压水堆核电站二回路管道焊接与热处理工艺
管道热处理方法
管道热处理方法
管道热处理方法主要包括以下三种：
1. 正火：将加热到适当温度的钢材放入油槽中升温，直到内部完全转化为奥氏体后，通过炉冷泡（即在炉内等温冷却）使其获得一定的硬度，但韧性较低。
2. 淬火：将钢材加热到一定温度，然后通过快速冷却，使外部硬度获得增强的方法。淬火后的管道表面形成硬度不均匀的马氏体，内部则形成非常细小的奥氏体和细小析出物的贝氏体，使其具备一定的抗拉强度和耐磨性。
3. 回火：将淬火后的钢材在适当温度下加热，经过一段时间保温后，使材质达到理想的硬度、韧性和耐用性的方法。回火后的管材可以降低淬火后的脆性和内部应力，同时提高其韧性和塑性。
以上信息仅供参考，具体热处理方法需要根据管道的材料和使用环境来确定。
压水堆二回路
压水堆二回路
压水堆二回路是核电站中的一个重要系统，用于冷却反应堆并将热量转化为电能。它由一系列设备和管道组成，包括主冷却剂泵、蒸汽发生器、蒸汽涡轮机和冷却塔等。在二回路中，主冷却剂从反应堆中流出，通过蒸汽发生器将其热能传递给二回路中的水，形成蒸汽驱动涡轮机转动，发电。然后，蒸汽流经冷却塔冷却后再回到蒸汽发生器中，循环往复。压水堆二回路工作稳定、可靠，是保障核电站安全运行的重要系统之一。
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第五章 压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
核电厂系统与设备
2015/11/11
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第五章二回路凝结水系统及
给水系统
2015年秋季
核电厂系统与设备
2015/11/11
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5.1 凝结水抽取系统
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.1.1 系统功能
可概括为：凝结、除气、抽真空、收集、输送等功能，即：
——作为热力循环的冷源，将汽轮机排汽冷凝成凝结水，并进行除氧，经4级低压加热器送到除氧器；
——与汽轮机抽汽系统一起为汽轮机建立和维持一定的真空；
——向蒸汽旁路系统、汽轮机排汽口喷淋系统等提供冷却水及向一些泵提供轴封水；
——接收各处来的疏水并维持系统的凝结水量。
系统主要由凝汽器、凝结水泵、给水管线（去低压加热器）、疏水接收罐等组成。
核电厂系统与设备
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1、凝汽器工作原理简图
第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.1.2 凝结水抽取系统描述
核电厂系统与设备
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第五章压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统
5.1.2 凝结水抽取系统描述
1、凝汽器工作原理
凝汽器（又称冷凝器）实际上是一种表面式热交换器，循环冷却水（海水）在管束内流过，使在管束外流动的蒸汽冷凝，在热力循环中它起着冷源的作用。
在凝汽器蒸汽凝结空间为汽水两相共存，其压力是蒸汽凝结温度下的饱和压力。一般情况下，蒸汽凝结温度接近环境温度，如40℃的蒸汽凝结温度所对应的饱和压力为0.0075MPa ，远低于大气压力。因此，形成了高度真空。同时凝汽器抽真空系统及时抽出凝汽器内不凝结气体，维持凝汽器内的压力恒定不变。
核电厂系统与设备
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核电站的工作原理和结构
核电站的工作原理和结构
热堆的概念中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中
子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂
核电凝结水精处理
从 以上的示意图可 以看 出： 在热力 系统 中不装 设凝结水精处理设 备时 ， 系统 中的盐类只有一个出 口， 热力 就是二回路排污 。二回路排污 排出盐类的效率与给水在二 回路 内的浓缩倍率成正 比 ， 也就是浓缩倍 率越高 ， 出盐类的效率也越高 。换 言之 ， 排 当带人 热力 系统的盐类 ， 在 允许的二回路 浓度下 ， 通过排污不能维持平衡 时， 二回路浓度将上升 ， 直接影 响蒸汽 的品质 。尤其是二 回路 的启动阶段 ， 水质 比较脏 ， 靠排污 降低水 质浓度 需要很 长的时间 ， 影响机组的正常投入运行 。在装设 了 凝结水 精处理 设备时 ， 因为全 部凝 结水都 经过凝结水 处理设备 ， 其去 除盐 类的效率是很 高的 ， 能很 快地降低二 回路 系统 中的含盐量 ， 使热 力系统 的水汽质量合格 ， 保证机组 的正常运行 。 １ 二 回路凝结水精处理 的 目的是 保证 二 回路系统水质 ，防止和 ． ２ 减少对蒸汽发生器传热管 ， 轮机设 备管道的腐蚀 。目前核 电站为提 汽 高蒸汽发生器的可靠性 ， 二回路制定 了严格的水质标准（ 对 见表 １ 。 ） 大亚 湾核 电厂两 台 ９０ ０ ＭＷ 压水堆 核 电机 组于 １９ ９ ４年 ２月 和 ５ 月先后投入商业运行 。由于各种原 因 ， 两台核电机组均未设 置凝 水精 处理装置 ， 这就给机组 的安全经济运行带来十分严重 的影 响。 ａ． 在 机组安装结 束 ， 初次启 动期 间 ， 了大量 的时间进 行系统 冲 花 洗， ｌ 如 号机在 初次启动 时 ， 冲洗系统至水 质合格就花 了近一个 月 光 时间 ， 而每台机组每 少发一天电 ， 就少一百万美元 的收入 。 ｂ由于凝汽器 的泄漏 ， ｌ 给机组的安全经济运行带来 了很大 的威胁 。 以ｌ 号机为例 ，该机组 自 １ ９ ９ ３年 ８月至 １９ ９ ４年 ４月 不到一年 的时 间 内 ， 汽器就发生 了 ５ 凝 次泄漏 ， 中 ３ 其 次使机组强迫停 运 ， 两次降负 荷 运行 。３ 次停运时间共达 ３ 天 ， 中用于系统 冲洗时 间为 ｌ 天 ， ９ 其 ８ 直接 经济损失达人 民币三亿 多元。若设凝水精处理装置 ， 汽器小漏时 可 凝 以维持机组正常运行 ， 大漏时可保证机组安全停堆并节省 重新启动时
核电站的工作原理和结构
就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。
热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并
进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，
使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推动汽轮机转动的高温高压蒸汽就在这里产生的。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的铀－235，呈小圆柱形，直径为9.3毫米。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一根长约4米、直径约10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。每个堆芯一般由121个到193个组件组成。这样，一座压水堆所需燃料棒几万根，二氧化铀芯块
2023年核电厂安全考试必须掌握的典型题
2023年核电厂安全考试必须掌握的典型题
综合测试题(共58个，分值共：)
1、压水堆核电站有什么优点？
①压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，技术十分成熟
②压水堆采用低富集度铀作燃料，铀浓缩技术已经过关
③压水堆核电厂有放射性的一回路系统和二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便；需要处理的放射性废气、废水及其他废物量较少
2、核电厂安全评审和监督包括哪些内容？
安全评审方面，应对核电厂安全分析报告的内容和格式作出规定，并按确定的标准审核评价大纲，对安全分析
报告进行全面深入的技术审查，实施核安全许可证发放制度；安全监督检查可分为日常的、例行的和非例行的
检查，内容包括核电厂建造、调试阶段的焊接质量检查、安全壳混凝土质量检查、设备制造质量检查、质保有
效期检查、核电厂运行安全检查
3、决定核安全因素有哪些方面？
设计、建造、运行、监管、退役
4、核电厂设计上采用哪些方面的措施来保证系统和部件的可靠性？
应用多重性原则、单一故障原则、多样性原则、独立性原则、故障安全原则，设置可靠的辅助设施，避免共因
故障，考虑设备停役的影响
5、什么是静态控制点程序？
当机组处于某一运行模式期间，每一当班运行值接班后为清楚地了解机组的状态而执行的检查程序，以确保机
组在该运行模式下所必需的最小可用安全系统与设备满足运行技术规范的要求
6、安注系统的运行
①高压注射系统由于高压安全注射泵的运转而投入运行
②蓄压注射系统的投入运行取决于一回路和蓄压箱之间的压力差
③在一回路降压很快的情况下，低压安全注射系统投入运行，以确保高压安全注射系统和蓄压安全注射系统功
CPR1000压水堆系统介绍
1.1压水堆 1.1压水堆 压水堆用轻水作为冷却剂和慢化剂。一回路压力 15.5MPa，我们现在所看到的CPR1000、AP1000、EPR都是压 水堆型。 现在国际上和国内大多使用压水堆这种堆型。压水堆核 电厂约占世界核电厂的60%以上。
1.2沸水堆 1.2沸水堆 沸水堆也是一种轻水堆，它与压水堆的本质区别是降低了 一回路的冷却水的工作压力，允许一回路冷却水在堆芯内发生 沸腾。并将产生的蒸汽直接送到汽轮机发电。沸水堆冷却剂工 作压力约为6.86MPa。另外，在沸水堆中采用再循环流程，通 过再循环泵调节堆芯内冷却剂流量，采用这种系统，在控制棒 位置不变动的条件下，功率可增加25%。
优点：沸水堆直接产生蒸汽，压力壳所承受的压力较 小.压力容器厚度较薄，但反应堆周围还设置有喷射泵， 汽水分离器和干燥器等设备，使得沸水堆的压力壳尺寸 要比压水堆大。 沸水堆采用堆内再循环系统，减少了反应堆压力壳 开孔接管，也大大地缩小了它的直径，从而使电站失水 事故的可能性及严重性大大的降低了。因此，从这一点 来说，沸水堆核电站比压水堆更安全。沸水堆电站燃料 比功率小。
二、 AP1000与EPR简介 与 简介
2.1 AP1000 西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发 了AP1000。简化的非能动设计提高了安全性和经济性。 AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全 壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电 源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显 著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可 将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
压水堆核电厂二回路系统与设备介绍PPT课件( 31页)
4.2.2 冲动式汽轮机
4.2.3 反动式汽轮机
反动度：蒸汽在动叶通道内膨 胀时的理想焓降和在整个级的 滞止理想焓降之比，即
HOP HOP
HOCHOP HO
4.2.4 轮周功率与轮周效率
轮周功率：单位时间内蒸汽流对动叶栅所做的有效功率。
Pu Fuu
G 2
c12
• 压缩空气罐 保证气动蒸汽排放控制阀有效工作。
• 扩压器 安装在通向凝汽器的管道上，使旁路来的高温高压蒸汽在其中降 温降压，以避免损坏凝汽器。
4.5 汽水分离再热器系统
4.5.1 系统功能
• 除去高压缸排汽中约98%的水分； • 加热高压缸排汽，提高进入低压缸蒸汽的温度，使其
具有一定的过热度。
核电站原理及系统
CH-11-VVP
哈尔滨工程大学核科学与技术学院
4.压水堆核电厂二回路系统和设备
4.1 二回路热力系统 4.2 核电厂汽轮机工作原理及结构 4.3 主蒸汽系统 4.4 汽轮机旁路系统 4.5 汽水分离再热器系统 4.6 汽轮机轴封系统
4.1 二回路热力系统
4.1.1 二回路系统功能
c22
w22 w12
Fu——蒸汽作用于动叶栅的切向力
u——圆周速度
轮周效率：蒸汽在轮周上所做之功与整个级所消耗的蒸汽 理想能量（级的理想能量）之比，即
核电厂系统与设备一回路复习题知识分享
核电厂系统与设备一回路复习题
绪论
1、简述压水堆核电站基本组成及工作原理？
基本组成：以压水堆为热源的核电站。主要由核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP）三大部分组成。
工作原理：
（一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。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（冷却剂）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。
一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆
二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器
（二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。
1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）；
2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进
行热量交换，不进行能量的转变；
3、汽轮机：将饱和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。
能量传递过程为：裂变能→热能→传递→机械能→电能。
2、厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5）
厂房的识别定义：厂房的识别一般用3个符号来表示。第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。
房间的识别定义：房间的识别一般用三个数字符号来表示，第一个数字表示楼层，第二、三个数字表示房号。
压水堆核电站二回路课程设计设计说明书
专业课程设计说明书
压水堆核电厂二回路热力系统
初步设计
班级：20131514
学号：2013151417
姓名：汪功庆
指导教师：谷海峰
核科学与技术学院
2016 年 6 月
目录
1设计内容及要求 (1)
2热力系统原则方案确定 (1)
2.1总体要求和已知条件 (2)
2.2热力系统原则方案 (3)
2.3主要热力参数选择 (6)
3热力系统热平衡计算 (10)
3.1热平衡计算方法 (10)
3.2热平衡计算模型 (10)
4 计算结果的分析及计算中遇到的问题 (16)
5 结论 (17)
6心得体会 (18)
附录 (19)
附表1已知条件和给定参数 (19)
附表2选定的主要热力参数汇总表 (20)
附表3热平衡计算结果汇总表 (25)
附图1原则性热力系统图.............................................
1.设计内容及要求
本课程设计的主要任务，是根据设计的要求，拟定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并完成该方案在满功率工况下的热平衡计算。
本课程设计的主要内容包括：
（1）确定二回路热力系统的形式和配置方式；
（2）根据总体需求和热工约束条件确定热力系统的主要热工参数；
（3）依据计算原始资料，进行原则性热力系统的热平衡计算，确定计算负荷工况下各部分汽水流量及其参数、供热量及全厂性的热经济指标；
（4）编制课程设计说明书，绘制原则性热力系统图。
本课程设计是学生在学习《核动力装置与设备》、《核电厂运行》课程后的一次综合训练，是实践教学的一个重要环节。通过课程设计使学生进一步巩固、加深所学的理论知识并有所扩展；学习并掌握压水堆核电厂二回路热力系统拟定与热平衡计算的方法和基本步骤；锻炼提高运算、制图和计算机应用等基本技能；增强工程概念，培养学生对工程技术问题的严肃、认真和负责态度。
2024年核工业基本知识考试题库(附答案)
2024年核工业基本知识考试题库（附答案）
一、单选题
1.在下列金属材料中最容易产生晶间应力腐蚀裂纹的是：
A、低碳钢
B、低合金钢
C、不锈钢
D、与材料无关
参考答案：C
2.无损检测工艺规程为：
A、管理性文件
B、标准化文件
C、技术性文件
D、以上都不是
参考答案：C
3.压水堆核电站中设备的核安全级别有：
A、I级部件
B、II级部件
C、III级部件
D、以上都是
参考答案：D
4.我国核电站建设质量保证依据法规是
A、ISO9000
B、HAF003
C、CNNC[1998]6号文
D、IAEA50-C-QA
参考答案：B
5.核安全文化要求每位工作人员都要有：
A、探索的工作态度
B、严谨的工作方法
C、相互交流的工作习惯
D、以上都对
参考答案：D
6.核总电发【1998】6号文规定需要资格鉴定考核取证的证件有：
A、7种
B、5种
C、4种
D、10种
参考答案：A
7.对全国核电厂环境保护实施监督管理的部门是：
A、国家环境保护总局
B、中国国家原子能机构
C、核工业集团公司
D、国际原子能机构
参考答案：A
8.电离辐射时按其照射方式可分为
A、外照射和内照射
B、外照射和表面照射
C、环境辐射和直接照射
D、以上都不对
参考答案：A
9.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
参考答案：D
10.营运单位制定的建造阶段质量保证大纲，须由什么部门审查认可
A、核安全部门
B、卫生部门
C、中核集团公司
D、技监局
参考答案：A
11.质量保证大纲实施的评价大致可分为：
A、自我评价和独立评价
B、独立评价和内外部监查
C、监督监查和同行评估
压水堆核电站的发电原理
压水堆核电站的发电原理
核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，再被高压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。
一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。
二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝聚成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。
三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。
什么是核燃料?
核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。
压水堆核电站用的是浓度为3%右左的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由17×17根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束操纵棒，操纵核裂变反应。
利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、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、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。本色上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。
核电站化学废水的处理技术浅析
核电站化学废水的处理技术浅析
发布时间：2021-04-06T07:47:20.232Z 来源：《建筑学研究前沿》2021年1期作者：林圣锴
[导读] 需要总结核废水通用处理方法，借鉴相关经验，提出更加先进的优化技术。
福建福清核电有限公司福建福清 350300
摘要：随着我国科学技术发展，核电站技术已经在我国得到合理的运用，但是在运用过程中，核废料的处理一直以来都是难以解决的问题。而我国现阶段面临的核废料来源越来越多，因此，本文站在核电站化学废水处理视域下，阐述核电站废水处理的主要方式，并以泰山核电站为例，详细的介绍了其废液回收处理整套过程。
关键词：核电站；化学废水；处理技术；优化方法
引言：
对于核废料处理一直以来都属于全球范围高难度技术问题，而它也一直限制着我国核电站发展。核电站在日常工作中会排出大量的废水，这些废水由于受到核反应影响，内部体制结构发生了较大的改变，性质不同的废水混合在一起，给核电站废水处理工作带来了一定的阻碍，因此核电站需要对废水进行储存改造，进而二次分类处理。就目前而言，核电站废水处理技术也有较为多样的形式，但都对对外排放规定有着极为严苛的要求。由于不同反应堆会产生化学性质差异较大的废水，因此，在深入探究核电站废水处理技术之前，需要总结核废水通用处理方法，借鉴相关经验，提出更加先进的优化技术。
一、核电站化学废水主要来源
（一）核燃料生产过程产生废水
核反应是对核燃料开采、加热的整体过程，在这个过程中会产生大量的热量，将热量进行转换，就是核电站发电的主要流程。例如在铀矿开发与冶炼过程中，就会产生大量的具有放射性固体废物，留存于矿坑深处的水体也会因此受到辐射的影响，具有强烈的放射性。同时，冶炼过程中的湿法作业也会需要大量的水资源进行调节，而参与调节工作的水资源也会产生放射性，而且在实际核电站工作过程中，水体除了含有氡、钋等放射性元素以外，还会被其他重金属污染，若想进行自然降解，基本需要百年时间以上。
压水堆核电站水化学
1次/周
1次/周
1次/月
压水堆核电站二回路水化学
根据蒸汽发生器排污水的电导率和Na 根据蒸汽发生器排污水的电导率和Na+的测定值 规定不同的运行期限区域 ：
区域 第一区域 第二区域 域值 Na+<5µg/kg， CC<0.5µs/cm <5µg/kg， Na+< 20µg/kg，CC<1.0µs/cm 20µg/kg， Na+< 100µg/kg，CC<4µs/cm 100µg/kg， Na+< 300µg/kg，CC<7µs/cm 300µg/kg， Na+>300µg/kg，CC>7µs/cm >300µg/kg， 运行期限 正常功率运行 允许功率运行 功率运行期限1 功率运行期限1周 功率运行期限24小 功率运行期限24小 时 立即停堆
反渗透技术的优点是： 反渗透技术的优点是：
启动和停止操作简单；可采用模块式；与热力法相比不需要大量蒸汽 且比较经济。反渗透的缺点为预处理要求严格，反渗透膜需要定期更 换。
压水堆核电站的水的预处理与除盐
除盐水分配系统 供一回路（核岛）除盐水分配系统：除盐 水泵→除盐水箱（pH值等于7 水泵→除盐水箱（pH值等于7）→供一回 路（核岛）系统。 供二回路除盐水分配系统：除盐水泵→ 供二回路除盐水分配系统：除盐水泵→除 盐水箱（加氨调节pH值等于9 盐水箱（加氨调节pH值等于9）→供二回 路系统。
第七章 压水堆核电站的二回路系统及设备
第七章压水堆核电站的二回路系统及设备
7.1 主蒸汽系统
主蒸汽系统将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送到主汽轮机和其他用汽设备及系统。与主蒸汽系统直接相关的设备是：主汽轮机高压缸、汽轮机轴封系统(CET)、汽水分离再热器(MSR)、蒸汽旁路排放系统(GCT)、主给水泵汽轮机(APP)、辅助给水泵汽轮机(ASG)、除氧器(ADG)和蒸汽转换器(STR)。
三台蒸汽发生器顶部引出的三根外径为Φ812.8mm主蒸汽管，分别穿过反应堆厂房(安全壳)；进入主蒸汽隔离阀管廊，并以贯穿件作为主蒸汽管在安全壳上的锚固点。穿过主蒸汽隔离阀管廊后进入汽轮机厂房，然后合并为一根外径为Φ936mm的公共蒸汽母管，再将蒸汽引向各用汽设备和系统。如图7.1所示。
在主蒸汽隔离阀管廊中的每根主蒸汽管道上装有一个主蒸汽隔离阀，其下游安装了一个横向阻尼器。主蒸汽隔离阀上游的管道上装有7只安全阀，一个大气排放系统接头和一个向辅助给水泵汽轮机供汽的接头。大气排放系统接头和辅助给水泵汽轮机供汽接头之所以要接在主隔离阀的上游，是考虑到当二回路故障蒸汽隔离阀关闭时大气排放系统和辅助给水系统还能工作。
在主蒸汽隔离阀两侧还接有一条旁路管，其上装有一个气动隔离阀，在机组启动时平衡主蒸汽隔离阀两侧的蒸汽压力，并在主蒸汽管暖管时提供蒸汽。
在汽轮机厂房内，从蒸汽母管上引出四根Φ631mm的管道与主汽轮机的四个主汽门相连，向汽轮机高压缸供汽。此外，从蒸汽母管两头还引出二条通往凝汽器两侧的蒸汽旁路排放总管。管上各引出6条通往凝汽器的蒸汽排放管，去主给水泵汽轮机、除氧器、蒸汽转换器、汽水分离再热器和轴封的供汽管。两条蒸汽排放总管由一根平衡管线连接在一起。
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压水堆核电站二回路管道的焊接与热处理工艺
摘要：在压水堆核电站中，二回路碳钢管道管径大、管壁厚，焊接施工难度大，质量要求高。通过加强工艺的过程控制，合理采用氩弧焊和焊条手工电弧焊联合的单面焊双面成型的焊接方法和合理安排焊接顺序，在焊前预热和焊后进行消除应力热处理，可有效地提高大管径大厚壁管道的焊接质量。
关键词：二回路管道、热处理、焊接顺序
中图分类号： p755.1 文献标识码： a 文章编号：
1前言
压水堆核电站原理是由原子核反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。该动力装置由一回路系统、二回路系统及其他辅助系统设备组成。
在采用二代改进型压水堆技术的100万千瓦级核电站二回系统主要由主给水系统（are）、主蒸汽系统（vvp）组成。主蒸汽、主给水管道分布于反应堆（rx）厂房、联结（wx）厂房，可分为主蒸汽管道系统、主蒸汽超级管道系统、主给水管道系统。主给水系统（are）用来向蒸汽发生器输送经过高压加热器加热的高压给水，由三根管线组成，每根管线分别与一台蒸汽发生器接口。主蒸汽系统（vvp）是由三根主蒸汽管线组成，每根管线分别与一台蒸汽发生器出口接管相连。三根管线分别穿过安全壳，进入主蒸汽隔离阀管廊，主蒸汽管穿过主蒸汽隔离阀管廊后进入汽轮机厂房。主蒸汽系统（vvp）的功能主要是把蒸汽发生器产生的饱和蒸汽输送
到汽轮机厂房推动汽轮机发电机组发电,另外还用于排除主蒸汽系统管道的凝结水。主蒸汽、主给水管道焊接施工中，焊口级别高，质量要求严，为rcc-m规范二级，是碳钢管道中级别最高的焊口。2二回路管道焊接标准介绍
由于国内核电没有形成一套全面的建造标准体系，我国目前现在的cpr1000核电站主要采用法国的核电站建造标准，其中机械建造标准为rcc-m。
二回路主给水、主蒸汽管道为碳钢无缝管：p280gh，其中主给水管道规格为：φ406.4×21.44 ㎜，主蒸汽管道主要规格为：φ813×32㎜，主蒸汽超级管道规格为：φ813×46mm。按照rcc-m和施工方对二回路焊接质量控制的要求，二回路的主要管道需双人对称焊，并进行焊前预热和焊后消除应力热处理。
3二回路管道的焊接工艺分析
3.1．焊接方法的采用
目前我国核电站建设在安装过程中，工艺选用都比较的保守，主要是为了保证核电安装的质量，对于新工艺的选用都要在实验室通过大量实验证明其可靠性，并且需得到业主单位的同意方可采用。为此，二回路管道选用的是工艺成熟的氩弧焊和焊条电弧焊工艺来施焊。
3.2．焊接坡口的选择
在为了保证质量的同时，节省焊材，选用u形坡口，坡口尺寸如如下：
3.3 焊接材料与焊接电流参数
焊材采用法国液化空气焊接公司生产的型号为er70s-6、牌号为carborod1的焊丝和型号为e7018、牌号为molycord kb nuc的焊条。焊丝规格为φ2.0，焊接电流参数范围75a-125a；焊条规格为φ3.2和φ4.0，焊接电流参数范围分别为90a-135a和120a-165a。焊接电流需根据仰焊、立焊和平焊焊接位置的变化而进行调整。3.4焊接顺序
为了防止焊缝收缩变形，接头应力集中。对接管道组对采用同材质点固棒在坡口内均匀点固，焊接采用双人对称焊焊接，应从两侧均匀、交替施焊且两名焊工技能水平应相当，且每道起搭接接头应错开。
图1为管外径为813mm的管子的水平固定焊位置的焊接顺序图，图2为管外径为406.4mm的管子的水平固定焊位置焊接顺序图。
图1 图2
4热处理工艺
管道热处理采用电阻加热局部热处理的方式，热处理设备需能自动控制和调节温度。
4.1．热处理参数
预热温度选定为125℃～200℃之间，预热保温时间≥30分钟；后热温度选定为大于预热温度的300℃，保温时间≥1小时；焊后热处理温度选定为610℃±5℃，保温时间按母材厚度计算，每毫米厚度2分钟，最少30分钟，最长120分钟。
焊后热处理另外一个重要的参数是加热速度和冷却速度。为了防止变形和有害应力的产生，任何情况下，在350℃以上时形状简单的部件焊接后热处理的加热速度和冷却速度都不超过规定值。在rcc-m中，对于最大厚度不超过25mm的部件，加热速度和冷却速度为220℃/h；对于厚度大于25mm的部件，取220℃/h除以部件最大值厚度与25mm的倍数值与55℃/h中的较大者。加热速度和冷却速度计算如下：
220℃/h÷(46mm÷25mm)≈119℃/h。
热处理参数在加热前应按不周工序步骤要求进行事先设定，并需经质检人员共同确定。
4.2．电阻加热示意图
加热电阻丝在离坡口边缘至少20mm处绕管道一周布置，上用30mm 厚的无机保温棉包裹，并铁丝绑扎固定。电阻丝离坡口边缘距离不应过大，加热时热电偶上下均匀布置。
4.3注意事项
1）预热至规定温度后保温半小时，方可开始焊接。
2）焊后热处理不能立即进行时需进行后热。
3) 因某种原因而导致焊接中途停止，预热、后热应按原要求重新进行。
4) 焊后热处理加热温度在300℃以下时，升温速度不要求。
5) 焊后热处理降温至≤300℃停止通电，自然冷却；降温至≤100℃拆除加热装置。
6) 所有预热、后热及焊后热处理保留曲线记录。
7) 热电偶测温端紧贴焊缝并避免与加热带接触。
8)保温棉至少应将加热带全部覆盖。
5常见错误分析
5.1热处理等效厚度与预热等效厚度混淆
热处理等效厚度主要用来计算保温时间，其等效厚度分三种接头形式来计算：对接焊缝、角焊缝和支管焊缝。其等效厚度分别取值对接焊缝的接头横截面厚度，角焊缝的焊喉厚度、支管和设备之间焊缝的最大厚度。不同预热等效厚度的众多计算方法。
5.2焊后热处理加热速度和冷却速度
焊后热处理加热速度和冷却速度在焊接工艺评定中是一个重要因素，速度的改变需重新进行工艺评定。所以加热速度和冷却速度必须是一个定值，不是范围区间。在焊接工艺评定规划时必须注意