哪个设备不在压水堆核电厂

1. 压水堆是目前全世界核电站普遍采用的堆型，具体介绍一下压水堆核电厂

压水堆最初是美国为核潜艇设计的一种热堆堆型，用轻水作慢化剂和冷却剂。四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种堆型。当前，压水堆核电厂在核能领域中占有独特的统治地位，而且这种状况可能还要维持几十年。图1-3给出了压水堆核电厂示意图。

压水堆核电厂用的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，根据热力学原理，核反应堆应有高的堆芯出口温度参数。而要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。

压水堆核电厂的主要特点如下：

第一，结构紧凑，堆芯的功率密度大。因此，在体积相同的情况下，热堆中压水堆的功率最大。

第二，基于上述特点，再加上轻水的价格便宜，导致压水堆的基建费用低和建设周期短。

第三，必须采用有一定富集度的核燃料。

第四，反应堆堆芯置于承压的压力容器内，高压导致压力容器的制作难度和制作费用的提高。

第五，热效率低。

反应堆冷却剂系统由反应堆和若干并联的传热环路组成，每条环路包括一台蒸汽发生器、有关的反应堆冷却剂泵（以下简称“主泵”）、管路和阀门以及控制和保护用的仪表。此外，反应堆冷却剂系统中还包括一台稳压器、一个稳压器卸压箱和若干贯穿件。

冷却剂流经的回路称为一回路（详见图1-3深红色部分）。一回路包含的关键设备有压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器以及有关阀门等，全部安置在安全壳内（详见图1-3浅蓝色部分）。高强度的压力容器、一回路管道、蒸汽发生器一次侧和阀门等构成了一回路压力边界。

冷却剂在压力容器内经过反应堆堆芯，将裂变产生的能量带出压力容器，送入蒸汽发生器，使蒸汽发生器中二回路（详见图1-3黄色和深蓝色部分）的水变成蒸汽。蒸汽再进入汽轮发电机的汽缸做功。冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过主泵又回到堆芯。

压水堆核电厂冷却剂的入口温度一般在290℃左右，出口温度330℃左右，堆内压力15.5兆帕。以大亚湾核电厂为例，一台电功率984兆瓦的压水堆核电机组，其压力容器内径为3.99米，壁厚0.2米，重330吨，高13米以上。

主泵的功用是确保冷却剂在一回路中的循环，以保证链式裂变反应产生的热量被及时载带出来。

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，当反应堆内压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动加热使水蒸发以增加压力。

蒸汽发生器内有很多传热管，一回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。一回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给传热管外流动的二回路的水，从而使二回路的水变成280℃左右、6～7兆帕的高温蒸汽。也就是说，在蒸汽发生器里，一回路与二回路的水在互不交混的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽发生器是分隔一回路和二回路的关键设备。近代压水堆核电厂中，带汽水分离器的饱和蒸汽发生器应用较广。一台百万千瓦级的三环路压水堆核电机组，拥有3台蒸汽发生器，每台蒸汽发生器总高度为19～22米，总重量可达300～400吨，生产的蒸汽可供发出260～340兆瓦的电功率。

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。万一发生反应堆一回路水外逸的失水事故，安全壳是防止裂变产物释放到环境的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器，其内径达40米，内高达60～70米。安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统统称为核岛。

汽轮发电机组及其配套设施和它们所在的厂房统称为常规岛。核电厂用的汽轮发电机在构造上与常规火电厂用的大同小异，所不同的是采用饱和蒸汽做功，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厂的大。冷凝器是二回路和三回路之间的热交换器。冷却冷凝器的水在三回路中流动（详见图1-3绿色部分）。三回路是一个开式回路，可将汽轮机排出的难以利用的低品质热量带入最终热阱——江、河、湖、海或大气。三回路的用水量较火电厂冷却水用量大，以大亚湾核电厂为例，一台电功率984兆瓦的压水堆核电机组，三回路每小时需要超过40万吨冷却水。

2. 一回路的压水核电站发电原理

核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，再被高压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。
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17×17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。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物处理系统,部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。
二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量变成高压蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水，凝结水由凝结水泵输送，经低压加热器进入除氧器，除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器，如此形成热力循环。为了保证二回路系统的正常运行，二回路系统也设有一系列辅助系统。
循环水系统主要用来为冷凝器提供冷却水。
我们看到，在压水堆电厂，一回路系统的冷却剂与汽轮机回路工质是完全隔离的，这就是所谓的“间接循环”。采用间接循环具有使二回路系统免受放射性玷污的优点，但它与采用直接循环的沸水堆核电厂（图2.3）相比，增加了蒸汽发生器。压水堆体积较小和控制要求简单等因素可以弥补这一不足，并使这种系统设计在经济上具有竞争力。
发电机和输配电系统的主要设备有发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、启动变压器、高压开关站和柴油发电机组等组成。其主要作用是将核电厂发出的电能向电网输送,同时保证核电厂内部设备的可靠供电。
发电机的出线电压一般为22kV左右，经变压器升至外网电压。为保证核电厂安全运行，核电厂至少与两条不同方向的独立电源相连接，以避免因雷击、地震、飓风或洪水等自然灾害可能造成的全厂断电。
每台发电机组的引出母线上，均接有两台厂用变压器。为厂用电设备提供高压电源。高压厂用电系统一般为6kV左右。该高压厂用电系统直接向核电厂大功率动力设备供电。对于小功率设备，经 变压器降压后供给380/220V低压电源。通常高压厂用电系统分为工作母线和安全母线两部分，高压厂用电系统的工作母线，可以由外电网或发电机供电，高压厂用电的安全母线，除外网和发电机外，还可由柴油发电机供电。
在电厂正常功率运行时，发电机发出的电能大部分经主变压器升压至外网电压输送给用户。同时，整个厂用设备的配电系统由发电机的引出母线经厂用变压器降压后供电。当发电机停机时，则由外部电网经启动变压器供电。当外网和发电机组都不能供电时，则由柴油发电机组向安全母线供电，以保证核电厂设备的安全。

3. 核电站的基本设备有哪些求解

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(RCP) 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(PRZ) 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(SG) 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(Containment) 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。

4. 与压水堆核电厂相比，沸水堆核电厂有哪些特点

图1-4给出了沸水堆核电厂示意图。沸水堆与压水堆同属于轻水堆，采用相同的燃料、慢化剂和冷却剂等，注定了沸水堆也有热效率低等缺点。但与压水堆核电厂相比，沸水堆核电厂还有以下几个不同的特点：

第一，直接循环：

反应堆产生的蒸汽被直接引入蒸汽轮机，推动汽轮发电机组发电。这是沸水堆核电厂与压水堆核电厂的最大区别。沸水堆核电厂少了一个回路，因而不再需要昂贵的、压水堆核电厂中易出事故的蒸汽发生器和稳压器，减少了大量回路设备。

第二，堆芯工作压力可以降低：

冷却水在堆芯沸腾，直接推动蒸汽轮机的技术方案可以有效降低堆芯工作压力。为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆堆芯只需加压到约7兆帕左右，降到了压水堆堆芯工作压力的一半，使系统得到极大地简化，投资显著地降低。

第三，堆芯出现空泡：

与压水堆相比，沸水堆最大的特点是堆内有气泡，堆芯处于两相流状态。在任何工况下慢化剂反应性空泡系数均为负值，可以使反应堆运行更稳定，自动展平径向功率分布，具有较好的控制调节性能。

第四，功率密度低：

水沸腾后密度降低，慢化能力减弱，因此沸水堆需要的核燃料比相同功率的压水堆多，堆芯及压力壳体积都比相同功率的压水堆大。如属于第三代核能系统的改进型沸水堆核电机（ABWR）、经济简化沸水堆核电机组（ESBWR）的压力壳内径都达到了7.1米，几乎是相同功率压水堆压力壳内径（3.99米）的一倍，导致功率密度比压水堆小。这是沸水堆核电厂的主要缺点之一。

第五，辐射防护和废物处理较复杂。

5. 核电科普：压水堆核电站有哪几道安全屏障

燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸回的作用，即构成了第答一道安全屏障；

把这些小的铀块重叠在高3米，外径9.5毫米，厚0.57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障；

从反应堆出来的水在蒸汽发生器中温度降低后，经一回路的循环泵驱动，又回到压力壳的堆芯继续加热，完成第一回路的循环。一回路和压力壳组成第三道安全屏障。

(5)哪个设备不在压水堆核电厂扩展阅读

目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆(LWR)，其余为重水堆(PHWR)以及先进气冷堆(AGR)等。轻水堆主要是压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。

压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。

6. 核电站是哪些设备组成

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(rcp)
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(prz)
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(sg)
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(containment)
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。

7. 压水堆核电站和沸水堆核电站有什么区别

一. 沸水堆与压水堆工作原理

沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。福岛核电站建于20世纪70年代，属于沸水堆。

压水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高压水来冷却核燃料的一种反应堆，其工作原理为：主泵将120～160个大气压的一回路冷却水送入堆芯，把核燃料放出的热能带出堆芯，而后进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给二回路水，使其沸腾并产生蒸汽；一回路冷却水温度下降，进入堆芯，完成一回路水循环；二回路产生的高压蒸汽推动汽轮机发电，再经过冷凝器和预热器进入蒸汽发生器，完成二回路水循环。中国建成和在建共有13台核电机组，除秦山三期采用CANDU堆技术，山东荣成采用高温气冷堆，其余均为压水堆，

二. 沸水堆与压水堆共同点

沸水堆和压水堆都是属于轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，采用轻水作为冷却剂和慢化剂，沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器；燃料都是以组件的形式在堆芯排布，组件由栅格排布的燃料栅元组成，燃料栅元由燃料芯块、包壳构成；燃料放置于压力容器当中，外面有安全壳，具备包壳、压力边界、安全壳三重防泄露屏障；沸水堆和压水堆的发电部分功能也都一样。

三. 沸水堆与压水堆的主要区别

沸水堆采用一个回路，压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒，压水堆为棒束型控制棒，从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压），冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。

四. 压水堆相对沸水堆的优势

沸水堆控制棒从堆芯底部引入，因此发生“在某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入”的可能性比压水堆大，即在停堆过程中一旦丧失动力，就会停在中间某处，最终可能导致临界事故发生；而压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，如果出现机械或者电气故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻断链式反应。另外，对于控制棒向上引入的反应堆，其堆芯上部的功率高于底部，当反应堆丧失冷却后，会导致产生热量大的地方带走热量少，上部的燃料发生熔毁的概率增加。

沸水堆遇紧急情况停堆，冷却动力丧失时，燃料温度增加，冷却水逐渐气化，回路压力增加，必须进行释压处理，则会导致带有放射性的气体进入大气，同时还需要起用备用电源进行主动地注水冷却；压水堆冷却动力丧失时，可以用应急水泵对蒸汽发生器进行喷淋，并调节稳压器压力，保证一回路不出现局部沸腾，依靠一二回路的温差实现自然循环，让堆芯慢慢退热。新的三代压水堆在设计上拥有非能动性或称自主能动性安全冷却体系，拥有类似水塔性质的蓄水，至于安全壳上层，可以依靠重力完成注入冷却水实现冷却；另外堆芯有排气管道开放外界，压力可以得到控制。而福岛为被动能动型冷却体系，所以堆芯温度在停堆后要依靠柴油发电机发电启动，在柴油发电机无法启动的情况下，导致温度失控。

沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器，一回路水通过堆芯加热变成约285℃的蒸汽并直接引入汽轮机，因此常规岛布置有一回路的冷却剂管道，管道失效可能引起冷却剂泄漏。压水堆的一回路和蒸汽系统通过蒸汽发生器分隔开，而且蒸汽发生器安置在安全壳内，只要蒸汽发生器完整，放射性物质不会释放到环境中，即使蒸汽发生器故障破损，利用安全壳贯穿件关闭，放射性物质也不会释放到环境中。

沸水堆压力远低于压水堆压力，因此在系统设备、管道、泵、阀门等的耐高压方面的要求低于压水堆。压水堆由于压力高，且多了蒸汽发生器、稳压器等设备，技术性能要求及造价都要高许多。但正是由于压水堆一、二回路将放射性冷却剂分开，因此安全性高于沸水堆。

五. 压水堆的发展趋势

压水堆核电厂因其功率密度高、结构紧凑、安全易控、技术成熟、造价和发电成本相对较低等特点，成为目前国际上最广泛采用的商用核电堆型，占轻水堆核电机组总数的3/4。我国核电站以及潜艇基本都采用了先进的压水堆核电机组，安全性比福岛高很多。

20世纪90年代，美国和欧洲核电先进国家对今后建设的核电厂的安全、技术、经济性确定了一系列具体的奋斗目标。各国也着手研发同时满足这些要求的第三代压水堆。其中有代表的有法、德合作开发的欧洲动力堆EPR和美国西屋公司研发的AP1000。EPR提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件；AP1000则以全非能动安全系统、简化设计和布置以及模块化建造为主要特色。

安全可靠是核电站发展的基石，中国也始终把核电安全放在第一位。我们有理由相信，随着经验的积累以及技术的进步，核电站的安全性能将逐步得到进一步提高，将要发展的第三代反应堆和未来的第四代反应堆会为我们安全利用核能营造新的环境。

8. 核电设备的介绍

通常把核电站的组成设备称为核电设备，各系统的设备约有48000多套件，其中机械设备约6000套件，电器设备5000多套件，仪器仪表25000余套件，总重约6.7万吨。一座2*600MW的压水堆核电站约有290个系统，分别归属核岛（NI）、常规岛（CI）和电站辅助设施（BOP）。建造核电站的设备主要分为三类：核岛设备、常规岛设备、辅助系统（BOP）。核岛设备是承担热核反应的主要部分，技术含量最高，对安全设计的要求也最高；常规岛设备在技术上不区分第二代和第三代；辅助系统的工程规模比较小，详见前瞻《中国核电设备行业市场前瞻与投资战略规划分析报告 》，这三种设备在核电站的造价中所占到的比例分别为5：3：2。

9. 压水堆核电站的核岛部分都由哪些设备组成各组成设备的作用是什么

回收财富！

10. 核电站都有哪些设备

所有的核电站，最抄主要的设备都是核反应堆。

我们说说压水堆核电站的设备。压水堆核电站的主要设备有：核反应堆、蒸汽发生器、汽轮机、发电机。

其中，核反应堆的作用是将核能转化为热能，然后蒸汽发生器把热能传递给二回路水，让它变成饱和蒸汽。汽轮机把饱和蒸汽的热能变成机械能，最后发电机把汽轮机产生的机械能转化为电能。