核电站压水堆一回路水温控制

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。

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

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......

国家核安全局办公室函

国核安办[2008]85号

关于征求《高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则》意见的函

各有关单位：

为了指导高温气冷堆核电站示范工程安全审评工作，我局组织环境保护部核与辐射安全中心和清华大学核能与新能源技术研究院共同编制了《高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则》，现发往你单位征求意见。

请将意见汇总后（包括提出意见的专家姓名和具体修改意见），于2008年5月30日前反馈我局（包括电子件）。

1. 柴国旱环境保护部核与辐射安全中心

通讯地址：北京海淀区红联南村54号

邮政编码：100088

电话：（010）82212561

电子信箱：chaigh@bbn.cn

2. 顾剑峰国家核安全局

通讯地址：北京西直门内南小街115号

邮政编码：100035

电话：（010）66556361

电子信箱：fyd809@yahoo.com.cn

《高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则》正文请登陆环境保护部网站www.mep.gov.cn，在“征集意见”栏目下载。 附件：高温气冷堆核电站安全审评原则

第 十二 章 E 反应堆 核电站 补充练习2016-3-11

姓名 班级 学号 1．已知每个铀235核裂变可释放200MeV能量，铀235的摩尔质量是235g/mol，1g铀235在裂变后所释放的能量是（ ）

（A）8.2×104J （B）8.2×1010J （C）2.56×1021J （D）5.12×1023J 2．铀块产生链式反应原理如图示，在极短时间内释放出大量核能，发生猛烈的爆炸。原子弹就是根据这个原理制成的。产生链式反应的条件是（ ）

（A）铀块体积大于临界体积，保持足够数量的慢中子 （B）与铀块体积和中子多少均无关

（C）铀块体积大于临界体积，与中子多少无关 （D）与铀块体积无关，保持足够数量的慢中子

3．在核反应堆中，为了使快中子的速度减慢，可选用作为中子减速剂的物质是（ ）。 （A）氢 （B）镉 （C）压力容器 （D）水 4．山东荣成石岛湾核电站总装机规模400万千瓦。核电站与火电站相比较，其优势在于( ) （A）核燃料释放出的能量远大于相等质量的煤放出的能量 （B）就可采储量来说，地球上核燃料资源远多于煤炭 （

2012年中美暑期实习班

（HEU-TAMU）

专题报告

实习地点：哈尔滨工程大学 红沿河、三门及大亚湾核电站 班 级 ： 091517 学 号 ： 2009151728 姓 名 ： 宋天昊 指导老师：高璞珍 实习时间：2012.7.29-8.9

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题目：AP1000与ACPR1000+技术特点的比较分析

Title：The comparative analysis of the technical characteristics of AP1000 and ACPR1000+ 摘要:

本文通过分析AP1000和ACPR1000+各自的技术特点和发展过程，展现了其设计思路并分析比较了其安全性、经济型、建造成本等方面的优劣。 Summary:

This article shows design ideas of AP1000 and ACPR100+ by analyzing their technical characteristics and development process. It analyzes and compares the pros and cons of their security, economic,

LPO培训教材 核电站电源系统

编写：杜继伟 审查：刘光清 2007-2-12

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LPO培训教材 目录

第1章 核电站电源系统 ....................................................................................... 5 1.1 核电站电源系统综述 ................................................................................. 5 1.2 6.6KV电源系统 .......................................................................................... 5 1.2.1 6.6KV供电电源 .................................................................................. 5 1.2.2 机组正常运行时的6.6KV电源配置 .........................................