AP1000设备冷却水
⑴ 什么是安注箱据说是专为ap1000型反应堆冷却的备用装置，谁能说详细点
就是在反应堆一回路失水(LOCA,就是漏水了)的时候,向一回路补充水的箱子,叫安注箱.
AP1000就是用了个非能动的概念.当LOCA的时候,安注箱里的硼水可以依靠气压或重力进入一回路.而别人的一般是用个泵打进去.
⑵ AP1000究竟是什么样的技术
我国正在研制的拥有自主知识产权的三代改进型百万千瓦级核电技术型号。AP1000核电技术,AP1000是西屋公司开发的二环路新一代压水型反应堆,采用非能动安全设施和简化的电厂设计,电功率125万千瓦,设计寿命60年。它是一种先进的非能动型压水堆核电技术,用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,AP1000最大的特点就是设计简练,易于操作,而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”,进一步提高了核电站的安全性,同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。
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⑶ 核电站压水堆和沸水堆的区别其中先进技术是什么在建核电站中哪些是AP1000技术其他采用什么技术
沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器，一回路水通过堆芯加热变成约285℃的蒸汽并直接引入汽轮机，因此常规岛布置有一回路的冷却剂管道，管道失效可能引起冷却剂泄漏。压水堆的一回路和蒸汽系统通过蒸汽发生器分隔开，而且蒸汽发生器安置在安全壳内，只要蒸汽发生器完整，放射性物质不会释放到环境中，即使蒸汽发生器故障破损，利用安全壳贯穿件关闭，放射性物质也不会释放到环境中。
沸水堆与压水堆的详细比较：①沸水堆与压水堆同属轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，并使用饱和汽轮机。②沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器。③对于失水事故的处理，沸水堆的应急堆芯冷却系统中有两个分系统都从堆芯上方直接喷淋注水，压水堆的应急注水通过环路管道从堆芯底部注入冷却水。④沸水堆直接产生蒸汽，有N16的放射性问题，还有燃料棒破损时的气体和挥发性裂变产物都会直接污染汽轮机系统。⑤沸水堆压力容器底部除有为数众多的控制棒开孔外，尚有中子探测器开孔，增加了小失水事故的可能性。⑥控制棒驱动机构较复杂，可靠性要求高。⑦沸水堆控制棒自堆底引入，发生"未能应急停堆预计瞬态"的可能性比压水堆的大。"未能应急停堆预计瞬态"指发生某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入。而且压水堆内水压很高，达到大气压的150倍，水在堆内温度升高的很快但不沸腾，流到蒸汽发生器来为另一个循环中的水来加热。而沸水堆则允许水在堆内沸腾，产生蒸汽，并把蒸汽直接输送倒搜用之处。
山东海阳、浙江三门、湖南桃花江、湖北咸宁都是采用AP1000技术，辽宁红沿河、广东阳江、广西防城港、福建宁德都是中广核的CPR1000+技术，福建福清采用M310加改进堆型、海南昌江采用CNP600技术。
⑷ ap1000是压水堆吗
是的，是压水堆，第三代非能动先进压水堆，是从美国引进的当今世界最先进的技术，在浙江三门和山东海阳各有一个在建的核电站。
⑸ AP1000重力水箱中有多少水
看过介绍，应该是2600立方吧
⑹ ap1000核电站总体特点介绍
所谓“非能动的安全体系”是指在核锅炉的顶子上放一个或几个大水箱，一旦机组断电不能恢复，水泵无法打水冷却锅炉，就启动水箱放水门，给核锅炉洗个淋浴，锅炉就会紧急降温。但安全问题仍然存在，如果水箱放空后，核锅炉仍然无法彻底降温，福岛核电站的惨剧还会出现，氢爆仍然无法避免，ap1000仍然采用二氧化锆做核燃料的保护壳。核电站的危险点在于：一般燃油、燃煤、燃气锅炉在事故状态下，能够紧急切断燃料，防止事故扩大，而核电站的核燃料是在锅炉中，在危险状态下无法隔离核燃料，核燃料仍在燃烧，核燃料无法切除。我们现在讲究本质安全，即设备在断绝外部各种动力、信号的情况下，设备本身能够阻断事故影响的连锁反应。在这种概念下，核电站就不是本质安全的动力生产设备，说白了，核电站本身就不安全。
⑺ AP1000，EPR和俄罗斯的核电技术的优势和劣势分别是什么
你这个问的太专业了！AP1000是第三代核反应堆！安全级别高，防护性能好！相比第二代它采用整体式冷却系统！利用重力作用将冷却系统布置于堆心上方而不需要额外的动力使冷却水进入核反应堆内带走热量而自然循环！小日本的福岛核电站事故就是因为地震破坏了动力系统导致冷却循环系统失去作用最终爆炸破坏了保护从而核泄漏！
⑻ 第三代核电技术AP1000的目录
前言
第一章 AP1000设计的先进性和成熟性
第一节 先进核电厂的需求催生了AP1000
第二节 先进的安全理念与核电成熟的更高阶段
一、AP1000安全设计的主要特点
二、非能动技术使核电安全更趋成熟
第三节 开发商的设计验证试验
一、单项效应试验
二、非能动安全壳冷却系统综合效应试验
三、SPES-2综合系统试验装置与高压条件下的堆芯冷却
四、APEX先进电厂试验装置与堆芯长期冷却
五、U1PU装置与缓解严重事故的熔融物堆内滞留
六、若干重要设备的样机试验与相关验证
第四节 核安全监管当局的独立验证与软件确认
一、AP1000设计认证的基本过程
二、SPES、APEX和ROSA的NRC比例分析
三、APEX、AT1ATS和RBHT的NRC试验组合
四、安全分析计算机程序的验证与确认
五、关于设计成熟性的基本结论
附录
参考文献
第二章 AP1000的总体设计
第一节 AP1000的设计基础和总体要求
第二节 AP1000的设计特点和主要技术参数
一、AP1000的设计特点
二、AP1000的主要技术参数
第三节 AP1000系统和设备的技术概要
一、反应堆堆芯和堆内构件
二、反应堆冷却剂系统及其设备
三、AP1000的安全概念与专设安全系统
四、核辅助系统
五、蒸汽动力转换系统
六、仪表和控制系统
七、电气系统
第四节 AP1000核电厂的总体布置
一、厂房布置与结构的主要特点
二、核岛厂房
三、汽轮机厂房
第五节 AP1000相对于AP600的设计改进
一、反应堆冷却剂系统及若干主要设备
二、非能动安全系统与若干其他系统
三、基于PRA分析结果的设计改进
四、核电厂布置
第六节 AP1000规范标准体系与构筑物、系统和部件分级
一、AP1000规范标准体系
二、AP1000构筑物、系统和部件分级
附录
参考文献
第三章 AP1000的燃料系统与堆芯设计
第一节 现代压水堆堆芯技术的集成和发展
一、AP1000燃料系统的主要特点
二、AP1000堆芯技术的主要特点
第二节 燃料系统
一、燃料组件
二、反应性控制组件
第三节 核设计
一、堆芯装载与燃耗
二、功率分布
三、反应性系数
四、控制要求
五、控制棒布置和反应性价值
六、堆外燃料的临界安全
七、氙稳定性
八、压力容器辐照
九、分析方法
第四节 热工水力设计
一、临界热流密度与偏离泡核沸腾比
二、燃料棒温度场
三、堆芯水力学
四、测量仪表要求
第五节 堆芯燃料管理
一、堆芯燃料管理的基本参量
二、平衡循环的两种设计方案
三、传统的第一循环与低泄漏过渡循环
四、先进的循环更替与AP1000堆芯燃料管理结果比较
附录
参考文献
第四章 AP1000的反应堆冷却剂系统和反应堆本体
第一节 反应堆冷却剂系统设计思想的变革与AP1000的设计特点
一、反应堆冷却剂系统设计思想的变革
二、AP1000反应堆冷却剂系统的设计特点
第二节 反应堆冷却剂系统设计
一、功能与设计基准
二、设计准则
三、系统流程
四、系统特性
五、运行程序
第三节 反应堆冷却剂系统的主要设备
一、蒸汽发生器
二、反应堆冷却剂泵
三、稳压器
四、反应堆冷却剂管道
第四节 AP1000反应堆本体
一、反应堆压力容器
二、堆内构件
三、控制棒驱动机构
四、一体化堆顶结构
参考文献
第五章 AP1000的专设安全系统
第一节 非能动专设安全系统的设计原则和特点
一、非能动专设安全系统的功能和设计理念
二、专设安全系统的设计原则和方法
三、非能动原理和AP1000专设安全系统的特点
四、非能动安全技术的成熟性
第二节 非能动堆芯冷却系统
一、非能动余热排出系统
二、非能动安全注射系统
三、自动卸压系统
第三节 安全壳相关的非能动专设安全系统
一、非能动安全壳冷却系统
二、安全壳氢气控制系统
三、安全壳隔离系统
四、非能动裂变产物控制系统
第四节 主控制室非能动应急可居留系统
参考文献
第六章 AP1000核辅助系统与部分二回路系统
第一节 几个主要支持系统
一、化学和容积控制系统
二、正常余热排出系统
三、燃料操作与换料系统
第二节 冷却水系统
一、设备冷却水系统
二、厂用水系统
三、乏燃料池冷却系统
第三节 蒸汽和给水系统
一、主蒸汽供应系统
二、主给水系统
三、启动给水系统
第四节 取样分析与试验检验系统
一、核取样系统
二、安全壳泄漏率试验系统
第五节 三废系统
一、放射性废液系统
二、放射性废气系统
三、放射性废固系统
参考文献
第七章 AP1000数字化仪表控制系统及电气系统
第一节 AP1000数字化仪表控制系统总体结构
一、系统主要特，最
二、总体结构概述
三、系统功能
四、性能要求
第二节 安全级仪表和控制系统平台
一、Common Q平台的硬件
二、Common Q平台的软件
第三节 非安全级仪表和控制系统平台
一、Ovation网络
……
第八章 AP1000核电厂的人因工程学
第九章 AP1000的电厂布置与模块化技术
第十章 AP1000核电厂事故分析
第十一章 AP1000核电厂概率风险评价
第十二章 AP1000的技术经济优势
后记
