核电站与反应堆原理.ppt
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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
反应堆控制原理(课堂PPT)
29
▪ 3.维持功率水平 由于运行时的各种原因，会使反应堆功率偏 离指定值。为了维持一定功率水平，用控制 库的自动调节来抵消各种引起功率波动的因 素。
▪ 4.保证堆的安全 反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现 某种紧急情况，控制保护系统应能快速动作， 及时制止事故的发生和发展，以保证反应堆 安全。
▪ 四组控制棒按叠步程序一直移动到棒位偏差进入死 区为止。图9．21示出反应堆功率调节系统工作原 理。
47
48
▪ 1．二回路功率选择 ▪ 有可能作为功调棒组跟踪的二回路功率需求信导和选用条件
如下所述。 ▪ (1)最终功率整定值 ▪ 它是在汽轮机旁路系统GCT投入运行时设置的。当汽轮机脱
扣、超高压断路器断开或GCT置P模式时，就要选择它作为 反应堆功率的整定值。前两种瞬态发生说明汽轮机的功率需 求突然减少，这时反应堆仍然维持一定的高于汽轮机需求的 功率，多余的功率由排故系统排出。当汽轮机恢复用汽或用 汽量增加时，先不改变反应堆功率，而是通过减少排放功率 来满足汽轮机蒸汽需求的变化，直到汽轮机功率增加到比最 终功率整定值大时，再改选汽轮机功率以跟踪之。这种运行 方式的特点是比较好地保证汽轮机恢复或增加用汽时的负荷 跟踪性能。至于这两种瞬态发生后最终功率整定值是多大， 则视瞬态前汽轮机功率而定。如果瞬态发生前汽轮机功率大 于 率或整等定于值即30取％瞬P态n ，发最生终前功的率汽整轮定机值功就率是值3。0％Pn否则最终功
3
▪ 2．核反应截面和核反应率
▪ (1)微观截面
假定有一束平行中子，其强度为I，该中子束 垂直打在一个面积为1m2、厚度为△X m的薄 靶上，靶内核密度是N，靶后放一个中子探测 器，见图5—1。由于中子在穿过靶的过程中 会与靶核发生吸收或散射反应，使探测器测 到的中子束强度I′减小；记△ I = I - I′ ，实验 表明：
▪ 3.维持功率水平 由于运行时的各种原因，会使反应堆功率偏 离指定值。为了维持一定功率水平，用控制 库的自动调节来抵消各种引起功率波动的因 素。
▪ 4.保证堆的安全 反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现 某种紧急情况，控制保护系统应能快速动作， 及时制止事故的发生和发展，以保证反应堆 安全。
▪ 四组控制棒按叠步程序一直移动到棒位偏差进入死 区为止。图9．21示出反应堆功率调节系统工作原 理。
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▪ 1．二回路功率选择 ▪ 有可能作为功调棒组跟踪的二回路功率需求信导和选用条件
如下所述。 ▪ (1)最终功率整定值 ▪ 它是在汽轮机旁路系统GCT投入运行时设置的。当汽轮机脱
扣、超高压断路器断开或GCT置P模式时，就要选择它作为 反应堆功率的整定值。前两种瞬态发生说明汽轮机的功率需 求突然减少，这时反应堆仍然维持一定的高于汽轮机需求的 功率，多余的功率由排故系统排出。当汽轮机恢复用汽或用 汽量增加时，先不改变反应堆功率，而是通过减少排放功率 来满足汽轮机蒸汽需求的变化，直到汽轮机功率增加到比最 终功率整定值大时，再改选汽轮机功率以跟踪之。这种运行 方式的特点是比较好地保证汽轮机恢复或增加用汽时的负荷 跟踪性能。至于这两种瞬态发生后最终功率整定值是多大， 则视瞬态前汽轮机功率而定。如果瞬态发生前汽轮机功率大 于 率或整等定于值即30取％瞬P态n ，发最生终前功的率汽整轮定机值功就率是值3。0％Pn否则最终功
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▪ 2．核反应截面和核反应率
▪ (1)微观截面
假定有一束平行中子，其强度为I，该中子束 垂直打在一个面积为1m2、厚度为△X m的薄 靶上，靶内核密度是N，靶后放一个中子探测 器，见图5—1。由于中子在穿过靶的过程中 会与靶核发生吸收或散射反应，使探测器测 到的中子束强度I′减小；记△ I = I - I′ ，实验 表明：
核电知识介绍PPT课件
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5
0. 核电原理(五)
压水堆核电厂原理
压水堆核电厂主要由压水反应堆、 反应堆冷却剂系统（简称一回路）、 蒸汽和动力转换系统（又称二回 路）、循环水系统、发电机和输配 电系统及其辅助系统组成，其流程 原理如图2.1所示。通常将一回路 及核岛辅助系统、专设安全设施和 厂房称为核岛。二回路及其辅助系 统和厂房与常规火电厂系统和设备 相似，称为常规岛。电厂的其他部 分，统称配套设施。实质上，从生 产的角度讲，核岛利用核能生产蒸 汽，常规岛用蒸汽生产电能。
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。
.
2
0. 核电原理(二)
什么是核能与核裂变？
世界上一切物质都由原子构成。原子由带正电的原子核和围 绕它高速旋转的带负电的电子构成，原子核由质子和中子构 成。中子撞击原子核引起原子核裂变，裂变的过程释放出能 量，同时又产生了新的中子。新产生的中子引起新的原子核 裂变，裂变反应连续不断地进行下去，同时不断产生能量。
.
7
1. 核电简史（一）
1954年，苏联建成世界上第一座核电站——奥布宁斯克核电 站。到1960年,有5个国家建成20座核电站，装机容量1,279兆 瓦。到1966年，核能发电的成本已低于火力发电的成本，核 能发电真正迈入实用阶段。 1978年全世界22个国家和地区正在运行的30兆瓦以上的核电 站反应堆已达200多座，总装机容量已达107,776兆瓦；到 1991年，全世界近30个国家和地区建成的核电机组为423套， 总容量为3.275亿千瓦，其发电量占全世界总发电量的约16％。
CPR-1000方案。CPR-1000是目前国内自主化水平、安全可
靠性、成熟性、经济性等各方面较具竞争力的核电技术方案，
图解核电站主要系统 PPT
图解核电站主要系统
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG
核电站主要系统
核岛主要系统
电气部分主要系统
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
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压 器水位的变化
§1.2 化学和容积控制系统RCV
0
300
温
0C
度
水的比容随温度的变化关系曲线
容积控制的方法
原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”。 上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（REA系统执行） 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或TEP系统。
5、稳压器
功能： 1、压力控制 2、超压保护
Psatf(Tsa)t
一、核岛主要系统
§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
（1）一回路水容积变化的原 积 容 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
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
1、核反应堆
1、堆压力容器
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG
核电站主要系统
核岛主要系统
电气部分主要系统
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
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压 器水位的变化
§1.2 化学和容积控制系统RCV
0
300
温
0C
度
水的比容随温度的变化关系曲线
容积控制的方法
原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”。 上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（REA系统执行） 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或TEP系统。
5、稳压器
功能： 1、压力控制 2、超压保护
Psatf(Tsa)t
一、核岛主要系统
§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
（1）一回路水容积变化的原 积 容 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
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
1、核反应堆
1、堆压力容器
核电基础知识PPT课件下载
需一求、： 核2能02在0年能源中系国统GD的P地翻位两与番作（用4万（亿续美）元），需要电力8亿～9亿千瓦，目前国内已有装机容量是3. 3(12)3生M产pa堆，，蒸(2汽)动发力生堆器，：(03.)研究堆。 一18、世核 纪能60在年能代源：系煤统炭的逐地步位替与代作了用木柴； 二压、水中 堆国核核电能厂发安展全和辅助系统
额定流量率： 23790 m3/h，机械设计流量率： 24740 m3/h ）
满功率运行下的温度：（堆芯入口292.4 ℃ ，堆芯出口329.8 ℃ ，堆芯平均310.0 ℃ ），压力容器设计温度： 343 ℃
最佳预定工况下环路压力降：（反应堆： 0.323 Mpa，蒸汽发生
器：0.333 Mpa，管路：0.051 Mpa，整个环路：0.707 MPa ）
• 有核电的国家和地区是32个，核发电超过30％有16个国家。 • 法国85％，比利时（59．3％），瑞典（51．6％），英国
23％，俄罗斯16％，日本34％，美国20％，中国1.5%。 （美国仍第一核电大国，核电站109个，装机容量占全世界 的三分之一。其次是法国、前苏联、日本和德国。）
一、核能在能源系统的地位与作用（续）
世界性的燃料供应紧张和环境压力的加大；
需求：2020年中国GDP翻两番（4万亿美元），需要电力8亿～9亿千瓦，目前国内已有装机容量是3. 323 Mpa，蒸汽发生器：0. 正在建设还有3台机组，总装机容量为260万千瓦。 一、核能在能源系统的地位与作用（续）
22千克的铀-235。 9 Mpa，蒸汽发生器二次侧压力： 6. 每1g铀裂变所释放出来的能量相当于2700kg标准煤燃烧时发出来的总能量。 核压水堆电厂核岛主要参数
三、核反应堆与压水堆核电厂基本原理（续）
额定流量率： 23790 m3/h，机械设计流量率： 24740 m3/h ）
满功率运行下的温度：（堆芯入口292.4 ℃ ，堆芯出口329.8 ℃ ，堆芯平均310.0 ℃ ），压力容器设计温度： 343 ℃
最佳预定工况下环路压力降：（反应堆： 0.323 Mpa，蒸汽发生
器：0.333 Mpa，管路：0.051 Mpa，整个环路：0.707 MPa ）
• 有核电的国家和地区是32个，核发电超过30％有16个国家。 • 法国85％，比利时（59．3％），瑞典（51．6％），英国
23％，俄罗斯16％，日本34％，美国20％，中国1.5%。 （美国仍第一核电大国，核电站109个，装机容量占全世界 的三分之一。其次是法国、前苏联、日本和德国。）
一、核能在能源系统的地位与作用（续）
世界性的燃料供应紧张和环境压力的加大；
需求：2020年中国GDP翻两番（4万亿美元），需要电力8亿～9亿千瓦，目前国内已有装机容量是3. 323 Mpa，蒸汽发生器：0. 正在建设还有3台机组，总装机容量为260万千瓦。 一、核能在能源系统的地位与作用（续）
22千克的铀-235。 9 Mpa，蒸汽发生器二次侧压力： 6. 每1g铀裂变所释放出来的能量相当于2700kg标准煤燃烧时发出来的总能量。 核压水堆电厂核岛主要参数
三、核反应堆与压水堆核电厂基本原理（续）
核电站基本原理 共76页PPT资料
反应堆结构
堆内构件
堆内构件是指压力容器内，除堆芯组件 及驱动轴以外的所有构件。
由四大部分组成： －吊篮部件； －压紧部件； －辐照监督管；
－堆内构件附件（堆内温测装置）。
主体材料为奥氏体不锈钢。
吊篮部件
压紧部件
反应堆结构
堆内构件主要功能： 安放和定位堆芯组件； 为冷却剂流经堆芯导流； 为控制棒束运动导向； 减弱中子和γ 射线对压力容器辐照损伤； 为堆内温度和中子通量测量提供支承和引导。
快中子必须经过慢化，与周围介质的原子核 多次碰撞，使中子能量减小，才能成为热中子 （E=0.625ev)。
普通水、重水和石墨均可作为热中子反应
堆中的慢化剂。
有关基本概念
(3) 反应堆临界
如果反应堆内，单位时间裂变产生的 中
子数等于因吸收和泄漏损失的中子数，则 反
应堆内链式反应能持续进行下去，处于这 种
秦山核电站控制棒吸收体选用银-铟-镉 合金。包壳管采用不锈钢管，棒内充氦气。
控制棒用连接柄连成束棒结构。连接
柄与驱动机构的驱动轴相啮合。
反应堆结构
（3）可燃毒物组件
– 首次装料时，堆芯使用新燃料，初始总反应 性较大。为补偿部分过剩反应性，堆芯设置 了可燃毒物组件。
– 第一次换料时全部卸出，换成阻力塞组件。 – 采用硼硅玻璃管作可燃毒物，包壳材料为不
工作状态反应堆称为反应堆临界。
有关基本概念
核反应堆是可控的自持链式反应装置， 原子弹是瞬时爆炸不可控的链式反应装置。
两者最根本区别是原子弹的装料是高 浓 铀或钚，而核反应堆采用低浓铀。
有关的基本概念
(4) 有效增殖系数
指在有限大反应堆系统内，新一代的 中子与产生它的直属上一代中子数之比， 或中子的产生率与中子消失率之• 有关基本概念 • 核电站工作原理 • 反应堆结构 • 一回路系统及主要设备 • 反应堆运行和控制 • 核电站的安全设计 • 世界核电新发展
第二章 核电站工作原理与系统
幻灯片1第二章核电站工作原理及系统组成余廷芳幻灯片2一、核电站工作原理●1、什么叫核电站？●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。
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。
幻灯片3一、核电站工作原理●2、核电站工作原理核电厂用的燃料是铀。
用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。
核电站工作流程原理1；图2幻灯片4二、核电站类型●目前世界上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。
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。
●压水堆核电站占全世界核电总容量的60%以上。
幻灯片5二、核电站类型●1、压水堆核电站●----------------以压水堆为热源的核电站。
图●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。
幻灯片6二、核电站类型●2、沸水堆核电站●--------------------以沸水堆为热源的核电站。
图●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。
幻灯片7二、核电站类型●3、重水堆核电站图●以重水堆为热源的核电站。
核电站PPT精品课件
练习：如图18-2俄罗斯的 切尔诺贝利的核电站事故 造成的辐射污染波及了白 俄罗斯、俄罗斯及乌克兰 的大片领土。各类辐射病、 癌症、神经紧张、居民被 迫疏散等后斯影响还深深 的留在人们的心中。有的 同学提出，既然核电站有 这么大的危害，就不用建 造核电站。你认为这种观 点合理吗？提出你的看法。
思考:
体外受精
动
有性生殖
物
卵生
的 生
胚胎发育方式
胎生
殖 方
卵胎生
式
分裂生殖
无性生殖
出芽生殖
当我们走过青春期之后，我们将走向成年，最 终将走向衰老与死亡。
1.衰老的概念：
衰老是身体各部分器官系统的功能逐渐衰退的过程。
2.衰老的表现：
表现有：脸上有大量皱纹，老态龙钟，年老无力， 皮肤失去弹性，钙大量流失，易骨折。行动迟缓， 反应迟钝等等。
据预测，2050年世界60岁以上老年人将达到 20亿，是2000年的3、4倍。
随着生活水平的提高，人的平均寿命也在不断地提高， 人口老龄化逐渐成为人们普遍关注的社会问题
小组讨论：
(1)你的家中有老人吗？ (2)你都为他们做了什么？ (3)你认为应如何尊重老人？ (4)在社会中我们可以为老人做些什么？
第二节 核能
一、核能：在原子核发生变化时放出的能量.
二、获得核能的两条途径是：
（1）重核的裂变
对链式反应不加控制——原子弹 控制链式反应速度——核反应堆 （2）轻核的聚变
不加控制——氢弹 可控实验装置——中国环流器1号
裂变
科学家们发现用中 子轰击铀235时， 铀核会分裂成大小 差不多的两部分， 这种现象叫做裂变
1945年8月6日名为“小男孩”的原子弹。这 个“小男孩”的巨大毁灭力，令日本广岛核 爆中心方圆2公里内所有建筑物全部被夷为 平地。
核电站简介PPT课件
GNP
14
秦山核电站
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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；
1
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。
2
• 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。
32
• 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。
4
• 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。
《核能发电技术》课件
ERA
核辐射与安全标准
核辐射种类
包括α、β、γ射线等，具有穿透能力和电离作用。
安全标准
为保障人体健康，规定了核辐射的最大容许剂量和暴露时间。
监测设备
用于实时监测核辐射水平和提供预警。
核反应堆安全系统
反应堆冷却系统
确保反应堆在正常或异常情况下能够得到有效冷却。
安全壳
用于容纳反应堆和防止放射性物质外泄。
ERA
核反应堆
核反应堆定义
核反应堆是核能发电的核心设施，通过可控核裂 变反应产生热能。
核反应堆类型
根据用途和设计，核反应堆有多种类型，如轻水 堆、压水堆、沸水堆等。
核反应堆结构
核反应堆由堆芯、反射层、冷却剂系统等部分组 成，各部分协同工作以维持核裂变反应。
蒸汽发生器
01
02
03
蒸汽发生器作用
蒸汽发生器利用反应堆产 生的热能将水转化为蒸汽 ，驱动涡轮机转动。
核能与风能结合
风能和核能在能源生产上也有互补性，风能的波动性和核能的稳定性可以相互补充，提高 能源供应的稳定性。
核能与地热能结合
地热能和核能在能源生产上也有互补性，地热能的稳定性和核能的效率可以相互补充，提 高能源供应的效率和稳定性。
THANKS
感谢观看
核能发电优势
核能发电具有高效、低成本、低污染等优势。核能发电的能量密度高，能够实现大规模 发电，且运行成本相对较低。同时，核能发电不依赖于化石燃料，减少了温室气体排放
。
核能发电挑战
核能发电也存在一些挑战，如核安全、核废料处理、公众接受度等。核能发电存在潜在 的放射性泄漏风险，需要严格的安全措施来保障。此外，核废料的处理和处置也是一大 难题，需要高度专业化的设施进行处理和长期储存。另外，由于核能技术的特殊性，公
核辐射与安全标准
核辐射种类
包括α、β、γ射线等，具有穿透能力和电离作用。
安全标准
为保障人体健康，规定了核辐射的最大容许剂量和暴露时间。
监测设备
用于实时监测核辐射水平和提供预警。
核反应堆安全系统
反应堆冷却系统
确保反应堆在正常或异常情况下能够得到有效冷却。
安全壳
用于容纳反应堆和防止放射性物质外泄。
ERA
核反应堆
核反应堆定义
核反应堆是核能发电的核心设施，通过可控核裂 变反应产生热能。
核反应堆类型
根据用途和设计，核反应堆有多种类型，如轻水 堆、压水堆、沸水堆等。
核反应堆结构
核反应堆由堆芯、反射层、冷却剂系统等部分组 成，各部分协同工作以维持核裂变反应。
蒸汽发生器
01
02
03
蒸汽发生器作用
蒸汽发生器利用反应堆产 生的热能将水转化为蒸汽 ，驱动涡轮机转动。
核能与风能结合
风能和核能在能源生产上也有互补性，风能的波动性和核能的稳定性可以相互补充，提高 能源供应的稳定性。
核能与地热能结合
地热能和核能在能源生产上也有互补性，地热能的稳定性和核能的效率可以相互补充，提 高能源供应的效率和稳定性。
THANKS
感谢观看
核能发电优势
核能发电具有高效、低成本、低污染等优势。核能发电的能量密度高，能够实现大规模 发电，且运行成本相对较低。同时，核能发电不依赖于化石燃料，减少了温室气体排放
。
核能发电挑战
核能发电也存在一些挑战，如核安全、核废料处理、公众接受度等。核能发电存在潜在 的放射性泄漏风险，需要严格的安全措施来保障。此外，核废料的处理和处置也是一大 难题，需要高度专业化的设施进行处理和长期储存。另外，由于核能技术的特殊性，公
图解核电站主要系统_图文
一、核岛主要系统
§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
§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
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IAEA-INSAG 的安全目标
国际原子能机构(IAEA)的国际原子能安全咨询委 员会(INSAG)安全目标是：
－ 堆芯损伤事故的发生频率（CDF）为：现有堆104/堆年，新堆10-5/堆年。
发生大量早期放射性向环境释放事故的概
《核动力厂设计安全规定 》，2004年4月国家核安全局批准发布
中国的核安全目标
对于在设计该核动力厂时考虑过的 所有可能事故，包括概率很低的事 故，要以高可信度保证任何放射性 后果尽可能小且低于规定限值；
并保证有严重放射性后果的事故发 生的概率极低
ALARA
所有的危害必须降低到一个水平: As Low As Reasonably Achievable 合理可行尽量低
安全文化 (Safety Culture)
✓ 这就要求安全工作首先要对风险进行分析和评价，使之可知；然后 选用特定的措施来进一步防范或减小其后果，使风险成为可控，满足人 们的可接受性。
核电危险性的本质
核裂变 强放射性 高温高压水 剩余反应性 衰变热
放射性 核电站的根本威胁
• 核电站的根本威胁是放射性 • 放射性的根本来源是被辐照过的燃料元件
核电厂有可能发生比设计功率高得多的超功率事故，对
何
控制要求特别高。
谓
剩余发热很强，需要长期冷却。
核
放射性（运行、停闭），需要屏蔽。
安
产生大量放射性废物，必须妥善处置。
全 问 ✓ 核电站的风险：
题
– 事故工况下不可控的放射性核素的释放。
?
人类生活在一个充满风险的社会中！
地震
汽车
台风
火车
疾病
炸药
核能发电技术
6 核安全管理
1 核电站风险的来源 2 核电厂的安全保障 3 核安全标准与原则 4 核安全管理 5 核电厂的安全性能 6 辐射剂量与危害
7 辐射防护基本原则 8 环境辐射监测与评价 9核废物分类与来源 10核废物的管理与处置 11中国核废物处置进展
1 核电站风险的来源
✓ 核电厂区别于常规电厂的特殊安全问题：
安全设计准则
3 核安全标准与原则
安全目标 安全文化 纵深防御
INSAG 提 出了三个统领全 局的核安全总原 则
IAEA 国际标准 NRC 美国标准
国内标准
安 全 目 标 (Safety Goal)
为了对核安全的行为有个衡量标准，国家首先要对核安全 要求达到的目标提出一个标准。这称为安全目标（safety
裂变产物的半衰期很长 例，600MW
10 hours：P/P0>1.0% ， 6MW 1 week： P/P0>0.1% ， 0.6MW 30 years： P/P0>0.01% ，0.06MW (60kW) 需确保堆芯有效冷却
2 核电厂的安全保障
核电厂的基本安全功能 (Golden Rule)
总目标（最终安全目标）
在核动力厂中建立并保持对 放射性危害的有效防御，以保护 人员、社会和环境免受危害
辐射防护目标
保证在所有运行状态下核动力厂 内的辐射照射或由于该核动力厂 任何计划排放放射性物质引起的 辐射照射保持低于规定限值并且 合理可行尽量低；
技术安全目标
采取一切合理可行的措施防止核动 力厂事故，并在一旦发生事故时减 轻其后果；
个人风险:单位时间内由于发生某一确定事件而给个人造成的后果。
核安全与风险
✓ 安全是什么？安全不是目的，安全是达成某种目的所必需的前提条 件。
✓ 安全是使特定工业或社会活动风险可知可控的方法与手段。
✓ 安全工作以促进社会生产力的进一步提升为最终目的。所有人类社 会活动都存在着危险，即不安全因素，关键在于其效益、危险的程度和 发生的可能性能否被接受。
晒太阳
战争
怎样安全才是足够安全？ How Safe is Safe Enough?
风险与利益的平衡
放射性
任何情况下不能有放射性 物质泄漏
放射性
风险的概念
所谓风险是指：人们从事某项活动，在一定时间内给人类带来的危害。
R(Risk) P(Pr obability ) H（Harm）
✓ 风险主要包括：经济损失和人员伤亡两个方面。
Golden Rule of Reactor Safety
✓ 反应性控制 (Control) － 反应堆功率可控 ✓ 余热排出 (Cool) － 燃料有效冷却
核电厂的安全保障体系
核安全管理制度
核安全审查 核安全监督
核安全设计 核安全文化
安全目标 安全标准 核安全政策：法规、导则、
指导文件 独立的核安全监管部门 核电厂安全监督管理程序
安全文化的提出
1970年代 对投运核电厂的运行安全几种技术上的可靠性、设备与程序的质 量，认为所有可能发生的意外均在设计考虑中。
1980年代 人因（核电站历史上的两大事故对核安全思想的发展有着重大的 影响） • 三哩岛事故：电厂设计本身存在缺陷-人机接口不完善，相关仪表指示不能 真实反映实际的物理现象；人员培训不足、相应的事故处理规程不完备、工 作方法不当以及缺乏足够经验。 • 切尔诺贝利事故：事故处置过程暴露了核安全意识的淡薄。运行操纵员及管 理的失误＋原设计上的错误导致堆芯大部分放射性产物释放、人员伤亡的惨 痛悲剧。 • 以人因失误为主要对象，寻找通过组织管理减少人因失误，增加作为程序的 使用者的可靠性的方法。
IAEA- INSAG’s official definition: (INSAG-4)
"Safety culture is that assembly of characteristics and attitudes in organizations and individuals which establishes that, as an overriding priority, nuclear power plant safety issues receive the attention warranted by their significance. "
核裂变
裂变碎片与放射性物质
衰变
衰变
寿期末：1W热功率所对应的裂变 产物（FP）约3.71010Bq
高温高压水
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
剩余反应性
初始装载量： 用于整个堆芯燃料寿期内的燃 耗、裂变产物的积累 需通过反应性补偿抑制初始剩 余反应性（采用中子吸收体）
衰变热
裂变产物 、 射线 放出热量（衰变热）