压水堆核电站基础：第八章 专设安全系统
压水堆核电厂系统与设备课程设计
压水堆核电厂系统与设备课程设计简介本课程设计主要涉及压水堆核电厂的系统和设备，包括压水堆核反应堆、蒸汽发生器、主蒸汽管道、蒸汽涡轮发电机、电力转换系统、安全系统等方面。
本设计旨在帮助学生更好地理解压水堆核电厂系统和设备的原理和运行过程，以及相关的安全措施和应对措施。
设计要求设计目标本课程设计的主要目标是帮助学生：1.掌握压水堆核电厂的系统和设备运行原理；2.了解压水堆核电厂的主要设备特点和性能参数；3.熟悉压水堆核电厂的安全系统和应对措施。
设计内容本课程设计的主要内容包括以下方面：第一部分：压水堆核反应堆介绍压水堆核反应堆的结构、原理和运行过程。
第二部分：蒸汽发生器介绍蒸汽发生器的结构和原理及其在压水堆核反应堆系统中的作用。
第三部分：主蒸汽管道介绍主蒸汽管道的结构和原理及其在压水堆核反应堆系统中的作用。
第四部分：蒸汽涡轮发电机介绍蒸汽涡轮发电机的结构、原理和运行过程及其在压水堆核反应堆系统中的作用。
第五部分：电力转换系统介绍电力转换系统的结构和原理及其在压水堆核反应堆系统中的作用。
第六部分：安全系统介绍压水堆核电厂的安全系统，包括核反应堆保护系统、应急冷却系统、应急热排放系统等。
设计方法本课程设计采用以下方法：1.理论学习：通过教材和其他相关资料，学习压水堆核电厂的基本理论知识。
2.实践操作：通过实验或虚拟实验等方式，模拟压水堆核电厂的运行过程，深入理解其主要系统和设备的工作原理和性能特点。
3.案例分析：通过分析压水堆核电厂事故案例，深入了解其安全系统和应对措施。
设计步骤步骤一：选题和确定目标在确定课程设计题目后，明确设计目标和要求，确定设计的范围和内容。
步骤二：调研和资料收集通过查阅相关教材、文献、论文、报告等资料，深入了解压水堆核电厂的设备和系统，了解其运行原理和特点。
步骤三：设计方案根据调研和资料收集，设计课程内容和学习材料，确定理论学习、实践操作和案例分析等方面的具体工作计划和步骤。
步骤四：实践操作通过实验或虚拟实验等方式，模拟压水堆核电厂的运行过程，进行实践操作和观察，在实践中深入理解主要系统和设备的工作原理和性能特点。
压水堆入门问答题与答案
绪论1.核能发电具有哪些优点？特点1：核能具有很高的能量密度特点2：核电是清洁的能源特点3：核能是极为丰富的能源特点4：核电在经济性具有竞争力特点5：核电的安全性具有保障2.简述压水堆核电站的基本组成？核岛——反应堆冷却剂系统、一回路辅助系统、辅助冷却水系统、专设安全设施、排出物的处理与排放核辅助系统：化学和容积控制系统、硼和水补给系统、余热排出系统、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统常规岛——蒸汽系统、给水加热系统、汽轮机辅助系统、常规岛冷却水系统、除盐水分配系统电气系统——发电机及其辅助系统、输配电及其保护系统、厂用电系统3.压水堆核电站如何将核能转化成电能？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。
4.核岛厂房主要有哪些？分别布置哪些系统？1.反应堆厂房反应堆厂房又称安全壳，主要布置一回路系统设备（反应堆、主泵、蒸汽发生器、稳压器等）以及部分专设安全系统和核辅助系统2.燃料厂房主要有乏燃料水池，用以贮存堆芯中卸出的乏燃料。
厂房背面紧邻换料水箱，贮存反应堆换料所需的含硼水3．核辅助厂房主要布置主控制室和各种仪表控制系统及其供配电设备，另外蒸汽发生器的蒸汽管道和给水管道也穿过该厂房此外，核岛还有柴油发电机厂房、连接厂房、、副主给水贮存箱5.常规岛主要有哪些厂房？分别布置哪些系统？核岛厂房主要有汽轮厂房和辅助间以及联合泵站所组成。
汽轮厂房布置有二回路及其辅助系统飞主要设备，如汽轮机、发电机、冷凝器、除氧器、给水泵等联合泵站位于循环冷却水的进口处，其内主要设置循环水泵和旋转滤网，为汽轮机的冷凝器提供冷却水源6.厂房及其房间的识别符号如何定义？厂房识别：N—L—L，机组识别—厂房识别—区域识别D：柴油机厂房K：发燃料厂房L：电器厂房M：汽轮机厂房N：辅助厂房R：反应堆厂房W：连接厂房X：未分区房间识别：N--N—N，楼层—房间号，其中楼层要减17.设别的识别符号如何定义？设备识别：N—L—L—L机组识别—系统识别—N—N—N—L—L设别编号—设别类型系统识别：ABP：低压给水加热器系统CEX：凝结水抽取系统EAS：安全壳喷淋系统GCT：汽机旁路系统KSC：主控制室系统PMC：核燃料装卸贮存RCV：反应堆冷却剂系统VVP：主蒸汽系统XCA：辅助蒸汽系统8.工程图纸的识别符号如何定义？（不考试）第一章9.简述反应堆冷却机系统RCP的功能和组成？RCP系统功能：1.热量传输——堆芯热量传递至蒸汽发生器二回路侧2.反应性控制——调整冷却剂中硼酸浓度，控制反应性3.压力控制——稳压器的喷淋和电加热，控制系统压力4.放射性屏蔽——承压边界，第二道安全屏障（第一道是燃料元件包壳，第三道是安全壳）RCP系统的组成：反应堆压力容器及其顶盖，控制棒驱动机构的压力外壳，住冷却剂管道（热管段、过渡段、冷管段），蒸汽发生器一回路侧，反应堆冷却机泵（简称主泵），稳压器及其连接管道（波动管、喷淋管），与辅助系统相连接的管道和阀门10.简述大亚湾核电站燃料组件的组成特点？1.大亚湾核电站采用AFA-3G型燃料组件2.有骨架和燃料棒组成，呈17*17正方形栅格排列，总共289个栅格，其中264个装有燃料棒3.骨架由8个定位格架，3个中间搅浑架，24根控制棒导向管，1根中子能聊测量管和上下管座焊接（确保组件的刚性，承受整个组件的重量和控制棒快速下插的冲击力，并准确引导控制棒的升降）4.燃料棒是压水堆产生核裂变并释放热量的基本元件5.AFA_3G型燃料组件的包壳为M5合金，中子吸收面积小，在高温下有较高的机械强度和耐水腐蚀性能，裂变反应产生的氚很难穿过锆合金扩散（接卸强度燃料包壳的作用是防止核燃料与冷却剂接触，防止裂变产物逸出，以免造成放射性污染）11.控制棒组件的作用是什么？黑棒帮组和灰棒帮组的区别？作用：1.是反应堆控制部件，由吸收中子能力很强的材料制成，可以控制核裂变的速率。
核电厂系统与设备复习资料
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
-4-
《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核
美国三哩岛核电站事故分析与对策
美国三哩岛核电站事故分析与对策39055207 马喆前言美国三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆芯熔化事故，也是压水堆型核电站发生的一次最大事故。
1979年3月28日，位于美国宾西法尼亚州的三哩岛核电站的2号堆，发生了核电史上第一次严重事故。
这是由于水泵阀门信号灯故障和操作人员多次误操作所造成的。
反应堆堆芯两次露出水面，使燃料元件破坏和大约三分之二的堆芯熔化。
导致大量惰性气体和放射性碘与其他一些放射性核素进入了安全壳内。
并且由于锆包壳和水发生化学反应，也产生许多氢气，但没有发生爆炸。
因为安全壳的良好密封性和屏蔽作用，这次事故释放到环境中的放射性物质很少。
根据监测调查，对周围80千米的200万居民所带来的总剂量仅为20人·Sv（希沃特），不到这地区居民年本底辐射总剂量的（核设施建设运行之前该地区的辐射剂量水平）1%（这地区的年本底辐射总剂量2400人·Sv），附近居民受到的最大个人剂量不到1毫希沃特，只与作一次X光胸部透视所受的剂量差不多。
三里岛核电站值班的118名工作人员，无一伤亡，只有3人的受照剂量超过季度允许剂量水平。
三哩岛核电站事故描述与分析事故经过简介1979年3月28日，美国都市爱迪生公司设在宾夕法尼亚州哈里斯堡城附近的三哩岛核电站二号动力堆发生了一次严重事故。
事故是由一系列设备故障和操作失误引起的。
当天凌晨4时，反应堆二回路（即用来产生蒸汽推动汽轮机的回路）给水泵发生故障，使蒸汽发生器中的供水量和蒸汽产生量迅速降低，热量带不走。
本应立即投入备用供水系统，但两周前被操作人员违反操作规程给关闭了。
于是，造成一回路（它将反应堆中的热量带出来在热交换器中传给二回路产生蒸汽）水的温度和压力升高。
这时，一回路中的安全装置——减压安全阀自动开启，把一回路中的高压高温水向排放箱排除，以降低堆内压力保证安全。
在正常情况下，当堆内压力下降到正常值时，安全阀会自动关闭，但这次安全阀又恰好失灵，未能关闭，使大量水和中蒸汽不断排出，排放箱容纳不了，从而排放到反应堆大厅里（它在一个巨大的安全壳内）。
压水堆核电厂安全厂用水系统(SEC)
安全厂用水系统（SEC）一．系统功能：(1)SEC的主要作用是把设备冷却水系统（RRI）收集的热负荷输送到最终热阱——海水。
(2) SEC系统还保证限制RRI/SEC板式热交换器内有机污垢的生成（注入次氯酸钠和装设贝类捕集器）。
(3)安全功能用于在正常运行和事故情况下能把从与安全有关构筑物、系统和部件来的热量输送到最终热阱。
二．系统描述SEC系统由两个独立的且实体隔离的回路构成A、B系列,每个系列有两台并联的100%SEC泵.在整个SEC系统的起点,有两条DN 1200的钢筋砼内衬玻璃钢管的隧道从杭州湾取水，取水口为CRF和SEC系统共用，经过近300m 的输水隧道后，进入安全厂用水泵房（在进泵房前，两条DN 1200的管道已分成了四条DN 750的隧道）。
泵房内设有四台SEC鼓形滤网，对应每台鼓形滤网的上游分别配备有一个检修闸门，两台拦污栅和格栅除污机。
鼓形滤网的出口进入SEC泵的吸水暗渠。
吸水暗渠分为两格，每两台鼓形滤网的出水与一格暗渠相连，两格暗渠中间以双隔离阀隔开，平时关闭。
在暗渠中设有搅冲管冲沙以防止泥沙沉积。
每格暗渠与两个机组的各一个系列相连。
SEC泵出水管沿GA沟进核辅助厂房的NEF区之后，海水经过贝类捕集器进入RRI/SEC板式热交换器。
每条回路的SEC管先排入溢流井，然后排入钢筋砼管道（GS），最后汇入CRF系统的排水井（CC）排至最终热阱——海水。
一个机组的一条钢筋砼排水管（GS）能排出两个机组的排水量。
对每台机组，每个系列的溢流井之间设有连通孔以保持未运行的SEC系列处于充水状态。
为防止水生物的侵入，除了在输水隧道上的进水闸门或拦污栅上游加氯外，还在每个系列的两台RRI/SEC热交换器上游装有两台并联的贝类捕集器。
贝类捕集器是一个网孔为2×2mm的圆柱形过滤器。
在贝类捕集器上有一个排污阀，可以用压差控制或由时间继电器控制阀门的开启进行反冲洗。
127安全厂用水泵、反冲洗泵及反冲洗过滤器的电机以及鼓形滤网的低、高速电机均可由应急柴油发电机供电。
压水堆核电厂安全注入系统(RIS)12页
安全注入系统（RIS）安全注入系统由高压安注（HHSI）、中压安注（MHSI）和低压安注（LHSI）三个分系统组成。
高压安注和低压安注（LHSI）的流程如图1，中压安注（MHSI）如图2所示。
高压安注和低压安注为能动注入分系统，具有足够的设备和流道冗余度，即使发生单一能动或非能动故障，仍能保证运行安全的可靠性和连续的堆芯冷却。
中压安注为非能动注入分系统，它包括两条单独的安注箱排放管线，每条连接到反应堆压力容器的一条注入管线上。
一、RIS系统的功能1.1主要功能在反应堆冷却剂系统发生失水事故或主蒸汽系统发生管道破裂事故时，安全注入系统（RIS）完成堆芯应急冷却功能。
（1）在失水事故情况下，通过向堆芯注入冷却水，防止燃料包壳熔化，并保持堆芯的几何形状和完整性；（2）在主蒸汽管道破裂事故工况下，本系统向反应堆冷却剂系统快速注入浓硼溶液，以补偿由于不可控地产生蒸汽致使反应堆冷却剂过冷而引起地容积变化和反应性的增加，从而可以使反应堆迅速安全停堆，并防止反应堆重返临界；（3）在失水事故后的再循环注入阶段，本系统的部分承压边界作为安全壳的延伸，起安全壳屏障作用。
1.2 辅助功能（1）在换料冷停堆期间，向反应堆换料水池充水；（2）对反应堆冷却剂系统进行水压试验；（3）在失去全部电源时，向反应堆冷却剂泵注入密封水。
二、高压安注分系统高压安注分系统包括：——三台HHSI泵(卧式多级离心泵)和相关的管道；——硼注入箱、缓冲罐、硼酸再循环泵（屏蔽式离心泵）及相关管道；——通向RCP系统的注入管线；——高压安注泵从PTR 001 BA的吸水管道。
131在一回路出现小泄漏或二回路蒸汽管道破裂引起一回路温度和压力下降到一定值时，立即投入高压安注系统，以补偿泄露并注入浓硼酸溶液。
1.高压安注泵（RCV001、002、003PO）高压安注泵是利用RCV系统的三台上充泵。
在电厂正常运行时，它们作为RCV系统上充泵用于正常充水，其一台运行、一台备用、一台在维护。
压水堆核电站反应堆控制系统培训教材
培训教材压水堆核电站反应堆控制系统编写：校对：审核：中国核动力研究设计院前言目前压水型反应堆已成功运用于商用核电站和军用核动力装置。
压水型反应堆控制系统由反应堆冷却剂平均温度控制系统、稳压器压力控制系统、稳压器水位控制系统、蒸汽发生器水位控制系统和蒸汽排放控制系统组成。
本文是在总结秦山二期反应堆控制系统设计经验的基础上编写而成，主要内容包括反应堆控制系统的功能及其组成、各控制系统的功能、控制通道说明及其相关的报警和逻辑动作等内容。
由于编者时间仓促，书中难免有不妥之处，欢迎提出宝贵意见，谢谢。
目录第一章概述 (5)第二章反应堆冷却剂平均温度控制系统 (6)2.1反应堆冷却剂平均温度控制的功能 (6)2.2用于反应堆冷却剂平均温度控制的测量值 (6)2.2.1 反应堆冷却剂温度测量 (7)2.2.2 中子通量测量 (7)2.2.3 汽机负荷测量 (7)2.2.4 反应堆功率定值 (8)2.3控制系统说明 (8)2.3.1 控制系统结构 (8)2.3.2 稳态运行程序 (10)2.4棒控系统逻辑动作 (11)2.4.1 C1、C2、C3、C4、C11、C20、C21和C22联锁信号 (11)2.4.2 核蒸汽供给系统要求的汽机降负荷 (12)2.4.3 允许信号P4、P7、P8、P10、P12、P13和P16 (12)2.4.4 控制棒棒位监督及其他 (14)第三章稳压器压力控制系统 (15)3.1稳压器压力控制系统的功能 (15)3.2稳压器压力的测量 (15)3.3用于稳压器压力控制的执行机构 (15)3.3.1 电加热器 (16)3.3.2 喷雾系统 (16)3.3.3 稳压器安全阀组件 (18)3.4控制通道的说明 (18)3.4.1 压力定值 (18)3.4.2 调节器结构 (18)3.4.3 第3组和第4组电加热器的控制 (19)3.4.4 第1组、第2组、第5组和第6组各组电加热器的控制 (19)3.4.5 喷雾阀极化控制 (19)3.4.6 喷雾阀RCP001和002VP的控制 (20)3.5报警和逻辑动作 (20)3.5.1 调节器驱动的报警 (21)3.5.2 其它逻辑动作 (21)第四章稳压器水位控制系统 (22)4.1稳压器水位控制系统的功能 (22)4.2用于稳压器水位控制的测量 (23)4.2.1 水位 (23)4.2.2 反应堆冷却剂温度 (23)4.2.3 上充和下泄流量 (23)4.2.4 调节稳压器水位的执行机构 (23)4.3稳压器水位控制的说明 (23)4.3.1 控制系统的结构 (23)4.3.2 水位整定值 (25)4.3.3 限值 (25)4.4逻辑动作和报警 (25)4.4.1 逻辑动作 (25)4.4.2 报警 (26)第五章蒸汽发生器水位控制系统 (27)5.1蒸汽发生器水位控制的功能 (27)5.2一般原理 (27)5.3用于蒸汽发生器水位控制的测量 (27)5.3.1 水位 (27)5.3.2 蒸汽流量 (28)5.3.3 给水流量 (28)5.3.4 汽机负荷 (28)5.3.5 蒸汽总量 (28)5.3.6 给水温度 (29)5.4调节阀 (29)5.5控制通道简述 (29)5.5.1 概述 (29)5.5.2 水位调节器 (30)5.5.3 高负荷下的给水流量控制 (30)5.5.4 低负荷下的给水流量控制 (31)5.5.5 “跟踪”系统 (32)5.6与反应堆紧急停堆有关的逻辑 (33)5.7与蒸汽发生器水位控制有关的逻辑动作 (34)5.7.1 程序水位和测量水位的偏差 (34)5.7.2 SG水位高高 (34)5.7.3 SG水位低 (34)5.7.4 SG水位低低 (34)5.7.5 ATWT(预计瞬态不停堆)信号 (35)第六章蒸汽排放控制系统 (36)6.1蒸汽排放系统功能 (36)6.1.1蒸汽向冷凝器排放: (36)6.1.2蒸汽向大气排放系统(GCT-A) (37)6.2测量参数 (37)6.2.1反应堆冷却剂平均温度 (37)6.2.2 蒸汽母管压力 (37)6.2.3 蒸汽发生器压力 (37)6.2.4 汽机入口压力 (37)6.3执行机构 (38)6.3.1蒸汽冷凝器排放阀 (38)6.3.2 大气释放阀 (39)6.4控制通道的说明 (39)6.4.1蒸汽向冷凝器排放 (39)6.4.2 蒸汽向大气排放的压力控制 (42)6.5与蒸汽向冷凝器排放有关的逻辑回路 (42)6.5.1 与蒸汽向冷凝器排放相关逻辑的功能 (42)6.5.2 C9联锁 (42)6.5.3 P12允许信号 (43)6.5.4 C7联锁 (43)6.5.5 P4联锁 (43)6.5.6 “电网故障”处理 (43)6.5.7 ATWT(不停堆的预期瞬态)联锁 (44)6.5.8 温度控制模式下的阀门开启 (44)6.5.9 压力控制模式下的阀门开启 (44)第一章概述一．反应堆控制系统的功能反应堆控制系统的主要功能如下：1．在稳态运行时，维持主要运行参数尽可能接近核电厂设计所要求达到的最优值，使核电厂的输出功率维持在所要求的范围内。
压水堆核电站厂房布置及安全
01
02
03
评估结果：评估结 果需符合国家相关 法规和标准，确保 核电站对环境的影 响在可接受范围内
04
感谢您的观看
辐射防护设施：包括屏蔽墙、 屏蔽门等，用于保护工作人 员和周围环境免受辐射危害
厂房布局
01
反应堆厂房： 放置反应堆， 包括反应堆 容器、控制 室等
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汽轮机厂 房：放置 汽轮机、 发电机等 设备
03
辅助厂房： 包括冷却 塔、化学 处理系统 等
04
控制室： 负责监控 和管理整 个核电站 的运行
05
安全设施： 包括安全壳、 应急冷却系 统等，确保 核电站的安 全运行
物
低放射性废物处 理：固化、填埋、
深埋
中放射性废物处 理：固化、深埋、
储存
高放射性废物处 理：固化、深埋、
储存、处理
环境影响评估
评估范围：包括 核电站周边环境、 大气、水体、土 壤等
评估方法：采用定 量和定性相结合的 方法，如环境监测、 模型模拟等
评估内容：包括 辐射影响、生态 影响、社会影响 等
03 辐射防护：采用屏蔽、屏蔽墙 等措施，降低辐射影响
04 应急措施：制定应急预案，确 保事故发生时能够及时应对
安全评估
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安全评估的目的： 确保压水堆核电站 的安全性和可靠性
评估内容：包括核 电站的选址、设计、 建造、运行和退役
等各个环节
评估方法：采用定 性和定量相结合的 方法，如风险评估、
设备布置
01
反应堆：位于厂 房中心，是核电 站的核心设备
02
蒸汽发生器：位 于反应堆上方， 用于产生蒸汽
03
压水堆核电站的厂房布置及安全
它可作为火箭、宇宙飞船、人造卫星、潜艇、航空母 舰等的特殊动力将来核动力可能会用于星际航行
第二章 压水堆核电厂简介
常见反应堆类型
热中子反应堆0.025～0.1eV 轻水堆 Light Water Reactor LWR 压水堆 Pressurized Water Reactor PWR 沸水堆 Boiling Water Reactor BWR 石墨慢化轻水冷却堆石墨水冷堆RBMK 重水堆 Heavy Water Reactor 气冷堆 Gas-Cooled Reactor GCR 石墨气冷堆
压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、 稳压器、主泵和堆芯
在核岛中的系统设备主要有压水堆本体一回路 系统以及为支持一回路系统正常运行和保证反 应堆安全而设置的辅助系统常规岛主要包括汽 轮机组及二回等系统其形式与常规火电厂类似
二、核电站类型
2、沸水堆核电站 --------------------以沸水堆为热源的核电站图 沸水堆是以沸腾轻水 为慢化剂和冷却剂并在反应
目前世界上已商业运行的核电站堆型如压水堆、沸水堆、 重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型主要利用核裂变 燃料即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料它对铀 资源的利用率也只有1％—2％但在快堆中铀-238原则上 都能转换成钚-239而得以使用但考虑到各种损耗快堆可 将铀资源的利用率提高到60％—70％
压水堆核电站的厂房布置及安全
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一、核电站工作原理
2、核电站工作原理
核电厂用的燃料是铀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
压水堆核电站
02
预防为主：采取预防措 施，避免事故发生
04
持续改进：不断改进安 全管理，提高安全水平
安全措施
提高技术水平和 设备可靠性 6
加强与政府和公 众的沟通和合作 5建立应急响应机 制4源自建立完善的安全 1 管理体系
定期进行安全检 2 查和评估 加强员工培训和 3 教育
安全培训
培训内容：包括核 安全基础知识、核 安全法律法规、核 安全操作规程等
压水堆核电站
演讲人
目录
01. 基本构成 02. 核安全文化
基本构成
反应堆
反应堆类型： 压水堆核电站 的反应堆类型 为轻水堆
01
冷却剂：水， 用于冷却燃料 和产生蒸汽
03
安全壳：用于 保护反应堆和 周围环境，防 止辐射泄漏
05
02
04
燃料：核燃料， 如铀235
控制棒：用于 控制反应堆的 功率和反应速 率
01
04
培训效果评估： 包括考试、实际 操作考核、模拟 演练评估等
培训方式：包括 课堂培训、实际 操作培训、模拟
演练等
02
03
培训对象：包括 核电站工作人员、
管理人员、技术 人员等
谢谢
06
蒸汽发生器：将 冷却剂的热量转 化为蒸汽，用于 驱动汽轮机发电
蒸汽发生器
结构：主要由管束、 壳体和传热管组成
安全措施：设有安全阀、 压力表等安全装置，确
保设备安全运行
01
作用：将核反应堆产 生的热量转化为蒸汽
02
03
工作原理：通过核反应 堆产生的热量加热传热
管内的水，产生蒸汽
04
汽轮发电机
01
作用：将蒸汽的热能转化为机械能，驱动发电机发电
《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程 ppt课件
第一部分 核岛系统
反应堆冷却剂系统RCP
本章介绍600MWe压水堆核电厂反应堆冷
却剂系统的功能，系统内主要设备（压水反应 堆、蒸汽发生器、冷却剂主泵、稳压器及卸压 箱）的作用及组成，反应堆冷却剂系统与辅助
系统的联系及其运行原理。
第一节
反应堆冷却剂系统
ppt课件
11
主要功能：是将反应堆堆芯中核裂变反应产 生的热量传送到蒸汽发生器，从而冷却堆芯，
连接辅助系统或支持系统的管道、Biblioteka 配件和阀门，直到并包括每条管路
中的第二个隔离阀（从高压侧算
起）。
压力15.5MPa（abs），
满负荷时冷却剂的平均温度310℃ ；
按100%反应堆功率下向二回路系统传 递全部反应堆热功率设计；
设
所有冷却剂系统（RCP）设备都按能
计
适应112℃/h速率加热或冷却瞬态设计， 温度变化率的运行限值为56℃/h，正
正常运行压力
水压试验压力
热工设计流量（每条环路）
名义流量（每条环路）
机械设计流量（每条环路）
设计温度
蒸汽流量
温度（在满负荷下） —反应堆入口 —反应堆出口 —反应堆平均温度 —反应堆平均温度（在零负荷下）
数值 1930MW 1936MW 17.2MPa(绝对) 15.5MPa(绝对) 22.9MPa(绝对) 23320 m3/h 24290 m3/h 25260 m3/h 343℃（稳压器设备除外－360℃） 2×1951t/h（零排污）
能
现象； 在发生燃料元件包壳破损事故时，反应堆冷
却系统压力边界可作为防止放射性产物泄漏
的第二道屏障。
包括控制棒驱动机构外罩和中子通 量测量导向管的反应堆压力容器；
900MW压水堆核电站系统和设备运行教程
电动主给水泵 系统（APA）
--保持SG水位的必要性 --SG的给水 --SG的排污7—46.7T/H
一回路水入口
排污
一回路水出口
蒸 汽 发 生 器 主 要 参 数
参数
资料仅供数参考 值
一次侧: 设计压力
17.2 MPa(abs)
设计温度
343 ℃
运行压力
15.5 MPa(abs)
反应堆冷却剂温度（最佳估算）
冷却剂在堆芯的流动 资料仅供参考
--总流量 48580m3/h ； --总流量的6.5% 的旁通流量； --堆芯的压头损 失1.5bar，压力 容器的压头损失 3bar；
压 力 容 器 泄 漏 的 探 测
--瞬态允许〈20L/H；
资料仅供参考
--探测泄漏的两种方法，
温度计和水位计。
内密封环
外密封环
虑
每一台饱和式蒸汽发生器按照满负荷运行时传
递二分之一的反应堆热功率设计。
自
然
循
环
给水
原
理 冷水柱
图
资料仅供参考
二回路蒸汽 集水箱
水-汽混合物
一回路水 热源 热水柱
资料仅供参考
设 备 描 述
SG 水 位 调 节
资料仅供参考
蒸汽出口
水位 调节
水位 测量
给 水 流 量 蒸汽流量信
信号
号
给水
给水流量控制 系统（ARE）
资料仅供参考
设备描述
资料仅供参考
压 力 容 器
压水堆纵剖面
资料仅供参考
--1个排气孔640VP --30支热电偶 --33束控制棒 --56根紧固螺栓 --121组燃料组件 --38个堆内核测通道
压水堆核电厂一回路系统与设备简介补充讲义
反应堆压力容器 （压力壳）
控制棒驱动机构
新堆装料
压水堆堆芯 堆芯
换料中
堆腔
反应堆的组成
燃料芯块 燃料组件
控制棒
冷却剂（慢化剂）人口
安置核材料的物 体—燃料棒；
冷却燃料棒和带 走能量的载体— 冷却剂；
使中子慢化的物 体—慢化剂；
控制中子数量， 即控制功率的物 体—控制棒。
燃料芯块
（3）硼回收系统
系统功能
接受来自一回路的放射性废水，经处理检测将合 格的核纯级水和硼酸与水补给给系统复用；
接受来自化容系统的下泄流，直接除硼。
系统组成
系统由净化、硼水分离与除硼三部分组成。 净化部分包括前置储存、过滤除盐与除气三个工
段，设置了两个完全相同的系列各用于1台机组，同时 又可互为备用；
• 蒸汽发生器的管板和倒U形管是反应堆冷却剂压力边界 的组成部分，属于第二道放射性防护屏障之一。其安全 可靠十分重要。
蒸汽发生器分类
蒸汽发生器可按工质流动方式、传热管形式、 设备安装方式以及结构特点等进行分类：
•
按二回路工质在蒸汽发生器中的流动方式，可以
分为：自然循环式蒸汽发生器与强迫循环（直流）蒸
核反应堆安全分析补充材料
压水堆核电厂一回路系统与设备 简介
上海交通大学核科学与工程学院 2011年5月
主要内容
核电原理和压水堆核电厂总体构成 反应堆的基本结构 一回路主系统与设备 一回路辅助系统与设备 专设安全设施
一、压水堆核电厂发电原理和总体构成
稳压器
汽轮机
发电机
压力容器
蒸发器
系统参数
• 一回路压力 目前一般取在14.7 15.7 MPa之间 ，通常以稳
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压水堆核电站基础
第八章 专设安全系统
核反应堆运行工况与事故分类
按反应堆事故出现的预计概率和可能的放射性后 果，把核电厂运行工况分为四类： 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 工况Ⅱ——中等频率事件，或称预期运行事件 工况Ⅲ——稀有事故 工况Ⅳ——极限事故
系统与设备（4）
技术安全目标
对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些 发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的 话）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事 故发生的概率非常低。
系统与设备（4）
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事故的预防和缓解
事故的预防是设计人员和运行人员应尽的安全职责。 为了防止事故的发生，从设计到运行都要贯彻一系列 的安全原则。 合理的设计； 可靠的设备； 各种完善的规程； 运行人员具有良好的安全素养。
事件本身并不是事故。如果附加故障后会导致运行事件、 设计基准事故或严重事故的事件。典型的假设始发事件例 子是设备故障（包括管道破裂）、人员差错、人为事件和 自然事件。
假设始发事件的后果可能较小（如某一多重部件的失 效），也可能很严重（如反应堆冷却剂系统主管道的破 裂）。
设计的主要安全目标在于追求核动力厂所具有的特性能够 保证：大部分假设始发事件的后果较小或甚至无足轻重； 其余的假设始发事件导致设计基准事故，其后果是可以接 受的；而如果导致严重事故，其后果可以通过设计措施和 事故管理加以限制。
带有允许偏差的极限运行，如在允许范围内带 有燃料包壳缺陷或蒸汽发生器泄漏等；
运行瞬变。
系统与设备（4）
4
工况II——中等频率事件（预期运行事件）
常见故障，指在核电厂运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的 所有运行过程，即发生频率在10-2次/堆年到1次/堆年。保护系统动作， 反应堆安全停闭，但燃料包壳保持完整性，不会造成燃料元件棒损坏， 系统压力不超过设计值。放射性后果不超过0.001mSv。采取措施后机 组能重新起动。
系统与设备（4）
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核安全目标
安全的总目标
在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证 工作人员、居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标
辐射防护目标，
确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射 性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平， 且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射得到缓 解。
3
工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变
这类工况出现较频繁，发生频率大于1次/堆年， 无需保护系统动作停堆，依靠控制系统进行调 节，达到所要求的状态，重新稳定运行。放射性 后果不超过0.001mSv，放射性后果是以一个标准 人在隔离区边界内侧2小时所接受的最大照射剂量 来衡量的。
包括：
正常启动、停闭和稳态运行；
设 计 基 （2） 准事 故
严重事 故
事故管理
（1）没有明确地考虑作为设计基准事故，但可为设计基准事故所涵盖的那些 事故工况。 （2）没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。
系统与设备（4）
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事故与事件分类
瞬变，主要有： 反应性引入事故； 失流事故； 失热阱事故等 。
以丧失一回路或二回路流体为特征的管道破裂 事故，主要有： 蒸汽管道破裂事故； 给水管道破裂事故； 失水事故（大、中和小）等。
缓解故障和事故的后果 对可能产生严重后果的事故，设置若干专设安全设施
（Engineered Safety Feature, ESF）来制止事故的 发展，并在必要时缓解其后果。
系统与设备（4）
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核安全的三要素
核安全的三要素是： 反应性控制； 堆芯冷却； 放射性产物的包容。
包括：
一回路系统管道小破裂；
二回路系统蒸汽管道小破裂；
燃料组件误装载而投入运行；
满功率运行时一个控制棒组件失控抽出；
稳压器一个安全阀意外打开并卡死在开启位置；
放射性废气、废液事故释放等。
系统与设备（4）
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工况IV——极限事故
指发生概率相当小，但后果可能比较严重的事故。发生频率 在10-6次/堆年到10-4次/堆年之间。它一旦发生，就会释放出 大量放射性物质，所以在核电厂设计中必须加以考虑。事故 下，可能有燃料元件损坏，但数量有限，专设安全设施应能 保持其持久性功能和完整性。
1986年4月26日前苏联切尔诺贝利核电厂事故，堆 芯全部破坏，房顶被炸飞，导致大量放射性物质 释放至大气中，即发死亡31人。
这两起事故使得世界上发生严重事故的频率达到了 4×10-4/(堆·年)。
系统与设备（4）
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假设始发事件
定义为在设计时确定的能导致预计运行事件或事故工况的 事件。
系统与设备（4）
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已发生的严重事故
严重事故是指堆芯遭到严重损坏和熔化甚至安全壳也 损坏的一种事故，它可能导致放射性物质大量释放到 环境，是一种超设计基准事故。
在大约12000堆年的核电厂运行历史中，已经发生了 两起严重事故。
1979年3月28日美国三哩岛核电厂事故，大约40% 堆芯熔化，由于安全壳保持了完整性，只有极少 量气态碘和惰性气体释放，没有人员死亡。
包括：
一回路主管道断裂，堆芯失去冷却的失水事故 （LOCA）；
二回路蒸汽管道大破裂；
蒸汽发生器管子断裂；
一台主泵转子卡死；
主给水管道断裂；
弹棒事故；
燃料操作事故等。
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核动力厂状态（HAF102）
运行状态正常运 行源自预计运 行事件（1）
事故工 况
超设计基准 事故
包括： 反应堆启动与功率运行时控制棒组件失控提升； 硼失控稀释； 部分失去冷却剂流量； 失去正常给水； 失去外电源； 一回路卸压； 主蒸汽系统卸压； 功率运行时安注系统误动作； 汽轮发电机组故障。
系统与设备（4）
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工况III——稀有事故（不常见事故）
在核电厂运行寿期内可能发生的事故，即发生频率在10-4次 /堆年到10-2次/堆年。为了防止或限制对环境的辐射危害， 需要专设安全设施投入工作。一些燃料元件可能损坏，但 一回路的功能和安全壳的完整性不应破坏，放射性后果不 超过5mSv。