核电站基本原理
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注：1. 天然硼含80.2%B11和19.8%B10 2. 核反应 B10（n，α)Li7
反应堆运行和控制
(2)控制棒
主要用于启动、停堆等快变化反应性控制。
(3)固体可燃毒物 反应堆首次装料都是新燃料，不含裂变产 物，后备反应性最大。有效增殖系数Keff可达 1.25-1.30。为此，在堆芯首次装料时设置固 体可燃毒物，用以抵消部分后备反应性。
相应的管道，构成一封闭回路。
– 两个环路共用一台稳压器。 – 主系统压力靠稳压器调节，系统的容积控制
由稳压器和化容系统共同完成 。
一回路系统及主要设备
一回路辅助系统
一回路除主系统外，还有19个辅助系统。 按功能分为三类： （1）保证反应堆和主系统正常运行、启动和仃 堆的系统，包括： • 化学和容积控制系统（SCV）； • 硼回收系统（SBR） • 设备冷却水系统（SCW） • 停堆冷却系统（SRH）
– 一回路系统（核蒸汽供应系统）主要由反应 堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器和冷却剂管 道组成，也称为核岛。
核电站工作原理
– 二回路系统（汽轮发电机系统）主要由汽轮 发电机组、冷凝水系统和给水系统等组成， 也称为常规岛。
– 反应堆运行时放出的核能，主要以热能的形 式，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生 蒸汽，由蒸汽驱动汽轮发电机组发电。
U235——自然界中存在的唯一可裂变核，在 天然铀中仅占0.7%，其余主要是U238。
Pu239、U233——人工生产可裂变核，分别 由自然界中的U238和Th232俘获一个中子后产生 的。
有关基本概念
U235原子核在中子作用下，分裂成两个质 量较小原子核，同时产生2-3个中子和β、γ 射线，并放出200Mev的能量。其中80%是以裂 变碎片的动能的形式放出，在核燃料内转换成 热能。
1kg U235全部裂变释放的热量等于2500t标 准煤燃烧释放的热量。
有关基本概念
反应堆仃堆后，裂变反应终止，但仃堆前 形成的裂变产物仍存在，其衰变放出β、γ射 线及其能量，会在仃堆后相当一段时间内释放 出来。因此，反应堆仃堆后仍需要冷却和屏蔽。
仃堆后从堆芯导出衰变热，是保证反应堆 安全的重要问题之一。
– 蒸汽发生器传热管易受机械损伤和腐蚀，其 破裂事故是核电厂发生频率较高事故之一。
蒸汽发生器
一回路系统及主要设备
主泵
– 功能是强迫冷却剂循环，把反应堆产生的热 能传送止蒸汽发生器，以产生蒸汽，驱动汽
轮机作功。
– 秦山核电站采用立式、单级离心泵。 – 主泵机组由泵、电机及推力轴承三大部件组
成。三级串联的轴密封控制泵轴的泄漏。 – 主泵电机轴的顶端安装大飞轮，保证电机断
事故情况下，磁轭线圈断电，控制棒靠 重力快速插入堆芯。
秦山核电厂控制棒行程为2.8m，步距为 10 mm，落棒时间≤2s。
控制棒驱动机构
反应堆结构
反应堆附属设备主要包括： 反应堆压力容器支座 压力容器金属保温层 压力容器放气管系 顶盖吊具 换料水池底部密封结构 驱动机构拉紧装置 驱动机构冷却风罩
有关的基本概念
(2) 链式反应
裂变中子在适当条件下会引起其它核裂变， 而放出更多的新裂变中子，如果此反应继续进 行下去，这个过程就称为链式裂变反应。
链式裂变反应释放的核能叫做核裂变能。
目前核电站反应堆多数属热中子堆,利用热 中子引起U235裂变放出的能量。
有关的基本概念
裂变放出的中子是快中子（E≥1Mev)。
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。
– 秦山核电厂采用国际通用的立式U型管自然 循环式蒸汽发生器。一回路冷却剂在U型传 热管内流动。二回路给水在传热管外被加热 和蒸发。
一回路系统及主要设备
– 蒸汽发生器上部设有三级汽水分离器，使出 口处饱和蒸汽的湿度不超过0.25%。
– 蒸汽发生器主要由管板、U型管束、汽水分 离装置及筒体组件组成。
• 安全注射系统（SIS） • 安全壳喷淋系统（SCS） • 安全壳消氢系统（SHR） • 安全壳贯穿管道隔离系统（SCI）
一回路系统及主要设备
（3）处理放射性物质以保护环境的系统， 包括
• 废气处理系统（SGW） • 废液处理系统（SLW） • 放射性废树脂收集系统（SWS） • 放射性部件去污系统（SDC）
反应堆结构
反应堆
反应堆是维持和控制核燃料链式裂变反应， 并能将核裂变产生的热量有效导出的装置。
压水堆采用低浓度UO2核燃料，高温高压含 硼水做冷却剂和慢化剂。
压水反应堆由压力容器、堆内构件、堆芯组 件、控制棒驱动机构和反应堆附属设备等组成。
ห้องสมุดไป่ตู้
反应堆结构
堆芯组件
• 堆芯组件由燃料组件（121个）、控制棒 组件（37个）和相关组件组成。
电后，有足够的惰转时间，以提供必要的惯 性流量，冷却堆芯。
主泵
一回路系统及主要设备
稳压器
－稳压器是立式圆筒形容器，满功率运 行 时，蒸汽和水的容积各占一半。
－ 功能是调节系统压力，并提供超压保 护。
－下封头设置电加热器，可将水加热汽 化，制止压力降低。
－顶部装有喷雾器。与系统的冷段连接， 使欠热水喷入容器，抑制压力升高。
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比。
– 燃料组件由燃料棒和骨架组成。上、下管 座、控制棒导向管、中子通量测量管、定位 格架构成组件骨架。
– 燃料棒由UO2芯块、Al2O3隔热片、压缩弹簧、 上、下端塞、Zr-4包壳管组成。棒内充氦气。
反应堆结构
（2）控制棒组件
操纵反应堆，保证其安全的重要部件。 用于停堆和补偿快反应性变化。
控制棒用强烈吸收中子的材料制成，主 要材料有镉和硼。
通常用Keff表示： Keff ＝1 反应堆临界； Keff ＜1 反应堆次临界； Keff ＞1 反应堆超临界。
核电站工作原理
– 核电站是利用核裂变反应放出的核能来发电 的装置。即实现了核能－热能－电能的转换。
– 由一回路系统和二回路系统两大部分组成。 核电站的核心是反应堆。一、二回路是完全 隔离的密闭循环系统。
－利用非放射性Sb-Be中子源在堆内活化， 产生中子。
－在首次装料时装入2个次级中子源组件。 换料后继续使用，提供反应堆启动所需中子源。
反应堆结构
（6）阻力塞组件
阻力塞组件是由不锈钢制成的短棒，共 20根。
不装控制棒、可燃毒物或中子源组件的 燃料组件导向管中都插入阻力塞棒，增加水 流阻力，减少冷却剂流经导向管中的漏流。
反应堆运行和控制
反应性控制
其任务是采取有效的控制方式确保反应堆 的安全运行，在事故时能紧急停闭反应堆。
秦山核电厂与国际上压水堆一样，反应性 控制采用化学毒物（溶硼）、控制棒束和固
体可燃毒物相结合的方式。
反应堆运行和控制
（1）化学毒物 改变溶解在冷却剂中硼酸浓度，补偿慢变
化的反应性。如燃料燃耗、裂变产物积累和仃 堆余量等。
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
反应堆运行和控制
一个典型压水堆，第一循环有效增殖系数
Keff=1.26，
即剩余增殖系数 Kex＝0.26，或26%△k。
三种控制方式的反应性分配：
控制棒
－8%△k；
固体可燃毒物 －8%△k；
化学毒物
－20%△k。
（换料停堆深度， Keff ＜0.90）
反应堆运行和控制
反应堆启动
一回路系统及主要设备
－稳压器顶部设有卸压阀和安全阀，用作超压保
护。
－稳压器底部波动管与一回路系统的热段相连， 当冷却剂容积发生变化时，通过波动管流入或 流出稳压器。
稳压器
一回路系统及主要设备
主管道
– 主管道由直管、弯头、三通及其附件组成。 – 全部采用奥氏体不锈钢铸造成形。 – 每个环路由三段管道组成：
反应堆结构
反应堆压力容器
– 反应堆冷却剂压力边界重要设备。在核电站 寿期内保持结构完整性。
– 分顶盖和筒体两大部分，用螺栓连接，靠两 道镀银O形环密封。
– 顶盖上装有CRDM管座、堆内温测管座和放 气管。下封头装有中子通量测量管座。
– 材料采用美国ASME SA 508-3低合金钢。与 冷却剂接触的容器内表面堆焊不锈钢。
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
热管段 (压力容器和蒸汽发生器之间)； U型过渡段 (蒸汽发生器和主泵之间)； 冷管段 (主泵和压力容器之间)。
一回路系统及主要设备
主系统（SRC）
– 秦山核电站主系统由二个环路组成。 – 堆进、出口平均温度为302oC，系统压力为
15.2Mpa，流量为24000t/h。 – 每条环路有一台蒸汽发生器、一台主泵以及
压水堆核电站工作原理
目录
• 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
有关基本概念
（1）裂变反应
指可裂变重核在中子作用下分裂成两个中等 质量核，并放出能量的反应。
铀233、铀235和钚239是最重要的可裂变重 核，在热中子轰击下引起原子核裂变。
一回路系统及主要设备
• 主泵轴封水系统（SPS）
• 取样系统（SAM） • 乏燃料池冷却和净化系统（SFP） • 安全壳疏排水系统（SRD） • 水质化学分析室（SLD） • 蒸汽发生器排污系统（SAF） • 辅助给水系统（SAF）
一回路系统及主要设备
（2）失水事故时保护反应堆和一回路、阻止事 故扩大，并防止放射性向环境扩散的系统， 包括：
• 相关组件包括： 初级中子源组件（2个） 次级中子源组件（2个） 可燃毒物组件 （50个） 阻力塞组件 （30个）
控制棒组件和相关组件均 插入燃料组件 的导向管中。
反应堆结构
（1）燃料组件
– 燃料组件是反应堆中将核能转化为热能的核 心部件，采用束棒无盒方形结构。首炉堆芯 装入三种不同铀-235浓度燃料组件。
堆芯中子通量测量管系
一回路系统及主要设备
– 压水堆核电站的一回路系统（核蒸汽供应系 统）由反应堆及围绕它的若干个环路组成。
– 每个环路有一台蒸汽发生器、一台主泵，几 个环路共用一台稳压器，均安装在安全壳内。
一回路系统及主要设备
蒸汽发生器
– 蒸汽发生器是一种热交换器，将反应堆产生 的热量由一次侧传给二次侧。使二次侧的水 变成蒸汽，蒸汽经汽水分离和干燥后驱动汽 轮发电机发电。
反应堆压力容器
反应堆结构
控制棒驱动机构
操纵控制棒升降的机构。安装在压力容器 顶盖的CRDM管座上。
由五大部件组成： 耐压壳部件、驱动轴部件、销爪部件、磁 轭部件和棒位指示器部件。 每个部件可分别安装和拆卸。
反应堆结构
控制棒驱动机构工作原理： 采用磁力提升式。
耐压壳外面的三个电磁线圈按一定的顺 序通电，使驱动轴和控制棒组件垂直步跃 式移动。
锈钢。
反应堆结构
（4）初级中子源组件
– 为堆芯装料后，反应堆首次启动提供所需中 子源。
– 初级中子源采用210Po-Be（或252Cf）源。 – 2个初级中子源组件只在反应堆首次启动时
使用。第一次换料时取走，改换阻力塞组件。 注： 核反应 Be9（ α ， n)C12
反应堆结构
(5) 次级中子源组件
反应堆运行和控制
(2)控制棒
主要用于启动、停堆等快变化反应性控制。
(3)固体可燃毒物 反应堆首次装料都是新燃料，不含裂变产 物，后备反应性最大。有效增殖系数Keff可达 1.25-1.30。为此，在堆芯首次装料时设置固 体可燃毒物，用以抵消部分后备反应性。
相应的管道，构成一封闭回路。
– 两个环路共用一台稳压器。 – 主系统压力靠稳压器调节，系统的容积控制
由稳压器和化容系统共同完成 。
一回路系统及主要设备
一回路辅助系统
一回路除主系统外，还有19个辅助系统。 按功能分为三类： （1）保证反应堆和主系统正常运行、启动和仃 堆的系统，包括： • 化学和容积控制系统（SCV）； • 硼回收系统（SBR） • 设备冷却水系统（SCW） • 停堆冷却系统（SRH）
– 一回路系统（核蒸汽供应系统）主要由反应 堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器和冷却剂管 道组成，也称为核岛。
核电站工作原理
– 二回路系统（汽轮发电机系统）主要由汽轮 发电机组、冷凝水系统和给水系统等组成， 也称为常规岛。
– 反应堆运行时放出的核能，主要以热能的形 式，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生 蒸汽，由蒸汽驱动汽轮发电机组发电。
U235——自然界中存在的唯一可裂变核，在 天然铀中仅占0.7%，其余主要是U238。
Pu239、U233——人工生产可裂变核，分别 由自然界中的U238和Th232俘获一个中子后产生 的。
有关基本概念
U235原子核在中子作用下，分裂成两个质 量较小原子核，同时产生2-3个中子和β、γ 射线，并放出200Mev的能量。其中80%是以裂 变碎片的动能的形式放出，在核燃料内转换成 热能。
1kg U235全部裂变释放的热量等于2500t标 准煤燃烧释放的热量。
有关基本概念
反应堆仃堆后，裂变反应终止，但仃堆前 形成的裂变产物仍存在，其衰变放出β、γ射 线及其能量，会在仃堆后相当一段时间内释放 出来。因此，反应堆仃堆后仍需要冷却和屏蔽。
仃堆后从堆芯导出衰变热，是保证反应堆 安全的重要问题之一。
– 蒸汽发生器传热管易受机械损伤和腐蚀，其 破裂事故是核电厂发生频率较高事故之一。
蒸汽发生器
一回路系统及主要设备
主泵
– 功能是强迫冷却剂循环，把反应堆产生的热 能传送止蒸汽发生器，以产生蒸汽，驱动汽
轮机作功。
– 秦山核电站采用立式、单级离心泵。 – 主泵机组由泵、电机及推力轴承三大部件组
成。三级串联的轴密封控制泵轴的泄漏。 – 主泵电机轴的顶端安装大飞轮，保证电机断
事故情况下，磁轭线圈断电，控制棒靠 重力快速插入堆芯。
秦山核电厂控制棒行程为2.8m，步距为 10 mm，落棒时间≤2s。
控制棒驱动机构
反应堆结构
反应堆附属设备主要包括： 反应堆压力容器支座 压力容器金属保温层 压力容器放气管系 顶盖吊具 换料水池底部密封结构 驱动机构拉紧装置 驱动机构冷却风罩
有关的基本概念
(2) 链式反应
裂变中子在适当条件下会引起其它核裂变， 而放出更多的新裂变中子，如果此反应继续进 行下去，这个过程就称为链式裂变反应。
链式裂变反应释放的核能叫做核裂变能。
目前核电站反应堆多数属热中子堆,利用热 中子引起U235裂变放出的能量。
有关的基本概念
裂变放出的中子是快中子（E≥1Mev)。
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。
– 秦山核电厂采用国际通用的立式U型管自然 循环式蒸汽发生器。一回路冷却剂在U型传 热管内流动。二回路给水在传热管外被加热 和蒸发。
一回路系统及主要设备
– 蒸汽发生器上部设有三级汽水分离器，使出 口处饱和蒸汽的湿度不超过0.25%。
– 蒸汽发生器主要由管板、U型管束、汽水分 离装置及筒体组件组成。
• 安全注射系统（SIS） • 安全壳喷淋系统（SCS） • 安全壳消氢系统（SHR） • 安全壳贯穿管道隔离系统（SCI）
一回路系统及主要设备
（3）处理放射性物质以保护环境的系统， 包括
• 废气处理系统（SGW） • 废液处理系统（SLW） • 放射性废树脂收集系统（SWS） • 放射性部件去污系统（SDC）
反应堆结构
反应堆
反应堆是维持和控制核燃料链式裂变反应， 并能将核裂变产生的热量有效导出的装置。
压水堆采用低浓度UO2核燃料，高温高压含 硼水做冷却剂和慢化剂。
压水反应堆由压力容器、堆内构件、堆芯组 件、控制棒驱动机构和反应堆附属设备等组成。
ห้องสมุดไป่ตู้
反应堆结构
堆芯组件
• 堆芯组件由燃料组件（121个）、控制棒 组件（37个）和相关组件组成。
电后，有足够的惰转时间，以提供必要的惯 性流量，冷却堆芯。
主泵
一回路系统及主要设备
稳压器
－稳压器是立式圆筒形容器，满功率运 行 时，蒸汽和水的容积各占一半。
－ 功能是调节系统压力，并提供超压保 护。
－下封头设置电加热器，可将水加热汽 化，制止压力降低。
－顶部装有喷雾器。与系统的冷段连接， 使欠热水喷入容器，抑制压力升高。
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比。
– 燃料组件由燃料棒和骨架组成。上、下管 座、控制棒导向管、中子通量测量管、定位 格架构成组件骨架。
– 燃料棒由UO2芯块、Al2O3隔热片、压缩弹簧、 上、下端塞、Zr-4包壳管组成。棒内充氦气。
反应堆结构
（2）控制棒组件
操纵反应堆，保证其安全的重要部件。 用于停堆和补偿快反应性变化。
控制棒用强烈吸收中子的材料制成，主 要材料有镉和硼。
通常用Keff表示： Keff ＝1 反应堆临界； Keff ＜1 反应堆次临界； Keff ＞1 反应堆超临界。
核电站工作原理
– 核电站是利用核裂变反应放出的核能来发电 的装置。即实现了核能－热能－电能的转换。
– 由一回路系统和二回路系统两大部分组成。 核电站的核心是反应堆。一、二回路是完全 隔离的密闭循环系统。
－利用非放射性Sb-Be中子源在堆内活化， 产生中子。
－在首次装料时装入2个次级中子源组件。 换料后继续使用，提供反应堆启动所需中子源。
反应堆结构
（6）阻力塞组件
阻力塞组件是由不锈钢制成的短棒，共 20根。
不装控制棒、可燃毒物或中子源组件的 燃料组件导向管中都插入阻力塞棒，增加水 流阻力，减少冷却剂流经导向管中的漏流。
反应堆运行和控制
反应性控制
其任务是采取有效的控制方式确保反应堆 的安全运行，在事故时能紧急停闭反应堆。
秦山核电厂与国际上压水堆一样，反应性 控制采用化学毒物（溶硼）、控制棒束和固
体可燃毒物相结合的方式。
反应堆运行和控制
（1）化学毒物 改变溶解在冷却剂中硼酸浓度，补偿慢变
化的反应性。如燃料燃耗、裂变产物积累和仃 堆余量等。
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
反应堆运行和控制
一个典型压水堆，第一循环有效增殖系数
Keff=1.26，
即剩余增殖系数 Kex＝0.26，或26%△k。
三种控制方式的反应性分配：
控制棒
－8%△k；
固体可燃毒物 －8%△k；
化学毒物
－20%△k。
（换料停堆深度， Keff ＜0.90）
反应堆运行和控制
反应堆启动
一回路系统及主要设备
－稳压器顶部设有卸压阀和安全阀，用作超压保
护。
－稳压器底部波动管与一回路系统的热段相连， 当冷却剂容积发生变化时，通过波动管流入或 流出稳压器。
稳压器
一回路系统及主要设备
主管道
– 主管道由直管、弯头、三通及其附件组成。 – 全部采用奥氏体不锈钢铸造成形。 – 每个环路由三段管道组成：
反应堆结构
反应堆压力容器
– 反应堆冷却剂压力边界重要设备。在核电站 寿期内保持结构完整性。
– 分顶盖和筒体两大部分，用螺栓连接，靠两 道镀银O形环密封。
– 顶盖上装有CRDM管座、堆内温测管座和放 气管。下封头装有中子通量测量管座。
– 材料采用美国ASME SA 508-3低合金钢。与 冷却剂接触的容器内表面堆焊不锈钢。
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
热管段 (压力容器和蒸汽发生器之间)； U型过渡段 (蒸汽发生器和主泵之间)； 冷管段 (主泵和压力容器之间)。
一回路系统及主要设备
主系统（SRC）
– 秦山核电站主系统由二个环路组成。 – 堆进、出口平均温度为302oC，系统压力为
15.2Mpa，流量为24000t/h。 – 每条环路有一台蒸汽发生器、一台主泵以及
压水堆核电站工作原理
目录
• 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
有关基本概念
（1）裂变反应
指可裂变重核在中子作用下分裂成两个中等 质量核，并放出能量的反应。
铀233、铀235和钚239是最重要的可裂变重 核，在热中子轰击下引起原子核裂变。
一回路系统及主要设备
• 主泵轴封水系统（SPS）
• 取样系统（SAM） • 乏燃料池冷却和净化系统（SFP） • 安全壳疏排水系统（SRD） • 水质化学分析室（SLD） • 蒸汽发生器排污系统（SAF） • 辅助给水系统（SAF）
一回路系统及主要设备
（2）失水事故时保护反应堆和一回路、阻止事 故扩大，并防止放射性向环境扩散的系统， 包括：
• 相关组件包括： 初级中子源组件（2个） 次级中子源组件（2个） 可燃毒物组件 （50个） 阻力塞组件 （30个）
控制棒组件和相关组件均 插入燃料组件 的导向管中。
反应堆结构
（1）燃料组件
– 燃料组件是反应堆中将核能转化为热能的核 心部件，采用束棒无盒方形结构。首炉堆芯 装入三种不同铀-235浓度燃料组件。
堆芯中子通量测量管系
一回路系统及主要设备
– 压水堆核电站的一回路系统（核蒸汽供应系 统）由反应堆及围绕它的若干个环路组成。
– 每个环路有一台蒸汽发生器、一台主泵，几 个环路共用一台稳压器，均安装在安全壳内。
一回路系统及主要设备
蒸汽发生器
– 蒸汽发生器是一种热交换器，将反应堆产生 的热量由一次侧传给二次侧。使二次侧的水 变成蒸汽，蒸汽经汽水分离和干燥后驱动汽 轮发电机发电。
反应堆压力容器
反应堆结构
控制棒驱动机构
操纵控制棒升降的机构。安装在压力容器 顶盖的CRDM管座上。
由五大部件组成： 耐压壳部件、驱动轴部件、销爪部件、磁 轭部件和棒位指示器部件。 每个部件可分别安装和拆卸。
反应堆结构
控制棒驱动机构工作原理： 采用磁力提升式。
耐压壳外面的三个电磁线圈按一定的顺 序通电，使驱动轴和控制棒组件垂直步跃 式移动。
锈钢。
反应堆结构
（4）初级中子源组件
– 为堆芯装料后，反应堆首次启动提供所需中 子源。
– 初级中子源采用210Po-Be（或252Cf）源。 – 2个初级中子源组件只在反应堆首次启动时
使用。第一次换料时取走，改换阻力塞组件。 注： 核反应 Be9（ α ， n)C12
反应堆结构
(5) 次级中子源组件