压水堆核电厂系统与设备试题

1. 目前核电站一般利用的是什么产生的能量

核电站是以铀为燃料，利用核反应堆把铀原子核裂变产生的能量转化为水和水蒸气的内能，又把内能转化为发电机子的机械能，最终机械能转化为电能。

核电站是指通过适当的装置将核能转变成电能的设施。核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。核电站的系统和设备通常由两大部分组成：核的系统和设备，又称为核友改李岛；常规的系统和设备，又称为常规岛。

(1)压水堆核电厂系统与设备试题扩展阅读

核电站是利用原子核裂变反应释放出能量，经能量转化而发电的。现以压水堆核电站为例，说明其工作原理。

在压水堆内，由核燃料蒸汽发生器U型管外二次侧的工作介质受热蒸发形成蒸汽，蒸汽进入汽轮机内膨胀做功，将蒸汽焓降放出的热能转换成汽轮机的转子转动的机械能，这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。

做了功的蒸汽在凝汽器内冷凝成凝结水，重新返回蒸汽发生器，组好迟成另一个循环回路，称为第二回路，这一过程称为热能转换为机械能的能量转换过程。汽轮机的旋转转子直接带动发电机歼春的转子旋转，使发电机发出电能，这是由机械能转换为电能的能量转换过程。

2. 下面哪个设备不在压水堆核电厂一回路上.a.主泵 b.汽轮机 c.稳压器

汽轮机不在压水堆核电厂一回路上。

一回路主冷却剂系统可分为：反应堆压力壳、蒸汽发生器、主泵、稳压器。主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废物处理系统，部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。

专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。

(2)压水堆核电厂系统与设备试题扩展阅读

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。冷凝器中用三回路循环泵抽来的江河水作冷却剂，冷却后又排回到江河中，组成第三回路循环。

3. 一回路的压水核电站发电原理

核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，再被高压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。
二回路：蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。
三回路：三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。
什么是核燃料？
核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。
压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由17×17根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束控制棒，控制核裂变反应。
利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。
反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。 通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核电厂反应 堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路（见图2.2）。 每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。
为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。
一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废物处理系统,部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。
二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量变成高压蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水，凝结水由凝结水泵输送，经低压加热器进入除氧器，除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器，如此形成热力循环。为了保证二回路系统的正常运行，二回路系统也设有一系列辅助系统。
循环水系统主要用来为冷凝器提供冷却水。
我们看到，在压水堆电厂，一回路系统的冷却剂与汽轮机回路工质是完全隔离的，这就是所谓的“间接循环”。采用间接循环具有使二回路系统免受放射性玷污的优点，但它与采用直接循环的沸水堆核电厂（图2.3）相比，增加了蒸汽发生器。压水堆体积较小和控制要求简单等因素可以弥补这一不足，并使这种系统设计在经济上具有竞争力。
发电机和输配电系统的主要设备有发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、启动变压器、高压开关站和柴油发电机组等组成。其主要作用是将核电厂发出的电能向电网输送,同时保证核电厂内部设备的可靠供电。
发电机的出线电压一般为22kV左右，经变压器升至外网电压。为保证核电厂安全运行，核电厂至少与两条不同方向的独立电源相连接，以避免因雷击、地震、飓风或洪水等自然灾害可能造成的全厂断电。
每台发电机组的引出母线上，均接有两台厂用变压器。为厂用电设备提供高压电源。高压厂用电系统一般为6kV左右。该高压厂用电系统直接向核电厂大功率动力设备供电。对于小功率设备，经 变压器降压后供给380/220V低压电源。通常高压厂用电系统分为工作母线和安全母线两部分，高压厂用电系统的工作母线，可以由外电网或发电机供电，高压厂用电的安全母线，除外网和发电机外，还可由柴油发电机供电。
在电厂正常功率运行时，发电机发出的电能大部分经主变压器升压至外网电压输送给用户。同时，整个厂用设备的配电系统由发电机的引出母线经厂用变压器降压后供电。当发电机停机时，则由外部电网经启动变压器供电。当外网和发电机组都不能供电时，则由柴油发电机组向安全母线供电，以保证核电厂设备的安全。

4. 核电科普：压水堆核电站有哪几道安全屏障

燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸回的作用，即构成了第答一道安全屏障；

把这些小的铀块重叠在高3米，外径9.5毫米，厚0.57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障；

从反应堆出来的水在蒸汽发生器中温度降低后，经一回路的循环泵驱动，又回到压力壳的堆芯继续加热，完成第一回路的循环。一回路和压力壳组成第三道安全屏障。

(4)压水堆核电厂系统与设备试题扩展阅读

目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆(LWR)，其余为重水堆(PHWR)以及先进气冷堆(AGR)等。轻水堆主要是压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。

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、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。

5. 压力堆核电厂中裂变反应是由（）引起的

你好
核电站：简单说利用核能发电电站
核电站原理
核电站发电呢简言核反应堆代替火电站锅炉核燃料核反应堆发特殊形式燃烧产热量加热水使变蒸汽使核能转变热能蒸汽通管路进入汽轮机推汽轮发电机发电使机械能转变电能般说核电站汽轮发电机及电器设备与普通火电站同异其奥妙主要于核反应堆
编辑本段核电站结构
核电站除关键设备——核反应堆外许与配合重要设备压水堆核电站例主泵稳压器蒸汽发器安全壳汽轮发电机危急冷却系统等核电站各自特殊功能 主泵 反应堆冷却剂比做体血液主泵则脏功用冷却剂送进堆内流蒸汽发器保证裂变基御绝反应产热量及传递 稳压器 称压力平衡器用控制反应堆系统压力变化设备运行起保持压力作用；发事故提供超压保护稳压器设加热器喷淋系统反应堆压力高喷洒冷水降压；堆内压力太低加热器自通电加热使水蒸发增加压力 蒸汽发器 作用通反应堆冷却剂热量传给二路水并使变蒸汽再通入汽轮发电机汽缸作功 安全壳 用控制限制放射性物质反应堆扩散保护公众免遭放射性物质伤害万发罕见反应堆路水外逸失水事故安全壳防止裂变产物释放周围道屏障安全壳般内衬钢板预应力混凝土厚壁容器 汽轮机 核电站用汽轮发电机构造与规火电站用同异所同由于蒸汽压力温度都较低所同等功率机组汽轮机体积比规火电站 危急冷却系统 应付核电站路主管道破裂极端失水事故发近代核电站都设危急冷却系统由注射系统安全壳喷淋系统组旦接极端失水事故信号安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水喷淋系统向安全壳喷水化药剂便缓解事故限制事故蔓延 注： 核裂变原核裂几原核变化些质量非原核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发核裂变些原原核吸收裂两或更质量较原核同放二三能量能使别原核接着发核裂变……使程持续进行种程称作链式反应原核发核裂变释放巨能量称原核能俗称原能1克铀-235完全发核裂变放能量相于燃烧2.5吨煤所产能量
编辑本段核电站类
压水堆核电站 压水堆热源核电站主要由核岛规岛组压水堆核电站核岛四部件蒸汽发器、稳压器、主泵堆芯核岛系统设备主要压水堆本体路系统及支持路系统运行保证反应堆安全设置辅助系统规岛主要包括汽轮机组及二等系统其形式与规火电厂类似 沸水堆核电站 沸水堆热源核电站沸水堆沸腾轻水慢化剂冷却剂并反应堆压力容器内直接产饱蒸汽力堆沸水堆与压水堆同属轻水堆都具结构紧凑、安全靠、建造费用低负荷跟随能力强等优点都需使用低富集铀作燃料沸水堆核电站系统：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等 重水堆核电站 重水堆热源核电站重水堆重水作慢化剂反应堆直接利用铀作核燃料重水堆用轻水或重水作冷却剂重水堆压力容器式压力管式两类重水堆核电站发展较早核电站各种类别已实现工业规模推广加拿发展起坎杜型压力管式重水堆核电站 快堆核电站 由快引起链式裂变反应所释放热能转换电能核电站快堆运行既消耗裂变材料产新裂变材料且所产于所耗能实现核裂变材料增殖 目前世界已商业运行核电站堆型压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都非增殖堆型主要利用核裂变燃料即使再利用转换钚-239等易裂变材料铀资源利用率1％—2％快堆铀-238原则都能转换钚-239使用考虑各种损耗快堆铀资源利用率提高60％—70％
编辑本段核电站 - 安全保障系统
保护核电站工作员核电站周围居民健康核电站必须始终坚持质量第安全第原则 核电站设计、建造运行均采用纵深防御原则设备、措施提供等级重迭保护确保核电站功率能效控制燃料组件能充冷却放射性物质发泄漏纵深防御原则般包括五层防线即第层防线：精设计、制造、施工确保核电站精良硬件环境建立周密程序严格制度核电站工作员高水平教育培训注意关安全完备软件环境.第二层防线：加强运行管理监督及确处理异情况排除故障第三层防线严重异情况反应堆控制保护系统作防止设备故障差错造事故第四层防线：发事故搏姿情况启用核电站安全系统包括各外设安全系统加强事故电站管理防止事故扩保护反应堆厂房安全壳第五层防线万发极能发事故并伴放射性外泄启用厂内外应急响应计划努力减轻事故周围居民环境影响 按照纵深防御原则目前设计核燃料环境外部空气间设置四道屏障即第道屏障燃料芯块核料放氧化铀陶瓷芯块拆裂并使部裂变产物气体产物9s%保存芯块内第二道屏障：嫌料包壳燃料芯块密封铅合金制造包壳构核燃料芯棒错合金具足够强度且高温与水发反应第三道屏障：压力管道容器冷却剂系统核燃料芯棒封闭20cm钢质耐高压系统避免放射性物质泄漏反应堆厂房内第四道屏障：反应堆安全壳用预应力钢筋混凝土构筑壁厚近100cm内表面加0.6cm钢衬抗御自内部或外界飞物防止放射性物质进入环境
核电站配置外设安全系统
①隔离系统用反应堆厂房隔离主要自关闭穿厂房各条运行管道阀门收集厂房内泄漏物质其滤再排厂外 ②注水系统反应堆能失水向堆芯注水冷却燃料组件避免包壳破 核电站裂注入水含硼用制止核链式反应注水系统使用压力氮气电流操作情况定压力自注水 ③事故冷却器喷淋系统用冷却厂房降低厂房压力厂房压力升先启空气冷却（风机— 换热器）事故冷却器;再进步启厂房喷淋系统冷水或含翻水喷入厂房降热降压 所安全保护系统均采用独立设备冗余布置 均备事故电源安全系统抗展蒸汽— 空气及放射性物质恶劣环境运行核电站运行员须经严格技术管理培训通家核安全局主持资格考试获家核安全局颁发运行值岗操作员或高级操作员执照才能岗照岗执照规定期内效 期必须申请核发机关再审查 万发核外泄事故 应启应急计划应急计划内容主要包括：疏散员封闭核污染区（核反应堆及核电站）清除核污染保证身安全环境清洁[1]
编辑本段核电站选址
核电站选址要求非高选址需非慎重根据际通行关于核电站选址经济、技术、安全、环境社四原则 经济原则核电站能够足够资金建设运行所服务区要足够用电需求所核电站选址经济较发达区 面三原则则着密切相互联系核电站必须建经济发达区相偏远区50公内能型城市要求厂址深部必须没断裂带通且要求核电站数千米范围内没断裂厂址100千米海域、50千米内陆历史没发6级震厂址区600没发6级震构造背景核安全角度看核电站选址必须考虑公众环境免受放射性事故释放所引起量辐射影响同要考虑突发自事件或事件核电厂影响所核电站必须选口密度低易隔离区 另外核电站运行程要产巨热量所核电站选址必须靠近水源靠海型核电站都建海边重要原并且靠海解决件设备运输问题万发危险平海岸线放射物均匀发散情况污染陆面积完全内陆半建海边利同风险海啸或者台风带浪能通建设防波堤抵御巨浪冲击防波堤能抵御定程度冲击比较海啸防波堤能力能产十严重20113月11本9级震及海啸导致核泄露例 述要求看内陆区核电选址更要慎重内陆区水源全部淡水并且几乎所江河都直接向周边城市供应用水种情况建设核电站旦发泄漏事故堪设想

核反应堆
称原反应堆或反应堆装配核燃料实现规模控制裂变链式反应装置
核能外泄主要原
核反应炉核冷却系统故障导致控制辐射相关设备失虽说核能外泄定全包括核灾害已经已知核能应用环保隐忧另外核能外泄虽指使用核能发电航海器具所发灾害；尤其潜舰般说指用发电核能电厂发核熔毁事件例：切尔诺贝利核事故

6. 压水堆是目前全世界核电站普遍采用的堆型，具体介绍一下压水堆核电厂

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有关的各个系统统称为核岛。

汽轮发电机组及其配套设施和它们所在的厂房统称为常规岛。核电厂用的汽轮发电机在构造上与常规火电厂用的大同小异，所不同的是采用饱和蒸汽做功，蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电厂的大。冷凝器是二回路和三回路之间的热交换器。冷却冷凝器的水在三回路中流动（详见图1-3绿色部分）。三回路是一个开式回路，可将汽轮机排出的难以利用的低品质热量带入最终热阱——江、河、湖、海或大气。三回路的用水量较火电厂冷却水用量大，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，三回路每小时需要超过40万吨冷却水。

7. 压水堆核电站高,中,低压缸相对内效率谁高

在压水堆核电站中，高、中、低压缸的内枝尘灶效率是兄没由压力和温度共同决定的。一般来说，高压缸的内效率相对较低，中压缸的内效率稍高一些，而低压缸的内效率最高。这是因为高压猛扮缸的蒸汽压力和温度都比中压缸和低压缸高很多，因此能量转化效率较低。而低压缸的蒸汽压力和温度都比高压缸和中压缸低很多，因此内效率最高。

8. 清华大学工程物理系本科专业课程有哪些谢了啊!

清华大学工程物理系本科专业课程
课程号：00320012

课程名：世界能源的困境与出路 Seek Ways to Solve Energy
Crisis

学时：32 学分：2 开课院系：工物系 课程号：00320021

课程名：等离子体技术及应用 Plasma Technology and
Applications

学时：16 学分：1 开课院系：工物系

课程号：00320032

课程名：等离子体、激光与电子束 Plasma,Laser and
E-beam

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

裤亏滑该课程以讨论国内外相关领域前沿进展为主线，采用深入浅出的方式讲述相关物理基本概念和基本试验手段。涉及的前沿科研领域包括：等离子体与纳米材料相互作用，等离子体与激光相互作用，激光与电子束相互作用，生物材料的等离子体改性。

课程号：10320013

课程名：软件设计 Software
Design

学时：48 学分：3 开课院系：工物系

在了解类和对象的概念基础上，掌握类的继承和导出、数据封装和数据隐藏，了解面向对象技术。

课程说明及先修课要求：
介绍面向对象程序设计，通过学习，在C语言程序设计的基础上，全面、准确的认识类和对象的概念及其编程方法。

教材及参考书：《C++程序设计教程》
《C++语言和面向对象程序设计》

课程号：20320033

课程名：量测技术(2) Measurement
techniques(2)

学时：48 学分：3 开课院系：工物系

本课程讲授传感器原理及应用，传感器校准与传感器特性方面知识，及传感器在工程测量中的应用。同时安排各种类型传感器实验。

课程说明及先修课要求：
学本课程应具备应用电子学知识。本课程对从事测试计量技术、自动化工程人员为必备基础知识。
二学位课程

教材及参考书：

课程号：20320044

课程名：物理化学 Physical
Chemistry

学时：64 学分：4 开课院系：工物系

本课程的主要内容有：热力学第一定律，第二定律，液体混合物与溶液，相平衡，化学平衡，电解质溶液，可逆电池电动势及其应用。界面现象与胶体，化学动力学基础。

课程说明及先修胡腊课要求：
应先修高等数学，普通物理，无机化学和有机化学或普通化学等课程。本课程师我校化学、生物、化工、材料机械各系学生的专业基础课
二学位课程

教材及参考书：

《物理化学》王军民 薛芳渝 刘芸编写
清华大学出版社

课程号：30320022

课程名：电磁场数值计算 Numerical Calculation of
Electromagnet Fields

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

内容包括电磁场基本理论和电磁场数值计算中常用的方法，重点介绍有限差分法、有限元法等，对方程的形成、离散和求解方法中的特点进行比较分析，通过讨论、上机练习培养学生解决实际问题能力。

课程说明及先修课要求：
通过课堂教学、自学讨论、上机练习，使学生掌握电磁场计算主要原理及方法，结合实际进行场计算和分析。

教材及参考书：

《电磁场数值计算》清华大学出版社 1.《电磁场数值计算》钱秀英
2.《电磁数值分析》盛剑霓著

课程号：30320142

课程名：计算机模拟物理 Computer Simulation in
Physics

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

本课程面向高年级本科生和低年级研究生，通过简单而实际的物理问题(内容上包括确定性过程和随机过程)，简要和全面地介绍计算机模拟物理的基本思想和方法，使学生了解计算机模拟物理问题的过程，训练和提高计算能力。课程号：30320174

课程名：核辐射物理及探测学 Nuclear Radiation Physics and
Detection

学空扰时：64 学分：4 开课院系：工物系

辐射探测学是主要阐述探测致电离辐射的各种器件、系统以及方法的学科，分三部分，第一部分为探测器的基础知识，包括辐射与物质相互作用及辐射探测中的概率统计问题；第二部分为探测器的论述；第三部分为测量系统与方法。

课程说明及先修课要求：
本课程为工物系的专业基础课，是本科生必修课。

课程号：30320203

课程名：辐射探测与反应堆物理实验 Experiments of Radiation
Detection & Reactor
Physics

学时：48 学分：3 开课院系：工物系

包括如下基本实验：1.G－M计数器及放射性计数的统计规律；2.NAI(U)闪烁谱仪；3.放射性核素半衰期测量；4.半导体阿尔法谱仪；5.核石墨扩散长度测量；6.用外推法确定反应堆临界质量；7.反应堆动态参数测量。

课程说明及先修课要求：
本实验课为核辐射物理与探测学及反应堆原理的配套课程。是本科生的必修课程。

课程号：30320223

课程名：计算机网络 Computer
Networks

学时：48 学分：3 开课院系：工物系

在了解计算机网络的基本概念、数据通信技术，掌握网络体系结构和协议基础上，介绍局域网、TCP/IP协议，讨论网络互联的概念、实现方法与建网技术，介绍网络操作系统、网络计算，介绍因特网的现状、基本服务功能、接入技术与各种应用。

课程说明及先修课要求：
介绍计算机网络基础知识，通过学习，对计算机网络有一个全面、准确的认识。

课程号：30320232

课程名：计算机信息管理 Computer Information
Management

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

采用课堂教学与实验相结合的方法，注重基本概念的讲解，注重对学生实际操作能力的训练。内容包括VB应用程序的结构的介绍，变量，常数和数据类型的介绍以及对编程语言的介绍，还包括常用基本控件系数据访问控件的介绍及基本数据库编程。

课程说明及先修课要求：
本课程是为核技术方向第二学位班开设的选修课，要求在学习VB6.X基本编程技术的基础上，掌握VB用于开发数据库应用程序的各种技术

课程号：30320243

课程名：专业英语 Speciality Reading
English

学时：48 学分：3 开课院系：工物系

内容包括核裂变、核燃料、铀燃料处理过程、核燃料循环、分离同位素的气体扩散法和气体离心法以及计算机、测量等英语材料的阅读与笔译。

课程说明及先修课要求：
在已学大学英语基础上，掌握专业英语词汇，提高阅读及笔译为汉语的能力。

课程号：30320252

课程名：单片机的认识与实践 Microcontroller Understanding
&Practice

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

学习Motorola8位单片机的开发方法及工具；学会用C语言及汇编语言完成串口、并口、A/D、定时器、LCD、键盘、中断等实验；介绍高档单片机、DSP以及嵌入式实时系统概念、电磁兼容理论及印刷电路板制作。

课程说明及先修课要求：
为学有余力的低年级同学设置。建议自学数字电路、C语言编程。目的为训练动手能手，以尽早进实验室参与科研。

课程号：30320262

课程名：电磁兼容设计 Electromagnetic
Compatibility

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

内容包括：电磁骚扰与电磁兼容的基本概念和分新方法；骚扰源和电磁骚扰发射场的关系和抑制方法；电磁骚扰发射场的传播途径和切断传播途径的方法；主板设计理论；地线设计；屏蔽设计；滤波设计；顺太骚扰源及其抑制方法等。

课程说明及先修课要求：
本课程是使学生全面掌握电磁兼容学的基本理论及其在核技术、核仪器设计中的重要性，能让学生掌握核辐射机理，电磁兼容设计原则。

课程号：30320302

课程名：核仪器概论 Introction to Nuclear
Instruments

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

核仪器的基本原理及其应用。包括以能谱测量为基础的分析类核仪器介绍，以核反应堆用仪器为代表的核能仪器介绍，以及环境健康辐射防护类接近本底水平的核测量仪器介绍。

课程说明及先修课要求：
已修核物理及探测方法，进而了解核仪器的选择与应用。培养学生的解决问题能力。有兴趣者可再修核电子学等课程。

教材及参考书：

《核仪器概论》2004年讲义 无

课程号：30320314

课程名：核工程原理 Principles of Nuclear
Engineering

学时：64 学分：4 开课院系：工物系

主要内容可分为3部分：裂变核能的基本原理和分析方法（48学时）、核燃料循环与材料（8学时，重点在同位素分离）、受控核聚变及等离子体物理（8学时）。考试方式多样可选：笔试、口试、大作业、课程论文、项目训练等。

课程说明及先修课要求：
建议先修：数理方程、概率统计、核物理等。本课程是核能科学与工程学科的专业基础课，同时涉及该领域足够的面。
双语授课（外文为辅）

课程号：30320322

课程名：核燃料后处理概论 Introction of Reprocessing
Nuclear

Spent Fuel

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

本课程包括：核燃料循环战略；核燃料后处理过程、分离工艺、重点介绍普雷克斯流程；后处理过程设备的特殊要求；萃取分离设备，重点为脉冲萃取柱；放射性料液输送；高放废液的处理处置；脉冲萃取柱水力学参数的在线检测和控制。

课程说明及先修课要求：
学习本课程需具备放射化学及化工原理的知识。本课程使学生对核燃料循环战略、核燃料后处理过程及主要设备有一个初步认识和了解。
二学位

课程号：40320012

课程名：微波技术 Foundations of Microwave
Technique

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

微波频率范围大致从300MHz到3000GHz，在通讯等领域有广泛应用。本课程重在讲述微波传输系统、元件以及工程应用，并介绍微波基本理论及基本分析方法。

课程说明及先修课要求：
本课程要求具备工程数学和电磁学的基本知识。微波在现代通讯中发挥着越来越重要的作用。从事加速器研究者必修。

课程号：40320062

课程名：核电厂系统与设备 Nuclear Power Plant Systems and
Equipment

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

论述压水堆核电厂能量转换系统原理及其设计特点，阐述主要系统的作用、组成，运行参数选择，深入讨论主要设备如反应堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器、汽轮机等的工作原理、结构、热工水力特性和设计计算方法。

课程说明及先修课要求：
先修课程：反应堆物理、反应堆热工。

课程号：40320092

课程名：核电站仪表与控制 Instrumentation and Control of
Nuclear Power Plant

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

主要内容包括：反应堆控制原理，仪表与系统；核电站过程控制仪表和系统；反应堆保护原理和系统。

课程说明及先修课要求：
建议先修自动控制原理.主干专业课.核能工程学生必备的专业知识.

课程号：40320102

课程名：反应堆安全 Nuclear Reactor
Safety

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

核反应堆安全涉及反应堆物理、反应堆热工、反应堆控制、系统与回路、材料力学、原子能气象学、剂量学和保健物理等学科，是一门综合性非常强的课程。通过本课程的教学将培养学生综合运用基础知识和专业知识解决核工程安全问题的能力。

课程说明及先修课要求：
核反应堆安全是专业限选课。开设本课程的目的是使学生全面地系统地认识核反应堆安全的基本分析方法和评价方法。

课程号：40320112

课程名：激光应用 Laser
Applications

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

介绍激光特点、原理及激光器、激光在精密测量、机械加工、医疗、核工业和信息产业等中的应用。

课程说明及先修课要求：
建议先修课：普通物理、量子力学。

课程号：40320132

课程名：可靠性工程及风险分析 Reliability Engineering and
Risk Analysis

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

介绍定性与定量地分析选题的可靠性指标；讲述系统可靠性的框图法，故障树分析，网络可靠性计算以及可修系统的马尔可夫方法；介绍系统可靠性设计与优化方法，以及在核电站中的概率风险评价方法，人的可靠性分析、共同原因分析等领域中的定性与定量方法。

课程号：40320142

课程名：物理信号处理 Physical Signal
Processing

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

本课程解剖一个典型的模拟信号处理系统，综合运用近代物理电子学、模拟电子技术、数字电子技术、信号与系统和辐射探测器学的知识，提高综合分析和解决实际问题的能力。内容为阅读英文说明书、分析线路图和进行实验研究。

课程号：40320172

课程名：辐射防护及保健物理 Radiation Protection and Health
Physics

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

主要阐述辐射防护及保健物理的基本知识，包括：1.电离辐射领域中常用量及其单位；2.辐射生物效应及辐射防护标准；3.辐射防护的基本措施；4.辐射监测的基本要求；5.辐射对环境的影响；6.辐射安全。

课程号：40320192

课程名：加速器原理 The Principle of
Accelerator

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

加速器随着科技创新，不断突破其在原理、技术和经济上的种种限制而发展进步，各色各样的加速器不仅成为高能物理研究的主要工具，而且已经成为一种新兴的产业应用于国民经济的各个方面。该课重点在物理原理的理解、分析物理问题的方法以及加速器发展的历史规律。

课程号：40320202

课程名：核反应堆热工水力学 Thermodynamics and Hydraulics
of Nuclear Reactor

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

该课程研究核反应堆及回路系统中冷却剂流动特性，热量传输特性和燃料元件传热特性，包括反应堆稳态传热和水力计算，稳态热工设计原理及瞬态分析简介。

课程号：40320222

课程名：同位素分离原理 Principle of Isotope
Separation

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

本课程重点讲解并要求学生掌握三种铀同位素分离方法：气体扩散、离心分离和激光分离。通过课程学习对这几种方法的原理、技术特点及起主要作用的物理参数有深入的了解，并能进行分离能力的估算。课程号：40320232

课程名：级联理论 The Theory of
Cascades

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

本课教学目的是使学生在学习同位素分离原理课的基础上，进一步了解工业化生产铀同位素的基本情况，掌握级联的原理和规律、分离级联中的流体运动规律等。通过上述学习可以使学生初步掌握分离级联设计的方法，了解如何通过调整级联取料量等外参量，使产品达到设计要求的规律。

课程号：40320242

课程名：微控制器开发技术 Microcontroller Development
techniques

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

本课程以68HC08为主，介绍
Motorola单片机的结构，汇编及C编程，I/O接口（定时器、并串口（SCI/SPI)、A/D、键盘、LCD等）设计，单片机系统选型、开发方法及开发工具，编程器原理，FLASH、PLL使用方法和编程，USB、RTOS及32位单片机介绍，系统抗干扰及电磁兼容性。课程号：40320262

课程名：核医学仪器与方法 Nuclear Medicine Instrumentation
and Method

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

本课程介绍现代核医学设备，特别是影像设备的原理、构造以及使用的技术和方法。内容包括：有关核医学的物理知识、脏器功能测量仪、核医学平面显象设备、计算机断层成像和正电子发射断层成像。

课程号：40320285

课程名：专业课程设计 Design Studio in the Speciality
Field

学时：0 学分：5 开课院系：工物系

反应堆设计训练学生进行反应堆物理和热工流体力学设计的能力。级联设计训练学生做同位素分离装置级联的设计方法。电磁体设计训练学生将电磁场计算方法用于加速器磁铁的设计。各项目都包括设计原理、方法介绍、方案选择比较、设计计算分析和撰写设计报告等环节。

课程号：40320303

课程名：核能核技术概论及认识实习

Introction to Nuclear Energy
and Technology and Perceptual
Practice

学时：48 学分：3 开课院系：工物系

本课程介绍核能与核技术的基本原理及其在各个领域的应用和广阔的发展前景。内容涉及核电厂、加速器、核探测技术及辐射防护等。开设此课程的目的是帮助学生开阔视野，尽早了解专业，提高对专业的兴趣。

课程号：40320332

课程名：CANDU堆系统与运行 CANDU Nuclear Power
Plant Systems and Operations

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

本课程围绕重水堆介绍反应堆的系统设备和运行。主要介绍的系统有堆芯、冷却剂循环、输垫、蒸汽发生器，以及汽轮机等，基本掌握核电站的启动、满功率运行、调节功率和事故情况下的应急处理等。课程备有实验用的模拟器，可在微机上运行。

课程号：40320353

课程名：离心技术基础(1) Fundamentals of Centrifuge
Techniques(1)

学时：48 学分：3 开课院系：工物系

介绍离心机中的振动问题及离心机转子动力学，转子的平衡，离心机用轴承等。

课程号：40320383

课程名：机电控制
Mechatronics

学时：48 学分：3 开课院系：工物系 课程号：40320412

课程名：辐射物理 Radiation
Physics

学时：32 学分：2 开课院系：工物系 课程号：40320452

课程名：辐射防护 Radiation
Protection

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

课程号：40320462

课程名：电子加速器原理及装置 Principle of Electron Linear
Accelerator and Its
Subsystem

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

课程号：40320473

课程名：同位素分离(3) Separation of
Isotopes(3)

学时：48 学分：3 开课院系：工物系 课程号：40320493

课程名：离心技术基础(2) Fundamentals of Centrifuge
Techniques(2)

学时：48 学分：3 开课院系：工物系

课程号：40320522

课程名：六氟化铀的化学与工艺 Chemistry and Technology of
Uranium Heafluoride

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

课程号：40320532

课程名：级联水力学设计 Design of Cascade
Hydraulics

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

课程号：40320592

课程名：放射化学 Radioactive
Chemistry

学时：32 学分：2 开课院系：工物系 课程号：40320602

课程名：反应堆物理与数值计算 Nuclear Reactor Physics with
Numerical
Methods

学时：32 学分：2 开课院系：工物系
开课教师：施工

课程号：40320612

课程名：核数据获取与处理 Nuclear Data Acquisition and
Processing

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

课程号：40320622

课程名：误差理论与量测技术 Uncertainty Analysis and
Measurement Technology

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

课程号：40320632

课程名：医学物理概论 The Summarize of Medical
Physics

学时：32 学分：2 开课院系：工物系 课程号：40320643

课程名：核燃料元件 Nuclear Fuel
Elements

学时：48 学分：3 开课院系：工物系

课程号：40320654

课程名：核电子学 Nuclear
Electronics

学时：64 学分：4 开课院系：工物系

课程号：40320665

课程名：核数据获取与处理课程设计

Design Studio of Nuclear Data
Acquisition and
Processing

学时：80 学分：5 开课院系：工物系

课程号：40320672

课程名：核化学与核化工基础实验

Basic Experimental Course of
Nuclear Chemical
Engineering

学时：32 学分：2 开课院系：工物系

核化学工艺实验特点简介；核化工实验特点介绍；核化学实验基本要求；核化工萃取工艺实验；折流板脉冲萃取柱性能实验；核用离心萃取器性能实验。

9. 压水堆核电站的工作原理是什么

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，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。
以下内容来自：《教学参考资料》初中物理第二册
压水堆是目前比较广泛采用的核反应堆。其特征是水在堆芯内不沸腾，因此水必须保持在高压状态。图9－10是压水堆核电站的流程示意图。燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸的作用，即构成了第一道安全屏障。把这些小的铀块重叠在高3米，外径9．5毫米，厚0．57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障。每200多根铀棒，排列成横17排，纵17排的燃料元件。如果堆内有100多个这样的燃料元件，即可成为90万千瓦的压水堆核电站。整个堆芯放在内径为4米，高为13米，厚为0．2米的压力壳内。壳内压强为155个大气压。可把水加热到330℃以上。温度升高了的水进入蒸汽发生器内，器内有很多细管，细管中的水接收热量变成蒸汽进入蒸汽轮机发电。