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简述压水堆核电站的原理流程及作用
压水堆核电站是一种常见的核电站类型，其原理流程如下：
1. 核反应堆：压水堆核电站采用铀核燃料进行核裂变反应。
铀燃料经过加工制成小颗粒的燃料元件，装入核燃料组件中放置在核反应堆中。
2. 反应堆压力容器：核反应堆由反应堆压力容器包裹，其主要作用是容纳核燃料，维持反应堆内部的高压状态，以及承受核反应过程中产生的热量和中子辐射。
3. 热水循环：核燃料在反应堆中进行核裂变反应时会释放出大量的热量，这些热量通过循环的高压水冷却剂来吸收。
冷却剂在反应堆压力容器内部形成循环，将核燃料释放的热量带出反应堆。
4. 蒸汽发生器：冷却剂经过吸热后，进入蒸汽发生器。
在蒸汽发生器中，冷却剂与外部循环的非放射性水流进行热交换，将冷却剂的热量转移到非放射性水中，使之蒸发为高温高压蒸汽。
5. 蒸汽涡轮机：由于高温高压蒸汽的压力能量，通过蒸汽涡轮机将热能转化为机械能。
蒸汽涡轮机驱动发电机旋转，产生电能。
6. 冷却水循环：蒸汽在蒸汽涡轮机中释放部分能量后，通过凝汽器冷凝，转化为水。
凝汽器中冷却水从外部环境吸收热量，使蒸汽得以冷凝为水。
冷凝后的水再次进入蒸汽发生器，参与循环。
压水堆核电站的主要作用是通过控制核反应堆中的核裂变反应来产生高温高压的蒸汽，然后利用蒸汽驱动汽轮发电机组产生电能。
同时，核电站还能提供稳定可靠的电力供应，减少对传统化石燃料的依赖，降低碳排放，实现清洁能源和可持续发展。
此外，核电站还可以用于核科学研究、医疗放射性同位素生产等多个领域。
第一章绪论1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。
（1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。
压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。
好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。
代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制；增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。
3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。
定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。
目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。
4. 核电厂运行工况的分类。
正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故5. 核安全文化的概念。
安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
6. 核电厂运行规程的构成。
正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。
9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料第二章核电厂技术规格书1. 术语及定义：动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。
核电站压水堆核电厂的启动与停运（29页）压水堆核电厂的启动与停运§1.5.1核电厂的启动概述**第二核电站与常规火电厂不同，常规火电厂根据电力负荷需求量来调整锅炉的发热量，使热功率与电负荷相匹配。
而**二期基本上不考虑电网对电能需求量的变化而产生的对核电站的约束，即反应堆能输出多大功率，就向电网输出多大功率，也称“机跟堆”模式。
它优先考虑核电站，避免了核电站的频繁调节，有利于核电厂安全、经济地运行。
但并不是说**二期不具有功率调节的能力，设计上已考虑了这种运行方式12-3-6-3，即12小时满功率运行，3小时从100%降至50%满功率，6小时50%满功率运行，3小时从50%满功率升到100%。
§1.5.2运行状态核电机组的运行状态往往由于外部（如电网故障）或内部（某一设备故障或失效）的原因，使各种运行参数产生变化。
为了使运行人员能在各种工况下控制好各种重要的运行参数，保证机组正常运行和核安全，在技术规范中对反应堆的各种标准运行状态都做出了具体的规定。
技术规范书（GOR）对每一种运行工况都规定了具体的运行参数，而且各种运行参数都具有一定的变化范围和运行区间，见图1（反应堆标准工况P-T图）。
§1.5.2.1 换料冷停堆状态1）换料冷停堆状态是指允许反应堆更换燃料操作的停堆状态，此时，必须具备以下条件：·反应堆压力容器顶盖已移开·反应堆的次临界度至少大于5000pcm，冷却剂硼浓度大于2100ppm，所有控制棒插入堆芯。
·RCP平均温度处于10℃～60℃之间。
2）系统运行状态·余热导出和冷却剂温度控制由RRA来完成，PTR备用。
171·冷却剂的化容控制由RCV和REA来完成。
·用于停堆的高通量报警定值为3ф0，ф0为换料停堆前，未开盖前的中子通量。
·换料腔水位：——如果没有安装水闸门，15m——如果已安装水闸门，19.3m·实施防止误稀释的行政隔离（D类）§1.2.2 维修冷停堆状态1）维修冷停堆状态指允许对一回路设备进行维修的停堆状态，特征是：·一回路通大气，部份水被排空。
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。
压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物包括铁、镍、铬和锰等金属离子，以及氢氧根离子和硼酸根离子等。
这些产物会影响核电站的运行稳定性和热效率，同时也对环境带来潜在风险。
为控制这些活化腐蚀产物的生成和影响，压水堆核电站采取了多种水化学控制措施。
其中包括：
1. 去离子水系统：通过去离子水系统减少水中的杂质和离子，减缓活化腐蚀的产生。
2. 化学清洗：定期进行化学清洗，清除一回路中的污垢和腐蚀产物，保证水循环系统的清洁和稳定性。
3. 加药控制：通过给水系统中加入适量的缓蚀剂和抗氧化剂等药剂，延缓金属腐蚀的产生和水化学反应的影响。
4. 氢气控制：控制系统中的氢气含量，减少氢气对金属材料的腐蚀作用。
5. 硼酸加注：加入适量的硼酸，控制系统中的酸碱平衡，减少金属材料的腐蚀和水的蒸发。
综合采取上述措施，可以有效地控制压水堆核电站一回路中的活化腐蚀产物的生成和影响，确保核电站的运行安全和稳定性。
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压水堆核电厂的工作原理压水堆（Pressurized Water Reactor，PWR）核电厂是一种常见的核电发电系统，其工作原理如下：1. 核燃料：压水堆核电厂使用铀（Uranium）燃料。
铀燃料通常以浓缩氧化铀（Uranium Dioxide）的形式呈现，如UO2。
2. 核反应：铀燃料中的铀-235核发生裂变反应。
裂变释放大量的能量，并产生了新的裂变产物或核中子。
3. 热交换：核反应释放的能量用于加热循环中的冷却剂，通常是水。
热交换器（Steam Generator）中的核反应区通过与循环中的水隔离，以避免辐射泄漏。
4. 主循环：加热的水蒸气离开热交换器并进入主循环，通过高压泵被重新压缩。
通过高温和高压，水将保持在液体状态，即使其温度超过了常规沸点。
5. 反应堆压力控制：循环中的水压力决定了水的沸点。
为了保持恒定的温度和压力，系统具备压力控制装置。
6. 蒸汽发电：在主循环中，压缩的冷却水进入蒸汽发生器（Steam Generator），再次加热潜藏在核反应中产生的热。
加热的水蒸气通过旋转的涡轮叶片，驱动发电机产生电能。
7. 冷却：离开蒸汽发生器后，剩余的水蒸气在冷凝器（Condenser）中冷却并转化为液体。
冷却水从冷却器中收集，并重新注入热交换器，以形成循环。
8. 辅助系统：核电厂还包括其他辅助系统，例如安全系统、应急供电系统和核废料处理系统等，以确保核电站的安全运行和辐射防护。
总体来说，压水堆核电厂利用铀燃料的核反应释放的热能，通过循环中的水冷却产生蒸汽，进而驱动发电机产生电能。
冷却水循环不断，使得反应堆保持在恒定的温度和压力条件下工作，确保核电厂的安全与稳定性。
图解核电站--以压水堆核电站为例0 引言随着我国经济社会的发展，全社会对能源的需求越来越多，能源尤其是电力缺口越来越大。
核电作为一种清洁、无污染的新能源，也越来越受到全社会的重视。
然而核电到底如何产生和运行一直鲜为人知，因此核电的安全性也一直备受普通民众的质疑，所以有必要对核电站进行一些解释与说明，以让大众能够对核电站多一些了解和认知。
1 核反应与核能核反应（nuclear reaction）是核子、核或其他粒子与靶核碰撞，导致靶核质量、电荷或能态发生变化的现象。
核反应前后的核子数、电荷数、能量和动量都守恒。
核能（nuclear energy）又称原子能，是由于原子核内部结构发生变化而释放出的能量。
虽然反应前后的核子数不变，但不同原子核的核子质量不完全相同（如图1），因而核反应的过程往往伴随着质量的亏损。
有爱因斯坦质能方程E=mc2，核反应过程中就会有能量的释放，这部分能量就是核能。
核反应中释放的核能，就相同质量而言，远比化学反应释放的化学能大的多。
例如，1千克235u裂变释放的核能相当图1于2700吨标准煤(1千克标准煤可产生7000大卡的热量)完全燃烧时所放出的热量。
2 核电站及其构成核电站（nuclear power plant）是利用核分裂(Nuclear Fission)或核融合(Nuclear Fusion)反应所释放的能量产生电能的发电厂。
压水堆核电站的工作原理流程，如图2所示。
它用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。
其主要有反应堆系统、冷却水回路（一回路系统）、蒸汽-水回路（二回路系统）及其他辅助回路系统组成。
核电站的选址十分复杂而费时，既要考虑到核电站对周围环境的影响，又要考虑图2 压水堆核电站的工作原理流程环境中各种因素对核电站的影响。
通常，核电站的选址要考虑核电站本身的特性如放射性，厂址自然条件和技术要求如地震、洪水、飓风等其他地质或气象灾害的影响，辐射安全如正常和事故条件下电站对周围环境的影响等等。
简述压水堆核电站的原理流程及作用Pressurized water reactor (PWR) is a type of nuclear power plant that uses nuclear fission to generate heat, which is then used to produce steam to drive turbines and generate electricity. 压水堆核电站是一种利用核裂变产生热量的核电站类型，然后利用该热量产生蒸汽驱动涡轮机并发电。
The operation of a PWR begins with the nuclear reactor core, where uranium fuel rods undergo fission, releasing heat in the process. PWR的运行始于核反应堆心，铀燃料棒在此发生裂变过程中释放热量。
This heat is transferred to the primary coolant, typically water, which circulates through the reactor core to absorb the heat generated by the fission process. 这种热量传递到主冷却剂中，通常是水，通过核反应堆心循环，吸收核裂变过程产生的热量。
The primary coolant then travels through a heat exchanger, where it transfers its heat to a separate water loop, which turns into steam to drive turbines. 主冷却剂随后通过热交换器流过，将热量传递给一个单独的水回路，该水回路变成蒸汽以推动涡轮机。
《核事故应急准备与响应手册(精)》编著者岳会国。
内容简介：《核事故应急准备与响应手册》以讲解核应急的基本知识和基本概念为主。
第1～2章主要描述了有关核事故应急基础知识；第3章为国内外核事故应急管理法规体系；第4～14章为应急准备和应急响应的基本要素和具体内容；第15章总结了国家核安全局对核设施应急工作的监管要求。
在以核电厂核事故应急响应工作为本手册重点编写内容的同时，还兼顾了核燃料循环设施以及研究堆核应急响应工作的基本内容。
《核事故应急准备与响应手册》的主要读者对象是在核电厂、核燃料循环设施、研究堆等核设施内从事核事故应急工作的技术人员和管理人员，对核设施内非应急工作人员及想了解核事故应急基本知识和概念的非专业工作人员也有一定的参考价值。
作者：岳会国主编出版社：中国环境科学出版社出版时间：2012-8-1ＩＳＢＮ：9787511110718第1章核事故应急基础知识1.1 核设施与核事故应急1.2 辐射防护基本知识1.3 核安全总体目标1.4 纵深防御概念1.5 核事故应急管理工作的方针政策参考文献第2章核事故分级及典型核事故2.1 核事件分级2.2 威胁类型2.3 历史上的重大核事故参考文献第3章核事故应急管理体系3.1 核事故应急管理法规3.2 核事故应急管理机构参考文献第4章应急计划与应急准备4.1 概述4.2 《国家核事故应急预案》简介4.3 《环境保护部核事故应急预案》简介4.4 场外应急计划简介4.5 核电厂应急计划简介4.6 研究堆应急计划简介4.7 核燃料循环设施应急计划简介4.8 国外应急计划简介4.9 福岛核事故对我国核应急工作的启示参考文献第5章干预与防护行动5.1 概述5.2 干预与干预水平5.3 操作干预水平5.4 防护措施5.5 应急照射控制5.6 干预与干预水平的国际新进展参考文献第6章应急计划区6.1 应急计戈0区的定义6.2 我国确定应急计划区大小的方法6.3 确定应急计划区的不同方法6.4 研究堆的应急计划区6.5 多机组厂址的应急计划区参考文献第7章应急设施和设备7.1 概述7.2 场内应急设施的功能及设计特性7.3 场外应急设施的功能及设计特性参考文献第8章应急状态分级及响应8.1 概述8.2 应急状态分级8.3 应急行动水平8.4 各应急状态下的响应行动参考文献第9章核事故后果评价技术9.1 概述9.2 评价的步骤9.3 评价与决策9.4 国内外主要后果评价软件系统简介9.5 辐射后果评价的不确定性分析9.6 重大核事故后果评价的实例参考文献第10章辐射应急监测10.1 概述10.2 应急监测相关法律法规和标准10.3 应急监测的一些建议参考文献第ll章应急通信、通知与通告11.1 概述11.2 应急通信11.3 应急通知11.4 应急通告与报告11.5 国际通报参考文献第12章公众信息与公众沟通12.1 公众信息宣传与沟通12.2 公众信息宣传与沟通的基本方法12.3 公众宣传与沟通的内容参考文献第13章核应急医学救援13.1 辐射的健康效应13.2 核应急医学救援的特点和对策13.3 核应急医学救援组织和分级救治13.4 核应急医学救援的准备与响应13.5 医学应急宣传、培训和演习13.6 医学处理参考文献第14章应急响应能力的保持14.1 应急演习14.2 应急培训14.3 应急计划和执行程序的评议和修订14.4 应急设施和资源的维护参考文献第15章国家核安全局对核设施应急工作的监管15.1 应急准备条件的审查15.2 应急准备状况的检查参考文献附录附录1 现场辐射与污染监测程序附录2 现场采样程序附录3 总a总B的测定程序附录4 Gamma谱仪测量程序附录5 基本数据评估程序核与辐射突发事件—大众应急救援知识读本本书由国内知名核医学专家、从事放射医学研究的专家编写而成，从基础到临床，采用问答的形式，用通俗易懂的语言，将核与辐射的相关知识逐一解释说明，全文分6篇，为基础知识篇、防护篇、应急救治篇、临床诊断治疗篇、心理篇、管理篇，共有204个专题，简单明了，实用性强．本书主要供普通读者参考使用，也可供从事民防、防灾减灾工作的同志参考使用。
