压水堆核电站设计指南
2 压水堆核电站的厂房布置及安全
第二章水水压力容器主泵主管道蒸发器汽轮机发电机凝汽器输配电基本参数：一回路：压力154 bar ，高压水；二回路：压力~55bar ，饱和蒸汽。
蒸汽第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂与主泵之间。
第二章压水堆核电厂第二章第二章占地面积小；使用于远离水源或者水源不足的电厂；冷却塔造价高。
第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂收水器（冷却塔内部）波型收水器，收水效果极佳，能最大限度地回收空气的水滴，减少对环境的影响。
用PP支架和PVC挤拉成型制造工艺，具有收水率高（可按用户要求配置）、气流阻力小、阻燃性好、且强度高、刚度好、抗腐蚀、安装维护方便、使用寿命长（>20年）等优点。
第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂⏹⏹⏹核电站选址第二章压水堆核电厂L形布置第二章压水堆核电厂安全壳汽机厂房燃料厂房核辅助厂房第二章压水堆核电厂安全壳内纵剖面图☐圆筒形的反应堆一次屏蔽墙，既在反应堆压力容器周围形成生物屏蔽，也为反应堆压力容器提供支承。
该一次屏蔽墙与安全壳大致是同心的。
☐壳内设有一回路隔墙,为反应堆冷却剂系统提供屏蔽，可支撑和隔离主系统设备。
☐在反应堆压力容器上方还单独设置了飞射物屏蔽，以包容与控制棒传动机构相关的飞射物。
☐位于反应堆压力容器之下有疏水地坑，它收集安全壳内所有正常的泄漏水。
另一个地坑是应急堆芯冷却系统地坑，它位于安全壳底层地面，可在一回路隔室墙之内或之外。
第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂。
压水堆核电厂系统与设备课程设计
压水堆核电厂系统与设备课程设计简介本课程设计主要涉及压水堆核电厂的系统和设备，包括压水堆核反应堆、蒸汽发生器、主蒸汽管道、蒸汽涡轮发电机、电力转换系统、安全系统等方面。
本设计旨在帮助学生更好地理解压水堆核电厂系统和设备的原理和运行过程，以及相关的安全措施和应对措施。
设计要求设计目标本课程设计的主要目标是帮助学生：1.掌握压水堆核电厂的系统和设备运行原理；2.了解压水堆核电厂的主要设备特点和性能参数；3.熟悉压水堆核电厂的安全系统和应对措施。
设计内容本课程设计的主要内容包括以下方面：第一部分：压水堆核反应堆介绍压水堆核反应堆的结构、原理和运行过程。
第二部分：蒸汽发生器介绍蒸汽发生器的结构和原理及其在压水堆核反应堆系统中的作用。
第三部分：主蒸汽管道介绍主蒸汽管道的结构和原理及其在压水堆核反应堆系统中的作用。
第四部分：蒸汽涡轮发电机介绍蒸汽涡轮发电机的结构、原理和运行过程及其在压水堆核反应堆系统中的作用。
第五部分：电力转换系统介绍电力转换系统的结构和原理及其在压水堆核反应堆系统中的作用。
第六部分：安全系统介绍压水堆核电厂的安全系统，包括核反应堆保护系统、应急冷却系统、应急热排放系统等。
设计方法本课程设计采用以下方法：1.理论学习：通过教材和其他相关资料，学习压水堆核电厂的基本理论知识。
2.实践操作：通过实验或虚拟实验等方式，模拟压水堆核电厂的运行过程，深入理解其主要系统和设备的工作原理和性能特点。
3.案例分析：通过分析压水堆核电厂事故案例，深入了解其安全系统和应对措施。
设计步骤步骤一：选题和确定目标在确定课程设计题目后，明确设计目标和要求，确定设计的范围和内容。
步骤二：调研和资料收集通过查阅相关教材、文献、论文、报告等资料，深入了解压水堆核电厂的设备和系统，了解其运行原理和特点。
步骤三：设计方案根据调研和资料收集，设计课程内容和学习材料，确定理论学习、实践操作和案例分析等方面的具体工作计划和步骤。
步骤四：实践操作通过实验或虚拟实验等方式，模拟压水堆核电厂的运行过程，进行实践操作和观察，在实践中深入理解主要系统和设备的工作原理和性能特点。
(完整版)第三章压水堆核电站
2020/8/18
11
一、厂址选择
（3）水源和水文条件：一般要求百年一遇最 小流量也能满足电厂正常远行的要求。冷却
核岛：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。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。
常规岛：二回路及其辅助系统和厂房称之。
沸水堆核电厂原理图
2020/8/18
2
（1）一回路系统
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)。
具体允许徘放量，需根据放射性物质的毒性、厂址的环境稀释 能力、居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯来决定。
设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应 达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关十核电厂 厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
2020/8/18
10
一、厂址选择
2．厂址的自然条件和技术要求
2020/8/18
6
大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50％ 的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环 水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3条支路进 入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室，每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝 汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠， 每条排水渠有一个独立的虹吸井、，循环水经虹吸井 流入明渠归大海。
2020/8/18
9
一、厂址选择
1．核电厂放射性特性
反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和 放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时放 射性的排放量。
如果放射性废气排故量很大，电厂就不宜建在城镇居 民中心附近；如果废水放射性排故量很大，电厂废水 就不能直接向江河湖海中排放。
第三章压水堆核电厂
大亚湾核电厂简介
6
3.1 压水堆堆芯（reactor core）
堆芯设计满足的一般要求： 1 堆芯功率分布尽量均匀，以便堆芯有最大的功率输出 2 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，提高中子经济
性 3 要有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力 4 有较长的堆芯寿命，适当的减少换料操作次数 5 堆芯结构紧凑，换料要简易方便。
相应措施:严格限制铜和磷这两 种元素的含量，添加少量铝、 钒、铬，铂、镍等元素，尽 量减少钢的辐照损伤：热屏。
53
运行限制
压力温度运行限制曲线： 限制因素： 压力容器的强度，主泵的限制：汽蚀等，低
压蒸发等。
54
压力容器结构
筒体组合件
法兰环 接管段 筒身 冷却剂进、出口接管
顶盖组合件 底封头 法兰密封件
1 堆内构件 名称 作用
2 控制棒驱动机构 结构 工作原理 提升 下降 停堆
3 反应堆压力容器 结构 作用 选材 运行限制
4 堆内测量支承结构 温度测量 中子通量测量
5 安全壳 作用 三个系统
59
作用： 1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 支承和固定作用 选材原则 1 高度的完整性 2 适当的强度和足够的韧性 3 低的辐照敏感性 4 导热性能好 5 便于加工制造，成本低
52
压力容器选材
当前反应堆压力容器材料普遍选 用低合金钢，与冷却剂接触 表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
低合金钢及其焊缝在快中子积分 通量大于1018cm2后脆性转变 温度明显升高。
55
压力容器支承结构
56
堆内测量支承结构
堆芯冷却剂出口温度测量装置
目的：绘制堆芯温度分布图和确定 最热通道
布置：
压水堆核电厂二回路初步设计说明书
哈尔滨工程大学本科生课程设计（二）压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书班级：学号：姓名：院系名称：核科学与技术学院专业名称：核工程与核技术指导教师:目录摘要………………………………………………………………………………1 设计内容与要求………………………………………………………………2 热力系统原则方案确定………………………………………………………2.1总体要求和已知条件…………………………………………………2.2热力系统原则方案……………………………………………………2.3主要热力参数选择……………………………………………………3 热力系统热平衡计算…………………………………………………………3.1 热平衡计算方法………………………………………………………3.2 热平衡计算模型………………………………………………………3.3 热平衡计算流程………………………………………………………3.4 计算结果及分析………………………………………………………4 结论附录………………………………………………………………………………附表1 已知条件和给定参数……………………………………………附表2 选定的主要热力参数汇总表……………………………………附表3 热平衡计算结果汇总表…………………………………………附图1 原则性热力系统图………………………………………………参考文献…………………………………………………………………………摘要本课程设计是学生在学习《核动力装置与设备》、《核电厂运行》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。
按照初步设计基本流程，首先确定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并根据已知条件和给定参数，选择确定一、二回路工质的主要热力参数，然后采用定功率计算法对热力系统原则方案进行100%功率下的热平衡计算，确定核电厂效率、总蒸汽产量、总给水量、汽轮机耗汽量、给水泵功率和扬程等主要参数，为二回路热力系统方案设计和优化提供基础。
压水堆核电站的组成及总布置
压水堆核电站的组成及总布置（1）反应堆厂房–该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。
从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。
安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。
反应堆厂房内部结构布置如下：–·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。
–·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。
–·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。
–·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。
–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。
–·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。
M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。
–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。
反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。
–以下简要对堆内构件进行补充说明。
（2）核辅助厂房–由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。
布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备：–·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。
–·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。
压水堆核电站的厂房布置及安全
它可作为火箭、宇宙飞船、人造卫星、潜艇、航空母 舰等的特殊动力将来核动力可能会用于星际航行
第二章 压水堆核电厂简介
常见反应堆类型
热中子反应堆0.025～0.1eV 轻水堆 Light Water Reactor LWR 压水堆 Pressurized Water Reactor PWR 沸水堆 Boiling Water Reactor BWR 石墨慢化轻水冷却堆石墨水冷堆RBMK 重水堆 Heavy Water Reactor 气冷堆 Gas-Cooled Reactor GCR 石墨气冷堆
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
二、核电站类型
2、沸水堆核电站 --------------------以沸水堆为热源的核电站图 沸水堆是以沸腾轻水 为慢化剂和冷却剂并在反应
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％
压水堆核电站的厂房布置及安全
Excellent handout training template
一、核电站工作原理
2、核电站工作原理
核电厂用的燃料是铀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
压水堆核电站燃料组件设计与建造规则
压水堆核电站燃料组件设计与建造规则《压水堆核电站燃料组件设计与建造规则》一、燃料棒的设计规则燃料棒是燃料组件的关键部分。
在设计燃料棒时，要确保燃料芯块的尺寸精准得很呢。
燃料芯块的直径和高度那可不能随便定，得根据压水堆的功率需求、热传导特性等来确定。
比如说，芯块直径要是太大了，热量在芯块内部传导就可能不均匀，就像你烤蛋糕，如果蛋糕太厚，中间可能就烤不熟。
这是不允许的，必须保证热量能从芯块中心均匀地传导到表面。
燃料棒的包壳材料也有严格要求。
包壳得能够承受高温、高压，还得抗腐蚀。
像锆合金这种材料就比较常用。
绝对禁止使用那些容易在反应堆环境下脆化或者与燃料发生不良反应的材料。
如果用了不合适的材料，就好比给鸡蛋用了破壳的包装，在反应堆里就会出大问题。
二、燃料组件的结构设计规则燃料组件的结构要能保证燃料棒的稳定排列。
燃料棒之间的间距得恰到好处，间距太小，冷却剂就不能很好地在燃料棒之间流动，带走热量，就像一群人挤在狭小的过道里，谁也走不动。
这是不行的。
间距太大呢，又会浪费空间，也影响整个组件的紧凑性。
控制棒导向管的设计也很重要。
控制棒得能够顺利地插入和拔出导向管，这关系到反应堆的控制。
要是导向管设计得歪歪扭扭，控制棒就没法正常工作了。
这就像火车轨道要是不直，火车就没法好好跑一样。
三、燃料组件建造过程中的规则在建造燃料组件时，对燃料棒的加工精度要求极高。
每一步加工工序都得严格把关，不能有马虎的地方。
加工出来的燃料棒表面必须光滑，要是有毛刺或者坑洼，在反应堆里就可能造成局部过热或者应力集中的问题。
这就好比你穿的衣服，要是到处是线头和破洞，穿着肯定不舒服，在反应堆里就是大隐患。
燃料组件的组装过程也得按照规定的顺序和方法来。
组装工人得经过严格的培训，禁止随意更改组装流程。
如果组装顺序错了，可能会导致整个组件结构不稳定，在反应堆运行过程中就可能散架，那可就危险极了。
压水堆核电站燃料组件的设计与建造规则是非常严格的，这都是为了保证核电站能够安全、稳定、高效地运行。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
压水堆核电站设计指南
核能是目前被广泛使用的清洁能源之一，核电站是核能的重要应用场所之一，其中压水堆核电站是最为常见和成熟的一种类型。
本文将针对压水堆核电站的设计指南进行详细介绍。
1. 压水堆核电站概述
压水堆核电站是将核能转化为电能的设施，其工作原理是通过使用轻水作为冷却剂和热交换介质，将核反应产生的热能转化为蒸汽，再经过蒸汽轮机发电。
压水堆核电站的建设和运行过程需要高度注重安全性和可靠性。
2. 核电站选址和安全要求
核电站选址是核电站设计的重要步骤。
选址应远离人口密集区、地震带、火山地区等自然灾害风险区域，同时要考虑水源供应和废水处理等因素。
安全要求包括防爆设施、安全壳、独立冷却系统等，以确保核电站在事故发生时能够有效防护和应对。
3. 压水堆反应堆核心设计
压水堆核电站的核心是核反应堆，其设计需要考虑燃料元件、燃料位移、热力学参数、核反应堆稳定性等因素。
核心设计应满足核反应的需求，同时减少污染物排放，提高燃烧效率。
4. 冷却系统设计
冷却系统是压水堆核电站的关键部分，它负责冷却反应堆、蒸汽发生器和凝汽器。
冷却系统的设计应考虑到不同工况下的冷却效果、冷却剂的流动性能和系统的可靠性等因素，以确保核电站的稳定运行。
5. 安全壳设计
安全壳是核电站的重要组成部分，其设计目的是在发生意外事故时，避免核辐
射物质泄漏到环境中，确保人员和环境的安全。
安全壳的设计应考虑防护层厚度、材料的选择和辅助设备的配置等因素。
6. 废物处理和辐射防护
核电站会产生大量的废弃物和辐射物质，为了确保环境和人员的安全，需要合
理处理这些废物和辐射物质。
处理措施包括废物贮存、转运、处理和辐射防护设施的建设等。
7. 运行和维护
核电站的运行需要高度精确的控制和维护，运营商应具备专业技术和操作经验。
维护工作包括定期巡检、设备维修和更新、事故应对和紧急救援等。
8. 环境影响评价
核电站作为一个大型的能源设施，其建设和运营过程对环境会产生一定的影响。
为了规范核电站的环保工作，需要进行环境影响评价，包括大气、水域、土壤等方面的评估，以确保核电站在环境保护方面达到相关标准。
总之，压水堆核电站的设计需要兼顾安全性、可靠性和环境友好性。
通过合理
的选址、科学的核心设计、可靠的冷却系统和安全壳设计，以及规范的废物处理和辐射防护措施，可以确保核电站的顺利运营，为社会提供稳定可靠的清洁能源。
同时，定期进行环境影响评价和加强运维工作，以提高核电站的整体安全水平和环境保护能力。