核电厂系统及设备课程设计
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。
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。
核电厂系统与设备课程设计
目录前言第一章概论1.1核能的发展过程及现状1.2国际核能发展概况1.3我国目前核能发展概况及本设计堆型选择第二章核电厂选址及厂房布置2.1电厂选址2.2总平面布置第三章反应堆冷却剂系统和设备3.1反应堆冷却剂系统3.1.1冷却系统3.1.2压力调节系统3.1.3超压保护系统3.1.4系统布置3.2堆本体结构3.2.1 反应堆压力容器3.2.2控制棒驱动机构3.3反应堆冷却剂泵3.4蒸汽发生器3.4.1工质流程3.4.2主要结构3.4.3蒸汽发生器的传热计算（简化）3.5稳压器3.5.1基本参数3.5.2稳压器喷淋系统3.5.3稳压器的电加热器3.5.4稳压器泄压箱第四章核岛主要辅助系统4.1化学和容积控制系统4.2余热排出系统4.3反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统4.3.1 反应堆换料水池及净化系统4.3.2乏燃料水池的冷却和净化4.4废物处理系统设计4.5核岛通风空调及空气净化4.5.1进风采气口4.5.2进风机房4.5.3进风净化处理机组第五章专设安全设施5.1应急堆芯冷却系统5.1.1高压安注系统5.1.2蓄压箱注入系统5.1.3低压安注系统5.2安全壳喷淋系统第六章核电厂常规岛系统及设备6.1汽轮机6.1.1汽轮机结构6.2汽水分离再热器6.3凝汽器6.4除氧器6.5循环水系统第七章总结前言现代社会飞速发展，社会的发展离不开能源。
而由于多年的超量开采，化石能源日渐稀少，而且价格越来越高，更严重的是传统的化石能源对于环境的破坏使人们失去了美好的家园。
鉴于此，有必要开发清洁安全的新型能源。
核能属于清洁能源，而且经过几十年的不断发展，目前技术也比较成熟。
对于我国目前火电占主要地位的情况，发展核电更是迫在眉睫的事情。
世界上核电占的比例大约为15%。
而我国目前核电仅仅占了总装机量的1.04%。
核工业还是一个战略性的产业，技术密集度高，是一个国家的综合实力的象征。
所以，大力发展核能，十分符合目前我国的基本国情。
核电厂系统及设备培训课程
核电厂系统及设备培训课程一、课程概述核电厂系统及设备培训课程是针对核电行业从业人员设计的一门专业培训课程。
本课程旨在帮助学员全面了解核电厂系统及设备的基本概念、工作原理和操作流程，提升其在核电厂工作中的技术能力和安全意识。
二、课程目标本课程的主要目标是培养学员掌握核电厂系统及设备的基本知识和操作技能，以及核电厂的安全管理要求，让学员能够胜任核电厂的相关工作岗位并保证工作安全。
三、课程大纲1. 核电厂系统及设备概述•核电厂定义和分类•核电厂系统组成和功能•核电厂设备分类和作用2. 核能原理与反应堆类型•核能原理概述•常见核反应堆类型及特点•核反应堆的工作原理3. 核电厂关键系统概述•反应堆系统•输电系统•供水系统•紧急停堆系统4. 核电厂设备操作与维护•设备操作规程与流程•设备监测与维护要点•常见故障处理方法5. 核电厂安全管理•核能安全基本原理•核电厂事故案例分析•核电厂安全设施和措施四、课程评估方式本课程的评估方式主要包括课堂笔记、课程作业和期末考试。
学员需要根据老师的要求完成课堂笔记和作业，并参加期末考试。
根据学员在学习过程中的表现和考试成绩，评估其对核电厂系统及设备的掌握程度。
五、课程资料本课程将提供以下资料：•课程讲义：包括课程内容的详细介绍和教学演示•参考书籍：提供与核电厂系统及设备相关的专业参考书籍•实践案例：通过实际案例分析，帮助学员更好地理解核电厂的运行和管理六、适用人群本课程适用于核电行业从业人员、核能研究人员、核电厂管理人员以及对核能技术感兴趣的学生等。
学员需要具备基本的科学知识和相关专业背景，以更好地理解本课程的内容。
七、总结核电厂系统及设备培训课程旨在提升学员在核电厂工作中的技术能力和安全意识。
通过系统地学习核电厂的基本概念、工作原理和操作流程，学员能够更好地理解核电厂的运行和管理，并胜任相关工作岗位。
本课程将为学员提供丰富的课程资料和实践案例，帮助其更好地掌握核电厂系统及设备的知识和技能。
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%。
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。
核电厂系统及设备课程设计
一回路主要技术参数：Pt反应堆额定热功率（MW） 3230 n环路数（条） 4 P1反应堆出口冷却剂压力（MPa） （MPa）15.7 T1反应堆出口冷却剂温度（℃） （℃）321.7 T2反应堆入口冷却剂温度（℃） （℃）291 T‘一回路平均温度（℃）306.35 Pa设计压力（MPa） （MPa）17.64 Ta设计温度（℃） （℃）350水压试验压力（MPa） （MPa）24.5水压试验温度（℃）（℃） >85 P2蒸汽发生器出口压力（MPa） （MPa） 6.27 v’一回路平均比容0.0014 h1反应堆出口冷却剂 焓 （kJ/kg）（kJ/kg）1463.48 S1kJ/(kg*K)kJ/(kg*K) 3.44042反应堆出口冷却剂 比容 0.00148 h2反应堆进口冷却剂 焓 （kJ/kg）（kJ/kg）1289.44 S2kJ/(kg*K) kJ/(kg*K) 3.14025反应堆进口冷却剂 比容0.00134 qm1一回路冷却剂质量流量 kg/s kg/s18559.2单回路质量流量 kg/s kg/s4639.79 qv1一回路冷却剂体积流量 m3/h m3/h0单回路冷却剂体积流量 m3/h m3/h0 d0蒸汽发生器管外径 mm mm20壁厚 mm mm 1.25 di蒸汽发生器管内径 mm mm17.5 dca蒸汽发生器管计算直径 mm mm20α1 一次侧对流传热系数 W/(m2·K)33986.8λ1一次侧流体热导率0.5513 Pr0.8776 Re724937.9λw传热管材料导热率 W/m.℃16.62 Rw传热管壁热阻 m2.K/W8.03E-05 Rf污垢热阻 m2.K/W8.8E-06 h4'蒸汽出口压力下饱和水焓 kJ/kg1228.67 h4"蒸汽出口压力下饱蒸汽焓 kJ/kg2782.1 S4'蒸汽出口压力下饱和水熵 kJ/(kg*K) 3.05387 S4"蒸汽出口压力下饱和蒸汽熵 kJ/(kg*K) 5.86998 X干度0.995 h4蒸汽发生器出口蒸汽焓值 kJ/kg2774.34 t4 蒸汽发生器出口蒸汽温度℃278.47 S4蒸汽发生器出口蒸汽熵 kJ/(kg*K) 5.8559 t3给水温度 ℃218 p3给水压力 Mpa7.5 h3给水焓值 kJ/kg936.029 T4 蒸汽发生器出口蒸汽温度℃278.47 S3给水熵 kJ/(kg*K) 2.48978η蒸汽发生器效率0.99qm2蒸汽质量流量 kg/s1739.48P0环境态水压力 Mpa0.1T0环境态水温度 ℃25h0环境态水焓 kJ/kg104.856S0环境态水熵 kJ/(kg*K)0.36698ex2-ex184.58671ex3198.5773ex41033.783ηex火用效率0.938894汽水分离再热器主要技术参数被加热蒸汽流量 kg/s292被加热蒸汽压力 MPa0.569被加热蒸汽温度 ℃153.8入口湿度 15.50%出口湿度 0.50%加热蒸汽温度 ℃271加热蒸汽流量 kg/s131.8加热蒸汽压力 MPa 5.5压损3%入口焓值2429.52入口熵 6.0227入口比容0.280529出口焓值2743.36出口熵 6.7527出口比容0.330132抽汽级数抽汽压力 （MPa）抽汽温度（℃）湿度抽汽管道压1 2.232188.922 1.3819411.6330.8717413.7840.5415515.5850.13123 -860.06588 1.87870.02565 5.172H‘1206.95Ha1315.089Ta295.86Δt1'77.86Δt2'12.53Δt135.762251Δt1"43.23Δt2"17.39Δt228.375668Cp 5.61kJ/（kg·KQ1476022.2Q22753978Q32300006330Δtln29.26654K（(试取求α2）K’(试取求α2’）6633W / m 2q185257.2q1237211.01α228371.86 q2178568.08K6329.65417435.22 A12006.7457A（四个回路A214632.022A实际19178.74α2‘33731.82α2“27650.82通流面积0.000962 K1（迭代求得的值）6562.285管束5408.92 K2（迭代求得的值）6293.043K"(试取求α2”）6293A（四个回路总面积）16638.77A实际18302.6451791.6655位置干度焓值熵比容高压缸2 级后0.9112635.9 5.94770.078188高压缸 3级后0.8842560.92 5.9860.126309高压缸 4级后0.8632492.86 6.00920.191668高压缸排气0.8452426.22 6.03450.2947142 号低压缸2 级后#VALUE!2719.647.3558 1.3855663、4 号低压缸3 级后0.98132613.477.3855 2.487312低压缸 4级后0.94832496.187.4715 5.882713。
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
感谢您的观看
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
- 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)。
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（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用对称布置，并共用部分核辅助厂房。
按照上述原则，一班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。