核电厂系统与设备
核电厂系统及设备讲义
核电厂系统及设备讲义一、核电厂概述核电厂是利用核裂变或核聚变能产生电能的设施。
核电厂通常由核反应堆、发电机、冷却系统、辅助设备等组成。
二、核反应堆核反应堆是核电厂的核心设备，它是进行核裂变或核聚变反应的地方。
核反应堆通常采用压水堆、沸水堆等不同类型。
核反应堆的安全运行是核电厂的关键。
三、发电机核电厂的发电机是将核反应堆产生的热能转化为电能的装置。
发电机通过转动产生电能，供给电网使用。
四、冷却系统核电厂的冷却系统用于散热，避免核反应堆过热。
冷却系统通常采用水冷却或气冷却的方式。
五、安全系统核电厂的安全系统包括应急关闭系统、防护系统等。
这些系统是核电厂保障安全运行的关键。
六、辅助设备核电厂的辅助设备包括控制系统、监测设备、燃料装置等。
这些设备为核电厂的正常运行提供支持。
七、废物处理系统核电厂产生的废物处理是核电厂运行的重要环节。
废物处理系统包括核废料处理设施、废水处理设施等。
以上就是核电厂系统及设备的简要介绍，核电厂作为清洁能源的重要组成部分，在全球范围内发挥着重要作用。
随着技术的不断发展，核电厂的安全性和效率将得到进一步提升。
八、安全防护设施核电厂的安全防护设施是保障核反应堆安全运行的重要一环。
其中包括核反应堆容器、保护壳和防辐射屏障等。
这些设施能够有效隔离放射性物质，确保辐射对周围环境和人员的影响得到最小化。
九、辐射监测系统核电厂使用辐射监测系统对反应堆周围环境和工作人员进行实时监测，以确保辐射水平在安全范围内。
这些监测系统包括气体采样装置、人员穿戴的辐射监测仪器等，能够及时警报，保障人员和环境的安全。
十、应急预案核电厂拥有完善的应急预案，对各种可能的事故和突发状况进行了充分的预案和演练。
一旦发生紧急情况，核电厂能够迅速启动应急预案，以及时有效地应对和解决问题。
十一、燃料处理系统核电厂的燃料处理系统负责燃料元件的储存、运输和辐射监测。
燃料元件是核反应堆的关键部件，核电厂需要对其进行精心管理和维护，以确保核反应堆的正常运行。
核电厂系统及设备培训
核电厂系统及设备培训1. 引言核电厂是一种利用核能产生电能的设施，它是现代电力系统中重要的组成部分。
核电厂的系统及设备包括反应堆、燃料装载系统、冷却系统、蒸汽发生器、涡轮发电机等，这些设备的性能和工作原理对于核电厂的运行安全和经济性具有重要影响。
为了确保核电厂人员能够熟练操作和维护核电厂的系统及设备，进行培训是必要且重要的。
2. 核电厂系统及设备培训的目的核电厂系统及设备培训的主要目的是使核电厂运行人员具备以下能力： - 熟悉核电厂的各个系统及设备的工作原理和性能参数； - 掌握核电厂的运行操作流程和操作规范； - 能够快速排除系统故障，保证核电厂的运行安全性及稳定性； - 能够进行核电厂设备的日常维护和检修工作。
3. 核电厂系统及设备培训内容核电厂系统及设备培训的内容包括但不限于以下几个方面：3.1 反应堆•反应堆的结构和原理•反应堆的控制系统和安全系统•反应堆的运行指标和性能参数3.2 燃料装载系统•燃料装载系统的结构和作用•燃料装载系统的操作流程和注意事项•燃料装载系统的维护和检修3.3 冷却系统•冷却系统的工作原理和分类•冷却系统的操作流程和运行参数•冷却系统的故障排除和维护措施3.4 蒸汽发生器•蒸汽发生器的结构和工作原理•蒸汽发生器的运行参数和性能指标•蒸汽发生器的维护和检修方法3.5 涡轮发电机•涡轮发电机的结构和工作原理•涡轮发电机的运行参数和性能指标•涡轮发电机的维护和检修方法4. 核电厂系统及设备培训的方法为了确保核电厂人员能够有效地学习核电厂系统及设备的相关知识和技能，培训应采取多种方法： - 组织理论授课，讲解核电厂系统及设备的相关知识； - 安排实际操作训练，让学员能够亲自操作核电厂的系统及设备； - 进行案例分析和模拟演练，让学员能够应对不同的故障情况； - 定期进行考核和评估，检验学员对核电厂系统及设备的掌握程度。
5. 核电厂系统及设备培训的意义核电厂系统及设备培训的意义在于： - 提高核电厂运行人员的专业素质和能力水平； - 提高核电厂系统及设备的运行安全性和稳定性； - 保证核电厂的经济运行和电力供应的可靠性； - 降低核电厂事故的发生概率和事故的后果。
核电厂系统及设备
核电厂系统及设备
核电厂系统及设备主要包括以下几个方面：
1. 核反应堆：核电厂的核反应堆是核电厂最核心的部分，它通过核裂变或核聚变反应产生巨大的热能。
核反应堆通常由燃料组件、燃料棒、燃料元件、反应堆堆芯、堆腔和控制系统等组成。
2. 蒸汽发生器：核反应堆释放的热能会被用来加热水，产生高温高压的蒸汽。
蒸汽发生器是核电厂中的关键设备，它通过将核反应堆排出的高温冷却剂与次级回路中的冷却剂进行热交换，将水加热为蒸汽。
3. 主蒸汽管道系统：主蒸汽管道系统连接了蒸汽发生器和汽轮机，将高温高压的蒸汽输送到汽轮机中，通过汽轮机的转动产生动力，驱动发电机发电。
4. 汽轮机和发电机：汽轮机是核电厂中的关键设备之一，它通过蒸汽的高速流动驱动转子旋转，产生机械能。
发电机则将机械能转化为电能，通过电力传输系统将电能输送到电网中。
5. 冷却系统：核电厂需要通过冷却系统将发电过程中产生的余热散发出去，保持核电厂的正常运行温度。
常用的冷却系统包括河水冷却系统、冷却塔系统等。
6. 安全系统：核电厂的安全系统是保证核反应堆运行安全的重要设备。
安全系统包括事故监测预警系统、应急冷却系统、安全容器等，用来应对可能发生的异常事故或紧急情况。
除了以上几个方面的设备，核电厂还包括辅助设备，如控制系统、通风系统、水处理设备、废物处理设备等，这些设备都是核电厂正常运行的重要保障。
同时，核电厂还有辐射防护设备、工业液体废物贮存系统等，保障人员的安全和环境的保护。
核电厂系统与设备-压水堆核电厂
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：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。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
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
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
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 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
核电厂系统与设备第二版课程设计
核电厂系统与设备第二版课程设计一、课程设计目的本课程设计主要是为了使学生深入了解核电厂系统与设备的原理、结构和工作原理，培养学生的实践能力，为将来从事相关工作提供基础知识和技能。
二、课程设计内容1. 系统概述介绍核电厂系统概述，包括核反应堆系统、内部循环系统、热力系统、冷却系统、辅助系统等内容。
2. 核反应堆系统详细介绍核反应堆的原理、结构、工作原理和安全措施，包括输入输出控制、负反馈控制、温度变化控制等技术。
3. 内部循环系统介绍内部循环系统的原理、结构、工作原理和关键技术，以及系统设计、运行和维护中的注意事项。
4. 热力系统介绍热力系统的概念、原理、结构和运行原理，包括其与核反应堆系统、内部循环系统等其他系统之间的关联性。
5. 冷却系统该模块主要介绍冷却系统的原理、结构、工作原理和冷却技术。
主要包括冷却剂流动特性、储存技术、储存设备和储运安全问题。
6. 辅助系统介绍核电厂辅助系统的原理、结构、工作原理和技术，主要包括变压器、燃料加注系统、消防系统、氧气系统、防辐射控制系统和安全保护系统等方面。
三、课程设计要求1. 学习方法本课程设计采用多种教学方法，如课堂讲授、案例分析、实验操作和模拟演练等。
2. 设计要求本次课程设计要求学生独立完成课程设计，并在规定的时间内提交课程设计报告，其中应包括设计说明、方案、图纸、流程图和技术参数等内容。
3. 实践环节本课程设计还要求学生在实验室中进行实验操作，学生应熟练掌握实验操作技能，加强对核电厂系统与设备的理解和认识。
4. 安全要求本课程设计涉及到核能问题和辐射问题，教师和学生必须严格遵守安全规定，注意安全保护，确保实验室环境安全。
四、课程设计结果评估本次课程设计将考核学生的实践操作能力、设计能力、文献查阅能力和课程理解能力等方面，评估结果将影响学生最终的成绩。
核电厂系统及设备知识
核电厂系统及设备知识反应堆是核电厂的核心设备，用于进行核裂变反应，产生大量热能。
反应堆一般由燃料组件、反应堆压力容器、反应控制系统等组成。
燃料组件是含有放射性核燃料的结构部件，可以产生裂变反应；反应堆压力容器是储存反应堆冷却剂的金属容器，保证核反应的正常进行；反应控制系统用于控制核反应的速率和安全性。
蒸汽发生器是连接反应堆和蒸汽涡轮发电机组的重要设备。
它通过将反应堆冷却剂的热能转移给水，使水蒸发成为高温高压的蒸汽，用于驱动蒸汽涡轮发电机组发电。
蒸汽涡轮发电机组是核电厂的主要发电设备，它将高温高压的蒸汽能量转化为电能。
核电厂的冷却系统用于冷却反应堆和蒸汽发生器，防止核反应过热和爆炸。
冷却系统通常包括主冷却循环、辅助冷却循环和应急冷却系统等。
核电厂的控制系统是对核反应堆进行监控和控制的设备，保证核反应的安全、稳定和高效进行。
此外，核电厂还有辅助设备包括供应水系统、通风系统、废物处理系统等，用于保障核电厂的运行和安全。
总的来说，核电厂的系统和设备是一个密不可分的系统，各部分设备协同工作，确保核反应的安全、高效进行，并将热能转化为电能。
核电厂是人类利用核能进行能源开发的重要手段之一。
尽管核能的利用被一些人质疑其安全性，但是通过严格的安全管理和监控，以及先进的技术和设备，核电厂在为人类提供清洁、高效的能源的同时，也保证了可靠性和安全性。
接下来我们将更加深入地了解核电厂的系统和设备知识。
反应堆是核电厂的核心部件，是核能转变为热能的场所，其内部包含着燃料组件，用以控制和维持反应中子的自持和增殖。
燃料组件一般是由铀或钚等元素的化合物构成，包装在金属或陶瓷的包壳中。
反应堆压力容器则是容纳反应堆冷却剂的主要设备，其壁厚、材料及焊缝质量等都受到严格的监控。
反应堆控制系统则是用于监控和控制核反应的速率和安全性的设备，包括各种传感器、控制棒和自动系统，确保核反应能够达到预期的状态。
蒸汽发生器连接在反应堆之后，通过将反应堆冷却剂的热能转移给水，使水蒸发生成高温高压的蒸汽。
核电厂系统及设备培训课程
运行成本：包括燃 料成本、维护成本、 人力成本等
经济效益：发电量、 电力销售收入、税 收等
社会效益：环保、 安全、就业等 Nhomakorabea综合效益评估：考 虑各种因素，评估 核电厂的总体效益
调整：根据监控数据，及时调 整运行参数，优化设备性能， 提高运行效率
运行监控：实时监测核电厂系 统及设备的运行状态，确保安 全稳定
应急处理：在出现异常情况时， 迅速采取应急措施，防止事故 扩大
培训内容：介绍核电厂运行监 控与调整的相关知识、技能和
注意事项
运行效率提升：通过改进操作流程和设备维护方式，提高核电厂运行效率 安全管理强化：加强安全监管和风险控制，确保核电厂安全稳定运行
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汇报人：
核电厂设备介绍
反应堆类型：轻水堆、重水堆、快中子堆等 反应堆结构：压力壳、燃料组件、控制棒等 反应堆控制系统：调节反应堆功率、控制反应性等 反应堆安全设施：安全壳、应急冷却系统等
蒸汽发生器： 将核反应堆产 生的热能转化 为蒸汽，为汽 轮机提供动力
蒸汽管道：将 蒸汽从蒸汽发 生器输送到汽 轮机，以及从 汽轮机输送到
辐射防护：加强辐射防护措施，确 保员工和周边居民的健康与安全
核电厂运行与管理
核电厂运行计划：制定、执行和监控核电厂的运行计划，确保安全、经济和高效运行 调度管理：协调核电厂与电网之间的调度，确保电力供应的稳定和可靠 应急预案：制定和执行核电厂应急预案，应对突发事件和事故情况 运行人员培训：对核电厂运行人员进行培训，提高其技能水平和操作能力
核电厂安全与防护
国家核安全法 规和标准
精选核电厂系统及设备培训课件
一座典型的1000MW级压水堆核电厂在冷却剂中各种裂变产物和活化腐蚀产物的放射性。冷却剂的放射性主要是由惰性气体(占90%以上)、碘(占3%以上)、铷（占1%）、钼（约占1%）和铯（小于1%）组成的。进入一回路冷却剂的放射性惰性气体每年大约有数千万GBq，绝大部分是Kr（1.83h）、Xe（9.11h）等短寿命的同位素，它们在运行过程中自行衰变，排出堆外后很快就消失，需作净化处理的仅占很小一部分。
按其功能可分为以下几类:排出核燃料剩余功率；对反应堆冷却剂进行化学和容积控制；进行设备的冷却；废物的收集和处理；核岛通风空调系统。
1 化学和容积控制系统(CVCS)
1.1 系统的功能1.2 设计依据1.3 系统流程1.4 系统设备布置1.5 系统运行
1.1 系统的功能
化容系统主要功能如下:通过改变反应堆冷却剂的硼浓度,对堆芯进行反应性控制；维持稳压器的水位,控制一回路系统的水装量；对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化,减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀,控制反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量,降低反应堆冷却剂的放射性水平；
一回路主要辅助系统
1 化学和容积控制系统2 反应堆硼和水的补给系统3 余热排出系统4 设备冷却水系统5 重要厂用水系统6 换料水池和乏燃料池冷却和净化系统7 废物处理系统
概述 一回路主要辅助系统是核岛的重组成部分。它不仅对核电厂正常运行是不可缺少的,而且在事故工况下,为核电厂安全设施系统提供支持。
上充泵出口水分两路：一路经上充流量调节阀和再生换热器进入一回路冷段；另一路经轴封水流量调节阀向主泵输送密封水。稳压器丧失正常喷淋时，上充泵提供辅助喷淋；上充流量调节阀的最小流量要考虑冷却下泄流(6m3/h) ,最大流量(25.6m3/h) 要考虑保证轴封水供应。
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路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 能动的安全性 必须依靠能动设备（有源设 备），即需由外部条件加以保证的安全性。
• 后备的安全性 指由冗余系统的可靠度或阻 止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全 性保证。
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核电厂系统与设备
• 固有安全性定义为：当反应堆出现异常工况 时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干 预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全 性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆 趋于正常运行和安全停闭。
水送到高压安注泵入口，或当泵出口压力高
于一回路压力时直接注入一回路。
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核电厂系统与设备
安全注入系统的主要参数
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核电厂系统与设备
安注启动信号
• 高压和低压安注系统的触发信号由反应堆 保护系统给出。如果自动控制电路故障， 可由控制室手动启动。
• 中压安注系统不需要外电源或启动信号就 能快速响应。当反应堆冷却剂压力低于安 注箱的压力时就开始向一回路系统的冷段 注水，保证快速冷却堆芯。
• 手动启动。
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核电厂系统与设备
启动信号触发后的保护动作
安注信号除立即启动RIS系统执行安注过程外， 还实施下列保护动作，包括：
• 反应堆紧急停堆（实际上应已停堆，这里是为 了确认），汽轮机脱扣；
• 启动应急柴油发电机； • 隔离主给水系统（ARE），并停运主给水泵； • 启动电动辅助给水泵；
核电厂系统与设备
路漫漫其悠远
2020/11/19
核电厂系统与设备
1 核反应堆的安全系统
• 在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须 坚持和确保安全第一的原则。三哩岛和切尔 诺贝利两次重大事故的发生，使人们对反应 堆安全性提出了更高的要求。提出应以固有 安全（Inherent Safety）概念贯穿于核电厂 设计安全的新论点。
核电厂系统与设备
双层安全壳
• 德国采用的双层球形安全壳设计，内层为承 压的球形钢壳，外层为半球形混凝土壳。
• 田湾与EPR是双层安全壳。 • 在双层安全壳中设置了空气再循环系统，它
由排风机、冷却器、除湿器、高效率粒子过 滤器和碘过滤器组成。工作时，能使环形空 间保持负压，起到双层包容的作用。同时也 使环形空间内的气体通过碘过滤器进行再循 环，降低安全壳泄出气体中放射性物质浓度， 使放射性对电厂周围的影响降低到最低限度。
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核电厂系统与设备
• 启动设备冷却水泵（RRI）和重要厂用水泵 （SEC）；
• 启动上充泵房应急通风系统（DVH）；
• 启动安全壳换气通风系统（EBA），并将核燃 料厂房通风系统（DVK）切换到碘过滤器；
• 将安全壳环廊房间通风系统（DVW）切换到碘 过滤器；
• 触发安全壳隔离（阶段A）。
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核电厂系统与设备
大亚湾安全壳整体尺寸如下：
• 筒体混凝土壁厚0.9m，
• 衬里内径37m，
• 高为56.68m。
• 内部有效空间约49000m3。
• 安全壳的设计（绝对）压力为0.52MPa，设计 温度为145℃，允许每24小时的（质量）泄漏
量为0.1%。
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核电厂系统与设备
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核电厂系统与设备
事故工况下投入的系统或装置
第一道屏障：反应堆紧急停堆系统
第二道屏障：稳压器安全阀
第三道屏障：则有以下系统或装置动作： • 安全壳自动隔离； • 安全壳喷淋系统， 用于降低安全壳内压和减
少放射性碘；
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核电厂系统与设备
• 氢气复合装置，消除失水事故情况下产生 的氢气，防止可能出现的氢爆；
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核电厂系统与设备
当 P≤119bar 时，高压安注 系统投≤42.5bar 150 时，中压安注 100 系统自动投入
50
当P<10bar时， 0 低压安注系统 投入
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10
20
30
一回路破口后的压力变化
时间 （s）
核电厂系统与设备
LOCA时的安注过程
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核电厂系统与设备
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核电厂系统与设备
2 专设安全设施
专设安全设施本身是指：
– 安全注射系统（RIS）
– 安全壳
– 安全壳喷淋系统（EAS）
– 安全壳隔离系统（EIE）
– 安全壳消氢系统
– 辅助给水系统（ASG）
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核电厂系统与设备
有些系统虽不是专设安全设施，但协助完成专 设安全设施功能，或为保证专设安全设施的运 行提供必要的条件：
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核电厂系统与设备
• 具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于 自然的安全性，非能动的安全性和后备反 应性的反应堆体系被称为固有安全堆。
• 先进核反应堆有:池式快堆IFR，模块式高 温气冷堆MHTGR，过程固有最终安全反应 堆PIUS。
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核电厂系统与设备
反应堆安全设施有特定的安全功能
• 对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物 屏蔽，并限制污染气体的泄漏。
• 对外部事件（如飞机撞击、龙卷风）进行防 护。
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核电厂系统与设备
• 安全壳有多种形式，主要有：（1）带密封 钢衬的预应力混凝土安全壳，（2）双层安 全壳，（3）负压安全壳。
• 从几何形状上有圆柱形的和球形的。
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高、低压安注示意
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中压安注示意 核电厂系统与设备
高低压安注系统流程图
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核电厂系统与设备
高压安全注入系统
• 一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故 引起一回路温度和压力下降到一定值时，高 压安全注入系统投入，从换料水箱通过硼注 入箱向一回路注入含硼水。
• 高压安全注入系统由换料水箱、三台高压安 注泵、浓硼酸再循环回路（包括硼注入箱、 硼注入箱再循环泵和缓冲箱）和通往一回路 的注入管线及相关阀门的管道组成。
• 是一个非能动系统。不用安注信号启动任何
电气设备。在失水事故情况下，一旦一回路
系统的压力低于蓄压箱的注入压力时，蓄压
箱内氮气压力使逆止阀打开，蓄压箱内的含
硼水迅速注入堆芯，每个蓄压箱的水量可淹
没半个堆芯。
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核电厂系统与设备
• 在发生大破口失水事故时，一回路压力大 幅度下降，应急堆芯冷却系统的三个子系 统将全部投入。启动高压安注泵和低压安 注泵有时间延迟，且流量也受限制，蓄压 箱注入系统可靠、迅速地向堆芯注入大量 含硼水，保证堆芯得到及时冷却。
• 在电站出现三、四类事故时，保证反应堆 余热的排出，并尽可能地限制包容裂变产 物的设备与系统的损坏。
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核电厂系统与设备
具体说是： – 发生失水事故时，向堆芯注入含硼水； – 阻止放射性物质向大气释放； – 阻止安全壳中氢浓集； – 向蒸汽发生器事故供水。
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核电厂系统与设备
2.2 专设安全设施设计原则
设计原则 –设备高度可靠； –系统具有多重性； –系统相互独立； –系统定期检验； –具备可靠电源； –具有足够的水源。
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核电厂系统与设备
按NRC规定，系统按设计基准事故确定的冷却
性能须满足：
• 燃料包壳最高温度保持低于1204℃；
• 最大包壳氧化程度不超过包壳总厚度的17%， 最大产氢量不超过包壳－水化学反应产氢量 的1%；
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核电厂系统与设备
确保反应堆安全的四种安全性要素
• 自然的安全性 只取决于内在负反应性系数、多普勒 效应、控制棒藉助重力落入堆芯等自然科学法则的 安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂 变，确保堆芯不熔化。
• 非能动的安全性 建立在惯性原理（如泵惰转）、重 力法则（如位差）、热传递法则等基础上的非能动 设备（无源设备）的安全性，即安全功能的实现毋 需依赖外来的动力。
核电厂系统与设备
预应力混凝土安全壳
• 大亚湾核电站所采用的是带密封钢衬里的单 层预应力混凝土安全壳。底部用钢筋混凝土 底板封闭，顶部用准球形的预应力混凝土穹 顶封闭，其内表面由一层6mm厚，由焊接钢 板组件制成的金属衬里覆盖。
• 安全壳尺寸取决于堆功率，由满足能量释放 所需的净自由容积决定的，最小内部高度通 常由设备装卸的空间决定。
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核电厂系统与设备
中压安注箱
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核电厂系统与设备
低压安注系统
• 低压安注系统包括两个独立的系列。每个系 列由一台低压安注泵、通往换料水箱和安全 壳地坑的吸水管道和一回路冷、热管段的注 入管道和阀门组成。
• 低压安注泵在直接注入阶段从换料水箱吸水，
再循环注入阶段从安全壳地坑吸水，排出的
故，安全注射系统补偿因泄漏造成的冷却剂
量的减少。
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核电厂系统与设备
• 安全注入系统通常分三个子系统：高压安全 注入系统、蓄压箱注入系统和低压安全注入 系统。
• 安注过程包括：直接注入阶段，再循环注入 阶段。当换料水箱水位达到低3信号且安注 信号依然存在时，开始再循环注入。低压安 注泵从安全壳地坑吸水。
• 砂堆过滤器，防止安全壳超压； • 安全壳内废液及废气的外泄漏分别由碘过
滤器及核岛排气及疏水系统收集后重新送 回安全壳。
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核电厂系统与设备
• 核电站以可能性极小的、假象的最严重事 故作为安全设计的依据，这种最严重事故 是指一回路大破口时的冷却剂丧失（LOCA） 事故。一旦一回路管道大破裂，冷却剂就 会喷流而出，造成反应堆失水。如果堆芯 失去冷却而烧毁，则大量放射性物质就可 能释放到安全壳内。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 高压安全注入系统由两个系列A和B组成。 每个系列提供百分之百的应急冷却水。