AP1000設備冷卻水
⑴ 什麼是安注箱據說是專為ap1000型反應堆冷卻的備用裝置，誰能說詳細點
就是在反應堆一迴路失水(LOCA,就是漏水了)的時候,向一迴路補充水的箱子,叫安注箱.
AP1000就是用了個非能動的概念.當LOCA的時候,安注箱里的硼水可以依靠氣壓或重力進入一迴路.而別人的一般是用個泵打進去.
⑵ AP1000究竟是什麼樣的技術
我國正在研製的擁有自主知識產權的三代改進型百萬千瓦級核電技術型號。AP1000核電技術,AP1000是西屋公司開發的二環路新一代壓水型反應堆,採用非能動安全設施和簡化的電廠設計,電功率125萬千瓦,設計壽命60年。它是一種先進的非能動型壓水堆核電技術,用鈾製成的核燃料在「反應堆」的設備內發生裂變而產生大量熱能,再用處於高壓下的水把熱能帶出,在蒸汽發生器內產生蒸汽,蒸汽推動汽輪機帶著發電機一起旋轉,電就源源不斷地產生出來,AP1000最大的特點就是設計簡練,易於操作,而且充分利用了諸多「非能動的安全體系」,進一步提高了核電站的安全性,同時也能顯著降低核電機組建設以及長期運營的成本。
採納哦
⑶ 核電站壓水堆和沸水堆的區別其中先進技術是什麼在建核電站中哪些是AP1000技術其他採用什麼技術
沸水堆與壓水堆不同之處在於沸水堆沒有蒸汽發生器，一迴路水通過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽並直接引入汽輪機，因此常規島布置有一迴路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一迴路和蒸汽系統通過蒸汽發生器分隔開，而且蒸汽發生器安置在安全殼內，只要蒸汽發生器完整，放射性物質不會釋放到環境中，即使蒸汽發生器故障破損，利用安全殼貫穿件關閉，放射性物質也不會釋放到環境中。
沸水堆與壓水堆的詳細比較：①沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，並使用飽和汽輪機。②沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器。③對於失水事故的處理，沸水堆的應急堆芯冷卻系統中有兩個分系統都從堆芯上方直接噴淋注水，壓水堆的應急注水通過環路管道從堆芯底部注入冷卻水。④沸水堆直接產生蒸汽，有N16的放射性問題，還有燃料棒破損時的氣體和揮發性裂變產物都會直接污染汽輪機系統。⑤沸水堆壓力容器底部除有為數眾多的控制棒開孔外，尚有中子探測器開孔，增加了小失水事故的可能性。⑥控制棒驅動機構較復雜，可靠性要求高。⑦沸水堆控制棒自堆底引入，發生"未能應急停堆預計瞬態"的可能性比壓水堆的大。"未能應急停堆預計瞬態"指發生某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入。而且壓水堆內水壓很高，達到大氣壓的150倍，水在堆內溫度升高的很快但不沸騰，流到蒸汽發生器來為另一個循環中的水來加熱。而沸水堆則允許水在堆內沸騰，產生蒸汽，並把蒸汽直接輸送倒搜用之處。
山東海陽、浙江三門、湖南桃花江、湖北咸寧都是採用AP1000技術，遼寧紅沿河、廣東陽江、廣西防城港、福建寧德都是中廣核的CPR1000+技術，福建福清採用M310加改進堆型、海南昌江採用CNP600技術。
⑷ ap1000是壓水堆嗎
是的，是壓水堆，第三代非能動先進壓水堆，是從美國引進的當今世界最先進的技術，在浙江三門和山東海陽各有一個在建的核電站。
⑸ AP1000重力水箱中有多少水
看過介紹，應該是2600立方吧
⑹ ap1000核電站總體特點介紹
所謂「非能動的安全體系」是指在核鍋爐的頂子上放一個或幾個大水箱，一旦機組斷電不能恢復，水泵無法打水冷卻鍋爐，就啟動水箱放水門，給核鍋爐洗個淋浴，鍋爐就會緊急降溫。但安全問題仍然存在，如果水箱放空後，核鍋爐仍然無法徹底降溫，福島核電站的慘劇還會出現，氫爆仍然無法避免，ap1000仍然採用二氧化鋯做核燃料的保護殼。核電站的危險點在於：一般燃油、燃煤、燃氣鍋爐在事故狀態下，能夠緊急切斷燃料，防止事故擴大，而核電站的核燃料是在鍋爐中，在危險狀態下無法隔離核燃料，核燃料仍在燃燒，核燃料無法切除。我們現在講究本質安全，即設備在斷絕外部各種動力、信號的情況下，設備本身能夠阻斷事故影響的連鎖反應。在這種概念下，核電站就不是本質安全的動力生產設備，說白了，核電站本身就不安全。
⑺ AP1000，EPR和俄羅斯的核電技術的優勢和劣勢分別是什麼
你這個問的太專業了！AP1000是第三代核反應堆！安全級別高，防護性能好！相比第二代它採用整體式冷卻系統！利用重力作用將冷卻系統布置於堆心上方而不需要額外的動力使冷卻水進入核反應堆內帶走熱量而自然循環！小日本的福島核電站事故就是因為地震破壞了動力系統導致冷卻循環系統失去作用最終爆炸破壞了保護從而核泄漏！
⑻ 第三代核電技術AP1000的目錄
前言
第一章 AP1000設計的先進性和成熟性
第一節 先進核電廠的需求催生了AP1000
第二節 先進的安全理念與核電成熟的更高階段
一、AP1000安全設計的主要特點
二、非能動技術使核電安全更趨成熟
第三節 開發商的設計驗證試驗
一、單項效應試驗
二、非能動安全殼冷卻系統綜合效應試驗
三、SPES-2綜合系統試驗裝置與高壓條件下的堆芯冷卻
四、APEX先進電廠試驗裝置與堆芯長期冷卻
五、U1PU裝置與緩解嚴重事故的熔融物堆內滯留
六、若乾重要設備的樣機試驗與相關驗證
第四節 核安全監管當局的獨立驗證與軟體確認
一、AP1000設計認證的基本過程
二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例分析
三、APEX、AT1ATS和RBHT的NRC試驗組合
四、安全分析計算機程序的驗證與確認
五、關於設計成熟性的基本結論
附錄
參考文獻
第二章 AP1000的總體設計
第一節 AP1000的設計基礎和總體要求
第二節 AP1000的設計特點和主要技術參數
一、AP1000的設計特點
二、AP1000的主要技術參數
第三節 AP1000系統和設備的技術概要
一、反應堆堆芯和堆內構件
二、反應堆冷卻劑系統及其設備
三、AP1000的安全概念與專設安全系統
四、核輔助系統
五、蒸汽動力轉換系統
六、儀表和控制系統
七、電氣系統
第四節 AP1000核電廠的總體布置
一、廠房布置與結構的主要特點
二、核島廠房
三、汽輪機廠房
第五節 AP1000相對於AP600的設計改進
一、反應堆冷卻劑系統及若干主要設備
二、非能動安全系統與若干其他系統
三、基於PRA分析結果的設計改進
四、核電廠布置
第六節 AP1000規范標准體系與構築物、系統和部件分級
一、AP1000規范標准體系
二、AP1000構築物、系統和部件分級
附錄
參考文獻
第三章 AP1000的燃料系統與堆芯設計
第一節 現代壓水堆堆芯技術的集成和發展
一、AP1000燃料系統的主要特點
二、AP1000堆芯技術的主要特點
第二節 燃料系統
一、燃料組件
二、反應性控制組件
第三節 核設計
一、堆芯裝載與燃耗
二、功率分布
三、反應性系數
四、控制要求
五、控制棒布置和反應性價值
六、堆外燃料的臨界安全
七、氙穩定性
八、壓力容器輻照
九、分析方法
第四節 熱工水力設計
一、臨界熱流密度與偏離泡核沸騰比
二、燃料棒溫度場
三、堆芯水力學
四、測量儀表要求
第五節 堆芯燃料管理
一、堆芯燃料管理的基本參量
二、平衡循環的兩種設計方案
三、傳統的第一循環與低泄漏過渡循環
四、先進的循環更替與AP1000堆芯燃料管理結果比較
附錄
參考文獻
第四章 AP1000的反應堆冷卻劑系統和反應堆本體
第一節 反應堆冷卻劑系統設計思想的變革與AP1000的設計特點
一、反應堆冷卻劑系統設計思想的變革
二、AP1000反應堆冷卻劑系統的設計特點
第二節 反應堆冷卻劑系統設計
一、功能與設計基準
二、設計准則
三、系統流程
四、系統特性
五、運行程序
第三節 反應堆冷卻劑系統的主要設備
一、蒸汽發生器
二、反應堆冷卻劑泵
三、穩壓器
四、反應堆冷卻劑管道
第四節 AP1000反應堆本體
一、反應堆壓力容器
二、堆內構件
三、控制棒驅動機構
四、一體化堆頂結構
參考文獻
第五章 AP1000的專設安全系統
第一節 非能動專設安全系統的設計原則和特點
一、非能動專設安全系統的功能和設計理念
二、專設安全系統的設計原則和方法
三、非能動原理和AP1000專設安全系統的特點
四、非能動安全技術的成熟性
第二節 非能動堆芯冷卻系統
一、非能動余熱排出系統
二、非能動安全注射系統
三、自動卸壓系統
第三節 安全殼相關的非能動專設安全系統
一、非能動安全殼冷卻系統
二、安全殼氫氣控制系統
三、安全殼隔離系統
四、非能動裂變產物控制系統
第四節 主控制室非能動應急可居留系統
參考文獻
第六章 AP1000核輔助系統與部分二迴路系統
第一節 幾個主要支持系統
一、化學和容積控制系統
二、正常余熱排出系統
三、燃料操作與換料系統
第二節 冷卻水系統
一、設備冷卻水系統
二、廠用水系統
三、乏燃料池冷卻系統
第三節 蒸汽和給水系統
一、主蒸汽供應系統
二、主給水系統
三、啟動給水系統
第四節 取樣分析與試驗檢驗系統
一、核取樣系統
二、安全殼泄漏率試驗系統
第五節 三廢系統
一、放射性廢液系統
二、放射性廢氣系統
三、放射性廢固系統
參考文獻
第七章 AP1000數字化儀表控制系統及電氣系統
第一節 AP1000數字化儀表控制系統總體結構
一、系統主要特，最
二、總體結構概述
三、系統功能
四、性能要求
第二節 安全級儀表和控制系統平台
一、Common Q平台的硬體
二、Common Q平台的軟體
第三節 非安全級儀表和控制系統平台
一、Ovation網路
……
第八章 AP1000核電廠的人因工程學
第九章 AP1000的電廠布置與模塊化技術
第十章 AP1000核電廠事故分析
第十一章 AP1000核電廠概率風險評價
第十二章 AP1000的技術經濟優勢
後記
