压水堆核电站的发电原理
压水堆核电厂的运行_第六章
穹顶在吊装中（左） 穹顶内部（右） 2
吊装环吊的大梁（左） 穹顶钢束张紧（右）
安全壳建造中（左）150吨穹顶吊装（右） 35
安全壳变形测量（左）阀门局部泄漏试验（右）
安全壳贯穿件
• 贯穿通道：
– 设备入口管子 – 电缆套筒 – 燃料组件运输管道的贯穿孔 – 空气闸门。
• 为了不使贯穿件处泄漏，均 有特殊设计，它是由一个穿 过混凝土壁面并锚固在混凝 土上的刚套管及两个接头构 成。接头保证了套管和穿过 安全壳的管道或电缆间的密 封连接。
障。
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安全壳
• 型式：
– 材料
• 钢板 • 钢筋混凝土制造的(包括预应力混凝土) • 既用钢板又用钢筋混凝土
– 性能
• 干式 • 冰冷凝器式
– 形状
• 球形 • 圆筒形
– 由材料、性能、形式等几方面的组合,结合考虑压水堆核电厂的厂 址,输出功率、经济性和安全性等因素，具有代表性的有以下几种。
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• 美国早期建造的电功率为800MW压水堆核 电厂安全壳，直径约40m，钢板厚度38mm， 半球顶、椭球底，二次包容壳为椭球顶盖 的圆柱形钢筋混凝土结构，两层壳之间留 有1.5 m宽的环形空间，环腔内呈负压，从 钢壳泄漏至环腔的放射性气体只有经过过 滤净化后方能从排气烟囱排放,以降低放射 性物质对环境的污染。
同时，触发其他系统的保护动作：
– 反应堆紧急停堆； – 安全壳隔离系统 – 汽轮机脱扣 – 启动应急柴油发电机； – 隔离主给水系统并停运主给水泵； – 启动电动辅助给水泵；
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安注过程
• 1.冷段直接注入阶段 – 这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向,使硼酸溶液尽快地注人堆芯。 – 一旦接到"安注"信号,立即自动执行以下动作：
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。
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
核电站工作原理
核电站工作原理核电站是利用核能产生电能的重要设施，其工作原理主要包括核反应、热能转换和电能产生三个过程。
1. 核反应过程：核电站使用核燃料，如铀-235或钚-239等，作为燃料。
这些核燃料的原子核可以通过核裂变或核聚变反应释放能量。
在核裂变反应中，重核裂变成两个或更多的轻核，释放出巨大的能量。
而在核聚变反应中，轻核聚合成更重的核，同样也会释放出巨大的能量。
核反应是核电站产生能量的基础。
2. 热能转换过程：核反应释放的能量主要以热能的形式存在。
在核电站中，核燃料的裂变或聚变反应产生的热能用于加热工质。
一般情况下，核电站采用压水堆反应堆（PWR）或沸水堆反应堆（BWR）两种常见的反应堆类型。
在压水堆反应堆中，燃料棒中的燃料产生的热能被用来加热循环中的水。
这些燃料棒被放置在反应堆压力容器中，水通过这些燃料棒周围的管道流动，并吸收热能。
热能转移到水中后，水被加热并转化为高温高压的蒸汽。
在沸水堆反应堆中，燃料棒中的热能直接转移给循环中的水，使其沸腾成蒸汽。
这些蒸汽直接驱动涡轮机，产生机械能。
3. 电能产生过程：核电站中的蒸汽驱动涡轮机旋转，涡轮机与发电机相连。
涡轮机的旋转运动通过转子传递给发电机，使发电机转动。
发电机内的线圈通过磁场的变化产生感应电流，最终转化为电能。
这样，核电站产生的热能被转化为机械能，再转化为电能。
为了保证核电站的安全性和稳定性，核电站还配备了多层安全保护系统，如反应堆冷却系统、核反应控制系统、放射性废物处理系统等。
总结：核电站的工作原理主要包括核反应、热能转换和电能产生三个过程。
核燃料的裂变或聚变反应产生的热能被用来加热循环中的水，产生高温高压的蒸汽。
蒸汽驱动涡轮机旋转，通过发电机转化为电能。
核电站的工作原理既高效又环保，为人们提供了大量的清洁能源。
核电站基本原理 共76页PPT资料
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。
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
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
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• 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
《核能发电技术》课件
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
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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
核能发电原理
核能发电的能量来自核反应堆中可裂变 材料(核燃料)进行裂变反应所释放的裂 变能。裂变反应指铀-235、钚-239、铀233等重元素在中子作用下分裂为两个 碎片，同时放出中子和大量能量的过程。 反应中，可裂变物的原子核吸收一个中 子后发生裂变并放出两三个中子。若这 些中子除去消耗，至少有一个中子能引 起另一个原子核裂变，使裂变自持地进 行，则这种反应称为链式裂变反应。实 现链式反应是核能发电的前提。
总的来说，利用核反应堆中核 裂变所释放出的热能进行发电的方 式。它与火力发电极其相似。只是 以核反应堆及蒸汽发生器来代替火 力发电的锅炉，以核裂变能代替矿 物燃料的化学能。除沸水堆外（见 轻水堆），其他类型的动力堆都是 一回路的冷却剂通过堆心加热，在 蒸汽发生器中将热量传给二回路或 三回路的水，然后形成蒸汽推动汽 轮发电机。沸水堆则是一回路的冷 却剂通过堆心加热变成70个大气压 左右的饱和蒸汽，经汽水分离并干 燥后直接推动汽轮发电机。
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。它与我们常见的火力发电厂一样， 都用蒸汽推动汽轮机旋转，带动发电机发 电。它们的主要不同在于蒸汽供应系统。 火电厂依靠燃烧化石燃料（煤、石油或天 然气） 释放的化学能制造蒸汽，核电站则 依靠核燃料的核裂变反应释放的核能来制 造蒸汽。产生核裂变反应的设备叫做反应 堆。用于发电的反应堆有压水堆、重水堆、 沸水堆、高温气冷堆、铀冷快堆等，当前 世界上建得最多的是压水堆核电站。
压水式反应堆核电站主要是由核蒸汽供 应系统和汽轮发电机系统组成 （如下图）
压水式反应堆图解
控制棒内的材料能 控制棒强烈吸收中 子，可以控制反应 堆内链式裂变反应 中 的铀-235，含量为3%左右。核燃料被烧 结成一个个圆柱状的二氧化铀陶瓷体芯 块，叠装在用锆合金做成的包壳管中， 做成一根根细长的燃料棒，再把这些燃 料棒按一定规则组装成一个个燃料组件， 就可供核电站使用。核电站的反应堆芯 内有100多个这样的核燃料组件，总重 量达几十吨。
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压水堆核电站的发电原理
核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，再被高压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生
蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。
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型管外的二回路冷却水，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。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。
二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把
热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝聚成水返回蒸汽发生器，重新加热成
蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。
三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝
水。
什么是核燃料?
核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀
转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。
压水堆核电站用的是浓度为3%右左的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内
有157个核燃料组件，每个组件由17×17根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块
装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束操纵棒，操纵核裂变反应。
利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备
也不同。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。本色上，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。
反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸
汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核
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2.2）。每
一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高
温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，汲取了堆芯核裂变放出的热能，
再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再
被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳
压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。
为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了专设安全设施和一系
列辅助系统。
一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅
助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废物处理系统，部分系统同时作为专设安全
设施系统的支持系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却办法，并防止放
射性物质的扩散。
二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝聚水泵、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组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器汲取热量变成高压
蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水，凝聚水由凝聚水泵
输送，经低压加热器进入除氧器，除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生
器，如此形成热力循环。为了保证二回路系统的正常运行，二回路系统也设有一系列辅助系
统。
循环水系统主要用来为冷凝器提供冷却水。
我们看到，在压水堆电厂，一回路系统的冷却剂与汽轮机回路工质是完全隔离的，这就
是所谓的间接循环。采纳间接循环具有使二回路系统免受放射性玷污的优点，但它与采纳直
接循环的沸水堆核电厂（图2.3）相比，增加了蒸汽发生器。压水堆体积较小和操纵要求简
单等因素可以弥补这一不足，并使这种系统设计在经济上具有竞争力。
发电机和输配电系统的主要设备有发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、启动变压
器、高压开关站和柴油发电机组等组成。其主要作用是将核电厂发出的电能向电网输送，同
时保证核电厂内部设备的可靠供电。
发电机的出线电压一般为22kV右左，经变压器升至外网电压。为保证核电厂安全运行，
核电厂至少与两条不同方向的独立电源相连接，以幸免因雷击、地震、飓风或洪水等自然灾
难可能造成的全厂断电。
每台发电机组的引出母线上，均接有两台厂用变压器。为厂用电设备提供高压电源。高
压厂用电系统一般为6kV右左。该高压厂用电系统直接向核电厂大功率动力设备供电。对于
小功率设备，经
变压器降压后供给380/220V低压电源。通常高压厂用电系统分为工作母线和安全母线
两部分，高压厂用电系统的工作母线，可以由外电网或发电机供电，高压厂用电的安全母线，
除外网和发电机外，还可由柴油发电机供电。
在电厂正常功率运行时，发电机发出的电能大部分经主变压器升压至外网电压输送给用
户。同时，整个厂用设备的配电系统由发电机的引出母线经厂用变压器降压后供电。当发电
机停机时，则由外部电网经启动变压器供电。当外网和发电机组都不能供电时，则由柴油发
电机组向安全母线供电，以保证核电厂设备的安全。点击图片可放大
输配电系统的设计与机组容量、电网系统环境等紧密相关，各核电厂设计会有较大差异。