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
全球运行中的核电机组： 436座
净输出容量： 369321MW
正在兴建的机组： 56座
净输出容量： 51727MW
主要堆型：轻水堆（PWR、BWR）、改进型气冷堆（AGR）、高温气冷堆（HTGR）、CANDU重水堆和液态金属冷却快中子增值堆（LMFBR）
1.2.4 2009年底中国核电统计
中国（大陆）运行中的核电机组： 11座
净输出容量： 8438MW
正在兴建的机组： 20座
净输出容量： 19920MW
中国（台湾）运行中的核电机组： 6座
净输出容量： 4949MW
正在兴建的机组： 2座
净输出容量： 2600MW
主要堆型：轻水堆（PWR）、重水堆
1.2我国的能源形势，能源政策
我国一次能源分布极不均匀，70%的煤炭资源分布在西北地区，水电资源主要分布在西南、西北地区，而经济发达的东南沿海地区，煤炭资源仅占全国的1%，水电资源不足6%。全国铁路货运能力的45%和水运总量的三分之一用于煤炭运输。到2009年底，全国电力装机容量累计达874GW，其中：火电652GW，占装机总容量的74.60%；水电197GW，占22..51；风电20GW，占2.29,核电9.08GW，占1.04。而2008年，核电在世界电力生产的比例为15%。
我国火电以燃煤为主，大量的煤炭燃烧带来了严重的环境污染问题。尽管采取了脱硫等环保措施，然而二氧化硫和氮氧化物的排放总量还是巨大的。加之国内可开发的水电资源有限，可再生能源等新能源成本高、难以形成规模，环境状况非常严峻。在此形势下，发展核电对于调节能源结构，减少环境污染，实现经济和生态环境协调发展具有十分重要的战略意义。
核工业是一个战略性产业，是技术密集型高科技产业，是一个国家综合实
力的象征。发展核电还可以带动我国机电、建筑行业的技术进步和管理升级，拉动国民经济发展。在能源紧缺地区建造核电站，既可替代部分常规能源，也有利于调整地区能源结构，缓解能源工业对环境的影响和对交通运输的压力。
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；在核电的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；在发展核电的过程中，充分利用我国丰富的核能资源，包括天然铀及加工能力、核燃料设计制造能力和核电厂设计、制造、建设和运行经验；坚持“质量第一，安全第一”；坚持“以我为主，中外合作”，把多渠道筹措资金发展核电和引进技术、推动国产化相结合，逐步实现自主设计、自主制造、自主建设和自主营运。
1.3拟选堆型，主要参数
拟选堆型：AP1000压水堆
AP1000压水堆主要参数
AP1000发电机的上网电1090MKW
NNNS热功率3400MKW
反应堆的换料周期18个月
100%功率甩负荷到厂用电不停堆、停机
设计寿期60年
RCS设计压力17.1MPa
RCS设计温度343℃（360℃）
正常运行压力：15.4 M pa
热段温度321 ℃
冷段温度281 ℃
在考虑热蒸汽发生器传热管堵管10%的状态下，RCS的热段温度可达325℃（321 ℃）AP1000属于第三核电厂，但用于发电的主设备都有成熟的经验：如反应堆压力容器，核燃料组件，堆内构件，蒸汽发生器，主泵，汽轮发电机组等。
第二章核电厂选址
2.1选址基本要求：
核电厂选址，涉及区域经济规划等因素，与气象、地质、地震、水文等自然条件有关，受政府（环保部门）和周围民众的普遍重视。
核电厂选址因素很多与火电厂选址要求相同，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（地形、地质、地震等）、减少废热废物排放对生物的影响，防止环境污染可能性等。另外，还应减少释放放射性对环境的影响，以确保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：核电厂本身的特性、厂址自然条件和技术要求、辐射安全要求三方面。
1）．核电厂的放射性特性
核反应堆是一个强大的放射源。核电厂的热功率决定了反应堆内放射性的总储量，在相同的远行条件下，堆内放射性的总量与功率成正比，因而在发生事故时可能释放的放射性也与功率有关。
2）．厂址的自然条件和技术要求
厂址的自然条件必须满足核电厂选址的技术要求，应尽可能地避免或减少自然灾害(如地震、洪水及灾难性气象条件)造成的后果，并应有利于排出的放射性物质在环境中稀释。
3）．辐射安全要求
从辐射安全的角度看，电厂正常运行时排放的放射性废物对环境的影响很小，对选址有影响的主要还是核电厂事故时可能对居民造成的危害，所以，通常一个国家的核电厂选
2.2所选地址的条件特点说明
根据我国《核电厂厂址选择安全规定》，以及国内外核电厂选址有关法规要求，在核电厂选址中需要评价三个方面的基本内容。其一是厂址外部环境对核电厂安全可能产生的影响，包括外部自然和人为事件；其二是核电厂对厂址周围区域环境可能产生的影响，其中包括自然环境和社会环境；第三点是实施应急计划的可行性，即在假定核电厂发生需要采取应急的事故工况下，厂址周围区域特征对实施应急计划的影响。对于一个特定厂址，如果在上述三个方面不
存在影响厂址可接受性的因素或者能够通过采取工程措施解决可能存在的不利因素，那么该厂址就具备建设核电厂的厂址条件。
设计选则的地址在浙江省东部沿海的台州市三门县，坐落在三门县健跳镇猫头山半岛上，西北距杭州市171km、北邻宁波市83km、南靠台州市51km、离温州市150km。
2.3主要厂房设施
核电厂主要厂房指反应氓厂房(即安全壳)、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机厂房和控制厂房。、
反应堆厂房是一个有钢材的圆柱形须应力混凝土结构，顶部呈半球形或椭圆形，它的内径约40 m，壁厚约l m，高约60 m一70 m，它包容一回路系统带放射性物质的所有设备，以防止放射性物质向外扩散。即使在核电厂发生严重事故时，也仍然将放射性物质封闭在安全壳内，不致影响到周围环境。整个结构按抗震I类要求设计。
为了便于安全壳内大型设备的安装和接修，安全壳捌面没有直径约10 m的一个设备闸门和一个连接核辅助厂房酌人员闸门。大厅顶部设有起吊能力为250t一300t的环形吊车。
安全壳内部结构主要是由钢筋混凝土建造的。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，又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。为了支撑和隔离一回路系统设备，安全壳内设有一回路隔墙，这些隔墙还为反应堆冷却剂系统提供屏蔽。
燃料厂房设有乏燃料储存水池，用来盛放乏燃料。储水池上方，有一台l00-150t的桥式吊车，以吊运乏燃料运输容器和乏燃料他冷却系统酌设备。这个厂房通过燃料输送水道与反应堆厂房相连。在乏燃料储水池内，通常须有7m-9m深的水层作为屏蔽层，乏燃料储存池需按抗震I类要求设计。
核辅助厂房是一个具有多种用途的钢筋混凝土结构。厂房内设有化学和容积控制系统、安全注入系统、设备冷却水系统等辅助系统及厂房必需的空气处理和冷却设备。厂房内的设备须装有隔词，给操纵人员提供生物屏蔽。在没备的布置上，必须注意把安全系统的设备、管道和电缆仆开。这样，确保存设备、结构、管道和电缆的单—故障情况下不致使整个系统失占女全功能。依照这种
分离的设计，对于装有事故[况下工作的电动机房间，需要增加设备隔离问或保护墙及冷却设备。核电f—核辅助厂房一般集中设置在反应推厂房的周围，这有利于缩短系统管路从而节省核电厂的基建投资。
汽轮发电机厂房的布置与火电厂汽轮机厂房相似，它一般布置在盟靠安全壳的一侧。厂房内设有汽轮发电机组、凝汽器、凝结水泵、给水泵、给水加热器；除氧器、汽水分离再热器及与二回路系统有关的辅助系统。
控制厂房布置在留个核电厂的中心，它包括中央控制室、厂用配电和各种自动控制设备。中央控制室内装有控制台和控制盘，继电器室内装有各种继电器和控制器。这个厂房控制着整个核电广，因此它是一个至关重要的区域，必须按抗震I类的要求进行设计。
控制室和继电器室共用一个空调系统来冷却电气设备。在继电器室下面，还有一个“电缆室”，它是从电厂各处到控制室引来的所有电线酌汇集点，所有电续都分别引到控制室和继电器内的各个端子排上。
核电厂除了上述主要厂房外，压有循环水泵房、输配电厂房及放射性废物处理厂房。放射性废物处理厂房是核电厂特有的厂房。为了保证在正常和事故工况下排出的放射性物质不致污染周围环境，核电厂内所有通过反应堆及一回路系统排出的气体、液体和固体废物都要经过处理，达到允许标推后才可通过高烟囱、下水道排放或回收使用。因而，核电厂的厂房设施耍比常规电厂严格得多、复杂得多。
2.4初定总平面布置图
核电厂的厂址选定后，在总平面布置设计时应考虑以下原则；
(1)合理区分放射性与非放射性的建筑物，使净区和脏区严格分开，脏区尽可能置于主导风向的下风例，以减少放射性污染。
(2)满足核电厂生产工艺流程要求，便于设备运输，减少厂区管线的迂回和纵横交叉。
(3)反应堆厂房、核辅助厂房和燃料厂房，都应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异而造成管线断裂。
(4)核电厂厂房布置以反应堆厂房为中心，核辅助厂房、燃料厂房、主控制楼和应急柴油发电机厂房均环绕在反应推厂房周围。对于双单元核电厂也可采
核电厂通用机械设备之泵篇
核电厂通用机械设备之泵篇 一泵的概述 泵是将原动机的机械能转换成液体的压力能和动能从而实现流体定向运输的动力设备。泵在现代核电长的运行过程中，占有相当重要的位置，它是核电厂中应用较多的动力机械设备。在核电厂一、二回路及其核辅助系统和非核辅助系统中，只要有液体输送的地方，就离不开泵，泵所输送的液体有水、化学溶液、药剂、油类以及液态金属等。 如反应堆冷却剂回路的主泵、蒸汽回路中的主给水泵、凝结水泵、循环冷却水系统的循环冷却泵以及核与非核辅助系统的高、低压安注泵、上充泵、安全喷淋泵、辅助给水泵、设备冷却水、废液输送泵、核岛重要生水泵、常规岛冷却水泵、分离段疏水泵、辅助冷却水泵、主油泵、润滑油泵、生活上水泵等等。核电厂二回路如图一所示。 1丢 啣------------------ ---- 图一：核电厂二回路示意图 二核电站最常用泵的分类 与其他工业用泵一样，核电站最常用的泵按工作原理分类有叶片泵、容积泵和其它类型的泵，分述如下： 1.叶片泵： （1）离心泵：液体流出叶轮的方向与主轴垂直，或装有离心式叶轮的泵。 ①单极离心泵：单吸式离心泵；双吸式离心泵 ②多级离心泵 在田湾核电站中，这类多级泵有安全壳喷淋泵（低压安注泵，余热排除泵）、高压安注泵、大流量上充泵（转子芯包如图二所示）、主给水泵、辅助给水泵、凝结水泵以及蒸汽发生器排污泵等等。
图二：大流量上充泵的多级转子芯包 （2）轴流泵（固定叶片；可调叶片）：液体流出叶轮的方向与主轴平行，或装有轴流式叶轮的泵。 （3）混流泵（蜗壳式；导叶式）：液体流出叶轮的方向与主轴不垂直也不平行，或装混流式叶轮的泵。可作为大容量机组的循环水泵。 （4）旋涡泵：是一种特殊类型的离心泵，叶轮是一个圆盘，四周铣有凹槽的叶片成辐射状排列。（5）屏蔽泵（离心泵的一种）：在压水堆的冷却剂主循环泵即为屏蔽泵。 2.容积泵 （1）往复泵：活塞泵、隔膜泵、软管泵等 （2）回转泵：齿轮泵、滑片泵、螺杆泵等 3.其它类型的泵 （1）喷射泵 （2）真空泵 三泵的主要部件 下面以最常见的离心泵为例介绍泵的主要部件。离心泵的主要部件有叶轮、吸入室、 压出室、导叶、密封装置和泵轴等。可在图三中找到相应的主要部件
核电厂设备安全分级
核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的 重要性分级的概念。这种安全功能分级称为摪踩燃。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性, 又避免了对某些设备要求过严的现象。 安全功能及分析方法 核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。 为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能: 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段; 为停堆后从堆芯导出余热提供手段; 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。
为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则［2- 5 ］中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。 为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。 确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。
概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。 大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。安全分级 安全一级 安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。 安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。 安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为 A 组。美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。 具体地说应符合美国机械工程师协会（ASME规范第m篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。
初步设计深度要求
3 初步设计 3．1 一般要求 3．1．1 初步设计文件。 1 设计说明书，包括设计总说明、各专业设计说明。对于涉及建筑节能设计的专dk，其设计说明应有建筑节能设计的专项内容； 2 有关专业的设汁图纸； 3 主要设备或材料表； 4 工程概算书； 5 有关专业计算书(计算书不属于必须交付的设计文件，但应按本规定相关条款的要求编制)。 3．1．2 初步设计文件的编排顺序。 1 封面：项目名称、编制单位、编制年月； 2 扉页：编制单位法定代表人、技术总负责人、项目总负责人和各专业负责人的姓名，并经上述人员签署或授权盖章； 3 设计文件目录； 4 设计说明书； 5 设计图纸(可单独成册)； 6 概算书(应单独成册)。 3．2 设计总说明 3 2 1 工程设计依据。 1 政府有关主管部门的批文，如该项目的可行性研究报告、工程立项报告、方案设计文件等审批文件的文号和名称； 2 设计所执行的主要法规和所采用的主要标准(包括标准的名称、编号、年号和版本号)； 3 工程所在地区的气象、地理条件、建设场地的工程地质条件； 4 公用设施和交通运输条件； 5 规划、用地、环保、卫生、绿化、消防、人防、抗震等要求和依据资料； 6 建设单位提供的有关使用要求或生产工艺等资料。 3. 2．2 工程建设的规模和设计范围。 1 工程的设计规模及项目组成； 2 分期建设的情况； 3 承担的设计范围与分工。 3. 2．3 总指标。 1 总用地面积、总建筑面积和反映建筑功能规模的技术指标； 2 其他有关的技术经济指标。 3．2．4 设计特点。 1 简述各专业的设计特点和系统组成； 2 采用新技术、新材料、新设备和新结构的情况。
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
4. 核电厂的设计安全要求
第四章核动力厂的设计安全要求 第一节核动力厂安全目标 一、安全目标 总的安全目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。 总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御。 辐射防护目标是保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。 技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果。对于在设计核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值。并保证有严重事故后果的事故发生的概率极低。 安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。 二、安全目标的实现 辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核动力厂向环境的排放。 在设计核动力厂时，要进行全面的安全分析。此种安全分析要考察以下内容，（1）核动力厂所有计划的正常运行模式。（2）发生预计运行事件时核动力厂的性能。（3）设计基准事故。（4）可能导致严重事故的事件序列。 在分析的基础上，确认工程设计抵御假设始发事件和事故的能力，验证安全系统和安全相关物项或系统的有效性，以及确定应急响应的要求。 尽管采取措施将辐射照射控制在合理可行尽量低，并将能导致辐射来源失控事故的可能性减至最小，但仍然存在发生事故的可能性。这就需要采取措施以保证减轻放射性后果。这些措施包括，（1）专设安全设施。（2）营运单位制定的厂内事故处理规程。（3）国家和地方有关部门制定的厂外干预措施。
核电厂电气系统与设备
1.成套配电装置的特点 （1）、电气设备布置在封闭或半封闭的金属外壳内，相间和对地距离可以缩小，结构紧揍，占地面积小。 （2）、所有电器元件已在工厂组装成一整体，现场安装工作量大大减小，有利缩短建设周期，也便于扩建和搬迁。（3）、运行可靠性高，维护方便 （4）、耗用钢材较多，造价较高。 2.发电机与配电装置的连接有三种方式，即用电缆、敞露母线、封闭母线连接。 3.电气主接线图一般画成单线图 4.核电厂主要有三种主接线：高压开关站主接线、发变组接线、厂用电接线。 5.在两组母线间，装有三个断路器，可引接二个回路，又称为二分之三接线。 6.双母线接线特点 （1）、检修任一组母线时，不会停止对用户连续供电。（2）、运行调度灵活，通过倒换操作可形成不同的运行方式（3.）在特殊需要时，可以用母联与系统进行同期或解列操作。 7.厂用耗电量占发电厂全部发电量的百分数，称为厂用电率。 8.厂用电系统的主要功能是在任何工况下：
（1）为核电厂的厂用点设备提供安全可靠的电源。 （2）并对与核安全有关的系统和设备提供应急电源，以确保核电站的安全运行。 励磁方式分为：用直流发电机作为励磁电源的直流励磁机励磁系统；用硅整流器装置将交流转化成直流后供给励磁的整流器励磁系统 用直流发电机作为励磁电源的直流励磁机励磁系统用硅整流器将交流转化成直流后供给励磁的整流器励磁系统。 同步发电机并联运行的优点 1.电能的供应可以相互调剂，合理使用 2.增加供电的可靠性 3.提高供电的质量，电网的电压和频率能保持在要求的恒定范围内 4.系统愈大，负载就愈趋均匀，不同性质的负载，互相起补偿作用。 5.联成大电力系统，有可能使发电厂布局更加合理。
美国核管会,10 CFR Part 50, Appendix A,核电厂设计总则
美国核管会，10 CFR Part 50, Appendix A，核电厂设计总则 Appendix A to Part 50--General Design Criteria for Nuclear Power Plants Table of Contents ?Introduction ?Definitions o Nuclear Power Unit o Loss of Coolant Accidents o Single Failure o Anticipated Operational Occurrences CRITERIA
Introduction Pursuant to the provisions of § 50.34, an application for a construction permit must include the principal design criteria for a proposed facility.
The principal design criteria establish the necessary design, fabrication, construction, testing, and performance requirements for structures, systems, and components important to safety; that is, structures, systems, and components that provide reasonable assurance that the facility can be operated without undue risk to the health and safety of the public. These General Design Criteria establish minimum requirements for the principal design criteria for water-cooled nuclear power plants similar in design and location to plants for which construction permits have been issued by the Commission. The General Design Criteria are also considered to be generally applicable to other types of nuclear power units and are intended to provide guidance in establishing the principal design criteria for such other units. The development of these General Design Criteria is not yet complete. For example, some of the definitions need further amplification. Also, some of the specific design requirements for structures, systems, and components important to safety have not as yet been suitably defined. Their omission does not relieve any applicant from considering these matters in the design of a specific facility and satisfying the necessary safety requirements. These matters include: (1) Consideration of the need to design against single failures of passive components in fluid systems important to safety. (See Definition of Single Failure.) (2) Consideration of redundancy and diversity requirements for fluid systems important to safety. A "system" could consist of a number of subsystems each of which is separately capable of performing the specified system safety function. The minimum acceptable redundancy and diversity of subsystems and components within a subsystem, and the required interconnection and independence of the subsystems have not yet been developed or defined. (See Criteria 34, 35, 38, 41, and 44.) (3) Consideration of the type, size, and orientation of possible breaks in components of the reactor coolant pressure boundary in determining design requirements to suitably protect against postulated loss-of-coolant accidents. (See Definition of Loss of Coolant Accidents.) (4) Consideration of the possibility of systematic, nonrandom, concurrent failures of redundant elements in the design of protection systems and reactivity control systems. (See Criteria 22, 24, 26, and 29.)
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）
核电厂控制模式的工程设计研究
核电厂控制模式的工程设计研究 发表时间：2020-03-10T11:28:53.513Z 来源：《中国电业》2019年21期作者：徐鹏栋[导读] 近年来，我国对电能的需求不段增加 摘要：近年来，我国对电能的需求不段增加，核电厂建设越来越多。核电厂主控室是对核电站进行监督、控制和操纵的主要场所，几乎所有运行工况下，通过操作员站或后备盘能使核电厂安全地运行;当主控室失效时，就需要在远程停堆站继续对核电厂进行控制，确保核电厂的稳定、安全运行。遵照核电厂相关法规标准，运用人因工程理论，结合数字化仪控平台特点，对主控室操作员站、后备盘及远程停堆站之间操作权限切换进行工程设计与研究，将是本文重点探讨的内容。 关键词：主控室;远程停堆站;后备盘;控制权限切换 引言 数字化仪控系统是指以微处理芯片构成的，以数字处理技术为特点的智能化电子设备和计算机系统，它除了具有常规测量仪表的测量和控制功能外，还具有极强的数据处理和通讯能力，并且数字化仪控系统采用统一的人机界面，为电厂的运行和维护提供了便利。 1控制网点的设计 次级平面控制网宜布设成三角形网或GPS网等形式。其网形设计应充分顾及精度、可靠性和灵敏度等指标。控制网点应根据核电厂总平面布置图和施工总布置图，并结合施工场区内、外的地形条件布设，并满足厂区内主要建筑施工测设的需要。控制网点标石应采用有强制对中装置的钢筋混凝土观测墩，其基础宜建立在基岩上。某核电厂在首级控制网的基础上建立了厂区的次级控制网。随着现场施工工作的开展，控制点A02因与其他在建工程冲突被拆除，控制点A03因循环水管廊爆破开挖被拆除重新布置，控制点A06因离核岛区域太远使用频率不高不再进行复测。通过对变更前后控制网点的分析得知，此次级网的布设还存在很大缺陷：首先，次级网控制墩的布设距离厂房太近，在厂房负挖过程中，次级网损失1/2；其次，次级网点的点位不太理想，没有能互相通视的次级网点。因此，控制网点优先布置施工区域附近的山腰处，以避免施工的影响，并保证点的稳定性和通视。 2现场安装调试阶段 DCS设备的安装工作一般由专门的建安单位负责，但是为了规范安装阶段的工作，保障安装质量，一般需要DCS供方提供安装指导文件，或者派驻专业人员到现场做安装指导，并参与安装质量计划的编制和见证签点等。此外，安装配件的完整性也是此阶段管理的重点，安装配件和专用工具应与主设备一起供货，以免现场安装时才发现设备缺失，引起供货纠纷。在安装完工状态报告（ＥＥＳＲ）签署后，DCS系统进入调试阶段。调试阶段各个设计接口开始实际对接，由于现场工况复杂，大量的现场缺陷需要通过DCS系统甄别确认，调试阶段是暴露和消除这些缺陷的主要阶段。对于DCS系统来讲，此阶段通常不会出现大范围硬件设备的变更，但是大量的工艺参数、动作限值、闭锁逻辑、画面设置等会根据实际情况进行调整，这些变更需要专业的人员进行操作，所以供方在现场的调试支持是必不可少的。调试阶段的变更需提前准备程序，授权专人进行操作，进行规范化的管理。此阶段的变更费用也需制定对策，避免由于合同定义宽泛造成商务谈判中针对软件变更的争议。 3模式分类 (1)MCM操作模式。当核电厂的监控系统一切正常时，操纵员通过MCM模式实现电站全部的控制和监视。BUP的控制功能被抑制，不能向DCS发出控制指令，仅监视功能有效:BUP上的模拟量、开关量信息可显示相关信号的实时变化;BUP上的报警可用，但报警被自动确认和复位;报警闪烁和声音功能也将被抑制。ＲSS处于监视模式，不能向DCS发出控制指令，报警提示声音功能无效。(2)BUP操作模式。当MCM由于某种原因出现失效工况时，操纵员需要从操作员站转移到BUP上，对电厂进行监视和控制。本操作模式下，MCM控制功能被禁止，不能发出控制指令，监视功能有效。BUP的控制功能和声光报警功能被激活，实现电站的控制和监视功能:通过BUP向DCS发送控制命令;BUP上的模拟量、开关量信息显示可显示相关信号的实时变化;BUP上的报警功能可用，需手动确认和复位报警信息、对声音报警消音。ＲSS处于监视模式，不能向DCS发出控制指令，报警提示声音功能无效。(3)BUP测试模式。当需要对BUP上设备的可用性进行试验时，操纵员通过MCM对电厂信息进行监视和控制，对BUP上的设备进行试验。BUP测试是为了测试BUP上模拟手操器、开关手操器与IO站端子板之间的硬接线连接，报警声音提示功能，模拟量和开关量的显示等功能的一种特殊的操作模式。BUP的测试信号，不会送往现场设备，而是经过控制机柜处理后，产生模拟操作结果，返回给BUP显示，也不会对MCM上的正常操作产生影响。本操作模式下，MCM处于正常的控制模式。BUP的控制功能被抑制，监视功能仍然有效;BUP上的报警功能正常，需手动确认和复位报警，手动关闭声报警功能。ＲSS处于监视模式，不能向DCS发出控制指令，报警提示声音功能失效。(4)ＲSS操作模式。当核电厂主控室不可用时，操纵员需要从主控室撤离至远程停堆站，继续完成对反应堆的控制，将反应堆带入并维持在冷停堆状态，保证核电厂的安全。本操作模式下，ＲSS处于控制状态，通过ＲSS操作员站向DCS发出控制指令，实现对电站的控制功能，同时也接受DCS反馈信息，监视电站状态。MCM处于监视模式，报警及声报功能无效。BUP的控制功能被抑制，自动完成报警确认和复位。 4运用人因工程原则设计先进控制室 人因工程是在一项产品或一个系统研制过程中研究如何系统的利用人的特性，包括心理方面和生理方面的特性。核电厂设计中使用人因工程原则，可以减少可能危及电厂安全和可运行性的人因错误，改善电厂安全。为了最大限度减少人因失误，在数字化控制室设计时应充分考虑人的因素，发挥人的长处，避免劣势。比如功能分析与分配时综合考虑操纵员能力和仪控系统的处理能力，操纵员来不及干预时的快速响应操作，工作负荷大的要分配给仪控系统等。进行画面设计时也要充分运用人因工程原则，如字体的大小、颜色、信息分组等都要考虑人的因素。报警设计应根据重要程度进行分级，报警设计还需考虑报警分类、过滤、抑制，这样，操纵员就可以快速获得他需要的报警。操纵员的工作盘台设计要考虑为操纵员提供较为舒适的坐姿或站姿操作，比如操纵员工作站的盘台尺寸，操纵员的视角大小。数字化控制室也要为操纵员的安全操作提供舒适的环境，这可以减少操纵员的疲劳和压力，避免失误。比如要考虑主控室的通风设计、主控室的噪声设计以及照明设计等环境设计。 结语 综上所述，正常运行工况下，主控。室中操作员站作为主要的控制手段对其进行控制操作。为了保证控制方式多样性需要，应对主控室操作员站不可用情形，在主控室也保留着常规的操作手段:后备盘。极端情况下，整个主控室可能出现失效，就需要退防到远程停堆站，继续监视和控制电厂，并安全地停堆，避免造成更大的危害。
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
核电厂设备安全分级
编号：SY-AQ-08756 ( 安全管理) 单位：_____________________ 审批：_____________________ 日期：_____________________ WORD文档/ A4打印/ 可编辑 核电厂设备安全分级 Safety classification of nuclear power plant equipment
核电厂设备安全分级 导语：进行安全管理的目的是预防、消灭事故，防止或消除事故伤害，保护劳动者的安全与健康。在安全管理的四项主要内容中，虽然都是为了达到安全管理的目的，但是对生产因素状态的控制，与安全管理目的关系更直接，显得更为突出。 核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。这种安全功能分级称为摪踩燃。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。 安全功能及分析方法 核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。 为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能： 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段； 为停堆后从堆芯导出余热提供手段； 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况
之后的任何释放不超过容许极限。 为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。 为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。 确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。 概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。 大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想
完整word版,《核电中长期发展规划(2005-2020年)》全文
《核电中长期发展规划(2005-2020年)》全文 国务院已经正式批准了国家发展改革委上报的《核电中长期发展规划(2005-2020年) 》。这标志着中国核电发展进入了新的阶段。 以下为该《规划》全文—— 核电中长期发展规划 (2005～2020年) 国家发展和改革委员会 二OO七年十月 前言 核能已成为人类使用的重要能源，核电是电力工业的重要组成部分。由于核电不造成对大气的污染排放，在人们越来越重视地球温室效应、气候变化的形势下，积极推进核电建设，是我国能源建设的一项重要政策，对于满足经济和社会发展不断增长的能源需求，保障能源供应与安全，保护环境，实现电力工业结构优化和可持续发展，提升我国综合经济实力、工业技术水平和国际地位，都具有重要的意义。 核电发展专题规划是电力发展规划的重要组成部分。本规划在总结国内核电建设和世界核电发展经验的基础上，分析研究了我国发展核电的意义和相关条件，提出了核电发展的指导思想、方法和目标。在核电自主化发展战略的实施、核电建设项目布局与进度安排、厂址资源开发与储备、核电安全运行与技术服务体系、配套核燃料循环及核能技术研发项目及落实规划所需要的保障政策与措施等方面提出了具体的实施方案。各地区各部门应按照规划合理安排核电建设，促进核电工业有序健康地发展。 一、核电发展的现状 (一)核电在世界能源结构中的地位 自20世纪50年代中期第一座商业核电站投产以来，核电发展已历经50年。根据国际原子能机构2005年10月发表的数据，全世界正在运行的核电机组共有442台，其中：压水堆占60%，沸水堆占21%，重水堆占9%，石墨堆等其它堆型占10%。这些核电机组已累计运行超过1万堆?年。全世界核电总装机容量为3.69亿千瓦，分布在31个国家和地区；核电年发电量占世界发电总量的17%。 核电发电量超过20%的国家和地区共16个，其中包括美、法、德、日等发达国家。各国核电装机容量的多少，很大程度上反映了各国经济、工业和科技的综合实力和水平。核电与水电、火电一起构成世界能源的三大支柱，在世界能源结构中有着重要的地位。 (二)我国核电发展取得的成绩 我国是世界上少数几个拥有比较完整核工业体系的国家之一。为推进核能的和平利用，上世纪七十年代国务院做出了发展核电的决定，经过三十多年的努力，我国核电从无到有，得到了很大的发展。自1983年确定压水堆核电技术路线以来，目前在压水堆核电站设计、设备制造、工程建设和运行管理等方面已经初步形成了一定的能力，为实现规模化发展奠定了基础。 1、核电建设和运营取得良好业绩。 自1991年我国第一座核电站—秦山一期并网发电以来，我国有6座核电站共11台机组906.8万千瓦先后投入商业运行，8台机组790万千瓦在建(岭澳二期、秦山二期扩建、红沿河一期)。 截至目前，我国核电站的安全、运行业绩良好，运行水平不断提高，运行特征主要参数好于世界均值；核电机组放射性废物产生量逐年下降，放射性气体和液体废物排放量远低于国家标准许可限值。秦山一期核电站已安全运行14年，最近一个燃料循环周期还创造了连续安全运行400天的新记录。大亚湾核电站近年的运行水平与核能发达国家的水平相当，运行业绩进入了世界先进行列。我国投运和在建核电项目情况见表1。