1.核电基础知识
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1．世界能源状况与核电发展概况
核能 60多年前，科学家发现铀235的原子核在吸收 一个中子以后能分裂，同时放出2-3个中子和大 量的能量。而且放出的能量比化学反应中放出的 能量大的多，这就是核裂变能，也就是我们说的 核能。 铀235 ＋ 1个中子 →裂变产物A ＋ 裂变产物B ＋200MeV能量＋2.43个中子
2.2 核电厂的主要堆型 压水堆 1956年 美国 沸水堆 1960年 美国 重水堆 1962年 加拿大 石墨水冷堆 （前苏联 切尔诺贝利核电站） 石墨气冷堆 快中子堆
目前世界上有约500个核电机组在运行， 总装机容量达35000万千瓦。 从核电站使用的堆型上，压水堆（PWR） 型核电站约占56%，沸水堆（BWR）型核电站 约占21%，重水堆型核电站约占7%，其它堆型 包括石墨水冷堆、气冷堆和快中子增殖堆约 占16%。
常见核反应堆类型之 ①压水堆（PWR)
压水堆的堆芯位置于反应堆压力容器内，流 过堆芯的热水保持在120－160大气压的高压下， 使它加热到300－330℃的高温也不沸腾。这水 在堆芯中既作为慢化剂，又作为燃料元件的冷 却剂，它把从堆芯取得的热量，带到蒸汽发生 器内传给二回路的水产生蒸汽，然后借助于主 循环泵又回到堆芯。系统的压力靠稳压器保持 稳定，在蒸汽发生器的二回路侧产生的饱和蒸 汽或过热蒸汽，用来驱动汽轮发生机组。
铀235原子核完全裂变放出的能量是同量 煤完全燃烧放出能量的 2700000倍！ 以1000MW压水堆核电站和燃煤电站相比较： ---压水堆核电站每年补充30吨核燃料（其中 只含有约1吨U235）。 ---燃煤电站每年约消耗300万吨原煤（相当于 每天需要3列40节的运煤列车）。
链式裂变反应 裂变反应是由中子引起的，而反应结果又产生了新的 中子。如果能用新的中子引起新的核裂变，裂变反应就 能连续不断地进行下去，同时不断产生能量。人们找到 了实现这种产生连续反应的条件，这种反应就叫链式裂 变反应。
常见核反应堆类型之 ②沸水堆（BWR）
沸水堆是沸腾轻水冷却和慢化反应堆的简称。 沸水堆和压水堆存在着明显的差别，主要体现 在以下几个主要方面： ⑴汽轮机所需的蒸汽是从压力容器内直接产生 的，而不象压水堆核电站那样蒸汽由蒸汽发生 器产生，从而取消了压水堆安全壳内几个最大 型的设备及辅助管道，如：蒸汽么生器、稳压 器等。 ⑵沸水堆反应堆压力容器内压力不到压水堆的 一半（约70kg/cm2）。
常见核反应堆类型之 ④高温冷堆（HTGR)
高温气冷堆也是世界上最早发展具有较成熟经验 的核电站动力堆之一。 这种堆的主要特点是采用热解碳和碳化矽作涂敷 微粒燃料，把这种微粒燃料弥散到石墨基体中做成元 件。每个微粒的涂敷层都能独立地防止裂变产物外逸 的作用，这种元件能达到很高的燃耗，又能耐高温， 堆内气体冷却剂（通常用氦气）的温度可以高达700 －850℃，因此堆的热效率很高，堆内的氦冷却剂和 石墨慢化剂都具有良好的热性能。 高温气冷堆是氦气冷却剂将反应堆热量传送给蒸 汽发生器内的水，使水化成蒸汽以产生动力。
5 压水堆核电站主要设备和部件
a) 压力容器 反应堆容器是圆筒形的，底部有焊死的半球形封 头，顶部有用法兰和垫圈连接的可撤卸半球形封头。 容器内有堆芯、堆芯支承结构、控制棒以及与堆芯直 接有关的其他部件 容器入口接管和出口接管在同一个水平面上，该平 面刚好低于反应堆容器法兰，但高于堆芯顶端。冷却 剂通过入口接管进入容器，沿着堆芯围筒与容器壁之 间的环形空间向下流动，在底部转为向上流动，通过 堆芯直到出口接管。
常见核反应堆类型之 ③重水反应堆（CANDU)
世界上曾有过许多重水堆系统方案，也有 几种不同的模式或示范性核电站概念，但是目 前商用的只有加拿大集中力量发展的卧式压力 管式天然铀重水慢化，重水冷却型，称为坎杜 （CANDU）型重水堆。 经过2万千瓦实验堆（NPD-2）和20万千瓦 原型堆电站阶段，现在已发展到单堆功率70万 千瓦的工业规模核电站。
压水堆的优点是，1. 活化的腐蚀产物和破损燃 料元件棒逸出的裂变产物局限在一回路内，不会进入 二回路污染汽轮机；2. 还可以靠充入一回路水的硼 酸含量来补偿燃耗，可以大大减小控制棒数目，使后 者的任务仅限于调节负荷与停堆。由于正常运行时控 制棒基本上完全提出堆芯以外，所以中子通量的分布 比较均匀，可达到较深而均匀的燃耗。
5 压水堆核电站主要设备和部件之 c)蒸汽发生器
蒸汽发生器是由外壳和U形管构成的立式热 交换器，反应堆的高温高压冷却剂在这里把能 量传递给二次冷却剂，以产生干饱和蒸汽供给 主汽轮机和辅助设施。蒸汽发生器在有放射性 的一回路系统和无放射性的二回路系统之间提 供了边界。 一次（反应堆冷却剂）侧 反应堆冷却剂通过半球形的下封头上的接 管进入和离开蒸汽发生器。下封头中有一块垂 直隔板（分隔器）从封头伸到管板，把下封头 分隔成入口室和出口室。为进入封头的进口侧 和出口侧，分别设置了用螺栓紧固、带有垫片 的人孔。
5 压水堆核电站主要设备和部件之 c)蒸汽发生器
二次（蒸汽）侧 蒸汽发生器的二次侧包括给水接管和蒸汽接 管、管束和支承、管束包层、一级和二级汽水 分离器。壳体和内部构件用碳钢制造。各种型 式的蒸汽发生器之间的主要区别是给水入口管 的位置和设计、汽水分离设备的设计，以及在 某些装置上增加了一体化的给水预热器。这些 区别对蒸汽发生器的功能几乎没有影响，只是 设计用来解决特定的运行问题或提高蒸汽发生 器的效率。 蒸汽发生器一般分为立式和卧式两种，对于 立式蒸汽发生器，高为-20m，外径约3.5m，U型 管数目约3400根。
⑤ 反应堆压力容器 反应堆堆芯所包含的燃料以及一回路冷却剂都必须 装在一个密封的系统内。这种容器必须高度可靠，以 便保证不发生冷却剂的泄漏，这种容器也必须能防止 放射性物质释放到环境中去。 压力容器必须能承受预期的设计压力，同时还必须 能承受由于管道断裂或地震所造成的任何冲击载荷。
⑥ 一回路压力边界 一回路压力边界包括反应堆容器、反应堆冷却剂 管道及其附件等称为反应堆冷却系统。包括蒸汽发生 器、反应堆冷却剂泵、连接辅助系统和应急系统用的 贯穿件以及相应的仪表。全部反应堆冷却剂系统部件 都位于安全壳内。 在运行时，反应堆冷却剂系统把堆内产生的热量 输送到蒸汽发生器中，蒸汽发生器产生蒸汽，供给汽 轮发电机。热的反应堆冷却剂从反应堆容器中出来， 流经热段管道进入蒸汽发生器，在那里排出能量产生 蒸汽。离开蒸汽发生器的冷却剂流经交叉段管道进入 反应堆冷却剂泵的吸水口。泵的排水流经冷段管道进 入反应堆容器入口接管，完成整个循环。
5 压水堆核电站主要设备和部件之 b)
燃料组件
所有燃料组件都是机械结构完全相同的开 式组件。每个组件包括264根燃料棒、24根导 向套管和1根仪表导向外管，按17×17陈列布 置，由一些篮式格架组件以及顶部和底部接管 支承和定位。仪表导向外管位于中央位置；如 果燃料组件处于堆芯带测量装置的组件位置， 仪表导向外管就为插入堆芯中子控测器导向套 管提供了一个通道。根据燃料组件在堆芯内所 处的具体位置，控制棒导向套管为插入棒束控 制组件、中子源组件、可燃毒物组件或阻力塞 装置提供了通道。
核电厂与火电厂的比较
核电厂与火电厂的比较
核电厂与火电厂的比较
核电站常用术语 ① 核岛 、常规岛 、BOP
② NSSS、BNI
③ 反应堆、燃料元件、慢化剂、冷却剂
④一回路压力边界、三道屏障
⑤ 环路的概念 ⑥ 回路的概念 ⑦ 常用缩写
反应堆的基本结构 ①反应堆 反应堆堆芯是反应堆系统的心脏，堆芯中 的燃料必须以一定方式排列在一起，以便能以 可控的方式进行核裂变。堆芯的几何形状必须 能使所产生的热既经济又方便地被反应堆冷却 剂系统带走。反应堆设计还必须为其它部件提 供防止堆芯辐射所需的屏蔽。
核电站常用术语之③ 反应堆、燃料元件…… & ④一回路压力边界、三道屏障
②燃料元件
燃料元件必须满足以下要求： 1 要能使燃料和产生的绝大多数裂变产物都密 封在元件包壳中； 2 在结构上能保证适当地冷却； 3 要能安全地操作并且在预期的运行条件下还 能保持结构的完整性，要能在高温下运行， 并且中子的寄生吸收要尽量少。
⑥一回路压力边界
⑦ 三道屏障
第一道是燃料包 壳; 第二道屏障是反 应堆冷却剂系统 压力边界，它起 着防止裂变产物 向环境释放的 “屏障”或“防 线”的作用，是 三道屏障中最关 键的一道屏障。 第三道是反应堆 安全壳。
核电站常用术语之 ⑥ 一、二、三回路的概念
1 2 3 4 5 6 7 8
LOCA－Loss Of Coolant Accident DBA－ Design Basic Accident SSE－ Safety Stop Earthquake OBE－ Operating Basis Earthquake LBB－ Leak Before Break NSSS－Nuclear Steam Supply System BNI－ Balance of Nuclear Island BOP－ Balance Of Plant
常见核反应堆类型之 ③重水反应堆（CANDU)
重水的慢化性能，吸收中子少，能使用天 然铀，不用建造昂贵的铀同位素分离工厂或 依赖国外进口的浓缩铀，重水堆能最有效地 利用天然铀，即从每吨天然铀中提取最大的 能量。从重水堆卸出的燃料烧得较透，含铀 235量低于扩建厂通常的尾料浓度。因此，不 急于后处理，可把卸出的燃料元件储存起来， 待将来快堆需要时再提取其中的钚，使燃料 循环简化。
常见核反应堆类型之 ⑤ 快中子增殖堆
热中子堆浪费的中子多，这个比值不可能 大于 1 （一般说来，气冷堆约为 0.8 ，轻水堆 约为 0.5 ，重水堆约为 0.8 ），但是，快增殖 堆的增殖比可在1.1－1.4左右。 由于快增殖堆一方面消耗核燃料，另一方 面又能产生比消耗还多的新燃料，所以，只 要提供最初的燃料，其后不仅不需要补充裂 变燃料，而且生成的过剩钚还可用作其它新 建快增殖堆的初装料。因此，快增殖堆能充 分利用核燃料资源是较理想的反应堆，目前， 许多国家正积极研究和发展。
常见核反应堆类型之 ②沸水堆（BWR）
⑶由于汽轮机所需蒸汽是从反应堆压力容器 中直接产生的，所以汽轮机及其辅助系统和 设备均带有不同程度的放射性。 ⑷由于给水直接进入反应堆压力容器，所以 沸水堆核电站的水化学程度较压水堆高。 ⑸核辅助系统较压水堆较为简单，这主要体 现在：取消了压水堆中的化容系统、硼回收 系统和硼、水补给系统等。
铀和钚 铀是一种金属，它是自然界中原子序数最大的元素。 在地壳中含量为四百万分之一。除了0.71％的铀235外， 其余全是铀238。 钚是一种人造核素，Pu239 是由U238转化而来，它也 可以实现链式核反应。
2.核电厂的基本原理与系统组成
2.1 核电厂的基本原理
3 核电站基本概念
3.1 核电站基本构成
来自百度文库
常见核反应堆类型之 ⑤ 快中子增殖堆
天然铀中铀-235只约占0.7%，大量的铀-238 没有利用，快中子增殖堆是快中子不经慢化直 接轰击235U、230Pu引起核裂变。同时利用来自堆 芯边缘的高强度中子束，将贫铀-235的再生材 料238U产生核反应，铀-238系获中子后生成新的 裂变燃料钚-239，那么每发生一次核裂变，就 能产生一个以上的新的核燃料 239Pu。这种新产 生的核燃料与所消耗的核燃料的比值大于或等 于1时，就称为增殖，这个比值称为增殖比（低 于1时称为转换比）。
②
燃料元件
② 燃 料 元 件
核电站常用术语之③ 反应堆、燃料元件…… & ④一回路压力边界、三道屏障
③ 慢化剂 在热中子反应堆中，核裂变主要是由热中 子引起的（快中子反应堆中核裂变主要是由快 中子引起）。裂变产生的快中子必须经过慢化 剂核碰撞而减少能量变成热中子。因此，对慢 化剂材料的要求是当快中子与它碰撞时，使快 中子的能量损失越多越好，而吸收中子的能力 越小越好，基本上满足这两方面要求的慢化剂， 最好的是重水，其次是石墨，铍和水。
④ 一回路冷却剂 一回路冷却剂系统必须提供足够的冷却剂循环流 量，以便带走堆芯产生的热量，并将能量通过二回路 系统将能量传递给汽轮发电机。冷却剂必须能维持较 高温度，以便获得较高的热效率。冷却剂与堆芯材料 的相容性要好，并且总的中子寄生吸收要尽量少。在 某些设计中，冷却剂还必须起必要的中子慢化作用。
核能 60多年前，科学家发现铀235的原子核在吸收 一个中子以后能分裂，同时放出2-3个中子和大 量的能量。而且放出的能量比化学反应中放出的 能量大的多，这就是核裂变能，也就是我们说的 核能。 铀235 ＋ 1个中子 →裂变产物A ＋ 裂变产物B ＋200MeV能量＋2.43个中子
2.2 核电厂的主要堆型 压水堆 1956年 美国 沸水堆 1960年 美国 重水堆 1962年 加拿大 石墨水冷堆 （前苏联 切尔诺贝利核电站） 石墨气冷堆 快中子堆
目前世界上有约500个核电机组在运行， 总装机容量达35000万千瓦。 从核电站使用的堆型上，压水堆（PWR） 型核电站约占56%，沸水堆（BWR）型核电站 约占21%，重水堆型核电站约占7%，其它堆型 包括石墨水冷堆、气冷堆和快中子增殖堆约 占16%。
常见核反应堆类型之 ①压水堆（PWR)
压水堆的堆芯位置于反应堆压力容器内，流 过堆芯的热水保持在120－160大气压的高压下， 使它加热到300－330℃的高温也不沸腾。这水 在堆芯中既作为慢化剂，又作为燃料元件的冷 却剂，它把从堆芯取得的热量，带到蒸汽发生 器内传给二回路的水产生蒸汽，然后借助于主 循环泵又回到堆芯。系统的压力靠稳压器保持 稳定，在蒸汽发生器的二回路侧产生的饱和蒸 汽或过热蒸汽，用来驱动汽轮发生机组。
铀235原子核完全裂变放出的能量是同量 煤完全燃烧放出能量的 2700000倍！ 以1000MW压水堆核电站和燃煤电站相比较： ---压水堆核电站每年补充30吨核燃料（其中 只含有约1吨U235）。 ---燃煤电站每年约消耗300万吨原煤（相当于 每天需要3列40节的运煤列车）。
链式裂变反应 裂变反应是由中子引起的，而反应结果又产生了新的 中子。如果能用新的中子引起新的核裂变，裂变反应就 能连续不断地进行下去，同时不断产生能量。人们找到 了实现这种产生连续反应的条件，这种反应就叫链式裂 变反应。
常见核反应堆类型之 ②沸水堆（BWR）
沸水堆是沸腾轻水冷却和慢化反应堆的简称。 沸水堆和压水堆存在着明显的差别，主要体现 在以下几个主要方面： ⑴汽轮机所需的蒸汽是从压力容器内直接产生 的，而不象压水堆核电站那样蒸汽由蒸汽发生 器产生，从而取消了压水堆安全壳内几个最大 型的设备及辅助管道，如：蒸汽么生器、稳压 器等。 ⑵沸水堆反应堆压力容器内压力不到压水堆的 一半（约70kg/cm2）。
常见核反应堆类型之 ④高温冷堆（HTGR)
高温气冷堆也是世界上最早发展具有较成熟经验 的核电站动力堆之一。 这种堆的主要特点是采用热解碳和碳化矽作涂敷 微粒燃料，把这种微粒燃料弥散到石墨基体中做成元 件。每个微粒的涂敷层都能独立地防止裂变产物外逸 的作用，这种元件能达到很高的燃耗，又能耐高温， 堆内气体冷却剂（通常用氦气）的温度可以高达700 －850℃，因此堆的热效率很高，堆内的氦冷却剂和 石墨慢化剂都具有良好的热性能。 高温气冷堆是氦气冷却剂将反应堆热量传送给蒸 汽发生器内的水，使水化成蒸汽以产生动力。
5 压水堆核电站主要设备和部件
a) 压力容器 反应堆容器是圆筒形的，底部有焊死的半球形封 头，顶部有用法兰和垫圈连接的可撤卸半球形封头。 容器内有堆芯、堆芯支承结构、控制棒以及与堆芯直 接有关的其他部件 容器入口接管和出口接管在同一个水平面上，该平 面刚好低于反应堆容器法兰，但高于堆芯顶端。冷却 剂通过入口接管进入容器，沿着堆芯围筒与容器壁之 间的环形空间向下流动，在底部转为向上流动，通过 堆芯直到出口接管。
常见核反应堆类型之 ③重水反应堆（CANDU)
世界上曾有过许多重水堆系统方案，也有 几种不同的模式或示范性核电站概念，但是目 前商用的只有加拿大集中力量发展的卧式压力 管式天然铀重水慢化，重水冷却型，称为坎杜 （CANDU）型重水堆。 经过2万千瓦实验堆（NPD-2）和20万千瓦 原型堆电站阶段，现在已发展到单堆功率70万 千瓦的工业规模核电站。
压水堆的优点是，1. 活化的腐蚀产物和破损燃 料元件棒逸出的裂变产物局限在一回路内，不会进入 二回路污染汽轮机；2. 还可以靠充入一回路水的硼 酸含量来补偿燃耗，可以大大减小控制棒数目，使后 者的任务仅限于调节负荷与停堆。由于正常运行时控 制棒基本上完全提出堆芯以外，所以中子通量的分布 比较均匀，可达到较深而均匀的燃耗。
5 压水堆核电站主要设备和部件之 c)蒸汽发生器
蒸汽发生器是由外壳和U形管构成的立式热 交换器，反应堆的高温高压冷却剂在这里把能 量传递给二次冷却剂，以产生干饱和蒸汽供给 主汽轮机和辅助设施。蒸汽发生器在有放射性 的一回路系统和无放射性的二回路系统之间提 供了边界。 一次（反应堆冷却剂）侧 反应堆冷却剂通过半球形的下封头上的接 管进入和离开蒸汽发生器。下封头中有一块垂 直隔板（分隔器）从封头伸到管板，把下封头 分隔成入口室和出口室。为进入封头的进口侧 和出口侧，分别设置了用螺栓紧固、带有垫片 的人孔。
5 压水堆核电站主要设备和部件之 c)蒸汽发生器
二次（蒸汽）侧 蒸汽发生器的二次侧包括给水接管和蒸汽接 管、管束和支承、管束包层、一级和二级汽水 分离器。壳体和内部构件用碳钢制造。各种型 式的蒸汽发生器之间的主要区别是给水入口管 的位置和设计、汽水分离设备的设计，以及在 某些装置上增加了一体化的给水预热器。这些 区别对蒸汽发生器的功能几乎没有影响，只是 设计用来解决特定的运行问题或提高蒸汽发生 器的效率。 蒸汽发生器一般分为立式和卧式两种，对于 立式蒸汽发生器，高为-20m，外径约3.5m，U型 管数目约3400根。
⑤ 反应堆压力容器 反应堆堆芯所包含的燃料以及一回路冷却剂都必须 装在一个密封的系统内。这种容器必须高度可靠，以 便保证不发生冷却剂的泄漏，这种容器也必须能防止 放射性物质释放到环境中去。 压力容器必须能承受预期的设计压力，同时还必须 能承受由于管道断裂或地震所造成的任何冲击载荷。
⑥ 一回路压力边界 一回路压力边界包括反应堆容器、反应堆冷却剂 管道及其附件等称为反应堆冷却系统。包括蒸汽发生 器、反应堆冷却剂泵、连接辅助系统和应急系统用的 贯穿件以及相应的仪表。全部反应堆冷却剂系统部件 都位于安全壳内。 在运行时，反应堆冷却剂系统把堆内产生的热量 输送到蒸汽发生器中，蒸汽发生器产生蒸汽，供给汽 轮发电机。热的反应堆冷却剂从反应堆容器中出来， 流经热段管道进入蒸汽发生器，在那里排出能量产生 蒸汽。离开蒸汽发生器的冷却剂流经交叉段管道进入 反应堆冷却剂泵的吸水口。泵的排水流经冷段管道进 入反应堆容器入口接管，完成整个循环。
5 压水堆核电站主要设备和部件之 b)
燃料组件
所有燃料组件都是机械结构完全相同的开 式组件。每个组件包括264根燃料棒、24根导 向套管和1根仪表导向外管，按17×17陈列布 置，由一些篮式格架组件以及顶部和底部接管 支承和定位。仪表导向外管位于中央位置；如 果燃料组件处于堆芯带测量装置的组件位置， 仪表导向外管就为插入堆芯中子控测器导向套 管提供了一个通道。根据燃料组件在堆芯内所 处的具体位置，控制棒导向套管为插入棒束控 制组件、中子源组件、可燃毒物组件或阻力塞 装置提供了通道。
核电厂与火电厂的比较
核电厂与火电厂的比较
核电厂与火电厂的比较
核电站常用术语 ① 核岛 、常规岛 、BOP
② NSSS、BNI
③ 反应堆、燃料元件、慢化剂、冷却剂
④一回路压力边界、三道屏障
⑤ 环路的概念 ⑥ 回路的概念 ⑦ 常用缩写
反应堆的基本结构 ①反应堆 反应堆堆芯是反应堆系统的心脏，堆芯中 的燃料必须以一定方式排列在一起，以便能以 可控的方式进行核裂变。堆芯的几何形状必须 能使所产生的热既经济又方便地被反应堆冷却 剂系统带走。反应堆设计还必须为其它部件提 供防止堆芯辐射所需的屏蔽。
核电站常用术语之③ 反应堆、燃料元件…… & ④一回路压力边界、三道屏障
②燃料元件
燃料元件必须满足以下要求： 1 要能使燃料和产生的绝大多数裂变产物都密 封在元件包壳中； 2 在结构上能保证适当地冷却； 3 要能安全地操作并且在预期的运行条件下还 能保持结构的完整性，要能在高温下运行， 并且中子的寄生吸收要尽量少。
⑥一回路压力边界
⑦ 三道屏障
第一道是燃料包 壳; 第二道屏障是反 应堆冷却剂系统 压力边界，它起 着防止裂变产物 向环境释放的 “屏障”或“防 线”的作用，是 三道屏障中最关 键的一道屏障。 第三道是反应堆 安全壳。
核电站常用术语之 ⑥ 一、二、三回路的概念
1 2 3 4 5 6 7 8
LOCA－Loss Of Coolant Accident DBA－ Design Basic Accident SSE－ Safety Stop Earthquake OBE－ Operating Basis Earthquake LBB－ Leak Before Break NSSS－Nuclear Steam Supply System BNI－ Balance of Nuclear Island BOP－ Balance Of Plant
常见核反应堆类型之 ③重水反应堆（CANDU)
重水的慢化性能，吸收中子少，能使用天 然铀，不用建造昂贵的铀同位素分离工厂或 依赖国外进口的浓缩铀，重水堆能最有效地 利用天然铀，即从每吨天然铀中提取最大的 能量。从重水堆卸出的燃料烧得较透，含铀 235量低于扩建厂通常的尾料浓度。因此，不 急于后处理，可把卸出的燃料元件储存起来， 待将来快堆需要时再提取其中的钚，使燃料 循环简化。
常见核反应堆类型之 ⑤ 快中子增殖堆
热中子堆浪费的中子多，这个比值不可能 大于 1 （一般说来，气冷堆约为 0.8 ，轻水堆 约为 0.5 ，重水堆约为 0.8 ），但是，快增殖 堆的增殖比可在1.1－1.4左右。 由于快增殖堆一方面消耗核燃料，另一方 面又能产生比消耗还多的新燃料，所以，只 要提供最初的燃料，其后不仅不需要补充裂 变燃料，而且生成的过剩钚还可用作其它新 建快增殖堆的初装料。因此，快增殖堆能充 分利用核燃料资源是较理想的反应堆，目前， 许多国家正积极研究和发展。
常见核反应堆类型之 ②沸水堆（BWR）
⑶由于汽轮机所需蒸汽是从反应堆压力容器 中直接产生的，所以汽轮机及其辅助系统和 设备均带有不同程度的放射性。 ⑷由于给水直接进入反应堆压力容器，所以 沸水堆核电站的水化学程度较压水堆高。 ⑸核辅助系统较压水堆较为简单，这主要体 现在：取消了压水堆中的化容系统、硼回收 系统和硼、水补给系统等。
铀和钚 铀是一种金属，它是自然界中原子序数最大的元素。 在地壳中含量为四百万分之一。除了0.71％的铀235外， 其余全是铀238。 钚是一种人造核素，Pu239 是由U238转化而来，它也 可以实现链式核反应。
2.核电厂的基本原理与系统组成
2.1 核电厂的基本原理
3 核电站基本概念
3.1 核电站基本构成
来自百度文库
常见核反应堆类型之 ⑤ 快中子增殖堆
天然铀中铀-235只约占0.7%，大量的铀-238 没有利用，快中子增殖堆是快中子不经慢化直 接轰击235U、230Pu引起核裂变。同时利用来自堆 芯边缘的高强度中子束，将贫铀-235的再生材 料238U产生核反应，铀-238系获中子后生成新的 裂变燃料钚-239，那么每发生一次核裂变，就 能产生一个以上的新的核燃料 239Pu。这种新产 生的核燃料与所消耗的核燃料的比值大于或等 于1时，就称为增殖，这个比值称为增殖比（低 于1时称为转换比）。
②
燃料元件
② 燃 料 元 件
核电站常用术语之③ 反应堆、燃料元件…… & ④一回路压力边界、三道屏障
③ 慢化剂 在热中子反应堆中，核裂变主要是由热中 子引起的（快中子反应堆中核裂变主要是由快 中子引起）。裂变产生的快中子必须经过慢化 剂核碰撞而减少能量变成热中子。因此，对慢 化剂材料的要求是当快中子与它碰撞时，使快 中子的能量损失越多越好，而吸收中子的能力 越小越好，基本上满足这两方面要求的慢化剂， 最好的是重水，其次是石墨，铍和水。
④ 一回路冷却剂 一回路冷却剂系统必须提供足够的冷却剂循环流 量，以便带走堆芯产生的热量，并将能量通过二回路 系统将能量传递给汽轮发电机。冷却剂必须能维持较 高温度，以便获得较高的热效率。冷却剂与堆芯材料 的相容性要好，并且总的中子寄生吸收要尽量少。在 某些设计中，冷却剂还必须起必要的中子慢化作用。