压水堆核电站反应堆核能与反应堆基础知识
简述压水堆核电站的原理流程及作用
简述压水堆核电站的原理流程及作用
压水堆核电站是一种常见的核电站类型，其原理流程如下：
1. 核反应堆：压水堆核电站采用铀核燃料进行核裂变反应。
铀燃料经过加工制成小颗粒的燃料元件，装入核燃料组件中放置在核反应堆中。
2. 反应堆压力容器：核反应堆由反应堆压力容器包裹，其主要作用是容纳核燃料，维持反应堆内部的高压状态，以及承受核反应过程中产生的热量和中子辐射。
3. 热水循环：核燃料在反应堆中进行核裂变反应时会释放出大量的热量，这些热量通过循环的高压水冷却剂来吸收。
冷却剂在反应堆压力容器内部形成循环，将核燃料释放的热量带出反应堆。
4. 蒸汽发生器：冷却剂经过吸热后，进入蒸汽发生器。
在蒸汽发生器中，冷却剂与外部循环的非放射性水流进行热交换，将冷却剂的热量转移到非放射性水中，使之蒸发为高温高压蒸汽。
5. 蒸汽涡轮机：由于高温高压蒸汽的压力能量，通过蒸汽涡轮机将热能转化为机械能。
蒸汽涡轮机驱动发电机旋转，产生电能。
6. 冷却水循环：蒸汽在蒸汽涡轮机中释放部分能量后，通过凝汽器冷凝，转化为水。
凝汽器中冷却水从外部环境吸收热量，使蒸汽得以冷凝为水。
冷凝后的水再次进入蒸汽发生器，参与循环。
压水堆核电站的主要作用是通过控制核反应堆中的核裂变反应来产生高温高压的蒸汽，然后利用蒸汽驱动汽轮发电机组产生电能。
同时，核电站还能提供稳定可靠的电力供应，减少对传统化石燃料的依赖，降低碳排放，实现清洁能源和可持续发展。
此外，核电站还可以用于核科学研究、医疗放射性同位素生产等多个领域。
压水堆重点
压水堆核电站入门重点一、名词解释（2题，共10分）1、压水堆2、反应堆反应堆是以可控方式产生自持链式核裂变反应的装置，产生、维持和控制链式核裂变反应3、核安全及其三要素核安全：在核设施设计、制造、运行及停役期间为保护核电厂工作人员、公众和环境免受可能的放射性危害所采取的所有措施的总和。
这些措施包括：（1）保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放。
（2）预防故障和事故的发生。
（3）限制发生的故障或事故后果。
即核安全取决于设备的可用性、人的行为、工作组织与管理的有效性。
核安全的三大功能(也称作三要素)是：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。
4、固有安全性固有安全性被定义为：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。
具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备反应性的反应堆体系被称为固有安全堆。
二、判断题（10题，共20分）1、一二回路的放射性问题一回路水的放射性主要来自于中子活化产物（其中主要是钴60）以及裂变气体。
中子活化产物是一回路材料在反应堆中子的照射下产生的放射性同位素，裂变气体是核燃料裂变反应后产生的一些放射性气体（氙、氪等）。
一回路通过蒸汽发生器将热量传递到二回路，由于蒸汽发生器的屏蔽，只要传热管不发生破损，一回路水不泄漏到二回路，二回路的水就不会有放射性。
2、与主回路相连的系统，与安注系统相连的系统与反应堆冷却剂系统（RCP）相连的有：化学与容积控制系统（RCV），余热排出系统（RRA），安全注入系统（RIS）与安注系统（RIS）相连的有：安全壳喷淋系统（EAS），反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统（PTR）3、设备冷却水系统（RRI）是否有泄漏，如何检测主要检测波动箱的水位变化，一旦出现冷却水漏失，波动箱水位就会异常降低，主控室会出现警报。
核电知识
4、磁力提升型控制棒驱动机构
的优缺点
• 控制结构简单、制造方便、磨损小、寿命长及 使用安全可靠的优点，同时提升力大，寿命长， 经济性也较好。
• 当按设计程序通直流电时，就能使控制棒上下 运动，并由位置指示器指示其位置。
• 磁力提升型驱动机构的提升或下插运动形式不 是连续的，也不可微调，而是以某一设计规定 长度（称为步距或跨距）阶跃式地或称步进式 地运动。
•
4、纵深防御原则
• 所谓纵深防御原则是指由三级相继 深入依次增援的防御体系形成的防御原 则。具体地说它包括三个安全层次，它 们是： 第一级防御(第一个安全层次)预防。 第二级防御(第二个安全层次)监控。 第三级防御(第三个安全层次)限制事 故后果。
十一、核设备的安全要求
• 核设施安全的主要原则是使公众和厂内工作人 员遭受到的幅照 “合理可行尽量 低”(ALARA)。 HAD 102/03按安全功能丧失的后果、部件执 行该安全功能的概率、再考虑需执行安全功能 时不能执行该功能的概率定出安全级，分为４ 级。安全１级部件指执行防止裂变产物逸出功 能的设备；安全２级部件指执行减轻事故后果 功能的设备；安全３级部件指对上两级设备安 全功能执行支持功能的设备；安全３级部件指 对上两级设备安全功能执行支持功能的设备； 安全４级部件则是上三者之外的设备。
2、蒸汽发生器的构造
重 300 吨 支撑环重 16 吨
九、安全壳
• 1. 安全壳的功能 安全壳是压水堆核电厂隔离放射性物质三
道屏障的最后一道屏障，其功能包括： a. 在反应堆正常运行期间，对冷却剂系统的 放射性辐射提供生物屏蔽，并限制污染的气体 泄漏。 b. 在一回路或二回路发生泄漏事故时，承受 内压，并限制放射性产物的泄漏。 c. 对外部事件(飞射物)进行防护，保护反应 堆。
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。
各种反应堆的原理
各种反应堆的原理反应堆是利用核能产生能量的设备，它可以利用核裂变或核聚变产生巨大的热能，然后通过控制和引导这些能量来产生蒸汽，最后驱动涡轮机发电。
下面将介绍几种常见的反应堆类型及其原理。
1.压水堆核反应堆（PWR）压水堆核反应堆是最常见的商业核电站反应堆类型之一、其原理是利用浓缩的铀燃料棒产生热能，同时也会产生中子。
这些中子与水中的轻水分子相互作用，使其产生热，然后通过传热器将热能转移到给水中。
这个给水经过加热后变成高温高压的蒸汽，然后驱动涡轮机发电。
2.沸水堆核反应堆（BWR）沸水堆核反应堆也是一种商业化运行的核反应堆类型。
其原理是使用浓缩的铀燃料棒，通过核裂变产生的热能直接将水变成蒸汽。
由于直接使用水作为冷却剂和工质，它不需要传热器。
生成的蒸汽直接送入涡轮机来驱动发电机。
3.高温气冷堆核反应堆（HTGR）高温气冷堆核反应堆是一种利用高温气体冷却的堆芯来产生热能的反应堆。
其原理是使用固体燃料，如石墨或陶瓷颗粒，通过核裂变释放热能。
然后通过冷却剂，如氦气，高温液体金属等，将热能转移到热交换器中，并最终转化为蒸汽使发电机运行。
4.快中子反应堆（FBR）快中子反应堆是一种使用高能快中子进行核裂变的堆芯的反应堆。
其原理是利用高质量的钚或钍等燃料产生大量的中子，然后利用这些中子进行核裂变，产生大量的热能。
该反应堆同时可以产生额外的燃料，这使它具有较高的燃料利用率。
石墨、钠、铅和氦等可以用作冷却剂。
5.离子迁移反应堆（IMR）离子迁移反应堆是一种采用离子迁移材料来促进和控制核裂变反应的反应堆。
它使用离子迁移膜，通过离子的迁移使核反应堆得到加速或减速。
通过使用这种材料，离子迁移反应堆可以更好地控制裂变反应速率，使燃料的使用效率更高。
以上是一些常见的反应堆类型及其原理。
各种反应堆根据不同的设计目标和应用需求，采用不同的结构、燃料和冷却剂等技术，但它们的基本原理都是通过控制和利用核能产生热能，然后将其转化为电能。
核电基本常识
核电基本常识一、什么是核能？核能，又称原子能，是指原子核所具有的能量。
原子核由质子和中子组成，质子带正电，中子不带电。
当原子核发生变化时，会释放出大量的能量。
这种能量既可以用于和平目的，也可以用于制造核武器。
二、什么是核电站？核电站是利用核能产生电能的设施。
核电站的核心部分是核反应堆，通过核裂变或核聚变过程产生热能，再将热能转化为电能。
核电站的工作原理与火力发电厂相似，但燃料不同。
火力发电厂使用煤、石油等化石燃料，而核电站使用铀等放射性物质作为燃料。
三、核电站的类型根据核反应堆的类型和冷却方式，核电站可以分为以下几种类型：1. 压水堆核电站：压水堆（PWR）是目前世界上应用最广泛的核电站类型。
其特点是采用高压水作为冷却剂和减速剂，通过控制棒调节反应堆的功率。
压水堆核电站的安全性和经济性较好，但建设成本较高。
2. 沸水堆核电站：沸水堆（BWR）是一种较早的核电站类型，其特点是采用低浓度的铀燃料，以轻水为冷却剂和减速剂。
沸水堆核电站的建设成本较低，但安全性略低于压水堆。
3. 重水堆核电站：重水堆（PHWR）是一种使用重水作为冷却剂和减速剂的核电站类型。
重水堆核电站的功率密度较高，但建设成本较高，且对铀燃料的利用率较低。
4. 高温气冷堆核电站：高温气冷堆（HTGR）是一种采用石墨作为减速剂，氦气作为冷却剂的新型核电站类型。
高温气冷堆核电站的安全性和经济性较好，但目前仍处于研发阶段。
四、核电站的运行原理核电站的运行原理主要包括以下几个步骤：1. 核裂变：在核反应堆中，铀燃料棒被放入装有慢化剂的水容器中。
当铀原子核吸收中子后，会发生裂变反应，释放出大量的能量和中子。
这些中子会继续撞击其他铀原子核，引发更多的裂变反应。
2. 热交换：裂变产生的热量将水加热成蒸汽，蒸汽带动汽轮机旋转，从而驱动发电机产生电能。
同时，冷却系统将蒸汽冷凝成水，循环使用。
3. 控制反应：为了保持核反应堆的稳定运行，需要通过控制棒调节反应堆的功率。
压水堆核电厂培训
辐射监测系统
核电站需要建立，对环境和人 员进行辐射监测
应急救援协调
建立合作关系
01 核电站需要与当地政府、公安消防等部门建立紧密合作关系
协调机制
02 包括信息共享、资源互助等内容
重要保障
03 应急救援协调是核电站应对突发事件的重要保障
应急演练与评估
定期组织应急演练
检验应急预案的可行性 和有效性
应急演练内容
热量转化
核反应堆产生热量，蒸汽发生 器将热量转化为蒸汽
核电站安全设施
被动安全系统
依靠物理原理实现核反 应堆的安全关闭
主动安全系统
由设备和人员操作组成 用于监控和调节核反应 堆的运行状态
应急安全系统
用于应对突发事故和情 况
核电站安全
核电站的安全是首要任务。安全设施是核电站 重要的组成部分，多重安全系统的设计和应用 是确保核电站安全运行的关键。操作人员对安 全系统的熟悉和掌握，是预防核事故的关键。
●02
第2章 压水堆核电厂操作
规程
核电站操作手册
核电站操作手册中包含了操作规程、应急程序 和安全程序等内容。操作规程详细描述了核电 站各个部件的操作步骤和注意事项。操作人员 需要严格按照操作手册执行操作，确保核电站 安全运行。
核电站事故处理流程
警戒 应急措施和人员行动
紧急 应急措施和人员行动
警报 应急措施和人员行动
●03
第3章 压水堆核电厂安全
管理
核安全管理体系
组织结构
01 核安全管理体系的重要组成部分
管理流程
02 核安全管理体系的内容之一
责任分工
03 核安全管理体系的要点
安全事件报告与处理
第一时间报告 安全事件发生后的行动
压水堆核电基础知识第二章P5-15
第二章原子核物理基础和中子物理学反应堆是一个强大的中子辐照场。
同时，反应堆中有燃料、慢化剂、结构材料和控制材料等。
反应堆的运行建立在中子与这些物质相互作用的基础上。
本章将介绍与反应堆有关的原子核物理基础知识。
主要是中子物理学基础。
首先，对物质的组成、原子核的结构、基本性质和核衰变作一简单介绍。
然后，介绍中子与核的各种核反应。
最后，对核裂变的机理作了介绍，并给出了反应堆热功率和衰变热的计算公式。
2.1 物质的组成宇宙中任何物质都是由一百零几种元素的原子组成。
原子是保持物质化学性质的最小粒子，但原子并不是物质组成的最基本的单位，原子作为客观实体存在，它的直径为一亿分之一厘米（10-8厘米），但原子并不是不可再分的最小微粒。
今天人类对原子的认识是：原子又是由原子核（原子的核心）及核外电子组成，形成一个“小太阳系”。
2.1.1 原子核的组成原子由原子核和核周围的电子组成。
原子核带正电，电子带负电。
由于原子核所带的正电荷和电子所带的负电荷的绝对值相等，因而原子是电中性的。
实验已经证实，原子的全部质量几乎都集中在原子核之中。
原子核由质子和中子这两种基本粒子组成。
质子带一个单位的正电荷，其电量等于电子电荷的电量。
这种粒子实际上就是氢原子的核，也就是去掉其唯一电子的氢原子。
中子不带电。
质子和中子的质量分别为：Mp＝1.007277原子质量单位Mn＝1.008665原子质量单位1个原子质量单位定义为中性的12C原子质量的1/12。
1原子质量单位＝(1.6605655±0.0000086)×10-24克。
因而质子、中子以克为单位的质量分别为：Mp=1.672648×10-24克Mn=1.674954×10-24克由此可见，中子稍稍重于质子。
电子的质量Me＝0.000549原子质量单位。
所以整个原子的质量几乎就是原子核中质子和中子的质量。
设某一原子核由Z个质子和N个中子组成，Z和N分别表示该元素的原子序数和原子核内的中子数。
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站是一种常见的核电站类型，其工作原理如下：
1. 核燃料的使用：压水堆核电站使用低浓缩铀（U-235）作为
核燃料。
铀矿石被加工成浓缩的铀燃料棒，然后装入核反应堆。
2. 反应堆：核反应堆是核电站的核心部分，它包含大量的燃料棒（通常有数千个），并由冷却剂包围。
冷却剂一般是水。
3. 燃料棒中的核裂变：核燃料在核反应堆中被中子激活，引发核裂变反应，产生大量的热量。
4. 热量传递：核裂变带来的热量将被传递给循环系统，以便产生蒸汽。
5. 蒸汽产生：核反应堆中的热量使循环系统中的水变为高温高压的蒸汽。
6. 蒸汽驱动涡轮机：蒸汽进一步流入涡轮机，蒸汽流通过涡轮使其旋转。
7. 发电机运转：涡轮机旋转带动发电机运转，将机械能转化为电能。
8. 冷却剂循环：经过涡轮机后，蒸汽会被冷凝成水，并通过冷却剂循环系统重新注入核反应堆。
9. 安全控制：核电站配备了多重安全系统，以确保核反应过程的安全性，如反应堆冷却、核裂变链式反应的控制等。
总结起来，压水堆核电站的工作原理是通过核裂变产生热能，将燃料棒中的热量传递给循环系统中的水，使其转化为高温高压的蒸汽，然后利用蒸汽驱动涡轮机运转发电机，最终产生电能。
同时，核电站配备多层安全系统以确保反应的安全进行。
压水堆核电站
04
特点：高效、 可靠、环保， 是核电站的核
心设备之一
核安全文化
安全原则
安全第一：确保核 电站的安全是首要
任务
预防为主：采取预 防措施，避免事故
发生
责任明确：明确各 级人员的安全责任
持续改进：不断改 进安全管理，提高
安全水平
Байду номын сангаас
培训教育：加强员 工培训，提高安全
压水堆核电站
演讲人
目录
01. 基本构成 02. 核安全文化
基本构成
反应堆
1 反应堆类型：压水堆核电站的反应堆类型为轻水反应堆。 2 燃料：核燃料，如铀235等。 3 冷却剂：轻水，如普通水。 4 控制棒：用于控制反应堆的链式反应速度。 5 安全壳：用于保护反应堆，防止辐射泄漏。 6 蒸汽发生器：用于将反应堆产生的热量转化为蒸汽，推动汽轮机发电。
蒸汽发生器
作用：将核反应堆产生的热量转 化为蒸汽
结构：主要由管束、壳体和传热 管组成
工作原理：通过核反应堆产生的热 量加热传热管内的水，产生蒸汽
安全措施：设有安全阀、压力表等 安全装置，确保设备安全运行
汽轮发电机
01
作用：将核能 转化为电能
02
原理：利用蒸 汽推动汽轮机 旋转，带动发
电机发电
03
培训方式： 理论授课、 实际操作、 模拟演练等
培训对象： 核电站员工、 管理人员、 技术人员等
培训频率： 定期进行， 确保员工掌 握最新安全 知识和技能
谢谢
意识
信息公开：及时公 开核电站的安全信 息，接受社会监督
安全措施
1 建立完善的安全管理体系 2 定期进行安全检查和评估 3 加强员工培训和应急演练 4 确保设备安全可靠，定期进行维护和升级 5 建立有效的信息沟通和报告机制 6 加强与政府和公众的沟通和合作，提高公众对核安全的认识和信心
核电知识一基本知识
四、 核安全
▪ 1、纵深防御原则
▪ 核电站为我们生产大量电力,同时,也会生产大量我们所 不希望得放射性,为了保护电站工作人员与电站周围居 民得健康,核电站始终坚持“质量第一,安全第一”得原 则、
▪ 核电站由四个反应堆组成,每个能产生1千兆瓦特 得电能(3千2百兆瓦特得热功率),核事故时四个反 应堆共提供了乌克兰10%得电力。
▪ 厂房得工程始于1970年代,1号反应堆于1977年启 用,接著2号(1978年)、3号(1981年)、4号(1983年) 亦相继启用。还有两个反应堆(5号及6号,每个能 产生10亿瓦特)在事故时仍建造中。
▪ 2005年一份国际原子能机构得报告认为直到当时有56 人丧生—47名核电站工人及9名儿童患上甲状腺癌— 并估计大约4000人最终将会因这次意外所带来得疾病 而死亡。
▪ 绿色与平组织及其她人都对研究结果作出争论。
3、三哩岛核事故
▪ 三哩岛核泄漏事故,通常简称「三哩岛事 件」,就是1979年3月28日发生在美国宾夕 法尼亚州萨斯奎哈河三哩岛核电站得一次 严重放射性物质泄漏事故。
建立周密得程序,严格得制度与必要得监督,加强 对核电站工作人员得教育与培养,使得人人关心安 全,人人注意安全,防止发生故障、 ▪ 第二道防线: ▪ 加强运行管理与监督,及时正确处理不正常情 况,排除故障、
▪ 第三道防线:
▪
必要时启动由设计提供得安全系统与保护系统,
防止设备故障与人为差错酿成事故、
▪ 第四道防线:
▪ 根据国际核事故分级表,切尔诺贝尔与三哩岛核事故得评 级分别为第7级与第5级。
核反应堆类型及其特点比较
核反应堆类型及其特点比较核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
根据反应堆的设计和工作原理的不同，核反应堆可以分为多种类型。
本文将对几种常见的核反应堆类型及其特点进行比较。
一、压水堆（Pressurized Water Reactor，PWR）压水堆是目前最常见的商业核反应堆类型之一。
它采用轻水作为冷却剂和减速剂，核燃料使用浓缩铀或钚铀混合物。
压水堆的特点如下： 1. 高压冷却剂：压水堆中的冷却剂保持在高压状态下，这使得冷却剂在高温下仍然保持液态，从而提高了热传导效率。
2. 反应堆压力容器：压水堆采用一个厚重的反应堆压力容器来容纳核燃料和冷却剂。
这种设计可以有效地防止辐射泄漏。
3. 负温度系数：压水堆的反应性系数为负，这意味着当反应堆温度升高时，反应性会下降，从而提高了反应堆的稳定性。
二、沸水堆（Boiling Water Reactor，BWR）沸水堆也是一种常见的商业核反应堆类型。
它与压水堆的主要区别在于冷却剂直接在反应堆中沸腾产生蒸汽，然后通过蒸汽发电机产生电能。
沸水堆的特点如下：1. 单回路系统：沸水堆采用单回路系统，即冷却剂直接在反应堆中沸腾产生蒸汽，然后通过蒸汽发电机产生电能。
这种设计简化了系统结构，提高了效率。
2. 正温度系数：沸水堆的反应性系数为正，这意味着当反应堆温度升高时，反应性会增加，从而提高了反应堆的稳定性。
3. 辐射泄漏风险：由于沸水堆中的冷却剂直接与核燃料接触，因此存在辐射泄漏的风险。
为了减少辐射泄漏，沸水堆采用了多层防护措施。
三、重水堆（Heavy Water Reactor，HWR）重水堆使用重水（氘化水）作为冷却剂和减速剂，核燃料使用天然铀或浓缩铀。
重水堆的特点如下：1. 高减速比：重水堆中的重水具有较高的减速比，可以更有效地减慢中子速度，提高核燃料的利用率。
2. 低燃料浓缩度：重水堆中的核燃料浓缩度较低，这使得重水堆可以使用天然铀作为燃料，减少了浓缩铀的需求和核燃料循环的复杂性。
压水堆核电厂先进核反应堆结构原理课件 (一)
压水堆核电厂先进核反应堆结构原理课件(一)压水堆核电厂是目前较为常见的核能发电方式，其先进核反应堆结构原理课件则是学习核能工程相关知识必备的资料之一。
本文将从以下四个方面介绍这一课件。
一、内容概述先进核反应堆结构原理课件分为五个主要模块：堆芯和反应控制系统、热控制系统、冷却剂系统、安全系统和辐射防护系统。
通过这些模块的学习，可全面掌握压水堆核电厂的结构原理，了解核能发电的基本工作原理。
二、主要内容1. 堆芯和反应控制系统堆芯是核反应堆中最重要的组成部分，它由燃料棒和控制元件组成。
其中，燃料棒是核反应堆的能量源，控制元件则是用于调节反应速率的重要部件。
本模块重点介绍了核反应堆堆芯的组成、燃料棒材料的选择和控制元件的种类及作用。
2. 热控制系统热控制系统是核反应堆中用来控制温度的技术手段。
本模块介绍了反应堆热控制系统的原理和组成，包括慢化剂的选择、模拟器的设计和燃料元件的热力学特性等内容。
3. 冷却剂系统冷却剂系统是核反应堆中实现热量传递的主要手段。
本模块介绍了冷却剂系统的组成和工作原理，包括冷却剂的种类、循环系统的设计以及冷却剂对反应堆性能的影响等问题。
4. 安全系统核反应堆安全是值得高度重视的问题，本模块介绍了核反应堆安全系统的原理和组成，包括事故导致的影响及应对措施等内容。
5. 辐射防护系统辐射防护系统是核反应堆中用来保障人员和环境安全的手段。
本模块介绍了辐射防护系统的原理和组成，包括屏蔽材料的选择和防护结构的设计等。
三、教学实践通过对先进核反应堆结构原理课件的学习，可深入了解核反应堆的组成和工作原理，从而更好地掌握核能发电技术，为日后的工作提供重要的知识储备。
四、结语综上所述，先进核反应堆结构原理课件是核能工程专业学生必备的教学资料。
它系统性地介绍了压水堆核电厂的结构和工作原理，对于深入理解核能发电技术有着不可替代的作用。
压水堆核电厂运行原理及总体介绍
压水堆核电厂运行原 理及总体介绍
二〇一三年八月
核反应
在核物理学中，原子 核在其他粒子的轰击 下产生新原子核的过 程，称为核反应．
原 子 核
电子
2
中子和质子最初就是通过原子核的人工转变 这一核反应发现的：
粒子轰击氮核→质子
14 7
N +
4 2
He → 17 8 O
粒子
+
1 1
H
质子
世界核电分布图
在当前，全世界有33个国家和地区有核电站，核发电量占 全世界发电总量的17%，有的国家甚至超过70%。核电站 中以压水堆、沸水堆所占的比例最大。全世界各种堆型核 电机组数占核电总机组数的份额：压水堆占60%，沸水堆 占20%，重水堆占10%，其他堆占10%。
核电厂的种类
世界核电界就因为日本福岛核事故爆发出现了集 体刹车，我国也不例外。核电项目停止审批、对 在建在运核设施进行安全大检查……一系列紧急 措施的目的只有一个：确保核电安全。安全，始 终是核电发展的首要条件。 今年两会政府工作报告指出，要―安全高效发展核 电‖。在经历了―适度‖、―积极‖、―大力‖等种种调整 之后，我国核电政策用最直白的―安全高效‖宣告 了核电建设的基础和本质。
核电和火电的区别
核电厂外观
火电厂外观
核电和火电的区别
火电厂厂房布置 火电厂厂房布置
核电厂厂房布置
核电和火电的区别
核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规 岛（主要是汽轮发动机组）和电厂配套设施三大 部分组成。核燃料在反应堆内产生的裂变能，主 要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转 换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。 核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应 堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事 故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料 在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂 设置有多项安全系统。
03 第三章压水堆核电厂 先进核反应堆结构原理
下部支承组件－吊篮组件
吊篮组件 热中子屏蔽 围板幅板组件 堆芯下栅格板 流量分配板 堆芯二次支承和测量通道
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堆芯下部支撑结构
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堆芯上部支撑结构
堆芯上栅格板 支承柱 控制棒束导向筒 上部支承板
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堆芯上部支撑结构
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堆芯上部支撑结构
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压水堆堆芯组件
核燃料组件 棒束控制棒组件 可燃毒物组件 中子源组件 阻力塞组件
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核电厂主回路系统简介
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主、辅助系统
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3.1 压水堆堆芯（reactor core）
堆芯设计满足的一般要求： 1 堆芯功率分布尽量均匀，以便堆芯有最大的功率输出 2 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，提高中子经济性 3 要有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力 4 有较长的堆芯寿命，适当的减少换料操作次数 5 堆芯结构紧凑，换料要简易方便。
作用： 1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 堆内构件的支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 (杂质少，纯度高)2 适当的强度和足够的韧性 3 低的辐照敏感性 4 导热性能好：热应力 5 便于加工制造，成本低
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压力容器选材
当前反应堆压力容器材料普遍选 用低合金钢，与冷却剂接触 表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
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初级中子源组件
作用： 1 提高中子通量 2 点火
初级中子源 2个组件：1＋1＋16＋6
材料：锎 结构与位置 1.06×17.7， 堆芯下部 初装料情况
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次级中子源组件
次级中子源 2个组件：4＋20
材料：锑、铍 作用，二次启动
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阻力塞组件
作用： 结构与材料： 304不锈钢，短棒
压水堆核电站反应堆核燃料管理基础知识
压水堆核电站反应堆核燃料管理基础知识6.1核燃料循环概述............6.2堆芯燃料管理..............6.2.1绪言...................6.2.2换料方式概述 ..........6.2.3压水堆装料换料布置方式6.3堆芯装换料的佳化研究……复习题.........................6.1核燃料循环概述铀矿的开采，燃料元件制备，燃料在反应堆内的'、燃烧〃,直到从卸料元件中回收燃料这样一个全过程，称核燃料循环。
整个核燃料循环管理可以分为三个部分：(1)燃料的首端管理：采矿、转型、加浓及燃料元件的制备；(2)堆内燃料管理：堆内燃料布置，反应性和控制要求的估算，燃料成分随运行时间的变化，功率分布分析，堆芯性能评价，以及在整个寿期内的卸料和装料程序；(3)燃料的尾端管理：燃料储存、运输、后处理及废物处理。
第一章中曾经指出，核电站在经济上优于常规电站。
其主要原因在于它的燃料成本非常低。
它主要取决于堆芯燃料管理以取得最低的燃料成本。
本章首先概略介绍一下核燃料循环中的各主要环节；重点介绍堆芯核燃料管理。
加深燃料的燃耗深度，从而提高燃料利用率；获得更均匀的堆芯热功率分布，从而有利于载出更多热量。
使得核电站电价降低。
6.2堆芯燃料管理6.2,1绪言无论是核电或火电，发电成本包括投资（或基建）成本，运行与维修成本和燃料成本。
核电站的电价低于常规电站，其主要原因在于它的燃料成本非常低。
在核电成本中，燃料费约占20%或更少，而常规火电站的发电成本中，燃料成本约占60-70%o堆芯燃料管理是降低燃料成本中最重要的环节。
其主要目标是使卸料的平均燃耗深度尽可能地达到设计的允许限值。
在堆芯燃料管理中，通过对堆芯内的燃耗计算及包括核的和经济的各种限制条件下，选定换料程序和装料方案，可以预估（和测量）堆芯内各同位素的成分和燃料深度。
在堆芯燃料管理中，同时要研究在堆芯的核性能和热工条件的限制下，力求使燃料成本为最低。
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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。
1946年我国科学家钱三强，何泽慧夫妇发现了铀核在中子的轰击下有时会分裂成三块或四块，但这种机会要小得多，这种分裂现象一般称为三分裂或四分裂。
1942年费米（Fermi）在美国芝加哥大学建成世界上第一座天然铀石墨热中子反应堆CPT,用了40吨天然铀（其中6吨金属铀），385吨石墨，2000根铀棒组成的10.5x10.5x42cm的栅格。
1.1核能的特点核电厂中产生的能量是由于在反应堆装置中，靶核235U在中子的轰击下，产生裂变反应同时释放出大量的能量。
这种由于原子核内部结构组成的变化而释放出来的能量称为核能。
那么核能有哪些特点呢？首先，核能的能值高，一公斤铀全部裂变所释放的裂变能，大约和2700吨煤或2000吨石油相当。
煤和石油的发电是利用物质的化学反应。
而核能的释放是由于原子核的内能变化而产生的能量。
特别是在煤资源、水力资源缺乏的地区，如果用核能来发电，将是很适宜的方案。
到1994年年底，法国的核电已占法国总电力的75.29%o其次，核能主要利用铀、钱同位素。
而这些同位素的矿藏量以及海水中笊所蕴含的能量储藏量丰富广泛。
目前主要用于能源的是化石燃料，也就是煤、天然气和石油，以及水力。
但露天采矿和烧煤对地表的破坏和对环境的污染是很严重的。
更主要的是煤和石油还能为生产化学制品（包括药品、染料、纤维、橡胶和塑料等）提供基本的原料，从长远看，将化石燃料用于原料方面比用作能源可能更有价值。
至于水力资源并不是任何地区都有的，往往是缺少水力资源的大城市、沿海城市却需要更多的电力。
再次，随着核技术的不断完善，核能已被公认为一种价 格上能和其他能源相竞争的发电用能源，见表1.I-Io最后，核能对大自然的环境污染小。
核电厂不放出二氧化碳、二氧化硫和氮的氧化物，不会造成温室效应和酸雨，从而保护了人类赖以生存的生态环境。
当前作为核能利用的主要装置是核电厂。
由于安全措施严格，运行经验丰富，因而1―反应堆防护堵第二道W 障反应压力充-安全壳防护堵第-道用障-兀件包无发生事故的几率很小。
但是为了做到安全可靠，万无一失，并防止事故引起放射性扩散，核电站中设置了三道放射性屏障和应急事故处理系统。
图LIT为压水堆核电站放射性三道屏障示意图。
第一道屏障是核燃料元件棒包壳，它能承受约200大气压的压力。
放射性裂变产物被限制在包壳管内；第二道屏障是反应堆压力容器和一回路耐压管道。
即使燃料元件包壳万一破损，其放射性物质也只能外漏到一回路中；第三道屏障是安全壳，它将反应堆及一回路系统的主要设备密封在安全壳内。
因而，即使第二道屏障万一破损，其放射性物质也只能密封在安全壳内。
更由于它能值高，烧过的燃料还能进行后处理再做成新的燃料。
特别是快中子增殖反应堆的出现，它能对燃料进行增殖，能把不能裂变的2汽1转变成核燃料239pu,大大地增加了对铀资源的利用。
现代人类所能利用的能源，不外乎是水力、化石燃料、核能以及太阳能、风力、潮汐能、地热能等。
水力能源虽有一定的经济价值，但往往受到地理条件的限制，建造费用庞大,电力输送费用高。
至于太阳能、潮汐能、风力及地热发电，目前虽然经过研究试验已开始应用，但要大规模地利用及开发却受到很多条件的限制。
因此，核能是当前比较有现实意义的能源。
1.2核反应堆与核电厂动力系统核反应堆是利用易裂变物质，使之发生可控的自持裂变链式反应的一种装置。
它是核电厂产生能量的主要设备。
1.2.1核电厂动力系统简介图1.2-1给出了核反应堆装置的示意图。
冷却剂经堆芯带走热量经蒸发器，通过主泵再流入堆芯。
这个闭合回路称一次回路，简称一回路。
对于压水堆，一回路也是高温高压回路，由于冷却水是流经堆芯的，因而它具有放射性。
从蒸发器出来的汽通过汽轮机带动发电机发电，从汽轮机出来的汽水混合物通过冷凝器流入蒸发器，这一回路称二次回路，简称二回路。
1.2.2反应堆及其分类当前世界上有各种各样的反应堆，我们可以将他们分一下类。
1.按核反应堆的用途分类生产堆生产易裂变材料，同位素或用于工业规模辐照的反应堆。
它们的主要反应式如238U+n→239Pu6Li+n-3H+,He232Th+n→∞Th→233U239Pu是一种很好的易裂变物质，239Pu裂变时能放出大量的裂变能。
而238U本身对热中子是不裂变的，在自然界的铀矿中，它的丰度为99.2虬大量的232Th存在于自然界，它本身不能裂变。
但它可以吸收中子形成233U,而233U是一种很好的易裂变物质。
利用上述过程，可使大量的2QTh矿资源得到利用。
而6Li放在堆内受中子辐照而产生的瓶CH）则是氢弹的重要物质。
实验堆主要包括零功率装置，实验研究堆和原型堆等。
主要用于实验研究，为设计和研制反应堆或新型堆取得必要的反应堆物理或堆工程数据。
动力堆用作动力和直接发电的反应堆。
它分为移动式（如核潜艇）和固定式（发电）。
动力堆用作发电其优越性越来越被人们接受。
田湾核电站中的反应堆就属于这种范畴。
2.按冷却剂类型分类压水堆轻水作冷却剂、慢化剂。
燃料一般采用低富集的二氧化铀。
轻水慢化，水的导热性能好。
该堆型结构紧凑,功率密度高。
平均燃耗深，负温度系数，比较安全可靠。
高压（14-16兆帕）使得水温在300℃左右而不沸腾。
沸水堆与压水堆一样，冷却剂为水，但允许沸腾，压力低，省去一个回路（一回路与二回路合二为一）。
水沸腾后将使堆芯内中子的慢化性能变差，因而必须增大堆芯体积，燃料装载量要比同样功率的压水堆大50‰⅛右。
重水堆冷却剂、慢化剂都为重水。
由于重水的慢化性能好，热中子吸收截面小，故燃料可用天燃铀。
重水的泄漏是一个要认真对待的技术关键。
气冷堆一般用C02作冷却剂，石墨作慢化剂。
燃耗深，转换比高，体积大。
钠冷堆没有慢化剂，金属钠作冷却剂。
燃料要求高富集铀或铀杯混合燃料，压力低，冷却剂的进出口温差大，功率密度大。
3.按引起裂变的中子能量来分类热中子反应堆引起燃料核裂变的中子能量在0.0253电子伏左右。
大多数压水堆即属于这种类型。
快中子反应堆引起燃料核裂变的中子能量在0.1兆电子伏附近。
例如钠冷堆。
中能中子反应堆引起裂变的中子能量介于热中子堆和快中子堆之间。
综上所述，田湾核电厂中的反应堆装置中靶核裂变时释放出来的能量用来发电，因而它是属于动力堆范畴。
由于它用轻水作冷却剂、慢化剂。
采用低富集的二氧化铀作燃料，堆・次㈣路—∙γ:次网路内压力较高，又称为压水堆。
这种压水堆的优点是反应堆结构简单，功率密度高。
当然为了安全运行，其系统复杂，设备多。
为了获得较高的蒸汽参数，反应堆及其一回路都要在很高的压力下工作，给设计和设备制造带来一定的困难。
同时，它是主要由于热中子引起2"J裂变而释放能量的。
因此又称为热中子反应堆。
复习题1.什么能量称为核能？核能有哪些特点？2.简单叙述田湾核电厂中的反应堆装置的特点o。