压水堆核电厂
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。
压水堆核电站设计指南
压水堆核电站设计指南核能是目前被广泛使用的清洁能源之一，核电站是核能的重要应用场所之一，其中压水堆核电站是最为常见和成熟的一种类型。
本文将针对压水堆核电站的设计指南进行详细介绍。
1. 压水堆核电站概述压水堆核电站是将核能转化为电能的设施，其工作原理是通过使用轻水作为冷却剂和热交换介质，将核反应产生的热能转化为蒸汽，再经过蒸汽轮机发电。
压水堆核电站的建设和运行过程需要高度注重安全性和可靠性。
2. 核电站选址和安全要求核电站选址是核电站设计的重要步骤。
选址应远离人口密集区、地震带、火山地区等自然灾害风险区域，同时要考虑水源供应和废水处理等因素。
安全要求包括防爆设施、安全壳、独立冷却系统等，以确保核电站在事故发生时能够有效防护和应对。
3. 压水堆反应堆核心设计压水堆核电站的核心是核反应堆，其设计需要考虑燃料元件、燃料位移、热力学参数、核反应堆稳定性等因素。
核心设计应满足核反应的需求，同时减少污染物排放，提高燃烧效率。
4. 冷却系统设计冷却系统是压水堆核电站的关键部分，它负责冷却反应堆、蒸汽发生器和凝汽器。
冷却系统的设计应考虑到不同工况下的冷却效果、冷却剂的流动性能和系统的可靠性等因素，以确保核电站的稳定运行。
5. 安全壳设计安全壳是核电站的重要组成部分，其设计目的是在发生意外事故时，避免核辐射物质泄漏到环境中，确保人员和环境的安全。
安全壳的设计应考虑防护层厚度、材料的选择和辅助设备的配置等因素。
6. 废物处理和辐射防护核电站会产生大量的废弃物和辐射物质，为了确保环境和人员的安全，需要合理处理这些废物和辐射物质。
处理措施包括废物贮存、转运、处理和辐射防护设施的建设等。
7. 运行和维护核电站的运行需要高度精确的控制和维护，运营商应具备专业技术和操作经验。
维护工作包括定期巡检、设备维修和更新、事故应对和紧急救援等。
8. 环境影响评价核电站作为一个大型的能源设施，其建设和运营过程对环境会产生一定的影响。
为了规范核电站的环保工作，需要进行环境影响评价，包括大气、水域、土壤等方面的评估，以确保核电站在环境保护方面达到相关标准。
(完整版)第三章压水堆核电站
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一、厂址选择
（3）水源和水文条件：一般要求百年一遇最 小流量也能满足电厂正常远行的要求。冷却
核岛：通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设 施和厂房称为核岛。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。
常规岛：二回路及其辅助系统和厂房称之。
沸水堆核电厂原理图
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（1）一回路系统
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联 在反应堆压力容器上的封闭环路(见图)。
具体允许徘放量，需根据放射性物质的毒性、厂址的环境稀释 能力、居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯来决定。
设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应 达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关十核电厂 厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
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一、厂址选择
2．厂址的自然条件和技术要求
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大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50％ 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环 水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3条支路进 入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室，每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝 汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠， 每条排水渠有一个独立的虹吸井、，循环水经虹吸井 流入明渠归大海。
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一、厂址选择
1．核电厂放射性特性
反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和 放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时放 射性的排放量。
如果放射性废气排故量很大，电厂就不宜建在城镇居 民中心附近；如果废水放射性排故量很大，电厂废水 就不能直接向江河湖海中排放。
简述压水堆核电站工作原理
简述压水堆核电站工作原理嘿，朋友们！今天咱来聊聊压水堆核电站那神奇的工作原理。
你看啊，这压水堆核电站就好比一个超级大的能量制造工厂。
核燃料呢，就像是工厂里的超级原料，蕴含着巨大的能量。
在这个大工厂里，核燃料被放进反应堆这个核心区域。
就好像是把宝贝放进了一个特别的魔法盒子里。
然后呢，核燃料在里面发生链式裂变反应，这可不得了啦，就像一场超级能量大爆发！释放出大量的热能。
这热能可不能浪费呀，水就来帮忙啦！水在反应堆里被加热，变成高温高压的水蒸汽。
你想想，这水蒸汽就像充满力量的小火车，呼呼地跑起来。
接着呢，这些水蒸汽就冲向汽轮机，推动汽轮机快速转动。
汽轮机就像是一个大力士，被水蒸汽推动着拼命干活。
汽轮机一转起来，又带动着发电机也跟着转起来啦。
发电机就像一个勤劳的小精灵，把机械能转化成电能。
那发出来的电呢，就顺着电线跑到我们家里啦，给我们带来光明和便利。
哎呀，你说神奇不神奇？这就好像是变魔术一样，从核燃料开始，经过一系列的过程，最后就变成了我们能用的电。
有人可能会担心啦，这么厉害的能量会不会有危险呀？嘿嘿，别担心，核电站有很多安全措施呢。
就像给这个大工厂装上了好多把安全锁，保证一切都稳稳当当的。
而且啊，这压水堆核电站可是为我们的生活做出了巨大贡献呢！它能提供大量的电力，让我们的生活更加丰富多彩。
想想看，如果没有核电站，我们的电可能就不够用啦，那得多不方便呀！
所以说呀，压水堆核电站虽然听起来很复杂很神秘，但其实它就像我们生活中的好帮手，默默地为我们工作着。
我们可得好好感谢它呢！大家说是不是呀！。
压水堆核电站控制(第一章)
反应性阶跃变化大小与反应堆周期的关系 压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院
当反应性的变化ρ接近β时，由缓增变为陡增。对应反应堆周期 T=1/ ω 1急剧减小。
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应
当反应性变化大于β后，反应堆周期接近零，反应堆功率急 剧上升失去控制，出现“瞬发临界事故”。
华北电力大学核科学与工程学院 n/n0
瞬变项
华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应 反应性扰动开始的瞬间,中子密度迅速增长决定于瞬发中子,反 应堆周期 ，这种现象称为瞬跳;很快缓发中子发挥作用, 按指数规律增长。
中子密度以反应堆周期
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应 当反应性ρ为一个很大的阶跃扰动时，按上述类似方法可得：
华北电力大学核科学与工程学院 点堆动力学模型：把反应堆看成没有空间度量的一个“点”， 即反应堆内各点的中子通量密度只随时间变化，与空间位置 无关。 有效增殖系数Keff ：某一代参与裂变反应的中子数除以上 一代参与裂变反应的中子数。 中子一代时间(Neutron life time) l ：上一代中子产生数量 相同的下一代中子的所需的时间。 平均一代中子时间：一个中子由于裂变被另一个中子代替 的平均时间。 Λ =l/ Keff 反应性：表征链式反应介质或系统偏离临界程度的参数。
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应
平衡点处： 缓发中子先驱核产生率＝ 缓发中子先驱核消失率
第七章 压水堆核电站的二回路系统及设备
压力为 198 bar .a 。氮气的膨胀力使隔离阀关闭。为开启阀门，设有一套汽动油压泵液压系 统，产生名义压力为 329 bar .a 液压油进入液压油缸活塞的下部，克服氮气的压力和开启阻
①在汽水分离再热器后、低压缸前的进汽管道上装设快速截止阀； ②提高分压缸压力，减少管道尺寸，将汽水分离器和蒸汽再热器做成一体；
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③完善汽轮机和管道的疏水系统，减少水膜厚度和积水。
7.2.2 大亚湾核电站的汽轮机
大亚湾核电站的汽轮机是由英国 GEC 公司制造的双分流、中间再热、四缸六排汽、冲
图 7.6 大亚湾核电站汽轮机热力系统图 动纯凝式汽轮机，共有四十个压力级和七级非调整抽汽，其热力系统如图 7.6所示。四个转 子各自的轴承支承，相互通过刚性联轴器连为一体，并且#3 低压转子有刚性联轴器与发电 机转子相连，组成汽轮机发电机组轴系。高压转子的前端接有一短轴，其上装有主油泵和超 速危急保安器(或称危急遮断器)。推力轴承位于高压缸与#1 低压缸间的轴承座内。电动盘车 装置位于机组轴系尾部的励磁机后。
力使阀门开启，见图 7.2。快速关阀是由快速排泄液压油缸活塞下部的油液实现的。 控制分配器用于关闭主蒸汽隔离阀。它们由电磁阀操纵。当电磁阀通电时，分配器开启，
将液压油缸活塞下部的液体通过常开隔离阀排出，主蒸汽隔离阀在氮气压力作用下迅速关 闭。两条排油管线是冗余的，单独一条管线就足以使阀门在 5 秒内关闭。
横向阻尼器。主蒸汽隔离阀上游的管道上装有 7 只安全阀，一个大气排放系统接头和一个向 辅助给水泵汽轮机供汽的接头。大气排放系统接头和辅助给水泵汽轮机供汽接头之所以要接 在主隔离阀的上游，是考虑到当二回路故障蒸汽隔离阀关闭时大气排放系统和辅助给水系统 还能工作。
压水堆核电站概述
三.反应堆(2)
2.反应堆的类型 根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型 ①将中子束用于实验或利用中子束的核反应，包括研究堆、材
料实验堆等。 ②生产放射性同位素的核反应堆。 ③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。 ④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆，比如多
七.核电站主要系统和设备(1)
1.一回路主辅系统及设备(1) 一回路主辅系统主要包括三大部分:
(1)导出核裂变能的反应堆冷却剂系统； (2)保证反应堆冷却剂系统顺利稳定运行的辅助系统； (3)防止放射性物质失控排放和堆芯熔化的安全系统。
某些系统具有双重或多重作用。
七.核电站主要系统和设备(2)
一.核能与核裂变(4)
3.核裂变 裂变反应是可裂变重核裂变成两个中等质量核并放出能量的
反应，包括用中子轰击引起的裂变和自发裂变。
有意义的是指用中子轰击某些可裂变原子核时，引起重原子 核发生裂变的一种反应。
在裂变过程中有大量能量释放出来，且伴随着放出若干个次 级中子，这是最重要的一种核反应。
一.核能与核裂变(5)
反应堆拥有量排名前三位的美国、法国、日本的反应堆总和 占全世界的49.4%。
五.世界核电发展现状(2)
五.世界核电发展现状(3)
六.中国核电发展概况(1)
1.中国核电发展现状(1) 中国的核电发展经历了2个阶段
第一阶段，从1985年建造秦山核电厂开始到1994年大亚湾 核电站2台机组发电，花了10年时间建成了2个核电厂，3台 机组，总装机容量为210万kW。
对核裂变反应，一般可用反应式来描述：
U+n→X1+X2+ν·n+E
压水堆核电站_
压水堆核电站压水堆核电站用铀制成的核燃料在一种叫“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把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气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。
这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。
压水堆核电站由反应堆、一回路系统、二回路系统以及电站的配套设施等主要部分组成。
压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径约8毫米，高13毫米，称之为燃料芯块。
其中铀－235的浓缩度约3％。
燃料芯块－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米，厚约0．57毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。
燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件。
这种锆合金管称为燃料元件包壳。
这些燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃料组件(见图4-2)。
每一个燃料组件包括两百多根燃料元件。
一般是将燃料元件排列成横十七排、纵十七行的17×17的组件，中间有些位置空出来放控制棒。
控制棒的上部连成－体成为棒束。
每一个棒束都在相应的燃料组件内上下运动。
控制棒在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量分布。
燃料组件外面不加装方形盒，以利于冷却剂的横向流动。
加上端部构件，整个组件长约四米，横截面为边长约20厘米的正方形。
图4－3是典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图；图4－4为压力容器的结构布置图。
由燃料组件组成的堆芯放在一个很大的压力容器内。
控制棒由上部插入堆芯。
在压力容器顶部有控制棒的驱动机构。
作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。
冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流出压力容器。
一般入口水温300C ο，出口水温332C ο，堆内压力15.5Mpa 。
一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。
这些冷却水并不排出堆外，而是在封闭的－回路内往复循环。
堆芯放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件。
压水堆核电站的组成及总布置
压水堆核电站的组成及总布置（1）反应堆厂房–该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。
从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。
安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。
反应堆厂房内部结构布置如下：–·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。
–·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。
–·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。
–·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。
–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。
–·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。
M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。
–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。
反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。
–以下简要对堆内构件进行补充说明。
（2）核辅助厂房–由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。
布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备：–·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。
–·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。
压水堆核电厂
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反应堆
▪ 重水堆Heavy Water Reactor;缩写为HWR
以重水作慢化剂的反应堆; 重水的中子吸收截面小， 慢化性能好，中子利用率高，故可以直接利用天然铀 作为核燃料。
▪ 快堆（Fast Reactor，缩写为FR）
由快中子引起裂变的反应堆。即引起裂变的初级 中子的平均能量>100Kev。就用途而言，一般情况下 快堆不仅用于动力发电，也用于增殖，将可裂变核素 转化成易裂变核素，如铀238转化为钚-239，故又称快 增殖堆（fast breeder reactor。快堆一般采用液态金 属钠作载热剂，故又称钠冷快堆（sodium-cooled fast reactor）。
第2章 压水堆核电厂
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基本知识
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核电站
▪ 核电站是利用核分裂Nuclear Fission或核融合 (Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能 的发电厂;
➢ 目前商业运转中的核能发电厂都是利用核分裂反应而 发电。
▪ 核电站主要分为两部分：
➢ 核岛：利用原子核裂变生产蒸汽的部分包括反应堆装 置和一回路系统
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总的方面有三个：
▪ 核电厂放射特性
核电厂热功率 核燃料棒破损率、冷却剂系 统泄漏率、放射性废物处理系统净化能力等决 定了正常运行时放射性排放量; 设计上要求在 极限事故工况下放射性物质释放量低于国家核 安全局有关规定。
▪ 厂址自然条件和技术要求
要考虑地质灾害地震、洪水等、气象条件 （大气扩散能力）、水源和水文条件（靠近大 的水源）、交通运输方便、靠近负荷中心、远 离机场和可发生爆炸及有毒物的工厂等。
压水堆核电站厂房布置及安全
01
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03
评估结果：评估结 果需符合国家相关 法规和标准，确保 核电站对环境的影 响在可接受范围内
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感谢您的观看
辐射防护设施：包括屏蔽墙、 屏蔽门等，用于保护工作人 员和周围环境免受辐射危害
厂房布局
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反应堆厂房： 放置反应堆， 包括反应堆 容器、控制 室等
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汽轮机厂 房：放置 汽轮机、 发电机等 设备
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辅助厂房： 包括冷却 塔、化学 处理系统 等
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控制室： 负责监控 和管理整 个核电站 的运行
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安全设施： 包括安全壳、 应急冷却系 统等，确保 核电站的安 全运行
物
低放射性废物处 理：固化、填埋、
深埋
中放射性废物处 理：固化、深埋、
储存
高放射性废物处 理：固化、深埋、
储存、处理
环境影响评估
评估范围：包括 核电站周边环境、 大气、水体、土 壤等
评估方法：采用定 量和定性相结合的 方法，如环境监测、 模型模拟等
评估内容：包括 辐射影响、生态 影响、社会影响 等
03 辐射防护：采用屏蔽、屏蔽墙 等措施，降低辐射影响
04 应急措施：制定应急预案，确 保事故发生时能够及时应对
安全评估
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安全评估的目的： 确保压水堆核电站 的安全性和可靠性
评估内容：包括核 电站的选址、设计、 建造、运行和退役
等各个环节
评估方法：采用定 性和定量相结合的 方法，如风险评估、
设备布置
01
反应堆：位于厂 房中心，是核电 站的核心设备
02
蒸汽发生器：位 于反应堆上方， 用于产生蒸汽
03
压水堆核电站和沸水堆核电站的区别1
压水堆核电站和沸水堆核电站的区别此次日本发生泄露的核电站为沸水堆，我国运行的核电站均为压水堆，无沸水堆。
说一下压水堆和沸水堆的区别。
简单点说就是一点区别：沸水堆的热交换只有一个回路，堆芯加热冷却水直接驱动汽轮机；压水堆的热交换有两个回路，堆芯加热冷却水，冷却水通过蒸汽交换器产生蒸汽驱动汽轮机。
带来的后果有两个：1、沸水堆驱动汽轮机的蒸汽有放射性，一旦泄露很麻烦2、沸水堆蒸汽回路的压力较小，所以整个蒸汽回路的抗压能力小于压水堆BWR-沸水堆，PWR-压水堆。
沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
由于冷却剂会沸腾成为蒸汽去推动汽轮机，因此堆芯内冷却剂不断的被消耗，必须由给水系统不断的补充水，水从汽轮机处冷凝得来，由泵送回堆芯内。
由主泵提供动力保证一回路内冷却剂的流动使堆芯内热量分布均匀，并能充分带走燃料棒的热量。
由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入。
在插入过程中，平均反应性逐渐降低，但是功率峰逐渐向燃料组件顶部靠拢，因此。
在插入过程中，燃料组件顶部的温度可能是升高的。
现在来说福岛遇到的问题。
由于丧失厂内电和厂外电，泵全挂，无法对堆芯内失去的冷却剂进行补充，导致堆内水位降低。
使燃料组件裸露，此时失去冷却剂的保护，燃料棒温度肯定是骤然升高，此为一。
同时有传言说福岛电站的燃料棒没有插到位，堆没有完全停下。
那么，可能的原因是在由于电力丧失或者机械故障燃料棒行走不到位。
由于沸水堆是从堆芯底部向上插棒，那么一旦丧失动力，就会停在中间某处，使燃料棒上部反应性很大，处于高功率状态，温度也较高。
这样就会加剧燃料棒上部失去冷却剂后的恶劣情况，此为二。
现在把一和二结合起来看，就知道福岛面临很严峻的燃料组件烧毁的风险。
此时听到传言说福岛电站用人命去填，手动把控制棒顶上去了。
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
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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
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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
压水堆核电站工作原理
压水堆核电站工作原理
压水堆核电站（PWR）是一种重要的核反应堆系统，它是利用水作为中子反应媒介来产生核能的。
这种核电站经常被称为“汽轮发电机”，因为它是由蒸汽产生动力来驱动汽轮发电机发电，从而生产电能的。
压水堆核电站的基本原理是：由核反应堆提供的热能，通过循环的冷却剂（水）来移动，从而使压力增加，从而使水热能变成动能，把水中的热量转换为动能，转换成机械能，进而变成电能。
压水堆核电站的主要部件有核反应堆、汽蒸发器和汽轮发电机。
核反应堆是核电站中最重要的部分，它是核电站的热源，是产生电能的核动力装置。
核反应堆中发生核裂变，产生的热量可以把水变成蒸汽，使其增压，从而驱动汽轮机发电。
汽蒸汽器是将水加热到一定的温度，从而蒸发形成蒸汽，并将其导入汽轮发电机，从而获得动力的装置。
汽轮发电机是将发动机的机械能转变成电能而发电的装置。
压水堆核电站的工作过程可以概括为：核裂变产生热量，使水蒸发，从而使水中的热量转换为动能，动能转换为机械能，把机械能转换为电能，最后通过变压器将电能转换成高压电后输出到家庭用电。
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压水堆控制概述
压水堆控制概述压水堆核电站控制概述§1.1压水堆核电站及流程图压水堆核电站主要是由反应堆、一回路系统、二回路系统及其它辅助系统和设备组成。
由于压水堆核电站中具有放射性的一回路与不带放射性的二回路系统是相分开的，所以通常又把压水堆核电站分为核岛和常规岛两大部分，如图1－1所示。
核岛是指核的系统和设备部分；常规岛是指那些和常规火电厂相似的系统和设备部分。
压水堆结构如图1－2所示，堆芯由157个燃料组件组成，燃料在4Z r合金制成的包壳内，燃料用低浓缩235U制成，形状是小圆柱体，由氧化铀烧结而成。
使用普通水作冷却剂和慢化剂，压力约为15.5MPa，核反应是通过移动插入在堆内的53个控制棒束组件以及调节慢化剂中的硼酸浓度来控制的。
图1－1 压水堆核电站的组成压水堆核电站工艺流程如图1－3所示。
一回路冷却剂水在三个冷却回路中循环，将堆芯的热量带到三个蒸汽发生器。
冷却剂的循环靠冷却剂泵（主泵）来完成。
一台稳压器使一回路的压力维持恒定。
在蒸汽发生器中，热量是通过蒸汽发生器管壁从一回路传到二回路，使进入蒸汽发生器的水在5.8MPa压力下汽化，产生的蒸汽送到汽轮机，汽轮机带动发电机组发电，最终把核能转化为电能。
再通过26kv/400kv(香港)或26kv/500kv(广东)变压器变电压送到枢纽变电站进入电网。
由汽轮机排出的蒸汽经过冷凝器后，由给水泵打入给水加热器加热，最后回到蒸汽发生器二次侧再被一次侧冷却剂加热完成一次循环。
1图1－2 压水堆本体结构图2图1－3 压水堆核电站工艺流程图§1.2压水堆核电站控制系统压水堆核电站控制系统如图1－4所示，主要包括：·反应堆冷却剂平均温度(R棒组)控制系统；·反应堆功率(N1、N2、G1、G2棒组)控制系统；·硼酸浓度控制系统(属反应堆辅助系统—化学与容积控制系统)；·稳压器压力和水位控制系统；·蒸汽发生器水位控制系统；·大气蒸汽排放控制系统；·汽机调节(负荷控制)系统；·冷凝器蒸汽排放控制系统；·给水流量控制系统；·汽动泵速度控制系统；·电动泵速度控制系统；·发电机电压控制系统等。
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站的工作原理是利用铀-235或钚-239核燃料的裂
变反应释放的热能来产生蒸汽，驱动涡轮发电机转动，最终产生电能。
在压水堆核电站中，核燃料以固体形式装入长而薄的金属管中，这些管被称为燃料棒。
多个燃料棒组成的燃料组装在核反应堆的核心区域内。
核反应堆中还包括有水、调节棒和冷却介质。
水被用作冷却剂和中子减速剂，它能吸收产生的热量并将其带出核反应堆。
调节棒的作用是调节反应的强度，负责减速或抑制裂变过程。
当核燃料棒被注入核反应堆后，发生裂变反应。
裂变释放的中子被水吸收并减速，与铀-235或钚-239核燃料发生链式反应，释放大量的热能。
在核反应堆中，水被加热并转化为高压蒸汽，然后通过管道输送到汽轮机中。
蒸汽驱动汽轮机的涡轮转动，转动的涡轮与发电机相连，将机械能转化为电能。
在发电之后，蒸汽会从汽轮机中排出，并通过冷凝器将其冷却变为液态水，然后再次被抽回核反应堆，循环利用。
压水堆核电站的工作原理基本上就是这样，通过核反应堆中核燃料的裂变反应来产生热能，再通过蒸汽驱动发电机来生成电能，最后通过冷凝器将蒸汽冷却后再次循环使用。
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。
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堆芯组件小结（1）
核燃料组件＋控制棒组件＋堆芯相关组件
核燃料组件：燃料元件棒＋骨架结构
燃料元件棒：燃料芯块，包壳，端塞，压紧弹簧
骨架：上下管座，定位格架，控制棒导管，中子测量
控制棒组件：吸收剂棒＋星形架
吸收剂棒：黑棒，灰棒，结构材料
星形架：中心毂环，翼片，夹持指状物
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堆芯组件小结（2）
堆芯相关组件：
如此循环动作，直到达到提升位置为止。 48
控制棒下降动作:
初始状态为传递钩爪啮合，夹持钩爪脱开。
1：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴
2：传递线圈断电，传递钩爪脱开 3：提升线圈通电，仅传递钩爪提升一个步阶 4：传递线圈通电，传递钩爪啮合驱动轴 5：夹持线圈断电，夹持钩爪夹脱开，为轴下降做让步 6：提升线圈断电，传递钩爪驱动轴下降一个步阶 7：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴
25
控制棒组件
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星形架
结构特点：
毂环， 翼片，
指形连接柄
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吸收剂棒
黑棒
材料 银－铟－镉 结构： 二者相似 黑棒束控制组件：24根黑棒 灰棒束控制组件：8根黑棒＋16根灰棒
灰棒
不锈钢
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堆芯相关组件
可燃毒物组件，初级中子源组件，次级中子源组件， 阻力塞组件
结构上的共同点： 支承结构：一个压紧组件形成的支承结构 24 根棒束
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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
13
核燃料组件
采用无盒、带指形控制组件的 棒束型燃料组件。
主要结构：燃料棒＋骨架 骨架（书）：上下管座，8
层定位格架，导向管
采用17×17=289=264+24+1 正 方形排列: 264 24 1 燃料棒 导向管 中子测量管 14
3
压水堆主要运行参数
4
教学内容
本章将以大亚湾核电厂为例，详细介绍
压水反应堆本体结构：
堆芯组件：核燃料组件＋控制棒组件＋堆芯功能组件； 堆内构件及其作用：上下支承组件，压紧弹簧组件，导向管 反应堆压力容器的结构、选材和运行特点 控制棒驱动机构的结构和工作原理； 堆内测量支承结构 安全壳结构及系统功能
大亚湾核电厂采用 三线圈电磁步进式驱动机构 优点： 提棒精度高，提升力大，不宜失步，结构简单， 加工容易，拆装和维修方便等优点。 需要紧急停堆时，只需要切断电源，控制棒便可自由落体。
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结构
外部线圈装置
棒位置指示部件
承压套 驱动轴
内部部件：
提升装置 传递装置
夹持装置
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47
控制棒提升动作:
若要保持控制棒在某一位置时，仅 传递线圈通电，传递钩爪承载。
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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 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
前述各种堆芯相关组件都含有 中子源组件，只有阻力塞 组件全部是阻力塞组件
控制棒驱动机构要求：在正常运行工况下要求棒的移动速度
缓慢，每秒钟行程约10mm；在快速停堆或事故工况时要求 驱动机构在得到事故停堆信号后，即能自动脱开，控制棒 组件靠自重快速插入堆芯，从得到信号到控制棒完全插入 堆芯的紧急停堆时间一般2秒钟左右，以保证反应堆安全。
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控制棒驱动机构
常用的驱动机构：电磁步进式，齿轮齿条式，水力驱动式
第三章
压水堆核电厂
1
2
我国正在运行的核电机组（除秦山三期）全部为压水堆堆型， 作为一种技术相当成熟的堆型，具有以下特点： 1．压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，建设 周期短．造价较低。 2．压水堆采用低富集度铀作燃料，铀的浓缩技术已经过关。 3．压水堆核电厂有放射性的一回路系统与二回路系统相分 开，放射性冷却剂不会进入回路而污染汽轮机，运行、 维护方便，需要处理的放射惮废气、废水、废物量较少。
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定位格架
8 层定位格架的作用 材料及结构特点 混流翼
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控制棒导向管
材料：锆－4合金
作用：为控制棒插入抽出提供导向通道 结构特点： 锥形缓冲段， 流水孔
中子通量测量管
材料：锆－4合金 作用：
23
下管座
上管座
24
控制棒组件
结构组成：24跟吸收剂棒＋星形架 组件数目保证： 卡棒准则，功率 分布，弹棒事故
5 堆芯结构紧凑，换料要简易方便。
8
典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图
9
堆芯横截面图
10
压 水 堆 纵 剖 面 图
11
压水堆燃料管理
棋盘式布局 分区倒料
后备反应性及其控制：
调节硼浓度，慢速变化 控制棒 ，快速变化，停堆 可燃毒物棒，初装料 补偿初装料的过剩反应性， 使冷却剂中的含硼浓度减少 到使其温度系数为负值。保 证反应堆的固有安全性。
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 51
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。
外径9.5 mm,壁厚0.57mm,芯块直径8.19mm
包壳内壁与燃料芯块的径向间隙 大小与间隙的导热系数 有密切关系，是影响芯块温度的重要因素，同时芯块的 各种特性如导热系数，裂变气体的释放，蠕变和塑性形 变等也都随温度变化。
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“骨架”结构
定位格架 控制棒导管 中子通量测量导管
上管座
下管座
20
预冲压氦气技术作用
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芯块的结构特点
结构尺寸：圆柱体形 何谓“环脊” 现象
为何采用碟形加倒角的结 构形式
如何防止辐照肿胀的破坏：
1碟形加倒角 2制孔剂
芯块密度的选择:
对导热系数有很大影响
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燃料元件包壳
材料： 锆－4 合金 燃料元件包壳壁厚的选择 结构强度 周向变形不超过1% 化学 含氢量低压250ppm,不能高于600ppm 腐蚀 寿期内腐蚀深度应低于原壁厚的10%. 一定的安全裕度 水力振动,热应力
初始状态为传递钩爪啮合，夹持钩爪脱开。
1：提升线圈通电，传递钩爪驱动轴提升一个步阶； 2：夹持线圈通电，夹持钩爪夹持驱动轴； 3：传递线圈断电，传递钩爪脱开； 4：提升线圈断电，传递钩爪下降一个步阶； 5：传递线圈通电，传递钩爪啮合驱动轴； 6：夹持线圈断电，夹持钩爪夹脱开，为提升做准备；
7：提升线圈通电，传递钩爪驱动轴提升一个布阶；
可燃毒物棒组件，中子源组件，阻力塞组件
结构： 压紧组件＋24根棒束 可燃毒物组件：作用， 材料 中子源组件： 初级中子源＋次级中子源，作用，材料 阻力塞组件; 作用，材料
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大亚湾核电厂首次装料堆芯相关组件种类以及数量
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名词术语
reactor pressure vessel
core barrel
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17×17结构
在每一组件的289 个可利用的空位 中 燃料棒占据264个 其余的空位装有 24根控制棒导向 管和1根堆内测 量导管
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棒状燃料元件棒
结构组成: 选材原则：限制燃料和包壳
的使用温度
包壳的作用以及选材特点 机械强度；第一道屏障 锆氢反应？如何何防止？1 内 2 外 集气空腔盒充填气体作用： 轴向空腔和径向间隙作用，
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58
总结
1 堆内构件
名称 作用
2 控制棒驱动机构 结构 工作原理 提升 下降 停堆 3 反应堆压力容器 结构 作用 选材 运行限制 4 堆内测量支承结构 温度测量 中子通量测量
5 安全壳
作用 三个系统 59
5
核电厂主回路系统简介
6
主、辅助系统
7
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
24根棒可能全部是阻力塞,可能是可燃毒物棒与阻力塞
的组合,还可能包含所有四种棒.
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压紧组件
轭板、 弹簧导向筒、 底板 内外两圈螺旋弹簧、 304 不锈钢材料
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可燃毒物组件
作用：用于第一燃料循环， 降低硼浓度，保证慢化 剂的负温度系数
可燃毒物材料：硼玻璃管 （B2O3+SiO2） 初装料：48×12(棒)＋ 18×16(棒)+2×16=896 第一次换料时全部卸出， 换阻力塞组件
fuel clad
fuel pin
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反应堆堆内构件
堆内构件包括：堆芯下部支承结构，堆芯上部支承 结构，控制棒束导向管和压紧弹簧组成。
功能：
1 为冷却剂提供流道 2 为压力容器提供屏蔽 3 为燃料组件提供支承和压紧 4 固定监督用的辐照样品 5 为棒束控制组件和传动轴以及上下堆芯测量装置提供机械导向 6 平衡机械载荷和水力载荷 7 确保堆芯容器顶盖内的冷却水循环，以便顶盖保持一定的温度
目的：绘制堆芯温度分布图和确定 最热通道 布置：
堆芯中子通量分布测量装置
目的：建立中子通量分布图（三 维），确定热点 布置：
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安全壳
作用：裂变产物与环境之 间的最后一道屏障 事故承压，外来撞击
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