余中子抢走
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维持链式裂变的条件--临界质量
临界体积
一定要维持 一定量的中 子数，才能 保证链式反 中子的产生 应延续
裂变材料
中子的吸收
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结构材料
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结合能的利用—核能
每个核子的平均结合能称为为比 结合能 元素的比结合能反映该原子核的 核子结合紧密程度 中等核比结合能最大(质量亏损 大) 轻核和重核的比结合能小(质量 亏损小) 质量亏损
中等核
• 比结合能最大 • 结合时质量亏损大
重 核
轻 核
重核
中等核
轻核
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（n，2n）反应
当入射中子的能量足够大时，复合核处于很高的激 发态，以致足以释放出二个中子，即（n，2n）反 应。这种反应是吸能反应，因此具有一定的反应阈。 （n，2n）反应使核的中质比变小，所以剩余核往 往具有β+ 放射性。除（n，2n）反应外，当入射中 子能量更高时还可以发生（n，3n）反应、（n， 2np）反应等。
在天然铀中，
铀-235只占0.72% 铀-238约99.28%
铜铀云母 鈣铀云母
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裂变核燃料的生成
238 92
U n U Np Pu
239 92 239 93 239 94
232 90
Th n Th Pa U
4.6
钚-239 原子核液滴分裂模型 4.0
> > < < <
5.1 4.9 6.4
可转换核素 可转换核素
天然的核燃料
6.6
6.4
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几种核素的临界裂变能
裂变核燃料
在任意能量的中子作用下 发生核裂变反应，这些核 素称为易裂变核素，
铀-235
天然铀
铀-233
钚-239 钚-241
例如：55Mn（n，2n）54Mn、9Be（n，2n）8Be、27Al（n，
2n）26AI等，它们的剩余核锰-54、铍-8、铝-26均具有β+ 衰变及轨道电子俘获放射性。
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（n，f）反应
中子与重核作用，重核分裂成两个碎片， 平均放出2~3个中子，并放出大量热量。
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（n，α）反应
出射粒子为氦核 与（n，p）反应类似，慢中子引起重核的（n， α）反应的可能也很小，只有轻核才能发生 （n，α）反应。
例如： 10B（n，α） 7Li反应等，其热中子吸收截
面很大，所以常利用硼-10 和锂-6作为中子探测 器，利用含硼石蜡作为快中子的屏蔽材料。
变放出2.4个中子， 同时放出大约200兆 电子伏的能量
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重核为何会裂变？
裂变临界能
复合核
复合核从变形到分 图2-7 液滴裂变机制示意图 外部入射的 核裂变是中子轰击 裂需要能量，所需 自由中子 原子核，原子核接 的最小能量称为裂 原子核液滴分裂模型 材料的裂变临界 受中子后变得不稳 易裂变的 变临界能量 能量小于入射中 定，从而分裂 材料 子的能量
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中子核反应
（n，γ）反应 （n，p ）反应 （n，α）反应 （n，n）反应 （n，2n）反应 （n，f ）反应
中子
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质子
α粒子，氦原子核
裂变
5
（n，γ）反应
中子辐射俘获反应
例如113Cd（n，γ）114Cd
当中子能量为0.176电子伏时，镉吸收中子的能力远远大于能 量小于这个数值时的能力，即出现共振吸收 因此经常采用镉作为吸收热中子的物质。在反应堆中常 用镉作控制棒的材料，吸收中子以调节反应堆功率 由于中子辐射俘获反应使原子核的中质比增大，反应产物常 具有β－放射性，所以（n、γ）反应是人工制造β－放射性同 位素的有效方法 瞬间产物为靶核的同位素，因此对被辐射物质没有影响
补充 裂变反应
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自发裂变
自发裂变是原子核在没有受到外界激发下 而自行分裂的过程，它是一种特殊类型的 核衰变。这个现象是由前苏联物理学家弗 廖洛夫和佩特扎克于1940年发现的。 质量为中等以上的核，尤其是一些重元素， 如铀-236，从能量的角度讲都具有自发裂 变的可能性
例如，在1克铀中每小时约有20个铀核会发生
自发裂变，这对于反应堆的启动有明显的帮助
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中子
裂变产生的中子
慢中子 (<0.1ev) 快中子（>0.1Mev）
0.65% 99.3% 瞬发中子 缓发中子
• 裂变后百万分之一秒 左右放出 • 能量约在1~2兆电子伏 范围内，速度为 14000~20000千米/秒
• 裂变后几分钟的时间 内逐渐释放出来 • 平均能量约在0.5兆电 子伏左右
TNT 爆炸自身释放能量，每个分子
40-50 eV
30 eV
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链式裂变反应
自持式链式裂变反应
核爆炸原理 每次反应产生2.5个中
如何才能使链 式反应不变成 原子弹似的在 瞬间倍增，而 是维持不变的 核反应速率？
子引起下次反应
可控链式裂变反应
核电厂反应堆原理 控制发生裂变的中子
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反应堆能实现控制 的决定性条件！！
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裂变能量(1)
235 92 95 U n236U 36 Kr 139Ba 2n 92 56
反应前后的质量
裂变前
235U
质量(u)
裂变后
95Kr 139Ba
质量(u)
235.124
1.00867
94.945
138.955
n
2n
它相当于8×107千焦热量，而燃烧1克标准煤平均只能得到29千焦的 热量
铀－235裂变释放出的能量比燃烧煤大270万倍
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裂变能量(3)
比较 : 裂变能 n + 235U X + Y+ E 化学能 C + O2 CO2 + E
200 MeV 4 ev
汽油与氧的爆炸，一个分子释放
是一种特别强大的，是 目前知道的最强大的作 用力。它是核能的起源
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质能方程
爱因斯坦指出：
质量只是物质存在的形
式之一 另一种形式就是能量
能量和质量的简单关系： E=mc2
质量能量
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原子核结合能：1+1≠2
原子核的质量，小于组 成它中子和质子质量之 和 核子在结合形成原子核 前后的质量差值，称为 质量亏损 按质能方程，这部分质 量就对应于核子在结合 时放出的能量，称为原 子核的结合能
11
核反应与化学反应的区别
核反应吸收或释放出来的能量要比化学反应 吸收或释放出来的能量大得多，例如，一个 铀原子放射出α射线的能量比一个碳原于燃烧 释放出来的能量几乎大100万倍 核反应只涉及原子核，而与电子无关
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核子的相互吸引力--核力
为什么这么多的 带正电荷的质子 能紧密结合？
例如，利用铀-238中子辐射俘获反应，可以制造出核燃料钚
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（n，p）反应
出射粒子是质子
例如14N（n，p）14C，3He（n，p）3H等。
产生杂质原子 （n，p）反应使剩余核的中质比增加，中子过多， 所以也是具有β－放射性的，例如上例中产生的剩余 核碳-14就具有β－放射性 由于出射粒子是质子，它除了需要足够大的分离能 以外，还需要有相当大能量用来克服库仑位垒，所 以一般慢中子引起这种反应的几率较小，重靶核发 生这种反应的几率很小，而轻核的几率就比较大
产生杂质原子
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（n，n）反应
（n，n）反应就是中子与原子核的弹性散射， 中子在散射后，运动方向和动能都发生了改 变，靶核则受到反冲。 中子与物质相撞，物质的质量数愈大，中子 损失的能量愈小，这说明在防护中子辐照时， 不能像防护γ射线那样选择重物质作屏蔽材料， 而是要选择质量数较小的轻物质才行。
3
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核反应
• 定义 • 两个原子核或一个原子核和一个粒子（如中子、 γ光子等）接近到10－15米量级时，两者之间 的相互作用所引起的各种变化过程称为核反应 • 性质 • 核反应所涉及的能量变化比一般的核衰变大得 多，通常大于一个核子的结合能，可以高达 100~1000兆电子伏，因而它是研究原子核高激 发能级的重要手段
233 90 233 91 233 92
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裂变产物
定义：在铀-235裂变 反应时，会形成60余 种不同的碎片，通过β 衰变产生约250种不同 的核素，称为裂变产 物 铀-235的裂变产物质 量数分布概率曲线呈 现出两个明显的峰， 分别位于质量数为95 和140附近 铀 -233 和 钚 -239 的 裂 变产物质量数分布概 率曲线与铀-235的 十 分接近