核动力设备及装置总复习_百度文库
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核动力设备及装置总复习
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核安全填空背书-030106-反应堆及核动力装置的功率控制
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你可能喜欢陆上核动力装置_百度百科
陆上核动力装置
建造在陆地上的，现今正在运营的陆上核动力装置可依裂变的方式区分为两大类，各类中又可依控制裂变的手段区分为数个子类别。
陆上核动力装置压水反应堆 (PWR)
这种完全以高压水来冷却并使减速（即使在温度极高时也是这样）。大部分正在运行的反应堆都属于这一类。尽管在三哩岛出事的反应堆就是这一种，一般仍认为这类反应堆最为安全可靠。这是一种热中子式核反应堆。中国大陆秦山核电站一期工程、大亚湾核电站和台湾核三厂的反应堆为此型。
陆上核动力装置沸水反应堆 (BWR)
这种反应堆也以轻水作为冷却剂和减速剂，但水压较前一种稍低。正因如此，在这种反应堆内部，水是可以沸腾的，所以这种反应堆的热效率较高，结构也更简单，而且可能更安全。其缺点为，沸水会升高水压，因此这些带有放射性的水可能突然泄漏出来，。这种反应堆也占了现在运行的反应堆的一大部分。这是一种热中子式核反应堆。台湾核一厂和核二厂两座发电厂的反应堆为此型。
陆上核动力装置重水反应堆 (PHWR)
这是由加拿大设计出来的一种反应堆，（也叫做CANDU），这种反应堆使用高压重水来进行冷却和减速。这种反应堆的核燃料不是装在单一压力舱中，而是装在几百个压力管道中。这种反应堆使用天然铀为核燃料，是一种热中子式核反应堆。这种反应堆可以在输出功率开到最大时添加核燃料，因此能高效利用核燃料（因为可作精确控制）。大部分压重水式反应堆都位于加拿大，有一些出售到阿根廷、中国、印度（未加入防止核武器扩散条约）、巴基斯坦（未加入防止核武器扩散条约）、罗马尼亚和南韩。印度也在它的第一次核试爆后运行了一些压重水式核反应堆（一般被称为“CANDU的变种”）。中国大陆秦山核电站三期工程的反应堆为此型。
陆上核动力装置石墨轻水型核反应堆（RBMK）
这是一种苏联的设计，它在输出电力的同时还产生钚。这种反应堆用水来冷却并用石墨来减速。RBMK型与压重水型在某些方面具有相同之处，即可以在运行中补充核燃料，并且使用的都是压力管。但是与压重水型不同的是，这种反应堆不稳定，并且体积太大，无法装置在外罩安全壳的建筑物里，这点很危险。RBMK型还有一些很重大的安全缺陷，尽管其中一些在切尔诺贝利核事故后被改正了。一般认为RBMK型是最危险的核反应堆型号之一。切尔诺贝利核电站拥有四台RBMK型反应堆。
陆上核动力装置气冷式反应堆 (GCR)
这种反应堆使用石墨作为减速剂，并用二氧化碳作为冷却剂。其工作温度较压水式反应堆更高，因此热效率也更高。一部分正在运行的反应堆属于这一类，大部分位于英国。老式的核电站（也就是Magnox式）已经或即将关闭。但高级气冷式核反应堆还会继续运行10至20年。这是一种热中子式核反应堆。关闭这种核电站的费用很高，因其反应炉核心很大。
陆上核动力装置液态金属式快速增殖核反应堆 (LMFBR)
这种反应堆使用液态金属作为冷却剂，而完全不用减速剂，并且在发电的同时生产出比消耗量更多的核燃料。这种反应堆在效率上很接近压水式反应堆，而且工作压力不需太高，因为液态金属即使在极高温下也不需加压。法国的超级凤凰核电站和美国的费米-I核电站用的都是这种反应堆。1995年，日本的“文殊”核电站发生液态钠泄漏，预计将会在2008年重新开始运行。这三个核电站都用到了液态钠。这是一种快速中子式反应堆而不是热中子式反应堆。液态金属式反应堆分为两种：
陆上核动力装置液态铅式反应堆
这种反应堆使用液态铅来作为冷却剂，铅不但是隔绝辐射的绝佳材料，还能承受很高的工作温度。还有，铅几乎不吸收中子，所以在冷却过程中损失的中子较少，冷却剂也不会变成带放射性。与钠不同的是，铅是惰性元素，所以发生事故的几率也较小，但是，应用如此大量的铅就不得不考虑毒性问题，而且清理起来也很麻烦。这种反应堆经常用的是铅铋共熔合金。在这种情况下，铋会产生一些小的放射性问题，因为它会吸收少量中子，而且也比铅更容易变得带放射性。
陆上核动力装置液态钠式反应堆
大部分液态金属式反应堆都属于这一种。钠很容易获得，而且还能防止腐蚀。但是，钠遇水即剧烈爆炸，所以使用时一定要小心。虽然这样，处理钠爆炸并不比处理压水式核反应堆中超高温轻水的泄漏麻烦到哪里去。
中国核学会于1980年正式成...
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反应堆概况
　　101重水研究堆　　　　重水研究堆（代号101）是我国第一座反应堆，营运单位为中国原子能科学研究院。日首次达到临界，2007年底最终停闭，安全运行了近五十年。　　　　年自主进行了大修改建。金属铀为燃料改用UO2棒束燃料，额定功率和加强功率为分别由7MW和10MW增加到10MW和15MW。改建之后，101堆进入了世界研究堆的先进行列，改建项目荣获了国家科技进步一等奖。　　　　101堆是多用途反应堆，在热中子散射实验、反应堆物理、热工特性、燃料元件辐照考验、放射性核素辐照生产、单晶硅中子嬗变掺杂、堆中子活化分析、核电技术服务以及人才培养等得到广泛应用，为我国国民经济和国防建设做出了巨大的贡献，是我国核科技领域的发祥地和核反应堆工程的摇篮。　　　　为了保证人员及环境的安全，最终停闭之后，101堆进入退役阶段。目前，退役准备工作已经启动，计划经过3年的过渡期为实施退役做好准备，然后分两阶段实施退役，最后达到有限制开放，并进一步建成博物馆或爱国主义教育基地。　　　　49-2游泳池式轻水反应堆　　　　49-2游泳池式轻水反应堆（简称49-2堆）是一个轻水慢化、轻水冷却的研究性反应堆，是我国自行设计、建造的第一座反应堆，营运单位为中国原子能科学研究院。反应堆的额定功率为3.5MW，加强功率为5MW，最大热中子注量率可达到5.2×1013n?cm-2?s-1。49-2堆从1959年开始建造，日首次达到临界。　　　　49-2反应堆建堆初期主要用于考验燃料元件及材料辐照试验，曾完成08、09燃料元件考验等重要任务。现在49-2堆已开发成为一个多种用途综合利用的反应堆，除了完成科研生产任务外，还进行放射性同位素辐照、单晶硅中子辐照掺杂、材料辐照试验、黄玉辐照改色、药材辐照、堆内实验测量技术研究等工作。　　　　DF-VI快中子临界装置　　　　东风六号（DF-VI）快中子临界装置于1967年开始设计和研制，日该装置首次达到临界，是我国自行设计和建造的第一座小型快中子零功率反应堆，营运单位为中国原子能科学研究院。1971年9月该装置被迁到中国核动力研究设计院。根据国家“863”高技术计划，1987年8月又将该装置迁回中国原子能科学研究院。这17年间，该装置安全启动运行700余次，在该装置上开展了大量快堆基础物理实验研究工作。年，对该装置进行了改造，1994年5月国家核安全局颁布了该装置的装料运行许可证，于日再次启动达到临界。近期该装置主要承担了中国实验快堆的人员培训和仪器考验等任务。　　　　氢化锆固态临界装置　　　　氢化锆固态临界装置是中国原子能科学研究院反应堆物理室在1979年初投入运行的氢化锆零功率堆的基础上，进行了较大的堆芯结构改造，而建成的一座固态热中子零功率反应堆，营运单位为中国原子能科学研究院。　　　　在SZPR的服役期间，先后完成了多项科研任务：(1)完成了快堆工程中子物理实验课题的核仪器及探测器考验；(2)进行了有关核电站及09工程探测器的考验；(3)进行援助伊朗HWZPR工程核仪器及探测器的考验及多名实验人员的培训；(4)培训了大批反应堆物理实验人员；(5)清华大学高温气冷堆燃料慢化剂球燃耗深度非破坏测量的前期研究；(6)开展了中子照相测量研究工作。目前该装置已处于长期停闭状态。　　　　微型反应堆　　　　微型反应堆营运单位为中国原子能科学研究院，是该院于1984年设计建成的一座低功率研究堆。该反应堆采用先进的罐－池结合型欠慢化堆芯，金属铀作燃料，轻水作冷却剂和慢化剂，金属铍作反射层以及自然循环导热。可供城市医院、大学及研究测试中心等单位进行中子活化分析，短寿命放射性同位素生产及原子能教育与培训应用。它是一种安全、简便与经济的核分析有效工具。　　　　10MW 高温气冷实验堆　　　　10兆瓦高温气冷实验堆于1995年6月动工兴建，到2000年底，成功实现临界，2002年底达到满功率运行，营运单位为清华大学核能与新能源技术研究院。高温气冷堆是一种新型的、具有良好安全特性的先进核反应堆，它的安全性好，发电效率高（采用蒸汽循环方式发电效率可达40％左右，采用氦气-蒸汽联合循环方式发电效率可达 48％左右），可以建在人口稠密的城市附近，就近经济地供电供热，它能提供高达950℃的高温工艺热，除了实现安全、高效、经济发电外，还可用于热电联供、稠油热采、石化工业及煤的气化液化以及其他需要大量高温工艺热的部门，它可以使用铀、钍两种不同的核燃料，而且实现可以不停堆进行换料，因而在长远能源系统中具有广阔的应用和发展前景。　　　　游泳池式屏蔽实验反应堆　　　　游泳池式屏蔽试验反应堆建成于1964年，总使用面积为13410平方米，是我国第一座自行设计建造的核反应堆，至今已安全运行近40年，营运单位为清华大学核能与新能源技术研究院。　　　　堆主体设备为屏蔽试验反应堆，与其有关的设备共计233台件。该反应堆是轻水冷却慢化的游泳池式反应堆，自1992年开始对该堆实行大规模的分阶段整治以来，该堆在科研中发挥了更新更大的作用。在屏蔽试验反应堆上先后开展了多项辐射实验研究以及余热供暖实验研究，例如中子照像研究和生物辐照实验，电子元器件抗辐照加固实验，中子嬗变掺杂单晶硅及核孔膜的辐照生产，以及中子活化分析的实验研究等，目前正在开展核径迹防伪等实验研究。　　　　5MW低温核供热反应堆　　　　5MW低温核供热堆建成于1989年，总使用面积1500平方米，营运单位为清华大学核能与新能源技术研究院。其设备主体为1989年建成的5兆瓦低温核供热堆以及1991年建成的发电实验室和1992年建成的制冷实验室。5兆瓦低温核供热堆具有一体化布置、自稳压、全功率自然循环冷却、非能动余热排出、采用新型水力驱动控制棒等先进的技术特点。在该堆上先后开展了供热堆运行特性研究，热电联供实验研究，核能低温制冷实验研究，核能海水淡化实验研究等。　　　　快中子反应堆　　　　快中子增殖反应堆（简称快堆）是主要以平均中子能量0.08～0.1MeV的快中子引起裂变链式反应的反应堆，营运单位为中国原子能科学研究院。主要特点是，在热功率约100MW以上的堆运行时，新产生的核燃料钚多于消耗的钚，使钚得到增殖。运行中消耗的是占天然铀99.2%以上的非核燃料铀-238。快堆的乏燃料经后处理，钚返回堆内再烧，多余的钚则用于装载新的快堆。如此循环可使铀资源的利用率从压水堆的约１％提高到60～70％。由于利用率的提高，更贫的铀矿也值得开采，这样可采铀资源将增千倍。在其它热中子反应堆运行时，会产生长寿命强放射性锕系核素（MA），但把这些核素再放入快堆中则可以裂变成一般裂变产物，并获得裂变能，达到变害为利。所以快堆在核燃料循环系统支持下，可使我国核能实现长期可持续地安全供应。　　　　我国在多年研究的基础上，九十年代初我国快堆技术发展开始进入工程发展阶段。中国实验快堆（CEFR）是我国快堆工程技术发展的第一步。设计、建造CEFR的目的是积累快堆电站的设计、建造、运行和维护经验；运行后作为快中子辐照装置，辐照考验燃料和材料，为快堆工程的进一步发展服务。　　　　目前超过1600台较大型设备和90%以上的系统已安装，35%左右的系统已调试，336.6吨核级钠已运抵现场贮存。计划2008年底主要设备和系统安装工作结束，并开始综合冷调试，2009年实现首次临界，%功率并网。核动力装置_图文_百度文库
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