压水堆核电站概述
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从那以后，反应堆在许多国家和地区得到了广泛的发展和应 用。
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
其中用U表示可裂变核，n表示中子，X1及X2分别代表两个 裂变碎片核，ν表示为每次裂变放出的次级中子平均数，E表 示每次裂变过程中所释放的料(1)
天然的或人造的某些重原子核(如U—235、Pu—239)在受 到中子撞击时裂变并放出大量能量
六.中国核电发展概况(6)
1.中国核电发展现状(6) 目前具备的核电技术能力(2)
在工程建设方面，通过引入竞争机制，全面实施招投标制和合同管理制， 提高项目管理水平，进一步降低工程造价。
在经济性方面，在确保安全性和可靠性的基础上，降低运行成本，实现核 电上网电价与同地区的脱硫燃煤电厂相比具有竞争力。
天然的铀矿中U—235的含量不足1%，应先把它浓缩成U— 235含量达3%以上的核燃料
一般压水堆核电站采用U—235富集度达3%的陶瓷型UO2作 燃料
核燃料被制造成芯块后装入元件包壳
二.核燃料(2)
三.反应堆(1)
1.反应堆起源 核反应堆是实现原子核可控链式裂变反应的一种装置。
1942年美国首次建成了反应堆。1954年，前苏联建成了世 界上首座核电站。
个中子组成。
1.原子的组成
一.核能与核裂变(2)
一.核能与核裂变(3)
2.核能 在60多年前，科学家发现铀-235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，这就是核裂 变能。
两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大 的能量，这就是核聚变能。它也是取得核能的重要途径之一 。
目的堆。 ⑤为发电而产生热量的核反应，称为发电堆。 ⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。
三.反应堆(3)
四.核电站(1)
1.什么是核电站? 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。 目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆
第二阶段，从1996年建造秦山二期开始，陆续建设了秦山三 期、岭澳一期及田湾等核电厂。第二阶段共建设4个核电厂 ，8台核电机组，总装机容量为700万kW。
六.中国核电发展概况(2)
1.中国核电发展现状(2) 到2007年，已有11台机组、900万kW装机容量投入运行,占
全国电力装机总量的2%左右。
四.核电站(5)
3.核电站类型(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。
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。
四.核电站(2)
2.核电站工作原理 核反应堆产生的热量由冷却剂传到蒸汽发生器，加热二次侧
的给水，产生饱和蒸汽。
蒸汽发生器产生的饱和蒸汽，通过调节进入汽轮机，驱动汽 轮机做功。
四.核电站(6)
3.核电站类型(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殖。
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殖堆型，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，考虑到各种 损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60>％—70>％。
化学容积控制系统（简称CVCS）是核电厂最重要的反应堆辅 助系统。对于维护反应堆的正常运行状态，以及事故工况下 保证反应堆安全起着重要的作用。在正常运行工况下，化容 系统主要承担着诸如：维持主系统（RCS）适当的水容积； 净化反应堆冷却剂；调节反应堆冷却剂硼浓度；提供主泵轴 封注入水。事故工况下，向主系统提供高压紧急注射流量， 为此，系统设置了浓硼酸供给系统（BAA），它接受贮存 7000ppm浓硼酸，通过化容系统以不同的方式注入主系统 ，以满足主系统各种工况要求。
在核电法规和技术标准方面，在核安全、核设施管理、核应急、放射性废 物管理，以及工程设计、制造、建设、运营等方面，建立起完整的符合 中国国情并与国际接轨的核电法规和标准体系。
六.中国核电发展概况(7)
2.中国核电发展规划(1) 国务院审议通过的《核电中长期发展规划》(2005-2020)预
计，到2020年，我国的核电装机容量将从现在的900万千瓦 达到4000万千瓦。4000万千瓦的容量意味着还需要新开工 建设30台左右的百万千瓦级核电机组，核电建设将在这15 年的时间里翻二番。
与汽轮机转子同轴相联的发电机转子产生旋转磁场，在发电 机定子线圈上产生感应电压和电流，向外电网输送。
四.核电站(3)
四.核电站(4)
3.核电站类型(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。
压水堆核电站概述
一.核能与核裂变(1)
1.原子的组成 原子是由质子、中子和电子组成的。 世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电
的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。 原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有
一个质子。 一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143
1.一回路主辅系统及设备(2) 反应堆冷却剂系统 系统功能
▪ 正常功率运行时，导出堆芯裂变热，并将导出的热量传给蒸汽发生器 二次侧的给水，使之变成饱和蒸汽，以驱动汽轮发电机组；
▪ 在停堆冷却阶段，通过蒸汽发生器排放蒸汽和向停堆冷却系统传热， 以带走堆芯衰变热和主系统的显热；
▪ 主冷却剂是含硼除盐水。通过其硼浓度的改变可以补偿堆芯反应性的 变化。主冷却剂还同时兼作中子慢化剂和反射层；
六.中国核电发展概况(5)
1.中国核电发展现状(5) 目前具备的核电技术能力(1)
在核电自主化方面，实现先进百万千瓦级压水堆核电站的自主设计、自主 制造、自主建设和自主运营，全面建立与国际先进水平接轨的建设和运 营管理模式，形成比较完整的自主化核电工业体系。
在运行业绩及核安全方面，确保已投运核电站安全可靠运行，主要运行指 标达到世界核电运行组织(WANO)先进水平。2020年以前新开工核电 站的主要设计指标接近或达到美国核电用户要求文件(URD)或欧洲核电 用户要求文件(EUR)的同等要求。
2007年中国大陆核电的发电量505亿kW.h，上网电量470多 亿kW.h。但在广东、浙江两省，核电上网电量已占当地总发 电量的13%以上，核电成为当地电力结构的重要支柱。
六.中国核电发展概况(3)
1.中国核电发展现状(3) 目前已投入运行的核电站:
六.中国核电发展概况(4)
1.中国核电发展现状(4) 目前在建的核电站:
六.中国核电发展概况(8)
2.中国核电发展规划(1)
在广东粤东(田尾厂址)地区，浙江浙西地区、湖北、江西、 湖南等地都开展了核电厂址普选工作，进一步增加了核电厂 址储备。
除沿海厂址外，湖北、江西、湖南、吉林、安徽、河南、重 庆、四川、甘肃等内陆省(区、市)也不同程度地开展了核电 厂址前期工作，这些厂址要根据核电厂址的要求、依照核电 发展规划，严格复核审定，按照核电发展的要求陆续开展工 作。
五.世界核电发展现状(1)
根据国际原子能机构的统计，截至2005年9月底，全世界正 在运行的核电机组有443座，分布在31个国家或地区，年发 电量占世界总量的16%；另外，正在建造的核电机组25座。
目前，核电主要分布在北美（美国、加拿大）、东亚（日本 、韩国）和欧洲（法国、英国、俄罗斯、德国）等，这8个 国家的反应堆数量占全世界总和的74%。
七.核电站主要系统和设备(9)
1.一回路主辅系统及设备(5) 安全注射系统 功能:
安全注射系统作为应急堆芯冷却系统的一部分，在核电站一 回路系统发生失水事故或二回路主蒸汽大量流失事故时，向 堆芯提供含浓硼酸的冷却剂流量，确保堆芯处于次临界，确 保堆芯剩余热量的导出以避免或限制堆芯损坏。
组成: 安注系统由化容上充泵，高压安注系统（包括安注箱），低 压安注系统，换料水箱，安全壳地坑等部分组成，这几个部 分互相配合使用共同完成堆芯应急冷却任务。
▪ 作为反应堆冷却剂系统压力边界，包容堆冷却剂，构成防止放射性外 逸的第二道安全“屏障”。
稳压器
七.核电站主要系统和设备(3)
七.核电站主要系统和设备(4)
主冷却剂泵
七.核电站主要系统和设备(5)
蒸汽发生器
七.核电站主要系统和设备(6)
1.一回路主辅系统及设备(3)
化学和容积控制系统
四.核电站(5)
3.核电站类型(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。
七.核电站主要系统和设备(7)
化学和容积控制系统
七.核电站主要系统和设备(8)
1.一回路主辅系统及设备(4) 设备冷却水系统
▪ 设备冷却水系统是一个中间冷却系统，在输送放射性流体设备和电站 最终热阱（海水）之间提供一个可进行监督的中间屏障，避免放射性 流体与海水之间的泄漏；
▪ 设备冷却水在电站正常运行、停堆或事故工况下，从含有放射性流体 的设备及其它重要设备中导出热量。具体可分为： -反应堆正常运行时，设备冷却水系统向电站一回路主辅系统某些设 备提供所需的冷却水； -反应堆在停堆换料时，设备冷却水系统带走反应堆余热及换料水池 的热量，并继续对有关设备提供冷却水； -在事故工况下，反应堆冷却剂系统失水或安全壳内主蒸汽管道破裂 时，对专设安全设施提供冷却水。
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
其中用U表示可裂变核，n表示中子，X1及X2分别代表两个 裂变碎片核，ν表示为每次裂变放出的次级中子平均数，E表 示每次裂变过程中所释放的料(1)
天然的或人造的某些重原子核(如U—235、Pu—239)在受 到中子撞击时裂变并放出大量能量
六.中国核电发展概况(6)
1.中国核电发展现状(6) 目前具备的核电技术能力(2)
在工程建设方面，通过引入竞争机制，全面实施招投标制和合同管理制， 提高项目管理水平，进一步降低工程造价。
在经济性方面，在确保安全性和可靠性的基础上，降低运行成本，实现核 电上网电价与同地区的脱硫燃煤电厂相比具有竞争力。
天然的铀矿中U—235的含量不足1%，应先把它浓缩成U— 235含量达3%以上的核燃料
一般压水堆核电站采用U—235富集度达3%的陶瓷型UO2作 燃料
核燃料被制造成芯块后装入元件包壳
二.核燃料(2)
三.反应堆(1)
1.反应堆起源 核反应堆是实现原子核可控链式裂变反应的一种装置。
1942年美国首次建成了反应堆。1954年，前苏联建成了世 界上首座核电站。
个中子组成。
1.原子的组成
一.核能与核裂变(2)
一.核能与核裂变(3)
2.核能 在60多年前，科学家发现铀-235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，这就是核裂 变能。
两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大 的能量，这就是核聚变能。它也是取得核能的重要途径之一 。
目的堆。 ⑤为发电而产生热量的核反应，称为发电堆。 ⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为推进堆。
三.反应堆(3)
四.核电站(1)
1.什么是核电站? 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。 目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆
第二阶段，从1996年建造秦山二期开始，陆续建设了秦山三 期、岭澳一期及田湾等核电厂。第二阶段共建设4个核电厂 ，8台核电机组，总装机容量为700万kW。
六.中国核电发展概况(2)
1.中国核电发展现状(2) 到2007年，已有11台机组、900万kW装机容量投入运行,占
全国电力装机总量的2%左右。
四.核电站(5)
3.核电站类型(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。
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。
四.核电站(2)
2.核电站工作原理 核反应堆产生的热量由冷却剂传到蒸汽发生器，加热二次侧
的给水，产生饱和蒸汽。
蒸汽发生器产生的饱和蒸汽，通过调节进入汽轮机，驱动汽 轮机做功。
四.核电站(6)
3.核电站类型(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殖。
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殖堆型，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，考虑到各种 损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60>％—70>％。
化学容积控制系统（简称CVCS）是核电厂最重要的反应堆辅 助系统。对于维护反应堆的正常运行状态，以及事故工况下 保证反应堆安全起着重要的作用。在正常运行工况下，化容 系统主要承担着诸如：维持主系统（RCS）适当的水容积； 净化反应堆冷却剂；调节反应堆冷却剂硼浓度；提供主泵轴 封注入水。事故工况下，向主系统提供高压紧急注射流量， 为此，系统设置了浓硼酸供给系统（BAA），它接受贮存 7000ppm浓硼酸，通过化容系统以不同的方式注入主系统 ，以满足主系统各种工况要求。
在核电法规和技术标准方面，在核安全、核设施管理、核应急、放射性废 物管理，以及工程设计、制造、建设、运营等方面，建立起完整的符合 中国国情并与国际接轨的核电法规和标准体系。
六.中国核电发展概况(7)
2.中国核电发展规划(1) 国务院审议通过的《核电中长期发展规划》(2005-2020)预
计，到2020年，我国的核电装机容量将从现在的900万千瓦 达到4000万千瓦。4000万千瓦的容量意味着还需要新开工 建设30台左右的百万千瓦级核电机组，核电建设将在这15 年的时间里翻二番。
与汽轮机转子同轴相联的发电机转子产生旋转磁场，在发电 机定子线圈上产生感应电压和电流，向外电网输送。
四.核电站(3)
四.核电站(4)
3.核电站类型(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。
压水堆核电站概述
一.核能与核裂变(1)
1.原子的组成 原子是由质子、中子和电子组成的。 世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电
的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。 原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有
一个质子。 一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143
1.一回路主辅系统及设备(2) 反应堆冷却剂系统 系统功能
▪ 正常功率运行时，导出堆芯裂变热，并将导出的热量传给蒸汽发生器 二次侧的给水，使之变成饱和蒸汽，以驱动汽轮发电机组；
▪ 在停堆冷却阶段，通过蒸汽发生器排放蒸汽和向停堆冷却系统传热， 以带走堆芯衰变热和主系统的显热；
▪ 主冷却剂是含硼除盐水。通过其硼浓度的改变可以补偿堆芯反应性的 变化。主冷却剂还同时兼作中子慢化剂和反射层；
六.中国核电发展概况(5)
1.中国核电发展现状(5) 目前具备的核电技术能力(1)
在核电自主化方面，实现先进百万千瓦级压水堆核电站的自主设计、自主 制造、自主建设和自主运营，全面建立与国际先进水平接轨的建设和运 营管理模式，形成比较完整的自主化核电工业体系。
在运行业绩及核安全方面，确保已投运核电站安全可靠运行，主要运行指 标达到世界核电运行组织(WANO)先进水平。2020年以前新开工核电 站的主要设计指标接近或达到美国核电用户要求文件(URD)或欧洲核电 用户要求文件(EUR)的同等要求。
2007年中国大陆核电的发电量505亿kW.h，上网电量470多 亿kW.h。但在广东、浙江两省，核电上网电量已占当地总发 电量的13%以上，核电成为当地电力结构的重要支柱。
六.中国核电发展概况(3)
1.中国核电发展现状(3) 目前已投入运行的核电站:
六.中国核电发展概况(4)
1.中国核电发展现状(4) 目前在建的核电站:
六.中国核电发展概况(8)
2.中国核电发展规划(1)
在广东粤东(田尾厂址)地区，浙江浙西地区、湖北、江西、 湖南等地都开展了核电厂址普选工作，进一步增加了核电厂 址储备。
除沿海厂址外，湖北、江西、湖南、吉林、安徽、河南、重 庆、四川、甘肃等内陆省(区、市)也不同程度地开展了核电 厂址前期工作，这些厂址要根据核电厂址的要求、依照核电 发展规划，严格复核审定，按照核电发展的要求陆续开展工 作。
五.世界核电发展现状(1)
根据国际原子能机构的统计，截至2005年9月底，全世界正 在运行的核电机组有443座，分布在31个国家或地区，年发 电量占世界总量的16%；另外，正在建造的核电机组25座。
目前，核电主要分布在北美（美国、加拿大）、东亚（日本 、韩国）和欧洲（法国、英国、俄罗斯、德国）等，这8个 国家的反应堆数量占全世界总和的74%。
七.核电站主要系统和设备(9)
1.一回路主辅系统及设备(5) 安全注射系统 功能:
安全注射系统作为应急堆芯冷却系统的一部分，在核电站一 回路系统发生失水事故或二回路主蒸汽大量流失事故时，向 堆芯提供含浓硼酸的冷却剂流量，确保堆芯处于次临界，确 保堆芯剩余热量的导出以避免或限制堆芯损坏。
组成: 安注系统由化容上充泵，高压安注系统（包括安注箱），低 压安注系统，换料水箱，安全壳地坑等部分组成，这几个部 分互相配合使用共同完成堆芯应急冷却任务。
▪ 作为反应堆冷却剂系统压力边界，包容堆冷却剂，构成防止放射性外 逸的第二道安全“屏障”。
稳压器
七.核电站主要系统和设备(3)
七.核电站主要系统和设备(4)
主冷却剂泵
七.核电站主要系统和设备(5)
蒸汽发生器
七.核电站主要系统和设备(6)
1.一回路主辅系统及设备(3)
化学和容积控制系统
四.核电站(5)
3.核电站类型(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。
七.核电站主要系统和设备(7)
化学和容积控制系统
七.核电站主要系统和设备(8)
1.一回路主辅系统及设备(4) 设备冷却水系统
▪ 设备冷却水系统是一个中间冷却系统，在输送放射性流体设备和电站 最终热阱（海水）之间提供一个可进行监督的中间屏障，避免放射性 流体与海水之间的泄漏；
▪ 设备冷却水在电站正常运行、停堆或事故工况下，从含有放射性流体 的设备及其它重要设备中导出热量。具体可分为： -反应堆正常运行时，设备冷却水系统向电站一回路主辅系统某些设 备提供所需的冷却水； -反应堆在停堆换料时，设备冷却水系统带走反应堆余热及换料水池 的热量，并继续对有关设备提供冷却水； -在事故工况下，反应堆冷却剂系统失水或安全壳内主蒸汽管道破裂 时，对专设安全设施提供冷却水。