先进压水堆核电站核岛通风空调系统设备鉴定研究
浅谈压水堆核电厂通风系统高效过滤器和碘吸附器的效率变化
浅谈压水堆核电厂通风系统高效过滤器和碘吸附器的效率变化摘要本文概述了高效过滤器和碘吸附器的过滤机理和效率试验，对应用于压水堆核电现场的过滤器效率变化情况进行详细分析，针对“如何提高过滤器使用寿命”提出一些可行性建议。
标签：高效过滤器;碘吸附器;效率变化;使用寿命核电厂反应堆在正常运行期间及事故工况下，均会产生大量的裂变产物，其中会有部分裂变产物通过各种途径形成气载放射性污染物，为了防止人员和环境受到污染，必须对空气中的这些气载物质进行净化，通风系统中的高效过滤器和碘吸附器就是起到这种功能的设备。
为了验证过滤器安装后整个通风系统的可用性，必须进行现场试验，根据试验条件和试验目的，现场试验分为工程调试验收试验、周期性监督试验和更换后再鉴定试验三类，均使用相同方法。
1 高效过滤器过滤机理和性能试验高效过滤器主要用于去除空气中的气溶胶，过滤机理包括：拦截效应、惯性效应、扩散效应、重力效应、静电效应等。
压水堆核电厂高效过滤器效率试验采用法国AFNOR NFX44-011标准荧光素钠法。
2 碘吸附器过滤机理和性能试验碘吸附器主要用于去除气态放射性碘，过滤机理包括：物理吸附和化学吸附。
物理吸附是基于活性炭是一种多孔结构吸附介质，与气体分子有较大的有效接触面积，当气流通过吸附介质时，放射性碘分子通过分子间范德华力吸附到活性炭孔结构表面上的过程。
化学吸附是电子在吸附质和吸附剂表面之间交换或共有而出现的化学反应。
活性炭化学吸附作用是利用含有稳定碘化物（K127I等）、特殊反应试剂浸渍的活性炭通过同位素交换、换位反应的方式去除放射性碘。
压水堆核电厂碘吸附器效率试验采用法国AFNOR M62-206标准甲基碘法。
3 高效过滤器效率变化分析3.1 理论分析高效过滤器在对气溶胶的吸附过程中，滤孔不断地被气溶胶堵塞，造成阻力增大，客观上减少了过滤器对气溶胶的吸附能力，从而减少了过滤器的净化效率。
但是阻力增大到一定程度后，滤孔虽然堵塞严重，但是通风量下降，所以效率反而增加。
压水堆核电站主泵的设计、运行和维护探究
产业与科技论坛2019年第18卷第2期图6计算结果预热器在各种载荷组合作用下进行力学分析，改进了支撑结构的结构尺寸，并通过灵敏度分析和正交试验法进行优化设计分析，在满足工作条件的强度要求下，实现了支撑结构的轻量化设计，同时满足了安全性和经济性的要求，取得了很好的效果。
【参考文献】［1］毛希澜．换热器设计［M］．上海：上海科学技术出版社，1998［2］国家质量技术监督局．GB151－1999，管壳式换热器［M］．北京：中国标准出版社，1999［3］JB4732－1995钢制压力容器———分析设计标准［M］．北京：中国标准出版社，1995压水堆核电站主泵的设计、运行和维护探究□马云飞【内容摘要】随着社会的不断发展，我国的社会经济及科学技术都有了很大的进步，核电行业的进程最为明显。
同时，由于经济需求的日益增长，促使我国在核电行业应用高新科技技术，以提高行业效率及效益。
核电设备对于现代社会的人们来说有着非常重要的作用，核电是仅次于世界上第一能源火电的集安全、清洁与高效于一身的能源，中国对于核电的发展方向主要是在压水堆方面。
目前，中国建筑的核电站的功率已经达到了650MV，国际上较先进的核电站功率已经能达到上百万千瓦了。
本文就对压水堆核电站主泵的设计、运行和维护作出探究分析，仅供相关部门参考。
【关键词】压水堆；核电站主泵；水泵机械；运行维护【作者单位】马云飞，中核集团江苏核电有限公司近几年来，中国的水泵机械设备已经成为了工业生产中广泛运用到的科技，在城市的生活用水和工业用水中也有着很强的作用。
但是在使用和管理的过程中，科技人员也发现存在着很多的问题，而这些问题对于居民的生活有一定影响，对工业生产的发展工业生产的发展也有着比较大的影响，也是因为这些关系，所以生产方也对水泵机械的使用方法和对水泵机械的管理和维护相当重视。
目前，中国机械技术的发展水平已经有了一个比较大的提高和改善，但是因为水泵机械的设备应用环境和程序都比较复杂，所以在水泵机械的基础上，还应该大力进行改善。
AP1000技术与我国大型先进压水堆技术研发
AP1000技术与我国大型先进压水堆技术研发黄学清[摘要]美国西屋公司开发的第三代核电站AP1000将在我国三门、海阳两个厂址共建4个机组，同时进行相应的技术转让。
作为我国重大科技专项之一的大型先进压水堆核电站示范工程项目，应该抓住这一有利机会，充分借鉴AP1000在非能动安全系统设计、反应堆设计、模块化设计与建造、全数字化仪控系统、预防和缓解严重事故对策等方面的先进理念和先进技术，并结合中国的实际情况进行必要的改进，形成具有中国大型先进压水堆的技术路线，通过自主创新掌握核心技术，形成自主研发能力并开发出具有自主知识产权的先进核电站。
AP1000 Technologies and Development of Large-sized Advanced PWR Nuclear Plants in China HUANG Xueqing1 AP1000总体性能分析1.1 AP1000具有先进的设计理念与二代核电厂技术有显著的区别，AP1000通过采用全非能动专设安全系统，提高系统的可靠性，简化系统，并采用模块化建造技术缩短建造周期，以此来达到电厂安全性和经济性的有机协调。
与传统的压水堆安全系统相比，AP1000采用的全非能动系统不需要种类繁多、必不可少的安全支持系统，如安全级的交流电源、HVAC(加热、通风、空调系统)、冷却水系统及安装这些系统的抗震厂房，减少了运行人员的操作，通过这些设计改进，AP1000机组的安全性得到显著的提升，其堆芯熔化概率为3×10-7, 远小于URD要求的１×10-５。
同时，AP1000通过简化系统，显著减少设备数量、降低设备等级，运用虚拟技术和模块化建造技术，缩短建造工期，体现了良好的经济性。
1.2 主要的设计特征与评价a. 先进的反应堆设计。
AP1000反应堆堆芯采用157组AP1000燃料组件，可燃毒物可采用IFBA，从首炉堆芯开始就具备18个月的长燃料循环，具备不调硼负荷跟踪能力。
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EPR技术简介
核电EPR技术简介2010-01-09 10:21前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量最搜集了一些资料如下。
欧洲先进压水堆EPR技术1. 欧洲先进压水堆发展情况简介1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。
1998年，完成了EPR基本设计。
2000年3月，法国和德国的核安全成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。
EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反应堆现已进入建设阶段。
截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔位于中国广东江门的台山核电站。
台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。
2.欧洲先进压水堆EPR设计特点EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层包括：（1）安全性和经济性高EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系设计安全水平。
设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。
EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。
核岛通风系统SBO电源配置原则研究
核岛通风系统SBO电源配置原则研究发布时间：2021-01-19T06:39:03.511Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年23期作者：张欣王冲郭创成杨莉李德胜戴俊[导读] 本文通过对不同核电站工程核岛通风系统SBO电源配置方式进行研究，在兼顾核电站经济性与安全性的条件下，总结出适合核岛通风系统的SBO电源配置原则，为今后核电站核岛通风系统设计提供参考。
张欣王冲郭创成杨莉李德胜戴俊华龙国际核电技术有限公司摘要：本文通过对不同核电站工程核岛通风系统SBO电源配置方式进行研究，在兼顾核电站经济性与安全性的条件下，总结出适合核岛通风系统的SBO电源配置原则，为今后核电站核岛通风系统设计提供参考。
关键字：SBO电源；核岛通风；安全性；经济性1 概述考虑核电站在全厂失电（SBO）情况下的安全性，核电站在SBO工况下设置有SBO柴油发电机，在全厂断电工况下，需启动SBO柴油发电机，向用来防止、限制和减少放射性物质泄漏的核安全专用设备供电，此电源也称为SBO电源。
核电厂设计需要综合考虑安全性和经济性原则，设置SBO柴油发电机的容量越大，在SBO工况下所服务的设备会更多，相对安全性会更好，同时核电站在建设以及运行中所需要耗费的资源也越多，影响核电站的经济性。
设备配置SBO电源不能只考虑安全性任意扩大范围，同时也不能只考虑经济型而牺牲安全性。
但核岛通风系统设备是否需要配置SBO电源，以及配置SBO电源的具体原则及范围是什么？本文通过研究不同工程实践中核岛通风系统配置SBO电源方式的差异，结合相关法规标准，研究给出核岛通风系统SBO电源配置的原则。
2 法规要求HAF102《核动力厂设计安全规定》中6.6节“应急动力供应”中6.6.1.4小节中要求，在同时丧失厂外电源和应急动力源的情况下，替代动力源必须能够提供必要的动力，以保证反应堆冷却剂系统的完整性并防止堆芯和乏燃料出现严重损伤；同时6.6.1.6小节中要求，替代动力源应与应急动力源相互独立并进行实体隔离，替代电源接入时间应与蓄电池组放电时间相匹配。
核电站简介和物项分级
到目前为止，核电站的燃料元件、泵、蒸汽发生器、稳压 器、压力容器的设计，正向标准化、系列化的方向发展。 核电站的研究工作，主要是为了进一步提高其安全性和经 济性。有关各国在这方面都有庞大的研究计划，并开展广 泛的国际合作。民用压水堆核电站从它诞生以后，一直是 最安全的工业部门之一，它已经成为一种成熟的堆型。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又 回到反应堆。一回路循环泵又称主泵。包括压力容器、蒸 汽发生器、泵、稳压器的整个系统，是一回路的压力边界。 它们都安置在如图4-6的安全壳内，称之为核岛。 蒸汽发生器内有很多管子（见图4-7）。管子外为二回路 的水。一回路的水流过蒸汽发生器管内时，将携带的热量 传给二回路里的水，从而使二回路水变成280℃左右、6～ 7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，－回路与二回路 的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽 发生器是分隔并连结一、二回路的关键设备。从蒸汽发生 器出来的高温蒸汽，通过高压汽轮机后，一部分变成了水 滴。经过汽水分离器时水滴被分离出去，剩余的蒸汽进入 低压汽轮机继续膨胀，推动叶轮转动。。
反应堆堆芯
堆芯组成
堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。 大亚湾核电厂堆芯由157个尺寸相同、截面为正方形的燃料组件排列 而成 初次（首炉）装料时，堆芯有三种不同富集度的燃料组件，并分区 布置，即：52个富集度为3.1%的燃料组件组成第3区，放在堆芯四周； 52个富集度为2.4%的燃料组件＼混合交错布置, 53个富集度为1.8%的燃料组件∕组成第2和第1区 (见图2 堆芯 燃料组件布置)
容器内径/mm 法兰外径/mm 进、出口接管之间的最大距离/mm 法兰到底封头全高/mm
3989 4674 6378 10335 13208
核反应堆的主要类型
目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五种堆型。
一、压水堆压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。
四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，.己经成为技术上最成熟的一种堆型。
压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。
核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。
柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形。
压水堆的冷却剂是轻水。
轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。
所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂.同时也用作冷却剂。
轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。
要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。
所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。
压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。
高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后，进入蒸汽发生器，如图1-7所示。
压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。
包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。
它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。
蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。
传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。
核电EPR技术简介
核电EPR技术简介2010-01-09 10:21前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量搜集了一些资料如下。
欧洲先进压水堆EPR技术1. 欧洲先进压水堆发展情况简介1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。
1998年，完成了EPR基本设计。
2000年3月，法国和德国的核成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。
EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framato 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反现已进入建设阶段。
截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的位于中国广东江门的台山核电站。
台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。
2.欧洲先进压水堆EPR设计特点EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，包括：（1）安全性和经济性高EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口设计安全水平。
设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。
EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。
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。
核级泵的开发和鉴定
表1 核2级泵7种27台（2×1000MW）
位号
名称
RRA001～002PO 余热派出泵
但与世界先进核电国家的差距仍很大。目前 世界33个国家拥有核电站，核发电占世界总发电 的17%。十几个国家的核发电超过国内总发电的 1/4。法国则达到80%。目前世界核电装机总量达 4х104万千瓦（4亿千瓦）。
核电是一个比较安全和清洁的能源。采 用可靠的燃料包壳、压力壳和安全壳三道保 护屏障。多种“纵深防御”措施。在核电厂正 常运行条件下，向环境的排放所造成的污染 比火电厂小得多。以100万千瓦的核电厂为 例，每年排放的辐射剂量不到2毫雷姆，而 燃煤电厂，通过烟囱排放的烟灰中， 仅镭、 钍等放射性元素的辐射剂量每年接近5毫雷 姆。此外，燃煤电厂每年向外排出几万吨二 氧化碳、二氧化硫和氧化氮等有害物质及上 百公斤汞、镉和三四化笓等致癌物质。因此 核电厂是比火电厂更清洁的能源。
(续)
•化学和容积控制系统：主要作用是控制一回 路的水装量，补偿一回路冷却剂的泄漏，保 证一回路冷却剂的水质，为反应性的化学补 偿控制提供所要求浓度的硼酸溶液。在许多 核电厂，化学和容积控制系统也兼顾高压安 全注射功能和主泵轴封水注入功能。
•余热排出系统：在正常停堆和事故停堆后带 出堆芯的衰变热，维持核电厂处于安全状态。 在许多核电厂，余热排出系统也兼顾低压安 全注射功能。
核电的生产过程
二、一回路系统
（1）反应堆冷却Βιβλιοθήκη 系统及运行支持系统，它包括：反应堆冷却剂系统 化容系统 余热排除系统 设备冷却水系统 重要厂用水系统 取样系统 硼回收系统 乏燃料冷却与净化系统
核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题
－1－1•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。
2. 反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。
3. 压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。
4•燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。
5•蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。
6. 稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。
7. 放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用,这是硼回收系统的任务。
8. 专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。
9. 安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。
10•反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。
11. 核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。
12. 核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。
13. 核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。
14•燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。
15•堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构16. 阻力塞棒是封闭的不锈钢管,其长度较短，约20cm17. 大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为―Ag-In-Gr 银-铟-镉）灰棒材料为不锈钢—，控制棒驱动采用电磁步进式方式；18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的立式自 然循环U 型管蒸汽发生器；19. 天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235；20•反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵；21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80%左右;22. 压水堆核电厂使用较广泛的有三种:立式U 型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器、立式直流蒸汽发生器一、填空题（共20分，每题2分）二、名词解释（共25分，每题5分）23.现代压水堆采用硼酸控制反应性。
核电EPR技术简介
核电EPR技术简介2010-01-09 10:21前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量搜集了一些资料如下。
欧洲先进压水堆EPR技术1. 欧洲先进压水堆发展情况简介1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。
1998年，完成了EPR基本设计。
2000年3月，法国和德国的核成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。
EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framato 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。
新一代核反现已进入建设阶段。
截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的位于中国广东江门的台山核电站。
台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。
2.欧洲先进压水堆EPR设计特点EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，包括：（1）安全性和经济性高EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口设计安全水平。
设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。
EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。
目前国内AP1000、CPR、EPR1000三种核电站的比较
1、EP1000主要的设计特点包括：
降低运行和检修人员的辐照剂量 EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进一步加强：集体 剂量目标确定为0.4人希弗特/堆年，与目前经济合作与发 展组织国家核电站的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比， 将降低一倍以上。 目前法国核电站检修人员的人希弗特集体剂量水平约合人 均剂量5毫希弗特/年（5mSv）。换言之，法国核电站工 作人员的平均剂量等同于法国天然放射性当量。 EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电 站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间 16天，运行维护成本比现在运行的电站低10%，经济性高。 建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3 欧分/kWh。
1、EP1000主要的设计特点包括：
安全性高 EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔 开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改 进人机接口，系统地考虑停堆工况，来提高纵深防御的设 计安全水平。EPR满足法德两国核安全当局提出的“加强 防范可能损坏堆芯的事件，缓解堆芯熔化的放射性影响” 两方面的要求，具有更高的安全性。
1、AP1000主要的设计特点包括：
仪控系统和主控室设计 AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样 化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发 生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技 术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
1、1994年，欧洲用户集团会同西屋公司及其工业合作伙伴 GENESI（一个意大利企业集团，包括ANSALDO和 FIAT），启动了一项名为 EPP（欧洲非能动型核电站）的 计划，以评估西屋公司非能动核电站技术在欧洲的应用前 景。已完成以下主要工作：（1）评估了欧洲用户要求 （EUR）对西屋核岛设计的影响；（2）确定了满足EUR 的1000MWe级非能动核电站的基准设计（EP1000）， 并期望在欧洲获得设计许可。对于安全系统和安全壳，基 准电站设计基本上采用了西屋公司简化压水堆（SPWR） 的设计，而在EP1000基准设计中的辅助系统设计部分， 则是根据AP600进行设计的。但是，EP1000同样具有满 足EUR和欧洲取证许可要求的特点
核岛冷链通风空调系统性能优化研究
核岛冷链通风空调系统性能优化研究
伍经纬;郑文科;王玉;姜益强
【期刊名称】《暖通空调》
【年(卷),期】2024(54)3
【摘要】核岛冷链通风空调系统的设计存在余量值过大、运行能耗高、调节控制笨重等问题。
为了降低核电的成本,本文基于“华龙一号”某厂房实际通风空调系统,建立了主要能耗设备的数学模型,确定了系统节能优化目标函数和约束条件,使用遗传算法研究了通风空调系统节能运行的优化效果。
分别计算了2种优化方案在负荷率变化和高温与常温末端负荷比不同时,系统整体及各设备能耗情况。
结果表明:单台冷水机组运行,高温与常温末端串联的系统形式节能率为14.1%,但随着末端负荷比的增大,节能率降低;单台冷水机组运行,高温与常温末端串联、高温末端额外增加高温冷水机组的系统形式在负荷比为2时节能率为17.2%,节能效果优于方案1的12.2%。
【总页数】7页(P111-117)
【作者】伍经纬;郑文科;王玉;姜益强
【作者单位】哈尔滨工业大学;寒地城乡人居环境科学与技术工业和信息化部重点实验室;淄博市公用事业服务中心
【正文语种】中文
【中图分类】TU8
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核电站通风空调系统施工技术解析
核电站通风空调系统施工技术解析
李未
【期刊名称】《山西建筑》
【年(卷),期】2015(000)035
【摘要】简述了核电站通风空调系统的预制安装相关技术要求，介绍了安装就位后的风管严密性检验方法，分析了通风空调施工中的主要质量通病，并提出相应的防治措施，保证了通风空调系统的施工质量。
【总页数】2页(P142-143)
【作者】李未
【作者单位】国核工程有限公司，山东烟台 265116
【正文语种】中文
【中图分类】TU834.53
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核反应堆的主要类型
目前，在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(PHWR)、高温气冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)五种堆型。
一、压水堆压水堆(PWR)最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。
四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，.己经成为技术上最成熟的一种堆型。
压水堆核电站采用以稍加浓铀作核然料，燃料芯块中铀-235的富集度约3%。
核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料芯块。
柱状燃料芯块被封装在细长的铬合金包壳管中构成燃料元件，这些燃料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m。
几百个组件拼装成压水堆的堆芯。
堆芯宏观上为圆柱形。
压水堆的冷却剂是轻水。
轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。
所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂.同时也用作冷却剂。
轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。
要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理.核反应堆应有高的堆芯出口温度参数:要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。
所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。
压水堆冷却剂入口水温一般在290℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力15.5MPa大亚湾核电站就是一座压水堆核电站。
高温水从压力容器上部离开反应堆堆芯以后，进入蒸汽发生器，如图1-7所示。
压水堆堆芯和蒸汽发生器总体上像一台大锅炉，核反应堆堆芯内的燃料元件相当于加热炉，而蒸汽发生器相当于生产蒸汽的锅，通过冷却剂回路将锅与炉连接在一起。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。
包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。
它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。
蒸汽发生器内有很多传热管，冷却剂回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。
传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6-7MPa的高温蒸汽。
第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的选材
第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的选材
郑建能;陈红宇;司晨亮;余江山
【期刊名称】《大型铸锻件》
【年(卷),期】2018(000)001
【摘要】根据压水堆核电站核岛一回路主管道的服役环境,结合影响主管道服役质量的因素和第三代核电主管道对材料工艺性能的要求,分析了超低碳控氮奥氏体不锈钢(316LN和X2CrNiMo18.12)作为第三代压水堆核电站主管道用材的优缺点,为第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的设计、制造、安装、在役检查和寿命评估提供参考.
【总页数】4页(P31-33,40)
【作者】郑建能;陈红宇;司晨亮;余江山
【作者单位】中国第二重型机械集团公司国家能源极端装备虚拟制造重点实验室,四川618013;中国第二重型机械集团公司国家能源极端装备虚拟制造重点实验室,四川618013;中国第二重型机械集团公司国家能源极端装备虚拟制造重点实验室,四川618013;中国第二重型机械集团公司大型铸锻件研究所,四川618013
【正文语种】中文
【中图分类】TG142.33
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先进压水堆核电站核岛通风空调系统设备鉴定研究文章通过对第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统核级设备样机鉴定进行分析，总结出适用于核岛通风空调系统核级关键设备包括风机类、风阀类、空调类和净化类的样机选择原则、鉴定方法的选择、包络性地震载荷的确定、鉴定的实施和鉴定结论。
该鉴定总结对于其他核电站通风空调系统核级设备的鉴定具有较高的参考价值和指导意义。
标签：通风空调系统；设备鉴定；环境鉴定；抗震鉴定；鉴定方法引言核电站核岛通风空调系统对于核电站正常运行和环境保护起着重要的作用，是反应堆重要的辅助屏障系统，也是核电站的纵深防御措施之一。
通风空调设备是核岛通风空调系统的重要组成部分，对于核安全级（简称核级）的通风空调设备，需要进行鉴定以验证其在规定的使用条件下具备所要求的功能能力。
核岛通风空调系统的主要设备包括风机类、风阀类、空调类和净化类，因设备功能不同，这些设备类别又分为多种系列、型号和规格，选择有代表性的样机进行鉴定成为必然。
文章在目前国内在建的某第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统关键设备的研制基础上，对鉴定样机的选择原则、鉴定方法的选择、鉴定输入条件、鉴定内容、鉴定结论进行了分析总结。
1 设备鉴定1.1 设备鉴定的目的根据NB/T 20036.1[1]，设备鉴定的目的是证明被鉴定设备在规定的使用条件下具备所要求的功能能力，并产生相应的证据。
1.2 设备的分级HAF102[2]在设计总准则一章中针对核电厂的设计提出了“必须明确规定构筑物、系统和部件的全部安全功能。
构筑物、系统和部件必须按其安全的重要性进行分级。
”从而根据其安全级别对物项的设计和评定提出相应的鉴定要求。
根据TS-X-NIEP-TCYV-DC-20001[3]，第三代先进压水堆核电站核岛通风空调设备功能安全分级、电气分级、地震分级之间的对应关系如表1所示。
1.3 设备鉴定的内容设备鉴定包括设备的环境鉴定和抗震鉴定，只有经过设备鉴定合格的设备，才能用于核设施。
环境鉴定是验证设备在正常与事故环境条件下的性能，环境鉴定包括长期正常运行工况下的老化鉴定和事故环境工况下的LOCA鉴定；抗震鉴定是验证设备在地震载荷的作用下能否正常工作，保持其要求的性能，以履行其安全功能。
针对国内在建的某第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统关键设备，依据该项目设备技术规格书以及相关规范标准，如TS-X-NIEP-TCYV-RN-20054[4]、BTR67C00303[5]、HAF J0053[6]、NB/T 20036.2-2011[7]、IEEE 334-2006[8]等的要求，选择了8台代表性样机。
样机的选取原则是：每种类型的设备选择一台有代表性的进行鉴定，所选择的代表性样机是本类型设备系列中工况条件最恶劣的。
8台样机的鉴定要求如表2所示。
1.4 设备鉴定的方法对于设备的环境鉴定，一般采用试验方法；对于设备的抗震鉴定，可采用试验法、分析法、相似法、经验法或以上方法的适当组合。
2 设备的环境鉴定从表2可知，8台样机没有事故环境工况下的LOCA鉴定要求。
本课题所涉及的电气设备鉴定要求均为K3。
这些电气设备均按RCC-E[9]的要求进行了环境鉴定或者被已作环境鉴定的同类设备所包络。
对于样机本身，需作环境鉴定的是设备中含有的一些环境敏感的非金属材料，如密封垫、润滑脂和油漆，这些材料的环境鉴定均按NB/T 20036.3[10]规定的试验方法进行。
3 设备的抗震鉴定3.1 抗震鉴定方法选择的一般原则抗震鉴定方法的具体应用应遵守NB/T 20036.1[1]的要求。
在选择抗震鉴定方法时宜考虑待鉴定设备的安全功能、可能的失常、可利用的鉴定资源以及设备类型、尺寸、形状、复杂性，是否实际可行，是否只凭结构完整性就可评定所要求的安全功能，结论的可靠性等。
对于非能动机械设备的抗震鉴定，选择分析法进行；对于无核电厂使用经验的能动机械设备，应采用试验法鉴定其原型设备（特殊情况除外）。
抗震分析法是采用有限元分析的方法，利用ANSYS程序计算设备的固有频率，然后采用谱分析（计算时采用的地震载荷谱为该项目同一类型同一结构型式的所有核级设备地震谱的包络谱）与静力分析相结合的方法计算设备在自重、压力、风管载荷（如有）以及地震载荷共同作用下的应力和变形，并根据相关标准进行应力评定。
抗震试验法鉴定的试验过程如下：基准试验：检验正常运行条件下的功能，并取得基准数据；老化试验（如有）：热老化、辐照老化、运行老化（磨损、振动）；地震试验：规定地震条件下的振动和功能试验；最终检验：即最后的功能试验，以便与基准试验比较。
3.2 核级通风空调设备的抗震鉴定过程和结论3.2.1 核级密闭型离心风机和核级高压轴流风机的抗震鉴定过程核级密闭型离心风机和核级高压轴流风机的抗震鉴定采用试验法进行。
电机作为风机的配套设备，与风机一起进行抗震试验，电机本身则采用相似法进行验证。
抗震试验的内容和顺序如下：（1）基准试验，包括：外观及尺寸检查、动平衡检验、机械运转试验、性能试验。
（2）极限工况性能，即20%超速试验。
（3）事故工况试验。
即地震试验，试验采用多频波法在试验设备的三个正交轴向同时输入人工模拟加速度（取地震阻尼比为4%时楼层反应谱的包络谱水平方向和垂直方向的最大加速度）时程进行激振。
采用地震台台面的加速度信号作为控制信号完成5次1/2DBE和1次DBE地震试验，每次试验时间30s。
在模拟核安全事故工况下，风机可靠运行。
该试验在中国核动力设计研究院核级设备鉴定实验室完成。
楼层反应谱的包络谱是按照核级风机所处的厂房和标高，选择每个厂房最大的楼层反应谱，然后对所选择的楼层反应谱以4%阻尼比的曲线进行包络分析得到核级风机的SSE包络谱；（4）最终检验，是地震试验后的功能试验，与基准试验进行比较。
抗震试验结果表明，核级密闭型离心风机和核级高压轴流风机样机在正常工况下以及事故工况下都满足规范的要求。
3.2.2 核级密闭型隔离风阀和核级多叶密闭型止回风阀的抗震鉴定过程核级密闭型隔离风阀和核级多叶密闭型止回风阀的抗震鉴定采用分析法和试验法相结合的方法进行。
（1）分析法的抗震鉴定过程对核级密闭型隔离风阀和核级多叶密闭型止回风阀进行抗震分析与应力评定，验证结构的完整性，分析过程中采用有限元分析方法。
考虑核级风阀垂直管道和水平管道安装方式，以及最不利的风管安装方式的核级风阀开、关两个位置建立有限元模型。
确定边界条件：在进行模态分析时，核级风阀的边界条件是将风阀与风管连接的所有螺栓的对应节点进行固定约束；在进行风阀抗震分析时，模型边界条件为在支架和预埋板焊接处的相应节点上固支约束。
确定载荷组合和地震载荷，地震载荷采用核级风阀楼层反应谱的SSE包络谱。
确定评定准则，包括设备应力限值，支承件应力限值，变形限值，连接螺栓应力评定准则。
利用ANSYS程序计算核级风阀的固有频率，然后采用谱分析的方法计算核级风阀在自重、压力、地震载荷共同作用下的应力和变形。
计算和评定的内容有：模态分析，地震响应分析，各使用等级下计算和评定（包括应力分析结果及评定，变形分析结果及评定，轴的评定，连接螺栓的评定）。
依照RCC-M[11]规范对结构进行强度评定，结构的变形参考ASME AG-1[12]以及BTR67C00503[13]进行评定。
结果表明核级密闭型隔离风阀和核级多叶密闭型止回风阀的设计满足规范的要求。
（2）试验法的抗震鉴定过程核级密闭型隔离风阀和核级多叶密闭型止回风阀分别采用垂直管道和水平管道两种安装方式进行抗震试验以实现包络。
电动装置作为核级密闭型隔离风阀的配套设备，与核级密闭型隔离风阀一起进行抗震试验。
电动装置本身也按IEEE 382-2006[14]采用抗震试验的方法单独进行验证。
a.基准试验，包括：外观及尺寸检查、动作灵活性试验、外泄漏试验、内泄漏试验b.极限工况试验，包括：叶片变形量试验、最大耐压试验c.性能随时间变化试验，包括：500次循环试验、循环试验后外观及尺寸检查、循环试验后外泄漏试验、循环试验后内泄漏试验d.事故工况试验即地震试验，试验采用多频波法在试验设备的三个正交轴向同时输入人工模拟加速度（取地震阻尼比为4%时楼层反应谱的包络谱水平方向和垂直方向的最大加速度）时程进行激振。
采用地震台台面的加速度信号作为控制信号完成5次1/2DBE和1次DBE地震试验，每次试验时间30s。
在模拟地震试验过程中及试验后，风阀能够保持结构完整性的同时，也能实现其功能。
该试验在中国核动力设计研究院核级设备鉴定实验室完成。
e.最终检验，是地震试验后的功能试验，与基准试验进行比较。
抗震试验结果表明，核级密闭型隔离风阀和核级多叶密闭型止回风阀样机在正常工况下以及事故工况下都满足规范的要求。
3.2.3 核级冷风机组的抗震鉴定核级冷风机组的抗震鉴定采用分析法进行。
风机作为核级冷风机组的配套设备，与核级冷风机组一起进行整机的抗震分析，风机和电机本身的能动性则通过相似法被已通过鉴定的同类设备所包络。
首先，对核级冷风机组的结构特点进行分析，建立有限元模型，确定边界条件，分析材料特性；其次分析载荷条件，分别对自重（DW）、压力（P）和地震载荷进行分析，确定使用等级及对应的载荷组合方式，地震载荷采用核级冷风机组楼层反应谱的SSE包络谱；然后确定评定准则，包括应力评定准则、变形评定准则和连接螺栓评定准则；接着进行计算得出结果并根据RCC-M[11]和ASME AG-1[12]对结果进行评定，分别得出模态分析结果、地震响应分析结果、各使用等级下计算结果及评定（包括应力分析结果及评定、变形分析结果、连接螺栓评定、预埋板载荷）；最后依照RCC-M[11]规范对结构进行强度评定，结构的变形参考ASME AG-1[12]进行评定。
结果表明核级冷风机组的设计满足规范的要求。
3.2.4 核级高压致密型过滤器箱体的抗震鉴定核级高压致密型过滤器箱体的抗震鉴定采用力学分析法进行。
首先，对核级高压致密型过滤器箱体的结构特点进行分析，建立有限元模型，确定边界条件，分析材料特性；其次分析载荷条件，分别对自重（DW）、静压（P）、风管施加的载荷（W）和地震载荷进行分析，确定使用等级及对应的载荷组合方式，地震载荷采用核级高压致密型过滤器箱体楼层反应谱的SSE包络谱；然后确定评定准则，包括应力评定准则、连接螺栓评定准则和稳定性评定准则；接着进行计算得出结果并根据RCC-M[11]对结果进行评定，分别得出模态分析结果、地震响应分析结果、各使用等级下计算结果及评定（包括应力分析结果及评定、变形分析结果、连接螺栓评定、预埋板载荷、焊缝强度校核、稳定性（屈曲）分析和评定）；最后依照RCC-M[11]规范对结构进行强度评定，结构的变形参考BTR67C00703[15]进行评定。