核电厂运行

一：我国大陆现在运行的核电站有哪些

下面楼主我给你简单介绍一下吧。 截止现在2012.1.31，建成并且投入运行并网发电的核电站有： 浙江省的秦山核电站， 秦山二期核电站及扩建工程， 秦山三期核电站， 广东大亚湾核电站， 广东岭澳核电站一期， 江苏连云港的田湾核电站一期, 广东岭澳核电站二期。 正在建设中的核电站： 辽宁红沿河核电站一期（七月投产发电） 福建宁德核电站一期 福建福清核电站 广东阳江核电站 浙江秦山核电站扩建方家山核电站 北京中国实验快堆（这个就是日本谣言出事的那个~） 浙江三门核电站 广东台山核电站一期 山东海阳核电站 山东石岛湾核电站 海南昌江核电站一期。

二：核电厂运行工况分类 中国和美国的有什么区别· 在线等·

没什么区别，都是四类：

1类：正常运行和运行瞬态

2类：中等频率事件

3供：稀有事故

4类：极限事故

三：核电站的运行人员一般都做什么工作？做运行工作多久可以进入管理岗位呢？

又硬又冷的手铐，甜蜜的皮鞭叮当，

一年四季，枝繁叶茂，青枝绿叶。慢条斯理讲话的声音。我们倾听着。

牡丹开花了，又红又白。

相遇在寂寞的午后

浮沉的是茶叶哈哈

四：核电站的工作原理和结构

热堆的概念 中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。 这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应 利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。 热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。 反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。 核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆――压水堆电站 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、重水堆和石墨汽冷堆。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。 目前，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和沸水堆。 压水堆核电站 压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。 压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。 堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块1千多万块堆芯。此外......余下全文>>

五：核电运行人员每天做什么工作，倒班次数是怎样，工作环境如何。【核电运行人员知情请进】

每天都做什么：每天都在主控室查看仪表，发现非正常状态就要立即纠正和培训考试

倒班次数：四班三到的多，但是不确定。

工定环境：还是相当好的（办公室很好，很漂亮，基础设施完善，办公室还有冰箱什么的~~），就是有点累，很累！三个班上班要有一个班培训考试

紧张的原因是：1思想压力大，老有培训考试~

2每天都在主控室查看仪表，发现非正常状态就要立即纠正~~所以神经紧张~~

六：压水堆核电厂正常运行时，其反应堆中的压力通常为多少

你真会逗人，核反应堆那么机密的设施，普通人又怎么可能知道

七：运行中的核电厂如果在没有人管理会怎么样

现时是不可能发生的事件，因为风险太大，谁也不敢不去管理运行核电厂，因为目前核电厂虽然有许多自动控制调节系统来自动控制核电厂运行，但还没有智能到不用人看管的，包括其他工业也是如此。

八：核电厂A模式运行与G模式运行的区别 5分

G： 堆跟机运行，A是机跟堆。我国的核电厂一般是G模式，但是实际上都是满功率，不调峰，所锭就是反应堆啥样汽机就啥样了

九：压水堆核电厂正常运行时，其反应堆中的压力通常为多少

压水堆最初是美国为核潜艇设计的一种热堆堆型，用轻水作慢化剂和冷却剂。四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种堆型。当前，压水堆核电厂在核能领域中占有独特的统治地位，而且这种状况可能还要维持几十年。图1-3给出了压水堆核电厂示意图。

压水堆核电厂用的轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理，核反应堆应有高的堆芯出口温度参数。而要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。

压水堆核电厂的主要特点如下：

第一，结构紧凑，堆芯的功率密度大。因此，在体积相同的情况下，热堆中压水堆的功率最大。

第二，基于上述特点，再加上轻水的价格便宜，导致压水堆的基建费用低和建设周期短。

第三，必须采用有一定富集度的核燃料。

第四，反应堆堆芯置于承压的压力容器内，高压导致压力容器的制作难度和制作费用的提高。

第五，热效率低。

反应堆冷却剂系统由反应堆和若干并联的传热环路组成，每条环路包括一台蒸汽发生器、有关的反应堆冷却剂泵（以下简称“主泵”）、管路和阀门以及控制和保护用的仪表。此外，反应堆冷却剂系统中还包括一台稳压器、一个稳压器卸压箱和若干贯穿件。

冷却剂流经的回路称为一回路（详见图1- 3深红色部分）。一回路包含的关键设备有压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器以及有关阀门等，全部安置在安全壳内（详见图1-3浅蓝色部分）。高强度的压力容器、一回路管道、蒸汽发生器一次侧和阀门等构成了一回路压力边界。

冷却剂在压力容器内经过反应堆堆芯，将裂变产生的能量带出压力容器，送入蒸汽发生器，使蒸汽发生器中二回路（详见图1-3黄色和深蓝色部分）的水变成蒸汽。蒸汽再进入汽轮发电机的汽缸做功。冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过主泵又回到堆芯。

压水堆核电厂冷却剂的入口温度一般在290℃左右，出口温度330℃左右，堆内压力15.5兆帕。以大亚湾核电厂为例，一台电功率984兆瓦的压水堆核电机组，其压力容器内径为3.99米，壁厚0.2米，重330吨，高13米以上。

主泵的功用是确保冷却剂在一回路中的循环，以保证链式裂变反应产生的热量被及时载带出来。

稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆内压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动加热使水蒸发以增加压力。

蒸汽发生器内有很多传热管，一回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。一回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给传热管外流动的二回路的水，从而使二回路的水变成280℃左右、6～7兆帕的高温蒸汽。也就是说，在蒸汽发生器里，一回路与二回路的水在互不交混的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽发生器是分隔一回路和二回路的关键设备。近代压水堆核电厂中，带汽水分离器的饱和蒸汽发生器应用较广。一台百万千瓦级的三环路压水堆核电机组，拥有3台蒸汽发生器，每台蒸汽发生器总高度为19～22米，总重量可达300～400吨，生产的蒸汽可供发出260～340兆瓦的电功率。

安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生反应堆一回路水外逸的失水事故，安全壳是防止裂变产物释放到环境的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器，其内径达40米，内高达60～70米。安全壳内的核反应堆及与反应堆......余下全文>>