核电站常用堆型
解析CPR堆型核电站主管道安装工艺
发 生管段和弯头误用和混用。 因此在管段清点时， 应加强 管段和弯头在安装前的确认工作。 除应核实各个管段和弯
头的编号外 ， 还需通过各管段上的管件数量、 相互位置、 规
格尺寸等对照施 工图纸进行 符合性确认。
５ ． ３ 管段组 对
由于某些焊 口焊接时在垂直和水平两个方向上均存 在焊缝收缩分量 ，为 了减少焊接应 力 ，主管道各 管段在 组对时 ，应根据各 自的具体情况 ，合理利用反变形 。各
第 二 ，通 过对 主 回路 一个 传热 环路 系统 结构 的分 析 ，不 难看 出主 管道 的热段 和冷 段分别 并联 到反 应堆 压 力容 器 的出 口管嘴 和进 口管 嘴处 ，结构 布置上 相对 独 立 ，这就 意味着 热段 和冷 段安 装 的先 后顺 序互 不影 响。但考虑 到主泵是主 回路系统 中唯一 的动力设备 ，为 了尽可能减少 主管道热段焊接过程 中对主泵泵壳水平度 的影 响 ，最终满足主管道焊接完成后主泵泵壳水平度 的 要求 ，给主泵 的后续安装工作创造条件 ，应先安装主管 道 的热段 ，再安装 主管道冷段 。
图 １ 主 回路 系 统 结 构 平 面 示 意 图
果先安装主管道过渡段 ，势必对后续 安装 主管ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ热段 、
４ ０
２ ０ １ ３ 年 第５ 期
压 力容器 与管道
冷段造 成困难 。基于此 ，过渡段应最后安装 。
Ｉ Ｉ Ｎ Ｓ Ｔ Ａ Ｌ Ｌ Ａ Ｔ Ｉ Ｏ Ｎ
注 ：４ ０ 。弯头焊 口Ｆ ３ 可在 主管道热段 、冷段安装前 焊接完成 。
３主 管 道 安 装 的难 点 、重 点 分 析 确 定
３ ． １主管 道安 装的 难点 、重 点分析
首先 ，由于主泵泵壳本体结构上 的不对称 ，且相 比
大学精品课件：核反应堆热工分析(压水堆结构概述)
• 喷淋系统：位于稳压器顶部，包
括主喷淋和辅助喷淋，用于减缓系 统热冲击、水温均匀及化学浓度、 降低系统压力；
• 电加热器：直接浸没的直套管式
电加热器，用于升高压力；
• 安全阀组：安装于稳压器顶部，
由保护阀与隔离阀组成；
• 测量仪表：主要用于水位检测与
显示；
核科学与技术学院
反应堆冷却剂泵
• 水力机械部分：泵体、热屏组件、
路具有放射性，管板与U形管属于冷却 剂压力边界；
• 排污与给水：防止各种杂质高度浓
缩以及一回路向二回路泄漏，确保正 常工况与特殊工况的给水要求；
• 水位控制及相关测量：水位测量
及调整、给水流量、蒸汽流量、蒸汽 压力等信号测量；
核科学与技术学院
压力壳——Mn-Mo-Ni低合金碳钢； 燃料——二氧化铀； 包壳——锆-4合金（Zr-4）； 控制棒——银-铟-镉合金/316，304不锈钢（Ag-In-
temperature
• 120–400 MWe
• 15–30 year core life
• Cartridge core for regional fuel processing
(LFR)
Benefits
• Proliferation resistance of long-life cartridge core
英国建造32MWe原型堆，1976-1988年，运行的AGR共有14座， 8.9GW，由于受到CO2与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制 (690℃ )，使出口温度难以进一步提高，再加上功率密度低、燃耗低的 限制，使其仍难以和压水堆在经济上竞争；
• 高温气冷堆：采用90％以上的浓缩铀，全陶瓷燃料元件及堆芯，采
核电小堆市场分析报告
核电小堆市场分析报告1.引言1.1 概述概述核电小堆是一种新型的核电技术，相比于传统的大型核电站，核电小堆具有体积小、成本低、安全性高等优势。
随着全球能源需求的不断增长和环境保护意识的提高，核电小堆作为清洁、高效的能源选择受到了越来越多的关注。
本报告旨在对核电小堆市场进行全面分析，包括核电小堆的概念、市场现状和市场前景等方面。
通过对市场因素的分析，为核电小堆行业的发展提供参考，并提出相应的发展建议。
让读者对核电小堆的发展趋势有更清晰的认识，为相关投资和决策提供参考依据。
1.2 文章结构文章结构部分将包括以下内容：1. 引言部分:- 简要介绍核电小堆市场分析报告的背景和重要性。
- 概述本篇文章的主要内容和结构安排。
- 阐明本报告的目的和意义。
2. 正文部分:- 核电小堆概念：解释核电小堆的定义、原理和特点。
- 核电小堆市场现状：分析当前核电小堆市场的发展情况、技术水平和市场规模。
- 核电小堆市场前景：探讨核电小堆在未来的发展趋势、市场预期和潜在机遇。
3. 结论部分:- 影响核电小堆市场因素：分析影响核电小堆市场发展的各种因素，包括政策、技术、经济等方面。
- 发展建议：提出针对核电小堆市场发展的建议和改进建议。
- 结论总结：总结对核电小堆市场的分析和预测，强调未来发展的关键因素和发展趋势。
1.3 目的目的部分内容：本报告旨在对核电小堆市场进行全面分析，包括对核电小堆概念的解释、目前市场现状的调研以及未来市场发展前景的展望。
其中，我们将重点探讨影响核电小堆市场的因素，并提出相应的发展建议，以期为相关研究、投资和政策制定提供参考。
通过本报告的撰写，我们希望能够全面了解核电小堆市场的潜在机遇和挑战，为相关行业和企业提供决策支持，促进核电小堆市场的健康发展和持续增长。
1.4 总结在本报告中，我们对核电小堆市场进行了深入的分析和研究。
通过概述核电小堆的概念，分析了核电小堆市场的现状和前景，以及影响核电小堆市场的因素。
VVER堆型核电站核岛设备保温技术
《装备维修技术》2021 年第 6 期VVER 堆型核电站核岛设备保温技术田利民（中国核电工程有限公司（田湾项目），北京 100840）摘 要：本文依江苏田湾 VVER 堆型核电站核岛设备保温为例，详细介绍了江苏田湾核电站核反应堆厂房设备保温结构、技术要求、 保温部件的预制及安装方法，本技术满足核反应堆设备对保温的特殊要求，符合国内相关规范技术要求，该安装方法简捷 方便，可为类似核反应堆厂房设备保温施工提供参考和借鉴。
关键词：主设备；辅助设备；保温引言田湾核电站位于江苏省连云港市连云区田湾，田湾核电站引 进了俄罗斯技术，主要堆型为俄罗斯 VVER 堆型，其中 3、4 号机 组单台装机容量为 106 万千瓦。
核反应堆厂房设备保温结构基本 要求是保温层应能够在其所有设计工况下执行预定功能，以满足 设备的保温需要。
保温结构必须能够承受电站在启动、停堆、运 行瞬态（设备膨胀，在被保温部分连接处的震动）情况下所施加 的荷载。
在特定情况下，保温结构应提供安全防护（保温或屏蔽） 以保证人员在意外接触到放热面时的安全。
保温结构应保证在保 温材料寿命年限内的完整性。
保温结构应有足够的机械强度，不 允许在自重或偶然外力作用下有被损坏的现象发生。
核岛设备保 温结构分为永久性保温结构、可拆卸保温结构，可拆卸保温结构 应具有重复拆卸和安装性能。
核岛设备保温结构应具有耐高温、 抗辐射性能、较好的密封性和防渗透性[1]。
1 田湾核电站设备保温的结构、性能田湾核电站设备保温结构由俄罗斯圣彼得堡设计院设计。
设 备保温施工任务量大且施工周期短，其中主设备包括反应堆压力 容器、蒸发器、主泵、稳压器、安注箱等（以下简称主设备），这 类设备在运行期间，内部介质具有高放射性，温度最高达到 297 度，要求保温结构核电站运行期间具有可靠的完整性、抗辐射性； 辅助设备包括储罐类和泵类设备，单台机组约有 230 多台。
保温 层最厚达到 235mm。
AP1000堆型与AES-91堆型直流及UPS系统对比分析
启动时的扰动影响逆变器等敏感设备 。此外 ，Ｅ Ｄ Ｓ也为安 全壳 内氢气点火装置提供 电源 。
Ｅ Ｄ Ｓ系统蓄电池组为富液式铅酸蓄电池 ，额 障电流 ，可满足极端 负
和 １ 个调压变压器 。Ｂ序列含 １ 个 ２ ４ ｈ 序列 和 １ 个 ７ ２ ｈ序 列 ，有 ２ 个蓄电池组 （ ２ ４ ｈ蓄 电池 组和 ７ ２ ｈ蓄 电池组） 、２
统 、控制 系统 和 启 动 、正 常 运 行 、正 常 或 紧 急 停 堆 所 必 需
Ｅ Ｄ Ｓ系统共有 ５ 个序列和 １ 个备用序列 Ｓ 。直 流系统
的额 定 电 压 为 ２ ２ ０ Ｖ Ｄ Ｃ， Ｕ Ｐ Ｓ系 统 的 额 定 电 压 为 ２ ２ ０ Ｖ ＡＣ 。１ 、２ 、３ 、４ 序 列 各 包 括 充 电器 、 固定 式 蓄 电池 、直 流 设 备 、逆 变 器 和调 压 变 压 器 。 １和 ３序 列 、 ２和 ４序 列 的 ２条直 流 母 线通 过 １ 个 常开 的母 联 开 关 连 通 ， 以提 高 供
气 含 量 过高 。
１ ． １ ． ２ ＥＤＳ
（ Ｅ Ｄ Ｓ ） 。Ⅱ ） Ｓ 为安全相关的电厂仪表系统、控制系统 、监控 系统和其它停堆所必需的设 备提供 可靠 电源，在失去厂外
和厂 内交 流 电源 的情 况 下 ，直 流 蓄 电池 组 为 直 流 和 Ｕ Ｐ Ｓ负
载提供电源 ，Ｕ Ｐ Ｓ系统也为主控室和远方停堆站提供正 常 和应急照 明 电源 。Ｅ Ｄ Ｓ主要 为非安 全相关 的 电厂仪 表 系
电直 流 及 ＵＰ Ｓ系统 的 技 术 优 越 性 。
关键 词 ＡＰ１ ０ ０ ０堆 型 ＡＥ ９ １堆 型 直 流及 ＵＰ Ｓ系统 Ｉ ＤＳ ＥＤＳ
０ 引 言
核工业试模拟试题含参考答案
核工业试模拟试题含参考答案一、单选题（共47题，每题1分，共47分）1.放射工作许可登记证，核查周期为： ( )A、每三年进行一次B、每隔一至二年进行一次C、每二年进行一次D、每年进行一次正确答案：B2.质量保证大纲是指：A、质保手册、工作程序、指令等一整套文件B、为保证实现质量而制定和实施的全部活动C、检查和试验计划、进度控制D、执行检验的方法正确答案：B3.核电站的构成： ( )A、核蒸汽供应系统B、发电系统C、辅助系统D、以上都是正确答案：D4.在核电站停堆检修期间，外照射的主要来源为： ( )A、β射线B、中子C、γ射线D、α射线正确答案：C5.放射性活度是放射性核素在单位时间内的 ( )A、核发射粒子的数目B、核反应次数C、核衰变次数D、核减少的数目正确答案：C6.压水堆型反应堆功率主要是通过控制棒控制的，还可以通过调节冷却剂中的什么参数来控制？A、压力B、硼浓度C、流量D、温度正确答案：B7.压水堆和沸水堆又称为 ( )A、轻水堆B、石墨堆C、重水堆D、气冷堆正确答案：A8.实施文件分发控制目的为： ( )A、上级领导的要求B、使参与活动的人员能得到有效的文件C、档案管理的要求D、以上都不对正确答案：B9.受照个体本身所产生的效应是： ( )A、随机效应B、确定性效应C、躯体效应D、遗传效应正确答案：C10.选择质量控制的“三点”中的 H 点是A、见证点B、机动点C、停工待检点D、提供数据点正确答案：C11.在核电厂运行的三大目标中，最基本的考虑是： ( )A、经济性B、安全性C、可靠性D、以上三种都是正确答案：D12.蒸汽发生器中一、二次侧介质的隔离屏障之一是：A、筒体组件B、传热管C、上封头D、下封头正确答案：B13.电离辐射时，按其照射方式可分为： ( )A、表面辐射和内照射B、强照射和弱照射C、表面辐射和外照射D、外照射和内照射正确答案：D14.核安全法规 HAF003 是A、强制执行文件B、参考性文件C、指导性文件D、以上说法都不正确正确答案：A15.我国核电站建设质量保证依据法规是 ( )A、ISO9000B、HAF003C、CNNC[1998]6 号文D、IAEA50-C-QA正确答案：B16.对不同类型的辐射，α 、β 、γ射线引起的外照射的防护较容易的是： ( )A、不一定B、γC、βD、α正确答案：D17.压水堆型核电站一回路系统中常用的结构材料是：A、锻钢、铸钢、结构钢B、低合金钢、不锈钢、镍基合金C、低碳钢、中碳钢、高碳钢D、高合金钢、低合金钢、特种钢正确答案：B18.放射性工作人员年有效剂量限值中应包括A、天然本底照射，宇宙照射B、内照射和外照射C、医疗照射D、以上都是正确答案：B19.我国对放射工作实行什么样的管理制度： ( )A、许可登记制度B、审批备案制度C、备案制度D、合同管理制度正确答案：A20.对工作质量负主要责任的人是 ( )A、上级主管部门B、工作执行人员C、管理人员D、检验人员正确答案：B21.在Γ点源与人之间设置 3 个半值层的屏蔽物质，则人员处Γ射线的强度将减至原来的 ( )A、三分之一B、八分之一C、九分之一D、六分之一正确答案：B22.辐射防护的原则：A、正当化B、最优化C、个人剂量限值D、以上都是正确答案：D23.压水堆和沸水堆都属于：A、石墨堆B、重水堆C、轻水堆D、气冷堆正确答案：C24.通过质量保证，达到质量要求的途径是 ( )A、确定所要求的技能B、选择合格的人员使用适当的设备C、明确承担任务者的个人职责D、以上都是正确答案：D25.凡质量有影响的活动都要遵循质量保证的原则是 ( )A、有章可循B、有人负责C、有据可查D、以上都是正确答案：D26.天然辐射源主要来源有： ( )A、宇宙辐射B、陆地上的辐射源C、体内放射性物质D、以上都对正确答案：D27.核电站反应堆压力容器堆焊层主要作用是 ( )A、提高抗拉强度B、提高耐腐蚀C、提高耐磨性D、以上都对正确答案：B28.质量保证大纲的有效实施取决于工作的： ( )A、管理人员B、执行人员C、检验人员D、上述三类人员正确答案：D29.实施文件分发控制的主要目的为 ( )A、上级领导的要求B、使参与活动的人员能得到有效的文件C、档案管理的要求D、以上都不对正确答案：B30.在役检查注重检查的缺陷是：A、设备结构B、气孔C、裂纹D、夹渣正确答案：C31.压力容器在压力作用下，受到中子辐射，其脆性转变温度将会 ( )A、降低B、不变C、不一定D、升高正确答案：D32.无损检测的操作规程要求 ( )A、对检验对象的描述B、对检验设备和方法的描述C、对检验过程及结果记录等的描述D、以上都是正确答案：D33.详细说明一项活动目的和范围，规定在什么时候、什么地方、由谁怎样执行这项活动，称为：A、质量保证B、程序C、质量控制D、监督正确答案：B34.核电站一回路系统中常用的结构材料为 ( )A、高合金钢、低合金钢、特种钢B、低碳钢、中碳钢、高碳钢C、碳钢和低合金钢、不锈钢、镍基合金D、锻钢、铸钢、结构钢正确答案：C35.工程上常把金属材料的性能分为 ( )A、机械性能B、物理性能C、工艺性能D、以上都对正确答案：D36.在当前的核电站中，把核能转为热能的方式是： ( )A、核聚变B、物理化学的转换C、核裂变D、化学的合成正确答案：C37.核电厂主要放射性物质有 ( )A、裂变产物B、活化产物C、活化腐蚀产物D、以上都有正确答案：D38.工程构件在运行中发生断裂事故的主要原因是： ( )A、低应力脆断B、疲劳断裂C、应力腐蚀D、以上都是正确答案：D39.放射性的强度是用什么来度量的？A、能量B、源的种类C、源的尺寸大小正确答案：D40.压水堆核电站中，防止裂变产物逸出的设备称之为核安全 ( )A、1 级部件B、3 级部件C、2 级部件D、4 级部件正确答案：A41.辐射防护实践的正当性是指： ( )A、具有正当的理由，利益大于代价B、保护环境，保护公众C、不得损害人的健康D、以上都不对正确答案：A42.核压力容器与一般压力容器在运行工况中，最显著的差别是： ( )A、受高压B、受高温C、受中子与г射线辐射D、受循环载荷正确答案：C43.金属材料的断裂韧性 KIC 值与什么因素有关 ( )A、金属材料本身的性质B、外加的应力和受力方式C、几何形状和裂纹大小D、以上都是正确答案：A44.蒸汽发生器中的一、二次侧介质的隔离屏障是： ( )A、筒体组件B、支撑及管板C、管束组件D、传热管正确答案：D45.压力容器的活性区在压力作用下，受中子辐射，其脆性转变温度将会：A、不一定C、不变D、升高正确答案：D46.放射性的强度是用什么来度量的 ( )A、源的种类B、尺寸大小C、能量D、活度正确答案：D47.压水堆核电站运行经验表明，在主设备中易发生破损事故的是： ( )A、主管道中的支座管道B、稳压器中的波动管C、压力容器中的驱动机构D、蒸汽发生器中的传热管正确答案：D二、判断题（共55题，每题1分，共55分）1.不稳定的核素通过衰变放出射线的特性称为放射性。
重水堆简介
重水堆工程安全特性
1.反应堆停堆系统： CANDU核电厂设有两套完全独 立和全功能的SDS-1和SDS-2停堆 系统，该系统能使反应堆在必要 时停闭。 2.应急堆芯冷却系统（ECCS）： 应急堆芯冷却系统向热传输系统 提供轻水，以补偿发生假像的失 水事故时损失的重水冷却剂，并 循环和冷却从反应堆厂房地面上 收集的重水、轻水混合物，将其
重水堆系统的设计特征
重水堆与压水堆在反应堆和燃料方面的主要区别见下表：
重水堆的安全特性
重水堆的结构设计具有一些独特的安全特性，与压水堆一 样，这些安全特性中一部分为重水堆所固有的，另一部分则是 特殊设计的工程安全设施提供的。 重水堆固有的安全特性： 重水堆固有的安全性是由核燃料、反应性调节特性等提供的。 1.燃料 CANDU堆采用天然铀作为核燃料，235-U约占0.7%，较 压水堆低得多，这就大大降低了在堆外或者燃料贮存水池内燃 料处理时发生反应性引入事故的可能性，而且堆芯严重损坏导 致的燃料重新布置所引入的反应性也十分有限。
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停堆系统
重水堆工程安全特性
送到反应堆集管以保证长期的燃料冷却，以达到向反应堆燃料 通道再注射冷却剂和从燃料排出余热或衰变热的目的。
重水堆工程安全特性
3.安全壳系统： 如果反应堆系统发生 事故，则安全壳系统 的运行可以提供包容 所释放出放射性物质 的密封外壳，以防止 从反应堆溢出的放射 性物质释放到环境中 。其包括：自动喷淋 系统、空气冷却器、 过滤空气排放系统以 及人员和设备闸门。
姓名：王小亮 班级：0902301 学号：1090230113
重水反应堆-PHWR？
概念：用重水作为慢化剂的热中子反 应堆。 可以用重水、普通水、二氧化碳和有 机物作冷却剂。由于重水的热中子吸 收截面很小，可以采用天然铀燃料。 铀燃料的利用率高于轻水堆，烧过的 燃料的235U含量仅为0.13%，乏燃料不 必进行后处理。这种堆可以作为生产 堆、动力堆和研究堆使用。堆内中子 经济性好，可生产氚和发展成为先进 的转化堆。堆内重水装载量大，反应 堆造价较高。
CPR1000压水堆系统介绍
2.3 CPR1000 CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千 瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用 压水堆技术方案。 CPR1000是目前我国设计自主化、设备本地化、建设 自主化、运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电 站为参考基础的技术方案。 CPR1000是根据世界上同类型机组1000多堆年运行经 验不断持续改进的技术结晶。
控制棒组件： 控制棒组件：CPR1000每一棒束有24根控制棒组件，每 一棒束控制棒组件有其本身的驱动系统，可单独或则多个同 时动作。 控制棒： 控制棒：大亚湾核电站采用两种类型的控制棒，即吸收 棒和不锈钢棒。黑棒的吸收剂材料为银-铟-镉合金，重量百 分比为80%，15%，5%。 可燃毒物组件： 可燃毒物组件：可燃毒物棒组件只用于第一燃料循环的 全新堆芯，功能是降低溶解在一回路冷却剂水中的硼浓度， 大亚湾核电站堆芯首次装有48个含12根可燃毒物的组件和18 个含有16根可燃毒物棒的组件，加上两个粗级中子源棒组件 中的32根，共有含896根可燃毒物棒的68个组件。
反应堆压力容 器设计寿命为60 年 低泄漏设计， 减少了对压力容 器的中子辐照； RPV堆芯活性段 采用整体锻件； 严格控制RPV材 料中的辐照敏感 元素Cu、P、S、 Ni等的含量。
功能
反应堆的心脏 产生自持链式核裂变反应 以热的形式释放裂变能
堆芯（活性 区）
组成
核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 通常还含有可转变核素 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 控制材料：控制中子数 控制材料：控制中子数
特点： 特点： 采取了严重事故的预防和缓解等措施，将使LAⅡ的综合 技术安全经济指标达到目前国际同类核电站的先进水平。 在从Dayabay最初引进到CPR1000的渐进式技术革新过程 中，充分借鉴了生产运行经验反馈，包括吸纳法国同类型机 组批量改造经验，现已更加完善的CPR1000方案是在 Dayabay 、 LAⅠ的技术基础之上，结合法国为追赶世界先 进核电的发展所作的第二次十年大修计划（VD2）的改进。 CPR1000还将继续分享同类机组运行经验的反馈。 CPR1000作为“二代加”技术，通过持续科技进步，逐渐趋 近第三代，可以保证与先进技术更加平稳地衔接过渡。
快中子反应堆
CEFR系统流程示意图
4
4
6
7
8
2 8
3 1
5
9
8 10
快堆与原子弹
相同点
原子弹和作为核电站用的快堆，都没有慢 化剂，而且都是用快中子引发裂变.
不同点
(1)原子弹使用钚或高浓铀，铀－238的量 没有或者很少。而快堆中铀－238很多。 铀－238俘获中子后大多不会裂变，它要 转化为钚－239后才易裂变。经过这道转 换后，作为核电站用的快堆的能量释放速 度，就受到极大限制。
三种六角形组件
燃料组件,增殖组件,反射层组件： 中心红色为燃料组件P-239＋U-238混合物; 黄色也为燃料组件，含钚比中心略高。 黑色为控制棒组件. 兰色为径向增殖组件，只含 U-238，生产
钚。 边上布置反射层（钢材料，未显示），反
射逃逸中子回堆芯。
前面5种反应堆的总结！！
国外的快堆，除了凤凰 堆以外，普遍不给力！ -----文亦玮
快堆还可以用于大规模制氢、海水淡化等， 也可以建造中小型低噪声的长寿命移动快 堆，或用于建造大型紧凑型船只，如航母 用核动力快堆等。
✓ 1998年关闭。
“超凤凰”是世界上功率最大的快中子增殖反应堆核电站， 然而运行以来，技术故障频发，停停修修，总运转时间不过十几个月。 “超凤凰”在设计之初，投资预算为6 3 亿法郎，到1 9 8 6 年投产时， 资金已追加到2 5 0 亿法郎，而且比预定投产时间推后了3 年。
4、超凤凰堆（Phenix）
5、文 殊 堆（MONJU） －日本回路式钠冷快堆
1994年运行，回路式，300MWe。 自1995年发生液钠泄漏事故以来，现仍未恢复运转。 日本政府1997年6月宣布，要继续推进其开发快堆和核燃料
压水堆核电站高能管道破裂动态效应消除方法及应用
在压水堆核电站设计中，一般将管道中介质温度超过100℃或者压力超过2MPa 的管道定义为高能管道。
这些高能管道均为重要系统对应的管道，如反应堆冷却剂系统对应的管道，与电站的安全性紧密相关。
根据相关法规和标准的规定，除非能够证明管道的断裂概率非常低，否则需要在设计中考虑这些管道断裂带来的动态效应［1-5］。
管道破裂的动态效应主要分为三类：水力效应、流体喷射效应以及管道甩击效应，如图1所示。
RCPCOL喷射效应喷射流目标物喷射载荷甩击效应SG水力效应图1管道破裂动态效应示意图Fig.1Dynamic effects of piping break管道破裂动态效应会导致一个局部的瞬态动态载荷（破管载荷）作用在与之相连接的管道和设备中。
由于这些载荷一般非常大，因此为应对管道破裂动态效应，不仅需要在电站设计中设置防甩件、防爆支架、防喷射装置等，而且还需要加强一些重要设备的结构设计，从而增加了设计的难度。
利用增加硬件设施来应对高能管道破裂动态效应的方法，不仅增加了电站的设计、采购、安装和运行维护的成本，而且增加的硬件设施，往往会减小在役检查的空间，影响在役检查的效果。
因此这种方法不仅增加了电站的成本，而且最终会成为影响电站安全的不利因素。
因此，排除动态效应不仅会提升电站的安全性，而且可以简化电站设计，优化在役电站的结构和布置空间，从而提升电站的经济性和安全性。
HAD 102/04也明确对于低概率破裂，以及应用破前漏（LBB:Leak Before Break ）技术或压水堆核电站高能管道破裂动态效应消除方法及应用徐宇1，张敏2，盛朝阳1，凌礼恭1，*（1.生态环境部核与辐射安全中心，北京100082；2.深圳中广核工程设计有限公司，深圳621900）摘要：在压水堆核电站的设计中需要考虑管道破裂产生的动态效应，这些动态效应会使相关的管道、设备和构筑物中产生非常大的动态载荷，这些载荷不仅提升了电站的设计难度，还直接影响电站的经济性和安全性。
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1.压水堆
压水堆是指使用轻水（即普通净化水）作冷却剂和慢化剂，且水在反应堆内
保持液态的核反应堆。
除秦山三期外，我国目前运行的核电机组全部为压水堆。压水堆作为一种技
术十分成熟的堆型，与其他堆型相比，结构紧凑，经济上基建费用低、建设周期
短、轻水价格便宜；有放射性的一回路与二回路分开，带有放射性的冷却剂不会
进入二回路污染汽轮机，机组运行、维护方便。
压水堆示意图
2.沸水堆
沸水堆利用轻水作慢化剂和冷却剂，只有一个回路，水在反应堆内沸腾产生
蒸汽直接进入汽轮机发电。与压水堆相比，沸水堆工作压力低；由于减少了一个
回路，其设备成本也比压水堆低；但这样可能使汽轮机等设备受到放射性污染，
给设计、运行和维修带来不便。
沸水堆示意图
汽水分离再热器
由于核电厂使用的汽轮机组为饱和蒸汽机组。蒸汽发生器产生的饱和蒸汽被
送到高压缸作功，高压缸末级的排汽湿度达到了14.2%，如果此种蒸汽仍被送往
低压缸，将对低压缸产生汽蚀、水锤，将大大缩短汽轮机组的使用寿命。为避免
出现这种情况，专门设计了汽水分离再热器系统。高压缸的蒸汽作完功后，被送
入到汽水分离再热器MSR（Moisture Separator and Reheater)。在MSR 中进行
分离和再热，使进入低压缸的蒸汽为过热蒸汽，减低了对低压缸叶片的冲蚀。同
时，汽水分离再热系统还起到了合理分配低压缸负荷，减轻高压缸负载的功能。
3.重水堆
重水堆是以重水（氘和氧组成的化合物）作慢化剂的反应堆。其主要优点是
可以直接利用天然铀作核燃料，同时采用不停堆燃料方式；但体积比轻水堆大，
建造费用高，重水昂贵、发电成本也比较高。
重水堆核电站是发展较早的核电站，我国秦山三期1、2号机组采用的是加
拿大坎杜型（CANDU）压力管式重水堆
CANDU
加拿大皮克灵核电厂（重水堆）
4.高温气冷堆
高温气冷堆用氦气作冷却剂，石墨作慢化剂，堆芯出口温度较高。高温气冷
堆热效率高，建造周期短，系统简单；但堆芯出口温度为850~1000℃甚至更高，
对反应堆材料的性能要求也高。
山东石岛湾规划建设20万千瓦级高温气冷堆。
石岛湾高温气冷堆
5.快中子反应堆（快堆）
快中子反应堆直接利用快中子引起链式裂变反应所释放的能量进行发电，因
此不需要慢化剂、体积小、功率密度大。快堆可使铀利用率提高至60%以上，最
大程度的降低核废料，实现放射性废物最小化。但快堆的燃料元件加工及乏燃料
后处理要求高，对材料的要求也较苛刻。
2011年7月21日10时，我国第一个实验快堆成功实现并网发电。