反应堆原理图
(完整版)反应堆本体结构
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由外向内倒料方式的优缺点
优点：
可以展平堆芯功率，获得较高的燃耗深度，提高核燃料的 利用率。从第二循环开始，新装入的燃料组件的富集度为 3.25%，高于首次装料。 因为经过一段时间的运行，堆芯内积累了会吸收中子的裂 变产物，需要增加后备正反应性。
缺点：
中子注量率的泄漏率较高，导致压力容器中子注量率大， 中子利用率较低低，导致换料周期较短，燃料循环成本较 高。
偿因燃耗、氙、钐毒素、冷却剂温度改变等引起的比 较缓慢的反应性变化。 （即调节慢反应）
注：在新的堆芯中，还用可燃毒物棒补偿堆芯寿命初期的 剩余反应性。
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堆芯组件
1、核燃料组件
现代压水堆普遍采用了无盒、带棒束型核燃料组件。 组件内的燃料元件棒按正方形排列。常用的有14 14， 15 15，16 16和17 17排列等几种栅格型式。
第三讲 反应堆本体结构
1
2
3
4
5
6
（一）反应堆堆芯
7
➢ 反应堆在核电站的作用就象是火电站的锅炉，它
是整个核电站的心脏。它以核燃料在其中发生特 殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。
➢ 反应堆通常是个圆柱体的压力容器，其中裂变
材料所在部分称为反应堆堆芯。
➢ 堆芯结构由核燃料组件、控制棒组件、可燃毒物
➢ 燃料元件是产生核裂变
并释放热量的部件。
➢ 它是由燃料芯块、燃料包
壳管、压紧弹簧和上、下端 塞组成。燃料芯块在包壳内 叠装到所需要的高度，然后 将一个压紧弹簧和三氧化铝 隔热块放在芯块上部，用端 塞压紧，再把端塞焊到包壳 端部。
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(a)燃料芯块
➢芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型芯
第三章 反应堆保护
X、Y逻辑单元由固态磁逻辑元件组成，并采用负逻辑电路设计，比较结果分别送到计算机数据采集系统（KIT）、报警系统（KSA）和主控室的状态指示灯（LA）。另外，在做T2试验时，比较电路向T2试验装置发送逻辑测试结果。
3．输出单元
输出单元接受逻辑处理单元来的X、Y逻辑信号，先对X，Y进行“与”运算，然后经磁放大器进行功率放大推动输出继电器向各执行机构送出保护命令。输出单元由磁性元件和继电器组成。
3.1.7 停堆通道的响应时间
保护系统响应时间是指该系统的每一个输入变量从超越保护整定值起到触发保护系统执行机构完成相应保护命令所需要的时间。其中紧急停堆通道响应时间分解图，如下图3.9：
TRT—紧急停堆通道响应时间。这段时间T由下式几个时间组成：
TRT=T0+T1+T2+T3+T4+T5+T6
其中，T0——介质传输延迟时间，T0只有在ΔT保护通道中有，因为堆进，出口温度测量用的探测器是安装在主管道的旁管路上的，所以T0是指主冷却剂由主管道流至旁通管路的时间。（参数为温度时：T0=1S，其余参数为T0=0S）.
根据失电安全准则，紧急停堆保护输出应在系统失去电源时产生停堆命令；但这一准则不适用于专设安全设施保护，即电源丧失时专设安全设施不应当产生保护动作。因此，对于紧急停堆保护和专设安全设施保护，保护系统应采取不同的输出方式。所以，秦山第二核电厂RPR设计为：紧急停堆输出单元采用失电操作方式，而专设安全设施保护则采用带电操作方式。
6．可试验性和可维修性
为了发现、验证和维修故障元器件，以防止故障的累积触发保护系统故障，需要对保护系统进行定期试验。
保护系统的冗余性，为在线试验提供了可能，对于整个保护通道，共有T1，T2，T3试验。关于周期试验，可详见3.6节。
反应堆控制原理(课堂PPT)
▪ 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：
反应堆结构
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。
反应堆工作原理图
反应堆工作原理图嘿，咱今天来聊聊反应堆工作原理图这事儿。
你知道吗？我之前去一个科技馆参观，就看到了关于反应堆工作原理的展示，那场面可太震撼了！先来说说反应堆到底是个啥。
简单来讲，反应堆就像是一个超级强大的能量制造工厂。
它里面发生的事儿，那可真是神奇又复杂。
咱们来看看反应堆工作的基本原理。
想象一下，在一个大大的容器里，有一堆堆的核燃料，就像一堆堆超级有能量的小炸弹。
这些核燃料在特定的条件下，会发生链式反应。
啥叫链式反应呢？就好像是一个接一个的爆竹，一个爆了引发下一个爆，这样不停地传递下去，释放出巨大的能量。
在这个过程中，有个关键的角色叫慢化剂。
它就像是一个温柔的调解员，把那些跑得飞快的中子速度变慢，让它们能够更好地和核燃料发生反应。
还有控制棒，这玩意儿就像是一个超级刹车，能控制反应的速度，要是反应太激烈了，控制棒就插进去，让反应慢下来，保证一切都在安全的范围内进行。
反应堆工作的时候，会产生大量的热量。
这些热量可不能浪费，得想办法利用起来。
所以就有了冷却剂，它像个勤劳的搬运工，把热量带走，然后通过一系列的设备，把这些热量转化成电能或者其他形式的能量。
我在科技馆里看到那个展示模型的时候，眼睛都看直了。
那一个个精巧的部件，复杂的线路，还有不断闪烁的指示灯，仿佛在诉说着它们各自的重要使命。
我当时就在想，这得是多少聪明的脑袋瓜子才能琢磨出来的呀！回到反应堆工作原理图，它其实就是把这一整个复杂的过程用简单明了的线条和符号给画出来。
就像是给我们这些普通人开了一扇窗户，让我们能大致了解里面的奥秘。
比如说，图上会用不同的颜色和线条来表示各种物质的流动方向。
红色的线条可能代表着热量的传递，蓝色的线条也许就是冷却剂的路径。
还有各种小图标，代表着不同的设备和部件，每个都有它独特的作用。
不过，要真正搞懂这张图，还真不是一件容易的事儿。
得有一定的物理知识和耐心才行。
就像我当时在科技馆，看了半天，也只是懂了个大概。
但这也让我深深地感受到了科学的魅力。
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
反应堆结构与核燃料
第四章反应堆结构与核燃料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。
参见图4.1。
图4.1 反应堆位置- 35 -- 36 -图4.2 反应堆剖面图- 37 -图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分：● 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4.1 反应堆堆芯4.1.1 堆芯布置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。
在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。
所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。
在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。
通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。
换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。
在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。
为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。
按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。
图4.3 堆芯分区布置（第一循环）- 38 -4.1.2 燃料组件大亚湾核电站目前所用的AFA-2G 型燃料组件由骨架和燃料棒组成，呈17×17正方形栅格排列，总共有289个栅格，其中264个装有燃料棒。
反应堆原理图
水的热能 核能
蒸汽的热能 叶轮的机械能
电能
核能如何转变成热能
燃料芯块到冷却水 的热量传递 冷却水的载热和热 量释放
蒸汽如何转化成电能
蒸汽的产生 蒸汽在汽轮机 中作功
转子带动发电机发电
能量转换
核能 动力装置
发电机
电能
蒸汽的动能（热能） 汽轮机
机械能
安全壳
蒸汽发生器 反应堆
换料中 堆芯
堆腔
反应堆的组成
燃料组件 燃料棒
燃料组件
控制棒
冷却剂（慢化剂）人口
燃燃料料芯芯块块
控制棒 燃料组件 返回
❖ 安置核材料的物 体—燃料棒；
❖ 冷却燃料棒和带 走能量的载体— 冷却剂；
❖ 使中子慢化的物
控制棒❖ 组体控件—制慢中化子剂数；量，
即控制功率的物 体—控制棒。
压水堆燃料组件
棒束长
– 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 – 控制材料：控制中子数
• 控制棒组件 • 可燃毒物 • 可溶毒物
– 冷却剂：吸收热量 并带出堆芯
• 各种堆芯图例
控制棒 燃料组件 压力容器
压 上封头
力
容 堆芯吊兰
器
和
堆 上隔板
内 围板 构 下隔板
件 堆芯支撑部件
下封头
控制棒驱动机构
压力容器
新堆装料
压水堆堆芯
: 约3~4m
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
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
第六章反应堆一回路主系统
第六章反应堆一回路主系统6.1 概述反应堆冷却剂系统又称一回路主系统，如图6.1所示。
广东大亚湾核电站每台机组的一回路主系统有三个环路，每个环路设置一台冷却剂循环泵(又称主泵)、一台蒸汽发生器，其中一个环路上设有一台稳压器以及与其相关的泄压箱。
反应堆冷却剂系统的功能是：①主泵使冷却剂在环路中循环，将堆芯的热量带出，通过蒸汽发生器将热量传给二次侧给水；②堆内冷却剂又是慢化剂的水使中子得到慢化；③冷却剂中融有硼酸用来控制反应堆的变化；④稳压器用来控制冷却剂压力，防止堆芯产生偏离泡核沸腾；⑤稳压器上的安全阀起超压保护作用；⑥在发生燃料元件包壳破损时，反应堆冷却剂系统的压力边界使防止放射性泄露的第二道屏障。
图6.1 一回路主系统6.2 反应堆冷却剂泵6.2.1 概述主泵是由空气冷却的三相感应电动机驱动的立式、单级、轴封机组。
它由电动机、轴封组件和水力部件组成。
反应堆冷却剂由装在转动轴下部的泵唧送，冷却剂通过泵壳底部吸入，向上流过叶轮，然后通过扩散器从泵壳侧面出口接管排出。
串联布置的三级轴封控制冷却剂沿泵轴泄露，由化学容积控制(RCV)系统供应的密封水注入泵内，以防止冷却剂沿泵轴向上流动，并冷却轴封和泵的轴封。
在密封水注入失效工况下，热屏冷却向上流到密封器的冷却剂。
主泵的外形及结构如图6.2所示，主要技术规范：表6-1 反应堆冷却剂泵技术规范6.2.2 水力部件⑴泵体图6.2 冷却剂泵结构图6.3 主泵泵体如图6.3所示，泵体由泵壳、扩散器(又称导叶)、进水导管、叶轮、泵轴组成。
其中除泵轴为不锈钢锻件之外，均为不锈钢铸件。
叶轮有七个螺旋离心叶片，装在泵轴的下端。
扩散段汇集来自叶轮的冷却剂，它由十二个螺旋离心叶片组成，被安装在扩散的法兰的底部，扩散器可以与泵的内部部件同时从泵体中取出。
在扩散器的下部装有防热罩。
冷却剂由泵壳底部的进口接管吸入，由装在泵轴下部的叶轮唧送，经扩散器从泵壳侧面的出口接管排出。
(2)热屏热屏装在叶轮与泵轴承之间，由热屏法兰构成泵壳上法兰，它装有热屏及泵轴承。
核电站原理 第3章 反应堆 压力容器
封
号轴封之间，其作用是： 1）保证主泵轴承的润滑。
组
2）通过三个串联的轴封，保证一回路水不向外泄 漏。
件
3）在RRI系统暂时断水时，保证主泵轴承和轴封的
短时应急冷却。
由RCV系统供给的轴封水压力为15.8Mpa.a ，略高
于一回路压力，流量约1.82m3/h，其中通过轴封约
0.68 m3/h，其余流入一回路
（4）顶盖冷却旁通流量——有2.2％的流量从 导向筒支承板法兰上的小孔流进顶盖进行冷 却。
这一区域的水可通过支承柱向下流回上部堆内 构件构成的水腔室。
上述各项旁通流量总计为冷却剂总流量的6.04 ％，热工设计时取为 6.5％。
旁路流量增大意味着什么?有什么危害? 使流经堆芯流量减少，平均温度增加 自动控制调节 使功率下降。
芯内的支撑与定位。
2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回 路冷却剂与外部压差的压力边界的作用
3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作 用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆
设
堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要
计
求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40
考
年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对
主 冷却。为防止安全壳内空气升温，在冷却回路出口装 有两台冷却器，由RRI系统冷却。电机设有电加热器，
泵 在泵停运时加热，使线圈保持一定温度，防止凝结水。 为了便于维修主泵和电机，在泵轴与电机轴之间由
电 400mm长的短轴刚性连接。 在电动机定子上有6个测点，监督线圈温升，
机 温度不允许超过120℃。 在冷却器出口装有RRI系统 流量测点，流量低于25m3/h时，给出报警信号。
各种旁通流量及其大致数值为：
《核电厂蒸汽供应系统》第1章【反应堆及主冷却剂系统】第02节-反应堆冷却剂系统
蒸汽发生器结构图
14
蒸汽发生器（2）
一次侧工艺流程 在一次侧，反应堆冷却剂通过热段入口管嘴进入一次侧水室。一次侧水 室的下部是椭圆的，一块竖直的水室隔板将封头分为进口和出口水室。 反应堆冷却剂进入倒置的U型传热管，在传热管中流动的过程中将热量传 递给二次侧，然后返回到一次侧出口水室。冷却剂经过两个冷段管嘴离 开蒸汽发生器，而主泵直接与这两个管嘴相连接。
稳压器压力 RCS宽量程压力 I环路热段流量和II环路热段流量 冷段宽量程温度 热段宽量程温度 冷段窄量程温度 热段窄量程温度 稳压器水位（热态、冷态） 热段水位
31
主泵监测
主泵定子温度 连续振动测量 主泵速度测量 轴承冷却水温度
32
4 反应堆冷却剂系统运行
33
主冷却剂系统运行—运行模式
主泵启动时采用变频调速控制装置，降低冷态工况时的电机功率，从而 最大限度地缩小电机尺寸。
25
主泵控制
主泵启动 主泵的启动信号与RCS压力信号连锁，防止在启动时主泵气蚀。RCS宽 量程压力信号用来生成主泵启动的允许信号。
主泵跳闸 以下信号可以产生停主泵信号： —安全驱动信号； —CMT投入信号； —第一级自动卸压系统启动信号； —主泵轴承冷却水温度高； —稳压器液位低于L-2； —热段温度高且蒸发器液位低。
6
系统主要功能
保证压力边界的完整性 堆芯冷却和反应性控制 反应堆冷却剂系统压力控制 过程监控 自动降压功能
7
2 反应堆冷却剂系统描述
8
系统描述（1）
反应堆冷却剂系统由两个热交换环路组成。每个环路上包含一台蒸汽发 生器、两台主泵、一根热段管道和两根冷段管道。
另外，该系统还包括稳压器、连接管线、阀门及用于控制和保护的仪表 。所有反应堆冷却剂系统的设备均位于安全壳内。
反应堆原理图课件
反应堆的组成和结构
了解反应堆的主要组成部分，如燃料组件、燃料元件、冷却剂、反应控制系 统和辐射屏蔽。
反应堆的热力学和动力学特性
研究反应堆的热力学特性，如热量平衡和热工参数，并了解反应堆的动力学行为和稳定性。
反应堆的燃料和燃料元件
深入了解反应堆燃料的类型、构成和循环燃耗，以及燃料元件的设计和寿命的反应堆冷却剂，如水、重水和氦气，并探讨冷却剂循环系统 的原理和运行。
反应堆的控制和监测系统
了解反应堆的自动控制和安全监测系统，包括反馈机制、SCRAM系统和故障 检测。
反应堆的辐射防护和安全措施
探索反应堆辐射防护的原理和方法，并了解反应堆的安全策略和事故应对措施。
反应堆原理图课件
探索反应堆的基本概念、种类和结构，了解热力学和动力学特性，燃料和冷 却剂，控制系统，以及辐射防护和安全措施等关键知识。
反应堆的基本概念和原理
介绍反应堆的起源、原理和基本概念，包括核裂变链式反应、核聚变和放射性衰变等关键过程。
反应堆的种类和分类
探索不同类型的反应堆，如压水堆、沸水堆、重水堆和加速器驱动堆，并讨论它们的特点和应用。
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
图解核电站主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
1、核反应堆
1、堆压力容器
容器本体+顶盖
2、堆内构件
吊蓝、堆芯、堆内上部 构件、堆内下部构件
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
2、燃料组件
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
2、燃料组件
采用17× 17阵列
一、核岛主要系统
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
核岛主要系统
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理系统 PTR 6. 安全注入系统 RIS 7. 安全壳喷淋系统 EAS
理系统 PTR 6. 安全注入系统 RIS 7. 安全壳喷淋系统 EAS
1. 发电机励磁和电压调节系统 GEX
2. 输电系统 GEV 3. 主开关站—超高压配电装置
GEW
4. 厂内6.6KV供电网络LG*/LH*
二回路主要系统
1. 主蒸汽系统 VVP 2. 汽轮机旁路系统 GCT 3. 汽水分离再热器系统 GSS 4. 凝结水抽取系统 CEX 5. 循环水系统 CRF 6. 低压给水加热器系统 ABP
去 安 注 系去 统2
号 机
9REA 03BA
9REA 01BA
去 2 号 机
1REA 04BA
9REA 02BA
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ200VB
反应堆物理
S ,0
S0 1- k0
启动过程中通过提棒和稀硼,获得1>k>k0
S
S0 1- k
1/M外推法
定义 M 为 M S S ,0
1/M 和k之间有如下关系
1 1-k M 1 k0
1/M外推法
例题
用连续稀硼外推临界时,当CB1=1100ppm,记数 率为N1,当CB2=980ppm,记数率N2=3N1,假定 DBW不变,估算临界硼浓度.
负反应性引入时,反应性方程 有七个负根,其中T0的绝对值 最大,同样,瞬变过程结束后, 堆内中子通量密度、功率由 T0决定的单一指数规律衰减
负反应性阶跃
Negative reactivity prompt jump
对阶跃引入的反应性的响应
Response to reactivity step 4
负反应性阶跃
为
nkn(t)n(t)
t
l
反应堆没有缓发中子的情况
Reactor with no delayed neutrons 2
或
d(tn )k(n t)n(t)kn(t)
dt l
l
方程的解为：
n(t)
n0
expkt
l
反应堆的功率按同样规律增长：
P(t)P0explkt
反应堆周期
Reactor period
周期不能太短,否则不安全,一般应大于20s
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⊿k=0.
反应堆临界时,周期为无穷大.
有关讨论
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大的正反应性引入>>.
0<<-1. 因此,
l
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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）
飞轮
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
U型传热管
环形下降 通道
稳压器
多重屏障
燃料芯块 元件包壳 一回路压力边界 安全壳 放射性保护区
防止放射性物质外泄 的四道屏障
核电站
反应堆容器
反应堆
反应堆压力容器
堆芯(活性区)
• 功能
– 反应堆的心脏 – 产生自持链式核裂变反应 – 以热的形式释放裂变能
• 组成
– 核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 通常还含有可转变核素 – 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 – 控制材料：控制中子数
• 控制棒组件 • 可燃毒物 • 可溶毒物
1km
安全壳
主蒸汽管道
汽轮发电机机组
汽轮机和发电机系统
汽轮机
低压缸
高压缸
发电机
冷凝器
组装中的冷凝器
控制棒
返回
燃料组件
安置核材料的物 体—燃料棒； 冷却燃料棒和带 走能量的载体— 冷却剂； 使中子慢化的物 体—慢化剂； 控制棒组件 控制中子数量， 即控制功率的物 体—控制棒。
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
控制棒 燃料组件
– 冷却剂：吸收热量 并带出堆芯
• 各种堆芯图例
压力容器
压 上封头 力 容 堆芯吊兰 器 和 上隔板 堆 内 围板 构 下隔板 堆芯支撑部件 件
下封头
控制棒驱动机构
压力容器
压水堆堆芯
新堆装料
堆芯
换料中
堆腔
反应堆的组成
燃料组件 燃料棒 燃料组件
控制棒
冷却剂（慢化剂）人口
燃料芯块 燃料芯块
蒸汽如何转化成电能
蒸汽的产生 蒸汽在汽轮机 中作功
转子带动发电机发电
能量转换
核能
动力装置
电能
发电机
蒸汽的动能（热能） 汽轮机
机械能
安全壳
汽轮机 蒸汽发生器 反应堆
核电站厂房
安全壳厂房 汽轮发电机厂房
一回路辅助厂房
百万级核电厂厂房布置
（ 反 安 应 全 堆 壳 厂 房 ）
环形吊车 蒸发器 压力容器
`
蒸汽
稳压器
汽轮机 发电机
压力容器
蒸发器
输配电
主泵
水
水 主管参数： 一回路：压力154 bar, 高压水 二回路：压力~55bar, 出口饱和蒸汽
核电厂中的能量转换与转递
蒸汽的热能 水的热能 叶轮的机械能 电能
核能
核能如何转变成热能
燃料芯块到冷却水 的热量传递 冷却水的载热和热 量释放