《重水反应堆》课件

PPT,a clickto unlimitedpossibilities汇报人PPT010203040506重水反应堆的主要特点是使用重水反应堆的优点是具有较高重水作为冷却剂和慢化剂，而的热效率和较低的放射性污染不是轻水重水反应堆是一种核反应堆，重水反应堆的缺点是建造和维使用重水作为冷却剂和慢化剂护成本较高，需要大量的重水重水作为慢化剂和冷却剂反应堆结构简单，易于建造和维护燃料棒采用天然铀或低浓缩铀反应堆功率密度较低，安全性较高重水反应堆可以产生钚-239，可用于核武器制造重水反应堆产生的放射性废物较少，对环境影响较小l核能发电利用重水反应堆发电，提供清洁能源l核能研究用于核物理、核化学等科学研究l核能安全用于核事故应急处理，保障核能安全l核能医疗用于放射性同位素生产，用于医疗诊断和治疗重水反应堆的核燃料的制核燃料的燃烧核燃料的冷却核燃料的回收工作原理利和慢化重水备将铀矿核燃料棒在反和处理核燃用重水作为冷作为冷却剂和石经过提炼、应堆中发生裂料棒在反应堆却剂和慢化剂，慢化剂，使核变反应，释放中燃烧后，需浓缩、加工使核燃料发生燃料发生裂变出热量和放射要进行回收和裂变反应，产等步骤，制反应，产生热性物质处理，以减少生热量和放射量和放射性物成核燃料棒性物质质放射性污染核裂变反应裂变产物裂裂变反应堆重水反应堆原子核分裂成变产生的新原利用核裂变反使用重水作为两个或更多碎子核和释放出应产生能量的冷却剂和慢化片的过程的能量装置剂的反应堆热能转换过程热能通过冷却蒸汽推动涡轮机旋转，产生剂传递到蒸汽发生器，产生蒸电能汽重水反应堆的工作原理通电能通过电网传输到用户，过核裂变产生热能供用户使用重水是氢的同位素，具有较高重水在核反应堆中作为慢化剂的中子吸收截面和冷却剂使用重水可以提高核反应堆的功率重水可以降低核反应堆的临界质量，提高安全性能密度和热效率作用保护反应设计双层结构，材料不锈钢尺寸根据反维护定期检堆内部结构，防内层为反应堆容或碳钢应堆大小和设查和维护，确止放射性物质泄器，外层为保护计要求而定保安全可靠漏壳重水循环系统的作用冷却和传输重水循环系统的工作原理重水在反重水应堆中加热后，通过重水泵输送到重水冷却器，冷却后再返回反应堆添加标题添加标题添加标题添加标题重水循环系统的组成重水泵、重重水循环系统的安全性重水具有水冷却器、重水热交换器等高密度和高沸点，可以防止反应堆过热和泄漏冷却剂类型重水冷却剂作用吸收核反应产生的热量冷却剂循环通过泵将冷却剂输送到反应堆，再返回到冷却塔冷却剂温度控制通过调节冷却剂流量和温度来控制反应堆温度控制系统负责控制反应堆的功率和温度调节系统负责调节反应堆的燃料浓度和冷却剂流量安全系统负责在紧急情况下关闭反应堆监测系统负责监测反应堆的运行状态和参数安全壳保护反应辐射防护防止放安全壳设计考虑辐射防护措施包射性物质泄漏，保堆不受外部冲击和地震、洪水等自然括屏蔽、距离、时护工作人员和公众内部事故的影响灾害的影响间、屏蔽等方法健康紧急停堆在发生事故时，立即停止反应急人员培训定期进行应急人员培训，应堆运行提高应急处理能力冷却系统确保冷却系统正常运行，防应急物资储备储备足够的应急物资，止堆芯过热如防护服、呼吸器等辐射防护采取屏蔽、屏蔽门、屏蔽墙应急演练定期进行应急演练，提高应等措施，防止辐射泄漏急响应能力检查内容包括设备、系统、检查人员由专业人员组成检查小组，确保检查的准确性和操作规程等方面的检查可靠性检查频率定期进行安全检检查结果对检查结果进行记录和分析，及时发现和解决安查，确保反应堆安全运行全隐患国际原子能机构国家核安全局核安全法规包括核安全监管包括（NNSA）负责制核设施设计、建造、（IAEA）负责定期检查、评估、运行、退役等环节定和执行国家核安监督全球核能安全报告和整改等措施的安全要求全法规设计目标提高安设计特点采用新设计难点解决燃设计进展正在进行实验和模拟验证，全性、经济性和可型燃料、冷却剂和料循环、放射性废预计未来几年内实持续性反应堆结构物处理等问题现商业化应用核能发电未来能源发展的重核能安全确保核能发电的安要方向全性和可靠性核能技术研发推动核能技术核废料处理解决核废料处理的创新和研发，提高核能利用问题，降低环境风险效率l核能安全确保核反应堆的安全运行，防止核泄漏和核事故的发生l核废料处理妥善处理核废料，防止放射性污染和环境破坏l核能环保减少核能发电对环境的影响，提高能源利用效率l国际合作加强国际合作，共同应对核能安全与环保问题国际合作加强与其他国家的合作，共同推进重水反应堆技术的发展技术交流定期举办国际会议、研讨会，促进技术交流与合作技术引进引进国外先进技术，提高重水反应堆技术的水平技术输出向其他国家输出重水反应堆技术，扩大国际影响力汇报人PPT。