核电基础知识授课讲稿
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核电能源演讲稿各位老师、亲爱的同学们:大家好!今天我非常荣幸能够站在这里,和大家一起探讨一个备受关注的话题——核电能源。
首先,让我们来了解一下核电能源的基本原理。
核电能源是利用核裂变或核聚变释放出的能量来产生电力的一种能源。
核裂变是指重核裂变成两个或多个轻核,放出大量能量的过程;核聚变则是指两个轻核聚变成一个更重的核,同样也会释放出巨大的能量。
这种能源具有能量密度大、资源丰富、环境友好等特点,因此备受关注。
其次,我们来谈谈核电能源的优势。
首先,核电能源是清洁能源的代表之一,与传统燃煤发电相比,核电不会排放二氧化碳、二氧化硫等有害气体,对环境污染较小。
其次,核电能源具有能量密度大的特点,少量燃料就能产生大量电力,可以满足人们对电力需求的同时减少能源消耗。
此外,核电站的建设和运行周期长,稳定性高,能够为社会提供可靠的电力保障。
因此,核电能源在解决能源问题、减少环境污染方面具有重要的意义。
然而,核电能源也存在一些问题和挑战。
首先,核电站的建设和运行需要高度的安全性和技术水平,一旦发生核事故,后果将不堪设想。
其次,核废料处理和核安全问题一直是困扰核电能源发展的难题,如何妥善处理核废料、提高核电站的安全性是当前亟待解决的问题。
此外,核电站的建设和运行成本较高,需要大量资金投入,这也是限制核电发展的一个因素。
为了解决这些问题,我们需要采取一系列的措施。
首先,加强核安全意识,严格执行核安全标准,提高核电站的安全性。
其次,加大对核废料处理技术的研发和应用,寻找更加安全、高效的处理方法。
同时,加强对核电技术的研发和创新,降低建设和运行成本,提高核电能源的竞争力。
最后,我想强调的是,核电能源作为清洁能源的代表,对于解决能源问题、减少环境污染具有重要的意义。
我们应该充分认识到核电能源的优势和挑战,采取有效措施解决存在的问题,推动核电能源的发展,为人类社会的可持续发展做出贡献。
谢谢大家!。
核电基础知识培训教材目录1 核电基础知识1.1核电站概况前言核能特征1.1.1核电站工作原理1.1.2主要参数1.1.3核电站厂房布置1.1.4核电站与常规火电厂比较1.2核岛主要设备与安装1.2.1压水型核反应堆堆芯1.2.2压力容器(结构、功能、安装)1.2.3堆内构件(结构、功能、安装)1.2.4控制棒驱动机构(结构、功能、安装)1.2.5反应堆冷却剂主循环泵(结构、功能、安装) 1.2.6主管道(结构、功能、安装)1.2.7蒸汽发生器(结构、功能、安装)1.2.8稳压器(结构、功能、安装)1.3核岛主要系统与功能1.3.1核岛主要系统组成1.3.2核岛主要系统功能1.4常规岛1.4.1常规岛主要设备1.4.2动力转换系统1.4.3核电站常规岛与火电站主机系统的比较1.5核电站的安全问题1.5.1核安全目标与原则1.5.2核安全法规与监督1.5.3安全壳—核安全设施之一1.5.4多道安全屏障1.5.5纵深防御原则1.6核设备与系统的安全分组和抗震类别1.6.1核安全分级的目的1.6.2安全分级的依据和原则1.6.3安全等级的划分1.6.4核电站设备与系统的具体分级1.6.5抗震类别1.7核电安装施工专题1.7.1核电建设关键路径分析1.7.2核岛安装工程10个机电安装包情况1.7.3岭澳核电站常规岛安装1.7.4常规岛施工采用的现场设计变更管理模式1.7.5核电施工中的一个特殊问题1.7.6核电施工中业主对现场施工的监督2 核质保基础知识2.1概述2.2质量保证大纲管理2.3 QA/QC验证2.4管理部门审查2.5安装期间的质量保证1 核电基础知识1.1核电站概况前言核能特征一九三九年发现了核裂变现象,随后实验证明了在核裂变时伴随释放大量的能量。
核裂变能就是通过核裂变,释放出来的能量。
核裂变就是一个重原子核吸收了一个中子之后分裂成为两个轻原子核的过程。
例如:U92235+n01 βa56140+Kr3694+2 n01+200Mev这个过程的两项产物使它具有很大的利用价值,即每一次核裂变,一方面释放出的大量能量可以加以利用,另一方面又产生2-3个新的中子。
核电基本知识核电是一种高效、清洁的能源形式,具有巨大的发展潜力。
本文将介绍核电的基本知识,包括核能原理、核反应堆、核燃料循环、核安全与辐射防护、核电运行与维护、核废料处理与处置以及核电经济与环境影响等方面。
1.核能原理核能是由原子核中的质子、中子以及它们的结合能所释放出来的能量。
核能的主要来源是铀、钚等放射性元素的原子核裂变和氢等轻元素的原子核聚变。
在核反应过程中,质量会发生亏损,根据爱因斯坦的质能方程E=mc²,这些亏损的质量会转化为能量释放出来。
2.核反应堆核反应堆是核电站的核心部分,它可以将核能转化为热能。
核反应堆的基本结构包括燃料组件、控制棒、冷却剂和屏蔽层等。
燃料组件是核反应堆的核心,由铀等放射性元素制成。
控制棒用于控制核反应的速率和反应堆的功率。
冷却剂用于将反应堆中的热能带出。
屏蔽层用于吸收和屏蔽放射性物质。
3.核燃料循环核燃料循环是指将核燃料从天然资源中提取出来,经过加工和处理,再返回反应堆进行利用的过程。
这个过程包括铀的提取和转化、燃料组件的制造、乏燃料的处理和放射性废料的储存等环节。
在核燃料循环中,乏燃料中的放射性物质会进行处理和储存,同时可回收再利用的物质也会进行分离和提取。
4.核安全与辐射防护核安全与辐射防护是核电发展中非常重要的环节。
放射性物质对人体和环境都有一定的危害,因此必须采取有效的防护措施。
这些措施包括控制放射性物质的释放、隔离和防护放射性物质、监测环境中的放射性水平等。
同时,为了应对可能发生的核事故,还必须制定和实施应急处理措施,以保障人员和环境的安全。
5.核电运行与维护核电运行和维护是保证核电站安全稳定运行的重要环节。
在核电站运行期间,需要严格控制反应堆的功率和运行状态,同时还要对各种设备和系统进行定期的检查和维护。
当设备或系统出现故障时,需要及时进行检修和更换,以确保核电站的正常运行。
6.核废料处理与处置核废料处理和处置是核电发展中一个长期且具有挑战性的问题。
1.什么是核能世界上一切物质都是由原子构成的,原子又是由原子核和它周围的电子构成的。
轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量,分别称为核聚变能和核裂变能,简称核能。
本书内提到的核能是指核裂变能。
前面提到核电厂的燃料是铀。
铀是一种重金属元素,天然铀由三种同位素组成:铀-235 含量0.71%铀-238 含量99.28%铀-234 含量0.0058%铀-235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀-235原子核时,这个原子核能分裂成两个较轻的原子核,同时产生2到3个中子和射线,并放出能量。
如果新产生的中子又打中另一个铀-235原子核,能引起新的裂变。
在链式反应中,能量会源源不断地释放出来。
铀-235裂变放出多少能量呢?请记住一个数字,即1千克铀-235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。
2.核反应堆原理反应堆是核电站的关键设计,链式裂变反应就在其中进行。
反应堆种类很多,核电站中使用最多的是压水堆。
压水堆中首先要有核燃料。
核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块,装到锆合金管中,将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起,成为燃料组件。
大多数组件中都有一束控制棒,控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。
压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件,吸收了核裂变产生的热能以后流出反应堆,进入蒸汽发生器,在那里把热量传给二次侧的水,使它们变成蒸汽送去发电,而主冷却剂本身的温度就降低了。
从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。
冷却剂的这一循环通道称为一回路,一回路高压由稳压器来维持和调节。
3.什么是核电站火力发电站利用煤和石油发电,水力发电站利用水力发电,而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分:一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统;另一部分是利用蒸汽发电的常规岛,包括汽轮发电机系统。
核电站用的燃料是铀。
铀是一种很重的金属。
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功率 1kW 等于 1.36 马力。
而 1个马力就是将 75 千克重物体用 1 秒钟时间将它提高 1 米。
现举一个搬运水泥的例子:1 / 22如有 600 袋水泥,每袋 50 ㎏,要求搬运至 5 楼(12m高),用电力捲扬机提升,略去摩擦等损耗,则耗电为 1kWh,电费约 0.5 元。
若用人工搬运,费用则要几千元。
所以,我们要珍惜电能的使用,尽量发挥它最高的效益。
核电演讲稿
尊敬的各位领导、各位专家、各位同事们,大家好!
今天,我很荣幸能够站在这里,向大家介绍核电这一重要的能源形式。
核能作为清洁、高效的能源形式,对于人类的发展具有重要意义。
我将从核电的优势、发展现状和未来展望三个方面进行介绍。
首先,让我们来看一下核电的优势。
核能作为一种清洁能源,不会排放二氧化碳等温室气体,对于缓解气候变化具有重要意义。
与传统化石能源相比,核能在发电过程中所产生的废气、废水等污染物极少,对环境的影响较小。
同时,核电站的发电效率高,能够稳定供应电力,为社会经济发展提供有力支持。
此外,核燃料资源丰富,可以为人类提供长期可持续的能源供应。
其次,我们来了解一下核电的发展现状。
目前,全球范围内已经有多个国家拥有核电站,并且核电在一些国家的能源结构中占据着重要地位。
在中国,核电也逐渐成为了清洁能源的重要组成部分。
随着技术的不断进步和安全标准的提高,核电站的建设和运营越来越受到重视。
同时,核电在应对能源危机、减少污染排放等方面具有重要作用,受到了国际社会的广泛关注和支持。
最后,让我们展望一下核电的未来。
随着科技的不断发展,核电技术将会更加成熟和安全。
未来,核电站将更加智能化、高效化,能够更好地满足社会对清洁能源的需求。
同时,核电在新能源领域的地位将会更加突出,成为推动经济发展和环境保护的重要力量。
总而言之,核电作为一种清洁、高效的能源形式,对于人类的可持续发展具有重要意义。
我们有理由相信,随着技术的不断进步和意识的提高,核电将会在未来发挥更加重要的作用,为人类社会的发展做出更大的贡献。
谢谢大家!。
第一章核电基本知识第一节核物理和核安全一、核物理基本知识1、原子结构:原子虽小,但里面十分空旷,如果我们将原子放大成直径上百米的足球场,在其中央有一颗称为原子核的小米粒,其直径不到原子直径的万分之一。
而它的质量却占整个原子质量的99.94%以上。
原子核内含有更小的粒子—质子和中子,统称为核子。
原子核外部是其它粒子—电子。
除了最简单的氢原子核内只有一个质子之外,其余元素的原子核都由多个质子和中子组成的。
科学家将元素原子核内的质子数定义为元素的原子序数。
电子的数量同质子一样多,且围绕原子核旋转。
一张纸的厚度相当于10000个原子的厚度。
中子顾名思义是中性的,它不带电荷,而质子是带正电荷的粒子,电子是带负电荷的粒子。
一个质子和一个电子的电量相同,但两者的质量相差甚远,而质子和中子的质量很相近,分别为电子质量的1839和1837倍。
原子的组成中子:不带电,质量为1;质子:带正电,质量为1;电子:带负电,质量为中子的1/1837。
中子和质子组成原子核,因此统称为核子。
质子数量等于原子系数,中子数等于原子的质量数减原子系数。
同一种元素的质子数相同。
2、元素与核素的概念:自然界已发现103种元素。
有的元素包含几个同位素,总计有320多种核素。
"同位"意思是在元素周期表中只占有一个位置,占同一个位置,人们把原子里具有相同的质子数和不同中子数的同一元素的不同种原子互称为同位素,很多种元素的原子都有同位素。
同位素中有的会放出射线,因此称放射性同位素或放射性核素,其余叫做稳定同位素。
稳定同位素、放射性同位素有数千种,大多数同位素都是稳定同位素,并呈混合物状态出现在元素中。
3、铀与铀的同位素:天然铀的组成:U234占0.0055%、U235占0.7205%与U238占99.274%4、裂变反应:反应产生:巨大能量;1KgU 全部裂变所放出的能量相当于2550吨煤燃烧时放出的能量释放出2~3个中子;释放出放射性射线。
核电基础知识第一节 反应堆物理基础一. 原子和原子核1. 原子的基本概念世界上任何物质都是由原子组成的。
原子是进行化学反应的最小单位。
原子是由质量相对较大、体积较小位于原子中心的原子核和绕其高速运转的轨道电子组成。
在所有稳定原子中,轨道电子数等于核内质子数,原子作为一个整体是不带电的。
当原子得到或失去电子,便会得到或失去负电荷。
呈负电性或正电性的原子称为离子。
2. 原子核的基本概念原子核由A 个核子组成(A 是核内的核子数,又称质量数),其中有Z 个带有正电荷的质子(Z 是原子序数,即原子核中质子的数量)和N 个(N 表示核内中子数,N=A-Z )电中性的中子。
任何一个原子核X 都可用符号N A Z X 来表示,例如,He z42,O 1688,U 23892146等等。
实际上,只要简写为X A ,它已足以代表一个特定的核素。
原子、原子核、质子、中子、电子等微观粒子的质量非常小,不方便用克或千克作其质量的单位。
一般用原子质量单位(u )来表示微观粒子的质量。
对原子来说就是原子量。
1u 是一个碳-12原子质量的十二分之一即1.66056×10-27Kg 。
质子的静止质量为1.007276u ,中子的静止质量为1.008665u ,电子的静止质量为0.00054858u 。
一个质量数为A 的原子其原子量近似为A 。
原子核带正电,电荷量为+Ze 。
原子核周围的电子是按一定规律分层排列的,层之间具有能量的差别。
质子和中子在结合成原子核的过程中要损失一部分质量(质量亏损),这部分质量以能量的形式(E=△mc2)释放出来。
反之,要使原子核内质子中子分开,必须施加与之相等的电子 质子 中子 图1-1 原子结构示意图能量,此能量叫结合能。
由于能量和质量有内在的联系,在原子物理学中,经常用能量来表示其质量,如1u对应的能量为931.5MeV。
二.原子核的放射性原子核内具有特定数目的质子和中子并处于同一能态的一类原子称为核素。
核电基础知识授课讲稿 Ting Bao was revised on January 6, 20021核电基础知识第一节 反应堆物理基础一. 原子和原子核1.原子的基本概念世界上任何物质都是由原子组成的。
原子是进行化学反应的最小单位。
原子是由质量相对较大、体积较小位于原子中心的原子核和绕其高速运转的轨道电子组成。
在所有稳定原子中,轨道电子数等于核内质子数,原子作为一个整体是不带电的。
当原子得到或失去电子,便会得到或失去负电荷。
呈负电性或正电性的原子称为离子。
2. 原子核的基本概念原子核由A 个核子组成(A 是核内的核子数,又称质量数),其中有Z 个带有正电荷的质子(Z 是原子序数,即原子核中质子的数量)和N 个(N 表示核内中子数,N=A-Z )电中性的中子。
任何一个原子核X 都可用符号NA ZX 来表示,例如,He z42,O 1688,U 23892146等等。
实际上,只要简写为X A ,它已足以代表一个特定的核素。
原子、原子核、质子、中子、电子等微观粒子的质量非常小,不方便用克或千克作其质量的单位。
一般用原子质量单位(u )来表示微观粒子的质量。
对原子来说就是原子量。
1u 是一个碳-12原子质量的十二分之一即×10-27Kg 。
质子的静止质量为,中子的静止质量为,电子的静止质量为。
一个质量数为A 的原子其原子量近似为A 。
原子核带正电,电荷量为+Ze 。
电子 质子 中子图1-1 原子结构示意图原子核周围的电子是按一定规律分层排列的,层之间具有能量的差别。
质子和中子在结合成原子核的过程中要损失一部分质量(质量亏损),这部分质量以能量的形式(E=△mc2)释放出来。
反之,要使原子核内质子中子分开,必须施加与之相等的能量,此能量叫结合能。
由于能量和质量有内在的联系,在原子物理学中,经常用能量来表示其质量,如1u 对应的能量为。
二. 原子核的放射性原子核内具有特定数目的质子和中子并处于同一能态的一类原子称为核素。
某种元素有多少种同位素就有多少种核素。
核素有的稳定,有的不稳定。
不稳定的原子核,总是自发地以释放出粒子(α、β、n )或γ光子的形式释放能量以逐步达到稳定状态,这个过程称为衰变。
在衰变过程中放出粒子和光子的现象叫放射性。
具有放射性的核素叫放射性核素。
原子序数大于84的核素都有放射性。
所有的由一个或多个放射性核素构成的物质叫放射源。
三. 核裂变裂变现象的发现,引起了人们极大的注意。
这不仅是因为在裂变过程中释放出巨大的能量,而且在裂变过程中都伴随着中子的发射。
这些中子将使裂变自动地继续下去,形成链式反映,从而使原子能大规模利用成为可能。
在没有外来粒子轰击下,原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变,而在外来粒子轰击下,原子核才发生裂变的现象成为诱发裂变。
1.自发裂变自发裂变的一般表达式→X AZ 212211Y Y A Z A Z +在自发裂变刚发生的瞬间满足如下的关系:A=A1+A2;Z=Z1+Z2,即粒子数守恒。
其中,A1、A2和Z1、Z2分别为裂变产物的质量数和电荷数。
自发裂变能Q f,s =T Y1(Z1,A1)+T Y2(Z2,A2)由能量守恒可以导出:Q f,s =m(Z,A)C2-[m(Z1,A1)+m(Z2,A2)]C2和Qf,s=B(Z1,A1)+B(Z2,A2)-B(Z,A)自发裂变发生的条件:Qf,s> 0,即两裂片的结合能大于裂变核的结合能。
2.诱发裂变能够发生自发裂变的核素不多,大量的裂变过程是诱发裂变,即当具有一定能量的某粒子α轰击靶核A时,形成复合核。
复合核一般处于激发态,其激发能超过它的裂变位高垒高度时,那么核裂变就会立即发生。
诱发裂变中,中子诱发裂变是最重要的。
这是由于中子与靶核没有库仑势垒,能量很低的中子就可以进入核内使其激发而发生裂变。
裂变过程又有中子发射,可以形成链式反应。
第二节核动力厂反应堆一.核反应堆的基本工作原理自续链式裂变反应是核反应堆的物理基础。
当一个燃料核俘获一个中子产生裂变后,平均可放出个中子,即第二代中子数目要比第一代多。
粗粗看起来链式反应自续下去是不成问题的,但实际情况并非如此。
下面以热中子反应堆为例加以讨论。
热堆的堆芯由燃料、慢化剂、冷却剂及各种结构材料组成的,因此堆芯中的中子不可避免的有一部分被非裂变材料吸收。
此外,还有一部分中子要从堆芯泄漏出去。
即使是被裂变材料吸收的中子也只有一部分能引发裂变、产生下一代中子,其余的引发俘获反应,不产生中子,因此,下一代中子数不一定比上一代多。
核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便的用有效增殖系数K来表示。
它的定义是:K=(系统内中子的产生率)/(系统内中子的消失率)系统内中子的消失率=系统内中子的吸收率+系统内中子的泄漏率只要知道了系统的宏观截面和中子通量,中子的产生率和吸收率就可以计算出来。
若堆芯的有效增殖系数K=1,则堆芯内中子的产生率等于中子的消失率,堆芯内的链式反应将以恒定的速率不断进行下去,也就是说链式反应过程处于稳定状态,此时反应堆的状态称为临界状态。
二.核反应堆的主要类型目前,在以发电为目的的核能动力领域,世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的,主要有压水堆(PWR),沸水堆(BWR),重水堆(PHWR),高温气冷堆(HTGR)和快中子堆。
下表是5种核反应堆的基本特征:下表为世界核电机组类型统计表(截止到2006年1月25日)1.压水堆(PWR)压水堆最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。
四十多年来,这种堆芯得到了很大的发展,经过一系列的重大改进,已经成为技术上最先进的一种堆型。
压水堆核电站采用稍加浓缩的铀作为核燃料,燃料芯块中U-235的富集度约3%。
核燃料是高温烧结的圆柱型二氧化铀陶瓷燃块。
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,这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
压水堆的冷却剂是轻水。
轻水不仅价格便宜,而且具有良好的热传输性能。
所以在压水堆中,轻水不仅作为中子的慢化剂,同时也作为冷却剂。
轻水的明显缺点是沸点低,而要使热力系统有较高的热能传输效率,必须提高冷却剂的系统压力使其处于液压状态。
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在300℃左右,堆内压力。
下图为压水堆的热力系统示意图。
压水堆核电站Steam压水堆核电站的最显着的特点是结构紧凑,堆芯的功率密度大。
由于水中的氢原子核与中子相当,每次碰撞时,中子损失的能量最多。
因此,在各种慢化剂中,水的慢化能力最强。
同时水也是良好的冷却剂,它比热大,导热系数高,在堆内不易被活化,不容易腐蚀不锈钢、锆等结构材料。
所以用水作慢化剂和冷却剂。
压水堆核电站另一个特点是基建费用低、建设周期短。
压水堆核电站的主要缺点是两个:第一,由于水的沸点低,必须采用高压的压力容器,导致压力容器的制造难度和制造费用的提高。
第二,必须采用有一定富集度的核燃料。
2.沸水堆在压水堆核电站中,一回路的冷却剂通过堆芯时被加热,随后在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水使之沸腾产生蒸汽。
那么可不可以让水在堆内沸腾产生蒸汽呢。
沸水堆正是为回答这个问题而衍生出来的。
下图是沸水堆的示意图:反应堆主泵冷却水冷凝汽发电机汽轮机与压水堆相比,沸水堆有以下几个优点:直接循环。
核反应堆产生的蒸汽直接引入汽轮机,推动汽轮发电机组发电。
这是沸水堆与压水堆最大的区别。
沸水堆核电站省去一个回路,不再需要稳压器和蒸汽发生器。
工作压力可以降低。
获得与压水堆同样的温度,只需加压到7MPa左右。
堆芯出现空泡。
沸水堆堆内有气泡。
运行经验的积累表明,在任何工况下慢化剂空泡系数均为负值,空泡的负反馈是沸水堆的固有特性,它使反应堆更加稳定。
与压水堆相比,沸水堆有以下几个缺点:辐射防护和废物处理较复杂。
功率密度比压水堆小。
水沸腾后密度降低,慢化能力减弱。
3.重水堆重水堆是指用重水(D2O)作慢化剂的反应堆。
按结构分,重水堆可以分为压力管式和压力壳式。
采用压力管式时,冷却剂可以与慢化剂相同也可以不同。
压力管式重水堆又分为立式和卧式两种。
压力壳式只有立式,冷却剂与慢化剂相同。
重水堆核电站的主要特点是:可以采用天然铀作为核燃料。
重水的慢化能力仅次于轻水,但吸收热中子的几率要比轻水低两百多倍,可以直接使用天然铀作为核燃料。
比轻水堆更节约铀。
约比轻水堆节约20%。
可以不停堆更换核燃料。
重水堆的功率密度低,同样功率的重水堆的堆芯体积比压水堆大10倍左右。
重水费用昂贵,约占重水堆基建投资的1/6以上。
4.高温气冷堆高温气冷堆是以气体作为冷却剂的气冷堆。
高温气冷堆有很广阔的发展前景,但在技术上还没有到达成熟的阶段。
5.快中子堆快堆,是堆芯中核燃料裂变反应主要有平均能量为以上的快中子引起的反应堆。
快堆是一种增殖堆,从某种意义上来说,是一个既生产电能,又生产核燃料的反应堆。
三.压水堆核反应堆本体结构和主系统压水堆核电站主要由核岛和常规岛组成。
压水堆核电站核岛的四大部件是堆芯、蒸汽发生器、稳压器和主泵。
压水堆的核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块,称之为燃料芯块。
燃料芯块中铀-235的富集度约3%,一个一个地重叠的放在锆-4合金管内。
这种合金管称之为燃料元件包壳。
锆管两端由端塞,燃料芯块完全封闭在锆金属管内,构成细而长的燃料元件。
见图:压水堆燃料元件棒。
密封的燃料元件构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。
这些燃料元件用定位隔架定位,组成燃料组件。
将一百多根燃料组件组装在一起,构成了压水堆的堆芯。
图:压水堆燃料元件棒图:压水堆压力容器内结构图由燃料组件组装成的堆芯放在一个很大的压力容器内。
压水堆的最关键的设备之一是压力容器,它是不可更换的。
控制棒束由上部插入堆芯,在压力容器顶部有控制棒束的驱动机构。
作为慢化剂和冷却剂的轻水,由压力容器侧面进来后,经过吊篮和压力容器之间的环形下降段,再从底部下腔室进入堆芯。
冷却水通过堆芯后,温度升高,密度降低,再从堆芯上部流经上腔室流出压力容器。
这些高温的堆芯冷却水从压力容器上部离开反应堆后,经过热管段,进入蒸汽发生器。
冷却剂从蒸发器的U形传热管内一次侧流出后,将热量传递给传热管外流动的二次侧工质。
此后冷却剂流出蒸发器,经过回路中间管段流到主泵,经过主泵升压后,通过冷段又流到反应堆,形成封闭的冷却剂在其内往返循环的冷却剂回路系统(也称一回路系统)。
由于体积膨胀及其它原因,在密闭回路内冷却剂的压力会波动,从而使反应堆的运行工况不稳定。
因此,在反应堆压力容器出口和蒸发器之间的一回路热管段安装有稳压器。
稳压器是一个高大的空心圆柱体。
下部为水,通过浸泡在饱和水下的电加热器产生蒸汽并浮升到稳压器的上部空间,利用蒸汽的弹性来维持核反应堆冷却剂的稳定压力。
第三节AP1000的系统特点1.AP1000概况西屋公司在开发AP1000之前,已完成了AP600的开发工作,并于1998年9月获得美国核管会(NRC)的最终设计批准(FDA),1999年12月则获得NRC的设计许可证,该设计许可证的有效期为15年。