核电厂演示学习教案

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1、会计学1核电厂演示核电厂演示(ynsh)第一页，共46页。第1页/共45页第二页，共46页。秦山核电三期电厂 （Candu6）第2页/共45页第三页，共46页。第3页/共45页第四页，共46页。核电的生产(shngchn)过程第4页/共45页第五页，共46页。第5页/共45页第六页，共46页。第6页/共45页第七页，共46页。 堆芯由正方形横截面燃料组件拼成准圆柱形。1区53个组件，浓集度1.8%；2区52个组件，浓集度2.4%；3区52个组件，浓集度为3.1%。通常每年进行一次换料，每次换料更换1/3 燃料组件，达到平衡换料时新燃料的浓集度为3.2%。 反应堆冷却剂流过堆芯时起到慢化剂的作用

2、。控制棒组件用于反应堆控制，提供反应堆停堆能力和控制反应性快速变化，与燃料组件组合在一起的还有一些功能组件，它们(t men)在堆启动和运行中起着重要作用。 压水堆结构压水堆结构(jigu)第7页/共45页第八页，共46页。第8页/共45页第九页，共46页。围板，上下(shngxi)栅板围成准圆柱形堆芯，又称活性区。活性区里有燃料，慢化剂冷却剂。第9页/共45页第十页，共46页。CANDUPWR第10页/共45页第十一页，共46页。第11页/共45页第十二页，共46页。第12页/共45页第十三页，共46页。第13页/共45页第十四页，共46页。第14页/共45页第十五页，共46页。第15页/共

3、45页第十六页，共46页。a 燃料元件燃料元件 燃燃料料元元件件是是由由产产生生核核裂裂变变并并释释放放热热量量的的部部件件。组组成成(z chn)包包括括Zr-4合合金金包包壳壳管管，包包壳壳内内装装有有二二氧氧化化铀铀芯芯块块。上上下下两两端端设设有有氧氧化化铝铝隔隔热热块块，顶顶部部有有弹弹簧簧压压紧紧，两两端端用用锆锆合合金金端端塞塞封封堵，并与包壳管焊接密封在一起。堵，并与包壳管焊接密封在一起。燃燃料料包包壳壳的的作作用用是是防防止止核核燃燃料料与与反反应应堆堆冷冷却却剂剂接接触触，以以免免裂裂变变产产物物逸逸出出造造成放射性污染。成放射性污染。 Zr-4合合金金的的中中子子吸吸收收

4、截截面面小小，在在高高温温下有较高的机械强度和抗腐蚀性能。下有较高的机械强度和抗腐蚀性能。第16页/共45页第十七页，共46页。燃料燃料(rnlio)(rnlio)组件和燃料组件和燃料(rnlio)(rnlio)元件元件第17页/共45页第十八页，共46页。燃料包壳要求燃料包壳要求1 核性能好，中子吸收少，感生放射性低；核性能好，中子吸收少，感生放射性低；2 对冷却剂的高温抗腐蚀性能好；对冷却剂的高温抗腐蚀性能好；3 良好的物理和机械性质良好的物理和机械性质(xngzh)(熔点高，熔点高，热导大热导大)；4 有足够的高温强度和延性，耐辐照；有足够的高温强度和延性，耐辐照；5 加工性能好，价格低

5、廉。加工性能好，价格低廉。 第18页/共45页第十九页，共46页。燃料燃料(rnlio)(rnlio)包壳包壳1 不锈钢，高温强度好； 热中子吸收截面大(a巴)； 快堆用做燃料(rnlio)包壳。 2 Zr合金，显著改善中子经济性(a巴巴) Zr-2 (Sn Fe Cr Ni )Zr-4 (Sn Fe Cr Ni )Zr-2Zr-4，去掉了镍，抑制吸氢，防止脆化。第19页/共45页第二十页，共46页。 燃料芯块烧结而成，呈圆柱形，直径，高，芯块上下端面呈蝶形，用来补偿因热膨胀和辐射肿胀造成的尺寸变化。 弹簧所在空间可容纳燃料放出的裂变气体，包壳与芯块之间有的间隙，补偿包壳和燃料芯快不同材料的热

6、胀和燃料的辐照肿胀。 气空间充3MPa压力的氦气，用来改善间隙的传热性能和减小包壳内外(niwi)的压差。 第20页/共45页第二十一页，共46页。b b 燃料组件骨架燃料组件骨架燃料组件骨架燃料组件骨架 燃燃燃燃料料料料组组组组件件件件骨骨骨骨架架架架由由由由2424根根根根控控控控制制制制棒棒棒棒导导导导向向向向管管管管、一一一一根根根根中中中中子子子子通通通通量量量量测测测测量量量量管管管管与与与与上上上上下下下下管管管管座座座座焊焊焊焊接接接接而而而而成成成成，沿沿沿沿高高高高度度度度方方方方向向向向放放放放置置置置有有有有8 8个个个个定定定定位位位位格格格格架架架架以以以以提提提提

7、高高高高组组组组件件件件的的的的刚刚刚刚性性性性和和和和强强强强度度度度。骨骨骨骨架架架架结结结结构构构构使使使使264264根根根根细细细细长长长长的的的的燃燃燃燃料料料料元元元元件件件件形形形形成成成成一一一一个个个个整整整整体体体体，承承承承受受受受整整整整个个个个组组组组件件件件的的的的重重重重量量量量和和和和控控控控制制制制棒棒棒棒下下下下落落落落时时时时的的的的冲冲冲冲击击击击力力力力，并保证控制棒运动的畅通。并保证控制棒运动的畅通。并保证控制棒运动的畅通。并保证控制棒运动的畅通。 下下下下管管管管座座座座对对对对进进进进入入入入组组组组件件件件的的的的冷冷冷冷却却却却剂剂剂剂起起

8、起起流流流流量量量量分分分分配配配配作作作作用用用用，又又又又是是是是燃燃燃燃料料料料组组组组件件件件底底底底座座座座。组组组组件件件件重重重重量量量量和和和和施施施施加加加加到到到到组组组组件件件件上上上上的的的的轴轴轴轴向向向向载载载载荷荷荷荷，经经经经下下下下管管管管座座座座作作作作用用用用到到到到下下下下栅栅栅栅板板板板上上上上。燃燃燃燃料料料料组组组组件件件件 在在在在 堆堆堆堆 芯芯芯芯 的的的的 定定定定 位位位位 由由由由 两两两两 个个个个 对对对对 角角角角 支支支支 撑撑撑撑 脚脚脚脚 上上上上 (jio (jio shn)shn)的的的的销销销销孔孔孔孔和和和和下下下下

9、栅栅栅栅板板板板上上上上两两两两个个个个定定定定位位位位销销销销来来来来保保保保证证证证，作作作作用用用用在在在在燃燃燃燃料料料料组组组组件件件件上上上上的的的的水水水水平平平平载载载载荷荷荷荷也也也也通通通通过过过过定定定定位位位位销销销销传传传传递到堆芯支撑结构上。递到堆芯支撑结构上。递到堆芯支撑结构上。递到堆芯支撑结构上。 第21页/共45页第二十二页，共46页。 上管座是燃料组件的上部构件，通过它冷却剂由燃料组件流向上栅板的流水孔。堆芯上栅板的定位销与管座对角上的两个销孔定位，此外，上管座上的压紧弹簧使上栅板可将燃料组件压紧。 控制棒导向管为控制棒上下(shngxi)自由运动提供通道，

10、同时将上下(shngxi)管座连成整体框架。导向管下部呈锥形，对快速下落的控制棒起阻尼作用。 在组件中心位置的通量密度测量管为堆芯中子通量密度测量元件提供通道。 第22页/共45页第二十三页，共46页。 沿燃料元件全程有8个定位格架，它维持燃料元件的侧向间隙，也是夹持燃料元件和加强燃料元件刚性(n xn)的构件。合理的定位格架设计除了起到对燃料元件的夹持定位作用外，还要强化流体的扰动并使流动阻力尽可能小。 第23页/共45页第二十四页，共46页。(2) (2) 堆芯功能组件堆芯功能组件堆芯功能组件堆芯功能组件 上上上上述述述述157157个个个个燃燃燃燃料料料料(rnlio)(rnlio)组组

11、组组件件件件，每每每每个个个个组组组组件件件件都都都都提提提提供供供供了了了了2424个个个个控控控控制制制制棒棒棒棒导导导导向向向向管管管管，这这这这些些些些位位位位置置置置安安安安排排排排有有有有堆堆堆堆芯芯芯芯功功功功能组件。能组件。能组件。能组件。 a a 控制棒组件控制棒组件控制棒组件控制棒组件 大大大大约约约约1/31/3的的的的燃燃燃燃料料料料(rnlio)(rnlio)组组组组件件件件的的的的控控控控制制制制棒棒棒棒导导导导向向向向管管管管是是是是为为为为控控控控制制制制棒棒棒棒组组组组件件件件占占占占据据据据的的的的。图图图图是是是是有有有有控控控控制制制制棒棒棒棒组组组组件

12、件件件的的的的燃燃燃燃料料料料(rnlio)(rnlio)组组组组件件件件。控控控控制制制制棒棒棒棒束束束束顶顶顶顶端端端端固固固固定定定定在在在在一一一一个个个个枝枝枝枝状状状状星形架上，控制棒与枝状接头相连。星形架上，控制棒与枝状接头相连。星形架上，控制棒与枝状接头相连。星形架上，控制棒与枝状接头相连。 控制棒组件分两类：一类是黑棒束组件。控制棒组件分两类：一类是黑棒束组件。控制棒组件分两类：一类是黑棒束组件。控制棒组件分两类：一类是黑棒束组件。 另一类灰棒束组件。另一类灰棒束组件。另一类灰棒束组件。另一类灰棒束组件。 第24页/共45页第二十五页，共46页。第25页/共45页第二十六页，

13、共46页。冷却剂在压力容器里流程(lichng)第26页/共45页第二十七页，共46页。一回路系统一回路系统(xtng)(xtng)的参数的参数 一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量和流速等一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量和流速等参数参数(cnsh)(cnsh)的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性，合理的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性，合理选择一回路的工作参数选择一回路的工作参数(cnsh)(cnsh)是核电厂设计的重要内容。这里仅是核电厂设计的重要内容。这里仅简要分析一下这些主要参数简要分析一下这些主要参数(cnsh)(cnsh)对核电厂安全性和经济性

14、的影对核电厂安全性和经济性的影响及其取值范围。响及其取值范围。 一、压水堆核电厂的功率一、压水堆核电厂的功率二、一回路压力二、一回路压力三、反应堆冷却剂的出口温度三、反应堆冷却剂的出口温度 四、反应堆冷却剂入口温度四、反应堆冷却剂入口温度 五、冷却剂流量五、冷却剂流量 第27页/共45页第二十八页，共46页。一、压水堆核电厂的功率一、压水堆核电厂的功率一、压水堆核电厂的功率一、压水堆核电厂的功率核电厂的一回路系统由若干并联核电厂的一回路系统由若干并联核电厂的一回路系统由若干并联核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成。一个环路所输送的热功率的环路组成。一个环路所输送的热功率的环路组成。一个环路所

15、输送的热功率的环路组成。一个环路所输送的热功率与压水堆核电厂规模和设备设计制造能与压水堆核电厂规模和设备设计制造能与压水堆核电厂规模和设备设计制造能与压水堆核电厂规模和设备设计制造能力有关。力有关。力有关。力有关。按照按照按照按照(nzho)(nzho)(nzho)(nzho)核电厂安全准则，单核电厂安全准则，单核电厂安全准则，单核电厂安全准则，单堆核电厂的环路数不小于堆核电厂的环路数不小于堆核电厂的环路数不小于堆核电厂的环路数不小于1 1 1 1，但过多的环，但过多的环，但过多的环，但过多的环路数将增加设备投资，因此，目前核电路数将增加设备投资，因此，目前核电路数将增加设备投资，因此，目前核

16、电路数将增加设备投资，因此，目前核电厂一回路一般采用厂一回路一般采用厂一回路一般采用厂一回路一般采用2 2 2 24 4 4 4条环路并联形式。条环路并联形式。条环路并联形式。条环路并联形式。第28页/共45页第二十九页，共46页。第29页/共45页第三十页，共46页。一、压水堆核电厂的功率一、压水堆核电厂的功率每一条环路所对应的电功率最初每一条环路所对应的电功率最初(zuch)(zuch)为为150MW150MW。随着核电设备设计。随着核电设备设计制造能力提高，近期的压水堆核电厂，制造能力提高，近期的压水堆核电厂，一个环路的电功率已达到一个环路的电功率已达到300MW300MW600MW60

17、0MW；而且，以每个环路；而且，以每个环路300MW300MW为标准形式，为标准形式，设计建造电功率为设计建造电功率为600MW600MW，900MW900MW，1200MW1200MW的大型核电厂。进一步加大蒸汽的大型核电厂。进一步加大蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵的容量后，单发生器和反应堆冷却剂泵的容量后，单个环路产生的电功率可达到个环路产生的电功率可达到500MW500MW600MW600MW。在相同堆功率情况下，单个环路功率在相同堆功率情况下，单个环路功率提高后，就可以减少环路数目，减少相提高后，就可以减少环路数目，减少相应的设备和部件，降低设备投资和维修应的设备和部件，降低设备投资和维修

18、费用。这样，降低了核电厂每千瓦的造费用。这样，降低了核电厂每千瓦的造价和每度电价格，经济上有利。价和每度电价格，经济上有利。第30页/共45页第三十一页，共46页。表表11典型压水堆核电厂功率典型压水堆核电厂功率及一回及一回(yhu)(yhu)路容量路容量 用户用户功率功率(MM)环路数环路数 单环功率单环功率(MW)单环流量单环流量( t/h)秦山一期 300 215016100秦山二期600230017550大亚湾900330017550田湾10004250 燃烧公司(美)9002 45021000西屋,法马通13004 33018000燃烧公司(美)1300260023300CNP100

19、0(中)10003 340 23790第31页/共45页第三十二页，共46页。二、一回二、一回(yhu)(yhu)路压力路压力 由水的热物理性质可知，要想提高反应堆冷却剂的出口温度由水的热物理性质可知，要想提高反应堆冷却剂的出口温度而不发生冷却剂容积沸腾，必须提高一回路压力。所以，从提而不发生冷却剂容积沸腾，必须提高一回路压力。所以，从提高核电厂的热效率来说，提高一回路系统高核电厂的热效率来说，提高一回路系统(xtng)(xtng)冷却剂的工作冷却剂的工作压力是有利的。但是这方面的潜力非常有限。压力是有利的。但是这方面的潜力非常有限。 例如，水的压力为例如，水的压力为20MPa20MPa时，其

20、饱和温度也仅有时，其饱和温度也仅有365.7365.7，而，而现代压水堆一回路常用压力为，其对应的饱和温度为现代压水堆一回路常用压力为，其对应的饱和温度为344.7344.7。二者相比，压力提高了，饱和温度却仅提高二者相比，压力提高了，饱和温度却仅提高2121。显然如此提。显然如此提高压力，在提高电厂效率上的收益不大，反而对各主要设备的高压力，在提高电厂效率上的收益不大，反而对各主要设备的承压要求、材料和加工制造等技术难度都大大增加了，最终影承压要求、材料和加工制造等技术难度都大大增加了，最终影响到电厂的经济性。响到电厂的经济性。 综合考虑，一般压水堆核电厂一回路系统综合考虑，一般压水堆核电厂

21、一回路系统(xtng)(xtng)的工作压力的工作压力约为约为15MPa15MPa左右。设计压力取倍工作压力；冷态水压试验压左右。设计压力取倍工作压力；冷态水压试验压力取倍设计压力力取倍设计压力 。第32页/共45页第三十三页，共46页。三、反应堆冷却剂的出口三、反应堆冷却剂的出口(chku)(chku)温温度度 电厂热效率与冷却剂的平均温度密切相关，冷却剂电厂热效率与冷却剂的平均温度密切相关，冷却剂出口温度越高，电厂热效率越高，但冷却剂出口温度出口温度越高，电厂热效率越高，但冷却剂出口温度的确定应考虑以下因素：的确定应考虑以下因素：1 1、燃料包壳温度限制：燃料包壳材料要受到抗高温腐蚀、燃料

22、包壳温度限制：燃料包壳材料要受到抗高温腐蚀性能的限制，对于轻水堆，性能的限制，对于轻水堆， 包壳材料包壳材料Zr-4Zr-4的允许表面的允许表面(biomin)(biomin)工作温度应不高于工作温度应不高于350350。2 2、传热温差的要求：为了保证燃料元件表面、传热温差的要求：为了保证燃料元件表面(biomin)(biomin)与冷却剂之间传热的要求，燃料表面与冷却剂之间传热的要求，燃料表面(biomin)(biomin)与冷与冷却剂间应有足够的膜温压。若包壳温度限制在却剂间应有足够的膜温压。若包壳温度限制在350350，冷却剂温度至少要比此温度低，冷却剂温度至少要比此温度低101015

23、15，以保证，以保证正常的热交换。正常的热交换。 第33页/共45页第三十四页，共46页。3、冷却剂过冷度要求：为保证流、冷却剂过冷度要求：为保证流动的稳定性和有效传热，冷却动的稳定性和有效传热，冷却剂应具有剂应具有20左右的过冷度。左右的过冷度。由此可见由此可见,对于一定的工作压对于一定的工作压力力(yl)，反应堆冷却剂的堆出，反应堆冷却剂的堆出口温度变化余地很小。如大亚口温度变化余地很小。如大亚湾核电厂一回路压力湾核电厂一回路压力(yl)，其，其堆出口冷却剂平均温度为堆出口冷却剂平均温度为329.8。四、反应堆冷却剂入口温度四、反应堆冷却剂入口温度反应堆冷却剂的堆出口温度反应堆冷却剂的堆出

24、口温度一旦确定，对于一个确定热功一旦确定，对于一个确定热功率的反应堆，其入口温度与流率的反应堆，其入口温度与流量有单值关系。量有单值关系。 入口温度越高，一回路冷却入口温度越高，一回路冷却剂平均温度越高，从这方面来剂平均温度越高，从这方面来说，对提高热效率有利。但入说，对提高热效率有利。但入口温度越高，冷却剂温升越小，口温度越高，冷却剂温升越小，所需冷却剂流量越大，这就增所需冷却剂流量越大，这就增加了泵的唧送功率，从而降低加了泵的唧送功率，从而降低了电厂的净效率。冷却剂的入了电厂的净效率。冷却剂的入口温度应与流量综合考虑各自口温度应与流量综合考虑各自带来的利弊以及其它一些因素带来的利弊以及其它

25、一些因素后，选取最佳值。后，选取最佳值。 第34页/共45页第三十五页，共46页。五、冷却剂流量五、冷却剂流量(liling)(liling)冷却剂流量对电厂经济性与安全性的影响前面已有分析。冷却剂流量对电厂经济性与安全性的影响前面已有分析。综合上述分析，压水堆核电厂一回路参数范围是：综合上述分析，压水堆核电厂一回路参数范围是：（1 1）工作压力）工作压力15MPa15MPa左右；左右；（2 2）冷却剂在反应堆进口温度取）冷却剂在反应堆进口温度取280300280300，反应堆的出口温，反应堆的出口温度取度取310330310330，进出口的温升为，进出口的温升为30403040。核电厂变工况

26、时，。核电厂变工况时，反应堆冷却剂平均温度变化允许的最大温差为反应堆冷却剂平均温度变化允许的最大温差为17251725。反应堆的。反应堆的设计温度为设计温度为350350。（3 3）一回路系统中冷却剂的流量较大，当单环路对应的电功率）一回路系统中冷却剂的流量较大，当单环路对应的电功率为为300MW300MW时，冷却剂总质量时，冷却剂总质量(zhling)(zhling)流量可达到流量可达到15000t/h21000t/h15000t/h21000t/h（即每（即每10MW10MW热功率热功率160t/h250t/h160t/h250t/h）。主管道内）。主管道内冷却剂流速可达冷却剂流速可达15

27、m/s15m/s，一回路系统的总阻力约为。，一回路系统的总阻力约为。第35页/共45页第三十六页，共46页。一回一回(yhu)(yhu)路系统布置路系统布置 1 1、反应堆冷却剂系统的所有设备、阀门及管道，全部、反应堆冷却剂系统的所有设备、阀门及管道，全部安装在安全壳内。安装在安全壳内。2 2、堆芯部分处在反应堆厂房地平面高度以下。、堆芯部分处在反应堆厂房地平面高度以下。3 3、反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压、反应堆冷却剂系统设备和管道的布置以反应堆压力容器为中心，力求紧凑、简单力容器为中心，力求紧凑、简单(jindn)(jindn)对称。为了补对称。为了补偿主管道的热膨胀应力，蒸

28、汽发生器和主泵采用摆动的偿主管道的热膨胀应力，蒸汽发生器和主泵采用摆动的支撑结构，以允许横向位移。支撑结构，以允许横向位移。 第36页/共45页第三十七页，共46页。2 2 2 2 安全壳安全壳安全壳安全壳(containment)(containment)(containment)(containment) 安全壳又叫做反应安全壳又叫做反应安全壳又叫做反应安全壳又叫做反应堆厂房堆厂房堆厂房堆厂房(chngfng)(chngfng)(chngfng)(chngfng)。 我国采用核电厂安我国采用核电厂安我国采用核电厂安我国采用核电厂安全壳是圆柱型预全壳是圆柱型预全壳是圆柱型预全壳是圆柱型预应力

29、混凝土安全应力混凝土安全应力混凝土安全应力混凝土安全壳壳壳壳. . . . 壁厚约壁厚约壁厚约壁厚约80cm;80cm;80cm;80cm; 内有厚内有厚内有厚内有厚6mm6mm6mm6mm的钢衬。的钢衬。的钢衬。的钢衬。 高约高约高约高约40m,40m,40m,40m,直径约直径约直径约直径约40m.40m.40m.40m.第37页/共45页第三十八页，共46页。 4 4、蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器管、蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器管嘴所在的平面，以便使系统具有足够的自然循环嘴所在的平面，以便使系统具有足够的自然循环能力。能力。 5 5、冷却剂中存在裂变产物和腐蚀产物，对系、冷却

30、剂中存在裂变产物和腐蚀产物，对系统设备和管道有不同程度的污染。因此，在设备统设备和管道有不同程度的污染。因此，在设备周围设有隔墙，它们与安全壳墙构成了二次屏蔽。周围设有隔墙，它们与安全壳墙构成了二次屏蔽。 6 6、为了防止管道破裂后由于流体喷射导致、为了防止管道破裂后由于流体喷射导致(dozh)(dozh)的管道甩击对周围设备的危害，对高能的管道甩击对周围设备的危害，对高能管道的可能断裂位置装有限制器，对设备、管道管道的可能断裂位置装有限制器，对设备、管道进行实体隔离。主要设备（反应堆压力容器、蒸进行实体隔离。主要设备（反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器等）和反应汽发生器、反应

31、堆冷却剂泵、稳压器等）和反应堆冷却剂管道安装在二次屏蔽墙内。堆冷却剂管道安装在二次屏蔽墙内。 第38页/共45页第三十九页，共46页。第39页/共45页第四十页，共46页。钠冷快中子堆钠冷快中子堆第40页/共45页第四十一页，共46页。主热传输主热传输(chun(chunsh)sh)系统系统集管重水(zhn shu)堆压水堆2.4.3 压水管式重水反应堆热传输压水管式重水反应堆热传输(chun sh)系统系统第41页/共45页第四十二页，共46页。第42页/共45页第四十三页，共46页。THE END第43页/共45页第四十四页，共46页。CANDU&PWR共性共性(gngxng)n n高压水流过棒束堆芯；n n燃料是二氧化铀；n n进堆冷却水与动力(dngl)回路的工质分开；第44页/共45页第四十五页，共46页。内容(nirng)总结会计学。组成包括Zr-4合金包壳管，包壳内装有二氧化铀芯块。2 Zr合金，显著改善中子经济性(a巴巴)。燃料组件骨架由24根控制棒导向管、一根中子通量测量管与上下管座焊接而成，沿高度方向放置有8个定位格架以提高组件的刚性和强度。在组件中心位置的通量密度测量管为堆芯中子通量密度测量元件(yunjin)提供通道。控制棒束顶端固定在一个枝状星形架上，控制棒与枝状接头相连。我国采用核电厂安全壳是圆柱型预应力混凝土安全壳.第四十六页，共46页。