核电站原理示意图
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核电站原理示意图
4）临界条件：ke=1，链式反应平稳自持。 • 次临界： ke<1，功率下降； 超临界： ke>1，功率上升。
L
1
r
，r是堆中物质的平均密度。
6）1942年12月2日，在费米领导下，美国芝加哥 大学建成了世界上第一座人工核反应堆。
2 3-
2 3-
2 3-
)1 - k ( Lr
)1 - k (
压水堆核电站示意图
(裂变系统）
3 反应堆实现自持链式反应的临界条件
设： 1）h=235U,每吸收1个中子所放出裂变中子的平均 数； 2）P=中子不从反应堆中泄露出去的概率； 3）q=反应堆中中子被235U吸收而不被其他物质吸 收的概率=中子利用效率； • 反应堆尺寸越大，P越大（越接近与1），堆中 其它物质（特别是容易吸收中子的物质）越少， q越大（越接近于1）。 • 反应堆的有效增殖系数：ke= hPq=k P， k =hq，是无穷大系统（P=1）中的增殖系数。
)1 - k ( L 5）临界状态、临界尺寸、临界质量 L 可证明：临界尺寸 k -1 L 为中子徙动长度 临界体积 临界质量
3
3
2
1
r
世界第一座核反应堆
（天然铀52吨、高纯石墨1000多吨，总重1400吨）
4 核电站
• 核电站的核心装置是提供核能的反应堆，堆中释 放的能量要利用载热流体（水、氦气、液态金属） 通过第一回路带到热交换器，再通过热交换器， 加热工作物质，由第二回路送到涡轮发电机。 • 1954年，在库尔恰托夫的主持下，苏联建成了世 界上第一座核电站——奥布灵斯克5MW石墨水 冷堆核电站。从此人类进入了核电时代。这种类 型的核电站目前只在原苏联和东欧少数国家使用。 • 1957年，美国的希平港压水堆核电站投入运行， 这种核电站安全性能较好，目前世界各国的核电 站有70%以上属于这种类型。我国投入运行的秦 山核电站、广东大亚湾核电站、在建的秦山二期、 岭澳、田湾核电站也是。
图解核电站主要系统 PPT
图解核电站主要系统
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG
核电站主要系统
核岛主要系统
电气部分主要系统
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
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压 器水位的变化
§1.2 化学和容积控制系统RCV
0
300
温
0C
度
水的比容随温度的变化关系曲线
容积控制的方法
原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”。 上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（REA系统执行） 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或TEP系统。
5、稳压器
功能： 1、压力控制 2、超压保护
Psatf(Tsa)t
一、核岛主要系统
§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
（1）一回路水容积变化的原 积 容 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
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
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG
核电站主要系统
核岛主要系统
电气部分主要系统
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
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压 器水位的变化
§1.2 化学和容积控制系统RCV
0
300
温
0C
度
水的比容随温度的变化关系曲线
容积控制的方法
原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”。 上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（REA系统执行） 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或TEP系统。
5、稳压器
功能： 1、压力控制 2、超压保护
Psatf(Tsa)t
一、核岛主要系统
§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
（1）一回路水容积变化的原 积 容 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
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
核电站工作原理
核电站工作原理核电厂用的燃料是铀。
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。
1.1 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等系统，其形式与常规火电厂类似。
1.2 沸水堆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作燃料。
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。
1.3重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。
重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。
重水堆可用轻水或重水作冷却剂，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。
1.4 快堆核电站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值。
目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增值堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。
1.5 气冷堆核电站冷气堆是指用石墨慢化、二氧化碳或氦气冷却的反应堆。
核电站 工作原理 分类
8
三、核反应堆介绍
核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从
而实现核 能热能转换的装置。核反应堆结构图 能热能转换的装置。核反应堆结构图 1、核反应堆类型 （1）根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型①将 ）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， 比如多目的堆。⑤为发电而发生热量的核反应，称 比如多目的堆。⑤为发电而发生热量的核反应，称 为发电堆。⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核 为发电堆。⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核 反应堆，称为推进堆。 （2）根据燃料类型分为天然气铀堆、浓缩铀堆、钍堆； （3）根据中子能量分为快中子堆和热中子堆； ）根据中子能量分为快中子堆和热中子堆；
本文由wase654321贡献
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一、核电站工作原理
1、什么叫核电站？ ? 核电站就是利用一座或若干座动力反应堆 所产生的热能来发电或发电兼供热的动力 设施。反应堆是核电站的关键设备，链式 裂变反应就在其中进行。
12
四、核能是清洁的能源
目前环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起
的，化石燃料燃烧会放出大量的烟尘、二氧化碳、 二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害气体 造成的“温室效应” 造成的“温室效应”，将使地球气温升高，会造 成气候异常，加速土地沙漠化过程，给社会经济 的可持续发展带来灾难性的影响，核电站并不排 放这些有害物质，不会造成“温室效应” 放这些有害物质，不会造成“温室效应”，与火 电厂相比，它能大大改善环境质量，保护人类赖 以生存的生态环境等 。 核电站是安全、经济、干净的能源，与火电站相 比，更有利于保护环境 。
三、核反应堆介绍
核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从
而实现核 能热能转换的装置。核反应堆结构图 能热能转换的装置。核反应堆结构图 1、核反应堆类型 （1）根据用途，核反应堆可以分为以下几种类型①将 ）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， 比如多目的堆。⑤为发电而发生热量的核反应，称 比如多目的堆。⑤为发电而发生热量的核反应，称 为发电堆。⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核 为发电堆。⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核 反应堆，称为推进堆。 （2）根据燃料类型分为天然气铀堆、浓缩铀堆、钍堆； （3）根据中子能量分为快中子堆和热中子堆； ）根据中子能量分为快中子堆和热中子堆；
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一、核电站工作原理
1、什么叫核电站？ ? 核电站就是利用一座或若干座动力反应堆 所产生的热能来发电或发电兼供热的动力 设施。反应堆是核电站的关键设备，链式 裂变反应就在其中进行。
12
四、核能是清洁的能源
目前环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起
的，化石燃料燃烧会放出大量的烟尘、二氧化碳、 二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害气体 造成的“温室效应” 造成的“温室效应”，将使地球气温升高，会造 成气候异常，加速土地沙漠化过程，给社会经济 的可持续发展带来灾难性的影响，核电站并不排 放这些有害物质，不会造成“温室效应” 放这些有害物质，不会造成“温室效应”，与火 电厂相比，它能大大改善环境质量，保护人类赖 以生存的生态环境等 。 核电站是安全、经济、干净的能源，与火电站相 比，更有利于保护环境 。
核电站基本原理 共76页PPT资料
反应堆结构
堆内构件
堆内构件是指压力容器内，除堆芯组件 及驱动轴以外的所有构件。
由四大部分组成： －吊篮部件； －压紧部件； －辐照监督管；
－堆内构件附件（堆内温测装置）。
主体材料为奥氏体不锈钢。
吊篮部件
压紧部件
反应堆结构
堆内构件主要功能： 安放和定位堆芯组件； 为冷却剂流经堆芯导流； 为控制棒束运动导向； 减弱中子和γ 射线对压力容器辐照损伤； 为堆内温度和中子通量测量提供支承和引导。
快中子必须经过慢化，与周围介质的原子核 多次碰撞，使中子能量减小，才能成为热中子 （E=0.625ev)。
普通水、重水和石墨均可作为热中子反应
堆中的慢化剂。
有关基本概念
(3) 反应堆临界
如果反应堆内，单位时间裂变产生的 中
子数等于因吸收和泄漏损失的中子数，则 反
应堆内链式反应能持续进行下去，处于这 种
秦山核电站控制棒吸收体选用银-铟-镉 合金。包壳管采用不锈钢管，棒内充氦气。
控制棒用连接柄连成束棒结构。连接
柄与驱动机构的驱动轴相啮合。
反应堆结构
（3）可燃毒物组件
– 首次装料时，堆芯使用新燃料，初始总反应 性较大。为补偿部分过剩反应性，堆芯设置 了可燃毒物组件。
– 第一次换料时全部卸出，换成阻力塞组件。 – 采用硼硅玻璃管作可燃毒物，包壳材料为不
工作状态反应堆称为反应堆临界。
有关基本概念
核反应堆是可控的自持链式反应装置， 原子弹是瞬时爆炸不可控的链式反应装置。
两者最根本区别是原子弹的装料是高 浓 铀或钚，而核反应堆采用低浓铀。
有关的基本概念
(4) 有效增殖系数
指在有限大反应堆系统内，新一代的 中子与产生它的直属上一代中子数之比， 或中子的产生率与中子消失率之• 有关基本概念 • 核电站工作原理 • 反应堆结构 • 一回路系统及主要设备 • 反应堆运行和控制 • 核电站的安全设计 • 世界核电新发展
第二章 核电站工作原理与系统
幻灯片1第二章核电站工作原理及系统组成余廷芳幻灯片2一、核电站工作原理●1、什么叫核电站？●核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。
反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。
将原子核裂变释放的核能转换成热能，再转变为电能的系统和设施，通常称为核电站。
幻灯片3一、核电站工作原理●2、核电站工作原理核电厂用的燃料是铀。
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。
核电站工作流程原理1；图2幻灯片4二、核电站类型●目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。
但用的最广泛的是压水反应堆。
压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。
●压水堆核电站占全世界核电总容量的60%以上。
幻灯片5二、核电站类型●1、压水堆核电站●----------------以压水堆为热源的核电站。
图●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等系统，其形式与常规火电厂类似。
幻灯片6二、核电站类型●2、沸水堆核电站●--------------------以沸水堆为热源的核电站。
图●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作燃料。
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。
幻灯片7二、核电站类型●3、重水堆核电站图●以重水堆为热源的核电站。
图解核电站主要系统
二回路主要系统
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
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
3、反应性控制
（2）反应性控制的三个手段 ➢控制棒 ➢可燃毒物棒 ➢硼酸溶液的化学补偿
（4） 反应性慢变化的控制措施 ➢ 加硼 ➢ 稀释 ➢ 除硼
§1.2 化学和容积控制系统RCV
反应性慢变化的控制措施
下泄
稀释
排出含硼水V升
030VP
TEP
002BA 上充
注入纯水V升 REA
除硼
下泄
030VP 002BA 上充 §1.2 化学和容积控制系统RCV
RRA01PO
RRA02PO
13VP RRI
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路
RCP02PO
RCV310VP
三环路
03GV
RCV50V P
082VP
RCV366VP
RCV01EX
01-03DI RRI 13VP
净化
46VP RCV01-03 PO RCP-RCV-RRA连接图
一、核岛主要系统
传
输 水
乏燃料水池
池
装冲 罐洗 池池
KX厂房
堆内构件池 换料腔
RX厂房
1#机RX、KX厂房布置图
核电站原理 第3章 反应堆 压力容器
封
号轴封之间，其作用是： 1）保证主泵轴承的润滑。
组
2）通过三个串联的轴封，保证一回路水不向外泄 漏。
件
3）在RRI系统暂时断水时，保证主泵轴承和轴封的
短时应急冷却。
由RCV系统供给的轴封水压力为15.8Mpa.a ，略高
于一回路压力，流量约1.82m3/h，其中通过轴封约
0.68 m3/h，其余流入一回路
（4）顶盖冷却旁通流量——有2.2％的流量从 导向筒支承板法兰上的小孔流进顶盖进行冷 却。
这一区域的水可通过支承柱向下流回上部堆内 构件构成的水腔室。
上述各项旁通流量总计为冷却剂总流量的6.04 ％，热工设计时取为 6.5％。
旁路流量增大意味着什么?有什么危害? 使流经堆芯流量减少，平均温度增加 自动控制调节 使功率下降。
芯内的支撑与定位。
2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回 路冷却剂与外部压差的压力边界的作用
3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作 用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆
设
堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要
计
求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40
考
年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对
主 冷却。为防止安全壳内空气升温，在冷却回路出口装 有两台冷却器，由RRI系统冷却。电机设有电加热器，
泵 在泵停运时加热，使线圈保持一定温度，防止凝结水。 为了便于维修主泵和电机，在泵轴与电机轴之间由
电 400mm长的短轴刚性连接。 在电动机定子上有6个测点，监督线圈温升，
机 温度不允许超过120℃。 在冷却器出口装有RRI系统 流量测点，流量低于25m3/h时，给出报警信号。
各种旁通流量及其大致数值为：
核电站简介PPT课件
GNP
14
秦山核电站
15
16
17
二、核电站的安全性 多道屏障 第一道屏障是燃料芯块； 第二道屏障是燃料元件包壳； 第三道屏障是一回路系统压力边界； 第四道屏障安全壳。
18
QNP-3(CANDU)
19
三、核电站运行的特点
1.在火电厂中，可以连续不断地向锅炉提供 燃料，而压水堆核电站的反应堆，只能对 堆芯一次装料，定期停堆换料。 反应堆冷却剂中含有硼酸，对一回路 系统及其辅助系统的运行和控制，带来一 定的复杂性；
1
一、核电站的发展
核电站的核心装置是提供核能的反应堆， 堆中释放的能量要利用载热流体（水、氦 气、液态金属）通过第一回路带到热交换 器，再通过热交换器，加热工作物质，由 第二回路送到涡轮发电机。
从核裂变发现到现在，只有50多年的 历史。
1942年，第一座反应堆达到临界。
2
• 1954年，在库尔恰托夫的主持下，苏联建成了世 界上第一座核电站——奥布灵斯克5MW石墨水冷 堆核电站。从此人类进入了核电时代。这种类型 的核电站目前只在原苏联和东欧少数国家使用。
32
• 要用反应堆产生核能,需要解决以下4个问题： ①为核裂变链式反应提供必要的条件，使 之得以进行。②链式反应必须能由人通过 一定装置进行控制。失去控制的裂变能不 仅不能用于发电，还会酿成灾害。③裂变 反应产生的能量要能从反应堆中安全取出。 ④裂变反应中产生的中子和放射性物质对 人体危害很大，必须设法避免它们对核电 站工作人员和附近居民的伤害。
4
• 1960年，美国的德累斯顿沸水堆核电站投 入运行，它主要由沸水堆本体、蒸汽给水 系统和其它辅助系统组成。目前这种类型 的核电站所占比例仅次于压水堆核电站， 我国目前没有这种类型的核电站。
图解核电站主要系统_图文
一、核岛主要系统
§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
§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
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10/5/2014
•
•
主要由热（快）中子起作用的核反应堆，叫做热（快）中子堆。由于热中子堆所 需的核燃料（铀或钚）较少，并且较易控制，所以现在核电站使用的反应堆大都 是热中子堆。 快中子堆需要装进更多的核燃料，但可利用来增殖钚，加深核燃料的利用率。原 子弹。
10/5/2014
2 热中子堆的基本组成
• 热中子堆中释放能量的核芯部分称为“堆 芯”；整个堆芯（连同周围的“反射层”） 密封在“压力容器”中；容器外是“屏蔽层” 和“安全壳”。 • 堆芯中装有： 1）核燃料：低浓缩铀，235U占3%左右（天然 铀中，235U仅占约0.7%,其余~99.3%是不能由热 中子引起裂变的238U；但238U吸收中子变成 239U后，经过两次b-衰变，可变成易裂变的 10/5/2014 239Pu）。
秦山核电站
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• 1960年，美国的德累斯顿沸水堆核电站投入运行， 它主要由沸水堆本体、蒸汽给水系统和其它辅助系 统组成。目前这种类型的核电站所占比例仅次于压 水堆核电站，我国目前没有这种类型的核电站。 • 1968年，加拿大角坎杜堆核电站运行，它由重水堆 本体、一次冷却回路、二次回路及其它辅助系统组 成。目前，这种类型核电站所站比例排在第三位， 我国在建的秦山三期核电站即属这种类型。 • 1974年，法国建成了“凤凰”示范快堆核电站，它 由快中子堆本体、一回路钠、二回路钠、三回路水 及其它辅助系统组成。目前，这种类型核电站所占 比例最小，它的最大特点是在运行中能够实现核燃 10/5/2014 料的增殖，我国将建一座实验快（中子）堆。
2）慢化剂：为使裂变中子慢化成热中子，需要用质子数小的物质（如水，重水，石 墨等）组成慢化剂；因为中子与质量越小的核相碰，损失的动能越大，因而慢化 的效果越好。随着所使用的慢化剂，反应堆可分为水堆、重水堆、石墨堆等类型。 3）冷却剂：水、重水或氦。 4）结构材料 5）调节控制系统（Cd，B/2014
4）临界条件：ke=1，链式反应平稳自持。 • 次临界： ke<1，功率下降； 超临界： ke>1，功率上升。
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5）临界状态、临界尺寸、临界质量 L 可证明：临界尺寸 k -1 L ( k - 1)-3 2 L 为中子徙动长度 3 r L ( k - 1)-3 2 临界体积 3 r (k - 1 )-3 2 临界质量 1
压水堆核电站示意图
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3 反应堆实现自持链式反应的临界条件
设： 1）h=235U,每吸收1个中子所放出裂变中子的平均数； 2）P=中子不从反应堆中泄露出去的概率； 3）q=反应堆中中子被235U吸收而不被其他物质吸收的概 率=中子利用效率； • 反应堆尺寸越大，P越大（越接近与1），堆中其它物 质（特别是容易吸收中子的物质）越少，q越大（越接 近于1）。 • 反应堆的有效增殖系数：ke= hPq=k P， k =hq，是无穷大系统（P=1）中的增殖系数。
三. 核反应堆和核电站
1. 热中子堆和快中子堆 2. 热中子堆的基本组成 3. 反应堆实现自持链式反应的临界条件 4. 核电站 5. 核电站作为一种新能源的特点 6. 核裂变弹（原子弹） 7. 加强弹、氢弹和中子弹 8. 受控热核反应
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1 热中子堆和快中子堆
• 什么是热中子？ 20 °C下，E0.025eV,v2200米/秒，裂变中子能 量大部分在1~2MeV范围；中子通过和介质中 原子核碰撞，逐步“慢化”，直到能量和介质 中的热运动达到平衡，变成“热中子”。 • 热中子和物质原子核的作用“截面”比快中子 的大。（所谓“截面”就是当单位面积上每秒 钟有一个粒子打来时，引起反应的“有效面 积”，即“概率”。） 原因： 1）1/v 律； 2）共振效应。
中国快堆在建设中
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2
L
r
1
，r是堆中物质的平均密度。
6）1942年12月2日，在费米领导下，美国芝加哥
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世界第一座核反应堆
（天然铀52吨、高纯石墨1000多吨，总重1400吨）
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4 核电站
• 核电站的核心装置是提供核能的反应堆，堆中释 放的能量要利用载热流体（水、氦气、液态金属） 通过第一回路带到热交换器，再通过热交换器， 加热工作物质，由第二回路送到涡轮发电机。 • 1954年，在库尔恰托夫的主持下，苏联建成了世 界上第一座核电站——奥布灵斯克5MW石墨水冷 堆核电站。从此人类进入了核电时代。这种类型 的核电站目前只在原苏联和东欧少数国家使用。 • 1957年，美国的希平港压水堆核电站投入运行， 这种核电站安全性能较好，目前世界各国的核电 站有70%以上属于这种类型。我国投入运行的秦 10/5/2014 山核电站、广东大亚湾核电站、在建的秦山二期、
•
•
主要由热（快）中子起作用的核反应堆，叫做热（快）中子堆。由于热中子堆所 需的核燃料（铀或钚）较少，并且较易控制，所以现在核电站使用的反应堆大都 是热中子堆。 快中子堆需要装进更多的核燃料，但可利用来增殖钚，加深核燃料的利用率。原 子弹。
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2 热中子堆的基本组成
• 热中子堆中释放能量的核芯部分称为“堆 芯”；整个堆芯（连同周围的“反射层”） 密封在“压力容器”中；容器外是“屏蔽层” 和“安全壳”。 • 堆芯中装有： 1）核燃料：低浓缩铀，235U占3%左右（天然 铀中，235U仅占约0.7%,其余~99.3%是不能由热 中子引起裂变的238U；但238U吸收中子变成 239U后，经过两次b-衰变，可变成易裂变的 10/5/2014 239Pu）。
秦山核电站
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• 1960年，美国的德累斯顿沸水堆核电站投入运行， 它主要由沸水堆本体、蒸汽给水系统和其它辅助系 统组成。目前这种类型的核电站所占比例仅次于压 水堆核电站，我国目前没有这种类型的核电站。 • 1968年，加拿大角坎杜堆核电站运行，它由重水堆 本体、一次冷却回路、二次回路及其它辅助系统组 成。目前，这种类型核电站所站比例排在第三位， 我国在建的秦山三期核电站即属这种类型。 • 1974年，法国建成了“凤凰”示范快堆核电站，它 由快中子堆本体、一回路钠、二回路钠、三回路水 及其它辅助系统组成。目前，这种类型核电站所占 比例最小，它的最大特点是在运行中能够实现核燃 10/5/2014 料的增殖，我国将建一座实验快（中子）堆。
2）慢化剂：为使裂变中子慢化成热中子，需要用质子数小的物质（如水，重水，石 墨等）组成慢化剂；因为中子与质量越小的核相碰，损失的动能越大，因而慢化 的效果越好。随着所使用的慢化剂，反应堆可分为水堆、重水堆、石墨堆等类型。 3）冷却剂：水、重水或氦。 4）结构材料 5）调节控制系统（Cd，B/2014
4）临界条件：ke=1，链式反应平稳自持。 • 次临界： ke<1，功率下降； 超临界： ke>1，功率上升。
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5）临界状态、临界尺寸、临界质量 L 可证明：临界尺寸 k -1 L ( k - 1)-3 2 L 为中子徙动长度 3 r L ( k - 1)-3 2 临界体积 3 r (k - 1 )-3 2 临界质量 1
压水堆核电站示意图
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3 反应堆实现自持链式反应的临界条件
设： 1）h=235U,每吸收1个中子所放出裂变中子的平均数； 2）P=中子不从反应堆中泄露出去的概率； 3）q=反应堆中中子被235U吸收而不被其他物质吸收的概 率=中子利用效率； • 反应堆尺寸越大，P越大（越接近与1），堆中其它物 质（特别是容易吸收中子的物质）越少，q越大（越接 近于1）。 • 反应堆的有效增殖系数：ke= hPq=k P， k =hq，是无穷大系统（P=1）中的增殖系数。
三. 核反应堆和核电站
1. 热中子堆和快中子堆 2. 热中子堆的基本组成 3. 反应堆实现自持链式反应的临界条件 4. 核电站 5. 核电站作为一种新能源的特点 6. 核裂变弹（原子弹） 7. 加强弹、氢弹和中子弹 8. 受控热核反应
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1 热中子堆和快中子堆
• 什么是热中子？ 20 °C下，E0.025eV,v2200米/秒，裂变中子能 量大部分在1~2MeV范围；中子通过和介质中 原子核碰撞，逐步“慢化”，直到能量和介质 中的热运动达到平衡，变成“热中子”。 • 热中子和物质原子核的作用“截面”比快中子 的大。（所谓“截面”就是当单位面积上每秒 钟有一个粒子打来时，引起反应的“有效面 积”，即“概率”。） 原因： 1）1/v 律； 2）共振效应。
中国快堆在建设中
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2
L
r
1
，r是堆中物质的平均密度。
6）1942年12月2日，在费米领导下，美国芝加哥
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世界第一座核反应堆
（天然铀52吨、高纯石墨1000多吨，总重1400吨）
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4 核电站
• 核电站的核心装置是提供核能的反应堆，堆中释 放的能量要利用载热流体（水、氦气、液态金属） 通过第一回路带到热交换器，再通过热交换器， 加热工作物质，由第二回路送到涡轮发电机。 • 1954年，在库尔恰托夫的主持下，苏联建成了世 界上第一座核电站——奥布灵斯克5MW石墨水冷 堆核电站。从此人类进入了核电时代。这种类型 的核电站目前只在原苏联和东欧少数国家使用。 • 1957年，美国的希平港压水堆核电站投入运行， 这种核电站安全性能较好，目前世界各国的核电 站有70%以上属于这种类型。我国投入运行的秦 10/5/2014 山核电站、广东大亚湾核电站、在建的秦山二期、