CPR1000压水堆核电站反应堆原理图.

发电机

冷凝器组装中的冷凝器

核电站工作原理

核电站工作原理 它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。 核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。 主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。 稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。 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次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。 安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。 汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。 危急冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。 注： 核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂

反应堆原理

核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的： 原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。 还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。 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。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密 封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推

核反应堆课后题

第一章思考题 1.压水堆为什么要在高压下运行？ 2.水在压水堆中起什么作用？ 3.压水堆与沸水堆的主要区别是什么？ 4.压水堆主冷却剂系统都包括哪些设备？ 5.一体化压水堆与分散式的压水堆相比有哪些优缺点？ 6.重水堆使用的核燃料富集度为什么可以比压水堆的低？ 7.在同样的堆功率情况下，重水堆的堆芯为什么比压水堆的大？ 8.气冷堆与压水堆相比有什么优缺点？ 9.石墨气冷堆中的百墨是起什么作用的？ 10.快中子堆与热中子堆相比有哪些优缺点？ 11.快中子堆在核能源利用方面有什么作用？ 12.回路式制冷堆与池式饷冷堆的主要区别是什么？ 13.在使用铀作为反应堆冷却剂时应注意些什么问题？ 14.快中子堆内使用的燃料富集度为什么要比热中子反应堆的高？ 第二章思考题 1.简述热中子反应堆内中子的循环过程。 2.为什么热中子反应堆中通常选用轻水作慢化齐IJ? 3.解释扩散长度、中子年龄的物理意义。 4.述反射层对反应堆的影响。 5.简述反应性负温度系数对反应堆运行安全的作用。 6.解释“腆坑”形成的过程。 7.什么是反应堆的燃耗深度和堆芯寿期？

8.大型压水堆通常采取哪些方法控制反应性？ 9.简述缓发中子对反应堆的作用。 10.简述反应性小阶跃变化时反应堆内中子密度的响应。 第三章思考题 1.能用于压水反应堆的易裂变同位素有哪些，它们分别是怎样生成的？ 2.为什么在压水堆内不直接用金属铀而要用陶瓷U02作燃料？ 3.简述U02的熔点和热导率随温度、辐照程度的变化情况。 4.简述U02芯块中裂变气体的产生及释放情况。 5.燃料元件的包壳有什么作用？ 6.对燃料包壳材料有哪些基本要求？目前常用什么材料？ 7.为什么错合金用作包壳时，其使用温度要限制在350℃以下？ 8.何谓错合金的氢脆效应，引起氢脆效应的氢来源何处？ 9.错合金包壳的氢脆效应有何危害，应如何减轻这种不利影响？ 10.什么是U02燃料芯块的肿胀现象，应采取什么防范措施？ 11.控制棒直径较细有什么好处？ 12.定位格架采用什么材料制戚，为什么？ 13.定位格架有何功用？ 14.对用作控制棒的材料有什么基本要求？ 15.通常用作控制棒的元素和材料有哪些？ 16.简单说明Ag-In-Cd控制材料的核特性。 17.为什么选用棚酸作为化学控制材料？ 18.试给出可燃毒物的定义。 19.二氧化铀作燃料主要有哪些优缺点？

核电站的工作原理和结构

核电站的工作原理和结构 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。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂 把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，

压水堆核电站工作原理简介

压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低

压水堆核电站组成资料

压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图

图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件

压水反应堆的热功率

课程设计报告 ( 2013 -- 2014 年度第二学期) 名称：核反应堆热工分析课程设计 题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核学院 班级：核电1101班 学号：1111440113 学生：漆圣培 指导教师：向斌 设计周数：一周 成绩：

日期：2014 年06 月29 日

一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要安全。要求在整个寿期能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化围； （3）燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围； （4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； （5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： （1）燃料元件芯块最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界； （3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； （4）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识，树立正确的设计思想，培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设计准则； 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及其最高温度等； 4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等；

核电站的工作原理

核电站提供了世界上大约17%的电能。一些国家或地区对核电的依赖要比其他发电方式更高。例如，根据国际原子能机构提供的数据，在法国，大约75%的电是由核电站生产的。在美国，核电站共提供了大约15%的电能，但各州利用核电的情况并不统一。全世界共有超过400座核电站，而其中有超过100座在美国。 您了解核电站的工作原理以及核能的安全性吗？在这篇文章中，我们将为您介绍核反应堆和核电站的工作原理，并带您了解核裂变的原理以及核反应堆的内部情况。 铀是地球上一种相当普通的元素，在地球形成时就存在于这个行星中了。铀原本是在恒星中形成的。年老的恒星爆炸，其尘埃聚集起来形成了地球。铀-238 (U-238) 有一个非常长的半衰期（大于45亿年），因此现在它们仍然大量存在。铀-238占地球上所有铀的99%，铀-235 约占0.7%。铀-234是由铀-238衰变形成的，它更加稀少。（铀-238经过很多阶段的阿尔法和贝塔衰变才能转变为稳定的铅同位素，而铀-234是这条反应链上的一环。） 铀-235有一个奇特的特性让它既可以用于核能发电也可以用于制造核弹。铀-235和铀-238一样都是通过辐射阿尔法射线的方式衰变。铀-235同时也在一小部分时间中进行着自发裂变。然而，铀-235是少数能够发生诱发裂变的物质之一。如果一个自由中子撞击铀-235的原子核，它的原子核将会立即吸收这个中子而变得不稳定，并马上分解。请查看核辐射揭秘以了解全部细节。 核裂变 下面的动画演示了一个中子从上部接近铀-235的原子核。一旦原子核捕捉到中子，它马上分解为两个轻一些的原子，同时释放出两个或三个新的中子（中子的个数取决于铀-235原子分解的方式）。两个新的原子释放出伽马射线并稳定到新的状态。有三件事情让这个诱发裂变过程变得有趣： 铀-235原子捕捉一个正在穿过的中子的概率非常高。在正常工作的核反应堆中（称为临界状态），每次裂变释放出的中子都会导致另一次裂变的发生。 捕捉中子并发生分解的过程非常迅速，单位为皮秒（即1x10-12秒）。 当单个原子分解时，会有巨大的能量通过热和伽马辐射的形式释放出来。裂变生成的两个原子也能够释放贝塔和伽马射线。单个裂变反应之所以能释放出能量，是因为裂变产物和中子加在一起的质量比原来的铀-235原子的质量要小。方程E=mc2决定了质量差异转化为能量的比率。 单位约为200MeV（百万电子伏特）的能量被铀-235原子通过衰变释放出来（下面的公式将这些量转化为我们常见的单位，1eV=1.602x10-12尔格，1x107尔格=1焦耳，1焦耳=1瓦秒，而1BTU（热量单位）=1055焦耳）。这些可能看上去不是很多，但是一斤铀中有大量的铀原子。事实上，一斤高浓铀被用于为核潜艇或者核动力航母提供能量，这约等于380万升汽油能提供的能量。如果考虑到一斤铀的尺寸比一个棒球还小，而380万升的汽油却能够装满边长为15米（有五层楼高）的立方体，您就能对铀-235 所蕴含的能量有个概念了。 为使铀-235的这些特性得到发挥，铀样品必须得到浓缩，这样它就含有2-3% 或者更高浓度的铀-235。3%的浓度足够用于核电站。武器中的铀含有90%或更多的铀-235。 核电站内部 建造一个核反应堆需要浓度低一些的铀。通常，铀被制作成直径相当于10美分硬币左右，长度为2.5厘米左右的燃料元件。燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒被进一步组装成燃料组件。燃料组件通常被浸泡在压力容器中。容器中的水起冷却作用。为使反应堆工作，浸泡在水中的燃料组件必须处于稍微超临界的状态。这意味着，如果没有其他设备，铀最终将会过热并熔化。 为防止这种情况出现，由吸收中子的材料制成的控制棒通过升降装置插入到燃料组件中。操作员通过升降控制棒来控制核反应的程度。当操作员希望铀堆芯产生更多的热量时，可将控

五种反应堆

吴锴：请您先介绍一下世界上已出现的几种潜艇反应堆的工作原理？ 张金麟：美国从1948年开始对三种热交换型式的反应堆，即压水堆、气冷堆和液态金属冷却反应堆进行研究。最初美国考虑将反应堆装在Φ5.5×92米的潜艇壳内，其排水量在2 000吨左右，对反应堆的技术要求是：高浓缩铀的堆芯，用热中子或接近热能的中子；在铀燃料一定时，反应堆结构材料吸收中子要少，堆芯功率密度高、结构要紧凑。 根据此技术要求，美国首先发展了压水堆和液态金属冷却堆。接着苏联也发展了这两种反应堆。这两种堆都经过陆上模式堆的考核试验后才将同型堆安装在它们的早期核潜艇上。 作为舰船核动力，曾经产生过五种反应堆的方案设想，构成五种不同的舰船推进装置型式，它们分别是： 压水反应堆由压水堆、一回路系统和设备、二回路系统和设备及推进轴系组成。反应堆和一回路均在高压下运行。所以作为反应堆的载热剂和慢化剂的水在约300℃时亦不会沸腾，故此类型反应堆称为压水堆。 载热剂在反应堆中被加热送到蒸汽发生器，将其热经传热管传给蒸汽发生器二次侧水（二回路一侧的水）并使其变成饱和蒸汽，从蒸汽发生器流出的载热剂经由主泵又被回送到反应堆再加热，形成一回路循环。饱和蒸汽送至主推进蒸汽轮机作功，从汽轮机排出的乏汽在冷凝器中冷凝后经给水泵再送至蒸汽发生器，形成二回路。主推进蒸汽轮机经减速齿轮带动螺旋桨推进艇航行。 反应堆和一回路因具有放射性，所以需要布置在屏蔽内。蒸汽发生器产生的蒸汽由于被传热管壁与一回路隔开，因此二回路系统和设备同常规蒸汽动力装置一样没有放射性，所以不需屏蔽。 液态金属反应堆由反应堆、一回路、中间回路、二回路和推进轴系所组成。 液态金属堆用石墨和铍作慢化剂，用中能中子维持链式反应，其优点是燃料的消耗比热中子反应堆低。早期的载热剂采用熔融的金属如钠、钾、铋、铅及其合金。 在一回路中用熔融金属钠循环载热，运行压力只有5～7大气压，就可获得较高的温度，装置效率较高。一回路主泵采用电磁泵，由于没有转动部件，故可靠性高。 中间回路采用钠、钾作载热剂。一回路向中间回路传热是通过中间热交换器，中间回路将反应堆的热量再通过蒸汽发生器传给二回路，在蒸汽发生器中产生过热蒸汽（由饱和蒸汽进一步加热而得）。 液态金属堆的缺点是核燃料的初装量相对较多。金属钠吸收中子蜕变为钠-21，半衰期约为15小时，并生成发射高能γ的钠同位素，所以一回路的设备和管道都要屏蔽。为防止液态的金属钠在管道和设备内凝结，反应堆停堆后还需保温和加热。此外，金属钠具有强烈的腐蚀性，与水会发生剧烈反应，可能会引起爆炸和火灾。 气冷反应堆气冷堆是用气体作为载热剂的反应堆，一般使用的载热剂有He、N2、CO2。因为这几种气体制取很容易，且化学性质稳定。其中He的载热效率较高，它不吸收中子，无感生放射性，不与结构材料发生化学反应，传热性能良好。此外，它还有较高的转换比和较深的燃耗。 气冷堆推进装置的循环系统有两种形式：单回路循环系统和双回路循环系统。在单回路循环系统中，封闭的He回路作为一回路，蒸汽回路作为二回路。 比如，一个功率为24.3MW的船用单回路He冷却反应堆燃气轮机推进装置，它是由一个He冷却高温反应堆和一台双轴燃气轮机组成。高压燃气轮机作为压气机的

核反应堆及其工作原理

核反应堆及其工作原理 日本地震引发的核泄漏危机使得人心惶惶，网上各种瞎扯的消息铺天盖地，与其在假消息中挣扎，倒不如来普及一下科学知识。核反应堆究竟是什么东西？它的工作原理是怎样的？今天我们就来图解福岛核电站故障。 核反应堆相关词汇表： core 核心 control rod s 控制棒 reactor vessel反应堆 suppression pool 抑压池 primary containment vessel 第一层安全壳（反应堆外壳） secondary containment building 第二层安全壳 turbine涡轮 condenser冷凝器 backup steam generator备用蒸汽发电机 Normal operation 正常状态 In operation since the early 1970s, Japan's Fukushima Daiichi nuclear plant uses six boiling water reactors, which rely on uranium nuclear fission to generate heat. Water surrounding the core boils into steam that drives turbines to generate electricity.

The reactor vessel is surrounded by a thick steel-and-concrete primary containment vessel, equipped with a water reservoir designed to suppress overheating of the vessel. 反应堆由一个钢与混凝土构成的厚实外壳（第一层安全壳）保护着，另外还配有一个蓄水库，防止反应堆过热。The suppression pool is designed to protect the primary vessel if the core gets too hot. Valves release steam into the pool, where it condenses, relieving dangerous pressure. 当核心过热时，抑压池可以起到保护第一层安全壳的作用。这时阀门会打开，水蒸气就能进入抑压池内冷凝，减缓压力过大造成的危险。 Earthquake damage 地震时 The earthquake initiated a rapid shutdown of the reactors, but the disaster cut power to controls and pumps, and the tsunami disabled backup generators. New diesel generators were delivered after batteries used to control the operation of the reactor were exhausted. 周五的地震切断了各种控制系统和水泵的电力供应，而海啸又使备用发电机组无法工作。在控制反应堆运作的电池报废后，不得不启用第二套柴油发电机。 Since the quake hit, fuel rods in the cores of reactor 1, 2 and 3 have overheated because of a lack of cooling water. 自地震以来，由于冷却用水的缺少，1、2、3号反应堆核心中的燃料棒一直处于过热状态。 Control rods were inserted into the cores to stop fission, but cores need several days to cool down. 控制棒已经插入，但是核心需要好几天时间来冷却。

压水堆核电站的组成及总布置

压水堆核电站的组成及总布置 （1）反应堆厂房 –该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。反应堆厂房内部结构布置如下： –·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。 –·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。 –·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。 –·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。 –·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。

–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。 –以下简要对堆内构件进行补充说明。 （2）核辅助厂房 –由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备： –·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。 –·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。 –·11.50m主要为过滤器及除盐装置上部操作间，硼水制备、硼回收系统贮槽及核辅助厂房通风系统。 –·本厂房的对外出入卫生闸门设在电气厂房±0.00m层，整个厂房内各层垂直联系是通过楼梯和电梯完成。厂房为现浇钢筋混凝土结构，有放射性防护要求的房间按屏蔽要求确定墙和楼板厚度。 （3）燃料厂房 –位于反应堆厂房南侧，外轮廓尺寸46×24m，51×24m。

压水堆核电站的发电原理

压水堆核电站的发电原理 把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。 一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。 二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。 三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。 什么是核燃料? 核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由1717根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束控制棒，控制核裂变反应。

利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图 2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。 反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用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2.2）。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。 为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。 一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废

核电站工作原理

核电站 1. 什么是核电站 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。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。 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。 3. 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。 4. 沸水堆核电站

以沸水堆为热源的核电站。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。 5. 重水堆核电站 以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，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，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。 6. 快堆核电站 由快中子引起链式裂变反应所释放出>来的热能转换为电能的核电站。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。

核电站的工作原理及类型

基本工作原理是：核电站利用核能发电,核心设备是核反应堆。核反应堆加热水产生蒸汽，将原子核裂变能转化为热能；蒸汽压力推动汽轮机旋转，热能转化为机械能；然后汽轮机带动发电机旋转，将机械能转变成电能。 （来源：烟台核电研发中心） 核电站工作原理通用示意图 常见的核电站依据反应堆原理不同可分为压水堆核电站、重水堆核电站、沸水堆核电站、快堆核电站。目前我国主要核电站由压水堆核电站和重水堆核电站组成。 压水堆核电站 目前世界上的核电站60%以上都是压水堆核电站，其主要由反应堆、蒸汽发生器、汽轮机、发电机及有关系统设备组成。 在核电站中，反应堆的作用是进行核裂变，将核能转化为水的热能。水作为冷却剂在反应堆

中吸收核裂变产生的热能，成为高温高压的水然后沿管道进入蒸汽发生器的U型管内，将热量传给U型管外侧的水，使其变为饱和蒸汽。 冷却后的水再由主泵打回到反应堆内重新加热，如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，这个循环回路称为一回路，也称核蒸汽供应系统。一回路的压力由稳压器控制。由于一回路的主要设备是核反应堆，通常把一回路及其辅助系统和厂房统称为核岛（NI）。 由蒸汽发生器产生的水蒸汽进入汽轮机膨胀作功，将蒸汽、的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。汽轮机转子与发电机转子两轴刚性相连，因此汽轮机直接带动发电机发电，把机械能转换为电能。 作完功后的蒸汽（乏汽）被排入冷凝器，由循环冷却水（如海水）进行冷却，凝结成水，然后由凝结水泵送入加热器预加热，再由给水泵将其输入蒸汽发生器，从而完成了汽轮机工质的封闭循环，我们称此回路为二回路。循环冷却水二回路系统与常规火电厂蒸汽动力回路大致相同，故把它及其辅助系统和厂房统称为常规岛（CI）。 综上所述，压水堆核电站将核能转变为电能是分四步，由四个主要设备中实现的 （1）反应堆—将核能转变为水的热能； （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，使其变成饱和蒸汽； （3）汽轮机—将饱和蒸汽的热能转变为汽轮机转子高速旋转的机械能； （4）发电机—将汽轮机传来的机械能转变为电能。 重水堆核电站 重水堆是以重水（氘和氧组成的化合物）作慢化剂的反应堆，其工作原理与压水堆核电站类似。主要优点是可以直接利用天然铀作核燃料，同时采用不停堆燃料方式；但体积比轻水堆大，建造费用高，重水昂贵、发电成本也比较高。

【CN110033871A】一种百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法【专利】

(19)中华人民共和国国家知识产权局 (12)发明专利申请 (10)申请公布号 (43)申请公布日 (21)申请号 201910192202.3 (22)申请日 2019.03.14 (71)申请人 广东核电合营有限公司 地址 518031 广东省深圳市福田区深南大 道2002号福中三路中广核大厦17层 申请人 岭澳核电有限公司　 岭东核电有限公司　 大亚湾核电运营管理有限责任公司　 中国广核集团有限公司　 中国广核电力股份有限公司 (72)发明人 郭远熊　冯晓明　李文　 (74)专利代理机构 深圳中一专利商标事务所 44237 代理人 高星 (51)Int.Cl.G21C 7/00(2006.01)G21C 19/20(2006.01) (54)发明名称一种百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法(57)摘要本发明提供了一种百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，包括以下步骤：反应堆换料处理后，进行提棒处理，使R棒的最终棒位为170步，其他棒的最终棒位为225步；提棒处理后，对反应堆芯进行稀释处理，当中子倒计数率＝0.1或一回路中CB(mes)＝CB CRI外推+10ppm 中的任一条件满足时，停止稀释处理；调整R棒的棒位≥150步，直至达到首次临界。本发明提供的百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，有效彻底解决了换料后反应堆提R棒从170步至顶(简称“一次提R棒”)仍不能一次成功 达临界的问题。权利要求书2页 说明书6页 附图1页CN 110033871 A 2019.07.19 C N 110033871 A

权　利　要　求　书1/2页CN 110033871 A 1.一种百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，其特征在于，包括以下步骤： 反应堆换料处理后，进行提棒处理，使R棒的最终棒位为170步，其他棒的最终棒位为225步； 提棒处理后，对反应堆芯进行稀释处理，当中子倒计数率＝0.1或一回路中CB(mes)＝CB CRI外推+10ppm中的任一条件满足时，停止稀释处理，其中，CB(mes)为实际测得一回路中的硼浓度值，CB CRI外推为外推临界硼浓度； 调整R棒的棒位≥150步，直至达到首次临界。 2.如权利要求1所述的百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，其特征在于，所述调整R棒的棒位≥150步，直至达到首次临界的步骤中，包括以下步骤：检测是否达到临界状态，若稀释处理后达临界，则保持R棒的棒位不变；若稀释处理后没达临界，则提R棒的棒位至≥150步，直至达到首次临界。 3.如权利要求2所述的百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，其特征在于，所述调整R棒的棒位≥150步，直至达到首次临界的步骤中，当稀释处理后超临界，且R 棒的棒位＜150步时，对R棒进行提棒处理，同时提高一回路中的硼浓度，直至R棒的棒位≥150步。 4.如权利要求3所述的百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，其特征在于，所述提高一回路中的硼浓度的步骤中，以＜500L/小时的速率添加硼酸水溶液，直至R 棒的棒位提至≥150步。 5.如权利要求2所述的百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，其特征在于，所述调整R棒的棒位≥150步，直至达到首次临界的步骤中，当提R棒的棒位至225步后，仍然没有达到临界状态时，下插R棒的棒位至170步；然后再次进行稀释处理，直至达到首次临界。 6.如权利要求5所述的百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，其特征在于，所述再次进行稀释处理，直至达到首次临界的步骤中，记录稀释处理中的N0/N，通过跟踪曲线确定是否达到临界。 7.如权利要求6所述的百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，其特征在于，所述记录稀释处理中的N0/N的步骤中，每2～5分钟记录一次稀释处理中的N0/N，通过跟踪曲线确定是否达到临界。 8.如权利要求1至7任一项所述的百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，其特征在于，所述CB CRI外推的测试方法如下： 在稀释过程中，等时间间隔采集实测的中子倒计数率和硼浓度，利用最近的两个测量点进行线性外推，获得外推临界硼浓度CB CRI外推。 9.如权利要求8所述的百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，其特征在于，所述等时间间隔采集实测的中子倒计数率和硼浓度的步骤中，每隔10～20分钟采集一次实测的中子倒计数率和硼浓度，且每次采集中子倒计数率和硼浓度的时间间隔保持一致。 10.如权利要求1至7任一项所述的百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，其特征在于，在停止稀释处理的步骤后，还包括将稀释后的体系稳定处理，使CB(一回路)- 2