中广核员工岗前培训典型核反应堆系统
核电站原理及系统培训课程(PPT 30页)
朗肯循环基础上附加再热循环和回热循环； 高压缸使用饱和蒸汽，低压缸使用微过热蒸汽； 蒸汽再热器使用高压缸抽汽和新蒸汽加热； 给水回热系统使用高、低压缸抽汽加热。
3
二回路热力系统原理流程
4
4.2 核电厂汽轮机工作原理及结构
4.2.1 汽轮机工作原理
蒸汽的能量转换过程： 蒸汽热能蒸汽动能叶轮旋转的机械能
于在电站正常运行工况、事故工况下排出一回路产生的 热量。
向反应堆保护系统、安全注射系统和蒸汽管路隔离 动作提供主蒸汽压力和流量信号。
15
4.3.2 系统描述
核岛部分 三条主蒸汽管道，每条管道上有以下设备： 7个安全阀 三个动力操作安全阀，整定压力8.3MPa 四个常规弹簧加载安全阀，整定压力8.7MPa 向大气排放的接头 主蒸汽隔离阀 主蒸汽隔离阀旁路管线
12
4.2.6 核汽轮机的特点
新蒸汽参数在一定范围内变化 ——取决于核电厂的稳态运行特性 新蒸汽参数低，通常为饱和蒸汽 ——必须考虑湿度对汽轮机效率和安全性的影响 理想焓降小，容积流量大 ——同等功率下，比火电机组结构尺寸大 汽轮机及其附属设备中积聚的水份多，甩负荷时容易 引起主机超速 ——凝结水的再沸腾和汽化 半速机组与全速机组
20
4.4.3 系统主要设备
减压阀 15个排放控制阀，分别位于凝汽器蒸汽排放系统和除氧器蒸汽排 放系统，实现排放名义蒸汽流量的85％。 气动蒸汽排放控制阀 装于三根主蒸汽管道上，用于大气蒸汽排放控制系统。排放容量 为10％～15％额定容量。 消音器 安装气动蒸汽排放控制阀的管线上都配备一个消音器，以减小排 汽噪音。 压缩空气罐 保证气动蒸汽排放控制阀有效工作。 扩压器 安装在通向凝汽器的管道上，使旁路来的高温高压蒸汽在其中降 温降压，以避免损坏凝汽器。
核电设备培训讲义(3)
（4）承压设备的形位公差
①容器园筒节和锥形筒节
－椭圆度小于(D+1250)/200或D/100中的较小值 （D公称直径）
－直筒段的圆心偏差：当壁厚小于10mm时，不 应超过钢板厚度5%再加3mm
②容器封头的形位公差：最大与最小的内径之差 应小于(D+1250)/200或（D+300）/100 （取两 式中较小值）
②奥氏体不锈钢成形的注意点 －工具需清洗除油
－热成形应在低燃油炉、电炉或燃气炉内在中性 或氧化气氛中加热
－避免与碳钢接触 －在热弯前或弯后、热处理前应按规定洗涤除油 ③2级和3级热交换器管的弯管尺寸公差 －壁厚减薄不应大于直径最小壁厚10% －算弯值曲的部7分%椭圆度不超过(d最大-d最小)/dN×100计
17
③各有关专业按RCC要求编制的专用通用技术条 件。如安全壳钢衬里用6mm厚20HR钢板技术 条件，IE级电气设备抗震鉴定试验技术条件
④根据RCC-M编制的安装技术要求
18
3.不同标准的处理情况
（1）问题的由来： －多国采购 －部分外商只能执行ASME （2）解决办法：
－ RCC-M与ASME作比较，主要区别在：材料，
BOP共有110个子项，其中PX子项包括海水循环 泵，海水蝶阀，鼓形滤网及水闸门等。
8
二.设备分级
1.设备分级目的
（1）保证执行安全功能的设备的可靠性。 安全功能包括： －反应堆紧急停堆和维持反应堆在安全停堆状态 －堆芯和安全壳厂房的冷却（中期和长期冷却） －放射性物质的封存和限制向环境的排放 （2）按分级规定不同的设计、制造和检验要求，
（2）法国规范标准 ① RCC系列 RCC-P、 RCC-M、 RCC-E、 RCC-G、 RCC-I、16
核电厂系统及设备培训课程
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
感谢您的观看
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
核能发电站运行中的操作人员技能培训考核试卷
B.运行管理涉及应急预案的制定
C.运行管理不包含员工培训
D.运行管理仅关注技术问题
19.核电站的安全文化应当体现在：( )
A.员工的安全意识
B.安全制度的完善
C.安全操作的规范
D.安全培训的频率
20.核电站的辐射防护措施包括：( )
A.屏蔽
B.距离
C.时间
D.防护服的使用
三、填空题（本题共10小题，每小题2分，共20分，请将正确答案填到题目空白处）
A.反应堆冷却系统故障
B.压力容器破裂
C.控制棒操作失误
D.外部自然环境变化
5.核电站运行过程中，对环境可能造成的影响有：( )
A.放射性物质排放
B.热岛效应
C.噪音污染
D.土壤污染
6.核反应堆的冷却系统主要包括：( )
A.主冷却系统
B.应急冷却系统
C.蒸汽发生系统
D.辐射防护系统
7.核电站操作人员培训中，关于核安全的描述正确的是：( )
A.核安全涉及放射性物质的控制
B.核安全仅限于核反应堆的安全
C.核安全包括环境保护
D.核安全不考虑人为因素
8.核电站发生事故时，操作人员应当：( )
A.立即采取应急措施
B.按照应急预案执行
C.及时向公众通报
D.保持沉默以避免引起恐慌
9.核燃料循环过程中的关键环节包括：( )
A.矿石开采
B.燃料制造
C.核反应堆使用
B.核燃料在反应堆中使用多次，需定期更换
C.核燃料循环过程中不产生放射性废物
D.核燃料循环过程中产生的废物可以直接排放
9.核电站发生泄漏事故时，下列哪种措施是错误的：( )
核电厂系统及设备培训课件(PPT86张)
20
• 裂变产物向冷却剂的释放速度是以逃逸系数 来衡量的，定义为单位时间内裂片核由燃料 包壳缺陷释放出来的份额，单位为s-1。实验 证明，裂变产物的释放速度正比于它在燃料 中的累积量。对一定的核素可以列出如下两 个方程:
3
按其功能可分为以下几类:
• 排出核燃料剩余功率；
• 对反应堆冷却剂进行化学和容积控制；
• 进行设备的冷却；
• 废物的收集和处理；
• 核岛通风空调系统。
4
1 化学和容积控制系统(CVCS)
1.1 系统的功能 1.2 设计依据 1.3 系统流程 1.4 系统设备布置 1.5 系统运行
5
1.1 系统的功能
化容系统主要功能如下: • 通过改变反应堆冷却剂的硼浓度,对堆芯进 行反应性控制； • 维持稳压器的水位,控制一回路系统的水装 量； • 对反应堆冷却剂的水质进行化学控制和净化, 减少反应堆冷却剂对设备的腐蚀,控制反应 堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量,降 低反应堆冷却剂的放射性水平；
6
• 向反应堆冷却剂泵提供轴封水；
1.3 系统流程
34
1 下泄管线
• 核电厂正常运行时,从一回路的冷管段引出一 股冷却剂,称为下泄流,其正常流量约为 13.6m3/h,经下泄隔离阀进入再生热交换器的 壳侧,冷却至140℃,再经过节流孔板,将压力 降至2.4MPa后,进入下泄热交换器的管侧,由 壳侧的设备冷却水将下泄流温度降低至46℃ 左右,离开下泄热交换器的下泄流经下泄压力 控制阀再次降压，进入过滤器，滤去水中5μ 以上的悬浮颗粒。经温控三通，进入净化段。 35
15
一种核电站数字化反应堆保护系统的测试方法及系统[发明专利]
![一种核电站数字化反应堆保护系统的测试方法及系统[发明专利]](https://img.taocdn.com/s3/m/b058df58ae1ffc4ffe4733687e21af45b307fec5.png)
(19)中华人民共和国国家知识产权局(12)发明专利申请(10)申请公布号 (43)申请公布日 (21)申请号 201710271555.3(22)申请日 2017.04.24(71)申请人 中广核工程有限公司地址 518124 广东省深圳市大鹏新区鹏飞路大亚湾核电基地工程公司办公大楼申请人 中国广核集团有限公司(72)发明人 白涛 陈卫华 席望 谷鹏飞 叶王平 刘伟 何亚南 梁慧慧 王升超 唐建中 熊伟 (74)专利代理机构 深圳市顺天达专利商标代理有限公司 44217代理人 蔡晓红 柯夏荷(51)Int.Cl.G05B 23/02(2006.01)(54)发明名称一种核电站数字化反应堆保护系统的测试方法及系统(57)摘要本发明公开了一种核电站数字化反应堆保护系统的测试方法，包括：随机选取核电站的一个运行工况及所述运行工况下的一个场景或事故；根据所选的运行工况和所述运行工况下的场景或事故生成第一测试用例，以使数字化反应堆保护系统触发保护动作；随机选择所述保护动作有效或失效，以生成第二测试用例使数字化反应堆保护系统继续触发保护动作，直到当前的测试过程覆盖一条完整的场景或事故序列为止。
本发明还公开了一种核电站数字化反应堆保护系统的测试系统。
本发明通过构建较为真实的反应堆保护系统操作剖面，能够有效提高数字化反应堆保护系统的测试效率、测试的充分性和有效性。
权利要求书3页 说明书11页 附图3页CN 107132837 A 2017.09.05C N 107132837A1.一种核电站数字化反应堆保护系统的测试方法，其特征在于，包括：随机选取核电站的一个运行工况及所述运行工况下的一个场景或事故；根据所选的运行工况和所述运行工况下的场景或事故生成第一测试用例，以使数字化反应堆保护系统触发保护动作；随机选择所述保护动作有效或失效，以生成第二测试用例使数字化反应堆保护系统继续触发保护动作，直到当前的测试过程覆盖一条完整的场景或事故序列为止。
反应堆结构
反应堆结构及几种典型反应堆系统反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。
核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。
反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。
反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。
如下图它可分为反应堆堆芯、堆内构件、反应堆压力容器和顶盖控制棒驱动机构四部分。
下面主要介绍反应堆堆心和压力容器。
1、反应堆堆芯：核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m，等效直径3.04m 。
燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。
1.1、燃料组件：燃料组件骨架由8个定位格架、24根控制棒导向管、一根中子通量测量管和上、下管座焊接而成。
其功用是确保组件的刚性，承受整个组件的重量和控制棒快速下插的冲击力，并准确引导控制棒束的升降，保证组件在堆内可靠工作和装卸料时的运输安全。
如下图定位格架由锆－4合金条带制成，这些条带装配成17×17的正方形栅格。
在格架栅元中，燃料棒由其中两边的弹簧夹顶在另两边的两个刚性凸台上，其共同作用使燃料棒保持中心位置。
弹簧夹由因科镍718薄片弯成开口环制成，然后将夹子跨在条带上夹紧定位，并在上下相接面上点焊。
这样形成的两个相背的弹簧分别顶住相邻栅元的两根燃料棒，自然抵消了作用在条带上的力。
每个燃料组件带有24个控制棒导向管，由锆－4合金制成，它们为控制棒的插入和提出导向。
其下部在第一和第二格架之间直径缩小，形成缓冲段，以便当控制棒紧急下落接近底部时起缓冲作用。
在缓冲段上部有流水孔，正常运行时冷却水流入管内，在控制棒下插时水能部分从管内排出。
缓冲段下部的管径扩至正常，使底层格架可以按上层格架的相同方式与导向管相连接。
中核 培训心得-概述说明以及解释
中核培训心得-概述说明以及解释1.引言1.1 概述概述：中核为我提供了一次难得的培训机会，通过参加培训课程，我深刻领会到了核电行业的重要性和复杂性。
培训内容涵盖了从基础知识到高级技能的全面培养，让我对核电技术有了更深入的理解和掌握。
在这次培训中，我收获颇丰，也不断挑战自我，提升自己在行业中的竞争力。
在本文中，我将结合我的个人体会和经验，分享我在中核培训中所获得的心得和收获，希望能给读者带来一些启发和帮助。
1.2 文章结构文章结构部分主要包括引言、正文和结论三个部分。
引言部分介绍了整篇文章的概述、文章结构和目的；正文部分包括了培训内容、学习收获和实践应用；结论部分总结了全文的主要内容，并对未来的发展进行展望。
每个部分都有相应的子部分，使文章结构清晰，逻辑性强。
整体结构设置合理，能够帮助读者更好地理解文章内容，并得出相应的结论。
1.3 目的中核培训的主要目的是为了提升员工的专业技能和知识水平，促进团队合作与沟通能力的提升，培养员工的领导力和创新意识。
通过参加培训，员工可以不断提升自己在工作岗位上的能力，更好地适应公司发展的需求，为公司的长远发展做出贡献。
除此之外，中核培训还旨在帮助员工建立正确的职业价值观和道德规范，引导员工树立正确的人生观和工作态度。
通过持续的培训学习，员工不仅可以在工作中表现更加出色，还能在个人成长方面取得长足进步。
总的来说，中核培训的目的是帮助员工提升综合素质，进一步完善公司的人才队伍，促进组织和员工共同发展。
通过不断学习和提升，员工可以更好地适应和应对日益激烈的市场竞争，为公司的可持续发展打下坚实基础。
2.正文2.1 培训内容在中核的培训中，我们接受了丰富多彩的培训内容，涵盖了核能行业的理论知识、技术应用和管理实践等多个方面。
培训内容主要包括以下几个方面：1. 核能基础知识：我们系统学习了核能基础知识，包括核反应原理、核能发电技术、核安全管理等方面的知识。
通过深入学习这些基础知识，我们对核能行业有了更加全面和深入的了解。
新员工核电知识培训
锅炉房
核岛
NUCLEAR ISLAND （NI）
反应堆堆芯、反应堆压力壳 、堆内构件、控制棒驱动机 构、蒸汽发生器、主泵、主 管道、燃料转运装置、安注 箱、硼注箱和稳压器等
BALANCE OF PLANT（BOP）
BOP 蒸汽供应系统之外的部分，主要包括化
学制水、循环水、制氢、压缩空气站等
7
公司工程总公司
广东TS核电合营有限公司 中国广东核电集团有限公司
一期约237亿元人民币 2010年1月5日
32
YJ核电厂3、4号机组常规岛建安及 BOP安装工程
YJ市阳东县东平镇 压水堆
CPR1000 中国
100万千瓦 规划8台，一期6台 6台456亿千瓦时
40年 10-6/堆年
约83% 广东YJ核电有限公司 中国广东核电集团有限公司、 广东核电投资有限公司 总投资近960亿，一期约742亿
核电介绍
目录
第一部分、核电的基本知识 第二部分、核电的主要特点 第三部分、世界核电发展状况 第四部分、中国核电发展状况 第五部分、公司核电发展状况
2
公司工程总公司
一、核电产业链
3
公司工程总公司
二、世界现存主要的核电站堆型
70.00% 60.00% 50.00% 40.00% 30.00% 20.00% 10.00%
4号机组计划
2006-6-15
2007-2-15
2007-12-27
2008-9-15
2009-2-25
2009-11-2
2009-9-27
2010-5-31
2010-1-1
2010-8-16
2009-12-31
2010-8-30
中广核员工岗前培训典型核反应堆系统
CANDU型重水堆用压力管把重水冷却剂和重水慢 化剂分开。压力管内流过不沸腾的高温高压(温 度约300度，压力约10MPa)重水作为冷却剂，压 力管外是基本不受压的慢化剂，慢化剂盛装在 大型卧式圆柱型排管容器中。
从重水堆卸出的乏燃料含铀235约为0.2％，低于 扩散工厂尾料的浓度(0.25％)。与其他热中子反 应堆相比，在同样的输出功率情况下，重水堆所 装载的天然铀最少，消耗的天然铀也最少。因此 使天然铀得到充分的用。
重水堆简介
重水准的体积大，需要大量重水，每MW发电容 量需0.7-0.8吨重水。重水的价格昂贵，所以投 资较高，发电成本比轻水堆核电厂高，且为了 减少重水的泄漏损失，反应堆及重水回路的设 备密封要求高，制造复杂化。
典型核反应堆系统
中广核员工岗前培训
主要内容
1、沸水堆核电站 2、重水堆核电站 3、高温气冷堆 4、快中子增值堆 5、其他堆型
1、沸水堆
沸水堆是轻水堆的一种，它是通过研究水堆堆 芯沸腾而设计出来的。
很长时期中人们一直在想能不能允许水在反应 堆沸腾，汽泡不规则的形成和移动会不会产生 危险的不稳定性。
元件棒通常排列成8×8的正方形栅阵，中间用几层弹簧 格架夹紧定位，然后装入锆合金的方盒内构成燃料组件。
每四个燃料元件盒组成一个单元。堆芯就由许多这样单 元组合而成。
沸水堆核电厂示意
沸水堆安全壳
喷射泵循环系统
沸水堆 堆芯结构
沸水堆 燃料组件
控制棒
沸水堆特点
沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，所以承受的 压力只有压水堆的1/2(约7MPa)，因此压力容器 的厚度可以减小。
浅谈核电厂运行人员培训体系
浅谈核电厂运行人员培训体系摘要：运行人员对核电厂的安全稳定运行负有直接责任。
在核电建设和运行中，员工的高素质，特别是运行人员的高素质是确保机组安全稳定运行的重要前提。
运行人员培训体系的建设和运用，可使该领域员工具有高度的核安全文化素养，掌握并提高核电厂专业知识，以确保核电厂安全稳定高效运行。
本文根据个人的实际工作经历对该体系进行总结。
关键词：运行人员培训；核电厂；前言：运行人员是运行岗位人员与现场操作员的统称[1]。
核电厂运行人员是直接接触和操作核电厂设备和系统，对核电厂的核安全负有直接责任。
所以对运行人员的培养，使其具有与岗位匹配的专业知识技能和职业素养，以满足机组核安全的需要。
一、核电厂运行人员培训体系核电厂人员培训包括运行倒班人员培训和非倒班人员培训，期中运行非倒班人员（如运行管理科、运行技术科、运行支持科等科室运行人员），按照岗位培训清单的要求，完成相应的培训和考核即可。
而运行倒班人员是包括现场操作员和主控室操纵人员，本文着重对该部分培训体系探讨。
运行人员培训分阶段逐步组织实施，每一阶段均进行培训和考核，考核合格才能根据培训计划参加高一级的培训流程。
现场操作员的培训流程主要包括：新员工培训/入职培训、初级现场操作员在岗培训、中级现场操作员在岗培训、学习操纵员在岗培训、操纵员影子培训、学习高级操纵员培训、高级操纵员影子培训、副值长影子培训流程等[2]。
1.新员工：1）入职后完成核电基础理论培训（4个月），基础理论培训由培训处组织，运行处新员工到国内相应资质院校参加基础理论的培训，如北京核工业研究生部。
培训科目包括：核电厂通用机械设备、核电厂仪表与控制、核电厂电气原理与设备、核电厂核安全、核反应堆物理、核电厂材料、核电厂水化学、核电厂蒸汽动力转换系统、核电厂核蒸汽供应系统、核反应堆热工水力学、核电厂辐射防护、核电厂运行概论等操纵员培训大纲要求的基础理论培训科目。
2）完成入厂基本安全培训（1周），按照公司基本安全培训管理程序要求完成基本安全培训。
中广核内部资料核电站基础复习题汇总(简化)
压水堆基础培训复习题绪论1、简述压水堆核电站基本组成及工作原理？基本组成：以压水堆为热源的核电站。
主要由核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP）三大部分组成。
工作原理：（一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。
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（冷却剂）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。
一回路冷却剂循环：反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环：蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器（二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。
1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）；2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变；3、汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。
4、发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。
能量传递过程为：裂变能→热能→传递→机械能→电能。
2、厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5）厂房的识别定义：厂房的识别一般用3个符号来表示。
第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。
房间的识别定义：房间的识别一般用三个数字符号来表示，第一个数字表示楼层，第二、三个数字表示房号。
3、设备的识别符号如何定义？设备识别用9个符号来表示。
这9个符号又分为两个大组，前4个符号为功能组符号，表示该设备属于哪台机组，哪个系统。
后5个符号为设备组符号，表示是什么设备及设备的编号。
（L—字母，N—数字）I-第一章1、压水型反应堆由哪几大部分组成？反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。
核电厂培训管理中系统化培训方法的应用
核电厂培训管理中系统化培训方法的应用发表时间：2018-05-28T17:02:37.867Z 来源：《建筑模拟》2018年第3期作者：谭彦标[导读] 对于核电厂而言，为提高核电厂的经营业绩和经济效益，确保核电厂安全稳定运行和维护，必须聘用高素质人才担任技术和管理工作。
系统的培训方法是作为培训核电厂人员的有效工具。
中核辽宁核电有限公司摘要：对于核电厂而言，为提高核电厂的经营业绩和经济效益，确保核电厂安全稳定运行和维护，必须聘用高素质人才担任技术和管理工作。
系统的培训方法是作为培训核电厂人员的有效工具。
通过系统培训，建立多元化和信息化的检验人员培训计划，培养适合核电厂实际生产经营的管理和技术人员。
文阐述了系统化培训方法的内容及其优点的基础上，进一步分析了系统培训方法在核电厂培训管理中的具体应用。
关键词：系统化培训方法；核电厂；培训管理引言随着中国核电业务的不断发展，为保证电厂安全稳定运行，为提高自身运营的性能和经济效益，仅仅依靠精密的设计和先进的技术设备，以不能够满足现代核电站的需求，还考虑到所有员工的操作技能以及综合素质。
因此，为提高员工的专业技能及综合素质，确保核电厂安全稳定运行，有必要对传统的培训方式进行创新，并采用系统的培训方式进行培训，达到提高培训管理效率和质量的目的。
1、系统化培训方法在核电厂培训管理中的应用意义及其优点（1）安全性运用系统化的培训方法，可以提高核电厂员工的综合素质，满足各岗位的人员需求，确保核电厂运行的安全性及稳定性。
可适用性使用系统的培训方法可以有针对性地选择合适的培训内容，培训所有岗位的员工，提高培训效率，并满足工作岗位要求的所有能力的需求。
可审查性与可追溯性将培训方法应用于培训管理过程，具有可追溯性和审查性，加强管理、审查以及监督。
系统化培训方法的优点首先，利用系统化培训方法可制定出完全经得起检查的核电厂人员培训计划；其次，系统化具有质量保证的特点，质量保证管理方法适用于整个的培训过程，这个过程是审查，以确保技术人员获取全面的工作能力，这是让核电厂人员通过培训达到所需能力标准的最有效方法。
- 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)。
l 每四个燃料元件盒组成一个单元。堆芯就由许多这样单 元组合而成。
PPT文档演模板
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
•沸水堆核电厂示意
•沸水堆安全壳
•喷射泵循环系统
•沸水堆 •堆芯结构
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
沸水堆结构简介
l 沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、 蒸汽干燥器和喷射泵等。
l 堆芯主要由核燃料组件、控制棒等组成，也采用低富集 度柱(状2％芯一块3后％再铀装—入23锆5)合的金UO包2作壳为内核构燃成料外，径将为U12O.52m制m成，圆 长度约3.7m的元件棒。
中广核员工岗前培训典 型核反应堆系统
PPT文档演模板
2020/11/7
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
主要内容
1、沸水堆核电站 2、重水堆核电站 3、高温气冷堆 4、快中子增值堆 5、其他堆型
PPT文档演模板
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
1、沸水堆
l 沸水堆是轻水堆的一种，它是通过研究水堆堆 芯沸腾而设计出来的。
PPT文档演模板
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
沸水堆特点
l 由于沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较 方便，除用控制棒进行功率调节外，还可通过改变循环 泵流量的方法来进行调节，调节范围约达25％，速率约 1％/s。
l 沸水堆的比功率较小，同样功率条件下核燃料装量较压 水堆约大50％。因此虽然系统比较简单，但总投资较压 水堆略大。
l 由于重水堆的卸料燃耗较浅，仅为8000一10000 MWd/t，约为压水堆的1／3，因此卸料量是同功 率压水堆的3倍。
PPT文档演模板
பைடு நூலகம்
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
重水堆简介
l l l
PPT文档演模板
重水堆用重水作慢化剂，按其结构形式可分为压 力容器式及压力管式两种。压力容器式的冷却剂 只限于重水，压力管式的冷却剂不受限制，可以 是重水，轻水或有机化台物。
l 目前发展的主要气冷动力堆是高温气冷堆(HTGR)，它是 在低温气冷堆的基础上发展起来的。
l 高温气冷堆的核燃料是富集度约为10％的UO2或高富集铀 加钍的氧化物(或碳化物)，制成直径约为0.6mm的颗粒， 外面再涂敷三层到四层热解碳和碳化硅涂层
PPT文档演模板
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
气冷堆简介
l 涂层的作用是保护核燃料并防止裂变产物外逸， 然后再将这些颗料燃料弥散在石墨基体中制成 杠状或球状燃料元件。这种燃料元件不需要金 属包壳，而其中石墨既作燃料元件的结构材料 又作中子慢化剂。
PPT文档演模板
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
气冷堆简介
l 高温气冷堆的冷却剂出口温度高，因此电站的热效率高 达40％，可与新型火电站相媲美。
按堆芯结构和冷却剂不同，目前主要有压力壳式 重水堆、压力管卧式重水堆和压力管式沸腾轻水 冷却重水堆三种。
目前达到商用的只有加拿大发展的压力管卧式重 水准，称为CANDU(Canada Deuterium Uranium) 型重水堆。
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
l CANDU型重水堆用压力管把重水冷却剂和重水慢 化剂分开。压力管内流过不沸腾的高温高压(温 度约300度，压力约10MPa)重水作为冷却剂，压 力管外是基本不受压的慢化剂，慢化剂盛装在 大型卧式圆柱型排管容器中。
•沸水堆 •燃料组件
•控制棒
沸水堆特点
l 沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，所以承受的 压力只有压水堆的1/2(约7MPa)，因此压力容器 的厚度可以减小。
l 沸水堆的功率密度比压水堆的低，且沸水堆压 力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵 等设备，致使压力容器尺寸增大。就压力容器 的制造成本来说，这两个影响基本上相互抵消。
l 很长时期中人们一直在想能不能允许水在反应 堆沸腾，汽泡不规则的形成和移动会不会产生 危险的不稳定性。
l 在20世纪50年代早期所完成的实验(著名的 BORAX实验)表明在低压时确实会发生上述情 况，但当压力升高到大约压水堆的一半左右 (7MPa)时，沸腾是稳定的，反应堆是可控的。
PPT文档演模板
l 从重水堆卸出的乏燃料含铀235约为0.2％，低于 扩散工厂尾料的浓度(0.25％)。与其他热中子反 应堆相比，在同样的输出功率情况下，重水堆所 装载的天然铀最少，消耗的天然铀也最少。因此 使天然铀得到充分的用。
PPT文档演模板
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
重水堆简介
l 重水准的体积大，需要大量重水，每MW发电容 量需0.7-0.8吨重水。重水的价格昂贵，所以投 资较高，发电成本比轻水堆核电厂高，且为了 减少重水的泄漏损失，反应堆及重水回路的设 备密封要求高，制造复杂化。
PPT文档演模板
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
沸水堆特点
l 沸水堆采用直接循环，所以系统比较简单，回 路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加 工制造。尤其是省去了压水堆电厂中较易发生 故障的蒸汽发生器，使核电厂事故减少，使用 效率提高，
l 且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开 孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重 性降低。
l 设计成卧式堆芯结构的目的是便于设备布置及 换料维修。
PPT文档演模板
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
3、高温气冷堆
PPT文档演模板
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
气冷堆简介
l 石墨气冷堆也是世界上出现较早的堆型之一。在第二次 世界大战期间，为了军事目的，某些国家就用天然铀石 墨慢化反应堆来生产钚。
l 由于沸水堆采用直接循环，水通过堰芯时将放射性物质 直接带到汽轮机、冷凝器等设备，使这些设备污染而必 须屏蔽。这给设计、运行、维修都带来不便。
PPT文档演模板
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
2、重水堆
PPT文档演模板
中广核员工岗前培训典型核反应堆系 统
重水堆简介
l 重水堆早在第二次世界大战时期就开始研究，当 时主要是用于军事目的。重水的中子吸收截面小， 且慢化性能也比较好，因此重水堆可利用天然铀 作核燃料，不需要建造投资巨大的铀同位素分离 工厂。