CHAPTER-1-1-核反应堆和核电站概述(优选.)

什么是核反应堆？什么是核反应堆？反应堆类型？反应堆类型？反应堆堆芯包含那几种重要材料？反应堆堆芯包含那几种重要材料？反应堆堆芯的基本构成单位？反应堆堆芯的基本构成单位？反应堆如何控制？反应堆如何控制？如何实现裂变能量的释放？如何实现裂变能量的释放？堆内中子的运动规律？堆内中子的运动规律？核反应堆和核电站概述核反应堆和核电站概述核反应堆概述核反应堆概述核反应堆是一种以核反应堆是一种以可控可控方式产生方式产生自续自续链式链式核反应核反应的的装置。装置。根据原子核根据原子核产生能量的方式产生能量的方式，可以分为裂变反应堆，可以分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。和聚变反应堆两种。按按用途用途可以分为生产堆、试验堆和动力堆。可以分为生产堆、试验堆和动力堆。按按冷却剂或慢化剂的种类冷却剂或慢化剂的种类不同，可以分为轻水堆、不同，可以分为轻水堆、重水堆、气冷堆、熔盐堆和液态金属冷却堆重水堆、气冷堆、熔盐堆和液态金属冷却堆按按引起裂变反应的中子能量引起裂变反应的中子能量不同，可以分为热中子不同，可以分为热中子反应堆和快中子反应堆。反应堆和快中子反应堆。压水堆是由核燃料、冷却剂、慢化剂、结构材料和压水堆是由核燃料、冷却剂、慢化剂、结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。吸收剂等材料组成的一个复杂系统。核电厂中的能量转换与转递核电厂中的能量转换与转递核能水的热能蒸汽的热能叶轮的机械能电能核能如何转变成热能核能如何转变成热能冷却水的载热和热量释放燃料芯块到冷却水的热量传递蒸汽的产生蒸汽如何转化成电能蒸汽如何转化成电能蒸汽在汽轮机中作功转子带动发电机发电能量转换能量转换机械能机械能动力装置汽轮机发电机核能核能电能电能蒸汽的动能（热能）蒸汽的动能（热能）核电站厂房安全壳厂房汽轮发电机厂房一回路辅助厂房反应堆压力容器反应堆压力容器堆芯堆芯((活性区活性区))功能功能反应堆的心脏反应堆的心脏产生自持链式核裂变反应产生自持链式核裂变反应以热的形式释放裂变能以热的形式释放裂变能组成组成核燃料组件核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成，：核燃料是由易裂变核素制成，通常还含有可转变核素通常还含有可转变核素慢化剂慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有：使中子慢化，仅热中子堆有控制材料控制材料：控制中子数：控制中子数控制棒组件控制棒组件可燃毒物可燃毒物可溶毒物可溶毒物冷却剂冷却剂：吸收热量：吸收热量并带出堆芯并带出堆芯各种堆芯图例各种堆芯图例控制棒燃料组件压力容器压水堆堆本体压水堆堆本体压水堆堆芯压水堆堆芯堆芯堆腔换料中新堆装料反应堆的组成反应堆的组成燃料芯块控制棒燃料组件安置核材料的物安置核材料的物体体——燃料棒燃料棒；；冷却燃料棒和带冷却燃料棒和带走能量的载体走能量的载体——冷却剂冷却剂；；使中子慢化的物使中子慢化的物体体——慢化剂慢化剂；；控制中子数量，控制中子数量，即控制功率的物即控制功率的物体体——控制棒控制棒。。冷却剂（慢化剂）人口返回返回压水堆燃料组件压水堆燃料组件燃料棒的排列15×15或17×17棒束长:约3~4m燃料棒的排列：15×15或17×17燃料元件与燃料组件燃料元件与燃料组件燃料元件燃料组件控制棒组件及控制棒驱动机构控制棒组件及控制棒驱动机构控制棒驱动机构控制棒组件控制棒冷却剂泵冷却剂泵（主泵）飞轮电机电机轴泵轴冷却剂入口冷却剂出口蒸汽发生器蒸汽发生器U型传热管汽水分离器给水入口环形下降通道稳压器稳压器多重屏障1km安全壳燃料芯块、燃料元件棒及燃料组件燃料芯块、燃料元件棒及燃料组件压水堆核电厂的基本原理1.燃料棒里面的核燃料发生裂变反应产生热能2.燃料棒把压力容器内的一回路高压水加热到300多度3.一回路高温高压水在蒸汽发生器内加热二回路水，使其变成蒸汽，驱动汽轮发电机发电压水堆压水堆(PWR)(PWR)1压力壳，2燃料组件，3控制棒，4控制棒驱动机构，5稳压器，6蒸汽发生器，7主泵，8主蒸汽管。9给水管，10汽轮机高压级，11低压级，12发电机，13励磁机，14冷凝器。15冷凝水管，16给水泵。17给水预热器，18安全壳，19冷凝水泵Boilingwaterreactor(BWR)Boilingwaterreactor(BWR)1Reactorpressurevessel2Fuelrods3Controlrod1Reactorpressurevessel2Fuelrods3Controlrod4Circulatingpump5Controlroddrive4Circulatingpump5Controlroddrive6Freshsteam76Freshsteam7FeedwaterFeedwater8Highpressureturbine9Lowpressureturbine10Genera8Highpressureturbine9Lowpressureturbine10Generatortor11Exciter12Condenser13Coolingw11Exciter12Condenser13Coolingwater14ater14PreheaterPreheater1515FeedwaterFeedwaterpumppump16Coolingwaterpump17Concreteshield16Coolingwaterpump17ConcreteshieldHeavywaterreactor(CANDU)Heavywaterreactor(CANDU)蒸汽蒸汽给水给水Fastbreederreactor(FBR)Fastbreederreactor(FBR)1Fuel(fissilematerial)2Fuel(breedermaterial)3Controlr1Fuel(fissilematerial)2Fuel(breedermaterial)3Controlrods4PrimaryNapump5PrimaryNacoolant6Reactorvesselods4PrimaryNapump5PrimaryNacoolant6Reactorvessel7Protectivevessel8Reactorcover9Cover10Na7Protectivevessel8Reactorcover9Cover10Na/Naheatexchanger11SecondaryNa12SecondaryNapump/Naheatexchanger11SecondaryNa12SecondaryNapump13Steamgenerator14Freshsteam1513Steamgenerator14Freshsteam15FeedwaterFeedwaterprepre--heater16heater16FeedwaterFeedwaterpump17Condenser18Coolingpump17Condenser18Coolingwaterwater19Coolingwaterpump20Highpressureturbine21Low19Coolingwaterpump20Highpressureturbine21Lowpressureturbine22Generator23Reactorpressureturbine22Generator23ReactorbuildingbuildingGascooledreactorGascooledreactor反应堆发展概况反应堆发展概况19421942年美国首次建成了反应堆。年美国首次建成了反应堆。19541954年，前苏年，前苏联建成了世界上首座核电站。联建成了世界上首座核电站。从那以后，反应堆在许多国家和地区得到从那以后，反应堆在许多国家和地区得到了广泛的发展和应用。了广泛的发展和应用。第一代核电站第一代核电站第二代核电站第二代核电站第三代核电站第三代核电站第四代核电站第四代核电站−压水堆（PressurizedWaterReactor）是美国为核潜艇设计的堆型（1954年下水的“鹦鹉螺”号）。−1957年美国希平港PWR核电站60MW建成以来，经过多年来一系列的不断改进，现在走过了第一代原型堆第一代原型堆（第一代原型堆（19701970以前）以前）第一代核电站证明了技术上的可行性第一座核电站第一座核电站ObninskObninsk（奥布宁斯克）（奥布宁斯克）RBMKRBMK(27July1954,Soviet)(27July1954,Soviet)标志：人类开始了和平利用原子能的历史堆型：石墨水冷反应堆慢化剂：石墨冷却剂：轻水电功率：5MW投入运行：1954年退役：2002年地址：苏联第一艘核潜艇第一艘核潜艇美国美国Nautilus(Nautilus(鹦鹉螺号鹦鹉螺号)SSN)SSN--571,1954571,1954舰艇名：鹦鹉螺号SSN-571堆型：压水堆下水：1954年国家：美国退役：1983年可在水下连续航行30天1960年USS海神号未出水面围绕着地球航行了一周第一个商用核电厂第一个商用核电厂FirstCommercialNPPFirstCommercialNPP电站名电站名：希平港（：希平港（ShippinportShippinport）核电站）核电站堆堆型型：压水反应堆：压水反应堆地地址址：美国宾西法尼：美国宾西法尼亚州匹兹堡希平港亚州匹兹堡希平港建建造造：：19541954年建造年建造并并网网：：19571957年并网年并网热功率热功率：：230MW230MW电功率电功率：：60MW60MW退役退役：：19821982年年安全壳Containment第二代商业堆（第二代商业堆（19701970--19951995投入运行的）投入运行的）第二代核电站证明了经济上的可行性第二代核电站证明了经济上的可行性第二代核电站是指第二代核电站是指2020世纪世纪7070年代至现在正在运行的大部分年代至现在正在运行的大部分商业核电站，证明了发展核电在经济上是可行的。商业核电站，证明了发展核电在经济上是可行的。2020世纪世纪7070年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展，各国先后建成了发展，各国先后建成了400400多台压水堆、沸水堆或重水堆第多台压水堆、沸水堆或重水堆第二代核电站，其中压水堆占二代核电站，其中压水堆占60%60%以上。以上。但是前苏联切尔诺贝利核电站严重事故和美国三哩岛核电站但是前苏联切尔诺贝利核电站严重事故和美国三哩岛核电站严重事故的发生，说明了第二代核电站在设计上对发生严重严重事故的发生，说明了第二代核电站在设计上对发生严重事故的可能性认识不足。这两起事故引起了公众对核电的安事故的可能性认识不足。这两起事故引起了公众对核电的安全性的疑虑，不少国家的核电发展因此停滞。全性的疑虑，不少国家的核电发展因此停滞。反应堆发展概况反应堆发展概况国内第二代商业堆（1970-1995投入运行的）−压水堆(秦山、大亚湾、岭澳）−沸水堆−VVER(田湾)−CANDU(秦山三期)秦山核电站秦山核电站•特点：我国自行设计、建造的第一座核电站我国自行设计、建造的第一座核电站•机组规模：1×300MWe•堆型：压水堆核电机组•设计单位：上海核工程研究设计院等•并网发电：1991年12月15日•设备：按资金统计，国产占70%，进口占30%•厂址：浙江海盐县浙江海盐县秦山二期核电站秦山二期核电站特点：我国首座自主设计的我国首座自主设计的6060万千瓦核电站万千瓦核电站•机组规模：2×600MW•堆型：压水堆核电机组•设计单位：核动力第二设计院等•开工：1996年6月2日•并网发电：第一台机组于2002年4月15日投入•设备：按资金统计，国产化率占50%•投资:总投资17.3亿美元，比投资为1330美元/千瓦•厂址：浙江海盐县浙江海盐县秦秦