核电站PPT
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核电站原理与系统ppt课件
2018/10/22 11
□ 当硼注入管线出现故障时，在控制室手动打 开隔离阀RIS020VP，通过此管线将PTR001BA 的硼水注入RCP冷管段。 与隔离阀RIS020VP并联安装的阀029VP的管线 上带有节流孔板，它用于在冷、热管段同时 注入阶段以小流量向冷管段注入。 □ 在 RCV正常上充不可用时，可利用 RIS029VP的管线代替，这时 020VP处于关闭 状态。 ③两条并联的热段注入管线 这两条管线是在 冷、热段同时注入阶段时使用。每一条管线 分别向两个环路热管段注入。 2018/10/22 12
一、主要功能 1、一回路小破口（当量直径 9.5～25mm）或二 回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低 而引起冷却剂收缩时，向一回路补水，重新 建立稳压器水位。 2、一回路大破口（大于345mm）失水事故时， 向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯,限制燃 料元件温度上升。 主管道突然产生脆性断裂是典型的大破口 失水事故。这是专设安全系统的设计基准事 2018/10/22 4 之一。
5.2 安全注入系统 （RIS） 5.2.1 RIS系统功能
3、二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高 浓度硼酸溶液，补偿冷却剂连续过冷而引起 的正反应性。（必要时应停堆）
二、辅助功能
1、换料停堆期间，用低压安注泵为反应堆水 池充水； 2、用水压试验泵进行RCP系统的水压试验； 3、失去全部电源时，用水压试验泵（应急电 源）为惰转的主泵提供轴封水；
2018/10/22 5
5.2.2 系统的组成
RIS分为三个子系统：
1、高压安全注入系统（HHSI）
2、低压安全注入系统（LHSI）
以上为能动安全注入系统，需要使用泵作为注入 动力。 3、中压安全注入系统（MHSI）
为非能动安全注入系统，利用预先充填的氮气 压力实现安注。
□ 当硼注入管线出现故障时，在控制室手动打 开隔离阀RIS020VP，通过此管线将PTR001BA 的硼水注入RCP冷管段。 与隔离阀RIS020VP并联安装的阀029VP的管线 上带有节流孔板，它用于在冷、热管段同时 注入阶段以小流量向冷管段注入。 □ 在 RCV正常上充不可用时，可利用 RIS029VP的管线代替，这时 020VP处于关闭 状态。 ③两条并联的热段注入管线 这两条管线是在 冷、热段同时注入阶段时使用。每一条管线 分别向两个环路热管段注入。 2018/10/22 12
一、主要功能 1、一回路小破口（当量直径 9.5～25mm）或二 回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低 而引起冷却剂收缩时，向一回路补水，重新 建立稳压器水位。 2、一回路大破口（大于345mm）失水事故时， 向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯,限制燃 料元件温度上升。 主管道突然产生脆性断裂是典型的大破口 失水事故。这是专设安全系统的设计基准事 2018/10/22 4 之一。
5.2 安全注入系统 （RIS） 5.2.1 RIS系统功能
3、二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高 浓度硼酸溶液，补偿冷却剂连续过冷而引起 的正反应性。（必要时应停堆）
二、辅助功能
1、换料停堆期间，用低压安注泵为反应堆水 池充水； 2、用水压试验泵进行RCP系统的水压试验； 3、失去全部电源时，用水压试验泵（应急电 源）为惰转的主泵提供轴封水；
2018/10/22 5
5.2.2 系统的组成
RIS分为三个子系统：
1、高压安全注入系统（HHSI）
2、低压安全注入系统（LHSI）
以上为能动安全注入系统，需要使用泵作为注入 动力。 3、中压安全注入系统（MHSI）
为非能动安全注入系统，利用预先充填的氮气 压力实现安注。
图解核电站主要系统 PPT
图解核电站主要系统
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG
核电站主要系统
核岛主要系统
电气部分主要系统
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
•
主泵2#轴封等）
（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
§1.2 化学和容积控制系统RCV
0
300
温
0C
度
水的比容随温度的变化关系曲线
容积控制的方法
原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”。 上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（REA系统执行） 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或TEP系统。
5、稳压器
功能： 1、压力控制 2、超压保护
Psatf(Tsa)t
一、核岛主要系统
§1.2 化学和容积控制系统 RCV
RCV系统的主要功能： 1、容积控制 2、化学控制 3、反应性控制
一、核岛主要系统
1、容积控制
（1）一回路水容积变化的原 积 容 因
– 水容积随温度的变化而变化
– 不可避免的泄漏(一号密封、 1.4m3/1T
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
1、核反应堆
1、堆压力容器
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG
核电站主要系统
核岛主要系统
电气部分主要系统
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
•
主泵2#轴封等）
（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
§1.2 化学和容积控制系统RCV
0
300
温
0C
度
水的比容随温度的变化关系曲线
容积控制的方法
原理：通过上充下泄将稳压器的液位维持在“程序液位”。 上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（REA系统执行） 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或TEP系统。
5、稳压器
功能： 1、压力控制 2、超压保护
Psatf(Tsa)t
一、核岛主要系统
§1.2 化学和容积控制系统 RCV
RCV系统的主要功能： 1、容积控制 2、化学控制 3、反应性控制
一、核岛主要系统
1、容积控制
（1）一回路水容积变化的原 积 容 因
– 水容积随温度的变化而变化
– 不可避免的泄漏(一号密封、 1.4m3/1T
一、核岛主要系统
§1.1 反应堆冷却剂系统 RCP
1、核反应堆
1、堆压力容器
核电行业ppt课件
是一个国际性的核电安全审查组织，负责对各国核电安全进行评估和 审查。
国际核电保险共同体（INES）
是一个国际性的核电保险组织，为全球核电站提供保险服务，分摊风 险。
05
核电的经济与社会 影响
核电的经济性分析
核电的经济性
核电是一种低成本、高效率的能 源供应方式，能够为国家和地区 的经济发展提供稳定的电力支持 。
安全管理
核电站运营过程中需严格遵守安全规定，确保放射性物质得到妥善 管理和控制。
维护与检修
定期对核电站进行维护和检修，确保其设备处于良好状态，延长使 用寿命。
人员培训
对核电站工作人员进行专业培训，提高其技能和素质，确保核电站的 安全稳定运行。
核电站退役与废物处理
退役计划
核电站运行达到设计寿命后，需制定详细的退役计划，确保放射性物质得到妥 善处理和处置。
应对措施
加强应急预案制定和演练， 提高应对核事故的能力；加 强国际合作，共同应对核安 全挑战。
国际核电安全标准与合作
国际原子能机构（IAEA）
是全球核能领域的权威机构，负责制定和推广国际核电安全标准。
核能机构间合作组织（ICRP）
是一个国际性的核能合作组织，致力于推动全球核电安全和可持续发 展。
国际核电安全审查团（IRSG）
近年来，随着气候变化和能源安全问题的 日益严峻，核电重新受到重视，许多国家 开始加大核电投资和研发力度。
核电的优势与挑战
优势
核电作为一种高效、清洁、可靠的能源，具有稳定供电、节能减排、促进经济发展等优点。
挑战
核电建设和运营过程中存在安全、核废料处理、公众接受度等问题，同时核电技术研发和设备制造也面临诸多挑 战。
核电行业ppt课件
国际核电保险共同体（INES）
是一个国际性的核电保险组织，为全球核电站提供保险服务，分摊风 险。
05
核电的经济与社会 影响
核电的经济性分析
核电的经济性
核电是一种低成本、高效率的能 源供应方式，能够为国家和地区 的经济发展提供稳定的电力支持 。
安全管理
核电站运营过程中需严格遵守安全规定，确保放射性物质得到妥善 管理和控制。
维护与检修
定期对核电站进行维护和检修，确保其设备处于良好状态，延长使 用寿命。
人员培训
对核电站工作人员进行专业培训，提高其技能和素质，确保核电站的 安全稳定运行。
核电站退役与废物处理
退役计划
核电站运行达到设计寿命后，需制定详细的退役计划，确保放射性物质得到妥 善处理和处置。
应对措施
加强应急预案制定和演练， 提高应对核事故的能力；加 强国际合作，共同应对核安 全挑战。
国际核电安全标准与合作
国际原子能机构（IAEA）
是全球核能领域的权威机构，负责制定和推广国际核电安全标准。
核能机构间合作组织（ICRP）
是一个国际性的核能合作组织，致力于推动全球核电安全和可持续发 展。
国际核电安全审查团（IRSG）
近年来，随着气候变化和能源安全问题的 日益严峻，核电重新受到重视，许多国家 开始加大核电投资和研发力度。
核电的优势与挑战
优势
核电作为一种高效、清洁、可靠的能源，具有稳定供电、节能减排、促进经济发展等优点。
挑战
核电建设和运营过程中存在安全、核废料处理、公众接受度等问题，同时核电技术研发和设备制造也面临诸多挑 战。
核电行业ppt课件
核电站基本原理 共76页PPT资料
反应堆结构
堆内构件
堆内构件是指压力容器内，除堆芯组件 及驱动轴以外的所有构件。
由四大部分组成： －吊篮部件； －压紧部件； －辐照监督管；
－堆内构件附件（堆内温测装置）。
主体材料为奥氏体不锈钢。
吊篮部件
压紧部件
反应堆结构
堆内构件主要功能： 安放和定位堆芯组件； 为冷却剂流经堆芯导流； 为控制棒束运动导向； 减弱中子和γ 射线对压力容器辐照损伤； 为堆内温度和中子通量测量提供支承和引导。
快中子必须经过慢化，与周围介质的原子核 多次碰撞，使中子能量减小，才能成为热中子 （E=0.625ev)。
普通水、重水和石墨均可作为热中子反应
堆中的慢化剂。
有关基本概念
(3) 反应堆临界
如果反应堆内，单位时间裂变产生的 中
子数等于因吸收和泄漏损失的中子数，则 反
应堆内链式反应能持续进行下去，处于这 种
秦山核电站控制棒吸收体选用银-铟-镉 合金。包壳管采用不锈钢管，棒内充氦气。
控制棒用连接柄连成束棒结构。连接
柄与驱动机构的驱动轴相啮合。
反应堆结构
（3）可燃毒物组件
– 首次装料时，堆芯使用新燃料，初始总反应 性较大。为补偿部分过剩反应性，堆芯设置 了可燃毒物组件。
– 第一次换料时全部卸出，换成阻力塞组件。 – 采用硼硅玻璃管作可燃毒物，包壳材料为不
工作状态反应堆称为反应堆临界。
有关基本概念
核反应堆是可控的自持链式反应装置， 原子弹是瞬时爆炸不可控的链式反应装置。
两者最根本区别是原子弹的装料是高 浓 铀或钚，而核反应堆采用低浓铀。
有关的基本概念
(4) 有效增殖系数
指在有限大反应堆系统内，新一代的 中子与产生它的直属上一代中子数之比， 或中子的产生率与中子消失率之• 有关基本概念 • 核电站工作原理 • 反应堆结构 • 一回路系统及主要设备 • 反应堆运行和控制 • 核电站的安全设计 • 世界核电新发展
核电站工作原理与RCP课件
RCP系统的安全保障措施
高温高压保护
RCP系统设有高温高压保护措施，当系统温度或压力超过设定值 时，会自动触发安全阀或紧急停堆系统，确保系统安全。
泄漏监测
RCP系统设有泄漏监测系统，能够实时监测冷却剂的泄漏情况，及 时发现并处理泄漏问题。
备用电源
RCP系统设有备用电源系统，在主电源失效时能够自动切换到备用 电源，确保系统的正常运行。
记录与报告
根据实际情况，操作员需对控制系统进行 适当的调整，以优化系统性能。
对运行过程中的重要参数进行记录，并及 时报告异常情况。
RCP系统紧急停堆流程
紧急停堆命令发布
在发生紧急情况时，相关部门会发布紧急停 堆命令。
关闭热交换器
通过控制室快速关闭热交换器，防止热量继 续传递。
快速停运主泵
立即关闭主泵，并确保冷却剂停止流动。
和维护。
核电站安全检查与评估
03
定期对核电站进行安全检查和评估，确保核电站符合安全标准
。
核电站环境保护措施
放射性物质排放控制
通过有效的放射性物质处理和储存措施，减少核电站运行过程中对 环境的放射性污染。
废液处理与处置
对核电站产生的废液进行有效的处理和处置，防止废液对环境造成 污染。
固体废物管理
对核电站产生的固体废物进行分类、处理和处置，确保废物得到妥善 处理。
重水堆核电站
利用重水作为减速剂和冷却剂，能够 利用天然铀作为燃料，具有较高的燃 料利用率。
CHAPTER 02
核电站工作原理
核裂变原理
核裂变
是指由重的原子核分裂成 两个或多个较小的原子的 一种核反应形式。
链式反应
在裂变过程中，每一个裂 变原子核会产生更多的裂 变原子核，形成链式反应 。
核电站安全ppt课件
处理措施
• 隐蔽 • 服用稳定性碘片 • 食物和饮水控制 • 出入通道的管制 • 撤离 • 去污 • 发布应急信息命令
隐蔽
• 隐蔽是让人们停留在房屋内，关闭门窗，关闭通风系统， 再采取简易必要的个人防护措施。隐蔽对于防护放射性烟 羽和地面沉积外照射非常有效，对减少吸入产生的内照射 也有一定的效用。
• 中期阶段:从放射性开始释放后的最初几小时起一直延续 几天到几星期的这段时间。一般说来，本阶段开始时，大 部分释放已经发生，而且大部分放射性物质可能已沉积于 地面，除非释放的全是惰性气体。
• 晚期阶段:也称恢复期，自事故中期之后延续几周到几年 的这段时间。当有大量的放射性物质释放时，应根据事故 不同阶段可能的照射途径采取相应的防护措施。
选址标准 1. 要求很高，符合地点很少
2. 核电站对环境的影响，环境对核电站的影 响
3. 关于中国核电站的选址
核泄漏屏障 • 核泄漏是人们对核电站最大的担心 • 四道屏障保护法
四道屏障保护法一． 核电站源自心部件—核燃料棒的新型材料 二． 核燃料元件的包核采用优质的铬合金制造 三． 压力壳 四． 安全壳
防袭击
• 目前为止，世界上没有核电站遭受攻击的先例 • 核电站一旦被袭击，即使当时死伤人数不多，人们对核辐
射的惶恐心态将久久难以平息 • 我国的防御体系较为完善 • 贸然袭击一个国家的核电站，实际上等于向全世界所有核
电设施宣战
核电站事故应急措施
根据事故阶段和照射途径采取适当防护措施
• 早期阶段:由出现明显的放射性物质释放的先兆（即开始 认识到可能出现场外后果）到释放开始以后的最初几小时 的这段时间。
抗地质灾难
• 充分考虑地震和其他自然灾害因素
• 在防强地震方面采取有效措施
核电站PPT精品课件
练习：如图18-2俄罗斯的 切尔诺贝利的核电站事故 造成的辐射污染波及了白 俄罗斯、俄罗斯及乌克兰 的大片领土。各类辐射病、 癌症、神经紧张、居民被 迫疏散等后斯影响还深深 的留在人们的心中。有的 同学提出，既然核电站有 这么大的危害，就不用建 造核电站。你认为这种观 点合理吗？提出你的看法。
思考:
体外受精
动
有性生殖
物
卵生
的 生
胚胎发育方式
胎生
殖 方
卵胎生
式
分裂生殖
无性生殖
出芽生殖
当我们走过青春期之后，我们将走向成年，最 终将走向衰老与死亡。
1.衰老的概念：
衰老是身体各部分器官系统的功能逐渐衰退的过程。
2.衰老的表现：
表现有：脸上有大量皱纹，老态龙钟，年老无力， 皮肤失去弹性，钙大量流失，易骨折。行动迟缓， 反应迟钝等等。
据预测，2050年世界60岁以上老年人将达到 20亿，是2000年的3、4倍。
随着生活水平的提高，人的平均寿命也在不断地提高， 人口老龄化逐渐成为人们普遍关注的社会问题
小组讨论：
(1)你的家中有老人吗？ (2)你都为他们做了什么？ (3)你认为应如何尊重老人？ (4)在社会中我们可以为老人做些什么？
第二节 核能
一、核能：在原子核发生变化时放出的能量.
二、获得核能的两条途径是：
（1）重核的裂变
对链式反应不加控制——原子弹 控制链式反应速度——核反应堆 （2）轻核的聚变
不加控制——氢弹 可控实验装置——中国环流器1号
裂变
科学家们发现用中 子轰击铀235时， 铀核会分裂成大小 差不多的两部分， 这种现象叫做裂变
1945年8月6日名为“小男孩”的原子弹。这 个“小男孩”的巨大毁灭力，令日本广岛核 爆中心方圆2公里内所有建筑物全部被夷为 平地。
核电站简介PPT课件
GNP
14
秦山核电站
15
16
17
二、核电站的安全性 多道屏障 第一道屏障是燃料芯块； 第二道屏障是燃料元件包壳； 第三道屏障是一回路系统压力边界； 第四道屏障安全壳。
18
QNP-3(CANDU)
19
三、核电站运行的特点
1.在火电厂中，可以连续不断地向锅炉提供 燃料，而压水堆核电站的反应堆，只能对 堆芯一次装料，定期停堆换料。 反应堆冷却剂中含有硼酸，对一回路 系统及其辅助系统的运行和控制，带来一 定的复杂性；
1
一、核电站的发展
核电站的核心装置是提供核能的反应堆， 堆中释放的能量要利用载热流体（水、氦 气、液态金属）通过第一回路带到热交换 器，再通过热交换器，加热工作物质，由 第二回路送到涡轮发电机。
从核裂变发现到现在，只有50多年的 历史。
1942年，第一座反应堆达到临界。
2
• 1954年，在库尔恰托夫的主持下，苏联建成了世 界上第一座核电站——奥布灵斯克5MW石墨水冷 堆核电站。从此人类进入了核电时代。这种类型 的核电站目前只在原苏联和东欧少数国家使用。
32
• 要用反应堆产生核能,需要解决以下4个问题： ①为核裂变链式反应提供必要的条件，使 之得以进行。②链式反应必须能由人通过 一定装置进行控制。失去控制的裂变能不 仅不能用于发电，还会酿成灾害。③裂变 反应产生的能量要能从反应堆中安全取出。 ④裂变反应中产生的中子和放射性物质对 人体危害很大，必须设法避免它们对核电 站工作人员和附近居民的伤害。
4
• 1960年，美国的德累斯顿沸水堆核电站投 入运行，它主要由沸水堆本体、蒸汽给水 系统和其它辅助系统组成。目前这种类型 的核电站所占比例仅次于压水堆核电站， 我国目前没有这种类型的核电站。
图解核电站主要系统 PPT
一、核岛主要系统
传
输 水
乏燃料水池
池
装冲 罐洗 池池
KX厂房
堆内构件池 换料腔
RX厂房
1#机RX、KX厂房布置图
反应堆水池全貌
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
堆腔（左图）和换料机（右图）
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
乏燃料池和行车（左图） 运输水池和倾翻机（右图）
ABP
7. 给水除气器系统 ADG
8. 汽动/电动给水泵系统 APP/APA
9. 高压给水加热器系统 AHP
10.给水流量控制系统 ARE
11. 循环水系统 CRF
12.辅助给水系统 ASG
二回路主要系统
1、功能：
➢将一回路提供的热能（高温高压蒸汽）转 变为汽轮机高速旋转的机械能，带动发电机 发电；
图解核电站主要系统
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电
EAS
GEW
GSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG
核电站主要系统
核岛主要系统
电气部分主要系统
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
（1）何谓LOCA事故？
一旦一回路管道大破裂，冷却剂就会 喷流而出，造成反应堆失水。如果堆 芯失去冷却而烧毁，则大量放射性物 质就可能释放到安全壳内。
图解核电站主要系统_图文
一、核岛主要系统
§1.2 化学和容积控制系统 RCV
RCV系统的主要功能： 1、容积控制 2、化学控制 3、反应性控制
一、核岛主要系统
1、容积控制
容 积
（1）一回路水容积变化的原 因
– 水容积随温度的变化而变化
– 不可避免的泄漏(一号密封、 1.4m3/1T
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
单元 02BA
30VP
RRA泵
§14 余热排出系统RRA
RRA泵的电动机
§1.4 余热排出系统RRA
RRA热交换器
§1.4 余热排出系统RRA
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
1、系统的功能
Ø冷却功能 Ø净化功能 Ø充排水功能
2、系统的组成
Ø反应堆水池 Ø乏燃料水池 Ø换料水箱 Ø泵和管道
入
0
§1.6 安全注入系统 RIS
10
20
30
一回路破口后的压力变化
时间 （s）
3、LOCA时的安注过程
高、低压安注示意
§1.6 安全注入系统 RIS
中压安注示意
中压安注箱
§1.6 安全注入系统 RIS
3、LOCA时的安注过程
第二阶段： 安注再循环阶段
当换料水箱的 水位仅有2.1米 时，安注转入 再循环阶段。
RRA01PO
RRA02PO
13VP
RRI
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路 RCP02PO
RCV310VP
03GV
RCV50V P
RCV01EX
082VP
§1.2 化学和容积控制系统 RCV
RCV系统的主要功能： 1、容积控制 2、化学控制 3、反应性控制
一、核岛主要系统
1、容积控制
容 积
（1）一回路水容积变化的原 因
– 水容积随温度的变化而变化
– 不可避免的泄漏(一号密封、 1.4m3/1T
•
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
单元 02BA
30VP
RRA泵
§14 余热排出系统RRA
RRA泵的电动机
§1.4 余热排出系统RRA
RRA热交换器
§1.4 余热排出系统RRA
§1.5 反应堆水池和乏燃料 水池冷却和处理系统PTR
1、系统的功能
Ø冷却功能 Ø净化功能 Ø充排水功能
2、系统的组成
Ø反应堆水池 Ø乏燃料水池 Ø换料水箱 Ø泵和管道
入
0
§1.6 安全注入系统 RIS
10
20
30
一回路破口后的压力变化
时间 （s）
3、LOCA时的安注过程
高、低压安注示意
§1.6 安全注入系统 RIS
中压安注示意
中压安注箱
§1.6 安全注入系统 RIS
3、LOCA时的安注过程
第二阶段： 安注再循环阶段
当换料水箱的 水位仅有2.1米 时，安注转入 再循环阶段。
RRA01PO
RRA02PO
13VP
RRI
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
01RF
02RF RRI
24VP 25VP
反应堆
二环路 RCP02PO
RCV310VP
03GV
RCV50V P
RCV01EX
082VP
核电站系统与设备.ppt
核能发电技术
4.3专设安全设施
4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统（RIS） 4.3.3 安全壳喷淋系统（EAS） 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统（ASG）
4.3.1 概述
1.专设安全设施的范围 安全注入系统（RIS） 安全壳喷淋系统（EAS） 辅助给水系统（ASG） 安全壳隔离系统（EIE） 安全壳内大气监测系统（ETY）
（3）二回路大破口事故 主给水管道大破口事故
投入ASG，排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故
启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热，直至RRA投入为止
第一类—正常运行和瞬态运行
发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过 1/1000mSv，该类工况不会导致保护系统动作
硼注入缓冲箱RIS021BA，硼酸再循环泵RIS021PO、022PO
（1）HHSI的吸水管线
正常管线：与低压安注泵出口连接的增压管线。 备用管线：直接从换料水箱来的吸水管线，低压安注泵失效
时使用
※出现安注信号后，RCV001~003PO从容控箱来的吸水管线隔 离
（2）HHSI的注入管线
1 - 通过浓硼酸注入箱RIS004BA的管线 由安注信号启动，将浓度7000μg/g的硼酸注入RCP冷段
3. 专设安全设施的作用 下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用
（1）一回路小破口事故 破口当量直径9.5-25mm RCP泄漏量很小时，RCV上充即可补偿 泄漏量较大时，投入RIS，限制稳压器水位和压力降低
（2）一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm，属于设计基准事故 投入RIS，防止堆芯裸露，保证燃料元件的完整性 安全壳隔离，防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS，保证安全壳的完整性
4.3专设安全设施
4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统（RIS） 4.3.3 安全壳喷淋系统（EAS） 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统（ASG）
4.3.1 概述
1.专设安全设施的范围 安全注入系统（RIS） 安全壳喷淋系统（EAS） 辅助给水系统（ASG） 安全壳隔离系统（EIE） 安全壳内大气监测系统（ETY）
（3）二回路大破口事故 主给水管道大破口事故
投入ASG，排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故
启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热，直至RRA投入为止
第一类—正常运行和瞬态运行
发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过 1/1000mSv，该类工况不会导致保护系统动作
硼注入缓冲箱RIS021BA，硼酸再循环泵RIS021PO、022PO
（1）HHSI的吸水管线
正常管线：与低压安注泵出口连接的增压管线。 备用管线：直接从换料水箱来的吸水管线，低压安注泵失效
时使用
※出现安注信号后，RCV001~003PO从容控箱来的吸水管线隔 离
（2）HHSI的注入管线
1 - 通过浓硼酸注入箱RIS004BA的管线 由安注信号启动，将浓度7000μg/g的硼酸注入RCP冷段
3. 专设安全设施的作用 下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用
（1）一回路小破口事故 破口当量直径9.5-25mm RCP泄漏量很小时，RCV上充即可补偿 泄漏量较大时，投入RIS，限制稳压器水位和压力降低
（2）一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm，属于设计基准事故 投入RIS，防止堆芯裸露，保证燃料元件的完整性 安全壳隔离，防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS，保证安全壳的完整性
反应堆核电站课件PPT
反应堆核电站课件
contents
目录
• 核能与核电站概述 • 反应堆核电站的构成与运行 • 反应堆核电站的燃料循环与处理 • 反应堆核电站的环境影响与监管 • 反应堆核电站的发展趋势与未来展望
01 核能与核电站概述
核能的基本原理
01
02
03
核裂变
重原子核分裂成两个较轻 的原子核，同时释放出巨 大能量。
开展核能基础研究、应用研究和前沿技术研究， 推动核能技术创新。
核能学术交流
通过学术会议、研讨会等方式，促进核能领域的 学术交流和合作。
THANKS FOR WATCHING
感谢您的观看
评估内容主要包括对空气、水、土壤等环境因素的监测和评价，以及对生态、人体 健康等方面的影响分析。
评估过程中需综合考虑核电站的选址、设计、建设和运营等多个阶段的环境影响， 以确保核电站建设和运营的可持续性。
核电站的辐射防护与控制
核电站的辐射防护与控制是确保 核电站安全运行的重要保障措施
。
辐射防护与控制主要包括对放射 性物质的监测、控制和处置，以 及对工作人员和公众的防护措施
核聚变
轻原子核结合成重原子核 ，同时释放出巨大能量。
核反应
通过控制核反应速度，实 现核能的平稳释放。
核能的优点与缺点
优点
能量密度高、能源稳定、对环境 影响小等。
缺点
核废料处理困难、安全风险、政 治风险等。
核电站的种类与工作原理
压水堆核电站
利用反应堆内的高压水作 为冷却剂，将核能转化为 热能，再通过蒸汽轮机转 化为电能。
反应堆类型
根据用途和堆型，反应堆可以分为压 水堆、沸水堆、重水堆等。
反应堆核电站的主要系统
反应堆系统
contents
目录
• 核能与核电站概述 • 反应堆核电站的构成与运行 • 反应堆核电站的燃料循环与处理 • 反应堆核电站的环境影响与监管 • 反应堆核电站的发展趋势与未来展望
01 核能与核电站概述
核能的基本原理
01
02
03
核裂变
重原子核分裂成两个较轻 的原子核，同时释放出巨 大能量。
开展核能基础研究、应用研究和前沿技术研究， 推动核能技术创新。
核能学术交流
通过学术会议、研讨会等方式，促进核能领域的 学术交流和合作。
THANKS FOR WATCHING
感谢您的观看
评估内容主要包括对空气、水、土壤等环境因素的监测和评价，以及对生态、人体 健康等方面的影响分析。
评估过程中需综合考虑核电站的选址、设计、建设和运营等多个阶段的环境影响， 以确保核电站建设和运营的可持续性。
核电站的辐射防护与控制
核电站的辐射防护与控制是确保 核电站安全运行的重要保障措施
。
辐射防护与控制主要包括对放射 性物质的监测、控制和处置，以 及对工作人员和公众的防护措施
核聚变
轻原子核结合成重原子核 ，同时释放出巨大能量。
核反应
通过控制核反应速度，实 现核能的平稳释放。
核能的优点与缺点
优点
能量密度高、能源稳定、对环境 影响小等。
缺点
核废料处理困难、安全风险、政 治风险等。
核电站的种类与工作原理
压水堆核电站
利用反应堆内的高压水作 为冷却剂，将核能转化为 热能，再通过蒸汽轮机转 化为电能。
反应堆类型
根据用途和堆型，反应堆可以分为压 水堆、沸水堆、重水堆等。
反应堆核电站的主要系统
反应堆系统
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发电机厂房
第一个的感觉就是吵，确实，每分钟转动3000转的庞大 汽轮机发电机组转动起来的感觉想想一下，感觉耳朵都 不好使了；第二个感觉就是热，到处都是高温高压的管 道、容器。
压水堆核电站
以压水堆为热源的核电站。它 主要由核岛和常规岛组成。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。
快堆核电站
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，快堆可将铀资源利用率提高到60>％—70>％。
什么是核电站
核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生 的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆 是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进 行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、 沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但 用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普 通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发 展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。
输电杆塔
整燃料是铀。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。
安全壳里面就是整 个核电站的心脏了， 所有的动力全部来 源内部核反应堆。
以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻 水>为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力 容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与 压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、 安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优 点。它们都需使用低富集铀作燃料。
沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）； 蒸汽->给水系统；反应堆辅助系统等。