核电厂系统与设备-复习题教案资料
一、词汇简写与翻译 1、聚变fusion 裂变fission 2、安全壳 Containment Structure 3、包壳Cladding 4、控制棒 Control Rods 5、压力容器 Reactor Vessel 6、汽轮机 Turbine 7、冷凝器 Condenser 8、RCP反应堆冷却剂泵 Reactor Coolant Pumps 9、SG 蒸汽发生器 Steam Generator 10、SFR 钠冷快堆系统 Sodium Cooled Fast Reactor System 11、LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System 12、GFR气冷快堆系统 Gas Cooled Fast Reactor System 13、VHTR超高温堆系统 Supercritical Water Cooled Reactor System 14、MSR熔盐堆系统 Molten Salt Reactor System 15、RPV 反应堆压力容器 Reactor Pressure Vessel 16、IAEA 国际原子能组织 International Atomic Energy Agency 17、EPR 欧洲压水堆 European Pressurized Reactor 18、ABWR先进的沸水反应堆 Advanced Boiling Water Reactor 19、PWR 压水堆 Pressure Water Reactor 20、BWR沸水堆 Boiling Water Reactor 21、CEFR 中国实验快堆 China Experiment Fast Reactor 22、DOE 美国能源部 Department of Energy 23、NRC 美国核管理委员会 Nuclear Regulatory Commission 24、CNNC 中国核工业集团总公司 The China National Nuclear Corporation 25、CGN 26、CSS安全壳喷淋系统 Containment Spray System 27、RCS 反应堆冷却剂系统 Reactor Coolant System 28、OBE 运行基准地震 Operating Basis Earthquake 29、DBA 设计基准事故 Design Basic Accident 30、QA质量保证 Quality Assurance 31、ASME美国机械工程师协会 American Society of Mechanical Engineers 32、CVCS化学和容积控制系统 Chemical and Volume Control System 33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up 34、RHR 余热排出系统 Residual Heat Removal 35、CCWS/RRI 设备冷却系统 Component Cooling Water System 36、ESWS/SEC 重要厂用水系统 Essential Service Water System 37、PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统 Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment 38、WTS 废物处理系统 Waste Treatment System 39、热管段：hot leg 冷管段：cool leg 40、PPM 百万分之一 Parts Per Million 41、RX：安全壳厂房 KX：燃料厂房及换料水池
1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。 2.压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统及辅助系统组成。 3.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气系统。 4.核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。 5.核电厂选址应考虑核电厂本生特性、厂址自然条件和技术要求以及辐射安全等三方面。 6.划分安全等级的目的是提供分级设计标准。 7.安全分级的主要目的是正确选择用于设备、制造和检验的规范和标准。 8.安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。 9.我国的核安全法规将抗震类别分为三类，即抗震Ⅰ类，抗震Ⅱ类和非抗震类（NA）。 10.核系统有三道屏障，第一道是燃料棒包壳，第二道是一回路系统的承压边界，第三道是安全壳。 11.反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。 12.在堆芯热功率不变的情况下，提高冷却剂的质量流量可以减少堆出入口温差。 13.核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成，环路数不小于2，一般采用2~4条环路并联形成。 14.一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量等参数的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性。 15.一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15MPa。 16.冷却剂在反应堆的进出口温度为280~300℃。 17.一回路系统的总阻力约为0.6~0.8MPa。 18.压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。 19.反应堆冷却剂流过堆芯时起慢化剂作用。 20.燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。 21.控制棒组件分两类:黑棒束组件，灰棒束组件。 22.堆芯下部支撑结构是堆芯的主要包容件，他是以吊篮结构为特征的组合体。 23.反应堆压力容器工作在高压、高温、放射性辐照下寿命不少于40年。 24.反应堆冷却剂泵分：全密封泵和轴封泵。 25.蒸汽发生器是分隔一次测、二次侧介质的屏障。 26.按传热管形状可分U形管、直管 、螺旋管蒸汽发生器。 27.蒸汽发生器的传热计算分:传热设计计算、传热校核计算。 28.稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。 29.反应堆工作温度下冷却剂的硼质量分数不应大于1.4×10‐3的限值。 30.防止腐蚀是冷却剂化学的中心任务。 31.常用PH值控制剂有氢氧化锂和氢氧化铵。 32.为防止闪蒸先降温，后降压。 33.除硼离子床是OH﹣型阴离子树脂床，其作用是用来除去冷却剂中的硼酸。 34.设备冷却水系统正常工况运行是利用系统的压力差完成的。 35.对含氢废气处理的基本方法是储存衰变，待其放射性衰变到可向环境排放水平。 36.含氢废气处理系统在正压下运行，含氧废气处理系统在负压下运行。 37.高压安注系统的工作分为直接注入阶段和再循环注入阶段。 38.蓄压箱注入系统为非能动系统，不用安注信号启动任何电气设备。 39.安全壳的尺寸取决于堆功率。 40.向喷淋水中加入NaOH除去安全壳大气中悬浮的碘和碘蒸汽。 41.安全壳隔离一般分为两个阶段，即A阶段和B阶段。 42.安全壳B阶段隔离是最高级别的隔离。 43.压水堆核电厂二回路热力系统是将热能转换为电能的动力转换系统。 44.每根主管道上设有主蒸汽隔离阀，为快速隔离阀。 45.核电厂的理论热效率低于火电厂，而循环热效率高于火电厂。 46.主蒸汽管道的管径按最大蒸汽流量工况下，流速不超过50m/s的原则确定。 47.安全阀是防止一二回路超压的最后保护措施。 48.减少端差的主要办法是增加传热面。 49.近代大型核电厂二回路加热器连接方式采用多列大旁路的设计。 50.疏水方式有采用逐级自流的连接系统，采用疏水泵的连接系统和疏水冷却器系统。 51.给水泵按驱动机类型分：汽动给水泵、电动给水泵。 52.给水除氧分为化学除氧和物理除氧两类。 53.蒸汽排放系统在达到排放要求时，优先启用凝汽器和除氧器排放系统。 54.蒸汽排放的控制模式有温度模式和压力模式。 55.全挥发处理已成为二回路水质控制的主要方法，他的一种添加剂是联氨（N2H4），既起到除氧作用，又可控制PH值。 56.核电厂停闭运行有正常停增长和事故停闭两种。 57.AP600的应急冷却剂采用非能动和无人值岗的安全慨念。 58.根据反应堆类型，核电厂主要分压水堆、沸水堆、轻水堆核电厂。 59.对于特定的核燃料循环，主要有外在的屏障加以补充保护。 60.第四代核电系统将作为今后20年世界核能当下的主要系统。 B卷 1.压水堆蒸汽发生器传热管断裂事件在事故中居首位。 2.核电厂化容系统补偿是由温度变化引起的。 3.蒸汽发生器的水位是指蒸汽发生器二次侧水面的高度。 4.现代核电厂普遍采用具有中间再热的回热循环。 5.辅助给水系统满足单一故障准则，设计成两个系列。 6.1954年前苏联建成第一座核电厂。奥布林斯克核电站。 7.发展核能是我国能源政策的基本方针。 8.核岛利用核能产生蒸汽。 9.对于特定的核燃料循环，要有外在屏障加以补充保护。 10.秦山核电厂堆芯冷却剂平均流速为3.65m/s。 11.压水堆一回路的系统工作压力约为15MPa。 12.核电厂一个环路所输送的热功率与压水堆核电厂规模和设备设计制造能力有关。 13.压水堆燃料元件是17×17正方形排列。 14.次级中子源棒组件用于压水反应堆满功率运行两个月后的反应堆停堆后再启动。 15.自然循环是指在闭合回路内依靠流体的密度差所产生的驱动从而实现的循环。 16.反应堆冷却剂是一个以高温高压为工质的封闭回路。 17.正确确定压水堆稳压器的容积对于核电厂的安全运行和指标都有重要意义。 18.压水堆核电厂对于一回路小的泄漏，由化容系统提供足够的补给水。 19.压水堆一回路的降温降压过程可分为两个阶段。 20.PCM是核电厂运行中常用的反应性单位。
二、知识点 1、5MWe：电功率5MWe（兆瓦） 2、6MW（Th）：热功率6MW 3、核电站发电时的能量转换： 【反应堆】核能→热能 【汽轮机】热能→机械能 （与火电站发电时最大的不同，火电站是在【锅炉】） 【发电机】机械能→电能 即： 核能→【反应堆】→热能→【汽轮机】→机械能→【发电机】→电能 4、核电站各个回路的主要器材： 一回路：反应堆、稳压器、蒸汽发生器（一次侧）、主泵 二回路：蒸汽发生器（二次侧）、汽轮机 三回路：冷凝器、主给水泵
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。
核电厂的调试与运行复习题
一台高压安注泵作为上充泵在运行 一台硼酸循环泵
4、 安注系统的运行分为哪几个阶段？各阶段的水源是什么？再循环注入阶段若要冷却安注 水，如何冷却？
直接注入阶段：换料水箱 高压安注泵优先从低压安注泵的排水管吸水 再循环注入阶段：地坑 安喷系统从地坑汲水，经喷淋热交换器冷却后的水输送到低压安注泵入口，进入安注系统。因此，安 全壳地坑、低压安注泵、安全壳喷淋热交换器也是高压安注系统的一部分。
10、
安全壳内主蒸汽管道破裂对一回路有哪些危害？如何处理？简述处理过程。
当安全壳内主蒸汽管道破裂时，蒸汽发生器内蒸汽流量增大，造成一回路冷却剂过冷，降温速率过大 将对压力容器产生冷冲击；此外，一回路在低温时因反应堆重返临界而又增加压力会产生脆性破裂的 潜在危险。 为了避免这些严重后果，当有迹象表明蒸汽管道出现破裂时，立即发出主蒸汽隔离信号，关闭三条主 蒸汽管道上的隔离阀及其旁路阀，启用辅助给水系统排出余热，安注系统向一回路注入高浓度含硼水， 重新建立稳压器水位并控制降温速率，迅速停堆并防止反应堆由于过冷而重返临界。
核电厂调试与运行
1、 专设安全设施的设计原则是什么？
A、 设备高度可靠 B、 系统具有多重性 C、 系统相互独立 D、 系统能定期检验 E、 系统具备可靠动力源 F、 系统具有足够的水源 G、 系统按设计基准事故确定的冷却性能要满足规定要求
2、 安注系统由哪些子系统组成？其中非能动的子系统是哪个？
高压安注系统：一回路小的泄漏或发生主蒸汽管道破裂事故引起一回路温度和压力下降到一定值 （ 284℃ 、11.9MPa）时，高压安全注入系统向一回路注入含硼的冷水，冷却和淹没堆芯，维持冷却 剂系统压力稍低于正常的值，限制燃料元件温度的上升，防止反应堆重新临界。 蓄压安注系统：非能动系统。在失水事故情况下，一旦一回路系统的压力急剧下降到低于蓄压箱的压 力（4.2MPa）时，向一回路注入含硼水。蓄压注入系统可在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的 熔化。 水压试验泵用于一回路水压试验，从换料水箱向蓄压箱充水；在全厂断电时，蓄压安注系 统的水压试验泵向主泵供应轴封水。 低压安注系统：在冷却剂管道大破裂，冷却剂压力急剧降低到 0.7MPa 时，低压安注系统向堆内注入 含硼水，淹没堆芯，保证堆芯内水的流动，导出余热。
核反应堆系统与设备前5章复习题
核反应堆系统与设备前5章复习题第一、二章1、以下符号各代表什么意思？1R某309；9DC210；1RCP001PO；2ABP001PO；GRE003VV；REA065VB；RCP005MP；007LT；1RCVA001注：R-反应堆厂房；D-柴油机厂房；AB(H)P-低压给水加热器系统；RCP-反应堆冷却剂系统；GRE---汽机调节系统；REA-反应堆硼和水补给系统；M-经传送器；L-就地；A-中压电缆P41-462、压水堆本体由哪几部分组成，各部分功能是什么（了解即可）？反应堆堆芯、堆内构件、反应堆压力容器和顶盖、控制棒驱动机构3、堆芯有多少燃料组件？请描述燃料组件的构成。
157个燃料组件；每个燃料组件共有264根燃料元件棒、24根控制棒导向管和一根中子注量率导管，按17某17排列成正方形栅格，共289个棒位。
沿高度方向有8个定位格架和3个中间搅混架4、第一循环时堆芯有哪些组件？各组件数量是多少？燃料组件157控制棒组件49可燃毒物组件66初级中子源组件2次级中子源组件2阻力塞组件385、分述第一燃料循环时堆芯各功能组件的作用。
控制棒组件作为中子吸收剂，起到调节堆内功率水平、温度和停堆的作用；可燃毒物组件是平衡第一次装料后的后背反应性；初级中子源组件在新堆初次启动时，产生用于指示中子水平的中子；次级中子源组件在反应堆内受中子照射后才激活成为中子源，在满功率运行2个月后，其放射性强度可允许停堆12个月后再启动时使用；阻力塞组件用来堵住燃料组件的导向管，以防止堆芯冷却剂旁路6、第八循环堆芯内有哪些组件？各组件数量是多少？燃料组件157控制棒组件61次级中子源组件2阻力塞组件947、燃料包壳材料是什么？为什么不采用不锈钢做包壳材料？M5锆合金材料；因为不锈钢中子吸收率高，不适合做包壳材料8、什么是黑棒和灰棒？黑棒组件和灰棒组件的区别是什么？银铟铬棒是黑棒，不锈钢棒是灰棒；黑棒组件完全由24根黑帮组成，灰棒组件由8根黑帮和16根灰棒组成，它们吸收中子的能力不同9、吊篮与压力容器如何连接？吊篮外壁与压力容器内壁之间的环腔有什么作用？吊篮上部法兰吊挂在压力容器内壁的凸肩上；(形成冷却剂通道)10、二次支撑组件的作用是什么？当堆芯吊篮法兰断裂时，限制堆内构件向下位移，防止控制棒束组件与对应燃料组件中的导向管不正对，妨碍紧急停堆11、压水堆是如何在设计上减少堆芯中子对压力容器辐照的？堆内围板、辐板、吊篮和水都起到了减少堆芯中子对压力容器辐照的作用12、写出控制棒驱动机构的7步提升顺序。
核电厂系统与设备(第五讲)
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④ pH值及pH值控制剂 • 对不锈钢和镍基合金，水质偏碱性会导致
腐蚀加剧。 • 试验表明：
当pH<11.3时,对锆腐蚀不明显; 当pH>12时,腐蚀明显加剧。
31
• 在碱性介质中,亚铁离子的溶解度在某一温 度下有一最小值,pH值越高,相应的最小溶解 度温度越低。冷却剂保持较高的pH值,能使 腐蚀产物从堆内迁移至堆外。对于现行的压 水堆核电厂一回路结构材料,水质偏碱性较 好,以pH值为9.5~10.5为宜。
子交换树脂在吸附杂质同时不改变硼和pH控 制剂含量，混合除离子床采用硼酸型阴离子 树脂和锂型阳离子树脂，这些树脂对绝大多 数可溶性杂质有很好的吸附作用，但对若干 阳离子，如钼、钇、铯去除效果不佳。
43
(3) 除阳离子床和除硼离子床
• 除阳离子床是H＋型阳离子床，由于硼酸作为中子 吸收剂，10B（n, α）反应将生成7Li，特别在寿期 初，7Li生成量较大，需适时地使下泄流经过H＋型 阳离子床，以除去冷却剂中多余的7Li ；由于硼浓 度随燃耗增加会不断降低，这样pH值就会提高，也 需要用除阳离子床降低7Li浓度。此外，该除阳离 子床还能吸附锂型和硼酸型混合除离子床所不易吸 附的钼、钇、铯等阳离子，对提高冷却剂净化深度 有利。
37
图(4) RCV系统冷却和降压 38
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
2 净化段
• 净化段的离子交换树脂的正常工作温度范围为 46℃~62.5℃。若下泄流温度高于57℃，三通阀将 自动切换，使下泄流旁路离子交换树脂床，防止离 子交换树脂经受高温后失效。下泄流经温控三通阀 进入两台并联的混合除离子床中的一台，除去大多 数离子状态的裂变产物和腐蚀产物，然后进入间歇 运行的除阳离子床除去铯、钼和过量的锂离子。在 除离子床下游，设置三通阀，借此可将下泄流导向 硼回收系统进行除硼操作。
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
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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
核电站通用机械与设备复习题
核电站通用机械与设备复习题一、名词解释(15分，每小题3分)1、泵的扬程－指单位重量的液体流经泵时所获得的能量增加值，单位m。
2、有效功率－单位时间内通过泵或风机的流体所获得的有效能量。
4、反作用度－指压能与总能量（即理论扬程）之比。
5、滑移系数－有限多叶片时叶轮出口的流体相对速度产生了滑移，使绝对速度的周向分量从无限多叶片时的c2u∞减少到c2u，理论扬程从∞减少为，与∞的比值称为滑移系数。
6、叶片式泵的必需汽蚀余量－液流进入泵后，在未被叶轮增加能量前，由流速变化和水力损失引起的压力能头降低的那部分数值。
7、泵与风机的工作点－将泵或风机的性能曲线与管路特性曲线用同样的比例尺绘在同一坐标图上，则两条曲线相交于M点，M点即是泵或风机在管路中的工作点。
该点泵或风机的压头等于管路装置所需克服的阻力，从而达到能量平衡、工作稳定。
8、泵的汽蚀—是指泵在工作中当泵体内某处的压力降低到液体在该温度下的汽化压力以下时，产生了汽泡，在汽泡破裂时，液体质点从四周向汽泡中心加速运动，以极高的速度连续打击泵体内表面，金属表面逐渐因疲劳而破坏。
伴随着这一过程，掺杂在液体中的某些活泼气体（如氧气等），又对金属起着腐蚀作用，我们称这种双重作用为泵的汽蚀。
9、翼形－机翼的横断面形状称为翼型。
10、往复泵的指示功率－单位时间内活塞对液体所作的功11、往复泵的惯性水头－在往复泵中由于液体变速运动所引起的能头，它与液体的加速度成正比，与管路的长度成正比。
12、伴随射流—在湍流射流的分类中，将射流射入流动的流体的射流称为伴随射流。
13、射流泵的扬程比－射流泵的扬程与工作扬程之比。
14、安全阀—是一种自动阀门，它不借助任何外力而是利用介质本身的能力来排出一额定数量的介质，以防止系统内压力超过预定的安全值。
当压力恢复正常后，阀门再行关闭并阻止介质外流。
15、自动式减压阀—是通过启闭件（阀瓣）的节流作用，将阀门进口端的压力降至某一个需要的出口压力，并在阀门进口端压力及流量发生变化时，能利用自身介质的能量，自动的调节流量保持出口端压力基本稳定的阀门。
核电厂系统与设备(第讲)
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。
核电厂系统及设备讲义
5.2 多道屏障(Multi-barrier)
• 为了阻止放射性物质向外扩散，设计上 的最重要安全措施之一，是在放射源与 人之间设置了多道屏障。最为重要的是 以下三道屏障。
• 第一道屏障: 燃料元件包壳（cladding）
轻水堆核燃料采用低富集度二氧化铀， 将其烧结成芯块，叠装在锆合金包壳管 内，两端用端塞封焊住。正常运行时， 仅有少量气态裂变产物有可能穿过包壳 扩散到冷却剂中；如包裂和1%的裂变 产物会从包壳逸出。据美国统计，正常 运行时实际最大破损率为0.06%。
类； • F类为裂变产物屏障丧失类； • H类为影响电厂安全的灾害和其它条件类； • S为系统故障类。
我国核应急计划
• 我国的核事故应急工作是在1986年4月26 日前苏联切尔诺贝利核电厂事故后，随着 我国秦山、大亚湾核电厂的建设而逐步发 展起来的。国家核应急预案（原称国家核 应急计划）第一版编制于1996年，是我国 公共安全应急工作领域内最早的应急预案 之一。该预案第二版于2001年11月颁布。 2003年“非典”事件后，又开始酝酿修订。 2004年12月，为了统一，《国家核应急计 划》更名为《国家核应急预案》。
• 第二道防御：防止运行中出现的偏差发展 成为事故。
设置可靠的保护装置和系统。探测妨碍 安全的瞬变，完成适当的保护动作。必须 按保守的设计实践设计，留有足够的安全 裕量并配有重复探测、检查和控制手段， 各种测试仪表必须具备较高的可靠性。
• 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。
861核电厂系统与设备考研资料
861核电厂系统与设备考研资料核电厂系统与设备是指核电厂内所使用的各种系统和设备，用于实现核能的采集、转换和利用。
核电厂系统与设备一般包括核反应堆系统、安全保障系统、电力转换系统、辅助系统以及监控与控制系统等。
核反应堆系统是核电厂最核心的系统之一，主要包括核燃料装置、反应堆压力容器、热交换器、冷却剂循环系统、控制棒和反应堆燃料负载结构等。
核燃料装置用于贮存和放置核燃料，反应堆压力容器是核反应堆的关键部件，承受核反应堆内的高压和高温。
热交换器负责将核反应堆中的热能转换为工作流体中的热能。
冷却剂循环系统用于循环和冷却反应堆内的冷却剂，以保持核反应堆的稳定运行。
控制棒是调节和控制核反应堆中核裂变反应速率的装置，反应堆燃料负载结构则用于支撑和固定核燃料。
安全保障系统是核电厂保证安全运行的重要设备之一。
其中包括放射性防护系统、核辐射监测系统、事故防范与处理系统等。
放射性防护系统主要用于对核电厂人员和环境进行辐射防护，减少辐射危害。
核辐射监测系统用于实时监测核电厂内外的辐射水平，及时报警和采取措施。
事故防范与处理系统则是核电厂在发生事故时保障应急处置和事故控制的关键系统，包括事故控制室、安全阀、紧急注入系统等。
电力转换系统是核电厂将核能转化为电能的关键设备。
核能通过核反应堆中的核裂变反应产生热能，然后通过热交换器转移到工作流体中。
工作流体驱动涡轮机旋转，进而带动发电机发电，最终将核能转化为电能。
辅助系统包括循环水系统、给水系统、冷却水系统等。
循环水系统用于将冷却剂冷却后再次循环到核反应堆中，起到冷却和热交换的作用。
给水系统用于为核反应堆提供所需的给水，保证核反应堆的正常运行。
冷却水系统用于为辅助系统提供冷却水，以确保系统设备的正常运行温度。
监控与控制系统是核电厂中的中枢系统，用于监测、控制和调度核电厂的运行状态。
该系统由计算机控制和监测设备组成，通过传感器采集各项运行参数和状态信息，并进行实时监控、数据分析和判断，从而确保核电厂的安全、稳定和经济运行。
核电厂系统及设备培训讲义(
2.5 安全壳喷淋系统（EAS）
主要功能：
• 从安全壳顶部空间喷洒冷却水，为安全壳气 空间降温降压，限制事故后安全壳内的峰值 压力，保证安全壳完整性。
• 在再循环安注模式下，安全壳地坑的水需冷 却时，由安全壳喷淋系统的热交换器冷却后 再注入堆芯，安全壳喷淋系统是在设计基准 事故下可以排除安全壳内热量的唯一系统。
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• 具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于 自然的安全性，非能动的安全性和后备反 应性的反应堆体系被称为固有安全堆。
• 先进核反应堆有:池式快堆IFR，模块式高 温气冷堆MHTGR，过程固有最终安全反应 堆PIUS。
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反应堆安全设施有特定的安全功能
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事故工况下投入的系统或装置
第一道屏障：反应堆紧急停堆系统 第二道屏障：稳压器安全阀 第三道屏障：则有以下系统或装置动作： • 安全壳自动隔离； • 安全壳喷淋系统， 用于降低安全壳内压和减
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EPR堆芯熔融物收集系统（捕集器）
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AP1000的安全壳
• 安全壳由4个环段和上 下封头组成。直径为 39.6m，圆柱段是 7.77m。壁厚4.44cm， 设计压力4.07bar。
• 环段和容器封头用钢板 构成，事先在工厂加工 成型，在现场安装。最 大环段（包括支撑）重 658t，2个封头每个重 500t。
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• 系统间的设备兼容，兼容会减少设备，简化 设计，降低投资，但带来了运行中运行方式 切换的问题，会增加系统的失效率。因而， 有将安全相关系统与一般系统分开的趋势。 我国秦山核电厂则将化容系统上充泵在事故 时作安注使用，同时还专设了两台高压安注 泵。大亚湾核电厂的余热去除系统只起余热 排出作用，与低压安注分开了。
• 在蒸汽发生器传热管破裂事故，反应堆冷却