压水堆核电厂二回路热力系统初步设计-专业课程设计(二)指导书(2009级)

工程热力学期末考试试题

一、1.若已知工质的绝对压力P=，环境压力Pa=，则测得的压差为(B)A.真空pv= B.表压力pg=.真空pv= D.表压力p g= 2.简单可压缩热力系的准平衡过程中工质压力降低，则(A) A.技术功为正 B.技术功为负 C.体积功为正 D.体积功为负 3.理想气体可逆定温过程的特点是(B)=0 =>W s>s′>s″>s′s>s″ 16.可逆绝热稳定流动过程中,气流焓的变化与压力变化的关系为(B) ====pdv 17、饱和湿空气的相对湿度（B）A．>1B.=1C.<<<1 18.湿空气的焓h为（D）湿空气的焓湿空气的焓干空气与1kg水蒸汽焓之和干空气的焓与1kg干空气中所含水蒸汽的焓之和 二、多项选择题 1.单位物量的理想气体的热容与_____有关。(ACDE)A.温度B.压力C.气体种类D.物量单位E.过程性质 2.卡诺循环是__AD___的循环。 A.理想化 B.两个定压、两个绝热过程组成 C.效率最高 D.可逆 3.水蒸汽h－s图上的定压线(AD)A.在湿蒸汽区为直线B.在过热蒸汽区为直线C.在湿蒸汽区为曲线 D.在过热蒸汽区为曲线 E.在湿蒸汽区和过热蒸汽区是斜率不同的直线 4.理想气体经绝热节流后，前后稳定截面上的__BD___相等。 5.A.压力B.温度C.比体积D.焓E.熵

压水堆核电厂二回路热力系统课程设计

1．设计目的和要求 本课程设计是学生在学习《核电站系统及运行》课程后的一次综合训练，是实践教学的一个重要环节。通过课程设计使学生进一步巩固、加深所学的理论知识并有所扩展；学习并掌握压水堆核电厂二回路热力系统拟定与热平衡计算的方法和基本步骤；锻炼提高运算、制图和计算机应用等基本技能；增强工程概念，培养学生对工程技术问题的严肃、认真和负责态度。 通过课程设计应达到以下要求： （1）了解、学习核电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选的原则； （2）掌握核电厂原则性热力系统计算和核电厂热经济性指标计算的内容和方法； （3）提高计算机绘图、制表、数据处理的能力； （4）培养学生查阅资料、合理选择和分析数据的能力，掌握工程设计说明书撰写的基本原则。 2．任务和内容 本课程设计的主要任务，是根据设计的要求，拟定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并完成该方案在满功率工况下的热平衡计算。 本课程设计的主要内容包括： （1）确定二回路热力系统的形式和配置方式； （2）根据总体需求和热工约束条件确定热力系统的主要热工参数； （3）依据计算原始资料，进行原则性热力系统的热平衡计算，确定计算负荷工况下各部分汽水流量及其参数、发电量、供热量及全厂性的热经济指标； （4）编制课程设计说明书，绘制原则性热力系统图。

3．热力系统原则方案确定方法 3.1 热力系统原则方案 电站原则性热力系统表明能量转换与利用的基本过程，反映了发电厂动力循环中工质的基本流程、能量转换与利用过程的完善程度。为了提高热经济性，压水堆核电厂二回路热力系统普遍采用包含再热循环、回热循环的饱和蒸汽朗肯循环，其典型的热力系统组成如图1所示。 图1 典型压水堆核电厂二回路热力系统原理流程图 3.1.1 汽轮机组 压水堆核电厂汽轮机一般使用低参数的饱和蒸汽，汽轮机由一个高压缸、2~3个低压缸组成，高压缸、低压缸之间需要设置外置式汽水分离器。高压缸发出整个机组功率的40%~50%，低压缸发出整个机组功率的50%~60%。最佳分缸压力=（0.1~0.15）蒸汽初压。

核电厂抗震分析

核电站抗震分析 摘要：核电站抗震一直以来都是从设计、建设到运行时主要考虑的因素之一。拥有足够强度的结构，是发生地震时保证核电站各个设备的完整性，防止放射性物质向厂外泄露的必要条件。不同地区对核电站的抗震级别要求不同，需要根据当地的需求来设计、建造。随着核电发展和研究手段的进步，人类对核电站的抗震领域具有了较为成熟的经验和知识。本文根据日本福岛第一核电站事故，对核电站抗震问题进行简要分析，以及展望第三代反应堆AP1000、EPR在应付地震时的新措施。 关键词：核电站抗震、强度结构、完整性、第三代堆、新措施 核电站正常运行时不失为我们生活中的清洁能源，但核电站又具有很高的社会危险性，与一般工业建筑及民用建筑相比，核电站需具有较高的抗震要求。根据已经形成的国际惯例，核电站设计时要求依据两个地震危险水平进行。即：运行基准地震和安全停车地震。运行基准地震水平是核电站利用期间可能预计到的最大地震；安全停车地震水平是核电站场地内最大的可能性地震。对于核电站中，不管是建筑物及系统、设备及单元，某一元素的损坏都有可能导致核电厂放射性物质向周围环境泄露，对居民的健康和环境构成威胁。因为不同地区的核电站强度要求性能不同，所以要根据当地的实际情况来对核电站强度进行设计、建造，从而防止不必要的浪费。 2011年3月11日，日本附近海域发生了9.0级的地震，随之而来的是地震引起的10m高的海啸。福岛第一核电站的6台机组在地震时都紧急停堆，并启用了应急设备。但是海啸带来的海水将核电站备用的才有发电机给淹没，造成停堆后的堆芯的余热无法排除，引起堆芯的温度升高，堆芯融化，并引起堆芯燃料包壳锆和水蒸气发生反应，产生氢气，在安全壳内发生了爆炸，爆炸炸掀了安全壳的顶部，是防止放射性物质泄露的最后一层保护屏障也破坏了。最终导致了核电厂历史上的仅次于上世纪切尔诺贝利核电站放射性物质外泄的重大事故。 对于此次人类发展核电史的灾难，我们发现面对于这样的大自然灾害，虽说地震级数和海啸浪高是导致福岛第一核电站发生事故的根本因素，但仔细想想，

工程热力学试卷终极版

工程热力学考试试卷 All rights reserved. 判断题 1.流动功是系统维持流动所花费的代价，所以流动功不能为0。（×） 2.质量保持不变的系统就是闭口系。（×） 3.处于稳定状态的系统一定处于平衡状态（×） 4.（×） 5.等温过程的膨胀功与与吸收的热量相等。（×） 线比等容线陡。（×） 7.绝热系可以是开口系。（√） 8.可以从单一热源中取热并使之完全转换为功。（√） 9.定容过程对湿蒸汽进行加热，干度一定增大。（×） 10.可逆循环的热效率一定大于不可逆循环的热效率。（×） 任何过程。（×） 分析、简答题 1.“系统经某一初态经不可逆与可逆两条途径到达同一终态，则经不可逆途径系统的熵变必大于可逆途径的熵变。”，这种说法是否正确，为什么？答：不正确。因为熵是状态参数，不论过程是否可逆，只要初终态相同，其熵变均相同，故系统从某一初态经不可逆与可逆两条途径到达同一终态，经不可逆途径系统的熵与可逆途径的熵变相等。 2.

答：通过2点作等温线，分别与过1点的等容线和等压线相交于2v 及2p 点；由于理想气体的热力学能和焓是温度的单值函数，p v T T T 222==，可以得到p v h h u u 2222,==。 等容过程的吸热量与相同温限下的热力学能的变化相等，可以得到 12u u q v v -=。 等压过程的吸热量与相同温度下的焓的变化相等，可以得到 12h h q p p -=。s T -图上过程线下方的面积表示热量，所以 11212s s q v v v 面积=；11212s s q p p p 面积=。从而可以得到，1121212s s q u u v v v 面积==-；1121212s s q h h p p p 面积==-。 3.某理想气体在v p -图上的两种过程如下图所示，试在s T -图上画出相应的两个过程，指出过程多变指数n 的围，并说明各过程中工质是膨胀还是压缩，吸热还是放热，升温还是降温，降压还是升压。

热电厂热力系统计算

热力发电厂课程设计 1.1 设计目的 1. 学习电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选的原则 2. 学习全面性热力系统计算和发电厂主要热经济指标计算的内容、方法 3. 提高计算机绘图、制表、数据处理的能力 1.2 原始资料 西安 某地区新建热电工程的热负荷包括： 1）工业生产用汽负荷； 2）冬季厂房采暖用汽负荷。 西安 地区采暖期 101 天，室外采暖计算温度 –5℃，采暖期室外平均温度 1.0℃，工业用汽 和采暖用汽热负荷参数均为 0.8MPa 、230℃。通过调查统计得到的近期工业热负荷和采暖热 负荷如下表所示： 1.3 计算原始资料 （1）锅炉效率根据锅炉类别可取下述数值： 锅炉类别 链条炉 煤粉炉 沸腾炉 旋风炉 循环流化床锅炉 锅炉效率 0.72～0.85 0.85～0.90 0.65～ 0.70 0.85 0.85～ 0.90 （2）汽轮机相对内效率、机械效率及发电机效率的常见数值如下： 汽轮机额定功率 750～ 6000 12000 ～ 25000 5000 汽轮机相对内效率 0.7～0.8 0.75～ 0.85 0.85～0.87 汽轮机机械效率 0.95～0.98 0.97～ 0.99 ～ 0.99 发电机效率 0.93～0.96 0.96～ 0.97 0.98～0.985 3）热电厂内管道效率，取为 0.96。 4）各种热交换器效率，包括高、低压加热器、除氧器，一般取 0.96～0.98。

5）热交换器端温差，取3～7℃。 2%

6）锅炉排污率，一般不超过下列数值： 以化学除盐水或蒸馏水为补给水的供热式电厂 以化学软化水为补给水的供热式电厂5% 7）厂内汽水损失，取锅炉蒸发量的3%。 8）主汽门至调节汽门间的压降损失，取蒸汽初压的3%～7%。 9）各种抽汽管道的压降，一般取该级抽汽压力的4%～8%。 10）生水水温，一般取5～20℃。 11）进入凝汽器的蒸汽干度，取0.88～0.95。 12）凝汽器出口凝结水温度，可近似取凝汽器压力下的饱和水温度。 2、原则性热力系统 2.1 设计热负荷和年持续热负荷曲线 根据各个用户的用汽参数和汽机供汽参数，逐一将用户负荷折算到热电厂供汽出口，见 表2-1 。用户处工业用汽符合总量：采暖期最大为175 t/h, 折算汇总到电厂出口处为166.65 t/h 。 2-1 折算到热电厂出口的工业热负荷，再乘以0.9 的折算系数，得到热电厂设计工业热负荷，再按供热比焓和回水比焓（回水率为零，补水比焓62.8 kJ/kg）计算出供热量，见表2-2。根据设计热负荷，绘制采暖负荷持续曲线和年热负荷持续曲线图，见图2-1 、图2-2。 表2-2 热电厂设计热负荷

河南城建学院期末考试考查试题 工程热力学试卷答案

1．可逆过程一定是准静态过程； 对，因为一个可逆过程，首先应该是准平衡过程。 2．工质经一不可逆循环后其熵一定增加； 错，工质经一不可逆循环后其熵是不变的。 3．第二类永动机违反了热力学第一和第二定律； 错，第二类永动机并不违背热力学第一定律。 4．节流过程是一个等焓过程； 错，节流过程中，流体在孔口附近产生严重的扰动及涡流，处于不稳定状态，因而不能确定各截面的焓值，所以，尽管节流前后焓不变，但不能把节流过程理解为等焓过程。 5．制冷系数是大于1的数； 错，制冷系数是指制冷循环中制冷量与消耗功的比值，可能大于1，也可能小于1。 6．压缩机的余隙容积对压缩机压缩每公斤工质的理论功没有影响； 对，有余隙容积后，如生产增压比相同、质量相同的同种压缩气体，理论上所消耗的功与无余隙容积时相同。 7．熵减少的过程是可以发生的； 对，只对于孤立系统，熵必定增加或不变，但是对于其他非孤立系统，不一定熵增。 8．孤立热力系熵减少的过程是无法实现的； 对，根据熵增原理，孤立系统熵必定增加或不变。 9．热量不可能从低温热源传向高温热源； 错，根据热力学第二定律，热不可能自发的从低温物体转向高温物体。 10．当蒸汽的温度高于饱和温度时，称该蒸汽为过热蒸汽； 错，当蒸汽温度高于对应压力下的饱和温度时，该蒸汽为过热蒸汽。二．名二、名词解释：（15分，每题3分） 1. 混合气体的分压力； 答：在与混合气体温度相同的情况下，每一种组成气体都独自占据体积V时，组成气体的压力成为分压力。 2. “焓”； 答：在有关热工计算中时常有U出现，为了简化公式和简化计算，把它定义为焓，用符号H表示。pV+ 3. 第二类永动机； 答：从环境大气或海水吸收热量不断转化为机械功，这种单一热源下做功的动力机械称为第二类永动机。 4. 孤立热力系； 答：任何一个热力系（闭口系、开口系、绝热系、非绝热系），总可以将它连同与其相互作用的一切物体组成一个复合系统，该复合系统不再与外界有任何形式的能量交换和质量交换，我们称该复合系统为孤立系统。 5. 理想气体； 答：理想气体是一种实际上不存在的假想气体，其分子是些弹性的、不具体积的质点，分子间相互没有作用力。 三．（15分） 空气由初态压力为0.1MPa，温度20℃，经2级压缩机压缩后，压力提高到2MPa。若空气进入各级气缸的温度相同，且各级压缩过程的多变指数均为1.2，求最佳的中间压力为多少？并求生产1kg质量的压缩空气所消耗的理论功？求各级气缸的排气温度为多少？ 解：最佳中间压力MPa p p p447 .0 2 1.0 2 1 2 = ? = =； 理论比功：() KJ p p p p T R n n w n n n n g c 21 . 286 2 1.0 447 .0 2 20 15 . 273 10 06 . 287 1 2.1 2.1 2 1 2.1 1 2.1 3 1 2 3 1 1 2 1 = ? ? ? ? ? ? ? ? - ? ? ? ? ? ? + ? ? ? - = ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? - ?? ? ? ? ? + ?? ? ? ? ? - = - - - -

核电站抗震设计分析

核电站抗震设计分析 目录 ? 1.概述 ? 2.法规标准的采用 ? 3.设计基准输入的确定 ? 4.抗震分析方法 ? 5.抗震I类构筑物的设计 ? 6.结论 1.概述 为了保证核电厂的安全性，在我国的核安全导则中，要求核电厂的设计具有纵深防御的功能，设计中包括了多重的防御屏障。在核电厂的设计中，地震作为不可忽视的外在因素，得到了充分的考虑。在设计中，从采用的法规标准，地震输入水平的确定，计算分析的理论方法以及设计极限的采用方面，都有一套完整的、经过验证的程序。设计具有成熟的理论基础和经验积累。 在核电厂的设计当中，与核安全相关的重要物项，包括损坏后会直接或间接造成事故的物项；保证反应堆安全停堆并维持停堆状态及排出余热所需的物项，地震时和地震后为减轻核事故破坏后果所需的物项以及损坏或丧失功能后会危及上述物项的其他物项，均属于设计中的抗震I类物项。 我公司承担设计的核电站，核岛厂房的构筑物（包括反应堆厂房、燃料厂房、电气厂房、核辅助厂房、柴油机厂房），均属于抗震I类构筑物，按照核电厂最高的抗震设计要求来进行设计。 2．法规标准的采用 我们在抗震I类构筑物的抗震设计中，要遵循以下一系列的法规、导则和标准：HAF102 《核动力厂设计安全规定》 HAD101/01 《核电厂厂址选择中的地震问题》 HAD102/02 《核电厂的抗震设计与鉴定》 GB50267-97 《核电厂抗震设计规范》 此外，在上述规范的基础上，还要参考美国相关规范的要求，如：美国的标准审查大纲US NRC SRP；美国核安全相关构筑物的抗震设计规范ASCE 4-98等 3．设计基准输入的确定

在抗震I类构筑物的设计中，考虑两个水平的地震作用: ?运行安全地震作用（SL-1） ?极限安全地震作用（SL-2） 在运行安全地震作用下，抗震I类构筑物应能保证核电厂能够正常运行； 在极限安全地震作用下，抗震I类构筑物应能保证核电厂能够安全停堆，因此，此地震水平也被称作安全停堆地震(SSE)。 ●运行安全地震的年超越概率为2‰，也即五百年一遇的地震； ●安全停堆地震的年超越概率为0.1‰，即万年一遇的地震。 地震输入是根据地震部门在各个厂址地震安全性评价报告中给出的厂址地面运动最大加速度值（SL-2），以及场地相关谱或适用的标准谱（如RG1.60谱）。目前在核电厂址SL-2地震动参数的确定中，均采用确定性方法和概率论方法进行评价，并取两种方法计算的较大值，而且按照法规标准的要求此值不能小于0.15g。如：秦山地区厂址计算值为0.11g，实际设计取0.15g或更大（方家山由于翻版M310，核岛设计取0.2g）；福清厂址计算值为0.19g，核岛实际设计取0.2g。 4．抗震分析方法 核岛厂房的抗震分析，采用的是国际上具有成熟的理论基础的时程分析方法和反应谱法。这些方法，在我国的核安全导则、抗震规范、以及美国的核安全相关构筑物的抗震设计规范中均有规定。 抗震分析采用的是国际通用的考虑结构物与土壤的相互作用的反应谱计算软件SASSI以及国际通用的有限元分析软件ANSYS、ABAQUS。 通常情况下，核岛构筑物的抗震分析采用时程分析法和反应谱法。当有充分论据能保证安全时也可采用等效静力计算法。目前已建和在建的电采用时程分析方法，并考虑结构物与土壤的相互作用。设计时程采用人工拟合地震加速度时程。人工时程至少包括相互统计独立的三条时程，分别代表X，Y，Z三个方向。根据SRP的要求，拟合时程的总持时应足够长，最少持时为20s，此外还要求强震平稳段持时不低于6s和对功率谱密度的要求等，以保证所输入的地

压水堆核电站组成资料

压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图

图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件

工程热力学期末试卷及答案

页脚内容1

页脚内容2

1 n c n κ - = - R =，代入上式得 页脚内容3

页脚内容4

页脚内容 6 及内能的变化，并画出p-v 图，比较两种压缩过程功量的大小。（空气： p c =1.004kJ/(kgK)，R=0.287kJ/(kgK)）（20分） 2．某热机在T1=1800K 和T2=450K 的热源间进行卡诺循环，若工质从热源吸热1000KJ ，试计算：（A ）循环的最大功？（B ）如果工质在吸热过程中与高温热源的温差为100K ，在过程中与低温热源的温差为50K ，则该热量中能转变为多少功？热效率是多少？（C ）如果循环过程中，不仅存在传热温差，并由于摩擦使循环功减小10KJ ，则热机的热效率是多少？（14分） 3．已知气体燃烧产物的cp=1.089kJ/kg ·K 和k=1.36，并以流量m=45kg/s 流经一喷管，进口p1=1bar 、T1=1100K 、c1=1800m/s 。喷管出口气体的压力p2=0.343bar ，喷管的流量系数cd=0.96；喷管效率为 =0.88。求合适的喉部截 面积、喷管出口的截面积和出口温度。（空气：p c =1.004kJ/(kgK)， R=0.287kJ/(kgK)）（20分） 一．是非题（10分） 1、√ 2、√ 3、× 4、× 5、√ 6、× 7、× 8、√ 9、×10、√ 二．选择题（10分） 1、B2、C3、B4、B5、A 三．填空题（10分） 1、功W;内能U 2、定温变化过程，定熵变化 3、小，大，0 4、对数曲线，对数曲线 5、 a kpv kRT ==， c M a = 四、名词解释（每题2分，共8分） 孤立系统：系统与外界之间不发生任何能量传递和物质交换的系统。 焓：为简化计算，将流动工质传递的总能量中，取决于工质的热力状态的那部分能量，写在一起，引入一新的物理量，称为焓。 热力学第二定律：克劳修斯(Clausius)说法：不可能把热量从低温物体传到高温物体而不引起其他变化。开尔文一浦朗克(Kelvin —Plank)说法：不可能制造只从一个热源取热使之完全变成机械能而不引起其他变化的循环发动机。 相对湿度：湿空气的绝对湿度v ρ与同温度下饱和空气的饱和绝对湿度s ρ的比值， 称为相对湿度?。 五简答题（8分）

船用核动力二回路热力系统动态仿真_张杨伟

第42卷增刊原子能科学技术 Vo l.42,Suppl. 2008年9月Atomic Ener gy Science and T echno logy Sep.2008 船用核动力二回路热力系统动态仿真 张杨伟,蔡 琦,蔡章生 (海军工程大学核能科学与工程系,湖北武汉 430033) 摘要:基于船用核动力装置运行安全分析,建立了二回路系统两相流通用仿真软件模型,实现了人工干预条件下复杂两相流流体网络系统的动态特性实时仿真,拓展了目前核动力装置通用安全分析程序的研究范围。以二回路快速降负荷为例,对仿真模型的性能进行了验证。结果表明:该软件模型能准确反映船用二回路系统的动态特性,可用于事故处置规程和控制系统功能的验证。该模型也可用于核电站饱和蒸汽系统仿真软件的开发。 关键词:船用核动力;饱和蒸汽;仿真模型;运行安全分析收稿日期:2008-06-26;修回日期:2008-07-26 作者简介:张杨伟(1978 ),男,浙江浦江人,讲师,博士研究生,核反应堆安全分析专业 中图分类号:T K 262 文献标志码:A 文章编号:1000-6931(2008)S0-0176-06 Simulation on Secondary Loop of Marine Nuclear Power ZH A NG Yang -w ei,CAI Qi,CAI Zhang -sheng (D ep ar tment o f N uclear Ener gy S cience and Engineer ing ,N aval Univer sity of Engineer ing ,W uhan 430033,China) Abstract: Based on o perational safety analy sis of marine nuclear pow er,a g eneral tw o -phase flow simulatio n model for nuclear secondary loop system w as established,w hich can fit the needs of rea-l time dynam ic sim ulation of com plex tw o -phase fluid netw o rks under m anual intervention conditio ns,and expand the r each field o f current g eneral safety analysis prog ram o f nuclear pow er plant.As an ex ample,the capability o f the simulatio n model was validated by taking simulatio n o f r apidly pow er r educing co ndition of secondary loop.T he results indicate that the mo del reflects the dy nam ic character is -tics of seco ndary loo p system of m arine nuclear pow er properly ,and can be used to val-i date the accident treatm ent reg ulation and function o f contr ol sy stem.T he m odel can a-l so fit the needs of dev elo ping saturated steam system sim ulation softw are of nuclear pow er station. Key words:marine nuclear pow er;saturated steam;simulatio n m odel;operational safety analysis 核电厂二回路热力系统与反应堆一回路系统具有很大的耦合性,在分析系统运行安全性 时须考虑二回路系统动态过程对反应堆的影响。因此,在现有基础上开发配套的二回路热

对核电站工程抗震设防的十二条建议

对核电站工程抗震设防的十二条建议 在东日本大地震后，造成福岛第一核电厂的事故以来，人们普遍对核电站的抗震安全性产生了怀疑。我认为人类认识自然的历史过程总是曲折的，和平利用核能的方向不能动摇，人类的任何工业发展活动对环境都会有影响。核电站相对火电站来说还是一种更清洁的能源，只要保证了它的安全性、可靠性，那么它不但比火电站运行成本低得多（其燃料运输量只有火电站的数千分子一），而且泄露的放射性物质也不会高于火电站（因为在不少燃煤中也存在放射性物质），更不要说其他污染方面吧，当然设计都应保证在容许范围之内。因此关键是如何保证它的安全性与可靠性。现在第四代高温气冷石墨球床反应堆，可以说在工艺本身的安全方面已经到了比较完满的地步，不过它在工艺和设备方面有没有考虑地震作用尚不知道。 总之，技术进步与完善是没有止境的，很多方面常常来源于事故的教训。人类建造核电站的历史还仅仅只有50多年，其中发生过三次大事故，即1) 1979年3月28日凌晨发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈纳河三里岛核电站的一次部分堆芯融毁事故； 2)1986年4月25日凌晨发生在原苏联的切尔诺贝利核电站的反应堆爆炸事故；3）今年3月11日的东日本大地震和海啸造成福岛第一核电厂的应急供电系统遭到海啸袭击损毁，而造成冷却系统失效，进而导致大面积的核泄漏的事故。从有关资料中可以知道，这些事故其主观原因可归纳为设计不周（包括对自然灾害的考虑不足、方案较陈旧等）、

管理不善、操作失误、对紧急事件的处理能力不足等等几方面。如切尔诺贝利核电站事故导火线是操作失误，但是其设计方案的落后，没有安全壳，其中压力管式石墨慢化沸水反应堆的设计缺陷，尤其是控制棒的设计问题才是导致事故的根本原因；再如美国三里岛核电站事故的直接原因也是设备机械故障和运行人员的操作错误，当然深层次的原因，也是上述的几方面。但是，此事故没有对公共安全和经济方面造成严重损害，主要是安全壳发挥了重要作用，这说明了安全壳作为核电站最后一道安全防线的重要作用；还有今年3月11日福岛第一核电厂的事故，当然导火线是地震与海啸，但是如果设计上再考虑周到一些，也许会大大减少其后患，如它的热能利用是采用一回路的老式沸水堆方案，这样在供汽轮机发电的高压蒸汽中就带有放射性；它的备用电源单一；土建设施考虑预防自然灾害能力偏低（如地震与海啸）；可能对工艺与设备设计中没有考虑地震作用产生的动力效应，如此等等。从这里知道，如果我们以后的核电站能够吸取以往的教训，进一步完善设计（除了采用更先进的工艺外，应该考虑更多方面的不利因素影响）、完善管理监督体系、完善灾害产生后的应急体系等等，这样核电站完全能够做到十分安全的。以下仅仅从我自己的专业出发，对此就技术和管理两方面提出十二点建议，仅供有关方面参考，其中错误希望得到有关专家不吝指正： 一）抗震技术方面的建议： 1）考虑到以往工程的抗震设防主要是侧重于建筑结构。对工艺设备设计安装，很少考虑地震响应的影响。比如对在核电站的设计反应堆

工程热力学期末试题及答案

工程热力学期末试卷 建筑环境与设备工程专业适用 （闭卷，150分钟） 班级 姓名 学号 成绩 一、简答题(每小题5分，共40分) 1. 什么是热力过程？可逆过程的主要特征是什么？ 答：热力系统从一个平衡态到另一个平衡态，称为热力过程。可逆过程的主要特征是驱动过程进行的势差无限小，即准静过程，且无耗散。 2. 温度为500°C 的热源向热机工质放出500 kJ 的热量，设环境温度为30°C ，试问这部分热量的火用（yong ）值（最大可用能）为多少？ 答： =??? ? ?++-?=15.27350015.273301500,q x E 3. 两个不同温度（T 1,T 2）的恒温热源间工作的可逆热机，从高温热源T 1吸收热量Q 1向低温热源T 2放出热量Q 2，证明：由高温热源、低温热源、热机和功源四个子系统构成的孤立系统熵增 。假设功源的熵变△S W =0。 证明：四个子系统构成的孤立系统熵增为 （1分） 对热机循环子系统： 1分 1分 根据卡诺定理及推论： 1 则： 。1分 4. 刚性绝热容器中间用隔板分为两部分，A 中存有高压空气，B 中保持真空， 如右图所示。若将隔板抽去，试分析容器中空气的状态参数（T 、P 、u 、s 、v ） 如何变化，并简述为什么。 答：u 、T 不变，P 减小，v 增大，s 增大。 5. 试由开口系能量方程一般表达式出发，证明绝热节流过程中，节流前后工质的焓值不变。（绝热节流过程可看作稳态稳流过程，宏观动能和重力位能的变化可忽略不计） 答：开口系一般能量方程表达式为 绝热节流过程是稳态稳流过程，因此有如下简化条件 ， 则上式可以简化为： 根据质量守恒，有 代入能量方程，有 6. 什么是理想混合气体中某组元的分压力？试按分压力给出第i 组元的状态方程。 答：在混合气体的温度之下，当i 组元单独占有整个混合气体的容积（中容积）时对容器壁面所形成的压力，称为该组元的分压力；若表为P i ，则该组元的状态方程可写成：P i V = m i R i T 。 B 隔板 A 自由膨胀 12iso T T R S S S S S ?=?+?+?+?W R 0S ?=22t t,C 1111Q T Q T ηη==-=-iso 0S ?=iso 0 S ?=

核电站用泵的抗震分析

https://www.docsj.com/doc/706265294.html, 2009年 第9期 通用机械 64 GM in Electric Power 大连大学 二、地震的输入及抗震分析要求 地震输入其实就是确定地震时设备所在标高楼层图1 楼层反应谱 地震谱通常分为O B E（运行基准地震楼层反应 【摘 要】析的重视。 【关键词】分析 一、前言 加”——“A 醒核电站一定要重视设备的抗震性能。

2009年 第9期 https://www.docsj.com/doc/706265294.html, 65 通用机械 GM in Electric Power 谱）和S S E（安全停堆地震楼层反应谱），或者叫S L1（运行安全地震楼层反应谱）和S L2（极限安全地震楼层反应谱）。谱线中有将X 、Y 、Z 方向分别描述的，也有在一张谱线中体现的。每张谱线通常会包含五条阻尼曲线，分别为临界阻尼的2%、4%、5%、7%和10% 。对于泵产品O B E的阻尼比值通常是临界阻尼的2%，而SSE的响应值小于或等于OBE的2倍。 抗震分析的目的在于证明泵设备在O B E和S S E地震期间或之后，能保证结构完整性，包括承压边界完整性以及泵的可运行性。通常要求如下分析。 1）承压部件即泵壳及轴承座部件的完整性。2）泵支撑件和连接螺栓以及地脚螺栓满足强度要求。3）在运行工况、地震和最大接管载荷共同作用下，保持可运行性，在转动件与静止件之间的相对变形应小于它们之间的间隙，不影响运转。 抗震分析也可以帮助分析泵壳承压边界应力分布、泵转子系统应力分布、泵体、轴承箱和底座的抗震分析等。从这个角度理解抗震分析可以作为设计验证的一种方法。 三、抗震分析程序、机构和方法 国内目前采用的抗震分析都是通过计算机模拟实体进行有限元分析，而多数泵制造厂没有该方面的程序或者程序不够权威或专业，所以只能求助于各大科研院所和核电设计院。仅以清华大学为例，根据泵厂提供的设备设计制造图样，采用三维C A D软件建立泵的几何模型，在MSC.Patran软件中建立泵的有限元分析模型，采用MSC.Nastran有限元程序进行抗震分析，并根据分析结果来校验泵各部位是否满足上述抗震要求。M S C.Nastran和MSC.Patran均是当前国际上比较权威的结构分析软件，被我国相关审查机关所认可。早期也用Super S A P w i n d o w s，它是美国A L G O R公司开发的一个结构分析程序。 四、分析过程 1.计算模型的建立 利用有限元分析程序进行分析首先要构建模型，建造的模型要与程序中的数学基础相符合，规定的假设条件尽可能与真实设备结构相近，模型的单元划分要合理。根据泵体、轴承箱和底座的几何结构特点，将其简 化成若干集中质量单元、梁单元和实体单元，然后建模。以大连苏尔寿泵及压缩机有限公司承制的设备冷却水泵为例，将叶轮、耐磨板和连轴器等作为集中质量处理；泵体、轴承箱在同一轴线上，泵轴用梁单元来模拟；泵体、轴承箱和底座都用实体单元描述。实体网格采用10节点4面体单元，包含泵体、出入口法兰、轴承箱和底座。泵体内水的质量被平均分配到泵体上。泵轴上相连的部件按照相应的集中质量表示，整个模型共有2个质量单元，54个梁单元，171 839个实体单元，300 044个节点。另外在两个法兰上还有两个多点约束单元，用于向法兰施加接管载荷中的3个力矩。有限元网格模型如图2所示。 图2 有限元网格模型 2.模态分析 抗震计算的第一步是对结构进行模态分析，以了解结构的基本动力学特性。对上面描述的有限元模型进行模态分析，得到其前5阶或10阶固有频率和各震形图。卧式泵结构简单，壳体等部件通常其基频（最低共振频率）高于截断频率 (其值通常接近33H z)，可认为其是刚性的；而立式泵的结构复杂，常有较大的偏心质量，固有频率较低，不能假设它们是刚性的。泵的1阶固有频率大于截断频率，振型图为整体振型，可判定其为刚性设备， 根据核安全法规H A F0215，对刚性设备进行抗震分析时可以采用等效静力法。 按照楼层反应谱，读取零周期时X 、Y 、Z 方向的加速度。进行地震分析时，将3个方向的加速度乘以安全系数1.5后，以惯性力方式加载在质心。 3.材料特性、应力极限准则和载荷组合 核电站用泵的各部件的材料的力学性能参数不

同济大学《工程热力学》期末模拟试卷

同济大学《工程热力学》期末模拟试卷 第一部分 选择题（共15分） 一、单项选择题（本大题共15小题，每题只有一个正确答案，答对一题得1分，共15分） 1、压力为10 bar 的气体通过渐缩喷管流入1 bar 的环境中，现将喷管尾部截去一段， 其流速、流量变化为。 【 】 A.流速减小，流量不变 B.流速不变，流量增加 C.流速不变，流量不变 D.流速减小，流量增大 2、某制冷机在热源T 1= 300K ，及冷源T 2= 250K 之间工作，其制冷量为1000 KJ ，消耗功为250 KJ ，此制冷机是 【 】 A.可逆的 B.不可逆的 C.不可能的 D.可逆或不可逆的 3、系统的总储存能为 【 】 A. U B. U pV + C. 2/2f U mc mgz ++ D. 2 /2f U pV mc mgz +++ 4、熵变计算式2121(/)(/)p g s c In T T R In p p ?=-只适用于 【 】 A.一切工质的可逆过程 B.一切工质的不可逆过程 C.理想气体的可逆过程 D.理想气体的一切过程 5、系统进行一个不可逆绝热膨胀过程后，欲使系统回复到初态，系统需要进行一个【】过 程 。 【 】

A.可逆绝热压缩 B.不可逆绝热压缩 C.边压缩边吸热 D.边压缩边放热 6、混合气体的通用气体常数，【】。【】 A.与混合气体的成份有关 B.与混合气体的质量有关 C.与混合气体所处状态有关 D.与混合气体的成份、质量及状态均无关系 7、贮有空气的绝热刚性密闭容器中装有电热丝，通电后如取空气为系统，则【】 A.Q＞0，△U＞0，W＞0 B.Q=0，△U＞0，W＞0 C.Q＞0，△U＞0，W=0 D.Q=0，△U=0，W=0 8、未饱和空气具有下列关系【】 A.t＞t w＞t d B.t＞t d＞t w. C.t = t d = t w D.t = t w＞t d 9、绝热节流过程是【】过程。【】 A.定压 B.定温 C.定熵 D.节流前后焓相等 10、抽汽式热电循环的结果是【】 A.提高循环热效率，提高热能利用率 B.提高循环热效率，降低热能利用率 C.降低循环热效率，提高热能利用率 D.降低循环热效率，降低热能利用率 11、一个橡皮气球在太阳下被照晒，气球在吸热过程中膨胀，气球内的压力正比于气球的容积，则气球内的气球进行的是【】 A.定压过程 B.多变过程 C.定温过程 D.定容过程 12、气体的容积比热是指【】

发电厂热力设备及系统

发电厂热力设备及系统 07623班参考资料 :锅炉设备及系统 1有关锅炉的组成（本体、辅助设备） 锅炉包括燃烧设备和传热设备； 由炉膛、烟道、汽水系统以及炉墙和构架等部分组成的整体，称为锅炉本体； 供给空气的送风机、排除烟气的引风机、煤粉制备系统、给水设备和除灰除尘设备等一系列设备为辅助设备。 2 A燃料的组成成份 化学分析：碳（C）、氢（H ）、氧（0）、氮（N ）、硫（S）五种元素和水分（M ）、灰分（A）两种成分。 B水分、硫分对工作的影响； 硫分对锅炉工作的影响：硫燃烧后形成的SO3和部分SO2,与烟气中的蒸汽相遇， 能形成硫酸和亚硫酸蒸汽，并在锅炉低温受热面等处凝结，从而腐蚀金属；含黄铁矿硫的 煤较硬，破碎时要消耗更多的电能，并加剧磨煤机的磨损。 水分对锅炉工作的危害：（1）降低发热量（2）阻碍着火及燃烧（3）影响煤的磨制及煤粉的输送（4）烟气流过低温受热面产生堵灰及低温腐蚀。 C水分、灰分、挥发分的概念： 水分：由外部水和内部水组成；外部水分，即煤由于自然干燥所失去的水分，又叫表面水分。失去表面水分后的煤中水分称为内部水分，也叫固有水分。 挥发分：将固体燃料在与空气隔绝的情况下加热至850摄氏度，则水分首先被蒸发 出来，继续加热就会从燃料中逸出一部分气态物质，包括碳氢化合物、氢、氧、氮、挥发性硫和一氧化碳等气体。 灰分：煤中含有不能燃烧的矿物杂质，它们在煤完全燃烧后形成灰分。 D挥发分对锅炉的影响： 燃料挥发分的高低对对燃烧过程有很大影响。挥发分高的煤非但容易着火，燃烧比较稳定，而且也易于燃烧安全；挥发分低的煤，燃烧不够稳定，如不采取必要的措施来改 善燃烧条件，通常很难使燃烧安全。 E燃料发热量：发热量是单位质量的煤完全燃烧时放出的全部热量。煤的发热量分为高位发热量和低位发热量。1kg燃料完全燃烧时放出的全部热量称为高位发热量；从高 位发热量中扣除烟气中水蒸气汽化潜热后，称为燃料的低位发热量。 F标准煤：假设其收到基低位发热量等于29270kj/kg的煤。（书88页） G灰的性质：固态排渣煤粉炉中，火焰中心气温高达1400~1600摄氏度。在这样的 高温下，燃料燃烧后灰分多呈现融化或软化状态，随烟气一起运动的灰渣粒，由于炉膛水冷壁受热面的吸热而同烟气一起冷却下来。如果液态的渣粒在接近水冷壁或炉墙以前已经 因温度降低而凝结下来，那么它们附着到受热面管壁上时，将形成一层疏松的灰层，运行 中通过吹灰很容易将它们除掉，从而保持受热面的清洁。若渣粒以液体或半液体粘附在受热面管壁或炉墙上，将形成一层紧密的灰渣层，即为结渣。 H灰分对锅炉工作的危害：（1）降低发热量（2）阻碍着火及燃烧（3）烟气携带飞灰流过受热面产生结渣、积灰、磨损、腐蚀等有害现象。 3热平衡： 输入锅炉的热量=有效利用热量（输出锅炉的热量）+未完全燃烧的热损失+其它热损失