壓水堆核電廠系統與設備試題

1. 目前核電站一般利用的是什麼產生的能量

核電站是以鈾為燃料，利用核反應堆把鈾原子核裂變產生的能量轉化為水和水蒸氣的內能，又把內能轉化為發電機子的機械能，最終機械能轉化為電能。

核電站是指通過適當的裝置將核能轉變成電能的設施。核電站以核反應堆來代替火電站的鍋爐，以核燃料在核反應堆中發生特殊形式的「燃燒」產生熱量，使核能轉變成熱能來加熱水產生蒸汽。核電站的系統和設備通常由兩大部分組成：核的系統和設備，又稱為核友改李島；常規的系統和設備，又稱為常規島。

(1)壓水堆核電廠系統與設備試題擴展閱讀

核電站是利用原子核裂變反應釋放出能量，經能量轉化而發電的。現以壓水堆核電站為例，說明其工作原理。

在壓水堆內，由核燃料蒸汽發生器U型管外二次側的工作介質受熱蒸發形成蒸汽，蒸汽進入汽輪機內膨脹做功，將蒸汽焓降放出的熱能轉換成汽輪機的轉子轉動的機械能，這一過程稱為熱能轉換為機械能的能量轉換過程。

做了功的蒸汽在凝汽器內冷凝成凝結水，重新返回蒸汽發生器，組好遲成另一個循環迴路，稱為第二迴路，這一過程稱為熱能轉換為機械能的能量轉換過程。汽輪機的旋轉轉子直接帶動發電機殲春的轉子旋轉，使發電機發出電能，這是由機械能轉換為電能的能量轉換過程。

2. 下面哪個設備不在壓水堆核電廠一迴路上.a.主泵 b.汽輪機 c.穩壓器

汽輪機不在壓水堆核電廠一迴路上。

一迴路主冷卻劑系統可分為：反應堆壓力殼、蒸汽發生器、主泵、穩壓器。主要用來保證反應堆和一迴路系統的正常運行。壓水堆核電廠一迴路輔助系統按其功能劃分，有保證正常運行的系統和廢物處理系統，部分系統同時作為專設安全設施系統的支持系統。

專設安全設施為一些重大的事故提供必要的應急冷卻措施，並防止放射性物質的擴散。

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壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開，它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。

冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，並進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，把熱量傳給管外的二迴路水，使水沸騰產生蒸汽；冷卻劑流經蒸汽發生器後，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出並轉換產生蒸汽。

從蒸汽發生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱後送回蒸汽發生器。這就是二迴路循環系統。冷凝器中用三迴路循環泵抽來的江河水作冷卻劑，冷卻後又排回到江河中，組成第三迴路循環。

3. 一迴路的壓水核電站發電原理

核燃料在反應堆內發生裂變而產生大量熱能，再被高壓水把熱能帶出，在蒸汽發生器內產生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶動發電機發電。
二迴路：蒸汽發生器U型管外的二迴路水受熱從而變成蒸汽，推動汽輪發電機做功，把熱能轉化為電力：做完功後的蒸汽進入冷凝器冷卻，凝結成水返回蒸汽發生器，重新加熱成蒸汽。這樣的汽水循環過程，被稱為二迴路。
三迴路：三迴路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷卻二迴路的蒸汽使之變回冷凝水。
什麼是核燃料？
核燃料是可在核反應堆中通過核裂變產生核能的材料，是鈾礦石經過開采、初加工、鈾轉化、鈾濃縮，進而加工成核燃料元件。
壓水堆核電站用的是濃度為3%左右的核燃料（鈾一235）。大亞灣核電站的核反應堆內有157個核燃料組件，每個組件由17×17根燃料棒組成。燃料棒由燒結二氧化鈾芯塊裝入鋯合金管中封焊構成。一個燃料組件中有一束控制棒，控制核裂變反應。
利用核能生產電能的電廠稱為核電廠。由於核反應堆的類型不同，核電廠的系統和設備也不同。壓水堆核電廠主要由壓水反應堆、反應堆冷卻劑系統（簡稱一迴路）、蒸汽和動力轉換系統（又稱二迴路）、循環水系統、發電機和輸配電系統及其輔助系統組成。通常將一迴路及核島輔助系統、專設安全設施和廠房稱為核島。二迴路及其輔助系統和廠房與常規火電廠系統和設備相似，稱為常規島。電廠的其他部分，統稱配套設施。實質上，從生產的角度講，核島利用核能生產蒸汽，常規島用蒸汽生產電能。
反應堆冷卻劑系統將堆芯核裂變放出的熱能帶出反應堆並傳遞給二迴路系統以產生蒸汽。 通常把反應堆、反應堆冷卻劑系統及其輔助系統合稱為核供汽系統。現代商用壓水堆核電廠反應 堆冷卻劑系統一般有二至四條並聯在反應堆壓力容器上的封閉環路（見圖2.2）。 每一條環路由一台蒸汽發生器、一台或兩台反應堆冷卻劑泵及相應的管通組成。一迴路內的高溫高壓含硼水，由反應堆冷卻劑泵輸送，流經反應堆堆芯，吸收了堆芯核裂變放出的熱能，再流進蒸汽發生器，通過蒸汽發生器傳熱管壁，將熱能傳給二迴路蒸汽發生器給水，然後再被反應堆冷卻劑泵送入反應堆。如此循環往復，構成封閉迴路。整個一迴路系統設有一台穩壓器，一迴路系統的壓力靠穩壓器調節，保持穩定。
為了保證反應堆和反應堆冷卻劑系統的安全運行，核電廠還設置了專設安全設施和一系列輔助系統。
一迴路輔助系統主要用來保證反應堆和一迴路系統的正常運行。壓水堆核電廠一迴路輔助系統按其功能劃分，有保證正常運行的系統和廢物處理系統,部分系統同時作為專設安全設施系統的支持系統。專設安全設施為一些重大的事故提供必要的應急冷卻措施，並防止放射性物質的擴散。
二迴路系統由汽輪機發電機組、冷凝器、凝結水泵、給水加熱器、除氧器、給水泵、蒸汽發生器、汽水分離再熱器等設備組成。蒸汽發生器的給水在蒸汽發生器吸收熱量變成高壓蒸汽，然後驅動汽輪發電機組發電，作功後的乏汽在冷凝器內冷凝成水，凝結水由凝結水泵輸送，經低壓加熱器進入除氧器，除氧水由給水泵送入高壓加熱器加熱後重新返回蒸汽發生器，如此形成熱力循環。為了保證二迴路系統的正常運行，二迴路系統也設有一系列輔助系統。
循環水系統主要用來為冷凝器提供冷卻水。
我們看到，在壓水堆電廠，一迴路系統的冷卻劑與汽輪機迴路工質是完全隔離的，這就是所謂的「間接循環」。採用間接循環具有使二迴路系統免受放射性玷污的優點，但它與採用直接循環的沸水堆核電廠（圖2.3）相比，增加了蒸汽發生器。壓水堆體積較小和控制要求簡單等因素可以彌補這一不足，並使這種系統設計在經濟上具有競爭力。
發電機和輸配電系統的主要設備有發電機、勵磁機、主變壓器、廠用變壓器、啟動變壓器、高壓開關站和柴油發電機組等組成。其主要作用是將核電廠發出的電能向電網輸送,同時保證核電廠內部設備的可靠供電。
發電機的出線電壓一般為22kV左右，經變壓器升至外網電壓。為保證核電廠安全運行，核電廠至少與兩條不同方向的獨立電源相連接，以避免因雷擊、地震、颶風或洪水等自然災害可能造成的全廠斷電。
每台發電機組的引出母線上，均接有兩台廠用變壓器。為廠用電設備提供高壓電源。高壓廠用電系統一般為6kV左右。該高壓廠用電系統直接向核電廠大功率動力設備供電。對於小功率設備，經 變壓器降壓後供給380/220V低壓電源。通常高壓廠用電系統分為工作母線和安全母線兩部分，高壓廠用電系統的工作母線，可以由外電網或發電機供電，高壓廠用電的安全母線，除外網和發電機外，還可由柴油發電機供電。
在電廠正常功率運行時，發電機發出的電能大部分經主變壓器升壓至外網電壓輸送給用戶。同時，整個廠用設備的配電系統由發電機的引出母線經廠用變壓器降壓後供電。當發電機停機時，則由外部電網經啟動變壓器供電。當外網和發電機組都不能供電時，則由柴油發電機組向安全母線供電，以保證核電廠設備的安全。

4. 核電科普：壓水堆核電站有哪幾道安全屏障

燃料用的是二氧化鈾陶瓷塊，這樣的鈾芯塊本身就起防止放射性物質外逸回的作用，即構成了第答一道安全屏障；

把這些小的鈾塊重疊在高3米，外徑9.5毫米，厚0.57毫米的鋯合金管內封閉，即成為燃料元件棒，即鈾棒。鋯合金管也能防止放射性物質逸出，故構成第二道安全屏障；

從反應堆出來的水在蒸汽發生器中溫度降低後，經一迴路的循環泵驅動，又回到壓力殼的堆芯繼續加熱，完成第一迴路的循環。一迴路和壓力殼組成第三道安全屏障。

(4)壓水堆核電廠系統與設備試題擴展閱讀

目前全世界大約有440座核電機組在運行，其中占絕大多數(約92%)的是輕水堆(LWR)，其餘為重水堆(PHWR)以及先進氣冷堆(AGR)等。輕水堆主要是壓水堆(PWR)和沸水堆(BWR)兩種類型，其中大約75%為壓水堆，我國投入運行並將建造的絕大多數核電站都是壓水堆型的。

壓水堆核電站使用輕水作為冷卻劑和慢化劑。主要由核蒸汽供應系統、汽輪發電機系統（即二迴路系統）及其他輔助系統組成。冷卻劑在堆芯吸收核燃料裂變釋放的熱能後，通過蒸汽發生器再把熱量傳遞給二迴路產生蒸汽，然後進入汽輪機做功，帶動發電機發電。

5. 壓力堆核電廠中裂變反應是由（）引起的

你好
核電站：簡單說利用核能發電電站
核電站原理
核電站發電呢簡言核反應堆代替火電站鍋爐核燃料核反應堆發特殊形式燃燒產熱量加熱水使變蒸汽使核能轉變熱能蒸汽通管路進入汽輪機推汽輪發電機發電使機械能轉變電能般說核電站汽輪發電機及電器設備與普通火電站同異其奧妙主要於核反應堆
編輯本段核電站結構
核電站除關鍵設備——核反應堆外許與配合重要設備壓水堆核電站例主泵穩壓器蒸汽發器安全殼汽輪發電機危急冷卻系統等核電站各自特殊功能 主泵 反應堆冷卻劑比做體血液主泵則臟功用冷卻劑送進堆內流蒸汽發器保證裂變基御絕反應產熱量及傳遞 穩壓器 稱壓力平衡器用控制反應堆系統壓力變化設備運行起保持壓力作用；發事故提供超壓保護穩壓器設加熱器噴淋系統反應堆壓力高噴灑冷水降壓；堆內壓力太低加熱器自通電加熱使水蒸發增加壓力 蒸汽發器 作用通反應堆冷卻劑熱量傳給二路水並使變蒸汽再通入汽輪發電機汽缸作功 安全殼 用控制限制放射性物質反應堆擴散保護公眾免遭放射性物質傷害萬發罕見反應堆路水外逸失水事故安全殼防止裂變產物釋放周圍道屏障安全殼般內襯鋼板預應力混凝土厚壁容器 汽輪機 核電站用汽輪發電機構造與規火電站用同異所同由於蒸汽壓力溫度都較低所同等功率機組汽輪機體積比規火電站 危急冷卻系統 應付核電站路主管道破裂極端失水事故發近代核電站都設危急冷卻系統由注射系統安全殼噴淋系統組旦接極端失水事故信號安全注射系統向反應堆內注射高壓含硼水噴淋系統向安全殼噴水化葯劑便緩解事故限制事故蔓延 註： 核裂變原核裂幾原核變化些質量非原核像鈾(yóu)、釷(tǔ)等才能發核裂變些原原核吸收裂兩或更質量較原核同放二三能量能使別原核接著發核裂變……使程持續進行種程稱作鏈式反應原核發核裂變釋放巨能量稱原核能俗稱原能1克鈾-235完全發核裂變放能量相於燃燒2.5噸煤所產能量
編輯本段核電站類
壓水堆核電站 壓水堆熱源核電站主要由核島規島組壓水堆核電站核島四部件蒸汽發器、穩壓器、主泵堆芯核島系統設備主要壓水堆本體路系統及支持路系統運行保證反應堆安全設置輔助系統規島主要包括汽輪機組及二等系統其形式與規火電廠類似 沸水堆核電站 沸水堆熱源核電站沸水堆沸騰輕水慢化劑冷卻劑並反應堆壓力容器內直接產飽蒸汽力堆沸水堆與壓水堆同屬輕水堆都具結構緊湊、安全靠、建造費用低負荷跟隨能力強等優點都需使用低富集鈾作燃料沸水堆核電站系統：主系統（包括反應堆）；蒸汽-給水系統；反應堆輔助系統等 重水堆核電站 重水堆熱源核電站重水堆重水作慢化劑反應堆直接利用鈾作核燃料重水堆用輕水或重水作冷卻劑重水堆壓力容器式壓力管式兩類重水堆核電站發展較早核電站各種類別已實現工業規模推廣加拿發展起坎杜型壓力管式重水堆核電站 快堆核電站 由快引起鏈式裂變反應所釋放熱能轉換電能核電站快堆運行既消耗裂變材料產新裂變材料且所產於所耗能實現核裂變材料增殖 目前世界已商業運行核電站堆型壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都非增殖堆型主要利用核裂變燃料即使再利用轉換鈈-239等易裂變材料鈾資源利用率1％—2％快堆鈾-238原則都能轉換鈈-239使用考慮各種損耗快堆鈾資源利用率提高60％—70％
編輯本段核電站 - 安全保障系統
保護核電站工作員核電站周圍居民健康核電站必須始終堅持質量第安全第原則 核電站設計、建造運行均採用縱深防禦原則設備、措施提供等級重迭保護確保核電站功率能效控制燃料組件能充冷卻放射性物質發泄漏縱深防禦原則般包括五層防線即第層防線：精設計、製造、施工確保核電站精良硬體環境建立周密程序嚴格制度核電站工作員高水平教育培訓注意關安全完備軟體環境.第二層防線：加強運行管理監督及確處理異情況排除故障第三層防線嚴重異情況反應堆控制保護系統作防止設備故障差錯造事故第四層防線：發事故搏姿情況啟用核電站安全系統包括各外設安全系統加強事故電站管理防止事故擴保護反應堆廠房安全殼第五層防線萬發極能發事故並伴放射性外泄啟用廠內外應急響應計劃努力減輕事故周圍居民環境影響 按照縱深防禦原則目前設計核燃料環境外部空氣間設置四道屏障即第道屏障燃料芯塊核料放氧化鈾陶瓷芯塊拆裂並使部裂變產物氣體產物9s%保存芯塊內第二道屏障：嫌料包殼燃料芯塊密封鉛合金製造包殼構核燃料芯棒錯合金具足夠強度且高溫與水發反應第三道屏障：壓力管道容器冷卻劑系統核燃料芯棒封閉20cm鋼質耐高壓系統避免放射性物質泄漏反應堆廠房內第四道屏障：反應堆安全殼用預應力鋼筋混凝土構築壁厚近100cm內表面加0.6cm鋼襯抗禦自內部或外界飛物防止放射性物質進入環境
核電站配置外設安全系統
①隔離系統用反應堆廠房隔離主要自關閉穿廠房各條運行管道閥門收集廠房內泄漏物質其濾再排廠外 ②注水系統反應堆能失水向堆芯注水冷卻燃料組件避免包殼破 核電站裂注入水含硼用制止核鏈式反應注水系統使用壓力氮氣電流操作情況定壓力自注水 ③事故冷卻器噴淋系統用冷卻廠房降低廠房壓力廠房壓力升先啟空氣冷卻（風機— 換熱器）事故冷卻器;再進步啟廠房噴淋系統冷水或含翻水噴入廠房降熱降壓 所安全保護系統均採用獨立設備冗餘布置 均備事故電源安全系統抗展蒸汽— 空氣及放射性物質惡劣環境運行核電站運行員須經嚴格技術管理培訓通家核安全局主持資格考試獲家核安全局頒發運行值崗操作員或高級操作員執照才能崗照崗執照規定期內效 期必須申請核發機關再審查 萬發核外泄事故 應啟應急計劃應急計劃內容主要包括：疏散員封閉核污染區（核反應堆及核電站）清除核污染保證身安全環境清潔[1]
編輯本段核電站選址
核電站選址要求非高選址需非慎重根據際通行關於核電站選址經濟、技術、安全、環境社四原則 經濟原則核電站能夠足夠資金建設運行所服務區要足夠用電需求所核電站選址經濟較發達區 面三原則則著密切相互聯系核電站必須建經濟發達區相偏遠區50公內能型城市要求廠址深部必須沒斷裂帶通且要求核電站數千米范圍內沒斷裂廠址100千米海域、50千米內陸歷史沒發6級震廠址區600沒發6級震構造背景核安全形度看核電站選址必須考慮公眾環境免受放射性事故釋放所引起量輻射影響同要考慮突發自事件或事件核電廠影響所核電站必須選口密度低易隔離區 另外核電站運行程要產巨熱量所核電站選址必須靠近水源靠海型核電站都建海邊重要原並且靠海解決件設備運輸問題萬發危險平海岸線放射物均勻發散情況污染陸面積完全內陸半建海邊利同風險海嘯或者台風帶浪能通建設防波堤抵禦巨浪沖擊防波堤能抵禦定程度沖擊比較海嘯防波堤能力能產十嚴重20113月11本9級震及海嘯導致核泄露例 述要求看內陸區核電選址更要慎重內陸區水源全部淡水並且幾乎所江河都直接向周邊城市供應用水種情況建設核電站旦發泄漏事故堪設想

核反應堆
稱原反應堆或反應堆裝配核燃料實現規模控制裂變鏈式反應裝置
核能外泄主要原
核反應爐核冷卻系統故障導致控制輻射相關設備失雖說核能外泄定全包括核災害已經已知核能應用環保隱憂另外核能外泄雖指使用核能發電航海器具所發災害；尤其潛艦般說指用發電核能電廠發核熔毀事件例：切爾諾貝利核事故

6. 壓水堆是目前全世界核電站普遍採用的堆型，具體介紹一下壓水堆核電廠

壓水堆最初是美國為核潛艇設計的一種熱堆堆型，用輕水作慢化劑和冷卻劑。四十多年來，這種堆型得到了很大的發展，經過一系列的重大改進，已經成為技術上最成熟的一種堆型。當前，壓水堆核電廠在核能領域中佔有獨特的統治地位，而且這種狀況可能還要維持幾十年。圖1-3給出了壓水堆核電廠示意圖。

壓水堆核電廠用的輕水有一個明顯的缺點，就是沸點低。要使熱力系統有較高的熱能轉換效率，根據熱力學原理，核反應堆應有高的堆芯出口溫度參數。而要獲得高的溫度參數，就必須增加冷卻劑的系統壓力使其處於液相狀態。所以壓水堆是一種使冷卻劑處於高壓狀態的輕水堆。

壓水堆核電廠的主要特點如下：

第一，結構緊湊，堆芯的功率密度大。因此，在體積相同的情況下，熱堆中壓水堆的功率最大。

第二，基於上述特點，再加上輕水的價格便宜，導致壓水堆的基建費用低和建設周期短。

第三，必須採用有一定富集度的核燃料。

第四，反應堆堆芯置於承壓的壓力容器內，高壓導致壓力容器的製作難度和製作費用的提高。

第五，熱效率低。

反應堆冷卻劑系統由反應堆和若干並聯的傳熱環路組成，每條環路包括一台蒸汽發生器、有關的反應堆冷卻劑泵（以下簡稱「主泵」）、管路和閥門以及控制和保護用的儀表。此外，反應堆冷卻劑系統中還包括一台穩壓器、一個穩壓器卸壓箱和若干貫穿件。

冷卻劑流經的迴路稱為一迴路（詳見圖1-3深紅色部分）。一迴路包含的關鍵設備有壓力容器、蒸汽發生器、主泵、穩壓器以及有關閥門等，全部安置在安全殼內（詳見圖1-3淺藍色部分）。高強度的壓力容器、一迴路管道、蒸汽發生器一次側和閥門等構成了一迴路壓力邊界。

冷卻劑在壓力容器內經過反應堆堆芯，將裂變產生的能量帶出壓力容器，送入蒸汽發生器，使蒸汽發生器中二迴路（詳見圖1-3黃色和深藍色部分）的水變成蒸汽。蒸汽再進入汽輪發電機的汽缸做功。冷卻劑從蒸汽發生器的管內流過後，經過主泵又回到堆芯。

壓水堆核電廠冷卻劑的入口溫度一般在290℃左右，出口溫度330℃左右，堆內壓力15.5兆帕。以大亞灣核電廠為例，一台電功率984兆瓦的壓水堆核電機組，其壓力容器內徑為3.99米，壁厚0.2米，重330噸，高13米以上。

主泵的功用是確保冷卻劑在一迴路中的循環，以保證鏈式裂變反應產生的熱量被及時載帶出來。

穩壓器又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆內壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內壓力太低時，加熱器自動加熱使水蒸發以增加壓力。

蒸汽發生器內有很多傳熱管，一迴路和二迴路通過蒸汽發生器傳遞熱量。一迴路的水流過蒸汽發生器傳熱管內時，將攜帶的熱量傳輸給傳熱管外流動的二迴路的水，從而使二迴路的水變成280℃左右、6～7兆帕的高溫蒸汽。也就是說，在蒸汽發生器里，一迴路與二迴路的水在互不交混的情況下，通過管壁發生了熱交換。蒸汽發生器是分隔一迴路和二迴路的關鍵設備。近代壓水堆核電廠中，帶汽水分離器的飽和蒸汽發生器應用較廣。一台百萬千瓦級的三環路壓水堆核電機組，擁有3台蒸汽發生器，每台蒸汽發生器總高度為19～22米，總重量可達300～400噸，生產的蒸汽可供發出260～340兆瓦的電功率。

安全殼用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生反應堆一迴路水外逸的失水事故，安全殼是防止裂變產物釋放到環境的最後一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器，其內徑達40米，內高達60～70米。安全殼內的核反應堆及與反應堆有關的各個系統統稱為核島。

汽輪發電機組及其配套設施和它們所在的廠房統稱為常規島。核電廠用的汽輪發電機在構造上與常規火電廠用的大同小異，所不同的是採用飽和蒸汽做功，蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規火電廠的大。冷凝器是二迴路和三迴路之間的熱交換器。冷卻冷凝器的水在三迴路中流動（詳見圖1-3綠色部分）。三迴路是一個開式迴路，可將汽輪機排出的難以利用的低品質熱量帶入最終熱阱——江、河、湖、海或大氣。三迴路的用水量較火電廠冷卻水用量大，以大亞灣核電廠為例，一台電功率984兆瓦的壓水堆核電機組，三迴路每小時需要超過40萬噸冷卻水。

7. 壓水堆核電站高,中,低壓缸相對內效率誰高

在壓水堆核電站中，高、中、低壓缸的內枝塵灶效率是兄沒由壓力和溫度共同決定的。一般來說，高壓缸的內效率相對較低，中壓缸的內效率稍高一些，而低壓缸的內效率最高。這是因為高壓猛扮缸的蒸汽壓力和溫度都比中壓缸和低壓缸高很多，因此能量轉化效率較低。而低壓缸的蒸汽壓力和溫度都比高壓缸和中壓缸低很多，因此內效率最高。

8. 清華大學工程物理系本科專業課程有哪些謝了啊!

清華大學工程物理系本科專業課程
課程號：00320012

課程名：世界能源的困境與出路 Seek Ways to Solve Energy
Crisis

學時：32 學分：2 開課院系：工物系 課程號：00320021

課程名：等離子體技術及應用 Plasma Technology and
Applications

學時：16 學分：1 開課院系：工物系

課程號：00320032

課程名：等離子體、激光與電子束 Plasma,Laser and
E-beam

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

褲虧滑該課程以討論國內外相關領域前沿進展為主線，採用深入淺出的方式講述相關物理基本概念和基本試驗手段。涉及的前沿科研領域包括：等離子體與納米材料相互作用，等離子體與激光相互作用，激光與電子束相互作用，生物材料的等離子體改性。

課程號：10320013

課程名：軟體設計 Software
Design

學時：48 學分：3 開課院系：工物系

在了解類和對象的概念基礎上，掌握類的繼承和導出、數據封裝和數據隱藏，了解面向對象技術。

課程說明及先修課要求：
介紹面向對象程序設計，通過學習，在C語言程序設計的基礎上，全面、准確的認識類和對象的概念及其編程方法。

教材及參考書：《C++程序設計教程》
《C++語言和面向對象程序設計》

課程號：20320033

課程名：量測技術(2) Measurement
techniques(2)

學時：48 學分：3 開課院系：工物系

本課程講授感測器原理及應用，感測器校準與感測器特性方面知識，及感測器在工程測量中的應用。同時安排各種類型感測器實驗。

課程說明及先修課要求：
學本課程應具備應用電子學知識。本課程對從事測試計量技術、自動化工程人員為必備基礎知識。
二學位課程

教材及參考書：

課程號：20320044

課程名：物理化學 Physical
Chemistry

學時：64 學分：4 開課院系：工物系

本課程的主要內容有：熱力學第一定律，第二定律，液體混合物與溶液，相平衡，化學平衡，電解質溶液，可逆電池電動勢及其應用。界面現象與膠體，化學動力學基礎。

課程說明及先修胡臘課要求：
應先修高等數學，普通物理，無機化學和有機化學或普通化學等課程。本課程師我校化學、生物、化工、材料機械各系學生的專業基礎課
二學位課程

教材及參考書：

《物理化學》王軍民 薛芳渝 劉芸編寫
清華大學出版社

課程號：30320022

課程名：電磁場數值計算 Numerical Calculation of
Electromagnet Fields

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

內容包括電磁場基本理論和電磁場數值計算中常用的方法，重點介紹有限差分法、有限元法等，對方程的形成、離散和求解方法中的特點進行比較分析，通過討論、上機練習培養學生解決實際問題能力。

課程說明及先修課要求：
通過課堂教學、自學討論、上機練習，使學生掌握電磁場計算主要原理及方法，結合實際進行場計算和分析。

教材及參考書：

《電磁場數值計算》清華大學出版社 1.《電磁場數值計算》錢秀英
2.《電磁數值分析》盛劍霓著

課程號：30320142

課程名：計算機模擬物理 Computer Simulation in
Physics

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

本課程面向高年級本科生和低年級研究生，通過簡單而實際的物理問題(內容上包括確定性過程和隨機過程)，簡要和全面地介紹計算機模擬物理的基本思想和方法，使學生了解計算機模擬物理問題的過程，訓練和提高計算能力。課程號：30320174

課程名：核輻射物理及探測學 Nuclear Radiation Physics and
Detection

學空擾時：64 學分：4 開課院系：工物系

輻射探測學是主要闡述探測致電離輻射的各種器件、系統以及方法的學科，分三部分，第一部分為探測器的基礎知識，包括輻射與物質相互作用及輻射探測中的概率統計問題；第二部分為探測器的論述；第三部分為測量系統與方法。

課程說明及先修課要求：
本課程為工物系的專業基礎課，是本科生必修課。

課程號：30320203

課程名：輻射探測與反應堆物理實驗 Experiments of Radiation
Detection & Reactor
Physics

學時：48 學分：3 開課院系：工物系

包括如下基本實驗：1.G－M計數器及放射性計數的統計規律；2.NAI(U)閃爍譜儀；3.放射性核素半衰期測量；4.半導體阿爾法譜儀；5.核石墨擴散長度測量；6.用外推法確定反應堆臨界質量；7.反應堆動態參數測量。

課程說明及先修課要求：
本實驗課為核輻射物理與探測學及反應堆原理的配套課程。是本科生的必修課程。

課程號：30320223

課程名：計算機網路 Computer
Networks

學時：48 學分：3 開課院系：工物系

在了解計算機網路的基本概念、數據通信技術，掌握網路體系結構和協議基礎上，介紹區域網、TCP/IP協議，討論網路互聯的概念、實現方法與建網技術，介紹網路操作系統、網路計算，介紹網際網路的現狀、基本服務功能、接入技術與各種應用。

課程說明及先修課要求：
介紹計算機網路基礎知識，通過學習，對計算機網路有一個全面、准確的認識。

課程號：30320232

課程名：計算機信息管理 Computer Information
Management

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

採用課堂教學與實驗相結合的方法，注重基本概念的講解，注重對學生實際操作能力的訓練。內容包括VB應用程序的結構的介紹，變數，常數和數據類型的介紹以及對編程語言的介紹，還包括常用基本控制項系數據訪問控制項的介紹及基本資料庫編程。

課程說明及先修課要求：
本課程是為核技術方向第二學位班開設的選修課，要求在學習VB6.X基本編程技術的基礎上，掌握VB用於開發資料庫應用程序的各種技術

課程號：30320243

課程名：專業英語 Speciality Reading
English

學時：48 學分：3 開課院系：工物系

內容包括核裂變、核燃料、鈾燃料處理過程、核燃料循環、分離同位素的氣體擴散法和氣體離心法以及計算機、測量等英語材料的閱讀與筆譯。

課程說明及先修課要求：
在已學大學英語基礎上，掌握專業英語詞彙，提高閱讀及筆譯為漢語的能力。

課程號：30320252

課程名：單片機的認識與實踐 Microcontroller Understanding
&Practice

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

學習Motorola8位單片機的開發方法及工具；學會用C語言及匯編語言完成串口、並口、A/D、定時器、LCD、鍵盤、中斷等實驗；介紹高檔單片機、DSP以及嵌入式實時系統概念、電磁兼容理論及印刷電路板製作。

課程說明及先修課要求：
為學有餘力的低年級同學設置。建議自學數字電路、C語言編程。目的為訓練動手能手，以盡早進實驗室參與科研。

課程號：30320262

課程名：電磁兼容設計 Electromagnetic
Compatibility

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

內容包括：電磁騷擾與電磁兼容的基本概念和分新方法；騷擾源和電磁騷擾發射場的關系和抑制方法；電磁騷擾發射場的傳播途徑和切斷傳播途徑的方法；主板設計理論；地線設計；屏蔽設計；濾波設計；順太騷擾源及其抑制方法等。

課程說明及先修課要求：
本課程是使學生全面掌握電磁兼容學的基本理論及其在核技術、核儀器設計中的重要性，能讓學生掌握核輻射機理，電磁兼容設計原則。

課程號：30320302

課程名：核儀器概論 Introction to Nuclear
Instruments

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

核儀器的基本原理及其應用。包括以能譜測量為基礎的分析類核儀器介紹，以核反應堆用儀器為代表的核能儀器介紹，以及環境健康輻射防護類接近本底水平的核測量儀器介紹。

課程說明及先修課要求：
已修核物理及探測方法，進而了解核儀器的選擇與應用。培養學生的解決問題能力。有興趣者可再修核電子學等課程。

教材及參考書：

《核儀器概論》2004年講義 無

課程號：30320314

課程名：核工程原理 Principles of Nuclear
Engineering

學時：64 學分：4 開課院系：工物系

主要內容可分為3部分：裂變核能的基本原理和分析方法（48學時）、核燃料循環與材料（8學時，重點在同位素分離）、受控核聚變及等離子體物理（8學時）。考試方式多樣可選：筆試、口試、大作業、課程論文、項目訓練等。

課程說明及先修課要求：
建議先修：數理方程、概率統計、核物理等。本課程是核能科學與工程學科的專業基礎課，同時涉及該領域足夠的面。
雙語授課（外文為輔）

課程號：30320322

課程名：核燃料後處理概論 Introction of Reprocessing
Nuclear

Spent Fuel

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

本課程包括：核燃料循環戰略；核燃料後處理過程、分離工藝、重點介紹普雷克斯流程；後處理過程設備的特殊要求；萃取分離設備，重點為脈沖萃取柱；放射性料液輸送；高放廢液的處理處置；脈沖萃取柱水力學參數的在線檢測和控制。

課程說明及先修課要求：
學習本課程需具備放射化學及化工原理的知識。本課程使學生對核燃料循環戰略、核燃料後處理過程及主要設備有一個初步認識和了解。
二學位

課程號：40320012

課程名：微波技術 Foundations of Microwave
Technique

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

微波頻率范圍大致從300MHz到3000GHz，在通訊等領域有廣泛應用。本課程重在講述微波傳輸系統、元件以及工程應用，並介紹微波基本理論及基本分析方法。

課程說明及先修課要求：
本課程要求具備工程數學和電磁學的基本知識。微波在現代通訊中發揮著越來越重要的作用。從事加速器研究者必修。

課程號：40320062

課程名：核電廠系統與設備 Nuclear Power Plant Systems and
Equipment

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

論述壓水堆核電廠能量轉換系統原理及其設計特點，闡述主要系統的作用、組成，運行參數選擇，深入討論主要設備如反應堆、蒸汽發生器、主泵、穩壓器、汽輪機等的工作原理、結構、熱工水力特性和設計計算方法。

課程說明及先修課要求：
先修課程：反應堆物理、反應堆熱工。

課程號：40320092

課程名：核電站儀表與控制 Instrumentation and Control of
Nuclear Power Plant

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

主要內容包括：反應堆控制原理，儀表與系統；核電站過程式控制制儀表和系統；反應堆保護原理和系統。

課程說明及先修課要求：
建議先修自動控制原理.主幹專業課.核能工程學生必備的專業知識.

課程號：40320102

課程名：反應堆安全 Nuclear Reactor
Safety

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

核反應堆安全涉及反應堆物理、反應堆熱工、反應堆控制、系統與迴路、材料力學、原子能氣象學、劑量學和保健物理等學科，是一門綜合性非常強的課程。通過本課程的教學將培養學生綜合運用基礎知識和專業知識解決核工程安全問題的能力。

課程說明及先修課要求：
核反應堆安全是專業限選課。開設本課程的目的是使學生全面地系統地認識核反應堆安全的基本分析方法和評價方法。

課程號：40320112

課程名：激光應用 Laser
Applications

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

介紹激光特點、原理及激光器、激光在精密測量、機械加工、醫療、核工業和信息產業等中的應用。

課程說明及先修課要求：
建議先修課：普通物理、量子力學。

課程號：40320132

課程名：可靠性工程及風險分析 Reliability Engineering and
Risk Analysis

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

介紹定性與定量地分析選題的可靠性指標；講述系統可靠性的框圖法，故障樹分析，網路可靠性計算以及可修系統的馬爾可夫方法；介紹系統可靠性設計與優化方法，以及在核電站中的概率風險評價方法，人的可靠性分析、共同原因分析等領域中的定性與定量方法。

課程號：40320142

課程名：物理信號處理 Physical Signal
Processing

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

本課程解剖一個典型的模擬信號處理系統，綜合運用近代物理電子學、模擬電子技術、數字電子技術、信號與系統和輻射探測器學的知識，提高綜合分析和解決實際問題的能力。內容為閱讀英文說明書、分析線路圖和進行實驗研究。

課程號：40320172

課程名：輻射防護及保健物理 Radiation Protection and Health
Physics

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

主要闡述輻射防護及保健物理的基本知識，包括：1.電離輻射領域中常用量及其單位；2.輻射生物效應及輻射防護標准；3.輻射防護的基本措施；4.輻射監測的基本要求；5.輻射對環境的影響；6.輻射安全。

課程號：40320192

課程名：加速器原理 The Principle of
Accelerator

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

加速器隨著科技創新，不斷突破其在原理、技術和經濟上的種種限制而發展進步，各色各樣的加速器不僅成為高能物理研究的主要工具，而且已經成為一種新興的產業應用於國民經濟的各個方面。該課重點在物理原理的理解、分析物理問題的方法以及加速器發展的歷史規律。

課程號：40320202

課程名：核反應堆熱工水力學 Thermodynamics and Hydraulics
of Nuclear Reactor

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

該課程研究核反應堆及迴路系統中冷卻劑流動特性，熱量傳輸特性和燃料元件傳熱特性，包括反應堆穩態傳熱和水力計算，穩態熱工設計原理及瞬態分析簡介。

課程號：40320222

課程名：同位素分離原理 Principle of Isotope
Separation

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

本課程重點講解並要求學生掌握三種鈾同位素分離方法：氣體擴散、離心分離和激光分離。通過課程學習對這幾種方法的原理、技術特點及起主要作用的物理參數有深入的了解，並能進行分離能力的估算。課程號：40320232

課程名：級聯理論 The Theory of
Cascades

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

本課教學目的是使學生在學習同位素分離原理課的基礎上，進一步了解工業化生產鈾同位素的基本情況，掌握級聯的原理和規律、分離級聯中的流體運動規律等。通過上述學習可以使學生初步掌握分離級聯設計的方法，了解如何通過調整級聯取料量等外參量，使產品達到設計要求的規律。

課程號：40320242

課程名：微控制器開發技術 Microcontroller Development
techniques

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

本課程以68HC08為主，介紹
Motorola單片機的結構，匯編及C編程，I/O介面（定時器、並串口（SCI/SPI)、A/D、鍵盤、LCD等）設計，單片機系統選型、開發方法及開發工具，編程器原理，FLASH、PLL使用方法和編程，USB、RTOS及32位單片機介紹，系統抗干擾及電磁兼容性。課程號：40320262

課程名：核醫學儀器與方法 Nuclear Medicine Instrumentation
and Method

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

本課程介紹現代核醫學設備，特別是影像設備的原理、構造以及使用的技術和方法。內容包括：有關核醫學的物理知識、臟器功能測量儀、核醫學平面顯象設備、計算機斷層成像和正電子發射斷層成像。

課程號：40320285

課程名：專業課程設計 Design Studio in the Speciality
Field

學時：0 學分：5 開課院系：工物系

反應堆設計訓練學生進行反應堆物理和熱工流體力學設計的能力。級聯設計訓練學生做同位素分離裝置級聯的設計方法。電磁體設計訓練學生將電磁場計算方法用於加速器磁鐵的設計。各項目都包括設計原理、方法介紹、方案選擇比較、設計計算分析和撰寫設計報告等環節。

課程號：40320303

課程名：核能核技術概論及認識實習

Introction to Nuclear Energy
and Technology and Perceptual
Practice

學時：48 學分：3 開課院系：工物系

本課程介紹核能與核技術的基本原理及其在各個領域的應用和廣闊的發展前景。內容涉及核電廠、加速器、核探測技術及輻射防護等。開設此課程的目的是幫助學生開闊視野，盡早了解專業，提高對專業的興趣。

課程號：40320332

課程名：CANDU堆系統與運行 CANDU Nuclear Power
Plant Systems and Operations

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

本課程圍繞重水堆介紹反應堆的系統設備和運行。主要介紹的系統有堆芯、冷卻劑循環、輸墊、蒸汽發生器，以及汽輪機等，基本掌握核電站的啟動、滿功率運行、調節功率和事故情況下的應急處理等。課程備有實驗用的模擬器，可在微機上運行。

課程號：40320353

課程名：離心技術基礎(1) Fundamentals of Centrifuge
Techniques(1)

學時：48 學分：3 開課院系：工物系

介紹離心機中的振動問題及離心機轉子動力學，轉子的平衡，離心機用軸承等。

課程號：40320383

課程名：機電控制
Mechatronics

學時：48 學分：3 開課院系：工物系 課程號：40320412

課程名：輻射物理 Radiation
Physics

學時：32 學分：2 開課院系：工物系 課程號：40320452

課程名：輻射防護 Radiation
Protection

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

課程號：40320462

課程名：電子加速器原理及裝置 Principle of Electron Linear
Accelerator and Its
Subsystem

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

課程號：40320473

課程名：同位素分離(3) Separation of
Isotopes(3)

學時：48 學分：3 開課院系：工物系 課程號：40320493

課程名：離心技術基礎(2) Fundamentals of Centrifuge
Techniques(2)

學時：48 學分：3 開課院系：工物系

課程號：40320522

課程名：六氟化鈾的化學與工藝 Chemistry and Technology of
Uranium Heafluoride

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

課程號：40320532

課程名：級聯水力學設計 Design of Cascade
Hydraulics

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

課程號：40320592

課程名：放射化學 Radioactive
Chemistry

學時：32 學分：2 開課院系：工物系 課程號：40320602

課程名：反應堆物理與數值計算 Nuclear Reactor Physics with
Numerical
Methods

學時：32 學分：2 開課院系：工物系
開課教師：施工

課程號：40320612

課程名：核數據獲取與處理 Nuclear Data Acquisition and
Processing

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

課程號：40320622

課程名：誤差理論與量測技術 Uncertainty Analysis and
Measurement Technology

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

課程號：40320632

課程名：醫學物理概論 The Summarize of Medical
Physics

學時：32 學分：2 開課院系：工物系 課程號：40320643

課程名：核燃料元件 Nuclear Fuel
Elements

學時：48 學分：3 開課院系：工物系

課程號：40320654

課程名：核電子學 Nuclear
Electronics

學時：64 學分：4 開課院系：工物系

課程號：40320665

課程名：核數據獲取與處理課程設計

Design Studio of Nuclear Data
Acquisition and
Processing

學時：80 學分：5 開課院系：工物系

課程號：40320672

課程名：核化學與核化工基礎實驗

Basic Experimental Course of
Nuclear Chemical
Engineering

學時：32 學分：2 開課院系：工物系

核化學工藝實驗特點簡介；核化工實驗特點介紹；核化學實驗基本要求；核化工萃取工藝實驗；折流板脈沖萃取柱性能實驗；核用離心萃取器性能實驗。

9. 壓水堆核電站的工作原理是什麼

壓水堆核電站
壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開，它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，並進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，把熱量傳給管外的二迴路水，使水沸騰產生蒸汽；冷卻劑流經蒸汽發生器後，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出並轉換產生蒸汽。從蒸汽發生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱後送回蒸汽發生器。這就是二迴路循環系統。
壓水堆由壓力容器和堆芯兩部分組成。壓力容器是一個密封的、又厚又重的、高達數十米的圓筒形大鋼殼，所用的鋼材耐高溫高壓、耐腐蝕，用來推動汽輪機轉動的高溫高壓蒸汽就在這里產生的。在容器的頂部設置有控制棒驅動機構，用以驅動控制棒在堆芯內上下移動。
堆芯是反應堆的心臟，裝在壓力容器中間。它是燃料組件構成的。正如鍋爐燒的煤塊一樣，燃料芯塊是核電站「原子鍋爐」燃燒的基本單元。這種芯塊是由二氧化鈾燒結而成的，含有2～4%的鈾－235，呈小圓柱形，直徑為9.3毫米。把這種芯塊裝在兩端密封的鋯合金包殼管中，成為一根長約4米、直徑約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，組成燃料組件。每個堆芯一般由121個到193個組件組成。這樣，一座壓水堆所需燃料棒幾萬根，二氧化鈾芯塊1千多萬塊堆芯。此外，這種反應堆的堆芯還有控制棒和含硼的冷卻水（冷卻劑）。控制棒用銀銦鎘材料製成，外面套有不銹鋼包殼，可以吸收反應堆中的中子，它的粗細與燃料棒差不多。把多根控制棒組成棒束型，用來控制反應堆核反應的快慢。如果反應堆發生故障，立即把足夠多的控制棒插入堆芯，在很短時間內反應堆就會停止工作，這就保證了反應堆運行的安全。
以下內容來自：《教學參考資料》初中物理第二冊
壓水堆是目前比較廣泛採用的核反應堆。其特徵是水在堆芯內不沸騰，因此水必須保持在高壓狀態。圖9－10是壓水堆核電站的流程示意圖。燃料用的是二氧化鈾陶瓷塊，這樣的鈾芯塊本身就起防止放射性物質外逸的作用，即構成了第一道安全屏障。把這些小的鈾塊重疊在高3米，外徑9．5毫米，厚0．57毫米的鋯合金管內封閉，即成為燃料元件棒，即鈾棒。鋯合金管也能防止放射性物質逸出，故構成第二道安全屏障。每200多根鈾棒，排列成橫17排，縱17排的燃料元件。如果堆內有100多個這樣的燃料元件，即可成為90萬千瓦的壓水堆核電站。整個堆芯放在內徑為4米，高為13米，厚為0．2米的壓力殼內。殼內壓強為155個大氣壓。可把水加熱到330℃以上。溫度升高了的水進入蒸汽發生器內，器內有很多細管，細管中的水接收熱量變成蒸汽進入蒸汽輪機發電。