核动力装置自然循环一回路冷却剂流量测量技术

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核安全工程师-核安全综合知识-核反应堆与核动力厂-反应堆及核动力装置的功率控制

核安全工程师-核安全综合知识-核反应堆与核动力厂-反应堆及核动力装置的功率控制[单选题]1.压水堆在正常运行工况下，大多数控制棒组都处在堆芯上部，仅（）组控制棒组插入堆芯，受功率调节系统控（江南博哥）制，进行堆功率调节。

A.1B.1-2C.2D.2-3正确答案：B[单选题]4.对于由235U核燃料主要运行的反应堆，瞬发中子占全部裂变中子的（）%。

A.0.65B.97.4C.99.35D.99.74正确答案：C[单选题]5.对于由235U核燃料主要运行的反应堆，缓发中子占全部裂变中子的（）%。

A.0.65B.97.4C.99.35D.99.74正确答案：A[单选题]6.在水慢化的反应堆中，快中子的慢化时间约为（）s。

A.6×10-6B.6×10-5C.6×10-4D.6×10-3正确答案：A[单选题]7.在水慢化的反应堆中，热中子扩散时间约为（）s。

A.2.1×10-6B.2.1×10-5C.2.1×10-4D.2.1×10-3正确答案：C[单选题]8.在热中子反应堆内，快中子的慢化时间比热中子扩散时间要（）得多，相差约（）个数量级。

B.小2C.大1D.大2正确答案：B[单选题]9.在水慢化的反应堆中，平均中子寿命大约为（）s。

A.2×10-6B.2×10-5C.2×10-4D.2×10-3正确答案：C[单选题]10.从不平衡系统内热中子扩散方程的数学推导，可以得到反应堆内K 过剩>0时，中子注量率随时间（）。

A.按指数规律减少B.按指数规律增加C.按对数规律减少D.按对数规律增加正确答案：B[单选题]11.在维持链式反应中，除依靠瞬发中子外，还依靠着缓发中子。

考虑缓发中子后，代中子平均寿命为瞬发中子和缓发中子的（）。

A.算术平均值B.权重平均值C.平方平均值D.几何平均值正确答案：B[单选题]12.在维持链式反应中，除依靠瞬发中子外，还依靠着缓发中子。

核动力反应堆仪表和控制系统手册

核动力反应堆是一种利用核裂变产生能量的装置，它需要精确的仪表和控制系统来确保安全运行。

本手册将介绍核动力反应堆仪表和控制系统的基本原理、组成部分、工作流程和维护方法。

一、仪表和控制系统的基本原理1.1 仪表和控制系统的作用仪表和控制系统是核动力反应堆的关键部件，它们的作用是监测和控制反应堆的运行状态，确保反应堆在安全范围内运行，并在需要时进行调节和紧急停机。

1.2 仪表和控制系统的原理仪表和控制系统通过传感器和控制单元来实现对反应堆的监测和控制。

传感器负责采集各种参数，如温度、压力、流量、放射性测量等，控制单元根据传感器采集到的数据进行分析和处理，并对反应堆进行相应的控制操作。

二、仪表和控制系统的组成部分2.1 传感器传感器是仪表和控制系统的核心部件，它们负责采集各种参数，并将采集到的数据传输给控制单元。

常见的传感器包括温度传感器、压力传感器、流量传感器、放射性传感器等。

2.2 控制单元控制单元是仪表和控制系统的控制中心，它负责对传感器采集到的数据进行处理，然后根据预设的控制策略对反应堆进行控制操作。

控制单元通常采用先进的计算机技术，具有高速、精密的数据处理能力。

2.3 控制阀控制阀是控制系统实现对反应堆流体参数调节的关键部件，它们根据控制单元的指令来调节反应堆中的流体流动，以实现对反应堆的控制。

三、仪表和控制系统的工作流程3.1 监测阶段在反应堆运行过程中，仪表和控制系统不断地监测各种参数，如温度、压力、流量、放射性测量等，以确保反应堆的运行状态处于安全范围。

3.2 控制阶段根据传感器采集到的数据和预设的控制策略，控制单元对反应堆进行相应的控制操作，如调节冷却剂流量、控制放射性活度、调节反应堆功率等。

3.3 故障处理如果仪表和控制系统监测到反应堆出现异常情况，如温度过高、压力异常等，控制单元会立即发出警报，并采取相应的措施进行紧急停机或调节。

四、仪表和控制系统的维护方法4.1 定期检查对仪表和控制系统的传感器、控制单元、控制阀等关键部件进行定期检查和维护，以确保其正常工作。

核电机组启动阶段的一回路水化学控制

核电机组启动阶段的一回路水化学控制摘要：压水堆核电站具有功率密度高、结构紧凑、安全控制容易、技术成熟、成本和发电成本相对较低的特点。

它是世界上使用最广泛的商用核电站，占轻水堆核动力机组总数的3/4。

高温高压轻水作为一回路冷却剂、慢化剂和二回路工作介质。

主系统冷却剂在强辐射条件下工作。

因此，核电站的水化学问题，如放射性污染、设备和材料的腐蚀、水质的保证和控制等变得非常复杂和严重。

多年来，国内外许多研究机构或专家对核电站水化学进行了大量的研究工作。

通过对水化学的控制，减少了腐蚀和放射性污染，从而维护了反应堆的运行安全，提高了核电站的可用性，效果显著。

关键词：核电机组；启动阶段；一回路；水化学控制1、前言作为包含核心的系统回路，系统设备长期处于高温、高压、高辐射环境中。

为了保证系统设备在使用寿命期内安全可靠地运行，水化学控制是必不可少的。

一次水化学主要从两个方面影响机组的运行安全：一是影响一次回路边界的完整性；二是影响堆芯外的辐射剂量水平。

实践表明，为了提高一回路水化学控制水平，减少腐蚀，减少放射性污染，除加强正常运行期间水质的监督控制外，机组启动阶段的水质控制也显得尤为直接和必要，对后续机组正常运行时的水化学有着直接而深远的影响。

2、启动期间的水化学指标机组启动时，通常只进行热态试验或大修，所有重要设备和管道容器长期处于停（备）开状态，不可避免地会产生大量杂质和腐蚀。

应严格控制含氧量及其它各项指标，尤其是含氧量高的水质指标。

2.1溶解氧氧本身是一种活性腐蚀元素，也是其他元素腐蚀不锈钢的催化剂。

当温度超过120℃时，会引起不锈钢和燃料包壳的应力腐蚀。

因此，在反应堆冷却剂温度升至120℃之前，溶解氧含量必须控制在100μg/kg以内，因此在化学平台期间加联氨进行除氧，确保主系统和稳压器溶氧小于100μg/kg，否则应停止升温和机组上升，直到溶解氧合格为止。

2.2氢水在高辐射环境中的分解反应是可逆的。

加氢可以有效地抑制水的辐射分解，从而减少氧化产物的生成，使一回路系统处于还原环境中。

核电站中的冷却剂处理与再循环系统

核电站中的冷却剂处理与再循环系统核电站是一种以核能为燃料，利用核裂变反应产生大量热量并将其转化为电能的能源发电设施。

在核电站的运行过程中，冷却剂的处理以及再循环系统起着至关重要的作用。

本文将就核电站中的冷却剂处理与再循环系统进行探讨。

一、冷却剂的作用及种类在核反应堆中，冷却剂的主要作用是吸收反应堆中产生的热量并将其带走，以保持反应堆的温度稳定。

同时，冷却剂还起到防止反应堆过热的作用，保证核反应的稳定性。

核电站中常用的冷却剂主要有水和重水。

水冷却剂具有成本低、易获取以及热传导性能好等优点，被广泛应用于核电站。

而重水则由氘代替了水中的氢原子，具有减缓中子速度的作用，提高了反应堆中的中子反应概率，因此在某些特定的核反应堆中也得到了应用。

二、冷却剂处理的过程在核电站中，冷却剂处理的过程主要包括冷却剂的净化和处理。

净化过程的目的是去除冷却剂中的杂质和放射性物质，确保冷却剂的纯净。

处理过程则是指对冷却剂进行冷却和再循环，以保证冷却剂在反应堆中的循环过程中能够维持其正常的工作状态。

冷却剂的净化主要采用物理方法和化学方法相结合的方式。

物理方法包括过滤、沉淀和离心等，用于去除冷却剂中的悬浮颗粒和固体杂质。

而化学方法则主要通过添加化学剂对冷却剂进行处理，以去除其中的化学杂质和放射性物质。

冷却剂的处理则包括冷却和再循环两个过程。

冷却过程是指冷却剂在反应堆中吸收热量的过程，通过将热量带走以保持反应堆的工作温度。

再循环过程则是指将冷却剂从反应堆中排出后进行净化处理，并再次引入到反应堆中循环使用。

三、再循环系统的功能和重要性再循环系统是核电站中一个关键的系统，其主要功能是将从反应堆中排出的冷却剂进行净化处理，并将净化后的冷却剂再次引入到反应堆中，实现循环使用。

再循环系统的重要性主要表现在以下几个方面：1. 提高核燃料利用率：再循环系统可以将从反应堆中排出的冷却剂进行净化处理后再次利用，使得核燃料的利用率得到提高。

2. 资源节约与环保：再循环系统的使用可以减少核燃料的消耗，从而节约资源。

核动力装置的设备

蒸汽发生器稳压器
压水堆本体结构主要由压力容器、堆芯、堆内构件及控制棒驱动机构等部件组成。
堆芯是进行链式核裂变反应的区域。压力容器是放置堆芯及堆内构件、防止放射性物质外逸的承压设备。冷却剂由反应堆压力容器进口接管进入，沿压力容器内侧向下，在吊篮底部向上通过流量分配装置，然后继续向上进入堆芯，将燃料棒释出的热量导出，被加热的反应堆冷却剂经吊篮出口、反应堆压力容器出口接管流出。
核动力装置的设备
使核反应堆产生动力的设备
目录
01 反应堆冷却剂系统（一回路）设备
02 二回路系统设备
核动力装置的设备是指使核反应堆产生动力的设备，如核蒸汽供应系统和核电站汽轮机等，以及为保证设备正常运行、人员健康和安全所需要
反应堆本体结构反应堆冷却剂泵
冷却剂泵又称为主泵，它的作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的强迫循环流量通过堆芯，把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器。分为2大类：屏蔽电机泵和轴封泵。
蒸汽发生器是压水堆一回路、二回路的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧的给水，产生蒸汽推动汽轮机做功。按照二回路工质在蒸汽发生器流动方式，可分为自然循环蒸汽发生器和直流（强迫循环）蒸汽发生器；按传热管形状，可分为U形管，直管、螺旋管等。在压水堆中以U形管自然循环蒸汽发生器应用最为广泛。
下图为大亚湾核电站汽轮机组。
谢谢观看
稳压器基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂系统在反应堆内发生容积沸腾。稳压器在电厂稳态运行时，将一回路维持在恒定压力下；在瞬态时，将压力变化限制在允许值内；在事故时，防止一回路系统超压，维护一回路完整性。
二回路系统设备
二回路系统主要功能是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮机发电机组做功，同时也提供蒸汽，为电站其他辅助设备使用。做完功的蒸汽在冷凝器中凝结成水，由凝结水系统将水打入蒸汽发生器。主要由蒸汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器、中间气水分离再热器，和相应的仪表、阀门、管道等设备组成。

压水堆核电站一回路冷却剂溶解氢含量测定方法概述

压水堆核电站一回路冷却剂溶解氢含量测定方法概述作者：杨威来源：《山东工业技术》2015年第20期摘要：核电站一回路冷却剂中溶解氢含量是重要的OTS（运行技术规范）参数。

在核电站，共有在线溶解氢表、相分离-气相色谱法、热导式便携氢表、容控箱理论计算这四种方法。

本文即对这四种测量方法的测量原理、使用优缺点进行概述。

关键词：一回路冷却剂；溶解氢；相分离；容控箱1前言一回路冷却剂在反应堆的强辐射条件下会分解，水辐照分解产生的强氧化性产物是引起一回路结构材料和设备腐蚀的主要原因之一，为降低水辐解生成的强氧化性产物的浓度，抑制水的辐解过程，通常采用向冷却剂中加H2的办法。

在实际运行中，对于CPR1000的核电机组，使冷却剂中溶解氢含量在20～50mL／kgH20范围内，一回路冷却剂中溶解氢含量是重要的OTS（运行技术规范）参数，在压水堆核电站，共有在线溶解氢表、相分离-气相色谱法、热导式便携氢表、容控箱理论计算这四种方法。

机组正常运行期间，一回路冷却剂溶解氢含量的测量主要是通过在线溶解氢表的方式，当在线氢表不可用或在线表数据需要比对的时候，我们采用相分离-气相色谱法、热导式便携氢表以及容控箱理论计算这三种方法进行测量。

2在线溶解氢表在线溶解氢表连接在一回路化学和容积控制系统除盐床入口，在线溶解氢表以法国阿海珐DH102-1型溶解氢表为例,其工作原理：钯合金在吸收了水中的氢气后，其电阻值发生变化，由这种变化可以得出相应的氢气浓度。

在钯合金被饱和后，必须令氢气释放，使钯合金“解析”后才能做下一次测量，所以，氢表只能作间断运行。

解析原理：通过取样介质在反电极上产生100mA的再生电流，此时在工作电极上产生的氧迅速与钯丝上吸附的氢结合从而实现再生的功能。

反电极只参与再生，它不影响测量结果。

解析过程说明：解析时产生的电流直接影响到解析的效果。

当电流小于100mA时，在工作电极上不能产生足够的氧把钯丝上的氢完全吸附，也就是说再生不够彻底。

核电站反应堆冷却剂系统讲义

核电站反应堆冷却剂系统讲义本讲义是针对一回路及相关辅助系统的学习。

所包含的内容主要分三个方面：一回路主回路系统（RCP），一回路辅助系统（RCV、REA 、RRA、PTR），核安全系统（RIS、EAS、ASG）等。

故我们的学习应该从这三方面入手分系统的掌握。

本教材在详细介绍OJT206所涉及的系统的基础上结合现场有关操作使大家对OJT206的知识有一个全面的了解。

第一章、反应堆冷却剂系统（RCP）反应堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。

它集中了核岛部分除堆本体外对安全运行至关紧要的主要设备。

反应堆冷却剂系统与压力壳一起组成一回路压力边界，成为防止放射性物质外泄的第二道安全屏障。

核电站通常把核反应堆、反应堆冷却剂系统及相关辅助系统合称为核蒸汽供应系统。

大亚湾压水堆电站一回路冷却剂系统由对称并联到压力壳进出口接管上的三条密封环路构成。

每条环路由一台冷却剂主泵、一台蒸汽发生器以及相应的管道、阀门组成。

整个一回路共用一台稳压器以及与其相当的卸压箱。

反应堆冷却剂系统的压力依靠稳压器的电加热元件和喷雾器自动调节保持稳定。

一、RCP系统的主要安全功能和要求RCP系统的主要功能是利用主泵驱使一回路冷却剂强迫循环流动，将堆芯核燃料裂变产生的热量带出堆外，通过蒸汽发生器传给二回路给水产生蒸汽，冷却剂在导出堆芯热量的过程中冷却堆芯，防止燃料元件棒烧毁。

压力壳内冷却剂还兼作堆芯核燃料裂变产生的快中子的慢化剂和堆芯外围的中子反射层。

冷却剂水中溶有硼酸，因此堆内含硼冷却剂又可作为中子吸收剂。

根据工况需要调节冷却剂中含硼浓度，可配合控制棒组件用以控制、补偿堆芯反应性的变化。

系统内的稳压器用于控制一回路冷却剂系统压力，以防止堆芯产生偏离泡核沸腾。

当一回路冷却剂系统压力过高时，稳压器安全阀则能实现超压保护。

当发生作为第一道安全屏障的燃料元件棒包壳破损、烧毁事故时，RCP系统的压力边界可作为防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障。

为此，对RCP系统安全功能和设计的要求是：1．系统应提供足够的传递热量的能力，能将堆芯产生的热量带出并传给二回路介质。

核电厂反应堆冷却剂系统水压试验与在役检查策略技术见解

核电厂反应堆冷却剂系统水压试验与在役检查策略技术
见解
核电厂反应堆冷却剂系统水压试验与在役检查是核电站安全运行的重
要保障措施之一。

反应堆冷却剂系统是核电站核能转化为电能的主要装置。

水压试验和在役检查是确保此装置运行安全有效的核心步骤。

核电站反应堆冷却剂系统水压试验可通过以下方式进行：
1.低压水压试验：在反应堆冷却剂系统在压力范围内，将系统内置空，通过低压水进行试验。

2.高压水压试验：在一定限度范围内，将压缩气体或高压水充入，发
现相应的系统漏点和漏损情况。

在役检查策略技术是指核电站反应堆冷却剂系统的日常检查和维护，
这是保障核电站长期安全稳定运行的必要手段。

在役检查策略技术可采用
以下几种方式：
1.声学检测法：通过震动和声音的激发，对系统的问题进行检测定位。

2.温度检测法：对系统内部各个区域温度变化情况进行实时监测。

3.分析法：通过对系统状态、残留物品等进行分析研究，进行诊断判断。

综上所述，核电厂反应堆冷却剂系统检测技术的有效实施，将有助于
核电厂反应堆系统的稳定长期运行，杜绝潜在的安全隐患。

“华龙一号”轴封式核主泵的SBO试验

第一级密封后第二级密封前压力 10.6 MPa
图2轴密封剖面图
.密封注入水 15.9 MPa
第二级密封后 '第三级密封前压力5.3 MPa
图4主泵轴封泄漏示意图
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注水流量不大，而且有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没。压力壳内继续熔渣的形成和迁移过程，逐渐熔穿压力容器下封头，下封头熔穿时，压力容器内压力值较低「旬。
全厂断电事故中，由于主泵失去轴封冷却水, 主泵轴封处可能会出现泄漏（国内二代改进型机组 M310型核电厂三台轴封泵轴密封运行情况⑷如图 4所示）。另一方面，根据相关研究分析，在事故
低压泄漏0 MPa
.停车密封
高压泄漏 *0.3 MPa
进程的适当时刻对一回路实施减压措施可以有效推迟事故进程和缓解事故后果。全厂断电事故后，由于辅助给水系统无法启动，二回路水逐渐被蒸干, 随后一回路因热量无法带岀而升温升压。当堆芯区域的冷却剂温度逐渐达到饱和温度，主泵轴封处出现泄漏。堆芯冷却剂通过主泵轴封破口和稳压器卸压阀从一回路系统喷出，引起堆芯冷却剂装量的减少。由于泄漏流量不大，因此堆芯压力仍会在稳压器卸压阀的设定压力变化范围内维持一段时间。随后堆芯压力开始持续下降，冷却剂持续从主泵轴封破口流出，堆芯水位下降，堆芯逐渐裸露、升温，堆芯部件达到失效温度后会形成熔渣下落。堆芯压力逐渐降到安注箱开启压力，安注箱向堆芯注水，堆芯暂时得到冷却，但由于压力下降较慢，
核电厂各系统中有各种类型泵在运行。核岛一回路系统中，核主泵是唯一的旋转设备。用于驱动冷却剂在RCP（反应堆冷却剂系统）系统内循环流动，连续不断地把堆芯中产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧（二回路）给水。主泵必须确保有适当流量的冷却剂流经堆芯，以维持偏离泡核沸腾比（DNBR）大于允许值。反应堆冷却剂循环过程是在封闭的回路中进行的。泵由电动机驱动，为了防止已经切断电源的泵倒转，每台电机内设有防逆转装置。

船舶核动力装置一回路设计说明书

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。

6.布置方式：分散式布置，维修方便，可以加主闸阀。

7.净化系统：采用低压净化系统，不再需要化容系统。

8.UTSG：二次侧储水容积大，在丧失给水时，对控制要求高，炉内水处理和排污，适当降低对传热管材料和二回路水的要求，只能产生饱和蒸汽，需要设置汽水分离器，蒸汽压力变化范围大，为二回路蒸汽系统运行，设计，管理带来困难。

核动力装置MNPP-C02-L03

稳压器的类型 ➢ 气罐式稳压器 ➢ 电热式稳压器（电加热器、喷淋）
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《核动力装置》
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气罐式稳压器
通过向压力补偿器中充入或排出气体，以达到容积补偿的目的
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《核动力装置》
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气体稳压器的特点
［优点］ ➢ 结构简单，辅助设备少，维护管理方便，压力控制程序简
便易行 ➢ 处于备用状态时，无能量消耗［缺点］ ➢ 要有较大的质量和外形尺寸，气体管路分支多 ➢ 气体会溶于水，对堆芯热工安全性的影响还有待验证
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《核动力装置》
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电热式稳压器
在工作状态下，稳压器内的工质（蒸汽和水）保持着两相平衡的饱和状态
喷雾器用于抑制压力升高电加热器用于抑制压力下降安全阀用于超压时的保护普遍用于压水堆核电站、船用
核动力装置
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《核动力装置》
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“陆奥”号使用的电热式稳压器
前苏联的“北极”号、法国的 CAS3G
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《核动力装置》
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图2-21 “北极”号一回路系统布置
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《核动力装置》
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图2-22 CAS3G的布置
2024/7/18
《核动力装置》
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③ 一体化布置［堆内一体化］
［特征］ ➢ 蒸汽发生器、主泵、稳压器与反应堆成为一体 ➢ 无主管道，布置紧凑有利于提高自然循环能力不存在因主管道破裂而引起的大失水事故（LOCA）维修困难［应用实例］
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《核动力装置》
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2.系统主要参数
以日本核商船“陆奥”号为例，反应堆冷却剂系统两个环路组成主管道内径203mm，壁厚14mm 环路的流量为900t/h 反应堆额定热功率为36MW 全功率

核动力装置的设计与优化

核动力装置的设计与优化引言核能作为一种清洁、高效的能源形式，在当今世界起着举足轻重的作用。

核动力装置作为核能的利用者，其设计与优化是极为重要的环节。

本文将探讨核动力装置的设计与优化的原理和方法。

一、核动力装置的设计原理核动力装置的设计原理是基于核能链反应的使用。

核能链反应是指通过核裂变或核聚变引发的一系列自维持反应。

核裂变是指重核原子核分裂为两个或更多中等大小的原子核，伴随释放大量能量；核聚变是指轻核原子核聚集成较重的原子核，并释放出能量。

核动力装置的设计就是要利用这种核能链反应，将核能转化为动力能。

二、核动力装置的设计要素核动力装置的设计要素包括燃料选择、反应堆设计和冷却循环系统设计。

1. 燃料选择燃料选择是核动力装置设计的重要一环。

常见的核动力装置燃料有铀、钚和氚等。

燃料的选择需考虑燃料的稳定性、易获得性、成本等因素。

2. 反应堆设计反应堆设计是核动力装置设计的核心环节。

反应堆的设计要考虑到反应堆的稳定性、安全性和效率。

其中包括反应堆的堆芯结构、燃料棒的布置、中子的调控和反应堆的运行控制等。

3. 冷却循环系统设计冷却循环系统设计是核动力装置设计的重要组成部分。

冷却循环系统的设计要考虑到冷却介质的选择、冷却管路的布置和冷却剂的循环方式等。

合理设计冷却循环系统可以有效地控制核动力装置的温度和压力，保证其安全运行。

三、核动力装置的优化方法核动力装置的优化方法包括通道优化设计、燃耗优化设计和控制优化设计。

1. 通道优化设计通道优化设计是指通过调整反应堆核燃料组件之间的通道结构，来提高核动力装置的效率和安全性。

通道优化设计要考虑到通道的长度、宽度和形状等因素，以最大限度地提高核动力装置的冷却效果和中子的扩散效果。

2. 燃耗优化设计燃耗优化设计是指通过优化核动力装置的燃料使用方式，达到最佳的核能利用效果。

燃耗优化设计要从燃料的布置、燃烧速率和燃料的更新周期等方面入手，以最大限度地提高核能的产出和利用率。

核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题

－1－1•通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。

2. 反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。

3. 压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。

4•燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。

5•蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。

6. 稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。

7. 放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用,这是硼回收系统的任务。

8. 专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。

9. 安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。

10•反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。

11. 核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。

12. 核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。

13. 核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。

14•燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。

15•堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构16. 阻力塞棒是封闭的不锈钢管,其长度较短，约20cm17. 大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为―Ag-In-Gr 银-铟-镉）灰棒材料为不锈钢—，控制棒驱动采用电磁步进式方式；18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的立式自然循环U 型管蒸汽发生器；19. 天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235；20•反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵；21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80%左右;22. 压水堆核电厂使用较广泛的有三种: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、立式直流蒸汽发生器一、填空题（共20分，每题2分）二、名词解释（共25分，每题5分）23.现代压水堆采用硼酸控制反应性。

哈尔滨工程大学《(核)2核动力装置》2020考研专业课复试大纲

2020年考试内容范围说明
考试科目名称: 核动力装置
考试内容范围:
一、核动力装置的特点及主要技术指标
1.核动力装置的含义、组成及特点
2.核动力装置的船用条件、主要技术指标
二、反应堆及一回路系统
1.反应堆冷却剂系统的组成、功能、布置形式及其特点
2.压力波动的原因，压力控制与超压保护的方式
3.水质控制系统的功能及特点
4.辅助水系统的功能及特点
5.工程安全设施的功能及特点
6.放射性废物处理的基本原则
三、二回路系统
1.蒸汽系统的设计要求、布置形式及其特点
2.蒸汽排放系统的功能及特点
3.凝水-给水系统的功能及设计要求
4.给水除氧的原理、热力除氧的基本原则
5.循环水冷却系统的功能，自流式、泵流式循环冷却水系统的特点
6.润滑系统的功能、设计要求
7.海水淡化的方式，蒸发法造水的工作原理，造水比的表达式
四、水质监督和水处理
1.金属腐蚀的类型和机理
2.压水堆核动力装置的腐蚀特点
五、核动力装置热力分析
1.压水堆核动力装置的热力循环，蒸汽初、终参数对循环效率的影响
2.废汽回热循环与抽汽回热循环
3.核动力装置的能量平衡计算方法
六、核动力装置运行与控制
1.核动力装置运行工况
2.核动力装置运行方案
3.核动力装置的启动、功率运行和停堆
考试总分：150分考试时间：3小时考试方式：笔试
考试题型：填空选择或判断题（30分）简答题（80分）推证题（40分）参考书目
[1]彭敏俊. 船舶核动力装置. 原子能出版社，2009
[2]臧希年. 核电厂系统及设备. 清华大学出版社，2010。

船舶核动力装置

船舶核动力装置核工程一班200820201111 施锦强核动力装置以原子核的裂变所产生的巨大能量通过工质（蒸汽或燃气）推动汽轮机或燃气轮机工作的一种装置。

其工作原理是：核燃料裂变释放出的热量，由流经堆芯的冷却剂(即100多个大气压的压力水)带出堆外，送进一回路系统。

一回路系统，包括主系统和若干个辅助系统，可将反应堆核燃料裂变释放出的热能传给二回路给水使之产生高压蒸汽。

主系统由稳压器、蒸汽发生器、冷却剂泵和主管道构成，并与反应堆压力容器连接构成密闭回路。

反应堆冷却剂是一回路的压力水，由冷却剂泵将其打入压水反应堆，在堆芯吸收核燃料裂变释放出的热量后，流出堆外进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管的管壁面，把热量传给蒸汽发生器中二回路给水，并使之变成蒸汽。

放掉热量后的低温冷却剂，从蒸汽发生器出来后，在冷却剂泵的驱动下，再次被打入压水反应堆，再吸收堆芯热量后，再出堆，如此循环往复运转。

辅助系统用于保障反应堆和主系统的正常运行。

一回路系统带有强放射性，设备布置按放射性强弱进行分区，以利操作和监测，并有坚厚的屏蔽设施。

二回路系统，主要由汽轮机、冷凝器、给水泵和管道以及若干辅助系统构成。

其功用是将蒸汽的热能转换为汽轮机转动的机械能或电能。

二回路的给水在一回路的蒸汽发生器中吸收一回路冷却剂从堆芯带出的热量，变成蒸汽，通过主蒸汽管，进入汽轮机，推动叶轮作功；排出的蒸汽进入主冷凝器冷凝成水后，经给水泵再送到蒸汽发生器变成蒸汽，进入汽轮机，如此循环，使汽轮机持续工作。

汽轮机组的机械能，或汽轮机发电机组的电能转换的机械能，经传动装置、轴系，传递给螺旋桨，以推动舰艇前进。

[国外概况] 自1954年第一艘核动力潜艇问世以来，核动力装置技术获得了迅猛的发展。

目前，除核潜艇外，现役的核动力舰艇还有巡洋舰、驱逐舰和航空母舰，这些核动力舰艇主要集中在美国和俄罗斯。

一、舰艇核动力装置的优点1、核动力装置使核潜艇能在水下长期连续航行。

核动力装置以核能为能源，核裂变时不需要空气，因此核潜艇能在水下长期连续航行，其隐蔽性远远超过常规动力潜艇。

大亚湾核电厂常规岛闭路冷却水回路流量平衡能力测量与分析

方向的声波传输时间大于顺流方向的声波传输时间。管道
内流速符合下面表达式：
：．
垒
・
足导致超温报警的原因，为分析ＧＧＲ油冷器超温报警原
因奠定了基础。
ｓｉｎ２
其中：ｅ为声束与液体流动方向的夹角；Ｍ为声束在液体的直线传播次数；Ｄ为管道内径：Ｔｕｐ为声束在正方向上的传播时间；Ｔｄｏｗｎ为声束在逆方向上的传播
次测量。获得了该核电厂ＳＲｌ系统在冬季和夏季时流量分配情况，并根据测量结果排除了ＧＧＲ油冷器冷却水不中传播时，液体的流动将使传播时间产生微小变化，其传播时间的变化正比于液体的流速。零流量时，两个传感器发射和接收声波所需的时间完全相同，液体流动时，逆流
式超声波流量计在不同管道直径下进行了实流标定，获得了不同管道直径仪表系数。现场测量时根据被测管道直径
选择相应的仪表系数。
总管流量，其管道编号为４６。 “ ５０ × ＲＦ —ＧＲＨ一１ ” 表示ＧＲＨ系统中进入５０Ｘ换热器的流量，管道编号为１。 “ ＧＳＳ —ＡＲＥ — ＳＩＴ一３６８ ”表示ＳＩＴ系统中，ＧＳＳ与ＡＲＥ用户共用支路流量，管道编号为３６８。测量方法
资源环境技术推广
王
永
ＤＯＩ：１０．３９６９／ｊ．ｉｓｓｎ．１００１ — ８９７２．２０１５．０５．０２８

核电厂一回路冷却剂溶解氢人工测量方法优化

核电运营Nuclear Power Operation 核电厂一回路冷却剂溶解氢人工测量方法优化黄成，曹刚，张军，姜锋，陆伟，范炳辰，叶张瀚，孙佳莹(福建福清核电有限公司，福建福清350318)I摘要：福清核电厂核取样系统在设计上一回路冷却剂溶解氢人工检测复杂，便携式分析仪表所需流量、压力等条件较难实现，存在人工检测耗时长、放射性废液排放多、人员辐照剂量大、放射性液体可能外泄造成放射性沾污等问题。

此问题普遍存在于M310型压水堆核电机组及“华龙一号”核电机组，结合核电厂化学取样实际情况，从人工取样方法、分析仪表测量相关配套设施安装两方面进行优化改进，简化了操作，效果显著。

关键词：核电厂；一回路；溶解氢；检测中图分类号：TM623 文献标志码：A文章编号：1674-1617 (2019) 06-0663-03DOI：10. 12058/zghd. 2019. 06. 663Optimization of Manual Measurement of Hydrogen Dissolved in the Primary Coolant in Nuclear Power PlantHUANG Cheng, CAO Gang, ZHANG Jun, JIANG Feng, LU Wei, FAN Bing-chen, YE Zhang-han, SUN Jia-ying (Fujian Fuqing Nuclar Power Co. L t d.，F uqing，Fujian 350318，China)■Abstract：T here are certain problem s in the design of the sampling system of Fujian Fuqing N P P, i. e. manual detection of dissolved hydrogen in the primary coolant is com plex, portable analytical instrum ent is more difficult to achieve the required flow rate and pressure conditions, the manual detection time is consum ing, the discharge of radioactive liquid w aste is large, the irradiation dose is m ore, the leakage of radioactive liquid may cause radioactive contamination. These problem are common in M310 P W R and H P R1000nuclear power plants. Based on the actual situation of chemical sampling in nuclear power p la n t，this paper m akes optimization and im provem ent from the aspects of m anual sampling m ethod and installation of supporting facilities related to analytical instrum ent m e a su re m e n t，which greatly simplifies the operation with rem arkable effect.Key words：nuclear power p la n t；primary circuit；dissolved hydrogen；detectionCLC number：TM623 Article character：A Article ID：1674-1617 (2019) 06-0663-03压水堆核电厂一回路冷却剂在辐照情况下会分解产生h2、〇2和h2o2，对结构材料产生氧腐蚀。