核电技术及其发展概述
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钠-钾合金、铅-铋合金）
A.压水堆核电站
压水堆是核电站中使用最多的堆型，技术成熟，安全性好 ，易于控制
压水堆使用轻水作为慢化剂和冷却剂，运行过程中以高压 保持流经堆芯的水为液相
使用UO2陶瓷燃料，U-235富集度为3~4%左右 采用控制棒和硼酸控制反应性 反应堆运行压力为15.5MPa左右，反应堆冷却剂平均温度
b.循环冷却水系统
循环水系统及循环水过滤系统 循环水处理系统 辅助冷却水系统 常规岛闭路冷却水系统
c.电气系统
发电机及其辅助系统 输配电及保护系统 厂用电系统
电厂配套设施
核岛和常规岛以外的配套建筑物、构筑物及其设施的统称 辅助核厂房：废物处理辅助厂房等 生产辅助厂房：机加工车间、仪修车间、除盐水厂房 厂前区建筑物：厂区警卫室、办公楼、食堂等 厂区附近建筑物：淡水厂、厂区污水处理站等 厂区工程设施：厂区道路、停车场、室外管线和管沟 厂外工程设施：淡水取水泵房、淡水输水管线等 环境监测工程设施：气象站、辐射监测站等 生活区及其他有关建筑项目
为300~330℃左右，蒸汽压力为5~7MPa 核电站热效率为31%~34%左右
B.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、蒸汽系统、给水系统、反 应堆辅助系统等。
余热排出系统
wenku.baidu.com
反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统
设备冷却水系统
c.三废处理系统
三废处理系统
回收和处理放射性废物以保护 和监视环境。
废液处理系统 废气处理系统 固体废物处理系统
常规岛系统
汽轮机回路 通过汽水循环,将蒸汽的热能转换为机械能,最后在 发电机内转换为电能
循环冷却水系统 为蒸汽循环提供冷源
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。
C-1.重水堆的核蒸汽供应系统
D.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。
堆内大量放射性物质 停堆后有衰变热
核能可持续发展，安全性高
2.2 核能发电的原理
核能开发的本质问题是可控的将核裂变或聚变产生的能量 转变为热能，进而转化为电能等其它形式的能量。与化石 燃料能源的直观比较是将燃烧锅炉等化学能装换设施换成 了反应堆或聚变装置。
核能发电与常规火力发电的区别
2.2.1 不同堆型核电站的比较
a.专设安全系统
专设安全系统
安全注入系统 安全壳喷淋系统
反应堆发生失水事故时自动 投入，阻止事故的进一步扩 大，保护反应堆不烧毁，同 时防止放射性物质向大气环 境扩散。
辅助给水系统
安全壳隔离系统
b.核辅助系统
核辅助系统
保证反应堆和一回路正常 启动、运行和停堆。
化学和容积控制系统
硼和水补给系统
统计截止日 期
98421.1 亿吨
2002年1月1 日
1661.48 亿吨
2003年1月1 日
155.78 万亿立方米
2003年1月1 日
可开采年限
218
48
67
常规能源应用带来的污染
核电是清洁的能源
•核电站与常规电站对环境的污染比较
核能是不可或缺的替代能源
核能发电的特点
高能量密度 容量1000MW的电厂满功率运行300天，压水堆核电厂 消耗低浓缩铀25~30吨， 燃煤火电厂消耗煤炭 310万吨左右。
D-1.回路式快堆系统
D-2.池式快堆系统
2.2.2 压水堆核电站原理
A.核电站能量转换过程
核裂变能
热能
机械能
电能
反应堆冷却剂系统
汽轮机组
发电机组
B.压水堆核电站系统组成
核岛
PWR核电站
常规岛 电站配套设施
反应堆冷却剂系统 专设安全系统 核辅助系统 三废处理系统 汽轮机回路 循环冷却水系统 电气系统
电气系统 完成电能的产生和输出
a.汽轮机回路
主蒸汽系统 汽轮机旁路排放系统 汽水分离再热器系统 汽轮机轴封系统 汽轮机蒸汽和疏水系统 蒸汽转换器系统 辅助蒸汽分配系统 凝结水抽取系统 低压给水加热器系统
给水除氧器系统 主给水泵系统 高压给水加热器系统 主给水流量控制系统 汽轮机调节油系统 汽轮机保护系统 汽轮机排汽口喷淋系统 蒸汽发生器排污系统 冷凝器真空系统
压水堆核电站：慢化剂—轻水，冷却剂—轻水 沸水堆核电站：慢化剂—轻水，冷却剂—轻水 重水堆核电站：慢化剂—重水，冷却剂—重水或轻水 石墨水冷堆核电站：慢化剂—石墨，冷却剂—轻水 石墨气冷堆核电站：慢化剂—石墨，冷却剂—CO2 或He 高温气冷堆核电站：慢化剂—石墨，冷却剂—CO2 或He 液态金属冷却快中子堆核电站：冷却剂—液态金属（钠、
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。
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，对铀资源的利用率只有1％~2％；
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％。
B-1.沸水堆的特点
不需要专门的蒸汽发生器 ，运行参数较压水堆低;
具有很强的自然循环能力 ，可达40~50%FP，甚至 100%FP;
反应堆压力容器底部有较 大数量的孔洞;（控制棒）
具有强烈的空泡负反馈， 对丧失热阱非常敏感。
B-2.沸水堆核电站强迫循环直接回路
C.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
核电技术及其发展概述
2020年4月28日星期二
•2020/4/28
•2.1 发展核能发电的必要性
能源需求矛盾 环境污染 可持续发展的需要
人类获取电能的方式
火力发电
水力发电
风力发电
潮汐发电
核能发电
太阳能发电
我国能源消费结构
2003年
2006年
世界化石能源行将用尽
资源类型
煤炭
石油
天然气
探明储量
A.压水堆核电站
压水堆是核电站中使用最多的堆型，技术成熟，安全性好 ，易于控制
压水堆使用轻水作为慢化剂和冷却剂，运行过程中以高压 保持流经堆芯的水为液相
使用UO2陶瓷燃料，U-235富集度为3~4%左右 采用控制棒和硼酸控制反应性 反应堆运行压力为15.5MPa左右，反应堆冷却剂平均温度
b.循环冷却水系统
循环水系统及循环水过滤系统 循环水处理系统 辅助冷却水系统 常规岛闭路冷却水系统
c.电气系统
发电机及其辅助系统 输配电及保护系统 厂用电系统
电厂配套设施
核岛和常规岛以外的配套建筑物、构筑物及其设施的统称 辅助核厂房：废物处理辅助厂房等 生产辅助厂房：机加工车间、仪修车间、除盐水厂房 厂前区建筑物：厂区警卫室、办公楼、食堂等 厂区附近建筑物：淡水厂、厂区污水处理站等 厂区工程设施：厂区道路、停车场、室外管线和管沟 厂外工程设施：淡水取水泵房、淡水输水管线等 环境监测工程设施：气象站、辐射监测站等 生活区及其他有关建筑项目
为300~330℃左右，蒸汽压力为5~7MPa 核电站热效率为31%~34%左右
B.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、蒸汽系统、给水系统、反 应堆辅助系统等。
余热排出系统
wenku.baidu.com
反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统
设备冷却水系统
c.三废处理系统
三废处理系统
回收和处理放射性废物以保护 和监视环境。
废液处理系统 废气处理系统 固体废物处理系统
常规岛系统
汽轮机回路 通过汽水循环,将蒸汽的热能转换为机械能,最后在 发电机内转换为电能
循环冷却水系统 为蒸汽循环提供冷源
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。
C-1.重水堆的核蒸汽供应系统
D.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。
堆内大量放射性物质 停堆后有衰变热
核能可持续发展，安全性高
2.2 核能发电的原理
核能开发的本质问题是可控的将核裂变或聚变产生的能量 转变为热能，进而转化为电能等其它形式的能量。与化石 燃料能源的直观比较是将燃烧锅炉等化学能装换设施换成 了反应堆或聚变装置。
核能发电与常规火力发电的区别
2.2.1 不同堆型核电站的比较
a.专设安全系统
专设安全系统
安全注入系统 安全壳喷淋系统
反应堆发生失水事故时自动 投入，阻止事故的进一步扩 大，保护反应堆不烧毁，同 时防止放射性物质向大气环 境扩散。
辅助给水系统
安全壳隔离系统
b.核辅助系统
核辅助系统
保证反应堆和一回路正常 启动、运行和停堆。
化学和容积控制系统
硼和水补给系统
统计截止日 期
98421.1 亿吨
2002年1月1 日
1661.48 亿吨
2003年1月1 日
155.78 万亿立方米
2003年1月1 日
可开采年限
218
48
67
常规能源应用带来的污染
核电是清洁的能源
•核电站与常规电站对环境的污染比较
核能是不可或缺的替代能源
核能发电的特点
高能量密度 容量1000MW的电厂满功率运行300天，压水堆核电厂 消耗低浓缩铀25~30吨， 燃煤火电厂消耗煤炭 310万吨左右。
D-1.回路式快堆系统
D-2.池式快堆系统
2.2.2 压水堆核电站原理
A.核电站能量转换过程
核裂变能
热能
机械能
电能
反应堆冷却剂系统
汽轮机组
发电机组
B.压水堆核电站系统组成
核岛
PWR核电站
常规岛 电站配套设施
反应堆冷却剂系统 专设安全系统 核辅助系统 三废处理系统 汽轮机回路 循环冷却水系统 电气系统
电气系统 完成电能的产生和输出
a.汽轮机回路
主蒸汽系统 汽轮机旁路排放系统 汽水分离再热器系统 汽轮机轴封系统 汽轮机蒸汽和疏水系统 蒸汽转换器系统 辅助蒸汽分配系统 凝结水抽取系统 低压给水加热器系统
给水除氧器系统 主给水泵系统 高压给水加热器系统 主给水流量控制系统 汽轮机调节油系统 汽轮机保护系统 汽轮机排汽口喷淋系统 蒸汽发生器排污系统 冷凝器真空系统
压水堆核电站：慢化剂—轻水，冷却剂—轻水 沸水堆核电站：慢化剂—轻水，冷却剂—轻水 重水堆核电站：慢化剂—重水，冷却剂—重水或轻水 石墨水冷堆核电站：慢化剂—石墨，冷却剂—轻水 石墨气冷堆核电站：慢化剂—石墨，冷却剂—CO2 或He 高温气冷堆核电站：慢化剂—石墨，冷却剂—CO2 或He 液态金属冷却快中子堆核电站：冷却剂—液态金属（钠、
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。
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，对铀资源的利用率只有1％~2％；
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％。
B-1.沸水堆的特点
不需要专门的蒸汽发生器 ，运行参数较压水堆低;
具有很强的自然循环能力 ，可达40~50%FP，甚至 100%FP;
反应堆压力容器底部有较 大数量的孔洞;（控制棒）
具有强烈的空泡负反馈， 对丧失热阱非常敏感。
B-2.沸水堆核电站强迫循环直接回路
C.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
核电技术及其发展概述
2020年4月28日星期二
•2020/4/28
•2.1 发展核能发电的必要性
能源需求矛盾 环境污染 可持续发展的需要
人类获取电能的方式
火力发电
水力发电
风力发电
潮汐发电
核能发电
太阳能发电
我国能源消费结构
2003年
2006年
世界化石能源行将用尽
资源类型
煤炭
石油
天然气
探明储量