M310堆型总体介绍
国内核电站蒸汽发生器堵板结构形式研究
国内核电站蒸汽发生器堵板结构形式研究摘要：国内核电堆型主要涉及M310、华龙一号、VVER、AP1000、CANDU等类型，不同堆型的蒸汽发生器结构形式不同，堵板形式分为垫片密封堵板、气囊式承压堵板等。
本文对比分析了国内核电站各承压堵板的特点及优缺点，对于后续进行堵板结构研究改进有一定的借鉴意义关键字：核电站；蒸汽发生器；承压堵板前言中国核电堆型主要涉及M310、华龙一号、VVER、AP1000、CANDU等类型，由于蒸汽发生器结构不同堵板分为垫片密封堵板、气囊式承压堵板等。
安装蒸发器承压堵板是进行蒸汽发生器一次侧役检工作的前提条件。
目前蒸汽发生器一次侧役检工作都是在低低水位开展，是核电站大修的关键路径。
以下按照机组类型分别进行介绍。
一、国内各核电机组蒸发器堵板类型介绍1.华龙一号及M310机组堵板类型原理介绍M310目前均使用气囊式承压堵板，结构原理一致，均为螺栓固定。
气囊式承压堵板目前使用范围较广，主要用于机组十年大修高水位堵板，经过控制部分等技术改进已逐步成熟。
该形式堵板由机械组件、密封组件、控制柜以及相应的管路附件组成。
高水位堵板由机械组件和密封组件连接好后安装在蒸汽发生器法兰环座上，通过气管与放置在外环廊的控制柜连接。
控制柜连接气源，通过管线对密封组件充气以及持续供气，控制柜中的气压监控回路对密封组件的气压进行监控，当对应回路的压力、流量异常时会及时报警。
现对高水位堵板基本工作原理做简单介绍。
蒸汽发生器一次侧高水位堵板装置通过堵板机械组件将密封组件固定在一次侧主管道的法兰环座上。
密封组件径向外侧面上有设置有两个气囊，堵板安装完成后，气囊被固定于法兰环座内侧面与堵板机械件外侧面之间，在充气后气囊鼓起压紧密封环座的内侧面以形成有效密封（如图1）。
堵板安装完成后，需通过控制柜对干囊、湿囊以及环面这三个回路进行充气，并对各回路的压力和流量进行监测。
对干囊、湿囊、环面的压力和流量的监测，可以指示对应的气囊是否发生了漏气或撕裂。
M310堆型PTR系统管道冲洗试压施工分析
M310堆型PTR系统管道冲洗试压施工分析摘要：M310堆型核电站工艺管道具有系统繁多、布置复杂、设计要求高、施工难度大等特点，工艺管道安装在核电安装过程中占有重要位置，而管道清洗、试压则是管道安装的重要组成部分。
本文总结了秦山一期扩建项目1、2号机组PTR系统管道冲洗试压施工相关经验，旨在抛砖引玉，发现问题、分析问题并提出问题的解决方法，为其他核电提供有益的借鉴。
关键词：PTR系统；施工逻辑；冲洗试压；分析探索引言：在核电安装阶段，PTR系统冲洗试压施工工作的顺利完成，为后期RCV、RRA、RIS、RCP等主系统冲洗试压提供充足的储备水源，因此PTR系统的冲洗试压施工必须严谨、有序的进行。
本文主要讲解PTR系统冲洗试压前的施工准备和施工过程逻辑分析。
1.PTR系统简介M310堆型PTR系统（反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统），作用主要就是保证乏燃料元件贮存池的持久冷却和反应堆换料水池的注水、排水和净化。
PTR系统为核燃料厂房的乏燃料水池和反应堆厂房的反应堆换料水池服务；其主要有冷却、净化、充排水和安全保障功能；1)冷却功能：冷却乏燃料贮存水池，排出乏燃料水池燃料组件的剩余热功率并在压力容器开盖以后，RRA（余热排出系统）不能投入运行时，可作为RRA的备用。
2)净化功能：采用过滤和除盐方法去处腐蚀产物、裂变产物及悬浮物，净化乏燃料水池和反应堆换料水池3)充水和排水:保持乏燃料水池中贮存隔室的水位，当水池贮存有乏燃料组件时，不能把隔室的水排空；乏燃料转运舱和乏燃料容器装载井的充水和排水；在停堆换料或停堆检查时，对反应堆换料水池进行充水和排水；安装水阀门后，对反应堆换料腔内的“压力容器”隔离和“堆内构件”隔室进行充水和排水。
4)安全功能：保持乏燃料水池内乏燃料组件处于次临界；事故情况下，通过RCV向RCP紧急提供1380m3的1.025%的硼酸浓液（2200±100PPm。
）；水屏蔽，对操作人员提供辐射防护。
M310堆型核电应急柴油发电机配套储罐设备的监理
要点 ，为开展 类似 设备的监理工作提供 了一种 参考。 关键词 ：核 电 应 急柴油发 电机 配套储罐 设备 监理
Ａｂｓｔ ｒ ａＣｔ ： Ｔｈ ｉ ｓ ａ ｒ ｔ ｉ ｃ ｌ ｅ， ｂ ａ ｓ ｅ ｄ ｏ ｎ ｔ ｈ ｅ ｍａ ｎ ｕｆ ａ ｃ ｔ ｕ ｒ ｉ ｎ ｇ ｓ ｕ ｐ ｅ ｒ ｖ ｉ ｓ ｉ ｏ ｎ ｐ ｒ ａ ｃ ｔ ｉ ｃ ｅ ｓ ｏ ｆ ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ
头 、人 孔 、鞍 座和 接管 等组 成 ，其 主要 材料 为 注公差值 及螺栓标准 、材料标准等 。
２ ０ ＨＲ－ Ｂ、２ ０ 号 钢材 ，润滑 油罐 为 ｌ ５ Ｏ ０ Ｌ 一 种规 格 ， 日用燃油罐 为３ ０ ０ ０ Ｌ 、Ｉ Ｏ ０ ０ ０ Ｌ 两种规格 。膨 ２设备制造准备阶段的监理 胀水 箱主 要 由筒体 、左 端板 、右 端 板 、支架和 ２ ． １监理的准备工作
ｐ ｌ ａ ｎ ｔ ｓ ｕ ｐ ｅ ｒ ｖ ｉ ｓ ｉ ｏ ｎ．
１设备简介
核 岛机 械 设备包 装 、贮 存和运 输技 术条 件
核 电应 急 柴 油 机 的 配 套 储 罐 设 备 ，主 要 的规 定 。焊缝 的无 损检验 项 目、验收标 准要 求
包 括 日用燃 油罐 、润 滑油罐 和 膨胀 水箱 等 。此 符合ＲＣ Ｃ —Ｍ ￥ ７ ７ ３ ０ 的规 定 。设备的水压 试验 类设 备 的 良好安 全运 行 ，对核 电应 急柴 油机 在 按ＲＣ Ｃ — Ｍ Ｄ ５ ０ ０ ０ 要求进行 ，水 质要符合ＲＣ Ｃ － 紧 急时 刻能够 正 常运 行起 着重 要作 用 。 日用 燃 Ｍ Ｆ ６ ６ １ ０ 的 规 定 。法 兰 按 ＡＳ ＭＥ Ｂ１ ６ ． ５ 的 要 求 油罐 、润 滑 油罐 和膨 胀水 箱盛 装介 质分 别为 柴 加工制作。Ｒ Ｐ １ — １ ／ ２ 管接头按Ｄ Ｉ Ｎ２ ９ ８ ６（ 德国 油 、 润滑 油 和 水 、乙二 醇 ，均 为核 安 全 ３ 级、 ＲＣ Ｃ — Ｍ３ 级 、质 保Ｑ ２ 级和 清洁度 等级Ｂ 级 的卧
M310压水堆系统简介
M310压⽔堆系统简介M310压⽔堆系统简介⼀、反应堆冷却剂系统（RCP），⼜称⼀回路系统。
该系统将堆芯内核裂变所释放的⼤量热能导出，通过蒸汽发⽣器将⼀回路热量传给蒸汽发⽣器⼆次侧给⽔，使之产⽣饱和蒸汽，送到汽轮发电机发电。
1.系统由堆和三个环路组成.每⼀环路上有⼀台蒸汽发⽣器、⼀台反应堆冷却剂泵。
在其中的⼀个环路上还连接有⼀台稳压器以及稳压器卸压箱。
（见图1）。
⼀回路也起到包容住放射性裂变产物的第⼆道屏障。
2.主要设备——反应堆反应堆中核燃料芯块叠置在锆—4合⾦包壳管中，装上端塞，把燃料封焊在⾥⾯，从⽽构成燃料棒。
包壳将核燃料及其裂变产物包容住，构成了强放射性的裂变产物与外界环境之间的第⼀道屏障。
在堆芯装⼊三种不同浓度的核燃料，分别为1.8%、2.4%和3.1%。
⾼浓度燃料组件布置在外区，中⼼区浓度最低。
每次换料时，取出中⼼区的燃料组件，将第⼆区燃料组件倒换到中⼼区，将外区燃料组件倒换到第⼆区。
⽽在外区装⼊新燃料，这样每年更换三分之⼀核燃料组件。
控制棒束组件⽤于反应性的控制，它由强烈吸收中⼦的银—铟—镉合⾦构成。
它在燃料组件的导向管内移动，并由在反应堆压⼒容器顶盖上⽅的驱动机构提升和下降。
当需紧急⾃动停堆时，控制棒束组件靠重⼒⾃动落下。
控制棒束组件⽤来控制由负荷变化或反应堆停堆时所引起的反应性急速变化。
另⼀⽅⾯，依靠溶于反应堆冷却剂中的硼酸浓度来控制反应性缓慢⽽长期的变化。
这两种控制反应性的⽅式互为补充，相互结合确保堆芯反应性的调节和控制。
——蒸汽发⽣器它为⾃然循环型，由垂直的U型管束的蒸发段和汽⽔分离段组成。
⽤⼀回路的⽔加热⼆回路给⽔，使之产⽣饱和蒸汽并进⾏汽⽔分离和⼲燥后输送到汽轮机⾼压缸。
——反应堆冷却剂泵（⼜称主泵）⽤于克服⼀回路中设备和管道阻⼒，保证冷却剂的循环，它为⽴式离⼼泵，由泵体、电机、密封组件和飞轮组成。
主泵轴上有三级轴封，同时⽤⾼压⽔注⼊泵轴泵和密封组件之间，⽤于限制冷却剂从泵轴中泄漏。
M310堆型核岛全面在役检查计划的管理与优化
210 科技视界 Science & Technology Vision
Science & Technology Vision
科技视界
间尧 资源占用袁 尤其是蒸汽发生器和稳压器等主设备 的占用状态袁从而影响大修在役检查的计划实施遥 近 几 年 进 行 的 BOSS 接 管 焊 缝 排 查 和 返 修 尧 一 回 路 阀 门的解体检修更换等重大检修项目袁 在检修周围的空 间袁人力资源袁核岛内水尧电尧气等资源方面袁会对在役 检查的计划安排起到非常大的干扰作用遥 1.2 一回路水位状态影响
2 在役检查计划管理方法
2.1 水位图与甘特图结合法 核电厂任务按照隔离状态袁检查方法等分解为 多项检查项目袁建立相对应的工作包袁明确隔离状态尧检 查时机袁检查内容和步骤袁必要的手续等遥
本文创新采用将水位图和各个检查项目工作包甘 特图结合起来制定检查项目计划袁 在役检查项目计划 管理以水位图作为基础袁 将在役检查各个检查项目采 用甘特图用线条标出各个项目的起尧 止时间和延续时 间遥 项目清晰明确袁一目了然袁从而可以清晰了解到整 体项目的时间以及项目分布遥 不仅对在役检查计划实 施具有指导作用袁 也可以有效的跟踪检查项目执行状 态遥 图 1 是水位图和在役检查项目甘特图结合示意 图遥 2.2 关键路径法
核电站M310第一次课共75页文档
二、状态参数分类
研究热力过程时，常用的状态参数有压力P、温度T、体积V、 热力学能（以前称为内能）U、焓H、熵S；
压力、温度及体积可直接用仪器测量，使用最多，称为基本状 态参数。其余状态参数可根据基本状态参数间接算得。
压力和温度这两个参数与系统质量的多少无关，称为强度量； 体积、热力学能、焓和熵等与系统质量成正比，具有可加性， 称作广延量。但广延量的比参数，如比体积、比热力学能、比 焓和比熵，即单位质量工质的体积、热力学能、焓、熵，又具 有强度量的性质，不具有可加性。
第零章 核电厂蒸汽动力转换系统概述
压水堆核电厂蒸汽动力转换系统总体介绍 核电厂总体能量的转换和传输
核电厂系统构成
压水堆核电站系统
依据含有放 射性元素否
核岛系统NI
常规岛系统CI
核电厂系统构成
压水堆核电站系统
依据含有放 射性元素否
核岛系统NI
常规岛系统CI
一回路主系统 安全和辅助系统
汽轮机回路 电气系统 循环冷却水系统
吸热、膨胀作功、排热对任何一种热能动力装置都是共 同的，也是本质的。
二、工质
把实现热能和机械能相互转化的媒介物质叫做工质；（P1） 把工质从中吸取热能的物系叫做热源，或称高温热源； 把接受工质排出热能的物系叫做冷源，或称低温热源。 热动力装置的工作过程可概括成：工质自高温热源吸热，
将其中一部分转化为机械能而作功，并把余下部分传给低 温热源。
真空度=大气压力-绝对压力 p pb pv pb p
工程计算中采用的压力必须是绝对压力。要想知道气体的 绝对压力，还要知道当时当地的大气压力，然后通过上述公 式进行计算。
如左侧图所示，如果大气 压力发生变化，即使工质 的绝对压力不变，测压计
M310堆型TEP系统除气装置调试问题分析及优化
M310堆型TEP系统除气装置调试问题分析及优化作者：毛巍岭赵云鹏杨宁来源：《科学与财富》2016年第27期摘要：除气装置的启动一直是TEP系统调试的难点与重点，也是核电站装料的先决条件之一。
本文介绍了国内主流核电堆型M310机组硼回收系统除气单元的组成与功能，就除气装置调试过程中出现的典型问题进行分析与解决，对除气装置的调试与正常运行具有一定的指导意义。
关键词：硼回收系统；除气装置；调试；逻辑；状态切换1. 概要M310型核反应堆的硼回收系统（TEP）是与核安全相关的重要辅助系统，是核电站中状态较多、控制比较复杂的系统。
它最主要的功能是收集来自化学和容积控制系统下泄管线及来自核岛排气和疏水系统的可复用冷却剂，经过滤、除盐、除气和硼水分离后向反应堆硼和水的补给系统提供核级补给水和4%的硼酸溶液。
其两大核心设备除气装置和蒸发装置所属的除气单元和蒸发单元，因为控制逻辑复杂，状态繁多，启动起来相对比较困难。
本文通过对除气装置调试典型问题进行分析、总结优化，为后续机组的调试、运行工作起到借鉴作用。
2. 除气单元概述TEP系统每个系列各有一套除气装置，它是由一台除气装置、一台排气冷凝器、一台再生式热交换器、一台冷却器、一台输液泵和相应的仪表、阀门及管道组成的。
除气装置采用热力除气法，用以去除溶解在排出液中的H2、裂变气体和其他气体，能使除气装置放射性为1×1013Bq/m3的气体除气因子达106。
需除气的料液初始温度在7-50℃之间，经再生式热交换器加热到70-95℃后进入除气装置。
进料从塔顶喷入，除气装置下部由辅助蒸汽加热，使料液处于饱和状态。
正常加热蒸汽为2.5t/h，由塔顶压力控制。
正常运行时除气装置的温度为113℃，塔顶压力1.47bar.a，不凝结气体和蒸汽从塔顶排入冷凝器中冷却，冷凝水靠重力流回除气装置，而不凝气体则定期排往含氢废气处理系统。
脱气后的料液（t=113℃，P=1.6bar.a）由水泵以27.2m3/h的流量，经再生式热交换器冷却到50-75℃，再经冷却器降温到50℃以下，送往中间贮存箱。
【豆丁-热门】-AP1000与M310堆型余热排出系统的差异分析
核 动 力 工 程Nuclear Power Engineering第30卷 第6 期（增刊）2 0 0 9年12月V ol. 30. No.6(S2) Dec. 2 0 0 9文章编号：0258-0926(2009)06(S2)-0011-05AP1000与M310堆型余热排出系统的差异分析王建伟（中广核工程有限公司，广东深圳，518124）摘要：介绍了美国西屋公司推出的三代堆型AP1000中正常余热排出系统（RNS ）和M310堆型余热排出系统（RRA ）的设计特点；分析了余热排出系统在这2种堆型中的主要差异。
通过对比这2种堆型中余热排出系统的比较，从工艺系统角度对M310堆型的RRA 系统进行局部改进，提高了系统的可靠性和安全性。
关键词: 余热排出系统；压水堆；设计特点 中图分类号：TL353 文献标识码：A1 引 言压水堆核电厂运行时，反应堆产生的热量由反应堆冷却剂系统（RCP ）通过蒸汽发生器（SG ）传递至汽轮机主蒸汽系统。
停堆后，堆芯的衰变热在很长一段时间内仍需要带出，否则会导致堆芯冷却剂沸腾或者更严重的事故发生。
停堆初期几个小时内，堆芯余热仍可由SG 通过主蒸汽系统以蒸汽形式排放，但是当反应堆冷却剂降至一定的压力和温度时，堆芯余热的排出只能通过余热排出系统来完成[1]。
美国西屋公司设计的三代压水堆型AP1000中，余热排出功能分别由非能动余热排出系统和正常余热排出系（RNS ）来执行。
非能动余热排出系统是AP1000中非能动堆 芯冷却系统的一个子系统，在非大破口失水事故（LOCA ）且SG 不可用时，执行应急衰变热导出的功能，属于专设安全设施的一部分[2]。
本文仅就AP1000中RNS 与传统压水堆型M310中的余热排出系统（RRA ）作比较，分析比较两系统在各自堆型中的设计差异。
2 AP1000的RNS 设计和流程介绍三代压水堆型AP1000中，RNS 的主要设备布置在安全壳外，系统流程见图1[3]。
M310堆型核岛全面在役检查计划的管理与优化
M310堆型核岛全面在役检查计划的管理与优化WANG Wei-guo【摘要】M310堆型是国内营运最广泛的机型,其全面在役检查大修实施的项目众多,计划实施难度大,寻求在役检查项目实施计划最优化则有助于减少核电机组停堆时间,从而提高核电厂核安全和发电业绩水平.本文综合分析了维修工作和其他无损检测任务、一回路水位状态、人力资源、在役检查检验技术的局限性等因素对在役检查项目实施的影响,探讨了目前在役检查计划管理采用的水位图与甘特图结合法、关键路径法、动态管理等计划管理方法和手段,在此基础上对核岛全面在役检查大修典型的实施计划进行了总结和归纳.本文针对国内某电厂201大修新的要求和困难,通过对反应堆压力容器筒体超声/射线/视频检查项目、射线检查项目,远程视频检查项目计划调整优化,缩短了大修工期的同时,提高了人员的利用率.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2018(000)035【总页数】5页(P210-214)【关键词】机组大修;在役检查;计划优化【作者】WANG Wei-guo【作者单位】【正文语种】中文【中图分类】TU528;TM6230 前言核电作为清洁能源是电力供应不能缺少的部分，而核电站的涉核特性也给核电机组安全运行提出了更高的管理要求。
核电厂大修期间的核岛在役检查作为预防性工作，是在核电机组运行寿期内，对核安全系统、部件以及支承进行有计划的定期检验，以便及时发现新产生的缺陷和跟踪已知缺陷的扩展，是机组安全可靠运行的基础。
根据核电厂机组在役检查大纲编制各核电机组全寿期的在役检查计划，再结合经验反馈项目、维修技改配合项目，最终形成核岛年度大修在役检查计划。
在役检查活动在实施前需要向核安全监管单位进行申报，在活动实施结束后需要将检查结果向核安全监管单位进行备案。
因此，在役检查项目一旦确定就不易更改，必须在当次大修工期内完成年度计划的所有检查项目。
M310堆型机组是国内应运最广泛的堆型，其换料大修按照在役检查项目分类，分为全面在役检查大修和部分在役检查大修，其中全面在役检查大修从第一次大修开始，十年一次，包含一回路主要设备的所有在役检查项目、水压试验、安全壳打压试验等，项目众多，计划实施难度大。
基于错对中分析的M310堆型中子测量管座位置度设计
基于错对 中分析 的 Ｍ ３ １ ０堆型 中子测量管座 位置度设计
夏 欣 ，杜 华 ，李 宁 ，许 斌 ，李 燕 ，赵 伟
中 国核 动力 研究 设计 院 ，成 都 ，６ １ ０ ０ ４ １
摘要 ：压力容器中子测量管座位置度是影响压力容器中子测量管座与堆内构件仪表套管错对 中最 为重要
图１ 中子测量管座与 Ｉ型仪表套管 的配合
Ｆ ｉ ｇ ．１ Ｉ ｎ ｓ ｔ ｒ ｕ ｍｅ ｎ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｐ ｅ ｎ ｅ ｔ ｒ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ａ ｎ ｄ Ｉ ｎ ｓ ｔ ｒ ｕ ｍｅ ｎ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｔ ｕ ｂ ｅｌ Ｍａ ｔ ｃ ｈ ｉ ｎ ｇ
第 ３ ４卷
第 ６期
核 动 力 工 程
Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐｏ ｗｅ ｒ Ｅｎ ｇｉ ｎ ｅ ｅ ｒ ｉ ｎ ｇ
ＶＯ１ ． ３４． Ｎ ０． ６
２ ０】３ 年 １ ’ ２月
Ｄｅ ｃ． ２ ０ ｌ ３
文 章 编 号 ：０ ２ ５ ８ － ０ ９ ２ ６ （ ２ ０ １ ３ ） ０ ６ － ０ １ ２ ５ — ０ ３
根据设计要求 ，仪表套管分 ５ 个型号 ， Ｉ、 Ⅱ、Ⅲ、 Ｖ ｌ 和 Ｖ型仪表套管组件在堆芯支承板下
收稿 日期 ：２ ０ １ ２ － ０ ９ － １ ３ ；修 回 日期 ：２ ０ １ ３ ． １ １ ． １ Ｏ
ｌ ２ ６
核 动 力 工 程
Ｖ （ ） １ ． ３ ４ ． Ｎ０ ． ６ ． ２ ０ ｌ ３
达到上 偏差 或下 偏差 ）时 的公 差分 析法 ，其计 算 公式为：
”
＝
（ １ ）采用极 限 法分析 ，可 得仪 表套 管轴 线相 对 于基准 轴线 Ｉ 的错对 中值 为 ２ ． ６ ８ ７ ｎ １ ｍ，中子 测
VVER与M310机组堆内核测系统对比
VVER与M310机组堆内核测系统对比作者：陈彦发来源：《山东工业技术》2018年第10期摘要：VVER机组为我国引进的俄罗斯的先进压水堆，是目前我国建成的最先进的核电站。
M310是我国在引进吸收的基础上不断改进形成的成熟的二代堆型，是目前我国商运机组的主力机型。
堆内核测系统用来测量反应堆功率、堆芯中子通量的分布、堆芯燃料组件出口温度和水位等重要信息，对核电厂的安全运行起着重要的作用。
两种堆型的堆内核测系统在设计理念和功能上有很大的不同，本文比较了二者之间反应堆堆内核测系统的异同，并分析了各自的优缺点。
关键词：堆内核测；VVER；ICIS；分析比较DOI：10.16640/ki.37-1222/t.2018.10.1301 前言目前在国内建成的核电机组主要有引进的俄罗斯的VVER和引进法国技术并不断改进形成的M310机组。
VVER机组在田湾1、2号已建成商运十余年，而M310机组在国内先后有二十余台机组投入运行，是国内应用最广的商用机型。
反应堆堆内核测系统作为安全级仪控系统的重要组成部分，堆芯核测系统的功能是提供堆芯的中子通量的分布、堆芯内不同位置的温度和压力容器水位的测量。
在VVER机组和M310机组中堆内核测系统的设计上有很大的区别，在可以实现的功能上也有很大的区别。
在VVER 机组中堆内核测系统简称ICIS，在M310机组中简称为RPN系统。
2 堆内核测系统的对比分析在M310的RIC系统中，堆芯中子测量由控制柜、分配柜、探测器驱动机构、选择器、电动阀、密封组件等和5个微型裂变室组成。
微型裂变室中充满了浓度为98%以上的235U。
其工作原理和堆外核测系统中使用的微型裂变室一样。
在高压电厂的作用下裂变产物将氩气电离，可以通过产生的电流的大小来反应堆芯内部的中子通量。
微型裂变室通过在压力容器底部的50个开孔中进入。
通过组选择器和路选择器的配合可以将5个裂变室送到50个导向管中完成整个堆芯内部的测量。
M310压水堆型核电站压缩空气系统的节能设计
压缩 空气 有效 能计 算公 式 ： ＝ＰＱ ｌ（／ Ｅ ｎｐｐ ）
（） ３
了解压缩 空气 系统 的能量转 化过 程是 我们 进行 系
统节 能优 化所 需解 决 的首要 问题 。
式 中 ： 有效 能 ； Ｅ为 Ｑ 为标 况下 的压缩 空气 流量 ；
Ｐ为压缩 空气 系统 的运 行压 力 ； ｐ 为大 气压 。
过程 进行 分析 ， 结合 Ｃ Ｐ Ｎ Ｅ气体 专业 的 工程 实践 经 验 ， 出 了在 核 电站 中压 缩 空气 系统 节 能设 计 的 主要 方 提 法， 包括 设备 节 能设计 、 艺 系统节 能设 计 和工 艺辅 助 系统 节 能设计 。这 些方 法 目前 已有效地 应 用 于在 建核 工
液压 与 气动
５
２４ｋ ／ ７７Ｎ ｍｎ＝ Ｗ Ｎ 。ｍｎ 同时还可算 ６ Ｗ ３． ｍ ／ ｉ ７ｋ ／ ｍ ／ ｉ； 得 压 缩 空 气 系 统 的 能 量 转 效 率 ｆ＝１０ ｋ ２４ ｋ ２ Ｗ／６ Ｗ
南 昌江核 电站 的 主空 压 机 （ 型号 ： Ｔ Ａ Ｒ ５ ， Ａ Ｌ ＳＺ ２０ 流量 ３． ｍ ／ ｉ） 例 ， 下 面 式 （ ） ７７Ｎ ｍｎ 为 经 ３ 计算 ， 台 空 压 机 单 所输 出的有效 机械 能约 为 １９ｋ ； 除去 一定 量 的干 ３ Ｗ 再 燥 吹扫用 气 （ 燥 器 型 号 Ａ Ｌ ＳＣ Ｗ７０ 再 生 用 气 干 Ｔ Ａ Ｄ ５ ， １％ ）可算 得 其理论 上 的最 大有 效 机械 能 约 为 １９× ４ ， ３
电能—＞机械 能—＞内能—＞有效 机械 能 （） １
作者简介 ： 苏兵 （ ９２ ） 男 ， １８ 一 ， 陕西杨 凌人 ， 程师 ， 士 ， 工 硕 主
要从事 已有堆 型核 电站 的压缩 空气 系统设 计及新 堆型 核 电站 的压缩空气研究 与设计工作 。
秦山310MWe和方家山M310棒控控制对比
秦山310MWe和方家山M310棒控控制对比摘要：棒控系统是核电厂最重要的控制系统之一，且与反应堆安全息息相关。
本文就秦山310MWe和方家山M310的棒控系统在控制及联锁方面进行对比，有利于进一步理解其异同。
关键词：控制棒；功调；迭步；联锁；INTERLOCK1.简要介绍秦山310MWe与方家山控制棒1.1 秦山310MWe控制棒控制系统的目的是通过调节堆芯的反应性来保持反应堆冷却剂系统内的平均温度，该系统用于补偿快速的反应性变化。
控制棒分为两类：停堆棒和调节棒。
停堆棒有A1，A2两组棒。
在发生事故保护停堆时，停堆棒将大的负反应性引入堆内。
调节棒有T1、T2、T3、T4四组，它们是调节堆芯内反应性用的棒，而且只有这种棒可以在自动控制下操作。
1.2 方家山由棒控棒位系统（RGL）用于提升、插入和保持控制棒束，并监视每一束控制棒的位置。
棒数组合成2种类型的棒组：●停堆棒组：SA、SB、SC、SD组；●控制棒组：N2、N1、G2、G1和R组；2.秦山310MWe功调与方家山R棒自动运行对比2.1 秦山310MWe功调反应堆功率调节系统仅对T4组进行自动控制。
在正常工况运行时，A1、A2、T1、T2、T3各组棒都提到堆顶，而T4棒处于调节带之内。
2.1.1温度失配通道从汽轮机第一级冲动室测到的压力信号，（P11或P12），经函数定值单元变换为参考平均温度Tao，整个温度失配通道传递函数为：△Ta（s）=Tam’（s）-Tao’（s）=-2.1.2功率失配通道该通道在负荷变化引起平均温度Tavg变化以前就动作，并在平均温度Tavg变化以前就使棒开始向适当方向运动。
其传递函数为：△NT（S）=K1·K2 [PN（S）-P1（S）]2.1.3棒速程序通道输入值可表示为：TE（S）=+K1·K2 （PN-P1）2.2 方家山R棒（自动）R棒分2个子组：R1和R2，分别有4束。
2.2.1温度失配通道平均温度整定值Tref由汽机负荷和最终功率整定值的大值取得P2作为输入，整个温度失配通道传递函数为：图63.秦山310MWe T棒与方家山功率棒对比3.1 秦山310MWe T棒秦山310MWe的调节棒包括T1、T2、T3、T4，在反应堆运行时可以插入或抽出，用以补偿各种反应性的变化，并可以提供停堆能力以实现事故保护停堆（紧急停堆）。
M310堆型总体介绍
5. M310 机械系统执行安全功能的设备和部件核安全功能主要包括 ABC
A、反应堆停堆
B、对堆芯进行冷却；
C、事故后防止放射性物质扩散
D、 乏燃料的装运和储存
-5-
14. 核辅助厂房为两个机组共用的厂房，主要用于核电厂辅助系统设备及管道布置，公共放射 性废物贮存、处理及装卸等。
15. 电站中的每一个系统用三字母代码标识其中第一个字母表示系统所属的电厂功能类别，A 表示 给水供应 ， C 表示 凝汽器(冷凝-真空-循环水) ， G 表示 汽轮发电机 ， L 表示 电气系统 ，S 表示 公用系统 ，T 表示 三废处理 V 表示 主蒸汽 ，X 表示 辅助蒸 汽生产。
3. 以下属于反应堆专设安全设施的有： ABCD A、安全注入系统 B、安全壳喷淋系统 C、辅助给水系统
D、安全壳隔离系统
4. 请写出标识 9NX518 的具体内容。
9 表示： C ；NX 表示： A ； 5 表示： B ； 18 表示： D 。
A、房间或构筑物代码 B、层位号
C、机组号
D、房间序号
二、判断题，请判断下列每题描述对错，对的画“√”，错的画“×” 。
1. （√）反应堆冷却剂系统是主回路的压力边界，用于包容包括堆芯在内的主回路冷却剂。
2. （×）蒸汽发生器产生蒸汽为过热蒸汽。
3. （√）核辅助厂房为两个机组共用的厂房，主要用于核电厂辅助系统设备及管道布置，公 共放 射性废物贮存、处理及装卸等。
2. M310 加改进方案核反应堆堆芯额定功率为 2895 MWt，运行压力 15.5 Mpa，设计压力 17.23 Mpa。
3. 田湾核电扩建工程 5-8 号机组额定功率大于 1000 MWe，汽轮机转数 1500 r/min。 发电机额定功率 1000 MWe，转数 1500 r/min。
AP1000与M310
AP1000是由西屋公司开发得第三代压水堆核电站，而M310是法国珐玛公司通设计得第二代压水堆核电站。
AP1000在系统设计上大量地采用了非能动理念，大大简化了系统，减少了设备数量，提高了机组的安全性和经济性。
AP1000核岛M310核岛在系统和设备上有很大区别，本文以山东海阳核电和广东大亚湾核电为例分别从反应堆冷却剂系统、反应堆辅助系统、专设安全设施三个方面对两个机组的核岛系统设备主要区别作一对比分析。
1.反应堆冷却剂系统区别AP1000与M310的反应堆冷却系统由于同为压水堆，因此在工作原理上是一样的，但是AP1000结合了二代压水堆积累的运行和维护经验，在很多地方设计有很大的改动，如：反应堆布置，反应堆本体及压力容器、主泵等。
1.1反应堆冷却剂系统的系统设计区别AP1000的反应堆冷却剂系统采用了二环路对称布置设计，每个环路由一台蒸汽发生器，两台主泵，一条热管段管道和两个冷管段及相关仪表、系统接口组成。
其中一个环路的热管段与稳压器通过波动管相连接，用来调节系统压力。
在稳压器上接有安全阀及自动卸压系统的前三级，自动卸压系统的第四级卸压管线接在两个环路的热管段上。
正常运行时从反应堆压力容器出口流出来的冷却剂经过一条直径为78.7cm的热管段进入蒸汽发生器，经过蒸汽发生器二次侧给水冷却后由两台直接连接在蒸汽发生器冷侧腔室出口的屏蔽式水泵加压，经过两条直径为55.9cm的冷管段管道注入堆芯。
当需要自动卸压系统动作时前三级卸压管线将蒸汽排到安全壳内换料水箱。
同时当压力仍不能按要求下降时，第四卸压阀自动打开，向安全壳排放蒸汽。
M310的反应堆冷却剂系统由反应堆和三条并联的环路组成，这些环路以反应堆为中心，呈辐射状布置。
每条环路由一台主泵，一台蒸汽发生器、一条热管段管道、一条过渡段、一条冷管道组成。
在其中一个环路的热管段通过波动管与稳压器相连接来调节一回路压力。
稳压器上部同样连有安全阀和卸压管线，当系统超压时稳压器上部的卸压管线将蒸汽排到卸压箱中。
世界现行核电站反应堆堆型
中国
1080
3
单堆布置
177
福建福清核电站5、6号 中核/中广核 机组，广西防城港核电 站5、6号机组
4
第二代+
CNP650/CNP1000
中国核工业集团
5
第二代+
CANDU 6
中国核工业集团
6
第三代
AP1000
7
第三代
EPR
Advanced Passive PWR的简称，该机型为 西屋公司设计的3代核电机型。AP1000采用 减法理念，通过非能动技术简化设备，在 提高安全的同时降低了成本，迎合了业 美国西屋 主，受到了青睐。AP1000的特点是双环 路，屏蔽泵，非能动冷却系统，模块化建 设和系统简化。但是屏蔽泵放大的工程难 度不小。 欧洲先进型压水堆，加法理念，反应堆较 德国西门子和法国法 复杂，相应提高了成本。EPR单堆功率最 玛通联合开发 大，四环路机组，燃料组件数目241。 国核技 ACP1000在国内没有建成项目。
中国
650/1000
2
单堆布置
157
中核集团
加拿大
700
2
单堆布置
157
中核集团
秦山核电站三期
美国
1200
2
单堆布置
157
国核技
浙江三门核电站、山东 海阳核电站
欧洲
1650
4
单堆布置
241
中广核集团
广东台山核电站
中国
1000
2
单堆布置
157
国核技
暂无
中国
1000/1400
2
单堆布置
157
国核技
山东石岛湾核电站（计 划）
M310堆型核电站新燃料升降机设计与改进
M310堆型核电站新燃料升降机设计与改进中图分类号：tm623文献标识码：a 文章编号：1.前言在m310堆型核电站pmc系统设备设计中，本人承担了新燃料升降机的设计工作，虽然设计任务重、时间短，但在设计中我们并没有简单的借鉴原有设计图纸，而是在设计过程中不断消化吸收原有设计的一些理念，结合自己的设计工作，在设计过程中进行革新与提升。
现就设计过程中的一些体会作一总结。
2.新燃料升降机简述新燃料升降机是燃料操作与贮存系统（pmc系统）中的一项重要设备，安装在燃料厂房的乏燃料贮存水池靠近新燃料贮存格架的池壁上。
其主要功能为与燃料厂房辅助吊车、新燃料组件操作工具、以及乏燃料水池吊车、乏燃料组件操作工具配合，进行新燃料组件运往乏燃料贮存格架过程的操作。
2.1设备功能的必要性新燃料升降机设计的前提首先要明确设备的功能要求。
目的是将新燃料组件从新燃料贮存格架运往乏燃料组件贮存格架，由于乏燃料组件贮存格架位于乏燃料水池底部，燃料厂房辅助吊车与乏燃料水池吊车共用同一轨道，辅助吊车的工作区域只能到达乏燃料水池边处，不能在乏燃料水池上方工作，那么想利用辅助吊车与乏燃料组件操作工具直接完成这一操作是行不通的；虽然水池吊车可以使用整个轨道，可是新燃料操作工具又不能入水，那么想利用水池吊车与新燃料组件操作工具直接完成这一操作也是行不通的。
这中间必须有个过渡设备，能够接收新燃料组件，并可以进入水池，再由可在乏燃料水池中使用的乏燃料组件操作工具对新燃料组件进行操作。
为满足新燃料升降机的功能，该设备布置在乏燃料贮存水池内，并可以装载新燃料组件在水池内升降。
3.新燃料升降机的设计考虑had102/15设计和安全总原则规定，“由于核燃料含有易裂变物质以及辐照后产生的高放射性的裂变产物，在燃料和其他堆芯部件的装卸和贮存过程中提出了一些极为重要的安全问题，这就是防止意外临界、防止人员和安全设备受到高辐射剂量的照射以及防止放射性物质不可接受的释放”。
P1000蒸汽发生器开顶法吊装方式与M310堆型吊装方式的分析
2吊装工具与吊装工艺介绍2.1M310堆型蒸汽发生器吊装方式M310堆型蒸汽发生器的吊装工艺基本相同,吊装工具的结构也大致相似,本文以福清核电厂1、2#机组蒸汽发生器吊装为例介绍,蒸汽发生器重约345t,总高21115mm,直径Φ4484/3440mm。
蒸汽发生器吊装工具主要由提升装置、运输小车、翻转抱环、吊梁、提吊耳轴、翻转支架、翻转抱环拆除平台、钢丝绳等组成,结构见图1。
首先在厂房+20m平台上安装并固定运输小车,使用提升装置将蒸汽发生器从0m提升至+20m平台并放置到运输小车上,然后分三次牵引至厂房内翻转位置平移动环吊小车和提升吊钩交替动作将其翻转竖立并安装就位,吊装工艺见图2。
2.2开顶法吊装方式AP1000核电厂蒸汽发生器重约591t,总高22461mm,Φ5576/4382mm。
由于蒸汽发生器在运输过程中二次侧人孔轴线与水平面呈45°,吊装之前应将其旋转至水平状态,因此吊装分为水平吊装、(沿蒸汽发生器轴线)旋转和翻转竖立吊装三个阶段,工艺如图3。
整个吊装过程都在厂房外进行,首2600t吊机和400t吊机将蒸汽发发生器二次侧人孔旋转至水平状态并从厂房顶部吊入、安装就位。
吊装工具由旋转装置主吊耳及专用吊具等组成,结构见图二次侧人孔凸台上,通过专用吊具与与吊叉固定在蒸汽发生器尾部,为翻转提供支承3M310堆型蒸汽发生器吊装方式优缺点分析3.1安全性高蒸汽发生器是安全一级设备,结构和易损结构,因此其吊装工艺及吊装工具的设计首先应保证设备图2M310堆型蒸汽发生器吊装方式流程图图1M310堆型蒸汽发生器吊装工具结构示意图. All Rights Reserved.作者简介:黄新东(1971—),男,高级工程师,1995年毕业于衡阳工学院机械工艺设备专业,获学士学位,主要从事换料工艺及专用设备设计图3开顶法吊装方式流程图图4开顶法吊装吊装工具结构示意图的安全性。
在岭澳二期、福清、方家山等M310堆型核电项目中,我院已成功完成了蒸汽发生器吊装工具的设计和供货工作,积累了丰富的现场经验和技术基础。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
3. 田湾核电扩建工程 5-8 号机组额定功率大于 1000 MWe，汽轮机转数 1500 r/min。 发电机额定功率 1000 MWe，转数 1500 r/min。
4. M310 加改进方案核反应堆本体由反 应堆压力容器 、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。
4. （√）电气系统的功能是向电网输电，同时为电厂提供正常厂用电和应急厂用电。。
5. （×）田湾核电站蒸汽发生器出口蒸汽湿度不超过 0.2％。
6. （×）M310 加改进方案采用双层安全壳设计。
7. （√）RX 是反应堆厂房的标识。
8. （√）机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级。
-2-
田湾核电站 M310 基础知识复习题
PO ：
泵
RF ： 冷却器
RE： 加热器
GV： 蒸汽发生器
DZ： 除氧器
18. 请根据以下流程图图号写出其所代表的名称
手动截止阀调节阀
；
气动调节阀
；
止回阀
；
卸压阀
；
压力测量
；
液位测量
；
温度测量
；
流量测量
；
-3-
M310 电站总体介绍
田湾核电站 M310 基础知识复习题
A、给水系统
B、电气系统
C、公用系统
D、汽轮发电机
4. 核岛蒸汽发生器二次侧中产生的饱和蒸汽通过 B 系统输送到汽轮机。
A、主给水系统
B、主蒸汽系统
C、凝结水系统
D、设备冷却水系统
5. 工艺相关标识中，设备单元的编码“V*”表示 A
-4-
田湾核电站 M310 基础知识复习题
M310 电站总体介绍
A、阀门
M310 电站总体介绍
19. 构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部分分成三种安全等级，其中安 全一级包括： 反应堆冷却剂 系统以及与其连接的内径大于 10.6mm的 冷却水 管线或 内径大于21.9mm的 蒸汽 管线。
20. 余热排除系统。化学和容积控制系统，安全注入系统，安全壳喷淋系统属于安全 2 级。
A、主蒸汽系统
B、汽水分离再热器
C、凝结水系统
D、安全壳喷淋系统
2. 扩建工程 5-8 号机组安装 2 台 1100MW 左右容量的压水堆 B 汽轮发电机组。
A、全速
B、半速
3. 电站中的每一个系统用三字母代码标识，俗称“三字经”。 “三字经”中第一个字母表示系统 所属的电厂功能类别，第一个字母为“A”表示 A
B、风机
C、泵
D、容器
四、多项选择题，每题至少有两个选项正确，请将答案填写括号中。
1. 反应堆厂房的设计考虑以下与安全保证相关的各影响因素： ABCD
A、实体隔离
B、内部及外部飞射物
C、反应堆事故
D、地震
2. 厂房和构筑物分为三大类，分别有 ABD
A、核动力区
B、汽机厂房
C、柴油机厂房
D、电站配套设施
田湾核电站 M310 基础知识复习题
M310 电站总体介绍
田湾核电站 M310 基础知识复习题
核电站总体介绍
一、填空题，请将答案填写在横线上。
1. 田湾核电扩建工程 5-8 号机组采用 M310 加改进工程技术方案采用 3 环路 百万千瓦 级压水堆核电站技术路线，电站设计寿命为 40 年，乏燃料水池贮存容量满足储存 20 年乏燃料的要求。
3. 以下属于反应堆专设安全设施的有： ABCD A、安全注入系统 B、安全壳喷淋系统 C、辅助给水系统
D、安全壳隔离系统
4. 请写出标识 9NX518 的具体内容。
9 表示： C ；NX 表示： A ； 5 表示： B ； 18 表示： D 。
A、房间或构筑物代码 B、层位号
C、机组号
D、房间序号
5. M310 机械系统执行安全功能的设备和部件核安全功能主要包括 ABC
A、反应堆停堆
B、对堆芯进行冷却；
C、事故后防止放射性物质扩散
D、 乏燃料的装运和储存
-5-
5. 反应堆装置在正常功率运行期间，堆芯入口温度 292.4 ℃，堆芯出口温度 327.6 ℃，反应堆压力容器（RPV）进、出口平均温度 310 ℃，蒸汽发生器二次侧设计温度 316 ℃，出口蒸汽的压力 6.71 MPa，新蒸汽湿度不超过 0.25 ％，蒸汽发生器的 给水温度 226 ℃。
6. 反应堆堆芯由 157 组燃料组件及其相关组件组成，控制棒组件首循环 57 个，后续循 环 61 个。
12. 反应堆厂房内主要包括核蒸汽供应系统， 安全注入系统 、 安全壳喷淋系统 和辅助给 水系统等专设安全设施，以及化学和容积控制系统、 余热排出系统 、 设备冷却水系统 、 核岛通风空调系统等辅助系统。
13. 反应堆厂房决定了核电厂的位置，两个反应堆分别位于 核辅助 厂房的两侧，并与 燃料 厂房 和 电气厂房 相连。
二、判断题，请判断下列每题描述对错，对的画“√”，错的画“×” 。
1. （√）反应堆冷却剂系统是主回路的压力边界，用于包容包括堆芯在内的主回路冷却剂。
2. （×）蒸汽发生器产生蒸汽为过热蒸汽。
3. （√）核辅助厂房为两个机组共用的厂房，主要用于核电厂辅助系统设备及管道布置，公 共放 射性废物贮存、处理及装卸等。
7. 汽轮机发电机组的原则性热力系统由 蒸汽系统 和 给水系统 两大部分构成
8. 核岛蒸汽发生器二次侧中产生的饱和蒸汽通过主蒸汽系统输送到汽轮机，汽轮机将蒸汽 热 能转化为 机械 能并继而通过发电机转化为 电 能。
9. 反应堆冷却剂系统（主回路）每条冷却剂环路设有一台 蒸汽发生器 和一台 冷却剂 泵 ，通过冷却剂管道与反应堆压力容器相接。为稳定主回路运行压力，其中一条环路上 设有一台 稳压器 。
14. 核辅助厂房为两个机组共用的厂房，主要用于核电厂辅助系统设备及管道布置，公共放射 性废物贮存、处理及装卸等。
15. 电站中的每一个系统用三字母代码标识其中第一个字母表示系统所属的电厂功能类别，A 表示 给水供应 ， C 表示 凝汽器(冷凝-真空-循环水) ， G 表示 汽轮发电机 ， L 表示 电气系统 ，S 表示 公用系统 ，T 表示 三废处理 V 表示 主蒸汽 ，X 表示 辅助蒸 汽生产。
16. 请写出以下工艺相关标识中，系统代码所对应的系统名称： VVP： 主蒸汽系统 ABP： 低压给水加热系统 AHP ： 高压给水加热系统 EAS ： 安全壳喷淋系统 RRA ： 余热排出系统 RRI： 设备冷却水系统 TEP： 硼回收系统
17. 写出以下工艺相关标识中，其设备单元的编码所对应的设备名称
-1-
田湾核电站 M310 基础知识复习题
M310 电站总体介绍
10. 常规岛主要设备包括： 汽轮发电机组 、 汽水分离再热器 、 凝汽器 、低压加热器、 高压加热器 、 除氧器 、凝结水泵、 主给水泵 等。
11. 电气系统主要包括 500 kV 开关站、 220 kV 辅助开关站、发电机 、 主变压器系 统 、 中压厂用电系统 、 直流电源系统 、380V 厂用电系统和应急柴油发电机及附加 柴油发电机等。
9. （√）构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部分分成三种安全等级： 安全 1 级、安全 2 级和安全 3 级，其它承压设备和部件为非安全级，用 NC 表示。
10. （√）仪表通道的分级由传感器确定。
三、单项选择题，每题只有一个选项正确，请将答案填写在横线上。
1. 以下不属于二回路及其辅助系统的是： D