核电站有哪些类型

轻水堆核电站可分为哪两类？这两类核电站在工作原理上主要有何区别？

答：轻水堆核电站可分为压水反应堆、沸水反应堆两类。

它们的区别是压水反应堆一回路冷却水在高压（15×10^6~16×10^6Pa）下通过反应堆容器循环运行，一回路温度达320℃左右，仍保持液体而不沸腾的反应堆。

压水堆以低浓二氧化铀作燃料，净化的核纯轻水作冷却剂和慢化剂。

一回路的冷却剂将堆芯发出的热量通过蒸汽发生器把热量传递给二回路水，并产生蒸汽推动汽轮发电机发电。

压水堆的燃料浓缩度为3%，以锆合金作包壳，每200多根燃料元件组装成方型截面燃料组件，安装在堆芯中。

沸水反应堆它以轻水（经净化的普通水,也可称为太空水或蒸馏水）作冷却剂和慢化剂，允许一回路水在堆内发生一定程度的沸腾。

沸水堆本体由反应堆压力容器、堆芯、堆内构件、汽水分离器、蒸汽干燥器、控制棒组件及喷泵等部分组成。

堆芯处在压力容器中心，由若干单元组成，每单元有四盒燃料组件和一根十字形控制棒。

每盒燃料组件上部靠上棚板定位，下部安放在下栅板上，并坐在控制棒导向管顶部和燃料支撑杯中。

燃料组件由燃料元件、定位格架及元件盒组成。

燃料元件以8×8排列，采用二氧化铀燃料芯块，以锆－2合金做包壳，内部充氦气，端部加端塞焊接密封。

堆内构件包括上栅板、下栅块、控制棒导向管及围板等部件。

汽水分离器用来将蒸汽和水分离开来，蒸汽通过蒸汽干燥器除湿，以达到汽轮发电机的工况要求。

核电站基础知识

[核电站概括] 核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。

核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。

核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。

现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。

中国现有的核电站包括：秦山核电站（运营中）大亚湾核电站（运营中）岭澳核电站（运营中）田湾核电站（建设中）三门核电站（建设中）[核能及其机理]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。

一个铀-235 原子有92 个电子，其原子核由92 个质子和143 个中子组成。

50 万个原子排列起来相当一根头发的直径。

如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆, 而电子相当于一根大头针的针尖。

一座100 万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。

而同样容量的核电站一年只用30 吨燃料。

2. 原子核的结构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，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。

3. 同位素质子数P相同而中子数N不同的一些原子，或者说原子序数Z相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。

所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。

同位素按其质量不同通常分为重同位素（如铀-238、铀-235、铀-234 和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）4. 核能在50 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，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多，这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。

核电站分类_类型核电站

核电站-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等系统，其形式与常规火电厂类似。

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。

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。

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，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。

核电站-建造情况全世界超过438座核电站在运行美国数量最多2002年6月16日，国际原子能机构最近发表的一份报告说，截止2001年年底全世界正在运行的核电站共有438座。

总部设在维也纳的国际原子能机构14日在结束为期5天的理事会例会之际，核准了将提交这一机构第46届大会审议的“2001年度报告”。

核电站

发展
1
总论
2
第一代
3
第二代
4
第三代
5
第四代
核电站自20世纪50年代开始，根据其工作原理和安全性能的差异，可将其分为四代。
核电站的开发和建设开始于20世纪50年代。1951年，美国最先建成世界上第一座实验性核电站。1954年苏联也建成发电功率为5000千瓦的实验性核电站。1957年，美国建成发电功率为9万千瓦的原型核电站。这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。上述实验性的原型核电机组被称为第一代核电站。
简述
利用核能进行发电的电站称为核电站，当今世界上只能利用裂变的链式反应产生的能量来发电。
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。
20世纪60年代后期，在实验性和原型核电站机组的基础上，陆续建成发电功率为几十万千瓦或几百万千瓦，并采用不同工作原理的所谓“压水堆””沸水堆”“重水堆”“石墨水冷堆”等核反应堆技术的核发电机组。它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。如今，世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这一时期建成的，习惯上称其为第二代核电站。
组成
核电站由核岛、常规岛、核电站配套设施、核电站的安全防护措施组成。核岛为核电站的核心部分，主要部件为核反应堆、压力容器（压力壳）、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相应的管道、阀门等组成的一回路系统。常规岛指由蒸气发生器的二次侧、汽轮发电机组、凝汽器、给水泵及相应的管道、阀门等组成的二回路系统。核电站配套设施，指围绕确保核电站安全及环境保护而设置的一些设施，主要包括：（1）反应堆控制系统核紧停堆系统；（2）堆芯应急冷却系统；（3）安全壳顶部设置的冷水喷淋系统；（4）容积控制系统，它主要调节主冷却剂水的含硼量及容积变化；（5）化学控制系统，它主要用于控制一回路冷却剂水的含氧量和pH值，抑制有关设备和材料的腐蚀；（6）其他系统，像余热导出系统、冷却剂净化系统、三废（废气、废液、废渣）处理系统等。核电站的安全防护措施，用来确保核电站安全及环境保护，防止放射性物质逸出。

常见的核电站堆型有哪几种

常见的核电站堆型有哪几种核电站是一座或若干座利用核裂变(NuclearFission)或核聚变(NuclearFusion) 反应所释放的核能转换成热能来发电兼供热的动力设施。

其中核反应堆是核电站最主要的关键作业设备，链式裂变反应就在该设备中进行；目前，全球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。

其中压水反应堆作为最成熟、最成功的一种动力堆堆型，运用最为广泛，我国大多数核电站其反应堆都属于该类反应堆。

一、核电站工作原理核电站主要是通过将由铀、杯制成的核燃料在反应堆设备内发生裂变从而释放出大量的核能，再利用处于高压下的水将核能转化为热能，在蒸汽发生器中加热水产生蒸汽，蒸汽推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。

一般来说，核电站本身的工作原理和所需要的设备条件与普通火电站发电机制大同小异，主要在于核反应堆。

二、常见的核电站堆型：1、压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。

其工作原理主要是利用处于高压下的循环冷却水将反应堆中核燃料裂变反应释放出的大量核能转换成热能，之后加热水产生蒸汽，推动汽轮机，进而推动发电机旋转发电。

注：压水堆的水在正常工况下是处于不沸腾状态；2、沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。

沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，其工作原理相似,不同的是沸水堆采用沸腾的水将核能转换为电能，而压水堆则是利用高压下的循环冷却水;沸水堆整体系统比压水堆较为简单,省去了蒸汽发生器这一设备。

注：日本福岛核电站属于沸水堆核电站。

3、重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。

其工作原理与压水堆、沸水堆工作原理相同，不同点在于重水堆核电站是利用重水作为作为慢化剂和冷却剂；重水堆核电站其核燃料为天然铀作燃料，相对来讲，重水堆比压水堆的燃料成本低，但用作慢化剂和冷却剂的重水则十分昂贵。

注：重水(2H20)无臭无味的液体，对人体有害的。

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。

核电基本常识

核电基本常识一、什么是核能？核能，又称原子能，是指原子核所具有的能量。

原子核由质子和中子组成，质子带正电，中子不带电。

当原子核发生变化时，会释放出大量的能量。

这种能量既可以用于和平目的，也可以用于制造核武器。

二、什么是核电站？核电站是利用核能产生电能的设施。

核电站的核心部分是核反应堆，通过核裂变或核聚变过程产生热能，再将热能转化为电能。

核电站的工作原理与火力发电厂相似，但燃料不同。

火力发电厂使用煤、石油等化石燃料，而核电站使用铀等放射性物质作为燃料。

三、核电站的类型根据核反应堆的类型和冷却方式，核电站可以分为以下几种类型：1. 压水堆核电站：压水堆（PWR）是目前世界上应用最广泛的核电站类型。

其特点是采用高压水作为冷却剂和减速剂，通过控制棒调节反应堆的功率。

压水堆核电站的安全性和经济性较好，但建设成本较高。

2. 沸水堆核电站：沸水堆（BWR）是一种较早的核电站类型，其特点是采用低浓度的铀燃料，以轻水为冷却剂和减速剂。

沸水堆核电站的建设成本较低，但安全性略低于压水堆。

3. 重水堆核电站：重水堆（PHWR）是一种使用重水作为冷却剂和减速剂的核电站类型。

重水堆核电站的功率密度较高，但建设成本较高，且对铀燃料的利用率较低。

4. 高温气冷堆核电站：高温气冷堆（HTGR）是一种采用石墨作为减速剂，氦气作为冷却剂的新型核电站类型。

高温气冷堆核电站的安全性和经济性较好，但目前仍处于研发阶段。

四、核电站的运行原理核电站的运行原理主要包括以下几个步骤：1. 核裂变：在核反应堆中，铀燃料棒被放入装有慢化剂的水容器中。

当铀原子核吸收中子后，会发生裂变反应，释放出大量的能量和中子。

这些中子会继续撞击其他铀原子核，引发更多的裂变反应。

2. 热交换：裂变产生的热量将水加热成蒸汽，蒸汽带动汽轮机旋转，从而驱动发电机产生电能。

同时，冷却系统将蒸汽冷凝成水，循环使用。

3. 控制反应：为了保持核反应堆的稳定运行，需要通过控制棒调节反应堆的功率。

1942年美国科学家费米在芝加哥大学运动场看台下面的石墨反应堆内，首次实现了原子核链式反应，开创人类利用核能新纪元。

经过几十年的不断发展，核能是公认的经济、清洁、技术先进且具有广泛发展前景的能源。

根据国际原子能机构2011年1月公布的最新数据，目前全球正在运行的核电机组共433个，核电发电量约占全球发电总量的16％；正在建设的核电机组65个。

在当前以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的主要有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、高温气冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）等五种堆型。

在运行的核电站中，压水堆占67.2%，沸水堆占21.1%，重水堆占6.3%，气冷堆2.8%，快堆0.2%，其他堆型2.4%。

石墨堆：以石墨作慢化剂材料，以水（轻水）作为冷却剂。

切尔诺贝利事故后，即废止此堆型的建设。

压水堆：最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。

使用水（轻水）作为慢化剂和冷却剂。

它主要由核岛和常规岛组成。

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。

一环路、燃料包壳、安全壳构成压水堆的三道安全屏障。

压水堆经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种堆型。

压水堆最显著的特点是结构紧凑，堆型的功率密度大。

同时与其他核电堆型比，经济上基建费用低、建设周期短、轻水价格便宜。

三里岛核事故中发生堆芯损坏的为压水堆。

目前我国已运行和在建的核电机组大部分为压水堆。

沸水堆：使用水（轻水）作为慢化剂和冷却剂。

沸水堆只有一个回路。

水通过反应堆堆芯，转化为蒸汽后直接到汽轮机厂房做功。

因此，沸水堆具有直接循环、工作压力低、堆型出现空泡安全系数高等特点。

由于减少了一个回路，虽然与压水堆相比减少了大量的设备降低了成本，但也带来不足，如导致汽轮机带有放射性，辐射防护和废物处理复杂。

大陆核电站堆型一览表

2014
中核集团
5
岭澳二期核电站
CPR1000
2×1000
广东深圳
中广核集团
6
红沿河核电站
CPR1000
4×1000
辽宁瓦房店
中广核集团
7
宁德核电站
CPR1000
4×1000
福建宁德
中广核集团
8
阳江核电站
CPR1000
4×1000
广东阳江
中广核集团
9
台山核电站
EPR
2×1300
广东台山
中广核集团
10
精心搜集整理，只为你的需要
6
岭澳核电站
M310
2×900
广东深圳
中广核集团
在建核电站一览表
序号
电厂名称
堆型
功率MWe
场址
投运时间
控股方
1
秦山二期核电扩建
C方家山核电站
M310
2×1000
浙江海盐
中核集团
3
福清核电站
M310
2×1000
福建福清
中核集团
4
三门核电站
AP1000
2×1000
浙江三门
CPR1000
2×1000
广西防城港
中广核集团
5
咸宁核电站
AP1000
2×1000
湖北咸宁
中广核集团
6
彭泽核电站
AP1000
2×1000
江西彭泽
中电投集团
7
田湾核电二期
M310
2×1000
江苏连云港
中核集团
8
福建三明
SFR800
1×800

核电站有哪几种类型

作者：吴铁民核电站的类型，也就是核反应堆(原子反应堆)的类型。

核反应堆是能维持可控自持链式核裂变反应装置。

1、核反应堆有多种用途核反应堆按其用途不同，分为动力堆、生产堆、研究堆和其他用途的堆。

每个反应堆同时具有多种用途，但设计时往往要偏重于某一方面的功能：核电反应堆侧重于提供热能；生产堆偏重于制造放射性同位素；增殖堆偏重于生产核燃料，等等。

2、核电站可划分为四代第一大类的核电反应堆，也是第一代核电站，主要是20世50-70年代美国、前苏联、法国、英国建造的首批原型堆，其反应堆叫做热中子裂变反应堆，即热中子堆，简称“慢堆”。

第二类(第二代)是20世纪70年代至2000年投入使用的商业反应堆，目前多正在运行，主要有美国、欧洲、日本的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）；俄罗斯设计的轻水堆（VVER）；东欧的压力管式沸水堆（RBMK），以及加拿大和印度的坎杜重水堆；这些其反应堆多为快中子增殖反应堆，简称“快堆”。

第三类(第三代)反应堆派生于目前正在运行的反应堆，基于相同的原理，汲取了反应堆几十年来的运行经验，安全性更高，实际上，日本已建造了2台机组，根据发展走势，2010-2015年期间第三代反应堆将替代目前正在运行的第二代反应堆。

第四代反应堆尚上于研发阶级，是未来的系统，将会有重大的革新和发展，目前已有多种规划，预计将在2030年达到技术成熟，2035-2040年开始建造首批机组。

第一、二代核反应堆都是重原子核——235 U或239Pu，裂变成两个或两个以上中等重量的原子核时释放出核能；第三代反应堆是在第二代基础上更强调安全性的反应堆，第四代核反应堆目前尚处于研究中，至于核聚变反应堆将是未来发展的方向，它原理是两个轻原子核——氘核和氚核，聚合形成一个较重的原子核——氦核，释放出核能。

第一、二、三代核电站都已经工业化；第四代核电站预计要经过相当长的时间，才能实现商业发电。

3、热中子反应堆，简称热堆热堆所用的核燃料是235U。

核电站基础知识

[核电站概括]核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。

核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。

核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。

现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。

中国现有的核电站包括：秦山核电站（运营中）大亚湾核电站（运营中）岭澳核电站（运营中）田湾核电站（建设中）三门核电站（建设中）[核能及其机理]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。

一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。

50万个原子排列起来相当一根头发的直径。

如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。

一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。

而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。

2. 原子核的结构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，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。

3. 同位素质子数Ｐ相同而中子数Ｎ不同的一些原子，或者说原子序数Ｚ相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。

所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。

同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。

4. 核能在50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，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多，这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。

带你了解核电站的四种主流堆型

带你了解核电站的四种主流堆型目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆，其余为重水堆以及先进气冷堆等。

轻水堆主要是压水堆和沸水堆两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。

核反应燃料主要是铀，每一千个铀原子当中只有七个是铀235，其余大部分是铀238。

普遍使用的压水堆主要以铀235为燃料，热中子轰击铀235，会使其裂变成2～3个快中子和两个较轻的原子核，然后快中子经慢化剂减速为热中子后继续轰击铀235，使得裂变反应能够持续进行。

第一个当然是介绍沸水堆啦。

日本福岛爆炸的堆型就是这种。

沸水堆核电站原则性流程图主要原理：主循环水泵将一回路的水直接注入核反应堆中。

由于铀235裂变时灰释放出大量的热量来。

水受热变成水蒸气。

经过汽水分离器的分离变成饱和蒸汽进入到汽轮机高压缸中。

再进入低压缸中。

由于热力学性质的变化使汽轮机叶片转动。

从而推动发电机转子转动。

于是就有了电能。

第二个就是介绍重水堆。

重水堆核电站原则性流程图1.慢化剂和冷却剂都是重水。

2.反应堆的本体是一个水平放置的圆筒形容器，在容器内贯穿了许多根水平管道---燃料管道。

冷却剂通过燃料管道将热量带出来，进过蒸汽发生器。

使得二回路的水被被加热成水蒸气。

从而推动汽轮机的运转。

快堆，是“快中子反应堆”的简称，是世界上第四代先进核能系统的首选堆型。

快堆核电站原则性流程图快堆是以钚239为燃料，钚239裂变又可将占铀大部分的铀238变成钚239，使铀的利用率提高到60%～70%，使核燃料快速增殖，所以这种反应堆又称快速增殖堆。

快堆中常用的核燃料是钚—239，而钚—239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀－238吸收，又变成钚—239。

也就是说在堆中一边消耗钚—239，又一边使铀－238转变成新的钚—239，而是新生的钚—239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料变多。

反应开始循环持续下去。

核电站简介和物项分级

2 核电站设备，系统，构筑物分级
核电站设备，系统，构筑物按其功能，重要性，以及技术方面的不同，通常有为以下几种分级方法：－安全等级－抗震类别－质量保证分级 ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ 规范类别（省略）
根据“核电厂质量保证安全规定” HAF003 的要求，必须对质量保证大纲所适用的物项、服务和工艺规定相应的控制方法和等级。核电厂的物项通常划分为不同的安全等级、抗震类别和质量保证等级。正确确定安全功能和划分部件的安全等级是选择和采用设计规范、标准的前提，也是划分其他类别和等级的依据。安全等级确定后，在ASME,RCC 规范或标准中可以找到相对应的规范等级，并在选材、设计、制造、试验、检验和质量保证等方面有相应的规定。安全等级也是划分不同抗震类别的依据，安全重要或非安全重要的物项有不同的抗震要求与承受不同地震载荷的能力。确定物项的质量保证等级时，除了安全因素外，还应考虑物项的质量特性和所处的工作环境/条件以及核电厂可用率等因素（特别是常规岛以及核电厂配套设施中的物项）。此外还需考虑物项或服务的重要性、复杂性、设计和制造等工作的成熟程度、质量史、标准化程度以及经济性等因素。。
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。高温水从压力容器上部离开反应堆后，进入蒸汽发生器。
反应堆堆芯
堆芯组成
堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。
从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用于是，进入冷凝器，这些低压蒸汽被三回路循环水冷却成凝结水。冷凝水再经过预热，又回到蒸汽发生器吸收一回路冷却水的热量，变成高温蒸汽，继续循环。整个二回路的水就是在蒸汽发生器，高压、低压汽轮机，冷凝器和预热器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成高温蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将一部分能量交给汽轮机，带动发电机发电，余下的大部分不能

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；
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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。
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• 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。
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• 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。
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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。

核电站建筑物及其特点

1.1 核电厂建筑物及其特点1.1.1地面核电站的类型及布臵特点地面核电站根据反应堆不同可以分为压水堆核电站，沸水堆核电站，重水堆核电站，石墨气冷堆核电站，以及快中子堆核电站。

其中压水堆核电站和沸水堆核电站都属于轻水堆核电站。

表3-1 核电站反应堆分类1.1.1.1压水堆核电站压水堆核电站是采用轻水（普通H2O）作为冷却剂和中子慢化剂的核电站，它主要由核岛和常规岛以及BOP组成，压水堆核电站核岛主要由蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯四个部分组成，在核岛中主要部分是压水堆主体、一回路系统、以及支持一回路系统正常运行和保证反应堆而设臵的辅助系统；常规岛系统主要包括汽轮机组以及二回路系统，其形式与常规火电厂类似。

BOP则是生活、办公等配套设施。

目前我国运营的大亚湾核电站、秦山核电站一期等和正在兴建的如宁德核电站、三门核电站中都是压水堆核电站，占建成和正在兴建核电站总比例的90%左右。

压水堆核电厂一般分成三个区域：核岛、常规岛和BOP。

在涉核安全方面，所有与核安全有关的厂房均放臵在核岛内，核岛一般包括反应堆厂房、电气厂房、燃料厂房、核辅助厂房和应急柴油发电机厂房等。

常规岛主要放臵汽轮发电机厂房以及与它相关的厂房。

BOP 是配套厂房，如泵房、仓库、办公楼和生活用房等。

图3-1压水堆核电站一般布置图1.1.1.2沸水堆核电站沸水堆核电站同样也是由核岛，常规岛以及BOP组成，在运行过程中反应炉堆芯进行的核分裂产生热能，使已冷却的水沸腾，变成高压蒸汽，从而驱动涡轮机，离开涡轮机的蒸汽经过冷凝器凝结成液态水后，回流至反应炉堆芯，形成一个循环。

图3-2沸水堆核电站一般布置图图3-3沸水堆核电站详细布置图沸水堆电站中堆芯里冷却水保持在75个大气压，因此水在285℃左右会出现沸腾，而压水堆堆芯中维持大约158个大气压的高强压，不会出现大量的沸腾。

相比之下，沸水堆构造简单，且大大降低了反应堆的工作压力和堆芯温度，但由于沸水堆的循环系统直接连接了堆芯和涡轮机，因此可能造成涡轮机收到放射性污染。

中国有哪些核电站

中国有哪些核电站核电站是指利用核能进行发电的设施。

近年来，随着中国能源需求的增长和可再生能源的发展受限，核能作为清洁、可持续的能源形式受到了广泛关注。

中国核电站的建设与运营成为中国能源发展的重要组成部分。

下面将介绍中国目前建设和运营的一些主要核电站。

1. 天津核电站天津核电站位于天津市滨海新区，是中国第一座自主设计和建设的核电站。

该核电站由两座实验性热堆和两台气冷式堆组成，投产于1991年和2006年。

目前，天津核电站一期工程具备了7.1亿千瓦时的年发电能力。

2. 大亚湾核电站大亚湾核电站位于广东深圳市大亚湾区，是中国第一座商业性核电站。

该核电站由两座压水堆核反应堆组成，于1994年开始商业运行。

大亚湾核电站具备了430万千瓦的电力产能，目前是中国最大的核电站之一。

3. 陕西核电站陕西核电站位于陕西宝鸡市金台区，是中国西部地区建设的首座核电站。

该核电站计划由两座百万千瓦级的压水堆反应堆组成，将于2022年开始建设。

预计投产后，陕西核电站将成为中国西部地区的重要能源供应基地。

4. 田湾核电站田湾核电站位于台湾省新北市石碇区，是台湾地区目前唯一的核电站。

该核电站由六座核能发电机组构成，总装机容量为5百万千瓦。

然而，由于台湾地区核能政策的变化，田湾核电站目前已经停止运营，并计划在2025年退役。

5. 福清核电站福清核电站位于福建福清市，是中国华南地区的重要核电站之一。

该核电站由六座压水堆核反应堆组成，总装机容量达6百万千瓦。

福清核电站一期工程于2014年开始商业运行，二期工程目前正在建设中。

6. 海阳核电站海阳核电站位于山东省烟台市海阳市，是中国东部沿海地区的重要核电站。

该核电站一期工程由两座百万千瓦级压水堆核反应堆组成，于2018年开始商业运行。

目前，海阳核电站二期工程正在建设中。

7. 老挝核电站老挝核电站位于老挝万象市附近，是中国与老挝合作建设的核电站。

该核电站计划由两座千万千瓦级压水堆核反应堆组成，将成为老挝第一座核电站。

我国核电站的分布

我国核电站的分布一、秦山核电站（中核）秦山核电站地处浙江省海盐县。

一期工程，采用中国CNP300压水堆技术，装机容量1×30万千瓦，设计寿命30年，综合国产化率大于70%，1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土（FCD），1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。

经过十多年的管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。

二期工程及扩建工程，采用中国CNP650压水堆技术，装机容量2× 65万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率二期约55%，二扩约70%，1#、2#机组先后于1996年6月和1997年3月开工，经过近8年的建设，两台机组分别于2002年4月、2004年5月投入商业运行，使我国实现了由自主建设小型原型堆核电站到自主建设大型商用核电站的重大跨越，为我国自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实的基础，并将对促进我国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展发挥重要作用。

扩建工程（3#、4#机组）是在其设计和技术基础上进行改进，2006年4月28日开工，3#机组计划于2010年12月建成投产，4#机组力争2011年年底投产。

秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆技术（CANDU 6），装机容量2×728兆瓦，设计寿命40年，综合国产化率约55%，参考电厂为韩国月城核电站3号、4号机组。

1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。

2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。

二、广东大亚湾核电站（中广核）大亚湾核电站是采用法国M310压水堆技术，装机容量2×98.4 万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率不足10%，1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。