核岛厂房介绍培训.
常规岛及BOP安装基本知识介绍.培训讲学
——非放射性仓库（AB） ——非放射性机修、仓库及办公室(AF) ——安全保护围栏(UB) ——排水沟筑物（CC） ——循环水廊道（GD） ——废液沟（TR） ——淋浴间和更衣室（EL） ——永久出入口、道路、停车场（AP） ——餐厅（SA） ——生产办公楼（BX）
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主要涉及采购包：LOT7、LOT24
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02 BOP厂房介绍 ——YA/YB
除盐水生产车间（YA）建筑长70.0m，宽19.50m，高11.50m 。局部二层，布置有加药间、水泵间、除盐间、变配电室、电子 设备室、水系统控制室、运行化验室、办公室等。主要设备有有 絮凝器、多介质过滤器、无顶压逆流再生阳离子交换器、无顶压 逆流再生双室阴离子交换器、混合离子交换器、树脂清洗罐、工 艺用压缩空气贮罐、仪用压缩空气贮罐、超滤装置等设备。
02 BOP厂房介绍 ——AL
AL厂房由四个部分组成，包括： • 水化学实验室 • 辅助实验室 • 办公室、资料室 • 公用设施：废液回收、电气和通风等。 • 水化学实验室包括冷实验室、放射性测量间、物理测量间以及
热实验室。
主要涉及采购包：LOT20A
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02 BOP厂房介绍 ——ZA
ZA子项紧邻常规岛设置。该子项分为ZA1和ZA2两个区域，分 别设在3MX和4MX厂房东南侧端头。整个区域为露天场所，并设有 围栏。在ZA1区域内建有压缩机间。
• 常规岛厂房外侧布置 a) 变压器平台（TA）位于相应常规岛厂房外的南侧，变
压器平台（TA）附近设备用变压器平台（TX）。 b） LA2-MX厂房C排外侧从核岛向常规岛方向看，依次布
置两台机组公用的润滑油转运站（MO厂房）和树脂再生 车间（MP）。 c) MX厂房A排外设汽机通风间（MV）。
核电站厂区及工艺设备布置复习提纲
核电站厂区工艺设备布置核岛厂房布置原则1）满足工艺要求，便于设备运输，减少管线迂回纵横交叉；2）以反应堆厂房为中心，辅助厂房和燃料厂房应设在同一基岩的基垫层上；3）双机组一般采用对称布置，公用辅助厂房；4）强放防护区尽可能建的紧凑并只准有一个出入口；5）执行安全注入和安全壳喷淋的系统尽可能地设置在靠近反应堆厂房的地方；6）反应堆厂房与电气厂房、辅助厂房的连接区应考虑足够的空间以满足贯穿件的设置；7）设备布置要有利于地理位置上的分散（实体分隔）；8）设备布置还应满足在电站正常或事故状态下仍能满足其功能要求。
组成核岛区域主厂房群综合整体的建筑物分别是：反应堆厂房二座（通过核辅助厂房对称布置）核辅助厂房（包括设备冷却水厂房）燃料厂房（包括换料水箱）电气厂房连接厂房与辅助给水箱厂房柴油发电机厂房（四座）反应堆厂房由基础板，带钢衬里的圆柱形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。
密闭的反应堆厂房安全壳是核电站第三道安全屏障，属安全一级，抗震I类建筑物。
核岛各层设备布置根据设备布置并考虑屏蔽要求反应堆厂房主要分六个层次：–3.40m层，布置有：三台安注箱、安全壳连续通风系统的三台风机、反应堆冷却剂疏水箱、一个反应堆冷却剂泵消防水回收箱、堆坑通风系统的风机、化容系统的再生热交换器、两台余热排出热交换器、四台地坑过滤器。
±0.00m层，从–3.50m延伸的安注箱和余热排出热交换器、人员应急闸门、余热排出系统的两台泵、稳压器的泄压箱。
+5.00m层，三台蒸汽发生器、主泵、主回路过渡段管道、仪表用压缩空气贮气罐、过剩下泄热交换器、余热排出热交换器。
+8.00m层，主管道热段管道、冷段管道、波动管、堆内构件贮存池、换料通道、人员闸门。
+15.50m层：稳压器、主蒸汽管道。
+20.00m层主要是设备平台，在堆坑及堆内构件贮存池上部设有装卸料机。
接近穹顶布置的是跨整个反应堆厂房的环形吊车核辅助厂房是两台机组共享的厂房，主要布置反应堆的辅助系统及其设备，核岛±0.00m层:固体废物处理系统化学和容积控制系统+5.00m层主要布置：固体废物处理系统+7.30m层：固体废物处理系统核辅助厂房的主要系统：化学和容积控制系统、三废处理系统和硼回收系统等。
核岛安装五、六级计划编制培训教材
•
IED（火警照明通讯）安装（包括钢件、设备及电缆敷设和端接）
要求按系统细化到标高，并区分活动类别（设备/电缆/路径）。
跳转到第一页
3.2工作分解结构（WBS）(续)
EM9包：
• • •
仪表安装至少按系统/子系统细化到区域； 仪表管道安装至少按系统/子系统细化到区域，并区分管道材质； 仪表框架安装至少按系统/子系统细化到区域。
EM5包：
•
风管预制及安装要求按图纸细化到区域、系统（即图纸包括几个区域、
几个系统就要求设置几条作业）； 设备预制及安装要求细化到单台设备，即除成组设备之外不允许出现 一条作业活动中罗列多台设备（特别是不同类型甚至安装位置的设备） 的情况，并且也可对单台设备的作业步骤进行适当分解。
•
EM6包：
•
跳转到第一页
☞总体介绍
五、六级进度计划是核岛安装承包商执行详细活动的工作进度计 划，是对四级计划作业的详细分解。 五级进度计划由各施工队/部门以最新版本的六个月滚动计划
(SMRS) 为基础、结合本月计划的实际执行情况以及各种施工先决条件
的具备情况，同时考虑本队/部门人力、机具以及预计完成目标点数等 综合因素进行编制。每月发布一次，并反映未来三个月的工作活动内
代码第四、五位统一为‘L5’，即代表五级进度计划；
代码第六位统一为‘-’； 代码末尾为各施工队/部门的英文缩写，即为‘PT、’‘ET’、‘MT’、‘VT’、 ‘EM2’、‘PF’或‘TM’ ； 以管道队1+9#机组五级进度计划为例，其项目代码应为“1NIL5-PT”，项目名称定
义为“1+9#机组五级进度计划-PT”，其他施工队/部门以此类推。各队/部门编制的其 它各类专项计划不受该规范的限制，但涉及到资源、曲线及日历等全局数据时仍须遵循 工程部的统一管理。
核岛
中文名称：核岛英文名称：nuclear island，NI定义：核电厂中核蒸汽供应系统及其配套设施和它们所在厂房的总称。
主要包括反应堆厂房、核燃料厂房、控制辅助厂房、电气厂房(含应急柴油发电机厂房)等核岛是核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称。
核岛的主要功能是利用核裂变能产生蒸汽。
核岛(nuclear island)厂房核岛厂房主要包括反应堆厂房(安全壳)、核燃料厂房、核辅助厂房、核服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等。
编辑本段核岛主要结构核蒸汽供应系统核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及与一回路相连接的系统所组成。
一回路的主要设备有反应堆堆心、压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵及管道。
一回路中冷却剂(高温高压的水流)的主要作用是将反应堆堆心产生的热量带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽；在一回路水中加入硼酸，用来控制反应性的慢变化；用稳压器维持一回路压力的稳定和补偿水在冷态和热态时的体积变化。
与一回路相联的系统包括化学和容积控制系统、反应堆安全注射系统和余热冷却系统。
化学和容积控制系统的主要作用是维持一回路所需要的水量;调节溶解在冷却水中的硼酸浓度,以控制反应堆的反应性；对水进行净化处理，除去水中的裂变产物和腐蚀产物；给一回路的水加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。
反应堆安全注射系统的主要作用是当一回路发生失水(例如,一回路管道发生大破裂而引起大泄漏)时,安全注射系统就作为安全给水系统。
它主要由高压注射部分、安全注射箱和低压注射部分组成。
前者于中等失水时起动，后者于大量失水时起动。
安全注射箱通过两个逆止阀和一个隔断阀与一回路相连，起安全注射作用。
这几部分协同工作即能保证堆心的冷却，并可使反应堆停堆。
核反应堆停堆后，燃料元件因裂变产物的衰变而发热，余热冷却系统的作用是带走这部分热量。
它主要由热交换装置、循环泵和阀门等组成，用于停堆、更换燃料以及一回路系统发生大量泄漏事故时带走热量，冷却堆心。
核电站建筑物及其特点.
1.1 核电厂建筑物及其特点1.1.1地面核电站的类型及布臵特点地面核电站根据反应堆不同可以分为压水堆核电站，沸水堆核电站，重水堆核电站，石墨气冷堆核电站，以及快中子堆核电站。
其中压水堆核电站和沸水堆核电站都属于轻水堆核电站。
表3-1 核电站反应堆分类1.1.1.1压水堆核电站压水堆核电站是采用轻水（普通H2O）作为冷却剂和中子慢化剂的核电站，它主要由核岛和常规岛以及BOP组成，压水堆核电站核岛主要由蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯四个部分组成，在核岛中主要部分是压水堆主体、一回路系统、以及支持一回路系统正常运行和保证反应堆而设臵的辅助系统；常规岛系统主要包括汽轮机组以及二回路系统，其形式与常规火电厂类似。
BOP则是生活、办公等配套设施。
目前我国运营的大亚湾核电站、秦山核电站一期等和正在兴建的如宁德核电站、三门核电站中都是压水堆核电站，占建成和正在兴建核电站总比例的90%左右。
压水堆核电厂一般分成三个区域：核岛、常规岛和BOP。
在涉核安全方面，所有与核安全有关的厂房均放臵在核岛内，核岛一般包括反应堆厂房、电气厂房、燃料厂房、核辅助厂房和应急柴油发电机厂房等。
常规岛主要放臵汽轮发电机厂房以及与它相关的厂房。
BOP 是配套厂房，如泵房、仓库、办公楼和生活用房等。
图3-1压水堆核电站一般布置图1.1.1.2沸水堆核电站沸水堆核电站同样也是由核岛，常规岛以及BOP组成，在运行过程中反应炉堆芯进行的核分裂产生热能，使已冷却的水沸腾，变成高压蒸汽，从而驱动涡轮机，离开涡轮机的蒸汽经过冷凝器凝结成液态水后，回流至反应炉堆芯，形成一个循环。
图3-2沸水堆核电站一般布置图图3-3沸水堆核电站详细布置图沸水堆电站中堆芯里冷却水保持在75个大气压，因此水在285℃左右会出现沸腾，而压水堆堆芯中维持大约158个大气压的高强压，不会出现大量的沸腾。
相比之下，沸水堆构造简单，且大大降低了反应堆的工作压力和堆芯温度，但由于沸水堆的循环系统直接连接了堆芯和涡轮机，因此可能造成涡轮机收到放射性污染。
压水堆核电站的厂房布置及安全讲解课件
第二章 压水堆核电厂
四环路
第二章 压水堆核电厂
2 循环水系统
循环水系统主要用来为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水， 分为开式供水和闭式供水。
开式供水：是指以江河湖海为水源，冷却水一次通过，不重复 使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水，经过冷却降温之后，再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
开式供水特点： 进水水温低，利于机组经济运行
商用压水堆核电厂反应堆冷 却剂系统一般有二至四条并 联在反应堆压力容器上的封 闭环路；
整个一回路系统设有一台稳 压器，一回路系统的压力靠 稳压器调节，保持稳定。
核电厂还设置了专设安全设 施和一系列辅助系统。专设 安全设施为一些重大的事故 提供必要的应急冷却措施， 并防止放射性物质的扩散。
二回路系统也设有一系列辅 助系统。
蒸汽
单回路
第二章 压水堆核电厂
沸水堆核电站原理图（直接循环）
第二章 压水堆核电厂
压水堆与沸水堆
压水堆：一回路系统的冷却剂与汽轮机回路工 质是完全隔离的，这就是所谓的“间接循环”。 采用间接循环具有使二回路系统免受放射性玷 污的优点。
与沸水堆核电厂相比，增加了蒸汽发生器。压 水堆体积较小和控制要求简单等因素可以弥补 这一不足。
1 压水堆核电厂原理
稳压器
蒸汽
汽轮机
发电机
压力容器
蒸发器
水 主泵 主管水道
凝汽器
输配电
一回路
二回路
基本参数：
一回路：压力154 bar，高压水；
二回路：压力~55bar，饱和蒸汽。
第二章 压水堆核电厂
压水堆核电厂发电流程
第二章 压水堆核电厂
有关说明
把反应堆、反应堆冷却剂系 统及其辅助系统合称为一回 路系统 ；
AP1000核岛布置二
3.2防护外壳『shield building 』
• 防护外壳为Ⅰ级抗震钢筋混凝土结构（非 预应力的），围绕在安全壳周围，和安全 壳内部结构相连。在安全运行时，对安全 壳及安全壳内带放射性的系统和元件进行 屏蔽和保护，保护安全壳和反应堆冷却系 统在外部事件（如龙卷风和龙卷风产生的 飞射物等）中不受损害。同时防护外壳也 是被动式安全壳冷却系统的主要部分。 （屏蔽厂房也是非能动安全壳冷却系统的 组成部分。
5、AP1000安全壳简介
• AP1000安全壳是一个自由自立的园柱形钢制容器， 带有椭球形的上封头和下封头。钢制安全壳容器 被完全包容在一个混凝土屏蔽体中，该厂房提供 了对外部危害（如飞射物）的防护，并限制中子、 γ射线散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。
• 结构特点 ①安全壳厂房包括安全壳容器及该容器内所
• 防护外壳中布置有：被动式安全壳冷却系 统空气入口、被动式安全壳冷却系统高压 空气入口、被动式安全壳冷却系统储水箱、 被动式安全壳冷却系统扩散器及被动式安 全壳冷却系统空气拦板。
• 钢质外壳容器和防护外壳之间间距约为 1.27m。
PCCS gravity drain water tank
Outside cooling air intake Air baffle
AP1000厂房及构筑物（Buildings and Structures）
序 号
英文名称
A.
NI Buildings and Structures
1.1 Containment
1.2 Auxiliary Building
1.3 Annex Building
1.4 Radwaste Building
• ③安全壳内结构分二个主要标高层：维修层（标 高：100英尺/30.5m）和运行操作平台层（标高： 135英尺3英寸/41.2m）。
压水堆核电厂核岛辅助系统简介part1
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辅助给水泵房通风系统 上充泵房应急通风系统 设备冷却水房间通风系统 电气厂房主通风系统 核辅助厂房通风系统 安全注入和安全壳喷淋泵电机房通 风系统 核岛重要生水泵站通风系统
核岛冷冻水系统
电气厂房冷冻水系统
电缆层通风系统
电气厂房排烟系统
5.4 核燃料装卸、储存和运输系统
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
5.2 辅助冷却水系统
辅助冷却水系统为核岛内所有冷却器提供冷却水，包括把热量排入大海 的最终热阱。 属于辅助冷却水系统的主要有下列系统 －设备冷却水系统 －反应堆和乏燃料储存水池冷却和处理系统 －重要厂用水系统
5.3 核岛通风空调系统
5.3.1 通风空调在核电厂中有着重要的作用。各个系统的设计都有共同的 目的，即： 为工作人员进入厂房工作提供舒适的环境； 为设备的安全运行提供适宜的环境条件； 控制和限制污染空气和气体的排放； 在事故工况下，为工作人员提供足够的在主控制室内可居留时间。
5.3.2 通风空调系统是通过对空气温度、压力、湿度、放射性、洁净度 以及换气频率等参数的调节和控制来达到设计所要求的环境条件。
5.3.3 核岛通风空调系统主要由下列系统组成
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反应堆堆坑通风系统 主控制室空调系统 核燃料厂房通风系统 安全壳换气通风系统 安全壳内空气净化系统 安全壳连续通风系统 安全壳外贯穿件房间通风系统 柴油机房通风系统
6.1.4 化容系统的主要设备 －再生热交换器 －下泄降压孔板 －下泄热交换器 －下泄控制阀 －除盐器前过滤器 －除盐器前旁路阀 －混床除盐器 －阳床除盐器 －三通阀 －除盐器后过滤器 －容控箱 －上充泵 －上充流量调节阀 －过剩下泄热交换器 －轴封回流热交换器 －卸压阀
核电厂系统及设备讲义
5.2 多道屏障(Multi-barrier)
• 为了阻止放射性物质向外扩散，设计上 的最重要安全措施之一，是在放射源与 人之间设置了多道屏障。最为重要的是 以下三道屏障。
• 第一道屏障: 燃料元件包壳（cladding）
轻水堆核燃料采用低富集度二氧化铀， 将其烧结成芯块，叠装在锆合金包壳管 内，两端用端塞封焊住。正常运行时， 仅有少量气态裂变产物有可能穿过包壳 扩散到冷却剂中；如包裂和1%的裂变 产物会从包壳逸出。据美国统计，正常 运行时实际最大破损率为0.06%。
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。
我国核应急计划
• 我国的核事故应急工作是在1986年4月26 日前苏联切尔诺贝利核电厂事故后，随着 我国秦山、大亚湾核电厂的建设而逐步发 展起来的。国家核应急预案（原称国家核 应急计划）第一版编制于1996年，是我国 公共安全应急工作领域内最早的应急预案 之一。该预案第二版于2001年11月颁布。 2003年“非典”事件后，又开始酝酿修订。 2004年12月，为了统一，《国家核应急计 划》更名为《国家核应急预案》。
• 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。必须 按保守的设计实践设计，留有足够的安全 裕量并配有重复探测、检查和控制手段， 各种测试仪表必须具备较高的可靠性。
• 第三道防御：限制事故的放射性后果，保 障公众的安全。
对付必须加以考虑的各种假想事故, 配 置了专设安全设施。轻水堆的典型假想事 故有：一回路或二回路管道破裂、燃料操 作事故、弹棒事故等(下图)。轻水堆的 专设安全设施包括：应急堆芯冷却系统、 辅助给水系统、安全壳及安全壳喷淋系统、 安全壳隔离系统、消氢系统等。
核岛厂房介绍培训
电气厂房和连接厂房（ＬＸ和ＷＸ）
电气厂房LX（electrical building ）和连接厂房 WX（connecting building）厂房主要功能包括： 主控室，与核岛厂房相连接的电气设备的安装厂 房，核岛实验室和更衣室。 １ＬＸ约３６m长，２４m宽，２４m高（不含两 层地下室），与１ＲＸ厂房连接 ２ＬＸ约３６m长，２４m宽，２４m高（不含两 层地下室），与２ＲＸ厂房连接 ９ＬＸ约４６m长，１６m宽，２４m高（不含两 层地下室），从结构上看其与核辅助厂房是一个 整体，属于９ＮＬ区域。
2内部结构
内部结构的功能：
为反应堆压力容器及其附属设备提供支承
人员及设备的生物防护
防止管道甩击和飞射物对安全壳一、二回路以及 安全系统产生影响。
反应堆厂房内部结构为包容在直径为39m的圆筒形安全壳内 的多层厚度钢筋混凝土墙板结构，主要由底板、一次屏蔽墙 （堆芯），二次屏蔽墙、隔墙、六个楼层板和反应堆不锈钢 水池等部分组成，标高从-4.5m到+34.0m，需浇筑混凝土 7628m3，绑扎钢筋2184t，支设模板15527m2。 以内部结构堆心为圆点，一次屏蔽墙半径为5200mm，壁厚 1800mm，是核反应堆的堆芯。一次屏蔽墙是一个既厚又密 集配筋的混凝土筒体。标高从-3.50m至10.86m(10.86m标高 是压力容器顶盖接头处)。从+10.86m到+20.00m，为反应堆 堆腔不锈钢覆面水池。 一次屏蔽墙支撑着反应堆压力容器，并能抵抗由一回路或二 回路管道破裂所产生的压力和外力荷载。通往反应堆坑的是 一个耐压出入口。
EM包的划分---在核岛安装中，为了区分不同专业、不同类 型的安装工作，将安装活动分成10个类型，称为EM包。各EM 包定义如下： EM1：重型吊装设备 EM2：主回路系统 EM3：辅助设备 EM4：辅助管道 EM5：通风 EM6：保温 EM7：现场预制罐 EM8：电气 EM9：仪表 EM10：小型吊装设备
核电设备培训讲义
（3）抗震1类的机械设备和部件分三类：
－1I类：在安全停堆地震（SSE）下必须保持结 构完整性和密闭性
－1F类：在安全停堆地震（SSE）下要求保持功 能的专设安全设施及其支承系统的非能动部件
－1A类：在安全停堆地震下要求完成动作确保事 故后安全功能的能动设备
检验，焊接，制造，试验 －ASME+△模式
19
四.主要核电设备结构特点
1 压水堆核电站流程示意图
2 三环路核蒸汽供应系统流程图
3 反应堆压力容器
4 蒸汽发生器
5 主泵
6 主泵轴封
7 稳压器
8 堆内构件
9 控制棒驱动机构
10 主管道
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11 安全壳喷淋热交换器 12 水泵机组 13 上充泵 14 主蒸汽隔离阀 15 安全阀 16 汽水分离再热器 17 除氧器 18 凝汽器 19 高压加热器
中的方法作标记 ②禁用电弧笔，但允许电介蚀刻 ③可用墨水标戳、油漆作临时标记，但对不锈钢
要求不含污染物 （2）切割 可用剪切、氧气切割、等离子切割和惰性气体保
护电弧切割和碳弧气刨切割等方法进行
43
（3）成形和尺寸公差 ①成形包括加热、变形和成形后热处理
要制订成形工艺卡、制造工艺卡和建立相应的评 定报告以及成形后的检验报告
设备闸门、人员闸门、应急闸门、应急闸门防护 门、设备闸门生物防护门、燃料厂房翻转门、 装卸口平拉门、防火门、密闭门、屏蔽门、机 械贯穿件等。
5
⑥起吊运输设备： 环吊、380/65/5t龙门吊、设备闸门起吊装置、电
梯、乏燃料容器吊、人桥吊、辅助吊、40t以下 小吊车（410台）等。 ⑦材料（管子及管件） ⑧其他 螺栓拉伸机、电锅炉等
核电基础知识培训(word版)
核电基础知识培训教材目录1 核电基础知识1.1核电站概况前言核能特征1.1.1核电站工作原理1.1.2主要参数1.1.3核电站厂房布置1.1.4核电站与常规火电厂比较1.2核岛主要设备与安装1.2.1压水型核反应堆堆芯1.2.2压力容器(结构、功能、安装)1.2.3堆内构件(结构、功能、安装)1.2.4控制棒驱动机构(结构、功能、安装)1.2.5反应堆冷却剂主循环泵(结构、功能、安装) 1.2.6主管道(结构、功能、安装)1.2.7蒸汽发生器(结构、功能、安装)1.2.8稳压器(结构、功能、安装)1.3核岛主要系统与功能1.3.1核岛主要系统组成1.3.2核岛主要系统功能1.4常规岛1.4.1常规岛主要设备1.4.2动力转换系统1.4.3核电站常规岛与火电站主机系统的比较1.5核电站的安全问题1.5.1核安全目标与原则1.5.2核安全法规与监督1.5.3安全壳—核安全设施之一1.5.4多道安全屏障1.5.5纵深防御原则1.6核设备与系统的安全分组和抗震类别1.6.1核安全分级的目的1.6.2安全分级的依据和原则1.6.3安全等级的划分1.6.4核电站设备与系统的具体分级1.6.5抗震类别1.7核电安装施工专题1.7.1核电建设关键路径分析1.7.2核岛安装工程10个机电安装包情况1.7.3岭澳核电站常规岛安装1.7.4常规岛施工采用的现场设计变更管理模式1.7.5核电施工中的一个特殊问题1.7.6核电施工中业主对现场施工的监督2 核质保基础知识2.1概述2.2质量保证大纲管理2.3 QA／QC验证2.4管理部门审查2.5安装期间的质量保证1 核电基础知识1.1核电站概况前言核能特征一九三九年发现了核裂变现象，随后实验证明了在核裂变时伴随释放大量的能量。
核裂变能就是通过核裂变，释放出来的能量。
核裂变就是一个重原子核吸收了一个中子之后分裂成为两个轻原子核的过程。
例如：U92235+n01 βa56140+Kr3694+2 n01+200Mev这个过程的两项产物使它具有很大的利用价值，即每一次核裂变，一方面释放出的大量能量可以加以利用，另一方面又产生2-3个新的中子。
核岛布置设计介绍
三、核岛布置设计主要内容
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综合布置图
三、核岛布置设计主要内容
21
管道布置图
三、核岛布置设计主要内容
22
支吊架位置图
三、核岛布置设计主要内容
23
管道ISO图
三、核岛布置设计主要内容
24
支吊架组装图
四、三维设计
由于核岛厂房内物项繁多，空间关系复杂，而三维设计具有 很好的直观性，平且具有数据库支持，所以三维设计已逐渐成为 核电站布置设计的主要平台。三维设计可以进行： • 各工种物项三维建模 • 工艺系统二、三维校验（系统流程与布置设计的校验）； • 人员通道、设备吊运通道、检修场地的设计； • 多专业的综合与碰撞检查； • 各专业图纸生成； • 材料物项清单的统计； 25 • 远程协同设计等。
房内各种物项的布置； 4. 核电厂主厂房包括核岛和常规岛，核岛主要包括反应堆厂房及
相关的安全和辅助厂房。
2
一、概述
3
核电厂主厂房三维示意图
二、核岛布置设计原则
1. 核岛布置总的原则要求
保证安全性，兼顾经济性。
2. 核电设计总的安全要求
1）必须提供手段以便在运行工况和事故工况期间和之后安全停闭反应堆并保持安 全停堆状态；
11
三、核岛布置设计主要内容
在核电厂的核岛厂房内，不同系统和房间的辐射水平相差很大，为了防止放
射性污染的扩散，合理组织人流和气流，以及为了便于运行管理，使工作人员受
照为合理可行尽量低水平，必须对核岛厂房进行辐射分区。
辐射分区按照国家标准GB18871-2002规定的要求分为控制区和监督区，控
制区规定为在其中连续工作的人员一年内受到的辐射照射可能超过5mSv 的区域
生产准备人员培训方案
修改说明目录1目的 (1)2适用范围 (1)3定义及缩略语 (1)3.1术语 (1)3.2缩略语 (1)4参考文件 (1)5职责 (1)5.1分管副总经理 (1)5.2生产准备部 (1)5.3培训中心 (1)6行动 (2)6.1运行人员培训方案 (2)6.2维修人员培训方案 (5)6.3调试人员培训方案 (9)6.4技术支持人员培训方案 (12)6.5保健物理人员培训 (17)6.6化学人员培训 (18)7记录 (19)8附录 (19)附录A 教师资格审查表 (20)附录B学员学习总结 (21)附录C培训总结报告 (22)1目的为了规范高温气冷堆核电站示范工程生产准备人员的培训步骤，保证培训工作有序实施，特制定本方案。
2适用范围规定适用于华能石岛湾高温气冷堆核电站示范工程生产准备人员的培训。
3定义及缩略语3.1术语下列术语和定义适用于本程序：培训：指生产准备人员的基础理论培训、实习培训、及授权培训等项目。
3.2缩略语下列缩略语用于本程序：RO：Reactor Operator 操纵员。
SRO: Senior Reactor Operator 高级操纵员4参考文件HAD103-05 《核电厂人员的配备，招聘，培训和授权》Q-AD-COM-001 生产准备大纲Q-IP-TQA-003培训项目管理5职责5.1分管副总经理a）批准本方案；b）为生产准备人员培训提供必要的资源。
5.2生产准备部a）负责编制和修订本方案；b）负责本方案的具体执行；c）负责生产准备人员的培训过程管理。
5.3培训中心a）对培训项目的实施提供支持，包括公司年度培训费用的预算申请、部门培训项目的审查；b）负责培训项目的验收及培训费用支付前的审查；c）负责培训记录的收集和管理工作，并建立生产准备人员个人培训档案。
6行动6.1运行人员培训方案第一阶段：基础理论培训1、培训目的：学习核电厂基础理论知识为今后学习工作打下坚实基础。
2、培训内容：反应堆物理、反应堆热工流体力学、高温堆系统知识等。
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筒身上设有三处通道（闸门），即 应急人员闸门（直径2.9m，中心标 高1.15m），人员闸门(直径2.9m， 中心标高9.15m)和设备闸门(直径 7.4m，中心标高22.9m)。设备闸门 内侧有一可升降的钢内盖罩着，提 升钢内盖后设备闸门就能使直径为 7.40m的物体自由通过，钢内盖可 通过固定在钢衬里上的卷扬机进行 升降。设备闸门打开后，钢内盖就 悬挂在设备闸门开孔的上方。钢内 盖是用螺栓固定在钢框上。用双层 同心密封垫圈来确保其密封。两层 垫圈之间的空隙可以在安全壳密封 性试验时加压进行泄漏检测。安全 壳上有上百个贯穿件全部焊接在钢 衬里上，另有36个用以支承环吊的 钢牛腿（单个重2.5T，面标高 40.03m）作用与安全壳上。
反应堆厂房(RX)
反应堆厂房RX （reactor building）包 括安全壳和内部结构。 安全壳厂房的主要功能： 1）防止外部事件对厂 房内部的影响，2）确 保在所有假想事故情况 下不发生任何泄露。包 括在一回路事故(失水 事故) 下导致的反应堆 内部温度和压力升高的 情况。 安全壳的防泄露钢衬里 是保证厂房密封的关键。
核岛厂房介绍
ABE/CWN 邵卫强
联接塔 柴油发电 机厂房 电气厂房 电气厂房 电气厂房 柴油发电 机厂房
辅助给水 贮存罐
联接厂房
扶壁4
2
联接厂房 辅助厂房 辅助厂房
扶 扶 壁
龙门架
壁 1
反应堆厂房 龙门架 停堆 用更 衣室
扶壁2
扶壁1
反应堆厂房
辅助给水 贮存罐
扶壁3
辅助厂房
辅助厂房
扶 壁 4 扶 壁 3
停堆 用更 衣室
燃料厂房
柴油发电 机厂房
辅助厂房
辅助厂房
燃料厂房
柴油发电 机厂房
ATP61
NI厂房土建主要工程量(估计量)约为：混凝 土26.5万立方米、模板46万平方米、钢筋 3.8万吨、钢结构约8000吨。NI安装工程量： 600多个系统、辅助系统管道约14万米 （1620 吨）、支架33656个（2010 吨）、 辅助设备984台、敷设电缆1812千米 （33000根）、电气设备3593台件、仪表 设备3700台件。
预应力钢筋混凝土筒身标高从-4.500m至+45.51m，筒高 50.01m，由截锥体、标准筒墙组成。筏基往上从-4.50m至0.17m的高度范围内是安全壳截锥体。从-0.17m至+45.51m 为标准筒体，内径37m，壁厚0.9m，外圆周上均匀分布着 四个扶壁柱，用于锚固水平钢束的承压板就分布在这四个扶 壁柱的两侧。
+45.51m往上为椭圆形穹顶。穹顶最高点标高为+57.20m， 其预应力钢筋混凝土壳体厚度为0.8m。 穹顶混凝土分三 层浇筑。穹顶现场预制共五层（四层加一个顶盖），高度 为11.0m，6mmP265GH钢板，重约155.9T。穹顶与筒身 的连接部分是环梁，在环梁的顶面和侧面分布着锚固竖向 钢束和穹顶拱形钢束的承压板。茕顶钢衬里能自身承重， 并可最大承受第一层20cm厚的砼荷载
内部结构底板内的堆芯中子探测器定位构 架、底板安全注入水箱定位架和安装单位 提供预埋在混凝土内的诸多组合埋件安装 精度要求特别高，有的允许误差仅为+1.5mm，需要重点关注。
燃料厂房和乏燃料水池（KX）
燃料厂房KX（fuel building）：包括乏燃料水池 区、公用设施区、PTR罐区、与RX厂房连接区。 厂房高38.5m（不含两层地下室），平面尺寸为 24m x 50m，主要包括筏基，各层楼板，不锈钢 水池，屋面等结构。 燃料厂房平面尺寸约为30m*17m，分成两大区。 一个区内有乏燃料水池，在+7.50m到+20.00m标 高之间，该区还有燃料输送通道和乏燃料容器间。 另一个是公用设施区，该区有通风设备，乏燃料 水池冷却系统和新燃料存贮间等。其公用设施包 括燃料装卸料大厅、电梯和楼梯。
安全壳筒身有垂直钢束 144根（139.7*2.6的无 缝钢管），水平钢束 223根（水平管95* 0.6 ），穹顶有互成 120度角的三向钢束 174根（穹顶管101.6* 2 ），这些钢绞线锚固 在穹顶与筒壁交接的环 梁上，穿钢绞线和张拉 后还需要进行灌浆，预 应力施工工艺复杂，质 量要求高。
2内部结构
内部结构的功能：
为反应堆压力容器及其附属设备提供支承
人员及设备的生物防护
防止管道甩击和飞射物对安全壳一、二回路以及 安全系统产生影响。
反应堆厂房内部结构为包容在直径为39m的圆筒形安全壳内 的多层厚度钢筋混凝土墙板结构，主要由底板、一次屏蔽墙 （堆芯），二次屏蔽墙、隔墙、六个楼层板和反应堆不锈钢 水池等部分组成，标高从-4.5m到+34.0m，需浇筑混凝土 7628m3，绑扎钢筋2184t，支设模板15527m2。 以内部结构堆心为圆点，一次屏蔽墙半径为5200mm，壁厚 1800mm，是核反应堆的堆芯。一次屏蔽墙是一个既厚又密 集配筋的混凝土筒体。标高从-3.50m至10.86m(10.86m标高 是压力容器顶盖接头处)。从+10.86m到+20.00m，为反应堆 堆腔不锈钢覆面水池。 一次屏蔽墙支撑着反应堆压力容器，并能抵抗由一回路或二 回路管道破裂所产生的压力和外力荷载。通往反应堆坑的是 一个耐压出入口。
二次屏蔽墙半径为15500mm，厚度从0.6m至1.0m不等， 二次屏蔽包括密集配筋的混凝土楼板和墙体。这些墙板与 一次屏蔽墙相连，形成了主要设备和一回路的隔间，如稳 压器，三个安注箱，主泵、一回路管道和三个蒸发器。反 应堆堆换料腔也属于二次屏蔽。 二次屏蔽墙上的开孔与安全壳大厅相通。从而使主回路泄 漏引起的压力升高受到限制。 此外，二次屏蔽还在反应堆运行期间提供生物防护。其允 许人员临时在安全壳与二次屏蔽墙之间的环形区内出入。 在停堆期间，径向墙体为人员进入该区检查设备提供了生 物防护。一次和二次混凝土屏蔽墙为阻挡核辐射的两道屏 障，同时也支承了内部结构混凝土的全部重量；在两道屏 蔽墙之间是用于容纳和间隔主泵、蒸汽发生器等关键设备 的隔墙。
1安全壳Байду номын сангаас
安全壳是由钢筋混凝土筏基、预应力钢筋混凝 土筒身、穹顶、闸门以及钢衬里等部分组成。
RX筏基为圆形，厚5.5m， 中部厚6.1m，直径为 39.5m，标高从-10.00m 到-4.50m，下部外边缘 周边有一圆环形预应力 钢束张拉廊道，标高从 -13.00m到-10.00m。 内壁为钢内衬，6mm法 国进口P265GH钢板。