核反应堆-核电-核技术-核工程-32 压水反应堆堆本体

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(完整版)反应堆本体结构

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由外向内倒料方式的优缺点
优点：
可以展平堆芯功率，获得较高的燃耗深度，提高核燃料的利用率。从第二循环开始，新装入的燃料组件的富集度为 3.25%，高于首次装料。因为经过一段时间的运行，堆芯内积累了会吸收中子的裂变产物，需要增加后备正反应性。
缺点：
中子注量率的泄漏率较高，导致压力容器中子注量率大，中子利用率较低低，导致换料周期较短，燃料循环成本较高。
偿因燃耗、氙、钐毒素、冷却剂温度改变等引起的比较缓慢的反应性变化。（即调节慢反应）
注：在新的堆芯中，还用可燃毒物棒补偿堆芯寿命初期的剩余反应性。
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堆芯组件
1、核燃料组件
现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有14 14， 15 15，16 16和17 17排列等几种栅格型式。
第三讲反应堆本体结构
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（一）反应堆堆芯
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➢ 反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉，它
是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。
➢ 反应堆通常是个圆柱体的压力容器，其中裂变
材料所在部分称为反应堆堆芯。
➢ 堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物
➢ 燃料元件是产生核裂变
并释放热量的部件。
➢ 它是由燃料芯块、燃料包
壳管、压紧弹簧和上、下端塞组成。燃料芯块在包壳内叠装到所需要的高度，然后将一个压紧弹簧和三氧化铝隔热块放在芯块上部，用端塞压紧，再把端塞焊到包壳端部。
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(a)燃料芯块
➢芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型芯

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。

核反应堆-核电-核技术-核工程-1.4 核电厂主要动力堆简介 (1)

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5、快中子堆
快中子增殖堆有池式和回路式两种形式。池式堆芯分为核燃区和增殖再生区两部分
燃料区：燃料棒按三角形排列，
六角形燃料盒，长54m，对边宽为 17cm ；燃料由富集度为17％的二氧化钚和富集度为83％的二氧化铀组成，核燃料区由364个燃料盒组成；
再生区：四周为天然铀（或贫化）
的氧化物燃料制成，燃料棒直径为15mm ；
池式系统把反应堆堆芯、一回路
钠泵及中间热交换器都浸泡在一个大型钠容器中。
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5、回路式快堆
回路式：用管道将反应堆、热交换器
和泵等各个独立设备连接成一回路冷却水系统。
一座1000MW（电功率）快堆堆
芯的直径约2m，高约lm；
一个功率为1000MW的快堆有
1.4 核电厂主要动力堆简介
1、压水堆（一、二、三回路）
冷却剂和慢化剂：轻水核燃料：富集程度在2%～
4.4%的烧结二氧化铀
压力：15.5MPa 进口水温堆核电厂的核心，其作用是生产核蒸汽。
常规岛主要包括核汽轮发电机组及其厂房和设置在厂房内的二回路系统及设施，与常规火电厂类似。
约为轻水的1/700，重水的中子吸收截面σa=0.92×10-31m2，而轻水的σa=0.638×10-28 m2。。
重水中氘原子的质量是氢原子质量的2倍，D2O慢化中子的能力
不如H20有效，快中子在重水中慢化成热能中子要比在轻水中经历更多次数的碰撞和更长的行程。。
重水具有与轻水相近的优良热物理性能，是很好的冷却剂。但
快堆中不用慢化剂，快堆中一边消耗239Pu ，又一边使铀－238
转变成新的239Pu ，由于只要不断添加238U ，快堆中有多余的 239Pu能不断产生出来，所以只要将这些新产生出来的核燃料，通过后处理不断提取出来，则快堆核电站每过一段时间，它所得到的239Pu ，还可以装备一座相同规模的快堆。

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。

核反应堆技术简介

核反应堆技术简介核反应堆技术是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的技术。

核反应堆是核能发电的核心设备，它能够将核能转化为热能，再通过热能转换为电能。

本文将对核反应堆技术进行简要介绍。

一、核反应堆的基本原理核反应堆利用核裂变或核聚变反应释放出的能量来产生热能，进而驱动发电机发电。

核裂变是指重核（如铀、钚等）被中子轰击后分裂成两个或多个轻核的过程，同时释放出大量的能量和中子。

核聚变是指轻核（如氢、氦等）在高温和高压条件下融合成重核的过程，同样也会释放出巨大的能量。

核反应堆中的燃料一般采用铀、钚等重核，通过控制中子的速度和密度，使其与燃料发生核裂变反应。

核裂变反应产生的中子会继续与其他燃料发生反应，形成连锁反应。

为了控制连锁反应的速度，核反应堆中通常会加入一种称为“控制棒”的装置，通过调整控制棒的位置来控制中子的密度，从而控制反应的速度。

核反应堆中的燃料棒是核反应堆的核心部件，它是由燃料和包覆材料组成的。

燃料一般采用铀-235或钚-239等可裂变核素，包覆材料则是用来保护燃料，防止辐射泄漏和燃料损耗。

燃料棒的排列形式有很多种，常见的有方形排列和六边形排列。

二、核反应堆的类型核反应堆根据使用的燃料和工作原理的不同，可以分为多种类型。

常见的核反应堆类型包括压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）、气冷堆（AGR）等。

1. 压水堆（PWR）压水堆是目前最常见的核反应堆类型，它使用普通水作为冷却剂和减速剂。

核反应堆中的燃料棒被放置在压力容器中，水通过燃料棒周围的管道，吸收燃料产生的热量，然后通过蒸汽发生器转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组发电。

2. 沸水堆（BWR）沸水堆也使用普通水作为冷却剂和减速剂，但与压水堆不同的是，沸水堆中的水直接与燃料棒接触，燃料产生的热量直接将水加热为蒸汽，然后通过蒸汽发生器转化为蒸汽，驱动涡轮发电机组发电。

3. 重水堆（CANDU）重水堆使用重水（氘氧化物）作为冷却剂和减速剂。

简述压水堆本体结构的主要组成部分

简述压水堆本体结构的主要组成部分
压水堆本体结构的主要组成部分包括：
1. 反应堆压力容器（RPV）：也称为核心容器，是反应堆核心的
外部壳体，用于容纳核燃料和控制棒，并承受反应堆内部高温和高压环境。

2. 燃料组件：包括核燃料棒和燃料组件支撑结构。

核燃料棒是
由核燃料颗粒填充的金属或陶瓷材料制成的长型管状结构，用于容纳和控制核燃料。

燃料组件支撑结构用于支撑和固定核燃料棒。

3. 控制棒：用于调节和控制反应堆的核反应速率。

控制棒一般
由吸中子材料制成，如银、铁、钼等。

通过上下移动控制棒的位置，可以调节核反应堆的功率。

4. 冷却剂循环系统：用于将冷却剂（一般为水）从反应堆核心
带走核热，通过冷却剂的循环来控制反应堆温度。

冷却剂循环系统包括主冷却剂循环系统和辅助冷却剂循环系统。

5. 蒸汽发生器：将反应堆冷却剂中的热量转化为蒸汽，用于驱
动汽轮机发电。

蒸汽发生器由冷却剂侧和蒸汽侧组成，通过传热管将反应堆冷却剂的热量传递给水蒸气。

6. 蒸汽涡轮机：将蒸汽能量转化为机械能，驱动发电机发电。

7. 辅助系统：包括冷却水系统、氢气系统、废水处理系统等，
用于维持反应堆正常运行的各种辅助功能。

以上是压水堆本体结构的主要组成部分，这些组成部分共同协作，实现核能的发电过程。

第一章-核反应堆类型PPT课件

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核技术应用与辐射防护
核反应堆发展历史
• 实验示范阶段（1946-1965）-------第一代核能系统 • 高速发展阶段（1966-1980）-------第二代核能系统 • 滞缓发展阶段（1980-2000）-------第三代核能系统
良19性73循，环19：79改年进两技次术石，油降危低机成本及大规模出口这 ➢M➢11要o99一d美法78求e96l国国时4年年更1：、4期3苏；压日安美第➢➢月沸水本基加联全国二水堆、美拿英本切堆的M韩世-大国国苏形o（国：尔第，d界三Be：天联成法l诺W三国2M然哩国应1引了R贝2o铀代际）：、d岛运导目e重利原Ml核积事4水而核前o型1核d电2极堆故天e、生电世l电核站3然跟S雪1。y电发界2铀事s，进，t站上e石展核m故M第墨加8o电0致d气三等e霜的l冷命标3代1堆格准4一核核，核局击电M能电站o站系del 统412、
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中子与原子核的相互作用
✓中子的吸收
由于吸收反应的结果是中子消失，因此它对反应堆内中子的平衡起着重要作用。
(1) 辐射俘获(n,γ)
A X 1n A1 X * A1X
Z
0
Z
Z
由于辐射俘获反应中，原先稳定的原子核通过俘获一个中子后，往往变成放射性原子核。这给反应堆设备维护、三废处理、人员防护带来不少困难。
基本上都是发生在这一能区。
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俘获－裂变比α
235U核吸收中子后并不都是发生裂变，有的发生辐射俘获反应变成236U。辐射俘获截面与裂变截面的比值通常用α表示：
f
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核裂变过程
核裂变过程是反应堆内最重要的中子与核相互作用的过程，是核反应堆的工作基础。

核反应堆的构造与原理

核反应堆的构造与原理核反应堆是人类利用核能进行能源转化和利用的重要装置，它是利用核裂变或核聚变等反应过程产生的能量，转化为电能或其他形式的能量。

核反应堆由反应堆本体、控制与保护等系统和辅助设备等部分组成。

一、反应堆本体反应堆本体是核反应堆的主体构件，核反应堆的反应主要在反应堆本体内进行。

反应堆本体包括反应堆压力容器、燃料组件和冷却系统。

1、反应堆压力容器反应堆压力容器是承受反应堆本体内高温、高压和强辐射环境的容器，它是反应堆安全的重要保障。

该容器采用钢制主体，内衬防辐射钢板和铅板等材料。

2、燃料组件燃料组件是反应堆内主要储能的部分，它包含了用于核反应的燃料和燃料包壳等外壳保护。

燃料包壳往往是由合金钢、锆合金或铝合金等制成。

燃料则往往是铀、钚等可用作核反应燃料的物质。

3、冷却系统冷却系统是反应堆内负责燃料排热的部分，它是确保反应堆正常运行的重要保证。

冷却系统采用水、氦气或钠等冷却剂。

二、控制与保护系统1、控制系统控制系统是保证反应堆反应正常的系统，它采用反应堆控制棒调节反应堆内核反应。

控制棒是一种圆筒形的中心空置管，一般由银、铝、钡等元素制成，其管壳外表面均匀地涂覆有镉等元素。

控制棒可根据能量需求随时控制反应堆中的核反应。

2、保护系统保护系统是反应堆安全的保护系统。

它包括常规保护系统和非常规保护系统两种保护方法。

常规保护系统指的是针对燃料组件的温度、压力和中子流量等测量来进行保护;非常规保护系统通常采用紧急关闭系统来保护反应堆安全。

三、辅助设备辅助设备是配合反应堆本体和控制系统使用的一些设备。

辅助设备包括冷却剂回路、泵站、容器防护等。

总之，核反应堆作为一种新型的能源生产方式，具有取之不尽，用之不竭之优势。

只有在技术得到充分保证和严格控制后，才能够达到效果，充分发挥其所以光芒。

核反应堆的分类

核反应堆的分类核电站分类核电站按照反应堆形式分类压水堆核电站以压水堆为热源的核电站.它主要由核岛和常规岛组成.压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯.在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统.常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统,其形式与常规火电厂类似.沸水堆核电站（现在发生事故的日本福岛第一核电站）以沸水堆为热源的核电站.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动力堆.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做燃料.沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆);蒸汽—给水系统;反应堆辅助系统等.重水堆核电站（如中国秦山III核电站）以重水堆为热源的核电站.重水堆是以重水做慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料.重水堆可用轻水或重水做冷却剂,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,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站.快堆核电站（如日本茨城县东海村常阳和福井县敦贺市文殊反应炉）由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站.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.石墨气冷堆以气体(二氧化碳或氦气)作为冷却剂的反应堆.这种堆经历了三个发展阶段,有天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆三种堆型.天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀做燃料,石墨做慢化剂,二氧化碳做冷却剂的反应堆.改进型气冷堆设计的目的是改进蒸汽条件,提高气体冷却剂的最大允许温度,石墨仍为慢化剂,二氧化碳为冷却剂.高温气冷堆是石墨作为慢化剂,氦气作为冷却剂的堆。

简述压水堆本体结构的主要组成部分。

压水堆是一种核反应堆，其本体结构由多个重要组成部分构成。

这些组成部分在核反应堆的运行中起着至关重要的作用。

本文将介绍压水堆本体结构的主要组成部分。

压水堆本体结构由以下主要组成部分构成：1. 反应堆压力容器：反应堆压力容器是压水堆本体结构中最重要的部分之一。

它是容纳反应堆燃料和控制棒的密闭容器，同时还承受着反应堆运行过程中的高压和高温。

反应堆压力容器一般由钢制成，内部涂有一层防腐涂层。

2. 燃料组件：燃料组件是压水堆本体结构中的另一个重要组成部分。

燃料组件由多个燃料棒组成，每个燃料棒内部填充有铀燃料。

在核反应堆的运行中，铀燃料将发生核分裂反应，产生大量的能量。

3. 控制棒：控制棒是核反应堆中的另一个重要组成部分。

它们通常由铼和银制成，内部填充有吸收中子的材料。

控制棒的作用是控制反应堆中的中子数量，以保持反应堆的稳定运行。

4. 冷却剂循环系统：冷却剂循环系统是压水堆本体结构的另一个重要组成部分。

冷却剂循环系统通过循环水来冷却反应堆，同时还将热能转移到发电厂的蒸汽轮机中。

冷却剂循环系统由多个冷却剂泵、换热器和管道组成。

5. 压力容器支撑系统：压力容器支撑系统是压水堆本体结构的一个关键组成部分。

它主要由支撑和连接反应堆压力容器的结构组成。

压力容器支撑系统的作用是保持反应堆的稳定性，防止反应堆在运行过程中发生变形或破裂。

压水堆本体结构的主要组成部分包括反应堆压力容器、燃料组件、控制棒、冷却剂循环系统和压力容器支撑系统。

这些组成部分在核反应堆的运行中各自发挥着重要的作用，确保着核反应堆的安全稳定运行。

压水堆核电厂运行原理及总体介绍

CNNC
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。

图解核电站主要系统

一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
1、核反应堆
1、堆压力容器
容器本体+顶盖
2、堆内构件
吊蓝、堆芯、堆内上部构件、堆内下部构件
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
2、燃料组件
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
2、燃料组件
采用17× 17阵列
一、核岛主要系统
6. 给水除气器系统 ADG 7. 汽动/电动给水泵系统 APP/APA 8. 高压给水加热器系统 AHP 9. 给水流量控制系统 ARE 10. 辅助给水系统 ASG 11. 循环水系统 CRF
核岛主要系统
1. 反应堆冷却剂系统 RCP 2. 化学和容积控制系统 RCV 3. 反应堆硼和水的补给系统 REA 4. 余热排出系统 RRA 5. 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 PTR 6. 安全注入系统 RIS 7. 安全壳喷淋系统 EAS
理系统 PTR 6. 安全注入系统 RIS 7. 安全壳喷淋系统 EAS
1. 发电机励磁和电压调节系统 GEX
2. 输电系统 GEV 3. 主开关站—超高压配电装置
GEW
4. 厂内6.6KV供电网络LG*/LH*
二回路主要系统
1. 主蒸汽系统 VVP 2. 汽轮机旁路系统 GCT 3. 汽水分离再热器系统 GSS 4. 凝结水抽取系统 CEX 5. 循环水系统 CRF 6. 低压给水加热器系统 ABP
去安注系去统2
号机
9REA 03BA
9REA 01BA
去 2 号机
1REA 04BA
9REA 02BA
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ200VB

压水堆本体结构

紧急事故时，要求在短时间(约为2s)内迅速插入堆芯而停堆。
另外，控制棒组件应能克制反应堆可能出现旳氙振荡。
三、可燃水中毒硼物浓组度旳件大小对慢化剂温度系数有明显
影响。伴随硼浓度旳增长，慢化剂负温度系数旳
压降水低绝旳小堆反对，密值故度中应减越反采堆小来应用旳越性，功硼小增单率溶。长位因。体峰液积为当值化水：水因学当中中子控水硼含，制旳浓硼温度旳加可核度超深降升出数卸低高某也料控时一相燃制，值应水时减耗棒，。旳数量，
水冷却剂从上孔板流出，并在箱型空腔内混合后流向堆芯上栅板。与上管座相连接旳压紧弹簧其所具有旳压紧力能克服组件旳水力提升力，预防组件旳水力振动，并补偿燃料组件和堆内构件之间旳轴向膨胀差。上框架与上孔板用螺钉紧固。上管座旳角上开有定位销孔，以便和上栅板旳销钉相应定位。
(4) 下管座
下管座由下孔板和下框架构成。它是燃料组件
(1) 弹性定位格架燃料组件全长有八个定位格架。其中位于活性区旳6个定为格架旳条带有突出旳混流翼，以利于在高热负荷区加强冷却剂旳混合；燃料组件上、下两端两个弹性定为格架旳条带上没有混流翼，而其他方面完全与前一种
弹簧定位格架是压水相堆同燃。料
组件旳关键部件之一。定位格架设计得好，能够提升反应堆出力或增长反应堆热工安全裕量。
五、中子源组件
反应堆首次开启和再次开启都需要有起“点火”作用旳中子源。
人工中子源设置在堆芯或堆芯邻近区域，每秒钟放出107l08个中
子。依托这些中子在堆芯内引起核裂变反应，从而提升堆芯内中子注量率，克服核测仪器旳盲区，使反应堆能安全、迅速地开启。
中子源组件源棒有初级源和次级源两种。带有初级中子源棒旳中
3) 因为棒径小，所以控制棒提升时所留下旳水隙对功率分布畸变影响小。不需另设挤水棒，从而简化堆内构造，降低了反应堆压力容器旳高度。

核反应堆-核电-核技术-核工程-3.1 压水堆核电厂一回路主系统1

•放射性屏障
RCP系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，在燃料元件包壳破损泄露时，可防止放射性物质外外逸。
3
3.1.2 系统描述系统组成
冷却系统
压力调节系统
超压保护系统
提高冷却剂质量流量可一回路冷却剂的温度升高或降低，当压力超过限制值，卸压管线
以减少堆出入口的温差。造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。上的安全阀开启，向卸压箱排放蒸
提高压力，提高承压要求，材料和加工制造难度加大，从而影响电厂的经济性。
• 燃料包壳温度限制，抗高温腐蚀性能 • 传热温差的要求，冷却剂温度至少要
比包壳温度低10-15oC，保证热交换
• 冷却剂过冷度的要求，应有20oC左右
的过冷度。
3.入口温度
• 出口温度确定，对于额定热功率的反应堆，入口温度与流量为单值关系。
蒸汽压力。
值不同的安全阀。
4
冷却系统
冷却剂载热方程:
Pt qmCp (tout tin )
燃料表面的放热过程:
PU A h (t f tc )
h～ qm0.8
Pt: 堆芯热功率 qm：冷却剂流量 Cp: 冷却剂定压热熔 tout,tin：堆芯出入口温差
Pu: 堆内燃料棒的总功率 A: 燃料元件总表面积 tf : 燃料元件表面温度 tc : 冷却剂温度 h : 冷却剂与燃料元件表面的
• 入口温度越高，冷却剂平均温度越高
• 入口温度高，冷却剂的温升小，所需质量流量大，增加泵的唧送功率，降低了电厂的净效率。
4.冷却剂流量
qm

c p (tout tin ) pt
• 进出口温升30-40oC
• 核电厂变工况时，平均温度变

我国压水堆核电站主要设备及原理完整文档

我国压水堆核电站主要设备及原理完整文档(可以直接使用，可编辑完整文档，欢迎下载）压水堆核电站主要设备及原理压水堆核电站主要设备典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压反应容器。

容器内设有实现核裂变反应堆的堆芯和堆芯支承结构，顶部装有控制裂变反应的控制棒驱动机构，随时调节和控制堆芯中控制棒的插入深度。

堆芯是原子核反应堆的心脏，链式裂变反应就在这里进行。

它由核燃料组件、控制棒组件和既作中子慢化剂又作为冷却剂的水组成。

堆内铀-235核裂变时释放出来的核能迅速转化为热量，热量通过热传导传递到燃料棒表面，然后，通过对流放热，将热量传递给快速流动的冷却水（冷却剂），使水温升高，从而由冷却水将热量带出反应堆，再通过一套动力回路将热能转变为电能。

压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。

该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。

原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。

蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。

这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。

一回路系统主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。

一回路示意图稳压器结构图冷却剂主泵结构图二回路中蒸汽发生器的给水吸收了一回路传来的热量变成高压蒸汽，然后推动汽轮机，带动发电机发电。

做功后的乏汽在冷凝器内冷却而凝结成水，再由给水泵送至加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，再变成高压蒸汽推动汽轮发电机作功发电。

这样构成第二个密闭循环回路。

二回路系统由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器和中间汽水分离再热器等设备组成。

汽轮发电机机组是二回路系统的主要设备。

它由饱和汽轮机、发电机、冷凝器和中间汽水分离加热器组成。

核反应堆-核电-核技术-核工程-3.2 压水反应堆堆本体

棱柱两种排列方式;
压水堆普遍采用了无盒、带棒束型控制棒组件的燃料组件，
优点是减少了堆芯结构材料，冷却剂充分交混，增强燃料棒表面的冷却;
堆芯的尺寸根据压水堆的功率水平和燃料组件装载数而定。长方体燃料组件有14×14、15×15、16×16、17×17等几
种规格。
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900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置共有157个横截
方式1：由外向内倒料方式
布置：157个燃料组件，堆芯四周有
52个铀-235富集度为3.1%的燃料组件组成，内区则混合交错布置52个富集度为 2.4% 和 53 个富集度为 1.8% 的燃料组件。
换料：在压水堆运行一个周期后，
取出中心部分燃耗最深的燃料组件，第二区的燃料组件移入中心，再将最外区燃料组件移至第二区，富集度为 3.25%的新燃料组件则加在外区。经过一个运行周期后，三区装载的压水堆中，运行一个周期后大约有 1/3 的燃料组件需要更换，而每个燃料组件在反应堆堆芯内的时间一般是三个运行周期。
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优点：
可以展平堆芯功率，获得较高的燃耗深度，提高核燃料的利用率。从第二循环开始，新装入的燃料组件的富集度为3.25%，高于首次装料。
因为经过一段时间的运行，堆芯内积累了会吸收中子的裂变产物，需要增加后备正反应性。
缺点：
中子注量率的泄漏率较高，导致压力容器中子注量率大，中子利用率较低，导致换料周期较短，燃料循环成本较高。
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89 Kr 89 Rb 89Sr 89 Y
或 n 235 U U 236 * 140 Xe 94Sr 2n
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140 Xe 140 Cs 140 Ba 140 La 140 Ce