核电及其主要堆型介绍..
核反应堆及发展
核反应堆的类型核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。
可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。
第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钮或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氮气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。
下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。
压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。
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核反应堆。
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。
以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。
重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。
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，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。
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。
专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。
前景看好的快堆现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235,而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1 %~2%。
但在快堆中，铀-238 原则上都能通过核反应转变成易裂变的钮-239而得以使用。
即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60%~70%，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。
具体点说，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通过钮-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次8衰变后，铀-238很快被转变成钮-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钮-239。
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
各种核反应堆
各种核反应堆各种核反应堆热堆的概念中⼦打⼊铀－235的原于核以后，原⼦核就变得不稳定，会分裂成两个较⼩质量的新原⼦核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产⽣巨⼤能量的同时，还会放出2～3个中⼦和其它射线。
这些中⼦再打⼊别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变⼜产⽣新的中⼦和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利⽤原⼦核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中⼦减速后，再引起新的核裂变，由于中⼦的运动速度与分⼦的热运动达到平衡状态，这种中⼦被称为热中⼦。
堆内主要由热中⼦引起裂变的反应堆叫做热中⼦反应堆（简称热堆）。
热中⼦反应堆，它是⽤慢化剂把快中⼦速度降低，使之成为热中⼦（或称慢中⼦），再利⽤热中⼦来进⾏链式反应的⼀种装置。
由于热中⼦更容易引起铀－235等裂变，这样，⽤少量裂变物质就可获得链式裂变反应。
慢化剂是⼀些含轻元素⽽⼜吸收中⼦少的物质，如重⽔、铍、⽯墨、⽔等。
热中⼦堆⼀般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。
链式反应就是在堆芯中进⾏的。
反应堆必须⽤冷却剂把裂变能带出堆芯。
冷却剂也是吸收中⼦很少的物质。
热中⼦堆最常⽤的冷却剂是轻⽔（普通⽔）、重⽔、⼆氧化碳和氦⽓。
核电站的内部它通常由⼀回路系统和⼆回路系统组成。
反应堆是核电站的核⼼。
反应堆⼯作时放出的热能，由⼀回路系统的冷却剂带出，⽤以产⽣蒸汽。
因此，整个⼀回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于⽕电⼚的锅炉系统。
为了确保安全，整个⼀回路系统装在⼀个被称为安全壳的密闭⼚房内，这样，⽆论在正常运⾏或发⽣事故时都不会影响安全。
由蒸汽驱动汽轮发电机组进⾏发电的⼆回路系统，与⽕电⼚的汽轮发电机系统基本相同。
轻⽔堆――压⽔堆电站⾃从核电站问世以来，在⼯业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻⽔堆、重⽔堆和⽯墨汽冷堆。
它们相应地被⽤到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。
⽬前，热中⼦堆中的⼤多数是⽤轻⽔慢化和冷却的所谓轻⽔堆。
轻⽔堆⼜分为压⽔堆和沸⽔堆。
核反应堆——堆型简介
核反应堆——堆型简介核电站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。
目前，商业运行中的核电站都是利用核裂变反应来发电。
世界上当前运行和在建的核电站反应堆主要有压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR）、沸水堆（Boiling Water Reactor,BWR）、加压重水堆（Pressurized Heavy Water Reactor,PHWR）、高温气冷堆（High Temperature Gas Reactor,HTGR）和快中子堆（Liquid Metal-cooled Fast BreederReactor,LMFBR）等五种堆型，但应用最广泛的是压水堆。
下面将简要介绍这五种类型核反应堆的基本特征和主要特点。
1、压水堆压水堆是采用加压轻水(H2O)作冷却剂和慢化剂，利用热中子引起链式反应的热中子反应堆。
最初是美国为核潜艇设计的一种热中子反应堆堆型。
四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种堆型。
压水堆核电站采用以稍加浓铀作核燃料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。
核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块，参见图1 (a)。
柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件（参见图1(b)），这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m，参见图1 (c)。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形，参见图2。
轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能，所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂，且水在反应堆内不沸腾。
要使水不沸腾——获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态，所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。
压水堆冷却剂入口水温一般在300℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa。
我国大亚湾核电站、岭澳核电站、秦山第一核电站、秦山第二核电站、江苏田湾核电站均属于这种堆型。
核反应堆-核电-核技术-核工程-1.4 核电厂主要动力堆简介 (1)
5、快中子堆
快中子增殖堆有池式和回路式两种形式。 池式堆芯分为核燃区和增殖再生区两部分
燃料区：燃料棒按三角形排列，
六角形燃料盒，长54m，对边宽为 17cm ；燃料由富集度为17％的二 氧化钚和富集度为83％的二氧化 铀组成，核燃料区由364个燃料盒 组成；
再生区：四周为天然铀（或贫化）
的氧化物燃料制成，燃料棒直径 为15mm ；
池式系统把反应堆堆芯、一回路
钠泵及中间热交换器都浸泡在一 个大型钠容器中。
9
5、回路式快堆
回路式：用管道将反应堆、热交换器
和泵等各个独立设备连接成一回路冷却 水系统。
一座1000MW（电功率）快堆堆
芯的直径约2m，高约lm；
一个功率为1000MW的快堆有
1.4 核电厂主要动力堆简介
1、压水堆（一、二、三回路）
冷却剂和慢化剂：轻水 核燃料：富集程度在2%～
4.4%的烧结二氧化铀
压力：15.5MPa 进口水温堆核电厂的核心， 其作用是生产核蒸汽。
常规岛主要包括核汽轮发电机 组及其厂房和设置在厂房内 的二回路系统及设施，与常 规火电厂类似。
约为轻水的1/700，重水的中子吸收截面σa=0.92×10-31m2，而 轻水的σa=0.638×10-28 m2。 。
重水中氘原子的质量是氢原子质量的2倍，D2O慢化中子的能力
不如H20有效，快中子在重水中慢化成热能中子要比在轻水中 经历更多次数的碰撞和更长的行程。 。
重水具有与轻水相近的优良热物理性能，是很好的冷却剂。但
快堆中不用慢化剂，快堆中一边消耗239Pu ，又一边使铀－238
转变成新的239Pu ，由于只要不断添加238U ，快堆中有多余的 239Pu能不断产生出来，所以只要将这些新产生出来的核燃料， 通过后处理不断提取出来，则快堆核电站每过一段时间，它所 得到的239Pu ，还可以装备一座相同规模的快堆。
核电及其主要堆型介绍..
⑵ 1983年，美国电力研究所（EPRI）在美国核管会（NRC）支持下，制 订了一个被供应商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众都能 接受的适用于第三代先进轻水堆的“用户要求文件（URD）”。
2905
983.8
327.6
15.5
282.9
6.71
5808
田湾1
3000
1000
320
15.7
279
6.28
5880
田湾2
3000
1000
320
15.7
279
6.28
5880
第四节 世界核电发展状况统计
表4 世界核电机组状况统计
堆型
运 机组数
行
容量 MWe
在 机组数
建
容量 MWe
退 机组数
役
1
快堆 （LMFBR）
2
793
3
925
13
5508
27
18978
1780
4
1396
9
3969
总计
444
363873
50
42238
83
29347
577
435458
表5 世界运行核电机组容量前10名国家统计
排次
国家在建机组
机组数
容量MWe
总计
机组数
容量MWe
1
美国
104
99034
1997.05. 15
1998.01. 15
1999.10. 28
运行时间 1991.12
核电站一般知识简介
核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。
根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。
当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。
聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。
裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。
它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。
按用途不同，裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。
按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。
按引起裂变反应的中子能量不同，又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。
二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成。
2.核电站厂房布置：反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。
a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。
b) 专设安全设施由四个系统组成：它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。
c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。
第一章-核反应堆类型PPT课件
--
8
核技术应用与辐射防护
核反应堆发展历史
• 实验示范阶段（1946-1965）-------第一代核能系统 • 高速发展阶段（1966-1980）-------第二代核能系统 • 滞缓发展阶段（1980-2000）-------第三代核能系统
良19性73循，环19：79改年进两技次术石，油降危低机成本及大规模出口 这 ➢M➢11要o99一d美法78求e96l国国时4年年更1：、4期3苏；压日安美第➢➢月沸水本基加联全国二水堆、美拿英本切堆的M韩世-大国国苏形o（国：尔第，d界三Be：天联成法l诺W三国2M然哩国应1引了R贝2o铀代际）：、d岛运导目e重利原Ml核积事4水而核前o型1核d电2极堆故天e、生电世l电核站3然跟S雪1。y电发界2铀事s，进，t站上e石展核m故M第墨加8o电0致d气三等e霜的l冷命标3代1堆格准4一核核，核局击电M能电站o站系del 统412、
--
20
中子与原子核的相互作用
✓中子的吸收
由于吸收反应的结果是中子消失，因此它对 反应堆 内中子的平衡起着重要作用。
(1) 辐射俘获(n,γ)
A X 1n A1 X * A1X
Z
0
Z
Z
由于辐射俘获反应中，原先稳定的原子核通过俘 获一 个中子后，往往变成放射性原子核。这给反应堆 设备 维护、三废处理、人员防护带来不少困难。
基本上都是发生在这一能区。
--
29
俘获－裂变比α
235U核吸收中子后并不都是发生裂变，有的发生辐 射俘获反应变成236U。辐射俘获截面与裂变截面的比 值通常用α表示：
f
--
30
核裂变过程
核裂变过程是反应堆内最重要的中子与核相互作 用的过程，是核反应堆的工作基础。
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3.1.3 第二代PWR核电厂的改进和发展
1、单机容量增加，从初期的300MWe左右，发展到600，900，
1000，1300以至1500MWe的PWR系列。
2、燃料及燃料组件设计改进 3、燃料管理方案改进 4、改进核电厂的主要设备性能 5、提高核电厂的安全性
第二节 沸水堆(BWR)核电厂 3.2.1发展概况和工作原理 1、发展概况 2、工作原理 3.2.2 BWR核电厂特点 3.2.3 BWR核电厂的设计改进
BWR总体设计的改进
沸水堆电厂流程原理图
第三节 重水堆核电厂
3.3.1 基本结构和工作原理
3.3.2重水堆核电厂性能特点
重水堆核电厂工作流程示意图
第四节 其它堆型核电厂
3.4.1 石墨气冷堆核电厂 3.4.2 快中子增殖堆核电厂
3.4.3 石墨水冷堆
第五节 几种堆型核电厂性能参数比较
HTGR核电厂原理流程图
中国（大陆）核电机组主要参数
一回路出 口温度(℃) 315．2 327．2 327．2 310 310 一回路压 力(MPa.a) 15.2 15.5 15.5 11.2 11.2 蒸汽温度 (℃) 267.5 282.9 282.9 257.6 257.6 蒸汽压力 (MPa.a) 5.2 6.71 6.71 4.51 4.51 蒸汽流 量(t/h) 1871 3773 3773 3570 3570
池式钠冷快堆回路示意图
第四章 核电技术的最新研发进展及趋势
第一节 三里岛和切尔诺贝利事故暴露的问题和引 发的思考 4.1.1事故简介
4.1.1.1
4.1.1.2
三里岛事故
切尔诺贝利事故
4.1.2事故的教益
第二节 第三代先进堆型核电厂分析
4.2.1第三代先进轻水堆的设计要求 4.2.1.1美国用户要求文件（URD） 4.2.1.2欧州用户要求文件（EUR） 4.2.2几种主要第三代先进堆型 4.2.2.1概述 4.2.2.2先进沸水堆（ABWR） 4.2.2.3 AP1000
⑴ 20 世纪 70 年代中期以来，提出并不断完善核电厂概率安全评价（PSA ） 方法，并将风险研究引入核安全和核设计的诸多领域。
⑵ 1983 年，美国电力研究所（ EPRI ）在美国核管会（ NRC ）支持下，制 订了一个被供应商、投资方、业主、核安全管理当局、用户和公众都能 接受的适用于第三代先进轻水堆的“用户要求文件（URD）”。
秦山2
秦山3 秦山4 秦山5 大亚湾1 大亚湾2 岭澳1* 岭澳2** 田湾1 田湾2
秦山核电公司
秦山核电公司 秦山核电公司 秦山核电公司 广东核电合营公 司 广东核电合营公 司 岭澳核电公司 岭澳核电公司 江苏核电公司 江苏核电公司
PWR
PWR PHWR PHWR PWR PWR PWR PWR PWR PWR
4.3.2.1 总体目标 4.3.2.2 4.3.3 具体性能目标
初步确定的几种第四代核电厂堆型
1396
9
3969
444
363873
50
42238
83
29347
577
435458
表5
排次 国家
世界运行核电机组容量前10名国家统计
运行机组
机组数 容量MWe 99034 63203 44041 22594 20799 15113 14970 11802 11195 9460
在建机组
机组数 3 0 5 0 6 0 4 0 5 0 容量MWe 3606 0 4842 0 5275 0 3820 0 4750 0 机组数 107 59 58 20 33 22 22 31 18 11
第三节 中国核电发展的历史和现状
表2
机组名称 秦山1 所属公司 秦山核电公司
中国（大陆）核电机组基本情况
堆型 PWR 设计单位或供应商 上海核工程设计院 华东电力设计院 *核二院，核一院， 华东电力设计院 核二院，核一院， 华东电力设计院 AECL（加拿大） AECL（加拿大） Framatome（法） Alstom（英） Framatome（法） Alstom（英） Framatome（法） Alstom（英） Framatome（法） Alstom（英） ZAO ASE（俄） ZAO ASE（俄） 开工时间 1985.03. 20 1996.06. 01 1997.03. 13 1998.06. 08 1998.12 1987.08. 07 1988.02 1997.05. 15 1998.01. 15 1999.10. 28 运行时间 1991.12
总计
容量MWe 102637 63203 48883 22594 26074 15113 18970 11802 15945 9460
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
美国 法国 日本 德国 俄罗斯 加拿大 韩国 英国 乌克兰 瑞典
104 59 53 20 27 22 18 31 13 11
第二章 核反应堆和核电厂
⑶ 美国 ABB-CE 公司、 GE 公司和西屋公司根据 URD 要求先后完成了新一代 核电厂系统80＋、ABWR、AP600和AP1000等的开发和设计，其中2台ABWR机 组已在日本成功运行，而AP1000预计将成为第三代PWR最具竞争力的堆型 之一。 ⑷ 提出了21世纪20～30年代将采用的第四代核电厂的概念、目标和发展 堆型。
开发自己新的堆型。
法国从第2台与比利时合作的PWR机组建造起，就承担 了大部分建造
和制造的任务。
⑶ 标准化、批量化是法国核电成功的重要经验。有了批量订单，设 备制造就有长期发展目标和相应的开发投入，而标准化则有可能实现
有效的工程经验反馈，不断改进、优化和挖潜。
1.2.5其他主要核电国家 1.2.5.1加拿大 1.2.5.2 德国 1.2.5.3 日本
大亚湾1
大亚湾2 岭澳1 岭澳2
2905
2905 2905 2905
983.8
983.8 983.8 983.8
327.6
327.6 327.6 327.6
15.5
15.5 15.5 15.5
282.9
282.9 282.9 282.9
6.71
6.71 6.71 6.71
5808
5808 5808 5808
4.2.2.4 先进型欧洲压水堆(EPR)
4.2.2.5 系统80＋
4.2.2.6 先进型CANDU堆（ACR）
4.2.2.7 其它第三代先进堆型
第三节 第四代核电概念介绍
4.3.1 第四代核电概念的提出和背景 4.3.1.1 第四代核电概念的提出 4.3.1.2 第四代核电提出的背景 4.3.2 第四代核电的性能目标
第一节 核反应堆
2.1.1反应堆工作原理 2.1.2反应堆燃料 2.1.3 反应堆堆型
第二节 核电厂
2.2.1 核电厂基本组成 2.2.2 核电厂与火电厂汽轮机系统的差异
2.2.3 核电厂安全原理和方法
表6
PWR 核电厂与火电厂蒸汽参数比较
PWR核电厂 火电厂（国产）
300MWe （秦山一期） 蒸汽温度 ( ℃)
田湾1
田湾2
3000
3000
1000
1000
320
320
15.7
15.7
279
279
6.28
6.28
5880
5880
第四节 世界核电发展状况统计
表4
运 堆型 机组数 容量 MWe 236236 81071 行
世界核电机组状况统计
在 建 容量 MWe 27933 6396 退 役 容量 MWe 11379 4793 总 计 容量 MWe 275548 92260
核电及其主要堆型介绍
苏州热工研究院 陈连发
第一章 世界核电发展的历史和现状
第一节 核裂变的发现和核电的早期开发 第二节 世界主要核电国家核电发展概况 1.2.1 美国
虽然美国近20年来核电发展基本处于停顿状态，但一直没 有停止核电新堆型和新技术的研究，仍然在核电发展中起 着重要的作用。这段时期美国主要致力于以下方面工作：
3.1.1 工作原理和基本构成
核电站原理流程图
3.1.2.1 主要设计性能特点
1) 2)
轻水作为慢化剂。 采用低富集铀（2％－5％）做燃料，具有负的燃料温度系数（多普
勒系数）。
3) 4)
采用控制棒、可溶硼和可燃毒物三种反应性控制手段 一、二回路均为独立的密闭回路，常规岛中的蒸汽不带有放射性， 与沸水堆相比，运行时常规岛不需要采取辐射防护措施。
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核电厂PSA分析程序
第三章 第二代主要堆型核电厂分析
第二代核电厂主要有以下堆型：
PWR
BWR
加拿大 AECL 开发的天然铀压力管式重水堆（ CANDU 堆）
前苏联开发的石墨水冷堆（LGR）
改进型气冷堆（AGR）和高温气冷堆（HTGR） 钠冷快堆
第一节 压水堆（PWR）核电厂
600MWe （秦山二期）
1000 MWe （大亚湾、 岭澳）
300MWe
600MWe
267.5
282.9
282.9
555
540
蒸汽压力 (MPa.a)
5.2
6.71
6.71
16.67
16.67
蒸汽流量 (t/h)
1871
3773
5808
1000
1667
汽机热效 率（%）
31.05
33.3
33.87
机组数
机组数
机组数
PWR BWR
262 93
31 5