船舶核动力装置一回路系统

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核动力装置自然循环一回路冷却剂流量测量技术

第３５卷第４期
２０１３年４月
舰
船
科Leabharlann Baidu
学
技
术
Ｖｏ１．３５，Ｎｏ．４Ａｐｒ．，２０１３
ＳＨＩＰＳＣＩＥＮＣＥＡＮＤＴＥＣＨＮＯＬ０ＧＹ
核动力装置自然循环一回路冷却剂流量测量技术
谢仁富，朱国华，郭智荣
（武汉第二船舶设计研究所，湖北武汉４３００６４）摘要：针对压水堆核动力装置自然循环工况下一回路冷却剂流量测量的难题，提出一种基于Ｎ噪声和
相关分析的测量方法。完成测量系统的设计，研制Ｎ＿ｙ探测器、放大电路和信号处理装置样机。采用一种自适应脉
ｓｙｓｔｅｍｉｓｄｉｓｃｕｓｓｅｄａｎｄｔｈｅｒｅｓｕｌｔｏｆｔｈｅｃａｒｒｉｅｄｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔｓｉｓｐｒｅｓｅｎｔｅｄａｔｌａｓｔ．
Ａｂｓｔｒａｃｔ：ＩｎｏｒｄｅｒｔｏｍｅａｓｕｒｅｔｈｅＰＷＲｃｏｏｌａｎｔｌｏｆｗｒａｔｅｉｎｎａｔｕｒａｌｃｉｒｃｕｌａｔｉｏｎｃｏｎｄｉｔｉｏｎ，ａｃｏｎｔａｃｔｆｒｅｅｌｏｆｗｒａｔｅｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔｂｙｃｏｒｒｅｌａｔｉｏｎａｎａｌｙｓｉｓｏｆＮｆｌｕｃｔｕａｔｉｏｎｓｉｓｐｕｔｆｏｒｗａｒｄｉｎｔｈｉｓｐａｐｅｒ．Ｔｈｅｐｒｉｎｃｉｐｌｅｉｓｅｘｐｌａｉｎｅｄ，ｔｈｅｄｅｓｉｇｎｏｆｔｈｅｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔｓｙｓｔｅｍｉｓｐｒｅｓｅｎｔｅｄ．Ｉｎｐｒａｃｔｉｃｅ，ｃｒｏｓｓ ‘ ｃｏｒｒｅｌａｔｉｏｎ

压水堆核电厂一回路系统与设备简介补充讲义

• 提供稳压器卸压箱喷淋水；
• 为反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统的换料水箱提供含硼浓度2000mg/kg的初始充水和补水；
• 为安注系统的硼注入箱提供含高浓度硼的初始充水和补水；
• 在化学和容积控制系统扫气时，向容积控制箱充水。
系统简图
硼和水补给系统原理图分为：
补水回路、硼补充回路、硼酸配制回路和化学添加剂制备回路4个部分。
卧式蒸汽发生器
一
直流蒸汽发生器典型结构图
1：冷却剂出口（2个） 2：给水进口（2个） 3：应急给水进口 4：过热蒸汽出口（2个） 5：传热管 6：套筒 7：上管板 8：冷却剂进口 9：人孔 10：下管板
蒸汽发生器给水
•蒸汽发生器的给水，在正常工况时由给水流量调节系统供给。 •在核电厂启动蒸汽发生器需充水、压水堆长时间处于热备用或冷停堆状态，或给水流量调节系统发生故障等工况下，则由辅助给水系统提供给水。
汽发生器；
•
按蒸汽发生器传热管形状，可以分为：U型管、
直管、螺旋管及其它形状（如：微波浪形等）的蒸汽
发生器；
•
按设备安装方式，可以分为：立式蒸汽发生器与
卧式蒸汽发生器；
•
按结构特征，可以分为：带预热器与不带预热器
的蒸汽发生器。
立式自然循环U形管蒸汽发生器
主要部件：
1、下封头 2、管板 3、U形管束 4、汽水分离装置 5、筒体组件 6、套筒

核动力设备与系统第2课

Nuclear-Powered Equipments and Systems
核动力设备与系统第二讲
能源与动力学院核能系
作业
• 介绍一种核反应堆，题目自拟，字数不少于300字。
反应堆冷却剂系统
1 反应堆冷却剂系统 1.1 系统的功能; 1.2 系统的描述; 1.3 系统的参数选择; 1.4 系统布置;1.5 系统参数测量
44
45
2.1.2 堆芯功能组件
4)初级中子源棒组件 • 为监督初始堆芯装料和反应堆启动提供所
需的中子源，锎-252被广泛用作为初级中子源 • 大亚湾核电厂首次装料有2个初级中子源棒组件，每个组件所含的24根棒中，有1根初级中子源棒，1根次级中子源棒，16根可燃毒物棒和6个阻力塞。
46
2.1.2 堆芯功能组件
2.3.2 密封装置
• 外侧的O型密封环上不开小孔，而是在其内充氦气,通常称为充气环。
• 反应堆运行时，环内气体受热膨胀，使环随即涨大，从而达到密封效果。
• 在内环与外环之间有引漏接管，通过测量引漏接管表面温度来探测有无冷却剂外泄。
57
2.3.3 压力容器运行限制
• 塑性材料，延伸率大于5%；脆性材料，延伸率小于5%
23
图3-5 压水堆本体结构（p33）
24
2.1 堆芯结构
• 堆芯又称为活性区，位于反应堆压力容器中心偏下的位置。大亚湾核电厂由157个几何形状和机械结构完全相同的燃料组件，构成一个高3.65m，等效直径3.04m的准圆柱状核反应区。

船舶核动力装置习题整理..

4.船舶核动力装置的船用条件是什么？（ 1）复杂多变的海洋环境会使船舶产生不同程度的摇摆，倾斜和起伏，核动力装置必须具备在一定的摇摆，冲击和振动条件下稳定可靠运行的能力；
（ 2）船舶在航行过程中可能发生碰撞，触礁，火灾，沉没等各种海上事故，军用核
动力舰船在作战时还有可能受到敌方攻击，核动力装置应该有可靠，完善的安全措
1)提高反应堆的固有安全性。
2)提高反应堆的自然循环能力。 3)应用非能动安全系统。 4) 提高反应堆的自动控制水平，减少误操作。（二）增长堆芯寿命；
优化燃料元件和堆芯结构，提高转换比和堆芯中子经济性，燃料元件采用稠密栅布置，采用可燃毒物控制，对控制棒进行程序控制，适当加大燃料的初始装载量。（三）增强反应堆的自然循环能力；提高自然循环能力的措施 :
积膨胀。
<1> 一回路中冷却剂通过波动管进入稳压器，压缩蒸汽空间，反应堆冷却剂系统压力升高，使汽空间部分蒸汽冷凝进入水空间。
<2> 系统压力达到某一定值时，喷淋阀开启，来自主泵出口的冷却剂经喷淋管向稳压器汽空间喷淋，冷凝部分蒸汽。
<3> 喷淋阀的开度随系统压力的升高线性增大，当系统降低到某一定值时，喷淋阀关闭。负波动时的压力控制：
1) 蒸汽发生器的安装位置相对于反应堆中心位置应尽量高，以增大蒸汽发生器和反应堆堆芯之间的热中心位差，但受核潜艇壳体尺寸限制。

反应堆结构讲义第四章一回路设备

压水堆核电厂使用较广泛的有三种。它们是:立式U型管自然循
环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器和立式直流蒸汽
发生器，其中尤以立式U型管自然循环蒸汽发生器应用最为
广泛。
10
蒸汽发生器分类
11
立式自然循环蒸汽发生器
蒸汽发生器由下封头、管板、U型管束、汽水分离装置及筒体组件等组成
一、二回路冷却剂流程循环倍率的定义
12
主要设计参数
13
① U型管束
传热管对保障核电厂安全运行极为重要。为寻找高性能耐腐蚀的传热管材，作了大量工作。60年代后，美国采用 Inconel-600合金，近几年改用Inconel-690合金。该材料的抗腐蚀能力有显著改善。然而，大量研究实践表明，任何材料都只有在一定的条件下才具备优良的抗腐蚀性能。传热管的损坏还与蒸汽发生器的热工水力特性和水质条件密切相关。因此，只有从蒸汽发生器的结构设计、管材、水质控制等方面综合研究改进,才能收到预期效果。此外，对于同种管材，采取适当的热处理及表面处理工艺对提高其抗腐蚀性能有重要意义。
堆芯淹没和自然循环
4
一回路系统主要功能
在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出，并通过蒸汽发生器传给二回路工质，产生蒸汽，驱动汽轮发电机组发电.
在停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体，并起慢化剂和反

核动力装置

自从1953年6月，美国第一艘核潜艇的S1W陆上模式堆达到满功率运行以来，潜艇反应堆装置已经过40多年的发展，在各核大国得到广泛应用，积累了丰富的设计、建造与使用经验，技术水平得到了迅速的发展。

目前，美、俄、英、法四国共有155艘核潜艇在役，装备了193台反应堆装置，均为压水堆装置。前苏联曾发展过液态金属反应堆装置，并装备“阿尔法”级潜艇，但现已全部退役。压水堆技术十分成熟，深得各国海军的信任。

美国从1948年开始研究潜艇核动力技术，起步最早，技术水平最先进。至今，已生产250台以上的舰艇堆。目前，有75艘核潜艇在役，装备了75台反应堆。美国的潜艇堆，共有三大系列。SC系列曾有S2C反应堆装艇，现已退役。

SG系列有S2G、S4G、S5G、S6G、S8C.及S9G反应堆装艇，其中，S2G、S4G反应堆已退役。

SW系列有S2W、S3W、S4W、S5W、S6W反应堆装艇。其中，SSW、S6W 反应堆在役

美国发展潜艇堆，采取多试少制，标准化推广的政策。40多年来共发展了12型潜艇堆，只推广了3型，还有2型仍在发展中。美国发展新型潜艇堆，注重技术可行性和装置的可靠性，先后建造了7台模式堆，在取得实际经验后再建造艇用堆。注重反应堆技术的基础研究，尤其强调发展新材料和新概念堆芯，包括轻水增殖堆芯，以及重视对失水事故等核安全技术的研究。

美国潜艇堆单堆功率增长迅速，由60MW增至250MW，堆芯寿命长，由最初的2年增至现在的30年，在整个服役期内堆芯不换料，可以与艇同寿命。一回路自然循环能力高，动力装置噪声低，操作简单，维修方便，造价昂贵。

船用核动力装置小破口冷却剂丧失事故处理研究

第４卷１
第１期
船海工程
ＳＰ＆０ＡＮＥＨＩＣＥＮＧＩＥＥＮＮＲＩＧ
Ｖｏ．１Ｎｏ１１４．Ｆｂ２２ｅ．０１
２１０２年０２月
船用核动力装置小破口冷却剂丧失事故处理研究
王洪剑
（海军工程大学船舶与动力学院，武汉４０３）３０３摘要：应用仿真分析软件对船用核动力装置小破口冷却剂丧失事故进行计算分析，对事故发生后采取
的两种事故处置方式进行对比分析，结果表明，采取低压保护停堆的事故处置方式更为合理有效。建议对原
事故处理规程作进一步验证、修改，以提高事故处理的有效性。
关键词：动力装置；ＢＯＡ；理规程核ＳＬＣ处中图分类号：６４１Ｕ６．５文献标志码：Ａ文章编号：６１７５（０２０ —１４０１７ —９３２１）１０２－３
船用核动力装置一回路冷却剂丧失事故发生后，带有一定放射性的高温冷却剂将导致堆舱温
致堆芯冷却剂大量汽化，燃料元件可能发生长时间
裸露致使燃料元件温度上升至烧毁，时需要考虑这

船舶核动力装置一回路设计说明书

一回路设备

1。反应堆选取压水堆的原因

压水堆有以下优点：

1。结构紧凑，功率密度高，慢化剂温度效应和燃料多普勒效应使压水堆有自稳自调特性，安全可靠性高；

2。以轻水作为冷却剂与慢化剂，化学性质稳定,不与反应堆金属材料反应,如果冷却剂泄露，可以通过海水淡化来补充。

3.结构简单,坚固耐用，运行性能良好

4.压水堆在初期实践中就显示出良好的稳定性和可靠性，目前经验技术成熟。

其它堆型的缺点:

1.沸水堆：堆内结构复杂，水汽对中子慢化能力弱，所需要的燃料

多，体积大于压水堆，同时放射性进入汽轮机中，加大屏蔽体积。

且压力容器下部有较大数量的空洞，由于水泄时的重力作用,对结构强度有不利的影响。

2.重水堆:以天然铀为燃料，所以体积比同功率压水堆大10倍，二回

路蒸汽运行压力低，效率低。

3.液态金属冷却堆：专设加热设备以保证冷却剂为液态，碱性金属

高温时化学性质活泼,加速腐蚀。

4.高温气冷堆:堆芯体积大，对管道材料耐高温和密封性要求高

1.蒸汽发生器：双环路运行，增加可靠性.

2.压力安全系统：

功率增加时，冷却剂温度增加,体积膨胀，冷却剂通过稳压器的波动管流入稳压器，压缩汽空间，p增大，启用喷雾阀与卸压阀。功率降低时，同理，启用加热器。

4.补水系统：

处理储存和向一回路供应补给水.

1.初始充水

2.冷启动时，补水泵用于初始升压3。正常运行补

水4。冷停堆或事故停堆时，补偿水位的下降5.提供其他用

水

5.一次屏蔽水系统:反应堆一次屏蔽水箱充水，排水，补充屏蔽水的损耗，处理由于辐照分解产生的氢气，在发生失水事故时，为低压安注提供水源。

船舶核动力装置运行与控制_核动力装置精品文档

《核动力装置》
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启动前的准备
冲水排气一回路系统中含有一定量的气体，会在堆芯内引起气泡效
进入主泵驱动电机转子空腔内的气体积累到一定程度时，

进入稳压器蒸汽空间的气体会使稳压器中饱和温度和饱和压力的对应关系遭到破坏，影响传热性能和测量仪表的精
10/15/2019
《核动力装置》
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核加热启动方式的启动时间约需13小时，比外加热方式启动要短得多，但核加热操作比较复杂，且不如外加热安全，所以要
10/15/2019
《核动力装置》
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2.热启动
一回路系统依靠前一次停堆后的剩余功率来维持反应堆装置处于热态下（一般回路温度200℃左右，稳压器有蒸汽
程序较为简单，直接提升控制棒使反应堆达到临界。与冷启动不同的是，热启动之前需要了解距离停堆的时间、
核加热启动
从冷停堆状态直接提升控制棒启动反应堆，依靠核裂变功率加热反应堆冷却剂，使一回路系统升温升压达到额定运行参数。
在准备工作及充水排气工作完成后，即可提升控制棒，使反应堆逐渐达到临界。应注意的是，由于在冷态下启动反应堆，一回路温度低、温度效应不明显，提升控制棒时需特别小心，谨
反应堆达到临界后，维持较低的功率（一般为1%~5%FP）加热反应堆冷却剂，使一回路系统升温升压，后面的启动步骤与
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第四章_一回路设备

20
汽水分离装置
汽水分离器是自然循环蒸汽发生器的重要部件。这不仅由于合格的蒸汽品质是汽轮机安全经济运行的重要条件之一，还由于自然循环蒸汽发生器的尺寸在很大程度上取决于汽水分离装置的结构和工作特性。
蒸汽发生器的上部设有两级汽水分离器。汽水混合物离开传热管束后经上升段首先进入旋叶式分离器，除掉大部分水分，然后进入第二级分离器进一步除湿。第二级分离器一般是人字型板式干燥器。
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主要设计参数
13
① U型管束
传热管对保障核电厂安全运行极为重要。为寻找高性能耐腐蚀的传热管材，作了大量工作。60年代后，美国采用 Inconel-600合金，近几年改用Inconel-690合金。该材料的抗腐蚀能力有显著改善。然而，大量研究实践表明，任何材料都只有在一定的条件下才具备优良的抗腐蚀性能。传热管的损坏还与蒸汽发生器的热工水力特性和水质条件密切相关。因此，只有从蒸汽发生器的结构设计、管材、水质控制等方面综合研究改进,才能收到预期效果。此外，对于同种管材，采取适当的热处理及表面处理工艺对提高其抗腐蚀性能有重要意义。
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直流式蒸汽发生器
直流式蒸汽发生器优缺点优点：不需要汽水分离器，体积较小；可以获得温度较高
的微过热蒸汽得以提高电站热效率；变功率运行时用改变水位的方式可使蒸汽压力基本保持不变。缺点：过热段蒸汽侧的传热系数小，要求较多的换热面积，使贵重金属的管材的需要量增多，对二回路水质要求十分严格，制造工艺上的技术问题有待解决。

第六章一回路辅助系统

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第六章一回路辅助系统

一回路辅助系统是核辅助系统的一个重要组成部分。除了一回路辅助系统之外，核辅助系统还包括有辅助冷却水系统、三废处理系统、核岛通风空调系统以及核燃料装卸贮存和工艺运输系统。

一回路辅助系统包括化学和容积控制系统（RCV ）、反应堆硼和水补给系统（REA ）、余热排出系统（RRA ）和核取样系统（REN ）。

RCV 与核安全有关，REA 的调硼和加硼部分与核安全有关，RRA 与核安全密切相关，完全按专设安全设施的要求来设计。REN 在监督一回路水质、保证一回路系统正常运行、减少厂房内剂量及延长设备使用寿命等方面起着重要的作用。

本章只介绍前三个系统，即：RCV 、REA 和RRA 。

6.1 化学和容积控制系统(RCV)

6.1.1 系统功能

1. 主要功能

化学和容积控制系统(以下简称化容系统)保证反应堆冷却剂系统（RCP ）所必需的三种功能,即：容积控制、化学控制和反应性控制。

（1）关于容积控制

——水容积变化的原因

当一回路水温变化时，回路中水的容积也随之变化（图6.1）。从图中可以看出，一回路水温自冷态（60℃）变到热态（291.4℃），水容积将增加近40%。正常运行时，一回路水的平均温度随着功率的增加而增加，功率的改变也将引起水容积的变化。一回路水容积的变化必将导致稳压器水位的波动；

一回路是个高压（15.5MPa ）水回

路，压力容器一号密封、主泵2号轴封

和一些大的阀门、阀杆等一回路边界将

不可避免地产生泄漏，这些泄漏也会引

起稳压器水位的波动。

——容积控制的目的

就是要吸收一回路的水容积变化，

稳压器7章

12
10.5
12.1
13
电加热器：插入方式总功率，kW 外径，mm 数目，根
喷雾流量：最大，m3/h 最小连续，m3/h 稳压器水加热/冷却速率，℃/h 最大波动速率，m3/h 波动管直径，mm
四象限水平 885 φ14 342
6.81 0.114 93
底封头垂直 1300
底封头垂直 1500 φ23 120
第七章
为了补充消耗掉的压缩空气，由电动机驱动空气压缩机，通过冷却器和干燥器，源源不断地把新的压缩空气输入到压缩空气瓶内，或直接输入到空气联箱。
第七章
气罐式稳压器的工作原理也很简单。当冷却剂体积膨胀时，经过波动管胀入稳压器，造成稳压器水位上升，空气受压缩，使压力升高的趋势得到缓解。当压力升高超过允许的压力上限时，安装在空气联箱上的两个安全阀开启，使稳压器内压力恢复到额定值。反之，若冷却剂体积收缩，则稳压器内水流入回路，稳压器内水位下降，于是空气膨胀，使压力降低的趋势得到缓解。此时，应打开压缩空气瓶的出口阀门，向稳压器补充新的压缩空气，以恢复正常的运行压力。
第七章
压力安全系统
第七章
设立压力安全系统的目的
在压水堆核动力装置中，一回路系统是一个封闭回路。因此，当由于某种原因引起回路中的冷却剂产生温度变化或容积波动时，势必引起系统压力产生相应的变化。如果回路压力升高超过设计压力，将导致系统和设备的破坏；如果压力下降过低又会造成堆芯局部沸腾或体积涕腾，引起堆芯烧毁。为了使压水堆核动力装置能安全可靠地运行，必须对反应堆一回路系统的压力进行控制和保护，这就是设立压力安全系统的目的，稳压器是压力安全系统的主要设备。

【核电站】一回路主要辅助系统：化学和容积控制系统(RCV)

1．2 一回路主要辅助系统

§ 1.2.1 化学和容积控制系统（RCV）

一、概述

化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的一个主要的辅助系统。它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用，它保证了反应堆的冷却剂的水容积，化学特性的稳定和控制反应性的变化。

二、系统功能：

主要功能：

a)容积控制：通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积；

b)反应性控制：与反应堆硼和水的补给系统（REA）相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化;

c)化学控制：控制反应堆冷却剂的PH值，氧含量和其他容积气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸，降低冷却剂放射性水平，净化冷却剂。

辅助功能：

（1）为主泵轴封提供经过过滤及冷却的水

（2）为稳压器提供辅助喷淋水

（3）一回路冷却剂过剩下泄

（4）需要时，上充泵可作为高压安注泵运行

三、系统功能描述：

1. 容积控制

所谓容积控制就是通过RCV吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维持稳压器水位在一个整定的范围内。

一回路水容积变化的原因主要是温度的改变，如图（1）所示：

从图可见当反应堆冷却剂系统RCP 从冷态（60℃）增温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；正常运行时，冷却剂的平均温度随功率的变化而变化，从而比容也随之改变，也造成一回路中水的体积的改变。

另外，由于冷却剂系统处于155Bar 的高压下，也会不可避免地发生泄漏，需要调节水容积。容控原理见图（2）

化学和容积控制系统RCV 从RCP 二环路过渡段引出下泄流，经容控箱再由上充泵把上充流打回RCP ，反应堆稳定运行时，上充流量与下泄流量相等。当温度变化引起一回路内水体积变化时，稳压器水位发生变化，当水位偏离设定值时，调节上充流量，使稳压器水位恢复到设定值。但容控箱容量有限，在RCP 系

核动力船机动航行对一回路自然循环驱动力的影响

ｏｎｉｅｒｇｆｇｎｅｉ，ＷｕａｆＨｕｅＰｏ．４０３，Ｃｉａ．ｖｌ９ｎｉｅｒｇｏｆｅｅｉｇ１０４，ＣｉａＥｎｈｎｏｂｉｒｖ３０３ｈｎ；２Ｎａａ１Ｅｇｎｅｉｆｃ，Ｂｉｎ０８１ｈｎ）９ｎｉｊ
Ｋｅｒｓｎａｕａｉｃａｉｎ；ｎｌａｏｗｅａ；ｆｒｔｌｐｙｗｏｄ：ｔｒｌｃｒｕｌｔｏｕｃｅｒｐｒｐｌｎｔｉｓｏｏ
海上航行的核动力船只由于海洋条件和自身航行的影响，一回路自然循环，海洋其受和航行影响，其特殊性。而对于潜艇由于有
ｒａｔｎｄｄｓｒｅｅｃｏｒｖｎｒｓｃｉｅｙａｏｏｒｅｐｏｉｇｃｃｕｓｏｅｃｏｒａｉｐｅｓｄｒａｔｒａｅｇｉｅｅｐｅｔｖｌｎｄｓｍｅｃｒｓｎｄｎｏｎｌｉｎｓ
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ａｅｄａｉｈｉｆｓｇｉｉａｔｉｐｒａｃｏｔｅｍａａｅｎｆｔｅｎｃｅｒｐｗｅｒｒｗｎｗｈｃｓｏｉｎｆｎｍｏｔｎｅｔｈｎｇｍｅｔｏｈｕｌａｏｒｃｕｉｏｕｍａｉｅｅｐｃａｌｏｈｙｔｍｔｅｕｓｆｎｔｒｌｃｒｕａｉｎｎｔｆｓｂｒｎｓｅｉｌｆｒｔｅｓｓｅｗｉｒｑｅｔｏａｕａｉｃｌｔ．ｙｈｏ

船舶核动力装置一回路系统

核动力装置自然循环一回路冷却剂流量测量技术

压水堆核电厂一回路系统与设备简介补充讲义

核动力设备与系统第2课

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反应堆结构讲义第四章一回路设备

核动力装置

船用核动力装置小破口冷却剂丧失事故处理研究

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第四章_一回路设备

第六章 一回路辅助系统

稳压器7章

【核电站】一回路主要辅助系统：化学和容积控制系统(RCV)

核动力船机动航行对一回路自然循环驱动力的影响

第六章一回路辅助系统