第2章压水堆核电厂
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第2章压水堆核电厂
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反应堆
▪ 重水堆（Heavy Water Reactor，缩写为HWR ）
以重水作慢化剂的反应堆。重水的中子吸收截面 小，慢化性能好，中子利用率高，故可以直接利用天 然铀作为核燃料。
▪ 快堆（Fast Reactor，缩写为FR）
由快中子引起裂变的反应堆。即引起裂变的初级 中子的平均能量>100Kev。就用途而言，一般情况下 快堆不仅用于动力发电，也用于增殖，将可裂变核素 转化成易裂变核素，如铀-238转化为钚-239，故又称 快增殖堆（fast breeder reactor)。快堆一般采用液态 金属钠作载热剂，故又称钠冷快堆（sodium-cooled fast reactor）。
▪ 石墨
➢ 石墨吸收截面稍大于重水， 但价格便宜，又是耐高温 材料，可用于非氧化气氛的高温堆中。
▪ 铍、碳氢化合物等。
➢ 铍的慢化能力比石墨好，用它作慢化剂可缩小堆芯尺 寸，但铍有剧毒 、价格昂贵、易产生辐照肿胀，故使 用受到限制。
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反应堆
▪ 沸水堆（Boiling Water Reactor，缩写为 BWR ）
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通常用于热中子反应堆慢化剂的有三种材料
▪ 轻水（H2O）
➢ 轻水是含氢物质，慢化能力大，价格低廉，但吸收截 面较大，对金属有腐蚀作用，易发生辐照分解。
▪ 重水（氘，D2O）
➢ 重水的吸收截面小，并可发生（ γ，n ）反应而为链式 反应提供中子；缺点是价格昂贵，还要细心防止泄漏 损失、污染和与氢化物发生同位素交换。
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▪ 目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水 堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖 堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出 来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率 也只有1~2％，但在快堆中，铀-238原则上都能 转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗， 快堆可将铀资源的利用率提高到60~70％。
以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力 容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。
▪ 压水堆（Pressurized Water Reactor，缩 写为PWR ）
压水反应堆利用轻水（普通水H2O）作为冷却 剂和中子慢化剂。
沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构 紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力 强等优点。它们都需使用2章压水堆核电厂
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基本知识
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核电站
▪ 核电站是利用核分裂(Nuclear Fission)或核融合 (Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能 的发电厂。
➢ 目前商业运转中的核能发电厂都是利用核分裂反应而 发电。
②能够产生裂变并释放裂变能。
2、易裂变核素：任何能量的中子都能引起核裂 变的核素称为易裂变核素，如铀-235、铀-233， 钚-239三种核素。
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3、可转换核素：由于能量大于1MeV以上的中子能够 引起铀-238，钍-232转化，所以称这两种核素为可 裂变核素。铀-238，钍-232可分别转化为钚-239及 铀-233所以又将它们称为可转化核素。
▪ 核电站主要分为两部分：
➢ 核岛：利用原子核裂变生产蒸汽的部分（包括反应堆 装置和一回路系统）
➢ 常规岛：利用蒸汽发电的部分（包括汽轮发电机系 统）。
▪ 燃料
➢ 核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。
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▪ 现在使用最普遍的民用核电站大都是压水 反应堆核电站。
4、一次核燃料和二次再生核燃料：在三种易裂变核 素中，由于铀-235是存在于天然矿物中的，所以叫 一次核燃料。而铀-233和钚-239是用人工方法制造 得到的，所以又称为二次再生核燃料。
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▪ 链式裂变反应
当中子与裂变物质作用而发生核裂变反应时，裂变物质 的原子核通常分裂为两个中等质量数的核(称为裂变碎片)。 与此同时，还将平均地产生两个以上的新的裂变中子，并释 放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当的条件下，这些裂变 中子又会引起周围其他裂变同位素的裂变，如此不断继续下 去，这种反应过程称为链式裂变反应。
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▪ 反应堆的分类
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2.1 概述
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核电站工作原理
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压水堆核电站构成
▪ 核岛：在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系 统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而 设置的辅助系统 ➢ 反应堆 ➢ 蒸汽发生器 ➢ 主蒸汽管 ➢ 燃料厂房 ➢ 废燃料池 ➢ 相应系统与设备
▪ 常规岛 ➢ 主要包括汽轮机组、二回路系统及发电机等，其形式 与常规火电厂类似。
▪ 配套系统
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核岛系统
▪ 一回路主系统 由反应堆、主泵、稳压器、 蒸汽发生器和相应管道组成。
➢ 反应堆外壳是一个耐高压容器，通常称为压力 容器或压力壳，其内安装着由许多核燃料组件 构成的堆芯。
▪ 工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆 内进行裂变并释放出大量热能；高压下的 循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内 生成蒸汽，推动发电机旋转。
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一些核燃料的基本定义
1、核燃料：在反应堆中使用的裂变物质及可转 换物质称为核燃料。
➢ 核燃料中必须是：
①含有铀-235、铀-233、钚-239三种易裂变核素中的一 种或二种；
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慢化剂
▪ 慢化剂，又称中子减速剂。在一般情况下，可裂 变核发射出的中子的飞行速度比被其它可裂变核 的捕获的中子速度要快，因此为了产生链式反应， 就必须要将中子的飞行速度降下来，这时就会使 用中子减速剂
▪ 对慢化剂的要求是对中子有较高的散射截面和低 的吸收截面。
▪ 石墨中的碳元素，以及水中的氢元素都能起到慢 化作用。
《压水堆核电厂完》课件
将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生 器。
控制棒与调节剂
控制反应堆的启动、停止和功率调节 。
蒸汽与汽轮机系统
蒸汽发生器
将反应堆产生的热量转化为蒸汽 。
汽轮机
将蒸汽的热能转化为机械能，驱 动发电机发电。
冷凝器与凝结水泵
将汽轮机排出的蒸汽冷凝成水， 回收利用。
冷却剂系统
冷却剂泵
将冷却剂循环流动，带走反应堆产生的热量。
核裂变
重原子核分裂成两个或多 个较轻原子核，同时释放 出巨大能量。
核反应堆
控制和维持核裂变反应的 装置，用于产生热能。
压水堆核电厂的特点
高效能
利用核能发电，具有高效 率和低成本优势。
安全可靠
采用封闭式循环系统和多 重安全保障措施，确保运 行安全。
环保
产生的放射性废料较少， 且经过严格处理，对环境 影响较小。
冷却剂热交换器
将冷却剂的热量传递给蒸汽发生器或辅助系统。
冷却剂过滤器
去除冷却剂中的杂质，保持系统清洁。
核燃料循环系统
燃料组件
由燃料棒、控制棒和支撑结构组成，实现核燃料的安全管理。
燃料装卸系统
负责燃料组件的装载、卸载和运输。
乏燃料储存设施
储存乏燃料，确保其安全处理和处置。
辅助系统与设备
化学处理系统
定期安全审查
对核电厂进行定期的安全评估 ，确保所有安全措施得到有效 执行。
应急计划
制定详细的应急计划，包括事 故发生后的响应措施、人员疏 散等，以最大程度地减少事故
的影响。
辐射防护与控制
辐射监测
对核电厂周围的环境进 行实时监测，确保辐射
水平在安全范围内。
防护设备
为工作人员提供必要的 防护设备，如防护服、 手套、鞋等，以减少辐
压水堆核电厂
进行。
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压水堆核电厂
压水堆核电厂就是利用一座或若干座压水反应
堆作为动力而发电的电厂，它是一个将核能转
换为电能的综合装置。
压水堆核电厂一般是由一回路和二回路以及与
它们相关的各个辅助系统或设备组成。一回路
也称反应堆冷却剂系统，它包括压水堆本体和
若干个封闭的并联到反应堆压力容器的反应堆 冷却剂环路；二回路也称动力转换系统。
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典型参数 * 1．一回路额定热功率：
2．一回路压力：
3．反应堆进/出口水温：
2905MW
155bar,a
293/327℃
4．蒸汽发生器出口蒸汽压力： 67.1bar,a
*5．汽轮机额定电功率：
6．汽轮机转速： 7．冷凝器压力：
983.8MW
3000r.p.m 0.075bar,a
８．给水温度：
有一台主泵和一台蒸汽发生器。其中一个环路装 有一台稳压器，以维持一回路压力。
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一回路主系统布置
一回路主系统即压水 堆冷却剂系统（RCP）， 其主要功用是：由冷却剂 将堆芯因核裂变产生的热 量传输给蒸汽动力装置并 冷却堆芯，防止燃料元件 烧毁。
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典型压水堆核电厂功率及一回路容量
(MW) t/h) 厂，一个环路的电功率已达到300MW ～600MW ；而且，
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核电厂主要厂房
安全壳厂房 汽轮机厂房 燃料厂房
核辅助厂房
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核岛主要厂房
1、反应堆厂房
又称安全壳，是一个有钢衬预应力混凝土结构，顶部呈球形 或椭圆形，内径约40m，壁厚约1m，高约60m-70m. 可承受绝对压力约0.5Mpa的内压。 它包容一回路系统带放射性物质的所有系统，以防止放射性 物质向外扩散。
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》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。
压水堆核电站的厂房布置及安全讲解课件
第二章 压水堆核电厂
四环路
第二章 压水堆核电厂
2 循环水系统
循环水系统主要用来为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水， 分为开式供水和闭式供水。
开式供水：是指以江河湖海为水源，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。
开式供水特点： 进水水温低，利于机组经济运行
商用压水堆核电厂反应堆冷 却剂系统一般有二至四条并 联在反应堆压力容器上的封 闭环路；
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，保持稳定。
核电厂还设置了专设安全设 施和一系列辅助系统。专设 安全设施为一些重大的事故 提供必要的应急冷却措施， 并防止放射性物质的扩散。
二回路系统也设有一系列辅 助系统。
蒸汽
单回路
第二章 压水堆核电厂
沸水堆核电站原理图（直接循环）
第二章 压水堆核电厂
压水堆与沸水堆
压水堆：一回路系统的冷却剂与汽轮机回路工 质是完全隔离的，这就是所谓的“间接循环”。 采用间接循环具有使二回路系统免受放射性玷 污的优点。
与沸水堆核电厂相比，增加了蒸汽发生器。压 水堆体积较小和控制要求简单等因素可以弥补 这一不足。
1 压水堆核电厂原理
稳压器
蒸汽
汽轮机
发电机
压力容器
蒸发器
水 主泵 主管水道
凝汽器
输配电
一回路
二回路
基本参数：
一回路：压力154 bar，高压水；
二回路：压力~55bar，饱和蒸汽。
第二章 压水堆核电厂
压水堆核电厂发电流程
第二章 压水堆核电厂
有关说明
把反应堆、反应堆冷却剂系 统及其辅助系统合称为一回 路系统 ；
压水堆核电站基础知识
压水堆核电站基础知识反应堆物理（试用教材）2003年10月29日目录第一章核能与反应堆 (1)1.1 核能的特点 (1)1.2核反应堆与核电厂动力系统 (3)1.2.1 核电厂动力系统简介 (3)1.2.2 反应堆及其分类 (3)第二章原子核物理基础和中子物理学 (5)2.1 物质的组成 (5)2.1.1 原子核的组成 (5)2.1.2 同位素 (5)2.2 核衰变 (7)2.2.1 衰变类型 (7)2.2.2 衰变率 (8)2.3 质量与能量的关系 (9)2.3.1 质量亏损 (9)2.3.2 质能定律 (10)2.4 中子与物质的相互作用 (11)2.4.1 概述 (11)2.4.2 中子与物质核的相互作用机理 (12)2.4.3 中子反应截面 (13)2.5 核裂变过程 (16)2.5.1 核裂变机理 (16)2.5.2 裂变截面 (17)2.5.3 裂变产物 (19)2.5.4 裂变中子 (20)2.5.5 反应堆的热功率 (22)2.5.6 衰变热 (25)复习题 (26)第三章反应堆稳态物理 (27)3.1 中子循环和四因子公式 (27)3.1.1 中子循环 (27)3.1.2 四因子公式和临界条件 (29)3.2 单速中子的扩散 (30)3.2.1 概述 (30)3.2.2 斐克定律 (30)3.2.3 中子泄漏的计算 (31)3.2.4 中子扩散方程 (32)3.2.5 扩散方程的边界条件 (33)3.2.6 点源产生的单速中子扩散 (34)3.2.7 热中子扩散长度 (34)3.3 中子的慢化 (35)3.3.1 慢化的物理机制 (35)3.3.2 弹性碰撞理论 (36)3.3.4 中子年龄的统计意义 (42)3.3.5 徙动面积 (43)3.3.6 慢化剂的性质 (43)3.4 均匀裸堆 (44)3.4.1 一群扩散方程 (44)3.4.2 平板裸堆 (45)3.4.3 有限高圆柱形均匀裸堆 (46)3.4.4 一群临界方程与临界条件 (47)3.4.5 中子通量密度分布不均匀系数 (50)3.4.6 中子通量密度分布的展平 (50)3.4.7 二群扩散方程和二群临界方程 (52)3.5 有反射层的均匀堆 (54)3.5.1 反射层性质 (54)3.5.2 反射层节省 (54)3.5.3 反射层对中子通量分布的影响 (55)复习题 (56)第四章反应堆动力学 (57)4.1 中子动力学基础 (57)4.1.1 瞬发中子 (57)4.1.2 缓发中子效应 (60)4.1.3 反应性的定义和单位 (62)4.1.4 反应堆周期 (63)4.2 点堆动力学 (65)4.2.1 基本方程 (65)4.2.2 方程的讨论 (66)4.3 小反应性阶跃变化时点堆动力学特征 (66)4.3.1 有外源的稳定态 (66)4.3.2 小反应性阶跃变化时的中子密度响应 (69)4.3.3 倒时公式 (72)4.3.4 瞬发临界 (73)复习题 (74)第五章反应性的变化和控制 (75)5.1 反应性的温度效应 (75)5.1.1 反应性温度系数及其对反应堆稳定性的影响 (75)5.1.2 燃料反应性温度系数的性质及其影响因素 (77)5.1.3 慢化剂反应性温度系数及其影响因素 (80)5.1.4 空泡系数 (85)5.1.5 功率系数与功率亏损 (85)为正的问题 (90)5.1.6 关于在BOL时m5.2 裂变产物的中毒 (93)5.2.1 毒物对反应性的影响 (93)5.2.2 135Xe的中毒 (94)5.3 燃料的燃耗效应 (102)5.3.1物理过程 (102)5.3.2 燃耗深度 (103)5.3.3 反应性随燃耗深度的变化 (103)5.4 反应性控制 (104)5.4.1反应性控制任务 (105)5.4.2 反应性控制中所用的几个物理量 (105)5.4.3 反应性控制原理 (106)5.5 控制棒控制 (107)5.5.1 控制棒控制特点 (107)5.5.2 控制棒材料 (107)5.5.3 控制棒价值 (108)5.6 化学补偿控制 (111)5.6.1 控制特点 (111)5.6.2 硼酸浓度的计算 (111)5.7 可燃毒物控制 (113)5.7.1 控制特点 (113)5.7.2 可燃毒物材料 (113)复习题 (114)第六章核燃料管理 (115)6.1 核燃料循环概述 (115)6.2 堆芯燃料管理 (115)6.2.1 绪言 (115)6.2.2 换料方式概述 (115)6.2.3 压水堆装料换料布置方式 (116)6.3 堆芯装换料的佳化研究 (118)复习题 (120)缩写索引 (121)第一章 核能与反应堆随着人类社会的不断进步，世界能量消耗的增长是很快的。
核电厂系统与设备复习资料
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
(压水堆核电厂)
4 核电厂设备安全功能及分级
安全四级： • 核岛中不属于安全三级以上的，但要求按 照非核规范和标准中较高要求设计制造 • 两个不同安全级系统的接口，属于其中较 高的等级
4 核电厂设备安全功能及分级
4.3 抗震分级 • 抗震分为I、II类和非抗震类（NA） • 抗震I类：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 • 要求满足安全停堆地震（SSE；可能发生的 最大地震，通常取当地历史最大地震再加 上一个适当的安全裕量）载荷要求。
1 概述
配套设施（BOP） a.直接为生产服务的:如除盐水,压缩空气,辅助 锅炉等 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
4 核电厂设备安全功能及分级
安全二级： • 余排 • 安注 • 安喷 • 安全壳屏障用阀门、部件、监测系统等
4 核电厂设备安全功能及分级
安全三级： • 硼和水补给 • 辅助给水 • 设备冷却水 • 乏燃料池冷却系统 • 应急动力 • 空气和冷却剂净化 • 放射性废物储存和处理 • 为安全系统提供支持的设施
2 核电厂总体及厂房布置
2.2 总平面布置
1 区分脏净,脏区尽可能在下风口 2 满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交 叉 3 反应堆厂房为中心,核辅助厂房,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 4 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
压水堆核电厂培训
辐射监测系统
核电站需要建立，对环境和人 员进行辐射监测
应急救援协调
建立合作关系
01 核电站需要与当地政府、公安消防等部门建立紧密合作关系
协调机制
02 包括信息共享、资源互助等内容
重要保障
03 应急救援协调是核电站应对突发事件的重要保障
应急演练与评估
定期组织应急演练
检验应急预案的可行性 和有效性
应急演练内容
热量转化
核反应堆产生热量，蒸汽发生 器将热量转化为蒸汽
核电站安全设施
被动安全系统
依靠物理原理实现核反 应堆的安全关闭
主动安全系统
由设备和人员操作组成 用于监控和调节核反应 堆的运行状态
应急安全系统
用于应对突发事故和情 况
核电站安全
核电站的安全是首要任务。安全设施是核电站 重要的组成部分，多重安全系统的设计和应用 是确保核电站安全运行的关键。操作人员对安 全系统的熟悉和掌握，是预防核事故的关键。
●02
第2章 压水堆核电厂操作
规程
核电站操作手册
核电站操作手册中包含了操作规程、应急程序 和安全程序等内容。操作规程详细描述了核电 站各个部件的操作步骤和注意事项。操作人员 需要严格按照操作手册执行操作，确保核电站 安全运行。
核电站事故处理流程
警戒 应急措施和人员行动
紧急 应急措施和人员行动
警报 应急措施和人员行动
●03
第3章 压水堆核电厂安全
管理
核安全管理体系
组织结构
01 核安全管理体系的重要组成部分
管理流程
02 核安全管理体系的内容之一
责任分工
03 核安全管理体系的要点
安全事件报告与处理
第一时间报告 安全事件发生后的行动
压水堆核电站的厂房布置及安全
它可作为火箭、宇宙飞船、人造卫星、潜艇、航空母 舰等的特殊动力将来核动力可能会用于星际航行
第二章 压水堆核电厂简介
常见反应堆类型
热中子反应堆0.025～0.1eV 轻水堆 Light Water Reactor LWR 压水堆 Pressurized Water Reactor PWR 沸水堆 Boiling Water Reactor BWR 石墨慢化轻水冷却堆石墨水冷堆RBMK 重水堆 Heavy Water Reactor 气冷堆 Gas-Cooled Reactor GCR 石墨气冷堆
压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、 稳压器、主泵和堆芯
在核岛中的系统设备主要有压水堆本体一回路 系统以及为支持一回路系统正常运行和保证反 应堆安全而设置的辅助系统常规岛主要包括汽 轮机组及二回等系统其形式与常规火电厂类似
二、核电站类型
2、沸水堆核电站 --------------------以沸水堆为热源的核电站图 沸水堆是以沸腾轻水 为慢化剂和冷却剂并在反应
目前世界上已商业运行的核电站堆型如压水堆、沸水堆、 重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型主要利用核裂变 燃料即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料它对铀 资源的利用率也只有1％—2％但在快堆中铀-238原则上 都能转换成钚-239而得以使用但考虑到各种损耗快堆可 将铀资源的利用率提高到60％—70％
压水堆核电站的厂房布置及安全
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一、核电站工作原理
2、核电站工作原理
核电厂用的燃料是铀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