核电站反应堆原理图

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▪ 3.维持功率水平 由于运行时的各种原因，会使反应堆功率偏 离指定值。为了维持一定功率水平，用控制 库的自动调节来抵消各种引起功率波动的因 素。
▪ 4.保证堆的安全 反应堆在运行过程中可能会发生事故或出现 某种紧急情况，控制保护系统应能快速动作， 及时制止事故的发生和发展，以保证反应堆 安全。
▪ 四组控制棒按叠步程序一直移动到棒位偏差进入死 区为止。图9．21示出反应堆功率调节系统工作原 理。
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48
▪ 1．二回路功率选择 ▪ 有可能作为功调棒组跟踪的二回路功率需求信导和选用条件
如下所述。 ▪ (1)最终功率整定值 ▪ 它是在汽轮机旁路系统GCT投入运行时设置的。当汽轮机脱
扣、超高压断路器断开或GCT置P模式时，就要选择它作为 反应堆功率的整定值。前两种瞬态发生说明汽轮机的功率需 求突然减少，这时反应堆仍然维持一定的高于汽轮机需求的 功率，多余的功率由排故系统排出。当汽轮机恢复用汽或用 汽量增加时，先不改变反应堆功率，而是通过减少排放功率 来满足汽轮机蒸汽需求的变化，直到汽轮机功率增加到比最 终功率整定值大时，再改选汽轮机功率以跟踪之。这种运行 方式的特点是比较好地保证汽轮机恢复或增加用汽时的负荷 跟踪性能。至于这两种瞬态发生后最终功率整定值是多大， 则视瞬态前汽轮机功率而定。如果瞬态发生前汽轮机功率大 于 率或整等定于值即30取％瞬P态n ，发最生终前功的率汽整轮定机值功就率是值3。0％Pn否则最终功
3
▪ 2．核反应截面和核反应率
▪ (1)微观截面
假定有一束平行中子，其强度为I，该中子束 垂直打在一个面积为1m2、厚度为△X m的薄 靶上，靶内核密度是N，靶后放一个中子探测 器，见图5—1。由于中子在穿过靶的过程中 会与靶核发生吸收或散射反应，使探测器测 到的中子束强度I′减小；记△ I = I - I′ ，实验 表明：

请在下面的空格中填上适当的内容:
(1)从能源的分类来看,核能是属于
(2)发电机发电时是让线圈在
之为
现象.
.(选填“一次能源”或“二次能源”)
中旋转而产生
,这种现象在物理学中称
(3)核电站所需的核能是利用原子核 “裂变”或“聚变”)所产生的,该变化是 (选填“可控”或“不可控”).
(选填 的
(4)如果核电站每年需要50 t的核燃料,而同等规模火电站每年需要6×106 t的煤
然铀矿中去寻找放射性的来源.她在放射性的研究中,推断出钋和镭元素
的存在,并测出镭的原子量.
1898年后,卢瑟福等人用垂直于射线方向加磁场的方法对射线的性质
进行了研究,证实α射线是带正电的粒子束(后来证明是氦原子核),β射线
带负电荷,γ射线是电磁波.
放射现象的发现,使人类的认识逐步深入到原子的内部——原子核,
9
[实际应用题]2011年3月,日本福岛第一核电站因冷却系统的故障,导致严重的 核泄漏事故,引起了全世界的关注.
例3 (1)核电站是利用原子核发生 裂变 (选填“裂变”或“聚变”)释放能量来
发电的. (2)下面是核能发电中能量转化的过程,请将其补充完整.
内能
(3)“福岛核泄漏”事件引发了广泛的ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ议.请你对发展核电简述自己的观点.
炭,则6×106 t的煤炭完全燃烧放出的热量是
J (煤炭的热值为3×107
J/kg).
(5)核电站的核废料具有
性,对环境会造成相当大的危害,因此要将核废
料深埋到人迹稀少的沙漠地带,同时如何再开发新能源,又注意环境的保护,是人
类面临的一大课题.
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〔解析〕 (1)核能是一次能源;(2)发电机发电时是让线圈在磁场中旋转而切割 磁感线运动,从而产生感应电流,这就是电磁感应现象.(3)核电站是利用原子核 裂变发生可控链式反应时释放的大量核能来发电的.(4)6×106 t的煤炭完全燃 烧放出的热量:Q=mq=6×109 kg×3×107 J/kg=1.8×1017 J.(5)核电站的核废 料具有放射性,会对环境造成相当大的危害.

分
却剂，由12片螺旋叶片组成，被安装在扩压 器法兰的底部，可从泵体取出。导流管用螺
栓固定在泵壳内，可拆卸，它的作用是将水
引到叶轮的吸水口
热屏装置的目的是在泵的上部和泵的下部之间
进行隔热。泵的上部为轴承和联轴器等，要求 保持在90℃ 左右；而泵的下部为高温高压的
热 冷却剂（正常运行时）。 这种冷却器是由不锈钢管组成的，设备冷却水
台泵约24290m3/h）通过反应堆堆
芯，把堆芯中产生的热量传送给蒸
汽发生器。
设 计 考 虑
反应堆冷却剂泵按输送足以满足堆芯冷却的流 量率设计。泵的总压头取决于反应堆冷却剂环路（反应 堆压力容器、蒸汽发生器和管道）内的压降。
泵的电动机按以下考虑设计： —— 最频繁的运行方式是在热态中运行，在冷态中 运行限于电站启动期间。 —— 泵电动机转子组件必须具有足够的惯性，以便 在由于断电引起反应堆紧急停堆时，能冷却堆芯而避免 出现偏离泡核沸腾。
3-2 反应堆本体结构
三、反应堆压力容器
反应堆压力容器支撑和包容堆芯和堆内构件，工作在 高压(15．5Mpa左右)、高温含硼酸水介质环境和放 射性辐射的条件下，寿命不少于40年。
反应堆压力容器是一个底部为焊死的半球形封头，上 部为法兰连接的半球形封头的圆柱形容器，对于三环 路设计，容器上有3个进口管嘴和出口管嘴与各冷却 剂环路的冷热管段相接。这些进出口管嘴位于高出堆 芯上平面约1．4m的同一个水平面上。
虑
设备的腐蚀，设备的耐蚀性能与金属的老
化，要选用具有高机械强度和在强中子辐
照下不易脆化的材料。
压 力 容 器 主 要 参 数
主要参数
设计压力
设计温度
运行压力
装有堆芯和内部构件就位时的冷却剂的容积

• 喷淋系统：位于稳压器顶部，包
括主喷淋和辅助喷淋，用于减缓系 统热冲击、水温均匀及化学浓度、 降低系统压力；
• 电加热器：直接浸没的直套管式
电加热器，用于升高压力；
• 安全阀组：安装于稳压器顶部，
由保护阀与隔离阀组成；
• 测量仪表：主要用于水位检测与
显示；
核科学与技术学院
反应堆冷却剂泵
• 水力机械部分：泵体、热屏组件、
路具有放射性，管板与U形管属于冷却 剂压力边界；
• 排污与给水：防止各种杂质高度浓
缩以及一回路向二回路泄漏，确保正 常工况与特殊工况的给水要求；
• 水位控制及相关测量：水位测量
及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽 压力等信号测量；
核科学与技术学院
压力壳——Mn-Mo-Ni低合金碳钢； 燃料——二氧化铀； 包壳——锆-4合金（Zr-4）； 控制棒——银-铟-镉合金/316，304不锈钢（Ag-In-
temperature
• 120–400 MWe
• 15–30 year core life
• Cartridge core for regional fuel processing
(LFR)
Benefits
• Proliferation resistance of long-life cartridge core
英国建造32MWe原型堆，1976-1988年，运行的AGR共有14座， 8.9GW，由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制 (690℃ )，使出口温度难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低的 限制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争；
• 高温气冷堆：采用90％以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，采

研究试验堆 也可称为中子源堆。用于核物理、中 子物理、凝聚态物理、辐射化学、生物、医学等学 科研究；用于材料科学，特别是核材料研究；进行 有关反应堆的工程试验研究；作辐射加工，生产各 种核素。 例如，中国核动力研究设计院的高通量工程试验堆， 于1980年建成投入运行，是一座压力壳型反应堆。 采用高浓235U多层套管型元件，水作慢化剂和冷却 剂，铍作反射层。热功率12．5万千瓦。燃料内最 大热中子通量为6．2×1014个中子／平方厘米·秒。 中子通量为世界第三，亚洲第一。
核反应堆中反应处于临界 状态
2.临界状态、临界尺寸、临界质量
临界状态时，反应堆内核燃料的质量称为临界质量， 堆芯体积称为临界体积
可证明：
临界尺寸

其中L 为中子扩散长度
L ke 1
临界体积
L3 Ke 1 32
临界质量
rL3 Ke 1 32
r是堆中物质的平均密度。
一座天然铀石墨反应堆的临界体积： 立方形，229m3，每边6.12m； 圆柱形，211m3， 高6.44m，半径 3.23m； 球形181m3，半径3．51m。
零功率堆也是一种试验堆，其功 率低于100W。主要用于模拟研究新型 准的各种物理性能，取得数据为新型 堆的设计提供依据。相对地说，这种 反应堆就很小，但与一般实验室的仪 器设备相比,它也算庞然大物。此堆 可建在城市中。
动。 力堆
用于核潜艇生产蒸汽，推动汽轮机。 民用方面，用一种强烈感情影响而产生的 奇怪现象。工业化国家中，那些非常关注 潜伏着的、由散发到大气中的数十亿吨温 室气体引起的灾难性温室效应的人,基本上 也是那些最反对核能的人。或者说，那些 能够非常透彻地看清楚全球变暖问题的那 些人，往往是最强烈反对这一问题最现实 解决方案的人。

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

幻灯片1第二章核电站工作原理及系统组成余廷芳幻灯片2一、核电站工作原理●1、什么叫核电站？●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。

反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。

将原子核裂变释放的核能转换成热能，再转变为电能的系统和设施，通常称为核电站。

幻灯片3一、核电站工作原理●2、核电站工作原理核电厂用的燃料是铀。

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。

核电站工作流程原理1；图2幻灯片4二、核电站类型●目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。

但用的最广泛的是压水反应堆。

压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。

●压水堆核电站占全世界核电总容量的60%以上。

幻灯片5二、核电站类型●1、压水堆核电站●----------------以压水堆为热源的核电站。

图●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。

幻灯片6二、核电站类型●2、沸水堆核电站●--------------------以沸水堆为热源的核电站。

图●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动力堆。

●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。

沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。

幻灯片7二、核电站类型●3、重水堆核电站图●以重水堆为热源的核电站。

封
号轴封之间，其作用是： 1）保证主泵轴承的润滑。
组
2）通过三个串联的轴封，保证一回路水不向外泄 漏。
件
3）在RRI系统暂时断水时，保证主泵轴承和轴封的
短时应急冷却。
由RCV系统供给的轴封水压力为15.8Mpa.a ，略高
于一回路压力，流量约1.82m3/h，其中通过轴封约
0.68 m3/h，其余流入一回路
（4）顶盖冷却旁通流量——有2.2％的流量从 导向筒支承板法兰上的小孔流进顶盖进行冷 却。
这一区域的水可通过支承柱向下流回上部堆内 构件构成的水腔室。
上述各项旁通流量总计为冷却剂总流量的6.04 ％，热工设计时取为 6.5％。
旁路流量增大意味着什么?有什么危害? 使流经堆芯流量减少，平均温度增加 自动控制调节 使功率下降。
芯内的支撑与定位。
2. 作为反应堆冷却剂系统的一部分，起着承受一回 路冷却剂与外部压差的压力边界的作用
3. 考虑到中子的外逸，起到对人员的生物防护的作 用
反应堆压力容器按照提供包容反应堆
设
堆芯、上部堆内构件及下部堆内构件所要
计
求的容积设计，考虑到核电厂的寿期为40
考
年，以及运行时冷却剂的循环流动，水对
主 冷却。为防止安全壳内空气升温，在冷却回路出口装 有两台冷却器，由RRI系统冷却。电机设有电加热器，
泵 在泵停运时加热，使线圈保持一定温度，防止凝结水。 为了便于维修主泵和电机，在泵轴与电机轴之间由
电 400mm长的短轴刚性连接。 在电动机定子上有6个测点，监督线圈温升，
机 温度不允许超过120℃。 在冷却器出口装有RRI系统 流量测点，流量低于25m3/h时，给出报警信号。
各种旁通流量及其大致数值为：

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。

一、核岛主要系统
§1.2 化学和容积控制系统 RCV
RCV系统的主要功能： 1、容积控制 2、化学控制 3、反应性控制
一、核岛主要系统
1、容积控制
容 积
（1）一回路水容积变化的原 因
– 水容积随温度的变化而变化
– 不可避免的泄漏(一号密封、 1.4m3/1T
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
单元 02BA
30VP
RRA泵
§14 余热排出系统RRA
RRA泵的电动机
§1.4 余热排出系统RRA
RRA热交换器
§1.4 余热排出系统RRA
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
1、系统的功能
Ø冷却功能 Ø净化功能 Ø充排水功能
2、系统的组成
Ø反应堆水池 Ø乏燃料水池 Ø换料水箱 Ø泵和管道
入
0
§1.6 安全注入系统 RIS
10
20
30
一回路破口后的压力变化
时间 （s）
3、LOCA时的安注过程
高、低压安注示意
§1.6 安全注入系统 RIS
中压安注示意
中压安注箱
§1.6 安全注入系统 RIS
3、LOCA时的安注过程
第二阶段： 安注再循环阶段
当换料水箱的 水位仅有2.1米 时，安注转入 再循环阶段。
RRA01PO
RRA02PO
13VP
RRI
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路 RCP02PO
RCV310VP
03GV
RCV50V P
RCV01EX
082VP

核电原理图
核电原理图是指用于说明核电站工作原理的图示，通过图示可以清晰地了解核
电站中核反应堆、蒸汽发生器、汽轮机和发电机等设备之间的工作原理和相互关系。

核电原理图的制作需要精准的技术和丰富的经验，能够准确地反映核电站的工作流程和各个设备之间的能量转换过程。

核电原理图通常包括核反应堆、蒸汽发生器、汽轮机和发电机等主要设备。

核
反应堆是核电站的核心设备，其中通过核裂变反应释放出的热量被用来加热水，产生高温高压的蒸汽。

蒸汽发生器将核反应堆中的热量传递给循环水，使其产生蒸汽，然后将蒸汽送入汽轮机。

汽轮机利用蒸汽的动能驱动转子旋转，再通过发电机将机械能转化为电能，最终输出给电网。

核电原理图的制作需要考虑到各个设备之间的能量转换过程和流程控制，能够
清晰地表达核电站的工作原理和工艺流程。

同时，核电原理图还需要考虑安全性和可靠性，确保核电站的运行安全稳定。

在核电原理图中，需要标注各个设备的主要参数和工作状态，包括温度、压力、流量等重要数据。

这些数据对于核电站的运行和监控至关重要，也是核电原理图的重要组成部分。

除了核电站内部设备之间的关系，核电原理图还需要考虑到核电站与外部系统
的连接和影响。

比如，核电站的冷却系统、安全系统、控制系统等与核反应堆、蒸汽发生器等设备之间的关系，都需要在核电原理图中有所体现。

总的来说，核电原理图是核电站工作原理的图示，能够清晰地展现核反应堆、
蒸汽发生器、汽轮机和发电机等设备之间的工作原理和相互关系。

它不仅是核电站设计和建设的重要参考，也是核电站运行和监控的重要工具。

核电原理图的准确性和全面性对于核电站的安全稳定运行具有重要意义。