反应堆热工水力学1.ppt

中国电力投资集团中国电力投资集团中国电力投资集团中国电力投资集团核电培训课程核电培训课程核电培训课程核电培训课程反响堆热工水力学反响堆热工水力学2005. 09.2005. 09.上海交通大学上海交通大学上海交通大学上海交通大学 核科学与系统工程系核科学与系统工程系核科学与系统工程系核科学与系统工程系第一章第一章 绪绪 论论  能源能源能源能源 例如：例如：   碳或氢原子与氧原子之间的结合〔化合反响〕碳或氢原子与氧原子之间的结合〔化合反响〕 燃烧，燃烧，combustion；；   来自太阳，极高温下氢原子四个核子的结合〔热核反响〕来自太阳，极高温下氢原子四个核子的结合〔热核反响〕 thermonuclear ；；  地球上各种能源，如：植物、生物体〔有机体〕地球上各种能源，如：植物、生物体〔有机体〕  最终转变为化石燃料最终转变为化石燃料   来自于核子之间的反响：重核裂变〔来自于核子之间的反响：重核裂变〔fission〕为两个或多〕为两个或多个稍轻一些的核个稍轻一些的核  核能，核能，nuclear energy ；；   来自放射性同位素衰变能的利用；来自放射性同位素衰变能的利用；   在研：两个轻核聚变〔在研：两个轻核聚变〔fusion〕为一个稍重些的核，释放〕为一个稍重些的核，释放大量能量大量能量  寻找一种实用可行的方法来利用聚变能寻找一种实用可行的方法来利用聚变能 。

人类的能源本质上来自于原子或核子之间的各类反响人类的能源本质上来自于原子或核子之间的各类反响人类的能源本质上来自于原子或核子之间的各类反响人类的能源本质上来自于原子或核子之间的各类反响  能量转换的反响过程能量转换的反响过程     最根本的能源都是由各类反响转化〔释放或吸收〕而来最根本的能源都是由各类反响转化〔释放或吸收〕而来最根本的能源都是由各类反响转化〔释放或吸收〕而来最根本的能源都是由各类反响转化〔释放或吸收〕而来     涉及原子的反响是化学反响涉及原子的反响是化学反响涉及原子的反响是化学反响涉及原子的反响是化学反响  两个或多个原子结合〔化合〕或别两个或多个原子结合〔化合〕或别两个或多个原子结合〔化合〕或别两个或多个原子结合〔化合〕或别离〔分解〕而形成新物质的过程如，一个碳原子与两个氧原子结合而形离〔分解〕而形成新物质的过程如，一个碳原子与两个氧原子结合而形离〔分解〕而形成新物质的过程如，一个碳原子与两个氧原子结合而形离〔分解〕而形成新物质的过程如，一个碳原子与两个氧原子结合而形成二氧化碳的燃烧过程。

成二氧化碳的燃烧过程成二氧化碳的燃烧过程成二氧化碳的燃烧过程 化学反响通过共用或交换其轨道电子进行，反响前后原子核并不受影化学反响通过共用或交换其轨道电子进行，反响前后原子核并不受影化学反响通过共用或交换其轨道电子进行，反响前后原子核并不受影化学反响通过共用或交换其轨道电子进行，反响前后原子核并不受影响，反响物质质量变化几乎可忽略〔放热反响，减小；吸热反响，增加〕响，反响物质质量变化几乎可忽略〔放热反响，减小；吸热反响，增加〕响，反响物质质量变化几乎可忽略〔放热反响，减小；吸热反响，增加〕响，反响物质质量变化几乎可忽略〔放热反响，减小；吸热反响，增加〕     涉及核的反响是核反响涉及核的反响是核反响涉及核的反响是核反响涉及核的反响是核反响  核反响过程中既有原子中核子的变化，核反响过程中既有原子中核子的变化，核反响过程中既有原子中核子的变化，核反响过程中既有原子中核子的变化，也存在轨道电子数的变化也存在轨道电子数的变化也存在轨道电子数的变化也存在轨道电子数的变化 核反响的类型有多种，但其中大规模产能的是裂变与聚变。

而产能稍核反响的类型有多种，但其中大规模产能的是裂变与聚变而产能稍核反响的类型有多种，但其中大规模产能的是裂变与聚变而产能稍核反响的类型有多种，但其中大规模产能的是裂变与聚变而产能稍小但也很有用的是放射性同位素的衰变小但也很有用的是放射性同位素的衰变小但也很有用的是放射性同位素的衰变小但也很有用的是放射性同位素的衰变  各类能量转换的量级与能量转换矩阵〔各类能量转换的量级与能量转换矩阵〔1 1〕〕     各类反响的能量量级各类反响的能量量级各类反响的能量量级各类反响的能量量级反应反应每一反应大每一反应大致的能量值致的能量值类型类型MeVJ化学反应化学反应3   4 10 -65   6.5  10 -19聚聚 变变3   185   30  10 -13裂裂 变变2003.2  10 -11放射能放射能1   51.6   8  10 -13  各类能量转换的量级与能量转换矩阵〔各类能量转换的量级与能量转换矩阵〔2 2〕〕     “ “能量转换矩阵〞能量转换矩阵〞能量转换矩阵〞能量转换矩阵〞 有许多形式的能量，它们之间可互相转换。

下表中的有许多形式的能量，它们之间可互相转换下表中的有许多形式的能量，它们之间可互相转换下表中的有许多形式的能量，它们之间可互相转换下表中的“ “能量转换矩能量转换矩能量转换矩能量转换矩阵〞给出了现有技术水平条件下主要形式能量之间的转换关系：阵〞给出了现有技术水平条件下主要形式能量之间的转换关系：阵〞给出了现有技术水平条件下主要形式能量之间的转换关系：阵〞给出了现有技术水平条件下主要形式能量之间的转换关系：转转转转 换换换换至至至至重力能重力能重力能重力能动动动动 能能能能热热热热 能能能能化学能化学能化学能化学能核核核核 能能能能电电电电 能能能能电磁能电磁能电磁能电磁能重力能重力能重力能重力能物体下落物体下落物体下落物体下落动动动动 能能能能提升物体提升物体提升物体提升物体（运载火箭）（运载火箭）（运载火箭）（运载火箭）摩摩摩摩 擦擦擦擦（刹（刹（刹（刹 车）车）车）车）射射射射 解解解解发电机、发电机、发电机、发电机、MHDMHD发电发电发电发电加速电荷加速电荷加速电荷加速电荷（回旋加速器）（回旋加速器）（回旋加速器）（回旋加速器）、阴极射线、阴极射线、阴极射线、阴极射线管管管管热热热热 能能能能热膨胀热膨胀热膨胀热膨胀（汽（汽（汽（汽轮机）轮机）轮机）轮机）、内、内、内、内燃机燃机燃机燃机相变相变相变相变（沸腾）（沸腾）（沸腾）（沸腾）、、、、热热热热 解解解解热电、热离热电、热离热电、热离热电、热离子、热磁、子、热磁、子、热磁、子、热磁、铁电铁电铁电铁电热辐射热辐射热辐射热辐射化学能化学能化学能化学能肌肌肌肌 肉肉肉肉燃燃燃燃 烧烧烧烧电池、电池、电池、电池、燃料电磁燃料电磁燃料电磁燃料电磁化学发光化学发光化学发光化学发光（萤火虫）（萤火虫）（萤火虫）（萤火虫）核核核核 能能能能放射性放射性放射性放射性（（（（   粒子、核粒子、核粒子、核粒子、核爆炸爆炸爆炸爆炸））））裂裂裂裂 变、变、变、变、聚聚聚聚 变变变变辐射催化辐射催化辐射催化辐射催化（联（联（联（联氨厂）氨厂）氨厂）氨厂）、离子、离子、离子、离子化化化化（云室）（云室）（云室）（云室）直接收集装直接收集装直接收集装直接收集装置置置置（核电池）（核电池）（核电池）（核电池）    - - 中子反中子反中子反中子反应应应应（（（（CoCo6060源、源、源、源、核爆炸）核爆炸）核爆炸）核爆炸）电电电电 能能能能电机、电致电机、电致电机、电致电机、电致伸缩伸缩伸缩伸缩（声纳（声纳（声纳（声纳发射器）发射器）发射器）发射器）欧姆加热欧姆加热欧姆加热欧姆加热电解电解电解电解（电解铝）（电解铝）（电解铝）（电解铝）、、、、电池充电电池充电电池充电电池充电电磁辐射、电磁辐射、电磁辐射、电磁辐射、电致发光电致发光电致发光电致发光电磁能电磁能电磁能电磁能太阳电池、太阳电池、太阳电池、太阳电池、辐射计辐射计辐射计辐射计热辐射吸收热辐射吸收热辐射吸收热辐射吸收光合作用光合作用光合作用光合作用（植（植（植（植物）物）物）物）光化学光化学光化学光化学（观（观（观（观光胶卷）光胶卷）光胶卷）光胶卷）    - -中子反中子反中子反中子反应应应应（（（（BeBe9 9+ +     BeBe8 8+n+n））））光电光电光电光电（曝光（曝光（曝光（曝光表）表）表）表）、射电、、射电、、射电、、射电、太阳电磁太阳电磁太阳电磁太阳电磁“ “能量转换矩阵〞能量转换矩阵〞能量转换矩阵〞能量转换矩阵〞  核能转换与应用核能转换与应用核能转换与应用核能转换与应用     核能转化为电能核能转化为电能核能转化为电能核能转化为电能是主要的工业化应用形式。

是主要的工业化应用形式是主要的工业化应用形式是主要的工业化应用形式     这种转化可以是一步或多步的：这种转化可以是一步或多步的：这种转化可以是一步或多步的：这种转化可以是一步或多步的：   单步法单步法单步法单步法：用直接收集装置，直接由：用直接收集装置，直接由：用直接收集装置，直接由：用直接收集装置，直接由核能核能核能核能转化为转化为转化为转化为电能电能电能电能，亦称，亦称，亦称，亦称核核核核电池电池电池电池；；；；   两步法两步法两步法两步法：：：：核能核能核能核能通过裂变或聚变转化为通过裂变或聚变转化为通过裂变或聚变转化为通过裂变或聚变转化为热能热能热能热能，然后利用热电效，然后利用热电效，然后利用热电效，然后利用热电效应或热离子效应转化为应或热离子效应转化为应或热离子效应转化为应或热离子效应转化为电能电能电能电能；；；；   三步法三步法三步法三步法：：：：核能核能核能核能通过裂变或聚变转化为通过裂变或聚变转化为通过裂变或聚变转化为通过裂变或聚变转化为热能热能热能热能，通过加热流体在，通过加热流体在，通过加热流体在，通过加热流体在汽轮机中的热膨胀转化为汽轮机中的热膨胀转化为汽轮机中的热膨胀转化为汽轮机中的热膨胀转化为动能动能动能动能；最后通过发电机由动能转化为；最后通过发电机由动能转化为；最后通过发电机由动能转化为；最后通过发电机由动能转化为电能电能电能电能。

   第三种方法就是多数裂变型现代第三种方法就是多数裂变型现代第三种方法就是多数裂变型现代第三种方法就是多数裂变型现代核电厂核电厂核电厂核电厂的主要能量转化方式的主要能量转化方式的主要能量转化方式的主要能量转化方式  核反响堆简介〔复习〕核反响堆简介〔复习〕     核反响堆核反响堆核反响堆核反响堆  利用原子核可控链式裂变反响释放出来的能量进行利用原子核可控链式裂变反响释放出来的能量进行利用原子核可控链式裂变反响释放出来的能量进行利用原子核可控链式裂变反响释放出来的能量进行发电或提供动力的装置发电或提供动力的装置发电或提供动力的装置发电或提供动力的装置 其中，链式裂变反响释放出来的能量首先在燃料元件内转化为热能，其中，链式裂变反响释放出来的能量首先在燃料元件内转化为热能，其中，链式裂变反响释放出来的能量首先在燃料元件内转化为热能，其中，链式裂变反响释放出来的能量首先在燃料元件内转化为热能，然后通过导热、对流和辐射等方式传递给冷却剂然后通过导热、对流和辐射等方式传递给冷却剂。

然后通过导热、对流和辐射等方式传递给冷却剂然后通过导热、对流和辐射等方式传递给冷却剂    核反响堆根据冷却剂的不同根本上可以分为水冷堆、气冷堆和液态核反响堆根据冷却剂的不同根本上可以分为水冷堆、气冷堆和液态核反响堆根据冷却剂的不同根本上可以分为水冷堆、气冷堆和液态核反响堆根据冷却剂的不同根本上可以分为水冷堆、气冷堆和液态金属冷却堆，各类核反响堆的根本特征如下：金属冷却堆，各类核反响堆的根本特征如下：金属冷却堆，各类核反响堆的根本特征如下：金属冷却堆，各类核反响堆的根本特征如下： 堆型堆型堆型堆型中子谱中子谱中子谱中子谱慢化剂慢化剂慢化剂慢化剂冷却剂冷却剂冷却剂冷却剂燃料形态燃料形态燃料形态燃料形态燃料富集度燃料富集度燃料富集度燃料富集度压水堆压水堆压水堆压水堆热中子热中子热中子热中子HH2 2OOHH2 2OOUOUO2 23%3%左右左右左右左右沸水堆沸水堆沸水堆沸水堆热中子热中子热中子热中子HH2 2OOHH2 2OOUOUO2 23%3%左右左右左右左右重水堆重水堆重水堆重水堆热中子热中子热中子热中子D D2 2OOD D2 2OOUOUO2 2天然铀或稍天然铀或稍天然铀或稍天然铀或稍浓缩铀浓缩铀浓缩铀浓缩铀高温气冷堆高温气冷堆高温气冷堆高温气冷堆热中子热中子热中子热中子石墨石墨石墨石墨氦气氦气氦气氦气UOUO2 2 , UC, , UC, ThOThO2 27 7   2020％％％％钠冷快堆钠冷快堆钠冷快堆钠冷快堆快中子快中子快中子快中子无无无无液态钠液态钠液态钠液态钠UOUO2 2 /PuO /PuO2 21515   2020％％％％1 1、压水堆、压水堆、压水堆、压水堆 压水堆的冷却剂是压水堆的冷却剂是压水堆的冷却剂是压水堆的冷却剂是轻水轻水轻水轻水。

一方面压水堆又不允许水在堆内沸腾，另一方面压水堆又不允许水在堆内沸腾，另一方面压水堆又不允许水在堆内沸腾，另一方面压水堆又不允许水在堆内沸腾，另一方面为了提高转化效率，要求提高冷却剂的温度，一方面为了提高转化效率，要求提高冷却剂的温度，一方面为了提高转化效率，要求提高冷却剂的温度，一方面为了提高转化效率，要求提高冷却剂的温度，因此在使用轻水做因此在使用轻水做因此在使用轻水做因此在使用轻水做冷却剂时，要提高冷却剂系统压力冷却剂时，要提高冷却剂系统压力冷却剂时，要提高冷却剂系统压力冷却剂时，要提高冷却剂系统压力 由于水的由于水的由于水的由于水的慢化能力慢化能力慢化能力慢化能力及及及及载热能力载热能力载热能力载热能力都好，所以用水做慢化剂和冷却剂的都好，所以用水做慢化剂和冷却剂的都好，所以用水做慢化剂和冷却剂的都好，所以用水做慢化剂和冷却剂的轻水堆，轻水堆，轻水堆，轻水堆，结构紧凑结构紧凑结构紧凑结构紧凑，，，，堆芯体积小堆芯体积小堆芯体积小堆芯体积小，，，，堆芯功率密度大堆芯功率密度大堆芯功率密度大堆芯功率密度大因此体积相同时，体积相同时，体积相同时，体积相同时，轻水堆功率最高或者在相同功率下，轻水堆比其他堆的体积小轻水堆功率最高或者在相同功率下，轻水堆比其他堆的体积小轻水堆功率最高或者在相同功率下，轻水堆比其他堆的体积小轻水堆功率最高或者在相同功率下，轻水堆比其他堆的体积小。

这是轻这是轻水堆的主要优点，也是轻水堆的基建费用低，建设周期短的主要原因水堆的主要优点，也是轻水堆的基建费用低，建设周期短的主要原因水堆的主要优点，也是轻水堆的基建费用低，建设周期短的主要原因水堆的主要优点，也是轻水堆的基建费用低，建设周期短的主要原因 热力效率：热力效率：热力效率：热力效率：   3333％ Steam压水堆核电厂热力、水力过程压水堆核电厂热力、水力过程一回路A. A. 燃料与燃料元件燃料与燃料元件燃料与燃料元件燃料与燃料元件 燃料芯块：燃料芯块：燃料芯块：燃料芯块：压水堆燃料是高温烧结的圆柱形压水堆燃料是高温烧结的圆柱形压水堆燃料是高温烧结的圆柱形压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块；直径约二氧化铀陶瓷块；直径约二氧化铀陶瓷块；直径约二氧化铀陶瓷块；直径约8 8毫米，高毫米，高毫米，高毫米，高1313毫米其中中中中U-235U-235浓缩度约浓缩度约浓缩度约浓缩度约3 3％ 燃料元件：燃料元件：燃料元件：燃料元件：燃料芯块一个个地重叠着放在外燃料芯块一个个地重叠着放在外燃料芯块一个个地重叠着放在外燃料芯块一个个地重叠着放在外径约径约径约径约9.59.5毫米，厚约毫米，厚约毫米，厚约毫米，厚约0.570.57毫米的锆合金管内，锆管毫米的锆合金管内，锆管毫米的锆合金管内，锆管毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。

燃料芯块完全封闭在锆合金管内两端有端塞燃料芯块完全封闭在锆合金管内两端有端塞燃料芯块完全封闭在锆合金管内两端有端塞燃料芯块完全封闭在锆合金管内这种锆合金管称为燃料元件包壳这种锆合金管称为燃料元件包壳这种锆合金管称为燃料元件包壳这种锆合金管称为燃料元件包壳 燃料组件：燃料组件：燃料组件：燃料组件：燃料元件用定位格架定位，组成燃料元件用定位格架定位，组成燃料元件用定位格架定位，组成燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃料组件横截面是正方形的燃料组件横截面是正方形的燃料组件横截面是正方形的燃料组件每一个燃料组件包每一个燃料组件包每一个燃料组件包每一个燃料组件包括括括括200200多根燃料元件多根燃料元件多根燃料元件多根燃料元件 一一一一般般般般是是是是将将将将燃燃燃燃料料料料元元元元件件件件排排排排列列列列成成成成横横横横1717排排排排、、、、纵纵纵纵1717行行行行的的的的17×1717×17的的的的组组组组件件件件，，，，中中中中间间间间有有有有些些些些位位位位置置置置空空空空出出出出来来来来放放放放控控控控制制制制棒棒棒棒。

控控控控制制制制棒棒棒棒的的的的上上上上部部部部连连连连成成成成－－－－体体体体成成成成为为为为棒棒棒棒束束束束每每每每一一一一个个个个棒棒棒棒束束束束都都都都在在在在相相相相应应应应的的的的燃燃燃燃料料料料组组组组件件件件内内内内上上上上下下下下运运运运动动动动控控控控制制制制棒棒棒棒在在在在堆堆堆堆内内内内布布布布置置置置得得得得很很很很分分分分散散散散，，，，以以以以便便便便堆堆堆堆内内内内造造造造成成成成平平平平坦坦坦坦的的的的中中中中子子子子通通通通量量量量分分分分布布布布燃燃燃燃料料料料组组组组件件件件外外外外面面面面不不不不加加加加装装装装方方方方形形形形盒盒盒盒，，，，以以以以利利利利于于于于冷冷冷冷却却却却剂剂剂剂的的的的横向流动加上端部构件，整个元件长约四米，横截面为边长约横向流动加上端部构件，整个元件长约四米，横截面为边长约横向流动加上端部构件，整个元件长约四米，横截面为边长约横向流动加上端部构件，整个元件长约四米，横截面为边长约2020厘米的正方形厘米的正方形厘米的正方形厘米的正方形B. B. 压水堆压力容器压水堆压力容器压水堆压力容器压水堆压力容器 由燃料组件组成的堆芯放在压力容器内。

堆芯由燃料组件组成的堆芯放在压力容器内堆芯由燃料组件组成的堆芯放在压力容器内堆芯由燃料组件组成的堆芯放在压力容器内堆芯放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括4000040000多根多根多根多根3 3米多长、比铅笔略粗的燃料元件控制棒由米多长、比铅笔略粗的燃料元件控制棒由米多长、比铅笔略粗的燃料元件控制棒由米多长、比铅笔略粗的燃料元件控制棒由上部插入堆芯在压力容器顶部有控制棒驱动机构上部插入堆芯在压力容器顶部有控制棒驱动机构上部插入堆芯在压力容器顶部有控制棒驱动机构上部插入堆芯在压力容器顶部有控制棒驱动机构作为慢化剂和冷却剂的水由压力容器侧面进入，经作为慢化剂和冷却剂的水由压力容器侧面进入，经作为慢化剂和冷却剂的水由压力容器侧面进入，经作为慢化剂和冷却剂的水由压力容器侧面进入，经吊篮和压力容器之间的环隙，再从下部进入堆芯吊篮和压力容器之间的环隙，再从下部进入堆芯吊篮和压力容器之间的环隙，再从下部进入堆芯吊篮和压力容器之间的环隙，再从下部进入堆芯冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，从堆芯冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，从堆芯冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，从堆芯冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，从堆芯上部流出压力容器。

一般入口水温约上部流出压力容器一般入口水温约上部流出压力容器一般入口水温约上部流出压力容器一般入口水温约300300   C C，出口，出口，出口，出口水温水温水温水温332332   C C，堆内压力，堆内压力，堆内压力，堆内压力15.5MPa15.5MPa一座100100万万万万kWkW的的的的压水堆，每小时冷却剂流量约压水堆，每小时冷却剂流量约压水堆，每小时冷却剂流量约压水堆，每小时冷却剂流量约60000 t60000 t冷却剂在一冷却剂在一冷却剂在一冷却剂在一回路内往复循环，并在循环过程中不断抽出一局部，回路内往复循环，并在循环过程中不断抽出一局部，回路内往复循环，并在循环过程中不断抽出一局部，回路内往复循环，并在循环过程中不断抽出一局部，净化后再返回一回路高温水从压力容器上部离开净化后再返回一回路高温水从压力容器上部离开净化后再返回一回路高温水从压力容器上部离开净化后再返回一回路高温水从压力容器上部离开反响堆，进入蒸汽发生器一次侧反响堆，进入蒸汽发生器一次侧反响堆，进入蒸汽发生器一次侧反响堆，进入蒸汽发生器一次侧 一座百万千瓦级压水堆，压力容器直径达一座百万千瓦级压水堆，压力容器直径达一座百万千瓦级压水堆，压力容器直径达一座百万千瓦级压水堆，压力容器直径达4m4m左右，壁厚约左右，壁厚约左右，壁厚约左右，壁厚约0.2m0.2m，重约，重约，重约，重约400t400t，高达，高达，高达，高达13m13m以上。

以上控制棒组件控制棒组件控制棒组件控制棒组件压压水水堆堆压压力力容容器器C. C. 稳压器稳压器稳压器稳压器 当冷却剂温度由室温升到三百多摄氏度时，体积会有很大的膨胀由当冷却剂温度由室温升到三百多摄氏度时，体积会有很大的膨胀由当冷却剂温度由室温升到三百多摄氏度时，体积会有很大的膨胀由当冷却剂温度由室温升到三百多摄氏度时，体积会有很大的膨胀由于体积膨胀及其他原因，如果不采取措施，在一回路内冷却剂压力会波动，于体积膨胀及其他原因，如果不采取措施，在一回路内冷却剂压力会波动，于体积膨胀及其他原因，如果不采取措施，在一回路内冷却剂压力会波动，于体积膨胀及其他原因，如果不采取措施，在一回路内冷却剂压力会波动，从而使反响堆运行工况不稳定因此，在压力容器冷却剂出口和蒸汽发生从而使反响堆运行工况不稳定因此，在压力容器冷却剂出口和蒸汽发生从而使反响堆运行工况不稳定因此，在压力容器冷却剂出口和蒸汽发生从而使反响堆运行工况不稳定因此，在压力容器冷却剂出口和蒸汽发生器之间有稳压器稳压器下部为水，采用电加热器在稳压器上部产生蒸汽器之间有稳压器稳压器下部为水，采用电加热器在稳压器上部产生蒸汽。

器之间有稳压器稳压器下部为水，采用电加热器在稳压器上部产生蒸汽器之间有稳压器稳压器下部为水，采用电加热器在稳压器上部产生蒸汽利用蒸汽弹性来保持堆内冷却剂压力稳定利用蒸汽弹性来保持堆内冷却剂压力稳定利用蒸汽弹性来保持堆内冷却剂压力稳定利用蒸汽弹性来保持堆内冷却剂压力稳定秦山二期稳压器秦山二期稳压器秦山二期稳压器秦山二期稳压器D. D. 主泵主泵主泵主泵 冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又回到反响堆冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又回到反响堆冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又回到反响堆冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又回到反响堆一回路冷却剂泵又称主泵一座百万千瓦级压水堆，一回路有三或四条并一回路冷却剂泵又称主泵一座百万千瓦级压水堆，一回路有三或四条并一回路冷却剂泵又称主泵一座百万千瓦级压水堆，一回路有三或四条并一回路冷却剂泵又称主泵一座百万千瓦级压水堆，一回路有三或四条并列的环路每台主循环泵的冷却水流量为每小时列的环路每台主循环泵的冷却水流量为每小时列的环路每台主循环泵的冷却水流量为每小时列的环路。

每台主循环泵的冷却水流量为每小时2000020000多吨，泵的电机功多吨，泵的电机功多吨，泵的电机功多吨，泵的电机功率为率为率为率为5000 5000     9000kW 9000kW E. E. 蒸汽发生器蒸汽发生器蒸汽发生器蒸汽发生器 蒸汽发生器内有很多管子管外为二回路的水一回路的水流过蒸汽蒸汽发生器内有很多管子管外为二回路的水一回路的水流过蒸汽蒸汽发生器内有很多管子管外为二回路的水一回路的水流过蒸汽蒸汽发生器内有很多管子管外为二回路的水一回路的水流过蒸汽发生器管内时，将携带的热量尽可能多地交给二回路里的水，使二回路的发生器管内时，将携带的热量尽可能多地交给二回路里的水，使二回路的发生器管内时，将携带的热量尽可能多地交给二回路里的水，使二回路的发生器管内时，将携带的热量尽可能多地交给二回路里的水，使二回路的水变成水变成水变成水变成280280   C C左右、左右、左右、左右、6 6   7MPa7MPa的高温蒸汽所以在蒸汽发生器里，一、二的高温蒸汽所以在蒸汽发生器里，一、二的高温蒸汽所以在蒸汽发生器里，一、二的高温蒸汽所以在蒸汽发生器里，一、二回路的水在互不接触情况下，通过管壁发生了热交换。

蒸汽发生器是分隔回路的水在互不接触情况下，通过管壁发生了热交换蒸汽发生器是分隔回路的水在互不接触情况下，通过管壁发生了热交换蒸汽发生器是分隔回路的水在互不接触情况下，通过管壁发生了热交换蒸汽发生器是分隔并连结一、二回路的关键设备并连结一、二回路的关键设备并连结一、二回路的关键设备并连结一、二回路的关键设备     包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是一回路的压力边界它们都安置在平安壳内，称之为核岛是一回路的压力边界它们都安置在平安壳内，称之为核岛是一回路的压力边界它们都安置在平安壳内，称之为核岛是一回路的压力边界它们都安置在平安壳内，称之为核岛 二回路   从蒸汽发生器出来的高温蒸汽，通过汽轮机高压缸后，一局部变成从蒸汽发生器出来的高温蒸汽，通过汽轮机高压缸后，一局部变成了水滴经过汽水别离再热器将水滴别离出来后，剩余的蒸汽又进入汽轮了水滴。

经过汽水别离再热器将水滴别离出来后，剩余的蒸汽又进入汽轮机低压缸继续膨胀，推动叶轮转动从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很机低压缸继续膨胀，推动叶轮转动从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用于是在凝汽器里，让这些低压蒸汽变成水冷凝水低，无法再加以利用于是在凝汽器里，让这些低压蒸汽变成水冷凝水经过高、低加热器后，又回到蒸汽发生器吸收一回路冷却水的热量，变成经过高、低加热器后，又回到蒸汽发生器吸收一回路冷却水的热量，变成高温蒸汽，继续循环高温蒸汽，继续循环 蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程在这个过程中，二回路的蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程在这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将一局部能量交给汽轮机，带动发电机发电，水从蒸汽发生器获得能量，将一局部能量交给汽轮机，带动发电机发电，余下的大局部不能利用的能量交给凝汽器高、低压加热器以蒸汽为热源余下的大局部不能利用的能量交给凝汽器高、低压加热器以蒸汽为热源 “三回路〞   冷却冷凝器用的水在三回路中循环凝汽器实质上是二回路与三冷却冷凝器用的水在三回路中循环。

凝汽器实质上是二回路与三冷却冷凝器用的水在三回路中循环凝汽器实质上是二回路与三冷却冷凝器用的水在三回路中循环凝汽器实质上是二回路与三回路之间的热交换器三回路是一个开式回路，利用它将汽轮机排出的回路之间的热交换器三回路是一个开式回路，利用它将汽轮机排出的回路之间的热交换器三回路是一个开式回路，利用它将汽轮机排出的回路之间的热交换器三回路是一个开式回路，利用它将汽轮机排出的乏汽的难以利用的余热带入江河湖海在凝汽器里，三回路的水与二回乏汽的难以利用的余热带入江河湖海在凝汽器里，三回路的水与二回乏汽的难以利用的余热带入江河湖海在凝汽器里，三回路的水与二回乏汽的难以利用的余热带入江河湖海在凝汽器里，三回路的水与二回路的水也是互不接触，只是通过凝汽器的管壁交换热量路的水也是互不接触，只是通过凝汽器的管壁交换热量路的水也是互不接触，只是通过凝汽器的管壁交换热量路的水也是互不接触，只是通过凝汽器的管壁交换热量 三回路用水量很大一座三回路用水量很大一座三回路用水量很大一座三回路用水量很大一座100100万万万万kWkW压水堆，三回路每小时要压水堆，三回路每小时要压水堆，三回路每小时要压水堆，三回路每小时要4040多万多万多万多万吨冷却水。

三回路的水与一、二回路的冷却水一样，也需要加以净化，吨冷却水三回路的水与一、二回路的冷却水一样，也需要加以净化，吨冷却水三回路的水与一、二回路的冷却水一样，也需要加以净化，吨冷却水三回路的水与一、二回路的冷却水一样，也需要加以净化，不过净化的要求没有一、二回路那么高不过净化的要求没有一、二回路那么高不过净化的要求没有一、二回路那么高不过净化的要求没有一、二回路那么高2 2、其它几种主要反响堆堆型、其它几种主要反响堆堆型、其它几种主要反响堆堆型、其它几种主要反响堆堆型A. A. 沸水堆沸水堆沸水堆沸水堆 沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，不需蒸沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，不需蒸沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，不需蒸沸水堆与压水堆相比有两个优点：第一是省掉了一个回路，不需蒸汽发生器；第二是工作压力可以降低为获得与压水堆同样的蒸汽温度，汽发生器；第二是工作压力可以降低为获得与压水堆同样的蒸汽温度，汽发生器；第二是工作压力可以降低为获得与压水堆同样的蒸汽温度，汽发生器；第二是工作压力可以降低为获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到约沸水堆只需加压到约沸水堆只需加压到约沸水堆只需加压到约72atm72atm，比压水堆低了一倍。

比压水堆低了一倍比压水堆低了一倍比压水堆低了一倍     典型沸水堆堆芯内共有约典型沸水堆堆芯内共有约典型沸水堆堆芯内共有约典型沸水堆堆芯内共有约800800个燃料组件，每个组件为个燃料组件，每个组件为个燃料组件，每个组件为个燃料组件，每个组件为8 8   8 8正方排正方排正方排正方排列、其中含有列、其中含有列、其中含有列、其中含有6262根燃料元件和根燃料元件和根燃料元件和根燃料元件和2 2根空的中央捧〔水捧〕具有十字形断面根空的中央捧〔水捧〕具有十字形断面根空的中央捧〔水捧〕具有十字形断面根空的中央捧〔水捧〕具有十字形断面的控制捧安排在每一组四个组件的中央〔早期压水堆亦用过此种控制棒的控制捧安排在每一组四个组件的中央〔早期压水堆亦用过此种控制棒的控制捧安排在每一组四个组件的中央〔早期压水堆亦用过此种控制棒的控制捧安排在每一组四个组件的中央〔早期压水堆亦用过此种控制棒〕     冷却剂流经堆芯后约有冷却剂流经堆芯后约有冷却剂流经堆芯后约有冷却剂流经堆芯后约有1414％〔重量〕变成蒸汽为得到枯燥蒸汽，％〔重量〕变成蒸汽。

为得到枯燥蒸汽，％〔重量〕变成蒸汽为得到枯燥蒸汽，％〔重量〕变成蒸汽为得到枯燥蒸汽，堆芯上方设置汽水别离器和枯燥器沸水堆控制棒从堆芯下方插入堆芯上方设置汽水别离器和枯燥器沸水堆控制棒从堆芯下方插入堆芯上方设置汽水别离器和枯燥器沸水堆控制棒从堆芯下方插入堆芯上方设置汽水别离器和枯燥器沸水堆控制棒从堆芯下方插入沸水堆核电厂热力、水力过程沸水堆核电厂热力、水力过程沸水堆核电厂热力、水力过程沸水堆核电厂热力、水力过程沸水堆本体结构沸水堆本体结构沸水堆本体结构沸水堆本体结构     流经堆芯的水有流经堆芯的水有流经堆芯的水有流经堆芯的水有1414％变成水蒸汽，其余的水必须再循环沸水堆冷％变成水蒸汽，其余的水必须再循环沸水堆冷％变成水蒸汽，其余的水必须再循环沸水堆冷％变成水蒸汽，其余的水必须再循环沸水堆冷却剂循环流程特点是具有一冷却剂再循环系统冷却剂的堆内循环由喷射却剂循环流程特点是具有一冷却剂再循环系统冷却剂的堆内循环由喷射却剂循环流程特点是具有一冷却剂再循环系统冷却剂的堆内循环由喷射却剂循环流程特点是具有一冷却剂再循环系统冷却剂的堆内循环由喷射泵推动。

喷射泵布置于堆芯外围，外置的循环泵驱动冷却剂在喷射泵入口泵推动喷射泵布置于堆芯外围，外置的循环泵驱动冷却剂在喷射泵入口泵推动喷射泵布置于堆芯外围，外置的循环泵驱动冷却剂在喷射泵入口泵推动喷射泵布置于堆芯外围，外置的循环泵驱动冷却剂在喷射泵入口产生高速射流，引射带动汽水别离器别离的饱和水与循环回路返回的给水产生高速射流，引射带动汽水别离器别离的饱和水与循环回路返回的给水产生高速射流，引射带动汽水别离器别离的饱和水与循环回路返回的给水产生高速射流，引射带动汽水别离器别离的饱和水与循环回路返回的给水在堆内循环大多数沸水堆都设置两台循环泵，每台泵通过－个联箱给在堆内循环大多数沸水堆都设置两台循环泵，每台泵通过－个联箱给在堆内循环大多数沸水堆都设置两台循环泵，每台泵通过－个联箱给在堆内循环大多数沸水堆都设置两台循环泵，每台泵通过－个联箱给10 10    1212台喷射泵提供台喷射泵提供台喷射泵提供台喷射泵提供“ “驱动流〞，带动其余的水进行再循环驱动流〞，带动其余的水进行再循环驱动流〞，带动其余的水进行再循环驱动流〞，带动其余的水进行再循环 优点：优点：优点：优点：①①①① 可利用较小的循环泵流量获得较大堆芯冷却剂流量，利于可利用较小的循环泵流量获得较大堆芯冷却剂流量，利于可利用较小的循环泵流量获得较大堆芯冷却剂流量，利于可利用较小的循环泵流量获得较大堆芯冷却剂流量，利于堆芯传热；堆芯传热；堆芯传热；堆芯传热；②②②② 突然断电循环泵停转时，冷却剂可流过喷射泵这一畅通流突然断电循环泵停转时，冷却剂可流过喷射泵这一畅通流突然断电循环泵停转时，冷却剂可流过喷射泵这一畅通流突然断电循环泵停转时，冷却剂可流过喷射泵这一畅通流道形成较大自然循环流量。

道形成较大自然循环流量道形成较大自然循环流量道形成较大自然循环流量     冷却剂的再循环流量取决于向喷射泵注水率，后者可由循环泵转速冷却剂的再循环流量取决于向喷射泵注水率，后者可由循环泵转速冷却剂的再循环流量取决于向喷射泵注水率，后者可由循环泵转速冷却剂的再循环流量取决于向喷射泵注水率，后者可由循环泵转速来控制沸水堆功率同再循环流率大体上成线性关系，调节循环泵的转速来控制沸水堆功率同再循环流率大体上成线性关系，调节循环泵的转速来控制沸水堆功率同再循环流率大体上成线性关系，调节循环泵的转速来控制沸水堆功率同再循环流率大体上成线性关系，调节循环泵的转速即可在相当范围内改变沸水堆的功率，而不必移动控制棒即可在相当范围内改变沸水堆的功率，而不必移动控制棒即可在相当范围内改变沸水堆的功率，而不必移动控制棒即可在相当范围内改变沸水堆的功率，而不必移动控制棒ABWRABWRB. B. 重水堆重水堆重水堆重水堆     为什么重水堆可采用天然铀做燃料？为什么重水堆可采用天然铀做燃料？为什么重水堆可采用天然铀做燃料？为什么重水堆可采用天然铀做燃料？〔考虑〔考虑〔考虑〔考虑“ “慢化比〞慢化比〞慢化比〞慢化比〞= =慢化能力慢化能力慢化能力慢化能力( (s)/s)/吸收能力吸收能力吸收能力吸收能力( (   a)a)〕〕〕〕     以以以以CANDUCANDU堆〔加压重水堆〔堆〔加压重水堆〔堆〔加压重水堆〔堆〔加压重水堆〔PHWRPHWR〕〕为例：〕〕为例：〕〕为例：〕〕为例：     重水慢化长度较长，不可做成稠密栅；重水慢化长度较长，不可做成稠密栅；重水慢化长度较长，不可做成稠密栅；重水慢化长度较长，不可做成稠密栅；     慢化剂系统与冷却剂系统是分开的；慢化剂系统与冷却剂系统是分开的；慢化剂系统与冷却剂系统是分开的；慢化剂系统与冷却剂系统是分开的；     流程：流程：流程：流程：冷却剂流程：冷却剂流程：冷却剂流程：冷却剂流程： 压力管压力管压力管压力管  支管支管支管支管  集管〔集箱〕集管〔集箱〕集管〔集箱〕集管〔集箱〕 蒸汽发生器蒸汽发生器蒸汽发生器蒸汽发生器  主泵主泵主泵主泵  集管〔集箱集管〔集箱集管〔集箱集管〔集箱〕〕〕〕  支管支管支管支管  压力管。

压力管能量转换过程：核裂变释热能量转换过程：核裂变释热能量转换过程：核裂变释热能量转换过程：核裂变释热  冷却剂〔压力管中重水〕热能冷却剂〔压力管中重水〕热能冷却剂〔压力管中重水〕热能冷却剂〔压力管中重水〕热能 〔约〔约〔约〔约9090   100atm100atm、、、、300300   C C〕〕〕〕  二回路蒸汽〔轻水〕动能二回路蒸汽〔轻水〕动能二回路蒸汽〔轻水〕动能二回路蒸汽〔轻水〕动能  汽轮机转子动能汽轮机转子动能汽轮机转子动能汽轮机转子动能  电能电能电能电能    堆芯构成：堆芯构成：堆芯构成：堆芯构成：天然天然天然天然UOUO2 2芯块芯块芯块芯块燃料棒燃料棒燃料棒燃料棒(37(37根根根根) )燃料棒束组件燃料棒束组件燃料棒束组件燃料棒束组件(9(9   1212个，串接个，串接个，串接个，串接) )燃料管道组件燃料管道组件燃料管道组件燃料管道组件( (置于置于置于置于) )压力管压力管压力管压力管( (内内内内) )( (置于置于置于置于) )排管排管排管排管( (内内内内) )，间隙，间隙，间隙，间隙COCO2 2排管容器排管容器排管容器排管容器    重水堆的特点：重水堆的特点：重水堆的特点：重水堆的特点：    重水吸收热中子几率小，故中子经济性好。

重水堆可用天然铀为核重水吸收热中子几率小，故中子经济性好重水堆可用天然铀为核重水吸收热中子几率小，故中子经济性好重水堆可用天然铀为核重水吸收热中子几率小，故中子经济性好重水堆可用天然铀为核燃料从而建造重水堆国家，不必建造浓缩铀厂；燃料从而建造重水堆国家，不必建造浓缩铀厂；燃料从而建造重水堆国家，不必建造浓缩铀厂；燃料从而建造重水堆国家，不必建造浓缩铀厂；    重水吸收中子少，重水堆中子除了维持链式反响外，还有较多剩余重水吸收中子少，重水堆中子除了维持链式反响外，还有较多剩余重水吸收中子少，重水堆中子除了维持链式反响外，还有较多剩余重水吸收中子少，重水堆中子除了维持链式反响外，还有较多剩余可以用来使可以用来使可以用来使可以用来使U-238U-238转变为转变为转变为转变为Pu-239Pu-239，故重水堆不但能用天然铀实现链式反响，，故重水堆不但能用天然铀实现链式反响，，故重水堆不但能用天然铀实现链式反响，，故重水堆不但能用天然铀实现链式反响，而且比轻水堆节约天然铀而且比轻水堆节约天然铀而且比轻水堆节约天然铀而且比轻水堆节约天然铀2020％    重水堆燃料元件安装在几百根互相别离的压力管内。

压力管破裂前重水堆燃料元件安装在几百根互相别离的压力管内压力管破裂前重水堆燃料元件安装在几百根互相别离的压力管内压力管破裂前重水堆燃料元件安装在几百根互相别离的压力管内压力管破裂前有少量泄漏，易发现处理；且当压力管破裂造成失水事故，事故只局限在有少量泄漏，易发现处理；且当压力管破裂造成失水事故，事故只局限在有少量泄漏，易发现处理；且当压力管破裂造成失水事故，事故只局限在有少量泄漏，易发现处理；且当压力管破裂造成失水事故，事故只局限在个别压力管内个别压力管内个别压力管内个别压力管内    因冷却剂与慢化剂分开，失水事故时慢化剂〔正常时不加压，约因冷却剂与慢化剂分开，失水事故时慢化剂〔正常时不加压，约因冷却剂与慢化剂分开，失水事故时慢化剂〔正常时不加压，约因冷却剂与慢化剂分开，失水事故时慢化剂〔正常时不加压，约7070   C C〕仍留在堆内，燃料元件余热易被堆内大量重水慢化剂吸收〔而轻水〕仍留在堆内，燃料元件余热易被堆内大量重水慢化剂吸收〔而轻水〕仍留在堆内，燃料元件余热易被堆内大量重水慢化剂吸收〔而轻水〕仍留在堆内，燃料元件余热易被堆内大量重水慢化剂吸收〔而轻水堆压力边界任何一处泄漏，后果都涉及整个堆芯。

因轻水堆热容量小，所堆压力边界任何一处泄漏，后果都涉及整个堆芯因轻水堆热容量小，所堆压力边界任何一处泄漏，后果都涉及整个堆芯因轻水堆热容量小，所堆压力边界任何一处泄漏，后果都涉及整个堆芯因轻水堆热容量小，所以失水事故后放出的热量会造成堆芯温度较大的升高，因而轻水堆失水事以失水事故后放出的热量会造成堆芯温度较大的升高，因而轻水堆失水事以失水事故后放出的热量会造成堆芯温度较大的升高，因而轻水堆失水事以失水事故后放出的热量会造成堆芯温度较大的升高，因而轻水堆失水事故的后果可能比重水堆严重〕故的后果可能比重水堆严重〕故的后果可能比重水堆严重〕故的后果可能比重水堆严重〕    由于重水慢化能力比轻水低〔注意：是慢化比高于轻水，而慢化能力由于重水慢化能力比轻水低〔注意：是慢化比高于轻水，而慢化能力由于重水慢化能力比轻水低〔注意：是慢化比高于轻水，而慢化能力由于重水慢化能力比轻水低〔注意：是慢化比高于轻水，而慢化能力低于轻水〕，为使裂变产生的快中子充分慢化，堆内慢化剂需要量很大低于轻水〕，为使裂变产生的快中子充分慢化，堆内慢化剂需要量很大低于轻水〕，为使裂变产生的快中子充分慢化，堆内慢化剂需要量很大。

低于轻水〕，为使裂变产生的快中子充分慢化，堆内慢化剂需要量很大加之重水堆使用天然铀等原因，重水堆堆芯体积比压水堆大十倍左右；且加之重水堆使用天然铀等原因，重水堆堆芯体积比压水堆大十倍左右；且加之重水堆使用天然铀等原因，重水堆堆芯体积比压水堆大十倍左右；且加之重水堆使用天然铀等原因，重水堆堆芯体积比压水堆大十倍左右；且重水是一种昂贵的材料由于重水用量大，故重水费用约占重水堆基建投重水是一种昂贵的材料由于重水用量大，故重水费用约占重水堆基建投重水是一种昂贵的材料由于重水用量大，故重水费用约占重水堆基建投重水是一种昂贵的材料由于重水用量大，故重水费用约占重水堆基建投资的资的资的资的1/61/6以上    由于重水堆用天然铀，后备反响性少，故需经常将烧透了燃料元件由于重水堆用天然铀，后备反响性少，故需经常将烧透了燃料元件由于重水堆用天然铀，后备反响性少，故需经常将烧透了燃料元件由于重水堆用天然铀，后备反响性少，故需经常将烧透了燃料元件卸出堆外，补充新燃料这就要求能不停堆装卸料卸出堆外，补充新燃料这就要求能不停堆装卸料卸出堆外，补充新燃料这就要求能不停堆装卸料。

卸出堆外，补充新燃料这就要求能不停堆装卸料 C. C. 气冷堆气冷堆气冷堆气冷堆     用气体作为冷却剂的反响堆称为气冷堆用气体作为冷却剂的反响堆称为气冷堆用气体作为冷却剂的反响堆称为气冷堆用气体作为冷却剂的反响堆称为气冷堆     水的主要缺点是会发生汽液相变，使导热性能突然恶化，造成核燃料熔化、水的主要缺点是会发生汽液相变，使导热性能突然恶化，造成核燃料熔化、水的主要缺点是会发生汽液相变，使导热性能突然恶化，造成核燃料熔化、水的主要缺点是会发生汽液相变，使导热性能突然恶化，造成核燃料熔化、放射性外逸事故；气体的主要优点是不会发生相变但是密度低，导热能力差，放射性外逸事故；气体的主要优点是不会发生相变但是密度低，导热能力差，放射性外逸事故；气体的主要优点是不会发生相变但是密度低，导热能力差，放射性外逸事故；气体的主要优点是不会发生相变但是密度低，导热能力差，循环时消耗的功率大为了提高气体的密度及导热能力，也需要加压循环时消耗的功率大为了提高气体的密度及导热能力，也需要加压循环时消耗的功率大为了提高气体的密度及导热能力，也需要加压。

循环时消耗的功率大为了提高气体的密度及导热能力，也需要加压     气冷堆在其开展中，经历了三个阶段，形成了三代气冷堆：气冷堆在其开展中，经历了三个阶段，形成了三代气冷堆：气冷堆在其开展中，经历了三个阶段，形成了三代气冷堆：气冷堆在其开展中，经历了三个阶段，形成了三代气冷堆：     Meganox Meganox气冷堆气冷堆气冷堆气冷堆( (天然铀石墨气冷堆天然铀石墨气冷堆天然铀石墨气冷堆天然铀石墨气冷堆) ) ：：：： 燃料：金属天然铀；包壳：镁基合金；慢化剂：石墨；冷却剂：燃料：金属天然铀；包壳：镁基合金；慢化剂：石墨；冷却剂：燃料：金属天然铀；包壳：镁基合金；慢化剂：石墨；冷却剂：燃料：金属天然铀；包壳：镁基合金；慢化剂：石墨；冷却剂：CO2CO2气体；气体；气体；气体； 冷却剂出口温度：冷却剂出口温度：冷却剂出口温度：冷却剂出口温度：400400   C C；冷却剂压力：；冷却剂压力：；冷却剂压力：；冷却剂压力：25atm25atm；电厂热效率：；电厂热效率：；电厂热效率：；电厂热效率：2424   3030％左右。

％左右     改进型气冷堆改进型气冷堆改进型气冷堆改进型气冷堆(AGR) (AGR) ：：：： 燃料：燃料：燃料：燃料：UO2UO2〔〔〔〔2-32-3％富集度〕；包壳：不锈钢；慢化剂：石墨；冷却％富集度〕；包壳：不锈钢；慢化剂：石墨；冷却％富集度〕；包壳：不锈钢；慢化剂：石墨；冷却％富集度〕；包壳：不锈钢；慢化剂：石墨；冷却剂：剂：剂：剂：CO2CO2气体；气体；气体；气体； 冷却剂出口温度：冷却剂出口温度：冷却剂出口温度：冷却剂出口温度：650650   C C；电厂热效率：；电厂热效率：；电厂热效率：；电厂热效率：4040％左右     高温气冷堆高温气冷堆高温气冷堆高温气冷堆(HTGR) (HTGR) ：：：： 燃料：燃料：燃料：燃料： UO2 UO2或或或或UCUC〔〔〔〔15-2015-20％富集度〕；％富集度〕；％富集度〕；％富集度〕；“ “包壳〞：热解碳与碳化硅包壳〞：热解碳与碳化硅包壳〞：热解碳与碳化硅包壳〞：热解碳与碳化硅涂层；慢化剂：石墨；涂层；慢化剂：石墨；涂层；慢化剂：石墨；涂层；慢化剂：石墨； 冷却剂：氦气；冷却剂压力：冷却剂：氦气；冷却剂压力：冷却剂：氦气；冷却剂压力：冷却剂：氦气；冷却剂压力：4-5MPa4-5MPa；冷却剂出口温度：；冷却剂出口温度：；冷却剂出口温度：；冷却剂出口温度：750-850-750-850-950 950    C C；；；； 电厂效率：电厂效率：电厂效率：电厂效率：40-4740-47％。

％   模块式高温气冷堆〔模块式高温气冷堆〔Modular HTGRModular HTGR〕〕 目前模块化高温气冷堆电厂〔第三代气冷目前模块化高温气冷堆电厂〔第三代气冷堆〕最主要的两种燃料形式：堆〕最主要的两种燃料形式：   球形燃料〔球形燃料〔Pebble FuelPebble Fuel〕的型式；〕的型式；   棱柱形燃料〔棱柱形燃料〔Prismatic FuelPrismatic Fuel〕的型式〕的型式 用溶胶用溶胶- -凝胶法，将凝胶法，将UO2UO2或或UCUC制成直径小制成直径小于于1mm1mm的小球其外部包裹热解碳涂层和碳化的小球其外部包裹热解碳涂层和碳化硅涂层每个小球一般涂硅涂层每个小球一般涂3 3层，最内涂层疏松层，最内涂层疏松多孔，可使燃料小球因升温和辐照肿胀而造成多孔，可使燃料小球因升温和辐照肿胀而造成的体积膨胀得到缓冲；最外涂层较致密，可阻的体积膨胀得到缓冲；最外涂层较致密，可阻挡裂变气体外逸。

两层之间是阻挡固体裂变产挡裂变气体外逸两层之间是阻挡固体裂变产物外逸的碳化硅涂层将这种涂层颗粒燃料与物外逸的碳化硅涂层将这种涂层颗粒燃料与石墨粉均匀混合之后，外面再包一些石墨粉，石墨粉均匀混合之后，外面再包一些石墨粉，就可制成棱柱形、圆柱形或球形燃料元件就可制成棱柱形、圆柱形或球形燃料元件   模块式高温气冷堆的堆芯模块式高温气冷堆的堆芯 柱形元件〔约柱形元件〔约35cm35cm宽、宽、75cm75cm长六棱柱〕中有气体流过的通道；球长六棱柱〕中有气体流过的通道；球形元件〔形元件〔 5-6cm 5-6cm直径球〕那么是实心的球形元件重叠时，彼此间有空直径球〕那么是实心的球形元件重叠时，彼此间有空隙可供气体流过隙可供气体流过 由于每颗燃料小球有多层包壳，且每颗涂层燃料之间都有石墨包围，由于每颗燃料小球有多层包壳，且每颗涂层燃料之间都有石墨包围，故这种燃料元件在堆内几乎不会破裂高温气冷堆冷却剂是故这种燃料元件在堆内几乎不会破裂高温气冷堆冷却剂是HeHe，在氦循，在氦循环风机驱动下不断通过堆芯将裂变热带出，进行闭式循环。

环风机驱动下不断通过堆芯将裂变热带出，进行闭式循环 堆芯放在预应力混凝土压力壳内堆芯放在预应力混凝土压力壳内HeHe是惰性气体，化学性质不活泼，是惰性气体，化学性质不活泼，易净化，不引起材料腐蚀易净化，不引起材料腐蚀HeHe中子吸收截面极小，它的热导系数为二氧中子吸收截面极小，它的热导系数为二氧化碳的化碳的4.54.5倍，热容为倍，热容为CO2CO2的的3.53.5倍，输送时消耗功率仅略高于倍，输送时消耗功率仅略高于H2H2而低于而低于其它气体其它气体 模块式高温气冷堆两种典型形式是球床模块式反响堆〔模块式高温气冷堆两种典型形式是球床模块式反响堆〔PBMRPBMR〕与〕与气体透平模块式氦反响堆〔气体透平模块式氦反响堆〔GT-MHRGT-MHR〕   气体透平模块式氦反响堆〔气体透平模块式氦反响堆〔GT-MHRGT-MHR〕〕 采用直接循环，由采用直接循环，由2 2个相互连个相互连接的压力容器组成，并由埋于地下接的压力容器组成，并由埋于地下的混凝土平安壳结构所包容。

其中：的混凝土平安壳结构所包容其中：   一个容器内为反响堆系统；一个容器内为反响堆系统；   另一个容器那么包容整个另一个容器那么包容整个能量转换系统：能量转换系统： 同轴的发电机、氦气轮机、同轴的发电机、氦气轮机、两个压缩机两个压缩机   特点特点   由于氦气是惰性气体，且由于氦气是惰性气体，且为单相，故氦气冷却的反响堆可运为单相，故氦气冷却的反响堆可运行于比现有常规核反响堆高得多的行于比现有常规核反响堆高得多的温度水平从而温度水平从而GT-MHRGT-MHR电厂的热电厂的热效率高于现有效率高于现有“ “低温〞核电厂低温〞核电厂32-32-3333％的热效率，可达接近％的热效率，可达接近5050％；氦％；氦气轮机运行温度越高，那么电厂效气轮机运行温度越高，那么电厂效率越高；率越高；   燃料颗粒本身就相当于包燃料颗粒本身就相当于包容裂变产物的微型压力容器；包覆容裂变产物的微型压力容器；包覆多层热解碳〔多层热解碳〔Pyrolytic GraphitePyrolytic Graphite〕〕与与SiCSiC涂层的燃料颗粒的失效温度涂层的燃料颗粒的失效温度远高于轻水堆中的常规燃料。

远高于轻水堆中的常规燃料   特点〔续〕特点〔续〕   反响堆有很大的负温度系数〔取决于燃料、慢化剂成分等〕，温反响堆有很大的负温度系数〔取决于燃料、慢化剂成分等〕，温度升高可自然低降低堆功率，直至反响堆自行关闭度升高可自然低降低堆功率，直至反响堆自行关闭固有平安性；固有平安性；   反响堆的低功率密度与几何结构确保了衰变热可通过热传导、自反响堆的低功率密度与几何结构确保了衰变热可通过热传导、自然对流与辐射等传递出来，不致使堆芯温度过高而威胁陶瓷包覆燃料颗粒然对流与辐射等传递出来，不致使堆芯温度过高而威胁陶瓷包覆燃料颗粒的完整性的完整性  即便在最严重的事故工况下；即便在最严重的事故工况下；   加之堆内有大量的石墨，所以堆芯热容量大压水堆失水事故后加之堆内有大量的石墨，所以堆芯热容量大压水堆失水事故后几分钟就可升到几分钟就可升到1000-20001000-2000 C C，而高温气冷堆发生破裂事故，要过一、两，而高温气冷堆发生破裂事故，要过一、两天才会使堆芯由于衰变热升到天才会使堆芯由于衰变热升到20002000 C C 。

再加上堆芯熔化的可能性很小，再加上堆芯熔化的可能性很小，所以即使冷却剂丧失，仅仅依靠导热、自然对流等自然规律，而无需能动所以即使冷却剂丧失，仅仅依靠导热、自然对流等自然规律，而无需能动平安措施，防止了结构失效与操纵员失误于是可将事故后果控制在不大平安措施，防止了结构失效与操纵员失误于是可将事故后果控制在不大的范围内的范围内 因为它平安性好，放射性释放少，所以这种堆更能靠近大城市建造，因为它平安性好，放射性释放少，所以这种堆更能靠近大城市建造，从而可以减少能量输送时的损失从而可以减少能量输送时的损失   球床模块式反响堆〔球床模块式反响堆〔BPMRBPMR〕〕 BPMR BPMR是一种氦气冷却、石墨是一种氦气冷却、石墨慢化的高温气冷堆〔慢化的高温气冷堆〔HTRHTR〕   在直接循环的在直接循环的BPMR()BPMR()中，中，HeHe气既是冷却剂，也是能量转换的气既是冷却剂，也是能量转换的工质   He He气入口压力约气入口压力约8.4MPa8.4MPa，，入口温度是入口温度是500500 C C左右；左右；HeHe气向下气向下流过热的燃料小球，出口流过热的燃料小球，出口HeHe气温度气温度约约900 900  C C。

  基于朗肯循环的基于朗肯循环的BPMR(BPMR(如：如：清华清华HTR-10)HTR-10)，堆芯出口的，堆芯出口的HeHe气通气通过一个主换热器〔蒸汽发生器〕产过一个主换热器〔蒸汽发生器〕产生蒸汽，进入蒸汽轮机生蒸汽，进入蒸汽轮机   球床模块式反响堆〔球床模块式反响堆〔BPMRBPMR〕〕 BPMR BPMR是新一代先进核反响堆的典型堆芯之一，固有平安性是新一代先进核反响堆的典型堆芯之一，固有平安性 (Inherent Safety)(Inherent Safety)是其重要特征之一是其重要特征之一   燃料元件中的包覆燃料颗粒；燃料元件中的包覆燃料颗粒；   以石墨作为反响堆中的慢化剂与结构材料；以石墨作为反响堆中的慢化剂与结构材料；   低堆芯功率密度；低堆芯功率密度；   堆芯热惯性高；堆芯热惯性高；   采用连续〔〕换料策略；采用连续〔〕换料策略； 等等。

等等   液态金属快中子增殖反响堆〔液态金属快中子增殖反响堆〔LMFBRLMFBR〕〕   一定运行工况下，裂变反响产生的中子一定运行工况下，裂变反响产生的中子可由其它一些非裂变的同位素可由其它一些非裂变的同位素“ “增殖〞出更多增殖〞出更多的燃料；的燃料；   最常见的增殖反响是由非裂变的最常见的增殖反响是由非裂变的238U238U向向239Pu239Pu的增殖反响；的增殖反响；   LMFBR LMFBR运行于运行于U-PuU-Pu循环在堆芯活性循环在堆芯活性区〔区〔CoreCore〕是增殖产生的〕是增殖产生的239Pu239Pu，四周为增殖，四周为增殖区〔区〔BlanketBlanket〕，装有天然或贫化〕，装有天然或贫化UO2UO2；；   天然铀资源中，天然铀资源中，238U238U含量是含量是235U235U的的140140多倍，在快堆中可通过链式反响产生的中子有多倍，在快堆中可通过链式反响产生的中子有效转变为效转变为239Pu239Pu。

由于快堆中由于快堆中239Pu239Pu能增殖，如果我们通能增殖，如果我们通过后处理，将快堆增殖的核燃料不断提取出来，过后处理，将快堆增殖的核燃料不断提取出来，那么快堆电站每过一段时间，它所得到的那么快堆电站每过一段时间，它所得到的239Pu239Pu，还可以装备一座规模相同的快堆电站，还可以装备一座规模相同的快堆电站  倍增时间倍增时间      快堆的功率密度高，又不允许冷却剂对中子产生强烈的慢化作用，快堆的功率密度高，又不允许冷却剂对中子产生强烈的慢化作用，快堆的功率密度高，又不允许冷却剂对中子产生强烈的慢化作用，快堆的功率密度高，又不允许冷却剂对中子产生强烈的慢化作用，这就要求载热效率高、慢化作用小的冷却剂目前考虑的冷却剂主要有这就要求载热效率高、慢化作用小的冷却剂目前考虑的冷却剂主要有这就要求载热效率高、慢化作用小的冷却剂目前考虑的冷却剂主要有这就要求载热效率高、慢化作用小的冷却剂目前考虑的冷却剂主要有两种：金属钠和氦气根据冷却剂的种类，可以将快堆分为钠冷快堆和两种：金属钠和氦气。

根据冷却剂的种类，可以将快堆分为钠冷快堆和两种：金属钠和氦气根据冷却剂的种类，可以将快堆分为钠冷快堆和两种：金属钠和氦气根据冷却剂的种类，可以将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆气冷快堆气冷快堆气冷快堆 气冷快堆由于缺乏工业根底，而且高速气流引起的振动以及氦气冷快堆由于缺乏工业根底，而且高速气流引起的振动以及氦气冷快堆由于缺乏工业根底，而且高速气流引起的振动以及氦气冷快堆由于缺乏工业根底，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段    快堆的结构不同，堆内中子平均能量等就略有差异，因而核燃料快堆的结构不同，堆内中子平均能量等就略有差异，因而核燃料快堆的结构不同，堆内中子平均能量等就略有差异，因而核燃料快堆的结构不同，堆内中子平均能量等就略有差异，因而核燃料的增殖特性也就略有不同增殖特性的差异，用增殖比表示：的增殖特性也就略有不同。

增殖特性的差异，用增殖比表示：的增殖特性也就略有不同增殖特性的差异，用增殖比表示：的增殖特性也就略有不同增殖特性的差异，用增殖比表示： 增殖比增殖比增殖比增殖比= =产生的核燃料的原子核数产生的核燃料的原子核数产生的核燃料的原子核数产生的核燃料的原子核数 / / 消耗的核燃料的原子核数消耗的核燃料的原子核数消耗的核燃料的原子核数消耗的核燃料的原子核数 在快堆中，增殖比可达在快堆中，增殖比可达在快堆中，增殖比可达在快堆中，增殖比可达1.21.2到到到到1.31.3在重水堆和轻水堆中，相应的比值在重水堆和轻水堆中，相应的比值在重水堆和轻水堆中，相应的比值在重水堆和轻水堆中，相应的比值分别接近分别接近分别接近分别接近0.80.8到到到到0.60.6，由于它们小于，由于它们小于，由于它们小于，由于它们小于1.01.0，所以不叫增殖比，人们称之为转，所以不叫增殖比，人们称之为转，所以不叫增殖比，人们称之为转，所以不叫增殖比，人们称之为转换比      在钠冷快堆中，液态钠〔冷在钠冷快堆中，液态钠〔冷在钠冷快堆中，液态钠〔冷在钠冷快堆中，液态钠〔冷却剂〕由堆芯加热并泵送至中间换却剂〕由堆芯加热并泵送至中间换却剂〕由堆芯加热并泵送至中间换却剂〕由堆芯加热并泵送至中间换热器，加热一次换热器二次回路中热器，加热一次换热器二次回路中热器，加热一次换热器二次回路中热器，加热一次换热器二次回路中的液态钠；二次回路中的液态钠将的液态钠；二次回路中的液态钠将的液态钠；二次回路中的液态钠将的液态钠；二次回路中的液态钠将热量传递给蒸汽发生器中的水，产热量传递给蒸汽发生器中的水，产热量传递给蒸汽发生器中的水，产热量传递给蒸汽发生器中的水，产生蒸汽，蒸汽驱动汽轮机，带动发生蒸汽，蒸汽驱动汽轮机，带动发生蒸汽，蒸汽驱动汽轮机，带动发生蒸汽，蒸汽驱动汽轮机，带动发电机发电。

电机发电电机发电电机发电     目前钠冷快堆有两种结构形目前钠冷快堆有两种结构形目前钠冷快堆有两种结构形目前钠冷快堆有两种结构形式：池式快堆与壳式快堆式：池式快堆与壳式快堆式：池式快堆与壳式快堆式：池式快堆与壳式快堆   整体整体( (池池) )式快堆〔式快堆〔IFRIFR〕〕 IFR IFR是美国是美国ArgonneArgonne国家实验室提出的一种新的快堆概念其主要国家实验室提出的一种新的快堆概念其主要特点是：金属燃料、液态金属冷却剂与燃料再循环先进特点是：金属燃料、液态金属冷却剂与燃料再循环先进IFRIFR设设计可使计可使IFRIFR成为一种固有平安系统成为一种固有平安系统 金属型燃料的增殖性能好于氧化燃料金属型燃料的增殖性能好于氧化燃料Evolution of Nuclear System Design*•Other than the competitive production cost and environmental advantage, enhanced reactor safety is another essential feature of advanced reactor design. •The safety improvement in the new generation of nuclear power plants can be quantified by the Core Damage Frequency (CDF).•The CDF of NPP can be evaluated by Probabilistic Risk Analyses (PSA) methodology.Evolution of Nuclear System Design *•There are two important documents which guide the new reactor design and development:–Utility Requirements Documents (URD) In 1984, the EPRI in cooperation with the U.S DOE and participation of US nuclear plant designers, initiates a program to develop URD to guide their design and development.–European Utility Requirements (EURs) Documents In Europe, the power utilities of nine majors European countries undertook several years to draft a set of basic specifications for the upcoming NPPS, while satisfying requirements of nuclear safety authorities. Evolution of Nuclear System Design*•The evolution of nuclear power system can be categorized by generations:•Generation I (1945-1965)•: early prototype reactors, Shippingport, Dresden…•Generation II (1965-1995)•: commercial power reactors, PWR, BWR, CANDU..•Generation III (1995-2021)•: evolutionary plant design, ABWR, System 80+, EPR….•Generation III+(2021-2030)•: passive system design, AP1000, ESBWR, ACR, PBMR…..•Generation IV (2030-)•: future reactor design, GFR, SFR, SCWR………..Evolution of Nuclear System Design*Evolution of Nuclear System Design*Evolution of Nuclear System Design*•For the existing NPP design, the CDF is about 10-4: The CDF for two conventional reactor designs, the Surry PWR and the Peach Bottom BWR, were estimated by the WASH-1400 to be 610-5 and 3 10-5. The uncertainty in PSA analysis is about a factor of 5-10.•With CDF equal to 10-4 and total 500 reactors (434 as of the year 2001):500 reactors * 10-4 (accident/reactor.year) =1/20(accident/year) Evolution of Nuclear System Design*•If we desire in such a world for the core meltdown frequency not to exceed 1/200 accident/year, this would mandate CDF less than 5*10-6 for the new passive NPP design of Generation III+:1,000 reactors * 5*10-6 (accident/reactor.year) =1/200(accident/year) •To account for the statistical error of PSA at a factor of 10, the CDF of passive NPP design would move to 5*10-7.Advanced Design of Pressurized Water Reactor*•The development of PWRs of next generation (Gen. III ) can be divided into–Evolutionary plant design: System 80+, EPR(GEN. III)–Passive plant design:Ap600, AP1000 (GEN. III+)•In GEN. III designs, evolutionary changes in the design are incorporated in the sense that the designs started from existing plant designs and built into them improved safety margins. Following major improvements are are incorporated in these designs:–Modern safety systems, –advanced instrumentation and controls, and –simplified operations and maintenanceAdvanced Design of Pressurized Water Reactor*•In the GEN. III+ designs, the emphasis is on passive safety features that would negate the need for active safety systems which are prone to human error as occurred in the Three Mile Island and the Chernobyl accidents.Advanced Design of PWRs* -System 80+-•System 80+ is a 1300 MWe Advanced PWR and it has a two loop configuration.Advanced Design of PWRs* -System 80+-•Safety features of System 80+ are greatly enhanced by:–Design improvements–Thermal margin improvements(1) Design improvements include:–Four trains of ECCS–IRWST–Safety depressurization system–Large steel dual containment designAdvanced Design of PWRs* -System 80+-(2) Features of thermal margin improvement include:–Ensure 15% thermal margin over and above regulatory requirements;–operating margin is achieved by maintaining core power distribution and coolant conditions;–Operating status can be on-line monitored by CPC(core protection calculator) and COLSS (core operating limit supervisory system) to maintain reactor within LOCs and safety limits.Advanced Design of PWRs* -System 80+-•The fuel design in System 80+ contains a number of advanced features. These features include:–Integral erbia burnable absorbers;–Improved and optimized fuel pellet design;– debris resistant bottom grid design; and–High corrosoin resistant fuel cladding.Advanced Design of PWRs* -EPR-•In 1997, the basic design of the EPR (European Pressurized Reactor) has been completed by Nuclear Power International, a joint subsidiary of Framatome and the German company Siemens.•The EPR design philosophy is governed by three major objectives: –multiple preventive measures aimed at eliminating risk of serious accidents;–restrict the impact of such events to within the plant itself, by enhancing the integrity of the containment; and –cut down on the cost of generating power by optimizing key plant characteristics.Advanced Design of PWRs* -EPR-•In 1997, the basic design of the EPR (European Pressurized Reactor) has been completed by Nuclear Power International, a joint subsidiary of Framatome and the German company Siemens.•The EPR design philosophy is governed by three major objectives: –multiple preventive measures aimed at eliminating risk of serious accidents;–restrict the impact of such events to within the plant itself, by enhancing the integrity of the containment; and –cut down on the cost of generating power by optimizing key plant characteristics.Advanced Design of PWRs* -EPR-•The EPR is the first project for which probabilistic safety studies were conducted right from the basic design stage. •And safety, high performance and cost reduction are the ultimate goal of design of EPR. Advanced Design of PWRs* -EPR-•The most important design factors for EPR include:–Power output–Availability–Fuel characteristics–Control system–Thermal efficiency–Plant life expectancyAdvanced Design of PWRs* -EPR-(1)Power output(1) The EPR is a four loop reactor designed for a thermal output of 4250 MWt and electrical output of 1500 MWe. Its core comprises 241 fuel bundles, each containing 264 fuel rod and 81 control rods.(2) Availability The EPR nuclear steam supply system allows for refueling cycle lengths of between 12 and 24 months, flexible maintenance outage scheduling, and reduction of refueling outages to 15 days. In all, the availability target for the design has been set at about 90%. Advanced Design of PWRs* -EPR-(3) Fuel characteristics including a discharge burnup of up to 60 GWd/t, and use of recycled uranium or MOX (up to 50% of the core);(4) Control system enable grid follow according to daily, weekly and seasonal variations; (5) Thermal efficiencyimproved by use of steam generators with economizers; (6) Plant life expectancy the goal for the EPR being 60 years. Additional costs induced by design enhancements are more than offset by the benefits of an extended plant life cycle. Advanced Design of PWRs*-EPR-•Important safeguard systems and their related support functions (safety injection system, auxiliary feedwater system, emergency power supplies, etc.) are arranged into four independent "trains" located in four different equipment divisions around the reactor building.Advanced Design of PWRs* -EPR-•Its double containment consists of two cylindrical walls, the outer of reinforced concrete and the inner of prestressed concrete, each topped by a dome and resting on the same basemat.•The space between the inner and outer containments is used to control any leakage from the inner wall. Special devices are also provided to limit containment pressure increase, (this is achieved specifically by high capacity, independent residual heat removal equipment) and eliminate risk of explosion due to hydrogen detonation. Advanced Design of PWRs* -EPR-•The new NSSS also meets EUR objectives for minimizing risk of core melt and radioactive release.–by simplifying and physically segregating safety functions–by increasing the "grace period" between the onset of a serious fault and required operator intervention–By reducing human errors by use of a computerized I & C and control room systems–by the corium catcher, which is placed under the reactor to collect the corium formed in the case of a core melt. Advanced Design of PWRs* -EPR-Advanced Design of PWRs* -AP1000-•What is the passive safety advantages:–No reliance on AC power–Automatic response to accident condition assures safety–Long term plant safety assured w/o active components (natural forces only)–Containment reliability greatly increased by passive cooling–In severe accident, reactor vessel cooling keeps core debris in vessel–Large margin to safety limitsAdvanced Design of PWRs* -AP1000-Advanced Design of PWRs* -AP1000-Advanced Design of PWRs*-AP1000-•What is the design objectives of AP1000?•Increase plant power rating to reduce cost•Obtain capital cost to compete in markets•Retain AP600 design basis and detail•Increase capability/capacity within “space constrains〞 of AP600•Retain credibility of “proven components〞 •Retain AP600 licensing basis•Meet regulatory requirements for advanced passive plants•Demonstrate AP600 test program and safety codes are applicable to AP1000Advanced Design of PWRs (AP1000) * -RCS-•Canned motor pumps mounted in S/G lower vessel head•Elimination of RCS loop seal•Large pressurizer•Top-mounted, fixed in-core detectors•All-welded core shroud•Ring-forged reactor vesselAdvanced Design of PWRs (AP1000)* -Passive Core Cooling System--•AP1000 has no reliance on AC power–Passive decay heat removal–Passive safety injection–Passive containment cooling•Long-term safe shutdown state>72 hours w/o operator actionsAdvanced Design of PWRs (AP1000)* -Passive Core Cooling System-(1) Passive decay heat removal–PRHR is located in the IRWST where is high above the reactor core;–The PRHR is connected to the RCS in a natural circulation loop;–The loop is normally closed and fail open if power is loss.–The difference in temperature between the hot inlet water and cold outlet water drives the natural circulation loop.–The IRWST water volume is sufficient to absorb decay heat for about 2 hours before boilingAdvanced Design of PWRs (AP1000)* -Passive Core Cooling System-(2) Passive Safety Injection system (PSIS)–PSIS uses three water sources to maintain core cooling:•Core makeup tanks (CMT)•Accumulators•IRWST–CMT is designed for small leaks or the normal makeup system is unavailable.•Two CMTs are designed for full RCS pressure and are located above RCS loop piping;•Using only gravity as a motive force;•CMTs are filled with borated water. Advanced Design of PWRs (AP1000)* -Passive Core Cooling System-–Long-term injection from IRWST•The RCS must be depressurized to 10 psig before the IRWST gravity injection can occur;•ADS with 4 stages of valves permit a controlled RCS depressurization;•ADS activated by CMT low water level signal. Advanced Design of PWRs (AP1000)* -Passive Containment Cooling -(3) Passive Containment Cooling–Dual containment with inner steel wall and concrete wall;–During LOCA, internal condensation transfers heat from the flashing steam to the steel wall;–The steel structure would be initially cooled with gravity fed water from tanks on top of CMT;–The steel CMT is continuously cooled by natural circulation of air between the steel wall and surrounding biological concrete wall.Digital & Advanced Control Room*Advanced Design of Pressurized*Heavy Water Reactor-ACR700 (1000)•ACR-700 innovations—particularly the use of slightly enriched uranium fuel (SEU) and a light water coolant system—dramatically reduce its capital and operating costs compared to previous designs•The ACR most significant innovations include:–Compact core and light water coolant–Higher thermal efficiency–Slightly enriched uranium fuel–CANFLEX fuel bundle–Modularization and prefabricationAdvanced Design of ACR700(1000)* -Passive Heat Sink-Advanced Design of Boiling Water Reactor*Advanced Design of Boiling Water Reactor*- ABWR-Features of ABWR?Advanced Design of Boiling Water Reactor*- ESBWR-•Unique Features of ESBWR–Passive coolant flow- natural circulation–Passive decay heat removal/inventory control – Isolation Condenser–Depressurization and gravity driven cooling system (DGCS)–Passive Containment Cooling System (PCCS)–Passive Decay Heat RemovalReactor Design of Generation IV*Reactor Design of Generation IV*Reactor Design of Generation IV*Reactor Design of Generation IV*Reactor Design of Generation IV*Reactor Design of Generation IV*Reactor Design of Generation IV*Reactor Design of Generation IV*Reactor Design of Generation IV*以前的运行经验、研究结果和选定的改进堆芯和电厂系统的设计准则运行的设计准则设备的设计准则堆芯和电厂系统的初步设计保护和控制系统的初步设计部件要求和可用性研究堆芯、系统设计和电厂技术规范保护、控制和仪表设计设备、材料的规范和部件设计安全分析和总体设计评价运行规程制造和安装、质量控制和质量保证电厂运行可利用率要求可靠性要求安全要求经济要求  反响堆的设计过程反响堆的设计过程   反响堆热工水力分析的目的和任务反响堆热工水力分析的目的和任务 反响堆热工设计在选择核电厂总反响堆热工设计在选择核电厂总反响堆热工设计在选择核电厂总反响堆热工设计在选择核电厂总体参数时十分重要。

通常主回路温度体参数时十分重要通常主回路温度体参数时十分重要通常主回路温度体参数时十分重要通常主回路温度和压力是选择冷却剂和核电厂热效率和压力是选择冷却剂和核电厂热效率和压力是选择冷却剂和核电厂热效率和压力是选择冷却剂和核电厂热效率的关键参数根据热力学原理，电厂的关键参数根据热力学原理，电厂的关键参数根据热力学原理，电厂的关键参数根据热力学原理，电厂热效率由系统产生蒸汽的最高温度和热效率由系统产生蒸汽的最高温度和热效率由系统产生蒸汽的最高温度和热效率由系统产生蒸汽的最高温度和冷凝器进口的最小温度决定由于冷冷凝器进口的最小温度决定由于冷冷凝器进口的最小温度决定由于冷冷凝器进口的最小温度决定由于冷凝器进口温度是海水或其它冷源温度，凝器进口温度是海水或其它冷源温度，凝器进口温度是海水或其它冷源温度，凝器进口温度是海水或其它冷源温度，由环境温度决定，通常相对来说比较由环境温度决定，通常相对来说比较由环境温度决定，通常相对来说比较由环境温度决定，通常相对来说比较固定，因此要提高核电厂热效率，就固定，因此要提高核电厂热效率，就固定，因此要提高核电厂热效率，就固定，因此要提高核电厂热效率，就需要提高产生蒸汽的温度，它又与反需要提高产生蒸汽的温度，它又与反需要提高产生蒸汽的温度，它又与反需要提高产生蒸汽的温度，它又与反响堆出口冷却剂温度〔热端温度〕密响堆出口冷却剂温度〔热端温度〕密响堆出口冷却剂温度〔热端温度〕密响堆出口冷却剂温度〔热端温度〕密切相关。

切相关压水堆核电站温度分布曲线图压水堆核电站温度分布曲线图压水堆核电站温度分布曲线图压水堆核电站温度分布曲线图 热端温度与冷却剂的选择有密切关系例如，液态金属冷却剂在保热端温度与冷却剂的选择有密切关系例如，液态金属冷却剂在保热端温度与冷却剂的选择有密切关系例如，液态金属冷却剂在保热端温度与冷却剂的选择有密切关系例如，液态金属冷却剂在保证出口不沸腾的情况下只需要很低的压力就可以到达比较证出口不沸腾的情况下只需要很低的压力就可以到达比较证出口不沸腾的情况下只需要很低的压力就可以到达比较证出口不沸腾的情况下只需要很低的压力就可以到达比较550550   C C左右的左右的左右的左右的温度，而水那么需要很高的压力〔温度，而水那么需要很高的压力〔温度，而水那么需要很高的压力〔温度，而水那么需要很高的压力〔   15MPa15MPa〕才能到达〕才能到达〕才能到达〕才能到达330330   C C左右的温左右的温左右的温左右的温度而对于高温气冷堆，那么没有这样的压力与温度之间的关系，但是度而对于高温气冷堆，那么没有这样的压力与温度之间的关系，但是度。

而对于高温气冷堆，那么没有这样的压力与温度之间的关系，但是度而对于高温气冷堆，那么没有这样的压力与温度之间的关系，但是由于气体的传热性能与压力密切相关，因此系统压力是由所需要的传热由于气体的传热性能与压力密切相关，因此系统压力是由所需要的传热由于气体的传热性能与压力密切相关，因此系统压力是由所需要的传热由于气体的传热性能与压力密切相关，因此系统压力是由所需要的传热能力来确定的高温气冷堆的一回路系统压力通常为能力来确定的高温气冷堆的一回路系统压力通常为能力来确定的高温气冷堆的一回路系统压力通常为能力来确定的高温气冷堆的一回路系统压力通常为4 4   5MPa5MPa，而出口，而出口，而出口，而出口温度可以到温度可以到温度可以到温度可以到700 700    C C左右的温度左右的温度左右的温度左右的温度 由于电站的热效率是由系统产生蒸汽的最高温度来决定的，而对于由于电站的热效率是由系统产生蒸汽的最高温度来决定的，而对于由于电站的热效率是由系统产生蒸汽的最高温度来决定的，而对于由于电站的热效率是由系统产生蒸汽的最高温度来决定的，而对于压水堆核电站来说，一回路的出口温度通常比起产生的蒸汽的温度要高压水堆核电站来说，一回路的出口温度通常比起产生的蒸汽的温度要高压水堆核电站来说，一回路的出口温度通常比起产生的蒸汽的温度要高压水堆核电站来说，一回路的出口温度通常比起产生的蒸汽的温度要高几十度，这个温差是用来在蒸发器内传热用的。

而对于沸水堆，由于一几十度，这个温差是用来在蒸发器内传热用的而对于沸水堆，由于一几十度，这个温差是用来在蒸发器内传热用的而对于沸水堆，由于一几十度，这个温差是用来在蒸发器内传热用的而对于沸水堆，由于一回路直接产生蒸汽推动汽轮机，因此系统压力比压水堆要低得多，通常回路直接产生蒸汽推动汽轮机，因此系统压力比压水堆要低得多，通常回路直接产生蒸汽推动汽轮机，因此系统压力比压水堆要低得多，通常回路直接产生蒸汽推动汽轮机，因此系统压力比压水堆要低得多，通常为为为为7MPa7MPa左右 就热效率而言，压水堆和沸水堆是差不多的，目前大约都是就热效率而言，压水堆和沸水堆是差不多的，目前大约都是就热效率而言，压水堆和沸水堆是差不多的，目前大约都是就热效率而言，压水堆和沸水堆是差不多的，目前大约都是33%33%左左左左右  除了一回路温度和压力之外，还有其它一些因素，例如一回路装量、除了一回路温度和压力之外，还有其它一些因素，例如一回路装量、除了一回路温度和压力之外，还有其它一些因素，例如一回路装量、除了一回路温度和压力之外，还有其它一些因素，例如一回路装量、系统布置等因素也是热工设计所必须要关心的。

系统布置等因素也是热工设计所必须要关心的系统布置等因素也是热工设计所必须要关心的系统布置等因素也是热工设计所必须要关心的 1 1、反响堆热工分析的任务、反响堆热工分析的任务、反响堆热工分析的任务、反响堆热工分析的任务     保证反响堆冷却剂系统在正常运行期间能把燃料元件内产生的裂保证反响堆冷却剂系统在正常运行期间能把燃料元件内产生的裂保证反响堆冷却剂系统在正常运行期间能把燃料元件内产生的裂保证反响堆冷却剂系统在正常运行期间能把燃料元件内产生的裂变能传送到核电厂的热力系统，进行能量转换；变能传送到核电厂的热力系统，进行能量转换；变能传送到核电厂的热力系统，进行能量转换；变能传送到核电厂的热力系统，进行能量转换；     在停堆以后也能把衰变热传送出来，在停堆以后也能把衰变热传送出来，在停堆以后也能把衰变热传送出来，在停堆以后也能把衰变热传送出来， 保证反响堆平安；保证反响堆平安；保证反响堆平安；保证反响堆平安；     确定电厂的设计准那么，并对核物理设计、机械设计、测量仪表确定电厂的设计准那么，并对核物理设计、机械设计、测量仪表确定电厂的设计准那么，并对核物理设计、机械设计、测量仪表确定电厂的设计准那么，并对核物理设计、机械设计、测量仪表和控制系统等的设计提出设计要求。

和控制系统等的设计提出设计要求和控制系统等的设计提出设计要求和控制系统等的设计提出设计要求2 2、反响堆热工分析的研究内容、反响堆热工分析的研究内容、反响堆热工分析的研究内容、反响堆热工分析的研究内容 反响堆及其回路系统中冷却剂的流动特性、热量传输特性和燃料元反响堆及其回路系统中冷却剂的流动特性、热量传输特性和燃料元反响堆及其回路系统中冷却剂的流动特性、热量传输特性和燃料元反响堆及其回路系统中冷却剂的流动特性、热量传输特性和燃料元件的传热特性件的传热特性件的传热特性件的传热特性3 3、反响堆热工水力分析的作用、反响堆热工水力分析的作用、反响堆热工水力分析的作用、反响堆热工水力分析的作用 热工设计在整个反响堆设计过程中，常常起主导作用和桥梁作用热工设计在整个反响堆设计过程中，常常起主导作用和桥梁作用热工设计在整个反响堆设计过程中，常常起主导作用和桥梁作用热工设计在整个反响堆设计过程中，常常起主导作用和桥梁作用     必须设计出一个良好的堆芯输热系统燃料元件的释热率最终要受必须设计出一个良好的堆芯输热系统。

燃料元件的释热率最终要受必须设计出一个良好的堆芯输热系统燃料元件的释热率最终要受必须设计出一个良好的堆芯输热系统燃料元件的释热率最终要受到冷却条件和材料性能的限制到冷却条件和材料性能的限制到冷却条件和材料性能的限制到冷却条件和材料性能的限制     一个完善的堆型方案能否实现，反响堆的平安性、经济性、实用性一个完善的堆型方案能否实现，反响堆的平安性、经济性、实用性一个完善的堆型方案能否实现，反响堆的平安性、经济性、实用性一个完善的堆型方案能否实现，反响堆的平安性、经济性、实用性究竟如何协调，也都要在反响堆热工设计中表达出来究竟如何协调，也都要在反响堆热工设计中表达出来究竟如何协调，也都要在反响堆热工设计中表达出来究竟如何协调，也都要在反响堆热工设计中表达出来     热工设计要对控制系统、平安保护系统的设计提出要求，要为平安热工设计要对控制系统、平安保护系统的设计提出要求，要为平安热工设计要对控制系统、平安保护系统的设计提出要求，要为平安热工设计要对控制系统、平安保护系统的设计提出要求，要为平安保护系统提供平安整定值等等。

保护系统提供平安整定值等等保护系统提供平安整定值等等保护系统提供平安整定值等等     当各方面的设计出现矛盾时，也往往要通过热工设计来进行协调当各方面的设计出现矛盾时，也往往要通过热工设计来进行协调当各方面的设计出现矛盾时，也往往要通过热工设计来进行协调当各方面的设计出现矛盾时，也往往要通过热工设计来进行协调  稳态分析与瞬态分析稳态分析与瞬态分析稳态分析与瞬态分析稳态分析与瞬态分析     稳态分析：通过对额定功率下反响堆稳定运行的分析，可以在初稳态分析：通过对额定功率下反响堆稳定运行的分析，可以在初稳态分析：通过对额定功率下反响堆稳定运行的分析，可以在初稳态分析：通过对额定功率下反响堆稳定运行的分析，可以在初步设计阶段对各种方案进行比较，协调各种矛盾，并确定反响堆的结构步设计阶段对各种方案进行比较，协调各种矛盾，并确定反响堆的结构步设计阶段对各种方案进行比较，协调各种矛盾，并确定反响堆的结构步设计阶段对各种方案进行比较，协调各种矛盾，并确定反响堆的结构参数和运行参数参数和运行参数参数和运行参数。

参数和运行参数     瞬态分析：通过瞬态分析，可以确定反响堆在各种瞬态工况下的瞬态分析：通过瞬态分析，可以确定反响堆在各种瞬态工况下的瞬态分析：通过瞬态分析，可以确定反响堆在各种瞬态工况下的瞬态分析：通过瞬态分析，可以确定反响堆在各种瞬态工况下的平安性，提出所需的各种平安保护系统及其动作的整定值和动作时间，平安性，提出所需的各种平安保护系统及其动作的整定值和动作时间，平安性，提出所需的各种平安保护系统及其动作的整定值和动作时间，平安性，提出所需的各种平安保护系统及其动作的整定值和动作时间，制定合理的运行规定制定合理的运行规定制定合理的运行规定制定合理的运行规定  反响堆热工设计准那么涉及的内容反响堆热工设计准那么涉及的内容     在预期工况下，燃料包壳峰值热流密度应该由冷却剂最大传热能在预期工况下，燃料包壳峰值热流密度应该由冷却剂最大传热能在预期工况下，燃料包壳峰值热流密度应该由冷却剂最大传热能在预期工况下，燃料包壳峰值热流密度应该由冷却剂最大传热能力、裂变气体压力、燃料包壳机械强度和脆性转变温度决定。

峰值热流力、裂变气体压力、燃料包壳机械强度和脆性转变温度决定峰值热流力、裂变气体压力、燃料包壳机械强度和脆性转变温度决定峰值热流力、裂变气体压力、燃料包壳机械强度和脆性转变温度决定峰值热流密度限制了反响堆的功率反响堆的设计应该使堆芯在运行时具备一定密度限制了反响堆的功率反响堆的设计应该使堆芯在运行时具备一定密度限制了反响堆的功率反响堆的设计应该使堆芯在运行时具备一定密度限制了反响堆的功率反响堆的设计应该使堆芯在运行时具备一定的可调范围，以使运行灵活，节省燃料，并有助于提高核电厂循环热效的可调范围，以使运行灵活，节省燃料，并有助于提高核电厂循环热效的可调范围，以使运行灵活，节省燃料，并有助于提高核电厂循环热效的可调范围，以使运行灵活，节省燃料，并有助于提高核电厂循环热效率在这一可调节范围内，堆芯固有的瞬时核反响特性的净效果应能补率在这一可调节范围内，堆芯固有的瞬时核反响特性的净效果应能补率在这一可调节范围内，堆芯固有的瞬时核反响特性的净效果应能补率在这一可调节范围内，堆芯固有的瞬时核反响特性的净效果应能补偿反响性的快速增加，并抑制功率振荡偿反响性的快速增加，并抑制功率振荡偿反响性的快速增加，并抑制功率振荡。

偿反响性的快速增加，并抑制功率振荡     限制最大线功率及其变化率，以防止产生过大的局部应力，使在限制最大线功率及其变化率，以防止产生过大的局部应力，使在限制最大线功率及其变化率，以防止产生过大的局部应力，使在限制最大线功率及其变化率，以防止产生过大的局部应力，使在跟踪负荷功率运行时燃料芯块和包壳之间产生有害的芯块肿胀燃料平跟踪负荷功率运行时燃料芯块和包壳之间产生有害的芯块肿胀燃料平跟踪负荷功率运行时燃料芯块和包壳之间产生有害的芯块肿胀燃料平跟踪负荷功率运行时燃料芯块和包壳之间产生有害的芯块肿胀燃料平均比功率〔均比功率〔均比功率〔均比功率〔KW/kgUKW/kgU〕的上限受到假想事故中允许到达的极限参数的限制，〕的上限受到假想事故中允许到达的极限参数的限制，〕的上限受到假想事故中允许到达的极限参数的限制，〕的上限受到假想事故中允许到达的极限参数的限制，并应该与合理的燃料加工价格给出的最正确燃耗和换料时间相适应并应该与合理的燃料加工价格给出的最正确燃耗和换料时间相适应并应该与合理的燃料加工价格给出的最正确燃耗和换料时间相适应并应该与合理的燃料加工价格给出的最正确燃耗和换料时间相适应。

    堆芯测量仪表和反响堆控制系统的设计应该能保证反响堆运行时堆芯测量仪表和反响堆控制系统的设计应该能保证反响堆运行时堆芯测量仪表和反响堆控制系统的设计应该能保证反响堆运行时堆芯测量仪表和反响堆控制系统的设计应该能保证反响堆运行时的热工流体参数在设计范围以内，堆芯保护系统应该设置合理的运行极的热工流体参数在设计范围以内，堆芯保护系统应该设置合理的运行极的热工流体参数在设计范围以内，堆芯保护系统应该设置合理的运行极的热工流体参数在设计范围以内，堆芯保护系统应该设置合理的运行极限定值，以使反响堆在瞬态中不超过平安极限，不产生更严重的事故限定值，以使反响堆在瞬态中不超过平安极限，不产生更严重的事故限定值，以使反响堆在瞬态中不超过平安极限，不产生更严重的事故限定值，以使反响堆在瞬态中不超过平安极限，不产生更严重的事故    压水动力堆规定的稳态热工设计准那么压水动力堆规定的稳态热工设计准那么压水动力堆规定的稳态热工设计准那么压水动力堆规定的稳态热工设计准那么     燃料元件不会发生传热烧毁，即元件外外表不允许发生沸腾临界。

燃料元件不会发生传热烧毁，即元件外外表不允许发生沸腾临界燃料元件不会发生传热烧毁，即元件外外表不允许发生沸腾临界燃料元件不会发生传热烧毁，即元件外外表不允许发生沸腾临界通常用通常用通常用通常用DNBRDNBR来定量地表示这个限制值来定量地表示这个限制值来定量地表示这个限制值来定量地表示这个限制值     燃料芯块的最高温度低于其熔化温度燃料芯块的最高温度低于其熔化温度燃料芯块的最高温度低于其熔化温度燃料芯块的最高温度低于其熔化温度     不会发生水力不稳定性不会发生水力不稳定性不会发生水力不稳定性不会发生水力不稳定性    反响堆平安分析反响堆平安分析反响堆平安分析反响堆平安分析 反响堆平安分析是对即将建造的反响堆所进行的平安审查审查的结反响堆平安分析是对即将建造的反响堆所进行的平安审查审查的结反响堆平安分析是对即将建造的反响堆所进行的平安审查审查的结反响堆平安分析是对即将建造的反响堆所进行的平安审查审查的结果作为颁发反响堆建造合格证的依据通过各种用于平安分析计算机程序果作为颁发反响堆建造合格证的依据。

通过各种用于平安分析计算机程序果作为颁发反响堆建造合格证的依据通过各种用于平安分析计算机程序果作为颁发反响堆建造合格证的依据通过各种用于平安分析计算机程序的计算，应能到达以下目的：的计算，应能到达以下目的：的计算，应能到达以下目的：的计算，应能到达以下目的：     验证核电厂的设计不但能确保正常运行时的平安，而且对异常运行验证核电厂的设计不但能确保正常运行时的平安，而且对异常运行验证核电厂的设计不但能确保正常运行时的平安，而且对异常运行验证核电厂的设计不但能确保正常运行时的平安，而且对异常运行和某些系统或部件的失效都留有足够的裕度；和某些系统或部件的失效都留有足够的裕度；和某些系统或部件的失效都留有足够的裕度；和某些系统或部件的失效都留有足够的裕度；     确定哪些系统或部件的故障可能影响反响堆的平安，并拟定适当的确定哪些系统或部件的故障可能影响反响堆的平安，并拟定适当的确定哪些系统或部件的故障可能影响反响堆的平安，并拟定适当的确定哪些系统或部件的故障可能影响反响堆的平安，并拟定适当的保护措施；保护措施；保护措施；保护措施；     分析在平安设施某些系统或部件损坏时，靠平安设施所具有的冗余分析在平安设施某些系统或部件损坏时，靠平安设施所具有的冗余分析在平安设施某些系统或部件损坏时，靠平安设施所具有的冗余分析在平安设施某些系统或部件损坏时，靠平安设施所具有的冗余度是否能够保证核电厂的平安；度是否能够保证核电厂的平安；度是否能够保证核电厂的平安；度是否能够保证核电厂的平安；     验证即使平安设施不能投入运行，反响堆本身也能自行缓解所发生验证即使平安设施不能投入运行，反响堆本身也能自行缓解所发生验证即使平安设施不能投入运行，反响堆本身也能自行缓解所发生验证即使平安设施不能投入运行，反响堆本身也能自行缓解所发生的事故。

的事故 对上述过程反复地进行研究分析，就可以发现核平安系统的薄弱环节，对上述过程反复地进行研究分析，就可以发现核平安系统的薄弱环节，对上述过程反复地进行研究分析，就可以发现核平安系统的薄弱环节，对上述过程反复地进行研究分析，就可以发现核平安系统的薄弱环节，从而加以改进从而加以改进从而加以改进从而加以改进。