核岛主要辅助系统..
核电厂系统及设备介绍090329
RCV系统图
一回路辅助系统
反应堆硼和水补给系统（REA）
– – – – – – – – – 提供除盐除氧硼水，以保证RCV系统的容积控制功能 注入联氨和氢氧化锂等，保证RCV系统的化学控制功能 提供硼酸溶液和除盐除氧水，保证RCV系统的反应性控制 向稳压器泄压箱提供喷淋冷却水 为主泵密封水立管供水，以冲洗3号轴封 向换料水箱提供硼酸溶液，为其充水补水 向RIS系统硼酸注入箱提供硼酸。为其充水补水 为容控箱提供与一回路浓度相等的硼酸溶液，为其进行排气操作 为稳压器和RRA系统的先导式卸压阀充水
REA系统图
一回路辅助系统
余热排出系统（RRA）
– 正常停堆过程中，当温度降到180℃以下，压 力降到3.0MPa以下时，RRA排出堆芯、冷却 剂余热和主泵产生的热量。使反应堆进入冷停 堆状态。 – 除失水事故外的所有停堆事故发生时，排出以 上三种热量。
RRA系统图
一回路辅助系统
辅助冷却水系统
工艺排水 地面排水 化学废液
废气分类
– 含氢废弃 – 含氧废气
固体废物分类
– – – – 各种除盐其的废树脂 蒸发液的浓缩液 过滤器的失效滤芯 其他固体废物
排出物处理和排放系统
核岛排气疏水系统（RPE）功能
– 系统收集以下情况在核岛内产生的全部气体和液体废物：
TEU系统图
排出物处理和排放系统
废液排放系统（TER）功能
– 收集系统废液，对这些废液进行监测，并有控 制的将这些废液向海中排放 – 废液在重要厂用水系统（SEC）的终端排水沟， 按照向环境排放的特性要求进行稀释，当稀释 能力不足或者TEU系统不可用，或者废液产生 量超过正常排放量时，TER系统将这些废液贮 存，并送回TEU在再处理。 – 系统监测废液放射性水平，并测记废液排放量。
辐射四车间
辐射四车间
辐射四车间是指在核电站内部的四个主要工作车间，包括核岛、辅机车间、辅助系统车间和辐射监测车间。
这四个车间在核电站的运行中起着不可或缺的作用，但同时也存在一定的辐射风险。
首先，核岛是核电站的核心部分，包括核反应堆和核蒸汽发生器等设备。
核反应堆中的核燃料在裂变过程中会产生辐射，因此需要在核岛进行一系列的辐射防护措施。
核岛工作人员通过穿戴符合防护标准的防护服，使用辐射探测仪器等工具进行工作，以确保自身安全。
辅机车间主要负责核电站的辅机设备的运行和维护。
辅机设备包括压力容器、蒸汽发生器、主汽管道等。
在对这些设备进行维修和检修时，工作人员也会面临辐射风险，并需要采取相应的防护措施，例如佩戴防护手套、眼镜等。
辅助系统车间负责核电站的辅助系统的运行和维护，包括电力系统、供水系统、供气系统等。
这些系统的运行需要进行定期的检修和维护，其中也可能会涉及到辐射风险。
因此，在进行维修和检修时，工作人员需要佩戴防护装备，严格遵循操作规程。
辐射监测车间负责对核电站内部的辐射进行实时监测和控制。
这些监测数据对核电站的运行和安全至关重要，因此辐射监测车间的工作人员需要经过专门的培训，并定期进行辐射防护措施的演练和测试。
他们会通过使用辐射仪器进行辐射检测，并
根据检测结果采取相应的措施。
总之，辐射四车间是核电站内部的重要部分，它们确保了核电站的正常运行和人员的安全。
但同时，我们也应该认识到核电站存在一定的辐射风险，必须加强对辐射防护措施的重视和管理，确保工作人员和公众的健康安全。
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
核岛与常规岛
核岛与常规岛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。
核岛主要包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统。
核岛的主要功能是利用核裂变能产生蒸汽。
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。
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。
安全壳喷淋系统由两条独立的管线组成。
每条管线系统都是由喷淋泵、冷却器、喷头、换料水箱、阀门等设备组成。
当发生失水事故时，一回路中高温高压的水漏到安全壳中，由于安全壳是密封的，安全壳里的压力和温度都会升高。
核电机组核岛辅助系统泵类设备安装探讨
核电机组核岛辅助系统泵类设备安装探讨摘要：泵类设备是核岛辅助系统中的重要设备，分布在核岛及常规岛厂房的各个区域及系统中，具有数量大、种类多、分布广泛、安装工艺复杂、质量要求高、安装问题多等特点。
本文使用理论联系实际的方法，研究泵类设备的分布分类、泵类设备的安装，以组织管理核电现场泵类设备的安装，为相同或相似核电机组核岛辅助设备泵类设备的安装提供依据和参考。
关键字：核岛辅助设备；泵；安装；质量问题引言核岛辅助系统泵类设备作为动力源，源源不断地给核电厂各个系统动能、势能和热能，对核电系统的运行起着关键性的作用。
本文紧密结合核电现场安装布置的各类泵，从泵的分类分布、泵的安装、泵的维护保养、泵安装运行问题及应对措施等对核岛辅助系统泵类设备安装相关问题进行研究，对重要的泵类设备进行介绍，提供了核岛辅助系统泵类设备较为全面系统的论述，得到核岛辅助系统泵类设备安装及管理的经验总结。
1.核岛辅助系统泵的分布以CRP1000核电机组为例，核岛辅助系统（两台机组）约有泵类设备230台，广泛分布在核岛厂房（RX、KX、NX等）、常规岛厂房（MX）及泵房（PX）、及其他辅助厂房（QA、QB等）。
这些泵涉及25个系统，既有单机组的系统，也有两台机组共用的系统。
按照核岛辅助系统泵的厂房和系统分布情况，可以明显地看到泵的安装位置，每个子系统所包含泵的台数及功能位置码，方便了泵的安装、调试、维护以及系统的移交管理。
分布情况如下表：表1核岛辅助设备泵类设备分布情况表2.核岛辅助设备泵类设备的分类2.1叶片泵利用旋转的叶片和液体相互作用来输送液体。
根据液体流出叶片时方向的不同，可以将叶片泵分为离心泵、混流泵、轴流泵、漩涡泵。
离心泵：液体沿垂直泵轴的方向流出叶轮。
离心泵按照结构（轴的位置）又可以分为卧室泵及立式泵。
混流泵：液体流出叶轮时的方向与泵轴成一定的夹角，即液体的流动方向相对泵轴而言既有径向速度，也有轴向速度。
轴流泵：液体沿泵轴的方向流出叶轮，即叶轮沿泵轴的方向将液体进行提升。
核岛辅助系统3T意见项的处理
核岛辅助系统3T意见项的处理摘要：本文主要介绍核岛辅助系统3T联检的流程、意见项的分类原则，对意见项的处理方法提出自己的建议，对处理过程中遇到的问题进行经验反馈。
关键词：TOB TOM TOTO 争议项 JM会一、名词定义3T意见项的处理是核电安装管理及移交过程中的一个重要环节，其主要目的是解决移交接产工作中存在的问题，从而保障移交接产工作顺利开展。
本文主要介绍核岛辅助系统3T意见项的处理，同时对处理过程中遇到的一些问题进行经验反馈。
TOB：隔离移交，主要为了将调试所在区域与其它安装或运行区域安全可靠地分隔开来，以保障安装与调试的工作互不干涉安全地进行。
TOM：临时维修移交，把某一系统（子系统）临时维修管理责任从调试分部向业主公司维修部转移。
TOTO：临时运行移交，把某一系统（子系统）临时运行管理责任从调试分部向业主公司生产部转移。
二、TOB隔离移交1、TOB检查通知机务、电仪专业一并进行系统的TOB 联检。
调试系统工程师负责组织工程方，电厂牵头部门负责组织生产方参加联检。
调试工程师将TOB申请文件于联检开始前（至少3个工作日）提交生产接口部门。
生产方收到TOB申请文件后3个工作日内完成审查，对于不影响现场检查的审查意见列入检查意见项，审查未完成则带至现场审查确认，并将审查意见列入意见项。
调试工程师至少在现场联检前3个工作日通过OUTLOOK发出TOB联检通知，并提前与施工、生产相关部门电话沟通。
现场联检开始前系统调试工程师应确认现场满足TOB检查条件。
2、TOB现场检查现场TOB联检时，所有参检人员一起针对该系统安装、边界进行全面的检查，检查要求应按照《安装竣工状态报告（EESR）管理》和《隔离移交（TOB）管理》执行。
生产、调试根据TOB一类项解析原则确定TOB关注一类项，并在意见单中标注“TOB一类项”字样。
检查意见单的签字按照TOB管理规定执行，签字后将扫描版发送至OPP录入系统。
意见项录入HTIM和IMS管理系统，分配到具体的负责工程师进行跟踪。
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：
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《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
核电站常规岛工作原理
核电站常规岛工作原理嘿，咱来聊聊核电站常规岛那超厉害的工作原理！这核电站常规岛啊，那可是核电站的重要组成部分，就像一个超级能干的大管家，默默为我们的生活提供着强大的能源支持。
核电站常规岛主要包括汽轮机、发电机和相关的辅助系统。
这汽轮机呢，就像是一个大力士，把核岛产生的蒸汽的能量转化为机械能。
那蒸汽呼呼地冲过来，汽轮机就开始高速旋转起来，这劲头，可足啦！想象一下，要是没有这汽轮机，那核岛产生的蒸汽不就白白浪费了吗？这可不行，所以汽轮机就得卖力地工作，把蒸汽的能量充分利用起来。
发电机呢，那就是个神奇的魔法师，能把汽轮机传来的机械能变成电能。
这电能可是我们生活中离不开的宝贝啊！发电机嗡嗡地运转着，就像一个不知疲倦的小蜜蜂，不停地为我们酿造着甜蜜的电能。
要是没有发电机，那我们的手机怎么充电？电视怎么看？晚上怎么亮堂堂的呢？再说那些辅助系统，就像一群勤劳的小助手，为汽轮机和发电机的正常运行保驾护航。
有了它们，常规岛才能稳定地工作，源源不断地为我们提供电能。
比如凝汽器，它能把汽轮机排出的蒸汽冷却成水，然后再送回核岛重新加热，形成一个循环。
这就好比我们喝水的时候，喝完了再倒满，继续喝，这样才能保证我们一直有水喝。
还有给水系统，它负责给核岛提供足够的水，让核岛能够产生蒸汽。
这就像是给汽车加油一样，没有油汽车怎么跑呢？核电站常规岛的工作原理其实并不复杂，但是却非常重要。
核岛产生的蒸汽就像一股强大的力量，推动着汽轮机旋转，汽轮机再带动发电机发电，最后电能就通过电网输送到我们的家里、工厂里、学校里。
这就像是一场接力赛，每一个环节都不能掉链子，大家齐心协力才能把电能送到我们需要的地方。
在核电站常规岛工作的人们也都非常了不起。
他们就像一群勇敢的战士，守护着核电站的安全运行。
他们每天都要认真检查设备，确保一切都正常。
要是有一点小问题，他们就得赶紧解决，不能让问题扩大。
他们的工作虽然很辛苦，但是他们却很自豪，因为他们知道自己的工作关系到千家万户的幸福生活。
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
一回路辅助系统
规定在0.1 10-6以下。
一般认为氟离子会引起高温水中，甚至低温水中不锈钢的应力 腐蚀破裂。
但对于能够引起这种破裂的最低氟离子浓度众说不一。
有的认为2ppm已足以引起破裂；有的则认为10ppm也没有问 题。
典型PWR核电厂通常设臵20多个一回路辅助系统。分为3类（按
基本功能）：
① 反应堆装臵的流体系统 为反应堆正常运行与使用服务，包括启动、停堆、功率运行、调 试、检验、换料以及维修等； e.g. 化学和容积控制系统（化容系统）、硼回收系统、堆芯余热 排出系统、设备冷却水系统、废燃料池冷却及净化系统、取样系统、 重要厂用水系统 etc. ② 专设安全设施（工程安全设施） 是核电厂安全纵深防护的重要组成部分。在设计基准事故时，用 以确保反应堆安全停堆，并控制放射性与能量释放，尽量限制其产生 的后果。 e.g. 安注系统（应急堆芯冷却系统）、安全壳喷淋系统、安全壳 隔离系统、消氢系统 etc.
在这些过程中，腐蚀的问题尤为重要。除了引起结构材
料破坏外，也是裂变产物释放和腐蚀产物活化的根本原因。 水的辐射分解只是由于辐射分解的氧会加剧腐蚀才被重视。
至于水和其中杂质的活化，其影响更为有限。
防止腐蚀是冷却剂化学的中心任务。
为此，一方面发展耐腐蚀的结构材料，另一方面应严格
控制冷却剂的水质。对于一个建成的核电厂，水质指标的确 定以防止材料腐蚀为基本出发点。 运行经验表明，严格控制水质是保证核电厂安全运 行的重要措施之一。
Fe2O3型氧化物。它们构成了致密的氧化膜，保护金属不被
进一步氧化。 相反，若水中存在游离氧，则生成-Fe2O3型氧化物。 它结构疏松，不具备保护作用。
(整理)【核电站】一回路主要辅助系统：化学和容积控制系统(RCV)
1．2 一回路主要辅助系统1.2.1 化学和容积控制系统（RCV）一、概述化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的一个主要的辅助系统。
它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用，它保证了反应堆的冷却剂的水容积，化学特性的稳定和控制反应性的变化。
二、系统功能：主要功能：a)容积控制：通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积；b)反应性控制：与反应堆硼和水的补给系统（REA）相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化;c)化学控制：控制反应堆冷却剂的PH值，氧含量和其他容积气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸，降低冷却剂放射性水平，净化冷却剂。
辅助功能：（1）为主泵轴封提供经过过滤及冷却的水（2）为稳压器提供辅助喷淋水（3）一回路冷却剂过剩下泄（4）需要时，上充泵可作为高压安注泵运行三、系统功能描述：1. 容积控制所谓容积控制就是通过RCV吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维持稳压器水位在一个整定的范围内。
一回路水容积变化的原因主要是温度的改变，如图（1）所示：从图可见当反应堆冷却剂系统RCP从冷态（60℃）增温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；正常运行时，冷却剂的平均温度随功率的变化而变化，从而比容也随之改变，也造成一回路中水的体积的改变。
另外，由于冷却剂系统处于155Bar的高压下，也会不可避免地发生泄漏，需系）上充泵图（2）容积控制原理2. 化学控制由于冷却剂在一回路内循环流动，其水化学特性会整个回路都相同：即由于水的温度增高，水中含氧量增加，及一回路水PH值降低，都将导致一回路部件的腐蚀，而冷却剂通过堆芯时，由于中子的辐照，水中的腐蚀产物被活化，并且，也有可能带出元件包壳破裂处逸出的裂变产物。
因此，为了把一回路所有部件的腐蚀限制在最低程度，避免杂质沉积在燃料元件表面而导致包壳因传热恶化而破裂，以及限制一回路水中腐蚀产物成为辐射源，就需要通过化学控制，维持一回路水的化学性质在规定的限值内。
核电站名词解释：核岛(NI)
核电站名词解释：核岛（NI）核电站由核岛（NI）、常规岛（CI）和辅助配套设施（BOP）组成，其中核岛是指核电站安全壳内的核反应堆及有关系统的统称，功能类似于常规电站的锅炉岛，其特殊性主要体现在两个方面：一是利用核能生产蒸汽，二是针对放射性风险配置了特殊的安全设施。
核岛主要包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统等。
核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及相连接的系统所组成。
一回路中的冷却剂（高温高压的水流）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，稳压器维持压力的稳定并补偿冷态和热态时的体积变化，相联的化学和容积控制系统维持水量，调节冷却水硼酸浓度控制反应堆的反应性，对水进行净化处理除去裂变产物和腐蚀产物，在冷却剂中加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。
当一回路发生失水时，反应堆安全注射系统就作为安全给水系统，通过这几部分的协同工作保证堆芯的冷却，并使反应堆停堆。
核反应堆停堆后，余热冷却系统带走燃料元件因裂变产生的热量。
安全壳喷淋系统由两条独立的管线与喷淋泵、冷却器、喷头、换料水箱、阀门等设备组成。
当发生失水事故时，密封安全壳内的压力和温度升高，喷淋系统的主要作用是降低安全壳内的压力和温度，喷淋水中含有碱用以除去放射性碘。
辅助系统主要由以下六个部分组成：设备冷却水系统、反应堆腔室和废燃料冷却系统、辅助给水系统、通风和空调系统、压缩空气系统，以及放射性废物处理系统。
核岛设备，包括核电站反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主管道、主泵、堆内构件、控制棒驱动机构等。
国内制造企业主要有上海电气集团公司、东方电气集团公司、哈尔滨电站设备集团公司、中国第一重型机械集团、中国第二重型机械集团、四川三洲川化机核能设备制造有限公司等。
国内生产核岛辅助设备的企业主要有上海电气集团公司、东方电气集团公司以及部分起重机、泵、阀、容器等制造企业。
国内企业参与核岛设备制造起步较晚，主要设备的制造能力与供货质量与国外企业相比有较大的差距，目前，国内运行及在建核电站的重要核级泵和阀门大多需要进口。
图解核电站主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
1、核反应堆
1、堆压力容器
容器本体+顶盖
2、堆内构件
吊蓝、堆芯、堆内上部 构件、堆内下部构件
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
2、燃料组件
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
2、燃料组件
采用17× 17阵列
一、核岛主要系统
6. 给水除气器系统 ADG 7. 汽动/电动给水泵系统 APP/APA 8. 高压给水加热器系统 AHP 9. 给水流量控制系统 ARE 10. 辅助给水系统 ASG 11. 循环水系统 CRF
核岛主要系统
1. 反应堆冷却剂系统 RCP 2. 化学和容积控制系统 RCV 3. 反应堆硼和水的补给系统 REA 4. 余热排出系统 RRA 5. 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 PTR 6. 安全注入系统 RIS 7. 安全壳喷淋系统 EAS
理系统 PTR 6. 安全注入系统 RIS 7. 安全壳喷淋系统 EAS
1. 发电机励磁和电压调节系统 GEX
2. 输电系统 GEV 3. 主开关站—超高压配电装置
GEW
4. 厂内6.6KV供电网络LG*/LH*
二回路主要系统
1. 主蒸汽系统 VVP 2. 汽轮机旁路系统 GCT 3. 汽水分离再热器系统 GSS 4. 凝结水抽取系统 CEX 5. 循环水系统 CRF 6. 低压给水加热器系统 ABP
去 安 注 系去 统2
号 机
9REA 03BA
9REA 01BA
去 2 号 机
1REA 04BA
9REA 02BA
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ200VB
核安全设备 总结报告
核安全设备总结报告
核安全设备是核电站运行过程中必不可少的设备，其主要作用是保障核电站的安全稳定运行。
以下是核安全设备总结报告的主要内容：
1.核安全设备的分类：核安全设备可以分为辐射防护系统、核岛系统、辅助系统等多个类别。
其中，辐射防护系统主要包括屏蔽、防护和监测等设备；核岛系统主要包括反应堆和燃料组件等设备；辅助系统主要包括冷却水系统、蒸汽系统、电力系统等设备。
2.核安全设备的设计和制造：核安全设备的设计和制造需要遵循一定的标准和规范，以确保其安全性能和可靠性。
在设计和制造过程中，需要考虑多种因素，如设备的结构、材料、工艺等。
3.核安全设备的安装和调试：核安全设备的安装和调试需要遵循一定的程序和标准，以确保设备的正确安装和正常运行。
在安装和调试过程中，需要进行多种测试和验证，如设备的性能测试、安全测试等。
4.核安全设备的运行和维护：核安全设备的运行和维护需要遵循一定的规程和标准，以确保设备的正常运行和安全性能。
在运行和维护过程中，需要进行多种检查和维护，如设备的定期检修、设备的故障排除等。
5.核安全设备的安全管理：核安全设备的安全管理需要遵循一定的标准和规范，以确保设备的安全性能和可靠性。
在安全管理过程中，需要进行多种安全评估和安全审查，如设备的安全性评估、设备的安全审查等。
以上是核安全设备总结报告的主要内容，希望对大家有所帮助。
SEC重要厂用水系统
系统组成及布置
二、系统组成 1.系统流程
重要厂用水系统（SEC）是一个开式循环系统，流动介质为 海水。每台机组中，SEC系统由两条与安全相关的冗余系列（A 系列和B系列）组成，每条系列均由两台SEC泵并联从海水过滤 系统（CFI）吸入海水，经SEC管道、贝类捕集器及两台并联的 RRI/SEC换热器，将冷却RRI后的海水排入SEC溢流井，再由排水 管道（GS廊道）排入大海。
台，分布在NE260、NE261、NF262和NF263房间。 每系列有一台贝类捕集器，布置在同系列两台热交换器之
间。
系统组成及布置
核岛厂房内的SEC布置图如下（一个机组）： AB8LX011501DNBZ43DD AB8NX011504DNBZ43DD AB8NX211544DNBZ43DD AB8LX011502DNBZ43DD AB8NX011505DNBZ43DD AB8NX211546DNBZ43DD
目录
一、SEC系统功能 二、SEC系统组成及布置 三、SEC系统设备 四、SEC系统设计与运行
系统功能
一、系统功能 1.系统简介
核岛重要厂用水系统（SEC）为一核辅助系统，其作用为把 设备冷却水系统（RRI）传输的热量传到海水中。此系统又称为 核岛的最终热阱。
SEC系统为一重要的安全系统，这是因为，无论在电站正常 运行工况或事故工况下，该系统都将RRI系统传输的热量带出。 而RRI系统所冷却的部分设备与安全系统有关，如安全壳喷淋系 统（EAS）的热交换器为RRI系统的用户之一。
系统功能
2.工艺功能 重要厂用水系统（SEC）的主要功能就是把设备冷却水系统
（RRI）传输的热量传到海水中。 3.安全功能
重要厂用水系统（SEC）是冷却系统的一部分，执行安全 功能：用于在核电厂正常运行和事故工况下通过RRI/SEC热交换 器把从安全相关构筑物、系统和设备传来的热量输送到最终热 阱，包括：安全壳喷淋系统（EAS）、上冲泵房应急通风系统 （DVH）、电气厂房冷冻水系统（DEL）、余热排出系统（RRA） 等的热交换器和冷凝器。
(化容系统)
30
1.2.3 水质控制
• 腐蚀带来的问题尤为重要。腐蚀除了能引 起结构材料破坏外,也是裂变产物释放和腐 蚀产物活化的根本原因。防止腐蚀是冷却 剂化学的中心任务。
31
1.2.3 水质控制
① 氧 • 水中游离氧的存在是造成金属材料腐蚀的重 要原因。在无氧的高温水中,不锈钢表面将 生成Fe3O4和γ-Fe2O3型氧化物——致密的氧化 膜；若水中存在游离氧,则生成α-Fe2O3型氧 化物——结构疏松,不具备保护作用。氧的 存在还加剧不锈钢氯离子应力腐蚀破坏。
50
• 除硼离子床是OH-型阴离子树脂床，其作用是 用来去除冷却剂中的硼酸。随着反应堆运行 ，过剩反应性减少，冷却剂的硼浓度需相应 降低。前半寿期，硼浓度高时，加水稀释效 果较好；寿期末，硼浓度很低时，充水稀释 会造成大量含硼水，这时采用OH-型除硼离子 床来降低硼浓度就比较合理。
51
(4)容积控制箱 • 容积控制箱收集和容纳下泄流，为一回路冷 却剂提供容积补偿。 • 它作为高位水箱，为上充泵提供净正吸入压 头。容积控制箱上部的气空间起到除气作用 。下泄流从容积控制箱顶部的喷头喷出，雾 化，增加了气液传质表面，裂变气体从冷却 剂中解吸出来。半衰期较短的裂变气体在容 积控制箱滞留过程中就衰变掉了。
3
一回路主要辅助系统
1 2 3 4 5 6 7 8 化学和容积控制系统 反应堆硼和水的补给系统 余热排出系统 设备冷却水系统 重要厂用水系统 换料水池和乏燃料池冷却和净化系统 废物处理系统 核岛通风空调及空气净化系统
4
一回路主要辅助系统
1 2 3 4 5 6 7 8 化学和容积控制系统 反应堆硼和水的补给系统 余热排出系统 设备冷却水系统 重要厂用水系统 换料水池和乏燃料池冷却和净化系统 废物处理系统 核岛通风空调及空气净化系统
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Nuclear Power Plant System and Equipment
核岛主要辅助系统
1
2
压水堆核电厂一回路辅助系统分类
一回路辅助系统 是核电厂核岛的重要组成部分。它
不仅对反应堆动力装臵的正常运行是不可缺少的，而 且在事故情况下，为核电厂提供必要的安全措施。在
任何情况下，它都能使反应堆安全地停堆，并能把核
• 控制轴向功率偏差
• 控制R棒（温度调节棒）位在调节带内
• 保证停堆深度
（4） 反应性慢变化的控制措施
加硼
稀释
除硼
22
下泄
002BA
030VP
排出含硼水V升
TEP
下泄
002BA
030VP
排出含硼水V升
TEP
上充
注入纯水V升
REA
上充
注入硼酸V升
REA
稀释
下泄
030VP
002BA
硼化
下泄
TEP 除硼段
废气处理系统、固体废物处理系统等。
6
本章（教材第四章）仅介绍第一类： 一回路辅助系统（RCV、REA、RRA） 辅助冷却水系统（RRI、SEC 、PTR）
7
化学容积和控制系统
一、RCV系统的主要功能：
1、容积控制 2、化学控制
3、反应性控制
8
1、容积控制
（1）一回路水容积变化的原因
水容积随温度的变化而变化（热工学角度看）
不可避免的泄漏(一号密封、主泵2#轴封等） （水力学角度看）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压器水位的变化
9
容 积
•
1.4m3/1000kg
可见，当一回路 的水从冷态升温 到热态时，水的 比体积约增加 40%
温度
300 0C
水的比容随温度的变化关系曲线
10
（3）容积控制的目的
• 吸收稳压器不能全部吸收的一回路水容积的
电厂释放的放射性物质数量限制在规定的限值内。
对于不同的核电厂堆型，一回路辅助系统的设臵
和分类方法是不同。典型的压水堆核电厂通常设臵 20多个一回路辅助系统。这些系统按其基本功能可
分为三类。
3
（一）反应堆装置的流体系统
这类辅助系统的基本功能是为反应堆正常运
行服务，包括启动、停堆、功率运行、调试、 换料和检修等。
属于这一类系统的有：安全注射系统、安全壳、
安全壳喷淋系统、安全壳通风系统、安全壳隔 离系统、空气净化及消氢系统和蒸汽发生器辅 助给水系统等。
5
（三）放射性废物处理系统
这类辅助系统用于收集、运送、贮存、处理
放射性废物，以防止污染环境，保证厂区内
外人员受到的剂量在允许范围内。
属于这类的系统有：放射性废液处理系统、
14
（2）化学控制的目的
• •
限制腐蚀，控制在最低限度。
将一回路水的化学和放射性指标维持在规
定的范围内。
15
（3）化学控制的原理
• 注入化学试剂，控制pH值（注入7LiOH，中和硼酸） • 控制氧含量（机组启动时注入N2H4；正常运行时向容控箱 充入氢气，氢达到一定浓度以抑制水辐照分解生成氧）
N2 H4 O2 2H2O N2
变化，从而将稳压器的液位维持在整定值上。
（4）容积控制的方法
• • 上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（硼和水补 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控 给REA系统执行）
箱或TEP（硼回收）系统
11
容积控制原理
原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持 在“程序液位”。
12
2、化学控制
（1）一回路的化学问题
• 物理腐蚀（结垢） 燃料包壳破损 • 化学腐蚀（侵蚀） 高温 + 高氧含量 + 低pH值 腐蚀进程加速 化学反应加快 影响热传输，形成热点，导致
腐蚀产物受中子辐却剂的放射性来自：① 水及其中杂质的活化；② 裂变产物的释放；③ 腐蚀产物的活化；④ 化学添加物的 活化。 水作为冷却剂在一回路的高温高压和强辐射场中循环, 它除了载热和慢化中子外,还发生一系列的反应：水和其 中杂质的中子活化反应,水的辐射分解,水对材料的腐蚀及 腐蚀产物的活化、迁移和沉积,裂变产物从破损的燃料元 件中逃逸及其随冷却剂的转移等。这些都导致水质恶化、 回路中放射性增高及结构材料损坏等不良后果。
2.4MPa
002RF 013VP
0.2MPa 450C
1400C
291.40C
温度
RCV系统的冷却和降压过程
19
附属功能：
1、向外扫气，定期排放积聚在容积控制箱
内气垫中的裂变气体产物；
2、在设备预加热操作时，用氮气清除水中
排出的溶解氧，或在反应堆停闭期间，
使用氮气以降低一回路水中氢浓度。
20
• 净化一回路水（过滤+除盐）
16
化学控制原理
17
(4)化学控制的温度和压力问题
• 离子交换树脂不能承受60 0C以上的温度； • 需将下泄流的压力降至0.2—0.5MPa； • 为防止汽化，必须是先降温，后降压。
18
压 力 15.5MPa
001EX
•
饱 和 曲 线
001-003DI
禁 止 区
属于这一类系统的有：化学和容积控制系统、
堆芯余热排出系统、设备冷却水系统、硼和 补给水系统、硼回收系统、乏燃料水池冷却 及净化系统、取样系统等。
4
（二）专设安全设施
专设安全设施是核电厂安全纵深防御的重要组
成部分。在设计基准事故时，用以确保反应堆
安全停堆，并控制放射性和能量释放，尽量限 制其后果，使周围居民安全和健康不受损害。
3、反应性控制（中子毒物控制）
（1） 反应性变化的原因
•燃料消耗； • 裂变产物、毒物（135氙、149钐等），它们 是吸收中子的毒物，并且浓度随功率变化而变 化； • 一回路冷却剂温度变化的温度效应。 （2）反应性控制
• 硼酸溶液的化学补偿
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（3）反应性控制的目的
• 补偿燃耗和毒物带来的负反应性
002BA
MN
补充硼水浓度 与一回路相同
上充
REA
上充
REA
除硼
自动补给
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硼酸控制反应性的优缺点：
优点：
硼酸溶于水中，不需要任何额外空间就能起到吸 收中子的作用，可省去大量控制棒，简化了堆芯布 臵和反应堆压力容器顶部结构。
可溶性硼酸均匀弥散在慢化剂中,消除了采用控 制棒时造成的堆芯内中子通量密度不均匀现象。
反应堆运行时,控制棒几乎可以全部抽出堆芯, 使堆芯功率分布均匀,对提高燃耗深度有利。
24
缺点：
由于改变冷却剂硼浓度是通过向一回路注入浓
硼酸或纯水同时排出等量的一回路水来实现的，
这一过程一般需要几分钟到几十分钟才能完成。 因此,这种办法对反应性调节速度较慢，因而仅 适于控制较慢的反应性变化。电厂升温过程中反 应性的变化、燃耗引起的反应性变化和裂变产物