压水堆核电厂相关介绍(ppt 62页)
压水堆核电站
压水堆核电站1942年费米在世界第一座反应堆上首次实现了可控裂变链式反应。
但是核能这柄双刃剑却首先使用于研制原子弹、氢弹、核潜艇和核航母。
直到20世纪50年代人类才开始开发核能的和平利用——核能发电技术。
1957年底，美国首先将核潜艇压水堆和常规蒸汽发电技术结合，建成了世界上第一座60MW希平港原型压水堆核电厂。
原子核裂变时产生的中子，有的被易裂变核吸收产生新的裂变，有的被某些原子核如（结构材料、减速剂、冷却剂、控制棒等的原子核)俘获后不发生裂变，有的漏到堆芯外面去了。
在裂变时，只有当中子的产生率等于消失率时，裂变反应才能进行下去，通常把这种状态叫临界状态。
达到临界时的堆芯质量叫临界质量。
实际上，核反应堆的燃料装载量比临界质量大，这是因为除了要“烧掉”大部分核燃料外，在堆芯换料时，核燃料的质量也要大于临界质量，还要留有一定的后备反应性，以便控制裂变反应。
压水堆（pressurized waterreactor）使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
燃料为低浓铀。
使用加压轻水作冷却剂和慢化剂，水压约为15.5MPa，水在堆内不沸腾，驱动汽轮发电机组的蒸汽在反应堆以外产生，借助于蒸汽发生器实现，蒸汽压力为6～7MPa。
燃料为浓缩铀或MOX燃料。
20世纪80年代前，被公认为是技术最成熟，运行安全、经济实用的堆型。
最早用作核潜艇的军用反应堆。
1961年，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。
压水堆由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒组件等构成。
压力容器的寿命期为40年，堆芯装核燃料组件。
压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。
它主要由核岛和常规岛组成。
压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。
常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统，其形式与常规火电厂类似。
(完整版)第三章压水堆核电站
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一、厂址选择
（3）水源和水文条件：一般要求百年一遇最 小流量也能满足电厂正常远行的要求。冷却
核岛：通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设 施和厂房称为核岛。压水堆核电站核岛中的四大部 件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
常规岛：二回路及其辅助系统和厂房称之。
沸水堆核电厂原理图
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（1）一回路系统
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联 在反应堆压力容器上的封闭环路(见图)。
具体允许徘放量，需根据放射性物质的毒性、厂址的环境稀释 能力、居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯来决定。
设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应 达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关十核电厂 厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
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一、厂址选择
2．厂址的自然条件和技术要求
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大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50％ 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环 水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3条支路进 入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室，每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝 汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠， 每条排水渠有一个独立的虹吸井、，循环水经虹吸井 流入明渠归大海。
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一、厂址选择
1．核电厂放射性特性
反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和 放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时放 射性的排放量。
如果放射性废气排故量很大，电厂就不宜建在城镇居 民中心附近；如果废水放射性排故量很大，电厂废水 就不能直接向江河湖海中排放。
核电厂系统与设备-压水堆核电厂
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
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
压水堆核电站概述
六.中国核电发展概况(7)
2.中国核电发展规划(1) 国务院审议通过的《核电中长期发展规划》(2005-2020)预
计，到2020年，我国的核电装机容量将从现在的900万千瓦 达到4000万千瓦。4000万千瓦的容量意味着还需要新开工 建设30台左右的百万千瓦级核电机组，核电建设将在这15 年的时间里翻二番。
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四.核电站(5)
3.核电站类型(2) 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（包括反应堆）；蒸汽->给水 系统；反应堆辅助系统等。
第二阶段，从1996年建造秦山二期开始，陆续建设了秦山三 期、岭澳一期及田湾等核电厂。第二阶段共建设4个核电厂， 8台核电机组，总装机容量为700万kW。
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六.中国核电发展概况(2)
1.中国核电发展现状(2) 到2007年，已有11台机组、900万kW装机容量投入运行,占
全国电力装机总量的2%左右。 2007年中国大陆核电的发电量505亿kW.h，上网电量470多
的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。 原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有
一个质子。 一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143
个中子组成。
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1.原子的组成
一.核能与核裂变(2)
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一.核能与核裂变(3)
2.核能 在60多年前，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以
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核反应堆压水堆控制绪论课件
06 相关案例分析
案例一：切尔诺贝利核事故分析
事故原因
反应堆设计缺陷、操作失误、安全系统失效等。
事故影响
辐射污染严重，导致数十万人受到不同程度的影 响，包括健康问题、生态灾难等。
事故教训
加强核安全监管，提高反应堆设计和操作水平， 重视应急预案的制定和实施。
案例二：福岛核事故分析
事故原因
地震和海啸导致核反应堆冷却系统失效，进而引发燃料棒熔毁和 放射性物质泄漏。
控制系统
由传感器、控制器、执行器、 被控对象及一些辅助设备组成 。
控制器
根据传感器检测到的参数变化 ，按照一定的控制策略进行计 算，输出控制信号。
被控对象
需要被控制的设备或过程，如 核反应堆、蒸汽发生器等。
控制棒控制系统
控制棒
由吸收中子的材料制成，通过 插入或抽出控制棒来控制反应
堆的功率。
控制棒驱动机构
事故影响
大量放射性物质泄漏，对环境和人类健康造成严重影响，长期影 响仍存在。
事故教训
加强核设施的地震和自然灾害风险评估，提高应急响应能力，加 强核安全文化培育。
案例三：美国尤卡山核废料处理项目介绍
项目背景
美国尤卡山核废料处理项目是全球最大的核废料处理项目之一，旨 在处理数以万吨计的高放射性核废料。
冷却剂流量控制器
根据冷却剂温度控制器的输出信号， 调节冷却剂的流量，以实现冷却剂温 度的精确控制。
加热器
用于加热冷却剂，以补偿反应堆运行 过程中产生的热量损失。
冷却剂泵
用于驱动冷却剂循环流动，将反应堆 产生的热量传递给蒸汽发生器等设备 。
03 核反应堆控制原 理
中子平衡控制
中子产生
01
核电知识介绍PPT课件
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0. 核电原理(五)
压水堆核电厂原理
压水堆核电厂主要由压水反应堆、 反应堆冷却剂系统（简称一回路）、 蒸汽和动力转换系统（又称二回 路）、循环水系统、发电机和输配 电系统及其辅助系统组成，其流程 原理如图2.1所示。通常将一回路 及核岛辅助系统、专设安全设施和 厂房称为核岛。二回路及其辅助系 统和厂房与常规火电厂系统和设备 相似，称为常规岛。电厂的其他部 分，统称配套设施。实质上，从生 产的角度讲，核岛利用核能生产蒸 汽，常规岛用蒸汽生产电能。
反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上 发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。
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0. 核电原理(二)
什么是核能与核裂变？
世界上一切物质都由原子构成。原子由带正电的原子核和围 绕它高速旋转的带负电的电子构成，原子核由质子和中子构 成。中子撞击原子核引起原子核裂变，裂变的过程释放出能 量，同时又产生了新的中子。新产生的中子引起新的原子核 裂变，裂变反应连续不断地进行下去，同时不断产生能量。
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1. 核电简史（一）
1954年，苏联建成世界上第一座核电站——奥布宁斯克核电 站。到1960年,有5个国家建成20座核电站，装机容量1,279兆 瓦。到1966年，核能发电的成本已低于火力发电的成本，核 能发电真正迈入实用阶段。 1978年全世界22个国家和地区正在运行的30兆瓦以上的核电 站反应堆已达200多座，总装机容量已达107,776兆瓦；到 1991年，全世界近30个国家和地区建成的核电机组为423套， 总容量为3.275亿千瓦，其发电量占全世界总发电量的约16％。
CPR-1000方案。CPR-1000是目前国内自主化水平、安全可
靠性、成熟性、经济性等各方面较具竞争力的核电技术方案，
压水堆核电站_
压水堆核电站压水堆核电站用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。
这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。
压水堆核电站由反应堆、一回路系统、二回路系统以及电站的配套设施等主要部分组成。
压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径约8毫米，高13毫米，称之为燃料芯块。
其中铀－235的浓缩度约3％。
燃料芯块－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米，厚约0．57毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。
燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件。
这种锆合金管称为燃料元件包壳。
这些燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃料组件(见图4-2)。
每一个燃料组件包括两百多根燃料元件。
一般是将燃料元件排列成横十七排、纵十七行的17×17的组件，中间有些位置空出来放控制棒。
控制棒的上部连成－体成为棒束。
每一个棒束都在相应的燃料组件内上下运动。
控制棒在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量分布。
燃料组件外面不加装方形盒，以利于冷却剂的横向流动。
加上端部构件，整个组件长约四米，横截面为边长约20厘米的正方形。
图4－3是典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图；图4－4为压力容器的结构布置图。
由燃料组件组成的堆芯放在一个很大的压力容器内。
控制棒由上部插入堆芯。
在压力容器顶部有控制棒的驱动机构。
作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。
冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流出压力容器。
一般入口水温300C ο，出口水温332C ο，堆内压力15.5Mpa 。
一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。
这些冷却水并不排出堆外，而是在封闭的－回路内往复循环。
堆芯放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件。
核电站PPT
输电杆塔
整个核电站的能源输出通道。
谢谢观看
快堆核电站
目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水 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，它对铀资源的利用率 也只有1>％—2>％，但在快堆中，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，快堆可将铀资源利用率提高到60>％—70>％。
发电机厂房
第一个的感觉就是吵，确感觉想想一下，感觉耳朵都 不好使了；第二个感觉就是热，到处都是高温高压的管 道、容器。
压水堆核电站
以压水堆为热源的核电站。它 主要由核岛和常规岛组成。压 水堆核电站核岛中的四大部件 是蒸汽发生器、稳压器、主泵 和堆芯。在核岛中的系统设备 主要有压水堆本体，一回路系 统，以及为支持一回路系统正 常运行和保证反应安全而设置 的辅助系统。常规岛主要包括 汽轮机组及二回等系统，其形 式与常规火电厂类似。
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（包括反应堆）； 蒸汽->给水系统；反应堆辅助系统等。
工作原理
核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料 在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大 量热能，再用处于高压力下的水把热能带 出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动 汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不 断地产生出来，并通过电网送到四面八方。
安全壳里面就是整 个核电站的心脏了， 所有的动力全部来 源内部核反应堆。
压水堆堆芯PPT课件
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左图是有控制 棒组件的燃料组件。 控制棒束顶端固定 在一个枝状星形架 上，控制棒与枝状 接头相连。
(a) 结构
➢ 控制棒组件是由连接柄和控制棒组成，24根控制棒分
别用导向螺母固定在连接柄的径向翼板上。
➢ 连接柄：不锈钢制成，它的中央是一圆筒，圆筒内部
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燃料包壳的选择
（1）不锈钢：高温强度好； 热中子吸收截面大(a：3.0巴)； 快堆用做燃料包壳。
（2）Zr合金：显著改善中子经济性(a；0.22巴~0.24巴) Zr-2 (Sn Fe Cr Ni ) (%) 1.5 0.12 0.1 0.05 Zr-4 (Sn Fe Cr Ni ) (%) 1.5 0.15 0.1 0.0 去掉了镍，抑制吸氢，防止脆化。
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(c) 芯块和包壳间的间隙
➢ 芯块和包壳间留有足够的轴向空腔和径向间隙
（0.64mm），其作用有两个：一是补偿包壳和芯块不同 的热膨胀；二是容纳从芯块中放出的裂变气体。
(d) 上、下端塞
➢ 燃料元件棒上、下端塞的作用是用来把燃料芯
块封装在包壳内并起吊耳和支撑作用。
o 核裂变释放出来的热量应按照反应堆热工设计的要求有
效地导出；
o 反应堆内全部结构部件在核电站满功率工作寿期内应保
持良好的性能，即使在事故情况下仍能保证反应堆结构的 完整性和安全性。 ➢ 可见，核电站的满功率安全运行主要取决于反应堆本体结构
的设计和加工制造的质量。
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➢ 本章主要讨论压水反应堆本体各构件的结构、功能、
➢ 在一个燃料组件的全长上，有6-8个