压水型核反应堆嵌套式组件.pdf
文本预览下载声明
(19)中华人民共和国国家知识产权局
(12)发明专利申请
(10)申请公布号CN107658031A
(43)申请公布日
2018.02.02
(21)申请号20171
显示全部
文档详情
相似文档
-
核反应堆 9.ppt
第九章：核反应堆运行与控制;核反应堆运行和控制;一、反应堆控制;1、基本任务与原理;萝哀凶诵磺撂裹折蜂含让壮管薛起式耍吕字递郡议验慈睫龋波泉身邪污账核反应堆 9核反应堆 9;2、功率控制;旺篓丰泌凝缘缝古胃蜕接萤个须垫阎诡糖蒲虹遥仰待渊掌擂搪徊材一俞描核反应堆 9核反应堆 9;3、稳压器控制;4、蒸汽发生器水位控制;5、蒸汽排放控制;二、保护系统控制;二、保护系统控制（1）;三、反应堆运行;1、概述;1、概述（1）;1、概述（2）;1、概述（3）;1、概述（4）;2、压水堆核电站的正常启动;2.1、正常启动;2.2、初始状态：换料的冷停闭工况;2.3、第一阶段：一回路充水和排气;2.4、第二阶
-
一种高效过滤的下管座、燃料组件和核反应堆.pdf
(19)中华人民共和国国家知识产权局
(12)发明专利申请
(10)申请公布号 CN 113362976 A
(43)申请公布日 2021.09.07
(21)申请号 202110625989.5
(22)申请日 2021.06.04
(71)申请人 中国核动力研究设计院
-
核反应堆热工分析控制棒及相关组件.ppt
/ 反应堆热工水力学 反应堆热工水力学 控制棒驱动机构贯穿压力容器上封头的部分有一承压壳，防止高温冷却剂的泄漏并紧固驱动机构。若承压壳破裂，控制棒即有可能被压力容器内的高压弹出，称为弹棒事故。 机构上装有抗震结构以限制它在水平方向的位移。抗震结构由驱动机构的限动器将反应堆压力容器顶盖吊架与反应堆换料腔壁面相连结构的抗震拉杆等组成。 2 控制棒驱动机构 一 机构的内部构件均接在一回路主冷却剂中运行，设计保证能在整个电站寿期功能正常，并考虑到便于正常维修和彻底检修。 3 1 线圈盒：由四个带方形底座的棱柱形零件组成，零件间的联结面位于每个线圈中部的平面上，线圈盒的每一个零件都是可拆卸的，因此若要更
-
核反应堆工程.pptx
核反应堆工程核反应堆工程是一个复杂而重要的领域，它涉及到核能的利用和控制，以及与之相关的安全和环境问题。作者：
核反应堆简介核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应释放能量的装置，其核心是反应堆堆芯，其中包含核燃料。反应堆堆芯中发生的核反应会产生大量的热能，这些热能被用来发电或其他工业用途。核反应堆是核电站的核心，也是核能利用的基础。核反应堆技术的应用范围很广，包括电力生产、医疗、农业、工业等领域。
核反应堆的历史发展11942年世界上第一个可控核反应堆芝加哥一号堆在美国伊利诺伊州芝加哥大学建成。21954年美国建成世界上第一个用于发电的核反应堆。31957年苏联建成世界上第一个商业核电站。419
-
核反应堆材料.ppt
常见的包壳材料可作为包壳材料和堆内结构材料的金属元素必须是低中子吸收截面的材料。根据它们的性能特点，各种材料的包壳用于不同的堆型。如Al和Al合金用于低温水冷堆；压水堆中用Zr合金(如Zr-4)，BWR用Zr-2合金；Nb用于快中子堆。一些金属的中子吸收截面及熔点第31页,共60页，2024年2月25日，星期天锆的物理性质银白色的金属，熔点1845oC金属锆的物理性质a相
b相862oC塑性比较差0.8%体积变化延展性好，冷加工变形达80％第32页,共60页，2024年2月25日，星期天锆的化学性质锆是一种耐蚀性很强的金属：锆在室温下不易氧化，但随温度升高，易形成稳定的氧化物有很强的耐酸、碱能
-
核反应堆安全.pptx
演讲人：;目录;PART;;;利用核裂变反应产生能量，包括压水堆、沸水堆、重水堆等，技术成熟，应用广泛。;;PART;冷却系统设计;;辐射防护设计;在反应堆发生严重事故时，迅速启动应急冷却系统，将反应堆的热量导出，防止反应堆熔化。;PART;反应堆内部燃料元件破损、反应堆冷却系统故障或管道破裂等。;反应堆功率失控，导
-
核反应堆结构.ppt
控制棒驱动机构 控制棒驱动机构由一套机电传动装置组成，其中三个电磁线圈通过销爪与传动轴上槽纹的配合作用，使传动轴和控制棒束作步进式移动。反应堆压力容器顶盖上的管座与带有螺纹连结的承压壳体作密封焊接，驱动轴和销爪机构装在承压壳体之内，而电磁线圈则在承压壳体之外。在承压壳的上部有排气口，供反应堆冷却剂系统充水加压期间使用．该排气口包含有一个阀门，该阀门靠阀座的锥形支承面密封。控制棒驱动机构靠空气循环冷却，在未装控制棒束的位置也有待用的控制棒驱动机构，并且有通风罩，以堵塞机构之间的空穴，保证有效的空气流量。 控制棒的驱动机构采用三线圈电磁步进式，其优点是: 提棒精度高，不易失步; 需要紧急停堆时
-
核反应堆原理.doc
核反应堆原理
原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀
-
核反应堆材料.ppt
对包壳材料的性能要求核性能：小的中子吸收截面，辐照稳定性特别是热中子堆或用天然铀作燃料的反应堆，对包壳材料中子吸收截面的限制十分严格。对快中子堆，大多数元素的快中子吸收截面很小，选择材料的余地就较大。但对材料的、及耐蚀性的要求更为突出通常选用截面小于1巴的金属为主要组分，吸收截面为数巴的元素作为合金化元素，截面在几十巴的杂质的含量限制在量级。机械性能：足够的机械强度(高温强度)化学性能：抗腐蚀性能、与冷却剂、裂变产物及燃料的相容性；第30页，共60页，星期日，2025年，2月5日常见的包壳材料可作为包壳材料和堆内结构材料的金属元素必须是低中子吸收截面的材料。根据它们的性能特点，各种材料的包壳用
-
2-核反应堆概论（苏）.ppt
核 反 应 堆 概 论 主 讲：苏光辉 教授 核反应堆 分 类 通常按用途分： 动力堆：主要是利用裂变释放出的能量进行发电，驱动船舶，供热等，目前世界上大部分是这一类堆型。常见的动力堆堆型有压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆和快中子增殖堆 生产堆：主要用来生产可裂变材料和氢同位素氚。常见的生产堆有石墨堆和重水堆 研究性反应堆：研究燃料和堆芯而建造的材料试验堆；用于中子敷衍、放化分析、同位素生产以及物理、化学、工程和生物诸方面研究的多用途研究堆；用于教育和训练的各种低功率反应堆；研究堆芯结构、中子分布、控制棒效果等堆芯特性的临界集合体等。常见的研究性反应堆型有石墨堆、游泳池堆、轻水堆、重水
-
核反应堆热工分析课程结.pdf
2017年核反应堆热工分析课程大纲
第一章：绪论
1.压水堆：冷却剂和慢化剂都是轻水，一回路一般是单相传热或过冷沸腾，二回
路饱和沸腾，产生蒸汽，供给汽轮机发电。
2.沸水堆：冷却剂和慢化剂都是轻水容器内直接发生饱和沸腾，产生蒸汽，
供给汽轮机发电。
3.重水堆：冷却剂为轻水，慢化剂为重水，有一回路和二回路。
压水堆和沸水堆是主流堆型，装机容量占比80%。
第二章：堆的热源及其分布
1．堆芯功率的分布及其影响因素
2．影响功率分布的因素
3．停堆后的功率
4．剩余裂变功率的衰减
第三章：堆的热源及其分布
1．导热的概念及反应堆导热过程
2．导热微分方程（）
dt
q
=−λ
平板：dx
3．池
-
《亿年前的核反应堆》课件.ppt
亿年前的核反应堆
课程目标了解核反应堆的原理深入学习核反应堆的运作机制，包括铀的富集与裂变、链式反应、温度与反应速率的关系等关键概念。探究亿年前的自然核反应堆揭开冈比亚天然核反应堆的神秘面纱，了解其形成过程、规模、时间特点以及对地球的影响。思考核能的未来分析核能的优势与挑战，探讨其在未来能源结构中的地位以及可持续发展的可能性。
什么是核反应堆？核反应堆是利用可控核裂变反应释放能量的装置，通过控制链式反应，持续产生热能。热能可用于发电、医疗、科研等领域。反应堆的核心是核燃料，通常是铀或钚，它们在中子的轰击下发生裂变，释放巨大的能量。
自发核反应究竟什么样?链式反应原子核裂变过程中释放出的中子引发
-
《核反应堆安全分析》课件 .ppt
核反应堆安全分析欢迎参加核反应堆安全分析课程。本课程将系统性地探讨核反应堆运行的安全原则、分析方法以及评估技术。我们将深入研究核电站设计、运行和事故管理的关键安全问题，帮助学生建立全面的核安全知识体系。
课程概述1课程目标通过系统学习，使学生掌握核反应堆安全分析的基本理论和方法，培养学生运用确定论和概率论方法进行安全评价的能力，提高学生对核电厂安全设计和运行的理解。本课程旨在培养具备核安全意识和专业技能的技术人才。2学习内容课程涵盖核安全基本原则、动力厂状态分类、始发事件分析、热工水力分析、放射性物质迁移、概率安全分析、严重事故分析等多个方面，并介绍安全分析报告编写和安全文化建设相关知识。考核
-
65-俄伊签8座核反应堆大单.doc
俄伊签8座核反应堆大单
最大规模核电订单
就在伊朗核谈“大限”到来之际，俄罗斯的一个决定让美欧国家大吃一惊。11月11日，俄罗斯与伊朗在莫斯科签署了一份核电协议，俄将在伊朗境内新建8座核反应堆。
伊朗原子能机构 AEOI 主席萨利希与俄罗斯国家原子能公司 Rosatom 主席谢尔盖·基里连科出席签字仪式。萨利希称赞，这是“两国关系的拐点”，伊朗将永远记得俄罗斯的友谊。
俄《观点报》指出，这是近年来全球核电市场上少有的大合同，8座核反应堆将成为俄原子能公司建造的规模最大的机组。
根据协议，8座反应堆中的4座将位于布什尔核电站，也就是布什尔核电站二期工程，另外4座将建于别处。
-
核反应堆材料手册_10713290.pdf