压水堆核电基础知识第一章

第一章 核能与反应堆

随着人类社会的不断进步，世界能量消耗的增长是很快的。一方面随着生活水平的提高，人均对能量的消耗也越来越高；另一方面，世界总人口还在不断地增加。更主要的是在工业、农业、交通运输方面按每人平均所消耗的能量增加了。世界上有些国家，有些地区因能源不足而延缓了经济的发展的例子是不少的。

核裂变现象的发现表明，核能时代开始了。核能以它的本身的特点越来越得到人类的重视。核能，最初由于人们对此物理现象的不确切了解，称为原子能。实际上它是由于原子核内部发生裂变或聚变而产生的巨大的能量。

目前在反应堆中，用不带电的粒子(中子)去轰击靶核235U 使之裂变从而释放出大量的核能。但核能的产生并非容易，因为原子核很小，又带正电。击开它并非易事。

早期人们一直是设想用加速的带电粒子作为轰击原子核的炮弹。为了使原子核分裂，曾设计了大型静电加速器和回旋加速器，通过这些设备甚至可以把带电粒子加速到近千万电子伏，但仍然很难击开原子核，成千上万发的炮弹很可能只有一发炮弹能击中原子核。如同爱因斯坦所说，“我们好比是一些憋脚的射手，在黑暗的郊外打鸟，那里的鸟又非常少”。

1932年查德威克(Chadwick)等人发现了中子。

n C He Be 101264294+→+

中子不带电荷，和原子核之间没有库仑力的相互作用，容易接近原子核而引起核反应。中子的发现开创了核物理学的新纪元，也为重核裂变提供了强有力的“炮弹”。

1938年哈恩( O.Hahn )和斯特拉斯曼( F.Strassmann )用放射化学的方法发现和证实了235U 在中子的轰击下发生裂变的现象。但当时把放出的新的中子给忽略了。

后来，许多科学家利用各种方法（如电离室，云雾室等）来证明中子轰击铀核后，铀核分裂成两个质量近似相等的碎片，同时放出两个至三个的次级中子，还释放出大量能量和射线。1946年我国科学家钱三强，何泽慧夫妇发现了铀核在中子的轰击下有时会分裂成三块或四块，但这种机会要小得多，这种分裂现象一般称为三分裂或四分裂。

1942年费米( Fermi )在美国芝加哥大学建成世界上第一座天然铀石墨热中子反应堆CP-1，用了40吨天然铀（其中6吨金属铀），385吨石墨，2000根铀棒组成的10.5?10.5?42 cm 的栅格。

1.1 核能的特点

核电厂中产生的能量是由于在反应堆装置中，靶核235U 在中子的轰击下，产生裂变反应同时释放出大量的能量。这种由于原子核内部结构组成的变化而释放出来的能量称为核能。那么核能有哪些特点呢？

首先，核能的能值高，一公斤铀全部裂变所释放的裂变能，大约和2700吨煤或2000吨石油相当。煤和石油的发电是利用物质的化学反应。而核能的释放是由于原子核的内能变化而产生的能量。特别是在煤资源、水力资源缺乏的地区，如果用核能来发电，将是很适宜的方案。到1994年年底，法国的核电已占法国总电力的75.29%。

其次，核能主要利用铀、钍同位素。而这些同位素的矿藏量以及海水中氘所蕴含的能量储藏量丰富广泛。目前主要用于能源的是化石燃料，也就是煤、天然气和石油，以及水力。但露天采矿和烧煤对地表的破坏和对环境的污染是很严重的。更主要的是煤和石油还能为生

产化学制品(包括药品、染料、纤维、橡胶和塑料等)提供基本的原料，从长远看，将化石燃料用于原料方面比用作能源可能更有价值。至于水力资源并不是任何地区都有的，往往是缺少水力资源的大城市、沿海城市却需要更多的电力。

再次，随着核技术的不断完善，核能已被公认为一种价格上能和其他能源相竞争的发电用能源，见表1.1-1。

表1.1-1 核电站与火电站发电成本比较

最后，核能对大自然的环境污染小。核电厂不放出二氧化碳、二氧化硫和氮的氧化物，不会造成温室效应和酸雨，从而保护了人类赖以生存的生态环境。当前作为核能利用的主要装置是核电厂。由于安全措施严格，运行经验丰富，因而发生事故的几率很小。但是为了做到安全可靠，万无一失，并防止事故引起放射性扩散，核电站中设置了三道放射性屏障和应急事故处理系统。图1.1-1为压水堆核电站放射性三道屏障示意图。第一道屏障是核燃料元件棒包壳，它能承受约200大气压的压力。放射性裂变产物被限制在包壳管内；第二道屏障是反应堆压力容器和一回路耐压管道。即使燃料元件包壳万一破损，其放射性物质也只能外漏到一回路中；第三道屏障是安全壳，它将反应堆及一回路系统的主要设备密封在安全壳内。因而，即使第二道屏障万一破损，其放射性物质也只能密封在安全壳内。

更由于它能值高，烧过的燃料还能进行后处理再做成新的燃料。特别是快中子增殖反应堆的出现，它能对燃料进行增殖，能把不能裂变的238U转变成核燃料239Pu，大大地增加了对铀资源的利用。

现代人类所能利用的能源，不外乎是水力、化石燃料、核能以及太阳能、风力、潮汐能、地热能等。水力能源虽有一定的经济价值，但往往受到地理条件的限制，建造费用庞大，电力输送费用高。至于太阳能、潮汐能、风力及地热发电，目前虽然经过研究试验已开始应用，

但要大规模地利用及开发却受到很多条件的限制。因此，核能是当前比较有现实意义的能源。

1.2 核反应堆与核电厂动力系统

核反应堆是利用易裂变物质，使之发生可控的自持裂变链式反应的一种装置。它是核电厂产生能量的主要设备。

1.2.1 核电厂动力系统简介

图1.2-1给出了核反应堆装置的示意图。冷却剂经堆芯带走热量经蒸发器，通过主泵再流入堆芯。这个闭合回路称一次回路，简称一回路。对于压水堆，一回路也是高温高压回路，由于冷却水是流经堆芯的，因而它具有放射性。从蒸发器出来的汽通过汽轮机带动发电机发电，从汽轮机出来的汽水混合物通过冷凝器流入蒸发器，这一回路称二次回路，简称二回路。

1.2.2 反应堆及其分类

当前世界上有各种各样的反应堆，我们可以将他们分一下类。

1. 按核反应堆的用途分类

生产堆生产易裂变材料，同位素或用于工业规模辐照的反应堆。它们的主要反应式如

238U ＋n→239Pu

6Li＋n→3H+4He

232Th＋n→233Th→233U

239Pu是一种很好的易裂变物质，239Pu裂变时能放出大量的裂变能。而238U本身对热中子是不裂变的，在自然界的铀矿中，它的丰度为99.2%。大量的232Th存在于自然界，它本身不能裂变。但它可以吸收中子形成233U，而233U是一种很好的易裂变物质。利用上述过程，可使大量的232Th矿资源得到利用。而6Li放在堆内受中子辐照而产生的氚(3H)则是氢弹的重要物质。

实验堆主要包括零功率装置，实验研究堆和原型堆等。主要用于实验研究，为设计和研制反应堆或新型堆取得必要的反应堆物理或堆工程数据。

动力堆用作动力和直接发电的反应堆。它分为移动式(如核潜艇)和固定式(发电)。动力堆用作发电其优越性越来越被人们接受。田湾核电站中的反应堆就属于这种范畴。

2. 按冷却剂类型分类

压水堆轻水作冷却剂、慢化剂。燃料一般采用低富集的二氧化铀。轻水慢化，水的导热性能好。该堆型结构紧凑，功率密度高。平均燃耗深，负温度系数，比较安全可靠。高压(14-16兆帕)使得水温在300℃左右而不沸腾。

沸水堆与压水堆一样，冷却剂为水，但允许沸腾，压力低，省去一个回路(一回路与二回路合二为一)。水沸腾后将使堆芯内中子的慢化性能变差，因而必须增大堆芯体积，燃料装载量要比同样功率的压水堆大50%左右。

重水堆冷却剂、慢化剂都为重水。由于重水的慢化性能好，热中子吸收截面小，故燃料可用天燃铀。重水的泄漏是一个要认真对待的技术关键。

气冷堆一般用CO

作冷却剂，石墨作慢化剂。燃耗深，转换比高，体积大。

2

钠冷堆没有慢化剂，金属钠作冷却剂。燃料要求高富集铀或铀钚混合燃料，压力低，冷却剂的进出口温差大，功率密度大。

3. 按引起裂变的中子能量来分类

热中子反应堆引起燃料核裂变的中子能量在0.0253电子伏左右。大多数压水堆即属于这种类型。

快中子反应堆引起燃料核裂变的中子能量在0.1兆电子伏附近。例如钠冷堆。

中能中子反应堆引起裂变的中子能量介于热中子堆和快中子堆之间。

综上所述，田湾核电厂中的反应堆装置中靶核裂变时释放出来的能量用来发电，因而它是属于动力堆范畴。由于它用轻水作冷却剂、慢化剂。采用低富集的二氧化铀作燃料，堆内压力较高，又称为压水堆。这种压水堆的优点是反应堆结构简单，功率密度高。当然为了安全运行，其系统复杂，设备多。为了获得较高的蒸汽参数，反应堆及其一回路都要在很高的压力下工作，给设计和设备制造带来一定的困难。同时，它是主要由于热中子引起235U裂变而释放能量的。因此又称为热中子反应堆。

复习题

1.什么能量称为核能？核能有哪些特点？

2.简单叙述田湾核电厂中的反应堆装置的特点。

核电基础知识

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

核电基础知识授课讲稿

核电基础知识授课讲稿 Ting Bao was revised on January 6, 20021

核电基础知识 第一节 反应堆物理基础 一． 原子和原子核 1． 原子的基本概念 世界上任何物质都是由原子组成的。原子是进行化学反应的最小单位。 原子是由质量相对较大、体积较小位于原子中心的原子核和绕其高速运转的轨道电子组成。 在所有稳定原子中，轨道电子数等于核内质子数，原子作为一个整体是不带电的。 当原子得到或失去电子，便会得到或失去负电荷。呈负电性或 正电性的原子称为离子。 2． 原子核的基本概念 原子核由A 个核子组成（A 是核内的核子数，又称质量数），其中有Z 个带有正电荷的质子（Z 是原子序数，即原子核中质子的数量）和N 个（N 表示核内中子数，N=A-Z ）电中性的中子。任何一个原子核X 都可用符号 N A Z X 来表 示，例如，He z 42，O 1688，U 238 92146等等。实际上，只要简写为X A ，它已足以 代表一个特定的核素。 原子、原子核、质子、中子、电子等微观粒子的质量非常小，不方便用克或千克作其质量的单位。一般用原子质量单位（u ）来表示微观粒子的质量。对原子来说就是原子量。1u 是一个碳-12原子质量的十二分之一即×10-27Kg 。质子的静止质量为，中子的静止质量为，电子的静止质量为。一个质量数为A 的原子其原子量近似为A 。 原子核带正电，电荷量为＋Ze 。 电子 质子 中子 图1-1 原子结构示意图

原子核周围的电子是按一定规律分层排列的，层之间具有能量的差别。 质子和中子在结合成原子核的过程中要损失一部分质量（质量亏损），这部分质量以能量的形式（E=△mc2）释放出来。反之，要使原子核内质子中子分开，必须施加与之相等的能量，此能量叫结合能。 由于能量和质量有内在的联系，在原子物理学中，经常用能量来表示其质量，如1u 对应的能量为。 二． 原子核的放射性 原子核内具有特定数目的质子和中子并处于同一能态的一类原子称为核素。某种元素有多少种同位素就有多少种核素。核素有的稳定，有的不稳定。不稳定的原子核，总是自发地以释放出粒子（α、β、n ）或γ光子的形式释放能量以逐步达到稳定状态，这个过程称为衰变。 在衰变过程中放出粒子和光子的现象叫放射性。 具有放射性的核素叫放射性核素。原子序数大于84的核素都有放射性。 所有的由一个或多个放射性核素构成的物质叫放射源。 三． 核裂变 裂变现象的发现，引起了人们极大的注意。这不仅是因为在裂变过程中释放出巨大的能量，而且在裂变过程中都伴随着中子的发射。这些中子将使裂变自动地继续下去，形成链式反映，从而使原子能大规模利用成为可能。 在没有外来粒子轰击下，原子核自行发生裂变的现象叫自发裂变，而在外来粒子轰击下，原子核才发生裂变的现象成为诱发裂变。 1． 自发裂变 自发裂变的一般表达式 →X A Z 212 211Y Y A Z A Z + 在自发裂变刚发生的瞬间满足如下的关系：A=A1＋A2；Z=Z1+Z2，即粒子数守恒。其中，A1、A2和Z1、Z2分别为裂变产物的质量数和电荷数。 自发裂变能Q f,s =T Y1(Z1,A1)+T Y2(Z2,A2)

核工业基本知识复习题

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（＋）

压水堆核电站组成资料

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

第七章 压水堆核电站的二回路系统及设备

第七章压水堆核电站的二回路系统及设备 7.1 主蒸汽系统 主蒸汽系统将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送到主汽轮机和其他用汽设备及系统。与主蒸汽系统直接相关的设备是：主汽轮机高压缸、汽轮机轴封系统(CET)、汽水分离再热器(MSR)、蒸汽旁路排放系统(GCT)、主给水泵汽轮机(APP)、辅助给水泵汽轮机(ASG)、除氧器(ADG)和蒸汽转换器(STR)。 三台蒸汽发生器顶部引出的三根外径为Φ812.8mm主蒸汽管，分别穿过反应堆厂房(安全壳)；进入主蒸汽隔离阀管廊，并以贯穿件作为主蒸汽管在安全壳上的锚固点。穿过主蒸汽隔离阀管廊后进入汽轮机厂房，然后合并为一根外径为Φ936mm的公共蒸汽母管，再将蒸汽引向各用汽设备和系统。如图7.1所示。 在主蒸汽隔离阀管廊中的每根主蒸汽管道上装有一个主蒸汽隔离阀，其下游安装了一个横向阻尼器。主蒸汽隔离阀上游的管道上装有7只安全阀，一个大气排放系统接头和一个向辅助给水泵汽轮机供汽的接头。大气排放系统接头和辅助给水泵汽轮机供汽接头之所以要接在主隔离阀的上游，是考虑到当二回路故障蒸汽隔离阀关闭时大气排放系统和辅助给水系统还能工作。 在主蒸汽隔离阀两侧还接有一条旁路管，其上装有一个气动隔离阀，在机组启动时平衡主蒸汽隔离阀两侧的蒸汽压力，并在主蒸汽管暖管时提供蒸汽。 在汽轮机厂房内，从蒸汽母管上引出四根Φ631mm的管道与主汽轮机的四个主汽门相连，向汽轮机高压缸供汽。此外，从蒸汽母管两头还引出二条通往凝汽器两侧的蒸汽旁路排放总管。管上各引出6条通往凝汽器的蒸汽排放管，去主给水泵汽轮机、除氧器、蒸汽转换器、汽水分离再热器和轴封的供汽管。两条蒸汽排放总管由一根平衡管线连接在一起。 (1)主蒸汽隔离阀 主蒸汽隔离阀为对称楔形双闸板闸阀。正常运行时全开，但在收到主蒸汽管线隔离信号后能在5秒内关闭。 隔离阀的执行机构是一个与氮气罐相连的液压缸。氮气进入液压缸活塞的上部，其名义bar a。氮气的膨胀力使隔离阀关闭。为开启阀门，设有一套汽动油压泵液压系压力为198. bar a液压油进入液压油缸活塞的下部，克服氮气的压力和开启阻统，产生名义压力为329. 力使阀门开启，见图7.2。快速关阀是由快速排泄液压油缸活塞下部的油液实现的。 控制分配器用于关闭主蒸汽隔离阀。它们由电磁阀操纵。当电磁阀通电时，分配器开启，将液压油缸活塞下部的液体通过常开隔离阀排出，主蒸汽隔离阀在氮气压力作用下迅速关闭。两条排油管线是冗余的，单独一条管线就足以使阀门在5秒内关闭。

大数据课程基本概念及技术

大数据是当前很热的一个词。这几年来，云计算、继而大数据，成了整个社会的热点，不管什么，都要带上“大数据”三个字才显得时髦。大数据究竟是什么东西?有哪些相关技术?对普通人的生活会有怎样的影响?我们来一步步弄清这些问题。 一、基本概念 在讲什么是大数据之前，我们首先需要厘清几个基本概念。 1.数据 关于数据的定义，大概没有一个权威版本。为方便，此处使用一个简单的工作定义:数据是可以获取和存储的信息。 直观而言，表达某种客观事实的数值是最容易被人们识别的数据(因为那是“数”)。但实际上，人类的一切语言文字、图形图画、音像记录，所有感官可以察觉的事物，只要能被记下来，能够查询到，就都是数据(data)。

不过数值是所有数据中最容易被处理的一种，许多和数据相关的概念，例如下面的数据可视化和数据分析，最早是立足于数值数据的。 传统意义上的数据一词，尤其是相对于今天的“大数据”的“小数据”,主要指的就是数值数据，甚至在很多情况下专指统计数值数据。这些数值数据用来描述某种客观事物的属性。 2.数据可视化 对应英语的data visulization(或可译为数据展示)，指通过图表将若干数字以直观的方式呈现给读者。比如非常常见的饼图、柱状图、走势图、热点图、K线等等，目前以二维展示为主，不过越来越多的三维图像和动态图也被用来展示数据。 3.数据分析 这一概念狭义上，指统计分析，即通过统计学手段，从数据中精炼对现实的描述。例如:针对以关系型数据库中以table形式存储的数据，按照某些指定的列进行分组，然后计算不同组的均值、方差、分布等。再以可视化的方式讲这些计算结果呈现出来。目前很多文章中提及的数据分析，其实是包括数据可视化的。

第三章 核电厂事故分析基本知识

第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处

核电站基本知识考试习题

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？

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大数据入门推荐书籍 大数据是眼下非常流行的技术名词，自然也催生出了一些与大数据相关的职业，通过对数据的分析挖掘来影响企业的商业决策。想知道有关大数据的学习书籍资料有哪些？，今天千锋教育来为大家推荐一波大数据学习需要的书籍。 《大数据时代》 大数据不是随机样本，而是所有采集数据；大数据不追求精确性，而是允许混杂性；大数据不是分析因果关系，而是相关关系。 2、《爆发》 《爆发：大数据时代预见未来的新思维》揭开了人类行为背后隐藏的模式“爆发”，大胆的提出人类有93%的行为都是可预测的，是一本超越《黑天鹅》惊世之作。神秘色彩十足。

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《智能时代》回顾了科学研究发展的四个范式，用实例证明了数据在科学发现中的位置。 5、《大数据处理之道》 从最初的Hadoop到Spark，再到Storm，到底哪个战斗力更强？《大数据处理之道》分析比较了当下流行的大数据处理技术的优劣及适用场景，包括Hadoop、Spark、Storm、Dremel、Drill等，详细分析了各种技术的应用场景和优缺点。几乎涵盖所有的大数据处理热门技术，语言诙谐，大数据处理技术与应用场景并在，对未来新的大数据处理技术发展趋势进行了预，测，初学者好上手，专业人士可系统的扩展知识。

6、《大数据基础与应用》 数据本身没有丝毫意义，通过统计、分类、萃取、特征抽取等一系列技术手段才能实现其价值。基础≠不重要，大数据初级必须要掌握的理论知识都在这里 7、《超越大数据》 把社交数据、移动数据、位置数据与主数据结合起来, 可以实现与现有客户

我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较..

我国压水堆核电站与日本沸水堆核电站的比较 一、中国核电站和日本福岛第一核电厂在安全设计方面的区别 1.日本福岛核电站背景资料 1.1 日本核电站的堆型及其分布 1.2 福岛核电站 日本福岛县的核电站有福岛第一核电站和福岛第二核电站，它们都由东京电力公司负责运营。福岛核电站是目前世界上最大的核电站，位于日本福岛工业区，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。其中福岛一站1号机组于1971年 3月投入商业运行，二站1号机组于1982年4月投入商业运行。

福岛第一核电站 福岛第二核电站 1.3 福岛核电站其他信息 2011年2月7日，东京电力公司和福岛第一原子力发电所刚刚完成了一份对于福岛一站一号机组的分析报告，指出这一机组已经服役40年，出现了一系列老化的迹象，包括原子炉压力容器的中性子脆化，压力抑制室出现腐蚀，热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀，并为其制定了长期保守运行的方案。福岛核电站1号机组已经满了40年的使用寿命，该机组原本计划延寿20年，到2031年退役。 2、沸水堆与压水堆的差异 2.1沸水堆简介 沸水堆核电站属于轻水堆堆型中的一种，沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使

冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。 根据国际核电协会统计，全球正在运行的反应堆一共有426个。其中轻压水堆258座占比约为61%，重压水堆约为41座占比10%，沸水堆为92座占比约为22%。沸水堆比例相对较小；从建设期来看，压水堆在80年代后被选用作实施的数量远超过沸水堆技术，体现了其更高的安全性能。中国目前建成和在建的所有核电站均使用压水堆技术。从技术上来看，中国发生此类核泄漏事故的风险较小；同时核电技术正在不断升级：核电技术已经经历了一代到二代再到改善型二代的过程。对安全性的诉求成为了推动核电技术不断发展的重要动力。 2.2沸水堆工作原理及主要特点 沸水堆系统示意图 沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。铀制成的核燃料在压水堆“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，蒸汽推动汽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。沸水堆与压水堆不同之处在于冷却水保持在较低的压力（约为70个大气压）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生

核电质量保证基础知识复习题

核电质量保证基础知识复习题 一、是非题 1.核电厂的质量保证体系，其作用是确保有计划、有系统和有控制地开展所有对质量有影响 的活动。 2.质量保证大纲文件可分为管理性文件和技术性文件两种基本类型。 3.管理性文件和技术性文件形成一个完整的文件体系，其目的既要做到每项工作都“有章可 循”。 4.质量保证部门在处理质量问题时，必须会同技术部门达成一致意见后做出处理决定。 5.文件变更控制方法可以比新编文件的控制方法简单。 6.记录是实现质量的客观证据，也是评价质量保证工作有效性的依据 7.无损检测人员使用的检测规程为技术性文件。 8.为保证质量而规定和完成的全部工作综合在一起构成质量保证大纲。 9.不符合项可以分为一般不符合项、较大不符合项和严重不符合项三类。 10.质量保证部门在处理质量时，应当独立行使质量监督职权。 11.由国家核安全局制定的核安全规定都是指导性文件。 12.由于时间紧急，可以越过H点实施下步活动。 13.质量保证职能是指质保部门人员所从事的职能。 14.核电无损检验只需有资格的人员使用合格的设备来进行就是可靠的。 15.质量保证部门在处理质量时，应当不受外界干扰的情况下既客观地又要独立地行使职权。 16.不符合项是指性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物项的质量变得不可接受或不能 确定。 17.我国核安全法规HAF003基本等效于IAEA No.50-C-QA标准。 18.非受控文件有时亦可作为工作的依据。 19.质量保证监查是验证质量保证大纲充分性和有效性的手段。 20.处理不符合项是组织内部的事，不必向买方报告。 二、选择题

1.合格的仪器应具备 A.合适的量程 B. 适当的精度和准确度 C. 正确的型号 D. 以上都是 2.对工作质量负主要责任的人是 A. 检验人员 B. 管理人员 C. 工作执行人员 D. 上级主管部门 3.营运单位制定的建造阶段质量保证大纲，须由什么部门审查认可 A. 核安全部门 B. 卫生部门 C. 中核集团公司 D. 技监局 4.质量保证大纲文件体系包括： A. 质保大纲和程序 B. 管理性和技术性文件 C. 检验规程和标准 D. 以上都不对 5.大纲程序的基本内容有 A. 目的和范围 B. 责任 C. 正文描述 D. 以上都是 6.质量保证记录分为： A. 临时性和长期记录 B. 文件化和表格化记录 C. 永久性和非永久性记录 D. 档案性和资料性记录 7.无损检测工艺规程为： A. 管理性文件 B. 标准化文件 C. 技术性文件 D. 以上都不是 8.选择质量控制的“三点”中的W点是 A．提供数据点B．停工待检点 C. 见证点D．机动点 9.通过质量保证，促进达到质量要求的途径是 A．确定所要求的技能B．选择合格的人员使用适当的设备C．明确承担任务者的个人职责D．以上都是 10.我国核电站建设质量保证依据法规是 A. ISO9000 B. HAF003 C. CNNC[1998]6号文D．IAEA50-C-QA 11.凡质量有影响的活动都要遵循质量保证的原则是 A．有章可循B．有人负责C．有据可查D．以上都是 12.文件控制的主要措施有： A．编、审、批制度B．发布和分发制度

大数据技术基础期末报告

锦城学院电子信息学院（课程设计报告） 课程名称：大数据技术基础 设计题目：期末总结报告 指导教师： 学生姓名： 学生学号： 电子信息学院制 2019年10月

目录 第1章知识点总结 (1) 1.1大数据技术概论 (1) 1.2 Hadoop平台的安装与配置 (2) 1.3 Hadoop分布式文件系统 (3) 1.4 Hadoop分布式计算框架 (5) 1.5 Spark概述 (7) 第2章实验总结 (8) 2.1 Spark实现单词计数 (8) 2.2 Spark 计算平均消费水平 (11) 2.3 HDFS 命令行操作 (14) 2.4 Linux命令行操作 (15) 2.5使用HDFS API 编程 (16)

第1章知识点总结 1.1大数据技术概论 1.1.1大数据概念 大数据是指无法在一定时间范围内用常规软件工具进行捕捉、管理和处理的数据集合，是需要新处理模式才能具有更强的决策力、洞察发现力和流程优化能力来适应海量、高增长率和多样化信息资产。 1.1.2 大数据面临的主要障碍 （1）存储容量问题 （2）读取速率问题 1.1.3 大数据与云计算、物联网的关系 大数据 云计算为大数据提供了技术基础物联网是大数据的重要来源 大数据为云计算提供用武之地大数据技术为物联网数据分析提供支撑 云计算为物联网提供海量数据存储能力 云计算物联网为云计算提供了广阔的应用空间物联网

1.1.4 Hadoop的概念 （1）Hadoop为我们提供了一个可靠的共享存储和分析系统。HDFS实现数据的存储，MapReduce实现数据分析和处理。 （2）Hadoop是一个分布式处理的软件框架，主要处理大量数据。它实现了MapReduce编程模式和框架，能在由大量计算机组成的集群中运行海量数据并进行分布式计算。 1.1.5 Hadoop的生态系统 Hadoop由很多子项目组成，其中HDFS和MapReduce是两个最基础，最重要的成员。 1.2 Hadoop平台的安装与配置 1.2.1 Hadoop集群的安装 创建虚拟机(注意至少创建2台虚拟机） 安装Linux 安装JDK 配置SSH 安装和配置Hadoop2.7.1 1.2.2 测试Hadoop (1)传送Hadoop到各从节点(主节点) $ cd~ $ scp -r hadoop-2.7 .2 hadoop@slavel:~/ (2)格式化文件系统(主节点) $ hadoop namenode -format (3)启动Hadoop (主节点) $ cd ~/hadoop-2.7.2 /sbin $ ./start-all.sh

我国第三代核电技术一览

我国第三代核电技术一览 我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。 1、AP1000 AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。 国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。 作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。 目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。 AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。 【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。三门核电站在全球率先采用第三代先进压水堆AP1000技术，其1号机组是全球首座AP1000核电机组。三门核电站位于浙江南部三门县，一期工程建设2004 年7月获得国务院批准并于2009年4月19日开工建设，总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。 AP1000技术特点：

压水堆核电站的组成及总布置

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。

核电站基础知识

[核电站概括] 核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。 核电站一般分为两部分： 利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和 利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。 核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。 现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：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。 中国现有的核电站包括： 秦山核电站（运营中） 大亚湾核电站（运营中） 岭澳核电站（运营中） 田湾核电站（建设中） 三门核电站（建设中） [核能及其机理] 1. 原子的组成 原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。50万个原子排列起来相当一根头发的直径。如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。 2. 原子核的结构 原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。 3. 同位素 质子数Ｐ相同而中子数Ｎ不同的一些原子，或者说原子序数Ｚ相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。

压水堆核电站工作原理简介

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

法国核电技术简述(新版)

法国核电技术发展简述 1.概述 法国所有的商用核电机组都是压水堆（PWR）机组，大致可分为3个功率级别，即900MWe机组、1300MWe机组和1450MWe机组。法国与德国合作开发的欧洲压水堆（EPR）已经成为法国未来核电建设部署的堆型。法国已经向比利时、南非、韩国和中国等国出口了压水堆核电技术。 法国核电建设起步较早，走出了一条引进、吸收、创新和发展的创业之路，标准化水平也远高于世界其它国家。1974年，第一次石油危机之后，针对法国拥有丰富的重工业专业技术同时国内能源资源短缺的背景，法国政府在做出了快速扩展核电装机容量的决定。通过大力发展核电，法国的能源自给率由上世纪７０年代的２０％提高到现在的５０％。法国因此每年减少石油进口8800万吨，节约240亿欧元。上世纪70年代，法国是一个电力净进口国，现在充足的电力不仅满足了国内的需求，还可向欧洲邻国出口。 2.压水堆核电技术发展 1962年1月由法国和比利时共同开发并建设舒兹电厂，1967年4月3日并网发电，9月4日达到245MWe。经过少许改进，反应堆出力提高到305MWe。这是法国第一座容量为300MWe的压水堆核电站，该机组属于原型机，1991年退役。 (1)三环路技术 70年代初，法国从美国西屋公司引进了非标准三环路核电技术，建成六台非标准的90万千瓦三环路核电站。所谓“非标准的90万千瓦三环路

核电站”是当时的特殊产物：由于没有统一的技术标准和技术评价体系，各供应商在满足法规的基础上提出不同的设计来满足不同业主的需求，此时业主要求是更多地强调当地的需要和当地的厂址条件。因此，各电站的设计在堆芯设计、电功率、总体布臵、系统配臵等方面各有不同。 1970年10月，法开始建设费森内姆电厂（880MWe）。这是法国电力公司第一次按交钥匙方式发出的核蒸汽供应系统订单。该电厂参考美国西屋公司技术，从1971年5月11日破土动工，1977年并网发电。 法马通公司在初步掌握核电技术的基础上，又引进了美国西屋公司标准的三环路压水堆堆型-M312技术（采用12英尺燃料组件，装机容量约为90万千瓦，参考电站为美国North Anna1电站，该电站于1978年6月投入商运），在保持堆芯设计不做变化的同时，对总体布臵、系统配臵等方面作了较多的调整，将其开发成为法国的标准的90万千瓦的三环路核电技术，即CPY型压水堆核电站方案，并使之系列化。从1977年至1987年法国本土共建成了28台CPY型机组。同类机组还分别在比利时、瑞士、西班牙、南非、韩国和中国共建设了13台。 (2)四环路技术 1975年，为适应压水堆核电站向大容量机组发展的趋势，法国在系列建设三环路压水堆机组的同时，引进了西屋公司M414型核电技术（以南德克萨斯电厂为参考），并进行了必要的技术改进，这些改进主要包括：采用法马通68/19型蒸汽发生器、将安全系统由三列改为两列、采用法马通100型主泵、采用先进的仪表及计算机辅助控制系统和可编程控制器、采用G 模式运行。同时，为提高安全性，采用了更加严格的设计准则、开发了H 和U5规程。在这些改进的基础上，法国批量建造了8台四环路的1300Mwe