《壓水堆核電廠化學和容積控制系統設計準則》是2016年7月1日實施的一項行業標準。
《壓水堆核電廠化學和容積控制系統設計準則》是2016年7月1日實施的一項行業標準。適用範圍本標準適用於以礦井迴風廢熱利用系統替代原有供暖和（或）製冷項目的節能量評估。起草單位煤炭科學技術研究院有限公司煤化工分院、北京礦大...
水化學參數一般是由化學與容積控制系統來實現控制的。核電廠主要關心的水化學參數有：pH值、溶解氧、氫、總氣體、電導率、氯化物、氟、硼以及放射性，一共9個。這些參數一般是由化學與容積控制系統來實現控制的。通過離子交換器除鹽，通過氫氣或聯氨除氧。表7-7詳細列出了這幾個參數的信息。表1列出了壓水堆核電...
數位化壓水堆控制系統與現有的壓水堆控制系統主要的差別在於前者採用以微處理機為基礎的數位化系統，而後者採用由經典的模擬電路和邏輯電路組成的系統。但兩者在控制參數、系統功能、測量元件及執行機構等方面基本一致。由於採用數位化的儀表和控制，大大改善了人機接口的人因工程設計，使操縱人員能夠正確有效地判斷各種...
包括水的pH值及溶解氧、溶解氫、氯離子、氟離子、硼酸、鋰-7等的含量。功率運行期間反應堆冷卻劑的典型水質指標見表1。壓水堆核電廠設定化學和容積控制系統，用以對冷卻劑水質進行淨化和控制。還設定化學取樣監測系統，定期地取水樣作化學分析，檢查和保證水質。表1 壓水堆核電廠功率運行期間典型的水質指標 (1)pH...
壓水堆核動力裝置基本組成為壓水堆本體結構、一迴路系統、二迴路系統。其他系統還包括一迴路輔助系統與設備、專設安全設施、二迴路輔助系統與設備。以下以壓水堆核電廠為例進行介紹。一迴路輔助系統及專設安全設施：一迴路中有通常稱之為一迴路輔助系統的化學和容積控制系統、餘熱排出系統；專設安全設施的安全注射系統...
《壓水堆核電廠核島總體布置設計準則》是2024年04月11日實施的一項中國行業標準。編制進程 2023年10月11日，《壓水堆核電廠核島總體布置設計準則》發布。2024年04月11日，《壓水堆核電廠核島總體布置設計準則》實施。起草工作 起草單位：中國核電工程有限公司、上海核工程研究設計院股份有限公司、中廣核工程有限公司。
核電廠系統及設備(第2版)目錄第4章 核島主要輔助系統107 4.1 化學和容積控制系統108 4.1.1 系統功能108 4.1.2 設計依據108 4.1.3 系統流程113 4.1.4 系統設備布置116 4.1.5 系統運行117 4.2 反應堆硼和水補給系統118 4.2.1 系統功能118 4.2.2 設計依據118 4.2.3 系統描述118 4.2.4 ...
（5）反應堆壓力容器。壓力容器內部安裝堆芯組件，頂蓋上安裝控制棒驅動機構；與一迴路系統共同形成密封空間。（6）反應堆禁止。為了防止反應堆產生α、β、γ及中子對運行人員、設備的輻射損傷，堆芯壓力容器外周圍設定了禁止水箱、鉛和聚乙烯等禁止體。壓水堆的結構形式多種多樣，其結構特性要滿足物理設計和熱工設計...
《中國自主先進壓水堆技術“華龍一號”（上冊）=HPR1000：China’s Advanced Pressurized Water Reactor NPP(Volume 1)》是以中國具有完整自主智慧財產權的“華龍一號”示範工程 (福建福清核電廠5、6號機組)成果為基礎，重點介紹了“華龍一號”的研發歷程、安全理論、系統設計、廠房結構與布置、運行調試、安全分析及評價...
2.4.2 反應堆內的臨界熱負荷 2.4.3 反應堆內的熱量傳輸 2.4.4 核反應堆熱工設計準則 第3章 壓水堆核電廠 3.1 一迴路系統概述 3.2 一迴路系統主要設備 3.2.1 反應堆 3.2.2 主泵及主管道 3.2.3 穩壓器 3.2.4 蒸汽發生器 3.3 一迴路輔助系統 3.3.1 化學與容積控制系統（CVCS）3.3.2...
壓水堆核電廠反應堆壓力容器設計準則 《壓水堆核電廠反應堆壓力容器設計準則》是1995年1月1日實施的一項行業標準。備案信息 備案號：0028-1995。
一、AP1000的設計特點 二、AP1000的主要技術參數 第三節 AP1000系統和設備的技術概要 一、反應堆堆芯和堆內構件 二、反應堆冷卻劑系統及其設備 三、AP1000的安全概念與專設安全系統 四、核輔助系統 五、蒸汽動力轉換系統 六、儀表和控制系統 七、電氣系統 第四節 AP1000核電廠的總體布置 一、廠房布置與結構的...
如果發生完全失去負荷而又沒有停堆且蒸汽排放系統沒有動作，則穩壓器安全閥自動打開，以限制一迴路壓力過高。穩壓器水位控制 反應堆冷卻劑系統內的水容量，即穩壓器水位是靠化學和容積控制系統(CVCS)來保持的。在核電廠正常運行期間，穩壓器水位通過調節上充流量來控制。至少要有一台上充泵連續地運轉，以平衡進入化學...
第一章 反應堆冷卻劑系統 第二章 主系統設備 第三章 反應堆本體結構 第四章 化學和容積控制系統 第五章 硼回系統 第六章 主泵軸封水系統 第七章 取樣系統 第八章 設備冷卻水系統 第九章 廢燃料池冷卻和淨化系統 第十章 停堆冷卻系統 第十一章 安全注射系統 第十二章 安全殼噴淋系統 第十三章 安全殼消氫...
本規範適用於新建和擴建的第二代改進型單台機組容量為1000MW級以下壓水堆核電廠常規島及其配套設施的設計。本規範共分18章。主要內容包括：總則，術語和縮略語，電力系統的要求，常規島建廠條件，總圖運輸，機組選型，汽輪發電機廠房布置，汽輪機相關系統及設備，水處理系統，儀表與控制，電氣設備及系統，水工設施及...
一迴路是指反應堆冷卻劑系統。一迴路管道和設備發生破損事故後迅速向堆芯注射硼水，為堆芯提供應急和持續冷卻的系統，亦稱應急堆芯冷卻系統。它是壓水堆核電廠中的專設安全設施之一。有些核電廠設定應急加硼裝置。當主蒸汽管道破裂時，利用化學和容積控制系統的離心上充泵或高壓安全注射泵從應急加硼箱內將硼濃度...
每條環路有一台蒸汽發生器和一台或兩台反應堆冷卻劑泵(亦稱主泵)以及把這些設備相連的反應堆冷卻劑管道(亦稱主管道)。此外，本系統還包括穩壓器、卸壓箱及其連線管道(見圖)。與本系統相連的系統主要有為維持本系統正常運行和保證反應堆安全的化學和容積控制系統、安全注射系統、餘熱排出系統、疏排水系統和取樣系統等...
5.2.4 具有氙毒反饋核反應堆系統的穩定性分析 5.2.5 石墨動力堆系統的穩定性分析 第6章 壓水堆核電廠控制 6.1 概述 6.1.1 壓水堆核電廠 6.1.2 壓水堆核電廠的控制系統 6.1.3 核反應堆自穩自調特性 6.2 壓水堆功率分布控制 6.2.1 軸向功率分布的描述 6.2.2 限制功率分布的有關準則 6.2...
正常運行時， 由化學和容積控制系統的上充泵提供溫度約50℃、每台流量約2 m/h的軸密封注入水。它進入密封殼後分為近似相等的兩股水流： 一股向下流入泵體，與冷卻劑混合;另一股經第一級和第二級密封后分別引入體積控制箱和冷卻劑疏排水箱。第三級密封另有單獨的注入水，亦分為兩股：一股與第二級密封引漏水...
本標準規定了壓水堆核電廠冷機修廠房機械加工設備配置、廠房設計等方面的技術要求。本標準適用於壓水堆核電廠冷機修廠房設計。作者簡介 本標準依據GB/T.1.1-2009給出的規則起草。本標準的某些內容可能涉及專利，本檔案的發布機構不承擔識別這些專利的責任。本標準由中國電力企業聯合會提出並歸口。本標準主要起草單位...
壓水堆核電廠堆內構件設計準則 《壓水堆核電廠堆內構件設計準則》是1999年1月1日實施的一項行業標準。備案信息 備案號：2112-1998
2.4核電廠設計安全原則 2.4.1輻射安全準則 2.4.2核電廠安全設計 2.4.3核安全管理 第三章壓水堆核電廠系統 3.1壓力容器及內部構件 3.1.1堆芯與堆芯結構 3.1.2控制棒及其驅動機構 3.1.3堆內測量儀表 3.2主冷卻劑系統 3.2.1冷卻劑主泵 3.2.2蒸汽發生器 3.2.3穩壓器 3.3熱力系統 3.3.1...
發布。2024年04月11日，《壓水堆核電廠乏燃料水池冷卻和淨化系統設計準則》實施。起草工作 起草單位：中國核電工程有限公司、上海核工程研究設計院股份有限公司、中廣核工程有限公司。主要起草人：姚亦珺、 李博、 李傑、 於沛、 皮月、 劉亞光、 許潔、 王耀東、 楊振宇、 桂璐廷。
1.4 虛擬仿真技術在核電教學中的套用 9 第二章 核電廠設備建模與仿真 15 2.1模擬機設備基本介紹 15 2.1.1教練員台 16 2.1.2操作員台 17 2.1.3總體流程圖 18 2.2核電廠主要系統與設備 18 2.2.1反應堆堆芯 19 2.2.2主冷卻劑系統 21 2.2.3化學和容積控制系統 21 2.2.4餘熱排出系統 24 2...
《壓水堆核電廠運行物理導論》介紹了壓水堆核電廠運行物理的基礎知識。全書共7章：核電廠運行物理基礎理論、反應性、反應性係數、燃耗與中毒、反應性控制、反應堆功率分布及其限制以及反應堆啟動與停堆過程中的幾個問題。《壓水堆核電廠運行物理導論》適合於從事核電廠運行及管理人員使用，特別適合於核電廠操縱員培訓...
壓水堆核電廠專設安全設施設計準則 《壓水堆核電廠專設安全設施設計準則》是2013年10月1日實施的一項行業標準。起草人 任雲、隋海明等。起草單位 中國核動力研究設計院。
在核電站中，硼稀釋事故作為 RCC-P(法國壓水堆核島設計及建造規範)的二類事故，是中等頻率事故。事故發生的原因有：（1）操縱員人為錯誤地向一迴路注水；（2）化學和容積控制系統或硼水補給系統故障導致向一迴路注水；（3）蒸汽發生器二次側水或設備冷卻水系統的水通過破損管道進入一迴路；（4）輕水或低硼水進入...
高壓下，裂變氣體可溶解於冷卻劑中，但當系統內有氣相空闖時，它們就會揮發出來，特別在進行冷卻劑脫氣處理時，幾乎所有的裂變氣體都將隨著溶解氫氣或氮氣一起釋放，最後被收集到廢氣貯存櫃，成為反應堆的工藝廢氣。壓水堆的工藝廢氣主要來自下列設備。（1）硼回收系統脫氣裝置；（2）化學和容積控制系統的容積控制箱...
反應堆啟動是通過從堆芯內相繼提升控制棒和稀釋冷卻劑（慢化劑）毒物濃度等方法，將反應堆由次臨界狀態逐步達到臨界的操作。在高硼濃度情況下，慢化劑的溫度係數會出現正值，這是反應堆啟動不希望的。對於PWR核電廠來講，一般控制RCS中硼濃度不超過1400ppm。如果在反應堆啟動過程中，同時通過化學和容積控制系統（CVCS）...
第5章壓水堆核電廠的主要系統與設備 5.1概述 5.2一迴路系統 5.2.1系統功能 5.2.2系統組成 5.3一迴路系統主要設備 5.3.1反應堆壓力容器（堆芯）5.3.2蒸汽發生器 5.3.3冷卻劑泵 5.3.4穩壓器 5.3.5控制棒驅動機構 5.4一迴路輔助系統 5.4.1化學和容積控制系統 5.4.2餘熱排出系統 5.4.3...
