自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨气冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。 热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆（图）和沸水堆。压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统...
表2-1:世界主流第三代压水堆的技术渊源 和第二代压水堆一样,表2-1中的这些第三代主流压水堆的一回路都有压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵和主管道,它们的主要差别在一回路设计(环路设置)、堆芯设计、专设安全系统设计、熔堆应对策略等方面。目前世界范围内有实际建造的(已建和在建)主流三代压水堆的...
目前世界各国核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆、改进型气冷堆和快堆等，但应用最广泛的是压水堆。压水堆是以普通水做冷却剂和慢化剂，它是在军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆型。我国除秦山三期采用了加拿大坎杜型压力管式重水堆型，其余均为压水堆型核电站，已建成的都是二代堆型，...
反应堆简介—压水堆 压水堆压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR)一般采用低富集度的UO2陶瓷燃料，以轻水作为中子慢化剂和冷却剂，将核燃料的裂变能输送到蒸汽发生器并产生蒸汽，用于带动汽轮机转动发电或作为动力装置产生驱动力。为了提高效率和防止冷却剂在堆芯出现沸腾而导致两相流动不稳定及传热恶化，压水堆...
压水反应堆（Pressurized Water Reactor，缩写为PWR）是美国贝蒂斯原子能实验室（Bettis Atomic Power Laboratory）开发成功的一种轻水核反应堆。结构原理 本体结构 压水堆核电厂主要由核岛和常规岛组成。核岛中的四大部件是反应堆本体、蒸汽发生器、稳压器和主泵。在核岛中的设备系统主要有压水堆本体、一回路系统，以及...
压水堆控制是指使压水堆的状态参数维持在运行工况的规定范围内，或改变压水堆的状态参数使其达到给定范围的技术。使压水堆的状态参数维持在运行工况的规定范围内，或改变压水堆的状态参数使其达到给定范围的技术。压水堆控制主要有:①反应性控制和功率分布控制；②功率调节；③一回路系统压力控制；④稳压器水位控制...
Nucleares 模拟的是一个压水堆结构(PWR,Pressurized Water Reactor)的商用发电站,玩家扮演的是发电站的运维,为城市提供电力以换取资金来升级和维护发电站。 nucleares压水堆原理图 Nucleares公司所开发的是实验性反应堆,它的一部分设计经过了单独的设计和修改,让其变得独一无二。发电站共有三层:第一层是配电室,第...
2、压水堆核电站冷却剂系统简介 压水堆核电站采用一回路和二回路设计,一回路布置在核反应堆内,负责核裂变反应产生能量,加热含硼水循环流动,通过蒸汽发生器与二回路实现热量交换;二回路布置在核反应堆及常规岛,利用热量交换形成的高压高...
获得压水堆燃料元件 表面积垢的试验方法 获得压水堆燃料元件表面积垢是研究沉积结构及组成的重要前提,通常在商用压水堆内或通过模拟压水堆环境的堆外回路获得积垢。 由于强放射性和堆内极端条件,在对商用压水堆积垢进行取样及研究的过程中存在很多问题,因此仅...