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核反应堆热工分析01.ppt

上传人:gnk289057 文档编号:4257484 上传时间:2018-12-19 格式:PPT 页数:62 大小:11.81MB
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资源描述

1、1 绪论,1.0 反应堆基本原理 1.1 核反应堆分类 1.2 反应堆热工水力学分析的目的和任务,00:11:07,课程介绍,2,中子的发现,00:11:07,课程介绍,3,00:11:07,课程介绍,4,00:11:07,课程介绍,5,00:11:07,课程介绍,6,Thermal Reactor,00:11:07,课程介绍,7,Fast Reactor,00:11:07,课程介绍,8,00:11:07,课程介绍,9,00:11:07,课程介绍,10,00:11:07,课程介绍,11,00:11:07,课程介绍,12,核动力堆发展的趋势,00:11:07,课程介绍,13,00:11:07,课

2、程介绍,14,秦山一期核电厂,00:11:07,课程介绍,15,秦山二期核电厂,00:11:07,课程介绍,16,秦山三期核电厂,00:11:07,课程介绍,17,大亚湾核电厂,00:11:07,课程介绍,18,大亚湾核电厂,00:11:07,课程介绍,19,大亚湾核电厂,00:11:07,课程介绍,20,田湾核电厂,00:11:07,课程介绍,21,在建核电站,广东:岭澳核电站二期工程(CPR1000 ) 2005年12月15日 巴基斯坦:恰希玛核电站二期工程(CNP300) 2005年12月28日 浙江:秦山二期扩建工程(CNP650) 2006年4月28日 辽宁:红沿河核电站一期工程(C

3、PR1000 ) 2007年8月18日 福建:宁德核电站一期工程(CPR1000 ) 2008年2月18日 福建:福清核电站工程(CPR1000) 2008年11月21日 广东:阳江核电站工程(CPR1000) 2008年12月16日 浙江:方家山核电工程(CNP1000) 2008年12月26日 浙江:三门核电站 (AP1000) 2009年4月19日 山东:海阳核电站 (AP1000) 2009年9月24日 广东:台山核电站 (EPR1750) 2009年12月21日 山东:荣成石岛湾高温气冷堆核电站 期刊关注:中国核工业,中国核电,00:11:07,课程介绍,22,压水堆,00:11:0

4、7,课程介绍,23,00:11:07,课程介绍,24,蒸汽发生器,功能 通过管壁热交换 二回路的水 280左右 67MPa,00:11:07,课程介绍,25,00:11:07,课程介绍,26,00:11:07,课程介绍,27,压水堆堆内结构,压水堆的本体由反应堆堆芯、下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器(包括压力容器筒体及顶盖)、控制棒组件及其驱动机构等组成。,00:11:07,课程介绍,28,压水堆燃料组件,00:11:07,课程介绍,29,压水堆燃料组件,圆柱形二氧化铀陶瓷芯块 燃料芯块装在锆合金管内 燃料棒用多个定位格架定位 17x17排列正方形燃料组件 组件有空心管 用来插控制棒或测量

5、引线。 起着骨架的作用。 组件外围不加方形组件盒 长约4m,边长约20cm,00:11:07,课程介绍,30,00:11:07,课程介绍,31,00:11:07,课程介绍,32,00:11:07,课程介绍,33,00:11:07,课程介绍,34,下部堆内构件,把堆芯重量传递给压力容器;固定燃料棒、控制棒和堆内测量仪表装置;疏散和分配冷却剂流量;减少 和中子对压力容器的辐射。,00:11:07,课程介绍,35,上部堆内构件,00:11:07,课程介绍,36,冷却剂的循环,压水堆堆内冷却剂流程:压力容器进口接管沿压力容器和堆芯吊兰间环腔向下压力容器下封头处的下腔室堆芯支承板,流量分配孔板和堆芯下栅

6、格板堆芯上栅格板压力容器出口接管。,00:11:07,课程介绍,37,00:11:07,课程介绍,38,00:11:07,课程介绍,39,00:11:07,课程介绍,40,00:11:08,课程介绍,41,沸水堆,00:11:08,课程介绍,42,沸水堆,00:11:08,课程介绍,43,00:11:08,课程介绍,44,沸水堆,00:11:08,课程介绍,45,快中子堆,00:11:08,课程介绍,46,00:11:08,课程介绍,47,00:11:08,课程介绍,48,重水堆,00:11:08,课程介绍,49,重水堆,00:11:08,课程介绍,50,00:11:08,课程介绍,51,高温

7、气冷堆,00:11:08,课程介绍,52,00:11:08,课程介绍,53,00:11:08,课程介绍,54,00:11:08,课程介绍,55,00:11:08,课程介绍,56,00:11:08,课程介绍,57,00:11:08,课程介绍,58,核反应堆热工分析的任务,00:11:08,课程介绍,59,核反应堆热工分析的任务,00:11:08,课程介绍,60,核反应堆热工分析的任务,堆芯热工设计准则,燃料的最高温度(应低于熔点) 包壳表面温度(汽水反应的温度、包壳的腐蚀及熔化温度) 临界热流密度(不发生沸腾临界DNB,Dryout) 不发生流动不稳定性,00:11:08,课程介绍,61,00:11:08,课程介绍,62,

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