核电厂系统及设备课程设计

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核电厂系统及设备讲义

核电厂系统及设备讲义

核电厂系统及设备讲义一、核电厂概述核电厂是利用核裂变或核聚变能产生电能的设施。

核电厂通常由核反应堆、发电机、冷却系统、辅助设备等组成。

二、核反应堆核反应堆是核电厂的核心设备,它是进行核裂变或核聚变反应的地方。

核反应堆通常采用压水堆、沸水堆等不同类型。

核反应堆的安全运行是核电厂的关键。

三、发电机核电厂的发电机是将核反应堆产生的热能转化为电能的装置。

发电机通过转动产生电能,供给电网使用。

四、冷却系统核电厂的冷却系统用于散热,避免核反应堆过热。

冷却系统通常采用水冷却或气冷却的方式。

五、安全系统核电厂的安全系统包括应急关闭系统、防护系统等。

这些系统是核电厂保障安全运行的关键。

六、辅助设备核电厂的辅助设备包括控制系统、监测设备、燃料装置等。

这些设备为核电厂的正常运行提供支持。

七、废物处理系统核电厂产生的废物处理是核电厂运行的重要环节。

废物处理系统包括核废料处理设施、废水处理设施等。

以上就是核电厂系统及设备的简要介绍,核电厂作为清洁能源的重要组成部分,在全球范围内发挥着重要作用。

随着技术的不断发展,核电厂的安全性和效率将得到进一步提升。

八、安全防护设施核电厂的安全防护设施是保障核反应堆安全运行的重要一环。

其中包括核反应堆容器、保护壳和防辐射屏障等。

这些设施能够有效隔离放射性物质,确保辐射对周围环境和人员的影响得到最小化。

九、辐射监测系统核电厂使用辐射监测系统对反应堆周围环境和工作人员进行实时监测,以确保辐射水平在安全范围内。

这些监测系统包括气体采样装置、人员穿戴的辐射监测仪器等,能够及时警报,保障人员和环境的安全。

十、应急预案核电厂拥有完善的应急预案,对各种可能的事故和突发状况进行了充分的预案和演练。

一旦发生紧急情况,核电厂能够迅速启动应急预案,以及时有效地应对和解决问题。

十一、燃料处理系统核电厂的燃料处理系统负责燃料元件的储存、运输和辐射监测。

燃料元件是核反应堆的关键部件,核电厂需要对其进行精心管理和维护,以确保核反应堆的正常运行。

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

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。

核电厂系统与设备课程设计

核电厂系统与设备课程设计

目录前言第一章概论1.1核能的发展过程及现状1.2国际核能发展概况1.3我国目前核能发展概况及本设计堆型选择第二章核电厂选址及厂房布置2.1电厂选址2.2总平面布置第三章反应堆冷却剂系统和设备3.1反应堆冷却剂系统3.1.1冷却系统3.1.2压力调节系统3.1.3超压保护系统3.1.4系统布置3.2堆本体结构3.2.1 反应堆压力容器3.2.2控制棒驱动机构3.3反应堆冷却剂泵3.4蒸汽发生器3.4.1工质流程3.4.2主要结构3.4.3蒸汽发生器的传热计算(简化)3.5稳压器3.5.1基本参数3.5.2稳压器喷淋系统3.5.3稳压器的电加热器3.5.4稳压器泄压箱第四章核岛主要辅助系统4.1化学和容积控制系统4.2余热排出系统4.3反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统4.3.1 反应堆换料水池及净化系统4.3.2乏燃料水池的冷却和净化4.4废物处理系统设计4.5核岛通风空调及空气净化4.5.1进风采气口4.5.2进风机房4.5.3进风净化处理机组第五章专设安全设施5.1应急堆芯冷却系统5.1.1高压安注系统5.1.2蓄压箱注入系统5.1.3低压安注系统5.2安全壳喷淋系统第六章核电厂常规岛系统及设备6.1汽轮机6.1.1汽轮机结构6.2汽水分离再热器6.3凝汽器6.4除氧器6.5循环水系统第七章总结前言现代社会飞速发展,社会的发展离不开能源。

而由于多年的超量开采,化石能源日渐稀少,而且价格越来越高,更严重的是传统的化石能源对于环境的破坏使人们失去了美好的家园。

鉴于此,有必要开发清洁安全的新型能源。

核能属于清洁能源,而且经过几十年的不断发展,目前技术也比较成熟。

对于我国目前火电占主要地位的情况,发展核电更是迫在眉睫的事情。

世界上核电占的比例大约为15%。

而我国目前核电仅仅占了总装机量的1.04%。

核工业还是一个战略性的产业,技术密集度高,是一个国家的综合实力的象征。

所以,大力发展核能,十分符合目前我国的基本国情。

核电厂系统及设备培训课程

核电厂系统及设备培训课程

核电厂系统及设备培训课程一、课程概述核电厂系统及设备培训课程是针对核电行业从业人员设计的一门专业培训课程。

本课程旨在帮助学员全面了解核电厂系统及设备的基本概念、工作原理和操作流程,提升其在核电厂工作中的技术能力和安全意识。

二、课程目标本课程的主要目标是培养学员掌握核电厂系统及设备的基本知识和操作技能,以及核电厂的安全管理要求,让学员能够胜任核电厂的相关工作岗位并保证工作安全。

三、课程大纲1. 核电厂系统及设备概述•核电厂定义和分类•核电厂系统组成和功能•核电厂设备分类和作用2. 核能原理与反应堆类型•核能原理概述•常见核反应堆类型及特点•核反应堆的工作原理3. 核电厂关键系统概述•反应堆系统•输电系统•供水系统•紧急停堆系统4. 核电厂设备操作与维护•设备操作规程与流程•设备监测与维护要点•常见故障处理方法5. 核电厂安全管理•核能安全基本原理•核电厂事故案例分析•核电厂安全设施和措施四、课程评估方式本课程的评估方式主要包括课堂笔记、课程作业和期末考试。

学员需要根据老师的要求完成课堂笔记和作业,并参加期末考试。

根据学员在学习过程中的表现和考试成绩,评估其对核电厂系统及设备的掌握程度。

五、课程资料本课程将提供以下资料:•课程讲义:包括课程内容的详细介绍和教学演示•参考书籍:提供与核电厂系统及设备相关的专业参考书籍•实践案例:通过实际案例分析,帮助学员更好地理解核电厂的运行和管理六、适用人群本课程适用于核电行业从业人员、核能研究人员、核电厂管理人员以及对核能技术感兴趣的学生等。

学员需要具备基本的科学知识和相关专业背景,以更好地理解本课程的内容。

七、总结核电厂系统及设备培训课程旨在提升学员在核电厂工作中的技术能力和安全意识。

通过系统地学习核电厂的基本概念、工作原理和操作流程,学员能够更好地理解核电厂的运行和管理,并胜任相关工作岗位。

本课程将为学员提供丰富的课程资料和实践案例,帮助其更好地掌握核电厂系统及设备的知识和技能。

核电厂系统与设备第二版课程设计

核电厂系统与设备第二版课程设计

核电厂系统与设备第二版课程设计一、课程设计目的本课程设计主要是为了使学生深入了解核电厂系统与设备的原理、结构和工作原理,培养学生的实践能力,为将来从事相关工作提供基础知识和技能。

二、课程设计内容1. 系统概述介绍核电厂系统概述,包括核反应堆系统、内部循环系统、热力系统、冷却系统、辅助系统等内容。

2. 核反应堆系统详细介绍核反应堆的原理、结构、工作原理和安全措施,包括输入输出控制、负反馈控制、温度变化控制等技术。

3. 内部循环系统介绍内部循环系统的原理、结构、工作原理和关键技术,以及系统设计、运行和维护中的注意事项。

4. 热力系统介绍热力系统的概念、原理、结构和运行原理,包括其与核反应堆系统、内部循环系统等其他系统之间的关联性。

5. 冷却系统该模块主要介绍冷却系统的原理、结构、工作原理和冷却技术。

主要包括冷却剂流动特性、储存技术、储存设备和储运安全问题。

6. 辅助系统介绍核电厂辅助系统的原理、结构、工作原理和技术,主要包括变压器、燃料加注系统、消防系统、氧气系统、防辐射控制系统和安全保护系统等方面。

三、课程设计要求1. 学习方法本课程设计采用多种教学方法,如课堂讲授、案例分析、实验操作和模拟演练等。

2. 设计要求本次课程设计要求学生独立完成课程设计,并在规定的时间内提交课程设计报告,其中应包括设计说明、方案、图纸、流程图和技术参数等内容。

3. 实践环节本课程设计还要求学生在实验室中进行实验操作,学生应熟练掌握实验操作技能,加强对核电厂系统与设备的理解和认识。

4. 安全要求本课程设计涉及到核能问题和辐射问题,教师和学生必须严格遵守安全规定,注意安全保护,确保实验室环境安全。

四、课程设计结果评估本次课程设计将考核学生的实践操作能力、设计能力、文献查阅能力和课程理解能力等方面,评估结果将影响学生最终的成绩。

核电厂系统及设备课程设计

核电厂系统及设备课程设计

一回路主要技术参数:Pt反应堆额定热功率(MW) 3230 n环路数(条) 4 P1反应堆出口冷却剂压力(MPa) (MPa)15.7 T1反应堆出口冷却剂温度(℃) (℃)321.7 T2反应堆入口冷却剂温度(℃) (℃)291 T‘一回路平均温度(℃)306.35 Pa设计压力(MPa) (MPa)17.64 Ta设计温度(℃) (℃)350水压试验压力(MPa) (MPa)24.5水压试验温度(℃)(℃) >85 P2蒸汽发生器出口压力(MPa) (MPa) 6.27 v’一回路平均比容0.0014 h1反应堆出口冷却剂 焓 (kJ/kg)(kJ/kg)1463.48 S1kJ/(kg*K)kJ/(kg*K) 3.44042反应堆出口冷却剂 比容 0.00148 h2反应堆进口冷却剂 焓 (kJ/kg)(kJ/kg)1289.44 S2kJ/(kg*K) kJ/(kg*K) 3.14025反应堆进口冷却剂 比容0.00134 qm1一回路冷却剂质量流量 kg/s kg/s18559.2单回路质量流量 kg/s kg/s4639.79 qv1一回路冷却剂体积流量 m3/h m3/h0单回路冷却剂体积流量 m3/h m3/h0 d0蒸汽发生器管外径 mm mm20壁厚 mm mm 1.25 di蒸汽发生器管内径 mm mm17.5 dca蒸汽发生器管计算直径 mm mm20α1 一次侧对流传热系数 W/(m2·K)33986.8λ1一次侧流体热导率0.5513 Pr0.8776 Re724937.9λw传热管材料导热率 W/m.℃16.62 Rw传热管壁热阻 m2.K/W8.03E-05 Rf污垢热阻 m2.K/W8.8E-06 h4'蒸汽出口压力下饱和水焓 kJ/kg1228.67 h4"蒸汽出口压力下饱蒸汽焓 kJ/kg2782.1 S4'蒸汽出口压力下饱和水熵 kJ/(kg*K) 3.05387 S4"蒸汽出口压力下饱和蒸汽熵 kJ/(kg*K) 5.86998 X干度0.995 h4蒸汽发生器出口蒸汽焓值 kJ/kg2774.34 t4 蒸汽发生器出口蒸汽温度℃278.47 S4蒸汽发生器出口蒸汽熵 kJ/(kg*K) 5.8559 t3给水温度 ℃218 p3给水压力 Mpa7.5 h3给水焓值 kJ/kg936.029 T4 蒸汽发生器出口蒸汽温度℃278.47 S3给水熵 kJ/(kg*K) 2.48978η蒸汽发生器效率0.99qm2蒸汽质量流量 kg/s1739.48P0环境态水压力 Mpa0.1T0环境态水温度 ℃25h0环境态水焓 kJ/kg104.856S0环境态水熵 kJ/(kg*K)0.36698ex2-ex184.58671ex3198.5773ex41033.783ηex火用效率0.938894汽水分离再热器主要技术参数被加热蒸汽流量 kg/s292被加热蒸汽压力 MPa0.569被加热蒸汽温度 ℃153.8入口湿度 15.50%出口湿度 0.50%加热蒸汽温度 ℃271加热蒸汽流量 kg/s131.8加热蒸汽压力 MPa 5.5压损3%入口焓值2429.52入口熵 6.0227入口比容0.280529出口焓值2743.36出口熵 6.7527出口比容0.330132抽汽级数抽汽压力 (MPa)抽汽温度(℃)湿度抽汽管道压1 2.232188.922 1.3819411.6330.8717413.7840.5415515.5850.13123 -860.06588 1.87870.02565 5.172H‘1206.95Ha1315.089Ta295.86Δt1'77.86Δt2'12.53Δt135.762251Δt1"43.23Δt2"17.39Δt228.375668Cp 5.61kJ/(kg·KQ1476022.2Q22753978Q32300006330Δtln29.26654K((试取求α2)K’(试取求α2’)6633W / m 2q185257.2q1237211.01α228371.86 q2178568.08K6329.65417435.22 A12006.7457A(四个回路A214632.022A实际19178.74α2‘33731.82α2“27650.82通流面积0.000962 K1(迭代求得的值)6562.285管束5408.92 K2(迭代求得的值)6293.043K"(试取求α2”)6293A(四个回路总面积)16638.77A实际18302.6451791.6655位置干度焓值熵比容高压缸2 级后0.9112635.9 5.94770.078188高压缸 3级后0.8842560.92 5.9860.126309高压缸 4级后0.8632492.86 6.00920.191668高压缸排气0.8452426.22 6.03450.2947142 号低压缸2 级后#VALUE!2719.647.3558 1.3855663、4 号低压缸3 级后0.98132613.477.3855 2.487312低压缸 4级后0.94832496.187.4715 5.882713。

核电厂系统及设备培训课程

核电厂系统及设备培训课程
智能化技术应用:引入先进的智能化技术,提高核电厂运行管理的自动化水平 人才培养与团队建设:加强员工培训和团队建设,提高核电厂运行与管理水平
运行成本:包括燃 料成本、维护成本、 人力成本等
经济效益:发电量、 电力销售收入、税 收等
社会效益:环保、 安全、就业等 Nhomakorabea综合效益评估:考 虑各种因素,评估 核电厂的总体效益
调整:根据监控数据,及时调 整运行参数,优化设备性能, 提高运行效率
运行监控:实时监测核电厂系 统及设备的运行状态,确保安 全稳定
应急处理:在出现异常情况时, 迅速采取应急措施,防止事故 扩大
培训内容:介绍核电厂运行监 控与调整的相关知识、技能和
注意事项
运行效率提升:通过改进操作流程和设备维护方式,提高核电厂运行效率 安全管理强化:加强安全监管和风险控制,确保核电厂安全稳定运行
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汇报人:
核电厂设备介绍
反应堆类型:轻水堆、重水堆、快中子堆等 反应堆结构:压力壳、燃料组件、控制棒等 反应堆控制系统:调节反应堆功率、控制反应性等 反应堆安全设施:安全壳、应急冷却系统等
蒸汽发生器: 将核反应堆产 生的热能转化 为蒸汽,为汽 轮机提供动力
蒸汽管道:将 蒸汽从蒸汽发 生器输送到汽 轮机,以及从 汽轮机输送到
辐射防护:加强辐射防护措施,确 保员工和周边居民的健康与安全
核电厂运行与管理
核电厂运行计划:制定、执行和监控核电厂的运行计划,确保安全、经济和高效运行 调度管理:协调核电厂与电网之间的调度,确保电力供应的稳定和可靠 应急预案:制定和执行核电厂应急预案,应对突发事件和事故情况 运行人员培训:对核电厂运行人员进行培训,提高其技能水平和操作能力
核电厂安全与防护
国家核安全法 规和标准

NU310核电厂系统与设备pdf

NU310核电厂系统与设备pdf

Pressurized water reactors are the main type of nuclear power plants constructed in China, which have complex systems of construction, huge equipments, various types and much higher security and reliability. This course will give an overall introduction on the primary coolant system and its key equipments to help the students to understand its thermal hydraulic *课程简介(Description) characteristics; introduce the nuclear auxiliary system, the component and equipment of engineered safety features, and basic knowledge of operation in advanced and large-size pressurized water reactors. Then the students can get a basic understanding of the components and operations of nuclear power plant.
(中文)核电厂系统与设备 (英文)Nuclear Power Equipment and System 专业必修课 本科生三年级 中文 机械与动力工程学院 无 曹学武,匡波 课程网址 (Course Webpage)

核电厂系统与设备(第五讲)

核电厂系统与设备(第五讲)
• 在正常的变功率运行过程中,该系统维持 稳压器的程序水位。
• 对于较快的负荷变化,如每分钟±5%额定 功率的线性功率变化,或±10%额定功率 的功率阶跃改变,化容系统与稳压器共同 承担容积补偿。一般说来,化容系统分担 上述过程中容积变化的30%~40%。
• 对于一回路小的泄漏,由化容系统提供足 够的补给水。
表4-2压水堆冷却剂的放射性(电功率1000MW,冷 却剂温度303oC,燃料破损率1%)
(2)水质指标控制
• 水除了载热和慢化中子外,还发生一系列 的反应,其中包括: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。
• 常用的pH值控制剂有两种,它们是氢氧化 锂和氢氧化铵。
⑤ 电导率
• 电导率是水中离子总浓度的一个指标,单 位(uS/cm)水越纯净,电导率越低。电导 率是水纯度的一个度量标准。
• 冷却剂中加入硼酸和pH值控制剂后,电导 率已不能有效地反映冷却剂的纯度,而只 能规定一个允许范围,具体取值大小取决 于硼酸和pH值控制剂的添加量。通常电导 率范围为1~40 。
• 容积控制就是通过CVCS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,如下图所示:
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%;
图(1) 水的比容随温度变化曲线
图(2) 容积控制原理
3 水质控制
化容系统在设计规定的燃料包壳破损率 (一般为0.5%)情况下,应能保证冷却剂达到 规定的放射性水平和水质指标。 (1)放射性水平的控制 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

核电厂系统设备课程设计-(完整)

核电厂系统设备课程设计-(完整)

核电厂系统设备课程设计-(完整)南京工程学院课程设计说明书(论文)作者:乔玉凤学号: 207080603 系部:能源与动力工程学院专业:核电站集控运行题目:灌云核电站设计指导者:(姓名) (专业技术职务)评阅者:(姓名) (专业技术职务)20 11年 6 月南京摘要介绍了由我自己设计的AP1000先进非能动型压水堆的技术特点以及各个系统的设计理念和设计细节,AP1000设计的目的是为了实现高安全性和良好的运行性能记录,安全系统设计充分利用自然驱动力,在不需要大规模的安全支持系统的条件下保持正常运行功率,非能动系统的使用使核电厂的设计比起传统的压水堆核电厂有显著的简化,简化不仅减少了设备部件的采购量,降低了相应的安装成本,缩短了施工工期,并使维修活动最小化。

对于AP1000核电厂,设计简化的结果还包括可利用率的提高和所需员工数量的减少。

关键词:AP1000;非能动型核电厂;核系统;纵深防御;优越性;安全AbstractThis paper introduces the design of your own by me for the Westinghouse AP1000 advanced the move of the technical characteristics and the desigh of each system design idea and design details, the Westinghouse AP1000 is designed in order to achieve the high security and good safety record, the operation performance of system design make full use of natural driving force, without the need for massive security support system under the conditions of normal operation, the power to keep the use of nuclear power plant to move system design than the traditional PWR nuclear power plant have significantly simplified, simplify not only reduced the equipment parts, reduce the quantity of the corresponding installation costs, shorten the construction period, and the maintenance activities is minimal. For the Westinghouse AP1000 nuclear power plant, the simplified design results also include the improvement of utilization ratio and the reduction of the number of the employees.Key words: AP1000; The nuclear power plant of unmoved; System of nuclearpower; Defense in depth; Superiority; Safety目录前言 ........................................................................... . (1)第一章核电概述及其发展 ........................................................................... . (2)1.1发展核电的必要性 ........................................................................... ..... 2 第二章厂址的选择 ........................................................................... (8)2.1核电厂总体及厂房布置 (8)2.2核电站安全设计原则 ............................................................................9 2.3堆型的确定及简介 ........................................................................... .... 10 2.4 压水堆核电厂相关设计 (13)2.5循环水系统的选择 ........................................................................... .... 14 第三章反应堆冷却剂系统 ........................................................................... (14)3.1 反应堆冷却剂系统 ........................................................................... (14)3.1.1 系统概述 ........................................................................... ........ 14 3.1.2 系统的保护 ........................................................................... .... 16 3.1.3 系统的参数测量 (17)3.2冷却剂泵的设计与选择 (17)3.2.1其安装布置 ........................................................................... ..... 17 3.2.2 AP1000屏蔽主泵及电机的主要技术参数 ................................. 18 3.2.3总体结构 ........................................................................... ......... 18 3.2.4主泵屏蔽电机主要部件、系统 .................................................. 19 3.2.5 APl000屏蔽电机泵的主要技术特点 ......................................... 21 3.3蒸汽发生器 ........................................................................... (22)3.3.1蒸汽发生器的相关介绍 ............................................................. 22 3.3.2立式蒸汽发生器 .........................................................................23 3.3.4蒸汽发生器的相关设计 (24)第四章核岛辅助系统 ........................................................................... . (31)4.1化学和容积控制系统(RCV) (31)4.1.1 系统功能 ........................................................................... ........ 31 4.1.2系统流程 ........................................................................... ......... 33 4.1.3主要设备特性 ............................................................................35 4.2 反应堆硼和水补给系统(REA) (37)4.2.1 系统功能 ........................................................................... ........ 37 4.2.2系统的组成 ........................................................................... ..... 37 4.2.3系统主要设备特性 (38)4.3 余热排出系统(RRA) ........................................................................ . (41)4.3.1反应堆的冷却 ............................................................................41 4.3.3 系统的组成 ............................................................................. 42 4.3.4系统主要设备特性 (42)4.4辅助冷却水系统 ........................................................................... . (44)4.4.1反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统 ...............................44 4.4.2设备冷却水系统(RRI) ........................................................... 49 4.4.3 重要厂用水系统(SEC) (51)第五章专设安全设施 ........................................................................... . (53)5.1概述 ........................................................................... .......................... 53 5.2 非能动堆芯冷却系统 (53)5.2.1 系统功能 ........................................................................... ........ 53 5.2.2系统描述 ........................................................................... ......... 54 5.2.3主要设备设计参数 (54)5.3 非能动安全壳冷却系统 (57)5.3.1 功能 ........................................................................... ............. 57 5.3.2 系统描述 ........................................................................... ...... 57 5.3.3 设备描述 ................................................................................. 58 5.4 安全壳氢气控制系统 (60)5.4.1 功能 ........................................................................... ............. 60 5.4.2 系统描述 ........................................................................... ...... 60 5.4.3 设备描述 ........................................................................... ...... 61 5.5 安全壳和安全壳隔离系统(CNS) (62)5.5.1 全壳分系统 ........................................................................... .. 62 5.6 主控室应急可居留系统(VES) (64)5.6.1 系统功能 ........................................................................... ........ 64 5.6.2 系统描述 ........................................................................... ........ 64 5.6.3 主要设备设计参数 .................................................................... 65 5.7辅助给水系统 ........................................................................... .. (66)5.7.1功能 ........................................................................... ................ 66 5.7.2系统流程 ........................................................................... ......... 67 5.7.3主要设备 ........................................................................... ......... 68 5.7.4运行方式 ........................................................................... (69)第六章汽轮机热力系统设计 (70)6.1总体介绍 ........................................................................... ................... 70 6.2汽轮机热力系统 ........................................................................... . (70)6.2.1主蒸汽系统 ........................................................................... ..... 71 6.2.2汽水分离再热器系统 ................................................................. 72 6.2.3回热抽汽系统 ............................................................................73 6.2.4旁路系统 ........................................................................... (74)感谢您的阅读,祝您生活愉快。

压水堆核电厂二回路系统初步设计-课程设计

压水堆核电厂二回路系统初步设计-课程设计

压水堆核电厂二回路系统初步设计-课程设计压水堆核电厂二回路系统初步设计一、摘要本次课程设计是我们在学习《核动力装置与设备》等课程后的一次综合训练,在课程设计中我们应用所学的基本专业知识并在此基础上对核电厂二回路系统进行计算和设计。

在本次设计中,我们对系统各参数在设备中的关系及相关制约因素加深了理解,提高了运算、制图和编程的能力,同时培养了对工程问题的严肃认真的态度。

二、设计内容及要求(一)通过课程设计应达到以下要求:(1)了解、学习核电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选的原则;(2)掌握核电厂原则性热力系统计算和核电厂热经济性指标计算的内容和方法;(3)提高计算机绘图、制表、数据处理的能力;(4)培养学生查阅资料、合理选择和分析数据的能力,掌握工程设计说明书撰写的基本原则。

(二)本课程设计的主要内容包括:(1)确定二回路热力系统的形式和配置方式;(2)根据总体需求和热工约束条件确定热力系统的主要热工参数;(3)依据计算原始资料,进行原则性热力系统的热平衡计算,确定计算负荷工况下各部分汽水流量及其参数、发电量、供热量及全厂性的热经济指标;(4)编制课程设计说明书,绘制原则性热力系统图。

三、热力系统原则方案说明典型的压水堆核电站的二回路配置方式由基本的汽轮机组、用于提高功率和效率的汽水分离再热系统和回热系统组成。

(一)汽轮机组汽轮机由一个高压缸、3个低压缸组成,高压缸、低压缸之间需要设置外置式汽水分离再热器。

(二)蒸汽汽水分离再热系统汽水分离-再热器设置在主汽轮机的高、低压缸之间,汽水分离-再热器由一级分离器、两级再热器组成,第一级再热器使用高压缸的抽汽加热,第二级再热器使用蒸汽发生器的新蒸汽加热。

分离器的疏水排放到除氧器,第一级、第二级再热器的疏水分别排放到高压给水加热器(回热器的第六级和第七级)。

高压缸排汽经过除湿和加热,进入低压缸后达到过热状态。

(三)给水回热系统给水回热系统由回热加热器、回热抽汽管道、凝给水管道、疏水管道等组成。

《核电厂系统与设备 C》课程教学大纲

《核电厂系统与设备 C》课程教学大纲

《核电厂系统与设备C》课程教学大纲Nuclear Power Plant System and Equipment课程编号:130502066学时:32 学分:2.0适用对象:核工程与核技术专业先修课程:反应堆物理、机械设计、工程热力学、流体力学、核辐射探测等一、课程的性质和任务该课程可以支撑毕业要求第1、2、3、4、6、7、8和10条的达成。

本课程为“核工程与核技术”专业基础选修课,也可以面向全校其他理工类专业。

本课程主要介绍核电厂的基本原理、主要系统设备、控制与运行等。

鉴于压水堆核电厂在相当一段时间内是我国核能利用的基础,本课程重点讲述了压水堆核电厂中各系统设备及其相关辅助系统的功能、组成和运行情况。

现代工业的发展和对全球生态环境的日趋重视,对有效能源和清洁能源的需求日益迫切。

核电是一种有效的清洁能源。

目前,全世界的核发电量已占世界总发电量的1/6,我国也相继建成和正在建设多座核电站,预计在21世纪核电将成为我国能源工业的重要支柱之一。

为适应这一形势,向“核工程与核技术”专业本科生和其他理工类学生开设这门课,使他们了解核电工业的发展情况、核电厂的工作原理、有关核发电系统的设备和运行、各种型式的核电厂及核供热厂等内容,显得十分必要。

二、教学目的与要求要求学生了解各种常见型式核电厂的基本结构和工作原理,掌握压水堆核电厂中各主要系统设备的功能和运行情况等基本知识。

三、教学内容第1章:绪论1.基本内容:1.1 世界核电的发展概况1.2 我国的核电发展情况1.2.1 发展核电是我国的基本方针1.2.2 中国核电建设进入新的发展时期2.教学基本要求:让学生了解世界核电的发展现状及趋势。

3.教学重点难点:重点:核电发展历程,世界核电发展现状及趋势难点:4.教学建议:多些图片与实际数据,以增强学生对本课程的学习兴趣。

第2章:压水堆核电厂1.基本内容:2.1 概述2.2 核电厂总体及厂房布置2.3 核电厂主要厂房设施2.4 核电厂设备安全功能及分级2.5 核电厂安全设计原则2.教学基本要求:通过对第二代典型压水堆核电站的全面介绍,让学生对核能和裂变反应堆有进一步的了解,了解核电站的一些主要原理、系统和运行。

《 核电厂系统与设备 》课程教学大纲

《 核电厂系统与设备 》课程教学大纲

《核电厂系统与设备》课程教学大纲课程编号:0805607406课程名称:核电厂系统与设备英文名称:Nuclear power plant systems and equipment课程类型:专业必修课总学时:64讲课学时:64实验学时:0学分:4.0适用对象:4年制本科,热能与动力工程专业(核电站集控运行方向)先修课程:工程热力学、传热学、流体力学、原子核物理、核反应堆理论、核电站汽轮机原理一、课程性质、目的和任务本课程是热能与动力工程专业(核电站集控运行方向)本科生的一门专业必修课。

通过该课程的教学,使学生对现代、大型压水堆核电厂的总体组成有较全面的认识,掌握系统和设备的技术要求等有关的知识。

培养学生具有理论联系实际,分析、解决问题的能力,为进一步学习与从事相关工作打下良好的基础。

压水堆核电厂是我国核电建设的主要堆型,它的系统组成复杂、设备庞大、类型众多,安全性与可靠性要求高。

本课程介绍压水堆核电厂的主要系统及设备,包括:厂房选址与布置、压水堆核电厂一、二回路主辅系统、专设安全设施,阐述主要设备的设计原则、结构及热工水力特性。

二、教学基本要求了解现代、大型压水堆核电厂一、二回路系统及其主要辅助系统、专设安全设施的功能、组成及运行特性。

掌握核电厂主要设备的设计原则、结构及热工水力特性。

三、教学内容及要求1 绪论世界核电的发展;核电厂的经济性与安全性;我国核电的现状和发展前景。

了解核电的发展。

2 压水堆核电厂压水堆核电厂的组成;核电厂总体及厂房布置;核电厂主厂房设施;核电厂设备安全功能及分级;核电厂安全设计规范、原则。

了解核电厂的选址、总体布置,理解安全分级。

3 反应堆冷却剂系统和设备反应堆冷却剂系统;反应堆本体结构;蒸汽发生器;冷却剂泵;稳压器及卸压箱。

了解冷却剂系统的组成、功能、设备结构,掌握设计的基本原则及必要的计算方法。

4、核岛主要辅助系统化学和容积控制系统;硼和水补给系统;余热排出系统;设备冷却水系统;重要厂用水系统;反应堆换料水池和乏染料池冷却和处理系统;废物处理系统;核岛通风空调及空气净化。

核电厂系统及设备培训课程

核电厂系统及设备培训课程

核电厂系统及设备培训课程核电厂是一种复杂的系统,其中包含许多不同的设备和技术。

为了确保核电厂的安全运行和高效生产,对核电厂系统及设备进行系统的培训是至关重要的。

核电厂系统及设备培训课程旨在帮助工作人员了解核电厂的运行原理、系统结构和设备功能。

该课程通常包括以下内容:1. 核电厂系统概述:介绍核电厂的基本结构和各个系统的功能,包括反应堆系统、蒸汽发生器、冷却系统、控制系统等。

2. 设备操作与维护:培训人员如何正确操作和维护核电厂设备,包括设备的启停、调节、检修等操作流程。

3. 安全措施:介绍核电厂的安全措施和紧急应对措施,包括应对意外情况和应急演练。

4. 技术培训:培训人员对核电厂相关技术的理论知识和实际操作技能进行培训,包括核反应原理、辐射防护、放射性废物处理等。

5. 环境保护:介绍核电厂在生产过程中的环境保护措施和相关法规要求。

通过系统的核电厂系统及设备培训课程,工作人员可以更好地理解核电厂的运行原理和设备功能,增强对设备操作和维护的技能,提高安全意识和应急响应能力,确保核电厂的安全生产和环境保护。

这对维护核电厂的安全和稳定运行具有非常重要的意义。

核电厂系统及设备培训课程还包括以下内容:6. 系统运行和监控:培训人员关于核电厂系统的日常运行和监控操作,包括对系统性能的评估和监测的方法和技术。

7. 辐射防护:介绍核电厂工作人员在工作中如何进行辐射防护,包括使用辐射测量仪器、穿戴适当的防护装备等。

8. 安全文化培训:强调核电厂工作人员的安全意识和安全文化,培养工作人员的安全理念和行为。

9. 紧急情况处理:培训工作人员在紧急情况下的应急处置程序和措施,包括演练和模拟紧急情况的处理过程。

10. 法规与标准遵从:培训人员遵守相关的核电厂法规和标准要求,包括安全监管机构的规定和国际标准组织的指南。

核电厂系统及设备培训课程通常由具有丰富经验和资质认证的专业人士进行教学,他们可以根据核电厂实际情况进行具体讲解和操作指导,提供实用的技能培训和操作经验传授。

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第一章概论1.1 国际国内核电概况能源是社会和经济发展的基础,是人类生活和生产的要素。

随着社会的发展,能源的需求也在不断扩大。

从能源供应结构方面看,目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。

此类能源为不可再生能源,且在作为能源利用的过程中,对生态环境造成污染。

对于煤、石油、天然气来说,它们还是很好的化工原料,应用于化工生产过程中,能够创造出更大的效益。

核能不仅单位能量大,而且资源丰富。

地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。

如果进一步实现受控核聚变,并从海水中提取氚加以利用,就会根本上解决能源供应的矛盾。

我国秦山三期为重水堆,秦山一期、二期,大亚湾,岭澳,田湾均为压水堆。

其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆(LMFBR) 。

我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。

1.1.1 人类能源结构三次重大的演变:18世纪60年代:煤炭逐步替代了木柴;20世纪20年代:煤炭转向石油和天然气;20世纪70年代:石油、天然气,煤,核能和再生能源等多种能源结构;21世纪主要能源:核能1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。

1954~1960年:试验阶段;1961~1969年:实用化阶段;1969年至二十世纪70年代末:大发展阶段;二十世纪80年代至二十世纪末:低潮阶段;二十一世纪开始:复苏阶段1.1.3 2009年底世界核电统计全球运行中的核电机组: 436座净输出容量: 369321MW正在兴建的机组: 56座净输出容量: 51727MW主要堆型:轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和液态金属冷却快中子增值堆(LMFBR)1.2.4 2009年底中国核电统计中国(大陆)运行中的核电机组: 11座净输出容量: 8438MW正在兴建的机组: 20座净输出容量: 19920MW中国(台湾)运行中的核电机组: 6座净输出容量: 4949MW正在兴建的机组: 2座净输出容量: 2600MW主要堆型:轻水堆(PWR)、重水堆1.2我国的能源形势,能源政策我国一次能源分布极不均匀,70%的煤炭资源分布在西北地区,水电资源主要分布在西南、西北地区,而经济发达的东南沿海地区,煤炭资源仅占全国的1%,水电资源不足6%。

全国铁路货运能力的45%和水运总量的三分之一用于煤炭运输。

到2009年底,全国电力装机容量累计达874GW,其中:火电652GW,占装机总容量的74.60%;水电197GW,占22..51;风电20GW,占2.29,核电9.08GW,占1.04。

而2008年,核电在世界电力生产的比例为15%。

我国火电以燃煤为主,大量的煤炭燃烧带来了严重的环境污染问题。

尽管采取了脱硫等环保措施,然而二氧化硫和氮氧化物的排放总量还是巨大的。

加之国内可开发的水电资源有限,可再生能源等新能源成本高、难以形成规模,环境状况非常严峻。

在此形势下,发展核电对于调节能源结构,减少环境污染,实现经济和生态环境协调发展具有十分重要的战略意义。

核工业是一个战略性产业,是技术密集型高科技产业,是一个国家综合实力的象征。

发展核电还可以带动我国机电、建筑行业的技术进步和管理升级,拉动国民经济发展。

在能源紧缺地区建造核电站,既可替代部分常规能源,也有利于调整地区能源结构,缓解能源工业对环境的影响和对交通运输的压力。

我国发展核电的基本政策是:坚持集中领导、统一规划,并与全国能源和电力发展相衔接;在核电的布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区;在发展核电的过程中,充分利用我国丰富的核能资源,包括天然铀及加工能力、核燃料设计制造能力和核电厂设计、制造、建设和运行经验;坚持“质量第一,安全第一”;坚持“以我为主,中外合作”,把多渠道筹措资金发展核电和引进技术、推动国产化相结合,逐步实现自主设计、自主制造、自主建设和自主营运。

1.3拟选堆型,主要参数拟选堆型:AP1000压水堆AP1000压水堆主要参数AP1000发电机的上网电1090MKWNNNS热功率3400MKW反应堆的换料周期18个月100%功率甩负荷到厂用电不停堆、停机设计寿期60年RCS设计压力17.1MPaRCS设计温度343℃(360℃)正常运行压力:15.4 M pa热段温度321 ℃冷段温度281 ℃在考虑热蒸汽发生器传热管堵管10%的状态下,RCS的热段温度可达325℃(321 ℃)AP1000属于第三核电厂,但用于发电的主设备都有成熟的经验:如反应堆压力容器,核燃料组件,堆内构件,蒸汽发生器,主泵,汽轮发电机组等。

第二章核电厂选址2.1选址基本要求:核电厂选址,涉及区域经济规划等因素,与气象、地质、地震、水文等自然条件有关,受政府(环保部门)和周围民众的普遍重视。

核电厂选址因素很多与火电厂选址要求相同,包括接近电力负荷中心、有充足的冷却水源、交通运输方便、有良好的自然条件(地形、地质、地震等)、减少废热废物排放对生物的影响,防止环境污染可能性等。

另外,还应减少释放放射性对环境的影响,以确保在一般事故和严重事故条件下不受危害。

归结起来,核电厂选址应考虑:核电厂本身的特性、厂址自然条件和技术要求、辐射安全要求三方面。

1).核电厂的放射性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放射性的总储量,在相同的远行条件下,堆内放射性的总量与功率成正比,因而在发生事故时可能释放的放射性也与功率有关。

2).厂址的自然条件和技术要求厂址的自然条件必须满足核电厂选址的技术要求,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,并应有利于排出的放射性物质在环境中稀释。

3).辐射安全要求从辐射安全的角度看,电厂正常运行时排放的放射性废物对环境的影响很小,对选址有影响的主要还是核电厂事故时可能对居民造成的危害,所以,通常一个国家的核电厂选2.2所选地址的条件特点说明根据我国《核电厂厂址选择安全规定》,以及国内外核电厂选址有关法规要求,在核电厂选址中需要评价三个方面的基本内容。

其一是厂址外部环境对核电厂安全可能产生的影响,包括外部自然和人为事件;其二是核电厂对厂址周围区域环境可能产生的影响,其中包括自然环境和社会环境;第三点是实施应急计划的可行性,即在假定核电厂发生需要采取应急的事故工况下,厂址周围区域特征对实施应急计划的影响。

对于一个特定厂址,如果在上述三个方面不存在影响厂址可接受性的因素或者能够通过采取工程措施解决可能存在的不利因素,那么该厂址就具备建设核电厂的厂址条件。

设计选则的地址在浙江省东部沿海的台州市三门县,坐落在三门县健跳镇猫头山半岛上,西北距杭州市171km、北邻宁波市83km、南靠台州市51km、离温州市150km。

2.3主要厂房设施核电厂主要厂房指反应氓厂房(即安全壳)、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机厂房和控制厂房。

、反应堆厂房是一个有钢材的圆柱形须应力混凝土结构,顶部呈半球形或椭圆形,它的内径约40 m,壁厚约l m,高约60 m一70 m,它包容一回路系统带放射性物质的所有设备,以防止放射性物质向外扩散。

即使在核电厂发生严重事故时,也仍然将放射性物质封闭在安全壳内,不致影响到周围环境。

整个结构按抗震I类要求设计。

为了便于安全壳内大型设备的安装和接修,安全壳捌面没有直径约10 m的一个设备闸门和一个连接核辅助厂房酌人员闸门。

大厅顶部设有起吊能力为250t一300t的环形吊车。

安全壳内部结构主要是由钢筋混凝土建造的。

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,又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。

为了支撑和隔离一回路系统设备,安全壳内设有一回路隔墙,这些隔墙还为反应堆冷却剂系统提供屏蔽。

燃料厂房设有乏燃料储存水池,用来盛放乏燃料。

储水池上方,有一台l00-150t的桥式吊车,以吊运乏燃料运输容器和乏燃料他冷却系统酌设备。

这个厂房通过燃料输送水道与反应堆厂房相连。

在乏燃料储水池内,通常须有7m-9m深的水层作为屏蔽层,乏燃料储存池需按抗震I类要求设计。

核辅助厂房是一个具有多种用途的钢筋混凝土结构。

厂房内设有化学和容积控制系统、安全注入系统、设备冷却水系统等辅助系统及厂房必需的空气处理和冷却设备。

厂房内的设备须装有隔词,给操纵人员提供生物屏蔽。

在没备的布置上,必须注意把安全系统的设备、管道和电缆仆开。

这样,确保存设备、结构、管道和电缆的单—故障情况下不致使整个系统失占女全功能。

依照这种分离的设计,对于装有事故[况下工作的电动机房间,需要增加设备隔离问或保护墙及冷却设备。

核电f—核辅助厂房一般集中设置在反应推厂房的周围,这有利于缩短系统管路从而节省核电厂的基建投资。

汽轮发电机厂房的布置与火电厂汽轮机厂房相似,它一般布置在盟靠安全壳的一侧。

厂房内设有汽轮发电机组、凝汽器、凝结水泵、给水泵、给水加热器;除氧器、汽水分离再热器及与二回路系统有关的辅助系统。

控制厂房布置在留个核电厂的中心,它包括中央控制室、厂用配电和各种自动控制设备。

中央控制室内装有控制台和控制盘,继电器室内装有各种继电器和控制器。

这个厂房控制着整个核电广,因此它是一个至关重要的区域,必须按抗震I类的要求进行设计。

控制室和继电器室共用一个空调系统来冷却电气设备。

在继电器室下面,还有一个“电缆室”,它是从电厂各处到控制室引来的所有电线酌汇集点,所有电续都分别引到控制室和继电器内的各个端子排上。

核电厂除了上述主要厂房外,压有循环水泵房、输配电厂房及放射性废物处理厂房。

放射性废物处理厂房是核电厂特有的厂房。

为了保证在正常和事故工况下排出的放射性物质不致污染周围环境,核电厂内所有通过反应堆及一回路系统排出的气体、液体和固体废物都要经过处理,达到允许标推后才可通过高烟囱、下水道排放或回收使用。

因而,核电厂的厂房设施耍比常规电厂严格得多、复杂得多。

2.4初定总平面布置图核电厂的厂址选定后,在总平面布置设计时应考虑以下原则;(1)合理区分放射性与非放射性的建筑物,使净区和脏区严格分开,脏区尽可能置于主导风向的下风例,以减少放射性污染。

(2)满足核电厂生产工艺流程要求,便于设备运输,减少厂区管线的迂回和纵横交叉。

(3)反应堆厂房、核辅助厂房和燃料厂房,都应设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差异而造成管线断裂。

(4)核电厂厂房布置以反应堆厂房为中心,核辅助厂房、燃料厂房、主控制楼和应急柴油发电机厂房均环绕在反应推厂房周围。

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