壓水堆設備

A. 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。

B. 壓水堆核電站的一迴路有哪些輔助系統各有什麼功能

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C. 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。

D. 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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E. 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。

F. 壓水堆核電站和沸水堆核電站的具體區別

具體區別是：壓水堆核電站有三個迴路，反應堆產生的熱量由一迴路冷卻劑（水或重水）通過蒸汽發生器傳遞給二迴路的水，二迴路水汽化後生成蒸汽推動汽輪發電機組發電，做功後的乏氣通過凝汽器傳遞給三迴路，然後三迴路把剩餘的熱量傳遞給大海。
沸水堆核電站只有兩個迴路，即省去了壓水堆的二迴路，由一迴路的水直接汽化成水蒸氣推動汽輪發電機組發電，三迴路同壓水堆。
壓水堆的好處是：整體設備體積較小，由於多了二迴路，防止了一迴路中的放射性直接進入常規的的汽輪機組。因此檢修時的放射性計量小。安全性高
沸水堆的好處是：由於少了一個迴路，設備投入較少，熱經濟性好
中國絕大多數堆型都是壓水堆，日本絕大多數堆型是沸水堆。福島和切爾諾貝利都是沸水堆！

G. 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。

H. 壓水堆核電站的工作原理是什麼

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。
壓水堆由壓力容器和堆芯兩部分組成。壓力容器是一個密封的、又厚又重的、高達數十米的圓筒形大鋼殼，所用的鋼材耐高溫高壓、耐腐蝕，用來推動汽輪機轉動的高溫高壓蒸汽就在這里產生的。在容器的頂部設置有控制棒驅動機構，用以驅動控制棒在堆芯內上下移動。
堆芯是反應堆的心臟，裝在壓力容器中間。它是燃料組件構成的。正如鍋爐燒的煤塊一樣，燃料芯塊是核電站「原子鍋爐」燃燒的基本單元。這種芯塊是由二氧化鈾燒結而成的，含有2～4%的鈾－235，呈小圓柱形，直徑為9.3毫米。把這種芯塊裝在兩端密封的鋯合金包殼管中，成為一根長約4米、直徑約10毫米的燃料元件棒。把
200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，組成燃料組件。每個堆芯一般由121個到193個組件組成。這樣，一座壓水堆所需燃料棒幾萬根，二氧化鈾芯塊1千多萬塊堆芯。此外，這種反應堆的堆芯還有控制棒和含硼的冷卻水（冷卻劑）。控制棒用銀銦鎘材料製成，外面套有不銹鋼包殼，可以吸收反應堆中的中子，它的粗細與燃料棒差不多。把多根控制棒組成棒束型，用來控制反應堆核反應的快慢。如果反應堆發生故障，立即把足夠多的控制棒插入堆芯，在很短時間內反應堆就會停止工作，這就保證了反應堆運行的安全。
以下內容來自：《教學參考資料》初中物理第二冊
壓水堆是目前比較廣泛採用的核反應堆。其特徵是水在堆芯內不沸騰，因此水必須保持在高壓狀態。圖9－10是壓水堆核電站的流程示意圖。燃料用的是二氧化鈾陶瓷塊，這樣的鈾芯塊本身就起防止放射性物質外逸的作用，即構成了第一道安全屏障。把這些小的鈾塊重疊在高3米，外徑9．5毫米，厚0．57毫米的鋯合金管內封閉，即成為燃料元件棒，即鈾棒。鋯合金管也能防止放射性物質逸出，故構成第二道安全屏障。每200多根鈾棒，排列成橫17排，縱17排的燃料元件。如果堆內有100多個這樣的燃料元件，即可成為90萬千瓦的壓水堆核電站。整個堆芯放在內徑為4米，高為13米，厚為0．2米的壓力殼內。殼內壓強為155個大氣壓。可把水加熱到330℃以上。溫度升高了的水進入蒸汽發生器內，器內有很多細管，細管中的水接收熱量變成蒸汽進入蒸汽輪機發電。

I. 一建核電設備在什麼章節講的

機電章節。
一建機電章節核心考點內容就有核能發電設備、核電設備等內容，核能發電設備，核能發電是利用核反應堆中核裂變所釋放出的熱能進行發電的一種發電方式。核電設備分為壓水堆設備、重水堆設備、高溫氣冷堆設備、石墨型設備、動力型設備、試驗反應堆設備。

J. 核電科普：壓水堆核電站有哪幾道安全屏障

燃料用的是二氧化鈾陶瓷塊，這樣的鈾芯塊本身就起防止放射性物質外逸回的作用，即構成了第答一道安全屏障；

把這些小的鈾塊重疊在高3米，外徑9.5毫米，厚0.57毫米的鋯合金管內封閉，即成為燃料元件棒，即鈾棒。鋯合金管也能防止放射性物質逸出，故構成第二道安全屏障；

從反應堆出來的水在蒸汽發生器中溫度降低後，經一迴路的循環泵驅動，又回到壓力殼的堆芯繼續加熱，完成第一迴路的循環。一迴路和壓力殼組成第三道安全屏障。

(10)壓水堆設備擴展閱讀

目前全世界大約有440座核電機組在運行，其中占絕大多數(約92%)的是輕水堆(LWR)，其餘為重水堆(PHWR)以及先進氣冷堆(AGR)等。輕水堆主要是壓水堆(PWR)和沸水堆(BWR)兩種類型，其中大約75%為壓水堆，我國投入運行並將建造的絕大多數核電站都是壓水堆型的。

壓水堆核電站使用輕水作為冷卻劑和慢化劑。主要由核蒸汽供應系統、汽輪發電機系統（即二迴路系統）及其他輔助系統組成。冷卻劑在堆芯吸收核燃料裂變釋放的熱能後，通過蒸汽發生器再把熱量傳遞給二迴路產生蒸汽，然後進入汽輪機做功，帶動發電機發電。