核电站简介和物项分级
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反应堆堆芯
堆芯组成
堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。 大亚湾核电厂堆芯由157个尺寸相同、截面为正方形的燃料组件排列 而成 初次（首炉）装料时，堆芯有三种不同富集度的燃料组件，并分区布 置，即：52个富集度为3.1%的燃料组件组成第3区，放在堆芯四周； 52个富集度为2.4%的燃料组件＼混合交错布置, 53个富集度为1.8%的燃料组件∕组成第2和第1区 (见图2 堆芯燃料 组件布置)
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按厂房功能分： 核岛：Nuclear Island 常规岛：Conventional Island 配套设施BOP：Balance of Plant
核岛系统又称为核蒸汽供应系统（Nuclear steam supply system, NSSS），其中包括：
— 反应堆冷却剂系统（主回路系统） — 专设安全设施 — 反应堆辅助系统 — 通风系统 — 辅助冷却水系统 — 废物处理系统 上述各系统又包括许多子系统。
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反应堆本体结构一般可分为以下四个部分：
• 反应堆堆芯 • 堆内构件 • 反应堆压力容器 • 控制棒驱动机构
见右图 压水堆本体结构
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上图是典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图：
由燃料组件组成的堆芯放在一个很大的压力容器内在压力容器顶部有 控制棒的驱动机构。作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面进来 后，经过吊篮和压力容器之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。冷却 水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流出压力容器。 一般入口水温300℃，出口水温332 ℃ ，堆内压力15.5Mpa。 一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。这些 冷却水并不排出堆外，而是在封闭的－回路内往复循环。堆芯放了一 百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗 的燃料元件。高温水从压力容器上部离开反应堆后，进入蒸汽发生器。
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表4 压力容器主要参数
控制棒导向筒数
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尺寸和重量
堆内测量管数 底封头 顶盖
法兰螺栓数 设计和运行
设计压力（绝对）/MPa 运行压力（绝对）/MPa
设计温度/℃
容器内径/mm
50
法兰外径/mm
4
进、出口接管之间的最大距离/mm
58
法兰到底封头全高/mm
17.23
压力容器总高（包括顶盖上部控制棒 驱动机构管座和堆内测量管座）/mm
压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径约8 毫米，高13毫米，称之为燃料芯块。其中铀－235的浓缩 度约3％。燃料芯块－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米， 厚约0．57毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。燃料芯 块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件。
这些燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃
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堆内构件
主要功能： (1)为堆芯组件提供支承（支撑）、定位和导向； (2)构成冷却剂流道，组织冷却剂流通； (3)为堆内仪表提供导向和支承； (4)为减少压力容器受到的辐照和监督压力容器辐照; (5)性能变化提供措施。 组成：大体上可分成堆芯下部支承构件和堆芯上部支承构件两大部分。
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燃料组件由燃料元件棒（燃料棒）、定位格架和组件骨 架等部件组成。 燃料元件棒呈17×17正方形排列，每个组件有289个棒位， 其中264个棒位由燃料元件棒占据，另有24个棒位放控制 棒导向管，剩下1个棒位放中子注量率测量管。 见下图 核燃料组件
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堆芯下部支承构件
组成 • 堆芯吊篮 • 围板和辐板 • 堆芯下栅格板 • 热屏蔽 • 辐照样品管 • 二次支承组件 • 中子注量率仪表导管
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反应堆压力容器
• 反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限 制在一个密封的空间内进行。它和一回路管道共同组成高压冷却剂的 压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。
• 结构 反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成，材料采用Mn—Ni—Mo 低合金钢（SA508—3钢）。容器内壁堆焊一层厚度大于5mm的不 锈钢。
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压力容器筒体
筒体是由一个带螺栓纹孔的法兰、 一个焊有6个冷却剂进出口管嘴 的环形段、两个筒体环形段、 一个过度段和一个半球形下封 头焊接而成，如图18所示。
15.5
压力容器壁厚/mm
343
容器质量/t
试验
容器顶盖质量/t
水压试验压力（绝对）/MPa 229
水压试验温度/℃
TNDT+3 0
螺栓和螺母质量/t
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3989 4674 6378 10335 13208
200 256.6 55.5 15.6
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控制棒驱动机构
大亚湾核电厂的控制棒驱动机构是一种步 进式的提升机构，用来使控制棒组件在 堆芯内提起、插入或保持在适当的位置， 以实现反应性的控制。每个控制棒组件 都由单独的控制棒驱动机构操作，它们 都位于压力容器上方。 控制棒驱动机构结构如图21所示。它由 销爪组件、驱动杆、压力外壳、操作线 圈和单棒位置指示线圈组成。
压水堆核电厂简介 和
核电厂设备，系统，构筑物分级
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1 压水堆核电站简介
压水堆核电站由反应堆、一回路系统、二回路系统以及电 站的配套设施等部分组成。压水堆核电站使用低浓铀做 燃料，在反应堆内发生裂变产生热能，利用循环流动的高 压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，推动气轮机 带着发电机一起旋转，源源不断地产生出电，并通过变电 站输入电网。
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安全壳和热力系统流程图
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图4-6 压水堆安全壳
图4-5 压水堆核电站流程
料组件。每一个燃料组件包括两百多根燃料元件。一般是 将燃料元件排列成横十七排、纵十七行的17×17的组件， 中间有些位置空出来放控制棒。控制棒的出来放控制棒。 控制棒的上部连成－体成为棒束。每一个棒束都在相应的 燃料组件内上下运动。控制棒在堆内布置得很分散，以便 堆内造成平坦的中子通量分布。燃料组件外面不加装方形 盒，以利于冷却剂的横向流动。加上端部构件，整个组件 长约四米，横截面为边长约20厘米的正方形。
-核电厂系统与部件的核安全分级资料课件 (二)
-核电厂系统与部件的核安全分级资料课件(二)- 核电厂系统与部件的核安全分级资料课件1. 什么是核安全分级？核安全分级是指根据核电厂系统和部件的安全重要性，将其划分为不同的等级，以便对其进行安全管理和监督。
2. 核电厂系统和部件的安全等级有哪些？核电厂系统和部件的安全等级一般分为四个等级：一级、二级、三级和四级。
其中，一级为最高级别，四级为最低级别。
3. 一级安全等级的系统和部件有哪些？一级安全等级的系统和部件包括核反应堆、主蒸汽发生器、主循环泵、蒸汽涡轮机等重要设备。
4. 二级安全等级的系统和部件有哪些？二级安全等级的系统和部件包括辅助系统、冷却系统、安全控制系统、通风系统等。
5. 三级安全等级的系统和部件有哪些？三级安全等级的系统和部件包括电气系统、仪表和控制系统、辅助泵等。
6. 四级安全等级的系统和部件有哪些？四级安全等级的系统和部件包括建筑物、设备支架、管道、阀门等。
7. 核安全分级的目的是什么？核安全分级的目的是为了保障核电厂系统和部件的安全性，防止事故的发生，保护人民的生命财产安全。
8. 核安全分级的意义是什么？核安全分级的意义在于为核电厂的安全管理提供了依据，使得核电厂能够更好地进行安全管理和监督，提高核电厂的安全性能。
9. 核安全分级的实施要求是什么？核安全分级的实施要求包括分级标准、分级方法、分级结果的确认和监督等方面的要求，以确保核安全分级的准确性和有效性。
10. 核安全分级的实施对核电厂的安全管理有何帮助？核安全分级的实施有助于核电厂进行全面的安全管理，提高核电厂的安全性能，防止事故的发生，保护人民的生命财产安全。
压水堆核电厂物项的安全分级
压水堆核电厂物项的安全分级一、基本概念1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级(1)、安全等级：为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级；(2)、抗震类别：为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，要确定各类物项的抗震类别；(3)、规范等级：为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级(也称为设备等级)；(4)、质保等级：为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。
2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。
3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。
4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。
二、安全等级的划分1、概述(1)、安全等级划分的依据--三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。
▲反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。
▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后(包括事故工况停堆后)从堆芯排出余热”。
▲放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。
(2)、安全级划分的单元--以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是：▲一个组件，如燃料组件(安全级)。
▲一件设备，如柴油发电机(安全级)；稳压器波动管(安全1级)；换料水箱(安全2级)。
▲一件设备的某一部分，如主泵泵壳(安全1级)；主泵飞轮(安全3级)。
(3)、接口装置的安全等级--就高不就低原则(4)、安全等级划分的方法--确定论法或概率论法2、承压机械设备的安全分级(1)、概述承压机械设备指核电厂一回路系统或安全系统中用于包容流体的各种容器、贮罐、管道附件、热交换器、泵和阀门等物项。
国内核电质保分级
核电质保分级首先要区分QA级与核安全级别。
QA是质保级别，而核安全级别是核安全设备的设计级别。
核安全级别分1级、2级、3级，一般由设计院在设备规格书中明确，质保级别是根据设备的核安全级别进行质保控制时制定，一般是1级设备用QA1进行控制，2级设备用QA2进行控制，3级设备用QA3进行控制；重要的2级设备需用QA1进行控制，同样重要的3级设备用QA2进行控制。
具体分级建议大家查阅一个EJ标准，具体编号我忘了，标准名字大概叫《压水堆物项质量分级》（大概名字，记不太清楚了），QA1和核安全级别，并没有直接的关联，阀、泵类的等级会有所提高，QA等级不仅要考虑到设备的安全性，还要考虑标准化水平，工艺水平等等综合因素，具体分类请大家查标准。
顺便请大家帮我一下，我想寻找一个分包商，承包我公司喷砂喷漆的工作，喷砂要求粗糙度可控（机器、人为操作皆可，尽可能用机器），喷漆房要求控温、控湿、封闭、除尘。
哪位朋友知道有这种厂家请联系我邮箱jingjingsangeri@.com，厂家最好在成都周边。
谢谢2、质量保证等级划分的原则物项或服务的质量保证等级的划分应遵循以下原则，即以物项的失灵或服务的差错对核电厂安全和可靠运行造成影响为主要原则并考虑：a. 制造工作的经验和物项制造的成熟发生；b. 承制物项或相关服务的复杂程度；c. 承制物项或相关服务的质量史、标准化程度以及经济性。
综合上述因素进行划分和选择质量保证等级。
目前就分级方面的资料介绍，尚无可供直接采用的国际或国内的标准、法规或导则，但我国的现有核电厂一般将质量保证级别划分为三级，即质量保证一级（QA1）、质量保证二级（QA2）和质量保证三级（QA3）。
3、质量保证等级划分的方法此处介绍的方法是IAEA技术报告328号《质量保证分级手册》（即HAFJ0045《质量保证分级手册》）推荐的方法，大家可参照使用，该方法包括八个步骤，分述如下：a. 将核电厂分成若干个主要系统；b. 确定每一主要系统的具体物项或服务；c. 对被确定的物项或服务的复杂性、成熟性，在安全和运行上的重要性作出考虑、评价和分类。
核电站
发展
1
总论
2
第一代
3
第二代
4
第三代
5
第四代
核电站自20世纪50年代开始，根据其工作原理和安全性能的差异，可将其分为四代。
核电站的开发和建设开始于20世纪50年代。1951年，美国最先建成世界上第一座实验性核电站。1954年苏联 也建成发电功率为5000千瓦的实验性核电站。1957年，美国建成发电功率为9万千瓦的原型核电站。这些成就证 明了利用核能发电的技术可行性。上述实验性的原型核电机组被称为第一代核电站。
简述
利用核能进行发电的电站称为核电站，当今世界上只能利用裂变的链式反应产生的能量来发电。
核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电，或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站 的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。将原子核裂变释放的核能转换成热能，再转变为电能的系统和设施， 通常称为核电站。
20世纪60年代后期，在实验性和原型核电站机组的基础上，陆续建成发电功率为几十万千瓦或几百万千瓦， 并采用不同工作原理的所谓“压水堆””沸水堆”“重水堆”“石墨水冷堆”等核反应堆技术的核发电机组。它 们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。如今，世界上商业运行的四百多座核 电机组绝大部分是在这一时期建成的，习惯上称其为第二代核电站。
组成
核电站由核岛、常规岛、核电站配套设施、核电站的安全防护措施组成。 核岛为核电站的核心部分，主要部件为核反应堆、压力容器（压力壳）、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及 相应的管道、阀门等组成的一回路系统。 常规岛指由蒸气发生器的二次侧、汽轮发电机组、凝汽器、给水泵及相应的管道、阀门等组成的二回路系统。 核电站配套设施，指围绕确保核电站安全及环境保护而设置的一些设施，主要包括： （1）反应堆控制系统核紧停堆系统； （2）堆芯应急冷却系统； （3）安全壳顶部设置的冷水喷淋系统； （4）容积控制系统，它主要调节主冷却剂水的含硼量及容积变化； （5）化学控制系统，它主要用于控制一回路冷却剂水的含氧量和pH值，抑制有关设备和材料的腐蚀； （6）其他系统，像余热导出系统、冷却剂净化系统、三废（废气、废液、废渣）处理系统等。 核电站的安全防护措施，用来确保核电站安全及环境保护，防止放射性物质逸出。
核电站
三、核电站概况1、核电站的基本常识和特点：核电站是利用核反应产生的巨大能量来发电的发电站。
核电站的发电过程与火力发电厂相比，除使用的燃料不同外，其他基本相同。
核电站与火力发电厂相比具有节省能源、减轻运输负担、安静和环境清洁、降低发电成本、兼生产各种放射性核素等多种优越性。
2、以安阳大唐火力发电厂、三峡水电站等为例说明火电站、核电站、水电站和风力发电的不同，让学生真切感受。
3、补充拓展：四代核电站的发展历程使用多媒体课件出示图片，向学生展示国内外核电发展的现状和趋势与核电站的分代，使学生感受到核电离我们并不遥远，并且感受我国核电技术和发达国家有差距，从而培养学生爱国热情，激发其为中华之崛起而学习的动力。
附资料：A.国内主要核电站秦山核电站：地处浙江省海盐县。
一期工程，采用中国CNP300压水堆技术，装机容量1×30万千瓦，设计寿命30年，综合国产化率大于70%，1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土（FCD），1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。
经过十多年的管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。
广东大亚湾核电站：大亚湾核电站是采用法国M310压水堆技术，装机容量2×98.4万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率不足10%，1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。
三门核电站：2004年7月，位于浙江南部的三门核电站一期工程建设获得国务院批准。
这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。
三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。
全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。
一期工程总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。
核电站主要系统分级概况
安全有关区域冷却系统
末包括在A11中而具有核安全功能的风机、风管、风门、阀门热交换器和致冷装置
燃料贮存和装卸系统
(1)新燃料存放架
(2)乏燃料存放架
(3)装卸料机
(4)乏燃料贮存水池
(5)容器、过滤器和除盐装置
(6)热交换器
(7)乏燃料贮存池水冷却系统管道和阀门
(8)乏燃料贮存池水冷却系统水泵
C篇
X
EJ/T 925
EJ/T 997
D篇
EJ/T 628
GB/T 13625
D篇
D篇
J篇
D篇
C篇
C篇
C篇
D篇
C篇
D篇
C篇
X
C篇
D篇
GB/T 13625
CB/T13625
X
X
X
X
X
X
X
ASME-Ⅷ
D篇
D篇
D篇
B31.1
(8)不包括在上述(6)和(7)项中的重要厂用水和设备冷却水系统的仪表和控制器
应急堆芯冷却系统
(1)反应堆冷却剂压力边界至反应堆冷却剂系统与应急堆芯冷却系统管道接口处的管道和阀门
(2)应急堆芯冷却系统其他管道和阀门
(3)应急堆芯冷却水泵的压力边界
(4)应急堆芯冷却水泵的电动机
(5)安注箱、波动箱及其他应急堆芯冷却系统水箱
NC（S）
NC（S）
NC（S）
SC
SC
SC
SC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
QAl
QAl
核电站一般知识简介
核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。
根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。
当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。
聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。
裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。
它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。
按用途不同，裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。
按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。
按引起裂变反应的中子能量不同，又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。
二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成。
2.核电站厂房布置：反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。
a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。
b) 专设安全设施由四个系统组成：它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。
c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。
核电厂系统与部件的核安全分级概述
核电厂系统与部件的核安全分级概述1. 引言核电厂是一种重要的能源发电设施，其运行过程中的核安全至关重要。
核安全包括核设施的设计、运行和废弃物处理等方面，是确保核电厂运行安全可靠的重要工作。
在核电厂系统和部件中，根据其对核安全的重要性，进行了不同层次的分级，以确保各个层级的核设施满足相应的核安全要求。
本文将对核电厂系统与部件的核安全分级进行概述。
2. 核电厂系统与部件的分类核电厂由多个系统和部件组成，根据其功能和特点，可以将其分为以下几个大类：2.1 主系统主系统包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统、蒸汽轮机系统等，是核电厂发电的核心部分。
这些系统对核电厂的运行稳定性和核安全性起着至关重要的作用。
2.2 支持系统支持系统包括供电系统、通风系统、冷却系统等，为核电厂系统的正常运行提供各种支持服务。
这些系统对核电厂的连续运行和事故处理起着重要的辅助作用。
2.3 安全系统安全系统包括冷却系统、防护系统、控制系统等，是核电厂对核事故和突发事件做出响应和处理的重要手段。
这些系统对核电厂的安全性具有至关重要的影响。
2.4 辅助系统辅助系统包括消防系统、废物处理系统、辐射监测系统等，为核电厂的运行提供额外的服务和支持。
这些系统对核电厂的环境保护和废物处理起着重要的作用。
3. 核安全分级概述核安全分级是根据不同系统和部件对核安全的重要性和风险程度进行等级划分的过程。
核安全分级不仅有助于确定安全设施和设备的要求，还有助于优化核设施的设计和安全管理。
3.1 核安全分级原则核安全分级的原则主要包括以下几点：•风险评估：对核电厂系统与部件进行风险评估，确定其对核安全的重要性和风险程度。
•安全功能：对不同系统与部件的核安全功能进行评估和划分，以保证核电厂的正常运行和响应能力。
•设备独立性：确保设备独立性，避免设备之间的相互影响和故障传播。
•安全管理：建立完善的安全管理体系，确保不同分级的核设施符合相应的核安全要求。
3.2 核安全分级层次核安全分级主要分为以下几个层次：3.2.1 第一级别第一级别是针对对核安全最为重要的主系统进行划分，包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统等。
核电站简介和物项分级
一座这样的压水堆，一回路有三或四条并列的环路。除了 压力容器外，主循环泵也是重要设备。每台主循环泵的冷 却水流量为每小时两万多吨，泵的电机功率为五千到九千 千瓦。泵的关键是保持轴密封，以免堆内带放射性的水外 漏。核电站的循环泵除了密封要求严以外，还由于泵放在 安全壳内，处于高温、高湿及γ射线辐射的环境下，要求 电机的绝缘性能好。放置压力容器、泵、蒸汽发生器和稳 压器的安全壳，直径可达四十米，高六七十米（见图46）。
压水堆核电厂简介 和 核电厂设备，系统，构筑物分级
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压水堆核电站简介
压水堆核电站由反应堆、一回路系统、二回路系统以及 电站的配套设施等部分组成。压水堆核电站使用低浓铀做 燃料，在反应堆内发生裂变产生热能，利用循环流动的高 压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，推动气轮机 带着发电机一起旋转，源源不断地产生出电，并通过变电 站输入电网。
安全等级确定后，在ASME,RCC 规范或标准中可以找到相对应的规范 等级，并在选材、设计、制造、试验、检验和质量保证等方面有相应 的规定。
安全等级也是划分不同抗震类别的依据，安全重要或非安全重要的 物项有不同的抗震要求与承受不同地震载荷的能力。 确定物项的质量保证等级时，除了安全因素外，还应考虑物项的质 量特性和所处的工作环境/条件以及核电厂可用率等因素（特别是常 规岛以及核电厂配套设施中的物项）。此外还需考虑物项或服务的重 要性、复杂性、设计和制造等工作的成熟程度、质量史、标准化程度 以及经济性等因素。。
反应堆堆芯
堆芯组成
堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。 大亚湾核电厂堆芯由157个尺寸相同、截面为正方形的燃料组件排列 而成 初次（首炉）装料时，堆芯有三种不同富集度的燃料组件，并分区 布置，即：52个富集度为3.1%的燃料组件组成第3区，放在堆芯四周； 52个富集度为2.4%的燃料组件＼混合交错布置, 53个富集度为1.8%的燃料组件∕组成第2和第1区 (见图2 堆芯 燃料组件布置)
核电站简介PPT课件
GNP
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秦山核电站
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二、核电站的安全性 多道屏障 第一道屏障是燃料芯块； 第二道屏障是燃料元件包壳； 第三道屏障是一回路系统压力边界； 第四道屏障安全壳。
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QNP-3(CANDU)
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三、核电站运行的特点
1.在火电厂中，可以连续不断地向锅炉提供 燃料，而压水堆核电站的反应堆，只能对 堆芯一次装料，定期停堆换料。 反应堆冷却剂中含有硼酸，对一回路 系统及其辅助系统的运行和控制，带来一 定的复杂性；
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一、核电站的发展
核电站的核心装置是提供核能的反应堆， 堆中释放的能量要利用载热流体（水、氦 气、液态金属）通过第一回路带到热交换 器，再通过热交换器，加热工作物质，由 第二回路送到涡轮发电机。
从核裂变发现到现在，只有50多年的 历史。
1942年，第一座反应堆达到临界。
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• 1954年，在库尔恰托夫的主持下，苏联建成了世 界上第一座核电站——奥布灵斯克5MW石墨水冷 堆核电站。从此人类进入了核电时代。这种类型 的核电站目前只在原苏联和东欧少数国家使用。
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• 要用反应堆产生核能,需要解决以下4个问题： ①为核裂变链式反应提供必要的条件，使 之得以进行。②链式反应必须能由人通过 一定装置进行控制。失去控制的裂变能不 仅不能用于发电，还会酿成灾害。③裂变 反应产生的能量要能从反应堆中安全取出。 ④裂变反应中产生的中子和放射性物质对 人体危害很大，必须设法避免它们对核电 站工作人员和附近居民的伤害。
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• 1960年，美国的德累斯顿沸水堆核电站投 入运行，它主要由沸水堆本体、蒸汽给水 系统和其它辅助系统组成。目前这种类型 的核电站所占比例仅次于压水堆核电站， 我国目前没有这种类型的核电站。