核反应堆10PPT课件
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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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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：
核裂变课件PPT
核裂变能源的优缺点
核裂变能源的优点
高效能源来源
核裂变能是一种高效的能源来源，其 产生的能量远大于传统的化石燃料。
减少温室气体排放
相比于燃烧化石燃料，核裂变能减少 了二氧化碳等温室气体的排放，有助 于减缓全球气候变化。
可替代传统能源
核裂变能可以作为传统能源的替代品 ，特别是在化石燃料资源日益枯竭的 背景下。
提供稳定能源供应
核裂变能发电站运行稳定，不受天气 、季节等因素影响，可以提供稳定的 能源供应。
核裂变能源的缺点
放射性废料处理
潜在的核安全问题
核裂变会产生放射性废料，处理和存储这 些废料需要特别的技术和设施，存在一定 的安全和环境风险。
核裂变能发电站存在潜在的核安全问题， 如核事故、核泄漏等，可能对环境和人类 健康造成严重危害。
国际合作与政策问题
核裂变能的国际合作和政策问题也是当前关注的焦点，需要加强国 际合作和政策协调，推动核裂变能的可持续发展。
CHAPTER 04
核裂变技术的应用
核裂变在能源领域的应用
01
02
03
核能发电
核裂变产生的能量可以用 于发电，相比传统的火力 发电更为高效且环保。
核能供热
利用核裂变产生的热量可 以为城市或工业区提供集 中供热，减少对化石燃料 的依赖。
反应堆容器
用于容纳核燃料和冷却剂，维 持反应堆的完整性和密封性。
冷却剂
用于将反应堆产生的热量带走 ，保持反应堆的正常运行温度 。
安全保护系统
用于在紧急情况下快速停堆， 防止事故发生或减轻事故后果 。
核裂变反应堆的工作原理
01
02
03
04
核燃料在反应堆中受到中子轰 击，发生核裂变反应，释放出
核裂变能源的优点
高效能源来源
核裂变能是一种高效的能源来源，其 产生的能量远大于传统的化石燃料。
减少温室气体排放
相比于燃烧化石燃料，核裂变能减少 了二氧化碳等温室气体的排放，有助 于减缓全球气候变化。
可替代传统能源
核裂变能可以作为传统能源的替代品 ，特别是在化石燃料资源日益枯竭的 背景下。
提供稳定能源供应
核裂变能发电站运行稳定，不受天气 、季节等因素影响，可以提供稳定的 能源供应。
核裂变能源的缺点
放射性废料处理
潜在的核安全问题
核裂变会产生放射性废料，处理和存储这 些废料需要特别的技术和设施，存在一定 的安全和环境风险。
核裂变能发电站存在潜在的核安全问题， 如核事故、核泄漏等，可能对环境和人类 健康造成严重危害。
国际合作与政策问题
核裂变能的国际合作和政策问题也是当前关注的焦点，需要加强国 际合作和政策协调，推动核裂变能的可持续发展。
CHAPTER 04
核裂变技术的应用
核裂变在能源领域的应用
01
02
03
核能发电
核裂变产生的能量可以用 于发电，相比传统的火力 发电更为高效且环保。
核能供热
利用核裂变产生的热量可 以为城市或工业区提供集 中供热，减少对化石燃料 的依赖。
反应堆容器
用于容纳核燃料和冷却剂，维 持反应堆的完整性和密封性。
冷却剂
用于将反应堆产生的热量带走 ，保持反应堆的正常运行温度 。
安全保护系统
用于在紧急情况下快速停堆， 防止事故发生或减轻事故后果 。
核裂变反应堆的工作原理
01
02
03
04
核燃料在反应堆中受到中子轰 击，发生核裂变反应，释放出
核反应堆结构与材料材料PPT课件
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第29页/共31页
核燃料的应用
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第30页/共31页
感谢您的观看！
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核科学与技术学院
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典型陶瓷燃料性能
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弥散体型燃料
• 弥散型燃料是由二氧化 铀或碳化铀等陶瓷燃料 颗粒，依照所需的物理 性质弥散在金属、非金 属或陶瓷基体上所组成 的燃料型式。
• 例如Al，不锈钢，Zr， 石墨等基体
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核心 包覆颗粒 燃料元件
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弥散体型燃料弥散相要求
④ 合金铀的相关说明
主要合金形式有铀与锆、铬、钼、铌、铝等
与金属铀相比，合金具有较好的机械性能、良好的 抗腐蚀性能，对抗辐射性能有所改善
加入合金元素会使中子吸收增加，需使用富集铀
锆的熔点高，中子吸收截面小，抗辐射性能好，同 时铀在锆中的溶解度大（铀－锆合金 ）
熔点高，热导率高，便于轧制成型
1.216 10 4
exp(0.001867t)
K95 0.0191 1.216 104 exp(0.001867t)
Kp
1 ε 1 βε
K 100
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二氧化铀的典型物性（2）
• 热导率（续）
燃耗对热导率的影响
低温时随燃耗升高热 导率下降
高温时变化不大
热导率随氧铀比增加 而减小
1226℃ t 2800℃
单位J/(kg℃)
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二氧化铀的制备
大学精品课件：核反应堆热工分析(压水堆结构概述)
• 喷淋系统：位于稳压器顶部，包
括主喷淋和辅助喷淋，用于减缓系 统热冲击、水温均匀及化学浓度、 降低系统压力；
• 电加热器：直接浸没的直套管式
电加热器，用于升高压力；
• 安全阀组：安装于稳压器顶部，
由保护阀与隔离阀组成；
• 测量仪表：主要用于水位检测与
显示；
核科学与技术学院
反应堆冷却剂泵
• 水力机械部分：泵体、热屏组件、
路具有放射性，管板与U形管属于冷却 剂压力边界；
• 排污与给水：防止各种杂质高度浓
缩以及一回路向二回路泄漏，确保正 常工况与特殊工况的给水要求；
• 水位控制及相关测量：水位测量
及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽 压力等信号测量；
核科学与技术学院
压力壳——Mn-Mo-Ni低合金碳钢； 燃料——二氧化铀； 包壳——锆-4合金（Zr-4）； 控制棒——银-铟-镉合金/316，304不锈钢（Ag-In-
temperature
• 120–400 MWe
• 15–30 year core life
• Cartridge core for regional fuel processing
(LFR)
Benefits
• Proliferation resistance of long-life cartridge core
英国建造32MWe原型堆，1976-1988年，运行的AGR共有14座， 8.9GW，由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制 (690℃ )，使出口温度难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低的 限制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争；
• 高温气冷堆：采用90％以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，采
核能PPT课件(人教版)
辐射防护与核安全
1 9 8 6 年4 月2 6 日1 时2 3 分4 4 秒，乌克兰 切尔诺贝利核电站4 号机组核反应堆产生爆炸， 顿时引起一片火海。反应堆内的放射性物质大量 泄漏，乌克兰一半以上的土地遭到了不同程度的 核污染，1 3 万居民被迫迁移他乡，3 0 0 多万人 受到核辐射侵害。成为人类和平利用核能历史上 最惨痛的悲剧。
的持续照射；二是中高剂量率、大剂量水平下的短时 间照射。
对于该种照射的防护可采用距离防护、时间防护 和屏蔽防护三种方法。
——内照射防护 放射性物质进入人体内部会引起内照射，进入人
体的放射性元素会在体内转移、沉积和排出。 其防护方法主要是湿式操作和进行封闭。
辐射防护与核安全
◆核安全
我们应该认识到这样的事实： 核反应堆不是原子弹，它不会爆炸； 由于核能与放射性密不可分，因此它一出现
B：核聚变的应用
几十年来受控核聚变研究受到国际广泛重视， 投入大量人力和资金开展各种实验研究，其目的是要 实现核聚变能的和平利用，建立核聚变堆及聚变能电 站。
当前开展核聚变研究的最重大的国际合作项目， 就是建造国际热核实验堆（ITER）。
1987年春，IAEA总干事邀请了欧共体、日、 美、苏的代表在维也纳开会，讨论加强聚变国际合作 问题。它们达成了共同协议，联合进行ITER概念设计 和辅助研究开发活动。
概述：
核能主要是指裂变能和聚变能。前者是铀、 钚等重元素的核分裂时释放出来的能量; 后者是氘、氚等轻元素的核聚合时释放出来 的能量。
核能应用的反应原理
1．裂变能 裂变能来自某些重核的裂变。例
如铀－235核的分裂方式有许多种，下面的 式子表示的只是其中之一种：
U 235
92
01n15461Ba
核事故应急PPT课件
在前苏联因核事故撤离的人员中，受照剂量超过 50mSv的约10%，超过100mSv的约5%。生活在污染 区的公众其总的待积剂量(1986-2056年)估算值为 80～160mSv。除前苏联外的北半球国家，事故后第 一年的最高平均剂量为0.8mSv。参加应急处理的人 员平均受照剂量约100mSv，最高达500mSv。事故中 被认为患急性放射病而送入医院的共237人，确诊为 不同程度急性放射病者134人，有28人死于急性放射 病。事故远期辐射效应表现为甲状腺癌增加，在儿 童中尤为明显。
核事故应急
任何人类实践活动都存在着发生事故的可 能性，必然存在相应的事故应急问题。
核反应堆事故
事故地点 和时间 对环境的影响
131
人员伤害情况
温茨凯尔 (英国)
1957.10.10
向环境释放的放射性核素为：740TBq的 I、 现场居民最大剂量10mGy，伦敦儿童甲状腺剂量 133 106 137 1.2PBq的 Xe、12TBq的 Ru和44TBq的 Cs。 0.8mGy。当地居民甲状腺集体剂量当量负担约为 4 气载放射性物质的扩散影响到欧洲大陆。 1.8×10 人· Sv。26年后，当局认为可能有约260人因 反应堆周围10～50km范围短时间γ辐射水平达 核事故诱发甲状腺癌，有33人可能死于与事故有关 -1 的癌症或引起先天遗传性疾病或导致子女死亡。 50μGy·h ，部分地区牧草受污染。 向环境释放的放射性核素为：2257TBq的 Kr、 133 135 307000TBq的 Xe、500TBq的 Xe、1TBq的 131 90 137 I、 Sr和 Cs极小。152个空气样品中，8个 131 样品有微量放射性碘。牛奶样品中的 I最高浓 -1 度为0.6～1.5Bq· L 。土壤样品与河水样品未测 出放射性碘。
核事故应急
任何人类实践活动都存在着发生事故的可 能性，必然存在相应的事故应急问题。
核反应堆事故
事故地点 和时间 对环境的影响
131
人员伤害情况
温茨凯尔 (英国)
1957.10.10
向环境释放的放射性核素为：740TBq的 I、 现场居民最大剂量10mGy，伦敦儿童甲状腺剂量 133 106 137 1.2PBq的 Xe、12TBq的 Ru和44TBq的 Cs。 0.8mGy。当地居民甲状腺集体剂量当量负担约为 4 气载放射性物质的扩散影响到欧洲大陆。 1.8×10 人· Sv。26年后，当局认为可能有约260人因 反应堆周围10～50km范围短时间γ辐射水平达 核事故诱发甲状腺癌，有33人可能死于与事故有关 -1 的癌症或引起先天遗传性疾病或导致子女死亡。 50μGy·h ，部分地区牧草受污染。 向环境释放的放射性核素为：2257TBq的 Kr、 133 135 307000TBq的 Xe、500TBq的 Xe、1TBq的 131 90 137 I、 Sr和 Cs极小。152个空气样品中，8个 131 样品有微量放射性碘。牛奶样品中的 I最高浓 -1 度为0.6～1.5Bq· L 。土壤样品与河水样品未测 出放射性碘。
核反应堆压水堆控制绪论课件PPT
核反应
在一定条件下，一个原子核与另 一个原子核发生相互作用，导致 原子核发生变化的过程。
链式反应
在核反应过程中，一个中子在裂 变过程中释放出多个中子，这些 中子又继续引发其他原子核裂变 ，形成持续的裂变链。
压水堆的工作原理
压水堆
利用高压水作为冷却剂和慢化剂的反 应堆。
工作原理
在压水堆中，燃料棒在高温高压下发 生裂变反应，释放出能量，同时产生 中子。中子与下一个燃料棒发生链式 反应，维持反应堆的持续运行。
核反应堆压水堆控制绪论 课件
• 引言 • 核反应堆基本原理 • 压水堆结构与系统 • 核反应堆控制 • 核反应堆安全与监管 • 未来核能发展与挑战
01
引言
核能简介
01
02
03
核能
核能是通过核反应从原子 核释放的能量，具有清洁、 高效、可再生的特点。
核能应用
核能主要用于发电、推进、 研究等领域，具有广泛的 应用前景。
反应堆的启动与停堆
启动
在反应堆启动时，需要引入中子源，使链式反应开始进行。
停堆
当反应堆需要停止运行时，可以引入控制棒或化学抑制剂， 吸收中子，使链式反应停止。
03
压水堆结构与系统
反应堆压力壳
总结词
反应堆压力壳是压水堆的核心部分，它包含了核反应堆的活性区域和控制组件。
详细描述
反应堆压力壳是一个厚重的钢制容器，内部装有核燃料组件和控制组件。它承 受着高温高压的反应堆冷却剂，并保持其密封性，以防止放射性物质泄漏。
控制系统的组成与功能
控制系统组成
核反应堆控制系统由传感器、控制器 和执行机构等组成，用于监测和控制 反应堆的运行状态。
控制系统功能
控制系统的功能包括调节反应堆功率、 控制反应性、稳定反应堆运行等，以 确保核反应堆安全、经济和高效地运 行。
全球十大严重核事故-PPT课件
13
• 2002
事 故
年 美 国 戴 维 斯
贝 斯 反 应 堆
14
-
• 严重腐蚀导致核电站关闭了两年左右 15
•
毁损如 将，果 面关附 临闭近 相反的 当应控 难堆制 度和棒
避在 免爆 堆炸 芯中 熔受
16
5.1961年美国国家反应堆试验站事故 (INES 4)
• 1961年1月3日发生在美国的核事故是最为 早期的大型核电站事故之一，当时的蒸汽 爆发和熔毁导致1号固定式小功率反应堆的 3名工人死亡。这座反应堆位于爱达荷州瀑 布市西部大约40英里(约合60公里)的国家反 应堆试验站，采用单一大型中央控制棒， 现在已经废弃。 INES 等级为4级.
贝抗事 利议故 ”者的
6
•
53
33.5
辐数区 有 射为。 超 患 此过 上人次 各，核 种另事 万 慢有故 人 性数的 被 病千直 迫 。人接 撤
因死 离 受亡 疏 到人 散
7
2.2011年日本福岛第一核电站事故 (INES 5+)
• 福岛第一核电站位于东京东北部170英里 (约合270公里)，是世界上规模最大的核电 站之一，共建有6座核反应堆，负责为东京 和日本电网供电。3月11日，日本发生9级 大地震，仙台未能幸免遇难。地震引起的 断电导致反应堆冷却剂泵停止工作。存放 在地势较低地区的备用柴油发电机也在地 震引发的海啸中严重受损。
11
• 虽然并未导致核泄漏，但蒸汽爆发还是导致5名工
人死亡，数十人受伤。
பைடு நூலகம்
12
4.2002年美国戴维斯-贝斯反应堆事故 (INES 3)
• 戴维斯-贝斯核电站座落于俄亥俄州橡树 港北部大约10英里(约合16公里)，1978年7 月投入运营，计划于2017年4月关闭。运营 期间，这座核电站曾多次出现安全问题， 包括1998年遭到一场F2级龙卷风袭击。最 严重的事故发生在2002年3月，当时出现的 严重腐蚀导致核电站关闭了两年左右。 INES 等级为3级.
• 2002
事 故
年 美 国 戴 维 斯
贝 斯 反 应 堆
14
-
• 严重腐蚀导致核电站关闭了两年左右 15
•
毁损如 将，果 面关附 临闭近 相反的 当应控 难堆制 度和棒
避在 免爆 堆炸 芯中 熔受
16
5.1961年美国国家反应堆试验站事故 (INES 4)
• 1961年1月3日发生在美国的核事故是最为 早期的大型核电站事故之一，当时的蒸汽 爆发和熔毁导致1号固定式小功率反应堆的 3名工人死亡。这座反应堆位于爱达荷州瀑 布市西部大约40英里(约合60公里)的国家反 应堆试验站，采用单一大型中央控制棒， 现在已经废弃。 INES 等级为4级.
贝抗事 利议故 ”者的
6
•
53
33.5
辐数区 有 射为。 超 患 此过 上人次 各，核 种另事 万 慢有故 人 性数的 被 病千直 迫 。人接 撤
因死 离 受亡 疏 到人 散
7
2.2011年日本福岛第一核电站事故 (INES 5+)
• 福岛第一核电站位于东京东北部170英里 (约合270公里)，是世界上规模最大的核电 站之一，共建有6座核反应堆，负责为东京 和日本电网供电。3月11日，日本发生9级 大地震，仙台未能幸免遇难。地震引起的 断电导致反应堆冷却剂泵停止工作。存放 在地势较低地区的备用柴油发电机也在地 震引发的海啸中严重受损。
11
• 虽然并未导致核泄漏，但蒸汽爆发还是导致5名工
人死亡，数十人受伤。
பைடு நூலகம்
12
4.2002年美国戴维斯-贝斯反应堆事故 (INES 3)
• 戴维斯-贝斯核电站座落于俄亥俄州橡树 港北部大约10英里(约合16公里)，1978年7 月投入运营，计划于2017年4月关闭。运营 期间，这座核电站曾多次出现安全问题， 包括1998年遭到一场F2级龙卷风袭击。最 严重的事故发生在2002年3月，当时出现的 严重腐蚀导致核电站关闭了两年左右。 INES 等级为3级.
技术类《核反应堆物理》第1部分-核反应堆物理基础
知识点
1)
了解原子质量单位的定义，了解原子的组成、中子和质子的特点。
2)
能够说出原子结构的基本特点：整个原子核是电中性的；原子的 质量主要集中在原子核上。
3)
能够说出核素和同位素的定义，同位素有什么特性。
4)
理解在原子核中存在核力，核力的特点。
物质的组成
原子核的组成
原子核的组成
1u＝ (1.6605655±0.00000 86)×10-27kg。因而以 kg为单位的 Mp=1.672648×1027kg， Mn=1.674954×1027kg。由此可见，中子 稍稍重于质子。
提供大量的能量以及新的核素。
反应堆是
一个强大的各种粒子（中子、α粒子、β粒子和γ粒子）辐照场。
反应堆堆芯中有燃料、慢化剂、结构材料和控制材料等。 反应堆一旦运行后，堆内中子要与这些材料的原子核发生 各种类型的相互作用，产生新核，发生一系列的放射性衰 变现象。
反应堆运行是建立在中子与堆内物质相互作用的基础上。
N0e1
该式表明，平均寿命是原子核数量降为 所需要的时间。
N0 /e
放射性活度
➢ 放射性同位素样品在单位时间内衰变的次数，即 为该同位素样品的活度(A)。
A(t) N(t)
➢单位：贝可勒尔，简称贝可（Bq） ➢(1居里)1Ci=3.7x1010/s=3.7x1010Bq ➢因此，半衰期也可以定义为某同位素活度（A）降为一半 所需要的时间。
热中子轰击235U，原子核分裂成两个碎片；而238U不能产生 裂变反应，它俘获中子后生成239U，经过两次β-衰变而转化为 239Pu； 235U和238U具有不同的核特性，但化学性质却很相似
质量数 铀234 铀235 铀238
核工反应堆压力容器介绍(共34张PPT)
压力罩：
作用：将磁极、销爪以及驱动杆等 密封在内；防止高温冷却剂泄 漏。
连接方式：通过螺纹与压力容器顶 盖上的管座连接并焊接密封。
棒行程罩：
作用：为驱动杆提供向上运动的空间。
连接方式：通过螺纹与压力罩连 接并焊接密封。
2.操作线圈
作用：
作用：操纵销爪组件动作。
组成：
提升线圈、传递线圈、夹持线圈。
铜线绕制，外有线圈盒。 供电：
4 局部中子注 量率仪表导管。
三、堆芯上 部支承结构
包括：
导向筒支承板
堆芯上栅格板
支承柱 压紧弹簧
控制棒导向筒
热电偶柱
堆芯上部支承结构的作用：
1、将堆芯组件定位、压紧，防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯 组件向上移动。 2、保证控制棒的对中并起导向作用。
3、支承堆芯冷却剂出口温度测量装置。
1、导向筒支承板
一、反响堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反响堆压力容器材料
选材原那么：
纯度和均匀性 足够的强度和韧
性
较低的辐照敏感 性
导热性能好 易加工本钱低
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢， 内堆焊5mm 不锈钢涂层
导热率是不锈钢的３ 倍
热膨胀系数比不锈钢 小1.5倍
奥氏体不锈钢在快中 子作用下产生脆化效 应
为防止高温水中材料 腐蚀问题，堆焊不锈 钢涂层。
三、反响堆压力容器结构
从上到下：
１、反响堆容器顶盖
顶盖本体〔3吊耳，1排气管， 61+4管座〕 顶盖法兰〔58个螺栓孔〕
2、反响堆容器筒体 筒体法兰〔58个未穿透螺孔，O形密封环， 泄漏探测管，支承台肩，定位键槽〕
接管段和接管〔6个〕
作用：将磁极、销爪以及驱动杆等 密封在内；防止高温冷却剂泄 漏。
连接方式：通过螺纹与压力容器顶 盖上的管座连接并焊接密封。
棒行程罩：
作用：为驱动杆提供向上运动的空间。
连接方式：通过螺纹与压力罩连 接并焊接密封。
2.操作线圈
作用：
作用：操纵销爪组件动作。
组成：
提升线圈、传递线圈、夹持线圈。
铜线绕制，外有线圈盒。 供电：
4 局部中子注 量率仪表导管。
三、堆芯上 部支承结构
包括：
导向筒支承板
堆芯上栅格板
支承柱 压紧弹簧
控制棒导向筒
热电偶柱
堆芯上部支承结构的作用：
1、将堆芯组件定位、压紧，防止因冷却剂流动的水力作用使堆芯 组件向上移动。 2、保证控制棒的对中并起导向作用。
3、支承堆芯冷却剂出口温度测量装置。
1、导向筒支承板
一、反响堆压力容器功能
包容堆芯 冷却剂压力边界 放射性物质屏障 承受载荷
二、反响堆压力容器材料
选材原那么：
纯度和均匀性 足够的强度和韧
性
较低的辐照敏感 性
导热性能好 易加工本钱低
Mn-Mo -Ni 低碳合金钢， 内堆焊5mm 不锈钢涂层
导热率是不锈钢的３ 倍
热膨胀系数比不锈钢 小1.5倍
奥氏体不锈钢在快中 子作用下产生脆化效 应
为防止高温水中材料 腐蚀问题，堆焊不锈 钢涂层。
三、反响堆压力容器结构
从上到下：
１、反响堆容器顶盖
顶盖本体〔3吊耳，1排气管， 61+4管座〕 顶盖法兰〔58个螺栓孔〕
2、反响堆容器筒体 筒体法兰〔58个未穿透螺孔，O形密封环， 泄漏探测管，支承台肩，定位键槽〕
接管段和接管〔6个〕
核反应堆
原理
核反应堆原理核反应堆是核电站的心脏 ，它的工作原理是这样的：
原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原 子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀 235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水（或其他物 质）带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动汽轮机发电。由此可知，核反 应堆最基本的组成是裂变原子核+载热体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要 使中子慢化增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物 都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施；核反应堆发生事故时，要防止各种事故工况下辐 射泄漏，所以反应堆还需要各种安全系统。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料+慢化剂+载热体+控 制设施+防护装置+安全设施。
人类第一座核反应堆的设计者：费米1939年1月，用中子引起铀原子核裂变的消息传到费米的耳朵里，当时 他已逃亡到美国哥伦比亚大学，费米不愧是个天才科学家，他一听到这个消息，马上就直观地设想了原子反应堆 的可能性，开始为它的实现而努力。费米组织了一支研究队伍，对建立原子反应堆问题进行彻底的研究。费米与 助手们一起，经常通宵不眠地进行理论计算，思考反应堆的形状设计，
理论研究
研究历程 氢元素提供证据
惰性气体揭露谜底 间歇式
20亿年前 ，在非洲奥克罗班多地区的十几座天然核反应堆神秘启动，稳定地输出能量，并安全运转了几十 万年之久。为什么它们没有在爆炸中自我摧毁？是谁保证了这些核反应的安全运行？莫非它们真的如世间的传言 那样，是外星人造访的证据，或者是上一代文明的杰作？通过对遗迹抽丝剥茧地分析，远古核反应堆的真相正越 来越清晰地暴露在我们面前。
第7章 核反应堆安全 核工程概论课件
第7章 核反应堆安全
7.1 核反应堆安全的基本概念和原则
关注反应堆的安全问题 （1）安全措施举例：第一座核反应堆 最早的反应堆安全措施？ （2）最严重的三起核事故举例 （3）核事故的影响 本身、环境、超越国界
7.1.1 核反应堆的安全对策
（1）对策之一：保证反应堆得到安全可靠的控制 在堆芯内必须引入适量的、可随意调节的负
7.3.2 堆芯熔化过程
7.3.3 严重事故对压力容器的威胁
三哩岛事件
7.4 国际核事件的分级
7.5 事故情况下放射性物质的释放与防护 7.5.1 放射性物质的释放
（1）放射性物质的释放机理
①放射性物质的来源： ②射线种类： ③释放机理：
气隙释放 熔化释放 汽化释放 蒸汽爆炸释放
7.2 核反应堆事故及分类
（1）反应堆的事故分析一般有两种方法： （2）什么是确定论方法？ （3）压水堆工矿的分类及其界定
①正常工况和运行瞬变 ②中等频率事件 ③稀有事故 ④极限事件
7.2.1 反应性引入事故
（1）什么是反应性事故？ （2）反应性事故危害及举例 （3）压水堆引入正反应性，对功率有什么影响？为
能 、体积释热率、两相流动系统的不稳定性、慢化能 力、慢化比、易裂变材料、可裂变材料
为什么一定要引入“负反应性”？ 在压水堆中，目前通用的方法？
②功率控制
要求控制棒动作迅速，及时补偿由于负荷变化、 温度变化和变更功率引起的微小的反应性瞬态变化。
③补偿控制
补偿控制分为补偿控制棒和化学补偿两种。
（2）对策之二：确保堆芯冷却
为避免由于过热引起燃料元件损坏， 任何情况下都必须导出核燃料的释热，为 此反应堆要有以下功能：
反应性。 凡是能改变反应堆有效增殖系数的任何方法
7.1 核反应堆安全的基本概念和原则
关注反应堆的安全问题 （1）安全措施举例：第一座核反应堆 最早的反应堆安全措施？ （2）最严重的三起核事故举例 （3）核事故的影响 本身、环境、超越国界
7.1.1 核反应堆的安全对策
（1）对策之一：保证反应堆得到安全可靠的控制 在堆芯内必须引入适量的、可随意调节的负
7.3.2 堆芯熔化过程
7.3.3 严重事故对压力容器的威胁
三哩岛事件
7.4 国际核事件的分级
7.5 事故情况下放射性物质的释放与防护 7.5.1 放射性物质的释放
（1）放射性物质的释放机理
①放射性物质的来源： ②射线种类： ③释放机理：
气隙释放 熔化释放 汽化释放 蒸汽爆炸释放
7.2 核反应堆事故及分类
（1）反应堆的事故分析一般有两种方法： （2）什么是确定论方法？ （3）压水堆工矿的分类及其界定
①正常工况和运行瞬变 ②中等频率事件 ③稀有事故 ④极限事件
7.2.1 反应性引入事故
（1）什么是反应性事故？ （2）反应性事故危害及举例 （3）压水堆引入正反应性，对功率有什么影响？为
能 、体积释热率、两相流动系统的不稳定性、慢化能 力、慢化比、易裂变材料、可裂变材料
为什么一定要引入“负反应性”？ 在压水堆中，目前通用的方法？
②功率控制
要求控制棒动作迅速，及时补偿由于负荷变化、 温度变化和变更功率引起的微小的反应性瞬态变化。
③补偿控制
补偿控制分为补偿控制棒和化学补偿两种。
（2）对策之二：确保堆芯冷却
为避免由于过热引起燃料元件损坏， 任何情况下都必须导出核燃料的释热，为 此反应堆要有以下功能：
反应性。 凡是能改变反应堆有效增殖系数的任何方法
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2、远期新型反应堆（1）
聚变反应堆：是指主要靠轻原子（氘、氚、氦等）合成， 释放大量结合能并加以利用的反应堆。目前，瞬时的、 断续的聚变反应已经实现。
聚变－裂变堆：是聚变反应堆和裂变反应堆组合的装置， 在聚变反应堆达不到能量自给时，这种装置具有重要的 实用价值。其结构原理为，在装置中心设置聚变堆，外 围是裂变堆，聚变产生的中子逸出到裂变堆即可参与裂 变反应、释放裂变能量，作为聚变能的补充。
2、按中子能量分类： 热中子堆、中能中子堆、快中子堆
3、按核燃料分类 固体燃料反应堆、液体燃料反应堆
4、按慢化剂和冷却剂分类 轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆
三、动力反应堆的类型
1、压水堆（PWR） 2、沸水堆（BWR） 3、重水堆（HWR） 4、气冷堆（HTGR、THTR、HTR） 5、快中子增值堆（LMFBR、GCFR）
先进型压水堆有美国发展的APWR、欧洲发展的EPWR、 中国发展的AC－600等都属此型，是在压水堆基础上加 以改进，达到或基本达到新的“用户要求”的先进堆型。
先进型沸水堆（ABWR）是在已有的沸水堆的基础上， 由美国、日本联合发展并在日本建立了示范站的先进堆 型，目前在日本已经建立了2座，还有几座在计划建造 中，它是一种先进而又现实的沸水堆。
结束语
当你尽了自己的最大努力时，失败也是伟大的， 所以不要放弃，坚持就是正确的。
When You Do Your Best, Failure Is Great, So Don'T Give Up, Stick To The End
感谢聆听
不足之处请大家批评指导
Please Criticize And Guide The Shortcomings
高温气冷堆被认为是安全性好，能满足高温特殊用途， 极具发展前途的先进堆型，我国已于2000年建成清华大 学10MW高温气冷实验堆。
快中子增值堆以它能增值核燃料，有效地防止铀资源枯 竭的威胁，及能燃耗在热中子反应堆中产生出来的长半 衰期核废料等的优点，在核能工业的发展和保护环境方 面占有重要的地位。是中期发展的主力堆型。
1、压水堆（PWR）
2、沸水堆（BWR）
3、重水堆（HWR）
4、气冷堆（HTGR、THTR、HTR）
5、快中子增值堆（LMFBR、GCFR）
6、低温供热堆（HR）
四、新型应堆的分类和简介
1、近期新型反应堆 2、远期新型反应堆
1、近期新型反应堆（1）
演讲人：XXXXXX 时 间：XX年XX月XX日
非能动简化先进沸水堆（SBWR）是美国GE和日本东芝、 日立公司联合发展的一种安全、简单的沸水堆，它采用 全功率自然循环，取消了主循环泵并简化了安全系统， 是一种很有前途的先进反应堆。
1、近期新型反应堆（2）
供热反应堆是近年发展起来的可建在城市附近的安全性 很好的专供热式反应堆，对提高城市环境卫生、改善城 市能源结构方面很有意义，它在中、俄、加、瑞、法等 国获得了相当的发展。
第十章：核动力反应堆技术
核反应堆工程概论
一、概况
1、核能：裂变能和聚变能（其能量形式为热能） 2、核能的利用：
不可控的核反应：炸弹（裂变、聚变均已实现） 可控的核反应：核反应堆（裂变已经商业化， 聚变处于研究阶段） 核反应堆是核能和平利用的重要装置。
二、核反应堆的分类
1、按用途分类： 实验堆、生产堆、动力堆