中广核员工岗前培训典型核反应堆系统
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l 从重水堆卸出的乏燃料含铀235约为0.2％，低于 扩散工厂尾料的浓度(0.25％)。与其他热中子反 应堆相比，在同样的输出功率情况下，重水堆所 装载的天然铀最少，消耗的天然铀也最少。因此 使天然铀得到充分的用。
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中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
重水堆简介
l 重水准的体积大，需要大量重水，每MW发电容 量需0.7-0.8吨重水。重水的价格昂贵，所以投 资较高，发电成本比轻水堆核电厂高，且为了 减少重水的泄漏损失，反应堆及重水回路的设 备密封要求高，制造复杂化。
按堆芯结构和冷却剂不同，目前主要有压力壳式 重水堆、压力管卧式重水堆和压力管式沸腾轻水 冷却重水堆三种。
目前达到商用的只有加拿大发展的压力管卧式重 水准，称为CANDU(Canada Deuterium Uranium) 型重水堆。
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
l CANDU型重水堆用压力管把重水冷却剂和重水慢 化剂分开。压力管内流过不沸腾的高温高压(温 度约300度，压力约10MPa)重水作为冷却剂，压 力管外是基本不受压的慢化剂，慢化剂盛装在 大型卧式圆柱型排管容器中。
•沸水堆 •燃料组件
•控制棒
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沸水堆特点
l 沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，所以承受的 压力只有压水堆的1/2(约7MPa)，因此压力容器 的厚度可以减小。
l 沸水堆的功率密度比压水堆的低，且沸水堆压 力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵 等设备，致使压力容器尺寸增大。就压力容器 的制造成本来说，这两个影响基本上相互抵消。
l 设计成卧式堆芯结构的目的是便于设备布置及 换料维修。
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3、高温气冷堆
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中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
气冷堆简介
l 石墨气冷堆也是世界上出现较早的堆型之一。在第二次 世界大战期间，为了军事目的，某些国家就用天然铀石 墨慢化反应堆来生产钚。
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
沸水堆结构简介
l 沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、 蒸汽干燥器和喷射泵等。
l 堆芯主要由核燃料组件、控制棒等组成，也采用低富集 度柱(状2％芯一块3后％再铀装—入23锆5)合的金UO包2作壳为内核构燃成料外，径将为U12O.52m制m成，圆 长度约3.7m的元件棒。
l 由于重水堆的卸料燃耗较浅，仅为8000一10000 MWd/t，约为压水堆的1／3，因此卸料量是同功 率压水堆的3倍。
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重水堆简介
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重水堆用重水作慢化剂，按其结构形式可分为压 力容器式及压力管式两种。压力容器式的冷却剂 只限于重水，压力管式的冷却剂不受限制，可以 是重水，轻水或有机化台物。
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沸水堆特点
l 由于沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较 方便，除用控制棒进行功率调节外，还可通过改变循环 泵流量的方法来进行调节，调节范围约达25％，速率约 1％/s。
l 沸水堆的比功率较小，同样功率条件下核燃料装量较压 水堆约大50％。因此虽然系统比较简单，但总投资较压 水堆略大。
l 由于沸水堆采用直接循环，水通过堰芯时将放射性物质 直接带到汽轮机、冷凝器等设备，使这些设备污染而必 须屏蔽。这给设计、运行、维修都带来不便。
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2、重水堆
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重水堆简介
l 重水堆早在第二次世界大战时期就开始研究，当 时主要是用于军事目的。重水的中子吸收截面小， 且慢化性能也比较好，因此重水堆可利用天然铀 作核燃料，不需要建造投资巨大的铀同位素分离 工厂。
气冷堆简介
l 涂层的作用是保护核燃料并防止裂变产物外逸， 然后再将这些颗料燃料弥散在石墨基体中制成 杠状或球状燃料元件。这种燃料元件不需要金 属包壳，而其中石墨既作燃料元件的结构材料 又作中子慢化剂。
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气冷堆简介
l 高温气冷堆的冷却剂出口温度高，因此电站的热效率高 达40％，可与新型火电站相媲美。
l 很长时期中人们一直在想能不能允许水在反应 堆沸腾，汽泡不规则的形成和移动会不会产生 危险的不稳定性。
l 在20世纪50年代早期所完成的实验(著名的 BORAX实验)表明在低压时确实会发生上述情 况，但当压力升高到大约压水堆的一半左右 (7MPa)时，沸腾是稳定的，反应堆是可控的。
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沸水堆特点
l 沸水堆采用直接循环，所以系统比较简单，回 路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加 工制造。尤其是省去了压水堆电厂中较易发生 故障的蒸汽发生器，使核电厂事故减少，使用 效率提高，
l 且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开 孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重 性降低。
l 目前发展的主要气冷动力堆是高温气冷堆(HTGR)，它是 在低温气冷堆的基础上发展起来的。
l 高温气冷堆的核燃料是富集度约为10％的UO2或高富集铀 加钍的氧化物(或碳化物)，制成直径约为0.6mm的颗粒， 外面再涂敷三层到四层热解碳和碳化硅涂层
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中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
中广核员工岗前培训典 型核反应堆系统
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2020/11/7
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
主要内容
1、沸水堆核电站 2、重水堆核电站 3、高温气冷堆 4、快中子增值堆 5、其他堆型
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中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
1、沸水堆
l 沸水堆是轻水堆的一种，它是通过研究水堆堆 芯沸腾而设计出来的。
l 元件棒通常排列成8×8的正方形栅阵，中间用几层弹簧 格架夹紧定位，然后装入锆合金的方盒内构成燃料组件。
l 每四个燃料元件盒组成一个单元。堆芯就由许多这样单 元组合而成。
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•沸水堆核电厂示意
•沸水堆安全壳
•喷射泵循环系统
•沸水堆 •堆芯结构
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重水堆简介
l 重水准的体积大，需要大量重水，每MW发电容 量需0.7-0.8吨重水。重水的价格昂贵，所以投 资较高，发电成本比轻水堆核电厂高，且为了 减少重水的泄漏损失，反应堆及重水回路的设 备密封要求高，制造复杂化。
按堆芯结构和冷却剂不同，目前主要有压力壳式 重水堆、压力管卧式重水堆和压力管式沸腾轻水 冷却重水堆三种。
目前达到商用的只有加拿大发展的压力管卧式重 水准，称为CANDU(Canada Deuterium Uranium) 型重水堆。
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
l CANDU型重水堆用压力管把重水冷却剂和重水慢 化剂分开。压力管内流过不沸腾的高温高压(温 度约300度，压力约10MPa)重水作为冷却剂，压 力管外是基本不受压的慢化剂，慢化剂盛装在 大型卧式圆柱型排管容器中。
•沸水堆 •燃料组件
•控制棒
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沸水堆特点
l 沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，所以承受的 压力只有压水堆的1/2(约7MPa)，因此压力容器 的厚度可以减小。
l 沸水堆的功率密度比压水堆的低，且沸水堆压 力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵 等设备，致使压力容器尺寸增大。就压力容器 的制造成本来说，这两个影响基本上相互抵消。
l 设计成卧式堆芯结构的目的是便于设备布置及 换料维修。
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3、高温气冷堆
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气冷堆简介
l 石墨气冷堆也是世界上出现较早的堆型之一。在第二次 世界大战期间，为了军事目的，某些国家就用天然铀石 墨慢化反应堆来生产钚。
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
沸水堆结构简介
l 沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、 蒸汽干燥器和喷射泵等。
l 堆芯主要由核燃料组件、控制棒等组成，也采用低富集 度柱(状2％芯一块3后％再铀装—入23锆5)合的金UO包2作壳为内核构燃成料外，径将为U12O.52m制m成，圆 长度约3.7m的元件棒。
l 由于重水堆的卸料燃耗较浅，仅为8000一10000 MWd/t，约为压水堆的1／3，因此卸料量是同功 率压水堆的3倍。
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中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
重水堆简介
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重水堆用重水作慢化剂，按其结构形式可分为压 力容器式及压力管式两种。压力容器式的冷却剂 只限于重水，压力管式的冷却剂不受限制，可以 是重水，轻水或有机化台物。
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中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
沸水堆特点
l 由于沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较 方便，除用控制棒进行功率调节外，还可通过改变循环 泵流量的方法来进行调节，调节范围约达25％，速率约 1％/s。
l 沸水堆的比功率较小，同样功率条件下核燃料装量较压 水堆约大50％。因此虽然系统比较简单，但总投资较压 水堆略大。
l 由于沸水堆采用直接循环，水通过堰芯时将放射性物质 直接带到汽轮机、冷凝器等设备，使这些设备污染而必 须屏蔽。这给设计、运行、维修都带来不便。
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2、重水堆
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重水堆简介
l 重水堆早在第二次世界大战时期就开始研究，当 时主要是用于军事目的。重水的中子吸收截面小， 且慢化性能也比较好，因此重水堆可利用天然铀 作核燃料，不需要建造投资巨大的铀同位素分离 工厂。
气冷堆简介
l 涂层的作用是保护核燃料并防止裂变产物外逸， 然后再将这些颗料燃料弥散在石墨基体中制成 杠状或球状燃料元件。这种燃料元件不需要金 属包壳，而其中石墨既作燃料元件的结构材料 又作中子慢化剂。
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气冷堆简介
l 高温气冷堆的冷却剂出口温度高，因此电站的热效率高 达40％，可与新型火电站相媲美。
l 很长时期中人们一直在想能不能允许水在反应 堆沸腾，汽泡不规则的形成和移动会不会产生 危险的不稳定性。
l 在20世纪50年代早期所完成的实验(著名的 BORAX实验)表明在低压时确实会发生上述情 况，但当压力升高到大约压水堆的一半左右 (7MPa)时，沸腾是稳定的，反应堆是可控的。
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沸水堆特点
l 沸水堆采用直接循环，所以系统比较简单，回 路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加 工制造。尤其是省去了压水堆电厂中较易发生 故障的蒸汽发生器，使核电厂事故减少，使用 效率提高，
l 且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开 孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重 性降低。
l 目前发展的主要气冷动力堆是高温气冷堆(HTGR)，它是 在低温气冷堆的基础上发展起来的。
l 高温气冷堆的核燃料是富集度约为10％的UO2或高富集铀 加钍的氧化物(或碳化物)，制成直径约为0.6mm的颗粒， 外面再涂敷三层到四层热解碳和碳化硅涂层
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2020/11/7
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
主要内容
1、沸水堆核电站 2、重水堆核电站 3、高温气冷堆 4、快中子增值堆 5、其他堆型
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1、沸水堆
l 沸水堆是轻水堆的一种，它是通过研究水堆堆 芯沸腾而设计出来的。
l 元件棒通常排列成8×8的正方形栅阵，中间用几层弹簧 格架夹紧定位，然后装入锆合金的方盒内构成燃料组件。
l 每四个燃料元件盒组成一个单元。堆芯就由许多这样单 元组合而成。
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中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
•沸水堆核电厂示意
•沸水堆安全壳
•喷射泵循环系统
•沸水堆 •堆芯结构