AP600核电站的系统简介
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。
三代核电技术AP1000与EPR简介
AP1000与EPR简介1.AP1000与EPR简介1.1AP1000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。
2002年3月，核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。
2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。
AP1000主要的设计特点包括：（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel4号机组、Tihange3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。
（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性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。
在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。
AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。
核电厂系统及设备知识
核电厂系统及设备知识反应堆是核电厂的核心设备，用于进行核裂变反应，产生大量热能。
反应堆一般由燃料组件、反应堆压力容器、反应控制系统等组成。
燃料组件是含有放射性核燃料的结构部件，可以产生裂变反应；反应堆压力容器是储存反应堆冷却剂的金属容器，保证核反应的正常进行；反应控制系统用于控制核反应的速率和安全性。
蒸汽发生器是连接反应堆和蒸汽涡轮发电机组的重要设备。
它通过将反应堆冷却剂的热能转移给水，使水蒸发成为高温高压的蒸汽，用于驱动蒸汽涡轮发电机组发电。
蒸汽涡轮发电机组是核电厂的主要发电设备，它将高温高压的蒸汽能量转化为电能。
核电厂的冷却系统用于冷却反应堆和蒸汽发生器，防止核反应过热和爆炸。
冷却系统通常包括主冷却循环、辅助冷却循环和应急冷却系统等。
核电厂的控制系统是对核反应堆进行监控和控制的设备，保证核反应的安全、稳定和高效进行。
此外，核电厂还有辅助设备包括供应水系统、通风系统、废物处理系统等，用于保障核电厂的运行和安全。
总的来说，核电厂的系统和设备是一个密不可分的系统，各部分设备协同工作，确保核反应的安全、高效进行，并将热能转化为电能。
核电厂是人类利用核能进行能源开发的重要手段之一。
尽管核能的利用被一些人质疑其安全性，但是通过严格的安全管理和监控，以及先进的技术和设备，核电厂在为人类提供清洁、高效的能源的同时，也保证了可靠性和安全性。
接下来我们将更加深入地了解核电厂的系统和设备知识。
反应堆是核电厂的核心部件，是核能转变为热能的场所，其内部包含着燃料组件，用以控制和维持反应中子的自持和增殖。
燃料组件一般是由铀或钚等元素的化合物构成，包装在金属或陶瓷的包壳中。
反应堆压力容器则是容纳反应堆冷却剂的主要设备，其壁厚、材料及焊缝质量等都受到严格的监控。
反应堆控制系统则是用于监控和控制核反应的速率和安全性的设备，包括各种传感器、控制棒和自动系统，确保核反应能够达到预期的状态。
蒸汽发生器连接在反应堆之后，通过将反应堆冷却剂的热能转移给水，使水蒸发生成高温高压的蒸汽。
核安全设备科普知识
五,蒸汽发生器
蒸汽发生器SG是压水堆核电站一回路和二回路之间的 枢纽,它将反应堆产生的热量传递给二回路,并将二回路 的给水变成蒸汽,推动汽轮机做功.同时,蒸汽发生器又 是分割一回路和二回路介质的屏障.其种类繁多,但目前 压水堆核电站中使用较为广泛的是立式U形管自然循环蒸汽 发生器.立式U形管自然循环蒸汽发生器典型结构如图所示. 蒸汽发生器总高约20m,整个结构由下筒体蒸发段和上筒体 汽水分离段两部分组合而成. 蒸汽发生器筒体由上封头,上筒体,锥形连接段及下 筒体组成,用厚75～100 mm的锰—钼—镍低合金钢板卷制 或整体锻件环焊缝焊接成一个整体.下筒体外径约3.5 m, 锥形段以上被扩大到约4.5 m.筒体组件下端与管板,下封 头焊接成一个整体.管板厚约500～800 mm,采用高强度Mn -Mo-Ni低合金钢锻造而成,属于超厚锻件,且要求具有 优良的塑韧性和淬透性,锻造难度较大.另外,大型管板 上需要钻出近万个管孔,且对管孔的孔径公差,节距公差, 形位公差和光洁度要求很高.因此,深孔钻也是蒸汽发生 器制造过程中的一个关键工艺.传热管与管板连接采用管 板全深度胀管工艺加端部密封焊接,消除管孔与传热管间 隙,避免间隙内沉积,浓缩化学物质.
压水堆本体由反应堆压力容器,堆内构件,堆芯燃料组件,控制棒组件及控制棒驱动 机构,以及其他与堆芯有关的部件组成.左图所示为典型压水堆的压力容器RPV是核电站最关键的部件,是一个 底部焊有半球形封头的圆筒形承压密封容器,顶部为用法 兰螺栓连接的可拆卸半球形封头顶盖.不仅用于支撑和容 纳堆芯和堆内构件,还必须保持冷却剂的高温高压密封. 它是一回路冷却剂的重要压力边界和防止裂变产物溢出的 一道重要安全屏障.如右图所示,其总高一般为11～ 13m,总重量一般为300～400吨,筒体内径一般为4m左 右,筒体壁厚一般为200～250mm. 压力容器内装有堆芯燃料组件,上部及下部堆内构件, 控制棒等功能组件,以及其他与堆芯有关的部件.控制棒 驱动机构及堆内测温装置的管座(39～65个)都通过液氮 冷却装配贯穿在压力容器顶盖上,然后进行镍基堆焊和对 称焊接,以防垂直变形,还要采取一定的焊接顺序,防止 顶盖的应力变形,焊接工艺难度较大.压力容器本体由 4～5个筒节和下封头环形拼焊而成.筒节均为整体锻件, 无纵缝.6～8个冷却剂进出入口接管一般是通过马鞍形焊 缝连接到相应的筒节. 压力容器材料要求有较高的机械性能,抗辐照性能和热稳定性,常用材料一般为高强 度低合金钢,内表面所有与冷却剂接触的部位堆焊厚度不小于5 mm的不锈钢衬里.压水 堆核电厂发展至今,除俄罗斯采用Cr-Ni-Mo钢外,我国和美,法,德,日等国,均采用 Mn-Ni-Mo钢,如SA 508-Ⅲ.
AP1000电气系统介绍
荧光灯
指示灯
应急照明灯
照明配电盘
8、 EGS系统
8.1 系统名称：接地与防雷保护系统 Grounding and Lightning Protection System 8.2 系统主要功能 接地与防雷保护系统为电站厂房和设备提供了接地和防雷保护，包括外 部防雷和内部防雷两个方面： 外部防雷包括避雷针、避雷带、引下线、接地极等，其主要的功能是为 了确保建筑物本体免受直击雷的侵袭，将可能击中建筑物的雷电通过避雷针、 避雷带、引下线等，泄放入大地。
8.3 主要设备或工程量
我公司负责核岛接地工作主要包含设备接地、电缆桥架和电缆保护管接地以
及钢结构模块接地等工作，包括各种规格接地工程量如下：
序号 1 2 3 工程量名称 设备接地 电缆管、桥架接地 金属结构接地 数量 1385 3165 50 单位 m m m
9、 ZOS系统
9.1 系统名称：现场备用电系统 Onsite Standby Power System 9.2 系统主要功能 由两个备用柴油发电机供电的现场备用电系统（ZOS）,在厂用和首选电 源失去的情况下，主要为反应堆冷却剂系统提供后备电源。 ZOS系统主要用 于深度防御功能，分配给母线ES1和ES2(40413房间、40414房间)。每段母线 由非1E级现场备用柴油机供电。
• 低压负荷中心
• 低压电机控制中心
1.3 主要设备或工程量
序号 1 2 3 4 5 6 7 8 设备或工程量名称 中压开关柜 主泵断路器柜 主泵变频器柜 低压配电变压器 低压动力开关柜 低压电机控制中心 就地配电盘 柴油发电机 数量 台 台 台 台 台 台 台 台 单位 31 8 4 10 71 99 58 2
AP1000电气专业系统介、电气系统
核电厂设备
建设中的台山核电站用的是EPR
AP1000 CPR1000 EPR比较
AP1000的设计满足用户对具有非能动安全性 能的先进轻水堆的要求（URD），具有第三 代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和 经济性的特点。AP1000 的主要性能特点是 系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块 化建造 不足：安全壳的设计存在缺陷
环路数 总体性能指标 DNBR裕量 机组可用率 压力容器设计寿命 一回路压力 一回路温度T入/T出 平均线功率密度 机组额定功率 燃料组件 活性区高度 换料周期 堆容器内径/高度 电厂热循环效率 仪控系统 电厂布置 安全壳 安全壳自由体积 严重事故对策 汽轮发电机组 建设工期
3 ＞15% ≥87% 60年 15.5 MP 292.4℃/329.8℃ 186 W/cm 1080 MWe 157组全M5的AFA3G组件 3.66 m 18 月 3.99 m/12.99 m 36% DCS 双堆 单层 + 钢内衬 49000 m3 采取相应措施 半速机 ≤58 月
4、EPR属压水堆技术。 5、EPR可使用各类压水堆燃料 。 6、EPR的电功率约为1600兆瓦。 7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的 反应堆的技术寿期为40年。 8、 EPR更高的安全性 。 9、EPR降低运行和检修人员的辐照剂量 10、EPR更加环保
结论
EPR是目前唯一在建的第三代反应堆。EPR是渐进 型反应堆，与最近建设的核电机组没有技术断代， 是最新一代的压水反应堆。 EPR可提供安全、低价、无温室气体排放的电源， 符合核安全当局的规定，满足电力公司的要求。
CPR1000部 CPR1000部 分参数
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。
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。
图解核电站主要系统
二回路主要系统
6. 给水除气器系统 ADG 7. 汽动/电动给水泵系统 APP/APA 8. 高压给水加热器系统 AHP 9. 给水流量控制系统 ARE 10. 辅助给水系统 ASG 11. 循环水系统 CRF
1. 反应堆冷却剂系统 RCP 2. 化学和容积控制系统 RCV 3. 反应堆硼和水的补给系统 REA 4. 余热排出系统 RRA 5. 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 PTR 6. 安全注入系统 RIS 7. 安全壳喷淋系统 EAS
3、反应性控制
（2）反应性控制的三个手段 ➢控制棒 ➢可燃毒物棒 ➢硼酸溶液的化学补偿
（4） 反应性慢变化的控制措施 ➢ 加硼 ➢ 稀释 ➢ 除硼
§1.2 化学和容积控制系统RCV
反应性慢变化的控制措施
下泄
稀释
排出含硼水V升
030VP
TEP
002BA 上充
注入纯水V升 REA
除硼
下泄
030VP 002BA 上充 §1.2 化学和容积控制系统RCV
RRA01PO
RRA02PO
13VP RRI
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路
RCP02PO
RCV310VP
三环路
03GV
RCV50V P
082VP
RCV366VP
RCV01EX
01-03DI RRI 13VP
净化
46VP RCV01-03 PO RCP-RCV-RRA连接图
一、核岛主要系统
传
输 水
乏燃料水池
池
装冲 罐洗 池池
KX厂房
堆内构件池 换料腔
RX厂房
1#机RX、KX厂房布置图
AP600核电站的系统简介
西屋公司先进的非能动压水堆AP-600是一种电功率为600MW的压水反应堆，它具有先进的非能动的安全特性，并且通过广泛采用简化设计从而显著提高了电站的建造，运行和维护性能。
电站设计充分利用了经过30多年压水堆运行经验验证的成熟技术。
在世界范围内，压水堆的比重占所有轻水反应堆的76%，而67%的压水堆是建立在西屋压水堆技术基础之上的。
AP-600的设计目标是达到很高的安全和性能记录。
它的设计虽然基于保守的已被验证的压水堆技术，但是在安全特性方面强调依赖自然力。
安全系统尽可能使用自然驱动力比如压缩气体，重力流和自然循环流动。
安全系统不使用能动部件（比如泵，风机或柴油发电机）并且设计为功能实现不需要安全级的支持系统（比如交流电源，部件冷却水，生活服务水，采暖通风）。
控制安全系统所需的运行人员的操作在数量上和复杂度上都尽可能小；其宗旨就是用自动实现取代运行人员的操作。
最终结果就是形成的设计显著降低了复杂度并提高的可操作性。
AP-600的标准设计符合所有适用的美国核管会标准。
大量的安全分析工作已经完成，相关内容写入了提交核管会的标准安全分析报告（SSAR）和概率风险评价（PRA）。
广泛的实验计划也已经完成，从而验证了电站的创新性设计在运行中将与预期的设计和分析一致。
概率风险评价（PRA）的结果表明了其具有满足先进反应堆设计目标的非常低的堆芯损坏几率，并且由于改善了安全壳的隔离与冷却能力，其也具有很低的放射性泄漏几率。
AP-600的设计理念中非常重要的一个方面是关注电站的可操作性和可维护性。
这些因素已经融入了其整个的设计过程。
AP-600的设计具有许多独到之处，比如通过简化设计在提高可操作性的同时也减少了部件及其配套设施的数量。
特别是，简化的安全系统显著地简化了技术规格，从而降低了监督的要求。
通过强调已验证的部件的应用，从而确保达到高水平的可靠性同时具有很低的维护要求。
部件的标准化降低了备件的数量，减小了维护的培训要求，并且使维护周期进一步缩短。
核电厂系统及设备
核电厂系统及设备引言核电厂是一种利用核能进行发电的设施，它通过核裂变或核聚变反应来产生高温和高压的蒸汽，从而驱动涡轮发电机发电。
核电厂系统由多个关键设备组成，这些设备的运行稳定性对于核电站的安全和可靠运行至关重要。
本文将介绍核电厂的系统架构以及其中的关键设备。
1. 核电厂系统架构核电厂系统的整体架构通常包括以下几个主要部分：1.1 反应堆系统反应堆系统是核电厂的核心部分，它是核能转化为热能的地方。
根据不同的反应方式，可以分为核裂变反应堆和核聚变反应堆。
反应堆系统由反应堆、燃料元件、冷却剂和控制系统等组成。
1.2 蒸汽发生系统蒸汽发生系统将高温和高压的冷却剂转化为蒸汽，供给涡轮发电机驱动发电。
该系统通常包括蒸汽发生器、蒸汽管道和调节阀等设备。
1.3 蒸汽涡轮发电机组蒸汽涡轮发电机组将蒸汽能量转化为机械能，并输出电力。
它通常由涡轮机组、发电机和调速器等组成。
1.4 辅助系统辅助系统包括冷却系统、给水系统、空气压缩系统等，它们为核电厂的正常运行提供必要的支持和辅助服务。
2. 核电厂关键设备下面将介绍核电厂中的一些关键设备及其功能：2.1 反应堆反应堆是核电厂的核心设备，它用于控制和维持核裂变或核聚变反应的稳定。
反应堆通常由燃料元件、反应堆压力容器、控制棒和冷却剂等组成。
2.2 蒸汽发生器蒸汽发生器将反应堆中的冷却剂热能转化为蒸汽，并供给蒸汽涡轮发电机组。
蒸汽发生器通常由多个管束、壳体和再热器等组成。
2.3 涡轮发电机涡轮发电机是核电厂的核心发电设备，它将蒸汽涡轮机的机械能转化为电能。
涡轮发电机由转子、定子、励磁系统和冷却系统等组成。
2.4 控制系统控制系统用于监控和控制核电厂的各个设备和系统，确保其安全运行。
控制系统通常包括控制台、传感器、执行器和自动化控制算法等。
2.5 辅助设备辅助设备包括冷却系统、给水系统、空气压缩系统等，它们为核电厂提供必要的辅助服务和支持。
例如，冷却系统用于冷却反应堆和其他设备，保持其正常工作温度。
图解核电站主要系统_图文
§1.2 化学和容积控制系统 RCV
RCV系统的主要功能： 1、容积控制 2、化学控制 3、反应性控制
一、核岛主要系统
1、容积控制
容 积
（1）一回路水容积变化的原 因
– 水容积随温度的变化而变化
– 不可避免的泄漏(一号密封、 1.4m3/1T
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
单元 02BA
30VP
RRA泵
§14 余热排出系统RRA
RRA泵的电动机
§1.4 余热排出系统RRA
RRA热交换器
§1.4 余热排出系统RRA
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
1、系统的功能
Ø冷却功能 Ø净化功能 Ø充排水功能
2、系统的组成
Ø反应堆水池 Ø乏燃料水池 Ø换料水箱 Ø泵和管道
入
0
§1.6 安全注入系统 RIS
10
20
30
一回路破口后的压力变化
时间 （s）
3、LOCA时的安注过程
高、低压安注示意
§1.6 安全注入系统 RIS
中压安注示意
中压安注箱
§1.6 安全注入系统 RIS
3、LOCA时的安注过程
第二阶段： 安注再循环阶段
当换料水箱的 水位仅有2.1米 时，安注转入 再循环阶段。
RRA01PO
RRA02PO
13VP
RRI
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路 RCP02PO
RCV310VP
03GV
RCV50V P
RCV01EX
082VP
核电站系统
candu特色
• 简单的燃料棒组件
燃料棒束组件设计是CANDU堆很有特色的一个方面。它的外形短 小，长约50 cm，外径10 cm；结构也简单，目前CANDU-6用的 37-根元件棒燃料组件仅仅由七个简单部件组成。简单短小的燃料 组件设计，意味着燃料制造厂投资小，燃料生产成本低，燃料和 相关运行管理费用低。
8
世界核电数量（440）
美国 法国 日本 英国 俄罗斯 德国 韩国 加拿大 乌克兰 中国
南非
104 59 53 35 29 19 16 14 14 12
1
19.8 75.0 34.7 28.9 14.4 31.2 42.8 12.4 43.8 2.0
（占比 ）
9
10
法国最大的核电站之一
世界最大的格拉弗林核电站，位于法国北部的大西洋岸，估地150 公顷，其中2/3是填海地。电站有6个核反应堆，每堆一个发电机组， 功率90万千瓦，共540万千瓦，相当纽西兰、葡萄牙、埃及等中等国家 的全国发电设备容量 而世界十大核电站中，法国占其四，更显示了法国的高超水平。法 国80%的电能来源于核能。
– 二个回路：蒸汽轮机 – 一个回路：氦气轮机
• 堆 芯：由球形燃料和石墨反射层组成
• 压 力：。 • 换 料：堆顶部连续装入堆芯，同时从堆芯底部卸料管连 续卸出乏燃料球
快中子增殖堆工作原理
Fast Breeder Reactor (FBR)
蒸汽发生器
中间热交换器
4.1 核电厂工作原理
• • • • • • • 电是如何产生的？ 压水堆 pressurized water reactor 沸水堆 boiling water reactor 重水堆 heavy water reactor 石墨水冷堆 graphite water cooling reactor 高温气冷堆 high-temperature gas cooling reactor 快中子增殖堆 fast breeding reactor
核电站简介
核电站简介核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放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裂变反应而发电。
核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。
1、简介：核电站又称核电厂，它指用铀、钚等作核燃料，将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂。
核电厂主要以反应堆的种类相区别，有压水堆核电厂、沸水堆核电厂、重水堆核电厂、石墨水冷堆核电厂、石墨气冷堆核电厂、高温气冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等。
核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施三大部分组成。
核燃料在反应堆内产生的裂变能，主要以热能的形式出现。
它经过冷却剂的载带和转换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。
核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢。
为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂设置有多项安全系统。
火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站。
核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。
核电站用的燃料是铀。
铀是一种很重的金属。
用铀制成的核燃料在一种叫“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，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，就会产生电，这些电能通过电网送到四面八方。
这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。
2、工作原理：核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。
利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。
AP600核电站的系统简介
6.2 AP-600，西屋西屋公司先进的非能动压水堆AP-600是一种电功率为600MW的压水反应堆，它具有先进的非能动的安全特性，并且通过广泛采用简化设计从而显著提高了电站的建造，运行和维护性能。
电站设计充分利用了经过30多年压水堆运行经验验证的成熟技术。
在世界范围内，压水堆的比重占所有轻水反应堆的76%，而67%的压水堆是建立在西屋压水堆技术基础之上的。
AP-600的设计目标是达到很高的安全和性能记录。
它的设计虽然基于保守的已被验证的压水堆技术，但是在安全特性方面强调依赖自然力。
安全系统尽可能使用自然驱动力比如压缩气体，重力流和自然循环流动。
安全系统不使用能动部件（比如泵，风机或柴油发电机）并且设计为功能实现不需要安全级的支持系统（比如交流电源，部件冷却水，生活服务水，采暖通风）。
控制安全系统所需的运行人员的操作在数量上和复杂度上都尽可能小；其宗旨就是用自动实现取代运行人员的操作。
最终结果就是形成的设计显著降低了复杂度并提高的可操作性。
AP-600的标准设计符合所有适用的美国核管会标准。
大量的安全分析工作已经完成，相关内容写入了提交核管会的标准安全分析报告（SSAR）和概率风险评价（PRA）。
广泛的实验计划也已经完成，从而验证了电站的创新性设计在运行中将与预期的设计和分析一致。
概率风险评价（PRA）的结果表明了其具有满足先进反应堆设计目标的非常低的堆芯损坏几率，并且由于改善了安全壳的隔离与冷却能力，其也具有很低的放射性泄漏几率。
AP-600的设计理念中非常重要的一个方面是关注电站的可操作性和可维护性。
这些因素已经融入了其整个的设计过程。
AP-600的设计具有许多独到之处，比如通过简化设计在提高可操作性的同时也减少了部件及其配套设施的数量。
特别是，简化的安全系统显著地简化了技术规格，从而降低了监督的要求。
通过强调已验证的部件的应用，从而确保达到高水平的可靠性同时具有很低的维护要求。
部件的标准化降低了备件的数量，减小了维护的培训要求，并且使维护周期进一步缩短。
核电设备名词及主要系统简介
核电设备名词及主要系统简介1、装备制造业名词：RCC-MRCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，已被法国政府采纳，是法国核电标准RCC系列的一个分支。
RCC系列（RCC-C、RCC-E、RCC-M、RCC-MR 和RSE-M五部分）规范标准的原始基础是美国轻水堆核电标准，法国在20世纪70年代初期引进了美国西屋公司的90万千瓦级核电机组技术，启动了压水堆核电发展计划，按照美国ASME－III等标准陆续建成一批90万千瓦级核电机组。
为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主（EDF）对制造和检测的要求，法国相关部门对引进的标准增设了相关的附加规定。
此后，法国相关部门又把附加规定与设计和建造标准全部收集到一套完整的文件中。
这就是RCC系列标准的由来。
自1980年10月出版第一版以来，应法国国内及国外项目建设的需要，AFCEN不断对RCC-M进行升级或补遗，截至目前最新版本2007版，共计有7个版本。
RCC-M是针对不同核电项目建设而不断进行升级的。
在RCC-M标准的使用过程中，世界上任意一家使用方均可提出修改要求。
AFCEN定期举行小型会议（每年10～20次），由50～100个会员参加，综合考虑各种情况和问题，如法规和涉及标准的变化、国际范围内管理要求的更新以及工业发展情况等对RCC-M 标准进行更新。
RCC-M主要用于安全级设备，在法国和其他国家（如中国）供买卖双方在合同签订时作为依据性文件使用。
RCC-M中所给出的规则主要借鉴了"ASME锅炉及压力容器规范"第III卷核动力装臵设备（NB、NC、ND、NG、NF）各篇的有关内容，并吸收了法国在工业实践中取得的成果。
RCC-M所给出的制造和检验规则是法国本身核工业实践经验的具体体现，这些规则是法国对外出口技术的承诺。
核电站用电缆简析
核电站用电缆简析一，前言现代电力工业的发展状况是一个国家是否发达的重要标志之一，而核电技术的发展程度则在一定意义上反映了该国高新技术水平的高低。
核电作为一种新能源，在上世纪60年代异军突起，70年代突飞猛进，到了80年代，由于工业发达国家的节能技术迅速发展，电力需求有所减少，核电应用迅速下降。
此时，核能利用在很多西欧国家遭到环保者和“绿党”的强烈反对，世界核能发展进入低谷。
进入新世纪，能源的紧张和资源稀缺的显现，加之人们越来越担心火力发电带来的地球温室效应对环境的负面影响，而开始看重核能干净、便宜的一面。
同时核电技术的进步也大大降低了核电站的危险性，使得核电站再次受到人们的青睐。
欧盟决策咨询机构联合研究所主席罗兰•申克尔在欧洲科学论坛上指出，核能将是未来几十年内替代化石燃料、满足全球能源需求的最好选择。
核电之所以能成为重要的能源支柱之一，是由它的安全性、运行稳定、寿期长和对环境的影响小等优点所决定的。
大部分核电发达国家的核能发电比常规能源发电更为经济。
核电在我国同样具有较强的潜在经济竞争力，核电站向环境释放的温室气体，只是同等规模煤电厂的百分之一。
据国际原子能署称，到2004年底，全世界已有440座核电站投入运营，另有26座正在建造之中，还有100多座正在设计之中。
其中，中国和印度等发展中国家正致力于建造更多的核电站，而美国的104座核电站，正为全美提供全国总需求的20%电力。
目前世界上有33个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17％，其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70％。
据资料估计，到2005年核电厂装机容量将达到兆瓦。
我国自1971年建成第一艘核潜艇以后，立即转入了对核电站的研究和设计。
经过几十年的努力，我国迄今已经建成核电机组8套，还有3套正在建设之中，到2005年全部建成，我国的核电装机容量达到870万千瓦。
从我国的第一套核电机组——秦山30万千瓦核电机组并网发电以来，到目前为止，我国核发电总量已超过1500亿千瓦时。
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AP-600的设计目标是达到很高的安全和性能记录。它的设计虽然基于保守的已被验证的压水堆技术，但是在安全特性方面强调依赖自然力。安全系统尽可能使用自然驱动力比如压缩气体，重力流和自然循环流动。安全系统不使用能动部件（比如泵，风机或柴油发电机）并且设计为功能实现不需要安全级的支持系统（比如交流电源，部件冷却水，生活服务水，采暖通风）。控制安全系统所需的运行人员的操作在数量上和复杂度上都尽可能小；其宗旨就是用自动实现取代运行人员的操作。最终结果就是形成的设计显著降低了复杂度并提高的可操作性。
AP-600的设计理念中非常重要的一个方面是关注电站的可操作性和可维护性。这些因素已经融入了其整个的设计过程。
AP-600的设计具有许多独到之处，比如通过简化设计在提高可操作性的同时也减少了部件及其配套设施的数量。特别是，简化的安全系统显著地简化了技术规格，从而降低了监督的要求。
通过强调已验证的部件的应用，从而确保达到高水平的可靠性同时具有很低的维护要求。部件的标准化降低了备件的数量，减小了维护的培训要求，并且使维护周期进一步缩短。对于关键部件，还提供了机内测试的能力。
AP-600的标准设计符合所有适用的美国核管会标准。大量的安全分析工作已经完成，相关内容写入了提交核管会的标准安全分析报告（SSAR）和概率风险评价（PRA）。广泛的实验计划也已经完成，从而验证了电站的创新性设计在运行中将与预期的设计和分析一致。概率风险评价（PRA）的结果表明了其具有满足先进反应堆设计目标的非常低的堆芯损坏几率，并且由于改善了安全壳的隔离与冷却能力，其也具有很低的放射性泄漏几率。
电站的布置确保检查和பைடு நூலகம்护通道的合理性。对于诸如设备与人员运输，设备