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第二讲 压水堆核电厂简介

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《压水堆核电厂完》课件

《压水堆核电厂完》课件

将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生 器。
控制棒与调节剂
控制反应堆的启动、停止和功率调节 。
蒸汽与汽轮机系统
蒸汽发生器
将反应堆产生的热量转化为蒸汽 。
汽轮机
将蒸汽的热能转化为机械能，驱 动发电机发电。
冷凝器与凝结水泵
将汽轮机排出的蒸汽冷凝成水， 回收利用。
冷却剂系统
冷却剂泵
将冷却剂循环流动，带走反应堆产生的热量。
核裂变
重原子核分裂成两个或多 个较轻原子核，同时释放 出巨大能量。
核反应堆
控制和维持核裂变反应的 装置，用于产生热能。
压水堆核电厂的特点
高效能
利用核能发电，具有高效 率和低成本优势。
安全可靠
采用封闭式循环系统和多 重安全保障措施，确保运 行安全。
环保
产生的放射性废料较少， 且经过严格处理，对环境 影响较小。
冷却剂热交换器
将冷却剂的热量传递给蒸汽发生器或辅助系统。
冷却剂过滤器
去除冷却剂中的杂质，保持系统清洁。
核燃料循环系统
燃料组件
由燃料棒、控制棒和支撑结构组成，实现核燃料的安全管理。
燃料装卸系统
负责燃料组件的装载、卸载和运输。
乏燃料储存设施
储存乏燃料，确保其安全处理和处置。
辅助系统与设备
化学处理系统
定期安全审查
对核电厂进行定期的安全评估 ，确保所有安全措施得到有效 执行。
应急计划
制定详细的应急计划，包括事 故发生后的响应措施、人员疏 散等，以最大程度地减少事故
的影响。
辐射防护与控制
辐射监测
对核电厂周围的环境进 行实时监测，确保辐射
水平在安全范围内。
防护设备
为工作人员提供必要的 防护设备，如防护服、 手套、鞋等，以减少辐

压水堆核电站

压水堆核电站

压水堆核电站1942年费米在世界第一座反应堆上首次实现了可控裂变链式反应。

但是核能这柄双刃剑却首先使用于研制原子弹、氢弹、核潜艇和核航母。

直到20世纪50年代人类才开始开发核能的和平利用——核能发电技术。

1957年底，美国首先将核潜艇压水堆和常规蒸汽发电技术结合，建成了世界上第一座60MW希平港原型压水堆核电厂。

原子核裂变时产生的中子，有的被易裂变核吸收产生新的裂变，有的被某些原子核如（结构材料、减速剂、冷却剂、控制棒等的原子核)俘获后不发生裂变，有的漏到堆芯外面去了。

在裂变时，只有当中子的产生率等于消失率时，裂变反应才能进行下去，通常把这种状态叫临界状态。

达到临界时的堆芯质量叫临界质量。

实际上，核反应堆的燃料装载量比临界质量大，这是因为除了要“烧掉”大部分核燃料外，在堆芯换料时，核燃料的质量也要大于临界质量，还要留有一定的后备反应性，以便控制裂变反应。

压水堆（pressurized waterreactor）使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。

燃料为低浓铀。

使用加压轻水作冷却剂和慢化剂，水压约为15.5MPa，水在堆内不沸腾，驱动汽轮发电机组的蒸汽在反应堆以外产生，借助于蒸汽发生器实现，蒸汽压力为6～7MPa。

燃料为浓缩铀或MOX燃料。

20世纪80年代前，被公认为是技术最成熟，运行安全、经济实用的堆型。

最早用作核潜艇的军用反应堆。

1961年，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。

压水堆由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒组件等构成。

压力容器的寿命期为40年，堆芯装核燃料组件。

压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。

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路等系统，其形式与常规火电厂类似。

压水堆核电厂

压水堆核电厂

进行。
7
压水堆核电厂
压水堆核电厂就是利用一座或若干座压水反应
堆作为动力而发电的电厂，它是一个将核能转
换为电能的综合装置。
压水堆核电厂一般是由一回路和二回路以及与
它们相关的各个辅助系统或设备组成。一回路
也称反应堆冷却剂系统，它包括压水堆本体和
若干个封闭的并联到反应堆压力容器的反应堆 冷却剂环路；二回路也称动力转换系统。
29
典型参数 * 1．一回路额定热功率：
2．一回路压力：
3．反应堆进/出口水温：
2905MW
155bar,a
293/327℃
4．蒸汽发生器出口蒸汽压力： 67.1bar,a
*5．汽轮机额定电功率：
6．汽轮机转速： 7．冷凝器压力：
983.8MW
3000r.p.m 0.075bar,a
８．给水温度：
有一台主泵和一台蒸汽发生器。其中一个环路装 有一台稳压器，以维持一回路压力。
17
一回路主系统布置
一回路主系统即压水 堆冷却剂系统（RCP）， 其主要功用是：由冷却剂 将堆芯因核裂变产生的热 量传输给蒸汽动力装置并 冷却堆芯，防止燃料元件 烧毁。
18
18
典型压水堆核电厂功率及一回路容量
(MW) t/h) 厂，一个环路的电功率已达到300MW ～600MW ；而且，
31
核电厂主要厂房
安全壳厂房 汽轮机厂房 燃料厂房
核辅助厂房
32
核岛主要厂房
1、反应堆厂房

又称安全壳，是一个有钢衬预应力混凝土结构，顶部呈球形 或椭圆形，内径约40m，壁厚约1m，高约60m-70m. 可承受绝对压力约0.5Mpa的内压。 它包容一回路系统带放射性物质的所有系统，以防止放射性 物质向外扩散。

核电厂系统与设备-压水堆核电厂

核电厂系统与设备-压水堆核电厂

2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、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
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、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 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统

压水堆核电站_

压水堆核电站_

压水堆核电站压水堆核电站用铀制成的核燃料在一种叫“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，蒸汽推动气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。

这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。

压水堆核电站由反应堆、一回路系统、二回路系统以及电站的配套设施等主要部分组成。

压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径约8毫米，高13毫米，称之为燃料芯块。

其中铀－235的浓缩度约3％。

燃料芯块－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米，厚约0．57毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。

燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件。

这种锆合金管称为燃料元件包壳。

这些燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃料组件(见图4-2)。

每一个燃料组件包括两百多根燃料元件。

一般是将燃料元件排列成横十七排、纵十七行的17×17的组件，中间有些位置空出来放控制棒。

控制棒的上部连成－体成为棒束。

每一个棒束都在相应的燃料组件内上下运动。

控制棒在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量分布。

燃料组件外面不加装方形盒，以利于冷却剂的横向流动。

加上端部构件，整个组件长约四米，横截面为边长约20厘米的正方形。

图4－3是典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图；图4－4为压力容器的结构布置图。

由燃料组件组成的堆芯放在一个很大的压力容器内。

控制棒由上部插入堆芯。

在压力容器顶部有控制棒的驱动机构。

作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。

冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流出压力容器。

一般入口水温300C ο，出口水温332C ο，堆内压力15.5Mpa 。

一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。

这些冷却水并不排出堆外，而是在封闭的－回路内往复循环。

堆芯放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件。

核动力发电厂

核动力发电厂

2．3 核电厂的设计规划
与其他电能生产相比，核电厂的最大特点之一，是在运行的同 时要产生大量放射性裂变物质。核电厂设计的首要问题，就是要在 正常工况或事故工况下，能把这些放射性物质严加控制，把对个人 的照射减少到可接受的水平，确保工作人员与公众的安全。为此， 许多国家都规定了严格的核电厂建造审批程序，制订各种安全规范 及设计准则。核电厂采取比常规能源系统高得多的设计、建造和运 行标准，采用比常规工业严密得多的质量控制与质量保证体系。核 电厂采用的安全性准则是多重屏障与纵深防御；在设计中必须对各 种可预见和不可预见的事件做出分析，并做出环境影响评价。与此 相应，核电厂必须有确定可靠的反应堆保护系统与专设安全设施， 以尽量减轻由于设备、系统失效、操作失误以及像地震、飞机坠落、 洪水、龙卷风等自然灾害可能造成的危害。
图2-2 压水堆核电站原理图
2．2 压水堆核电厂的主要生产过程
核电厂是利用原子核裂变过程中释放的核能来发电的。对于不 同类型的核反应堆，相应的核电厂的系统和设备有较大差别。为了 便于具体说明，这里以压水反应堆核电厂为例，介绍核电站的系统、 设备和工作原理。 压水堆核电厂主要由核反应堆，一回路系统、二回路系统及其 它辅助系统组成。图2-3为压水堆核电厂的主要系统原理流程图。 核反应堆是核电厂动力装置的重要设备。同时，由于反应堆内 进行的是裂变反应，因此它又是放射性的发源地。它安装在核电厂 主厂房的反应堆大厅内，通过环向接管段与一回路的主管道相连。 反应堆的全部重量由接管支座承受，即使发生大的地震，仍能保持 其稳定的位置。核反应堆内装有一定数量的核燃料，核燃料裂变过 程中放出的热能，由流经反应堆内的冷却剂带出反应堆，送往蒸汽 发生器。
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二、纵深防御
为了保证每一道屏障在正常情况和事故情况下的有效性，在压水堆核电 厂设计中还应采取“纵深防御”原则，它包括三级相继深入而又相互增援的 防御体系。 第一级安全防御要求在设计、建造、运行中采取各种有效措施，保证反 应堆应具有内在的安全特性，设备必须高质量和可检查性，系统必须有冗余 度，因而任一部件失效也不会影响其正常运行。 第二级安全防御要求核电厂设置可靠的安全保护系统，并在事故发生时， 尽量减少对该系统的损坏并保护运行人员和居民不受伤害。 第三级安全防御要求在发生某些假想事故而一些保护系统又同时失效时， 必须有专设安全设施投入工作。

(压水堆核电厂)

(压水堆核电厂)

4 核电厂设备安全功能及分级
安全四级： • 核岛中不属于安全三级以上的，但要求按 照非核规范和标准中较高要求设计制造 • 两个不同安全级系统的接口，属于其中较 高的等级
4 核电厂设备安全功能及分级
4.3 抗震分级 • 抗震分为I、II类和非抗震类（NA） • 抗震I类：其损害会直接或间接造成事故的 工况，以及用来实施停堆或维持停堆状态 的构筑物、系统和设备 • 要求满足安全停堆地震（SSE；可能发生的 最大地震，通常取当地历史最大地震再加 上一个适当的安全裕量）载荷要求。
1 概述
配套设施（BOP） a.直接为生产服务的:如除盐水,压缩空气,辅助 锅炉等 b.保证设施:如在役检查,辐射监测,废物实验室, 环境监测,气象等 c.厂区设施:如保安,海工构筑物,消防,排水 d.服务设施:计算机系统(控制,模拟,应急,管理); 文档管理,通讯,培训中心与模拟机 大亚湾核电厂共有348个系统
4 核电厂设备安全功能及分级
安全二级： • 余排 • 安注 • 安喷 • 安全壳屏障用阀门、部件、监测系统等
4 核电厂设备安全功能及分级
安全三级： • 硼和水补给 • 辅助给水 • 设备冷却水 • 乏燃料池冷却系统 • 应急动力 • 空气和冷却剂净化 • 放射性废物储存和处理 • 为安全系统提供支持的设施
2 核电厂总体及厂房布置
2.2 总平面布置
1 区分脏净,脏区尽可能在下风口 2 满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交 叉 3 反应堆厂房为中心,核辅助厂房,燃料厂房设在同一 基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的 沉降差导致管线断裂 4 以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室 应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布 置,公用部分辅助厂房

02章 压水堆核电厂

02章 压水堆核电厂

04.10.2020
8
02章 压水堆核电厂
▪ 轻水（H2O）
➢ 轻水是含氢物质，慢化能力大，价格低廉，但吸收截 面较大，对金属有腐蚀作用，易发生辐照分解。
▪ 重水（氘，D2O）
➢ 重水的吸收截面小，并可发生（ γ，n ）反应而为链式 反应提供中子；缺点是价格昂贵，还要细心防止泄漏 损失、污染和与氢化物发生同位素交换。
▪ 常规岛 ➢ 主要包括汽轮机组、二回路系统及发电机等，其形式 与常规火电厂类似。
▪ 配套系统
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02章 压水堆核电厂
▪ 一回路主系统 由反应堆、主泵、稳压器、 蒸汽发生器和相应管道组成。
➢ 反应堆外壳是一个耐高压容器，通常称为压力 容器或压力壳，其内安装着由许多核燃料组件 构成的堆芯。
➢ 一回路主系统由2~3个环路对称地并联在压力 容器接管上构成，每个环路有一台主泵和一台 蒸汽发生器。在其中一个环路上装有一台稳压 器，以维持一回路运行压力。
▪ 工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆 内进行裂变并释放出大量热能；高压下的 循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内 生成蒸汽，推动发电机旋转。
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02章 压水堆核电厂
1、核燃料：在反应堆中使用的裂变物质及可转 换物质称为核燃料。
➢ 核燃料中必须是：
①含有铀-235、铀-233、钚-239三种易裂变核素中的 一种或二种；
02章 压水堆核电厂
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02章 压水堆核电厂
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2
02章 压水堆核电厂
▪ 核电站是利用核分裂(Nuclear Fission)或核融合 (Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能 的发电厂。

核电站简介和物项分级

核电站简介和物项分级

2 核电站设备，系统，构筑物分级
核电站设备，系统，构筑物按其功能，重要性，以及技术 方面的不同，通常有为以下几种分级方法： － 安全等级 － 抗震类别 － 质量保证分级 ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ 规范类别（省略）
根据“核电厂质量保证安全规定” HAF003 的要求，必须对质量保 证大纲所适用的物项、服务和工艺规定相应的控制方法和等级。 核电厂的物项通常划分为不同的安全等级、抗震类别和质量保证等 级。 正确确定安全功能和划分部件的安全等级是选择和采用设计规 范、标准 的前提，也是划分其他类别和等级的依据。 安全等级确定后，在ASME,RCC 规范或标准中可以找到相对应的规范 等级，并在选材、设计、制造、试验、检验和质量保证等方面有相应 的规定。 安全等级也是划分不同抗震类别的依据，安全重要或非安全重要的 物项有不同的抗震要求与承受不同地震载荷的能力。 确定物项的质量保证等级时，除了安全因素外，还应考虑物项的质 量特性和所处的工作环境/条件以及核电厂可用率等因素（特别是常 规岛以及核电厂配套设施中的物项）。此外还需考虑物项或服务的重 要性、复杂性、设计和制造等工作的成熟程度、质量史、标准化程度 以及经济性等因素。。
一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。这些 冷却水并不排出堆外，而是在封闭的－回路内往复循环。堆芯放了一 百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗 的燃料元件。高温水从压力容器上部离开反应堆后，进入蒸汽发生器。
反应堆堆芯
堆芯组成
堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。
从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用 于是，进入冷凝器，这些低压蒸汽被三回路循环水冷却成 凝结水。冷凝水再经过预热，又回到蒸汽发生器吸收一回 路冷却水的热量，变成高温蒸汽，继续循环。整个二回路 的水就是在蒸汽发生器，高压、低压汽轮机，冷凝器和预 热器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成 高温蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在 这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将一部 分能量交给汽轮机，带动发电机发电，余下的大部分不能

压水堆核电厂的工作原理

压水堆核电厂的工作原理

压水堆核电厂的工作原理压水堆（Pressurized Water Reactor，PWR）核电厂是一种常见的核电发电系统，其工作原理如下：1. 核燃料：压水堆核电厂使用铀（Uranium）燃料。

铀燃料通常以浓缩氧化铀（Uranium Dioxide）的形式呈现，如UO2。

2. 核反应：铀燃料中的铀-235核发生裂变反应。

裂变释放大量的能量，并产生了新的裂变产物或核中子。

3. 热交换：核反应释放的能量用于加热循环中的冷却剂，通常是水。

热交换器（Steam Generator）中的核反应区通过与循环中的水隔离，以避免辐射泄漏。

4. 主循环：加热的水蒸气离开热交换器并进入主循环，通过高压泵被重新压缩。

通过高温和高压，水将保持在液体状态，即使其温度超过了常规沸点。

5. 反应堆压力控制：循环中的水压力决定了水的沸点。

为了保持恒定的温度和压力，系统具备压力控制装置。

6. 蒸汽发电：在主循环中，压缩的冷却水进入蒸汽发生器（Steam Generator），再次加热潜藏在核反应中产生的热。

加热的水蒸气通过旋转的涡轮叶片，驱动发电机产生电能。

7. 冷却：离开蒸汽发生器后，剩余的水蒸气在冷凝器（Condenser）中冷却并转化为液体。

冷却水从冷却器中收集，并重新注入热交换器，以形成循环。

8. 辅助系统：核电厂还包括其他辅助系统，例如安全系统、应急供电系统和核废料处理系统等，以确保核电站的安全运行和辐射防护。

总体来说，压水堆核电厂利用铀燃料的核反应释放的热能，通过循环中的水冷却产生蒸汽，进而驱动发电机产生电能。

冷却水循环不断，使得反应堆保持在恒定的温度和压力条件下工作，确保核电厂的安全与稳定性。

压水堆核电厂简要介绍

压水堆核电厂简要介绍
综合考虑，一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约 为15. 0MPa左右。设计压力取1.10～1.25倍工作压力；冷态水 压试验压力取1.25倍设计压力 。
3）反应堆冷却剂的出口温度
电厂热效率与冷却剂的平均温度密切相关，冷却剂出 口温度越高，电厂热效率越高，但冷却剂出口温度的确定 应考虑以下因素： ① 燃料包壳温度限制：燃料包壳材料要受到抗高温腐蚀性 能的限制，对于轻水堆， 包壳材料Zr-4的允许表面工作温 度应不高于350℃。 ② 传热温差的要求：为了保证燃料元件表面与冷却剂之间 传热的要求，燃料表面与冷却剂间应有足够的温压。若包 壳温度限制在350℃，冷却剂温度至少要比此温度低10℃～ 15℃，以保证正常的热交换。
3）厂房布置
➢ 核岛核蒸汽供应系统中的压水堆、一回路主系 统和设备及余热排出系统安装在安全壳（也称反 应堆厂房）内。当发生泄漏事件时，安全壳可以 把带放射性的反应堆冷却剂系统与环境隔开；
➢ 核蒸汽供应系统中另外两个辅助系统及核岛的其 余组成部分均在安全壳外都放置在辅助厂房内， 该厂房位于控制厂房和安全壳之间；
5、核电厂选址要求
核电厂选址的很多因素与火电厂相同，包括：接近 电力负荷中心，有充足的冷却水源，交通运输方便，良 好的自然条件（如地形、地质和地震等），减少废热废 物排放对生物的影响和防止环境污染的可能性等。
此外，还应尽量减少释放放射性对环境的影响，以 确保居民在一般事故和严重事故条件下不受危害。
大亚湾核电厂共有348个系统.
一回路主系统流程图
二回路系统流程图
1、核岛的组成
➢ 核蒸汽供应系统，它包括：
a、压水堆及一回路主系统和设备（主泵，蒸汽 发生器，主管道，稳压器等）。
b、三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热 排出系统和安全注射系统。

压水堆核电站_

压水堆核电站_

压水堆核电站压水堆核电站用铀制成的核燃料在一种叫“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，蒸汽推动气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。

这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。

压水堆核电站由反应堆、一回路系统、二回路系统以及电站的配套设施等主要部分组成。

压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径约8毫米，高13毫米，称之为燃料芯块。

其中铀－235的浓缩度约3％。

燃料芯块－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米，厚约0．57毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。

燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件。

这种锆合金管称为燃料元件包壳。

这些燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃料组件(见图4-2)。

每一个燃料组件包括两百多根燃料元件。

一般是将燃料元件排列成横十七排、纵十七行的17×17的组件，中间有些位置空出来放控制棒。

控制棒的上部连成－体成为棒束。

每一个棒束都在相应的燃料组件内上下运动。

控制棒在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量分布。

燃料组件外面不加装方形盒，以利于冷却剂的横向流动。

加上端部构件，整个组件长约四米，横截面为边长约20厘米的正方形。

图4－3是典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图；图4－4为压力容器的结构布置图。

由燃料组件组成的堆芯放在一个很大的压力容器内。

控制棒由上部插入堆芯。

在压力容器顶部有控制棒的驱动机构。

作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。

冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流出压力容器。

一般入口水温300C ο，出口水温332C ο，堆内压力15.5Mpa 。

一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。

这些冷却水并不排出堆外，而是在封闭的－回路内往复循环。

堆芯放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件。

压水堆核电厂运行原理及总体介绍

压水堆核电厂运行原理及总体介绍
CNNC
压水堆核电厂运行原 理及总体介绍
二〇一三年八月
核反应
在核物理学中，原子 核在其他粒子的轰击 下产生新原子核的过 程，称为核反应．
原 子 核
电子
2
中子和质子最初就是通过原子核的人工转变 这一核反应发现的：
粒子轰击氮核→质子
14 7
N +
4 2
He → 17 8 O
粒子
+
1 1
H
质子
世界核电分布图
在当前，全世界有33个国家和地区有核电站，核发电量占 全世界发电总量的17%，有的国家甚至超过70%。核电站 中以压水堆、沸水堆所占的比例最大。全世界各种堆型核 电机组数占核电总机组数的份额：压水堆占60%，沸水堆 占20%，重水堆占10%，其他堆占10%。
核电厂的种类
世界核电界就因为日本福岛核事故爆发出现了集 体刹车，我国也不例外。核电项目停止审批、对 在建在运核设施进行安全大检查……一系列紧急 措施的目的只有一个：确保核电安全。安全，始 终是核电发展的首要条件。 今年两会政府工作报告指出，要―安全高效发展核 电‖。在经历了―适度‖、―积极‖、―大力‖等种种调整 之后，我国核电政策用最直白的―安全高效‖宣告 了核电建设的基础和本质。
核电和火电的区别
核电厂外观
火电厂外观
核电和火电的区别
火电厂厂房布置 火电厂厂房布置
核电厂厂房布置
核电和火电的区别
核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规 岛（主要是汽轮发动机组）和电厂配套设施三大 部分组成。核燃料在反应堆内产生的裂变能，主 要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转 换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。 核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应 堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事 故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料 在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂 设置有多项安全系统。

压水堆核电厂汇总资料

压水堆核电厂汇总资料
4
易裂变核素——铀、钚
天然易裂变核素只有235U，而233U、239Pu分别是232 Th、238U转化而来的。
5
Energy from one U-235 Fission
MeV
Fission fragment kinetic energy
166
Neutrons
5
Prompt gamma rays
9
压水堆优点
① 结构紧凑，堆芯的功率密度大，堆型体积小（水的慢化能 力最强，比热大，导热性能好）；
② 轻水价低廉，经济上基建费用低，建设周期短； ③ 间接循环；安全性好 (S/G将一二次侧分隔，汽机厂房干
净) ； ④ 控制棒自上而下，便于检修换料。
压水堆缺点
① 必须采用高压的容器（水的沸点低）； ② 必须采用一定富集度的核燃料，富集度要达到3%左右。
一台主泵和一台蒸汽发生器。其中一个环路装有 一台稳压器，以维持一回路压力。
17
一回路（RCP）， 其主要功用是：由冷却剂 将堆芯因核裂变产生的热 量传输给蒸汽动力装置并 冷却堆芯，防止燃料元件 烧毁。
18
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典型压水堆核电厂功率及一回路容量
随用户着核电设功备率设(计MM)制造环能路力数提高，单环近功期率的压单水环堆流核量电( 厂，一个环路的电功率已达到300MW(M～W)600MWt；/h而) 且， 以秦每山个一环期路300MW30为0 标准形式2 ，设计建15造0 电功率为16100 60秦0M山W二，期900MW6，001200MW2的大型核电300厂。进一1步755加0 大
第二章 压水堆核电厂
1.1 概述 1.2 核电站系统构成 1.3 核电厂厂房布置 1.4 核电厂选址要求及安全
1

压水堆核电站的厂房布置及安全讲解

压水堆核电站的厂房布置及安全讲解

发电机和输配电系统的主要设备有发电机、励磁机、变压器、开关站和柴 油发电机组等组成。
第二章 压水堆核电厂
2.2 核电厂总体及厂房布置


1 2 3 4
核电厂本身的放射特性 厂址的自然条件和技术要求 辐射安全要求 总平面布置
第二章 压水堆核电厂
1 核电厂放射特性




核反应堆是一个强大的放射源，堆内放射性的总量与功率 成正比。 正常运行时放射性的排放量：反应堆燃料棒运行时的破损 率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和放射性废物处理系统的 净化能力等决定。 如果放射性废气排放量很大，电厂就不宜建在城镇居民中 心附近。 如果放射性废水排放量很大，电厂废水就不能直接向江河 湖海中排放。
第二章 压水堆核电厂


四环路
第二章 压水堆核电厂
2 循环水系统



循环水系统主要用来为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水， 分为开式供水和闭式供水。 开式供水：是指以江河湖海为水源，冷却水一次通过，不重复 使用。 闭式供水：把由凝汽器排出的水，经过冷却降温之后，再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。 开式供水特点： 进水水温低，利于机组经济运行
支持一回路系统正常运行和保证反应括汽轮机组及二回路系统，其形式与常规火电
厂类似。二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、 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。

核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。
第二章 压水堆核电厂
3
第二章 压水堆核电厂
二、核电站类型
1、压水堆核电站 ----------------以压水堆为热源的核电站。 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。

核电站水化学02-核电站概论

核电站水化学02-核电站概论
核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系 统的正常运行。
专设安全设施系统为核电厂重大的事故提供 必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的 扩散。
（2）二回路系统
组成：二回路系统由汽轮机、发电机、凝汽器、凝 结水泵、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。
工作流程：蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热 量变成蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电。做功后 的乏汽在凝汽器内冷凝成水。凝结水由凝结水泵输 送，经低压加热器加热后进入除氧器，除氧水出给 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。
大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50％ 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环 水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3条支路进 入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室，每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝 汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠， 每条排水渠有一个独立的虹吸井、，循环水经虹吸井 流入明渠归大海。
旋
粗 水拦 滤 闸污 栅 门栅
转 滤 网
采用冷却水塔的闭式循环水系统示意图
（1）一回路系统
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)。
每一条环路内一台蒸汽发生器、 一台或两台反应堆冷 却剂泵及相应的管道组成，在其中的一个环路的热管 段上，通过波动管与一台稳压器相连。
第二章 压水堆核电站概论
压水反应堆
Pressurized water reactor
PWR
PWR核电站
概述
一、系统构成
压水堆核电站由:压水堆本体、反应堆冷却剂 系统（称一回路）、蒸汽和动力转换系统 （称二回路）、循环水系统（三回路）、发 电机和输配电系统及其辅助系统组成。

压水堆核电厂完

压水堆核电厂完

控制棒 52 組
反应堆高1230直徑380
燃料元件高 365.8公分寬 21.4公分157 組
反应堆
一、压水堆核电厂结构
核岛主要设备（蒸发器）
蒸汽发生器 它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量 传给二回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的 汽缸作功。
蒸汽发生器
2009年6月30日13时46分，中核五公司秦山核电二期扩建工程 4#核岛4A蒸汽发生器吊装成功！
暂缺 72小时
二、AP1000
二、AP1000
非能动安全系统 • 非能动安注 • 多级非能动自动卸压系统 • 非能动余热排放系统 • 非能动安全壳冷却系统 严重事故预防和缓解 • 堆腔淹没技术 • 安全壳内氢点火和氢复合系统 双层安全壳 全数字化仪控,先进控制室 模块化施工,工期48个月
反应堆冷却剂系统
1) CP300 30万千瓦 1台 运行1（秦山一期） 2) CP600. 60万千瓦 6台 运行4（秦山二期），在建2 (海南昌江2) 3) 重水堆. 70万千瓦. 2台. 运行2（秦山三期） 4) VVER. 100万千瓦. 4台。 运行2（田湾12） 在建2(田湾34） 5) M310. 100万千瓦. 28台. 运行11（大亚湾2岭4红沿河2宁德2阳江1）
内时的水位情况
Ｔｈａｎｋ ｙｏｕ！
分开，放射性冷却剂不会进入二污染二回路设 备，运行和维护方便，需要处理的废气、废水、 废物量较少。
一、压水堆核电厂结构
核岛主要设备（压力容器）
典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高 压反应容器（压力容器）。容器内设有实现 核裂变反应的堆芯和堆芯支承结构，顶部装 有控制裂变反应的控制棒驱动机构，随时调 节和控制堆芯中控制棒的插入深度。 堆芯是原子核反应堆的核心，链式裂变反应 就在这里进行。它由核燃料组件、控制棒组 件和既作中子慢化剂又作为冷却剂的水组成 堆内铀-235核裂变时释放出来的核能迅速转 化为热量，热量通过热传导传递到燃料棒表 面，然后通过对流放热，将热量传递给快速 流动的冷却水（冷却剂），使水温升高，从 而由冷却水将热量带出压力容器。
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2、常规岛的主要系统及设备
二回路系统也称动力转换系统或汽轮发电机系
统，它是由蒸汽系统、汽轮发电机组、冷凝器、
蒸汽排放系统、给水加热系统和辅助给水系统
等组成。
循环水系统； 电气系统及厂用电设备。
3、核电厂的平面布置
1）布置原则
A、区分脏净，脏区尽可能在下风口； B、满足工艺要求，便于设备运输，减少管线迂回纵横 交叉； C、以反应堆厂房为中心，辅助厂房、燃料厂房设在同 一基岩的基垫层上，防止因厂房承载或地震所产生的 沉降差导致管线断裂。 D、以反应堆厂房为中心，辅助厂房、燃料厂房、主控 制室、应急柴油发电机厂房分布四周。双机组厂可采 用对称布臵，共用部分辅助厂房。
对环境的影响很小，对选址有影响的主要还是核电厂事故时可 能对居民造成的危害。通常一个国家的核电厂选址标准的主要
内容之一是规定事故条件下的最大释放量。应考虑以下因素：
辐射安全应符合国家环境保护、辐射防护等法规和标准的要 求。正常运行时按“放射防护规定” 对附近居民的剂量限值
为每年全身5 mSv，在核电厂发生重大的假想事故情况下，应
功率(MW)
300 600 900 1000 900 1300 1300
环路数
2 2 3 4 2 4 2
单环功率 (MW)
150 300 300 250 450 330 600
单环流量 ( t/h)
16100 17550 17550
21000 18000 23300
CNP1000(中)
1000
3
340
2）厂址的自然条件和技术要求
厂址的自然条件必须满足核电厂选址的技术要求，应尽可
能地避免或减少自然灾害(如地震、洪水及灾难性气象条件)造成
的后果，并应有利于排出的放射性物质在环境中稀释。 厂区地震条件是确保核电厂安全的重要条件，是选厂址的 决定因素之一。考感到安全和经济的要求，厂址尽可能选在地 震烈度低的地区，厂址的地震基本烈度一般不大于7度。 当厂址位于大的内湖或海滩附近时，应确定由湖层或海啸可 能造成的最大洪水。 气象条件是影响选址的一个因素，对气象条件的基本要求是： 气流畅通，有利于放射性废气的稀释扩散。厂址周围的气象条 件虽有不同，但通过大气扩散实验可以测出各处的大气扩散因
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5、核电厂选址要求
核电厂选址的很多因素与火电厂相同，包括：接近 电力负荷中心，有充足的冷却水源，交通运输方便，良 好的自然条件（如地形、地质和地震等），减少废热废 物排放对生物的影响和防止环境污染的可能性等。
此外，还应尽量减少释放放射性对环境的影响，以 确保居民在一般事故和严重事故条件下不受危害。
归结起来，核电厂选址应考虑核电厂本身特性、厂 址自然条件和技术要求以及辐射安全等三个方面。
1）核电厂的放射性特性
核反应堆是一个强大的放射源。核电厂的热功率决定了反应 堆内放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射性的总 量与功率成正比，因而在发生事故时可能释放的放射性也与功 率有关。 反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率 和放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时 放射性的排放量。 如果放射性废气排放量很大，电厂就不宜建在城镇居民中心 附近；如果废水放射性排放量很大，电厂废水就不能直接向江 河湖海中排故。具体允许排放量，需根据放射性物质的毒性、 厂址的环境稀释能力、居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯 来决定。设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释 放量不应达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关 于核电厂厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
155bar,a
293/327℃
4．蒸汽发生器出口蒸汽压力： 67.1bar,a
*5．汽轮机额定电功率：
6．汽轮机转速： 7．冷凝器压力：
983.8MW
3000r.p.m 0.075bar,a
８．给水温度：
226℃
典型压水堆核电厂功率及一回路容量
用户
秦山一期 秦山二期 大亚湾 田湾 燃烧公司(美) 西屋,法马通 燃烧公司(美)
ห้องสมุดไป่ตู้
2）一回路压力
为提高热效率，应当高温热源吸热平均温度。由水的热物 理性质可知，要想提高反应堆冷却剂的出口温度而不发生冷却 剂容积沸腾，必须提高一回路压力。所以，从提高 核电厂的热效率来说，提高一回路系统冷却剂的工作压力是必 要的。但是这方面的潜力非常有限。 例如，水的压力为20MPa时，其饱和温度也仅有365.7℃， 而现代压水堆一回路常用压力为15.5MPa，其对应的饱和温度 为344.7℃。二者相比，压力提高了4.5MPa，饱和温度却仅提高 21℃。显然如此提高压力，在提高电厂效率上的收益不大，反 而对各主要设备的承压要求、材料和加工制造等技术难度都大 大增加了，最终影响到电厂的经济性。 综合考虑，一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为 15. 0MPa左右。设计压力取1.10～1.25倍工作压力；冷态水压 试验压力取1.25倍设计压力 。
压 水 堆 核 电 厂 的 布 置
1—反应堆厂房； 2—核辅助厂房； 3—核燃料厂房； 4—电气厂房； 5—汽轮机厂房； 6—调度控制楼； 7—主调度大楼； 8—变电站； 9—循环水泵房； 10—行政办公大楼； 11—餐厅； 12—其它辅助厂房； 13—循环水出口。
核电厂厂区T形布置
汽 轮 机 厂 房
能量转换“四步曲”
1）反应堆：将核能转变为热能（高温高压水）； 2）蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传 递给二回路的水，使其变为饱和蒸汽。
3）汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的 机械能；
4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。
典型参数
* 1．一回路额定热功率：
2．一回路压力：
3．反应堆进/出口水温： 2905MW
的电功率最初为150MW。
随着核电设备设计制造能力提高，近期的压水堆核电 厂，一个环路的电功率已达到300MW～600MW；而且，
以每个环路300MW为标准形式，设计建造电功率为
600MW，900MW，1200MW的大型核电厂。进一步加大 蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵的容量后，单个环路产生的 电功率可达到500MW～600MW。 在相同堆功率情况下，单个环路功率提高后，就可以 减少环路数目，减少相应的设备和部件，降低设备投资和 维修费用。这样，降低了核电厂每千瓦的造价和每度电价 格，经济上有利。
电厂应尽可能接近负荷中心，以减少输电的投资和线路上的能 量损失。
为确保核电厂的安全运行，除现场备有应急柴油发电机和
系统外，还要求配备从两个以上方向接入的二套独立可靠的厂 外电源。厂址应避免选在机场和生产爆炸或有毒化学产品的工
厂附近，其距离应不小于8 km。
3）辐射安全要求
从辐射安全的角度看，电厂正常运行时排放的放射性废物
保证居民不受超过规定的剂量限值的照射。
将核电厂设臵在非居住区，一方面是为了能控制周围土地的
使用和防止厂外人为事故干扰电厂的正常运行；另一方面是在 事故情况下，可保障邻近居民的安全隔离。许多国家对非居住 区，有明确规定的禁区半径。
考虑厂址周围的人口密度和分布。这是目前选址
要考虑的一个重要因素，但不是唯一因素，需综合 考虑厂址的其它各种条件。 随着技术水平和安全研究的不断发展，核电厂 的设计和安全设施的日趋完善可靠，特别是随着核 电厂建造和运行经验的不断积累，人口密度分布限 制会进一步减小，甚至有可能在靠近大城市的位臵 建造核电厂。
子的差别，从而确定厂址是否合适。
水源和水文方面，保证足够且可靠的冷却水是电厂运行最 基本的技术条件，一般要求百年一遇的最小流量也能满足电厂
正常运行的要求。核电厂的热排放对厂址选择有较大影响，一
般核电厂均建在有充分水源的江、河、湖、海边。 另外，核电厂应建在铁路、公路或水路等交通运输比较方
便的地方，以便于对大型设备和新燃料、乏燃料的特殊运输；
a、压水堆及一回路主系统和设备（主泵，蒸汽 发生器，主管道，稳压器等）。 b、三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热 排出系统和安全注射系统。 c、以上系统的控制、保护和检测系统。
核岛的其余组成部分，它包括：
a、设备冷却水系统、生水系统、重要厂用水系统；
b、放射性废物处理系统及硼回收系统；
c、反应堆安全壳及安全壳喷淋系统； d、核燃料装换料及贮存系统； e、安全壳通风和过滤系统、核辅助厂房通风系统； f、柴油发电机组。
及其辅助设备。汽水分离器、再热器、给水加 热器和给水泵等。
4、压水堆核电厂运行的特点
1、一次装料，定期停堆换料。 2、堆内核裂变放出核能的同时，也放出瞬发中子和瞬发 射线，故要防止放射性物质外逸，防止事故的发生。 3、堆停闭后，裂变碎片的、 衰变，将产生剩余发热 （衰变热），故停堆后不能立即停止冷却。 4、气体、液体及固体放射性废物的处理和贮存。 5、核电厂建设费用高，但燃料所占费用较为便宜。
/index.htm（中国核电网）
6、压水堆冷却剂系统
（一回路主系统）
1）压水堆核电厂的功率
核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成。一个 环路所输送的热功率与压水堆核电厂规模和设备设计制 造能力有关。确定整个机组的容量要考虑电网容量。 按照核电厂安全准则，单堆核电厂的环路数不小于1， 但过多的环路数将增加设备投资，因此，目前核电厂一 回路一般采用2～4条环路并联形式。每一条环路所对应
3）反应堆冷却剂的出口温度
电厂热效率与冷却剂的平均温度密切相关，冷却剂出 口温度越高，电厂热效率越高，但冷却剂出口温度的确定 应考虑以下因素： ① 燃料包壳温度限制：燃料包壳材料要受到抗高温腐蚀性 能的限制，对于轻水堆， 包壳材料Zr-4的允许表面工作温 度应不高于350℃。 ② 传热温差的要求：为了保证燃料元件表面与冷却剂之间 传热的要求，燃料表面与冷却剂间应有足够的温压。若包 壳温度限制在350℃，冷却剂温度至少要比此温度低 10℃～15℃，以保证正常的热交换。