轻水反应堆

答：轻水堆核电站可分为压水反应堆、沸水反应堆两类。

它们的区别是压水反应堆一回路冷却水在高压（15×10^6~16×10^6Pa）下通过反应堆容器循环运行，一回路温度达320℃左右，仍保持液体而不沸腾的反应堆。

压水堆以低浓二氧化铀作燃料，净化的核纯轻水作冷却剂和慢化剂。

一回路的冷却剂将堆芯发出的热量通过蒸汽发生器把热量传递给二回路水，并产生蒸汽推动汽轮发电机发电。

压水堆的燃料浓缩度为3%，以锆合金作包壳，每200多根燃料元件组装成方型截面燃料组件，安装在堆芯中。

沸水反应堆它以轻水（经净化的普通水,也可称为太空水或蒸馏水）作冷却剂和慢化剂，允许一回路水在堆内发生一定程度的沸腾。

沸水堆本体由反应堆压力容器、堆芯、堆内构件、汽水分离器、蒸汽干燥器、控制棒组件及喷泵等部分组成。

堆芯处在压力容器中心，由若干单元组成，每单元有四盒燃料组件和一根十字形控制棒。

每盒燃料组件上部靠上棚板定位，下部安放在下栅板上，并坐在控制棒导向管顶部和燃料支撑杯中。

燃料组件由燃料元件、定位格架及元件盒组成。

燃料元件以8×8排列，采用二氧化铀燃料芯块，以锆－2合金做包壳，内部充氦气，端部加端塞焊接密封。

堆内构件包括上栅板、下栅块、控制棒导向管及围板等部件。

汽水分离器用来将蒸汽和水分离开来，蒸汽通过蒸汽干燥器除湿，以达到汽轮发电机的工况要求。

小型核电反应堆的现状及未来发展1 核电反应堆堆型现状核能发电始于20世纪50年代，出于追求核电运行规模经济性的需要，核电机组的设计趋向于大型化，在70年代，核电机组的平均容量达到大约1000 MWe，发电用核反应堆的容量从60 MWe发展到超过1300 MWe。

目前，美国拥有104台现役核电反应堆，总容量约99210 MWe，平均每台容量为953 MWe；法国共有59台运行反应堆机组，总容量63363 MWe，平均每台容量为1074 MWe；日本拥有54台核电机组，总容量约为45468 MWe，平均每台容量为842 MWe。

这些国家拥有庞大而相对完善的电网，能承受单次1000 MWe或1300 MWe负荷的变化。

第3代核电站采用的堆型除了AP600以外也是大型机组，如1300 MW级的System 80+和ABWR，1000 MW级的AP1000 和VVER-1000，1500 MW级的EPR等。

近年来，韩国、中国等国家的核电得到了很大发展，这些国家引进或自主开发、建设的核电站基本上也是大型机组。

21世纪80～90年代，工业化国家的发电容量日趋饱和，电网开始出现容量过剩的问题，电网对大容量机组的并入显得越来越不适应，电力公司也不允许一台大型机组长时间地做低功率调峰运行， 因为这样会给经济性带来严重影响。

因此，近年来人们对中、小型反应堆(SMR)又产生了兴趣，希望这些中小型反应堆能更好地适应工业国家的电力负荷需求，以及满足那些电网不能承受大容量机组并入的发展中国家的电力需求。

1.1 小型核电反应堆的状况国际原子能机构(IAEA)将“小型”机组定义为300MWe以下的机组，而电功率在300MWe以上、600MWe以下的为中型反应堆机组。

中、小型反应堆所涉及的技术是多样化的，反应堆类型有：轻水堆、高温气冷堆、液态金属反应堆和熔盐堆，而当前最主要的2种技术均利用高温氦气直接驱动涡(气)轮机。

目前开发程度较为先进的中、小型反应堆有如下一些：美国国会现在正在筹集资金研究小型模块式核电厂和先进气冷堆设计(也是模块化，10个或更多模块机组逐步建成一个大电厂)。

EPRI发布先进轻水反应堆业主要求文件（URD）最新版本－第12版
【EPRI门户网站2013年12月发布】
近日，EPRI发布了先进轻水反应堆业主要求文件（URD）最新版本－第12版。

对比之前版本URD，第12版URD作了重大更新，吸纳了近期运行经验、最佳实践及新的监管制度，新增了影响先进轻水堆部署的经济环境变更，数字化仪控、先进无损检测及分析工具精细化等技术进步，性能改进或老化特性较好的新材料等内容。

第12版URD的重大修订涵盖众多领域，包括材料选择、可检查性、福岛核事故经验、数字化仪控系统、网络安全、概率风险评估、埋设管道及储罐、阴极保护、电缆、设备可靠性、维护、换料、电气系统、冷却水及电站支持系统（cooling water and site support systems）、蒸汽发生器、水化学等。

从第1版至第11版，URD都是包括三卷：第一卷先进轻水堆方针及顶层要求、第二卷改进型电站的要求、第三卷非能动电站的要求。

第12版URD改进了文件结构：将URD文件结构改成分层形式，这种文件结构类似于新堆型设计认证的文件结构。

第12版URD的文件结构是：第一层：概述
第二层：方针及顶层要求
第三层：详细要求
其中，第二层包括了先进轻水堆的方针及顶层要求。

第三层包括了同时适用于改进型电站和非能动电站的详细要求、仅适用于改进型电站的详细要求和仅适用于非能动电站的详细要求。

1、超临界水及其特征 水的热力学临界点在22．12MPa(临界压力)、374．3 OC (临界温度)。在临界压力以下，水在定压条件下被加 热，其温度上升到相应的饱和温度时，产生水和蒸汽共存 的沸腾现象，直到全部水被蒸发后，系统的温度再上升成 为过热蒸汽。而在临界压力条件下，水和蒸汽的性质变得 相同。在超临界压力下加热水，具有压缩水性质的单相流 体将连续平滑地转变成具有类似过热蒸汽性质的单相流体。 亦即，液相和汽相共存的湿蒸汽领域完全消失一超临界 水不存在相变，只有单相，其热力学性质更“像”过热蒸 汽。超临界压力下上的水，在临界点温度以上—个温度范 围内，其热物理性质如焓、密度、定压比热都发生急剧变 化。
水冷反应堆(压水反应堆和沸水反应堆)是目前世界核电站主流反应堆 型，作为冷却剂的水是工作在临界点之下。超临界水冷反应堆是待开 发的第四代堆型，在高于水的热力学临界点的工况下运行，是一种高 温高压的水冷反应堆，冷却剂的参考热工参数为25MPa／280 OC ／570 OC (压力／进口温度／出口温度)。超临界水冷反应堆的研发 历史可以追溯到20世纪60年代，不比超 临界火电技术起步晚多少。 在核裂变能开发利用过程中，工作在临界点以下的水冷反应堆首先被 开发成功并推广应用，犹如亚临界工况下的火电厂。随着全球范围核 电再次被关注，追求更高的热循环效率，核能界也把目光投向超临界 水冷反应堆。 超临界水冷反应堆核电站的核岛，很多技术基于现有水冷反应堆；而 常规岛，更可以直接借鉴超临界／超超临界火电厂的技术，自主化的 百万千瓦级超临界／超超临界火电机组也已在我国推广应用。事实上， 超临界水冷反应堆是目前水冷反应堆进一步演变的结果，压水堆 (PWR)一沸水堆(BWR)一先进沸水堆 (ABWR)一经济简化沸水堆 (ESBWR)一超临界水冷反应堆(SCWR)，它是一种最简化的一体化 水冷反应堆。

全球现有的核反应堆技术概述：轻水堆，压水堆，重水堆，熔盐堆等核反应堆，是一种可以控制和维持自我连锁反应的装置。

核反应堆主要用途是发电（核电厂）和作为船舶的动力装置。

位于瑞士的一座小型研究反应堆其中，一些反应堆还被用来生产医疗和工业用的同位素或者生产武器级钚。

截止2019年初，全球共有680座核反应堆在运行，其中包括226座研究堆。

现有的核反应堆主要包括轻水堆，沸水堆，重水堆，高温气冷堆和熔盐堆。

下面将逐一介绍：1.轻水堆轻水堆中，冷却剂起着减速剂的作用这种反应堆使用压力容器来容纳核燃料、控制棒、慢化剂和冷却剂。

离开压力容器的热放射性水通过蒸汽发生器循环，蒸汽发生器又将次级(非放射性)水环加热成蒸汽，使涡轮机运转。

它们占据了当前反应堆的大多数(约80%)。

VVER1000反应堆结构华龙一号示范工程航拍美军核动力航母编队轻水堆最新的典型代表有俄罗斯的VVER-1000，美国的AP1000，中国的华龙一号和欧洲的EPR。

美国海军军舰上的反应堆也都属于这种类型。

2.沸水堆福岛核事故的反应堆类型就是沸水堆沸水堆就像没有蒸汽发生器的压水堆。

冷却水的较低压力使其在压力容器内沸腾，产生运行涡轮机的蒸汽。

与压水堆不同，没有主回路和副回路。

这些反应堆的热效率更高，结构也更简单，发生两次严重核事故（切尔诺贝利和福岛核事故）的堆型都属于沸水堆。

3.重水堆（CANDU）秦山核电站的两座重水堆（CANDU堆）重水堆非常类似于压水堆，但使用重水。

虽然重水比普通水贵得多，但它具有更大的中子经济性(产生更多的热中子)，允许反应堆在没有燃料浓缩设施的情况下运行。

燃料不是像压水堆那样使用一个大型压力容器，而是包含在数百个压力管中。

这些反应堆以天然铀为燃料，重水反应堆可以在满功率时加燃料，这使得它们在铀的使用方面非常高效(这使得堆芯中的流量控制更加精确)。

加拿大、阿根廷、中国、印度、巴基斯坦、罗马尼亚和韩国都建造了重水堆。

4.高能通道反应堆(RBMK)切尔诺贝利核电站（RBMK，沸水堆）RBMKs是一种苏联设计，在某些方面与CANDU相似，因为它们在动力运行期间可以重新加料，并采用压力管设计。

核反应堆冷却原理
核反应堆冷却原理是通过一种冷却剂来吸收和带走反应堆中产生的热量，以确保反应堆的稳定运行。

冷却剂一般是一种流体，如水、重水、氦气或钠等。

核反应堆中的燃料在核裂变过程中会释放出大量的能量，这些能量主要以热量的形式存在。

如果不及时排除这些热量，反应堆的温度会升高，导致反应堆过热甚至熔毁，引发严重事故。

冷却剂的主要作用是吸收和带走反应堆中产生的热量。

当热能传递给冷却剂时，冷却剂会被加热，然后通过流动或对流等方式将热量带走。

冷却剂在带走热量的同时，也可以起到减缓中子速度、维持核反应和防止燃料元素在过高温度下熔化的作用。

不同类型的核反应堆使用的冷却剂有所不同。

轻水反应堆(LWR)使用普通水作为冷却剂；重水反应堆(CANDU)使用重
水作为冷却剂；气冷堆使用氦气等。

冷却剂的循环和散热系统通常包括冷却剂泵、热交换器、冷却塔等组件。

冷却剂通过泵被抽入反应堆并流过燃料装置，吸收热量后再通过热交换器传递给其他工质或环境，最后冷却剂再回到冷却剂系统中进行循环。

总之，核反应堆冷却原理通过使用冷却剂来吸收和带走反应堆中产生的热量，以维持反应堆的稳定运行。

冷却剂的选择和循环系统的设计对于核能的安全和高效利用至关重要。

核反应堆的慢化剂引言核反应堆是一种重要的能源设施，通过核裂变反应来产生大量热能，进而驱动发电机发电。

核反应堆的慢化剂在核反应堆的运行中起到至关重要的作用，它能够减缓中子的速度，使得中子在核燃料材料中更容易被吸收，从而维持一定的反应速率和稳定性。

本文将探讨核反应堆的慢化剂的基本原理、常见类型以及其在核能发电中的重要性。

一、核反应堆的慢化剂的基本原理1. 中子作用首先我们需要了解中子的性质和行为。

中子是原子核中的粒子，它没有电荷，质量相对较大。

在核反应堆中，中子起到了引发和维持核裂变反应的关键作用。

然而，快速中子（高速运动的中子）在核燃料材料中很难被吸收，导致其在核反应堆中的利用率较低。

因此，需要通过慢化剂来减缓中子的速度，使其与核燃料材料发生更多的相互作用。

2. 减速统计中子的速度减慢是通过与慢化剂中的原子核碰撞来实现的。

在碰撞过程中，中子会与慢化剂中的原子核发生弹性碰撞，并转移一部分动能，从而减慢自身的速度。

这种减速过程可以使用减速统计学来描述。

减速统计学是一个复杂的过程，在物理学中得到了广泛研究和应用。

3. 热化通过与慢化剂中的原子核碰撞，中子将逐渐减慢，直到达到与慢化剂原子核处在相似的热运动速度。

这个过程称为“热化”。

慢化剂中的原子核主要起到了吸收和散射中子的作用，从而使得中子的速度减慢并达到热化状态。

二、核反应堆中常见的慢化剂类型1. 水（H2O）水是最常见的核反应堆慢化剂。

水中的氢原子核捕获快速中子，并通过弹性散射与中子相互作用。

另外，水也被用作冷却剂，以帮助控制反应堆的温度和功率。

轻水反应堆（LWR）是使用普通水（D2O）作为慢化剂和冷却剂的常见类型。

2. 重水（D2O）重水是另一种常见的核反应堆慢化剂。

重水中的氢原子核的相对质量较大，相对于轻水中的氢原子核而言，对中子的慢化作用更加明显。

重水反应堆（HWR）在一些特定的核电站中得到应用，它们可以使用天然铀作为燃料，并且在使用过程中再生和燃耗钚。

2.3 CPR1000 CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千 瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用 压水堆技术方案。 CPR1000是目前我国设计自主化、设备本地化、建设 自主化、运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电 站为参考基础的技术方案。 CPR1000是根据世界上同类型机组1000多堆年运行经 验不断持续改进的技术结晶。
控制棒组件： 控制棒组件：CPR1000每一棒束有24根控制棒组件，每 一棒束控制棒组件有其本身的驱动系统，可单独或则多个同 时动作。 控制棒： 控制棒：大亚湾核电站采用两种类型的控制棒，即吸收 棒和不锈钢棒。黑棒的吸收剂材料为银-铟-镉合金，重量百 分比为80%，15%，5%。 可燃毒物组件： 可燃毒物组件：可燃毒物棒组件只用于第一燃料循环的 全新堆芯，功能是降低溶解在一回路冷却剂水中的硼浓度， 大亚湾核电站堆芯首次装有48个含12根可燃毒物的组件和18 个含有16根可燃毒物棒的组件，加上两个粗级中子源棒组件 中的32根，共有含896根可燃毒物棒的68个组件。
反应堆压力容 器设计寿命为60 年 低泄漏设计， 减少了对压力容 器的中子辐照； RPV堆芯活性段 采用整体锻件； 严格控制RPV材 料中的辐照敏感 元素Cu、P、S、 Ni等的含量。
功能
反应堆的心脏 产生自持链式核裂变反应 以热的形式释放裂变能
堆芯（活性 区）
组成
核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 通常还含有可转变核素 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 控制材料：控制中子数 控制材料：控制中子数
特点： 特点： 采取了严重事故的预防和缓解等措施，将使LAⅡ的综合 技术安全经济指标达到目前国际同类核电站的先进水平。 在从Dayabay最初引进到CPR1000的渐进式技术革新过程 中，充分借鉴了生产运行经验反馈，包括吸纳法国同类型机 组批量改造经验，现已更加完善的CPR1000方案是在 Dayabay 、 LAⅠ的技术基础之上，结合法国为追赶世界先 进核电的发展所作的第二次十年大修计划（VD2）的改进。 CPR1000还将继续分享同类机组运行经验的反馈。 CPR1000作为“二代加”技术，通过持续科技进步，逐渐趋 近第三代，可以保证与先进技术更加平稳地衔接过渡。

反应堆冷却剂材料通常是用于吸收和传递核反应过程中产生的热量的材料。

不同类型的反应堆使用不同的冷却剂材料，下面是一些常见的冷却剂材料：水：轻水反应堆（LWR）使用普通水（H2O）作为冷却剂，这是目前最常见的类型。

水具有良好的冷却性能和热传导性能。

重水：重水反应堆（HWR）使用重水（D2O）作为冷却剂，其中氢原子被氘原子代替。

重水可以在中子中起到减慢中子速度的作用，从而增加反应截面积。

氦气：气冷反应堆（GCR）使用氦气作为冷却剂，具有较好的热传导性能和较高的工作温度。

钠：钠冷快中子反应堆（SFR）使用液态钠作为冷却剂。

钠具有良好的传热性能和冷却性能，适用于高温高效率的反应堆。

液态金属合金：某些先进的反应堆设计中使用液态金属合金作为冷却剂，如锂铅（LiPb）合金和铅铋（PbBi）合金。

这些材料具有较高的工作温度和良好的传热性能。

需要注意的是，不同的冷却剂材料在各自的使用条件下具有不同的特性和安全性考虑，其选择会受到多种因素的影响，包括反应堆类型、工作温度、设计要求以及安全性要求等。

以上只是一些常见的例子，并不代表全部的冷却剂材料。

压水堆与沸水堆核反应堆（Nuclear Reactor）分核裂变反应堆和核聚变反应堆两类，目前投入商业使用的核反应堆都是裂变堆。

裂变堆按照慢化剂分类，可分为轻水堆、重水堆和石墨沸水反应堆。

轻水堆是目前普遍使用的堆型，又分为沸水堆和压水堆，我国主要以压水堆为主，也有部分沸水堆（中国台湾）和重水堆（秦山三期）。

轻水反应堆（Light Water Reactor，简称LWR）是以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆。

在发生核反应过程中，慢中子轰击铀235，会使其变成2～3种较轻的原子核，同时产生2～3个快中子，水可使产生的快中子减速，变为慢中子，然后继续与铀235发生反应，保证链式反应能够继续进行。

压水堆（Pressurized Water Reactor，简称PWR）特征是水在堆芯内不沸腾，因此水必须保持在高压状态。

燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障。

把这些小的铀块重叠在锆合金管内封闭，即成为铀棒。

锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障。

若干根铀棒排列后形成燃料元件，一台百万千瓦的压水堆核电站有100多个这样的燃料元件。

这些燃料原件即构成了整个堆芯放反应堆压力容器内。

压力容器可挡住放射性物质外泄，即使堆芯中有1%的核燃料元件发生破坏，放射性物质也不会从它里面泄漏出来，这就构成了第三道安全屏障。

反应堆压力容器内部压力为155个大气压，可把水加热到330℃以上。

温度升高了的水进入蒸汽发生器内，器内有很多细管，细管中的水接收热量变成蒸汽进入蒸汽轮机发电。

压水堆的第四道屏障是安全壳厂房。

它是阻止放射性物质向环境逸散的最后一道屏障，它一般采用双层壳体结构，对放射性物质有很强的防护作用，万一反应堆发生严重事故，放射性物质从堆内漏出，由于有安全壳厂房的屏障，对厂房外的环境和人员的影响也微乎其微。

沸水堆（Boiling Water Reactor，简称BWR）所用的燃料和燃料组件与压水堆相同，但其工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。

新能源发电的主要技术类型新能源发电技术发展至今，已初具规模，该技术方式可以有效降低化石能源的消耗量，也有助于改善环境质量。

总而言之，新能源发电技术是解决能源与环境问题的有力武器。

下面介绍核能、风能、太阳能、生物质能、地热能、海洋能以及燃料电池等新能源发电技术的相关内容。

1、核能利用及其发电技术到目前为止，人类获取核能的主要方式有两种，即核裂变与核聚变。

核裂变就是将一个质量较大的原子核分裂成两个或多个质量较小的原子核，目前主要使用铀核进行核裂变获取核能；核聚变就是将质量较小的两个原子核聚合成一个质量较大的原子核，目前主要依靠氢核聚变来获取核能。

在这两个变化过程中都会释放出巨大的能量，这就是核能，根据来源方式被分为核裂变能和核聚变能。

威力巨大的核武器也是利用核能产生的。

目前的商业核电站都是基于核裂变实现发电的。

核裂变发电过程与火力发电有些类似，只是核电站所需的热能不是来自化石燃料燃烧，而是来自于核燃料核裂变所释放出的热量。

实现大规模可控核裂变链式反应的装置称为核反应堆。

根据核反应堆形式的不同，核电站可分为轻水反应堆、重水反应堆及石墨气冷堆等。

轻水反应堆又称轻水堆，通常采用轻水，即普通的水（H2O）作为慢化剂和冷却剂。

重水堆则采用重水（D2O）作为中子慢化剂，重水或轻水作冷却剂。

重水堆的特点是可采用天然铀作为燃料，不需铀浓缩过程，燃料循环简单，但建造成本比轻水堆要高。

石墨气冷堆采用石墨作为中子慢化剂，用气体作冷却剂。

由于气冷堆的冷却温度较高，因而提高了热效率。

目前，气冷堆核电机组的热效率可以超过40%，相比之下，水冷堆核电机组的热效率只有30%左右。

此外，还有正在研究中的快堆，即快中子增殖堆。

这种反应堆的最大特点是不用慢化剂，主要使用快中子引发核裂变反应，因此堆芯体积小、功率大。

由于快中子引发核裂变时新生成的中子数较多，可用于核燃料的转化和增殖。

特别是采用氦冷却的快堆，其增殖比更大，是第四代核技术发展的重点堆型之一。

light water reactor (LWR) 以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆。

轻水堆就堆内载出核裂变热能的方式可分为压水堆和沸水堆两种，是目前国际上多数核电站所采用的两种堆型。

据统计，1992年运行的413座核电站中，轻水堆核电站约占64．15％，装机容量约占80％，加上正在建设和已经订货的轻水堆核电站将占80％，装机容量将占90％。

轻水反应堆是和平利用核能的一种方式.用轻水作为慢化剂和冷却剂的核反应堆被称为轻水反应堆，包括沸腾水堆和加压水堆轻水也就是一般的水，广泛地被用于反应堆的慢化剂和冷却剂。

与重水相比，轻水有廉价的长处，此外其减速效率也很高沸腾水堆的特点是将水蒸汽不经过热交换器直接送到气轮机，从而防止了热效率的低下，加压水堆则用高压抑制沸腾，对轻水一般加100至160个大气压，从而热交换器把一次冷却系（取出堆芯产生的热）和二次冷却系（发生送往蜗轮机的蒸汽）完全隔离开来。

用重水即氧化氘（D2O）作为慢化剂的核反应堆被称为重水反应堆，或简称为重水堆现在的反应堆几乎都利用热中子，因此慢化剂是反应堆不可缺少的组成部分慢化剂与中子碰撞使中子亦即减少中子的数量的话，便失去了意义。

所以，重水是非常优异的慢化剂，它与石墨并列是最常用的慢化剂。

重水与普通水看起来十分相像，是无臭无味的液体，它们的化学性质也一样，不过某些物理性质却不相同。

普通水的密度为1克／厘米3，而重水的密度为1.056克／厘米3；普通水的沸点为100℃，重水的沸点为101.42℃；普通水的冰点为0℃，重水的冰点为3.8℃。

此外，普通水能够滋养生命，培育万物，而重水则不能使种子发芽。

人和动物若是喝了重水，还会引起死亡。

不过，重水的特殊价值体现在原子能技术应用中。

制造威力巨大的核武器，就需要重水来作为原子核裂变反应中的减速剂，作中子的减速剂，也可作为制重氢的材料，普通水中含量约为0.02％（质量分数）。

重水和普通水一样，也是由氢和氧化合而成的液体化合物，不过，重水分子和普通水分子的氢原子有所不同。

4、仪控系统和主控室设计
AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
5、建造中大量采用模块化建造技术
AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。
2、简化的非能动设计提高安全性和经济性
AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。
————西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。
AP1000的设计规范： AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。
AP1000主要的设计特点包括：
高能堆芯熔融物与水相互作用的预防：反应堆压力容器的高机械强度足以排除任何反应所造成的损害，即使是压力容器内部高能的堆芯熔融物和冷却剂之间的相互作用。偶发的堆芯熔化事件，情况会随着堆芯熔融物在压力容器外扩展而加重，堆芯熔融物可能与部分安全壳相接触，也就是说反应堆堆坑和堆芯熔融物展开区在正常运行中要保持干燥(无水)。堆芯熔融物在安全壳内部专门区域内展开时，只有当它已经出现部分冷却、表面固化、放射性减少的时候，才可使之与有限的水接触以使其进一步降温。

RBMK反应堆是一种轻水反应堆，它使用铀作为燃料，通常使用二氧化铀作为核燃料。

RBMK 反应堆的设计和运行特点使其适合于生产电力和生产核医学所需的各种放射性同位素。

燃料装载是RBMK反应堆运行的重要步骤，它涉及到将适量的核燃料颗粒放置在反应堆的反应室中。

这个过程需要精确的控制，以确保燃料得到充分的能量释放，同时避免过度的放射性废物产生。

具体到RBMK反应堆所用的燃料，它通常使用一种叫做铀二氧化物的混合氧化物作为核燃料。

这种燃料具有很高的核反应性能，能够产生大量的热能，从而驱动发电机产生电力。

此外，RBMK反应堆还使用一些其他的辅助材料，如含有一些含有某些稀土元素的合金，这些元素在核反应中也可以起到一定的作用。

燃料装载的过程需要考虑到许多因素，包括燃料的类型、数量、装载方式以及反应堆的运行状态等。

在RBMK反应堆中，燃料的类型和数量会影响到反应堆的功率输出、放射性废物的产生以及运行成本等。

因此，RBMK反应堆的设计者和操作员需要仔细选择和优化燃料的类型和数量，以确保反应堆的高效运行和安全稳定。

除了燃料的类型和数量，RBMK反应堆的操作员还需要考虑其他因素，如反应堆的运行温度、压力、冷却剂的类型和流量等。

这些因素都会影响到反应堆的运行性能和安全性，因此需要不断地监测和控制。

总之，RBMK反应堆所用的燃料是铀二氧化物等核燃料，以及一些含有某些稀土元素的合金。

燃料装载的过程需要精确的控制，以确保燃料得到充分的能量释放，同时减少放射性废物的产生和优化反应堆的运行性能。

为了确保RBMK反应堆的安全稳定运行，操作员需要考虑各种因素，如燃料的类型和数量、反应堆的运行温度、压力、冷却剂的类型和流量等。

核电关键材料范文一、反应堆材料1.燃料元素：核电站的燃料元素主要是铀、铀-钚和铀-铀燃料。

这些燃料元素需要具备高温抗辐射、稳定性和易于加工的特点。

此外，还需要考虑核燃料的回收和处理问题。

2.燃料包壳：燃料包壳是保护燃料元素的关键组件，需要具备高温抗辐射和耐腐蚀的特点。

常用的包壳材料有锆合金、不锈钢和镍基合金。

3.反应堆压力容器：反应堆压力容器是核电站的核心组件，负责容纳反应堆燃料和冷却剂，并承受高温和高压。

常用的压力容器材料有低合金钢和不锈钢。

二、冷却剂材料1.轻水反应堆：轻水反应堆使用水作为冷却剂，因此需要具备耐高温和高压的特性。

常用的材料有不锈钢、钛合金和镍基合金。

2.重水反应堆：重水反应堆使用重水作为冷却剂，因此需要具备耐腐蚀和抑制中子吸收的特性。

常用的材料有铝合金、锆合金和镍基合金。

三、辅助设备材料1.冷却塔：冷却塔用于将核电站中发热的冷却剂冷却至环境温度。

常用的材料有水泥、钢筋和玻璃钢。

2.控制棒：控制棒用于控制核反应堆的输出功率，需要具备较高的耐辐射性和热导性能。

常用的材料有铜-铌合金、不锈钢和锆合金。

未来的发展趋势：1.开发高温材料：随着核电站的发展，对高温材料的需求也越来越大。

目前正在研发的高温材料主要包括碳化硅、碳化钨和氮化硼等。

2.创新防腐材料：核电站中的材料容易受到腐蚀，因此需要开发新的防腐材料。

目前的研究方向包括氧化铝涂层、陶瓷材料和高温合金等。

3.提高材料性能：随着科技的进步，可以通过改变材料的原子结构和添加适量的合金元素来提高其性能，例如提高材料的强度、导热性和耐辐射性。

总之，核电关键材料是实现核能产生和控制的基础，对核电站的运行稳定性和安全性起着关键作用。

随着核能的广泛应用和技术的不断进步，核电关键材料的研究和开发将成为核能领域的重要课题。

轻水反应堆启动/停堆Dr. John A.BernardMIT 核反应堆实验室轻水反应堆核电站启动－轻水堆电站启动指的是所有运行系统（堆芯、主回路、稳压器、蒸汽发生器、汽轮机、冷凝器等）从冷态停止状态到热态运行状态的过程。

临界的实现是这个过程的主要部分。

然而电站加热过程中压力和温度的协调、蒸汽的产生等也对电站安全非常重要。

－每个电站都有独特的设计特性，这也给启动流程带来了轻微的差别。

这里介绍的是70年代的西屋压水堆，随后是沸水堆的信息。

启动的细微过程细节是不重要的，这里需要学到的课程是：压力和温度整体控制的必要性，观察加热限值和达到临界的约束条件。

压水反应堆－和压水堆相关的题目包括：和温度、压力和反应性条件相关的系统和部件。

核仪表启动的限制状态（压力/温度）启动流程启动过程中的操作和安全要素压水堆原理图－在一般运行条件下，通过平衡堆芯产生热和汽轮机输出能量来控制温度。

－启动过程中，温度可以通过以下控制：1稳压器的再循环（加热，打开卸压阀）2运行主泵（摩擦热损失可以带来一个缓慢的加热过程）3将反应堆堆芯在一个低功率下临界运行。

－在一般运行环境下，压力是通过位于主回路和堆芯容器上方的稳压器产生的。

冷却剂在稳压器内沸腾从而把压力传递到过冷的主回路中。

稳压器是680F，主回路是650F。

（住：一种常见的错误观念是主泵提供压力，实际上主泵的作用是提供流动能量。

）－启动过程中，压力能通过以下控制：1人工操作充压和卸压系统。

2稳压器加热器。

3稳压器排放速率（产生气泡）4稳压器喷淋（充满气泡）压水堆反应性控制有四种可用设备来控制反应性，包括：1可移动的控制棒a全长度停堆棒：它们在启动时一般提出堆芯，并在运行时保持这个状态，它们的功能是在突然的正反应性引入情况下保护堆芯。

b全长度控制棒：它们用来产生次临界增殖并达到临界。

它们也被用来补偿启动时温度变化带来的负反应性，操作反应堆每分钟提高5％，补偿反应堆功率变化时引起的反应性变动。