单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,,,,学习改变命运,知识创造未来,学习成就理想知识创造未来,28 十月 2024,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,第三章 核反应堆与核动力厂,复习内容:,第一节 核反应堆的主要类型,,一、按照功能分类,二、按照中子能谱分类,三、按照慢化剂分类,四、按照冷却剂分类,五、按照核燃料分类,第二节 压水堆核电厂,一、压水堆的基本特点,二、压水堆反应堆本体,三、一回路系统及其主要设备,四、安全壳,五、一回路辅助系统,六、二回路系统,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,第三章 核反应堆与核动力厂,,复习内容:,第三节 核动力厂使用的其他核反应堆堆型,,一、沸水堆,二、重水堆,三、高温气冷堆（HTGR）,四、快中子堆,第四节 新型压水反应堆,,一、新型压水反应堆的提出,二、AP1000压水堆核电厂,三、欧洲压水反应堆（EPR）核动力厂,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,第三章 核反应堆与核动力厂,,复习内容:,第五节 研究堆,一、概述,二、研究堆的基本特点和应用领域,三、我国建造的典型研究堆,四、世界几座典型高通量研究堆,第六节 反应堆及核动力装置的功率控制,,一、缓发中子的作用,二、核反应堆功率控制原理,三、核动力厂功率控制系统,四、核反应堆的仪表控制系统,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,第三章 核反应堆与核动力厂,,复习内容:,第七节 核反应堆保护系统,一、保护系统的功能,二、保护系统的安全准则,三、保护系统的实现,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,第一节 核反应堆的主要类型,,知识要点,：,反应堆的分类：,动力堆：PWR、BWR、HTGR、FBR,生产堆,研究堆,轻水堆、重水堆、气冷堆、液态金属冷却反应堆,热堆、中能中子堆、快堆,轻水堆、重水堆、石墨堆,压力壳堆、压力管堆、池式堆,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,一、按照功能分类,（1）研究用反应堆，用来研究中子特性，进而对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；,（2）生产堆，主要是生产新的易裂变核素,233,U，,239,Pu和各种不同用途的同位素；,（3）动力堆，包括军用动力堆和民用动力堆。
二、按照中子能谱分类,按引起裂变反应的中子能量可将核反应堆分为快中子堆、中能中子堆和热中子堆快中子堆中，裂变是由快中子（平均能量达0.1 MeV左右）引起的，因此堆内不能存有中子慢化剂材料中能中子堆中存有一定数量的慢化剂，裂变主要是由中能中子引起的在快中子堆或中能中子堆中，堆内都必须使用高富集度的核燃料热中子堆中裂变是由热中子引起的，因此堆内必须有足够的慢化剂天然铀、低富集铀燃料、,233,U、,239,Pu都可用作热中子堆的核燃料世界上已建的堆绝大多数属于这种类型XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,三、按照慢化剂分类,核反应堆内的慢化剂是使中子减速而从快中子变为热中子的物质慢化剂对热中子堆的物理性能有显著影响，所以常常按照采用慢化剂的种类来进行反应堆的分类，如：,轻水堆,重水堆,石墨慢化反应堆,铍或铍化合物堆,……,,,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,三、按照慢化剂分类,现在大量建造的压水堆、沸水堆，都是用轻水（H,2,O）作为慢化剂轻水中所含氢的原子核是慢化能力最强的原子核轻水作慢化剂的反应堆，其单位体积可产生的发热功率（功率密度）很高，特别适用于核动力舰船。
但是轻水作为慢化剂的反应堆也有一些局限：,1）为了提高反应堆的热效率，要求冷却剂同时也是慢化剂的轻水（H,2,O），必须运行在高温条件下因为一定压力下轻水达到饱和温度以后就要开始沸腾，所以要提高冷却剂温度就必须提高堆芯的压力2）轻水慢化剂本身具有较强的热中子吸收，这导致轻水堆无法采用天然铀，而必须采用一定富集度的低富集铀作核燃料3）轻水在中子照射下还会产生放射性，增加了堆屏蔽防护的要求XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,四、按照冷却剂分类,核反应堆的热工水力学性质主要取决于选用的冷却剂，所以从核反应堆热工水力学的角度常常按照冷却剂来划分核反应堆的类型按冷却剂种类可以分为气冷堆、液体冷却堆和液态金属冷却堆气冷反应堆包括CO,2,冷却和He气冷却反应堆；,液体冷却反应堆主要包括轻水冷却的压水堆和沸水堆，以及重水冷却的重水反应堆，还可以用有机化合物冷却的液体冷却堆；,液态金属冷却的反应堆主要有钠、钠-钾合金、铋冷、锂冷、铅铋合金等冷却的反应堆XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,五、按照核燃料分类,按照核燃料中,235,U等易裂变核素的加浓程度即富集度进行分类：,天然铀燃料堆,低富集铀燃料堆,高富集铀燃料堆,钍增殖堆,按照核燃料的形态划分：,固体燃料堆,流态燃料堆,半流态燃料堆等。
XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,第一节 核反应堆的主要类型,核反应堆的分类都不是绝对的，有时为了某种需要而从一个特定角度加以区分按照核反应堆的运行参数分类,按压力分：高压堆、中压堆、低压堆；,按温度分：高温堆、低温堆；,按照核反应堆的结构形式划分为:,压力壳式堆、压力管式堆；,无论从怎样的角度划分，都是为了有助于从不同侧面了解各种类型核反应堆表3-1、-2给出了各种典型反应堆的基本特征和设计参数,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,第二节、压水堆核电厂,一、压水堆的基本特点,,压水堆（PWR）最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型美国Nautilus压水堆核潜艇于1955年4月17日下水，陆上希平港（Shippingport） 压水堆核电厂于1957年12月投入运行经过几十年的努力，这种堆型得到了很大的发展，通过一系列的重大改进，已经成为技术上成熟的一种堆型在2011年底世界上运行的435座机组中有265座是压水堆，占60%以上压水堆核电厂采用低富集铀作核燃料，燃料芯块中,235,U的富集度约3%~5%左右核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块,；,,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,一、压水堆的基本特点,柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件。
一、二百个燃料组件拼装成压水堆的堆芯堆芯宏观上为圆柱形压水堆的冷却剂是轻水轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂轻水有一个明显的缺点，就是沸点低要使热力系统有较高的热能转换效率，核反应堆应有高的堆芯出口温度参数，必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPaXX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,一、压水堆的基本特点,,,,,,,,,,图3-1 压水堆的热力系统示意图,,,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,一、压水堆的基本特点,压水堆核电厂最显著的特点是：,结构紧凑,堆芯的功率密度大,基建费用低,建设周期短压水堆核电厂的主要缺点有两个：,第一，必须采用高压的压力容器,第二，必须采用有一定富集度的核燃料,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,一、压水堆的基本特点,压水堆发展得最快，还有下列历史上的原因：,（1）压水堆的发展有军用堆的基础,（2）工业上有使用轻水的长期经验,（3）核工业的发展为压水堆所需要的浓缩铀准备了条件,（4）压水堆技术上已成熟,压水堆核电机组一直是核能产业最安全堆型之一，它已经成为一种成熟的堆型，一直吸引着越来越多的用户，是核动力市场上最畅销的“商品”。
目前，压水堆核电厂的燃料组件、压力容器、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器、汽轮发电机组的设计，正向标准化、系列化的方向发展压水堆核电厂的研究开发工作，主要是为了进一步提高其安全性和经济性XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,二、压水堆反应堆本体,,压水堆核电厂主要由核岛和常规岛组成核岛中的四大部件是反应堆本体、蒸汽发生器（简称蒸发器）、稳压器和主泵在核岛中的设备系统主要有压水堆本体、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路等系统，其形式与常规火电厂类似压水堆本体包括堆芯、压力容器与堆内构件XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．核燃料组件和堆芯,,核动力厂的核心部分是反应堆，由它提供发电所需要的全部热能压水堆核电厂使用的反应堆本体由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等部分组成,堆芯又称为活性区，位于反应堆压力容器中心偏下的位置XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．核燃料组件和堆芯,,燃料组件由燃料元件(也称燃料棒)、定位格架和组件骨架等部件组成。
大亚湾核电厂压水堆的燃料组件通常17×17正方形排列的燃料元件组成其燃料元件活性区部分的高度目前主要有3.66m（12英尺）在3.66m活芯区高度的每根燃料元件中装有271块二氧化铀燃料芯块，每个燃料芯块直径约8.2mm，高13.5mm燃料芯块的区域称为活性区燃料芯块叠放在壁厚0.57mm的Zr-4合金包壳中Zr作燃料包壳的优点：,（1）中子吸收截面小；,（2）在高温下有较高的机械强度和抗腐蚀性能；,（3）只有少量氚穿过Zr管；,（4）正常运行时，与水不发生反应；,（5）熔点高（1800℃）Zr作燃料包壳的主要缺点是在820℃下锆与水开始发生锆水反应产生氢气，会带来安全问题XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．核燃料组件和堆芯,,燃料包壳与芯块之间有0.17mm的间隙，目的在于补偿包壳和燃料芯快不同材料的热膨胀和燃料的辐照肿胀，减少包壳超应力的风险燃料芯块的上下两端设有氧化铝隔热块，顶部有弹簧压紧，两端用锆合金端塞封堵，并与包壳管焊接密封在一起弹簧所在空间可容纳燃料裂变时放出的裂变气体，气空间充3MPa压力的氦气，用来改善间隙的传热性能和减小包壳内外的压差压水堆燃料组件外面不加装方形盒，即所谓开式栅格，以利于冷却剂的横向流动。
密封的燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全屏障XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．核燃料组件和堆芯,,,在燃料元件呈17×17正方形排列的组件中有289个位置，其中264个（或265个）位置由燃料元件占据剩下位置留给安放控制棒或中子通量测量管道用控制棒的上部连成一体成为蜘蛛爪式的控制棒束每一个控制棒束都可以在相应的燃料组件内上下运动控制棒束在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量密度分布XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．核燃料组件和堆芯,,压水堆燃料元件和组件,,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2．反应堆压力容器,,反应堆压力容器是压水堆核电厂中最关键的设备之一，支承和包容堆芯和堆内构件，是反应堆冷却系统压力边界最重要的部件反应堆压力容器工作在高压（15.5MPa左右）、高温含硼酸水环境和放射性辐照的条件下，寿命不少于40年反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成反应堆压力容器本体材料属低碳钢，Mn-Ni-Mo低合金钢与冷却剂接触表面堆焊一层5mm厚的不锈钢在核动力厂整个寿期，它是不可更换的。
一座90万kW或130万kW的压水堆，压力容器直径分别为3.99m和4.39m，壁厚0.2m和0.22m，重330t和418t，高13m以上控制棒束由反应堆压力容器顶盖上部通过控制棒束的驱动机构插入堆芯XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2．反应堆压力容器,,压水堆压力容器内结构,,,,,,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,3. 堆内构件,,压水堆堆内构件构件包括：,（1）下部支承构件，,（2）上部支承构件，,（3）堆芯仪表支承结构堆内构件构件的功能是：,（1）支承和固定燃料组件，承受堆芯重量，,（2）确保控制棒的对中和导向，,（3）引导冷却剂流入和流出燃料组件，合理分配流量，,（4）为压力容器提供热屏蔽，减少中子和γ射线的照射，,（5）为堆芯内仪表提供导向和支承XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,4. 反应堆换料,压水堆初次装料后，大约经过一两年要进行一次更换燃料组件的操作，我们称之为首次换料这以后，就每隔一段时间换料一次每次换料只需卸下三分之一的燃料组件卸出的燃料组件，放在反应堆旁边的贮存水池内早期的压水堆换料停堆四个月，现在换一次料最短可以两个星期内完成。
大亚湾核电厂在运行的头十年中，每年进行一次换料，每次换料更换1/3燃料组件，达到平衡换料时新燃料的富集度为3.2%随着燃料和包壳材料的发展与改进，燃耗大大提高，已从过去的12个月换料变更为目前的18个月的换料，新燃料的富集度可达4.45%换料时间的缩短与换料周期的延长，对提高核动力厂的经济性有很大的作用XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,5. 堆内流动组织,,作为慢化剂和冷却剂的核纯轻水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形下降段，再从底部下腔室进入堆芯冷却水通过堆芯带出核反应堆内热量，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流经上腔室流出压力容器冷却剂在压力容器流动时，有一部分没有用来冷却燃料元件，此称为旁路流量应该尽可能减少旁路流量,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,5. 堆内流动组织,,大亚湾核电厂旁路流量大约为6.04%：,从压力容器内壁与堆芯吊兰之间的间隙直接流向出口约为1.0%；,通过堆芯辐板流量约为0.6%，,通过导向筒支承板法兰进入顶盖空间约为2.2%；,从控制棒导向管旁路的流量约为2.24％从安全上留有余量，旁路流量的热工设计值为总流量的6.5%。
冷却剂自上而下又自下而上流动，目的是为了减少动压头对堆芯产生的机械应力压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa一座100万kW电功率的压水堆，堆芯冷却剂流量约为6万t/hXX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,三、一回路系统及其主要设备,,1．反应堆冷却剂系统,,一座90万kW或140万kW的压水堆核电厂，一回路有三或四条并列的环路组成反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统几个部分，包括压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器等设备，由这些设备及相关管路组成整个一回路冷却剂系统，有其特定的压力边界，通常称为一回路压力边界控制棒驱动机构的压力外壳也属于一回路压力边界该压力边界构成了包容放射性物质的一道安全屏障一回路压力边界内所有的设备是安全等级、质量等级和抗震等级最高的设备，即安全等级一级、质量保证等级一级和抗震一类的设备压力容器、蒸汽发生器、主循环泵和稳压器等一回路系统和设备都被安置在如图的安全壳内，称之为核岛XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．反应堆冷却剂系统,,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．反应堆冷却剂系统,蒸汽发生器内有很多传热管，传热管内流动的是温度较高的堆芯冷却剂，称为一次侧；而传热管外流动的是温度相对较低的水和汽，称为二次侧。
冷却剂从蒸汽发生器的U型传热管一次侧流过后，将热量尽可能多地传递给传热管外流动的二次侧工质所以在蒸汽发生器里，一回路堆芯冷却剂与二回路的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换，从而使二回路的水变成280℃左右的、6～7MPa的高温蒸汽从蒸汽发生器出来的冷却剂经过过渡段到主循环泵（简称主泵或冷却剂泵），经主泵升压后流经冷管段，回到反应堆压力容器，形成闭合环路一回路是有放射性的，由于蒸汽发生器将一、二回路分开，蒸汽发生器产生的蒸汽不带放射性XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2．蒸汽发生器,,蒸汽发生器是压水堆核电厂一、二回路的枢纽，将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧，产生蒸汽推动汽轮机作功又是分隔一、二次侧介质的屏障管板和倒置U形管是冷却剂压力边界的组成部分但传热管断裂事故在核动力厂设备事故中居首要地位约占非计划停堆事故的四分之一，可靠性比较低蒸汽发生器传热管数量大、面积占一回路承压边界面积的80％左右，传热管壁一般为1～1.2mm因而传热管是整个一回路压力边界中最薄弱的部分传热管是蒸汽发生器内的事故多发区域蒸汽发生器传热管的可靠性主要取决于传热管的完好性。
只要有一根蒸汽发生器传热管断裂就可能造成放射性物质的泄漏及核动力厂长期停闭XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2．蒸汽发生器,按二回路工质在蒸汽发生器中流动方式分为：,（1）自然循环蒸汽发生器,（2）直流(强迫循环)蒸汽发生器,按传热管形状可分为：,（1）U形管蒸汽发生器,（2）直管蒸汽发生器,（3）螺旋管蒸汽发生器按设备的安放方式可分为：,（1）立式蒸汽发生器,（2）卧式蒸汽发生器,按设备的结构特点可分为：,（1）带预热器蒸汽发生器,（2）不带预热器的蒸汽发生器,,,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2．蒸汽发生器,压水堆核电厂中的蒸汽发生器主要有下列三种：,,（1）立式U形管蒸汽发生器，,（2）卧式蒸汽发生器，,（3）立式直流蒸汽发生器田湾核电厂蒸汽发生器是卧式U形管自然循环蒸汽发生器其优点是：,（1）没有水平管板，取而代之的是立式圆柱形连箱传热管根部具有一定的流速，杂质不会在这里沉积和浓缩，可避免传热管与联箱结合部位的腐蚀破裂2）具有较大的蒸汽空间，单位蒸发面的负荷较立式蒸汽发生器的小，因而，采用较简单的汽水分离装置（百叶窗式）就能保证蒸汽质量满足标准。
缺点是：,（1）出口蒸汽的湿度对水位波动比较敏感，对水位控制要求校高2）卧式安放，不便于在安全壳内布置XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,3．主循环泵,,反应堆冷却剂泵（简称主泵）是一回路系统的重要设备，是压水堆核电厂的最关键设备之一 主泵的功能是使冷却剂升压，克服冷却剂流动阻力损失，从而把反应堆中产生的热能输送至蒸汽发生器，以产生驱动汽轮机做功的蒸汽在百万级的压水堆核电厂中，每台主循环泵的冷却水流量约为每小时2万多吨，泵的电机功率为5～9MW泵的关键是保持轴密封，以免堆内带放射性的水外漏核动力厂的主循环泵除了密封要求严以外，还由于泵放在安全壳内，处于高温、高湿及,,射线辐射的环境下，要求电机的绝缘性能好,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,3．主循环泵,,对核动力厂主泵有下列要求：,（1）长期无人维护下安全可靠运行；,（2）结构简单，方便维修；,（3）能提供足够大的转动惯量；,（4）过流部件表面材料耐腐蚀；,（5）带放射性的冷却剂泄漏小反应堆冷却剂泵可分为两大类：,（1）全密封泵,（2）轴封泵,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,4．稳压器,,在反应堆压力容器出口和蒸汽发生器之间的热管段安装有稳压器。
稳压器是一个高大的空心圆柱体下部为水，通过浸泡在饱和水下的电加热器产生蒸汽并浮升到稳压器上部空间，利用蒸汽的弹性来维持核反应堆内冷却剂的稳定压力若一回路有一条以上并列的环路时，只要在一条热管段上安装一台稳压器就可以满足稳定堆内压力的需要稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾或超压 具体是：,（1）压力控制：稳态运行时，维持一回路恒定压力（15.5MPa），防止堆冷却剂汽化；,（2）系统瞬态时，将压力变化限制在允许值以内，避免紧急停堆；,（3）事故时，防止一回路系统超压，维护一回路的完整性，即在压力超过安全阀阈值时，安全阀开启，蒸汽排放到卸压箱4）作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿反应堆冷却剂系统容积变化5）在启动时使反应堆冷却剂系统升压，停堆时使反应堆冷却剂系统降压XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,四、安全壳,,压力容器、蒸汽发生器、主循环泵和稳压器等一回路系统和设备都被安置在如图3-8的安全壳内，称之为核岛安全壳是包容反应堆冷却剂系统的气密承压构筑物，既承受内压又承受外压的坚固建筑物安全壳用于保证：,（1）在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环境的释放；,（2）承受外压以防安全壳外各种可能的冲击，对外部事件（如飞机撞击、龙卷风）进行防护；,（3）在正常运行期间，对反应堆冷却剂系统的放射性提供生物屏蔽，并限制污染气体的泄漏。
安全作为放射性物质与环境之间的第三道屏障XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,四、安全壳,,,37 000、39 000mm,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,四、安全壳,,安全壳可以是混凝土壳也可以是钢壳混凝土安全壳也有多种形式，主要有：,（1）带密封钢衬的预应力混凝土安全壳，,（2）双层安全壳，,（3）负压安全壳从几何形状上有圆柱形的和球形的安全壳的尺寸取决于堆功率，安全壳尺寸是由满足能量释放所需的净自由容积决定的，最小内部高度通常由设备装卸的空间决定，而高度直径也取决于经济性我国秦山和大亚湾核电厂所采用的是带密封钢衬里的单层预应力混凝土安全壳安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭，顶部用准球形的预应力混凝土穹顶封闭，其内表面由一层6mm厚，由焊接钢板组件制成的金属衬里覆盖大亚湾压水堆核电厂安全壳整体尺寸如下：筒体混凝土壁厚0.9m，衬里内径37m，高为56.68m内部有效空间约49000m3安全壳的设计（绝对）压力为0.52MPa，设计温度为145℃，允许每24小时的（质量）泄漏量为0.1%XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,五、一回路辅助系统,核动力厂一回路辅助系统，按其作用，大致可分为以下几类：,（1）保证反应堆和一回路系统正常运行的系统有：化学和容积控制系统，硼和水补给系统，主循环泵轴密封水系统。
2）为核动力厂一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有：设备冷却水系统，重要厂用水系统，余热排出系统（也称为停堆冷却系统），和通风系统3）在发生重大失水事故时保证核动力厂反应堆及主厂房安全的系统有：安全注入系统，安全壳喷淋系统4）控制和处理放射性物质，减少对自然环境放射性排放的系统有：疏排水系统，放射性废液处理系统，废气净化处理系统，废物处理系统，硼回收系统，取样分析系统5）一回路其他辅助系统：补给水系统，乏燃料池冷却及净化去污清洗系统等XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,五、一回路辅助系统,一回路辅助系统的主要作用是保证反应堆和一回路系统能正常运行及调节，并为一些重大的事故提供必要的安全保护及防止放射性物质扩散的措施,包括：,①排出核燃料剩余功率，余热排出系统，在美国属于专设安全设施，因为余热泵兼作低压安注泵在法国设计中，余热排出与低压安注分成两系统，但余热排出系统仍是核安全相关系统，按专设安全设施要求设计②反应堆冷却剂化学和容积控制，包括化容系统，是核安全相关系统，上充泵兼作高压安注泵，属于安全设施；硼和水补给系统，调硼和加硼部分与核安全有关③水质控制，包括核取样系统，与核安全无直接关系，但在监督水质、保证正常运行、减少厂房内剂量及延长设备寿命方面起重要作用。
XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．化学和容积控制系统,,化学和容积控制系统的主要功能是：容积控制，化学控制和反应性控制核动力厂从冷态(60℃)到热态（291.4℃）零功率的启动过程或从热态零功率到冷停堆过程中，水体积增加（或减少）40％，化容系统能够补偿按允许升温或降温速率运行时所引起的一回路水体积的变化对于较快的负荷变化，如每分钟±5%额定功率的线性功率变化，或±10%额定功率的功率阶跃改变，化容系统与稳压器共同承担容积补偿一般化容系统分担容积变化的30%～40%对于一回路不可避免的小泄漏（如轴封和阀门的泄漏），由化容系统提供足够的补给水容积控制的目的是吸收稳压器不能全部吸收的一回路水容积的变化，从而将稳压器的水位维持在整定值上XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．化学和容积控制系统,,容积控制基本原理：通过上充和下泄来吸收稳压器不能吸收的一回路容积变化化容系统作为一回路的缓冲箱,在核动力厂运行中，一回路水化学因下列原因而变化：,（1）物理腐蚀：杂质沉积在燃料包壳上结垢，形成热点，可能导致燃料包壳破损；,（2）化学腐蚀：一回路杂质多、温度高、氧含量增加和PH值下降都会加大化学腐蚀。
一回路的放射性也因下列原因而增加：,（1）水及其中杂质的活化；,（2）裂变产物的释放；,（3）腐蚀产物的活化；,（4）化学添加物的活化XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．化学和容积控制系统,,化容积控制系统除了上述三个主要功能外，在某些核动力厂还可能有下述辅助功能：,（1）向堆冷却剂泵提供轴封水；,（2）为稳压器提供辅助喷淋水，当主喷淋管线不可用时，化容积控制系统提供的稳压器辅助喷淋管线代替主喷淋管线功能3）在一回路满水时，稳压器不起作用时，可由化容系统的下泄阀进行压力控制对于上充泵兼作高压安注泵的化容系统，事故时用上充泵向堆芯注入应急冷却水，从而具有核安全功能XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2．设备冷却水系统,,设备冷却水系统是一个闭式的冷却水回路，用以防止放射性物质在设备和热交换器发生泄漏时被直接排放到江水和海水中而污染环境所冷却的设备中，部分是与核安全有关的，如安全壳喷淋系统热交换器等该系统是部分与质量和核安全相关的设备冷却水系统的功能是：,（1）冷却功能：为核动力厂一回路主、辅系统接触放射性介质的设备和热交换器提供冷却水，并将其热负荷通过重要厂用水系统传到海水中。
2）隔离作用：该系统是核岛各热交换器与海水之间的一道屏障它既可以避免放射性流体不可控地释放到海水中而污染环境，又可以防止海水对核岛各热交换器的腐蚀3）在事故工况下作为专设安全设施的支持系统，将热量经重要厂用水系统排入环境XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,3．余热排出系统,余热排出系统的主要功能是：,（1）在停堆后第二阶段，即在一回路温度降到180℃以下、绝对压力降到3.0MPa以下时，排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量，使反应堆进入冷停堆状态；,（2）反应堆在冷停期间，进行换料或维修操作时，排出堆内余热，维持一回路温度低于60℃；,（3）除了失水事故（LOCA）引起安全注入系统投入运行的情况以外，在其他事故引起的停堆事故中，余热排出系统也被用来排出热量余热排出系统还可能有一些辅助功能，在反应堆从冷停堆开始加热过程中，控制一回路平均温度，保证升温速率在28℃ /h之内XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,4．安全注入系统,安全注入系统的功能是：,（1）在一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，安全注入系统用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；,（2）在一回路大破口失水事故时，安全注入系统向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；,（3）在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。
安全注入系统通常分三个子系统：,高压安全注入系统；,中压安全注入系统，即蓄压箱注入系统；,低压安全注入系统高压安注泵和低压安注泵是能动系统，它由事故保护系统给出自动启动信号而投入运行鉴于该系统的重要性，具有安全功能在电站失去外电源情况下，安全注射泵可由应急柴油发电机组自动供电XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,5．安全壳喷淋系统,安全壳喷淋系统主要功能是：从安全壳顶部喷洒冷却水，为安全壳气空间降温降压，限制事故后安全壳内的峰值压力，保证安全壳完整性安全壳喷淋系统的辅助功能是：,（1）喷淋水中加入NaOH，有除碘功能2）在再循环安注模式下，安全壳地坑的水需要冷却时，由安全壳喷淋系统的热交换器冷却后再注入堆芯，安全壳喷淋系统是在设计基准事故下可排除安全壳内热量的唯一系统3）当反应堆厂房发生火灾时，可手动喷淋灭火；,（4）在LOCA后15天，安全壳喷淋泵可作为低压安注泵的备用在核动力厂断电情况下，安全喷淋泵也由应急柴油发电机组自动供电XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,6．其它一些核岛辅助系统,（1）主循环泵轴密封水系统,（2）硼回收系统,（3）补给水系统,补给水系统是为一回路主、辅系统提供所需的除盐水、除氧水及硼回收再生水。
一回路补给水系统由三部分组成：,① 硼回收再生水系统，使用此系统水可以减少核动力厂向环境排放的废水量② 除盐水系统，它适用于要求无放射性但允许含氧的敞开系统和设备的充水和补给水③ 除氧水系统，提供给要求无氧和无放射性的系统和设备，用于冲洗、浸泡等4）取样系统及分析室,（5）去污清洗系统,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,六、二回路系统,核电厂常规岛可分为汽轮机回路、循环冷却水系统和电气系统三部分压水堆核电厂汽轮机回路，也称为二回路系统，主要功能是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮发电机组做功发电和供电站其他辅助设备使用二回路系统主要由饱和蒸汽汽轮机、发电机、汽水分离再热器，冷凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器、循环水泵、中间汽水分离再热器和相应的阀门、管道等组成循环冷却水系统，亦称三回路向凝汽器提供冷却水，确保汽轮机凝汽器的有效冷却电气系统，主要设备为发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、辅助变压器、高压开关站和柴油发电机组等组成将核动力厂发出的电能向电网输送，同时保证核动力厂内部设备的可靠供电XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．饱和蒸汽汽轮机组,大亚湾核电厂的汽轮机为英国GEC-A公司设计制造的饱和蒸汽、中间再热、多缸单轴系冲动式汽轮机。
2．发电机组,核动力厂主发电机与火电站发电机不同点在于采用半速四级机组，是核动力厂饱和蒸汽汽轮机所要求的,根据反应堆事故停堆时安全冷却的需要，希望主发电机及其励磁系统应能带动冷却剂主循环泵进行不低于20～30s的运转,,3．二回路辅助系统,二回路的辅助系统包括：主蒸汽排放系统、循环冷却水系统、汽轮机再热与抽气系统、凝结水给水系统、化学水处理系统、事故(辅助)给水系统、蒸汽发生器排污系统、控制保护系统和润滑油系统等XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,第三节 核动力厂使用的其他核反应堆堆型,一、沸水堆,1. 沸水堆的发展,沸水堆是以沸腾水为中子慢化剂和冷却剂，并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆堆芯工作压力下降到7MPa左右,世界上第一座沸水堆核动力厂是在20世纪50年代建成 ，到目前为止，世界上共建造了99座沸水堆核动力厂，总装机容量为83.4GW电功率60年代建成的第一代14座，70－80年代以后建成的第二代80座，80年代建成的二代加2座，2004年和2006年建成的三代2座，还有8座在建BWR装机容量占全世界核动力厂总功率约23%XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2. 沸水堆的特点,图3-9 沸水堆核动力厂示意图,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,图3-10 沸水堆燃料组件和控制棒,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,图3-12 MARK-I 安全壳,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2.沸水堆的特点,日本东京电力公司建造的柏崎刈羽6号、7号机组是先进的沸水堆（ABWR）。
它是满足用户要求文件（URD）要求的有电厂运行经验的第三代先进型核动力厂机组ABWR设计的重大改进之一是将原来BWR安装在压力壳外侧的反应堆再循环泵改为安装在压力壳内部的内置泵，实现了核蒸汽供应系统的一体化设计该项改进的优点是：,（1）压力壳在堆芯以下无大口径管嘴，保证LOCA下无堆芯裸露风险，大大降低了堆芯熔化概率；,（2）取消了压力壳外的再循环泵和再循环管道，有利于堆厂房的小型化，,（3）减少了在役检查的工作量，由于水处理技术的改进和广泛使用各种自动工具，ABWR检修时工作人员所受放射性剂量已大幅度降低XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．热传导,分析一维导热过程的基本公式是傅里叶定律 ：,,,λ为导热系数（也称热导率），单位W/(m·℃)，t为温度；负号表示热量传递的方向同温度升高的方向相反,稳态工况下导热微分方程的一般形式为：,,,式中,q,v,为释热率，W/m,3,,燃料元件温度场分析在反应堆热工分析中有着重要的地位XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,3.沸水堆与压水堆的比较,与压水堆相比，沸水堆有以下特点：,（1）直接循环 核反应堆产生的蒸汽被直接引入蒸汽轮机。
2）工作压力可以降低 堆芯工作压力下降到沸水堆的7MPa左右3） 堆芯出现空泡，堆芯处于两相流动状态4） 沸水堆中采用十字形控制棒在燃料组件盒之间，从底部插入，水力驱动的控制棒传动机构较压水堆复杂5）总反应性控制量比压水堆小，控制棒占15～17％Δk/k，停堆深度4％Δk/k正常反应性控制由控制棒（为主）、可燃毒物和慢化剂空泡效应共同完成6）在一回路水总量和压力控制方面，沸水堆是控制给水流量和通过卸压阀实现 7）在功率调节方面，在沸水堆可以利用空泡的负反应性效应，即可以通过控制冷却剂流量来改变反应堆功率XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,二、重水堆,,1.重水堆的基本特点,重水堆是指用重水作慢化剂的反应堆，是核动力厂中发展较早的反应堆堆型之一重水具有良好的中子物理特性，可直接利用天然铀作核燃料重水的价格较贵，重水费用占基建投资比重大目前国际上已投入运行的重水堆核动力厂共30余座，总装机容量为19921MW电功率，约占全世界核动力厂总功率的6.5% ）,重水堆经过几十年的发展中，已形成各种类型的重水堆重水堆按其结构形式可以分为压力管式和压力壳式两类目前建得最多的是压力管式重水堆,我国秦山三期两台机组是电功率为72.8万千瓦的重水堆核动力厂，采用的是由加拿大设计建造的压力管卧式重水堆，称为CANDU型重水堆。
在压力管式重水堆中，用压力管把重水慢化剂和冷却剂分开压力管内冷却燃料组件的高压重水，压力为10MPa，温度为300℃卧式堆芯结构的重水堆更便于设备的布置和换料维修XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,CANDU堆系统流程和燃料组件示意,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1.重水堆的基本特点,重水堆核动力厂动力循环系统与压水堆核电厂相似一回路系统一般分别为两个相同的循环回路，一个设在反应堆左侧，另一个设在反应堆右侧，对称布置每一个循环回路由2～6个蒸汽发生器和2～8台循环泵组成每个循环回路带走反应堆一半的热量通过蒸汽发生器传递给二回路，产生的蒸汽送入蒸汽轮机做功，带动发电机发电,控制棒插入排管容器内排管之间，在这种低温低压重水慢化剂内，可上下方向或左右方向运动，比轻水堆更可靠压力管卧式重水堆可以在反应堆运行时，由装卸料机连接压力管的两端密封接头进行不停堆换料每次换料时，将8束新组件从压力管的一端推进去，同时从同一压力管的另一端将辐照过的燃料组件推出 XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2.重水堆与轻水堆的比较,重水堆核动力厂与轻水堆核动力厂相比较，有以下几点主要差别，由重水的核特性及特殊结构所决定,（1）重水堆核动力厂可以采用天然铀作核燃料,（2）与轻水堆相比，重水堆更节约天然铀,（3）可以不停堆更换核燃料,（4）重水堆的功率密度低,（5）重水费用占基建投资比重大。
20t天然水中含有3kg重水虽然从天然水中提取重水，比从天然铀中制取浓缩铀容易,,,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,三、高温气冷堆（HTGR）,1．气冷堆的发展历史,,早期第一代气冷堆是天然铀石墨气冷堆石墨为慢化剂，CO,2,气体为冷却剂，金属天然铀为燃料，镁诺克斯(Magnox）合金为燃料棒的包壳材料1956年英国建成了商用50MWe气冷堆电站到70年代初期，在英、法、意、日和西班牙等国建造了36座石墨气冷堆，总装机容量达到8.2GW（电）改进型气冷堆（AGR）是第二代气冷堆它仍然用石墨作慢化剂和二氧化碳作冷却剂1963年英国建造32MWe原型堆，在1976年到1988年期间，运行的AGR共有14座，总装机容量达到8.9GW（电）XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．气冷堆的发展历史,50年代下半期在西方国家开始发展高温气冷反应堆英国第一座20MW的试验高温气冷堆龙堆（Dragon）于1964年8月首次临界,美国、德国、日本、中国都建过实验或示范高温堆：桃花谷、圣.符伦堡 、AVR、THTR、HTTR、HTR-10,第三代气冷堆即模块化高温气冷堆，虽然也经历了曲折的道路，却强烈地吸引着人们去探索。
高温气冷堆是改进型气冷堆的进一步发展高温气冷堆采用化学惰性和热工性能好的氦气为冷却剂，以全陶瓷型包覆颗粒为燃料元件，用耐高温的石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，使堆芯出口氦气温度可达到950℃甚至更高XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．气冷堆的发展历史,美国三哩岛事故发生后，人们希望能设计一种“绝对安全”反应堆，在任何事故情况下都不会发生大的核泄漏，不会危及公众与周围环境的安全，也就是说反应堆具有固有安全特性模块式高温气冷堆就是在这样的背景下发展起来的一种新堆型1980年初德国电站联盟(KWU)/国际原子公司(Interatom)首先提出球床模块式高温气冷堆的概念,模块式高温气冷堆以小型化和良好的安全特性为其特征，堆芯余热也可依靠自然对流、热传导和辐射导出堆外;在经济上以模块式组合、标准化生产、建造时间短、投资风险小等优势与其他堆型核动力厂相竞争 XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．气冷堆的发展历史,在80年代中期，设计了两种类型的模块式高温气冷堆：,西德KWU/Interatom公司设计的球形燃料元件球床模块式高温气冷堆HTR-Module，热功率200MW，电功率80MW，采用堆芯与蒸汽发生器双壳肩并肩布置，具有非能动的安全特性，1987年完成了HTR模块反应堆的安全评价。
美国GA公司提出的棱柱状元件模块式高温气冷堆，采用低浓铀(<20％)加钍的一次通过燃料循环，堆芯和蒸汽发生器双壳肩并肩布置，其基本模块提供17.3MPa和538°C的过热蒸气，完成了250MW热功率的设计方案，采用环形堆芯后，功率水平可以提高到350MW热功率1986年秋天提交美国核管会（NRC）审评XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2．我国高温气冷堆的发展,清华大学核能技术设计研究院从70年代开始进行高温气冷堆和相关技术的研究，1992年开始设计10兆瓦的高温气冷实验堆（HTR－10），这是国家高技术发展计划能源领域中的一个重点项目2000年12月1日实现首次临界2003年1月29日完成72小时满功率并网发电 10兆瓦高温气冷实验堆是世界上建成的第一座具有非能动安全的模块式球床高温气冷堆,2008年2月，国务院常务会议讨论批准了高温气冷堆核动力厂重大专项实施方案根据专项实施方案，将在山东石岛湾建设规模为二十万千瓦级的模块式高温气冷堆核动力厂示范工程HTR-PMXX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2．我国高温气冷堆的发展,图3-16 HTR-10实验堆,,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2．我国高温气冷堆的发展,高温气冷堆的燃料元件有两种，一种是与压水堆相似的棱柱形的，另一种是球形的，使用这两种元件的高温气冷堆分别称为棱柱形高温气冷堆和球床高温气冷堆。
两种元件虽然形状不同，但都由弥散在石墨基体中的包覆颗粒燃料组成包覆颗粒燃料直径约0.8～0.9毫米，中心是直径约0.2～0.5毫米的核燃料UO2核芯，核芯外面有2－4层厚度、密度各不相同的热解碳和碳化硅包覆层，这些包覆层既为核燃料裂变产生的气体和固体产物提供贮存的空间，又是阻挡裂变产物逸出和放射性外泄的屏障图3-17 高温堆包覆颗粒燃料 图3-18 HTGR非能动余热排出,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,3. 模块式高温气冷堆与压水堆的比较,,,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,4. 模块式高温气冷堆的应用,,模块式高温气冷堆可以在三个方面达到应用：高效发电，高温供热和生产液态燃料两种热力循环方式：,（1）蒸汽循环方式，由氦气冷却剂通过直流蒸发器加热二次侧的水，产生530℃的高温蒸汽，推动蒸汽气轮机发电，发电效率可达40％左右2）氦气循环方式，堆芯出口的氦气直接进入氦气气轮机做功，然后经压缩机压缩和回热器回热后又回到堆芯形成循环，其效率可高达50％模块式高温气冷堆第二方面的应用是提供高温工艺热：900～950℃的高温工艺热和540℃以下各种蒸汽,高温气冷堆在第三方面的应用是生产液态燃料：煤液化、制氢,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,四、快中子堆,,1．快中子堆的基本特点,快中子反应堆，简称快堆，是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1 MeV以上的快中子引起的反应堆。
至今，共建成了20多座不同功率规模的快堆，包括实验快堆、原型快堆和商用验证堆，积累了300多堆年运行经验快堆是唯一较容易实现燃料增殖的堆型发展快堆可以使铀资源的利用率从单发展轻水堆的1%左右提高到60%～70%快堆可用的燃料形式有金属合金燃料、氧化物燃料、碳化物燃料和氮化物燃料现在运行的原型快堆、经济验证快堆和后期的实验快堆几乎都用（Pu，U）O,2,和UO,2,等氧化物燃料XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,1．快中子堆的基本特点,二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6 mm的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成每个燃料棒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制按结构来分，钠冷快堆有两种类型，即回路式和池式XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2.钠冷快堆的结构,按结构来分，钠冷快堆有两种类型，即回路式和池式,图3-19,,图3-20 回路式钠冷快堆 图3-21池式钠冷快堆,,XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,2.钠冷快堆的结构,两种结构形式相比较，在池式结构中，即使循环泵出现故障，或者管道破裂和堵塞造成钠的漏失和断流，堆芯仍然泡在一个很大的钠池内。
池内大量的钠所具有的足够的热容量及自然对流能力，可以防止失冷事故因而池式结构比回路式结构的安全性好现有的钠冷快堆多采用这种池式结构但是池式结构复杂，不便检修，用钠多中间回路的压力高于一回路的压力每条回路连接一台蒸汽发生器和一台中间回路钠循环泵汽-水回路的水在蒸汽发生器内吸收热量变为蒸汽，送往汽轮发电机组发电钠冷快中子堆采用停堆换料的方案换料是在250℃左右高温液态钠池内进行换料时通过移动臂将燃料组件取出，通过倾斜通道输送到乏燃料贮存池中去，经衰变后送后处理厂加工XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,3.快堆的主要优点和问题,现将快中子堆核动力厂的主要特点归纳如下：,（1）可充分利用核燃料2）可实现核燃料的增殖,（3）低压堆芯下的高热效率,除上述突出特点外，对于快中子堆核电厂的安全性也应有足够的认识在钠作冷却剂的快堆中，液态金属钠与水（或蒸汽）相遇就会产生剧烈的化学反应，并可能引起爆炸；,钠与空气接触就会燃烧；,钠中含氧量超过一定数量会造成系统内结构等材料的严重的腐蚀；,堆内的液态钠由于沸腾所产生的气泡空腔可能会引入正的反应性；,很高的温度、很深的燃耗以及数量很大的快中子的强烈轰击，使快堆内的燃料芯块及包壳碰到的问题比热堆复杂得多。
XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,3.快堆的主要优点和问题,虽然快堆在20世纪40年代已起步，只比热堆的出现晚四年，而且第一座实现核能发电的是快堆，但是快堆现在还未发展到商用阶段然而，通过40多年来的努力，以及一系列试验堆、示范堆和商用验证堆的建造，上述困难已基本克服现在快堆技术上已日臻完善，为大规模商用准备了条件可以说，快中子堆将成为即将到来的核能大发展的最为重要的堆型我国对快堆技术的开发始于上世纪60年代，到1987年建立了12台套实验装置和钠回路1970年6月建成零功率实验装置，并达到临界1987年快堆技术发展纳入国家863计划确立建造热功率65MW（电功率25MW）实验快堆的工程目标2010年7月21日首次达到临界，2011年7月实现并网发电XX年注册核安全工程师综合知识第三章XX,《核安全综合知识》,一、新型压水反应堆的提出,1. 核动力厂“分代”的概念,为了形象地描述，根据核动力厂技术、经济和安全要求的发展，常常将核动力厂按“代”进行划分：,第一代是指20世纪50～60 年代建成的试验堆和原型堆核动力厂 第二代是指20世纪60 年代末期后投入商业运行的核电机组，如PWR、BWR、CANDU和WWER 等。
第三代是指以满足美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）为设计要求的，具有预防和缓解严重事故措施，经济上能与天然气机组相竞争的核电机组，如ABWR 、AP1000、EPR等,第四代是指目前正进行概念设计和研究开发的，可望约在2030 年建成。