压水堆核电站设计指南

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2 压水堆核电站的厂房布置及安全

第二章水水压力容器主泵主管道蒸发器汽轮机发电机凝汽器输配电基本参数：一回路：压力154 bar ，高压水；二回路：压力~55bar ，饱和蒸汽。

蒸汽第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂与主泵之间。

第二章压水堆核电厂第二章第二章占地面积小；使用于远离水源或者水源不足的电厂；冷却塔造价高。

第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂收水器（冷却塔内部）波型收水器，收水效果极佳，能最大限度地回收空气的水滴，减少对环境的影响。

用PP支架和PVC挤拉成型制造工艺，具有收水率高（可按用户要求配置）、气流阻力小、阻燃性好、且强度高、刚度好、抗腐蚀、安装维护方便、使用寿命长（>20年）等优点。

第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂⏹⏹⏹核电站选址第二章压水堆核电厂L形布置第二章压水堆核电厂安全壳汽机厂房燃料厂房核辅助厂房第二章压水堆核电厂安全壳内纵剖面图☐圆筒形的反应堆一次屏蔽墙，既在反应堆压力容器周围形成生物屏蔽，也为反应堆压力容器提供支承。

该一次屏蔽墙与安全壳大致是同心的。

☐壳内设有一回路隔墙,为反应堆冷却剂系统提供屏蔽，可支撑和隔离主系统设备。

☐在反应堆压力容器上方还单独设置了飞射物屏蔽，以包容与控制棒传动机构相关的飞射物。

☐位于反应堆压力容器之下有疏水地坑，它收集安全壳内所有正常的泄漏水。

另一个地坑是应急堆芯冷却系统地坑，它位于安全壳底层地面，可在一回路隔室墙之内或之外。

第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂第二章压水堆核电厂。

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。

(完整版)第三章压水堆核电站

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一、厂址选择
（3）水源和水文条件：一般要求百年一遇最小流量也能满足电厂正常远行的要求。冷却
核岛：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。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。
常规岛：二回路及其辅助系统和厂房称之。
沸水堆核电厂原理图
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（1）一回路系统
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(见图)。
具体允许徘放量，需根据放射性物质的毒性、厂址的环境稀释能力、居民点离电厂的距离和居民的饮食习惯来决定。
设计上要求核电厂在极限事故工况下的放射性物质释放量不应达到对居民健康和安全造成超过我国国家核安全局关十核电厂厂址选择所规定的严重危害后果的程度。
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一、厂址选择
2．厂址的自然条件和技术要求
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大亚湾核电厂的开式循环水系统
形式:为开式单元制系统。每台机组有2台容量为50％的循环水泵。它们对应于2条独立的系列A和B的循环水回路。经循环水泵升压后，每个系列分成3条支路进入3台凝汽器。图
每台凝汽器水室被分割为两个独立水室，每台水泵与3 台凝汽器的一半连接形成独立的回路。循环水离开凝汽器后经6个循环水支管分别汇入A、B系列的排水渠，每条排水渠有一个独立的虹吸井、，循环水经虹吸井流入明渠归大海。
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一、厂址选择
1．核电厂放射性特性
反应堆燃料棒运行时的破损率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和放射性废物处理系统的净化能力等决定了电厂在正常运行时放射性的排放量。
如果放射性废气排故量很大，电厂就不宜建在城镇居民中心附近；如果废水放射性排故量很大，电厂废水就不能直接向江河湖海中排放。

第三章压水堆核电厂

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大亚湾核电厂简介
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3.1 压水堆堆芯（reactor core）
堆芯设计满足的一般要求： 1 堆芯功率分布尽量均匀，以便堆芯有最大的功率输出 2 尽量减少堆芯内不必要的中子吸收材料，提高中子经济
性 3 要有最佳的冷却剂流量分配和最小的流动阻力 4 有较长的堆芯寿命，适当的减少换料操作次数 5 堆芯结构紧凑，换料要简易方便。
相应措施:严格限制铜和磷这两种元素的含量，添加少量铝、钒、铬，铂、镍等元素，尽量减少钢的辐照损伤：热屏。
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运行限制
压力温度运行限制曲线：限制因素：压力容器的强度，主泵的限制：汽蚀等，低
压蒸发等。
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压力容器结构
筒体组合件
法兰环接管段筒身冷却剂进、出口接管
顶盖组合件底封头法兰密封件
1 堆内构件名称作用
2 控制棒驱动机构结构工作原理提升下降停堆
3 反应堆压力容器结构作用选材运行限制
4 堆内测量支承结构温度测量中子通量测量
5 安全壳作用三个系统
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作用： 1 防止放射性外逸第二道屏障 2 压力边界 3 支承和固定作用选材原则 1 高度的完整性 2 适当的强度和足够的韧性 3 低的辐照敏感性 4 导热性能好 5 便于加工制造，成本低
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压力容器选材
当前反应堆压力容器材料普遍选用低合金钢，与冷却剂接触表面堆焊一层5mm厚的不锈钢。
低合金钢及其焊缝在快中子积分通量大于1018cm2后脆性转变温度明显升高。
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压力容器支承结构
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堆内测量支承结构
堆芯冷却剂出口温度测量装置
目的：绘制堆芯温度分布图和确定最热通道
布置：

压水堆核电厂二回路初步设计说明书

哈尔滨工程大学本科生课程设计（二）压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书班级：学号：姓名：院系名称：核科学与技术学院专业名称：核工程与核技术指导教师:目录摘要………………………………………………………………………………1 设计内容与要求………………………………………………………………2 热力系统原则方案确定………………………………………………………2.1总体要求和已知条件…………………………………………………2.2热力系统原则方案……………………………………………………2.3主要热力参数选择……………………………………………………3 热力系统热平衡计算…………………………………………………………3.1 热平衡计算方法………………………………………………………3.2 热平衡计算模型………………………………………………………3.3 热平衡计算流程………………………………………………………3.4 计算结果及分析………………………………………………………4 结论附录………………………………………………………………………………附表1 已知条件和给定参数……………………………………………附表2 选定的主要热力参数汇总表……………………………………附表3 热平衡计算结果汇总表…………………………………………附图1 原则性热力系统图………………………………………………参考文献…………………………………………………………………………摘要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。

按照初步设计基本流程，首先确定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并根据已知条件和给定参数，选择确定一、二回路工质的主要热力参数，然后采用定功率计算法对热力系统原则方案进行100%功率下的热平衡计算，确定核电厂效率、总蒸汽产量、总给水量、汽轮机耗汽量、给水泵功率和扬程等主要参数，为二回路热力系统方案设计和优化提供基础。

压水堆核电站的组成及总布置

压水堆核电站的组成及总布置（1）反应堆厂房–该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。

从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。

安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。

反应堆厂房内部结构布置如下：–·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。

–·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。

–·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。

–·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。

–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。

–·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。

M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。

–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。

反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。

–以下简要对堆内构件进行补充说明。

（2）核辅助厂房–由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。

布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备：–·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。

–·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。

压水堆核电站的厂房布置及安全

核供热的另一个潜在的大用途是海水淡化
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

压水堆核电站燃料组件设计与建造规则

压水堆核电站燃料组件设计与建造规则《压水堆核电站燃料组件设计与建造规则》一、燃料棒的设计规则燃料棒是燃料组件的关键部分。

在设计燃料棒时，要确保燃料芯块的尺寸精准得很呢。

燃料芯块的直径和高度那可不能随便定，得根据压水堆的功率需求、热传导特性等来确定。

比如说，芯块直径要是太大了，热量在芯块内部传导就可能不均匀，就像你烤蛋糕，如果蛋糕太厚，中间可能就烤不熟。

这是不允许的，必须保证热量能从芯块中心均匀地传导到表面。

燃料棒的包壳材料也有严格要求。

包壳得能够承受高温、高压，还得抗腐蚀。

像锆合金这种材料就比较常用。

绝对禁止使用那些容易在反应堆环境下脆化或者与燃料发生不良反应的材料。

如果用了不合适的材料，就好比给鸡蛋用了破壳的包装，在反应堆里就会出大问题。

二、燃料组件的结构设计规则燃料组件的结构要能保证燃料棒的稳定排列。

燃料棒之间的间距得恰到好处，间距太小，冷却剂就不能很好地在燃料棒之间流动，带走热量，就像一群人挤在狭小的过道里，谁也走不动。

这是不行的。

间距太大呢，又会浪费空间，也影响整个组件的紧凑性。

控制棒导向管的设计也很重要。

控制棒得能够顺利地插入和拔出导向管，这关系到反应堆的控制。

要是导向管设计得歪歪扭扭，控制棒就没法正常工作了。

这就像火车轨道要是不直，火车就没法好好跑一样。

三、燃料组件建造过程中的规则在建造燃料组件时，对燃料棒的加工精度要求极高。

每一步加工工序都得严格把关，不能有马虎的地方。

加工出来的燃料棒表面必须光滑，要是有毛刺或者坑洼，在反应堆里就可能造成局部过热或者应力集中的问题。

这就好比你穿的衣服，要是到处是线头和破洞，穿着肯定不舒服，在反应堆里就是大隐患。

燃料组件的组装过程也得按照规定的顺序和方法来。

组装工人得经过严格的培训，禁止随意更改组装流程。

如果组装顺序错了，可能会导致整个组件结构不稳定，在反应堆运行过程中就可能散架，那可就危险极了。

压水堆核电站燃料组件的设计与建造规则是非常严格的，这都是为了保证核电站能够安全、稳定、高效地运行。

压水堆核电厂土建设计和建造规则

压水堆核电厂土建设计和建造规则压水堆核电厂是目前世界上最常见的核电发电方式之一。

在压水堆核电厂的建设过程中，土建设计和建造规则起着至关重要的作用。

本文将从深度和广度的角度，对压水堆核电厂土建设计和建造规则进行全面评估，并为您提供有价值的文章。

1. 压水堆核电厂土建设计的深度评估(1) 土建设计的目标：压水堆核电厂的土建设计目标是确保核电厂的安全运行和长期稳定性。

土建设计需要考虑复杂的地质条件、建筑结构的强度和稳定性，以及防震、防洪等安全措施。

(2) 土建结构：压水堆核电厂的土建结构包括主厂房、辅助厂房、水处理厂房等。

主厂房是核反应堆的核心区域，需要具备较高的抗震和抗洪能力。

辅助厂房用于容纳辅助设备，水处理厂房用于处理冷却剂和废水。

(3) 土建材料：在土建设计中，选择合适的材料对核电厂的安全运行至关重要。

选择抗震能力强、耐腐蚀、耐高温的材料，以确保土建结构的稳定性和耐久性。

2. 压水堆核电厂土建建造规则的广度评估(1) 建造流程：压水堆核电厂的建造流程一般包括前期筹备、土建施工、设备安装和调试等阶段。

在每个阶段，都需要按照严格的规定和标准进行施工，确保工程质量和安全。

(2) 质量控制：土建建造过程中需要进行严格的质量控制，包括施工材料的验收、施工工艺的控制、工程质量的检查等。

在压水堆核电厂建造过程中，严格遵守质量控制规定，以确保土建结构的可靠性和稳定性。

(3) 安全保障：压水堆核电厂的建造过程中，需要充分考虑安全因素。

施工人员需要接受相关培训，遵守相关安全规定和操作规程。

通过合理的安全保障措施，有效避免事故的发生，保障人员的生命安全和工程的顺利进行。

总结与回顾：在压水堆核电厂土建设计和建造过程中，深度和广度的评估至关重要。

在土建设计方面，需要考虑地质条件、建筑结构和材料等因素，以确保核电厂的安全运行和可持续发展。

在土建建造方面，需要按照严格的规定和标准进行施工，重视质量控制和安全保障。

个人观点与理解：压水堆核电厂作为一种常见的核电发电方式，在能源领域发挥着重要作用。

压水堆核电厂二回路初步设计说明书

压水堆核电厂二回路初步设计说明书哈尔滨工程大学本科生课程设计（二）压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书班级：学号：姓名：院系名称：核科学与技术学院专业名称：核工程与核技术指导教师:目录摘要………………………………………………………………………………1 设计内容与要求………………………………………………………………2 热力系统原则方案确定………………………………………………………2.1总体要求和已知条件…………………………………………………2.2热力系统原则方案……………………………………………………2.3主要热力参数选择……………………………………………………3 热力系统热平衡计算…………………………………………………………3.1 热平衡计算方法………………………………………………………3.2 热平衡计算模型………………………………………………………3.3 热平衡计算流程………………………………………………………3.4 计算结果及分析………………………………………………………4 结论附录………………………………………………………………………………附表1 已知条件和给定参数……………………………………………附表2 选定的主要热力参数汇总表……………………………………附表3 热平衡计算结果汇总表…………………………………………附图1 原则性热力系统图………………………………………………参考文献…………………………………………………………………………摘要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。

压水堆核电站

结构：包括汽轮机、发电机、冷凝器等部件
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特点：高效、可靠、环保，是核电站的核
心设备之一
核安全文化
安全原则
安全第一：确保核电站的安全是首要
任务
预防为主：采取预防措施，避免事故
发生
责任明确：明确各级人员的安全责任
持续改进：不断改进安全管理，提高
安全水平
Байду номын сангаас
培训教育：加强员工培训，提高安全
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
1 反应堆类型：压水堆核电站的反应堆类型为轻水反应堆。 2 燃料：核燃料，如铀235等。 3 冷却剂：轻水，如普通水。 4 控制棒：用于控制反应堆的链式反应速度。 5 安全壳：用于保护反应堆，防止辐射泄漏。 6 蒸汽发生器：用于将反应堆产生的热量转化为蒸汽，推动汽轮机发电。
蒸汽发生器
作用：将核反应堆产生的热量转化为蒸汽
结构：主要由管束、壳体和传热管组成
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
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
汽轮发电机
01
作用：将核能转化为电能
02
原理：利用蒸汽推动汽轮机旋转，带动发
电机发电
03
培训方式：理论授课、实际操作、模拟演练等
培训对象：核电站员工、管理人员、技术人员等
培训频率：定期进行，确保员工掌握最新安全知识和技能
谢谢
意识
信息公开：及时公开核电站的安全信息，接受社会监督
安全措施
1 建立完善的安全管理体系 2 定期进行安全检查和评估 3 加强员工培训和应急演练 4 确保设备安全可靠，定期进行维护和升级 5 建立有效的信息沟通和报告机制 6 加强与政府和公众的沟通和合作，提高公众对核安全的认识和信心

压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则

压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则下载提示：该文档是本店铺精心编制而成的，希望大家下载后，能够帮助大家解决实际问题。

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压水堆核电厂土建设计和建造规则

压水堆核电厂土建设计和建造规则一、背景介绍压水堆核电厂是一种利用核裂变反应产生的热量，通过蒸汽发电来产生电能的设施。

在核电站建设中，土建设计和建造是其中非常重要的一环。

因为核电站需要承受高压和高温的环境，所以土建设计和建造规则的严谨性和全面性显得尤为重要。

二、土建设计规则1. 基础设计：对于压水堆核电站来说，它的安全至关重要。

基础的选址和设计必须充分考虑地质情况、地震等自然灾害因素。

基础承重能力和稳定性的设计应当满足一定的标准和规范。

2. 结构设计：核电站的建筑结构必须考虑到其需要承受的辐射、压力和温度等因素。

土建设计规则应当规定建筑材料的选用、结构的抗震性和防护性能。

3. 安全设施：除了建筑本身的结构设计外，还应当规定建筑内的安全设施，如逃生通道、防护门窗等，以应对任何可能的安全事故。

三、土建建造规则1. 施工工艺：核电站的土建建造涉及到各种工艺，如混凝土浇筑、结构安装等。

规则应当明确各个环节的施工工艺和标准，确保质量和安全。

2. 质量控制：土建建造规则应当规定质量控制的各项指标和方法，以确保施工过程中的各项指标满足设计要求。

3. 安全管理：在土建施工过程中，安全管理显得尤为重要。

规则应当包括对施工人员的安全培训、安全防护设施等要求。

四、总结与展望压水堆核电站的土建设计和建造规则对于核电站的安全运行和持续发展具有至关重要的意义。

在未来的发展中，需要不断完善和更新这些规则，以适应新的技术和要求，确保核电站的安全和可持续发展。

个人观点与理解作为一名核电站土建设计和建造的专业人员，我深知土建规则对核电站运行的重要性。

在实际工作中，我会严格按照规则要求，确保土建设计和建造工作的全面质量和安全。

通过不断地学习和实践，我也会积极参与规则的更新和完善工作，为核电站的发展贡献自己的一份力量。

结语核电站土建设计和建造规则是保障核电站安全运行的重要保障。

在今后的工作中，我会不断提升自己，更好地完成土建设计和建造任务，为核电站的发展贡献自己的一份力量。

压水堆核电站常规岛系统

机组正常运行时，疏水从各自的疏水箱分别疏到HP5、HP6、 HP7高压加热器。疏水箱里水位因正常疏水管线失效或其他原因导致非正常升高到规定限值时，应急疏水阀受水位控制紧急打开，疏水疏到凝汽器。
每台汽水分离再热器壳体设置2只安全阀，作为超压保护措施。
二、蒸汽系统
4、汽轮机蒸汽和疏水系统汽轮机轴封系统（CET）的功能是对汽轮机的轴封和汽轮机截止
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一、系统简介
（3）燃料运输
电站类型燃料消耗量燃料运输量备注火电 100 万千瓦每年燃煤 350 万吨每天一艘万吨轮核电 100 万千瓦首次装 UO2 80 吨每年 27 吨以每年换料1/3计
一、系统简介
（4）环境污染
电站类型排放总剂量率 usv/kwh 二氧化碳二氧化硫一氧化碳
主蒸汽管道均为无缝碳钢管，选用法国钢种，牌号TU48C。主蒸汽隔离阀上游管线及阀门均为抗震一级。
主要设备：主蒸汽隔离阀、主蒸汽安全阀
二、蒸汽系统
2、汽水分离再热器系统
汽轮机旁路排放系统（GCT）功能：反应堆功率要跟随汽轮机负荷变化。当汽轮机负荷锐减（如甩负荷、汽轮机脱扣）时，反应堆的功率控制不能像汽轮机的负荷变化那样快，瞬时出现堆功率与汽轮机负荷的不一致。这时汽轮机旁路排放系统投入，维持一回路和二回路的功率平衡。故汽轮机旁路排放系统总的功能为：
二、蒸汽系统
由于汽机进汽为饱和蒸汽且具有一定的湿度（0.50%），当蒸汽在高压缸内膨胀作功后其压力、温度下降，含湿率增大析出大量水分，而汽机是不允许进水的（蒸汽带水发生水击，损坏叶片），因此高压缸排汽在进入低压缸前必须进行除湿加热，使蒸汽湿度达到新蒸汽湿度，然后进入低压缸膨胀作功。疏水经各自的疏水管线输送到专用疏水箱。

压水堆核电厂二回路热力系统初步设计说明书——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说明书——专业课程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：20111513学号：2011151327姓名：朱智强指导老师：王贺核科学与技术学院2014年6月目录摘要 (2)1设计内容及要求 (2)2热力系统原则方案确定 (3)2.1总体要求和已知条件 (3)2.2热力系统原则方案 (3)2.3主要热力参数选择 (4)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)3.3热平衡计算流程 (14)3.4计算结果及分析 (15)4结论 (15)附录 (16)附表1已知条件和给定参数 (16)附表2选定的主要热力参数汇总表 (17)附表3热平衡计算结果汇总表......................................24附图原则性热力系统图 (25)参考文献 (26)摘要二回路系统的组成以郎肯循环为基础，由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、冷凝器、凝水泵、给水泵、给水加热器等主要设备以及连接这些设备的汽水管道构成的热力循环，实现能量的传递和转换。

初步设计压水堆核电厂二回路热力系统，使二回路能安全经济的完成其主要功能：反应堆内核燃料裂变产生的热量由流经堆芯的冷却剂带出，在蒸汽发生器中传递给二回路工质，二回路工质吸热后产生一定温度和压力的蒸汽，通过蒸汽系统输送到汽轮机高压缸做功或耗热设备的使用，汽轮机高压缸做功后的乏汽经汽水分离再热器再热后送入低压缸继续做功，低压缸做功后的废气排入冷凝器中，由循环冷却水冷凝成水，经低压给水加热器预热，除氧后用高压给水加热器进一步加热，后经过给水泵增压送入蒸汽发生器，开始下一次循环。

在确定二回路系统原则方案的基础之上，通过合理的参数选择与相关模型（物理模型、数学模型）的建立，对二回路系统各个环节确定其主要的工质参数。

之后利用迭代（通过编程）结合热量平衡方程、质量平衡方程和汽轮机功率方程进行二回路系统原则方案进行100%功率下的热平衡计算，确定核电厂效率、总蒸汽产量、总给水量、汽轮机耗气量、给水泵功率和扬程等主要参数，为二回路热力系统方案的进一步设计和优化提供参考。

压水堆核电站的厂房布置及安全

安全文化建设
压水堆核电站员工的安全意识培训和教育。
安全管理制度的建立和完善，包括安全规程、操作规程等。
安全文化的宣传和推广，通过各种形式的活动和宣传，提高员工的安全意识和安全文化素养。
安全绩效的评估和改进，对安全管理制度和操作规程进行定期评估和改进，确保安全文化的持续发展和提升。
汽轮机厂房是常规岛的主要厂房，内部安装有汽轮机、发电机和凝汽器等设备。
发电机厂房位于汽轮机厂房的旁边，内部安装有发电机和变压器等电气设备。
化学水处理厂房负责处理核电站所需的各种化学物质，保证核电站的正常运行。
辅助系统的布置
辅助系统的作用：支持核电站正常运行，提供必要的服务和功能辅助系统的组成：包括化学水处理系统、设备冷却水系统、三废处理系统等辅助系统的布置原则：安全、可靠、高效和经济辅助系统布置的具体要求：合理规划各系统的位置，确保相互之间的连接顺畅，方便操作和维护
培训与教育：对核电站工作人员进行辐射防护与控制培训，提高其安全意识和技能水平。
辐射监测与控制
监测系统：对核电站周围辐射水平进行实
时监测
控制措施：通过技术手段对核电站运行过程中的辐射进
行控制
监测设备：使用专业的监测仪器和设备进
行测量
监测人员：配备专业的监测人员进行数据
采集和分析
隔离措施：安全壳的隔离措施包括多个安全壳隔离阀、隔离阀盖、密封件等，以确保在事故发生时，安全壳能够迅速有效地关闭和密封，防止放射性物质泄漏。
压水堆核电站的安全运行管理
运行安全管理
人员培训：确保操作人员具备专业知识和技能，熟悉安全规程和
应急预案。
设备维护：定期对核电站设备进行检修和维护，确保设备正常运行。

压水堆核电站设备设计及管理

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（2）安全二级
主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故下安全功能，排出堆芯热量及限制放射性物质从安全壳内向外释放的各种部件。例如：
1）反应堆冷却剂承压边界部件中非核一级部件和设备：余热排除系统、化学容积控制系统的上充和下泄部分，安全注入系统及安全喷淋系统等。
（结构见图）
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主冷却剂泵主要参数
额定流量/台
扬程转速额定效率设计温度冷态轴功率电机电压高度重量（包括电机）
单位 m3/h
m /min
% ℃ KW V m t
100D 20988
100 1480 90 350 8000 6600 8.28 104
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5. 核II级泵高压安注泵，余热排出泵，安全壳喷淋泵和上充
和制造国产化是极其重要的环节。
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一、核电站设备简介 (一) 核设备安全功能及分级 (二）核岛主、辅设备简介 (三）常规岛主、辅设备简介
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（一）核电站设备安全功能及分级
1. 安全等级构成承压边界并执行一定安全功能的机械系
统和流体系统的设备和部件被分成三种安全等级。其他承压设备和部件定为安全四级（即非安
总的容积约60m3外径～ 2.5m，总高13m，空重约100t（结构形式见图）
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4. 主冷却剂泵
冷却剂主泵用于即送高温高压冷却剂，将反应堆热能输送到蒸汽发生器，以保证二回路系统正常工作，是系统中重要转动设备采用直立式、单级、混流式轴封泵，它由泵壳、叶轮、转轴部件、密封部件，飞轮和电机等组成。
核电站的系统约200余个，大小设备3万多台件，涉及设备制造厂商580多家，发展核电必将带动相关产业和技术的高技术化方向发展。