900mw压水堆核电站系统与设备pdf

⑴ 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。

⑵ 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

⑶ 求《压水堆核电站核岛主设备材料和焊接》这本书谁有呢发到我的邮箱里[email protected]，谢谢！

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⑷ 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

⑸ 核电蒸发器的结构及其水位控制涉及的参数

原子能出版社《900MW压水堆核电站系统与设备》；93-97页

⑹ 压水堆核电站的工作原理是什么

压水堆核电站
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。
压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。
堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。把
200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。
以下内容来自：《教学参考资料》初中物理第二册
压水堆是目前比较广泛采用的核反应堆。其特征是水在堆芯内不沸腾，因此水必须保持在高压状态。图9－10是压水堆核电站的流程示意图。燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障。把这些小的铀块重叠在高3米，外径9．5毫米，厚0．57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障。每200多根铀棒，排列成横17排，纵17排的燃料元件。如果堆内有100多个这样的燃料元件，即可成为90万千瓦的压水堆核电站。整个堆芯放在内径为4米，高为13米，厚为0．2米的压力壳内。壳内压强为155个大气压。可把水加热到330℃以上。温度升高了的水进入蒸汽发生器内，器内有很多细管，细管中的水接收热量变成蒸汽进入蒸汽轮机发电。

⑺ 核电科普：压水堆核电站有哪几道安全屏障

燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸回的作用，即构成了第答一道安全屏障；

把这些小的铀块重叠在高3米，外径9.5毫米，厚0.57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障；

从反应堆出来的水在蒸汽发生器中温度降低后，经一回路的循环泵驱动，又回到压力壳的堆芯继续加热，完成第一回路的循环。一回路和压力壳组成第三道安全屏障。

(7)900mw压水堆核电站系统与设备pdf扩展阅读

目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆(LWR)，其余为重水堆(PHWR)以及先进气冷堆(AGR)等。轻水堆主要是压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。

压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。

⑻ 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。

⑼ 求关于核电方面的书推荐几本最好由浅入深！

《核能发电与核电厂水电热联产技术》

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