核电厂系统与设备复习资料
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。
核电厂系统及其设备复习题
核电厂系统及其设备复习题一、根据系统图，简要解释核能发电原理。
二、名词解释1）质能关系2）裂变3）临界状态4）反应性5）半衰期6）一回路7）PWR8）蒸汽发生器9）稳压器三、选择题1. T he nuclear power station provides ___ for the utility grid. •expensive electricity•base load•peak load•full load2. __specify the steps required to go from one operating state to another. •The codes•The NRC•The operators•The procedures3. When large decrease in turbine load the steam from the steam generators is sent to the__.•steam condenser•atmosphere•steam dump system•heat exchanger4. An excess of coolant inventory can result in a___.•power increase•temperature increase•reactor trip•turbine trip5. Following the coastdown of the coolant pumps, the core residual heat will be removed by___.•condensers•natural circulation•boiling heat transfer•emergency power6. The operation of a nuclear plant is ___than operating a modern fossil fuel power station.•easier•more difficult•rather•more complex7. The heat is transferred by the reactor coolant from the core to the___. •cecondary loop•outlet nozzles•steam generators•pressurizer8. The fuel rod provides___to the escape of fission products.•two barriers•three barriers•seals• a barrier9.The CEA guide tubes are made of__.•stainless steel•ceramic•zircaloy•B4C10. The helium inside the fuel cladding improves the ____.•characteristic•gap heat conductivity•gap heat convection•clad strain11. The CEA guide tubes are arranged___.•in the fuel assembly•around the fuel assembly•in the center of fuel assembly•outside the fuel assembly12. The coolant can ___through the guide tubes.•not flow•be•flow•pass13. There ___ steam generator(s) in each primary loop.•is one•are two•are there•is no14. At the top of the tube bundle shroud, ___ are mounted.•eggcrates•steam-water separators•plates•baffles15. There ___ in the system 80+ steam generator.•is one feedwater inlet•are two feedwater inlets•are three feedwater inlets•are many feedwater inlets16. The flywheel on the motor is to provide___.•energy•water•coastdown flow•torque17. The temperature of the water in the seal assembly is maintained within acceptable limits by___.•water•oil•steam•water and oil18. In accordance with the coolant temperature program,the average reactor coolant temperature is ____ when steam demand is increased.•constant•fall•raised•high19. In pressurized water reactors water is used as___.•moderator•coolant•both a and b•neither a nor b20. The thermal efficiency of PWRs is___.•more than 40%•about 30%•less than 10%•about 70%21. The space between the reactor vessel and the core barrel is the ___.•fuel rods•control rods•downcomer•plenum22. The ECCS is provided to___.•cool the core•control reactivity•control volume•drive pump23. There are___ successive barriers in PWR to prevent radioactivity escape.•two•three•four•five24. The containment enclose the_____.•reactor•reactor and pressurizer•primary system and secondary system•entire primary system25. From the text the safest nuclear power plant may be a __.•expensive one•cheap one•big one•small one26. Following a decrease in turbine load, the water pressure and temperature in the reactor__.•will increase•increase•decrease•will be unchanged27. A temperature decrease of reactor vessel water results in an___. •insertion of control rods•power decease•power increase•increase of reactivity28. Loss of power is a ___.•upset condition•abnormal increase•reactor trip•reactor shutdown accident29. Inadvertent auxiliary spray will result in____.•temperature decrease•power decrease•pressure decrease•abnormal condition30. The long-term control of core reactivity means adjustment of____. •control rods•boric acid•power output•coolant31. The burnable absorber rod assembly provides the capability of high absorber strength__.•in all its life•at the beginning of refueling•at the end of refueling cycle•during operation32. The fuel assemblies used in a reactor are__.•similar•different•three types•same33. In the fuel rod the spring is set on the___.•pellet column•spacer disc•end cap•top34. The CEA guide tubes are welded to the___.•spacer grids•lower end fittings•control rods•end cap35. The fuel spacer grids are made of__.•stiff arches•springs•plates•zircaloy strips36. After long time radiation the boron carbide will___.•decrease in mass•be swelling•increase in mass•be dissipated37. The economizer increases the cold leg side ___ before coolant leaving the steam generator.•flow rate•temperature•temperature difference•relative flow38. The water from the steam separators flows down into the ___.•economizer•shroud•bundle•evaporator section39. In the downcomer the water is___.•saturated•boiling•very cold•subcooled40. The pump is connected with the motor by a___.•diaphragm•tube•coupling•casing41. ___ pressurizer heaters are connected to proportional controllers.• A few•The remaining•Most of the•Many42. The fluid from economizer section is ___.•two-phase flow•boiling water•subcooled water•saturated water43. The amount of heat that has been converted in steam turbine is ___ that removed in condenser.•more than•less than•same as•similar to44. The hot primary fluid exchanges its heat with the secondary fluid in the__. •pressurizer•condenser•header•steam generators45. Residual heat-removal system remove the decay heat from the core___. •during plant operation•after plant shutdown•during start-up•during transient condition46. The ___ is connected to the spent fuel pond by transfer canal. •containment•pressure vessel•pipe•reactor cavity47. One of the important factors influencing containment design is __.•the size•the pressure inside•LOCA•economic48. A sodium hydroxide additive is provided to reduce__.•the iodine concentration•the pressure•the radioactivity•vapor四、解释如下蒸发流程图，阐述作用和工作原理。
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。
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
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的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
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，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
核电站操纵员取照考试习题集——系统及设备
接管区上壳段特点是：
1) 有 4 个整体冲压成型的接管Φ850，是反应堆冷却剂四个环路上的出口接管（热管
段）；
2) 有 2 个接管Leabharlann 250，是 2 个中压安注箱接管；
3) 有 1 个接管Φ250，是仪表接管； 4) 在上壳段外表面上焊有 2 个套管，用于测量运行时容器外表面的温度。
5) 在上壳段内表面上焊有隔流环，用于将反应堆压力容器和堆芯吊篮间的环形流道分
田湾核电厂操纵人员取照考试复习题集
系统和设备
第二章 核电厂系统和设备
目录
2.1 一回路系统和设备 2.2 主要工艺及辅助系统 2.3 安全系统 2.4 废物处理系统 2.5 二回路系统及设备
2.6 电气系统
2－2 2－25 2－44 2－52 2－57 2－72
2—1
田湾核电厂操纵人员取照考试复习题集
1) 由于反应堆冷却剂平均温度变化比较大，就要求一回路具有很大的体积变化补偿能 力（稳压器），使一回路压力补偿问题变得严重了；
2) 对于具有负温度系数的压水堆，在功率提升中要求有较大的控制棒位移，以进行反应 性补偿。
画出一回路运行的各标准状态图。
画出一回路系统的流程简图，并标出主要设备的名称。
2—2
一回路降温速率不超过 30℃／h，这就提供了足够的安全系数。
稳压器建立汽腔前稳压器的升温速率为≤20℃／h，建立汽腔后为≤30℃／h，这是限制升、 降温过程中对反应堆压力容器产生的热应力和冷却剂压力所产生的应力之和不超过设计 允许值。
当发生蒸汽发生器传热管破裂时，降温速度为≤60℃／h。
反应堆压力容器接管区上壳段和接管区下壳段的特点是什么？
为什么在压水堆核电厂必须保证一回路水有足够的过冷度？
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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。
核电厂的运行总复习
容积控制 化学控制 反应性控制（中子毒物控制）
3.1.2 系统的流程
下泄回路 净化回路 上充回路 轴热排出系统
系统功能
反应堆停堆过程中，一回路温度降到180℃以下， 压力降到3MPa以下时，用于排出堆芯余热、一回 路冷却剂和设备的释热以及运行的主泵在一回路中 产生的热量。
3.5.2 系统的流程
反应堆水池充/排水回路 反应堆水池冷却回路 反应堆水池净化回路 反应堆水池撇沫回路
乏燃料水池充/排水回路 乏燃料水池冷却回路 乏燃料水池净化回路 乏燃料水池撇沫回路
1 充水、排水回路
2 冷却回路
正常情况下，由RRA来冷却； 换料时，RCP打开，RRA不可用， 由PTR偶数系列应急冷却。
安全注入系统
高压安注系统 （HHSI）
中压安注系统 （MHSI）
低压安注系统 （LHSI）
能动系统
非能动系统
能动系统
※ 非能动系统 —— 系统投入不依赖外部能源而是依 靠自身蕴含的能量
6.3 安全壳喷淋系统（EAS）
系统功能
在发生LOCA或安全壳内蒸汽管道破裂时，安全壳内 压力和温度升高，安全壳喷淋系统的功能就是通过喷淋 冷水以冷凝安全壳内的蒸汽，使温度和压力降低到可接 受水平，确保安全壳的完整性。
专设安全设施的范围
安全注入系统（RIS） 安全壳喷淋系统（EAS） 辅助给水系统（ASG） 安全壳隔离系统（EIE） 安全壳内大气监测系统（ETY）
※其他一些系统协助专设安全设施完成安全功能，或者 为专设安全设施的良好运行提供必要的条件。
(1)通风；(2)供给冷却水；(3)排出余热；(4)提供能源
3.3 设备冷却水系统
系统功能
冷却功能
核电厂系统及设备知识
• 系统的净化功能为去除废燃料池和换料水 池中的裂变产物，腐蚀产物及悬浮粒子， 这是通过除盐、过滤和表面去浮来实现的 。
• 系统的充排水功能为：保持废燃料水池所 需的水位。在贮存废燃料期间，废燃料池 是不允许排空的。灌注和排放燃料运输通 道、装料池以及排放换料水池的部份水。
• 后者监测到泵出口低压时自动启动同系列 的另一台泵。以保证足够的供水量。
表4.6 几种主要工况下设备冷却水系统需 要导出的热负荷和供水量
2.3 设备冷却水系统的运 行
（1）正常功率运行
• 在核电厂正常功率运行时，需要设备冷却 水系统带走的热负荷不大，每一机组只需 一台泵和一台热交换器运行，因而只需系 列A或B的任一系列投运即可。若运行着 的泵出口低压或故障不可用，泵出口的压 力检测开关得到的低压信号自动启动该系 列上的第二台泵。
• 除了失水事故外，其它事故引起的停堆事 故后余热去除系统也用来排出上述热量。
1.2 系统描述
• 大亚湾核电厂的余热排出系统流程如图 4.5所示。该系统由两个独立的系列组成 ，每个系列由一台余热排出泵、一台立式 U型管管壳式热交换器及相应的管道、阀 门和仪表组成。整个系统布置在安全壳内 。
• 余热排出系统是一个与反应堆冷却剂系统 并联的低压回路，其入口接二环路热管段 ，冷却剂经余热排出泵进入热交换器，被 壳侧的设备冷却水冷却后，经蓄压箱注入 管线进入1、3环路冷管段。
• 系统能提供池水的充分净化，使电站工作 人员不受限制地接近废燃料贮存区。系统 也能保证废燃料池水的清澈度，以便在换 料操作时能具有良好的可见度。
• 冷却泵和冷却器能力的冗余度为100%； 冷却泵设计成具有冷却需要的流量和压头 ；净化泵设计成具有净化需要的流量和压 头。
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组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
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《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核
电后的惰转时间, 保证断电后短时间内有较高的流量通过堆芯。 (2) 在一回路设备布置上, 应使蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器, 以
便建立和保持一个自然循环驱动头。 压力调节系统：
当压力升高至超过设定值时, 压力控制系统调节喷淋阀, 由冷管 段引来的过冷水向稳压器汽空间喷淋降压; 若压力低于设定值, 压 力控制系统启动加热器, 使部分水蒸发, 升高蒸汽压力。 超压保护系统: 当一回路系统的压力超过限值时, 装在稳压器顶部卸压管线上的安全阀开 启, 向卸压箱排放蒸汽, 使稳压器压力下降, 以维持整个一回路系统的完整 性。 3、 一回路压力：一般取工作压力15.5MPa，设计压力取1.10~1.25倍工作压力，；冷 态水压试验压力取1.25倍设计压力。 4、 反应堆冷却剂的出口温度： (1 ) 燃料包壳温度限制。 (2 ) 传热温差的要求。为了保证燃料元件表面与冷却剂之间传热的要求, 燃
电厂基建投资和循环水用电消耗都比较合理, 也就是综合考虑基建投资和运行费 用后选定最优的标高。
2 .3 核电厂主要厂房设施
1、核电厂主要厂房指反应堆厂房( 即安全壳) 、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机厂房和
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《核电厂系统与设备复习资料》
控制厂房。 2、安全壳内部结构主要是由钢筋混凝土建造的。 3、燃料厂房设有乏燃料储存水池, 用来盛放乏燃料。 4、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、
5 . 辐照剂量标准
第三章：反应堆冷却剂系统和设备
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《核电厂系统与设备复习资料》
一、反应堆冷却剂系统
1、功能： 主功能：冷却；输热。 辅功能：慢化；反应性控制（硼浓度）；压力调节；压力控制；第二道屏障。
2、组成：冷却系统；压力调节系统；超压保护系统。 冷却系统：(1) 增加泵的惯性流量。在反应堆冷却剂泵电动机顶部装飞轮, 延长主泵断
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。 5、控制厂房布置在整个核电厂的中心, 它包括中央控制室、厂用配电和各种自动控制设 备。
2 .4 核电厂设备安全功能及分级
1、 划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
2.4.1安全功能及分析方法：
1、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。
料表面与冷却剂间应有足够的温差。冷却剂温度至少要比包壳温度低 10 ℃～15 ℃, 以保证正常的热交换。
(3 ) 冷却剂过冷度要求。为保证流动的稳定性和有效传热, 冷却剂应具有2 0 ℃左右的过冷度。
5、反应堆冷却剂的入口温度： 反应堆冷却剂的出口温度一旦确定, 对于一个确定热功率的反应堆, 其入口温 度与流量有单值关系。入口温度越高, 一回路冷却剂平均温度越高, 从这方面 来说, 对提高热效 率有利。但入口温度越高, 冷却剂温升越小, 所需冷却剂流 量越大, 这就增加了泵的唧送功率从而降低了电厂的净效率。选择冷却剂的入 口温度时, 应综合考虑它与流量各自带 来的利弊以及其他一些因素后, 选取最 佳值。(280 ℃～300 ℃)
《核电厂系统与设备复习资料》
《核电厂系统与设备》
第一章：绪论
1、从能源的供应结构来看, 目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源, 不仅利用率低, 而且对生态环境造成严重的污染。 2、 为了缓解能源矛盾, 除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生能源 外, 核能是被公认的唯一现实的可大规模替代常规能源的既清洁又经济的现代能源。
2、为保证必要的安全性, 执行安全功能的系统执行下列功能: (1 ) 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段; (2 ) 为停堆后从堆芯导出余热提供手段; (3 ) 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。
3、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。
2、反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路工质以产生 蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。 每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管道组成, 在其 中一个环路的热管段上, 通过波动管与一台稳压器相连。一回路内的高温高压含硼水, 由反应堆冷却剂泵输送, 流经反应堆堆芯, 吸收了堆芯核裂变放出的热能, 再进入蒸 汽发生器, 通过蒸汽发生器传热管壁, 将热量传给蒸汽发生器二次侧给水, 然后再由 反应堆冷却剂泵唧送回反应堆。如此循环往复, 构成封闭回路。整个一回路系统设有 一台稳压器。一回路系统的压力靠稳压器调节, 且保持稳定。
主 管道包容在内。 2 . 纵深防御 3 . 单一故障准则
在压水堆设计中, 为了满足总体设计准则, 防止那些对安全极为重要的系统或部件发 生单项故障而失去其功能, 制订了单一故障准则。单一故障是导致某一部件不能执行 其预定安全功能的一种随机故障, 由单一随机事件引起的继发故障, 均视作单一故障 的组成部分。 4 . 抗自然灾害的功能
开式供水方式的主要优点是冷却水进水温度较低, 有利于汽轮机组的经济运行, 而 且系统简单, 投资较低。 闭式供水方式是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 .2 核电厂总体及厂房布置
2 .2 .1 厂址选择
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《核电厂系统与设备复习资料》
核电厂选址考虑的因素中很多与火电厂相同, 它们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( 如地形、地质和地震等) 、减少废热废物排放 对生物的影响和防止环境污染的可能性等。核电厂选址基本原则除了要满足常规电厂所 必需的条件外,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特性、厂址自然条件和技术 要求以及辐射安全等三个方面。
作用：支撑、包容和固定堆芯和堆内构件；保证燃料组件按一定间距在堆芯内定位； 承压、防护。
2 .2 .2 总平面布置
1、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 主导风向的下风侧, 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堆厂房周围。对于双单元核电厂也可采用对称布置, 并 共用部分核辅助厂房。 2、按照上述原则, 一般核电厂的厂房可以分成下列几个部分: (1 )核心区: 主要由核岛和常规岛组成, 包括反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控
2 .4 .2 安全分级 1. 安全一级 2.安全二级 3.安全三级 4.安全四级（非核安全等级）
2 .5 核电厂安全设计原则
1、核电厂设计的首要问题, 就是要在正常工况或事故工况下, 能把这些放射性物质严加
控制, 把对个人的照射减少到可接受的水平, 确保工作人员与公众的安全。 2、核电厂采用的安全性准则是多重屏障与纵深防御; 在设计中必须对各种可预见和不可
3、按慢化剂分类：轻水堆（压水堆和沸水堆）；重水堆；石墨堆。 沸水堆：效率高。缺点：水有放射性 压水堆：汽水分离再热器。再热：提高干度。回热：提高效率
第二章：压水堆核电厂
2 .1 概述
1、 从生产的角度讲, 核岛利用核能生产蒸汽, 常规岛用蒸汽生产电能。 核岛：反应堆冷却剂系统；专设安全系统；核辅助系统；三废处理系统。 常规岛：汽轮机回路；循环冷却水系统；电气系统。
料和反应堆启动提供所需的中子源,不可连续使用。 E. 次级中子源棒组件：次级中子源棒组件用于反应堆满功率运行两个月后的反应