壓水堆核電設備ls意思

⑴ 什麼是壓水堆核電站

壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開，它是一個密閉的循環系統。
該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。
在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。
冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，並進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，把熱量傳給管外的二迴路水，使水沸騰產生蒸汽；冷卻劑流經蒸汽發生器後，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出並轉換產生蒸汽。從蒸汽發生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。
做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱後送回蒸汽發生器。這就是二迴路循環系統。

⑵ 核電站都有哪些設備

所有的核電站，最抄主要的設備都是核反應堆。

我們說說壓水堆核電站的設備。壓水堆核電站的主要設備有：核反應堆、蒸汽發生器、汽輪機、發電機。

其中，核反應堆的作用是將核能轉化為熱能，然後蒸汽發生器把熱能傳遞給二迴路水，讓它變成飽和蒸汽。汽輪機把飽和蒸汽的熱能變成機械能，最後發電機把汽輪機產生的機械能轉化為電能。

⑶ 什麼是核電站的「沸水堆」和「壓水堆」

沸水堆又叫輕水堆，沸水堆核電站工作流程是：冷卻劑（水）從堆芯下部流進，在沿堆芯上升的過程中，從燃料棒那裡得到了熱量，使冷卻劑變成了蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽乾燥器，將分離出的蒸汽來推動汽輪發電機組發電。
沸水堆是由壓力容器及其中間的燃料元件、十字形控制棒和汽水分離器等組成。汽水分離器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分開、防止水進入汽輪機，造成汽輪機葉片損壞。沸水堆所用的燃料和燃料組件與壓水堆相同。沸騰水既作慢化劑又作冷卻劑。
沸水堆與壓水堆不同之處在於冷卻水保持在較低的壓力（約為70個大氣壓）下，水通過堆芯變成約285℃的蒸汽，並直接被引入汽輪機。所以，沸水堆只有一個迴路，省去了容易發生泄漏的蒸汽發生器，因而顯得很簡單。

壓水堆就是使用加壓輕水（即普通水）作冷卻劑和慢化劑，且水在堆內不沸騰的核反應堆。燃料為加濃鈾。20世紀80年代，被公認為是技術最成熟，運行安全、經濟實用的堆型。其裝機總容量約占所有核電站各類反應堆總和的60％以上。最早用作核潛艇的軍用反應堆。1961年，美國建成世界上第一座商用壓水堆核電站。壓水堆由壓力容器、堆心、堆內構件及控制棒組件等構成。壓力容器的壽命期為40年。堆心裝核燃料組件。

⑷ 壓水堆核電站的壓水堆與沸水堆區別

一. 沸水堆與壓水堆工作原理
沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上來看就是採用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：冷卻水從反應堆底部流進堆芯，對燃料棒進行冷卻，帶走裂變產生的熱能，冷卻水溫度升高並逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽乾燥器，利用分離出的蒸汽推動汽輪進行發電。福島核電站建於20世紀70年代，屬於沸水堆。（圖2 ）
壓水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是採用高壓水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：主泵將120～160個大氣壓的一迴路冷卻水送入堆芯，把核燃料放出的熱能帶出堆芯，而後進入蒸汽發生器，通過傳熱管把熱量傳給二迴路水，使其沸騰並產生蒸汽；一迴路冷卻水溫度下降，進入堆芯，完成一迴路水循環；二迴路產生的高壓蒸汽推動汽輪機發電，再經過冷凝器和預熱器進入蒸汽發生器，完成二迴路水循環。中國建成和在建共有13台核電機組，除秦山三期採用CANDU堆技術，位於山東榮成的華能石島灣採用高溫氣冷堆，其餘均為壓水堆，
二. 沸水堆與壓水堆共同點
沸水堆和壓水堆都是屬於輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，採用輕水作為冷卻劑和慢化劑，沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器；燃料都是以組件的形式在堆芯排布，組件由柵格排布的燃料柵元組成，燃料柵元由燃料芯塊、包殼構成；燃料放置於壓力容器當中，外面有安全殼，具備包殼、壓力邊界、安全殼三重防泄露屏障；沸水堆和壓水堆的發電部分功能也都一樣。
三. 沸水堆與壓水堆的主要區別
沸水堆採用一個迴路，壓水堆有兩個迴路；沸水堆由於堆芯頂部要安裝汽水分離器等設備，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆為棒束型控制棒，從堆芯頂部進入堆芯；沸水堆具有較低的運行壓力（約為70個大氣壓），冷卻水在堆內以汽液形式存在，壓水堆一迴路壓力通常達150個大氣壓，冷卻水不產生沸騰。
四. 壓水堆相對沸水堆的優勢
沸水堆控制棒從堆芯底部引入，因此發生「在某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入」的可能性比壓水堆大，即在停堆過程中一旦喪失動力，就會停在中間某處，最終可能導致臨界事故發生；而壓水堆的控制棒組件安裝在堆芯上部，如果出現機械或者電氣故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻斷鏈式反應。另外，對於控制棒向上引入的反應堆，其堆芯上部的功率高於底部，當反應堆喪失冷卻後，會導致產生熱量大的地方帶走熱量少，上部的燃料發生熔毀的概率增加。
沸水堆遇緊急情況停堆，冷卻動力喪失時，燃料溫度增加，冷卻水逐漸氣化，迴路壓力增加，必須進行釋壓處理，則會導致帶有放射性的氣體進入大氣，同時還需要起用備用電源進行主動地注水冷卻；壓水堆冷卻動力喪失時，可以用應急水泵對蒸汽發生器進行噴淋，並調節穩壓器壓力，保證一迴路不出現局部沸騰，依靠一二迴路的溫差實現自然循環，讓堆芯慢慢退熱。新的三代壓水堆在設計上擁有非能動性或稱自主能動性安全冷卻體系，擁有類似水塔性質的蓄水，至於安全殼上層，可以依靠重力完成注入冷卻水實現冷卻；另外堆芯有排氣管道開放外界，壓力可以得到控制。而福島為被動能動型冷卻體系，所以堆芯溫度在停堆後要依靠柴油發電機發電啟動，在柴油發電機無法啟動的情況下，導致溫度失控。
沸水堆與壓水堆不同之處在於沸水堆沒有蒸汽發生器，一迴路水通過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽並直接引入汽輪機，因此常規島布置有一迴路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一迴路和蒸汽系統通過蒸汽發生器分隔開，而且蒸汽發生器安置在安全殼內，只要蒸汽發生器完整，放射性物質不會釋放到環境中，即使蒸汽發生器故障破損，利用安全殼貫穿件關閉，放射性物質也不會釋放到環境中。
沸水堆壓力遠低於壓水堆壓力，因此在系統設備、管道、泵、閥門等的耐高壓方面的要求低於壓水堆。壓水堆由於壓力高，且多了蒸汽發生器、穩壓器等設備，技術性能要求及造價都要高許多。但正是由於壓水堆一、二迴路將放射性冷卻劑分開，因此安全性高於沸水堆。

⑸ 核電站都有哪些設備

核電站除了關鍵設備——核反應堆外，還有許多與之配合的重要設備。以壓水堆核電站為例，它們是主泵，穩壓器，蒸汽發生器，安全殼，汽輪發電機和危急冷卻系統等。它們在核電站中有各自的特殊功能。
主泵(rcp)
如果把反應堆中的冷卻劑比做人體血液的話，那主泵則是心臟。它的功用是把冷卻劑送進堆內，然後流過蒸汽發生器，以保證裂變反應產生的熱量及時傳遞出來。
穩壓器(prz)
又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用;在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆里壓力過高時，噴灑冷水降壓;當堆內壓力太低時，加熱器自動通電加熱使水蒸發以增加壓力。
蒸汽發生器(sg)
它的作用是把通過反應堆的冷卻劑的熱量傳給二次迴路水，並使之變成蒸汽，再通入汽輪發電機的汽缸作功。
安全殼(containment)
用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生罕見的反應堆一迴路水外逸的失水事故時，安全殼是防止裂變產物釋放到周圍的最後一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器。

⑹ 壓水堆講的是什麼

在核能發電中有一種已被廣泛使用的動力反應堆——壓水堆。這種反應堆也是我國核電發展規劃中已經選定的主要堆型。我國己建成的秦山核電站，還有剛建成的大亞灣核電站以及正在設計中的其他核電站，都是用這種反應堆來發電的。壓水堆的發展要追溯到第二次世界大戰期間。當時，美國海軍就曾想利用反應堆作為動力，來建造核潛艇。

戰爭結束後不久，美國海軍部派出一個技術小組，去橡樹嶺實驗室學習反應堆技術，帶隊的是一名上校，名叫里科維。回來後，他被任命為海軍艦船局核動力處的領導人，兼原子能委員會下屬海軍反應堆處的處長。他以非凡的勇氣和大膽的部署，進行了卓有成效的組織工作。1954年底建成了美國第一艘核潛艇「舡魚」號，從而揭開了海軍發展史中極為重要的一頁。

在「舡魚」號核潛艇中，利用壓水堆作為動力源，它既安全，又可靠。由於核動力工作時不需要氧氣，因此潛艇可以長時間潛航，穿過北極遼闊的冰層，進行環球航行。

1953年，美國決定建造大型核動力裝置，原子能委員會把這個任務交給了里科維少將，並由西屋電氣公司負責反應堆裝置的建造。

1954年9月6日，壓水堆核電站在賓夕法尼亞州的希平港正式破土。經過大量的考核，1957年12月2日，希平港反應堆首次達到臨界。經過16天，能量源源不斷地送出。

希平港核電站的主要用途，是研究壓水堆的工藝。在這第一代裝置中，實際上已體現出壓水堆的所有基本特點。它用加壓的普通水作為冷卻劑、慢化劑和反射層。整個堆芯放置在一個鋼制的厚壁容器內，它能承受很高的壓力，足以保證冷卻劑在堆內不發生沸騰現象。

通過改進燃料組件，壓水堆逐步實現了更新換代。壓水堆燃料組件的改進過程是這樣的：從以不銹鋼為包殼的核燃料棒，發展成高功率的以鋯合金為包殼的燃料棒束組件；取消了燃料盒而改用定位架，以增強冷卻劑的導熱效果；用控制棒束代替十字形斷面的控制棒，並採用液態中子吸收劑——含硼水。隨著反應堆功率的增大，還減小了燃料棒的直徑，改進了燃料元件的製造工藝。這些改進措施，使壓水堆堆芯的平均功率密度從58千瓦／升提高到100千瓦／升。這些數字說明，在壓水堆中每單位體積的堆芯所放出的核能，要比石墨氣冷堆高出40倍左右。由此可以想到，壓水堆是一種多麼緊湊的反應堆裝置。也正是由於這個原因，使它能用在空間極為緊湊的核潛艇內。目前典型的壓水堆核燃料，是由低濃度的二氧化鈾芯塊製成的。圓柱形芯塊的尺寸，相當於一節手指的大小。它們挨個放在壁厚約為0.6毫米的鋯合金管子內，然後密封起來，組成一根長為3～4米的燃料棒。鋯合金管用來防止燃料與冷卻劑發生相互作用，同時把產生的放射性裂變產物保存在鋯管內部。鋯本身是一種極為優秀的堆芯結構材料，因為它幾乎不吸收中子。用定位架將約200根燃料棒，按正方形的柵距排列起來，組裝成15×15或17×17的棒束，稱為燃料組件。將上百個燃料組件安裝在一起，組成一個近似圓柱形的堆芯。把它架在鋼制的厚壁容器的中央，就是一個壓水堆。冷卻劑自下而上流過堆芯，帶出裂變的能量。

由銀—銦—鎘製成的控制棒，通過容器的頂蓋插入燃料組件之中。改變控制棒插入堆芯的深度，就可調節中子的數量，從而控制反應堆的功率。

在燃料組件不斷改進的同時，壓水堆核電站的系統和設備也逐漸完善，並進入了標准化的階段。目前最大的壓水堆核電站，其單堆發電能力已達130萬千瓦。它以反應堆為中心，有四個環路，每個環路有一台蒸汽發生器和一台立式的主循環泵。高壓下的水由主泵驅動，經過堆芯吸取熱量，然後沿著環路進入蒸汽發生器，在那裡放出熱量，以後又流回主泵的入口。冷卻劑不斷地循環流動，完成輸送熱量的任務。在蒸汽發生器內，二迴路的水接受熱量後變成蒸汽，進入汽輪發電機組作功發電。

壓水堆中的冷卻劑、慢化劑和反射層都利用普通水。這不僅是因為普通水價廉易得，還因為它在常規的火電技術中已利用了200多年，人們對它已積累了豐富的操作經驗，研製了能在高溫高壓汽水條件下使用的各種材料和設備。壓水堆實際上最大程度地沿用了常規的發電技術，因此既經濟、又可靠。目前已建成的核電站，一半以上都是壓水堆核電站。將來，這個比例很可能會繼續增長。

從長期運行的角度來看，壓水堆核電站也有一個薄弱環節，那就是蒸汽發生器。它的傳熱管壁厚不到1.5毫米，卻擔負著將放射性的一迴路冷卻劑，與非放射性的二迴路汽水介質相隔絕的重任。在長年累月的熱交換過程中，這些管子是否能夠不受腐蝕而保持嚴密，仍然是一個令人擔心的問題。已有一些蒸汽發生器發生了泄漏，電站不得不停下來對它進行修理和更換。很多材料工程師和水化學專家，正在從管子材料和水的品質兩個方面進行努力，希望盡量延長傳熱管的使用壽命。

有些核動力專家提出一種更為痛快的辦法，那就是乾脆取消蒸汽發生器，把反應堆的運行壓力降低一些，讓流過堆芯的水沸騰起來，直接產生蒸汽，這種帶有一些放射性的蒸汽，同樣可以送往汽輪發電機組作功發電。這就是下面要介紹的另一種主要核電站——沸水堆核電站的特點。

⑺ 什麼是壓水堆核電站

沸水堆字面上來看就是採用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應堆,其工作原理為：冷卻水從反應堆底部流進堆芯,對燃料棒進行冷卻,帶走裂變產生的熱能,冷卻水溫度升高並逐漸氣化,最終形成蒸汽和水的混合物,經過汽水分離器和蒸汽乾燥器,利用分離出的蒸汽推動汽輪進行發電.福島核電站建於20世紀70年代,屬於沸水堆.壓水堆字面上看就是採用高壓水來冷卻核燃料的一種反應堆,其工作原理為：主泵將120～160個大氣壓的一迴路冷卻水送入堆芯,把核燃料放出的熱能帶出堆芯,而後進入蒸汽發生器,通過傳熱管把熱量傳給二迴路水,使其沸騰並產生蒸汽；一迴路冷卻水溫度下降,進入堆芯,完成一迴路水循環；二迴路產生的高壓蒸汽推動汽輪機發電,再經過冷凝器和預熱器進入蒸汽發生器,完成二迴路水循環.中國建成和在建共有13台核電機組,除秦山三期採用CANDU堆技術,山東榮成採用高溫氣冷堆,其餘均為壓水堆.

⑻ 核電設備的介紹

通常把核電站的組成設備稱為核電設備，各系統的設備約有48000多套件，其中機械設備約6000套件，電器設備5000多套件，儀器儀表25000餘套件，總重約6.7萬噸。一座2*600MW的壓水堆核電站約有290個系統，分別歸屬核島（NI）、常規島（CI）和電站輔助設施（BOP）。建造核電站的設備主要分為三類：核島設備、常規島設備、輔助系統（BOP）。核島設備是承擔熱核反應的主要部分，技術含量最高，對安全設計的要求也最高；常規島設備在技術上不區分第二代和第三代；輔助系統的工程規模比較小，詳見前瞻《中國核電設備行業市場前瞻與投資戰略規劃分析報告 》，這三種設備在核電站的造價中所佔到的比例分別為5：3：2。

⑼ 壓水堆是目前全世界核電站普遍採用的堆型，具體介紹一下壓水堆核電廠

壓水堆最初是美國為核潛艇設計的一種熱堆堆型，用輕水作慢化劑和冷卻劑。四十多年來，這種堆型得到了很大的發展，經過一系列的重大改進，已經成為技術上最成熟的一種堆型。當前，壓水堆核電廠在核能領域中佔有獨特的統治地位，而且這種狀況可能還要維持幾十年。圖1-3給出了壓水堆核電廠示意圖。

壓水堆核電廠用的輕水有一個明顯的缺點，就是沸點低。要使熱力系統有較高的熱能轉換效率，根據熱力學原理，核反應堆應有高的堆芯出口溫度參數。而要獲得高的溫度參數，就必須增加冷卻劑的系統壓力使其處於液相狀態。所以壓水堆是一種使冷卻劑處於高壓狀態的輕水堆。

壓水堆核電廠的主要特點如下：

第一，結構緊湊，堆芯的功率密度大。因此，在體積相同的情況下，熱堆中壓水堆的功率最大。

第二，基於上述特點，再加上輕水的價格便宜，導致壓水堆的基建費用低和建設周期短。

第三，必須採用有一定富集度的核燃料。

第四，反應堆堆芯置於承壓的壓力容器內，高壓導致壓力容器的製作難度和製作費用的提高。

第五，熱效率低。

反應堆冷卻劑系統由反應堆和若干並聯的傳熱環路組成，每條環路包括一台蒸汽發生器、有關的反應堆冷卻劑泵（以下簡稱「主泵」）、管路和閥門以及控制和保護用的儀表。此外，反應堆冷卻劑系統中還包括一台穩壓器、一個穩壓器卸壓箱和若干貫穿件。

冷卻劑流經的迴路稱為一迴路（詳見圖1-3深紅色部分）。一迴路包含的關鍵設備有壓力容器、蒸汽發生器、主泵、穩壓器以及有關閥門等，全部安置在安全殼內（詳見圖1-3淺藍色部分）。高強度的壓力容器、一迴路管道、蒸汽發生器一次側和閥門等構成了一迴路壓力邊界。

冷卻劑在壓力容器內經過反應堆堆芯，將裂變產生的能量帶出壓力容器，送入蒸汽發生器，使蒸汽發生器中二迴路（詳見圖1-3黃色和深藍色部分）的水變成蒸汽。蒸汽再進入汽輪發電機的汽缸做功。冷卻劑從蒸汽發生器的管內流過後，經過主泵又回到堆芯。

壓水堆核電廠冷卻劑的入口溫度一般在290℃左右，出口溫度330℃左右，堆內壓力15.5兆帕。以大亞灣核電廠為例，一台電功率984兆瓦的壓水堆核電機組，其壓力容器內徑為3.99米，壁厚0.2米，重330噸，高13米以上。

主泵的功用是確保冷卻劑在一迴路中的循環，以保證鏈式裂變反應產生的熱量被及時載帶出來。

穩壓器又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆內壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內壓力太低時，加熱器自動加熱使水蒸發以增加壓力。

蒸汽發生器內有很多傳熱管，一迴路和二迴路通過蒸汽發生器傳遞熱量。一迴路的水流過蒸汽發生器傳熱管內時，將攜帶的熱量傳輸給傳熱管外流動的二迴路的水，從而使二迴路的水變成280℃左右、6～7兆帕的高溫蒸汽。也就是說，在蒸汽發生器里，一迴路與二迴路的水在互不交混的情況下，通過管壁發生了熱交換。蒸汽發生器是分隔一迴路和二迴路的關鍵設備。近代壓水堆核電廠中，帶汽水分離器的飽和蒸汽發生器應用較廣。一台百萬千瓦級的三環路壓水堆核電機組，擁有3台蒸汽發生器，每台蒸汽發生器總高度為19～22米，總重量可達300～400噸，生產的蒸汽可供發出260～340兆瓦的電功率。

安全殼用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生反應堆一迴路水外逸的失水事故，安全殼是防止裂變產物釋放到環境的最後一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器，其內徑達40米，內高達60～70米。安全殼內的核反應堆及與反應堆有關的各個系統統稱為核島。

汽輪發電機組及其配套設施和它們所在的廠房統稱為常規島。核電廠用的汽輪發電機在構造上與常規火電廠用的大同小異，所不同的是採用飽和蒸汽做功，蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規火電廠的大。冷凝器是二迴路和三迴路之間的熱交換器。冷卻冷凝器的水在三迴路中流動（詳見圖1-3綠色部分）。三迴路是一個開式迴路，可將汽輪機排出的難以利用的低品質熱量帶入最終熱阱——江、河、湖、海或大氣。三迴路的用水量較火電廠冷卻水用量大，以大亞灣核電廠為例，一台電功率984兆瓦的壓水堆核電機組，三迴路每小時需要超過40萬噸冷卻水。

⑽ 壓水堆核電站的核島部分都由哪些設備組成各組成設備的作用是什麼

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