核电厂的运行总复习综述
综述核电厂现状及发展以及个人对核电厂的认识和理解
个人对核电厂的认识和理解从上世纪五十年代开始发展的核电到现在为止已经走过了六十多个年头，发展的道路当然是不平坦的，经过三里岛事故和切尔诺贝利核泄漏事件以及近期的日本福岛核泄漏事故，我们都可以看得到，核电拥有的不仅仅是经济、环保等优势，也存在着一定的危险。
下面我们将一起走进世界核电发展史，探讨核电现状，以及本人对于核电的陋见。
（一）、世界核电发展史：第一、高速发展阶段：上世纪６０年代中期至８０年代初，全世界共有２４２个核电机组投入运行，属于“第二代”核电站（上世纪60年代，陆续建设30万千瓦及以上的压水堆、沸水堆、重水堆核电站）。
受石油危机的影响，以及核电的经济性和环保性，核电经历了一个大规模高速发展阶段，鼎盛时期平均每１７天就会有一座新核电站投入运行。
第二、减缓阶段：上世纪８０年代初至本世纪初，１９７９年的美国三里岛核电站事故、１９８６年的苏联切尔诺贝利核泄漏，使得全球核电发展迅速降温。
从这时候开始，人们开始重新评估核电的安全性和经济性。
为确保核电站的安全，世界各国加强了安全设施，制定了更严格的审批制度，我们知道切尔诺贝利核电站会发生如此严重的事故其实和当时的核岛的结构有很大的关系，那时候是缺少安全壳这一结构的。
第三、复苏阶段：２１世纪以来，随着世界经济的复苏、越来越严重的能源危机和对环境的重视，核能凭借其作为清洁能源的优势而重新受到青睐。
同时，经过多年的技术发展，以及安全措施的保证实施，核电的安全可靠性进一步提高，世界核电的发展开始进入复苏期，世界各国制定了积极的核电发展规划，法国核电发电比例甚至达到了80%，欧美各国加快发展核电。
以美国、欧洲、日本为主开发的先进轻水堆核电站，即“第三代”核电站（以美欧开发“先进轻水堆”，美国以AP-1000型为代表），取得重大进展。
（二）中国核电建设历程1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。
主要内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。
核电站运行-复习大纲整理版
第一章绪论1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。
（1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。
压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。
好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变；大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。
代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制；增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。
3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。
定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。
目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。
4. 核电厂运行工况的分类。
正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故5. 核安全文化的概念。
安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。
6. 核电厂运行规程的构成。
正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。
9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料第二章核电厂技术规格书1. 术语及定义：动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。
核电厂系统综述 PPT
1. 核电厂的系统
2）核电厂的系统“代码”
为表示具体系统所在的“机组”，在三字码前加1位数字1～4 或8、9、0，“1”～“4”表示1～4号机组上的系统，“9”表示 大亚湾及岭澳一期1、2号机的公用系统（如9SKH），“8”表示 岭澳二期3、4号机的公用系统，“0”表示全厂公用的系统（如 0KKK）。
6.6kV－LG*、LH*（0LHZ除外）， 380V－LK*、LL* 220V－LM*、LN*，直流电－LA*、LB*、LC*、LD*
3.常规岛（CI）有关系统
4）其它系统
通风－DVM， 吊装设备－DMM， 照明－DNM 消防系统－JP* 压缩空气－SAT、SAR， 冷却水－SRI、SEN， 取样－SIT， （除盐水）补水－SER， 润滑油传输－SKH， 辅助蒸汽－STR、SVA， 污水－SEO、SEK，饮用水－SEP 循环水（三回路）－CRF
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
4.核岛（NI）有关系统
通风－DV*， 吊装设备－DMR、DMN、DMW， 照明－DN*， 泄漏监测－D**、E** 电气（电源）系统－L**（参看上节） 消防系统－JP* 其它公用系统（包括压缩空气、冷却水、取样……）－ S**（参看上节）
5. BOP （Balance of Plant 电站辅助设施）有关系统
以上注“*” 的系统是“部分与质量和核安全相关”系统， 其余是“与质量相关”系统。
3.常规岛（CI）有关系统
2）主机（指汽轮机、发电机）的辅助系统：
汽轮机辅助系统－GSE、GRE、GGR、GFR、GME、GTH 发电机及其辅助系统－GEX、GST、GHE、GRH、GRV
3）电气系统：
输电系统：GSY、GEV 厂用电系统（向电机、仪控供电）：L**
第3章 核电厂正常运行
3.3 反应堆启动至最小功率
3. 3. 1 反应堆启动过程申的几个问题 2. 临界条件的估算（Estimated Critical Condition, ECC） ECC 是进行反应性的平衡计算，是对停堆前的运行工况与现在要启 动的工况的反应性进行比较。 考虑的因素应包括 控制棒位 功率亏损 毒性 硼浓度等
3.小功率
初始keffO=0.9481情况下堆内中子水平不同翻番后的keff值。
3.3 反应堆启动至最小功率
3.3 反应堆启动至最小功率
3. 3. 1 反应堆启动过程申的几个问题 1. 趋近临界的基本原理 控制室操纵员，特别是值班长，可以根据每次提棒完毕后中子计数 变化的情况，而预料到控制棒再提若干步反应堆可达临界，做到心 中有数，这在启动过程中是很有实际意义的。 l/M 外推法的优点是可以得到一条完整的计数特性曲线，但外推过程 中容易出现误差，直接影响到外推结果。
3.3 反应堆启动至最小功率
3. 3. 1 反应堆启动过程申的几个问题 4. 临界点的选取 当核仪表中间量程的功率表读数在10-10A(I.R.)左右时，如果此时超临界 有周期，也是内含外中子源的周期。中子源的影响必须要考虑。所以， 人为规定在中间量程功率表指示在1×10-8A(I.R.)并稳定不动时为临界点。 规定1×10-8A(I.R.)为临界点的原因 此时堆内中子水平已经高上2 个量级了，堆中子的作用明显覆盖了源 中子的影响。 功率为10-8A(I.R.)堆内平均温度没变化，仍是常数，如果功率继续上升， 堆内平均温度将有所上升，须考虑反应性的温度效应。
3.2 核电厂加热升温
3. 2. 1 初始条件 6. SIS和喷淋系统 安注信号已闭锁 安注系统处于安注备用 安注箱出口隔离阀门已关闭 安全壳再循环地坑出口阀门已关闭 安全壳喷淋系统处于备用 换料水箱水位、硼浓度满足技术规范要求
核电厂运行概述3
4、安注系统(SIS)和喷淋系统
．安注信号已闭锁； ．安注系统处于安注备用； ．安注箱出口隔离阀门已关闭；
5、反应堆补给水系统 补水、浓硼箱水位等
运行操作 P45-47
运行操纵的步骤: 一、启动前系统的检查与准备 二、核动力冷启动运行操纵过程 三、核动力冷启动过程中电加热升 温升压运行操纵 四、临界过渡 五、提升反应堆功率的运行操纵 六、带负荷、发电并网
化学与容积控制系统(CVCS)
·化容系统上充、下泄处于正常运行， 以维持反应堆冷却剂系统压力和反应堆 冷却剂泵轴封供水； ．化学系统内所有净化床处于硼饱0．16 MPa。
余热排出系统(RHRS)
余热排出系统与反应堆冷却剂 系统构成环路，余热排出泵在 运行，反应堆的衰变热由余热 排出系统排出，并维持反应堆 冷却剂系统的温度在60℃左右。
核电厂加热升温
初始条件 1．反应堆冷却剂系统(RCS) ．反应堆冷却剂系统(含稳压器)已完成充水 排气，处于水实体状态； ．反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的 硼浓度； ．反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下； ．反应堆冷却剂系统的压力维持在0．345～ 0．689 MPa(表压)； ．反应堆冷却剂泵处于可运行状态。
核电厂运行概述 （3）
第三章 核电厂正常运行
核电厂加热升温 反应堆启动 功率运行 停堆
核电站运行状态
冷启堆 启堆运行 停闭 热启堆 稳定工况 改变工况 冷停堆 热停堆 事故停堆
正常运行 运行状态
功率运行
停堆运行 运行状态
异常工况运行 非正常运行 事故工况运行
AP1000电厂运行原理
从冷停堆模式开始，经加热升温， 达到热停堆模式，开堆趋近临界，汽 轮机暖机升速并网带负荷，直至满功 率稳定功率运行模式。然后再逆过程 返回直至核电厂再处于冷停堆模式。
压水堆核电厂运行复习资料
压水堆核电厂运行复习资料1、核电厂构成三个部分：核岛、常规岛、配套设施。
2、核电厂工作原理：U235裂变产生的热量传给一回路冷却剂，再通过蒸汽发生器传给二回路产生蒸汽，在二回路转为动能，由汽轮机传给发电机产生电流，供给用户。
3、稳压器功能：压力控制，使一回路压力波动限制在小数值范围；压力保护，当某种事故引起一回路压力急剧升高，安全阀组能提供压力保护；升压、降压、除气、水位调节4、目前采用电加热式稳压器。
5、蒸发器的三个功能：一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的热量传给二回路给水；使二回路产生一定压力，一定温度和一定干度蒸汽的热交换设备。
6、一回路冷却系统主要参数：出口，310~330；入口，288~300，一般温升30~40，300MW的电功率时环路流量：15000~24000t/h。
7、反应堆本体结构：压力容器；反应堆堆芯；上下部堆内构件；控制棒组件及其驱动结构▲8、稳压器卸压箱结构个功能：功能：凝结和冷却当稳压器过压时，通过安全阀组排放到卸压箱的蒸汽，防止一回路冷却剂对反应堆安全壳可能造成的污染；结构：一个卧式低压容器在它筒体的上部为氮气空间，但装有一组喷雾器，筒体的底部沿轴线方向装有一根鼓泡管。
▲9、一回路主要功能：又称压水堆冷却剂系统，功用是由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给蒸汽动力装置冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。
▲10、压水堆中冷却剂：除盐除氧的含硼水。
▲11、可燃毒物组件只在第一炉料时使用，新的反应堆装入第一炉燃料时，装入它，补偿掉一部分过剩反应性。
▲12、压力容器泄漏的探测主要用温度测量。
▲13、蒸发器水位就是冷柱的水位。
▲14、稳压器的顶端喷雾器的作用是降温降压。
15、连续喷淋作用：一，保持稳压器内水的温度与化学成分的均匀性；二，限制大流量喷淋启动时对管道的热冲击。
16、稳压器泄压箱作用：同8。
▲17、压水堆稳压器中水位随一回路的平均温度的变化而变化。
▲18、压力变化给系统带来的影响：一，压力过大，一回路处于不允许的应力下，某一管道可能破裂造成失水事故；二，压力过低，水将大量汽化，导致燃料与水热交换不良，燃料温度升高，致使包壳破裂，燃料融化。
核电厂二回路主要知识点复习总结
20. 汽动给水泵所配小汽轮机的驱动汽源
刚启动时使用新蒸汽，正常时使用来自汽水分离再热器的再热蒸汽
21. 辅助冷却水系统的功能
为常规岛闭路冷却水系统（SRI）的冷却器和冷凝器真空系统（CVI）的冷却器提供过滤的冷却水
快速开启是指收到快开信号时，阀门快速全开，这是为适应在瞬态工况下蒸汽排放的需求而设置的。四组阀都具有快开功能，而且快开信号优于调制开启信号
总结下来即，调制开，按调压，测温要求开到一定方式；快开，事故触发全开
排放顺序
1、 0-18% ，排凝汽器1组3阀依次开
2、 18-36% ，排凝汽器2组3阀同时开
24. 循环水处理系统的功能
通过电解水产生次氯酸钠溶液，用于保护与海水接触的系统设备不受氯化物和海洋生物污染
25. 汽分离再热器的功能
除去高压缸排气中约98%的水分；提高进入低压缸的蒸气温度，使之成为过热蒸气
26. 汽水分离再热器的疏水
A 汽水分离器分离出来的水汇集在MSR壳体底部，通过疏水泵送往除氧器或冷凝器（故障时）
二回路主要知识点复习
一、最重要知识点
1. 简述汽轮机保护系统的基本工作原理（描述机械脱扣信号和电气脱扣信号，这两类跳闸信号实现阀门关闭的路径）。
答：汽轮机保护系统通过两个并联的紧急脱扣阀和安装在阀门操作装置顶部的卸压电磁阀实现在事故工况下切断供向汽轮机蒸气阀门操作机构的动力油，从而达到保护功能。
B 压力控制模式，以蒸气母管压力作偏差信号，该模式用于低负荷且反应堆处于手动控制状态（稳定气压）
核电厂总体介绍及发电运行原理共32页
轮
汽轮机疏水系统，
汽轮机调节油系统，
机
汽轮机调节系统，
汽轮机保护系统，
系
汽轮机润滑、盘车系统，
统
汽轮机排汽口喷淋系统， 蒸汽发生器排污系统
化学试剂注射系统等
20
核电厂初级运行
功能 将汽轮机转移的机械能转变成电能，并输送
给电网或提供厂用电；机 系 统
21
组成
发电机
冷却系统：定子冷却水系统、密封油系 统、氢气供应系统、氢气冷却系统
输变电系统：发电机励磁和电压调节系 统、输电系统、同步并网系统、主 开关站-超高压配电装置以及发电机 和输电保护系统等
核电厂初级运行
功能 向凝汽器和电站其他系统提供冷却水，确保 汽轮机凝汽器的有效冷却，将从汽轮机低压
循
汽缸排出的乏汽凝结成水，带出未能转变成
机械能的乏热。
环
水
组成 两条独立冷却回路，各50%的容量；
反应堆安全壳系统
核燃料装换料和贮存系统
核辅助厂房通风系统
柴油发电机组
核电厂初级运行
常规岛将蒸汽发生器中产生的饱和蒸汽送入 汽轮机推动汽轮机转动从而带动与汽轮机相联接 的发电机转动产生电能。
汽轮机系统
常规岛
发电机系统
循环水系统
16
核电厂初级运行
蒸汽和给水加热系统
汽
组成：由汽轮机、凝汽器、凝结水泵、低压
核电厂初级运行
一、核能知识介绍
核反应 核物理学中，原子核在其他粒子的轰击下产生新原子核的过程。
裂变核
在中子轰击下能引起裂变反应的原子核，一般为质量数大的重核(235u)。
裂变能
裂变反应前后所释放出来的能量。在核反应堆内，主要以热能的形式出现。
核电厂运行概论 第一章
t是停堆后的时间(s) ，P(0)是停堆之前的功率， P(t)是停堆之后t时 刻的剩余功率。
1. 4 核电厂的运行文件
如果能保持燃料元件包壳的完整性，就不可能有从燃料中释放大量放射性物 质情况的发生。 保持燃料包壳完整性最重要的是要保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。 在防止放射性物质释放方面，完整的压力边界和安全壳又是燃料元件包壳的 补充措施。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （2）核电厂反应堆内储有大量放射性物质 核电厂正常运行中，还会产生气、液、固态放射性废物。
1. 1 核电厂运行特点1. 1 核电 Nhomakorabea运行特点
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （3）相当可观的堆芯剩余释热 衰变热 裂变产物的衰变热可由右图 来表示。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （3）相当可观的堆芯剩余释热 在反应堆停闭后，堆芯不能立即停止冷却或快速将反应堆冷却到要 求的温度以下，而是必须继续冷却一定的时间。
必须采取了必要措施，在符合国家标准的情况下才允许排放。
1. 1 核电厂运行特点
• 1. 1. 1 压水堆核电厂与化石燃料电厂 （2）核电厂反应堆内储有大量放射性物质 中子、y 射线对反应堆内部构件及其他材料的活化，使核电厂一回 路及其辅助系统，不论在核电广运行或停闭期间，都会有较强的放 射性。
核电厂运行概述1
核电厂的正常启动运行分析 压水堆核电厂的正常启动可以分为冷态启动和热 态启动两种。 反应堆冷却剂温度在25-60℃的启动称为冷态启动; 压水堆电厂短时间停闭再启动称为热态启动, 在核电厂建成,堆芯装载燃料后的启动称为初步启动。 启动过程可以分为:换料冷停堆起始状态; 反应堆冷却剂系统充水和排气; 稳压器投入运行; 系统升温升压至工作状态 反应堆达临界; 二回路启动和发电机并网提升功率等六个阶段。
运行规程在运行管理中的地位
运行规程是核安全法规的一个重要组成部分， 是指导安全运行的指导性文件。
核电厂运行文件 管理性文件 P16共24个 技术性文件 ：技术规格书
运行规程图1-故障运行规程 事故规程 行政性控制规程
运行、管理人员的素质与安全文化 核电运行，安全第一。
研究堆的运行特点 运行时堆功率的恒值调节由于研究堆的热能不被 利用，因此从功率调节的意义来说它没有负荷。 堆内的辐照靶件与试验装置对反应堆来说是稳定 的、没有反馈。 反应堆功率稳定时，堆芯及至反射层的中子通量 分布也是基本稳定的。研究堆操作简单运行方便。
重水研究堆的运行 重水研究堆的主要特点是：重水的中子吸收截面 小，可以利用天然铀作燃料。 重水研究堆的运行功率分为4个等级，即加强功 率、大功率、中功率、小功率。不同的运行功率 满足不同的辐照试验要求，也要求不同的运行条 件.
这是指在核动力装置运行寿期内予以 计算一次或数次偏离正常运行的所有运行 过程。由于设计时已采取适当的措施，它 只可能迫使反应堆停闭，不会造成燃料元 件损坏或一回路系统超压，不会导致事故 工况。
核电运行与维护——复习要点
核电站中典型的振动载荷：1）高周疲劳循环载荷（High cycle fatigue）2）泵相关的振动（Pump related vibration)载荷3) 地震载荷（Seismic loads）4）水锤和汽锤（Water/steam hammer)的冲击载荷5)反应堆冷却管突然爆炸（Blow down loads）的冲击载荷6)电厂维修和改造过程中产生的载荷学习目的1）确定和限制振动对工程结构和机械产品的性能、寿命和安全的有害影响2）创造和设计新型的振动设备、仪器及自动化装置振动设计问题；系统识别问题；环境预测问题。
自由度数：确定体系中所有质量位置所需的独立坐标数自由度特性：连续体、离散体（单自由度、多自由度）外加载荷：自由振动、强迫振动、自激振动阻尼特性：有阻尼、无阻尼运动微分方程：线性、非线性响应形式：周期、非周期参量函数：确定性、非确定性v(t)振动超前x(t)π/2a(t)振动超前v(t)π/2；小于1 欠阻尼等于1 临界阻尼大于1 过阻尼（1）线性系统对简谐激励的稳态响应是频率等同于激振频率、而相位滞后激振力的简谐振动（2）稳态响应的振幅及相位只取决于系统本身的物理性质（m, k, c）和激振力的频率及力幅，而与系统进入运动的方式（即初始条件）无关振动时而加强,时而减弱的现象叫拍矩阵中非零的非对角元元素称为耦合项质量矩阵M中出现耦合项称为惯性耦合刚度矩阵K或柔度矩阵中出现耦合项称为弹性耦合刚度矩阵K中的元素k ij是使系统仅在第j 个坐标上产生单位位移而相应于第i 个坐标上所需施加的力工程振动测试和数据分析3）方法(1)电测法原理：振动量→电量优点：灵敏度高、频率范围及动态、线性范围宽、便于分析和遥测缺点：易受电磁场干扰应用：目前最广泛采用的方法(2)机械法原理：利用杠杆原理将振动量放大→直接纪录优点：抗干扰能力强、灵敏度高、便于分析和遥测缺点：频率范围及动态、线性范围窄、测试结果受影响应用：用于低频大振幅振动及扭振的测量(3)光测法原理：利用读数显微镜、光波干涉原理、激光多普效应等优点：不受电磁场干扰、精度高、适于对质量小及不易安装传感器的试件作非接触测量缺点：造价偏高应用：精密测量和传感器、测振仪标定5.9.1振动测试的基本概念1）目的(1) 测定机械系统的动态响应特性，以便确定机器设备承受振动和冲击的能力，并为产品的改进设计提供依据；(2) 分析振动产生的原因，寻找振源，以便有效地采取减振和隔振措施；(3) 对运行中的机器进行故障监控，以避免重大事故。
核电厂期末复习要点.
第一讲1.完成热力循环的热力系统:一回路,二回路(汽轮机组),三回路系统。
2.完成电力生产：一回路,二回路,三回路,发电机输变电系统,通常简单地称为堆,机,电三大核心部分。
3.核岛(nuclear island):一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。
4.常规岛(conventional island):汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。
5.配套设施( BOP: Balance of Plant)：除核岛、常规岛的其余部分。
6.压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的。
（1）核反应堆：（2）蒸汽发生器：（3）汽轮机：（4）发电机：7.核电厂布置分区：a.核心区:b.三废区:c.供排水区:d.动力供应区：e.检修及仓库区：f.厂前区:8.反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置：我国采用T型布置。
9.抗震分为一、二类和非抗震类（NA）10.五道相继深入而又相互增援的设计防御措施第一道防御：考虑对事故的预防。
核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的。
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。
第三道防御：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。
第四道防御是应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理尽量低。
每个核电厂均应制订应急计划。
称为第五道防御。
11.对应急初始条件和应急行动水平可以按照某种方案进行分类，称之为识别类。
分为四种：A类为异常辐射水平和放射性流出物排放类；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。
12.我国核事故应急管理体系：核事故应急工作实行国家、地方、核电厂三级管理制。
13.第一道屏障: 燃料元件包壳（cladding）14.第二道屏障: 一回路压力边界(primary system envelope)。
15.第三道屏障: 安全壳(containmant)，即反应堆厂房。
核电厂运行知识点
1.1 、世界核电的发展及第四代核电技术；（五种反应堆的基本特征）1.2 、核电厂的经济性和安全性；1.2.1 、核电厂的优越性1.2.2 、核电厂的经济性1.2.3 、核电厂的安全性是有保证的1.2.4、压水堆的特点1.3 、核电厂的运行特点；1.4 、压水堆核电厂的组成；（核岛部分、常规岛部分）1.5、我国核电厂的起步与历史发展前景。
我国能源发展面临四个基本问题：核电的基本特性决定了无可替代的重要作用：二代改进型压水堆核电站自主化能力我国建设内陆核电势在必行长期战略第二章压水堆核电厂一回路主系统和设备压水堆核电厂的组成2.1 一回路主系统（冷却剂系统）2.1.1一回路主系统的组成2.1.2一回路主系统的功能2.1.3一回路主系统的主要参数2.2压水反应堆—本体结构2.2.1压水反应堆堆芯—概述（功能、组成）2.2.1.2 燃料组件（布置方式、燃料元件棒结构、燃料芯块、燃料组装过程简图）2.2.1.3 控制棒组件（种类与数量、）2.2.1.4 堆芯功能组件（中子源组件、）2.2.2 下部堆内构件（组成、功能）2.2.3 上部堆内构件（组成、功能）2.2.4 压力容器（RPV ）（材料要求）2.2.5 控制棒驱动机构（组成、分类、优缺点、控制棒驱动机构原理）2.2.6 运行中的问题2.2.6.1冷却剂的循环（流程以及注意问题）2.2.6.2结构材料的选择（包壳材料、压力容器及其内部构件材料）2.2.6.3压力容器的运行限制（温度、辐照的影响）2.3 蒸汽发生器（SG）（定义、功能）立式倒U 形自然循环蒸汽发生器（结构图、给水来源、蒸汽干燥装置、运行原理蒸汽发生器水位的保持、限制管子的腐蚀、蒸汽发生器给水与排污、设计参数）卧式：2.4.0 反应堆冷却剂泵（主泵）—概述2.4.1 主泵—水力机械部件（轴封水的作用）2.4.2 主泵—轴密封部件（1,2,3号轴封）2.4.3 主泵—主泵轴封水流程2.4.4 主泵—电动机部分2.4.5 主泵—主要参数2.5.0 稳压器概述—功能2.5.0 稳压器概述—设计原则2.5.1 稳压器—（结构、喷淋与泄压管路、先导式安全阀组）2.5.2 稳压器—卸压箱2.5. 3 稳压器的运行2.6 一回路的运行（温度、压力、流量的测量）第三章压水堆核电厂一回路主要辅助系统3.0 概述—核电厂辅助系统（按功能分为、一回路主要辅助系统）3.1 化容系统（功能、容积控制原理、化学控制原理、化容系统的冷却与降压）3.2 余热排出系统（流程、原理图）3.3 设备冷却水系统（结构、流程图、运行、）3.4 硼和水补给系统（功能、主要功能、辅助功能、流程图、组成、管线和阀门）3.5 一回路其他辅助系统（重要厂用水系统、乏燃料池冷却和处理系统）第四章压水堆核电厂二回路系统与设备4.0概述—核电厂二回路基本工作原理（功能）4.1 二回路热力系统（组成、主要流程、主要特性）4.2汽轮机工作原理与结构4.3 主蒸汽系统（系统功能、隔离阀、安全阀、运行）4.4 汽轮机旁路系统（系统功能、系统的运行）4.5 汽水分离再热器系统（功能、流程、描述、运行）第五章二回路凝结水系统及给水系统5.1凝结水抽取系统（功能、工作原理、结构、凝结水抽取流程、运行、凝结水控制系统）5.2 给水回热系统（功能、描述、流程、运行、运行参数）5.3 给水除氧器系统（功能、描述、运行）5.4 主给水系统（功能、描述、运行）5.5 蒸汽发生器的排污系统（功能、描述、运行）第六章压水堆核电厂的专设安全设施6.0 概述—（确保反应堆安全的4 种安全性要素、所有的安全设施应发挥的特定安全功能、设计原则）6.1安全注射系统（功能、辅助功能、分类、安注主要设备、运行、安注过程）6.2安全壳（功能、型式）6.3安全壳喷淋系统（功能、描述、运行）6.4辅助给水系统（功能、组成、流程、主要设备、运行）6.5安全壳隔离系统（功能、描述、运行）第十三章压水堆核电厂射线防护及三废处理13.1压水堆核电厂的核辐射（安全壳内辐射源、安全壳外辐射源、各类核辐射的不同效应、辐射防护的目的和原则）13.3核电厂的屏蔽（分类）13.4核电厂放射性废物的处理（处理措施、排出物的分类、切尔诺贝利核电站与大亚湾及岭澳核电站比较）13.4.1 核岛排气与疏水系统13.4.2 硼回收系统13.4.3 废气处理系统13.4.4 废液处理系统、固体废物处理系统压水堆核电厂对环境的影响（正常运行）。
核电厂系统综述ppt实用资料
1.核电厂的系统
2）核电厂的系统“代码”
系统代码的核心是“三字码”，“三字码”是3个英文大写字 母；如“RCP”，称为“反应堆冷却剂系统”。
“三字码”通常按英文字母名称读，但却是从法国EDF引进的， 基本上是法语的缩写。
“三字码”的第一个字母代表该系统的属性，即属于哪一类 系统，例如： A—给水，C—冷凝，D—通风及装卸运输设备， E—安全壳，G—汽轮发电机，J—消防，K—仪表及控制， L—电气系统，P—各种坑、池，R—反应堆，S—公用系统 T—三废处理， V—主蒸汽，X—辅助系统，Y—临时试验设施
转为电能输出的工作原理。 常规电厂把锅炉、汽轮机、发电机和主变压器称为电厂的四大关键设备，
其它设备一般都在这些关键设备选定后选配，核电厂的情况也大致如此。 除此以外是设备供电系统，供水系统、设备安全、保护和监测系统，厂房消防、 通风、照明系统以及电梯、吊装设备，外围维修服务设施相关系统等。
1. 核电厂的系统
1. 核电厂的系统
2）核电厂的系统“代码”
为表示具体系统所在的“机组”，在三字码前加1位数字1～4 或8、9、0，“1”～“4”表示1～4号机组上的系统，“9”表示 大亚湾及岭澳一期1、2号机的公用系统（如9SKH），“8”表示 岭澳二期3、4号机的公用系统，“0”表示全厂公用的系统（如 0KKK）。
核电厂系统综述
内容简介
组成核电厂的“系统”大大小小有330多个，其中的“设备” 数以万计，这些系统和设备都有一一对应的“编码”。
本章从不同的几个角度对“系统”分类、认识，介绍系统、设 备“编码”的一般规律。
1. 核电厂的系统
1）核电厂系统的分类 核电厂的生产设施由大大小小330多个系统组成，每个系统又由一定的设
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乏燃料水池冷却回路
乏燃料水池净化回路 乏燃料水池撇沫回路
反应堆水池净化回路
反应堆水池撇沫回路
1 充水、排水回路
2 冷却回路
正常情况下，由RRA来冷却； 换料时，RCP打开，RRA不可用， 由PTR偶数系列应急冷却。
3 净化回路
反应堆压力容器开盖及水池充 水时，通过RRA送至RCV或硼回 收系统的净化单元去处理； 反应堆水池满水后，用 PTR005PO进行循环过滤。
3.5反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统
3.5.1 系统的功能
对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水
冷却功能 净化功能 充排水功能 为安全注入系统和安全壳喷淋系统贮存必要的硼水
3.5.2
系统的流程
反应堆水池充/排水回路 反应堆水池冷却回路
乏燃料水池充/排水回路
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。
4.4
系统功能
汽机轴封系统（CET）
对主汽轮机、给水泵汽轮机和蒸汽阀杆提供密封，用 以防止空气进入和蒸汽外漏
4.2 汽轮机旁路排放系统(GCT)
4.2.1 系统功能
在机组启动时，与RCP配合，导出反应堆多余的热量，
以维持一回路的温度和压力
在热停堆和停堆冷却的最初阶段，排出主泵运转和裂
变产物衰变所产生的热量，直至余热排出系统投运
汽轮发电机组突然降负荷或汽轮机脱扣时，排走蒸汽
发生器内产生的过量蒸汽，避免蒸汽发生器超压
2、存在旁流
由环腔直接流出压力容器出口（1.25%）
通过堆芯围板向上旁流（0.5%）
流经压力容器顶盖（0.25%）
3、泄漏的探测
主要用温度测量 内密封泄漏时，关闭3VP，由外密封起保护作用 外密封泄漏的探测方法是：水蒸气漏逸、硼的沉积
2.3
2.4 2.5
蒸汽发生器
主泵 稳压器
2.6
压水堆核电厂的运行
第二章
2.1
2.2
2.2.1
一回路主系统和设备
一回路主系统 压水反应堆
堆芯 下部堆内构件 上部堆内构件 压力容器 控制棒驱动机构 运行中的问题
2.2.2 2.2.3 2.2.4 2.2.5 2.2.6
2.2.6 运行中的问题
1、冷却剂的流程
压力容器进口 压力容器和堆芯吊篮环腔向下 堆芯支撑板、堆芯下栅格板 压力容器下封头 向上经堆芯升温后由上栅格板流出 压力容器出口
4 撇沫回路
3.6 重要厂用水系统
3.6.1 系统功能பைடு நூலகம்
为设备冷却水提供冷却,将RRI的热负荷输送到海水中。
3.6.2
系统的组成
• 海水过滤系统-两台并联的SEC泵-SEC管道-水生物 捕集器-两台并联的RRI/SEC热交换器-SEC集水坑-排水 管 • 开式循环系统，流动工质为海水； • 每台机组有相互独立的A、B两个系列，两个系列的 设备和流程基本相同。
2.6.1
一回路运行
一回路运行参数的测量
1、温度测量
每个环路的旁路管线上
热段：互成120度的三个取样管嘴 冷断：主泵出口处一个取样管嘴
反应堆启动和冷停闭时，在主回路直接测量冷热断温度
2、压力测量
在冷却剂系统与余热排出系统 连接管线上
3、流量测量
每个环路在蒸发器出口有三个测量点 在测温旁路管线上
2.6.2
3.3
系统功能
冷却功能
设备冷却水系统
为核岛内需要冷却的设备提供除盐冷却水，将热负 荷通过重要厂用水系统SEC传到海水中。
隔离作用
作为隔离核岛设备与冷却海水的屏障，既可避免放 射性流体不可控地释放到海水中污染环境，又可防 止海水对核岛各换热器的腐蚀 。
3.4
3.4.1
反应堆硼和水补给系统
二回路系统和设备
4.1
系统功能
主蒸汽系统(VVP)
将蒸汽发生器产生的主蒸汽输送到下列设备和系统： 汽轮机高压缸 汽水分离再热器（GSS） 除氧器（ADG） 两台汽动主给水泵汽轮机（APP） 汽动辅助给水泵汽轮机（ASG） 蒸汽旁路排放系统（GCT） 汽轮机轴封系统（CET） 辅助蒸汽转换器（STR）
系统功能
提供除盐除氧硼水，以保证RCV系统的容积控制功能； 注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证RCV系统的化学控 制功能； 提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证RCV系统的反应性 控制功能。
3.4.2
系统运行
补给的操作方式
稀释 关闭065VB，隔离硼酸补给管线，只补充除盐除氧水 硼化 关闭016VD，隔离除盐除氧水补给管线，只补充硼酸溶液 自动补给 容控箱水位低，自动补充与冷却剂当前硼浓度相同的硼酸 溶液 手动补给 为换料水箱初始充水及补水，或提高容控箱水位，由操纵 员控制除盐除氧水和硼酸溶液的流量
松动部件的监测
1、松动部件声监测系统
堆运行时监测零件松动情况并确定其位置，由信号 采集部分、信号处理部分、信号显示部分、信号监测 部分、系统刻度刻度部分组成
2、系统的投运
首次启动录取本底噪声后，才可用作监测
2.6.3
管道系统采用LBB技术
破裂前，泄漏量已可监测出来
第三章
3.1
3.1.1
一回路主要辅助系统
化学与容积控制系统
系统的功能
容积控制 化学控制
反应性控制（中子毒物控制）
3.1.2
下泄回路
系统的流程
净化回路
上充回路 轴封回路
过剩下泄
低压下泄 除硼管线
3.2
系统功能
余热排出系统
反应堆停堆过程中，一回路温度降到180℃以 下，压力降到3MPa以下时，用于排出堆芯余热、一 回路冷却剂和设备的释热以及运行的主泵在一回路 中产生的热量。
2 G C T a 控制原理（向大气排放）
根据主蒸汽管线压力测量值与整定值的偏差信号经调 节器进行控制
4.3
系统功能
汽水分离再热器系统(GSS)
在高压缸、低压缸之间设置汽水分离再热器，其 目的是为了降低低压缸内的湿度，改善汽轮机的工 作条件，提高汽轮机的相对内效率，防止和减少湿 蒸汽对汽轮机零部件的腐蚀、浸蚀作用。
4.2.2 系统的控制原理
1 G C T c 控制原理（向冷凝器和除氧器排放）
平均温度控制模式
用一回路平均温度实测值与其整定值之差及最终功率 整定值与汽轮机负荷偏差作为信号，使各组排放阀开启 用于高负荷且反应堆处于自动控制状态
压力控制模式
用蒸汽母管压力测量值与整定值之差作为信号，使各 组排放阀开启 用于低负荷且反应堆处于手动棒位控制状态