压水堆核电站发电原理

• EPR，VVER
穹顶在吊装中（左） 穹顶内部（右） 2
吊装环吊的大梁（左） 穹顶钢束张紧（右）
安全壳建造中（左）150吨穹顶吊装（右） 35
安全壳变形测量（左）阀门局部泄漏试验（右）
安全壳贯穿件
• 贯穿通道：
– 设备入口管子 – 电缆套筒 – 燃料组件运输管道的贯穿孔 – 空气闸门。
• 为了不使贯穿件处泄漏，均 有特殊设计，它是由一个穿 过混凝土壁面并锚固在混凝 土上的刚套管及两个接头构 成。接头保证了套管和穿过 安全壳的管道或电缆间的密 封连接。
障。
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安全壳
• 型式：
– 材料
• 钢板 • 钢筋混凝土制造的(包括预应力混凝土) • 既用钢板又用钢筋混凝土
– 性能
• 干式 • 冰冷凝器式
– 形状
• 球形 • 圆筒形
– 由材料、性能、形式等几方面的组合,结合考虑压水堆核电厂的厂 址,输出功率、经济性和安全性等因素，具有代表性的有以下几种。
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• 美国早期建造的电功率为800MW压水堆核 电厂安全壳，直径约40m，钢板厚度38mm， 半球顶、椭球底，二次包容壳为椭球顶盖 的圆柱形钢筋混凝土结构，两层壳之间留 有1.5 m宽的环形空间，环腔内呈负压，从 钢壳泄漏至环腔的放射性气体只有经过过 滤净化后方能从排气烟囱排放,以降低放射 性物质对环境的污染。
同时，触发其他系统的保护动作：
– 反应堆紧急停堆； – 安全壳隔离系统 – 汽轮机脱扣 – 启动应急柴油发电机； – 隔离主给水系统并停运主给水泵； – 启动电动辅助给水泵；
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安注过程
• 1.冷段直接注入阶段 – 这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向,使硼酸溶液尽快地注人堆芯。 – 一旦接到"安注"信号,立即自动执行以下动作：

恰希玛核电站 向巴基斯坦出口的恰希玛核电站，功率为1×30万千瓦，2000年
并网发电，现正在稳定运行。我国因此成为核电站出口国 之一。
一、概述
4、我国计划建设（已开始建设）的核电站包括：
序 号
核电站名称
计划装机容量 （万千瓦）
序 号
核电站名称
计划装机容量 （万千瓦）
1 岭澳二期
2×100
8 广东台山
一、概述
70.00%
中国与世界能源结构对比
69%
60.00%
50.00%
36.80%
40.00%
27.20%
世界
30.00%
22.30% 23.70%
中国
20.00% 10.00% 0.00% 石油
2.50%
天然气 煤炭
6.20% 5.40% 6.10% 1.15%
水力
核能
一、概述
2、蓬勃发展的世界核电
一、概述
➢从发展趋势来看，在今后30年内将会有更 多国家和地区拥有核电站。预计到2030年， 世界核电站总数将达1000座，核发电量将占 总量的三分之一。
➢核能除了用来发电外，还可以作为船舶、 火箭、宇宙飞船、人造卫星等的动力能源。 特别是核动力不需要空气助燃，因而它是在 缺乏空气环境下的地下、水下、空间等的特 殊动力，它将是人类开发的理想能源。
四、核电站的发展
➢核废物处理3条：要有完整的解决方案；解决方案 被公众接受；废物量要最小。
➢防核扩散的3条：对武器扩散分子的吸引力小；内 在的和外部的防止核扩散能力强；对防止核扩散要经 过评估。
第四代核电站的主要堆型： 第四代核电站主要包括：超临界水冷堆、超高温气冷 堆、气冷快堆、液态钠冷快堆、铅冷快堆和熔盐反应 堆。

各种核反应堆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。

核反应堆工作原理核反应堆是一种利用核能进行能量转换的装置，它是实现核能利用的关键设备之一。

核能反应堆的工作原理是通过控制并维持核裂变反应的连续进行，从而释放出大量的能量。

本文将详细介绍核反应堆的工作原理。

一、核反应堆的基本组成核反应堆由以下几个关键组成部分构成：1. 燃料元件：燃料元件是核反应堆中的核燃料载体，通常采用浓缩铀或钚等放射性物质。

燃料元件中的核燃料可通过核裂变反应释放出巨大的能量。

2. 控制元件：控制元件用于调节核反应堆中的核裂变反应速率。

通常采用控制棒来实现，控制棒的插入深度可以调节反应堆中的中子流量，从而控制反应堆的热功率。

3. 冷却剂：冷却剂用于吸收反应堆产生的热能，同时也用于传递热能到发电系统。

常用的冷却剂有水、重水和液态金属等。

4. 反应堆堆芯：反应堆堆芯是核反应堆的核心部分，包括了燃料元件和控制元件。

核反应堆的裂变链式反应主要在堆芯中进行。

二、核反应堆的工作原理核反应堆的工作原理可概括为以下几个步骤：1. 中子释放：核反应堆中的裂变链式反应需要中子的引发，裂变产生的中子将会引发更多的裂变。

核反应堆通常通过控制棒的插入深度调节中子的释放速率。

2. 裂变链式反应：一旦中子被释放，它们会与核燃料的原子核相互作用，并引起核裂变反应。

核裂变反应会释放出大量的能量，并产生更多的中子，进一步维持裂变链式反应。

3. 热能释放：核裂变反应产生的能量以热的形式储存在反应堆堆芯中。

冷却剂流经堆芯，吸收堆芯中的热能，并将其带走。

4. 热能转化：冷却剂通过传热介质的方式，将堆芯中的热能传递给发电系统。

常见的热能转化方式是将冷却剂转化为蒸汽，驱动汽轮机发电。

5. 控制反应速率：为了维持核反应堆的稳定工作，需要控制并调节核裂变反应的速率。

通常通过调节控制棒的深度来控制中子的流量，从而控制反应堆的热功率。

三、核反应堆的类型核反应堆可以根据燃料类型、工作方式和冷却剂等分类。

常见的核反应堆类型有：1. 压水堆（PWR）：采用轻水作为冷却剂和减速剂，以浓缩铀为燃料。