系统概述：反应堆模型 堆芯因核燃料裂变产生巨大的 热能 ，由 主泵 泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经 蒸汽 发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入 蒸汽发生器 。水这样不断地在密闭的 回路 内循环，被称为一回路。

主冷却剂系统可分为：

1.反应堆压力壳

2.蒸汽发生器

3.主泵

4.稳压器

由燃料组件构成的反应堆堆芯放置在一个特制的圆柱体钢质压力容器(反应堆压力壳)内。压力壳的高度约12米、内径约4米、壁厚达20厘米、约重314吨。一个900兆瓦的反应堆主冷却剂系统是由压力壳及三个相同的环路相连组成，即一回路。每一环路设有一台主泵、一台蒸汽发生器，与及连接管道。其中一个环路装设一台稳压器。每一台主泵会带动约155巴(1巴=100千帕)的高压冷却水(普通水)在其环路内经过反应堆堆芯循环流动，这些冷却水不但是用作慢化剂，也将堆芯的热能传送到蒸汽发生器。反应堆出水的温度约为摄氏330度，而入水口的温度约摄氏290度。在这高温及高压状态下的冷却水会处于欠热状态(即冷却水的温度与其沸点有一段距离，因此不会沸腾)。蒸汽发生器是一个约高20米的热交换器，其内部装设了U形传热管，以管壁换热的方式将一回路水的热能传送到二回路，然后把二回路给水转化为蒸汽，以推动涡轮发电机。

稳压器的主要作用是维持一回路冷却水的压力，防止超压。稳压器直径约2米，长约13米，并与一回路内其中一环路的热管段接驳。稳压器上半部为蒸气空间，下半部被水注满。稳压器内顶部设有喷淋嘴，底部装有电加热器。透过控制稳压器内加热器和喷淋水的运作，便可调节稳压器内的水位与及控制一回路的压力。稳压器内的水位由一套精密的系统所控制，以确保稳压器在反应堆功率变化或瞬态情况下，能够正常运作。当压力下降时，系统会自动启动电加热器，以增加蒸汽；在压力上升时，稳压器顶部会喷水，把蒸汽凝成水，以降低压力。此外，控制系统亦提供保护信号，在稳压器内的压力过高或过低的情况下，令反应堆自动停堆。

反应堆在首次启动时，会放入含有 -252(Cf-252)的一次中子源棒，以提供足够数量的中子进行初次核裂变。此外，亦会同时放入含有锑-123(Sb-123)和铍-9(Be-9)的再生式二次中子源棒，为反应堆的再次起动提供中子，以启动核裂变。为确保核安全及控制反应堆的核裂变，部份燃料组件装配有控制棒，控制棒组件由星型架及多根含银(Ag)、铟(In)和镉(Cd)的中子吸收体棒所组成，因此移动控制棒的上下位置就可以控制反应堆内中子的数目与及核裂变。这些控制棒组件配备了驱动机械，可将控制棒提升或插入堆芯，以控制反应堆的起动、调节输出功率、特别是实现正常停堆与及快速停堆的功能。此外，压水式反应堆的核裂变也可透过调节一回路内冷却剂中的硼浓度来控制(硼亦是一种中子吸收体)。当反应堆启动及达到既定功率之后，会维持在临界状态，以确保其稳定的运作。在需要紧急停堆时，只须切断控制棒驱动机械的电源，控制棒便会因地心吸力而快速下坠至反应堆堆芯，立即停止核裂变。

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

、AP1000MW核电站模拟实训模型

规格:3000×1600×1500mm

由核电站厂房、核岛和常规岛组成，如图2所示;包括:核岛、汽轮机厂房、附属厂房、柴油发电机厂房和放射性废物厂房。核岛由安全壳厂房、屏蔽厂房和核辅助厂房组成,核岛的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，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。常规岛模型主要包括汽轮机组及二回等系统;各设备工质管道采用LED灯光流动演示;

AP1000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。板面设备制作成半剖式结构，工艺流程采用LED灯管分色演示生产过程。主要组成系统:

(1)核岛主要系统模型

反应堆冷却系统一RCS;非能动堆芯冷却系统一PXS;非能动安全壳冷却系统一PCS;化学容积控制系统一CVS;正常余热排出系统一RXS;设冷水系统一CCS;蒸汽发生器排污系统一BDS;乏燃料池冷却系统一SFS一回路取样系统一PSS;液体废物系统一WLS;装换料系统一FHS;蒸汽发生器系统一SGS;主给水和启动给水系统一FWS;安全壳系统一CNS。