压水堆核电厂运行复习资料
1、核电厂构成三个部分：核岛、常规岛、配套设施。
2、核电厂工作原理：U235裂变产生的热量传给一回路冷却剂，再通过蒸汽发生器传给二回路产生蒸汽，在二
回路转为动能，由汽轮机传给发电机产生电流，供给用户。
3、稳压器功能：压力控制，使一回路压力波动限制在小数值范围；压力保护，当某种事故引起一回路压力急
剧升高，安全阀组能提供压力保护；升压、降压、除气、水位调节
4、目前采用电加热式稳压器。
5、蒸发器的三个功能：一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的热量传给二回路给水；使二回路产生一定压力，一
定温度和一定干度蒸汽的热交换设备。
6、一回路冷却系统主要参数：出口，310~330；入口，288~300，一般温升30~40，300MW的电功率时环路
流量：15000~24000t/h。
7、反应堆本体结构：压力容器；反应堆堆芯；上下部堆内构件；控制棒组件及其驱动结构
▲8、稳压器卸压箱结构个功能：功能：凝结和冷却当稳压器过压时，通过安全阀组排放到卸压箱的蒸汽，防止一回路冷却剂对反应堆安全壳可能造成的污染；结构：一个卧式低压容器在它筒体的上部为氮气空间，但装有一组喷雾器，筒体的底部沿轴线方向装有一根鼓泡管。
▲9、一回路主要功能：又称压水堆冷却剂系统，功用是由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给蒸汽动力装置冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。
▲10、压水堆中冷却剂：除盐除氧的含硼水。
▲11、可燃毒物组件只在第一炉料时使用，新的反应堆装入第一炉燃料时，装入它，补偿掉一部分过剩反应性。▲12、压力容器泄漏的探测主要用温度测量。
▲13、蒸发器水位就是冷柱的水位。
▲14、稳压器的顶端喷雾器的作用是降温降压。
15、连续喷淋作用：一，保持稳压器内水的温度与化学成分的均匀性；二，限制大流量喷淋启动时对管道的热冲击。
16、稳压器泄压箱作用：同8。
▲17、压水堆稳压器中水位随一回路的平均温度的变化而变化。
▲18、压力变化给系统带来的影响：一，压力过大，一回路处于不允许的应力下，某一管道可能破裂造成失水事故；二，压力过低，水将大量汽化，导致燃料与水热交换不良，燃料温度升高，致使包壳破裂，燃料融化。稳压器水位调节依靠：一，水位控制系统；二，水位保护线路，没有高水位紧急停堆线路和安全注射线路。19、核电厂六个阶段：设计，制造，建造，调试，运行和退役。
▲20、化容控制三功能：化学控制，容积控制，反应性控制。
21、硼和水补给系统：
功能：①当化容系统进行容积控制时，为反应堆冷却系统提供所需的除气除盐含硼水；②当化学控制时，制备和注入联氨，氢氧化锂等化学药剂；③当中子毒物时，提供浓硼酸溶液和除气除盐水。
辅助功能：①为三台主泵的第三道轴封提供清洗水，为第二轴封的平衡管供水；②提供稳压器泄压箱的喷淋水；③为换料水箱含硼水的初始充水和补水；④为安注系统的硼注入水箱提供含硼的初始充水和补水；⑤化容系统除气时，向容积控制箱充水。
22、设置余热排除系统的必要性：①当反应堆进入冷停堆的二阶段，导出堆芯的余热，水和一回路设备中的显热，及运行的主泵给一回路水提供的热量；②反应堆停堆及装卸或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度；③堆芯换料后把反应堆水池水排送回换料箱。
23、余热排除系统试用的条件：一回路的最高温度和压力为180度和3.1MPa。
24、调试启动的三个主要阶段：A，预运行阶段。B,装料，初始临界和低功率实验。C，功率实验。
25、负荷摆动实验：
目的：由于核电运行中，甩负荷是比较是容易发生的。
原因：①电网频额不正常，例如因频率低于49Hz而甩出部分电荷。；②电网故障，例如电路短路。为了验证核电厂对负荷阶跃变化不超过10%定功率率时的，瞬态响应特征和自动跟踪负荷能力，应在不同功率下进行负荷摆动实验。
?26、甩负荷的常见原因：上一题
?27、为什么进行碘坑深度测量：碘坑是反应堆从高功率向低功率过度时的一种现象，反应堆剩余反应性下降到最小值的程度称为停堆后碘坑深度。满功率运行时，突然停堆后，氙毒的最大浓度可能比平衡值大好几倍，反应性大大下降，因此反应堆功率运行或者热停堆时，必须考虑氙毒的变化特征，并根据碘坑随时间的变化情况，进行反应性的补偿。（I-135衰变成Xe-135，前者衰变速率大于后者，反应堆停闭后，Xe-135积累，造成反应性下降）
▲28、预运行试验三个内容：设备初步试验，基本系统实验，系统综合实验。
29、冷、热态实验及相关内容。冷态实验对一回主系统进行水压实验和冷态实验，包括主辅系统的功能实验及高压辩解的打压实验两部分。热态实验，核蒸汽供应系统及换料停堆状态过渡到热态停堆状态，然后再返回冷停堆的过程中进行实验。过程中尽可能模拟核电机组实际进行条件，包括对典型的温度、压力和流量下预期后运行事件，进行相关的实验。
30、容积控制的目的：吸收稳压器不能吸收的一回路谁的容积变化，是稳压器水位维持在整定值上。
▲31.N2H4除氧。L i OH调节pH值（冷却剂的）。消除溶解氧。P210
▲32.余热排出系统什么状态下使用：本系统及设备均处于低压下工作，也就是只有当一回路压力、温度降到3.0MPa及180℃时，才能打开电动隔离阀；系统不工作时，必须保持隔离的严密性。
▲33.换料冷停堆一回路温度状态：在60℃以下。
▲34.除盐水冲洗一回路：直流冲洗和循环冲洗。前者小口径，后者大口径。
▲35.冷、热停堆对一回路温度要求：热停闭冷却剂系统保持热态零负荷时的运行温度和压力（291.4℃）。冷停闭状态，一回路温度小于70℃.
36.标准运行状态有哪些：①换料停堆，②冷停堆，③次临界中间停堆，④热停堆，⑤热备用，⑥反应堆带功率（降功率运行，额定功率运行）。
37、压水堆正常启动下有哪几种：冷态启动和热态启动两种。
▲38、A、G控制模式的优缺点：
（1）A模式优点：能以较大的功率变化速度进行调节。具体来说，a、运行简便，只有一个调节回路，正常运行时只需改变硼浓度；b、控制棒组件的插入数量少，径向和轴向燃耗相当均匀，通过标准的操作程序可极
方便的保证停堆深度。A模式缺点：引起的注量率分布畸变将是很大的。集体来说，控制棒组件插入很少，不可能在瞬间实现大幅度的负荷变化。
（2）G模式的优点：在任何时候都允许有各种瞬态而不需要运行人员的干预，控制棒组对功率分布的干扰不会产生轴向振荡。G模式缺点：由于硼和棒束的作用清楚的分开，因此当负荷降低时，不可能像A模式那样补偿由Xe引起的功率效应，以致反应堆循环末期紧急停堆后的再启动中，可操作性将大大降低。
?39、什么称作事故停堆：当核电厂发生直接危及反应堆安全的事故时，保护系统动作，快速插入全部控制组件紧急停堆。
40、停闭中注意的问题：①衰变热；②Xe-135的累积。
▲41、碘坑启动的三阶段：①在积毒阶段启动；②最大碘坑中启动；③在消毒阶段启动。
42、压水堆换料方式的优缺点：
有哪几种换料方式：
▲43、反应堆运行工况、事件造成的后果和发生概率：①正常运行和运行瞬态过程，它包括核电厂正常启动停闭和稳态运行，允许偏差的极限运行；②瞬态事故，不会导致燃料棒损坏或冷却剂系统超压而使冷却剂系统压力边界破坏的常见故障（每台机组每年10-2~1）后果迫使反应堆停闭③稀有事故每台机组每年10-4~10-2 为了防止对环境的为还需要需要安全系统投入④极限事故每台机组每年10-6~10-2一旦发生核蒸汽供应系统的完整性和功能将受到影响。
▲44、反应性事故原因：①机械故障②电气故障可能涉及控制棒调节系统的故障③人因故障。
▲45、控制棒组建的弹出事故：它是一个反应性事故也是一个失水事故。
▲46、喷淋系统加NAOH的作用：提高喷淋水的ＰＨ值，来除去事故发生后散发在空气中对人体危害最大的碘。▲47、安全壳内三种主要放射源：中子源，γ源和１６Ｎ
▲48、辐射剂量当量：①职业，连续５年平均有效剂量２０ｍｓｖ，任何一年眼睛晶体每年１５ｍｓｖ，四肢皮肤１ｍｓｖ。②１６—１８岁学员学生，年有效６ｍｓｖ，眼５０ｍｓｖ，四肢皮肤１５０ｍｓｖ，③公众年有效计量１ｍｓｖ，５个连续年的平均计量不超过１ｍｓｖ，某一单一年份可提高到５ｍｓｖ，眼１５ｍｓｖ，四肢皮肤５０ｍｓｖ。
▲49、安全壳内最强辐射源：净化离子床和过滤器
▲50、放射性废气处理原则：防止泄露，严加控制，经特殊处理后，再通过排风中心排放到大气
▲51、放射性废液处理大致流程：储存、监测、去污处理、排放。
52、硼回收系统：主要作用是一回路排水得储存、处理和监测。
53、含氢含氧废气的来源和处理：来源：①厂房通风气体②工艺废气。
含氢废气处理方法是贮存，让废弃衰变到可以向环境排放的水平。汉阳废弃的处理，经放射活性监测合格，碘过滤后，在烟囱中排放。
54、安全注入系统：①为堆芯提供应急的和持续的冷却②当化容系统失效时，补偿一回路少量的泄露。保持稳压器的水位③蒸汽管道破裂时，将含高浓度硼酸的水注入堆芯，抵消因慢化剂过渡冷却减少的负反应性，防止反应堆重返临界。
论述1 、蒸汽管道破裂事故。
起因：①过大的机械应力或热应力，制造时的缺陷，内部放射物或由于地震。②蒸汽回路上某个阀门意外打开（误操作，误动作或机械故障）
风险：①燃料包壳，卡棒周围的燃料棒有烧毁的危险②一回路压力边界对压力容器产生冷冲击③安全壳里面温度和压力上升。
保护：①在蒸汽发生器出口管道上设有速关截止阀，速关时间小于5秒。②紧急停堆，当出现下列情况时：a.反应堆功率为超功率整定值，超温差整定值b.一回路压力低 c.中子注量率高 d.中子注量率上升速度快等。③安全注入系统启动④隔离主给水系统。
2、给水管道破裂事故.
起因：给水管道因机械应力或热应力引起②给水泵故障，阀门误动作或失去外部交流电源。
风险：①一回路内出现整体沸腾②部分堆芯露出水面，产生包壳破裂的危险。③暂失去第二道屏障的完整性；④从破口流出流体会引起安全壳内温度和压力上升。
保护：①限制要到处的功率，可紧急停堆；②使二回路恢复最小限度的冷却功能，恢复它们最小给水流量；
③安全注射系统投入使用；④安全壳喷淋系统投入运行；⑤电动辅助给水泵之一启动。如主给水泵脱扣，安全注射信号或失去外电源；⑥汽动辅助给水泵启动，任意两台蒸发器出现低水位或失去外电源。
3、失水事故
起因：①一回路管道或与一回路相连某一辅助系统的破裂；②上述系统中的一个阀门的意外打开；③泵的轴封或阀杆泄漏。
风险：①包壳：由于锆氢反应的氧化作用，或因温度升高而脆化等原因而破损；②安全壳将承受最大的应力，因而有放射性物质释放大气的危险和氢爆的危险；③一回路压力边界，可能损害一回路的所有部件和堆内构件。
保护：①反应堆紧急停闭，制止堆功率升高；②安全注射系统投入，限制堆芯失水；③安全壳喷淋系统投入，限制安全壳温度和压力达峰值；④安全壳隔离，禁止放射性物质释放到安全壳外。
核电基础知识 核电技术发展：自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成： 铀－235 含量0.71% 铀－238 含量99.28% 铀－234 含量0.0058% 铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。
当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收
了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种
1、核电厂与普通化石燃料电厂相比有哪些主要区别？ a.核电厂有临界的特点，反应堆必须达到临界才能工作；核电厂必须保证足够的核燃料装 量，既有临界质量的限制，也要保证适当长的换料周期；反应堆中的核燃料不可能全部耗尽。 b.放射性特点：放射性物质的来源：裂变产物、衰变产物、活化产物和放射性废物（气、 液、固）；防止放射性物质的释放是核电厂安全的首要目标。 c.剩余释热问题：剩余释热主要由剩余裂变发热和衰变热两部分组成；因此核反应堆必须 要有余热排出系统；冷却剂泵有一个很大的惰性飞轮。 d.系统的复杂性：核电厂系统设备比普通化石燃料电厂更为复杂；运行人员驾驭核电厂过 渡瞬变更为困难；核电厂的成本结构与普通化石燃料电厂不同（核电厂建造成本高而运行成本低，化石燃料电厂建造成本低而运行成本高）；因此要求核电厂尽量带基本负荷运行，并且尽量减少停堆。 e.饱和蒸气问题：核电厂绝大多数使用饱和蒸汽，而化石燃料电厂使用过热蒸汽；饱和蒸 汽的焓值比过热蒸汽的焓值低；因此在相同规模的情况下，核电厂使用的蒸汽管道、汽轮机、调节阀门等的尺寸较大，给运行带来了一些问题。 2、压水堆核电厂载硼运行有哪些优点和缺点？ 优点：1）可以控制较大的反应性，延长了反应堆的换料周期，提高了经济性； 2）有利于改善反应堆中子通量密度的分布，提高安全性，提高核燃料利用率。 3）减少了控制棒的数目，简化了控制棒系统的设计，减少了压力壳的开孔数目，提高了压力壳的安全性。 4）通过注硼可以实现可靠停堆，保证足够的停堆深度。 缺点：1）增加了一个化学容积控制系统，增加运行复杂性。 2）硼浓度过高可能导致正的慢化剂温度系数，增加了运行风险。 3）运行中需要经常调整硼浓度，增加了废物量。 3、为什么在压水堆运行中引入汽轮机快速降负荷功能？哪些条件引起汽轮 机快速降负荷？ 原因：在保证反应堆安全的前提下，尽量避免紧急停堆 引起汽轮机快速降负荷的情况有：超温ΔT或超功率ΔT值比事故保护停堆值低3%； 功率高于80%满功率时一台主给水泵跳闸；一路加热器疏水箱疏水被旁通到冷凝器。 4、核电厂的运行工况有哪些 a)Ⅰ类工况：正常运行和运行瞬态 b)Ⅱ类工况：中等频度事件 c)Ⅲ类工况：稀有事件 d)Ⅳ类工况：极限事故 5、运行模式的分类（温度一栏舍去） 模式K eff额定热功率/% 冷却剂平均温度 /℃ 1. 功率运行≥0.99 ＞5 ≥176.6 2. 启动≥0.99 ≤5 ≥176.6 3. 热备用＜0.99 0 ≥176.6
在线钠表在压水堆核电厂的常见故障及解决措施 摘要：及时、准确的测量钠离子浓度对核电厂机组 的安全运行至关重要。结合压水堆核电厂在线钠表在调试、运行期间出现的常见故障进行案例分析，提出以后钠表维护期间应注意的重点，为提高电厂在线钠表测量准确性和化学监督水平提供了有效的技术手段。 关键词：压水堆；在线钠表；常见故障 DOI：10.16640/https://www.doczj.com/doc/9717883428.html,ki.37-1222/t.2018.09.091 1 在线钠表的重要性 NaOH作为一种强电离的碱，能够提高pH值，同时还会发生局部浓缩，在高温和热通量的功率运行时，钠离子的不正常浓缩会产生严重的后果，如燃料包壳的均匀腐蚀、堆芯中不锈钢螺钉产生裂纹、蒸汽发生器传热管一次侧产生裂纹、蒸汽发生器二回路侧发生晶间腐蚀[1]。 钠表是核电厂化学在线仪表中最关键的仪表之一，提高化学监督水平，严格控制水汽品质，可防止和减缓热力设备腐蚀、结垢，提高设备的安全性，延长使用寿命，提高机组运行的经济性。 2 在线钠表的常见故障及解决措施 2.1 在线钠表读数与人工分析偏差大
某核电厂在运行期间，蒸汽发生器下排污钠表一度出现读数与实验室一直存在偏差的异常情况。 由上表所得，实验室分析结果钠含量基本保持一致，而钠表数据前后波动较大。可以判定为在线钠表测量异常。 引起钠表读数异常的因素主要有： 1）钠表测量回路中存在脏污，校验过程中标液被污染，导致测量结果偏低； 2）电极使用时间过长，导致测量数据精度偏低； 3）标准液被污染或失效，导致钠表校验后测量不准。 2015.6.14-2015.6.16钠表数据测量持续偏高，6月17日对钠表电极进行更换，添加碱化剂，清洗测量管路，并重新对钠表进行校验，校验完成后钠表测量数据又持续偏低。 2015.6.23化学人员继续查找原因，发现6月17日校验使用标准液已过期，换用全新标准液对钠表再次进行校准后，数据保持在0.7ppb左右，和?v史正常数据相近。 结合蒸汽发生器下排污钠表测量异常的解决方案，重新评估钠表碱化剂最低刻度线，定期清洗测量管路，校验前检查标准液有效日期。 2.2 流通池漏水 钠表调试期间，发现标定时，到达虹吸的液位后，关闭转向阀，液位还在不断的下降，结果发现流通池底部密封不严，水一点点往外漏。最后将水排净，更换流通池密封圈，
核电工作几年之后经验之谈 本文系转载，希望对向往核电的同学有点帮助 谨以此文献给那些即将进入核电工作的师弟师妹们 在核电大发展的今天，越来越多的人梦想进入核电工作，想乘着国家发展核电的大好契机实现个人人生价值，这种想法无可厚非，既顺应了国家的发展趋势，又能实现个人目标，何乐而不为呢？再者，在金融危机的大背景下，高校就业压力也越来越大，找个一般的工作有时候都很难，更不要说进入核电工作了。在外在的国家的号召和内心渴望的驱动下，很多师弟师妹们进入了核电工作。学生毕竟是学生，对:) 核电的运作机制也不太了解，等 到进入核电工作又感觉核电站的生活不是自己追求的生活的时候，想反悔都难了，大部分情形是骑虎难下。下来就通过简单的介绍，试图让师弟师妹们能对核电有个大致完整的了解。（有点大言不惭吧，^_^） 一．核电待遇。大家找工作最关心的就是待遇薪水，而核电站丰厚的待遇可能是吸引 大家来核电最大的动力了。客观的说核电待遇在社会阶层中算是中等偏上水平。每个公司不一样，有点工资高些，有的福利高些，但是总数基本上相差不大，这样主要是怕因为待遇问题造成人才流失，尤其是一个集团内部的电站之间，待遇是相差不大的。基本工资高的公司，福利就稍微逊色点，反之，工资低的话，其他福利补贴会略高一些。至于工资具体数额不便透露，原因有二：首先，工资数额是每个公司的商业秘密，其次，要是有些师弟师妹冲着工资来的，结果工资又没兑现，岂不是误人子弟？想了解详情的，可以找一些在你“目标电站”工作的校友私下里打听下。 二．核电工作内容。在核电工作，具体是干什么的，通常说来核电站前期有：生产准 备部、人力资源部、总经理部、采购处、设计管理处、工程建设处等等。前期主要是生产准备部的工作，比如说是操纵员的培养、技术人才的储备都是这个部门管理，而师弟师妹们去新开工的核电站工作，也基本上是去这些部门工作，随着工程的进展，这些大部门都会细化分成运行、维修、仪器控制、设计等处室。下面具体介绍这些处室： 运行：负责核电站的日常运行，相当于开车的司机，主要负责开车，他们关注的是如 何安全高效经济的让车满负荷运行以实现核电站的效益。运行人对电站工艺系统了解的很透彻，理论知识也很全面但对设备的具体结构和设计原理了解的不是很多 维修：就是负责电站设备的维护，还是以开车做比方，车子有问题了，你要能及时处 理问题缺陷，车子停下来了，维修的就更忙了，几乎所有设备都要修理，当然维修几百号人是不能完成这么庞大的任务的，通常每个电站都有很多承包商，这些承包商有来自核动力院的、也有来自常规电站检修工程公司的。 仪控：核电站的是个复杂的系统，如何让这些系统相互配合顺利工作，就是仪器控制 的主要工作。仪表的维护、控制系统的优化、工艺保护的实现都是仪器控制的主要工作。对于二回路的控制，中国的技术已经很成熟了，常见的DCS系统都能搞定，上海的新华、南 瑞都是我们国家比较厉害的企业。 三核电工作模式。核电的生活比较严谨，其主要工作是保证核安全，其次才是发电， 因为一旦出现核事故，不仅仅影响的是一个核电站，而是对整个中国核电的发展的进程造成影响。在这种大背景下，核电的工作效率没有外企那么高的，推诿扯皮的事情也有，又
核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （＋）率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。（+ ） 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。（－） 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（—） 6.核能是由质量转换出来的，符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 7.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（＋） 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 （＋）的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的核电站堆型仅有轻 （—）水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（＋） 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。（—） 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（＋） 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。（+） （＋）15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 17.铀－235链式裂变反应是核能发电的物理基础。（＋） 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（—） 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变（＋）
压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图
图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件
压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低
核电厂水化学处理系统调试导则 编制说明 （征求意见稿） 2012年4月8日
一.任务来源及计划要求； 1、任务来源。 本标准是根据《国家能源局关于核电标准制修订计划的通知》（国能科技[2011]48号）的安排编制。能源局常规岛标准体系表总编号135，计划号“能源2011H084”。 由中广核工程有限公司、中广核设计有限公司、国核工程有限公司、西安热工研究院、苏州热工研究院5家单位负责承担《核电厂水化学处理系统调试导则》标准的编写任务，主编单位为中广核工程有限公司。 2、计划要求。 根据课题任务书相关要求，本标准各阶段草案的完成时间安排如下： 2011年11月30日，完成初稿； 2011年12月30日，完成征求意见稿及编制说明； 2012年5月30日，完成送审稿及编制说明； 2012年11月30日，完成报批稿及编制说明。 二.编制过程 1、主要起草人及工作分工： 文功谦，负责本标准编写过程组织、审查，标准结构定位，定期召开研讨会议等； 邵玉林，负责本标准的资料收集与分析、提炼、电厂实际情况调研、编写通用部分、设备单体调试、循环水加药、制氯部分，以及文字校对等工作； 李新民，负责标准中离子除盐部分的编写； 刘加合，负责标准中二回路加药、取样部分的编写； 滕维忠，负责标准中预处理部分和精处理部分编写。 2、编制原则： 本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制；本标准描述了核电厂水化学处理调试内容、试验方法，并针对核电厂水化学处理系统的特点，对系统的单体调试、分系统调试过程做出了基本的技术指南。 本标准编写坚持适用性、准确性和可操作性原则，力求能够指导核电厂水化
核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 答：安全目标是建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公众和环境免遭放射性危害。 辐射防护目标 确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 技术安全目标 防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果。 核能发电有何特点？ 1、核能具有很高的能量密度 2、核电是清洁的能源 3、核能是极为丰富的能源 4、核电在经济性具有竞争力 5、核电的安全性具有保障 纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 多道屏障：燃料芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界、安全壳 多级防御 预防，预防出现异常工况和系统故障； ——保守设计、高质量建造和运行 保护，异常工况的控制和故障检测； ——控制、保护系统和定期检查 限制，控制事故在设计基准事故内； ——工程安全设施和事故处置程序 缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果； ——备用措施和事故管理 应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响； ——厂外应急响应计划。 反应堆冷却剂系统的功能是什么？ 系统功能： 可控的产生链式裂变反应 导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 产生蒸汽 第二道实体屏障，包容放射性物质 反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生自持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。 由以下部分组成：堆芯、下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器（含筒体及顶盖）、控制棒驱动机构。 主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？
功能：用于驱动冷却剂在RCP内的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水。 空气冷却、立式电动单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。 大流量、低扬程。 稳压器的基本功能是什么？如何实现？稳压器的压力与水位控制如何实现？ 压力控制—维持一回路压力在整定值附近，防止堆芯冷却剂汽化； 压力保护—系统超压时，安全阀自动开启，使RCP卸压； 作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿RCP水容积变化 在启堆时使RCP升压，停堆时使RCP降压。 化学和容积控制系统的基本功能是什么？ 启动前向一回路系统充水，进行水压试验。 运行中用于调节稳压器水位，保持一回路冷却剂系统水体积。 调节冷却剂系统硼浓度，控制反应堆反应性的慢变化 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量。 为主泵提供轴封水； 向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂，以保持一回路水质。 冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋水。 RCV系统的功能如何实现？ 下泄回路 净化回路 上充回路 轴封水及过剩下泄回路 低压下泄管线 反应堆硼和水补给系统的功能是什么？ 为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制； 为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备； 为改变反应堆冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水； 为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供辅助喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。 余热排出系统的功能是什么？ 当反应堆进入冷停闭的第二阶段以下时，用于排出堆芯余热，水和设备中的释热，以及运行的主泵在一回路中产生的热量。 在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度。 换料操作后，余热排出泵可将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。 主泵停止时，可以使一回路硼浓度均匀化。 与化容系统相连，当一回路压力过低时，可排放和净化一回路冷却剂。 用RRA排料腔水时，水由此去PTR水箱。 设备冷却水系统的功能是什么，系统有何特点？
(1)一回路及核岛辅助系统 专设安全设施 厂房 (2)换料水箱 地坑 (3)多道屏障 纵深防御 (4)控制棒组件 可燃毒物组件 阻力塞组件 初级中子源棒组件 次级中子源棒组件 (5)蒸汽发生器 (6)Inconel-690 (7)2.8Mpa 10°C-180°C (8)磷酸盐处理法 全挥发处理 (9)6.5Mpa 99.75% 34% 1.影响堆芯反应性的因素有哪些？ 第一：燃料的燃耗和裂变产物的积累。包括裂变产物氙和钐引起的反应性变化 第二：堆芯温度的不断变化引起燃料温度的变化进而由于多普勒效应，核燃料的共振吸收峰展宽，核燃料对中子共振吸收增加，改变反应性；慢化剂密度的改变，单位体积内慢化剂核子密度改变，引起慢化剂慢化能力和吸收性能。中子截面改变，因为中子截面是温度的函数，降低了，可溶硼的溶解度改变引起反应性的变化。以上都会导致堆芯有效增值因素的变化，进而引起反应性的变化。是温度效应。 第三：化学毒物硼酸也会影响堆芯反应性。插入和拔出控制棒也会改变堆芯反应性。 2.简述主冷却剂放射性的来源。 ①水及其中杂质的活化 ②裂变产物的释放 ③腐蚀产物的活化 ④化学添加物的活化 3.举例说明核电厂选址考虑的因素有哪些。 （1）接近电力负荷中心 （2）有充足的冷却水源 （3）交通运输方便 （4）有良好的自然条件（如地形，地质，地震等） （5）减少废热废物排放对生物的影响和防止环境污染的可能性等 4.压水堆氚的来源。 （1)三元裂变（氚可有重核元素三元裂变产生） （2)中子反应 ①锂的中子反应T n Li ),(6 ②B 10的中子反应 (3)氘的活化 5.简述主管道发生破口事故时，安注系统的安注过程。 发生破口事故时，一回路压力缓慢下降，低压安注泵出口压力小于一回路压力时，作为高压安注的前置增压泵运行，一回路压力继续下降到小于蓄压箱注入压力时，蓄压箱内含硼水注
《压水堆核电厂调试与运行》 第1章绪论 1.核电厂运行与常规火力发电厂运行相比存在哪些特殊问题？ 2.压水堆核电厂运行的一般原则是什么？ 3.按照我国《核电厂设计安全规定》中的定义，核电厂状态分为哪几类？正常运行、预计运行事件、事故工况、严重事故 第2章核电厂技术规格书 4.核电厂技术规格书一般包括哪六个方面的内容？ 5.什么是运行模式？核电厂可以将机组正常运行的状态按照热力学和堆 物理的特性划分为哪六个运行模式？ 反应堆压力容器内装有燃料时堆芯反应性状态，功率水平，反应堆冷却平均温度和压力容器封头顶盖螺栓张紧程度的任意一种组合。 反应堆功率运行模式（RP）蒸汽发生器冷却正常停堆模式（NS/SG）余热排出系统冷却正常停堆模式（NS、RRA）维修停堆模式（MCS）换料停堆模式（RCS）反应堆完全卸料模式（RCD） 6.在运行模式p-t图中标出各种运行模式，并解释各限制曲线的物理意义。 7.核电厂运行限值和条件起到哪些作用？ 8.运行限值和条件根据其性质可分为哪些？各限值大小间有何关系？ 安全限值，安全系统整定值，正常运行的限值和条件及监督要求 第3章压水堆核电厂的调试启动 9.大型压水堆核电厂建设工程可以分为哪几个阶段？ 10.核电厂调试的目的是什么？ 11.缩写EC、SUT、EESR、TOB、TOTO、NCC、NSSS、HFT、LOCA、SRC的中文 含义是什么？ 12.核电站所有硬件设备的现场安装施工是由什么部门负责？对安装完毕 的设备和系统的调试，使其在功能和性能上满足设计要求，是由什么部 门承担的？ 13.从安装到调试的责任转移的标志是什么？ 14.当系统发生责任转移时，会产生系统和设备在某一区域的安装和调试有 接口的情况，这时就必须实行什么？ 15.当核电站的系统处于安装结束和调试即将开始的阶段，安装和调试活动 所涉及的两个文件是什么？ 安装状态结束（EESR）报告隔离移交（TOB）报告 16.什么是安装结束报告？
压水堆核电站的组成及总布置 （1）反应堆厂房 –该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。反应堆厂房内部结构布置如下： –·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。 –·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。 –·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。 –·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。 –·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。
–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。 –以下简要对堆内构件进行补充说明。 （2）核辅助厂房 –由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备： –·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。 –·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。 –·11.50m主要为过滤器及除盐装置上部操作间，硼水制备、硼回收系统贮槽及核辅助厂房通风系统。 –·本厂房的对外出入卫生闸门设在电气厂房±0.00m层，整个厂房内各层垂直联系是通过楼梯和电梯完成。厂房为现浇钢筋混凝土结构，有放射性防护要求的房间按屏蔽要求确定墙和楼板厚度。 （3）燃料厂房 –位于反应堆厂房南侧，外轮廓尺寸46×24m，51×24m。
第一部分： 教材《900MW压水堆核电站系统与设备（上册）》（核岛） 1.稳态运行时，RCP系统处于什么状态？冷却剂平均温度如何选取？ 2.蒸汽发生器水位如何测量？ 3.蒸汽发生器水位整定值随负荷如何变化？※ 4.蒸汽发生器水位水位调节的原理是什么？ 5.蒸汽发生器给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力、给水-蒸汽母管压差如何测量？ 6.试述稳压器压力控制原理。 7.稳压器水位过高或过低有哪些危害？ 8.稳压器水位整定值如何确定？※ 9.试述稳压器水位控制原理。 10.论述正常运行工况、冷停堆和热停堆工况、机组启动、机组停堆、事故工况 时化容系统的运行。※ 11.试述反应堆硼和水补给系统正常补给的操作方式。 12.余热排出系统的运行范围是什么？ 13.余热排出系统投入前一回路应具备哪些主要条件？ 14.一回路冷却和加热过程中余热排出系统如何运行？ 15.余热排出系统停运时外部先决条件有哪些？ 第二部分： 教材《900MW压水堆核电站系统与设备（下册）》（常规岛） 16.正常运行时主蒸汽压力、流量与负荷之间有何关系？※ 17.正常运行时，旁路排放系统处于什么状态？ 18.甩负荷时，旁路排放系统如何动作？ 19.在反应堆启动和停运（余热排出系统未投入）、热备用、热停堆状态下，旁路 排放系统处于什么状态？※ 20.再热器隔离的原则是什么？※ 21.试述汽轮机轴封系统启停及正常运行的主要操作。 22.凝结水的控制包括哪三个控制系统？ 23.低压加热器如何解列？※ 24.试述低压给水加热系统启停的主要操作。 25.试述给水除氧器系统冷态、热态启动及正常停运的主要操作。 26.负荷变化时，除氧器水位如何控制？ 27.简述汽动给水泵向蒸汽发生器供水的主要过程。 28.当一列高加隔离时，如何向蒸汽发生器供水？ 29.当机组小于18%额定负荷运行时，主给水流量控制系统如何向蒸汽发生器供 水？
基金项目：国家自然科学基金资助项目（61040013）；上海市教育委员 会重点学科建设项目（J51301）；上海市教育委员会科研创 新项目（09YZ347） 收稿日期：2012－03－23修回日期：2012－05－04第30卷第1期计算机仿真2013年1月文章编号：1006－9348（2013）01－0193－04 压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究 张国铎，杨旭红，许行，卢栋青 （上海电力学院，上海200090） 摘要：研究PID 控制器参数优化问题，针对稳压器压力控制系统具有复杂非线性、时变性特点，引起系统的输出品质特性较差，超调量大，调节时间长，上升时间长，控制精度差等。传统PID 的控制参数难以精确整定，且依赖于对象的精确数学模型。为了提高PID 控制精度，减小超调量、调节时间和上升时间，提出用单神经元的神经网络来优化PID 控制器参数的方法。通过单神经元的自学习和自适应能力，获得最优控制性能的PID 控制参数。仿真结果表明，单神经元神经网络的PID 控制方法与传统的PID 控制方法相比，系统响应速度更快，超调量更小，为优化控制系统提供了参考。 关键词：压水堆；稳压器；压力控制系统；比例积分微分控制；单神经元 中图分类号：TP183文献标识码：A Simulation of Pressurizer Pressure Control System of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Station ZHANG Guo －duo ，YANG Xu －hong ，XU Hang ，LU Dong －qing （Shanghai University of Electric Power ，Shanghai 200090，China ） ABSTRACT ：Study PID controller parameters optimization problem．The pressure control system of pressurizer has the characteristics of complex nonlinear and time －varying ，leading to the poor outputs of the system ，such as large o-vershoot ，long setting time and low control accuracy．It is difficult to get precise parameters with traditional PID con-troller ，and the PID control method is relied on the precise mathematical model badly．In order to improve the precision of PID control ，decrease the overshoot and the setting time ，and the rising time ，a PID controller parameter optimization method was put forward based on single neuron neural network．Through the self －learning and the self －adaptive abili-ty of the single neuron ，the optimal PID controller parameters were obtained．The computer simulation experiment dem-onstrates that the single neuron PID controller performs very well ：the response is quicke ant the overshoot is minimal compared with the tradition PID regulator．And it provides some reference for optimization control system． KEYWORDS ：PWR －type ；Pressurizer ；Pressure control system ；PID controller ；Single neuron 1引言 稳压器是压水堆核电站的重要设备之一，其压力控制的优劣直接影响到核电站能否安全的运行。稳压器的压力要 维持在一定范围内，在稳态运行时一回路绝对压力在15． 5MPa 的整定值附近。当系统压力过高时，系统压力边界可 能会被破坏，当系统压力过低时堆芯会发生DNB （偏离泡核 沸腾）。PID 控制是传统的稳压器压力控制系统常用的控制 方法，该方法具有直观、实现简单和鲁棒性好等优点。但是， 在很多实际的情况中，被控对象往往具有非线性、时变性和不确定性，对象参数和环境常常随着时间发生变化，使得控制对象和模型失配， 传统PID 控制器参数往往优化不良，控制效果欠佳［1］。因此常规PID 控制的应用受到了很大的挑战和限制。针对传统PID 控制器参数优化过程存在的问题，运用单神经元的自学习和自适应能力，获得最优控制性能的PID 控制参数，结合单神经元神经网络适用于复杂非线性系统进行建模和控制特点，本文提出了一种用单神经元神经网络来优化PID 控制器参数的方法，并通过MATLAB 仿真来证明该控 制方法比传统的PID 控制优越性体现在超调量的减小、调节 时间的减小和上升时间的减小。2稳压器压力控制系统压力控制的作用是在稳态和设计瞬态工况下，使稳压器 —391—
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目） 先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验 Virtual Reality for Operation and Typical Accidents of Advanced Pressurized Water Reactor 实验指导书 （在线实验版） Experiment Manual（online） 简介 先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导 请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：https://www.doczj.com/doc/9717883428.html,/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。点击“操作实验”进入在线实验页面。 注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。 插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。 装载完毕后，显示实验开始界面。 点击开始后，进入在线实验界面。分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾 在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。 (1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示； 图 核电站原理展示系统 (2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操 作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。 图核电站运行原理模拟机界面
核电厂汽轮发电机组调试技术导则 编制说明 （征求意见稿） 2012年4月8日
一.任务来源及计划要求 任务来源： 本标准是根据国家能源局印发的《国家能源局关于核电标准制修定计划的通知》（国能科技【2011】48号）的任务安排对《核电厂汽轮发电机组调试导则》进行编制的。能源局常规岛标准体系表总编号117，计划号“能源2011H077”。 计划要求： 本标准各阶段草案的完成时间安排为：2011年 12 月，完成编制组讨论稿， 2012 年 03 月完成征求意见稿， 2012 年 05 月完成送审稿， 2012 年 08 月完成报批稿。 二.编制过程 主要起草人及工作分工： 由中广核工程公司调试中心组成标准编制小组，小组成员有秦世刚、李响、霍雷、牛月套、刘勇等，其中秦世刚为编制组组长。 编制原则： 本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制；本标准作为压水堆核电厂常规岛及BOP标准体系中调试类的标准，主要规定常规岛汽轮发电机组调试过程中应进行的试验项目以及各试验的主要内容，本标准适用于指导我国新建压水堆核电厂常规岛汽轮发电机组调试。 编制组内部讨论情况： 本标准于2011 年11月25日进行了标准组内部讨论，讨论了5个问题，最后达成一致意见，并形成《编制组讨论稿》。 2012年2月在溧阳召开了行业标准初稿评审会，通过了专家的评审。会后编制组依据专家提出的评审意见对该初稿进行了修改，并于2012年3月《编制组讨论稿》上报公司总师办标准信息处审查，根据审查意见形成《征求意见稿》。 三.调研和分析工作的情况 标准编制过程中，编写组调研了岭澳一期核电站、岭澳二期核电站、宁德核电站、红沿河核电站、阳江核电站，另外还参考了秦山二期、三期核电站的相关调试过程。编制组认真研究了上述核电厂常规岛汽轮发电机组的设计、调试文件等，总结得出了调试过程需要进行的试验项目。 四.主要技术内容的说明 本标准主要规定本标准规定了新建核电厂汽轮发电机组及常规岛相关系统单体调试、分系统调试及整套启动调试过程中的主要试验内容和试验要求。 本标准适用于新建核电厂汽轮发电机组相关的常规岛系统调试试验。。五.验证试验的情况和结果 编制组成功组织实施了岭澳二期核电站2台机组常规岛汽轮发电机组调试工作，获得了大量的第一手资料。 六.采用国和国外先进标准情况
压水堆核电站的发电原理 把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。 一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。 二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。 三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。 什么是核燃料? 核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由1717根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束控制棒，控制核裂变反应。
利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图 2.1所示。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。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。 反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路（见图2.2）。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。 为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。 一回路辅助系统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