核电厂系统与设备(第讲)
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核电厂系统及设备课件
21
• 汽轮机乏汽在凝汽器内凝结为饱和水。凝 汽器具备热力除氧的条件，可利用凝汽器 兼作除氧器。图8.13给出了一种凝汽器热 井中鼓泡除氧装置设计，从图中可以看出， 其中的除氧主要靠鼓泡加热凝结水。
22
23
系统功能 • 除去凝结水中的气体（主要是氧气）。 • 除氧器同时又是混合式加热器。 • 为给水泵提供一定的净正吸入压头。
44
• 除氧给水箱水质合格后，冲水至正常液位， 启动除氧循环泵，投入备用汽源，使除氧器 给水升温至110.5℃,对应压力0.05MPa。在 低负荷时，除氧器定压运行，机组负荷升至 65%左右打开四段抽汽电动阀和逆止阀，同 时关闭备用汽源电动阀，除氧器开始滑压运 行。
45
• 除氧器启动前（指安装、大修后、或长期 停运后投运）应对除氧器系统进行除铁冲 洗，除铁冲洗的合格指标是含铁量≤50ppb， 悬浮物≤10ppb。
26
• 除氧后的余汽分别经节流垫排至空气系统， 并在该处设有放射性测点。两只给水箱内设 再沸腾管，在启动加热时使用。两套溢流装 置和放水管分别由1#、2#给水箱接出。汇 总后经Ф325×5mm溢流放水总管排入凝汽 器。两只给水箱分别装有取样分析器。以便 监督和分析除氧给水的各项数据。
27
• 给水箱的下水系统是这样布置的：1#、2# 给水箱分别接出一条Ф529×6mm的下水管 进入各自的主给水泵（1#、3#主给水泵）。 2#主给水泵由两台给水箱共用Ф529×6mm 的下水管供水。正常运行中，选用一、二号 或二、三号水泵运行时，可能会出现两台给 水箱的水位偏差。
共有128只，全部由不锈钢制造，其外形尺寸为 505×376mm，该箱由侧板、角钢和小槽钢组成。 恒速喷咀 • 恒速喷咀安装在充满凝结水的凝结水进水室中的 弓形不锈钢罩板上。
• 汽轮机乏汽在凝汽器内凝结为饱和水。凝 汽器具备热力除氧的条件，可利用凝汽器 兼作除氧器。图8.13给出了一种凝汽器热 井中鼓泡除氧装置设计，从图中可以看出， 其中的除氧主要靠鼓泡加热凝结水。
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系统功能 • 除去凝结水中的气体（主要是氧气）。 • 除氧器同时又是混合式加热器。 • 为给水泵提供一定的净正吸入压头。
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• 除氧给水箱水质合格后，冲水至正常液位， 启动除氧循环泵，投入备用汽源，使除氧器 给水升温至110.5℃,对应压力0.05MPa。在 低负荷时，除氧器定压运行，机组负荷升至 65%左右打开四段抽汽电动阀和逆止阀，同 时关闭备用汽源电动阀，除氧器开始滑压运 行。
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• 除氧器启动前（指安装、大修后、或长期 停运后投运）应对除氧器系统进行除铁冲 洗，除铁冲洗的合格指标是含铁量≤50ppb， 悬浮物≤10ppb。
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• 除氧后的余汽分别经节流垫排至空气系统， 并在该处设有放射性测点。两只给水箱内设 再沸腾管，在启动加热时使用。两套溢流装 置和放水管分别由1#、2#给水箱接出。汇 总后经Ф325×5mm溢流放水总管排入凝汽 器。两只给水箱分别装有取样分析器。以便 监督和分析除氧给水的各项数据。
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• 给水箱的下水系统是这样布置的：1#、2# 给水箱分别接出一条Ф529×6mm的下水管 进入各自的主给水泵（1#、3#主给水泵）。 2#主给水泵由两台给水箱共用Ф529×6mm 的下水管供水。正常运行中，选用一、二号 或二、三号水泵运行时，可能会出现两台给 水箱的水位偏差。
共有128只，全部由不锈钢制造，其外形尺寸为 505×376mm，该箱由侧板、角钢和小槽钢组成。 恒速喷咀 • 恒速喷咀安装在充满凝结水的凝结水进水室中的 弓形不锈钢罩板上。
核电厂系统及设备介绍090329
RCV系统图
一回路辅助系统
反应堆硼和水补给系统（REA）
– – – – – – – – – 提供除盐除氧硼水，以保证RCV系统的容积控制功能 注入联氨和氢氧化锂等，保证RCV系统的化学控制功能 提供硼酸溶液和除盐除氧水，保证RCV系统的反应性控制 向稳压器泄压箱提供喷淋冷却水 为主泵密封水立管供水，以冲洗3号轴封 向换料水箱提供硼酸溶液，为其充水补水 向RIS系统硼酸注入箱提供硼酸。为其充水补水 为容控箱提供与一回路浓度相等的硼酸溶液，为其进行排气操作 为稳压器和RRA系统的先导式卸压阀充水
REA系统图
一回路辅助系统
余热排出系统（RRA）
– 正常停堆过程中，当温度降到180℃以下，压 力降到3.0MPa以下时，RRA排出堆芯、冷却 剂余热和主泵产生的热量。使反应堆进入冷停 堆状态。 – 除失水事故外的所有停堆事故发生时，排出以 上三种热量。
RRA系统图
一回路辅助系统
辅助冷却水系统
工艺排水 地面排水 化学废液
废气分类
– 含氢废弃 – 含氧废气
固体废物分类
– – – – 各种除盐其的废树脂 蒸发液的浓缩液 过滤器的失效滤芯 其他固体废物
排出物处理和排放系统
核岛排气疏水系统（RPE）功能
– 系统收集以下情况在核岛内产生的全部气体和液体废物：
TEU系统图
排出物处理和排放系统
废液排放系统（TER）功能
– 收集系统废液，对这些废液进行监测，并有控 制的将这些废液向海中排放 – 废液在重要厂用水系统（SEC）的终端排水沟， 按照向环境排放的特性要求进行稀释，当稀释 能力不足或者TEU系统不可用，或者废液产生 量超过正常排放量时，TER系统将这些废液贮 存，并送回TEU在再处理。 – 系统监测废液放射性水平，并测记废液排放量。
《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
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。
路漫漫其悠远
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
安全注入系统的主要参数
路漫漫其悠远
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。
路漫漫其悠远
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。
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。
核电厂系统与设备01章补充幻灯片PPT
重核
中等核
中等核
• 比结合能最大
重
核 • 结合时质量亏损大
轻 核
轻核
2021/5/24
质量亏损
中等核
轻核
16
重核裂变
▪ 自发裂变:无需外界作用，就 有自发分裂的趋势。自然界中 某些质量数很大的原子核，如 铀 -236 ， 有 自 发 裂 变 的 现 象 。
▪ 诱发裂变：在中子轰击下发生 的裂变
▪ 链式裂变反应：裂变过程中， 有中子释放出来，这样就可能 形成链式的裂变反应，从而源 源不断地产生核能
➢ 铀-238约99.28%
2021/5/24
鈣铀云母铜铀云母
天然铀
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裂变核燃料的生成
2 9 U 3 2 n 8 2 9U 3 2 9 2 9N 3 3 9 p 2 9P 3 49u
2 9 T 3 0 2 n h 2 9 T 3 0 3 h 2 9 P 3 1 3 a 2 9 U 3 23
2021/5/24
7
（n，α）反应
▪ 出射粒子为氦核
▪ 与（n，p）反应类似，慢中子引起重核的 （n，α）反应的可能也很小，只有轻核才能 发生（n，α）反应。
➢ 例如：10B（n，α）7Li反应等，其热中子吸收截 面很大，所以常利用硼-10 和锂-6作为中子探测 器，利用含硼石蜡作为快中子的屏蔽材料。
数 ，控制反应速度
2021/5/24
如何才能使链 式反应不变成 原子弹似的在 瞬间倍增，而 是维持不变的 核反应速率？
必须保证每次裂变放 出的中子只有一个用 于其它核素的裂变
办法是：设法用非裂 变方法将裂变放出的 多余中子抢走
27
维持链式裂变的条件--临界质量
临界体积
核电厂系统与设备复习资料
二、反应堆本体结构
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：
-4-
《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
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
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• 一回路的一些辅助系统，如化容系统、硼 与水补给系统，设冷水系统，安全注入系 统废物处理、等以及该厂房必需的空气处 理及冷却设备布置在此厂房内。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
4. 核电厂设备安全功能及分级
• 核电厂系统、设备和设施作用不同，要求 不同，对设备的安全功能及按照其对安全 的重要性，进行分级，从而既保证安全性， 又避免对设备要求过于严而影响经济性。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
• 我国核电事业尚处在初始发展阶段，虽然 制定了一套核安全法规，有完整的设备分
级、抗震分类和质保分组要求，但没有完
整的核设备设计和制造规范。实际工作中
根据情况参考美国规范或法国规范。表2.1
列出了美国压水堆核电厂部分系统、部件
和构筑物的分级，其中规范等级一栏中为
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
2.2 布置分区
a.核心区:
• 核岛与常规岛组成。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,汽轮机厂房。
b.三废区:
• 废液储存处理厂房,固化厂房,弱放废物库, 固放废物储存库,特种洗衣房。
c.供排水区:
• 循环水泵房,输水隧洞,排水渠,淡水净化处
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。
路漫漫其悠远
• 传统上用第一种方法较多，随着概率论方 法的日益广乏被接受，它也被用来确定物 项的安全等级。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
1 确定论方法；
• 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，确定高的 安全等级。
2 概率论方法：
• 根据某一安全功能所起作用的几率以及该安 全功能失效后果来评价承担此安全功能设备 对于安全的重要性。
• 安全一、二、三级和LS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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
• 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上发生过的最 大地震再加上一个适当的安全裕量后确定 的。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
Hale Waihona Puke 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
3 安全三级：
• 辅助给水；
• 设备冷却水；
核电厂系统与设备(第讲)
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核电厂厂区L形布置 核电厂系统与设备(第讲)
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核电厂系统与设备(第讲)
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大亚湾核电厂厂区T型核电布厂系统置与设备(第讲)
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核电厂系统与设备(第讲)
3. 核电厂主要厂房
3.1 主要厂房总体布置
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
b.保证设施:如在役检查,辐射监测,废物实验 室,环境监测,气象等；
c.厂区设施:如保安,海工构筑物,消防,排水；
d.服务设施:计算机系统(控制,模拟,应急,管 理);文档管理,通讯,培训中心与模拟机。
• 大亚湾核电厂共有348个系统.
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
2. 核电厂平面布置
2.1 布置原则
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
5.1 纵深防御原则
• 2004年国家核安全局发布“新建核电厂设 计中的几个重要安全问题”，明确纵深防 御要贯彻到核电厂的全部活动中。核电厂 提供多层次的设备和规程，用以防止事故、 或在未能防止事故发生时实施适当的防护， 保证核电厂的安全。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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核电厂系统与设备(第讲)
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核电厂系统与设备(第讲)
包括五道相继深入而又相互增援的设计防御 措施，以此来保证核电厂的安全。
• 第一道防御：考虑对事故的预防。
核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的。 建立一整套质量保证和安全标准。核电厂 必须按严格的质量标准、工程实践经验以 及质量保证程序进行设计、制造、安装、 调试、运行和维修。电厂各系统、各设备 不能出现不允许的差错或故障。
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
4.1 安全功能及分级
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
如何确定某物项对于安全的重要性？ 1 确定论方法； 2 概率论方法。
3.2 安全壳 (containment)
安全壳又叫做反应堆厂 房。我国采用核电厂安 全壳是圆柱型预应力混 凝土安全壳。 壁厚约80cm; 内有厚6mm的钢衬。 容许泄漏： 0.1Wt%/24hours 设计压力:0.52MPa
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
3.3 汽轮机厂房
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核电厂系统与设备(第讲)
• 配套设施( BOP: Balance of Plant)：除核 岛、常规岛的其余部分。
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核电厂系统与设备(第讲)
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核电厂系统与设备(第讲)
压水堆核电厂能量转换
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
• 第三道防御：限制事故的放射性后果，保 障公众的安全。
对付必须加以考虑的各种假想事故, 配置 了专设安全设施。轻水堆的典型假想事故 有：一回路或二回路管道破裂、燃料操作 事故、弹棒事故等(下图)。轻水堆的专设 安全设施包括：应急堆芯冷却系统、辅助 给水系统、安全壳及安全壳喷淋系统、安 全壳隔离系统、消氢系统等。
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核电厂系统与设备(第讲)
• 抗震二类的表明设备的设计要满足能承受 运行基准地震（OBE）引起载荷要求。
• 在美国，抗震I类设备必定是安全级设备， 而对非安全级设备也可以提单独的抗安全 停堆地震要求。
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4.3 规范分级和质保分组
• 根据核电厂中系统和设备的安全等级和抗震 类别在机械设备中规定了它们相应的设计、 制造、检查和验收要求。
美国机械工程师协会（ASME）的锅炉和承
压容器的设计规范，×表示锅炉和承压容
器的设计规范中无相应该标准。
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5. 核反应堆的安全设计
核电厂的安全设计中辐射防护应遵循： • 正常运行工况下反射性排放低于预定限值，
对环境与公众的影响可以忽略不计；导致 高辐射计量或放射性物质大量释放的事故 概率要低，而发生概率较高的辐射后果要 小。
4. 核电厂设备安全功能及分级
4.1 安全功能及分级; 4.2 抗震分类; 4.3 规范分级 和质保分组;
5. 核反应堆的安全设计
5.1 纵深防御原则; 5.2 多道屏障(Multi-barrier); 5.3 安全设计的基本原则;
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1. 核电厂组成
• 完成热力循环的热力系统:一回路,二回路 (汽轮机组),三回路系统。
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。
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配套设施
a.直接为生产服务的:如除盐水,压缩空气,辅 助锅炉等；
• 完成电力生产：一回路,二回路,三回路,发 电机输变电系统,通常简单地称为堆,机,电 三大核心部分。
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• 核岛(nuclear island):一回路系统及其辅助 系统、安全设施及厂房。
• 常规岛(conventional island):汽轮发电机 组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。
• 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。
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4.2 抗震分类
抗震分为一、二类和非抗震类（NA）。
• 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。
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• 除了上述四道防御外，对每个核电厂均应 制订应急计划。
• 万一发生严重事故造成放射性大量外逸时， 对附近居民实行隐蔽、疏散、供给药物、 封锁食品，使放射性物质释放带来的损害 减小到最小。有时也把它称为第五道防御。
• 这道防御要求设置应急中心，制定和实施 厂区内、外的应急相应计划。
理车间,消防站等。
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4. 核电厂设备安全功能及分级
• 核电厂系统、设备和设施作用不同，要求 不同，对设备的安全功能及按照其对安全 的重要性，进行分级，从而既保证安全性， 又避免对设备要求过于严而影响经济性。
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• 我国核电事业尚处在初始发展阶段，虽然 制定了一套核安全法规，有完整的设备分
级、抗震分类和质保分组要求，但没有完
整的核设备设计和制造规范。实际工作中
根据情况参考美国规范或法国规范。表2.1
列出了美国压水堆核电厂部分系统、部件
和构筑物的分级，其中规范等级一栏中为
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2.2 布置分区
a.核心区:
• 核岛与常规岛组成。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,汽轮机厂房。
b.三废区:
• 废液储存处理厂房,固化厂房,弱放废物库, 固放废物储存库,特种洗衣房。
c.供排水区:
• 循环水泵房,输水隧洞,排水渠,淡水净化处
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。
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• 传统上用第一种方法较多，随着概率论方 法的日益广乏被接受，它也被用来确定物 项的安全等级。
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1 确定论方法；
• 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，确定高的 安全等级。
2 概率论方法：
• 根据某一安全功能所起作用的几率以及该安 全功能失效后果来评价承担此安全功能设备 对于安全的重要性。
• 安全一、二、三级和LS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。
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• 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上发生过的最 大地震再加上一个适当的安全裕量后确定 的。
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Hale Waihona Puke 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。
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3 安全三级：
• 辅助给水；
• 设备冷却水；
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核电厂厂区L形布置 核电厂系统与设备(第讲)
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大亚湾核电厂厂区T型核电布厂系统置与设备(第讲)
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3. 核电厂主要厂房
3.1 主要厂房总体布置
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b.保证设施:如在役检查,辐射监测,废物实验 室,环境监测,气象等；
c.厂区设施:如保安,海工构筑物,消防,排水；
d.服务设施:计算机系统(控制,模拟,应急,管 理);文档管理,通讯,培训中心与模拟机。
• 大亚湾核电厂共有348个系统.
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2. 核电厂平面布置
2.1 布置原则
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5.1 纵深防御原则
• 2004年国家核安全局发布“新建核电厂设 计中的几个重要安全问题”，明确纵深防 御要贯彻到核电厂的全部活动中。核电厂 提供多层次的设备和规程，用以防止事故、 或在未能防止事故发生时实施适当的防护， 保证核电厂的安全。
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包括五道相继深入而又相互增援的设计防御 措施，以此来保证核电厂的安全。
• 第一道防御：考虑对事故的预防。
核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的。 建立一整套质量保证和安全标准。核电厂 必须按严格的质量标准、工程实践经验以 及质量保证程序进行设计、制造、安装、 调试、运行和维修。电厂各系统、各设备 不能出现不允许的差错或故障。
• 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。
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4.1 安全功能及分级
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。
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如何确定某物项对于安全的重要性？ 1 确定论方法； 2 概率论方法。
3.2 安全壳 (containment)
安全壳又叫做反应堆厂 房。我国采用核电厂安 全壳是圆柱型预应力混 凝土安全壳。 壁厚约80cm; 内有厚6mm的钢衬。 容许泄漏： 0.1Wt%/24hours 设计压力:0.52MPa
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3.3 汽轮机厂房
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压水堆核电厂能量转换
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
• 第三道防御：限制事故的放射性后果，保 障公众的安全。
对付必须加以考虑的各种假想事故, 配置 了专设安全设施。轻水堆的典型假想事故 有：一回路或二回路管道破裂、燃料操作 事故、弹棒事故等(下图)。轻水堆的专设 安全设施包括：应急堆芯冷却系统、辅助 给水系统、安全壳及安全壳喷淋系统、安 全壳隔离系统、消氢系统等。
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• 抗震二类的表明设备的设计要满足能承受 运行基准地震（OBE）引起载荷要求。
• 在美国，抗震I类设备必定是安全级设备， 而对非安全级设备也可以提单独的抗安全 停堆地震要求。
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• 根据核电厂中系统和设备的安全等级和抗震 类别在机械设备中规定了它们相应的设计、 制造、检查和验收要求。
美国机械工程师协会（ASME）的锅炉和承
压容器的设计规范，×表示锅炉和承压容
器的设计规范中无相应该标准。
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5. 核反应堆的安全设计
核电厂的安全设计中辐射防护应遵循： • 正常运行工况下反射性排放低于预定限值，
对环境与公众的影响可以忽略不计；导致 高辐射计量或放射性物质大量释放的事故 概率要低，而发生概率较高的辐射后果要 小。
4. 核电厂设备安全功能及分级
4.1 安全功能及分级; 4.2 抗震分类; 4.3 规范分级 和质保分组;
5. 核反应堆的安全设计
5.1 纵深防御原则; 5.2 多道屏障(Multi-barrier); 5.3 安全设计的基本原则;
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1. 核电厂组成
• 完成热力循环的热力系统:一回路,二回路 (汽轮机组),三回路系统。
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。
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配套设施
a.直接为生产服务的:如除盐水,压缩空气,辅 助锅炉等；
• 完成电力生产：一回路,二回路,三回路,发 电机输变电系统,通常简单地称为堆,机,电 三大核心部分。
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• 核岛(nuclear island):一回路系统及其辅助 系统、安全设施及厂房。
• 常规岛(conventional island):汽轮发电机 组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。
• 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。
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4.2 抗震分类
抗震分为一、二类和非抗震类（NA）。
• 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。
核电厂系统与设备(第讲)
• 除了上述四道防御外，对每个核电厂均应 制订应急计划。
• 万一发生严重事故造成放射性大量外逸时， 对附近居民实行隐蔽、疏散、供给药物、 封锁食品，使放射性物质释放带来的损害 减小到最小。有时也把它称为第五道防御。
• 这道防御要求设置应急中心，制定和实施 厂区内、外的应急相应计划。
理车间,消防站等。
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