核电站安全保障系统(正式版)

核电站安全保障系统(正式版)
核电站安全保障系统(正式版)

文件编号:TP-AR-L5257

In Terms Of Organization Management, It Is Necessary To Form A Certain Guiding And Planning Executable Plan, So As To Help Decision-Makers To Carry Out Better Production And Management From Multiple Perspectives.

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核电站安全保障系统(正

式版)

核电站安全保障系统(正式版)

使用注意:该安全管理资料可用在组织/机构/单位管理上,形成一定的具有指导性,规划性的可执行计划,从而实现多角度地帮助决策人员进行更好的生产与管理。材料内容可根据实际情况作相应修改,请在使用时认真阅读。

为了保护核电站工作人员和核电站周围居民的健

康,核电站必须始终坚持“质量第一,安全第一”的

原则。

核电站的设计、建造和运行均采用纵深防御的原

则,从设备、措施上提供多等级的重迭保护,以确保

核电站对功率能有效控制,对燃料组件能充分冷却,

对放射性物质不发生泄漏。纵深防御原则一般包括五

层防线,即第一层防线:精心设计、制造、施工,确

保核电站有精良的硬件环境。建立周密的程序,严格

的制度,对核电站工作人员有高水平的教育和培训,

人人注意和关心安全,有完备的软件环境。第二层防

线:加强运行管理和监督,及时正确处理异常情况,排除故障。第三层防线:在严重异常情况下,反应堆正常的控制和保护系统动作,防止设备故障和人为差错造成事故。第四层防线:发生事故情况时,启用核电站安全系统,包括各外设安全系统,加强事故中的电站管理,防止事故扩大,保护反应堆厂房(安全壳)。第五层防线:万一发生极不可能发生的事故,并伴有放射性外泄,启用厂内外应急响应计划,努力减轻事故对周围居民和环境的影响。

按照纵深防御的原则,目前的设计在核燃料和环境(外部空气)之间设置了四道屏障(指中国目前使用的压水堆核电站)。即第一道屏障:燃料芯块,核燃料放在氧化铀陶瓷芯块中,并使得大部分裂变产物和气体产物98%以上保存在芯块内。第二道屏障:燃料包壳,燃料芯块密封在锆合金制造的包壳中,构

成核燃料芯棒,锆合金具有足够的强度,且在高温下不与水发生反应。第三道屏障:压力管道和容器(冷却剂系统),将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中,避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内。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,内表面加有0.6cm的钢衬,可以抗御来自内部或外界的飞出物,防止放射性物质进入环境。

核电站配置的外设安全系统包括:①隔离系统,用来将反应堆厂房隔离开来,主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门,收集厂房内泄漏物质,将其过滤后再排出厂外。②注水系统,在反应堆可能“失水”时,向堆芯注水,以冷却燃料组件,避免包壳破裂,注入水中含有硼,用以制止核链式反应。注水系统使用压力氮气,在无电流和无人操作情况下,

在一定压力下可自动注水。③事故冷却器和喷淋系统,用来冷却厂房以降低厂房的压力。在厂房压力上升时先启动空气冷却(风机——换热器)的事故冷却器;再进一步可以启动厂房喷淋系统将冷水或含硼水喷入厂房,以降热和降压。以上所有安全保护系统均采用独立设备和冗余布置,均备有事故电源,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。

核电站运行人员须经严格的技术和管理培训,通过国家核安全局主持的资格考试,获得国家核安全局颁发的运行值岗操作员或高级操作员执照才能上岗,无照不得上岗。执照在规定期内有效,过期后必须申请核发机关再次审查。

万一发生了核外泄事故,应启动应急计划。应急计划的内容主要包括:疏散人员,封闭核污染区(核

反应堆及核电站),清除核污染,以保证人身安全和环境清洁。

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核电站数字化仪控系统简介

https://www.360docs.net/doc/f818388604.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。

核电厂系统与设备知识点

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.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉.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.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():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

核电站全数字化仪控系统

上海交通大学核科学与系统工程系 核电培训内部教材 核电厂全数字仪控系统 上海交通大学核科学与系统工程系 2006年11月

目录 第1章概述 (3) 1.1.仪控系统的作用 (3) 1.2.核电站对仪控系统的基本要求 (4) 1.3.仪控系统在核电站安全中的角色 (4) 1.4.仪控系统的两大功能 (4) 1.4.1 信息功能: (5) 1.4.2 控制功能: (5) 1.4.3 控制功能的实施: (5) 1.5.核电厂安全设计的基本原则在仪控系统中的应用 (5) 第2章核电厂数字仪控系统的发展及构架 (6) 2.1.基础的逻辑要素 (6) 2.2.核电厂数字仪控系统的分类 (7) 2.3.核电厂数字仪控系统的发展 (7) 2.4.核电厂数字仪控系统的构架 (11) 第3章核电厂数字仪控系统中的DCS系统 (15) 3.1.系统设计 (15) 3.2.系统结构 (16) 3.3.信号流程 (18) 3.4.网关与网络服务器 (18) 3.5.DCS 的总线结构 (20) 3.6.系统事件响应时间 (21) 3.7.服务器任务 (22) 3.8.用户权限和登陆控制 (23) 3.9.I&C 系统的软件编制和V&V 认证 (24) 第4章DCS的硬件结构 (28) 4.1.标准的机柜 (29) 4.2.基本处理模块 (33) 4.3.基本通信模块 (34) 4.4.基本输入输出模块 (39) 4.4.1 数字信号输入模块。 (39) 4.4.2 数字信号输出模块。 (39) 4.4.3 模拟输入模块 (40) 4.4.4 模拟输出模块/计数模块 (41) 4.5.其他模块 (42) 第5章DCS的软件结构 (43) 5.1.系统纵览 (44) 5.2.计算机软件 (45) 5.3.软件结构 (46) 5.4.软件工程处理 (46) 5.5.工程软件下载 (50) 5.6.运行环境的操作模块 (54) 5.7.用户软件设计模块 (55)

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,

核电站系统与设备复习资料

一回路部分: 1、了解压水堆核电厂的基本组成、工作原理、安全设计、环境保护,熟悉我国 各主要核电站的堆型、功率、发展战略等。 基本组成:核岛(NI)、常规岛(CI)、电站配套设施(BOP) 工作原理: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→蒸汽发生器安全设计:严格遵守核电站安全三要素:反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。采用了多道安全屏障和纵深防御的原则 环境保护:对核电厂的放射性进行热屏蔽、生物屏蔽;设臵放射性废物处理系统;严格遵守核废物处理的原则:分类处理,尽量回收,把排放量和放射性水平减至最小。 核电发展战略:坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线,目前按照热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆“三步走”的步骤开展工作。 2、掌握反应堆的基本结构、组成,各功能组件的组成、原理等;压力容器内冷 却剂的流动方向等。 基本结构:1、反应堆压力容器2、反应堆堆内构件3、堆芯4、驱动机构 组成:堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构 3、掌握RCP系统、各设备的主要功能、主要组成、重要特征参数、运行参数 等,自然循环的原理。 系统主要功能:1、热量传输2、中子慢化3、反应性控制4、压力控制5、阻止放射性物质扩散6、稳压器的安全阀起超压安全保护作用 系统组成:由反应堆和与其相连的三个环路组成,每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主泵及相应的管道。一台稳压器是三个环路公用,经波动管连接在一环路的热管段上。

运行参数:系统运行压力14.7~15.7MPa(常用15.5MPa)——指什么地方压力?(稳压器汽腔压力)(1)反应堆进口冷却剂温度280~300℃(2)反应堆出口冷却剂温度310~330℃(3)反应堆进出口冷却剂温升30~40℃自然循环的原理:蒸汽发生器位置高于反应堆的位置,在蒸汽发生器中,冷(水)柱和热(水)柱之间的密度差为工质的循环提供驱动压头。使冷却剂能在无外力的情况下循环流动。 4、掌握RCV、REA、RRA的主要功能,系统组成、设计流程(管线),投入条 件,已经相互之间的连接关系,会看图分析。 1)化学和容积控制系统(RCV) 主要功能:是与核安全有关的系统之一;实现容积控制、化学控制和反应性控制。 流程:包括:、下泄回路、净化回路、上充回路、轴封水及过剩下泄回路、低压下泄管线、除硼管线。 组成:1、再生式热交换器-RCV001EX 2、下泄降压孔板-RCV001/002/003DI 3、下泄热交换器-RCV002RF(非再生式热交换器) 4、除盐器前旁路阀-RCV017VP 5、下泄控制阀-RCV013VP 6、除盐器前过滤器-RCV001FI 7、混床除盐器-RCV001、002DE 8、阳床除盐器-RCV003DE 9、三通阀-RCV026VP 10、容积控制箱-RCV002BA 11、上充泵-RCV001、002、003PO 投入条件:1、一回路冷却剂温度变化以及一回路冷却剂泄漏引起冷却剂体积波动导致稳压器液位偏离程控液位的整定值 2、冷却剂中的悬浮杂质、冷却剂的水质及放射性指标超过规定范围。 2)反应堆硼和水补给系统(REA) 主要功能:为化容系统贮存并供给其容积控制、化学控制 和反应性控制所需的各种流体。 (1) 提供除盐除氧含硼水,以保证RCV系统的容 积控制功能;(2) 注入联氨、氢氧化锂等药品,以保证RCV系 统的化学控制功能;(3) 提供硼酸溶液和除盐除氧水,以保证 RCV系统的反应性控制功能。 组成:一、补水回路 两个除盐除氧水贮存箱,两个机组共用 四台除盐除氧水泵,每个机组两台 两个化学物添加箱,每个机组一个 二、硼酸补充回路 一个硼酸溶液配制箱,两个机组共用 三个硼酸溶液贮存箱,每个机组各用一个, 第三个为共用四台硼酸溶液输送泵,每个机组两台 流程:正常补给管线、补水旁路管线、直接硼化管线、应急硼化管线、与换料水箱的连接管线 投入条件: 3)余热排出系统(RRA)

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

核电站数字化仪控系统信息安全特征分析

核电站数字化仪控系统信息安全特征分析 发表时间:2019-09-16T17:07:20.657Z 来源:《建筑学研究前沿》2019年11期作者:石祎昉[导读] 分析方法和威胁范围三个角度对其进行了分析。未来的工作将进一步基于信息安全特征提出基于该标准体系的信息安全设计准则。福建福清核电有限公司福建福清 350300 摘要:笔者从国际电工委员会/核仪器技术委员会(IEC?SC45A)的标准体系出发,分析和阐述了对数字化仪控系统的信息安全设计准则。准则重点从纵深防御、安全隔离和信息安全与功能安全相互协调这三个方面对仪控系统设计要求进行了阐述,可用于指导核电厂等核设施信息安全防护措施的设计和实施。 关键词:信息安全;功能安全;核电站数字化 引言 核电站是国家的重大基础设施,核电站的仪表和控制系统是核电站的控制中枢,是事关电站安全的重要系统。而我国已经投产的和正在建设的核电站其仪控系统大多由数字式系统构成,而这就给网络攻击创造了客观条件,所以数字化仪控系统已经成了核电站重要的信息安全保障对象。本文首先依照国际标准对该领域的信息安全主要特征进行了分析,并总结了若干主要原则和约束条件。 1信息安全的主要特征 1.1保障对象的拓展 数字化仪控系统中的设备可以分为基于数字式计算机技术实现的系统(CB)和基于数字逻辑实现的系统(HPD)两类。目前信息安全乃至工控信息安全领域的主要讨论对象都是基于数字式计算机实现的系统,较少的涉及采用FPGA或CPLD等可编程数字逻辑器件实现的系统。在IEC62645-2014中,已经明确地把可编程逻辑器件所构建的系统作为与基于数字计算机技术实现的系统相并列的对象进行讨论。基于HDL可编程数字逻辑技术实现的系统已经不可避免的被列入了信息安全的讨论范围之内,而这一改变对信息安全相关技术活动的影响需要综合参照IEC62645-2014和IEC62566-2012作为标准基础。 1.2主要威胁范围的限定 威胁利用系统的脆弱性对资产产生破坏是分析信息安全风险的最基本范式,定义对象系统的信息安全威胁是需要解决的问题。依据ISO27000标准体系,物理防护、电力供应、运行环境以及综合性的自然灾害所造成的破坏,均被视作对特定信息安全保障对象的威胁。但是,作为核电厂数字化仪控系统,其运行的物理环境和相关的人员管理措施均被其他法律法规所约束,也被较完善的国际和国内标准所指导和限制,所以IEC62645-2014和IEC62859-2016中都不以这些威胁途径作为主要的讨论和分析对象,而是把讨论的范围限定在数字式攻击(即网络攻击Cyberattacks)。基于同样的理由,这些标准同时把非恶意的活动和偶然事件排除在主要威胁范围之外。虽然这些被包含在ISO/IEC27000标准族、IEC62443标准族[10]或者NIST的相关出版物质的讨论框架内,但为了集中讨论主要威胁,SC45A的主要标准将主要的威胁分析对象限定为以数字式手段进行的攻击活动。 1.3基于功能安全后果导向的分级方法 实现功能安全是仪控系统的主要设计任务,而信息安全的等级划分也来自功能安全后果导向。IEC62645-2014中对系统的信息安全分级方法可以概括如下:1)应根据信息安全威胁所可能产生的最大安全后果向系统分配程度S1至S3。2)向数字化仪控系统分配安全程度应依照如下原则:–向处理A类安全功能的数字化仪控系统分配的安全程度为S1;–向需要实时操作的数字化仪控系统以及处理B类安全功能的数字化仪控系统分配的安全程度不得低于S2;–根据信息安全威胁所可能产生的最大安全后果,向处理C类功能的数字化仪控系统以及协助工厂运行和维护的数字化仪控系统的辅助系统分配的安全程度为S3。 1.4划定信息安全防护区域时的注意事项 依据IEC62645-2014里的定义,信息安全防护区域允许将功能安全具有相同重要性的仪控系统分组在一起以用于管理和应用保护措施。在实践中,应考虑如下的原则。第一,根据IEC62645-2014,信息安全区域的划定应考虑和利用为加强安全目的而引入的独立性和物理分离要求。第二,数据通信方面(包括逻辑分离)和地理/物理分离以及独立方面应共同考虑,以划定安全区。对于多分隔系统,要额外考虑如下原则。第一,给定的数字化仪控系统的分隔(或列)应分组在同一个信息安全防护区域,除非能从信息安全角度有效的过滤和监测分隔之间的通信。第二,给定的数字化仪控系统的分隔(或列)如果使用通用工程工具进行配置,则应分组在同一信息安全防护区域。 2核电DCS系统设计 2.1硬件构架 本装置的硬件部分主要包括:服务器、调试箱、与DCS控制器机柜的接口,硬件架构如图2所示。服务器用于运行电厂工艺模型、DCS一层仿真系统软件、通讯以及工程调试管理软件。在开发阶段,采用机架式服务器;工程应用阶段,为了方便移动,可采用便携式移动终端配合服务器使用。便携式调试装置主要包括电源、通讯控制器、I/O模块和小型交换机等,主要用于将模型软件计算出的工艺过程数据传递给实际机组的DCS控制机柜,同时将DCS控制机柜的控制输出信号反馈到服务器中。调试装置将根据电厂实际DCS机柜的通道类型和通道数,来配置不同种类和数量的I/O模块。为了在工程应用中方便携带,移动测试不同系统的DCS控制机柜,所有的I/O模块集成在旅行箱形状的调试装置中。

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?

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?

核电站仪控系统数字化改造解析

核电站仪控系统数字化改造解析 发表时间:2019-04-24T09:47:32.140Z 来源:《基层建设》2019年第2期作者:刘仕伟1 刘帅2 [导读] 摘要:在核电站改造过程中,重要的一部分就是仪控系统数字化改造,在改造时首先要考虑的工作是处理好部件数量不足、更新换代快,设施老旧、功能退化的问题。 1.中国中原对外工程有限公司北京 100044; 2.恒力石化(大连)有限公司辽宁大连 116318 摘要:在核电站改造过程中,重要的一部分就是仪控系统数字化改造,在改造时首先要考虑的工作是处理好部件数量不足、更新换代快,设施老旧、功能退化的问题。另外,值得从业人员注意的还有,仪控系统数字化改造是一个由外到内的系统过程,不能只看到当前的部件和设备状态,还要根据当前形势、预见未来一段时期内可能出现的设施更新和维护工作。 关键词:核电站;数字仪控系统;数字化改造 引言 随着当前社会经济的快速发展,人们在生产生活中对电能的需求量也快速增加,在此过程中关于核电站的建设和应用也引起了广泛的关注。区别于传统的火力发电以及水力发电,核电站在运行中具有能耗低、污染小、电能产出稳定的特点,实际应用中能为区域电能的稳定供应奠定良好的基础。核电站的运行原理为:通过核装置运行产生热量,之后通过加热水蒸气,转换机械能的方式推动发电机进行发电,以此实现能量转换的过程。在此过程中,分析仪控系统作为核电站运行中的主要控制单元,其运行状态以及效果也引起了研究人员及维护人员的重视。 1数字化仪控系统的主要特点 1.1多样性 所谓多样性就是用两种或两种以上的完全不同的方法实现同样的一个功能,包括功能多样性、硬件多样性和软件多样性。多样性只对安全级系统有要求,而对非安全级没有要求。对于传感器的多样性,只对模拟量有要求,对数字量没有要求。保护系统之间是孤立系统,互相没有任何硬件设备的连接。保护系统内部实现同样的停堆和专设安全设施驱动的功能,但使用了不同的传感器,采用不同的保护参数,采用两套独立的机柜,两个机柜内安装不同的组态软件,采用不同的时序和计算方法,从而实现了保护系统内部的多样性。 1.2冗余性 所谓冗余性,是指并行的重复配置设备,包括软件或硬件,以保证设备出现故障时,能继续保持系统运行,冗余性配置的主要目的是解决单一故障,提高系统的可利用率。所谓单一故障,另外,冗余性配置使得不停运系统时,可进行在线的维修和试验工作,冗余性主要体现在以下几个方面:(1)操作员站和工程师站的冗余。一套仪控系统配置有多台操作员站,工程师站除自有的特殊功能外,兼具操作员站的所有功能。(2)网络的冗余。当一个网络故障,另外一个网络自动投入使用。(3)服务器的冗余。防止服务器损毁,数据丢失。 1.3独立性 保证独立性要求的方式是隔离,隔离可阻止故障的传播,包括实体隔离、功能隔离、电气隔离等。实体隔离使用障碍物或距离,防止设备的故障从一个区域传播到另一个区域。使用功能隔离,降低出现复杂瞬态的概率。使用电气隔离,防止故障通过供电线路或信号线路传播,光电耦合设备是常用的电气隔离的方式。 2核电站仪控系统数字化改造要点 2.1备件问题和设备老化 备件问题及设备老化问题为当前核电站仪控系统运行中主要存在的问题。两类问题的出现造成核电站在运行中组件运行的可靠性和稳定性降低,且造成了一定的安全隐患。实际工作中为有效优化该类问题,应用单位可通过应用分布式控制系统的方式,或采用现场总线控制系统的方式进行仪控系统的数字化改造。通过优化软件技术的方式达到降低设备应用局限性的问题,最终达到提升设备应用质量并发挥组建控制应用效果的目的。另外,分析两类技术方案在实际应用中,智能化控制为其核心运行技术。实际应用中通过核心智能化技术的运行,实现了全站控制设备运行现状的监测以及运行性能的监测,及时针对设备运行中存在的问题及故障现象进行预警提示,最终达到提升系统运行可靠稳定性的目的。具体分析通过核心智能技术的运行应用,有效地减少了独立监测装置的安装数量,并且实现了系统控制的无障碍化。另外,DCS系统及FCS控制系统在应用中,其备件之间都可进行互换应用,有效降低因设备组件应用选择局限,造成了设备老化及运行成本升高问题。并且在实际运行中设备组件的互换应用,对系统控制运行中的智能性、可靠性、安全性、稳定性提升,奠定了良好的基础。 2.2核电站数字化仪控系统的功能 核电站的数字化仪控系统充分体现了“信息集中,控制分散”的设计思路。随着计算机信息控制技术的不断发展,各生产厂商竞相研制各种丰富多样的自带处理器的智能型I/O块。该类系统模块可与各类传感器,以及马达控制器,电磁阀门进行连接,同时在完成基本控制功能的过程中,还可以随时诊断设备的运行情况。如果在系统应用软件中采用智能控制算法或利用人工智能技术进行自诊断和故障的早期预测,并通过优化过程控制来提高系统的工作可靠性和控制水平,使系统更具有开放性、互操作性和互用性。将使现在的数字化仪控系统更加完善。但是目前因为计算系统在硬件支持方面的不足,较多的功能模块性能实现还存在一定的问题。较多情况下只能实现单一的控制回路和单一的功能控制,对复杂、多组件的设备构件控制还无法应用仪控系统进行全面控制。同时分析在实际发展中关于单回路输出输入频繁的运行方案,目前还存在成功案例少,参考价值低的现象。所以,有的用户借鉴上述仪控系统中的局部设计思路,尝试将现场已经应用成熟PLC设备连接到独立的现场总线网络服务器,与操作站直接通信。尤其在旧的核电站仪控系统改造方案中,可以直接利用现场原有的电缆和一次测量元件及执行机构,只是对监测和控制部分用先进的I/O模块和PLC设备对原来的控制柜或控制仪表进行改造或替换。根据现场的实际情况,选用适当的以太网PLC、现场总线PLC以及远程智能I/O设备更换现场的老式控制柜和辅助继电器柜,甚至利用先进的小型分布式控制网络替代原来的第一代模拟量组装仪表和控制盘台,使原先第一代或第二代的核电站仪控系统重新焕发了生命力,不但解决了原有老系统卡件老化严重且没有备品备件的问题,而且对机组的延寿、安全、稳定、经济运行起到至关重要的作用。 2.3于系统安全可靠性的分析 如果把DCS和FCS两种方案拿来比较可以知道,FCS可以对将要出现的故障进行预测,减少系统故障,具有很强的前瞻性维护效果。利用智能仪表的自我诊断和总线技术,可以连续监视出现的“先导性指示”,预测将要出现的故障。FCS可以进行状态监视,随时排查故障。

核电厂系统与设备-复习题教案资料

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 1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。 2.压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统

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