压水堆核电厂二回路称为

压水堆核电厂二回路热力系统初步

设计报告

姓名：杨乐

班级：20091515 学号：2009151501

联系方式：18945101390和

HEUyangle@163.com

摘要

在对《核动力装置与设备》，《核电站运行》课程学习之后，在此基础上对压水堆核电厂二回路热力系统进行拟定与热平衡计算，并通过编写C语言程序来对结果进行迭代计算，最终得出满足要求的结果，并制作一张热力系统图。

设计内容及要求

本课程设计的主要任务，是根据设计的要求，拟定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并完成该方案在满功率工况下的热平衡计算。

本课程设计的主要内容包括：

（1） 确定二回路热力系统的形式和配置方式；

（2） 根据总体需求和热工约束条件确定热力系统的主要热工参数；

（3） 根据计算原始资料，进行原则性热力系统的热平衡计算，确定计算负荷

工况下各部分汽水流量及其参数、发电量、供热量及全厂性的热经济指标；

（4） 编制课程设计说明书，绘制原则性热力系统图。

热力系统原则方案说明

电站原则性热力系统表明能量转换与利用的基本过程，反映了发电厂动力循环中工质的基本流程、能量转换与利用过程的完善程度。为了提高热经济性，压水堆核电厂二回路热力系统普遍采用包含再热循环、回热

哈尔滨工程大学本科生课程设计（二）

压水堆核电厂二回路热力系统

初步设计说明书

班 级：20101513 一 学 号：2010151305 一 姓 名：王洋洋一一一一一 联系电话：15046089565 院 院系名称：核科学与技术学院 专业名称：核工程与核技术一 指导老师：刘中坤 一

2013年6月

目 录

摘要................................................................2

1设计内容及要求.................................................... 2

2热力系统原则方案确定.............................................. 3

2.1总体要求和已知条件........................................... 3

2.2热力系统原则方案............................................. 3

2.3主要热力参数选择......

压水堆核电站一回路硼浓度测量

【摘 要】硼表是用来在各种工况下对压水堆核电站一回路冷剂的硼浓度进行自动连续监测的工具，硼表监测是反应堆反应性监测控制的重要手段之一，在机组正常运行阶段观察一回路硼浓度变化的趋势，在机组大修阶段用来监测一回路冷却剂可能的误稀释。本文简要介绍了压水堆核电站硼表的工作原理和在线连接方式。 【关键词】压水堆；硼浓度；测量；硼表 1 硼表简介

反应性安全是压水堆核电站的三大安全功能之一，安全功能包括：反应性安全功能，冷却安全功能，屏障安全功能。压水堆核电站一般采用改变冷却剂中硼浓度、控制棒、可燃毒物棒控制过剩反应性，保证反应性安全功能。其中改变冷却剂中硼浓度主要用于补偿时间过程较慢的反应性变化，优点是有利于展平堆芯功率分布，提高核电站运行的经济性与安全性；另外核电站在停堆、换料期间或大修期间，要保持一定硼浓度使反应堆维持次临界状态并具有足够的次临界深度。因此需要对一回路冷却剂的硼浓度进行连续的测量和监视，在机组正常运行阶段以便观察一回路中硼浓度变化的趋势；并在一回路的硼浓度少于设定值50ppm时给出报警ren055aa，以警告操纵员注意一回路硼浓度的异常变化并作相应的处理。在机组大修阶段用来防止一回路冷却剂的误稀释。

专业：

压水堆核电厂运行与管理结课论文 —压水堆核电厂运行P-T图的分析

学号： 201220040313 姓名： 王 涛 班级： 1220403

核工程与核技术

时间： 2015年11月24日

压水堆核电厂运行P-T图的简单分析

一、引言[1]

反应堆压力容器(RPV)是核安全一级部件，在服役过程中，由于受到中子辐照的影响，材料性能将会逐渐劣化，具体表现为强度增加、塑性与韧性下降。为了防止发生脆性开裂，核电厂在启停堆过程中必须控制压力容器内的温度和压力，将压力和温度控制在限值曲线(P-T曲线)所规定的范围内。即构成反应堆在运行时所应遵守的核电厂运行P-T图[2]。

二、限制线

把反应堆标准运行的温度、压力限制标注在P—T图上，则构成了RCP标准工况P—T图。对于核电厂从换料到功率运行的反应堆标准运行方式，温度和压力都必须控制在限制的范围内，设备安全才得以保障。下面就RCP标准工况（P—T）图上的各限制线加以简要说明。

2.1一回路运行温度上限线[3]

从核安全角度考虑，除稳压器外，一回路任何部位都不允许出现沸腾现象，尤其在元件表面。另外也要避免主泵运转时泵吸入口局部汽化，造成主泵叶

压水堆核电厂无源装料及启动研究

摘 要：反应堆堆芯实行无外中子源起动可以有效减少氚产量和放射性废物产量，具有很好的经济和环保效益。文章简要介绍压水堆核电厂反应堆无源装料以及启动过程，并采用MCNP程序包对反应堆堆芯进行模拟，对其换料及启动的可行性进行分析和研究。

关键词：压水反应堆；无源启动；模拟计算 前言

目前国内运行和在建的压水堆核电厂，基本上都是按照有外中子源（包括一次中子源和二次中子源）启动设计。二次中子源的主要功能是在装料和卸料时提供足够的中子以使源量程能够获得有效计数。乏燃料组件中包含能产生大量中子的（α，n）中子源和自发裂变中子源。在无二次中子源的情况下，利用一定燃耗的乏燃料组件也可以使源量程获得有效计数。

根据EDF（法国电力公司）的运行经验，取消二次中子源可以有效降低一回路氚的产量。因此，为了降低核电厂氚的排放量（源棒内的锑-铍芯块活化会产生氚），减少氚排放对环境的影响、消除二次源棒包壳破损所引起的一回路放射性污染，各核电站启动了取消二次中子源改进研究项目。秦

山二期电站现有4个65万千瓦级机组，分别为1、2、3、4 号机组，依次为2002年、2004 年、2010 年、2011 年商运，目前

利用核电站最佳估算热工水力系统程序RELAP5,以大亚湾核电站的核岛和常规岛为模型,对压水堆核电站一、二回路整体的热工水力系统进行建模分析。研究了传统核电站安全分析建立的基本系统模型和常规岛二回路主要的系统模型,主要针对汽轮机回路的建模进行研究分析。稳态数值计算结果与核电站满功率运行数据基本一致。

维普资讯

第 2 8卷第 2期2OO 7

核动力工程Nu l a o r n i e r g c e r we g n e i P E n

V 1 8 o .2 .NO 2 . Ap .2 0 7 r 0

年 4月

文章编号：0 5—9 62 0 )20 -5 280 2 (0 70 - 50 1 1

基于系统程序的压水堆核电厂热力系统建模高蕊，杨燕华，林萌(海交通大学核科学与工程学院，2 03 )上 00 0

摘要：利用核电站最佳估算热工水力系统程序 R L P,以大亚湾核电站的核岛和常规岛为模型，对压 EA 5水堆核电站一、二回路整体的热工水力系统进行建模分析。研究了传统核电站安全分析建立的基本系统模型和常规岛二回路主要的系统模型，主要针对汽轮机回路的建模进行研究分析。稳态数值计算结果与核电站满功率运行数据基本一致。

关键词：建模；压水堆；热力系

压水堆核电站组成

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enterlsb 转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读 433 次

压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。

2-1 压水堆主要部件

2-1-1 堆芯

堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。

压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。

图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图

图2-1(b) 压水堆燃料组件

燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀

压水堆核电站基础知识

反应堆物理

（试用教材）

2003年10月29日

1

目 录

第一章 核能与反应堆…………………………………………………………………………1

1.1 核能的特点………………………………………………………………………………1 1.2 核反应堆与核电厂动力系统……………………………………………………………3 1.2.1 核电厂动力系统简介………………………………………………………………3 1.2.2 反应堆及其分类……………………………………………………………………3

第二章 原子核物理基础和中子物理学……………………………………………………5

2.1 物质的组成………………………………………………………………………………5 2.1.1 原子核的组成………………………………………………………………………5 2.1.2 同位素………………………………………………………………………………5 2.2 核衰变……………………………………………………………………………………7 2.2.1 衰变类型…………………………………………………

第三代压水堆核电站

AP1000非能动核电站 非能动核电站技术简介

AP1000非能动核电厂 非能动核电厂

AP1000 核电站三维模型

AP1000开发情况 开发情况1985年西屋公司开始了非能动先进压水堆AP600的开发研究工作， 年西屋公司开始了非能动先进压水堆AP600的开发研究工作 1、1985年西屋公司开始了非能动先进压水堆AP600的开发研究工作， 对非能动安全系统进行了大量的试验研究， 对非能动安全系统进行了大量的试验研究，对西屋公司原有的设计和 安全分析程序进行了改造， 安全分析程序进行了改造，开发了适用于非能动先进压水堆设计和安 全分析程序， 前后共化了13 年的时间， 1998年 13年的时间 NRC颁布了 全分析程序 ， 前后共化了 13 年的时间 ， 于 1998 年 9 月 3 日 NRC 颁布了 AP600最终设计批准书。化费了1300人年，完成了12 000份设计文件 600最终设计批准书 1300人年 12, 份设计文件， AP600最终设计批准书。化费了1300人年，完成了12,000 份设计文件， 耗资近6个亿美元。 耗资近6个亿美元。 2、西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上，于1999 、 屋

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