典型核电站系统与反应堆发展
核电站工作原理
核电站工作原理核电站是利用核能进行发电的设施，其工作原理是通过核裂变或者核聚变反应释放出的能量来产生蒸汽，然后利用蒸汽驱动涡轮发机电发电。
下面将详细介绍核电站的工作原理。
1. 核裂变反应核电站主要利用核裂变反应来产生能量。
核裂变是指将重核（如铀、钚）通过中子轰击，使其原子核分裂成两个较轻的核，同时释放出大量的能量。
这种能量释放的过程称为核链式反应。
核裂变反应在核电站中通过控制中子的速度和密度来实现。
2. 反应堆核电站的核裂变反应发生在反应堆中。
反应堆是一个装有核燃料的容器，燃料棒是核燃料的主要形式。
核燃料普通使用铀-235或者钚-239，这些物质能够吸收中子并发生核裂变反应。
在反应堆中，燃料棒被罗列成网格状，形成燃料组件。
燃料组件之间由反应堆压力容器和冷却剂组成。
3. 冷却剂冷却剂在核电站中起到冷却反应堆和传递热量的作用。
常用的冷却剂有水、重水温和体等。
冷却剂通过循环系统流经反应堆，吸收核裂变反应释放的热量，并将其带走。
冷却剂在经过反应堆后被加热，然后通过热交换器将热量传递给工作介质。
4. 蒸汽发生器蒸汽发生器是核电站中的一个关键设备，用于将冷却剂中的热量转化为蒸汽。
冷却剂在蒸汽发生器中与次级循环系统中的水进行热交换，使水变为蒸汽。
蒸汽发生器中的水和冷却剂是通过热交换器进行隔离的，以防止放射性物质的泄漏。
5. 涡轮发机电组蒸汽通过蒸汽发生器产生后，进入涡轮发机电组。
蒸汽的高温和高压使涡轮旋转，涡轮与发机电相连，通过转动发机电的转子来产生电能。
发机电将机械能转化为电能，然后通过变压器将电能升压，最终输出到电网中供人们使用。
6. 辅助系统核电站还包括一系列辅助系统，用于确保核电站的安全和正常运行。
这些系统包括控制系统、冷却系统、安全系统等。
控制系统用于控制核裂变反应的速率，以保持反应堆的稳定。
冷却系统用于保持反应堆和其他设备的温度在安全范围内。
安全系统用于应对突发事故，确保核电站的安全性。
总结：核电站的工作原理是利用核裂变反应释放的能量来产生蒸汽，然后通过蒸汽驱动涡轮发机电组发电。
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
核反应堆的原理与工程应用
核反应堆的原理与工程应用核反应堆是人们利用核能进行能源开发的重要设备。
它利用分裂核反应或者核聚变反应来释放能量，从而发电或者提供热能。
本文将介绍核反应堆的原理和工程应用。
一、核反应堆的原理核反应堆的核心是燃料元件，其中填充着丰度不同的核燃料。
核燃料中的原子核能够被中子轰击，产生裂变反应或聚变反应。
当裂变反应发生时，一个高速中子撞击核燃料中的核子，使得该核子的能量变得很高，发生裂变的同时还释放出更多的中子。
这些中子会继续撞击其他核燃料，形成可持续的链式反应。
这种反应释放的能量可以被吸收和利用，从而产生能量。
而聚变反应指的是两个原子核碰撞，粘合在一起形成一个更重的原子核。
这种反应需要非常高的温度和压力，只有太阳等高能环境才能发生。
因此，目前在核反应堆中主要运用核裂变反应。
核反应堆的反应堆芯中有一个反应控制系统，用来控制反应堆的中子流。
在反应堆中，中子流太多容易导致反应过度，发生核事故；反之，则会导致核反应堆的功率不足，影响其使用。
因此，反应控制系统通过控制聚变反应的速率，来保证反应堆的安全运行。
二、核反应堆的工程应用核反应堆主要用于发电、推进动力和核技术研究等方面。
（一）核电站核电站是应用核反应堆进行能源利用的典型工程应用。
核电站利用核反应堆产生的热能，驱动蒸汽涡轮发电机组，产生电能。
核电站具有高效稳定的特点，且发电过程中无排放污染物，因此在现代工业中发挥着重要作用。
但核电站安全问题也受到人们的普遍关注。
因此，在设计和运营过程中，必须制定一系列的措施保证核反应堆的安全，同时还要在核事故发生时能够采取快速有效的应变措施，减少事故带来的影响。
（二）核燃料加工核燃料的加工是指将天然铀提纯成可用于核反应堆的核燃料。
目前主要采用的方法是铀浓缩和浸出。
（三）核推进技术核推进技术是指利用核反应堆的热能或电能，提供足够的推进动力，从而实现飞行器等的航天应用。
它主要利用核反应堆的高能量密度，实现对于电子器件过于脆弱的导电线路的最小化限制。
世界核电发展历程
世界核电发展历程核电的发展历程可以追溯到20世纪40年代末和50年代初。
以下是核电的主要发展里程碑：1. 原子能的发现：1945年，美国科学家在第二次世界大战末期研制出了第一颗原子弹，并确认了核裂变的可行性。
2. 第一个核反应堆：1942年，美国芝加哥大学的物理学家研制出了第一台自持核反应堆——芝加哥式堆，成功实现了可持续的核链式反应。
3. 世界上第一个商业核电站：1954年，苏联启用了世界上第一个商业核电站——奥布涅斯克核电站，该站采用了堆芯和石墨层间的气冷式堆，标志着商业化核电的起步。
4. 美国的核电发展：1957年，美国启用了第一座商业化核电站——厄巴纳核电站，使用了堆芯和可水冷的加速器驱动反应堆。
此后，美国快速推进了核电技术的研发和建设，成为世界领先的核电大国。
5. 瓦克希拉核电站事故：1979年，美国宾夕法尼亚州的瓦克希拉核电站发生了一起严重事故，造成了一些放射性物质的泄漏。
这次事故严重打击了核电行业的发展，导致一些国家暂停了核电项目。
6. 三个里程碑：1986年，苏联乌克兰的切尔诺贝利核电站发生核反应堆爆炸事故，这是历史上最严重的核电事故之一。
同年，法国开始运营世界上首个商业化的高温气冷堆——法里萨核电站；加拿大也启用了第一台压水堆核反应堆。
7. 福岛核电站事故：2011年，日本福岛核电站发生核泄漏事故，由于地震和海啸的影响，导致多个核反应堆发生熔毁。
这次事故再次引发了对核能安全问题的关注。
8. 当前的发展：尽管核电行业面临着安全和环境等诸多挑战，但仍有一些国家在继续推进核电项目。
例如，中国成为了世界上核电装机容量最大的国家，其他一些国家如印度和俄罗斯也在积极推动核电的发展。
总体而言，核电的发展历程经历了起步、快速发展、事故影响和重整等阶段。
随着对可再生能源的需求不断增加和对核能安全的担忧加剧，未来核电行业将继续面临许多挑战和机遇。
核电发展可分为四代
世界核电站可划分为四代录入时间：2008-3-25 作者：snpec第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′´也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
彭敏俊核电技术及其发展
用技术 又一重要启示：安全第一、质量第一 URD的新目标要求 提出 1999年开始四代技术的研发，成立GIF论坛
2019年12月17日8时0分
No.4
世界第一座核电站
1954年6月，前苏联 建成世界上第一个 试验核电站
反应堆采用石墨慢 化，轻水冷却，电 功率为5MW
前苏联的奥勃宁斯克核电站
2019年12月17日8时0分
No.5
美国早期的核电站
希平港核电站，60MW 1957年12月发电
沸水堆核电站，200MW 1960年7月投入商业运行
LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择 ，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂， 也可以选择额定功率在300~400兆瓦的模块系统与一个换 料间隔很长（15~20年）的50~100兆瓦的电池组的组合。
LFR电池组是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，可满 足市场上对小电网发电的需求。
2019年12月17日8时0分
No.13
AP1000核电站
2019年12月17日8时0分
No.14
第四代反应堆概念
2002 年9 月20 日，在日本东京召开的第四代反应堆国际研讨会上， 公布了6 种第四代反应堆设计概念。这6 种设计概念将成为美国和其 他九个国家共同开发第四代反应堆的发展方向。
No.9
核电站分为四代
2019年12月17日8时0分
No.10
第二代核电站
1970年~1986年，第二次石油危机促进了核电的大规模发 展，形成了第二代核电技术
核反应堆在核电站的作用
核反应堆在核电站的作用核反应堆是核电站的核心设备，它以核裂变或核聚变反应为能源来源，通过产生的热能转化为电能，供给人们生产和生活所需。
核反应堆在核电站中起到了至关重要的作用，下面将从发电原理、发电过程和安全措施三个方面进行论述。
一、发电原理核反应堆的作用是产生高温和高压的核裂变或核聚变反应，进而通过热力转换将热能转化为电能。
核裂变反应是指将重核（如铀、钚等）吸收中子，分裂成两个或更多的轻核碎片，释放出大量的热能。
而核聚变反应是指将轻核（如氢、氦等）在高温和高压条件下发生融合，释放出更大的能量。
核反应堆中的燃料元素（如乌兰），通常以克制链式反应的方式运行。
燃料在反应堆内部的核燃料棒中进行裂变或聚变反应，产生的高能中子引发附近燃料棒中的更多裂变或聚变反应，从而形成连锁反应。
这种连锁反应的过程中，会释放大量的热能。
二、发电过程核反应堆内的热能通过燃料棒的冷却剂传递给发电厂，在核电站中，普遍采用轻水堆作为核反应堆的冷却剂。
轻水既可以作为冷却剂，也可以作为中子减速剂。
冷却剂通过对核反应堆内的燃料元素进行冷却，吸收热能，形成高温的蒸汽。
这些蒸汽通过管道输送到汽轮机组，使得汽轮机转动。
汽轮机的旋转被传递到发电机上，通过磁场与导电线圈的相互作用，将机械能转化为电能。
核反应堆在这个过程中产生的高温蒸汽在经过汽轮机后会冷却为水，然后再次回到核反应堆进行循环。
这种闭合循环的系统可以持续将核反应堆产生的热能转化为电能。
三、安全措施核电站是一项高风险的能源生产方式，因此必须采取一系列安全措施来确保核反应堆的正常运行和人员的安全。
安全措施可以从以下几个方面进行论述。
首先，核反应堆的设计本身应该注重安全性。
包括设计合理的反应堆结构、合适的燃料元素、有效的控制系统等。
核反应堆应具备足够的操控能力和稳定性，以保持核链式反应的安全运行。
其次，核电站应建立完善的安全管理体系。
包括核电站的运维人员必须经过严格的培训和认证，具备专业知识和操作技能。
核电站安全系统的设计与优化
核电站安全系统的设计与优化核电站是一种高度复杂的工业设施，为了确保其稳定高效的运行过程，安全系统是非常重要的。
在一个典型的核电站中，安全系统主要由三个部分组成：反应堆安全系统、辅助系统安全系统和安全操控系统。
这些安全系统负责监测和控制核反应堆的各种参数，确保反应堆始终处于正常的运行状态。
正是由于这些安全系统的存在，核电站才能够成为一个安全可靠的能源供应系统。
反应堆安全系统的设计反应堆安全系统是核电站的核心组成部分，主要由重要设施联锁系统（ESF）、核应急系统和防护屏障组成。
ESF是一种在核电站不稳定状态下工作的系统，主要负责控制反应堆的安全状态，包括中子吸收材料、燃料棒温度和压力等参数。
核应急系统是在核能安全事故发生时作为安全措施的备用系统，确保反应堆的正常停机和冷却。
防护屏障则是另一种安全系统，主要用于保护人员和设备免受辐射污染的侵袭。
在设计反应堆安全系统时，需要考虑到各种情况下反应堆的运行状态和变化。
为了确保反应堆始终处于正常运行状态，需要建立各种备用系统，例如冷却系统、蒸汽减压系统、截止装置、反应堆控制系统等。
同时，也需要考虑到反应堆运行过程中可能出现的故障和事故，例如反应堆的堵塞、燃料棒温度过高等。
为了避免这些情况的发生，需要对不同的运行场景进行全面细致的分析，从而设计出最优化的反应堆安全控制系统。
辅助系统安全系统的设计辅助系统安全系统是核电站辅助设施的安全保证，主要包括循环水系统、电气控制系统、照明和通风系统等。
这些系统都是与核反应堆本身直接相关的，因此也需要同样高度的安全保证。
为了确保辅助系统的稳定运行，需要在设计过程中考虑一些关键因素，例如系统的稳定性、电气设备的选择和布置、防雷等措施等。
在设计辅助系统安全系统时，需要特别关注系统中高风险组件的安全性能。
例如，辅助系统中的循环水泵等高压设备可能会在运行过程中产生故障，因此需要设计备用系统以确保正常运行。
同时，对于电气设备的选择和使用，也需要进行严格的规范和标准，以确保设备的可靠性和安全性。
核电站中的反应堆控制系统
核电站中的反应堆控制系统核电站是一种利用核能进行发电的设施，而核反应堆是核电站最核心的组成部分。
为了确保核反应堆能够安全、高效地运行，反应堆控制系统起着至关重要的作用。
本文将对核电站中的反应堆控制系统进行详细介绍。
一、核反应堆的工作原理核反应堆是以放射性核燃料为热源，将核能转化为热能，进而产生蒸汽驱动涡轮发电机组发电的设施。
在核反应堆内，通过控制核反应的速率和强度，可以精确调节放出的热量，使反应堆在安全的范围内运行。
二、反应堆控制系统的组成1. 反应堆物理运行部分反应堆物理运行部分由燃料元件、燃料棒、控制棒以及冷却剂组成。
燃料元件是核反应堆中的核燃料，燃料棒包裹着燃料元件，控制棒则用于控制核反应的速率和强度。
冷却剂在反应堆中起到冷却燃料元件的作用。
2. 反应堆核安全保护系统反应堆核安全保护系统是核电站中的一大重要组成部分。
它包括自动安全保护系统、事故响应系统、控制棒系统等。
自动安全保护系统可以在核反应过程中自动监测温度、压力等参数，一旦出现异常情况即刻采取相应措施。
事故响应系统负责应对各类事故，并采取措施防止事故蔓延。
控制棒系统则通过控制棒的升降来调节核反应的过程。
3. 电子设备和控制装置反应堆控制系统中的电子设备和控制装置起到收集、处理和传输数据的作用。
它们包括各类传感器、数据显示器、控制台等。
这些设备可以监测和控制核反应堆的温度、压力、辐射等参数，确保核反应堆的稳定运行。
三、反应堆控制系统的工作原理反应堆控制系统通过不同的控制方式来调节反应堆的运行状态。
常用的控制方式包括手动控制和自动控制。
手动控制需由操作员根据数据和经验进行调节，而自动控制则通过电子设备和控制装置实现。
在自动控制模式下，反应堆控制系统会根据设定的参数要求，通过调节控制棒的位置来控制核反应的速率和强度。
当监测到温度、压力等参数超过安全范围时，自动安全保护系统会自动切断反应堆的供能，以保证核反应堆的安全。
四、反应堆控制系统的重要性核电站是一种高风险的工业设施，反应堆控制系统的作用至关重要。
反应堆结构
反应堆结构及几种典型反应堆系统反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。
核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。
反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。
反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。
如下图它可分为反应堆堆芯、堆内构件、反应堆压力容器和顶盖控制棒驱动机构四部分。
下面主要介绍反应堆堆心和压力容器。
1、反应堆堆芯：核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m，等效直径3.04m 。
燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。
1.1、燃料组件：燃料组件骨架由8个定位格架、24根控制棒导向管、一根中子通量测量管和上、下管座焊接而成。
其功用是确保组件的刚性，承受整个组件的重量和控制棒快速下插的冲击力，并准确引导控制棒束的升降，保证组件在堆内可靠工作和装卸料时的运输安全。
如下图定位格架由锆－4合金条带制成，这些条带装配成17×17的正方形栅格。
在格架栅元中，燃料棒由其中两边的弹簧夹顶在另两边的两个刚性凸台上，其共同作用使燃料棒保持中心位置。
弹簧夹由因科镍718薄片弯成开口环制成，然后将夹子跨在条带上夹紧定位，并在上下相接面上点焊。
这样形成的两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料棒，自然抵消了作用在条带上的力。
每个燃料组件带有24个控制棒导向管，由锆－4合金制成，它们为控制棒的插入和提出导向。
其下部在第一和第二格架之间直径缩小，形成缓冲段，以便当控制棒紧急下落接近底部时起缓冲作用。
在缓冲段上部有流水孔，正常运行时冷却水流入管内，在控制棒下插时水能部分从管内排出。
缓冲段下部的管径扩至正常，使底层格架可以按上层格架的相同方式与导向管相连接。
图解核电站主要系统
二回路主要系统
6. 给水除气器系统 ADG 7. 汽动/电动给水泵系统 APP/APA 8. 高压给水加热器系统 AHP 9. 给水流量控制系统 ARE 10. 辅助给水系统 ASG 11. 循环水系统 CRF
1. 反应堆冷却剂系统 RCP 2. 化学和容积控制系统 RCV 3. 反应堆硼和水的补给系统 REA 4. 余热排出系统 RRA 5. 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 PTR 6. 安全注入系统 RIS 7. 安全壳喷淋系统 EAS
3、反应性控制
（2）反应性控制的三个手段 ➢控制棒 ➢可燃毒物棒 ➢硼酸溶液的化学补偿
（4） 反应性慢变化的控制措施 ➢ 加硼 ➢ 稀释 ➢ 除硼
§1.2 化学和容积控制系统RCV
反应性慢变化的控制措施
下泄
稀释
排出含硼水V升
030VP
TEP
002BA 上充
注入纯水V升 REA
除硼
下泄
030VP 002BA 上充 §1.2 化学和容积控制系统RCV
RRA01PO
RRA02PO
13VP RRI
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路
RCP02PO
RCV310VP
三环路
03GV
RCV50V P
082VP
RCV366VP
RCV01EX
01-03DI RRI 13VP
净化
46VP RCV01-03 PO RCP-RCV-RRA连接图
一、核岛主要系统
传
输 水
乏燃料水池
池
装冲 罐洗 池池
KX厂房
堆内构件池 换料腔
RX厂房
1#机RX、KX厂房布置图
核电站不同反应堆型的原理及发展现状
核电站不同反应堆型的原理及发展现状韩霄【摘要】核能属于绿色环保的密集性能源,发展核电是解决我国目前能源危机和环保困境的重要举措。
核电装备产业作为高端制造业,具有高附加值和高技术含量的特点,将成为我国经济发展的新增长点。
本文介绍了核电站的基本原理和分类,总结归纳了美国、欧盟、俄罗斯和日本等的核电发展现状,调研了我国核电发展历程、现状及发展策略。
目前,我国已出台多种政策鼓励核电的发展,未来核电将迎来新一轮大的发展。
【期刊名称】《科学家》【年(卷),期】2017(005)018【总页数】3页(P62-64)【关键词】核电站安全核电发展装备产业堆型能源危机密集性高端制造业电力市场总装机容量不可再生能源【作者】韩霄【作者单位】唐山一中【正文语种】中文【中图分类】TM623核能属于绿色环保的密集性能源，发展核电是解决我国目前能源危机和环保困境的重要举措。
核电装备产业作为高端制造业，具有高附加值和高技术含量的特点，将成为我国经济发展的新增长点。
本文介绍了核电站的基本原理和分类，总结归纳了美国、欧盟、俄罗斯和日本等的核电发展现状，调研了我国核电发展历程、现状及发展策略。
目前，我国已出台多种政策鼓励核电的发展，未来核电将迎来新一轮大的发展。
进入21世纪，随着人类生产力的发展，对能源的需求越来越大，化石能源为不可再生能源且污染严重，为缓解这一紧张局面，发展核能是必不可少的手段。
从环保标准、废物处置和事故应对等方面来看，核能属于绿色环保的密集性能源，若能够扩大核电份额，则可以减少火力发电，从而减少温室气体的排放。
国家“十三五”规划中，电力行业绿色低碳发展占据重要位置，核能的发展具有重要意义。
在可预见的未来时期内，核能发展潜力巨大，核电产业将持续保持高速发展，核电将在能源市场中占据越来越重要的位置。
核电同样具有良好的经济效益，核电装备产业作为高端制造业，具有高附加值和高技术含量的特点，将成为国民经济发展新的增长点[1]。
四代先进核能系统以及高温气冷堆(林立志)
三、示范工程进展
8. 核岛方案（续）
¾ 堆芯 • 采用单区堆芯 • 全陶瓷包覆颗粒燃料球 形元件 • 在任何工况下，燃料元 件最高温度不超过其安 全限值1620℃
三、示范工程进展
8. 核岛方案（续）
¾ 采用连续装卸料、15次循 环的燃料管理模式
¾ 设置两套独立的停堆系 统：控制棒系统和吸收球 停堆系统
• 目标 • 计划进度 • 资金 • 科研项目
三、示范工程进展
1. 项目基本情况
¾ 项目名称：
华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程 ¾ 建设单位：
华能山东石岛湾核电有限公司 ¾ 厂址地理位置:
• 位于山东省威海市所辖荣成市，地处石岛管理区宁津镇 东南海滨，东部濒临黄海
• 厂址中心位置的地理坐标为东经122°30'，北纬36°58'
8. 国家科技重大专项
¾ 2006年国务院发布了国家中长期科学的技术发展规划纲要 （2006－2020年）该纲要在我国国民经济发展的重点领域中确定一 批优先主题的同时，围绕国家目标，进一步突出重点，筛选出了包 括大型先进压水堆及高温气冷堆核电站在内的16个重大专项，高温 气冷堆工程是一个创新的工程。 ¾ 2008年2月国家批准了专项实施方案
¾ 预计2020年前能有一个或几个示范电站建成运行，到 2030年投入使用 。
一、第四代核能系统概述
5.第四代核电堆型的技术方向
¾气冷快堆（GFR）:是采用氦气冷却的快中子反应
堆，并采用高温氦气直接透平，其燃料循环采用闭 式循环。
¾铅冷快堆（LRF）:以铅（Pb）或铅铋（Pb-Bi）
合金、铅镁（Pb-Mg）合金等液态重金属为冷却剂 快堆的统称，拥有一个能够有效增殖铀和管理锕系 元素的闭合燃料循环 。
核电站
核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。
利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。
一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。
子。
这裂变产生的中子又去轰击另外的铀核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。
以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。
它们在核电站中有各自的特殊功能。
如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。
它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。
又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。
在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。
稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。
核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。
为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。
它是由安全注射系统和安全壳喷淋系统组成。
一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。
便可缓解事故后果，限制事故蔓延。
注射系统：当核电站一回路系统的管道或设备发生破损事故后，安全注射系统用来向堆芯紧急注入高硼冷却水，防止堆芯因失水而造成烧毁。
安全注射系统设有两套安全注射管系。
一套为安全注射箱管系，在安全注射箱内储有一定容积的高硼水，并用氮气充压，使注射箱内维持恒定的压力。
当一回路系统一旦发生大破裂事故，其压力低于安全注射箱的压力时，安全注射箱内的硼水就通过止水阀自动注入一回路系统。
图解核电站主要系统_图文
§1.2 化学和容积控制系统 RCV
RCV系统的主要功能： 1、容积控制 2、化学控制 3、反应性控制
一、核岛主要系统
1、容积控制
容 积
（1）一回路水容积变化的原 因
– 水容积随温度的变化而变化
– 不可避免的泄漏(一号密封、 1.4m3/1T
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
单元 02BA
30VP
RRA泵
§14 余热排出系统RRA
RRA泵的电动机
§1.4 余热排出系统RRA
RRA热交换器
§1.4 余热排出系统RRA
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
1、系统的功能
Ø冷却功能 Ø净化功能 Ø充排水功能
2、系统的组成
Ø反应堆水池 Ø乏燃料水池 Ø换料水箱 Ø泵和管道
入
0
§1.6 安全注入系统 RIS
10
20
30
一回路破口后的压力变化
时间 （s）
3、LOCA时的安注过程
高、低压安注示意
§1.6 安全注入系统 RIS
中压安注示意
中压安注箱
§1.6 安全注入系统 RIS
3、LOCA时的安注过程
第二阶段： 安注再循环阶段
当换料水箱的 水位仅有2.1米 时，安注转入 再循环阶段。
RRA01PO
RRA02PO
13VP
RRI
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路 RCP02PO
RCV310VP
03GV
RCV50V P
RCV01EX
082VP
重核裂变和链式反应,反应堆和核电站
问题：这么大的能量，是否安全？
为了核电站的安全，设置了4道屏障：
1、陶瓷芯块—Βιβλιοθήκη 将绝大部分裂变产物留在芯 块内 2、锆合金燃料包壳——把芯块密封在包壳内 3、压力壳
4、安全壳——防辐射泄漏
四道屏障同时失效的可能性是极小的。
The End
1 0
92 36 1 Kr 141 Ba 3 56 0 n +201Mev
U n
但，现在还不尽完美
铀核裂变示意图
发现问题：
若要持续、大量的获得核能
解决问题：重的原子核俘获一个中子以后发生裂变放出中子，如 果这些中子又引起其他的核裂变，使得裂变不断地进行下去，释 放出越来越多的能量。这种反应叫链式反应。
重核裂变&链式反应
重核裂变 链式反应
发现问题：
天然放射现象发现后，人们知道原子核的衰 变过程中伴有核能的释放。原子核的核能如 何被人类利用呢？
解决问题：
①核力即核子间有核力作用。核力是一种强 相互作用 ②原子核的结构发生变化时，释放能量。叫 做核能。
解 决 问 题：
235 92
1939年德国物理学家哈恩和他的助手斯特拉斯曼，用 中子轰击铀核时发现的重核的裂变叫重核裂变，就 是一个重核分裂成了两个中等质量的核，同时释放大 量的能量。
临界体积: 能够发生链式反应的铀块的最小体 积叫做它的临界体积。 如果铀235的体积超过了它的临界体积，只要 有中子进入铀块，会立即引起铀核的链式反 应，在极短时间内就会释放出大量的核能， 发生猛烈的爆炸。 原子弹就是根据这个原理制成的。 问题：发生链式反应有 条件吗 能用做什么？
做原子弹
原子弹： 铀核裂变时
一、反应堆： 用人工方法控制核裂变链式反应速度并获得核 能的装置叫做反应堆。 反应堆主要由核燃料棒、减速剂、控制棒、 冷却系统和防护层等构成。
空间核反应堆
12国外核新闻2003.2空间核反应堆【澳大利亚铀信息中心网站2003年2月报道】 放射性同位素动力源从1961年开始就在太空得到应用。
裂变动力源主要是俄罗斯使用，但美国正在开发新的功率更大的核动力源。
当俄罗斯已有几座裂变堆在太空运行时，美国仅将一座反应堆送上了太空，即在1965年的SNAP-10A （核辅助动力系统）。
美国在1959～1973年期间曾制定了一个核火箭计划，即核火箭发动机（NERVA ），主要是用核动力替换发射后段的化学火箭。
NERVA 使用石墨堆芯反应堆加热氢，并通过尾喷管喷射出去。
在内华达州试验了20个发动机，产生了高达航天飞机发射器一半以上的推力。
自此，“核火箭”将取代化学火箭成为太空推进器。
NERVA 的后继者是核热火箭（NTR ）。
另一个早期概念是美国的“猎户座” 项目（Project Orion ），利用一系列小的核爆炸，使大型航天器飞离地球。
该项目始于1958年，在1963年因《禁止大气核试验条约》生效而终止，但放射性落下灰可能是其中的一个主要问题。
“猎户座”概念作为产生推进脉冲的其它手段仍然有效。
放射性同位素系统迄今，放射性同位素热电发生器（RTG ）自1961年以来一直是美国太空工作的主要动力源。
钚-238的高衰变热（0.56 W/g ）使它能用作航天器、卫星、航标灯等上的RTG 的电源。
氧化燃料的热通过静态热电元件（固体热电偶）转化为电而毋需移动部件。
RTG 安全、可靠且不用维修，可在恶劣条件下工作几十年，尤其是在不能利用太阳能的地方。
到目前为止，44个RTG 已为24个美国太空飞行器（包括“阿波罗”飞船、“先驱者”号探测器、“海盗”号火星探测器、“旅行者”号探测器、“伽利略”木星探测器和“尤利塞斯”号探测飞船）以及许多民用和军用卫星提供动力。
“卡西尼”探测飞船携带3个提供870 W 动力的RTG 飞往土星。
已送回遥远星球图片的“旅行者”号探测器已经运行了20多年，由于采用RTG 提供动力，预计该探测器还能继续工作15～25年。
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安全壳厂房 汽机厂房
燃料厂房
核辅助厂房
安全 壳厂 房布 置
环形吊车
蒸汽发生器
Steam Generator
压力容器
Pressure Vessel
安全壳
Containment
作用
将一回路系统中带放 射性物质的主要设备 包容在一起，以防止 放射性物质向外扩散； 即使在核电站发生最 严重事故时，放射性 物质仍能全部被封闭 在安全壳内不致影响 到周围环境。
压 力 pressure：一回路：15.4MPa，二回路：~5.5MPa
一回路水保持在不发生整体沸腾；二回路蒸汽发生器出口饱和蒸汽。
蒸汽温度steam temperature：饱和温度 saturated steam
换 料 refueling：12个月18个月
目前，全球总共441个在运行的核电机组中，209个是压水堆。 压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。
核蒸汽供应系统/核供汽系统，Nuclear Steam Supply System, NSSS
主系统（亦称：反应堆冷却剂系统） 辅助系统（反应堆流体系统、专设安全设施、三废处理系统）
（确保主系统正常运行的）反应堆流体系统 化容系统、余热排出系统、设备冷却水系统、硼和水补给系统，等等。 专设安全设施 安全注射系统 Safety Injection System, SIS （或称：应急堆芯冷却系统， Emergency Core Cooling System, ECCS）、安全壳系统 、安全壳喷淋系统、 安全壳隔离系统、辅助给水系统，等等。 三废处理系统 放射性废液处理系统、放射性废固处理系统、放射性废气处理系统。
喷淋阀 设备冷却水
稳压器 蒸汽发生 器
辅助喷淋 排水 控制棒驱动机 构 2号环路冷段 波 动 管 安注系统 安注箱 主喷淋
给水流量
加热器
余热排出系统
安注系统 安注箱
安注系统
热段 主泵
反应堆
余热排出系统
余热排出系统 安注 设备冷却水
冷段 压力容器
轴封密封水注入
过渡段
上充流
过 剩 下 泄 化学和容积控制系统
发的蒸气和放射性产物会释放到安全壳中； 通过安全壳喷淋吸收热量，使安全壳内压力和温度下降； 喷淋水中含有NaOH，可用来除去放射性碘 (iodine)。
其它辅助系统
Containment spray system (EAS)
设备冷却系统；
硼和水补给系统；
硼回收系统；
放射性废物处理系统（废水、废气、废固）
反应堆厂房内部
田湾
安全壳内纵剖面图
汽机厂房
秦山核电二期汽轮机厂房
秦山核电三期汽轮机厂房
BOP (Balance of Plant)
电厂辅助与公用设施
海水循环 输变电 取排水 应急柴油发电机组
电厂辅助
服务设施
核电厂系统（压水堆）
一回路系统 Primary System
V26B
V01D
V01B
安全注入系统
Safety Injection System, SIS
名称
安全注入系统 (Safety Injection System, SIS) ，又称：应急堆芯冷却系统 (Emergencey Core Cooling System, ECCS) 一回路管道和设备发生破损或阀门意外打开事故后，迅速向堆芯注入硼水， 为堆芯提供应急和持续冷却的系统；是压水堆核电厂重要的专设安全设施之 一； 水源是换料水箱内的硼水，有些核电厂设置应急加硼装置；再循环注入时水 源为安全壳地坑水； 当发生冷却剂丧失事故（LOCA）时，用化容系统的离心上充泵或高压安注 泵从换料水箱或应急加硼箱内将高浓度的硼水注入堆芯，向堆芯引入负反应 性，保证反应堆不会重返临界，使反应堆保持安全停堆状态。 高压安注 (High Pressure Safety Injection)； 安全注射箱（蓄压箱，Accumulator）安注； 低压安注 (Low Pressure Safety Injection)。
2号环路过渡段 正 常 下 泄
秦山2期核电厂反应堆冷却剂系统
核蒸汽供应系统（NSSS）的特性
组成
反应堆冷却剂系统 为支持反应堆冷却剂系统正常运行和保证反应堆安全并直接与反 应堆冷却剂系统相连的主要一回路辅助系统（含专设安全设施）
化学与容积控制系统(CVCS)；
停堆冷却系统 / 余热排出系统(RHRS)； 安全注射系统 / 应急堆芯冷却系统(ECCS) ； 硼和水补给系统； 取样系统，等等。
Characteristics of PWR
核燃料 fuel
低浓缩铀 low-enriched uranium，富集度2~4％enrichment 轻水 light water 轻水 light water
慢化剂 moderator
冷却剂 coolant
回 路 loop：双回路（间接循环）
余热排出系统（停堆冷却系统）
Residual Heat Removal system， RHR
作用
用于停堆时排出堆芯余热，亦称停堆冷却系统； 有些核电厂中，本系统还兼作安全注射系统的低压安注分系统。
主要功能
正常冷却 停堆的第二阶 段 ，即当一次 冷却剂系统压力和温度分别达到 2.53.0MPa和175180C时，把停堆后的堆芯余热以及系统内介质和设备的 热量，通过设备冷却水系统传至最终热阱，使反应堆冷却剂的温度以一定 速率降到冷停堆或换料停堆温度，并保持这个温度； 反应堆换料开始时，将换料水箱内的含硼水输入换料水池，换料结束后， 再将换料水池内的含硼水送回换料水箱； 失水事故时，有些核电厂的余热排出系统兼作低压安全注入分系统，将换 料水箱内含硼水（直接安注）或安全壳地坑内水（再循环安注）注入堆芯。
电能是如何产生的？ 核电厂
核电厂Βιβλιοθήκη 压水堆核电站Pressurized Water Reactor (PWR) NPP
稳压器
蒸汽
汽轮机
发电机
压力容器
蒸发器
输配电 凝汽器
主泵
水
水 主管道
二回路
一回路
基本参数： 一回路：压力154 bar，高压水； 二回路：压力~55bar，饱和蒸汽。
压水堆的主要特性
余热排出系统
Residual Heat Removal System
安全壳内
余热排 出系统 热交换 器A
设冷水
安全壳外
安全壳内
A 环冷段
V09A
设冷水
V17A
余热 排除 泵A
A 环热段
V26A
V01C
V01A
设冷水
余热排 出系统 热交换 器B
B 环冷段
V09B
设冷水
V17B
余热 排除 泵B
B 环热段
沸水堆核电站
Boiling Water Reactor (BWR) NPP
蒸汽
单回路
反应堆容器
沸水堆的主要特性
Characteristics of BWR
核燃料：低浓缩铀，富集度~2%
慢化剂：轻水
冷却剂：轻水 回 压 路：单回路（直接循环） 力：一回路：5~7MPa
一回路水在堆芯内发生沸腾，并将产生的蒸汽直接送给汽 轮发电
应急柴油机； 消氢系统； 辅助给水系统， 等等。
二回路系统
主蒸汽系统
主给水系统
二回路系统示意图
大亚湾核电厂二回路热力系统原理图
反应堆冷却剂系统 (续)
Reactor Coolant System (RCS)（Continued）
功能
核电厂正常运行期间，由反应堆冷却剂冷却堆芯，并导出堆芯产生的热量，通 过蒸汽发生器加热二回路侧给水产生蒸汽用于电力生产； 在停堆冷却工况下，为堆芯提供冷却，排出余热（SG、停冷系统）； 以冷却剂中的硼含量补偿和控制反应性； 以反应堆冷却剂系统压力边界作为防止放射性物质向外释放的一道屏障； 冷却剂兼作慢化剂和反射层；
功能
将核燃料在反应堆中释放出的热能传输至蒸汽发生器产生蒸汽， 最终用于电力生产；
具有保证反应堆安全的功能。
反应堆冷却剂系统
Reactor Coolant System (RCS)
系统组成
反应堆冷却剂系统 (Reactor Coolant System)
堆芯及反应堆压力容器 Core & Reactor Vessel 主泵 / 反应堆冷却剂泵 Main Pump / Reactor Coolant Pump (RCP) 蒸汽发生器 Steam Generator 主管道 Main Pipe 稳压器 Pressurizer 稳压器卸压箱 Pressurizer Relief Tank
秦山核电二期
秦山核电三期
结构
内径约40m，壁厚约1m，高约65-70m的圆柱状或 球形预应力混凝土大型建筑物； 内设置有直径为 10m 的设备闸门和一个联接核辅 助厂房的人员闸门； 顶部设置有起吊能力为250300t的环形吊车。
球形安全壳
压 水 堆 安 全 壳 厂 房
双层安全壳
反应堆冷却剂系统（续2）
Reactor Coolant System (RCS)（Continued 2）
设备要求
本系统所有承压边界的设备及管道均属于核安全1级和抗震I类。
布置要求
本系统全部布置在安全壳内，以防止放射性物质向环境泄漏； 把各设备和管道按实体隔离原则分别布置在安全壳的各个隔间内，以 防止飞射物损坏本系统设备； 应使蒸汽发生器的位置高于反应堆位置，以保证系统具有足够的自然 循环能力，在主泵失效时也能排出堆芯余热。