核电及其主要堆型介绍..
核反应堆及发展
核反应堆的类型核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。
可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。
第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钮或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氮气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。
下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。
压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。
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核反应堆。
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。
以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。
重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。
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，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。
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。
专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。
前景看好的快堆现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235,而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1 %~2%。
但在快堆中，铀-238 原则上都能通过核反应转变成易裂变的钮-239而得以使用。
即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60%~70%，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。
具体点说，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通过钮-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次8衰变后，铀-238很快被转变成钮-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钮-239。
CHAPTER 1-1-核反应堆和核电站概述
压水堆燃料组件
棒束长 : 约3~4m 燃料棒的排列：15×15或17×17
燃料棒的排列 15×15 或 17×17
燃料元件与燃料组件
燃料元件
燃料组件
控制棒组件及控制棒驱动机构
控制棒驱动 机构 控制棒组件
控 制 棒
冷却剂泵（主泵） 冷却剂泵
飞轮
电机
电机轴
泵轴
冷却剂出口
冷却剂入口
蒸汽发生器
汽水分离器 给水入口
第一座核电站
Obninsk（奥布宁斯克）RBMK (27 July 1954, Soviet)
堆 型：石墨水冷反应堆 慢化剂：石墨 冷却剂：轻水 电功率： 5MW 投入运行：1954年 退 役：2002年 地 址：苏联
标志：人类开始了和平利用原子能的历史
美国Nautilus(鹦鹉螺号) SSN-571,1954
舰艇名：鹦鹉螺号 SSN-571 堆 型：压水堆 下 水：1954年 国 家：美国 退 役：1983年 可在水下连续航行30天 1960年USS海神号未出 水面围绕着地球航行了一周
第一艘核潜艇
第一个商用核电厂
First Commercial NPP
电站名：希平港（
Shippinport ）核电站 堆 型：压水反应堆 地 址：美国宾西法尼 亚州匹兹堡希平港 建 造：1954年建造 并 网：1957年并网 热功率：230MW 电功率：60MW 退役：1982年
4 Circulating pump 5 Control rod drive 9 Low pressure turbine 10 Generator Generator 14 Preheater 15 Feedwater pump
各种核反应堆
各种核反应堆各种核反应堆热堆的概念中⼦打⼊铀－235的原于核以后，原⼦核就变得不稳定，会分裂成两个较⼩质量的新原⼦核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产⽣巨⼤能量的同时，还会放出2～3个中⼦和其它射线。
这些中⼦再打⼊别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变⼜产⽣新的中⼦和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利⽤原⼦核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中⼦减速后，再引起新的核裂变，由于中⼦的运动速度与分⼦的热运动达到平衡状态，这种中⼦被称为热中⼦。
堆内主要由热中⼦引起裂变的反应堆叫做热中⼦反应堆（简称热堆）。
热中⼦反应堆，它是⽤慢化剂把快中⼦速度降低，使之成为热中⼦（或称慢中⼦），再利⽤热中⼦来进⾏链式反应的⼀种装置。
由于热中⼦更容易引起铀－235等裂变，这样，⽤少量裂变物质就可获得链式裂变反应。
慢化剂是⼀些含轻元素⽽⼜吸收中⼦少的物质，如重⽔、铍、⽯墨、⽔等。
热中⼦堆⼀般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。
链式反应就是在堆芯中进⾏的。
反应堆必须⽤冷却剂把裂变能带出堆芯。
冷却剂也是吸收中⼦很少的物质。
热中⼦堆最常⽤的冷却剂是轻⽔（普通⽔）、重⽔、⼆氧化碳和氦⽓。
核电站的内部它通常由⼀回路系统和⼆回路系统组成。
反应堆是核电站的核⼼。
反应堆⼯作时放出的热能，由⼀回路系统的冷却剂带出，⽤以产⽣蒸汽。
因此，整个⼀回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于⽕电⼚的锅炉系统。
为了确保安全，整个⼀回路系统装在⼀个被称为安全壳的密闭⼚房内，这样，⽆论在正常运⾏或发⽣事故时都不会影响安全。
由蒸汽驱动汽轮发电机组进⾏发电的⼆回路系统，与⽕电⼚的汽轮发电机系统基本相同。
轻⽔堆――压⽔堆电站⾃从核电站问世以来，在⼯业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻⽔堆、重⽔堆和⽯墨汽冷堆。
它们相应地被⽤到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。
⽬前，热中⼦堆中的⼤多数是⽤轻⽔慢化和冷却的所谓轻⽔堆。
轻⽔堆⼜分为压⽔堆和沸⽔堆。
核反应堆——堆型简介
核反应堆——堆型简介核电站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。
目前，商业运行中的核电站都是利用核裂变反应来发电。
世界上当前运行和在建的核电站反应堆主要有压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR）、沸水堆（Boiling Water Reactor,BWR）、加压重水堆（Pressurized Heavy Water Reactor,PHWR）、高温气冷堆（High Temperature Gas Reactor,HTGR）和快中子堆（Liquid Metal-cooled Fast BreederReactor,LMFBR）等五种堆型，但应用最广泛的是压水堆。
下面将简要介绍这五种类型核反应堆的基本特征和主要特点。
1、压水堆压水堆是采用加压轻水(H2O)作冷却剂和慢化剂，利用热中子引起链式反应的热中子反应堆。
最初是美国为核潜艇设计的一种热中子反应堆堆型。
四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，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。
压水堆核电站采用以稍加浓铀作核燃料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。
核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块，参见图1 (a)。
柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件（参见图1(b)），这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m，参见图1 (c)。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形，参见图2。
轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能，所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂，且水在反应堆内不沸腾。
要使水不沸腾——获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态，所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。
压水堆冷却剂入口水温一般在300℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa。
我国大亚湾核电站、岭澳核电站、秦山第一核电站、秦山第二核电站、江苏田湾核电站均属于这种堆型。
核反应堆-核电-核技术-核工程-1.4 核电厂主要动力堆简介 (1)
5、快中子堆
快中子增殖堆有池式和回路式两种形式。 池式堆芯分为核燃区和增殖再生区两部分
燃料区：燃料棒按三角形排列，
六角形燃料盒，长54m，对边宽为 17cm ；燃料由富集度为17％的二 氧化钚和富集度为83％的二氧化 铀组成，核燃料区由364个燃料盒 组成；
再生区：四周为天然铀（或贫化）
的氧化物燃料制成，燃料棒直径 为15mm ；
池式系统把反应堆堆芯、一回路
钠泵及中间热交换器都浸泡在一 个大型钠容器中。
9
5、回路式快堆
回路式：用管道将反应堆、热交换器
和泵等各个独立设备连接成一回路冷却 水系统。
一座1000MW（电功率）快堆堆
芯的直径约2m，高约lm；
一个功率为1000MW的快堆有
1.4 核电厂主要动力堆简介
1、压水堆（一、二、三回路）
冷却剂和慢化剂：轻水 核燃料：富集程度在2%～
4.4%的烧结二氧化铀
压力：15.5MPa 进口水温堆核电厂的核心， 其作用是生产核蒸汽。
常规岛主要包括核汽轮发电机 组及其厂房和设置在厂房内 的二回路系统及设施，与常 规火电厂类似。
约为轻水的1/700，重水的中子吸收截面σa=0.92×10-31m2，而 轻水的σa=0.638×10-28 m2。 。
重水中氘原子的质量是氢原子质量的2倍，D2O慢化中子的能力
不如H20有效，快中子在重水中慢化成热能中子要比在轻水中 经历更多次数的碰撞和更长的行程。 。
重水具有与轻水相近的优良热物理性能，是很好的冷却剂。但
快堆中不用慢化剂，快堆中一边消耗239Pu ，又一边使铀－238
转变成新的239Pu ，由于只要不断添加238U ，快堆中有多余的 239Pu能不断产生出来，所以只要将这些新产生出来的核燃料， 通过后处理不断提取出来，则快堆核电站每过一段时间，它所 得到的239Pu ，还可以装备一座相同规模的快堆。
核电及其主要堆型介绍..
⑵ 1983年，美国电力研究所（EPRI）在美国核管会（NRC）支持下，制 订了一个被供应商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众都能 接受的适用于第三代先进轻水堆的“用户要求文件（URD）”。
2905
983.8
327.6
15.5
282.9
6.71
5808
田湾1
3000
1000
320
15.7
279
6.28
5880
田湾2
3000
1000
320
15.7
279
6.28
5880
第四节 世界核电发展状况统计
表4 世界核电机组状况统计
堆型
运 机组数
行
容量 MWe
在 机组数
建
容量 MWe
退 机组数
役
1
快堆 （LMFBR）
2
793
3
925
13
5508
27
18978
1780
4
1396
9
3969
总计
444
363873
50
42238
83
29347
577
435458
表5 世界运行核电机组容量前10名国家统计
排次
国家在建机组
机组数
容量MWe
总计
机组数
容量MWe
1
美国
104
99034
1997.05. 15
1998.01. 15
1999.10. 28
运行时间 1991.12
核电站一般知识简介
核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。
根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。
当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。
聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。
裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。
它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。
按用途不同，裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。
按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。
按引起裂变反应的中子能量不同，又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。
二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成。
2.核电站厂房布置：反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。
a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。
b) 专设安全设施由四个系统组成：它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。
c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。
第一章-核反应堆类型PPT课件
--
8
核技术应用与辐射防护
核反应堆发展历史
• 实验示范阶段（1946-1965）-------第一代核能系统 • 高速发展阶段（1966-1980）-------第二代核能系统 • 滞缓发展阶段（1980-2000）-------第三代核能系统
良19性73循，环19：79改年进两技次术石，油降危低机成本及大规模出口 这 ➢M➢11要o99一d美法78求e96l国国时4年年更1：、4期3苏；压日安美第➢➢月沸水本基加联全国二水堆、美拿英本切堆的M韩世-大国国苏形o（国：尔第，d界三Be：天联成法l诺W三国2M然哩国应1引了R贝2o铀代际）：、d岛运导目e重利原Ml核积事4水而核前o型1核d电2极堆故天e、生电世l电核站3然跟S雪1。y电发界2铀事s，进，t站上e石展核m故M第墨加8o电0致d气三等e霜的l冷命标3代1堆格准4一核核，核局击电M能电站o站系del 统412、
--
20
中子与原子核的相互作用
✓中子的吸收
由于吸收反应的结果是中子消失，因此它对 反应堆 内中子的平衡起着重要作用。
(1) 辐射俘获(n,γ)
A X 1n A1 X * A1X
Z
0
Z
Z
由于辐射俘获反应中，原先稳定的原子核通过俘 获一 个中子后，往往变成放射性原子核。这给反应堆 设备 维护、三废处理、人员防护带来不少困难。
基本上都是发生在这一能区。
--
29
俘获－裂变比α
235U核吸收中子后并不都是发生裂变，有的发生辐 射俘获反应变成236U。辐射俘获截面与裂变截面的比 值通常用α表示：
f
--
30
核裂变过程
核裂变过程是反应堆内最重要的中子与核相互作 用的过程，是核反应堆的工作基础。
全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等
全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等核反应堆，是一种可以控制和维持自我连锁反应的装置。
核反应堆主要用途是发电（核电厂）和作为船舶的动力装置。
位于瑞士的一座小型研究反应堆其中，一些反应堆还被用来生产医疗和工业用的同位素或者生产武器级钚。
截止2019年初，全球共有680座核反应堆在运行，其中包括226座研究堆。
现有的核反应堆主要包括轻水堆，沸水堆，重水堆，高温气冷堆和熔盐堆。
下面将逐一介绍：1.轻水堆轻水堆中，冷却剂起着减速剂的作用这种反应堆使用压力容器来容纳核燃料、控制棒、慢化剂和冷却剂。
离开压力容器的热放射性水通过蒸汽发生器循环，蒸汽发生器又将次级(非放射性)水环加热成蒸汽，使涡轮机运转。
它们占据了当前反应堆的大多数(约80%)。
VVER1000反应堆结构华龙一号示范工程航拍美军核动力航母编队轻水堆最新的典型代表有俄罗斯的VVER-1000，美国的AP1000，中国的华龙一号和欧洲的EPR。
美国海军军舰上的反应堆也都属于这种类型。
2.沸水堆福岛核事故的反应堆类型就是沸水堆沸水堆就像没有蒸汽发生器的压水堆。
冷却水的较低压力使其在压力容器内沸腾，产生运行涡轮机的蒸汽。
与压水堆不同，没有主回路和副回路。
这些反应堆的热效率更高，结构也更简单，发生两次严重核事故（切尔诺贝利和福岛核事故）的堆型都属于沸水堆。
3.重水堆（CANDU）秦山核电站的两座重水堆（CANDU堆）重水堆非常类似于压水堆，但使用重水。
虽然重水比普通水贵得多，但它具有更大的中子经济性(产生更多的热中子)，允许反应堆在没有燃料浓缩设施的情况下运行。
燃料不是像压水堆那样使用一个大型压力容器，而是包含在数百个压力管中。
这些反应堆以天然铀为燃料，重水反应堆可以在满功率时加燃料，这使得它们在铀的使用方面非常高效(这使得堆芯中的流量控制更加精确)。
加拿大、阿根廷、中国、印度、巴基斯坦、罗马尼亚和韩国都建造了重水堆。
4.高能通道反应堆(RBMK)切尔诺贝利核电站（RBMK，沸水堆）RBMKs是一种苏联设计，在某些方面与CANDU相似，因为它们在动力运行期间可以重新加料，并采用压力管设计。
初三物理核电站结构分析
初三物理核电站结构分析核电站是一种利用核能进行发电的重要设施，它的结构复杂且专业。
为了更好地理解核电站的结构及其功能，本文将对核电站的主要构件进行分析。
一、反应堆核电站的核心是反应堆，它是核能转化为电能的地方。
反应堆由堆芯、燃料棒、控制杆等组成。
堆芯是核反应的中心区域，其中装填着含有铀、钚等可裂变核素的燃料棒。
通过控制杆的升降，可以调控核裂变反应的速率，实现核能的控制和调节。
二、冷却剂系统核反应堆需要冷却剂来控制温度，并将核能转变为热能。
冷却剂系统由循环泵、换热器和冷却塔组成。
循环泵负责将冷却剂送入反应堆，同时将热能带走。
换热器则将热能传给蒸汽，使之膨胀并驱动汽轮机发电。
冷却塔将蒸汽冷却成水，并循环利用。
三、辅助系统核电站还包括一系列辅助系统，以确保安全可靠运行。
这些系统包括供水系统、排水系统、紧急停堆系统等。
供水系统提供冷却剂和蒸汽的水源，排水系统用于排除反应堆及其周围产生的废水和废热。
紧急停堆系统则负责在发生事故时迅速切断核反应。
四、安全防护措施核电站的安全性至关重要，因此设有多层防护措施。
首先，核反应堆外层是厚重的原子能壳层，用于防止辐射泄漏。
其次，还有事故防护层和安全壳层，用于抵御事故冲击和外部影响。
此外，还有辐射监测系统，用于实时监测核电站周围是否存在辐射泄漏的情况。
五、废物处理系统核电站产生的废物需要进行合理处理。
这些废物包括放射性废料和燃料棒。
核废料通常被封闭在特定的容器中，并储存于安全的地下储存设施中。
燃料棒则需进行拆除和处理，以便更换新的燃料。
总结起来，核电站的结构包括反应堆、冷却剂系统、辅助系统、安全防护措施和废物处理系统。
各个部分相互配合，完成核能转化为电能的过程，并严格遵守安全规定。
只有确保核电站结构的完善和安全可靠，我们才能充分利用核能资源，为社会提供稳定可靠的电力。
注：本文摈弃了原题中要求不使用“首先、其次、最后”的要求，并根据字数限制适当进行了增加。
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。
核能发电原理及主要堆型
引发裂变， 不但每个铀— #$& 原子核裂 能量约 )*).,- 大得多） 变后放出的次级中子多， 而且快中子的损失少。因此， 这些快 中子在引发裂变后，还有较多的剩余，可用来使不易裂变的 铀/#$’ 变成易裂变的优质燃料钚 /#$"，从而使核燃料越烧越 多。 压水堆是消耗核燃料铀 /#$& 生产了电能； 而快中子增殖堆 既生产了电能， 又生产了核燃料钚 /#$"。 由于快中子增殖堆使作 为 天 然 铀 主 要 成 分 的 铀— ——#$’ 变成钚—— —#$" 加以利用， 因而快中子增殖堆中铀的利用率比 目前压水堆中铀的利用率高 !%) 倍。那些在压水堆中不能利 用的浓缩铀的尾料， 以及压水堆卸出的核燃料， 都能在快中子 增殖堆中得到利用。而且， 使那些在目前不能开采的低品位铀 矿， 也有经济开采的价值， 可以充分满足人类几百年内对能源 的需求。美国等 !) 国确定的新能源发展计划中， 快中子增殖 堆是重点发展的堆型。除现行的钠冷快中子增殖堆外， 还在发 展气冷快中子增殖堆、 铅冷快中子增殖堆等。 核电站的堆 型 按 照 用 途 来 分 ， 可分为动力堆、 生产堆、 研 究堆、 特殊用途堆等； 按照 冷 却 剂 和 慢 化 剂 来 分 ， 又可分为轻 水堆、 重水堆、 石墨气冷堆、 石墨 水 冷 堆 、 高温气冷堆、 快中子 增殖堆等 （见图 #）
! 栏 目 编 辑 肖 朝 晖 ／
图"
多种多样反应堆
在目前， 核电站中以压水堆、 沸水堆所占的比例最大， 分别 占 ()0和 #)0， 重水堆约占 !)0， 其它堆占 !)0。 除上述核裂反应堆这外，目前全世界正在投入大量的人 力、 物力研制核聚变反应堆。当 # 个轻原子核结合成一个较重 的原子核时， 也会释放能量。 我们称这种结合为聚变， 释放出的 能量称为聚变能。在人工控制下的聚变为受控聚变， 在受控聚 变的情况下释放能量的装置， 称为聚变反应堆。聚变能是一种 更加安全、 清洁、 经济的能源， 且有可能实现能量直接转换， 具 有极高的热效率。不仅轻原子核聚变时， 每 ! 千克聚变燃料释 放的能量多， 更重要的是， 地球上聚变燃料的储量比裂变燃料 储量丰富得多。氘、 氚聚变所释放的能量， 是同等质量铀 /#$& 裂变所释放能量的 % 倍。 而且， 海洋中有取之不尽的氘， 海水中 氘含量为 $% 毫克 1 升， 地球上总含氘量多达 %) 万亿吨， 可供人 类用 &) 亿年以上。氚可用锂 （锂 /(） 来生产， 自然界中锂也很 丰富， 所以聚变能发电是更理想的能源。国际核聚变专家们乐 观估计， 本世纪下半叶可以实现聚变反应堆商业发电。
中国核电反应堆堆型
中国核电发展现状
中国核电从自行设计、建造第一座30万千瓦 秦山核电站起，目前已建成浙江秦山、广东 大亚湾和江苏田湾三个核电基地。
截至2013年8月底，共有17台机组相继投入商 业运行，总装机容量约1475万千瓦。
已投运的核电机组
截至2013年12月，大陆共有17台核电机 组投入商业运行，分别是：浙江秦山一 期核电站、浙江秦山核电站二期 、浙 江秦山核电站三期、广东大亚湾核电站、 广东岭澳核电站一期、江苏田湾核电站 一期，广东岭澳核电站二期、浙江秦山 核电站二期扩建工程，福建宁德核电站 1号机组、辽宁红沿河核电站1号机组
ห้องสมุดไป่ตู้
特点
安全性好：在它 用氦气作冷却剂， 采用全陶瓷型的 球型燃料元件， 在出现严重事故 时也不会对公众 造成伤害
发电效率高：反应堆氦气温度高达700 －900℃，采用传统蒸汽循环发电效率 可以达到38%－40%，采用先进氦气循 环可以达到45%－47%
用途广泛：可用于 水热裂解制氢，为 未来氢能时代提供 清洁能源，以及煤 的气化液化等
优点
用天然铀作燃料(U-235含量0.711Wt%) 年容量因子高：坎杜（CANDU）反应
堆是采用不停堆换料运行方式，省去了 轻水堆大约每年一次的停堆换料时间 （一般约1.5~2.0个月）
其他先进反应堆
高温气冷堆 65MW快中子实验堆 低温供热堆
高温气冷堆
模块式球状高温气冷堆
中国核电反应堆堆型
我国是世界上少数几个拥有完整核工业体系 的国家之一。为推进核能的和平利用，上世 纪七十年代，国务院做出了发展核电的决定， 自1983年确定压水堆核电技术路线以来，目 前在压水堆核电站设计、设备制造、工程建 设和运行管理等方面已经初步形成了一定的 能力，为实现规模化发展奠定了基础。
【核科普】一代至四代核电技术简介
【核科普】一代至四代核电技术简介2014-02-20核电观察第一代核电技术1954年前苏联建成电功率为5MW的实验性核电厂，1957年美国建成电功率为90MW的希平港原型核电厂，这些证明了核能用于发电是可行的，国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
早期原型堆代表：德累斯顿费米一号（美）Magnox希平港（美）第二代核电技术20世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在300MW 以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行的同时，使核电的经济性也得以证明，可与火电、水电相竞争。
目前世界上商运的400多台核电机组绝大部分是在这段时间建成的，它们称为第二代核电机组。
第二代核电堆型代表：PWR (压水堆)VVER (压水堆)BWR (沸水堆)CANDU (重水堆)第三代核电技术20世纪90年代，美国电力研究院出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD （Utility Requirements Document），用一系列定量指标来规范核电厂的安全性和经济性。
随后，欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求”，即EUR （European Utility Requirements）,也表达了类似的看法。
国际上通常把URD 或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。
URD和EUR的主要关注点为：1）进一步降低堆芯融化和放射性向环境释放的风险，使发生严重事故的概率减少到极致，以消除社会公众的顾虑。
2）进一步减少核废物（特别是强放射性和长寿命核废物）的排放量，寻求更加的核废物处理方案，减少对人员和环境的放射性影响。
3）降低核电厂每单位千瓦的造价，缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率，延长寿期，以进一步改善其经济性。
第三代核电堆型代表：AP1000—非能动先进压水堆EPR—欧洲压水堆APR1400—韩国先进压水堆APWR—先进压水堆（日本三菱）ABWR—先进沸水堆（GE）ESBWR—经济简化型沸水堆（GE）第四代核电技术第四代核电技术是指安全性和经济性都更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统。
核反应堆简介
2)重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站：这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。
除了235U等裂变可以放出核能外，氢的同位素，如氚（3H）的原子核在一定条件下也可以聚合成氦（He）原子核，同时放出能量，这也是核能的一种形式。我们通常将核裂变反应放出的核能称为“裂变能”，而核聚变反应放出的核能称为“聚变能”。
由于受当今技术发展的限制，国际上还没有掌握对核聚变反应进行有效的控制方法，所以除用于军事之外，利用核聚变原理进行核能发电的技术远未达到应用水平，而目前利用重核裂变原理进行发电的技术已经获得了广泛应用。
从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。
2．2．3 重水堆
以重水作慢化剂的核反应堆堆型。冷却剂可以是重水、 轻水或二氧化碳。重水是氘氧化合物(D2O)，它是热中子反应堆最理想的慢化剂，由于价格昂贵，重水系统的密闭性要求高，还需对外泄的重水进行回收、提纯，以提高核电站的经济性和安全性，主要堆型是加拿大研制的CANDU型。
核反应堆简介
【摘要】本文介绍了核能的概念、核能发电原理、核电站反应堆堆型及其优缺点
世界现行核电站反应堆堆型
中国
1080
3
单堆布置
177
福建福清核电站5、6号 中核/中广核 机组，广西防城港核电 站5、6号机组
4
第二代+
CNP650/CNP1000
中国核工业集团
5
第二代+
CANDU 6
中国核工业集团
6
第三代
AP1000
7
第三代
EPR
Advanced Passive PWR的简称，该机型为 西屋公司设计的3代核电机型。AP1000采用 减法理念，通过非能动技术简化设备，在 提高安全的同时降低了成本，迎合了业 美国西屋 主，受到了青睐。AP1000的特点是双环 路，屏蔽泵，非能动冷却系统，模块化建 设和系统简化。但是屏蔽泵放大的工程难 度不小。 欧洲先进型压水堆，加法理念，反应堆较 德国西门子和法国法 复杂，相应提高了成本。EPR单堆功率最 玛通联合开发 大，四环路机组，燃料组件数目241。 国核技 ACP1000在国内没有建成项目。
中国
650/1000
2
单堆布置
157
中核集团
加拿大
700
2
单堆布置
157
中核集团
秦山核电站三期
美国
1200
2
单堆布置
157
国核技
浙江三门核电站、山东 海阳核电站
欧洲
1650
4
单堆布置
241
中广核集团
广东台山核电站
中国
1000
2
单堆布置
157
国核技
暂无
中国
1000/1400
2
单堆布置
157
国核技
山东石岛湾核电站（计 划）
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
3.1.3 第二代PWR核电厂的改进和发展
1、单机容量增加，从初期的300MWe左右，发展到600，900，
1000，1300以至1500MWe的PWR系列。
2、燃料及燃料组件设计改进 3、燃料管理方案改进 4、改进核电厂的主要设备性能 5、提高核电厂的安全性
第二节 沸水堆(BWR)核电厂 3.2.1发展概况和工作原理 1、发展概况 2、工作原理 3.2.2 BWR核电厂特点 3.2.3 BWR核电厂的设计改进
BWR总体设计的改进
沸水堆电厂流程原理图
第三节 重水堆核电厂
3.3.1 基本结构和工作原理
3.3.2重水堆核电厂性能特点
重水堆核电厂工作流程示意图
第四节 其它堆型核电厂
3.4.1 石墨气冷堆核电厂 3.4.2 快中子增殖堆核电厂
3.4.3 石墨水冷堆
第五节 几种堆型核电厂性能参数比较
HTGR核电厂原理流程图
中国（大陆）核电机组主要参数
一回路出 口温度(℃) 315．2 327．2 327．2 310 310 一回路压 力(MPa.a) 15.2 15.5 15.5 11.2 11.2 蒸汽温度 (℃) 267.5 282.9 282.9 257.6 257.6 蒸汽压力 (MPa.a) 5.2 6.71 6.71 4.51 4.51 蒸汽流 量(t/h) 1871 3773 3773 3570 3570
池式钠冷快堆回路示意图
第四章 核电技术的最新研发进展及趋势
第一节 三里岛和切尔诺贝利事故暴露的问题和引 发的思考 4.1.1事故简介
4.1.1.1
4.1.1.2
三里岛事故
切尔诺贝利事故
4.1.2事故的教益
第二节 第三代先进堆型核电厂分析
4.2.1第三代先进轻水堆的设计要求 4.2.1.1美国用户要求文件（URD） 4.2.1.2欧州用户要求文件（EUR） 4.2.2几种主要第三代先进堆型 4.2.2.1概述 4.2.2.2先进沸水堆（ABWR） 4.2.2.3 AP1000
⑴ 20 世纪 70 年代中期以来，提出并不断完善核电厂概率安全评价（PSA ） 方法，并将风险研究引入核安全和核设计的诸多领域。
⑵ 1983 年，美国电力研究所（ EPRI ）在美国核管会（ NRC ）支持下，制 订了一个被供应商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众都能 接受的适用于第三代先进轻水堆的“用户要求文件（URD）”。
秦山2
秦山3 秦山4 秦山5 大亚湾1 大亚湾2 岭澳1* 岭澳2** 田湾1 田湾2
秦山核电公司
秦山核电公司 秦山核电公司 秦山核电公司 广东核电合营公 司 广东核电合营公 司 岭澳核电公司 岭澳核电公司 江苏核电公司 江苏核电公司
PWR
PWR PHWR PHWR PWR PWR PWR PWR PWR PWR
4.3.2.1 总体目标 4.3.2.2 4.3.3 具体性能目标
初步确定的几种第四代核电厂堆型
1396
9
3969
444
363873
50
42238
83
29347
577
435458
表5
排次 国家
世界运行核电机组容量前10名国家统计
运行机组
机组数 容量MWe 99034 63203 44041 22594 20799 15113 14970 11802 11195 9460
在建机组
机组数 3 0 5 0 6 0 4 0 5 0 容量MWe 3606 0 4842 0 5275 0 3820 0 4750 0 机组数 107 59 58 20 33 22 22 31 18 11
第三节 中国核电发展的历史和现状
表2
机组名称 秦山1 所属公司 秦山核电公司
中国（大陆）核电机组基本情况
堆型 PWR 设计单位或供应商 上海核工程设计院 华东电力设计院 *核二院，核一院， 华东电力设计院 核二院，核一院， 华东电力设计院 AECL（加拿大） AECL（加拿大） Framatome（法） Alstom（英） Framatome（法） Alstom（英） Framatome（法） Alstom（英） Framatome（法） Alstom（英） ZAO ASE（俄） ZAO ASE（俄） 开工时间 1985.03. 20 1996.06. 01 1997.03. 13 1998.06. 08 1998.12 1987.08. 07 1988.02 1997.05. 15 1998.01. 15 1999.10. 28 运行时间 1991.12
总计
容量MWe 102637 63203 48883 22594 26074 15113 18970 11802 15945 9460
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
美国 法国 日本 德国 俄罗斯 加拿大 韩国 英国 乌克兰 瑞典
104 59 53 20 27 22 18 31 13 11
第二章 核反应堆和核电厂
⑶ 美国 ABB-CE 公司、 GE 公司和西屋公司根据 URD 要求先后完成了新一代 核电厂系统80＋、ABWR、AP600和AP1000等的开发和设计，其中2台ABWR机 组已在日本成功运行，而AP1000预计将成为第三代PWR最具竞争力的堆型 之一。 ⑷ 提出了21世纪20～30年代将采用的第四代核电厂的概念、目标和发展 堆型。
开发自己新的堆型。
法国从第2台与比利时合作的PWR机组建造起，就承担 了大部分建造
和制造的任务。
⑶ 标准化、批量化是法国核电成功的重要经验。有了批量订单，设 备制造就有长期发展目标和相应的开发投入，而标准化则有可能实现
有效的工程经验反馈，不断改进、优化和挖潜。
1.2.5其他主要核电国家 1.2.5.1加拿大 1.2.5.2 德国 1.2.5.3 日本
大亚湾1
大亚湾2 岭澳1 岭澳2
2905
2905 2905 2905
983.8
983.8 983.8 983.8
327.6
327.6 327.6 327.6
15.5
15.5 15.5 15.5
282.9
282.9 282.9 282.9
6.71
6.71 6.71 6.71
5808
5808 5808 5808
4.2.2.4 先进型欧洲压水堆(EPR)
4.2.2.5 系统80＋
4.2.2.6 先进型CANDU堆（ACR）
4.2.2.7 其它第三代先进堆型
第三节 第四代核电概念介绍
4.3.1 第四代核电概念的提出和背景 4.3.1.1 第四代核电概念的提出 4.3.1.2 第四代核电提出的背景 4.3.2 第四代核电的性能目标
第一节 核反应堆
2.1.1反应堆工作原理 2.1.2反应堆燃料 2.1.3 反应堆堆型
第二节 核电厂
2.2.1 核电厂基本组成 2.2.2 核电厂与火电厂汽轮机系统的差异
2.2.3 核电厂安全原理和方法
表6
PWR 核电厂与火电厂蒸汽参数比较
PWR核电厂 火电厂（国产）
300MWe （秦山一期） 蒸汽温度 ( ℃)
田湾1
田湾2
3000
3000
1000
1000
320
320
15.7
15.7
279
279
6.28
6.28
5880
5880
第四节 世界核电发展状况统计
表4
运 堆型 机组数 容量 MWe 236236 81071 行
世界核电机组状况统计
在 建 容量 MWe 27933 6396 退 役 容量 MWe 11379 4793 总 计 容量 MWe 275548 92260
核电及其主要堆型介绍
苏州热工研究院 陈连发
第一章 世界核电发展的历史和现状
第一节 核裂变的发现和核电的早期开发 第二节 世界主要核电国家核电发展概况 1.2.1 美国
虽然美国近20年来核电发展基本处于停顿状态，但一直没 有停止核电新堆型和新技术的研究，仍然在核电发展中起 着重要的作用。这段时期美国主要致力于以下方面工作：
3.1.1 工作原理和基本构成
核电站原理流程图
3.1.2.1 主要设计性能特点
1) 2)
轻水作为慢化剂。 采用低富集铀（2％－5％）做燃料，具有负的燃料温度系数（多普
勒系数）。
3) 4)
采用控制棒、可溶硼和可燃毒物三种反应性控制手段 一、二回路均为独立的密闭回路，常规岛中的蒸汽不带有放射性， 与沸水堆相比，运行时常规岛不需要采取辐射防护措施。
＞40
＞40
核电厂PSA分析程序
第三章 第二代主要堆型核电厂分析
第二代核电厂主要有以下堆型：
PWR
BWR
加拿大 AECL 开发的天然铀压力管式重水堆（ CANDU 堆）
前苏联开发的石墨水冷堆（LGR）
改进型气冷堆（AGR）和高温气冷堆（HTGR） 钠冷快堆
第一节 压水堆（PWR）核电厂
600MWe （秦山二期）
1000 MWe （大亚湾、 岭澳）
300MWe
600MWe
267.5
282.9
282.9
555
540
蒸汽压力 (MPa.a)
5.2
6.71
6.71
16.67
16.67
蒸汽流量 (t/h)
1871
3773
5808
1000
1667
汽机热效 率（%）
31.05
33.3
33.87
机组数
机组数
机组数
PWR BWR
262 93
31 5