E核电站与核反应堆ppt课件
在核电站中一般采用两个热循环系统， 可以避免受污染的水直接进入发电机组， 以减少对外界的污染。
•.
•7
3.反应堆的用途
核裂变可释放大量能量，同时又 产生大量中子。因此，反应堆的用途主要可 归结为利用核能和利用中子两个方面。
如利用核能可以用来发电、供热、也 可以作为火箭、飞机、潜艇、航空母舰 等的动力装置等；利用中子可以大量生 产放射性同位素、利用中子掺杂技术生 产优质半导体材料、还可以利用堆内放 出的中子治疗癌症等。
堆中释放的能量要利用载热流体（水、氦 气、液态金属）通过第一回路带到热交换 器，再通过热交换器，加热工作物质，由 第二回路送到涡轮发电机。
•.
•12
1954年，在库尔恰托夫的主持下，前 苏联建成了世界上第一座核电站—— 奥布灵斯克5MW石墨水冷堆核电站。从 此人类进入了核电时代。这种类型的 核电站目前只在原苏联和东欧少数国 家使用。
变为电能的发电厂。
随着石油和煤炭资源日渐稀缺，核能发电开始受
到重视。
蒸汽发生器 蒸汽 汽轮机 发电机
反
应
堆
水
冷凝器
汞
汞
水泥防护层 核岛
冷却剂
•.
常规岛
•11
核电站的基本构成及基本原理
核电站由核岛、常规岛及配套设施组成。 核电站与一般电厂的区别主要在核岛部分，
核岛的主要部分是反应堆。 核电站的核心装置是提供核能的反应堆，
•.
•15
压水堆核电站示意图
•.
•16
秦山核电站
我国核电起步较晚，80年代 才动工兴建核电站。
1991年底投•. 入运行
•17
1987年开工 199•.4年全部并网发电
•18
1960年，美国的德累斯顿沸水堆核电站 投入运行，它主要由沸水堆本体、蒸汽 给水系统和其它辅助系统组成。目前这 种类型的核电站所占比例仅次于压水堆 核电站，我国目前没有这种类型的核电 站。
2. 反应堆主要由核燃料棒、减速剂、 控制棒、冷却反应堆中的核燃料物质 优做成棒状，被控制棒 分散隔开。
控制棒的作用是吸收中 子，将它抽出或插进反 应堆，可以加快、减慢 或停止链式反应。
进入反应堆内部的水， 一作为减速剂，二作为 冷却剂。
钢制压力容器作为防护 层封装着核燃料。 •. 普通反应堆内部结构示意•4 图
•.
•9
核反应堆分类
主要由慢（快）中子起作用的核反应堆， 叫做热（快）中子堆。由于热中子堆所需 的核燃料（铀或钚）较少，并且较易控制， 所以现在核电站使用的反应堆大都是热中 子堆。
快中子堆需要装进更多的核燃料，但可利 用来增殖钚，加深核燃料的利用率。如制 造原子弹时。
•.
•10
二、核电站
利用反应堆中的核燃料裂变放出的核能转
•.
•13
世界第一座核反应堆
（天然铀52吨、高纯石墨1000多吨，总重1400吨）
•.
•14
1957年，美国的希平港压水堆核电 站投入运行，这种核电站安全性能 较好，目前世界各国的核电站有70% 以上属于这种类型。我国投入运行 的秦山核电站、广东大亚湾核电站、 在建的秦山二期、岭澳、田湾核电 站也是。
•.
•21
中国快堆在建设中
•.
•22
三、核电是经济、安全、干净的能源
首先，核能是高度浓集的能源，核电站可建 立在最需要用电的地方，不受燃料运输的限制。 l公斤铀裂变产生的热量相当于1公斤标准煤燃烧 后产生热量的270万倍。因此，核电站特别适合于 缺乏常规能源而又急需用电的地区，如我国的东 南、华南地区。核能是后备储量最丰富的能源， 铀在地球上的储量相当丰富，等于有机燃料储量 的20倍。
•.
•19
1968年，加拿大角坎杜堆核电站运 行，它由重水堆本体、一次冷却回 路、二次回路及其它辅助系统组成。 目前，这种类型核电站所站比例排 在第三位，我国在建的秦山三期核 电站即属这种类型。
•.
•20
1974年，法国建成了“凤凰”示范快 堆核电站，它由快中子堆本体、一回 路钠、二回路钠、三回路水及其它辅 助系统组成。目前，这种类型核电站 所占比例最小，它的最大特点是在运 行中能够实现核燃料的增殖，我国将 建一座实验快（中子）堆。
裂变中子能量大部分在1~2MeV范围； 中子通过和介质中原子核碰撞，逐步“慢 化”，直到能量和介质中的分子热运动达到 平衡，即中子的速度被慢化。速度越慢的中 子被铀235吸收而引起裂变的可能性越大。
•.
•6
冷却剂
常用水在反应堆内外循环流动，把反应 堆产生的热量传出去，同时又起了使反 应堆降温、冷却的作用。
1942年12月，意大利科学家E.费密领导的科
学家小组建成了世界上第一座人工的裂变反
应堆，首次实现了可控核裂变链式反应。[
•.
•2
一、反应堆
1. 用人工方法控制核裂变链式反应 速度并获得核能的装置，叫做反应堆。
即核反应堆是一种启动、控制并维持核裂变链 式反应的装置。相对于核武器爆炸瞬间所发生的失 控链式反应，在反应堆中核裂变的速率可得到精确 的控制，其能量能够慢速释放，供人们利用。
控制棒：其作用是吸收中子。一般由
硼、镉等易于吸收慢中子的材料制成。
调节控制棒插入反应堆的 深度，控制吸收中子的多少，也即 改变铀235吸收中子的数量，以达到 控制链式反应速度的目的。
•.
•5
减速剂：用来降低裂变产生中子的运动速度。
一般用水、重水、石墨等组成。中子与质量越小 的核相碰，损失的动能越大，因而慢化的效 果越好。随着所使用的慢化剂，反应堆可分 为水堆、重水堆、石墨堆等类型。
•.
•8
核反应堆分类： ①将中子束用于实验或 利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实 验等。 ②生产放射性同位素的核反应堆。 ③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。 ④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的 核反应堆，比如多目的堆。 ⑤为发电而发 生热量的核反应，称为发电堆。 ⑥用于推 进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为 推进堆。
第十二章 物质的微观结构 E 反应堆 核电站
•.
•1
重核裂变时的链式反应进行得很快，大 约1秒种内就能产生1000代中子，于是 在很短的时间内便有大量核发生裂变， 放出大量核能，发生爆炸。
要利用核能作为能源而为人类造福，则 必须让核能释放的速度听从于人们的意 愿——即人为控制重核裂变链式反应的 速度来获得核能。
•.
•7
3.反应堆的用途
核裂变可释放大量能量，同时又 产生大量中子。因此，反应堆的用途主要可 归结为利用核能和利用中子两个方面。
如利用核能可以用来发电、供热、也 可以作为火箭、飞机、潜艇、航空母舰 等的动力装置等；利用中子可以大量生 产放射性同位素、利用中子掺杂技术生 产优质半导体材料、还可以利用堆内放 出的中子治疗癌症等。
堆中释放的能量要利用载热流体（水、氦 气、液态金属）通过第一回路带到热交换 器，再通过热交换器，加热工作物质，由 第二回路送到涡轮发电机。
•.
•12
1954年，在库尔恰托夫的主持下，前 苏联建成了世界上第一座核电站—— 奥布灵斯克5MW石墨水冷堆核电站。从 此人类进入了核电时代。这种类型的 核电站目前只在原苏联和东欧少数国 家使用。
变为电能的发电厂。
随着石油和煤炭资源日渐稀缺，核能发电开始受
到重视。
蒸汽发生器 蒸汽 汽轮机 发电机
反
应
堆
水
冷凝器
汞
汞
水泥防护层 核岛
冷却剂
•.
常规岛
•11
核电站的基本构成及基本原理
核电站由核岛、常规岛及配套设施组成。 核电站与一般电厂的区别主要在核岛部分，
核岛的主要部分是反应堆。 核电站的核心装置是提供核能的反应堆，
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•15
压水堆核电站示意图
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•16
秦山核电站
我国核电起步较晚，80年代 才动工兴建核电站。
1991年底投•. 入运行
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1987年开工 199•.4年全部并网发电
•18
1960年，美国的德累斯顿沸水堆核电站 投入运行，它主要由沸水堆本体、蒸汽 给水系统和其它辅助系统组成。目前这 种类型的核电站所占比例仅次于压水堆 核电站，我国目前没有这种类型的核电 站。
2. 反应堆主要由核燃料棒、减速剂、 控制棒、冷却反应堆中的核燃料物质 优做成棒状，被控制棒 分散隔开。
控制棒的作用是吸收中 子，将它抽出或插进反 应堆，可以加快、减慢 或停止链式反应。
进入反应堆内部的水， 一作为减速剂，二作为 冷却剂。
钢制压力容器作为防护 层封装着核燃料。 •. 普通反应堆内部结构示意•4 图
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核反应堆分类
主要由慢（快）中子起作用的核反应堆， 叫做热（快）中子堆。由于热中子堆所需 的核燃料（铀或钚）较少，并且较易控制， 所以现在核电站使用的反应堆大都是热中 子堆。
快中子堆需要装进更多的核燃料，但可利 用来增殖钚，加深核燃料的利用率。如制 造原子弹时。
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二、核电站
利用反应堆中的核燃料裂变放出的核能转
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世界第一座核反应堆
（天然铀52吨、高纯石墨1000多吨，总重1400吨）
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•14
1957年，美国的希平港压水堆核电 站投入运行，这种核电站安全性能 较好，目前世界各国的核电站有70% 以上属于这种类型。我国投入运行 的秦山核电站、广东大亚湾核电站、 在建的秦山二期、岭澳、田湾核电 站也是。
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•21
中国快堆在建设中
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•22
三、核电是经济、安全、干净的能源
首先，核能是高度浓集的能源，核电站可建 立在最需要用电的地方，不受燃料运输的限制。 l公斤铀裂变产生的热量相当于1公斤标准煤燃烧 后产生热量的270万倍。因此，核电站特别适合于 缺乏常规能源而又急需用电的地区，如我国的东 南、华南地区。核能是后备储量最丰富的能源， 铀在地球上的储量相当丰富，等于有机燃料储量 的20倍。
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1968年，加拿大角坎杜堆核电站运 行，它由重水堆本体、一次冷却回 路、二次回路及其它辅助系统组成。 目前，这种类型核电站所站比例排 在第三位，我国在建的秦山三期核 电站即属这种类型。
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•20
1974年，法国建成了“凤凰”示范快 堆核电站，它由快中子堆本体、一回 路钠、二回路钠、三回路水及其它辅 助系统组成。目前，这种类型核电站 所占比例最小，它的最大特点是在运 行中能够实现核燃料的增殖，我国将 建一座实验快（中子）堆。
裂变中子能量大部分在1~2MeV范围； 中子通过和介质中原子核碰撞，逐步“慢 化”，直到能量和介质中的分子热运动达到 平衡，即中子的速度被慢化。速度越慢的中 子被铀235吸收而引起裂变的可能性越大。
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•6
冷却剂
常用水在反应堆内外循环流动，把反应 堆产生的热量传出去，同时又起了使反 应堆降温、冷却的作用。
1942年12月，意大利科学家E.费密领导的科
学家小组建成了世界上第一座人工的裂变反
应堆，首次实现了可控核裂变链式反应。[
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•2
一、反应堆
1. 用人工方法控制核裂变链式反应 速度并获得核能的装置，叫做反应堆。
即核反应堆是一种启动、控制并维持核裂变链 式反应的装置。相对于核武器爆炸瞬间所发生的失 控链式反应，在反应堆中核裂变的速率可得到精确 的控制，其能量能够慢速释放，供人们利用。
控制棒：其作用是吸收中子。一般由
硼、镉等易于吸收慢中子的材料制成。
调节控制棒插入反应堆的 深度，控制吸收中子的多少，也即 改变铀235吸收中子的数量，以达到 控制链式反应速度的目的。
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•5
减速剂：用来降低裂变产生中子的运动速度。
一般用水、重水、石墨等组成。中子与质量越小 的核相碰，损失的动能越大，因而慢化的效 果越好。随着所使用的慢化剂，反应堆可分 为水堆、重水堆、石墨堆等类型。
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核反应堆分类： ①将中子束用于实验或 利用中子束的核反应，包括研究堆、材料实 验等。 ②生产放射性同位素的核反应堆。 ③生产核裂变物质的核反应堆，称为生产堆。 ④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的 核反应堆，比如多目的堆。 ⑤为发电而发 生热量的核反应，称为发电堆。 ⑥用于推 进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆，称为 推进堆。
第十二章 物质的微观结构 E 反应堆 核电站
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•1
重核裂变时的链式反应进行得很快，大 约1秒种内就能产生1000代中子，于是 在很短的时间内便有大量核发生裂变， 放出大量核能，发生爆炸。
要利用核能作为能源而为人类造福，则 必须让核能释放的速度听从于人们的意 愿——即人为控制重核裂变链式反应的 速度来获得核能。
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核电站原理与系统ppt课件
2018/10/22 11
□ 当硼注入管线出现故障时，在控制室手动打 开隔离阀RIS020VP，通过此管线将PTR001BA 的硼水注入RCP冷管段。 与隔离阀RIS020VP并联安装的阀029VP的管线 上带有节流孔板，它用于在冷、热管段同时 注入阶段以小流量向冷管段注入。 □ 在 RCV正常上充不可用时，可利用 RIS029VP的管线代替，这时 020VP处于关闭 状态。 ③两条并联的热段注入管线 这两条管线是在 冷、热段同时注入阶段时使用。每一条管线 分别向两个环路热管段注入。 2018/10/22 12
一、主要功能 1、一回路小破口（当量直径 9.5～25mm）或二 回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低 而引起冷却剂收缩时，向一回路补水，重新 建立稳压器水位。 2、一回路大破口（大于345mm）失水事故时， 向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯,限制燃 料元件温度上升。 主管道突然产生脆性断裂是典型的大破口 失水事故。这是专设安全系统的设计基准事 2018/10/22 4 之一。
5.2 安全注入系统 （RIS） 5.2.1 RIS系统功能
3、二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高 浓度硼酸溶液，补偿冷却剂连续过冷而引起 的正反应性。（必要时应停堆）
二、辅助功能
1、换料停堆期间，用低压安注泵为反应堆水 池充水； 2、用水压试验泵进行RCP系统的水压试验； 3、失去全部电源时，用水压试验泵（应急电 源）为惰转的主泵提供轴封水；
2018/10/22 5
5.2.2 系统的组成
RIS分为三个子系统：
1、高压安全注入系统（HHSI）
2、低压安全注入系统（LHSI）
以上为能动安全注入系统，需要使用泵作为注入 动力。 3、中压安全注入系统（MHSI）
为非能动安全注入系统，利用预先充填的氮气 压力实现安注。
□ 当硼注入管线出现故障时，在控制室手动打 开隔离阀RIS020VP，通过此管线将PTR001BA 的硼水注入RCP冷管段。 与隔离阀RIS020VP并联安装的阀029VP的管线 上带有节流孔板，它用于在冷、热管段同时 注入阶段以小流量向冷管段注入。 □ 在 RCV正常上充不可用时，可利用 RIS029VP的管线代替，这时 020VP处于关闭 状态。 ③两条并联的热段注入管线 这两条管线是在 冷、热段同时注入阶段时使用。每一条管线 分别向两个环路热管段注入。 2018/10/22 12
一、主要功能 1、一回路小破口（当量直径 9.5～25mm）或二 回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低 而引起冷却剂收缩时，向一回路补水，重新 建立稳压器水位。 2、一回路大破口（大于345mm）失水事故时， 向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯,限制燃 料元件温度上升。 主管道突然产生脆性断裂是典型的大破口 失水事故。这是专设安全系统的设计基准事 2018/10/22 4 之一。
5.2 安全注入系统 （RIS） 5.2.1 RIS系统功能
3、二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高 浓度硼酸溶液，补偿冷却剂连续过冷而引起 的正反应性。（必要时应停堆）
二、辅助功能
1、换料停堆期间，用低压安注泵为反应堆水 池充水； 2、用水压试验泵进行RCP系统的水压试验； 3、失去全部电源时，用水压试验泵（应急电 源）为惰转的主泵提供轴封水；
2018/10/22 5
5.2.2 系统的组成
RIS分为三个子系统：
1、高压安全注入系统（HHSI）
2、低压安全注入系统（LHSI）
以上为能动安全注入系统，需要使用泵作为注入 动力。 3、中压安全注入系统（MHSI）
为非能动安全注入系统，利用预先充填的氮气 压力实现安注。
核电知识介绍PPT课件
.
5
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。
.
2
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。
.
7
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，
图解核电站主要系统 PPT
图解核电站主要系统
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG
核电站主要系统
核岛主要系统
电气部分主要系统
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
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压 器水位的变化
§1.2 化学和容积控制系统RCV
0
300
温
0C
度
水的比容随温度的变化关系曲线
容积控制的方法
原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”。 上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（REA系统执行） 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或TEP系统。
5、稳压器
功能： 1、压力控制 2、超压保护
Psatf(Tsa)t
一、核岛主要系统
§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
（1）一回路水容积变化的原 积 容 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
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
1、核反应堆
1、堆压力容器
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG
核电站主要系统
核岛主要系统
电气部分主要系统
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
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压 器水位的变化
§1.2 化学和容积控制系统RCV
0
300
温
0C
度
水的比容随温度的变化关系曲线
容积控制的方法
原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”。 上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（REA系统执行） 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或TEP系统。
5、稳压器
功能： 1、压力控制 2、超压保护
Psatf(Tsa)t
一、核岛主要系统
§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
（1）一回路水容积变化的原 积 容 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
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
1、核反应堆
1、堆压力容器
核电站安全ppt课件
处理措施
• 隐蔽 • 服用稳定性碘片 • 食物和饮水控制 • 出入通道的管制 • 撤离 • 去污 • 发布应急信息命令
隐蔽
• 隐蔽是让人们停留在房屋内，关闭门窗，关闭通风系统， 再采取简易必要的个人防护措施。隐蔽对于防护放射性烟 羽和地面沉积外照射非常有效，对减少吸入产生的内照射 也有一定的效用。
• 中期阶段:从放射性开始释放后的最初几小时起一直延续 几天到几星期的这段时间。一般说来，本阶段开始时，大 部分释放已经发生，而且大部分放射性物质可能已沉积于 地面，除非释放的全是惰性气体。
• 晚期阶段:也称恢复期，自事故中期之后延续几周到几年 的这段时间。当有大量的放射性物质释放时，应根据事故 不同阶段可能的照射途径采取相应的防护措施。
选址标准 1. 要求很高，符合地点很少
2. 核电站对环境的影响，环境对核电站的影 响
3. 关于中国核电站的选址
核泄漏屏障 • 核泄漏是人们对核电站最大的担心 • 四道屏障保护法
四道屏障保护法一． 核电站源自心部件—核燃料棒的新型材料 二． 核燃料元件的包核采用优质的铬合金制造 三． 压力壳 四． 安全壳
防袭击
• 目前为止，世界上没有核电站遭受攻击的先例 • 核电站一旦被袭击，即使当时死伤人数不多，人们对核辐
射的惶恐心态将久久难以平息 • 我国的防御体系较为完善 • 贸然袭击一个国家的核电站，实际上等于向全世界所有核
电设施宣战
核电站事故应急措施
根据事故阶段和照射途径采取适当防护措施
• 早期阶段:由出现明显的放射性物质释放的先兆（即开始 认识到可能出现场外后果）到释放开始以后的最初几小时 的这段时间。
抗地质灾难
• 充分考虑地震和其他自然灾害因素
• 在防强地震方面采取有效措施
第二章 核电站工作原理与系统
幻灯片1第二章核电站工作原理及系统组成余廷芳幻灯片2一、核电站工作原理●1、什么叫核电站？●核电站就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。
反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。
将原子核裂变释放的核能转换成热能，再转变为电能的系统和设施，通常称为核电站。
幻灯片3一、核电站工作原理●2、核电站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。
核电站工作流程原理1；图2幻灯片4二、核电站类型●目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。
但用的最广泛的是压水反应堆。
压水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。
●压水堆核电站占全世界核电总容量的60%以上。
幻灯片5二、核电站类型●1、压水堆核电站●----------------以压水堆为热源的核电站。
图●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等系统，其形式与常规火电厂类似。
幻灯片6二、核电站类型●2、沸水堆核电站●--------------------以沸水堆为热源的核电站。
图●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。
幻灯片7二、核电站类型●3、重水堆核电站图●以重水堆为热源的核电站。
《核能发电技术》课件
ERA
核辐射与安全标准
核辐射种类
包括α、β、γ射线等，具有穿透能力和电离作用。
安全标准
为保障人体健康，规定了核辐射的最大容许剂量和暴露时间。
监测设备
用于实时监测核辐射水平和提供预警。
核反应堆安全系统
反应堆冷却系统
确保反应堆在正常或异常情况下能够得到有效冷却。
安全壳
用于容纳反应堆和防止放射性物质外泄。
ERA
核反应堆
核反应堆定义
核反应堆是核能发电的核心设施，通过可控核裂 变反应产生热能。
核反应堆类型
根据用途和设计，核反应堆有多种类型，如轻水 堆、压水堆、沸水堆等。
核反应堆结构
核反应堆由堆芯、反射层、冷却剂系统等部分组 成，各部分协同工作以维持核裂变反应。
蒸汽发生器
01
02
03
蒸汽发生器作用
蒸汽发生器利用反应堆产 生的热能将水转化为蒸汽 ，驱动涡轮机转动。
核能与风能结合
风能和核能在能源生产上也有互补性，风能的波动性和核能的稳定性可以相互补充，提高 能源供应的稳定性。
核能与地热能结合
地热能和核能在能源生产上也有互补性，地热能的稳定性和核能的效率可以相互补充，提 高能源供应的效率和稳定性。
THANKS
感谢观看
核能发电优势
核能发电具有高效、低成本、低污染等优势。核能发电的能量密度高，能够实现大规模 发电，且运行成本相对较低。同时，核能发电不依赖于化石燃料，减少了温室气体排放
。
核能发电挑战
核能发电也存在一些挑战，如核安全、核废料处理、公众接受度等。核能发电存在潜在 的放射性泄漏风险，需要严格的安全措施来保障。此外，核废料的处理和处置也是一大 难题，需要高度专业化的设施进行处理和长期储存。另外，由于核能技术的特殊性，公
核辐射与安全标准
核辐射种类
包括α、β、γ射线等，具有穿透能力和电离作用。
安全标准
为保障人体健康，规定了核辐射的最大容许剂量和暴露时间。
监测设备
用于实时监测核辐射水平和提供预警。
核反应堆安全系统
反应堆冷却系统
确保反应堆在正常或异常情况下能够得到有效冷却。
安全壳
用于容纳反应堆和防止放射性物质外泄。
ERA
核反应堆
核反应堆定义
核反应堆是核能发电的核心设施，通过可控核裂 变反应产生热能。
核反应堆类型
根据用途和设计，核反应堆有多种类型，如轻水 堆、压水堆、沸水堆等。
核反应堆结构
核反应堆由堆芯、反射层、冷却剂系统等部分组 成，各部分协同工作以维持核裂变反应。
蒸汽发生器
01
02
03
蒸汽发生器作用
蒸汽发生器利用反应堆产 生的热能将水转化为蒸汽 ，驱动涡轮机转动。
核能与风能结合
风能和核能在能源生产上也有互补性，风能的波动性和核能的稳定性可以相互补充，提高 能源供应的稳定性。
核能与地热能结合
地热能和核能在能源生产上也有互补性，地热能的稳定性和核能的效率可以相互补充，提 高能源供应的效率和稳定性。
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核能发电优势
核能发电具有高效、低成本、低污染等优势。核能发电的能量密度高，能够实现大规模 发电，且运行成本相对较低。同时，核能发电不依赖于化石燃料，减少了温室气体排放
。
核能发电挑战
核能发电也存在一些挑战，如核安全、核废料处理、公众接受度等。核能发电存在潜在 的放射性泄漏风险，需要严格的安全措施来保障。此外，核废料的处理和处置也是一大 难题，需要高度专业化的设施进行处理和长期储存。另外，由于核能技术的特殊性，公
图解核电站主要系统 PPT
一、核岛主要系统
传
输 水
乏燃料水池
池
装冲 罐洗 池池
KX厂房
堆内构件池 换料腔
RX厂房
1#机RX、KX厂房布置图
反应堆水池全貌
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
堆腔（左图）和换料机（右图）
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
乏燃料池和行车（左图） 运输水池和倾翻机（右图）
ABP
7. 给水除气器系统 ADG
8. 汽动/电动给水泵系统 APP/APA
9. 高压给水加热器系统 AHP
10.给水流量控制系统 ARE
11. 循环水系统 CRF
12.辅助给水系统 ASG
二回路主要系统
1、功能：
➢将一回路提供的热能（高温高压蒸汽）转 变为汽轮机高速旋转的机械能，带动发电机 发电；
图解核电站主要系统
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG
核电站主要系统
核岛主要系统
电气部分主要系统
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
（1）何谓LOCA事故？
一旦一回路管道大破裂，冷却剂就会 喷流而出，造成反应堆失水。如果堆 芯失去冷却而烧毁，则大量放射性物 质就可能释放到安全壳内。
图解核电站主要系统_图文
一、核岛主要系统
§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
§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
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