压水堆核电站的工作原理
压水堆重点
压水堆核电站入门重点一、名词解释（2题，共10分）1、压水堆2、反应堆反应堆是以可控方式产生自持链式核裂变反应的装置，产生、维持和控制链式核裂变反应3、核安全及其三要素核安全：在核设施设计、制造、运行及停役期间为保护核电厂工作人员、公众和环境免受可能的放射性危害所采取的所有措施的总和。
这些措施包括：（1）保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放。
（2）预防故障和事故的发生。
（3）限制发生的故障或事故后果。
即核安全取决于设备的可用性、人的行为、工作组织与管理的有效性。
核安全的三大功能(也称作三要素)是：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。
4、固有安全性固有安全性被定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。
具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备反应性的反应堆体系被称为固有安全堆。
二、判断题（10题，共20分）1、一二回路的放射性问题一回路水的放射性主要来自于中子活化产物（其中主要是钴60）以及裂变气体。
中子活化产物是一回路材料在反应堆中子的照射下产生的放射性同位素，裂变气体是核燃料裂变反应后产生的一些放射性气体（氙、氪等）。
一回路通过蒸汽发生器将热量传递到二回路，由于蒸汽发生器的屏蔽，只要传热管不发生破损，一回路水不泄漏到二回路，二回路的水就不会有放射性。
2、与主回路相连的系统，与安注系统相连的系统与反应堆冷却剂系统（RCP）相连的有：化学与容积控制系统（RCV），余热排出系统（RRA），安全注入系统（RIS）与安注系统（RIS）相连的有：安全壳喷淋系统（EAS），反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统（PTR）3、设备冷却水系统（RRI）是否有泄漏，如何检测主要检测波动箱的水位变化，一旦出现冷却水漏失，波动箱水位就会异常降低，主控室会出现警报。
核工程材料概述
核反应堆材料压水堆核电站结构●核电站原理：核裂变释放出的核能，被载热剂一回路水带出，并经过蒸汽发生器使二回路水变成蒸汽，蒸汽再驱动汽轮发电机组进行发电。
●反应堆所用的各种材料在成份、工艺、组织和性能上，都比常规电站材料要求严格第一章绪论●一、. 堆材料在核电站中的作用●反应堆材料在核电站运行中影响反应堆的安全性和机组寿命；●反应堆材料对核电站的建设速度、质量、数量和水平都起到重要的作用。
●在核电站的发展和新堆型的开发中，需要材料科学的发展，以大量材料数据作为基础，开发新材料。
●首先各国反应堆运行经验表明，运行上出现的问题或故障抢修，追究其原因，多半都与材料有关。
●其次，反应堆材料的工况比较复杂，除受温度、压力和腐蚀介质作用外，还受到中子辐照，由此而引起的性能恶化，对安全存在威胁。
●第三，如果堆材料的使用性能与工况要求不相匹配或者余量不足，将会使零、部件失去预定服役效能而引起失效或损坏。
这表明，在设计和建造反应堆过程中，每个部件、每个环节都离不开材料问题。
●第四，从降低成本、延长寿命和改进堆型考虑，必然涉及到合理选材、改进工艺和开发新材料的问题。
●第五，在核电站的定型化、标准化、系列化和商品化的各阶段中，都需要有大量材料数据作基础●二、材料结构●材料结构是指组成材料的原子（或离子、分子）相互结合的方式或构成的形式以及结构要素按一定次序的组合、排列及相互间的各种联系。
●三、材料结构的具体内容● 1.组成材料的原子（或离子、分子）的构造● 2.组成材料的原子（或离子、分子）间的结合● 3.组成材料的原子（或离子、分子）的排列● 4.材料结构内存在的缺陷●四、材料的性能● 1.材料的性能是材料结构反作用于环境的能力● 2.材料的性能是由材料结构所决定的● 3.材料性能具有多面性● 4.材料性能是可以改变的原子——晶格——晶粒——相——组织——金属材料。
1.燃料（核裂变材料）✓压水堆核电站燃料用的是UO2陶瓷材料。
关于第三代核电站
关于第三代核电站关于第三代核电站前⾔能源危机与环境危机⽇益紧迫，使⽤新的清洁、安全、⾼效能源成为⼈类不争的共识。
除了煤炭、⽯油、天然⽓、⽔⼒资源外，如风能、太阳能、潮汐能、地热能等等新能源逐渐引起⼈们的重视，但是由于技术问题、开发成本及场地等因素，这些能源很难在近期内实现⼤规模的⼯业化⽣产和利⽤；⽽同各种化⽯能源相⽐起来，核能对环境和⼈类健康的危害更⼩，更是⼀种安全、可靠、清洁的能源，且在经济上具有竞争⼒的最为现实的替代能源。
第三代核反应堆是在汲取了第⼆代反应堆运⾏经验和事故教训后，于20世纪90年代后期发展出的安全性更⾼的先进反应堆技术，通常把满⾜《美国⽤户要求⽂件(URD)》或《欧洲⽤户要求⽂件(EUR)》价标准的核电⼚称为第三代核电站。
⽬前，世界上在建和规划待建的核电站，⼤部分将采⽤第三代核电技术。
近年来，我国核电产业发展取得了举世瞩⽬的成绩，核电技术研发和⼯程应⽤⾛在世界前列。
以“华龙⼀号”正式投产和“国和⼀号”成功研发（及其⽰范⼯程的开⼯建设）为标志，我国成为继美国、法国、俄罗斯等核电强国后⼜⼀个拥有独⽴⾃主三代核电技术和全产业链的国家。
核电站⼯作原理核电站是利⽤核分裂（核裂变）或核融合（核聚变）反应所释放的能量产⽣电能的发电⼚。
⽬前商业运转中的核能发电⼚都是利⽤核裂变反应⽽发电。
核电站常见的堆型有四种：压⽔堆、沸⽔堆、重⽔堆和快堆。
压⽔堆核电站发电原理图沸⽔堆核电站发电原理图现在⽐较普遍使⽤的核电站是压⽔反应堆核电站，我国在运、在建的第三代核电站采⽤的都是压⽔堆核电站，它的⼯作原理是：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（进⾏热能交换，将热能传递给⼆回路供给的主给⽔）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。
核电站由三个回路组成。
压⽔堆压⽔堆核电站由三个回路组成。
⼀回路：反应堆堆芯因核燃料裂变产⽣巨⼤的热能，由主泵泵⼊堆芯的⽔被加热成327度、155个⼤⽓压的⾼温⾼压⽔，⾼温⾼压⽔流经蒸汽发⽣器内的传热Ｕ型管，通过管壁将热能传递给Ｕ型管外的⼆回路主给⽔，释放热量后⼜被主泵送回堆芯重新加热再进⼊蒸汽发⽣器。
压水堆核电站控制(第一章)
反应性阶跃变化大小与反应堆周期的关系 压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院
当反应性的变化ρ接近β时，由缓增变为陡增。对应反应堆周期 T=1/ ω 1急剧减小。
压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应
当反应性变化大于β后，反应堆周期接近零，反应堆功率急 剧上升失去控制，出现“瞬发临界事故”。
华北电力大学核科学与工程学院 n/n0
瞬变项
华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应 反应性扰动开始的瞬间,中子密度迅速增长决定于瞬发中子,反 应堆周期 ，这种现象称为瞬跳;很快缓发中子发挥作用, 按指数规律增长。
中子密度以反应堆周期
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性大阶跃变化下中子密度响应 当反应性ρ为一个很大的阶跃扰动时，按上述类似方法可得：
华北电力大学核科学与工程学院 点堆动力学模型：把反应堆看成没有空间度量的一个“点”， 即反应堆内各点的中子通量密度只随时间变化，与空间位置 无关。 有效增殖系数Keff ：某一代参与裂变反应的中子数除以上 一代参与裂变反应的中子数。 中子一代时间(Neutron life time) l ：上一代中子产生数量 相同的下一代中子的所需的时间。 平均一代中子时间：一个中子由于裂变被另一个中子代替 的平均时间。 Λ =l/ Keff 反应性：表征链式反应介质或系统偏离临界程度的参数。
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压水堆动力学模型 华北电力大学核科学与工程学院 反应性小阶跃变化下中子密度响应
平衡点处： 缓发中子先驱核产生率＝ 缓发中子先驱核消失率
第三讲 压水堆堆芯
的重量通过堆芯下栅格板及吊兰传给压力壳支持。
堆芯的尺寸根据压水堆的功率水平和燃料组件装 载数而定。
大亚湾 900 MW 级压水堆第一个堆芯的布置如上
页图。该堆芯共有157个横截面呈正方形的无盒燃料 组件，其中53个核燃料组件中插有控制棒组件，66个 核燃料组件中装有可燃毒物组件，4个燃料组件中插 有中子源组件，其余34个则都装有阻力塞组件。
准圆柱状核反应区高3.65m，等效直径3.04m。
为了提高堆芯功率密度和充分利用核
燃料，现在大型压水堆堆芯一般都采 用按铀-235富集度不同分区装料及局 部倒料的燃料循环方式。
该堆芯首次装料时，由三种不同富集度的燃料
组件，堆芯四周有52个铀-235富集度为3.1%的 燃料组件组成，内区则混合交错布臵52个富集 度为2.4%和53个富集度为1.8%的燃料组件。
每个导向管都是由上下直径不同的Zr-4合金管组成，上 面大直径起导向作用并和控制棒间保持1mm左右的间隙，
冷却剂可以通过该间隙冷却控制棒。占导向管全长约1/7
的下部小直径段，在紧急停堆控制棒快速下插时，起水力 缓冲作用。
（d）测量导管
测量导管：是一根上下直径相同的Zr-4合
金管，它用和控制棒导管一样的方法固定到 定位格架上。
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。
(a) 燃料芯块
芯块是由富集度为2-3%的UO2 粉末（陶瓷型
芯块）冷压成形再烧结成所需密度的圆柱体， 直径为8-9毫米，直径与高度之比为1：1.5。
核电站的原理和工作流程
核电站的原理和工作流程核电站是利用核裂变或核聚变来产生能量的设施，是一种清洁、高效的能源发电方式。
核电站的工作原理涉及复杂的反应过程和工程系统，下面将详细介绍核电站的原理和工作流程。
核电站的原理核电站利用放射性核素的核裂变反应释放出的能量来驱动发电机产生电能。
核电站主要采用核裂变反应，将核燃料（如铀或钚）置于反应堆内，通过控制裂变反应引发链式反应。
在核裂变反应中，原子核被撞击分裂成两个或多个较小的核子，伴随释放出大量的能量和中子。
核裂变反应释放的能量被吸收并转化为热能，通过冷却剂（如水）将核燃料的热能传递给发电机，使其旋转产生电能。
核电站还通过控制杆、冷却剂等系统来控制核裂变反应的速率，确保反应过程稳定和安全。
核电站的工作流程核电站的工作流程主要包括以下几个步骤：1.核燃料供给：核电站将铀或钚等核燃料装入反应堆，开始核裂变反应。
2.核裂变反应：在反应堆内，核燃料经过控制杆的调节，产生核裂变反应释放能量。
3.热能转化：核裂变反应释放的能量被吸收，转化为热能。
冷却剂循环流经反应堆，将核燃料的热能传递给发电机系统。
4.发电：通过受热的冷却剂驱动蒸汽涡轮机旋转，产生机械能，最终驱动发电机产生电能。
5.电能输出：发电机产生的电能通过变压器升压后送入电网，供应给用户使用。
6.废物处理：在核裂变反应中会产生放射性废物，核电站需要安全处理和处置这些废物，以防造成环境污染和辐射泄漏。
以上就是核电站的基本工作流程，通过合理设计和运行，核电站可以稳定、高效地产生清洁能源，为社会和经济发展提供可靠的电力支持。
核电站不仅为能源领域的发展做出贡献，同时也需要高度重视安全措施，确保人员和环境的安全。
重水堆核电站工作原理
重水堆核电站工作原理一、引言重水堆核电站是目前应用较为广泛的核电站之一。
具有较高安全性和良好的核废料管理，是清洁能源的重要组成部分。
本文将深入探讨重水堆核电站的工作原理。
二、核反应堆核反应堆是重水堆核电站的核心设施，用于产生核裂变反应。
核反应堆通常由燃料元件、控制棒和冷却剂组成。
2.1 燃料元件燃料元件是核反应堆中的燃料载体，通常采用浓缩铀或钚等放射性物质。
在核反应过程中，这些物质会发生裂变，释放出大量的能量。
2.2 控制棒控制棒是用于控制核反应的设备。
通过控制棒的升降来调节核反应堆的功率。
当控制棒完全插入燃料堆中时，反应堆将停止产生裂变反应。
2.3 冷却剂冷却剂在核反应过程中起到冷却燃料和带走热量的作用。
重水堆核电站使用的冷却剂为重水，即重水和控制棒的存在可以减缓燃料产生的中子流速和中子通量。
三、工作原理重水堆核电站的工作原理主要包括中子产生、中子减速和中子传递三个过程。
3.1 中子产生核反应堆中的燃料元件中，通过中子与核燃料原子的相互作用，产生裂变反应。
裂变反应会释放出大量的能量，形成链式反应。
3.2 中子减速通过控制棒的调节，可以改变中子的速度，减小中子的速度使其更容易与燃料原子发生相互作用。
重水作为冷却剂可以起到减速中子的作用，提高中子与核燃料原子发生相互作用的概率。
3.3 中子传递中子在燃料堆中传递，与燃料原子发生裂变反应，释放出能量。
这些能量将转化为热能，通过燃料元件和冷却剂之间的传热作用，将热能带出核反应堆，并利用热能产生蒸汽驱动涡轮发电机组，最终产生电能。
四、重水堆核电站优势相比于其他核电站类型，重水堆核电站具有以下优势：1.高安全性：重水堆核电站采用重水作为冷却剂，具有出色的冷却性能。
在事故发生时，重水可以有效地降低反应堆的热功率，减缓事故的发展，提供更多的时间进行事故应对和处理。
2.良好的核废料管理：重水堆核电站产生的废料中富含重水。
重水可以被回收利用，减少核废料的产生。
同时，重水也使得重水堆核电站的废料处理更加安全可靠。
核电站的工作原理是什么
核电站的工作原理是什么
核电站是利用核裂变或核聚变来产生热能的设施，通过将这种热能转化为机械能，最终产生电能。
核电站的工作原理包括核裂变反应、热交换、蒸汽发电和冷却系统。
核裂变反应
核电站使用铀或钚等放射性物质进行核裂变反应。
在核裂变过程中，一个重核裂变成两个或更多的轻核，伴随释放出大量热能和中子。
这些中子再被其他核吸收并继续反应，形成连锁反应。
热交换
核裂变产生的大量热能用于加热冷却剂，一般是水或液态金属。
冷却剂被加热后形成高温高压的蒸汽，这种蒸汽被用来驱动涡轮机。
蒸汽发电
高温高压的蒸汽通过涡轮机转动，将动能转化为机械能。
涡轮机连接发电机，通过发电机将机械能转换成电能，最终输出为电流。
冷却系统
核裂变反应中产生的热能需要被有效冷却，否则会引发事故。
核电站采用多种冷却系统，如循环水冷却系统和被动冷却系统，以确保反应堆的安全运行。
综上所述，核电站的工作原理是通过核裂变反应产生热能，利用热能驱动涡轮机转动，最终产生电能。
同时，冷却系统起着关键作用，确保核裂变反应的安全进行。
核电站作为清洁能源的重要来源，在发展中扮演着重要角色。
压水堆核电厂二回路系统与设备介绍(ppt 31页)
4.2.6 核汽轮机的特点
• 新蒸汽参数在一定范围内变化 ——取决于核电厂的稳态运行特性
• 新蒸汽参数低，通常为饱和蒸汽 ——必须考虑湿度对汽轮机效率和安全性的影响
• 理想焓降小，容积流量大 ——同等功率下，比火电机组结构尺寸大
• 汽轮机及其附属设备中积聚的水份多，甩负荷时容易 引起主机超速 ——凝结水的再沸腾和汽化
u
Pu E0
4.2.5 核汽轮机典型结构
• 转动部分称为转子，主要部件有动叶片、主轴和叶轮 （反动式汽轮机为转鼓）、联轴器等；
• 静止部分称为静子，主要部件有汽缸、喷嘴叶栅、隔 板、轴承和汽封等。
• 附属设备：主汽阀、调节阀、调节系统、主油泵、辅 助油泵及润滑装置。
现代压水堆核电厂汽轮机典型结构： • 冲动式四缸双流中间再热凝汽式饱和蒸汽汽轮机 • 一个高压缸，四个低压缸，均为双流式 • 四个高、低压缸转子通过刚性联轴器联接成一个轴系 • 高压缸每个流道有5个压力级 • 低压缸每个流道有5个压力级
• 半速机组与全速机组
4.3 主蒸汽系统
4.3.1 系统功能 • 将蒸汽发生器产生的蒸汽输送到下列设备和系统：
➢ 主汽轮机 ➢ 汽水分离再热器（GSS） ➢ 除氧器（ADG） ➢ 给水泵汽轮机（APP） ➢ 蒸汽旁路系统（GCT） ➢ 汽轮机轴封系统（CET） ➢ 其他辅助蒸汽用汽单元（STR）
• 安全功能：
（任何一个阀门都是由固定部分（阀座）和可动部分（阀杆）两部分 组成。主汽阀和调节阀工作环境恶劣，要求可靠性高，所有在设计时 允许其有一定的漏气量，也就是阀杆漏气，这部分漏气能够防止密封 面的结垢，使阀门卡死。）
4.6.2 系统流程
思考题
• 二回路系统的功能及组成特点是什么？ • 主蒸汽系统的功能是什么？ • 汽轮机旁路排放系统的功能是什么？ • 为什么要设置汽水分离再热器系统，其系统的功能是
核电站工作原理
核电站工作原理
核电站的工作原理是通过核裂变反应产生热能，进而转化
为电能。
核电站采用核反应堆来控制和维持核裂变反应的
过程。
核反应堆中使用一种可裂变的核燃料，通常是铀或钚。
这
些核燃料被放置在反应堆的燃料棒中。
当中子撞击核燃料时，核燃料的原子核分裂成两个或更多的碎片，同时释放
出大量的能量和额外的中子。
裂变过程产生的热能迅速转化为水蒸汽，被送入蒸汽发生
器中。
蒸汽发生器中的水蒸汽与通过核反应堆中运行的冷
却剂（通常是水）之间进行热交换，使冷却剂加热成为高
温高压的蒸汽。
高温高压蒸汽推动涡轮发电机的旋转，使发电机产生电能。
然后，电能通过变压器和输电线路传输到电网中，供给人
们使用。
在核裂变过程中产生的额外中子被吸收，维持核反应堆中的连续链式反应。
为了控制反应速率，核电站使用称为控制棒的装置来吸收中子。
控制棒可以调节反应堆中的中子流量，从而控制核反应的强度。
同时，核电站也需要处理废物和放射性物质的问题。
核反应堆中的核燃料被使用后，会产生大量废物，包括放射性物质。
这些废物需要进行安全处理和储存，以防止对环境和人类健康造成伤害。
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压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站的工作原理是利用铀-235或钚-239核燃料的裂
变反应释放的热能来产生蒸汽，驱动涡轮发电机转动，最终产生电能。
在压水堆核电站中，核燃料以固体形式装入长而薄的金属管中，这些管被称为燃料棒。
多个燃料棒组成的燃料组装在核反应堆的核心区域内。
核反应堆中还包括有水、调节棒和冷却介质。
水被用作冷却剂和中子减速剂，它能吸收产生的热量并将其带出核反应堆。
调节棒的作用是调节反应的强度，负责减速或抑制裂变过程。
当核燃料棒被注入核反应堆后，发生裂变反应。
裂变释放的中子被水吸收并减速，与铀-235或钚-239核燃料发生链式反应，释放大量的热能。
在核反应堆中，水被加热并转化为高压蒸汽，然后通过管道输送到汽轮机中。
蒸汽驱动汽轮机的涡轮转动，转动的涡轮与发电机相连，将机械能转化为电能。
在发电之后，蒸汽会从汽轮机中排出，并通过冷凝器将其冷却变为液态水，然后再次被抽回核反应堆，循环利用。
压水堆核电站的工作原理基本上就是这样，通过核反应堆中核燃料的裂变反应来产生热能，再通过蒸汽驱动发电机来生成电能，最后通过冷凝器将蒸汽冷却后再次循环使用。