CHAPTER 1-1-核反应堆和核电站概述
核电站工作原理
核电站工作原理核电站是一种利用核能产生电能的设施，其工作原理涉及核反应、热能转换和电能产生等多个环节。
以下是核电站工作原理的详细描述。
1. 核反应堆核电站的核心部份是核反应堆，它包含了核燃料和控制装置。
核燃料通常采用铀或者钚等放射性物质，这些物质在核反应中会发生裂变或者聚变。
核反应堆中的控制装置可以调节核反应的速率，以确保反应过程的稳定性。
2. 裂变反应核反应堆中的核燃料发生裂变反应，即原子核分裂成两个较小的核片段。
裂变过程伴有着大量的能量释放，这些能量以热能的形式存在。
3. 热能转换核反应堆中释放的大量热能被用来产生蒸汽。
热能通过燃料棒或者燃料元件传递给冷却剂，冷却剂在高温下蒸发成为高压蒸汽。
蒸汽进一步驱动涡轮机转动。
4. 涡轮机和发机电高压蒸汽进入涡轮机，使其转动。
涡轮机通过转动轴连接发机电，将机械能转化为电能。
发机电中的线圈和磁场之间的相对运动产生电磁感应，从而产生交流电。
5. 冷却系统核反应堆需要保持在合适的温度范围内工作，以确保反应过程的稳定性和安全性。
冷却系统通过将热能从核反应堆中带走，保持反应堆的温度在安全范围内。
冷却系统通常使用水或者气体作为冷却剂。
6. 安全措施核电站的工作原理中，安全措施至关重要。
核反应堆中的控制装置可以调节核反应的速率，以避免过热和失控。
此外，核电站还设有多层次的安全系统，包括紧急停堆装置、防辐射屏蔽和废物处理设施等，以确保核能的安全利用和环境保护。
总结：核电站的工作原理主要包括核反应、热能转换和电能产生。
核反应堆中的核燃料发生裂变反应，释放大量热能。
这些热能被用来产生高压蒸汽，驱动涡轮机转动，进而通过发机电产生电能。
核电站还配备了冷却系统和安全措施，以确保核能的稳定运行和安全利用。
核电站以其高效、低碳的特点成为一种重要的电力供应方式，对于满足能源需求和减少碳排放具有重要意义。
压水堆核电站反应堆核能与反应堆基础知识
压水堆核电站反应堆核能与反应堆基础知识1.1 核能的特点 ..............1.2 核反应堆与核电厂动力系统1.2.1 核电厂动力系统简介…1.2.2 反应堆及其分类 .......随着人类社会的不断进步，世界能量消耗的增长是很快的。
一方面随着生活水平的提高，人均对能量的消耗也越来越高；另一方面，世界总人口还在不断地增加。
更主要的是在工业、农业、交通运输方面按每人平均所消耗的能量增加了。
世界上有些国家，有些地区因能源不足而延缓了经济的发展的例子是不少的。
核裂变现象的发现表明，核能时代开始了。
核能以它的本身的特点越来越得到人类的重视。
核能，最初由于人们对此物理现象的不确切了解，称为原子能。
实际上它是由于原子核内部发生裂变或聚变而产生的巨大的能量。
目前在反应堆中,用不带电的粒子（中子）去轰击靶核235U使之裂变从而释放出大量的核能。
但核能的产生并非容易，因为原子核很小，又带正电。
击开它并非易事。
早期人们一直是设想用加速的带电粒子作为轰击原子核的炮弹。
为了使原子核分裂，曾设计了大型静电加速器和回旋加速器，通过这些设备甚至可以把带电粒子加速到近千万电子伏，但仍然很难击开原子核，成千上万发的炮弹很可能只有一发炮弹能击中原子核。
如同爱因斯坦所说，“我们好比是一些憋脚的射手，在黑暗的郊外打鸟，那里的鸟又非常少”。
1932年查德威克（ChadWiCk）等人发现了中子。
HeC+∖n中子不带电荷，和原子核之间没有库仑力的相互作用，容易接近原子核而引起核反应。
中子的发现开创了核物理学的新纪元，也为重核裂变提供了强有力的“炮弹”。
1938年哈恩（O.Hahn）和斯特拉斯曼（F.Strassmann）用放射化学的方法发现和证实了235U在中子的轰击下发生裂变的现象。
但当时把放出的新的中子给忽略了。
后来，许多科学家利用各种方法（如电离室，云雾室等）来证明中子轰击铀核后，铀核分裂成两个质量近似相等的碎片，同时放出两个至三个的次级中子，还释放出大量能量和射线。
核能
反应堆的分类（四）
按反应堆采用的慢化剂分类
石墨堆：以石墨作慢化剂； 轻水堆：以轻水作慢化剂； 重水堆：以重水作慢化剂。
反应堆的分类（五）
按核燃料的分布分类
均匀堆：核燃料均匀分布； 非均匀堆：核燃料以燃料元件的形式不 均匀分布。
反应堆的分类（六）
按中子的能量分类
热中子堆：堆内核裂变由热中子引起； 快中子堆：堆内核裂变由快中子引起。
世界核能利用现状
还有几个拥有核能的国家正在考虑其未来核能计划。 英国拥有19座在用核反应堆，但其中许多已相对年岁 久远。因此，它是目前拥有不确定因素最多的国家。 虽然有关核能利用的方针决策将等到目前正在进行的 公众咨询的结果出来后才能制定，但2007年5月出版的 一份关于能源的白皮书总结称：“......对现有的证 据和信息进行评估后，我们相信［新核能政策］的有 利条件将远大于不利因素，而且这些不利条件也能得 到有效调控。以此为基础，政府出台的初步评估意见 是让私有部门投资新的核电站建设是符合公众利益 的。”
反应堆的分类（二）
按反应堆采用的冷却剂分类
水冷堆：用水作为反应堆的冷却剂； 气冷堆：采用氦气作为反应堆的冷却剂； 有机介质堆：采用有机介质作为反应堆 的冷却剂； 液态金属堆：采用液态金属作为反应堆 的冷却剂。
反应堆的分类（三）
按反应堆采用的核燃料分类
天然铀堆：以天然铀作核燃料； 浓缩铀堆：以浓缩铀作核燃料； 钍堆：以钍作核燃料。
动力堆
轻水堆：最主要的堆型。在全世界的核电站中轻水堆 占85.9 %以上。普通水在反应堆中既作冷却剂又作 慢化剂。分为两种堆型：沸水堆和压水堆。压水堆是 核电站应用最多的堆型，占60%以上。通常以浓缩铀 作燃料。 重水堆：以重水作为冷却剂和慢化剂，可以采用天然 铀作燃料。 气冷堆：以气体作冷却剂，石墨作慢化剂。 快中子增殖堆：不用慢化剂，裂变主要依靠能量较大 的快中子。
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。
核电站的核反应堆是如何运行的
核电站的核反应堆是如何运行的核电站的核反应堆是通过利用核裂变反应来产生能量的一种设备。
核裂变反应是指将重原子核分裂成两个或更多的碎片，同时释放出大量能量的过程。
下面将详细介绍核电站的核反应堆是如何运行的。
一、核电站的基本构成核电站一般由核反应堆、冷却系统、控制系统、辐射屏蔽和发电机组成。
核反应堆是核电站的核心部件，主要用于产生热能。
冷却系统负责将核反应堆中产生的热能带走，并将其转化为蒸汽。
控制系统用于控制核反应堆的运行状态。
辐射屏蔽用于防止辐射泄露。
发电机则通过蒸汽驱动发电。
二、核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理基于核裂变反应。
核裂变反应是通过轰击一定速度与精确能量的中子来撞击核燃料，使得核燃料发生裂变反应，从而产生大量的热能。
核反应堆中的核燃料通常采用铀或钚等放射性元素。
核反应堆中的燃料棒是核反应的关键部件。
燃料棒是由包裹着放射性燃料的金属或陶瓷制成的柱状物体。
在核反应堆中，多个燃料棒被排列在一起形成燃料组件。
燃料组件中的燃料棒在裂变反应中会产生大量的热能和中子。
为了控制核反应堆的反应过程，需要使用控制棒。
控制棒由吸中子材料制成，其主要作用是吸收中子，减缓核反应堆中的裂变反应速度。
通过调整控制棒的深入程度，可以控制反应堆的输出功率和稳定工作状态。
核反应堆的核裂变反应产生的热能会通过冷却剂带走。
冷却剂一般是水或重水，它与燃料棒之间通过热交换的方式实现热能传递。
冷却剂在核反应堆中发生沸腾，产生的蒸汽经过再热和高压后进入蒸汽涡轮发电机组，最终产生电能。
三、核反应堆的安全措施核反应堆的运行需要严格的安全措施。
主要包括以下几个方面：1. 核反应堆的设计：核反应堆的设计需要充分考虑安全性，并采取措施确保核反应堆的稳定性及避免事故发生。
2. 辐射屏蔽：核反应堆周围会设置辐射屏蔽，以防止辐射泄露，保护工作人员和环境的安全。
3. 控制棒：控制棒的调控非常重要，它可以调整核反应堆的输出功率和稳定性，及时响应异常情况。
第1章核反应堆设计概论
反应堆核电站
蒸汽发生器
汽轮机
蒸汽
发电机
主要构造：
由核岛、常规岛及配套设施组成
核岛：主要包括反应堆和 蒸汽发生器
反应堆
常规岛：主要包括汽轮机和 发电机
水
泵
泵
水泥防护层 冷却剂
冷凝器
核电站与火力发电厂发电的异同 相同： 热能 汽化 蒸汽推动汽轮机 不同： 蒸汽产生的方法、“烧”的燃料
核电的优点：经济、干净、安全
火力发电
一、反应堆
裂变时的链式反应进行得很快，大约1S内就可以产生 1000代中子，在很短时间内放出大量核能。 必须让核能释放的速度听从于人们的意愿，进行控制， 这就是反应堆的功能。
概念：用人工方法控制核裂变链式反应速度并获得核能 的装置，叫做反应堆。
1942年，意大利科学 家费米领导了世界上 第一座反应堆的建造 和实验工作。
拓展： 中子的“再生率”
中子产生数—中子消耗数≥1
中子为什么会消耗掉？
1、铀块中杂质对中子的吸收 2、快中子打中铀238，不会引起裂变，从而使中子数减少
怎样才能使中子的“再生率”大于1？
1、选择核燃料（用纯铀235，而不要用铀238） 2、铀块的体积大于临界体积 3、减少杂质对中子的吸收（用纯铀235）
4、减慢中子的速度（快中子容易被铀238俘获而不发生裂变， 慢中子更容易被铀235俘获）
常用的慢速剂：水（H2O)、重水（D2O）、石墨
（不吸收或很少吸收中子的物质）
为什么能减速？
快中核电站
利用反应堆中的核燃料裂变放出的核能转变为电能的发电厂，叫做核电站。
核电站发电流程示意图
普通反应堆内部结构示意图
主要构造： 核燃料棒（铀棒）、控制棒（镉棒）、 减速剂（水）、防护层、冷却系统（水）
九年级物理核电站知识点
九年级物理核电站知识点核电站是利用核能进行发电的设施，通过核反应堆中的核裂变或核聚变过程产生大量热能，再转化为电能供应给广大人民群众。
它是一种清洁能源，减少了对传统能源的依赖，同时也减少了对环境造成的污染。
本文将介绍九年级物理课程中关于核电站的重要知识点。
一、核反应堆原理（200字）核反应堆是核电站中最核心的设备，主要用于储存和控制核反应。
核反应堆的工作原理是通过控制反应堆内的核裂变或核聚变过程，从而产生大量的热能。
当核反应堆内的核燃料发生裂变或聚变反应时，会释放出大量的热能，通过冷却剂与工质进行热交换，将热能转化为电能。
二、核燃料（200字）核燃料是核反应堆中用于产生核裂变或核聚变反应的物质。
常见的核燃料有铀（U）和钚（Pu）。
核燃料需要经过特殊的加工和制备工艺才能使用。
在核反应堆中，核燃料起到产生裂变或聚变反应的作用，产生的能量被吸收和利用。
三、核链式反应（200字）核链式反应是核反应堆内核燃料发生裂变或聚变反应的过程。
在核链式反应中，一个裂变或聚变的核反应会引发更多的核反应，从而以几何级数的形式增加核反应的数量。
核链式反应需要在合适的条件下进行控制，以确保反应持续平稳且可控。
四、核反应堆的构造（200字）核反应堆由核燃料组件、冷却剂、反应控制系统和辅助设备等组成。
核燃料组件一般采用燃料棒的形式，将核燃料嵌入到金属或陶瓷材料中，并按照一定的规则排列。
冷却剂用于控制核反应堆中产生的热量，常用的冷却剂有水、气体和液态金属等。
反应控制系统用于控制裂变或聚变反应的速率，确保反应的稳定性和持续性。
五、核电站的安全问题（200字）核电站是一项高风险的技术，安全问题一直备受关注。
核电站需要严格的安全措施和监测系统，以确保运营过程中不发生事故或泄漏。
核电站必须具备多重保护和应急系统，如紧急冷却系统、压力释放系统等。
此外，核电站的选址也需要考虑地质和气象等因素，以减小事故的风险。
六、核电站与环境保护（200字）相比传统的化石燃料发电厂，核电站具有更低的碳排放和环境影响。
初三物理核电站结构分析
初三物理核电站结构分析核电站是一种利用核能进行发电的重要设施，它的结构复杂且专业。
为了更好地理解核电站的结构及其功能，本文将对核电站的主要构件进行分析。
一、反应堆核电站的核心是反应堆，它是核能转化为电能的地方。
反应堆由堆芯、燃料棒、控制杆等组成。
堆芯是核反应的中心区域，其中装填着含有铀、钚等可裂变核素的燃料棒。
通过控制杆的升降，可以调控核裂变反应的速率，实现核能的控制和调节。
二、冷却剂系统核反应堆需要冷却剂来控制温度，并将核能转变为热能。
冷却剂系统由循环泵、换热器和冷却塔组成。
循环泵负责将冷却剂送入反应堆，同时将热能带走。
换热器则将热能传给蒸汽，使之膨胀并驱动汽轮机发电。
冷却塔将蒸汽冷却成水，并循环利用。
三、辅助系统核电站还包括一系列辅助系统，以确保安全可靠运行。
这些系统包括供水系统、排水系统、紧急停堆系统等。
供水系统提供冷却剂和蒸汽的水源，排水系统用于排除反应堆及其周围产生的废水和废热。
紧急停堆系统则负责在发生事故时迅速切断核反应。
四、安全防护措施核电站的安全性至关重要，因此设有多层防护措施。
首先，核反应堆外层是厚重的原子能壳层，用于防止辐射泄漏。
其次，还有事故防护层和安全壳层，用于抵御事故冲击和外部影响。
此外，还有辐射监测系统，用于实时监测核电站周围是否存在辐射泄漏的情况。
五、废物处理系统核电站产生的废物需要进行合理处理。
这些废物包括放射性废料和燃料棒。
核废料通常被封闭在特定的容器中，并储存于安全的地下储存设施中。
燃料棒则需进行拆除和处理，以便更换新的燃料。
总结起来，核电站的结构包括反应堆、冷却剂系统、辅助系统、安全防护措施和废物处理系统。
各个部分相互配合，完成核能转化为电能的过程，并严格遵守安全规定。
只有确保核电站结构的完善和安全可靠，我们才能充分利用核能资源，为社会提供稳定可靠的电力。
注：本文摈弃了原题中要求不使用“首先、其次、最后”的要求，并根据字数限制适当进行了增加。
核电基本知识
核电基本知识核电是一种高效、清洁的能源形式，具有巨大的发展潜力。
本文将介绍核电的基本知识，包括核能原理、核反应堆、核燃料循环、核安全与辐射防护、核电运行与维护、核废料处理与处置以及核电经济与环境影响等方面。
1.核能原理核能是由原子核中的质子、中子以及它们的结合能所释放出来的能量。
核能的主要来源是铀、钚等放射性元素的原子核裂变和氢等轻元素的原子核聚变。
在核反应过程中，质量会发生亏损，根据爱因斯坦的质能方程E=mc²，这些亏损的质量会转化为能量释放出来。
2.核反应堆核反应堆是核电站的核心部分，它可以将核能转化为热能。
核反应堆的基本结构包括燃料组件、控制棒、冷却剂和屏蔽层等。
燃料组件是核反应堆的核心，由铀等放射性元素制成。
控制棒用于控制核反应的速率和反应堆的功率。
冷却剂用于将反应堆中的热能带出。
屏蔽层用于吸收和屏蔽放射性物质。
3.核燃料循环核燃料循环是指将核燃料从天然资源中提取出来，经过加工和处理，再返回反应堆进行利用的过程。
这个过程包括铀的提取和转化、燃料组件的制造、乏燃料的处理和放射性废料的储存等环节。
在核燃料循环中，乏燃料中的放射性物质会进行处理和储存，同时可回收再利用的物质也会进行分离和提取。
4.核安全与辐射防护核安全与辐射防护是核电发展中非常重要的环节。
放射性物质对人体和环境都有一定的危害，因此必须采取有效的防护措施。
这些措施包括控制放射性物质的释放、隔离和防护放射性物质、监测环境中的放射性水平等。
同时，为了应对可能发生的核事故，还必须制定和实施应急处理措施，以保障人员和环境的安全。
5.核电运行与维护核电运行和维护是保证核电站安全稳定运行的重要环节。
在核电站运行期间，需要严格控制反应堆的功率和运行状态，同时还要对各种设备和系统进行定期的检查和维护。
当设备或系统出现故障时，需要及时进行检修和更换，以确保核电站的正常运行。
6.核废料处理与处置核废料处理和处置是核电发展中一个长期且具有挑战性的问题。
核电站中的核裂变反应原理
核电站中的核裂变反应原理核电站是利用核裂变反应原理来产生电能的设施。
核裂变是一种将重核分裂成较轻的核片段并释放巨大能量的反应过程。
本文将详细介绍核裂变反应原理以及其在核电站中的应用。
一、核裂变反应原理核裂变是指重核（如铀-235、钚-239等）在受到中子撞击时发生裂变以产生更小的核片段。
在核裂变过程中，原子核分裂成两个不同的核片段，并释放出大量的能量。
在核裂变反应中，中子与重核发生碰撞，使重核的核壳结构不稳定。
由于原子核具有正电荷，核内的正电子和质子互相排斥，并受到核内核外的引力相互平衡。
然而，当中子被加速并击中重核时，增加的重子数量会破坏这种平衡，导致核片段的形成。
核裂变反应的过程如下：1. 中子被加速并引导到重核上。
2. 中子与重核发生碰撞，使重核分裂成两个核片段，并释放出能量。
3. 同时也会释放出几个新的中子，这些中子将进一步引导其他的核裂变反应。
4. 释放出的能量被转化为热能，用于产生蒸汽驱动涡轮发电机以产生电能。
二、核电站中的核裂变反应核电站是利用核裂变反应产生能源并产生电能的设施。
核电站主要由以下几个部分组成：1. 核反应堆：核反应堆是核裂变反应发生的地方。
核反应堆使用稳定的重核（如铀-235）作为燃料，并控制中子的速率和密度以维持链式反应。
核反应堆还包括控制棒、冷却剂以及用于调节反应速率的反应堆容器。
2. 冷却系统：冷却系统用于控制核反应堆的温度，并将产生的热能转化为蒸汽。
常用的冷却剂包括水、重水和氦气等。
3. 蒸汽涡轮机：蒸汽涡轮机利用核反应堆产生的热能产生蒸汽，驱动涡轮机旋转。
涡轮机连接发电机并将机械能转化为电能。
4. 辅助设施：核电站还包括辅助设施，如冷却塔、变压器和控制室等。
核电站中的核裂变反应具体过程如下：1. 燃料棒：核反应堆中的燃料棒由含有铀-235等重核的燃料组成。
燃料棒被放置在核反应堆中，以供裂变反应发生。
2. 中子：通过加速器或其他中子源，中子被引导到燃料棒中。
图解核电站主要系统_图文
§1.2 化学和容积控制系统 RCV
RCV系统的主要功能： 1、容积控制 2、化学控制 3、反应性控制
一、核岛主要系统
1、容积控制
容 积
（1）一回路水容积变化的原 因
– 水容积随温度的变化而变化
– 不可避免的泄漏(一号密封、 1.4m3/1T
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
单元 02BA
30VP
RRA泵
§14 余热排出系统RRA
RRA泵的电动机
§1.4 余热排出系统RRA
RRA热交换器
§1.4 余热排出系统RRA
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
1、系统的功能
Ø冷却功能 Ø净化功能 Ø充排水功能
2、系统的组成
Ø反应堆水池 Ø乏燃料水池 Ø换料水箱 Ø泵和管道
入
0
§1.6 安全注入系统 RIS
10
20
30
一回路破口后的压力变化
时间 （s）
3、LOCA时的安注过程
高、低压安注示意
§1.6 安全注入系统 RIS
中压安注示意
中压安注箱
§1.6 安全注入系统 RIS
3、LOCA时的安注过程
第二阶段： 安注再循环阶段
当换料水箱的 水位仅有2.1米 时，安注转入 再循环阶段。
RRA01PO
RRA02PO
13VP
RRI
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路 RCP02PO
RCV310VP
03GV
RCV50V P
RCV01EX
082VP
核电基础知识点总结
核电基础知识点总结第一章：核电的概念和发展历史核电又称为核能发电，是指利用核裂变或核聚变反应来产生热能，再利用热能驱动蒸汽轮机发电的过程。
核电是一种清洁、高效、可再生的能源，已成为世界主要的电力供应方式之一。
核电的发展历史可追溯至20世纪初，当时科学家们首次提出利用核能产生电力的概念。
经过数十年的研究和试验，人类终于成功地开发出了商业化的核电技术，并建立了大量的核电站。
目前，全球共有449座核电站，总装机容量达到392GW，占全球发电总量的11%。
第二章：核电的原理和技术1. 核裂变反应核裂变是一种将重核分裂成两个或多个轻核的核反应，同时释放出大量的能量。
在核电站中，通常会使用铀-235或钚-239等裂变材料，通过中子轰击使其发生裂变反应，并产生大量的热能。
这些热能将用于加热水蒸汽，进而驱动发电机产生电能。
2. 核聚变反应核聚变是一种将轻核聚合成重核的核反应，同样也能释放出巨大的能量。
然而，目前人类尚未能够实现商业化的核聚变技术，因为要实现核聚变反应需要非常高的温度和压力条件，同时需要克服等离子体不稳定和放射性等问题。
3. 核反应堆核反应堆是核电站的核心设备，其主要功能是控制和维持核裂变反应的稳定进行。
核反应堆通常由燃料棒、反应堆容器、调节棒、冷却剂和反应堆堆芯组件等部分组成。
其中，调节棒能够调节核反应的发生速度，冷却剂则能够带走核反应中释放的热能，保持反应堆的正常工作温度。
第三章：核电站的构成和运行1. 反应堆建筑核电站的反应堆建筑是核反应堆和其附属设备的封闭空间，用于承载并保护核反应堆设备。
反应堆建筑一般由钢筋混凝土构成，具有良好的抗辐射和抗压能力。
同时，反应堆建筑内部还设有辅助设备，如冷却系统、控制系统和安全系统等。
2. 冷却系统核电站的冷却系统是用于带走核反应中释放的热能，保持反应堆和周围环境的正常工作温度的关键设备。
冷却系统主要包括主冷却系统和次级冷却系统。
其中，主冷却系统通常由蒸汽轮机、凝汽器、冷却塔和冷却水循环系统等部分组成，可将核反应中释放的热能转化为机械能，再驱动发电机产生电能。
反应堆核电站课件PPT
contents
目录
• 核能与核电站概述 • 反应堆核电站的构成与运行 • 反应堆核电站的燃料循环与处理 • 反应堆核电站的环境影响与监管 • 反应堆核电站的发展趋势与未来展望
01 核能与核电站概述
核能的基本原理
01
02
03
核裂变
重原子核分裂成两个较轻 的原子核，同时释放出巨 大能量。
开展核能基础研究、应用研究和前沿技术研究， 推动核能技术创新。
核能学术交流
通过学术会议、研讨会等方式，促进核能领域的 学术交流和合作。
THANKS FOR WATCHING
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评估内容主要包括对空气、水、土壤等环境因素的监测和评价，以及对生态、人体 健康等方面的影响分析。
评估过程中需综合考虑核电站的选址、设计、建设和运营等多个阶段的环境影响， 以确保核电站建设和运营的可持续性。
核电站的辐射防护与控制
核电站的辐射防护与控制是确保 核电站安全运行的重要保障措施
。
辐射防护与控制主要包括对放射 性物质的监测、控制和处置，以 及对工作人员和公众的防护措施
核聚变
轻原子核结合成重原子核 ，同时释放出巨大能量。
核反应
通过控制核反应速度，实 现核能的平稳释放。
核能的优点与缺点
优点
能量密度高、能源稳定、对环境 影响小等。
缺点
核废料处理困难、安全风险、政 治风险等。
核电站的种类与工作原理
压水堆核电站
利用反应堆内的高压水作 为冷却剂，将核能转化为 热能，再通过蒸汽轮机转 化为电能。
反应堆类型
根据用途和堆型，反应堆可以分为压 水堆、沸水堆、重水堆等。
反应堆核电站的主要系统
反应堆系统
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压水堆燃料组件
棒束长 : 约3~4m 燃料棒的排列：15×15或17×17
燃料棒的排列 15×15 或 17×17
燃料元件与燃料组件
燃料元件
燃料组件
控制棒组件及控制棒驱动机构
控制棒驱动 机构 控制棒组件
控 制 棒
冷却剂泵（主泵） 冷却剂泵
飞轮
电机
电机轴
泵轴
冷却剂出口
冷却剂入口
蒸汽发生器
汽水分离器 给水入口
第一座核电站
Obninsk（奥布宁斯克）RBMK (27 July 1954, Soviet)
堆 型：石墨水冷反应堆 慢化剂：石墨 冷却剂：轻水 电功率： 5MW 投入运行：1954年 退 役：2002年 地 址：苏联
标志：人类开始了和平利用原子能的历史
美国Nautilus(鹦鹉螺号) SSN-571,1954
舰艇名：鹦鹉螺号 SSN-571 堆 型：压水堆 下 水：1954年 国 家：美国 退 役：1983年 可在水下连续航行30天 1960年USS海神号未出 水面围绕着地球航行了一周
第一艘核潜艇
第一个商用核电厂
First Commercial NPP
电站名：希平港（
Shippinport ）核电站 堆 型：压水反应堆 地 址：美国宾西法尼 亚州匹兹堡希平港 建 造：1954年建造 并 网：1957年并网 热功率：230MW 电功率：60MW 退役：1982年
4 Circulating pump 5 Control rod drive 9 Low pressure turbine 10 Generator Generator 14 Preheater 15 Feedwater pump
Heavy water reactor (CANDU)
蒸汽
给水
Fast breeder reactor (FBR)
秦 山 二 期 核 电 站
秦山三期核电站
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特 点：我国首座重水堆核电站 机组规模： 2×728MW 堆 型：重水堆核电机组（CANDU） 设计单位：加拿大原子能公司（AECL）总承包 并网发电： 2002年11月19日和2003年6月12日 投 资: 总投资28.80亿美元，实际比造价： <1800美元/千瓦 厂 址：浙江海盐县
安全壳 Containment
第二代商业堆（1970-1995投入运行的）
第二代核电站证明了经济上的可行性
第二代核电站是指20世纪70年代至现在正在运行的大部分 商业核电站，证明了发展核电在经济上是可行的。 20世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的 发展，各国先后建成了400多台压水堆、沸水堆或重水堆第 二代核电站，其中压水堆占60%以上。 但是前苏联切尔诺贝利核电站严重事故和美国三哩岛核电站 严重事故的发生，说明了第二代核电站在设计上对发生严重 事故的可能性认识不足。这两起事故引起了公众对核电的安 全性的疑虑，不少国家的核电发展因此停滞。
1 Reactor pressure vessel 2 Fuel rods 3 Control rod 6 Fresh steam 7 Feedwater 8 High pressure turbine 11 Exciter 12 Condenser 13 Cooling water water 16 Cooling water pump 17 Concrete shield
岭澳核电站
田湾核电站
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特 点：我国首座引进的俄罗斯堆型 机组规模： 2×1060MW 堆 型：俄罗斯AES-91型压水堆核电机组（VVER） 设计单位：由俄罗斯总承包 并网发电：计划2006年并网发电 厂 址：江苏连云港
第三代核电站
吸取第二代核电在安全上的教训对核电规模发展提出的新要 求：《美国用户要求文件（URD）》介绍 针对公众对核电安全性、经济性的疑虑，美国电力研究院在 美国能源部和核管会的支持下，对进一步大力发展核电的可 行性进行了研究，认为从已有的经验和技术来说美国能够开 发出新一代的核电站，其安全性和经济性可以被公众接受； 根据其研究成果制定出了《美国用户要求文件（URD）》， 对新建核电站的安全性、经济性和先进性提出了要求。随 后， 欧洲也出台了《欧洲用户要求文件（EUR）》，表达了与 URD文件相同和相似的要求。
核反应堆和核电站概述
什么是核反应堆？ 反应堆类型？ 反应堆堆芯包含那几种重要材料？ 反应堆堆芯的基本构成单位？ 反应堆如何控制？ 如何实现裂变能量的释放？ 堆内中子的运动规律？
核反应堆概述
核反应堆是一种以可控方式产生自续链式核反应的 装置。 根据原子核产生能量的方式，可以分为裂变反应堆 和聚变反应堆两种。 按用途可以分为生产堆、试验堆和动力堆。 按冷却剂或慢化剂的种类不同，可以分为轻水堆、 重水堆、气冷堆、熔盐堆和液态金属冷却堆 按引起裂变反应的中子能量不同，可以分为热中子 反应堆和快中子反应堆。 压水堆是由核燃料、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。
大亚湾核电站
岭澳核电站
• 特 • • • • • • • 点：采用大亚湾核电站技术 翻版加改进方案 机组规模： 2×980MW 堆 型：压水堆核电机组 设计单位：法国类型，中国设计 并网发电：2002年2月1日和5月6日 设 备： 投 资: 总投资： 40亿美元, 比造价： 2040美元/千瓦 厂 址：广东深圳
核电厂中的能量转换与转递
蒸汽的热能 水的热能 核能 叶轮的机械能 电能
核能如何转变成热能
燃料芯块到冷却水 的热量传递 冷却水的载热和热 量释放
蒸汽如何转化成电能
蒸汽的产生 蒸汽在汽轮机 中作功 转子带动发电机发电
能量转换
核能
动力装置 发电机 蒸汽的动能（热能） 汽轮机
电能
机械能
核电站厂房
安全壳厂房 汽轮发电机厂房 一回路辅助厂房
压水堆 (PWR)
1 压力壳，2 燃料组件，3 控制棒，4 控制棒驱动机构，5 稳压器，6 蒸汽发生器，7 主泵， 8 主蒸汽管。9 给水管，10 汽轮机高压级，11 低压级，12 发电机，13 励磁机，14 冷凝器。 15 冷凝水管，16 给水泵。17 给水预热器，18 安全壳，19 冷凝水泵
Boiling water reactor (BWR)
反应堆发展概况
国内第二代商业堆（1970-1995投入运行的） −压水堆(秦山、大亚湾、岭澳） −沸水堆 −VVER(田湾) −CANDU(秦山三期)
秦山核电站
•特 点：我国自行设计、建造的第一座核电站 • 机组规模：1×300MWe •堆 型：压水堆核电机组 • 设计单位：上海核工程研究设计院等 • 并网发电：1991年12月15日 •设 备：按资金统计，国产占70%，进口占30% •厂 址：浙江海盐县
U型传热管
环形下降 通道
稳压器
多重屏障
燃料芯块 元件包壳 一回路压力边界 安全壳 放射性保护区
防止放射性物质外泄 的四道屏障
1km 安全壳
燃料芯块、燃料元件棒及燃料组件
压水堆核电厂的基本原理
1. 燃料棒里面的核燃料发生裂变反应产生热能 2. 燃料棒把压力容器内的一回路高压水加热到 300多度 3. 一回路高温高压水在蒸汽发生器内加热二回 路水，使其变成蒸汽，驱动汽轮发电机发电
Gas cooled reactor
反应堆发展概况
Hale Waihona Puke 1942年美国首次建成了反应堆。1954年，前苏 联建成了世界上首座核电站。
从那以后，反应堆在许多国家和地区得到 了广泛的发展和应用。
第一代核电站 第二代核电站 第三代核电站 第四代核电站
第一代原型堆（1970以前）
−压水堆（Pressurized Water Reactor）是 美国为核潜艇设计的堆型（1954年下水的 “鹦鹉螺 ”号）。 −1957年美国希平港PWR核电站60MW建成 以来，经过多年来一系列的不断改进，现在 走过了第一代原型堆 第一代核电站证明了技术上的可行性
反应堆压力容器
功能
堆芯(活性区)
反应堆的心脏 产生自持链式核裂变反应 以热的形式释放裂变能 核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 通常还含有可转变核素 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 控制材料：控制中子数
组成
控制棒组件 可燃毒物 可溶毒物
控制棒
冷却剂：吸收热量 并带出堆芯
第三代堆核电站
第三代堆派生于目前运行中的反应堆，设计基于同 样的原理，并在技术上汲取这些堆几十年运行经验。安全 性被作为首要参考因素，减少事故发生概率，增加安全装 置冗余度，非能动安全设计可保机组在发生事故时仍能正 常运行。 ABWR：GE＋日立 APWR，APWR+：日本三菱＋西屋 ACR：AECL(加拿大原子能有限公司） AP600，AP1000: 美国西屋技术 EPR：欧洲压水堆，法国技术
秦山三期核电站
大亚湾核电站
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特 点：我国第一座中外合资核电站 机组规模： 2×984MW 堆 型：压水堆核电机组 设计单位：法国法马通公司 并网发电：1994年2月1日和5月6日 投 资: 总投资40亿美元, 比造价：2040美元/千瓦 厂 址：广东深圳大亚湾 供 电： 70％电力供应香港，30％电力供应广东电网
先进沸水堆(ABWR)
日本（四座） 台湾（核四厂）
• 电功率1350MWe • 第一座1996年日本
APWR+
三菱重工＋西屋公司联合设计 电功率1750MWe 17×17燃料组件 燃料长度4.3m 换料周期：24个月 高性能蒸汽发生器 计划在2010 年代后半期开始投入运行