核电厂主要生产系统要点

核电厂主要生产系统

核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种：

1）压水堆核电厂

这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。

这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。

1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。

2）沸水堆核电厂

这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。

这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。

沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。

3）重水反应堆核电厂

这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。

这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。

1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。

4）石墨气冷堆核电厂

这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。

这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。

前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。

5）快中子堆核电厂

这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。

这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。

快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。

到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。

1压水堆核电厂系统构成

压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

图1.2－1 压水堆核电厂系统原理图

每台压水堆机组都由反应堆－蒸汽发生器－汽轮机－发电机－稳压器－主泵组成。

1、一回路系统及主要设备

一回路系统又称为反应堆冷却剂系统，一回路内的高温高压含硼水流经反应堆堆芯，吸收堆芯核裂变放出的热能；进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给蒸汽发生器二回路侧；再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭环路。

现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统主要由反应堆、冷却剂泵（以后简称主泵）、蒸汽发生器、稳压器和主管道组成。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，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主管道组成。

反应堆冷却剂系统示意图见图1.2-2。

图1.2-2 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统示意图

反应堆主要由压力容器、堆内构件、堆芯和控制棒驱动机构组成；

●反应堆压力容器工作在高压(15.5MPa左右)、高温、含硼酸水介质和放

射性辐照的环境条件下，不仅用于支撑和包容堆芯和堆内构件，还作为一回路冷却剂的重要压力边界，起着防止裂变产物逸出的作用。

●堆内构件主要用于堆芯部件的支承、对中和导向；引导冷却剂流入流出

堆芯；为堆芯内仪表提供支承和导向；保护压力容器，延长其寿命。它主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。

●堆芯（反应堆活性区）的主要作用是建立和维持可控链式核裂变反应，

将燃料核裂变产生的能量大部分转换成热能，并将热能传递给一回路冷却剂。

●控制棒驱动机构是核反应堆安全的重要动作部件，通过它的动作，带动

控制棒组件在堆芯上下抽插，以实现反应堆的启动、功率调节、剩余反应性补偿和停堆操作。控制棒驱动机构主要包括内部钩爪组件、驱动轴组件、耐压壳组件、磁轭线圈组件和位置指示组件等部件。

主管道将冷却剂从反应堆压力容器传送到蒸汽发生器，然后输送到主泵，再

由主泵增压打回反应堆压力容器。每个环路上的主管道段包括热管段（反应堆压力容器到蒸汽发生器部分）、过渡管段（蒸汽发生器至主泵部分）、冷管段（主泵至反应堆压力容器部分）。

主泵作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的冷却剂流量通过堆芯，把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器。现代压水堆核电厂采用最广泛的是立式、单级轴封泵。

蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路和二回路之间的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给二回路，将二回路的给水变成蒸汽，推动汽轮机做功。同时，蒸汽发生器又是分割一回路和二回路介质的屏障，占一回路压力边界面积80%左右的蒸汽发生器传热管壁厚一般只有1mm左右，是一回路压力边界中最薄弱的部分，在运行中极易发生泄漏。因此，蒸汽发生器的质量和性能对于核电厂的安全性和经济性十分重要。目前我国除田湾核电站采用卧式蒸汽发生器外，其它电站均采用立式U型管自然循环蒸汽发生器。

反应堆冷却剂系统还设有稳压与卸压系统，该系统通过波动管线与主管道连接，由稳压器、卸压箱、稳压器波动（膨胀）管线、稳压器喷淋管线、稳压器安全阀、蒸汽排放管线以及汽－气混合物排放管线等部件组成。

稳压与卸压系统的主要功能是建立并维持一回路系统的压力；运行期间补偿一回路冷却剂因温度变化引起的容积变化，限制一回路压力因温度变化引起的波动，避免冷却剂在反应堆内沸腾，并控制一回路升、降压速度。整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器，通过波动管和一个环路的热管段相连。稳压器有气罐式和电加热式两种，现代压水堆核电厂普遍采用电加热式稳压器。

2、主要的安全系统

核电厂的安全系统的功能是限制事故发生后的后果，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。主要的安全系统包括余热导出系统、应急堆芯冷却系统、安全壳、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统、安全壳消氢气系统、蒸汽发生器辅助（应急）给水系统、重要用户中间冷却水系统、应急电源等。这些安全保护系统均采用独立设备和冗余布置，备有事故电源，安全系统可以抗地震和在蒸汽－空气及放射性物质的恶劣环境中运行。简单介绍如下：

（1）余热导出系统

余热导出系统主要功能是把反应堆停堆后的余热热量从反应堆冷却剂系统中传递出去。

余热导出系统主要由余热交换器、余热排出泵以及有关管道、阀门和运行控制所必需的仪器仪表组成。该系统正常运行时，反应堆冷却剂从主管道热段流向余热排出泵，通过余热交换器传热管再返回主管道冷段，热量则通过余热交换器传递到设备冷却水系统中。

（2）应急堆芯冷却系统

应急堆芯冷却系统主要功能是在出现某些事故时，通过注入含中子吸收物质（硼）的冷却剂，冷却堆芯并提供附加停堆能力。应急堆芯冷却系统主要由安注箱、安注泵、离心上充泵、余热排出泵、换料水贮存箱、硼注射箱及有关的阀门、管道组成。

（3）安全壳

安全壳是用于容纳反应堆冷却剂系统和某些安全重要系统的设备，在运行时对冷却剂系统的放射性辐射进行屏蔽，限制泄漏；在一回路或二回路发生泄漏事故时，承受内压并限制泄漏。安全壳还具有抵抗外部事件（飓风、飞射物撞击）保护反应堆的能力。

安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭，主体由预应力混凝土穹顶封闭的立式预应力混凝土筒体构成，内侧覆有起密封作用的碳钢衬里。

（4）安全壳隔离系统

安全壳隔离系统为贯穿安全壳的流体系统提供了隔离手段，将事故后可能释放到安全壳中的任何放射性都包容在安全壳内，保证安全壳泄漏率不超过规定的限值。

安全壳隔离系统主要由安全壳隔离阀和相关管道组成。在某些事故情况下，当安全控制系统发出隔离信号时，这些隔离阀快速关闭，防止放射性物质向周围环境释放。另外，在主蒸汽管道发生破裂时，还能及时隔离蒸汽发生器，防止反应堆冷却剂系统过冷或安全壳超压。

（5）安全壳喷淋系统

该系统的功能是维持安全壳内压力。某些事故发生后，当安全壳内的压力上

升到一定限值，安全壳喷淋泵启动，把含有硼和氢氧化钠的溶液向安全壳内均匀地喷淋，在降低安全壳内温度和压力的同时，溶解安全壳内的放射性碘，减少放射性物质向环境释放的可能性。

安全壳喷淋系统主要由安全壳喷淋泵、喷淋总管道、喷淋添加剂箱、液体喷射器和若干隔离阀及为保证系统运行所需的管道、仪器仪表组成。

（6）安全壳消氢系统

该系统的设计是基于美国三哩岛事故经验反馈的结果。三哩岛事故中，由于氢气大量聚集在安全壳顶部，最后引起氢爆炸，进一步恶化了事故后果。安全壳消氢系统的主要功能是，在发生冷却剂失水事故时，降低安全壳内氢气的含量，防止氢爆。

该系统主要由氢复合器、若干风机、过滤器和相关管路组成。

（7）蒸汽发生器辅助（应急）给水系统。

在二回路的主给水失去的事故情况下，该系统投入使用，向蒸汽发生器供应足够的给水来排出一回路系统的热能。另外，在某些情况下，如小破口失水事故等，该系统也投入使用。

该系统主要由辅助给水泵、除氧水箱、除盐水贮存箱、调节阀、截止阀和相应的管道组成。该系统投入运行时，辅助给水泵将除氧水箱或除盐水贮存箱中的水打入蒸汽发生器中，保持蒸汽发生器的水位能够淹没传热管，防止事故的进一步扩大。

（8）重要设备中间冷却水系统。

该系统的主要功能是向反应堆装置、主泵、反应堆装置的辅助系统、安全系统提供冷却水并导出热量。

（9）应急电源

核电厂每台机组都安装有应急柴油发电机组，正常运行时处于热备用状态，一旦发生失电事故，要求该系统在十几秒时间内启动，自动带上负荷，为反应堆安全系统提供驱动力。

系统的主要设备是应急柴油发电机组。

3、核辅助系统

核辅助系统主要包括化学和容积控制系统、反应堆和乏燃料冷却和处理系

统、三废系统、通风空调系统和核测量控制系统等。

（1）化学和容积控制系统

该系统主要作用有：

●在所有运行工况下维持反应堆冷却剂系统的物质平衡和水质；

●贮存与供应除盐除氧水及氢氧化锂与联氨，调节一回路水化学工况；

●贮存并向安全注入系统和反应堆及乏燃料水池冷却和处理系统提供不

同浓度值的硼酸溶液，控制反应堆反应性；

●向稳压系统供喷淋水，向主泵密封供水并冲洗轴封；

●向稳压器和余热系统泄压阀充水；

●净化溶解在一回路冷却剂中的离子态杂质，净化以晶体状态存在于一回

路冷却剂中的放射性腐蚀物，保证在燃料元件表面没有沉淀物，降低一

回路设备和管道的放射性污染水平；

●处理各种工况下从一回路引出的含硼水，供应高、低浓度硼酸溶液，净

化硼酸溶液等等。

●此外，化学和容积控制系统还起着安全功能。在事故情况下，化学和容

积控制系统可向反应堆冷却剂系统供给含硼酸的冷却剂。

化学和容积控制系统主要有下泄、上充两大子系统。

下泄系统从主回路冷段管道抽出冷却剂，通过下泄控制阀流向再生热交换器，再通过下泄孔板流向下泄热交换器，通过调节阀进入下泄离子交换器（俗称混合床离子交换器）、阳离子交换器、下泄过滤器等进行净化和过滤，最终流到容积控制箱，并在容积控制箱内完成载热剂的除氧。

下泄系统主要由再生热交换器、下泄孔板、下泄热交换器、混合床离子交换器、阳离子交换器、容积控制箱和相关的阀门、管道组成。

上充系统从容积控制箱内取冷却剂，由上充泵打回反应堆冷却剂系统。

上充系统主要由上充泵和相关的阀门、管道组成。

另外，化学和容积控制系统还包括冷却剂补给和化学物质添加系统、一回路冷却剂净化和处理系统等。

冷却剂补给和化学物质添加系统主要由化学水箱、硼水贮存箱、化学试剂补给箱、加药泵、硼酸过滤器、硼注射箱和相关的阀门、管道等部件组成。

（2）反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统

与火电厂不同，核电厂使用过的燃料不会立即运出，将被从堆芯转至乏燃料水池。在那里被冷却和降低放射性水平。反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统的主要功能是降低乏燃料水池内燃料元件的剩余热量；在所有工况下导出乏燃料水池内乏燃料余热，充注乏燃料水池；在换料和停堆检修时，不能利用余热排出系统时，可利用辅助冷却系统来冷却堆芯；堆芯换料时排空反应堆竖井、堆内构件及水封闸板间腔室或向其充水，保持乏燃料水池的水质并降低放射性；在发生事故时，它向反应堆安全壳喷淋系统和安全注入系统提供足量的硼酸溶液。

该系统主要由输水泵、冷却器、排水泵、集流母管和排水管线组成。

（3）三废处理系统

①废气处理系统

废气处理系统主要是用来控制排放废气中放射性惰性气体和气溶胶的含量，使气体流出物的放射性含量符合国家规定的排放定值。通过吸附或压缩贮存的方式使废气中放射性物质在特定的容积内自然衰变，测得废气的放射性合格后，通过过滤、除碘、空气稀释后排向烟囱，达到保护环境的目的。

②废液处理系统

废液处理系统对含有放射性的液体废物进行处理，保证向环境排出的废液达到排放标准。它通过蒸发或过滤的方式对废液进行放射性分离，得到的低于排放浓度限值的液体可直接向环境排放，而得到的少量放射性浓缩液或过滤后的放射性废树脂采用水泥固化、深埋的处理方式，以达到保护环境的目的。

③固体废物处理系统

固体废物处理系统对核电站产生的放射性固体废物（废中子测量通道、放射性污染的废检修工具、更换下来的放射性高效过滤器、个人防护用品、被放射性污染的建筑材料和保温材料、液体废物固化体灯）进行处理。通常采用分拣、减容、固定、固化等办法使放射性固体废物形成易运输，易加工、性能稳定的物体，以便于在后处置场对其进行后处理。

有些电站三废处理系统还包括硼回收系统、放射性废液排放系统以及流水排放系统等。

（4）通风空调系统

通风空调系统的主要功能是为重要设备和人员提供足够的冷却能力和空气循环的能力，保证重要设备的正常运行，保持或改善人员的工作环境，并降低事故情况下放射性外泄的可能性。

通风空调系统一般有控制棒驱动机构风冷系统、反应堆堆坑的通风系统、安全壳内的连续通风系统、安全壳内的空气净化系统、核燃料厂房通风系统、核辅助厂房通风系统、汽轮机厂房通风系统、主控室空调系统、上充泵房应急通风系统、辅助给水泵房通风系统、主要厂用水泵站通风系统、废物辅助厂房通风系统、安全注入和喷淋泵电机房通风系统等。

（5）核测量控制系统

为了预防事故的发生，保证反应堆在既定参数下安全稳定运行，就必须监测反应堆中核裂变的情况，并给予必要的干预手段进行调整。

用于监督如堆功率、堆周期、中子通量分布等情况的系统统称为核测量系统。

用于调节的系统称为核控制调节系统，核电厂控制调节系统包括堆功率调节系统、稳压器控制系统、蒸汽发生器水位控制系统和蒸汽排放控制系统等。

4、常规岛系统

压水堆核电厂的常规岛部分主要包括二回路系统（汽轮机发电机系统）、循环水系统、电气系统及厂用电设备。

核电厂常规岛的系统和设备与火力发电厂相类似，主要区别在于：

（1）核电厂常规岛系统某些设备和系统也涉及核安全要求，因此，对制造、安装和运行等有更高的要求；

（2）核电厂的主蒸汽采用中参数的湿蒸汽，压力和温度较低，为了获得大功率，只能增加主蒸汽的流量，因此核电厂的主蒸汽流量比火力发电机组大。由于二回路温度压力较低，其压力边界的选材与常规火电站不同。

（3）由于中参数湿蒸汽经汽轮机高压缸做功后，湿度提高，核电厂汽轮机在热循环中增加了汽水分离再热系统，这是核电厂与火力发电厂在常规岛部分的明显不同之处。

2重水堆系统简介

加压重水反应堆（PHWR）是由加拿大经多年研究发展而成，它采用天然二氧化铀作为燃料，重水D

O作为慢化剂和冷却剂。燃料元件置于水平设置的压力管

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内，反应堆两端面各有一台装换料机，可实现不停堆换料。反应堆的控制采用垂直插入的多种中子吸收反应性控制装置来完成。我国目前秦山三期有两台CANDU6加压重水堆核电机组（728MWe）正在运行。

PHWR堆主要由慢化剂系统、一回路热传输系统、停堆冷却系统、专设安全系统、安全支持系统和供电系统等组成。

慢化剂系统在低温低压下运行并单独冷却，它与一回路热传输系统冷却剂完全隔离。在慢化剂系统重水中会产生相当大量的氚。氚的放射性较强，其经济价值也很高，从经济和安全性考虑，都要对氚进行严格的监测。

一回路热传输系统的最主要特点是用几百根压力管在堆芯内容纳高压冷却剂，而不是一个单一的压力容器。在600 MWe－PHW反应堆中的分为两个独立的“8”字形冷却剂环路，每个环路包括两台泵，四个集管（两个入口集管和两个出口集管），两台蒸汽发生器和大量热传输支管和燃料通道，见图1.2－3。

图1-5 加压重水反应堆流程图

停堆冷却系统在停堆后为燃料和一回路热传输系统提供冷却，并在低温条件下持续长期运行。该系统主要由位于反应堆一端的一台泵和一台蒸汽发生器组成，两个热传输回路的入口集管和出口集管之间互相连接。

专设的安全设施有：1号停堆系统、2号停堆系统、应急堆芯冷却系统和安全壳系统等。

●1号停堆系统主要采用28根镉棒加载，镉棒受重力作用并在弹簧辅助下

落入堆芯。在要求停堆时，这系统切除吸收棒抓钩的供电，使吸收棒落

入慢化剂中。

●2号停堆系统通过6个水平放置的管嘴迅速将硝酸钆浓溶液注入慢化剂，

2号停堆系统独立于1号停堆系统，功能上具有多样性，实体位置是隔

离的。

●应急堆芯冷却系统由三个阶段组成，高压阶段利用气体压力将水从位于

反应堆厂房外的水箱注入堆芯；中压阶段用应急堆芯冷却系统的回收泵

将位于反应堆厂房内的喷注水箱的水注入堆芯；低压阶段用泵将已收集

在反应堆厂房地坑的水经应急堆芯冷却热交换器注入堆芯。

●安全壳系统由带环氧树脂内衬的混凝土安全壳结构（包括自动触发的喷

注系统和空气冷却器的热阱），过滤排风系统，出入气密闸门，安全壳

延伸部分和自动触发的安全壳隔离系统组成。

安全支持系统包括应急供水系统、应急供电系统、厂用水系统、仪表空气系统和第一组供电系统。这些辅助设施置于厂区内较远的区域，作为其它系统的备用系统，尤其是地震时。应急供水系统在应急状态下，向一回路热传输系统、二次侧冷却回路、应急堆芯冷却系统热交换器供水。应急电源向应急水供给泵和阀供电，此外，它作为替代电源，向应急堆芯冷却泵和某些应急堆芯冷却系统阀门以及操作员在第二控制区远距离控制的其它安全和控制系统供电。

供电系统分为4级：I、II、III和IV级，系统级别与断电有关。专设安全系统，设备保护和工艺考虑对供电允许断电和可接受断电提出了不同要求。在安全线路设计中采用专门的措施，来保证任一安全系统内所有通道之间被隔离。这种隔离措施适用于设备间，电缆布线和电力供应。此外，对于安全相关的线路，在反应堆厂房内采用两路分隔的电缆线路。

3高温气冷堆系统简介

高温气冷堆是一种安全性好、可用于高效发电和高温供热的先进核反应堆，是国际核领域第四代核能系统中六种备选堆型之一。目前在我国山东省正在建设高温气冷堆示范工程（简称HTR－PM）。

HTR－PM采用两堆带一机的设置，即电站由两座反应堆组成，每座反应堆接一蒸汽发生器，每座反应堆有独立的二回路系统，包括：给水泵、给水调节阀、给水隔离阀、主蒸汽隔离阀和主蒸汽安全阀。两座反应堆共用蒸汽－电力转换系统，包括：启动-停堆回路、汽轮机/发电机系统等，见图1.2－4。

图1.2－4 高温堆核岛系统图

整个电站由一回路系统、专设安全设施、仪控及剂量监测系统、电力系统、辅助系统、蒸汽电力转换系统等组成。

一回路系统由反应堆和蒸汽发生器及主氦风机组成，反应堆和蒸汽发生器及主氦风机分别布置在反应堆压力容器、蒸汽发生器壳体两个压力容器内，其间用热气导管壳体相连接，构成“肩并肩”的布置方式，安装在混凝土屏蔽舱室内。

专设安全系统主要有包容体系统、余热排出系统、隔离系统、蒸汽发生器事故排放系统。

核岛辅助系统主要包括燃料装卸与贮存系统、一回路压力泄放系统、氦净化与氦辅助系统、气体采样与分析系统、屏蔽冷却水系统、设备冷却水、厂用水、放射性废物处理、反应堆厂房通风空调系统等。

仪、控及剂量监测系统主要包括主控制室和备用停堆点、反应堆保护系统、反应堆控制系统、核测量系统、过程测量系统、地震监测系统、辐射和剂量监测系统、主控制室报警系统、核岛通信系统、核岛信号接地系统等。

HTR－PM 电力系统由厂外电力系统和厂用电系统组成。

4 AP1000核电站简介

AP1000是美国西屋电气公司设计开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电站，是当今世界上最先进的“第三代”核电技术的代表。它的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造。它在全世界第一次将进一步提高核电的安全性和经济性很好的统一起来，在批量建设的条件下，在经济性上具有与传统火电相比的竞争能力。

下面对AP1000的几个主要系统及模块化建造进行简单的介绍：

1、AP1000反应堆冷却剂系统

AP1000反应堆冷却剂系统的主要功能与传统压水堆核电站的功能要求相同，因而两者的设计基准、主要设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也基本相同。但由于AP1000安全系统的非能动化，降低了冷却剂系统及其相连系统的某些安全功能的要求，因而在冷却剂系统及其设备的设计上均有许多不同的特点。

AP1000一回路由2个环路组成，每一个环路由一台蒸汽发生器、一条热段主管道、两条冷段主管道和两台主泵组成，另有一台稳压器连接到其中一个环路

的热管段，见图1.2－5所示。

图1.2－5 AP1000一回路布置

1）反应堆压力容器

AP1000反应堆压力容器是基于西屋公司三环路压力容器的设计改进而成，由上封头、上筒体、下筒体、过渡段、下封头组成，采用低合金钢（SA－508 Grade3 Class1）锻件和板材制造，筒体壁厚203mm，内部带有5.6mm厚的奥氏体不锈钢（308L）堆焊层。下封头、过渡段、下筒体和上筒体焊接在一起。下封头上没有贯穿件，堆芯中子测量仪表从上封头引入，减少了下封头贯穿件失效引起的堆芯损坏风险。此外，为了简化反应堆换料过程，AP1000采用一体化堆顶结构。

2）反应堆冷却剂泵

主泵采用无轴封泄漏的屏蔽式主泵，入口直接焊接在蒸汽发生器底部，出口连接到冷段主管道上。这种结构设计取消了主泵与蒸汽发生器之间的冷却剂管道，降低了环路的压降，简化了蒸汽发生器、泵和管道支承系统。并且由于没有轴密封装置，消除了因轴密封失效导致失水事故的可能性，从而大大提高了安全性，也减少了泵的维修工作量。

泵电机是一个立式、水冷、鼠笼感应式电机，通过螺栓与主泵壳体法兰连接，不需要其它支撑结构。主泵的水力部件（包括叶轮、扩压片以及与扩压片相连的结构）直接安装在电机单元上，中间没有联轴器，检修屏蔽泵时随同电机模块一同拆卸。

屏蔽式主泵相对于传统的轴封式主泵，在维持反应堆冷却剂系统压力边界完整性方面具有独到的技术优势，能够显著减少核电站失水事件的发生频率。AP1000屏蔽式主泵结构图，见图1.2－6。

图1.2－6 主泵结构图

3）蒸汽发生器

AP1000采用2台典型的直立式带有一体化汽水分离器的倒U型管自然循环蒸汽发生器，传热面积接近125000ft2（11500m2），垂直支撑由单根立柱承担。

AP1000蒸汽发生器的主要技术特点有以下几点：

蒸汽发生器的U型传热管采用三角形排列，三叶状孔（梅花孔）支撑板

改进了防振条工艺；

●U型传热管采用镍－铬－铁合金690热处理管；

●管板上的传热管采用全深度液压胀管，最大限度地防止二回路水进入传热管与管板之间的缝隙；

●蒸汽发生器在全挥发处理二次侧水化学条件下运行；

●采用一体化的汽水分离器；

●采用椭圆形的一次侧下腔室，便于机器人工具进出和维护保养。

●蒸汽发生器下封头直接与两台主泵的壳体相连接

4）主管道

AP1000反应堆冷却剂系统有两个环路，每个环路上有1条内径为31寸的热段管道和2条内径为22寸的冷段管道；其中一个环路上接有1条螺旋形稳压器波动管线。

与传统压水堆相比，AP1000主管道的设计在安全方面有两个较突出的优点：

●稳压器波动管的布置更加合理，有利于减少影响主管道寿命的热分层现象。

●AP1000反应堆冷却剂系统应用了LBB（先漏后裂）设计准则，其设计理念更加先进，简化了一回路的支撑设计，不仅有利于在役检查，而且有利于防止大失水事故的发生。

5）稳压器

AP1000稳压器采用传统压水堆成熟技术，结构简单，由直立式筒体和上下封头组成，容积增大到约59m3。由于稳压器容积率增加，AP1000相应的瞬态响应能力增强，可以减少停堆事件发生频率，并有利于限制事件发展。

2、AP1000非能动安全系统

AP1000的非能动安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、安注和自动降压系统、余热排出系统和安全壳冷却系统等。

与传统的压水堆安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。通过这些设计，AP1000机组的安全性得到了显著

的改进，其堆芯熔化概率为3×10-7/堆年，远低于美国核电用户要求文件（URD）要求的1×10-5/堆年。

非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与同样容量的传统核电站设备相比，AP1000 的阀门、管道、电缆、泵、抗震厂房容积分别减少了50％、83％、87％、36％和56％，节省了所需的大宗材料和现场劳力。

3、安全壳系统

AP1000的安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。安全壳及内部结构剖面图见图1.2－7。

AP1000与当前运行电站相比，安全壳机械贯穿件的数量大大减少，正常隔离阀处于关闭状态的比例更高。正常打开的隔离阀也是故障自动关闭的。

图1.2－7 安全壳

4、仪表和控制系统

AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。

5、模块化建设

核电厂的模块化设计是将核电厂的整体系统结构，包括它们的支撑和部分土建结构，根据其组成的特点，切割成若干可以在工厂中进行加工制造的模块，如设备模块，管道模块，结构模块，土建模块等，将这些模块在工厂完成预制，然后利用各种交通工具将其运抵现场，实施安装。模块化建设能够有效地降低核电厂的建设造价，缩短建设周期，提供经济性。

AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。

通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。

5 EPR核电系统简介

EPR 是法马通和西门子公司联合开发的第三代压水堆核电站。EPR保持了压水堆技术的延续性，采纳了法、德两国最新投入运行的N4和Konvoi反应堆所应用的新技术，与传统的压水堆型相比，它达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准，并提高了核电的经济竞争力，EPR的电厂效率能达到36%～37%，发电成本将比N4系列低10％。

EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年。EPR为双层安全壳设计，内层为直径46.8米、高度57.5米的预应力混凝土，外层采用加强型的钢筋混凝土壳抵御外部灾害，内、外层的厚度都是1.3米，内外之间为环行空间，相距1.80米。内层安全壳带有防泄漏的金属衬里覆面。2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。

EPR主设备包括:一台反应堆压力容器、四台蒸汽发生器、四台主泵、一台稳压器以及相互之间连接的主管道。

1、反应堆压力容器

EPR反应堆压力容器由顶盖、筒体和球形下封头组成，设计寿期60年，由锻造的铁素体钢16MND5制造，重409t，长11m，直径约6m，环形锻件，无纵向焊缝，活性区无焊缝。大型焊缝的数量和几何尺寸减少，上部筒体为整体锻件机加工而成，法兰与接管段壳体是一体的，法兰与接管段之间焊缝减少再加上管嘴可调节式设计，这样就增加了管嘴到堆芯顶部的垂直距离，因此在假设冷却剂丧失下，操纵员将有更多时间应对堆芯裸露危险。压力容器下部有堆芯高度的圆筒形部分、过渡段及球形下封头组成。因为堆芯内仪表由压力容器顶部上封头引入，因此下封头没有任河贯穿件通过。整个内表面堆焊奥氏体不锈钢覆盖层，为减少腐蚀产物放射源项，规定堆焊材料的残余钴含量低，小于0.06%。在设计寿期末RPV材料延脆性转变温度RT

要求仍低于30℃。压力容器的设计便于在役检查

NDT

期间进行无损检验，特别是其内表面是可接近的，允许从内部对焊接接头进行100%的目视及超声波检查。

2、蒸汽发生器

EPR也采用U形管束立式蒸汽发生器，装备有自然循环热交换器及轴向节能器。单位重量约539t，长约25m，直径约6m。蒸汽发生器下封头采用一体锻制而成。EPR蒸汽发生器增加了热交换面积并采用轴向节能器，因而饱和蒸汽压力能够达到7.8MPa，而且电厂效率能达到36%～37%。管束材料采用因科镍690合金，钴含量平均值低于0.015%，管束围板由18MND5钢制成的。

3、稳压器

EPR稳压器重150t，长14m，直径3m。所有的稳压器边界部件，除加热器贯穿件外，都是铁素体锻钢制成，并有两层堆焊覆面。钢的等级同反应堆压力容器。加热器贯穿件采用不锈钢材料，焊接材料为因科镍合金。稳压器由一组焊在本体上的支架支撑。侧向的限制器可以防止稳压器在假想地震或事故中发生摆动。EPR 在稳压器封头和阀门之间设有一层楼板，便于加热器更换并降低阀门维修时的辐射剂量。

EPR 稳压器设计寿命60年。

核电厂主要生产系统

核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂 这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。

这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

核电站电源系统

核电站电源系统 编写：杜继伟 审查：刘光清 2007-2-12 -I-

目录 第1章核电站电源系统 (5) 1.1 核电站电源系统综述 (5) 1.2 6.6KV电源系统 (5) 1.2.1 6.6KV供电电源 (5) 1.2.2 机组正常运行时的6.6KV电源配置 (5) 1.2.3 6.6KV供电电源切换 (6) 1.2.4 6.6KV供电电源容量与使用要求 (6) 1.3 380V电源系统 (7) 1.3.1 0LHX柴油发电机 (7) 1.3.2 0LHY柴油发电机 (8) 1.3.3 0LHZ柴油发电机 (8) 1.4 蓄电池组 (9) -IV-

第1章 核电站电源系统 1.1 核电站电源系统综述 核电站电源系统有26KV 电源系统、220KV 电源系统、500KV 电源系统、6.6KV 柴油机电源系统、380V 柴油机电源系统以及蓄电池电源，其中26KV 电源系统、220KV 电源系统、500KV 电源系统、6.6KV 柴油机电源系统和380V 柴油机电源系统为交流电源，而蓄电池电源为直流电源。 1.2 6.6KV 电源系统 岭澳核电站可以为6.6KV 母线供电的电源系统有26KV 电源系统、220KV 电源系统、500KV 电源系统和6.6KV 柴油机电源系统。 1.2.1 6.6KV 供电电源 核电站6.6KV 供电电源一共有四路： 1. 发电机→GSY 负荷开关→厂变A/B →所有6.6KV 母线供电。 2. LHP/LHQ/LHS 柴油机为LHA/LHB 母线供电。 3. 500KV 电网→GEW 超高压断路器→主变→厂变A/B →所有6.6KV 母线 供电。 4. LGR 可以为除了LGE 以外的所有6.6KV 母线供电。 其中，1、2路电源为内电源，3、4路电源为外电源。核电站6.6供电线路图如下图所示： 风田 坪山GEX001AP 负荷开关GEV101/201/301TP 500KV 电网GEW －JA GEV 001TS GEV 002TS LGE001TB LGA001TB LGB001TB LGC001TB LGD001TB 9LHT003AR LHA001TB LHB001TB LGE 001JA LGA 001JA LGB 001JA LGC 001JA LGD 001JA LGB 102JA LGC 102JA 0LGR 121JA 0LGR 221JA 9LGR 101JA 9LGR 201JA 0LGR001JS LHA 001JA LHA 002JA LHA 003JA LHB 001JA LHB 002JA LHB 003JA LHP LHQ 9LGJ001TB 岭澳6.6KV 供电简图9LGI001TB 1.2.2 机组正常运行时的6.6KV 电源配置 机组正常运行时，由发电机→GSY 负荷开关→厂变A/B →为所有6.6KV 母线

综述核电厂现状及发展以及个人对核电厂的认识和理解

个人对核电厂的认识和理解 从上世纪五十年代开始发展的核电到现在为止已经走过了六十多个年头，发展的道路当然是不平坦的，经过三里岛事故和切尔诺贝利核泄漏事件以及近期的日本福岛核泄漏事故，我们都可以看得到，核电拥有的不仅仅是经济、环保等优势，也存在着一定的危险。下面我们将一起走进世界核电发展史，探讨核电现状，以及本人对于核电的陋见。 （一）、世界核电发展史： 第一、高速发展阶段：上世纪６０年代中期至８０年代初，全世界共有２４２个核电机组投入运行，属于“第二代”核电站（上世纪60年代，陆续建设30万千瓦及以上的压水堆、沸水堆、重水堆核电站）。受石油危机的影响，以及核电的经济性和环保性，核电经历了一个大规模高速发展阶段，鼎盛时期平均每１７天就会有一座新核电站投入运行。 第二、减缓阶段：上世纪８０年代初至本世纪初，１９７９年的美国三里岛核电站事故、１９８６年的苏联切尔诺贝利核泄漏，使得全球核电发展迅速降温。从这时候开始，人们开始重新评估核电的安全性和经济性。为确保核电站的安全，世界各国加强了安全设施，制定了更严格的审批制度，我们知道切尔诺贝利核电站会发生如此严重的

事故其实和当时的核岛的结构有很大的关系，那时候是缺少安全壳这一结构的。 第三、复苏阶段：２１世纪以来，随着世界经济的复苏、越来越严重的能源危机和对环境的重视，核能凭借其作为清洁能源的优势而重新受到青睐。同时，经过多年的技术发展，以及安全措施的保证实施，核电的安全可靠性进一步提高，世界核电的发展开始进入复苏期，世界各国制定了积极的核电发展规划，法国核电发电比例甚至达到了80%，欧美各国加快发展核电。以美国、欧洲、日本为主开发的先进轻水堆核电站，即“第三代”核电站（以美欧开发“先进轻水堆”，美国以AP-1000型为代表），取得重大进展。 （二）中国核电建设历程 1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。主要内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。 2001年4月19日报道，核电专用电缆在天津诞生，核二院等单位研制1E级K3类电缆通过专家鉴定，国内首家寿命达到50年；2001年5月17日报道，我国新一代、第一座高温气冷核反应堆在京建成。世界最新技术，继美、英、德、日后第五个掌握的国家，是世界上第一个在首都建电站的国家。 2004年7月，我国共有9台核电机组投入运行，装机容量701 万千瓦。占总装机容量的1.6%。

核电厂系统及设备课程设计

第一章概论 1.1 国际国内核电概况 能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源供应结构方面看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。此类能源为不可再生能源，且在作为能源利用的过程中，对生态环境造成污染。对于煤、石油、天然气来说，它们还是很好的化工原料，应用于化工生产过程中，能够创造出更大的效益。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现受控核聚变，并从海水中提取氚加以利用，就会根本上解决能源供应的矛盾。 我国秦山三期为重水堆，秦山一期、二期，大亚湾，岭澳，田湾均为压水堆。其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆（LMFBR) 。 我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。 1.1.1 人类能源结构三次重大的演变： 18世纪60年代：煤炭逐步替代了木柴； 20世纪20年代：煤炭转向石油和天然气； 20世纪70年代：石油、天然气，煤，核能和再生能源等多种能源结构； 21世纪主要能源：核能 1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。 1954～1960年：试验阶段； 1961～1969年：实用化阶段； 1969年至二十世纪70年代末：大发展阶段； 二十世纪80年代至二十世纪末：低潮阶段； 二十一世纪开始：复苏阶段 1.1.3 2009年底世界核电统计

核电厂系统与设备一回路复习题

核电厂系统与设备一回路复习题 绪论 简述压水堆核电站基本组成及工作原理？基本组成：以压水堆为热源的核电1、 站。主要由核岛（）、常规岛（）、电站配套设施（）三大部分组成。 工作原理： （一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水（冷却剂）把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。 一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器 （二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。 1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）； 2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为 饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变； 3、汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。 4、发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。能量传递过程为：裂变能→热 能→传递→机械能→电能。 厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5 ）厂房的识别定义：厂房的识别一般用3 个符号来表示。第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属 2、

于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机

表示该设备属于哪台机组，哪个系统。后 5 个符号为设备组符号，表示是什么设 备及设备的编号。 （L —字母， N —数字） 第一章 1、压水型反应堆由哪几大部分组成？ 反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2、控制棒组件按材料和功能各如何分类？其作用如何？ 控制棒组件按材料分类： （ 1）黑棒组：由 24 根吸收剂棒组成，吸收能力强； （2） 灰棒组：由 8 根吸收剂棒和 16 根不锈钢棒组成，吸收能力弱。采用一部分灰棒 束控制组件是为了使功率分布均匀，避免局部中子注量率畸变过大。 按在运行中的用途分类： 控制棒组件可分为功率调节棒、 温度调节棒和停堆棒三 类，每类又分为若干组。 正常运行时， 功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度， 用于调节反应堆功率； 温度调节捧在堆芯上部一定范围移动， 用于控制冷却剂温 度的波动；停堆棒用于事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。 3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么？ 可燃毒物功能： 新堆第一次装料的后备反应性过大， 为了保证慢化剂温度系数为 负值，其硼浓度又不能过高，所以装入 66 束具有较强吸收中子能力的可燃毒物 组件。他们在第一次换料时全部取走。 中子源组件功能： 用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平， 使堆外3、 组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表 示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。 房间的识别定义： 房间的识别一般用三个数字符号来表示， 第一个数字表示楼层， 第二、三个数字表示房号。 设备的识别符号如何定义？ 设备识别用 9个符号来表示。这 9个符号又 分为两个大组，前 4 个符号为功能组符号，

核电厂系统与设备电子书思考题

第二章压水堆核电厂 从电能生产的观点看，压水堆核电厂有那些部分组成？各自作用是什么？ 从热力循环的观点看，压水堆核电厂有几个回路组成？各自作用是什么？ 与沸水堆电厂相比，压水堆核电厂热力循环有何特点？这样做有何利弊？ 核电厂的厂址须满足什么要求？ 核电厂厂区分哪几部分？平面布置应考虑哪些因素？ 核电厂主要有哪些厂房？ 什么叫T形布置？什么是L形布置？各有何利弊？ 核电厂系统和设备及构筑物的安全分级、抗震分类、质保分组是如何规定的？ 解释名词：多道屏障；纵深防御；单一故障准则；安全功能。 第三章反应堆冷却剂系统与设备 为什么一回路系统的压力选得那样高？ 试述稳压器的工作原理。 轴封式反应堆冷却剂泵是如何解决冷却剂沿轴的泄漏问题的？ 为什么一回路运行在160℃以下时应投入余热排除系统？ 什么是汽蚀？它对泵的工作有何危害？如何防止发生汽蚀？ 什么是比转数？一台泵有几个比转数？ 按比转数范围划分，反应堆冷却剂泵属于那一类？其特性曲线有何特点？ 蒸汽发生器二次侧工质的流程如何？为什么给水环作成倒“J”形？沿给水环周向给水分配均匀吗？循环倍率对传热、流动和汽水分离效果有哪些影响？ 为应付断电事故，一回路系统及设备设计上采取了哪些措施？ 解释名词： 无延性转变温度；必须汽蚀余量；可用汽蚀余量；比转数；循环倍率。 第四章一回路主要辅助系统

为什么一回路运行在160℃以下时应投入余热排除系统？ 现代核电厂化容系统对于降低放射性水平效果如何？为什么？ 为净化一回路水,化学和容积控制系统采取了那些措施? 设备冷却水系统在何种工况下的负荷最大？为什么? 利用硼酸进行反应性控制有何特点和局限？ 化容系统是如何实现容积控制的? 反应堆停闭3个小时了,这时剩余发热由什么系统带走? 核岛的最终热阱是什么?废热如何排到热阱? 用于正常停堆后余热排出的系统有哪些？ 现代压水堆核电厂停对后热量排出系统由哪些? 第五章专设安全设施系统 专设安全设施系统在设计上有何特殊要求？ 对于设计基准事故，安全注入系统的设计的验收标准有哪些？ 发生大破口失水事故后，安全注入系统有哪些响应？为什么要采用冷-热端同时再循环注入？ 什么是非能动系统？采用非能动系统对安全设施系统设计有何意义？ 发生失水事故后安全壳内氢气的来源有哪些？如何控制安全壳内氢浓度？ 专设安全设施系统设计中，为保证管线打开或关闭成功，往往采用什么办法？ 简述辅助给水系统的功能、设置、动力源特点。 安全壳喷淋系统的作用、系统设置、启动条件和运行方式。 第六章核电厂热力学

核电厂系统与设备知识点doc资料

核电厂系统与设备知识点 2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组 我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。 在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。 坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作” 我国确定发展压水堆 核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。 常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。 配套设施：除核岛、常规岛的其余部分。 压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的： 1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。 2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量形态的转变；3）汽轮机：将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能； 4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。 大亚湾核电厂共有348个系统 核电厂平面布置原则：a.区分脏净,脏区尽可能在下风口;b.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉;c.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.d.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房. 布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区 核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置： T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。 L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。 我国采用T型布置。 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准 安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态； 2 停堆后余热导出； 3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质释放不超过容许值。 确定某物项对于安全的重要性有：确定论方法；概率论方法。 安全分为四级 1 安全一级：一回路承压边界所有部件；选用设备等级一级，质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。 2 安全二级：余热去除、安注和安喷系统。 3 安全三级：辅助给水；设备冷却水；乏燃料池冷却系统；为安全系统提供支持的系统和设施。 4 安全四级：核岛中不属于安全三级以上的，但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。 抗震分为一、二类和非抗震类（NA）： 抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。 安全一、二、三级和LS和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量后确定的。 抗震二类的表明设备的设计要满足能承受运行基准地震（OBE）引起载荷要求。 在美国，抗震I类设备必定是安全级设备，而对非安全级设备也可以提单独的抗安全停堆地震要求。 核电厂的安全设计中辐射防护应遵循：正常运行工况下反射性排放低于预定限值，对环境与公众的影响可以忽略不计；导致高辐射计量或放射性物质大量释放的事故概率要低，而发生概率较高的辐射后果要小。 纵深防御要贯彻到核电厂的全部活动中。核电厂提供多层次的设备和规程，用以防止事故、或在未能防止事故发生时实施适当的防护，保证核电厂的安全。 五道相继深入而又相互增援的设计防御措施： 第一道防御：考虑对事故的预防，核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的 第二道防御：防止运行中出现的偏差发展成为事故。设置可靠的保护装置和系统。探测妨碍安全的瞬变，完成适当的保护动作第三道防御：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。 第四道防御是应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理尽量低。 第五道防御：应急计划；万一发生严重事故造成放射性大量外逸时，对附近居民实行隐蔽、疏散、供给药物、封锁食品，使放射性物质释放带来的损害减小到最小 制定事故应急响应预案的目的是：在核电厂发生事故时，采 精品文档

核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题

一、填空题（共20分，每题2分） 得分 1.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。 2.反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。 3.压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。 4.燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。 5.蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。 6.稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。 7.放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用，这是硼回收系统的任务。 8.专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。 9.安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。 10.反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。 11.核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。 12.核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。 13.核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。 14.燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。 15.堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构 16.阻力塞棒是封闭的不锈钢管，其长度较短，约20 cm 17.大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为__ Ag-In-Gr(银-铟-镉)___，灰棒材料为___不锈钢__，控制棒驱动采用___电磁步进式______方式； 18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的__立式自然循环U型管蒸汽发生器； 19.天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235 ； 20.反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵； 21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80％左右; 22.压水堆核电厂使用较广泛的有三种: 立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环

核电站系统三个回路

核电站系统三个回路 一回路：反应堆冷却剂（硼水）在主泵的驱动下进入反应堆，流经堆芯后从反应堆容器的出口管流出，进入蒸汽发生器，然后回到主泵，这就是反应堆冷却剂的循环流程（亦称一回路流程）。 二回路：在循环流动过程中，反应堆冷却剂从堆芯带走核反应产生的热量，并且在蒸汽发生器中，在实体隔离的条件下将热量传递给二回路的水。二回路水被加热，生成蒸汽，蒸汽再去驱动汽轮机，带动与汽轮机同轴的发电机发电。 三回路：作功后的乏蒸汽在冷凝器中被海水或河水、湖水冷却水（三回路水）冷凝为水，再补充到蒸汽发生器中。以海水为介质的三回路的作用是把乏蒸汽冷凝为水，同时带走电站的弃热。 核电站主要设备：核反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主冷却剂泵、汽轮发电机机组。

1、压水堆核电站 以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。 在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。 2、沸水堆核电站 以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。 沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。 沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。 3、重水堆核电站 以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。 重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。 4、快堆核电站 由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。 目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。

核电厂系统与设备-复习题

一、词汇简写与翻译 1、聚变fusion 裂变fission 2、安全壳Containment Structure 3、包壳Cladding 4、控制棒Control Rods 5、压力容器Reactor Vessel 6、汽轮机Turbine 7、冷凝器Condenser 8、RCP反应堆冷却剂泵Reactor Coolant Pumps 9、SG 蒸汽发生器Steam Generator 10、SFR 钠冷快堆系统Sodium Cooled Fast Reactor System 11、LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System 12、GFR气冷快堆系统Gas Cooled Fast Reactor System 13、VHTR超高温堆系统Supercritical Water Cooled Reactor System 14、MSR熔盐堆系统Molten Salt Reactor System 15、RPV 反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel 16、IAEA 国际原子能组织International Atomic Energy Agency 17、EPR 欧洲压水堆European Pressurized Reactor 18、ABWR先进的沸水反应堆Advanced Boiling Water Reactor 19、PWR 压水堆Pressure Water Reactor 20、BWR沸水堆Boiling Water Reactor 21、CEFR 中国实验快堆China Experiment Fast Reactor 22、DOE 美国能源部Department of Energy 23、NRC 美国核管理委员会Nuclear Regulatory Commission 24、CNNC 中国核工业集团总公司The China National Nuclear Corporation 25、CGN 26、CSS安全壳喷淋系统Containment Spray System 27、RCS 反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System 28、OBE 运行基准地震Operating Basis Earthquake 29、DBA 设计基准事故Design Basic Accident 30、QA质量保证Quality Assurance 31、ASME美国机械工程师协会American Society of Mechanical Engineers 32、CVCS化学和容积控制系统Chemical and Volume Control System 33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up 34、RHR 余热排出系统Residual Heat Removal 35、CCWS/RRI 设备冷却系统Component Cooling Water System 36、ESWS/SEC 重要厂用水系统Essential Service Water System 37、PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment 38、WTS 废物处理系统Waste Treatment System 39、热管段：hot leg 冷管段：cool leg 40、PPM 百万分之一Parts Per Million 41、RX：安全壳厂房 KX：燃料厂房及换料水池

核电厂系统与设备复习题

《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入） 核岛 1.核能有何特点是什么？ 特点1：核能具有很高的能量密度 特点2：核电是清洁的能源 特点3：核能是极为丰富的能源 特点4：核电在经济性具有竞争力 特点5：核电的安全性具有保障 2.压水堆核电厂的基本组成是什么？与火电厂的对应关系是什么？ 压水堆核电站分为三大部分：核岛（NI）常规岛（CI）电站配套设施（BOP） 3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 辐射防护目标；确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限 值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA) 技术安全目标；防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果 4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御 5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系？ 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。 6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类？ 热屏蔽 设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。 生物屏蔽 一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区 二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备 辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射 工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽 7.反应堆冷却剂系统的功能是什么？为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么？ 1可控的产生链式裂变反应 2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 3产生蒸汽 4第二道实体屏障，包容放射性物质 组成：反应堆压力容器 控制棒驱动机构的压力外壳 主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段） 蒸汽发生器一回路侧 主冷却剂泵 稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管） 与辅助系统相连的管道和阀门 8.反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。反应堆是核电站的核心设备，整个核电站的安全和经济性能与其密切相关。 9.主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？

核电生产工艺及控制系统概述

核电 什么是核能 世界上一切物质都是由原子极成的，原子又是由原子核和它周围的电子极成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。这里所说的核能是指核裂变能。核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成：铀-235 含量0.71%，铀-238 含量99.28%，铀-234 含量0.0058%。 铀-235是自然界存在的易于収生裂变的唯一核素。 当一个中子轰击铀-235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，幵放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀-235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？请记住一个数字，即1千兊铀-235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 核反应堆原理 反应堆是核电站的兲键设计，链式裂变反应就在其中迚行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。

压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收了核裂变产生的热能以后流出反应堆，迚入蒸汽収生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去収电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽収生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 什么是核电站 火力収电站利用煤和石油収电，水力収电站利用水力収电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型収电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽収电的常觃岛，包括汽轮収电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内収生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽収生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着収电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，幵通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在収达国家，核电已有几十年的収展历史，核电已成为一种成熟的能源。我国的核工业已也已有40多年収展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆幵有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。我国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由我国自己研究设计建造的。

核电站的概述(核电站原理流程及工况)

核电站的概述 核电站原理流程及工况 核电站的动力装置由反应堆，一回路系统和二回路系统等三个主要部分组成。 1．本电站采用压水型反应堆。反应堆是实现可控裂变以产生核能，并经核能转变为热能的设备。它是由堆芯、堆内构件、控制棒驱动机构和压力容器等组成。在堆芯中安装了121个燃料组件，每个组件有204根用锆—4合金作包壳的低浓二氧化铀燃料棒，用含硼水做中子慢化剂和冷却剂。反应堆的控制由控制棒和调节冷却剂中硼浓度来实现。鉴于堆芯产生极强的放射性，反应堆周围设置有生物屏蔽层。 2．一回路系统由一个主系统和18个辅助系统组成。主系统的冷却剂在高压密闭回路中循环，将反应堆产生的核能传给二回路水以产生蒸汽。主系统有两个环路，每个环路包括一台蒸汽发生器、一台主泵和相应的主管道。其中一个环路上还有一台稳压器。主泵驱动冷却剂流过反应堆堆芯，冷却剂吸收取燃料棒释放的热量而升温后，流到蒸汽发生器中。通过传热管将热量传给二回路的给水。然后流回主泵，再由主泵将冷却剂送入反应堆。反复循环，整个系统带有较强的放射性。冷却剂处于高压之下以保持过冷状态，在一个环路上设有稳压器。其作用是稳定主系统的压力。容器内水和汽各占一部分容积。利用加热和冷凝二种手段，使系统中由于冷却剂温度升降及相应的体积变化所造成的压力波动减至最少。主系统正常工作压力为155个大汽压。冷却剂总流量为24000t/h。 3．二回路系统由一个主系统和8 个辅助系统组成。主系统将两台蒸汽发生器产生的饱和蒸汽用于推动汽轮机。带动发电机发电。汽轮机设有中间除湿，再热的三汽缸饱和蒸汽汽轮机。蒸汽发生器产生的饱和蒸汽，先进入汽轮机高压缸，作功后的排汽经过汽水分离—再热器以除去水分，并加热升温，然后进入两只低压缸继续作功。低压缸的乏汽排入冷凝器被海水冷却而凝结。凝结水经过过除盐、除氧等处理和低压加热后，再由给水泵经过高压加热器送往蒸汽发生器。如此反复循环构成汽—水回路。由于蒸汽发生器的传热管将一、二回路相隔开，因此二回路系统在正常运行时不带放射性。

核电厂运行技术规格书及其改进综述

核电厂运行技术规格书及其改进综述 核心提示：1 运行技术规格书的重要性核电厂运行技术规格书（以下简称技术规格书）（OTS）是核电厂运行阶段必须遵循的极其重要的文件，可以认为它是运行核电厂的“宪法”。如果在运行中发现偏离了技术规格书某一要求，如某一参数超出了规定范围、某一台处于备用的设备发生故障 1 运行技术规格书的重要性 核电厂运行技术规格书（以下简称技术规格书）（OTS）是核电厂运行阶段必须遵循的极其重要的文件，可以认为它是运行核电厂的“宪法”。如果在运行中发现偏离了技术规格书某一要求，如某一参数超出了规定范围、某一台处于备用的设备发生故障、某一定期试验未能按规定的时间和频度进行等，机组就必须按技术规格书规定的后撤时间撤到规定的某一安全停堆工况。除非在此期间纠正了偏离，或者针对这项偏离的特许申请获得了国家核安全当局的批准。 广东大亚湾核电站1995年2～7月发生的落棒时间超差事件就是体现技术规格书重要性的一个例证。该事件曾引起国内外，特别是核电界的普遍关注，给广东大亚湾核电站造成了巨大的经济损失。起因是1995-02-14该电站1号机组在热停堆工况下进行落棒试验时发现53组控制棒中有7组落棒时间（从控制棒组开始下落到达导向管缓冲段入口的时间）超出了技术规格书监督要求中不大于2.15s的要求。尽管2.15s这个数据在安全上定得未必完全合理，而且随着安全分析技术和评价模型的改进，这一限值有可能适当放宽，但一旦作为技术规格书的要求被确定下来，即使付出再大代价也必须予以遵守。 技术规格书是运行和设计的接口文件之一，由电力公司设计部门编写，国家核安全当局审批，电厂运行部门执行。技术规格书规定了机组在正常运行期间的技术要求，以及在故障和事故期间必须遵守的相应事故处理规程。 技术规格书的出发点是认为设计是足够安全的（“基准工况”）。其任务是维持“基准工况”的安全水平，一旦发现偏离安全基准，必须指出纠正措施。如果设计基准发生变化，技术规格书也要作相应的修改。由于技术规格书的文件质量关系到运行核电厂的安全水平，其要求是否合理得当，对核电厂可用率、经济性影响极大。因此，世界上主要核电国家均花费很大人力、财力用于技术规格书的改进和发展。 技术规格书的主要目的有： （1）实现核电厂的安全目标，即建立并保持对辐射危害的有效防御，保护厂区人员、公众和环境的安全； （2）防止核电厂偏离正常运行，以及在偏离正常运行的情况下,防止预计运行事件升级为事故工况； （3）保证正常运行期间或中等频率事件下实体屏障（燃料芯块、燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界）的完整性。 技术规格书的作用是： （1）规定正常运行限值，以保证安全限值和设计假设不被超过，使核电厂运行在设计阶段确定的安全水平上； （2）规定保护系统和安全设备设施满足单一故障准则的可用性要求，规定运行限制条件，保证事件和事故操作规程的可实施性并维持安全分析报告的有效性； （3）规定在安全功能不可用或当反应堆状态超过正常运行限值时要采取的行动，以便保证核电厂不在低于设计确定的安全水平下运行并防止设计预期事件发展成事故； （4）确定监督要求、内容和频度，以便及时监测对技术规格书要求的偏离。 2 运行技术规格书的主要内容 2.1 安全限值

核电厂系统与设备 复习大纲

《核电厂系统与设备复习资料》 第一章：绪论 1、从能源的供应结构来看, 目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源, 不仅利用率低, 而且对生态环境造成严重的污染。 2、为了缓解能源矛盾, 除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生能源外, 核能是被公认的唯一现实的可大规模替代常规能源的既清洁又经济的现代能源。 3、按慢化剂分类：轻水堆（压水堆和沸水堆）；重水堆；石墨堆。 沸水堆：效率高。缺点：水有放射性 压水堆：汽水分离再热器。再热：提高干度。回热：提高效率 第二章：压水堆核电厂 2 .1 概述 1、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。 核岛：反应堆冷却剂系统；专设安全系统；核辅助系统；三废处理系统。 常规岛：汽轮机回路；循环冷却水系统；电气系统。 2、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工质以产生 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。 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道组成, 在其 中一个环路的热管段上, 通过波动管与一台稳压器相连。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, 再进入蒸 汽发生器, 通过蒸汽发生器传热管壁, 将热量传给蒸汽发生器二次侧给水, 然后再由 反应堆冷却剂泵唧送回反应堆。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, 且保持稳定。 3、为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行, 核电厂还设置了一系列核辅助系统和专设安全设施系统。 4、核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。 专设安全设施系统为核电厂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。 5、二回路系统由汽轮机、发电机、凝汽器、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 变成蒸汽, 然后驱动汽轮发电机组发电。做功后的乏汽在凝汽器内冷凝成水。凝结水 由凝结水泵输送, 经低压加热器加热后进入除氧器, 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。 6、循环水系统主要用来为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。循环水系统分为: 开式 供水及闭式供水两类。 开式供水方式的主要优点是冷却水进水温度较低, 有利于汽轮机组的经济运行, 而 且系统简单, 投资较低。 闭式供水方式是把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循环水泵送回凝汽 器入口重复使用。 2 .2 核电厂总体及厂房布置 2 .2 .1 厂址选择 核电厂选址考虑的因素中很多与火电厂相同, 它们包括接近电力负荷中心、有充足的冷却 水源、交通运输方便、有良好的自然条件( 如地形、地质和地震等) 、减少废热废物排放 对生物的影响和防止环境污染的可能性等。核电厂选址基本原则除了要满足常规电厂所 必需的条件外, 还应尽量减少释放放射性对环境的影响, 以确保居民在一般事故和严重事 故条件下不受危害。归结起来, 核电厂选址应考虑核电厂本身特性、厂址自然条件和技术 要求以及辐射安全等三个方面。

核电厂系统及其设备复习题教学内容

核电厂系统及其设备复习题 一、根据系统图，简要解释核能发电原理。 二、名词解释 1）质能关系 2）裂变 3）临界状态 4）反应性 5）半衰期 6）一回路 7）PWR 8）蒸汽发生器 9）稳压器 三、选择题 1. T he nuclear power station provides ___ for the utility grid. ?expensive electricity ?base load ?peak load ?full load 2. __specify the steps required to go from one operating state to another. ?The codes ?The NRC ?The operators ?The procedures 3. When large decrease in turbine load the steam from the steam generators is sent to the__. ?steam condenser ?atmosphere ?steam dump system ?heat exchanger

4. An excess of coolant inventory can result in a___. ?power increase ?temperature increase ?reactor trip ?turbine trip 5. Following the coastdown of the coolant pumps, the core residual heat will be removed by___. ?condensers ?natural circulation ?boiling heat transfer ?emergency power 6. The operation of a nuclear plant is ___than operating a modern fossil fuel power station. ?easier ?more difficult ?rather ?more complex 7. The heat is transferred by the reactor coolant from the core to the___. ?cecondary loop ?outlet nozzles ?steam generators ?pressurizer 8. The fuel rod provides___to the escape of fission products. ?two barriers ?three barriers ?seals ? a barrier 9.The CEA guide tubes are made of__. ?stainless steel ?ceramic ?zircaloy ?B4C 10. The helium inside the fuel cladding improves the ____. ?characteristic ?gap heat conductivity ?gap heat convection ?clad strain 11. The CEA guide tubes are arranged___. ?in the fuel assembly ?around the fuel assembly ?in the center of fuel assembly ?outside the fuel assembly 12. The coolant can ___through the guide tubes. ?not flow ?be ?flow ?pass 13. There ___ steam generator(s) in each primary loop. ?is one ?are two