8第4代核能系统研发介绍

核电站数字化仪控系统简介

https://www.wendangku.net/doc/7b4766162.html,2010年05月28日13:25:04 查看数：162 摘要在总结不同时期核电站仪表控制系统应用特点和发展趋势的基础上，以两座典型的核电站全数字化仪控系统为例，结合核电站仪控系统的特点及设计准则，进行详细的系统结构和功能分析，并提出我国新世纪核电站数字化仪控系统的改造与设计思路。 关键词过程控制DCS 智能化以太网现场总线 核电站的仪表和控制系统是核电站的重要组成部分，机组的安全可靠、经济运行已经在很大程度上取决于仪表控制系统的性能水平。从我国已经建成的和在建的核电工程来看，核电站的仪控系统经历了三个阶段。第一阶段是以模拟量组合单元仪表为主的控制系统，如正在运行的我国300 MW秦山核电站主控制系统应用的FOXBORO公司的SPEC200组装仪表，大亚湾2×980 MW核电站主控制系统采用的Baily 9020系统也属于这一类。其模拟量仪表采用小规模集成电路运算放大器为基础的元件来控制，逻辑量仪表采用继电器等硬逻辑电路来控制。因而系统所需要的仪表控制器件数量多，运行操作管理和维护工作任务重，大部分采用手动操作，主控室布局也显得较大。第二阶段是以模拟量和数字量混合运用的主控制系统，这一类实际是核岛系统仍采用小规模集成电路运算放大器为基础的模拟量元件来控制。而部分常规岛和辅助系统采用PLC自动控制系统，结合软件自诊断技术、冗余技术和网络通信技术，减少很多硬接线和就地控制柜，提高了系统运行可靠性。刚刚建成的广东岭澳核电站（2×980 MW）仪表控制系统就属于这一类。第三阶段称为全数字化仪表控制系统，它将应用成熟的常规电站分布式控制系统（DCS）加以改进并移植过来，全面应用在常规岛、BOP、核岛部分，构成核电站全新数字化仪表控制系统。现阶段应用比较典型的全数字化仪控系统有：日本日立等公司开发的NUCAMM－90系统、法国法马通公司N4控制系统、ABB公司的NUPLEX80 系统、美国西屋公司的Eagle21 WDPFⅡ系统以及我国在建的田湾核电站所采用的德国西门子公司的TELEPERM XP XS系统等。 1 核电站仪控系统的特点及全数字化仪控系统的功能设计原则 核电站仪控系统的特点是由其工艺过程的特点决定的，一般来讲典型的核电站仪控系统特点可以归纳为以下几点： （1）控制对象的工艺流程复杂，监测和控制的参数多而且各种过程参数联系密切，1000 MW典型的核电站仪控系统的参数信息量和指令大约是7000~9000个。 （2）系统安全性、可靠性要求高，运行质量直接与仪控系统性能相关。 （3）反应堆工作或停堆后一段时间内，大部分设备人员无法接近。 （4）控制和监测核燃料裂变链式反应及堆芯状态监测的必要性。

【精品】核安全法规体系简介

中华人民共和国核安全法规体系简介 二○○七年六月

中华人民共和国核安全法规体系简介 一、核安全法规文件体系包括： 第一层次：由国务院发布的“行政法规”，共3个； 第二层次：由国家核安全局及相关部门发布的“部门规章”，共21个; 第三层次：由国家核安全局发布的“核安全导则”,共约70个； 第四层次：由国家核安全局发布的“技术文件”，近百个。 其中第一、第二层次的文件通称为“核安全法规”。 二、中华人民共和国核安全法规-—法规是必须遵循的 1995年国家核安全局出版过核安全法规汇编 1998年国家核安全局对1995年版汇编进行了补充和修订，重新进行了编号。 目前的核安全法规共分8个系列：HAF系列 HAF0xx/yy/zz—-通用系列 HAF1xx/yy/zz——核动力厂系列

HAF2xx/yy/zz——研究堆系列 HAF3xx/yy/zz——核燃料循环设施系列 HAF4xx/yy/zz——放射性废物管理系列 HAF5xx/yy/zz-—核材料管制系列 HAF6xx/yy/zz——民用核承压设备监督管理系列

HAF7xx/yy/zz——放射性物质运输管理系列 目前我国共有三个行政法规（核安全法规） HAF001中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 HAF002核电厂核事故应急管理条例 HAF003中华人民共和国核材料管制条例 每个核安全行政法规下又有若干实施细则、实施细则附件等部门规章，目前共有21个部门规章 通用系列： HAF001/01中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一—-核电厂安全许可证件的申请和颁发 HAF001/01/01中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一 附件——核电厂操纵人员执照颁布发和管理程序 HAF001/02中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二—-核设施的安全监督

美国核安全法规介绍

美国核安全法规介绍 一、美国核电法规体系的五个层次： 二、美国核电法规和标准简介 2.1 原子能法（第一层次） 原子能法，美国国会参众两院于1954年批准并公布，共有303条，分成20章。原子能法是美国对原子能的和平利用和军事用途管理的根本依据。 2.2 联邦法规（第二层次） 联邦法规，美国联邦法规由美国核管理委员会（NRC）发布；第10部分是“能源”，它规定了和平利用原子能通用的和特殊的原则和准则，它在美国具有法律效力。 第10部分“能源”与核电厂设计有关的部分主要有： 10CFR20 放射性防护10CFR70 特殊核材料 10CFR50 生产和应用设施的 执照发放10CFR71 放射性材料的 运输和包装 10CFR55 运行者执照10CFR100 反应堆选址准则

10CFR50“生产和应用设施的执照发放”的附录（15个） 10CFR50附录A 《核电厂的一般设计准则》 10CFR50附录B 《核电厂和燃料后处理厂质量保证准则》 10CFR50附录C 《核设施建造许可证申请者为财务审定所需的财务 数据和相关资料导则》 10CFR50附录E 《生产和应用设施的应急计划和准备》 10CFR50附录F 《燃料后处理厂和有关废物管理的厂址选择政策》 10CFR50附录G 《断裂韧性要求》 10CFR50附录H 《反应堆容器材料监督大纲要求》 10CFR50附录I 《轻水冷却动力堆排出流中放射性物质满足“合理可 行尽量低”原则的设计目标和限制条件的数值导则》10CFR50附录J 《水冷动力堆的一次安全壳的泄漏试验》 10CFR50附录K 《水冷堆堆芯应急冷却系统的评价模型》 10CFR50附录M 《核电厂设计标准化：核动力堆的制造；获取制造许 可证的核动力堆的建造和运行》 10CFR50附录N 《核电厂设计标准化：许可证在多个厂址建造和运行 重复设计的核动力堆》 10CFR50附录O 《核电厂设计标准化：对进行标准化设计的人员审 查》 10CFR50附录Q 《关于厂址合适性问题预申请的早期审查》 10CFR50附录R 《1979年1月1日前运行的核动力装置的防火大纲》 2.3 美国核管理委员会的管理导则（第三层次） 美国核管理委员会的管理导则，美国核管理委员会制定了一整套的管理导则（RG）它提供了符合法规要求的指导和可行的解决办法。按照不同内容，将这些导则分为10个部分，涉及核电厂的内容编为第一部分，即RG.1。 如：RG.1.28《质量保证大纲要求（设计和建造）》； RG.1.38《轻水堆核电厂各物项的包装、运输、接受、贮存和装卸的质量保证要求》；

第四代核反应堆系统简介

第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应

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，

核安全相关法律法规

核安全相关法律法规 一、核安全法律法规 核安全法律法规是一个庞大的体系，是由国家法律、国务院条例、核安全部门的部门规章等组成。 二、核安全法律法规体系的层次及相互关系 三个层次：国家法律、国务院条例、国务院各部委部门规章 1，国家法律是法律法规的最高层，起决定性作用。由它产生的条例或法规的具体内容不能与国家法律相抵触。 在核领域，第一层次的属于国家法律级的有《中华人民共和国放射性污染防治法》，它是我国核领域唯一的法律。 2，国务院条例是国务院的行政法规，是法律法规的第二层次，是国家法律在某一方面的细化，规定了在该方面的法律要求。 在核领域，属于国务院条例级的有：《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》、《中华人民共和国核电厂核事故应急管理条例》、《中华人民共和国核材料管制条例》、《中华人民共和国民用核安全设备监督管理条例》和《中华人民共和国放射性同位素与射线装置放射防护条例》

3、国务院各部委部门规章是法律法规的第三层，包括大量的各个层次的规章制度。 对于核安全部门，第三层次属于部门规章级别的包括国务院条例的实施细则（及其附件）和核安全技术要求的行政管理规定等两种。对于上述的部门规章，是强制性的，必须执行。其内容不能与国务院的相关条例相矛盾，更不能与国家的有关法律相违背。如果存在上述问题，则应以高层次的法律法规为准，对规章制度进行修订。 此外，核安全部门还指定与核安全技术要求的行政管理规定相对应的支持性部门规章，包括核安全导则和核安全法规技术文件等两种，其层次低于国务院条例的实施细则（及其附件）和核安全技术要求的行政管理规定。核安全导则是指导性和推荐性的，描述执行核安全技术要求行政管理规定采取的方法和程序，在执行中可采用该方法和程序，也可采用等效的替代方法和程序。 核安全法规技术文件表明核安全当局对具体技术或执行管理问题的见解，在应用中参照执行。 同时，在核安全领域还应用大量的国家标准、行业标准，也应用大量的国际标准等，这些也属于第三层次。 三、我国核安全法律法规体系各层次的制定和发布途径。 属于国家法律级的法律法规，由全国人大常委会批准，国家主席令发布。

核电设备名词及主要系统简介

核电设备名词及系统简介 1、装备制造业名词：RCC-M 来源：发改委 RCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，已被法国政府采纳，是法国核电标准RCC系列的一个分支。RCC系列（RCC-C、RCC-E、RCC-M、RCC-MR和RSE-M五部分）规范标准的原始基础是美国轻水堆核电标准，法国在20世纪70年代初期引进了美国西屋公司的90万千瓦级核电机组技术，启动了压水堆核电发展计划，按照美国ASME－III等标准陆续建成一批90万千瓦级核电机组。为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主（EDF）对制造和检测的要求，法国相关部门对引进的标准增设了相关的附加规定。此后，法国相关部门又把附加规定与设计和建造标准全部收集到一套完整的文件中。这就是RCC系列标准的由来。自1980年10月出版第一版以来，应法国国内及国外项目建设的需要，AFCEN不断对RCC-M进行升级或补遗，截至目前最新版本2007版，共计有7个版本。RCC-M是针对不同核电项目建设而不断进行升级的。在RCC-M标准的使用过程中，世界上任意一家使用方均可提出修改要求。AFCEN定期举行小型会议（每年10～20次），由50～100个会员参加，综合考虑各种情况和问题，如法规和涉及标准的变化、国际范围内管理要求的更新以及工业发展情况等对RCC-M标准进行更新。 RCC-M主要用于安全级设备，在法国和其他国家（如中国）供买卖双方在合同签订时作为依据性文件使用。RCC-M中所给出的规则主要借鉴了"ASME锅炉及压力容器规范"第III卷核动力装臵设备（NB、NC、ND、NG、NF）

第二章-核电站简介1

本文由vol_cc贡献 ppt文档可能在WAP端浏览体验不佳。建议您优先选择TXT，或下载源文件到本机查看。 第二章压水堆核电站热力系统 1 2.1 核电站简介 ★核电厂系统简图 2 ★核电优势 ●核电厂是高能量、少耗料的电厂。核燃料的能量密度非核电厂是高能量、少耗料的电厂。常高，以铀-235为例，1kg铀-235裂变产生热量约相当于为例，裂变产生热量约相当于2700吨常高，以铀为例铀裂变产生热量约相当于吨标准煤燃料释放的热量。标准煤燃料释放的热量。●核电厂也是特殊核燃料生产厂。核燃料在反应堆内燃烧核电厂也是特殊核燃料生产厂。过程中还能使一部分铀238或钍转化为新的可裂变燃料，经或钍232转化为新的可裂变燃料转化为新的可裂变燃料，过程中还能使一部分铀或钍加工处理后可重新用作核燃料入堆使用。使自然界中的铀、加工处理后可重新用作核燃料入堆使用。使自然界中的铀、钍矿藏可获得充分利用。矿藏可获得充分利用。●大多数国家核电成本低于火电。大多数国家核电成本低于火电。电厂每度电的成本 建造投资费燃料循环费 >火电厂 <<火电 <<火电 运行维修费不相上下 总体，每度电的发电成本，核电厂普遍低于火电厂约－ %3 总体，每度电的发电成本，核电厂普遍低于火电厂约15－50%。 4 世界核电厂分布图 截止2002年截止2002年1月，全世界运行的核电站有438 个，总发电全世界运行的核电站有438 量为353 还有32核电站正在建设中核电站正在建设中。量为353 GW(e) 。还有32核电站正在建设中。我国从2002年装机万KW到2020年要发展到我国从年装机200万到年要发展到4000万KW 万年装机年要发展到 5 ●国际能源贮备资源石油天然气煤核能●核电是安全可靠并且清洁的。核电是安全可靠并且清洁的。▲核电厂严格按国际安全规范设计建造；核电厂严格按国际安全规范设计建造；▲运行时严格控制三废排放；运行时严格控制三废排放；▲对放射性排放经严格处理。即使从放射性排放来对放射性排放经严格处理。看，核电厂对环境的污染也比火电厂小 6 可使用年限 37 60 200 250 1000兆瓦电厂每年释放 1000兆瓦电厂每年释放 SO2 CO2 煤天然气石油核能 SO2千吨/年千吨/ 70 0 30 0 CO2千吨/年千吨/ 6000 3000 5000 0 7 1000兆瓦电厂每年释放 1000兆瓦电厂每年释放 NOX

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。

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160C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160C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 最简单的蒸汽动力装置的热力循环是什么循环？它由哪些过程组成？在压水堆核 电厂各过程什么设备中进行？ 在P-V图，t-s图及h-s图上画岀饱和蒸汽理想朗肯循环。 相同温度限下以卡诺循环的热效率最高，为什么采用饱和蒸汽的热力循环不能采用卡诺循环？

HAF核安全法规目录体系简介

中华人民共和国核安全法规体系简介二○○七年六月

中华人民共和国核安全法规体系简介 一、核安全法规文件体系包括： 第一层次：由国务院发布的“行政法规”，共3个； 第二层次：由国家核安全局及相关部门发布的“部门规章”，共21个； 第三层次：由国家核安全局发布的“核安全导则”，共约70个； 第四层次：由国家核安全局发布的“技术文件”，近百个。 其中第一、第二层次的文件通称为“核安全法规”。 二、中华人民共和国核安全法规——法规是必须遵循的 1995年国家核安全局出版过核安全法规汇编 1998年国家核安全局对1995年版汇编进行了补充和修订，重新进行了编号。 目前的核安全法规共分8个系列：HAF系列 HAF 0xx/yy/zz——通用系列 HAF 1xx/yy/zz——核动力厂系列 HAF 2xx/yy/zz——研究堆系列 HAF 3xx/yy/zz——核燃料循环设施系列 HAF 4xx/yy/zz——放射性废物管理系列 HAF 5xx/yy/zz——核材料管制系列 HAF 6xx/yy/zz——民用核承压设备监督管理系列

HAF 7xx/yy/zz——放射性物质运输管理系列 目前我国共有三个行政法规（核安全法规） HAF001 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 HAF002 核电厂核事故应急管理条例 HAF003 中华人民共和国核材料管制条例 每个核安全行政法规下又有若干实施细则、实施细则附件等部门规章，目前共有21个部门规章 通用系列： HAF001/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实 施细则之一——核电厂安全许可证件的申请和颁 发 HAF001/01/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 实施细则之一附件——核电厂操纵人员执照颁 布发和管理程序 HAF001/02 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实 施细则之二——核设施的安全监督 HAF001/02/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 实施细则之二附件一——核电厂营运单位报告 制度 HAF001/02/02 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 实施细则之二附件二——研究堆营运单位报告 制度

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？

(完整word版)核电厂系统与设备知识点,推荐文档

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，采取及时有效措施，保护公众、保护环境，将事故损失减到最小国核事故应急管理体系：核事故应急工作实行国家、地方、核电厂三级管理制。

美国核安全法规

美国核安全法规标准介绍 一、美国核电法规体系的五个层次： 二、美国核电法规和标准简介 2.1 原子能法（第一层次）（放射性污染防治法） 原子能法，美国国会参众两院于1954年批准并公布，共有303条，分成20章。原子能法是美国对原子能的和平利用和军事用途管理的根本依据。 2.2 联邦法规（第二层次）（HAF） 联邦法规，美国联邦法规由美国核管理委员会（NRC）发布；第10部分是“能源”，它规定了和平利用原子能通用的和特殊的原则和准则，它在美国具有法律效力。 第10部分“能源”与核电厂设计有关的部分主要有： 10CFR20 放射性防护10CFR70 特殊核材料 10CFR50 生产和应用设施的 执照发放10CFR71 放射性材料的 运输和包装 10CFR55 运行者执照10CFR100 反应堆选址准则10CFR50“生产和应用设施的执照发放”的附录（15个） 10CFR50附录A 《核电厂的一般设计准则》

10CFR50附录B 《核电厂和燃料后处理厂质量保证准则》 10CFR50附录C 《核设施建造许可证申请者为财务审定所需的财务数据 和相关资料导则》 10CFR50附录E 《生产和应用设施的应急计划和准备》 10CFR50附录F 《燃料后处理厂和有关废物管理的厂址选择政策》 10CFR50附录G 《断裂韧性要求》 10CFR50附录H 《反应堆容器材料监督大纲要求》 10CFR50附录I 《轻水冷却动力堆排出流中放射性物质满足“合理可行尽 量低”原则的设计目标和限制条件的数值导则》 10CFR50附录J 《水冷动力堆的一次安全壳的泄漏试验》 10CFR50附录K 《水冷堆堆芯应急冷却系统的评价模型》 10CFR50附录M 《核电厂设计标准化：核动力堆的制造；获取制造许可证 的核动力堆的建造和运行》 10CFR50附录N 《核电厂设计标准化：许可证在多个厂址建造和运行重复 设计的核动力堆》 10CFR50附录O 《核电厂设计标准化：对进行标准化设计的人员审查》 10CFR50附录Q 《关于厂址合适性问题预申请的早期审查》 10CFR50附录R 《1979年1月1日前运行的核动力装置的防火大纲》2.3 美国核管理委员会的管理导则（第三层次）（HAD） 美国核管理委员会的管理导则，美国核管理委员会制定了一整套的管理导则（RG）它提供了符合法规要求的指导和可行的解决办法。按照不同内容，将这些导则分为10个部分，涉及核电厂的内容编为第一部分，即RG.1。如：RG.1.28《质量保证大纲要求（设计和建造）》； RG.1.38《轻水堆核电厂各物项的包装、运输、接受、贮存和装卸的质量保证要求》； RG.1.64《核电厂设计的质量保证要求》； RG.1.70《核电厂安全分析报告的标准格式和内容》等。 管理导则的其它部分为研究和试验反应堆、核燃料和物料设备、环境和厂址以及职业保健等。

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