900mw壓水堆核電站系統與設備下
㈠ 壓水堆核電站的一迴路有哪些輔助系統各有什麼功能
買本 900MW壓水堆核電站系統與設備 看看吧 問題比較大 也比較多
㈡ 機械專業簽到了中核二三公司，請問該看些什麼書
《900MW壓水堆核電站系統與設備》，中廣核出的。裡面講核電站裡面都有些啥，看完後能對核電站有個基本的了解。反正中廣核系統的，進去都要學320課程，就是用這本書。
我也是才找到工作，正准備考這個。。。。更詳細的可能得到公司培訓吧。
㈢ 反應堆失流事故與失水事故的主要區別是什麼 針對這兩種事故在設計時分別採取的安全措施有哪些
失流事故是指冷卻劑因為泵機或電源故障導致強製冷卻喪失。對於常見的壓水堆來說，就是主泵不懂了。而失水不僅僅是冷卻劑不在堆芯流動了，還跑到一迴路外面去了。
安全措施很多，以下僅針對國內常見的M310堆型討論。
最主要的措施就是安全注入系統，就是由其他應急泵往堆內注入高硼水。按壓力分為高壓安注，中壓安注和低壓安注。然後不管是失流還是失水事故，都有緊急停堆裝置使反應性快速下降。而且停堆後汽機就停了，所以由輔助給水系統（ASG）和RRA等系統帶走最終熱量。
LOCA事故要麻煩的多（失水事故），高溫水流出使熱量無法帶走。安全殼裡面就容易過熱過壓，所以有噴淋系統降溫。大破口LOCA可能導致堆芯融化，為防止高溫後產生氫爆，於是有氫復合器。小破口LOCA要快速減壓，所以穩壓器上有泄壓閥和相應的水箱。
你要真感興趣可以看看《900MW壓水堆核電站系統與設備》
不過估計你是學生。。。就是來找答案的。。。答案課後咋不附上呢
㈣ 核電控制系統
核電控制包括核島部分和常規島部分。現在基本上都是數字控制系統了。數字控制系統包括安全級和非安全級。核島部分的控制，有核燃料反應控制，和保護報警系統；常規島部分有汽輪機功頻電調、液壓系統和保護系統。
風電控制有槳葉角度控制、迎風控制、液壓系統、變頻控制、勵磁控制，並網控制等
㈤ 我想要一本關於核電的書 可以推薦一下嗎最好厚一點可以在新華書店買到的
900MW壓水堆核電站系統與設備(上下)
這套書是廣核集團的培訓教材。以我國大亞灣核電站為背景，非常詳細地介紹了壓水堆核電站的各種設備（上冊為核島部分設備，下冊為常規島部分設備），並且在上冊開始章節比較詳細得介紹了反應堆物理方面的知識。通過這套書，大致能對壓水堆核電站的設備組成及功能有較清晰的了解。
㈥ 沸水堆沒有穩壓器如何控制壓力波動
不知道你說的是哪個堆型的，對於國內最常見的仿M310堆型來說。
穩壓器主噴淋接在RCP系統1號環路和2號環路（2號機組是1和3）主泵的出口主管道上。
輔助噴淋接在RCV系統再生式熱交換器下游的上充管線上，是在主泵掛掉的時候用的，當穩壓器溫度超過上充水溫度177度時不得使用。
詳見《900MW壓水堆核電站系統與設備》（320課程）P110-113頁（舊版），多看書。
㈦ 壓水堆是目前全世界核電站普遍採用的堆型，具體介紹一下壓水堆核電廠
壓水堆最初是美國為核潛艇設計的一種熱堆堆型，用輕水作慢化劑和冷卻劑。四十多年來，這種堆型得到了很大的發展，經過一系列的重大改進，已經成為技術上最成熟的一種堆型。當前，壓水堆核電廠在核能領域中佔有獨特的統治地位，而且這種狀況可能還要維持幾十年。圖1-3給出了壓水堆核電廠示意圖。
壓水堆核電廠用的輕水有一個明顯的缺點，就是沸點低。要使熱力系統有較高的熱能轉換效率，根據熱力學原理，核反應堆應有高的堆芯出口溫度參數。而要獲得高的溫度參數，就必須增加冷卻劑的系統壓力使其處於液相狀態。所以壓水堆是一種使冷卻劑處於高壓狀態的輕水堆。
壓水堆核電廠的主要特點如下：
第一，結構緊湊，堆芯的功率密度大。因此，在體積相同的情況下，熱堆中壓水堆的功率最大。
第二，基於上述特點，再加上輕水的價格便宜，導致壓水堆的基建費用低和建設周期短。
第三，必須採用有一定富集度的核燃料。
第四，反應堆堆芯置於承壓的壓力容器內，高壓導致壓力容器的製作難度和製作費用的提高。
第五，熱效率低。
反應堆冷卻劑系統由反應堆和若干並聯的傳熱環路組成，每條環路包括一台蒸汽發生器、有關的反應堆冷卻劑泵（以下簡稱「主泵」）、管路和閥門以及控制和保護用的儀表。此外，反應堆冷卻劑系統中還包括一台穩壓器、一個穩壓器卸壓箱和若干貫穿件。
冷卻劑流經的迴路稱為一迴路（詳見圖1-3深紅色部分）。一迴路包含的關鍵設備有壓力容器、蒸汽發生器、主泵、穩壓器以及有關閥門等，全部安置在安全殼內（詳見圖1-3淺藍色部分）。高強度的壓力容器、一迴路管道、蒸汽發生器一次側和閥門等構成了一迴路壓力邊界。
冷卻劑在壓力容器內經過反應堆堆芯，將裂變產生的能量帶出壓力容器，送入蒸汽發生器，使蒸汽發生器中二迴路（詳見圖1-3黃色和深藍色部分）的水變成蒸汽。蒸汽再進入汽輪發電機的汽缸做功。冷卻劑從蒸汽發生器的管內流過後，經過主泵又回到堆芯。
壓水堆核電廠冷卻劑的入口溫度一般在290℃左右，出口溫度330℃左右，堆內壓力15.5兆帕。以大亞灣核電廠為例，一台電功率984兆瓦的壓水堆核電機組，其壓力容器內徑為3.99米，壁厚0.2米，重330噸，高13米以上。
主泵的功用是確保冷卻劑在一迴路中的循環，以保證鏈式裂變反應產生的熱量被及時載帶出來。
穩壓器又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆內壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內壓力太低時，加熱器自動加熱使水蒸發以增加壓力。
蒸汽發生器內有很多傳熱管，一迴路和二迴路通過蒸汽發生器傳遞熱量。一迴路的水流過蒸汽發生器傳熱管內時，將攜帶的熱量傳輸給傳熱管外流動的二迴路的水，從而使二迴路的水變成280℃左右、6～7兆帕的高溫蒸汽。也就是說，在蒸汽發生器里，一迴路與二迴路的水在互不交混的情況下，通過管壁發生了熱交換。蒸汽發生器是分隔一迴路和二迴路的關鍵設備。近代壓水堆核電廠中，帶汽水分離器的飽和蒸汽發生器應用較廣。一台百萬千瓦級的三環路壓水堆核電機組，擁有3台蒸汽發生器，每台蒸汽發生器總高度為19～22米，總重量可達300～400噸，生產的蒸汽可供發出260～340兆瓦的電功率。
安全殼用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生反應堆一迴路水外逸的失水事故，安全殼是防止裂變產物釋放到環境的最後一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器，其內徑達40米，內高達60～70米。安全殼內的核反應堆及與反應堆有關的各個系統統稱為核島。
汽輪發電機組及其配套設施和它們所在的廠房統稱為常規島。核電廠用的汽輪發電機在構造上與常規火電廠用的大同小異，所不同的是採用飽和蒸汽做功，蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規火電廠的大。冷凝器是二迴路和三迴路之間的熱交換器。冷卻冷凝器的水在三迴路中流動（詳見圖1-3綠色部分）。三迴路是一個開式迴路，可將汽輪機排出的難以利用的低品質熱量帶入最終熱阱——江、河、湖、海或大氣。三迴路的用水量較火電廠冷卻水用量大，以大亞灣核電廠為例，一台電功率984兆瓦的壓水堆核電機組，三迴路每小時需要超過40萬噸冷卻水。
㈧ 下面哪個設備不在壓水堆核電廠一迴路上.a.主泵 b.汽輪機 c.穩壓器
汽輪機不在壓水堆核電廠一迴路上。
一迴路主冷卻劑系統可分為：反應堆壓力殼、蒸汽發生器、主泵、穩壓器。主要用來保證反應堆和一迴路系統的正常運行。壓水堆核電廠一迴路輔助系統按其功能劃分，有保證正常運行的系統和廢物處理系統，部分系統同時作為專設安全設施系統的支持系統。
專設安全設施為一些重大的事故提供必要的應急冷卻措施，並防止放射性物質的擴散。
(8)900mw壓水堆核電站系統與設備下擴展閱讀
壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開，它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。
冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，並進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，把熱量傳給管外的二迴路水，使水沸騰產生蒸汽；冷卻劑流經蒸汽發生器後，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出並轉換產生蒸汽。
從蒸汽發生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱後送回蒸汽發生器。這就是二迴路循環系統。冷凝器中用三迴路循環泵抽來的江河水作冷卻劑，冷卻後又排回到江河中，組成第三迴路循環。
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核反應堆物理分析 謝仲生
這本書專門介紹了反應堆物理方面的知識，很多學核專業的學生（包括本科生和研究生）都有這本書。這本書實際上是學習核電的入門書，但需要一定的數學基礎。