什么设备不在压水堆核电厂一回路上

A. 核电站都有哪些设备

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。

B. 核电站压水堆和沸水堆的区别其中先进技术是什么在建核电站中哪些是AP1000技术其他采用什么技术

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。
沸水堆与压水堆的详细比较：①沸水堆与压水堆同属轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，并使用饱和汽轮机。②沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器。③对于失水事故的处理，沸水堆的应急堆芯冷却系统中有两个分系统都从堆芯上方直接喷淋注水，压水堆的应急注水通过环路管道从堆芯底部注入冷却水。④沸水堆直接产生蒸汽，有N16的放射性问题，还有燃料棒破损时的气体和挥发性裂变产物都会直接污染汽轮机系统。⑤沸水堆压力容器底部除有为数众多的控制棒开孔外，尚有中子探测器开孔，增加了小失水事故的可能性。⑥控制棒驱动机构较复杂，可靠性要求高。⑦沸水堆控制棒自堆底引入，发生"未能应急停堆预计瞬态"的可能性比压水堆的大。"未能应急停堆预计瞬态"指发生某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入。而且压水堆内水压很高，达到大气压的150倍，水在堆内温度升高的很快但不沸腾，流到蒸汽发生器来为另一个循环中的水来加热。而沸水堆则允许水在堆内沸腾，产生蒸汽，并把蒸汽直接输送倒搜用之处。
山东海阳、浙江三门、湖南桃花江、湖北咸宁都是采用AP1000技术，辽宁红沿河、广东阳江、广西防城港、福建宁德都是中广核的CPR1000+技术，福建福清采用M310加改进堆型、海南昌江采用CNP600技术。

C. 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

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D. 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。

E. 核电厂一回路，二回路有哪些设备

一回路主要有：反应堆，稳压器，主泵，蒸汽发生器一次侧。
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、蒸汽发生器二次侧、汽水分离再热器等设备组成。

F. 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。