900mw压水堆核电站系统与设备下

㈠ 压水堆核电站的一回路有哪些辅助系统各有什么功能

买本 900MW压水堆核电站系统与设备 看看吧 问题比较大 也比较多

㈡ 机械专业签到了中核二三公司，请问该看些什么书

《900MW压水堆核电站系统与设备》，中广核出的。里面讲核电站里面都有些啥，看完后能对核电站有个基本的了解。反正中广核系统的，进去都要学320课程，就是用这本书。
我也是才找到工作，正准备考这个。。。。更详细的可能得到公司培训吧。

㈢ 反应堆失流事故与失水事故的主要区别是什么 针对这两种事故在设计时分别采取的安全措施有哪些

失流事故是指冷却剂因为泵机或电源故障导致强制冷却丧失。对于常见的压水堆来说，就是主泵不懂了。而失水不仅仅是冷却剂不在堆芯流动了，还跑到一回路外面去了。
安全措施很多，以下仅针对国内常见的M310堆型讨论。
最主要的措施就是安全注入系统，就是由其他应急泵往堆内注入高硼水。按压力分为高压安注，中压安注和低压安注。然后不管是失流还是失水事故，都有紧急停堆装置使反应性快速下降。而且停堆后汽机就停了，所以由辅助给水系统（ASG）和RRA等系统带走最终热量。
LOCA事故要麻烦的多（失水事故），高温水流出使热量无法带走。安全壳里面就容易过热过压，所以有喷淋系统降温。大破口LOCA可能导致堆芯融化，为防止高温后产生氢爆，于是有氢复合器。小破口LOCA要快速减压，所以稳压器上有泄压阀和相应的水箱。
你要真感兴趣可以看看《900MW压水堆核电站系统与设备》
不过估计你是学生。。。就是来找答案的。。。答案课后咋不附上呢

㈣ 核电控制系统

核电控制包括核岛部分和常规岛部分。现在基本上都是数字控制系统了。数字控制系统包括安全级和非安全级。核岛部分的控制，有核燃料反应控制，和保护报警系统；常规岛部分有汽轮机功频电调、液压系统和保护系统。
风电控制有桨叶角度控制、迎风控制、液压系统、变频控制、励磁控制，并网控制等

㈤ 我想要一本关于核电的书 可以推荐一下吗最好厚一点可以在新华书店买到的

900MW压水堆核电站系统与设备(上下)
这套书是广核集团的培训教材。以我国大亚湾核电站为背景，非常详细地介绍了压水堆核电站的各种设备（上册为核岛部分设备，下册为常规岛部分设备），并且在上册开始章节比较详细得介绍了反应堆物理方面的知识。通过这套书，大致能对压水堆核电站的设备组成及功能有较清晰的了解。

㈥ 沸水堆没有稳压器如何控制压力波动

不知道你说的是哪个堆型的，对于国内最常见的仿M310堆型来说。
稳压器主喷淋接在RCP系统1号环路和2号环路（2号机组是1和3）主泵的出口主管道上。
辅助喷淋接在RCV系统再生式热交换器下游的上充管线上，是在主泵挂掉的时候用的，当稳压器温度超过上充水温度177度时不得使用。
详见《900MW压水堆核电站系统与设备》（320课程）P110-113页（旧版），多看书。

㈦ 压水堆是目前全世界核电站普遍采用的堆型，具体介绍一下压水堆核电厂

压水堆最初是美国为核潜艇设计的一种热堆堆型，用轻水作慢化剂和冷却剂。四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种堆型。当前，压水堆核电厂在核能领域中占有独特的统治地位，而且这种状况可能还要维持几十年。图1-3给出了压水堆核电厂示意图。

压水堆核电厂用的轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理，核反应堆应有高的堆芯出口温度参数。而要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。

压水堆核电厂的主要特点如下：

第一，结构紧凑，堆芯的功率密度大。因此，在体积相同的情况下，热堆中压水堆的功率最大。

第二，基于上述特点，再加上轻水的价格便宜，导致压水堆的基建费用低和建设周期短。

第三，必须采用有一定富集度的核燃料。

第四，反应堆堆芯置于承压的压力容器内，高压导致压力容器的制作难度和制作费用的提高。

第五，热效率低。

反应堆冷却剂系统由反应堆和若干并联的传热环路组成，每条环路包括一台蒸汽发生器、有关的反应堆冷却剂泵（以下简称“主泵”）、管路和阀门以及控制和保护用的仪表。此外，反应堆冷却剂系统中还包括一台稳压器、一个稳压器卸压箱和若干贯穿件。

冷却剂流经的回路称为一回路（详见图1-3深红色部分）。一回路包含的关键设备有压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器以及有关阀门等，全部安置在安全壳内（详见图1-3浅蓝色部分）。高强度的压力容器、一回路管道、蒸汽发生器一次侧和阀门等构成了一回路压力边界。

冷却剂在压力容器内经过反应堆堆芯，将裂变产生的能量带出压力容器，送入蒸汽发生器，使蒸汽发生器中二回路（详见图1-3黄色和深蓝色部分）的水变成蒸汽。蒸汽再进入汽轮发电机的汽缸做功。冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过主泵又回到堆芯。

压水堆核电厂冷却剂的入口温度一般在290℃左右，出口温度330℃左右，堆内压力15.5兆帕。以大亚湾核电厂为例，一台电功率984兆瓦的压水堆核电机组，其压力容器内径为3.99米，壁厚0.2米，重330吨，高13米以上。

主泵的功用是确保冷却剂在一回路中的循环，以保证链式裂变反应产生的热量被及时载带出来。

稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆内压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动加热使水蒸发以增加压力。

蒸汽发生器内有很多传热管，一回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。一回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给传热管外流动的二回路的水，从而使二回路的水变成280℃左右、6～7兆帕的高温蒸汽。也就是说，在蒸汽发生器里，一回路与二回路的水在互不交混的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽发生器是分隔一回路和二回路的关键设备。近代压水堆核电厂中，带汽水分离器的饱和蒸汽发生器应用较广。一台百万千瓦级的三环路压水堆核电机组，拥有3台蒸汽发生器，每台蒸汽发生器总高度为19～22米，总重量可达300～400吨，生产的蒸汽可供发出260～340兆瓦的电功率。

安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生反应堆一回路水外逸的失水事故，安全壳是防止裂变产物释放到环境的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器，其内径达40米，内高达60～70米。安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统统称为核岛。

汽轮发电机组及其配套设施和它们所在的厂房统称为常规岛。核电厂用的汽轮发电机在构造上与常规火电厂用的大同小异，所不同的是采用饱和蒸汽做功，蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电厂的大。冷凝器是二回路和三回路之间的热交换器。冷却冷凝器的水在三回路中流动（详见图1-3绿色部分）。三回路是一个开式回路，可将汽轮机排出的难以利用的低品质热量带入最终热阱——江、河、湖、海或大气。三回路的用水量较火电厂冷却水用量大，以大亚湾核电厂为例，一台电功率984兆瓦的压水堆核电机组，三回路每小时需要超过40万吨冷却水。

㈧ 下面哪个设备不在压水堆核电厂一回路上.a.主泵 b.汽轮机 c.稳压器

汽轮机不在压水堆核电厂一回路上。

一回路主冷却剂系统可分为：反应堆压力壳、蒸汽发生器、主泵、稳压器。主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废物处理系统，部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。

专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。

(8)900mw压水堆核电站系统与设备下扩展阅读

压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。

冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。

从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。冷凝器中用三回路循环泵抽来的江河水作冷却剂，冷却后又排回到江河中，组成第三回路循环。

㈨ 求关于核电方面的书推荐几本最好由浅入深！

900MW压水堆核电站系统与设备(上下)
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核反应堆物理分析 谢仲生
这本书专门介绍了反应堆物理方面的知识，很多学核专业的学生（包括本科生和研究生）都有这本书。这本书实际上是学习核电的入门书，但需要一定的数学基础。