下载文档原格式
核电厂仪表与控制第一章：1.压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统和其他辅助系统组成。
2.核电厂仪表与控制系统的功能可以归纳为三种：监视功能、控制功能、保护功能。
3.控制功能包括：1)反应堆控制系统：包括反应性控制、功率水平控制和功率分布控制。
2)蒸汽旁路排放控制系统：为了解决核岛和常规岛发生功率失配而设置的，它是功率控制系统的辅助系统，在常规岛发生短暂事故时，为了不使反应堆停堆，可将其功率由蒸汽旁路排放系统吸收。
3)稳压器压力和液位调节系统：为了调节维持一回路的工作压力不变，同时能保持一回路内水温和化学成分的均匀性。
4)蒸汽发生器水位调节系统：作用是保证使蒸汽发生器二次侧水位维持在整定值上，以便消除各种扰动，保证二回路系统的正常运行。
5)汽轮机调节系统：通过调节汽轮机进气阀对机组实施功率控制和频率控制等。
4.对安全级设备，必须制定清晰、完整、明确的技术规格书，在设计、制造、安装和运行的全过程都根据此规格书检查仪表及其供电设备。
第二章：1.自动控制是一门理论性很强的工程技术学科，自动控制原理是该学科的基础理论。
所谓自动控制就是在没有人直接参加的情况下，利用控制装置使被控制对象自动地按照预定的规律运行或变化。
2.如果系统的输出量与输入量之间不存在反馈，则叫做开环控制系统。
凡是系统输出量对控制作用能有直接影响的系统，都叫做闭环控制系统。
3.一般闭环控制系统：P94.阶跃相应的几个动态性能指标:调节时间Ts：也称为过度过程时间。
指响应曲线从输入信号开始，到最后进入偏离给定值的误差为±5%（或±2%）范围为Δ，并且不再越出这个范围的时间，记作Ts.调节时间是衡量控制系统快速性指标。
衰减比n和衰减率φ：衰减比表示振荡过程衰减的程度，是衡量过度过程稳定程度的动态指标。
5.前馈控制的原理是：当系统受到扰动时，立即从扰动作用取得信息，并以此通过控制器产生控制作用，以消除扰动时被控制量的影响。
压水堆核电厂系统与设备课程设计简介本课程设计主要涉及压水堆核电厂的系统和设备，包括压水堆核反应堆、蒸汽发生器、主蒸汽管道、蒸汽涡轮发电机、电力转换系统、安全系统等方面。
本设计旨在帮助学生更好地理解压水堆核电厂系统和设备的原理和运行过程，以及相关的安全措施和应对措施。
设计要求设计目标本课程设计的主要目标是帮助学生：1.掌握压水堆核电厂的系统和设备运行原理；2.了解压水堆核电厂的主要设备特点和性能参数；3.熟悉压水堆核电厂的安全系统和应对措施。
设计内容本课程设计的主要内容包括以下方面：第一部分：压水堆核反应堆介绍压水堆核反应堆的结构、原理和运行过程。
第二部分：蒸汽发生器介绍蒸汽发生器的结构和原理及其在压水堆核反应堆系统中的作用。
第三部分：主蒸汽管道介绍主蒸汽管道的结构和原理及其在压水堆核反应堆系统中的作用。
第四部分：蒸汽涡轮发电机介绍蒸汽涡轮发电机的结构、原理和运行过程及其在压水堆核反应堆系统中的作用。
第五部分：电力转换系统介绍电力转换系统的结构和原理及其在压水堆核反应堆系统中的作用。
第六部分：安全系统介绍压水堆核电厂的安全系统，包括核反应堆保护系统、应急冷却系统、应急热排放系统等。
设计方法本课程设计采用以下方法：1.理论学习：通过教材和其他相关资料，学习压水堆核电厂的基本理论知识。
2.实践操作：通过实验或虚拟实验等方式，模拟压水堆核电厂的运行过程，深入理解其主要系统和设备的工作原理和性能特点。
3.案例分析：通过分析压水堆核电厂事故案例，深入了解其安全系统和应对措施。
设计步骤步骤一：选题和确定目标在确定课程设计题目后，明确设计目标和要求，确定设计的范围和内容。
步骤二：调研和资料收集通过查阅相关教材、文献、论文、报告等资料，深入了解压水堆核电厂的设备和系统，了解其运行原理和特点。
步骤三：设计方案根据调研和资料收集，设计课程内容和学习材料，确定理论学习、实践操作和案例分析等方面的具体工作计划和步骤。
步骤四：实践操作通过实验或虚拟实验等方式，模拟压水堆核电厂的运行过程，进行实践操作和观察，在实践中深入理解主要系统和设备的工作原理和性能特点。
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
压水堆一回路系统及重要设备概述简介压水堆一回路系统是一种应用广泛的核能发电系统，它是通过将核反应堆产生的热能转化为蒸汽驱动涡轮，最终产生电能。
本文将对压水堆一回路系统的结构和重要设备进行概述，旨在帮助读者对该系统有一个基本的了解。
压水堆一回路系统结构压水堆一回路系统由多个主要组件组成，包括主核反应堆、主循环泵、蒸汽发生器、冷却器、控制杆和涡轮机。
下面将对每个组件进行简要介绍。
主核反应堆主核反应堆是压水堆一回路系统的核心组件，它产生核链式反应，产生大量的热能。
主核反应堆由燃料棒、反应堆压力容器和反应堆堆芯组成，其中燃料棒是用于产生核反应的关键部分。
主循环泵主循环泵是负责将冷却剂水从主核反应堆中抽出并循环送回反应堆的设备。
主循环泵通过高压泵送液体冷却剂进入反应堆，同时承担了循环压力维持和热能传递的重要任务。
蒸汽发生器蒸汽发生器是将主循环泵中传回的高温高压冷却剂转化为蒸汽的装置。
首先，冷却剂通过蒸汽发生器中的热交换器，将其热能传递给辅助循环水，使其变为蒸汽。
然后，蒸汽被输送到涡轮机中驱动发电。
冷却器冷却器是用于将从蒸汽发生器中排出的过热的冷却剂冷却至常压状态的装置。
冷却器通常通过自然对流或强制对流的方式，利用环境的冷却效应将冷却剂降温。
降温后的冷却剂将返回主循环泵，再次循环。
控制杆控制杆是用于调节核反应堆中核链式反应的装置。
通过控制杆的升降，可以调节核反应堆的输出功率。
控制杆通常由各种吸中子材料制成，如硼化钡或碳化硼。
涡轮机涡轮机是压水堆一回路系统中的最后一个设备，它是通过蒸汽的压力和流速来驱动发电机，产生电能。
涡轮机的设计和工作原理与传统的蒸汽动力发电厂相似。
压水堆一回路系统的运行原理压水堆一回路系统的运行原理是基于核反应堆产生的热能驱动涡轮机工作。
下面将简要介绍一下压水堆一回路系统的运行过程。
1.主核反应堆中的核链式反应产生大量的热能，使冷却剂水的温度升高。
2.主循环泵将热能传递给反应堆中的冷却剂水，并将其循环送回反应堆。
压水堆一回路系统及重要设备概述1. 引言压水堆（Pressurized Water Reactor, PWR）是一种常见的核能发电装置，其一回路系统是保证核能转换和发电的关键部分。
本文档将对压水堆一回路系统及其重要设备进行概述。
2. 压水堆一回路系统简介压水堆一回路系统由以下几个主要部分组成：2.1. 核反应堆核反应堆是压水堆一回路系统的核心组件，用于产生核反应并释放能量。
核反应堆中的燃料棒在核反应过程中会释放出热量，这种热量将被用于产生蒸汽，进而驱动涡轮发电机组。
2.2. 主循环系统主循环系统承载着燃料棒所释放的热量，并通过循环泵将热交换介质（水）送往蒸汽发生器。
2.3. 蒸汽发生器蒸汽发生器是压水堆一回路系统中重要的设备之一，其工作原理是通过将冷却剂（水）与次级循环系统中的次级循环介质（一般为轻水）进行热交换来产生蒸汽。
蒸汽发生器中的蒸汽将被送至涡轮发电机组进行发电。
2.4. 涡轮发电机组涡轮发电机组是压水堆一回路系统中最终将核能转换为电能的设备。
蒸汽通过传输管道进入涡轮发电机组，使涡轮叶片旋转，进而驱动发电机转子产生电能。
3. 压水堆一回路系统中的重要设备3.1. 循环泵循环泵是主循环系统中的核心设备之一。
其主要任务是将主循环介质（冷却剂）从蒸汽发生器中抽取出来，并通过一系列的管道再次注入到蒸汽发生器中，以保持核反应堆的正常工作温度。
3.2. 蒸汽发生器蒸汽发生器是将核能转换为电能的重要设备之一。
其工作原理已在第2.3节中进行了介绍。
3.3. 涡轮发电机组涡轮发电机组是将核能转换为电能的核心设备。
其工作原理已在第2.4节中进行了介绍。
3.4. 安全系统安全系统是压水堆一回路系统中必不可少的设备。
其主要任务是确保核反应堆在各种异常情况下的安全运行，并及时采取必要的措施，以防止事故发生。
常见的安全系统包括冷却剂循环中的紧急注入系统、燃料棒控制系统等。
3.5. 辅助系统压水堆一回路系统还包括一些辅助设备，用于支持主要设备的正常运行。
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。
