核电及其主要堆型介绍..共40页文档

核反应堆的类型核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。

可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。

第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钮或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氮气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。

下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。

压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。

目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。

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核反应堆。

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。

以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。

重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。

重水堆分压力容器式和压力管式两类。

重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。

快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。

专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。

前景看好的快堆现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235,而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1 %~2%。

但在快堆中，铀-238 原则上都能通过核反应转变成易裂变的钮-239而得以使用。

即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60%~70%，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。

具体点说，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通过钮-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次8衰变后，铀-238很快被转变成钮-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钮-239。

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。

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(LMFBR)五种堆型。

一、压水堆压水堆(PWR)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，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，.己经成为技术上最成熟的一种堆型。

压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。

核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。

柱状燃料芯块被封装在细长的铬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，组件横断面边长约20cm，长约3m。

几百个组件拼装成压水堆的堆芯。

堆芯宏观上为圆柱形。

压水堆的冷却剂是轻水。

轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。

所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂.同时也用作冷却剂。

轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。

要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。

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一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。

高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后，进入蒸汽发生器，如图1-7所示。

压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。

冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。

包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。

它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。

蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。

传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。

核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。

根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。

当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。

聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。

裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。

它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。

按用途不同，裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。

按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。

按引起裂变反应的中子能量不同，又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。

二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成。

2.核电站厂房布置：反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。

a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。

b) 专设安全设施由四个系统组成：它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。

c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。

核电定义和分类
核电是一种利用核能进行发电的技术，也被称为核能发电。

它是利用核裂变或核聚变反应释放的能量来产生蒸汽，驱动汽轮机发电。

核电作为一种清洁、高效的能源形式，广泛应用于全球各地。

根据核裂变和核聚变的不同原理，核电可以分为两类：裂变反应发电和聚变反应发电。

裂变反应发电是利用重核素如铀-235、钚-239等在受中子轰击时发生裂变，释放出大量的能量。

通过控制裂变链式反应，核电厂能够稳定地产生热能。

燃料棒中的裂变产物释放的热能转化为蒸汽，最终通过汽轮机转换为电能。

裂变反应发电具有高效、可靠的特点，但同时也会产生大量的高放射性废料，对环境和人类健康造成一定的影响。

聚变反应发电是模仿太阳内部的核聚变反应过程，将轻核素如氘和氚聚变成氦，释放出巨大的能量。

聚变反应是一种理想的能源来源，具有丰富的燃料资源、高效的能量转化率和无放射性废料等优势。

然而，目前人类尚未实现可控的核聚变反应，因此聚变反应发电技术仍在研究和开发阶段。

除了根据反应原理的不同分类外，核电还可以根据反应堆类型进行分类。

目前常见的反应堆类型有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）等。

这些反应堆类型在冷却剂、燃料循环方式和
控制系统等方面存在差异，但都能够实现核能的有效利用。

总的来说，核电作为一种清洁、高效的能源形式，对于满足人类对能源的需求、减少碳排放以及保护环境具有重要意义。

通过不断的研究和创新，我们相信核电技术将会更加安全、高效，并为人类提供可持续的能源解决方案。

【核科普】一代至四代核电技术简介2014-02-20核电观察第一代核电技术1954年前苏联建成电功率为5MW的实验性核电厂，1957年美国建成电功率为90MW的希平港原型核电厂，这些证明了核能用于发电是可行的，国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。

早期原型堆代表：德累斯顿费米一号（美）Magnox希平港（美）第二代核电技术20世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在300MW 以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行的同时，使核电的经济性也得以证明，可与火电、水电相竞争。

目前世界上商运的400多台核电机组绝大部分是在这段时间建成的，它们称为第二代核电机组。

第二代核电堆型代表：PWR (压水堆)VVER (压水堆)BWR (沸水堆)CANDU (重水堆)第三代核电技术20世纪90年代，美国电力研究院出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD （Utility Requirements Document），用一系列定量指标来规范核电厂的安全性和经济性。

随后，欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求”，即EUR （European Utility Requirements）,也表达了类似的看法。

国际上通常把URD 或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。

URD和EUR的主要关注点为：1）进一步降低堆芯融化和放射性向环境释放的风险，使发生严重事故的概率减少到极致，以消除社会公众的顾虑。

2）进一步减少核废物（特别是强放射性和长寿命核废物）的排放量，寻求更加的核废物处理方案，减少对人员和环境的放射性影响。

3）降低核电厂每单位千瓦的造价，缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率，延长寿期，以进一步改善其经济性。

第三代核电堆型代表：AP1000—非能动先进压水堆EPR—欧洲压水堆APR1400—韩国先进压水堆APWR—先进压水堆（日本三菱）ABWR—先进沸水堆（GE）ESBWR—经济简化型沸水堆（GE）第四代核电技术第四代核电技术是指安全性和经济性都更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统。

核电历史回顾和第三代先进堆型简析摘要回顾了核电发展历史，阐述了第三代核电厂的发展背景和设计要求，简单分析了几种第三代先进堆型的设计特点。

关键词代核电厂先进堆型Abstract The paper looks back the development history of the nuclear power, explains the development background of the third generation nuclear power plant and design requirements, and analyzes the design characteristics of several typical third generation advanced reactor types.Key words Generation Nuclear Power Plant Advanced Reactor Types1 核电发展历史、现状和趋势从第一座核电站建成至今已有50年的历史，在经历了20世纪60年代末～80年代中期核电大发展以后，由于1979年美国三里岛事件和1986年前苏联切尔诺贝利事件的影响，核电的发展在世界范围内受到严重的挫折。

也正因为这些事件，给了人们对核电有更多的反思，并为21世纪迎来核电在更高水平上的发展奠定了坚实的基础。

20世纪50～60年代可视为核电发展早期。

这时期核电主要集中在美、苏、英、法和加拿大少数几个国家中，西德和日本由于二次大战后巴黎协定禁止其在战后10年内进行核研究，因而核能技术应用起步较晚。

这阶段发展的堆型可分为3种情况，一是从军用生产堆或军用动力堆转型改造过来，二是一些商用核电厂堆型的原型机组，第三则是研究探索过程中建造的一些堆型。

这阶段典型的核电机组堆型包括：英国和法国建造的一批“美诺克斯”天然铀石墨气冷堆（GCR），前苏联早期建造的轻水冷却石墨慢化堆（LGR），美国早期建造的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR），加拿大早期建造的天然铀重水堆以及美国和前苏联早期建造的快中子增殖堆。

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（LMFBR)五种堆型.一、压水堆压水堆(PWR）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，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进,.己经成为技术上最成熟的一种堆型。

压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，燃料芯块中铀-235的富集度约3％.核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。

柱状燃料芯块被封装在细长的铬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，组件横断面边长约20cm，长约3m。

几百个组件拼装成压水堆的堆芯。

堆芯宏观上为圆柱形。

压水堆的冷却剂是轻水.轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。

所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂。

同时也用作冷却剂。

轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。

要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理。

核反应堆应有高的堆芯出口温度参数：要获得高的温度参数,就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态.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一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15。

5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。

高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后,进入蒸汽发生器，如图1-7所示。

压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起.冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。

包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界.它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。

蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。

传热管外为二回路的水,冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水,从而使二回路的水变成280℃左右的、6—7MPa的高温蒸汽.所以在蒸汽发生器里,冷却剂回路与二回路的水在互不交混的情况下，通过管壁发生了热交换。