第四卷第二册核岛厂房通风空调系统A
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。
浅谈核电站核岛电气厂房送冷风管理
浅谈核电站核岛电气厂房送冷风管理作者：许望金来源：《商情》2016年第18期【摘要】电气厂房送冷风在整个核电厂中具有重要的作用，本文以福清核电3#机组为例，介绍了福建福清核电厂电气厂房送冷风工程概况、施工管理、技术准备、具体的实施过程及注意事项。
【关键字】风机冲洗试压通风组织机构系统1.工程概况1.1电气厂房送冷风是通过DVC，DVE，DVL通风系统和DEL、 RRI、SEC等工艺系统之间的联动运行，将电气厂房空气的温湿度调节至设备、人员所需范围的过程。
1.2电气厂房送冷风涉及的系统1）5个通风系统：DVC（主控制室通风系统）、DVE（电缆层通风系统）、DVL（电气厂房主通风系统）、DVF（电气厂房排烟系统）、DVI（设备冷却房间通风系统）。
2）10个工艺系统：SEC（重要厂用水系统）、RRI（设备冷却水系统）、DEL（电气厂房冷冻水系统）、SED（核岛除盐水分配系统）、SAP（压缩空调生产系统）、SAR（仪用压缩空气分配系统）、SAT（公用压缩空气分配系统）、SIR（化学试剂注射系统）、SEP（饮用水系统）、SEO（电站污水系统）。
3）12个电气系统：LLA（380V低压交流应急电源系统-系列A）、LLB（380V低压交流应急电源系统-系列B）、LLC（380V低压交流应急电源系统-系列A）、LLD（380V低压交流应急电源系统-系列B）、LLI（380V低压交流应急电源系统-系列A）、LLJ（380V低压交流应急电源系统-系列B）、LLN（380V低压交流应急电源系统-系列A）、LLO（380V低压交流应急电源系统-系列B）、LKC（低压交流电源380V系统（核岛辅助设备））、LKE （380V低压交流电源系统（核岛辅助设备））、LHA（6.6kV应急电源系统/A列）、LHB （6.6kV应急电源系统/B列）。
2.施工管理2.1成立专项组。
因送冷风涉及的系统较多，工程量较大，为更好服务于电气厂房送冷风的施工，结合现场进度及节点安排适时成立专项组并召开专题会，由承包商、监理、工程公司等人员参加。
核电站通风空调工程管理要点分析
核电站通风空调工程管理要点分析发布时间：2021-03-12T07:03:38.057Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年25期作者：李彬[导读] 综合分析其特点，管理策略要更加的科学与合理，符合当前核电站运行需要，为核电工程的运行提供良好支持。
中国中原对外工程有限公司北京 100840摘要：目前我国的核电站通风空调系统主要包含如下几个部分：核岛通风空调、常规岛通风空调、非技术性辅助厂房的通风空调。
在达到设计标准的要求之下，通风空调系统还应该达到防腐蚀、气密性、防污染等效果，不会在运营中产生任何不利的问题。
因此，对于目前的通风空调系统在核电站内的作用和运营情况做出全面的分析，掌握管理手段和方法，全面提升通风空调系统运行效果，并且严格落实各项调试与管理工作。
核电空调所使用的原材料、设备等都要做好全面检查，符合规范化、标准化的要求，这是提升核电站稳定运行的关键。
基于此，本文重点分析核电空调系统安装管理要点，总结出相应对策。
关键词：核电；通风空调；安装；项目管理；策略核电空调系统的作用就是提升核岛安全性，确保人员生命安全，是核电站重点辅助设备，也是必不可少的。
核岛中，核电空调的类型很多，种类也比较多，内部组成是比较复杂的，所以安装操作难度较高。
与其他工程空调系统安装对比分析，核电空调安装的要求更高，质量也最为严格。
综合分析其特点，管理策略要更加的科学与合理，符合当前核电站运行需要，为核电工程的运行提供良好支持。
1空调工程的特征1.1工程量大目前我国已经投入运行的核电站中，一台机组核岛区域内风管的数量为199个，分项部分较多，风管面积达到29281m2，阀门1521个，分支到其他部分甚至可能超过几百个，所以空调技术的运用与管理有很高难度的。
1.2结构复杂核岛自身组成就是比较复杂的，内部设备操作室属于非规则性的空间，热负荷分布是较为特殊的，供冷需求相差较大。
空调系统应该满足当前核电站运行标准，功能、形态都要达到标准。
核岛
中文名称：核岛英文名称：nuclear island，NI定义：核电厂中核蒸汽供应系统及其配套设施和它们所在厂房的总称。
主要包括反应堆厂房、核燃料厂房、控制辅助厂房、电气厂房(含应急柴油发电机厂房)等核岛是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。
核岛的主要功能是利用核裂变能产生蒸汽。
核岛(nuclear island)厂房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。
编辑本段核岛主要结构核蒸汽供应系统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。
精选核电厂系统及设备培训课件
一座典型的1000MW级压水堆核电厂在冷却剂中各种裂变产物和活化腐蚀产物的放射性。冷却剂的放射性主要是由惰性气体(占90%以上)、碘(占3%以上)、铷（占1%）、钼（约占1%）和铯（小于1%）组成的。进入一回路冷却剂的放射性惰性气体每年大约有数千万GBq，绝大部分是Kr（1.83h）、Xe（9.11h）等短寿命的同位素，它们在运行过程中自行衰变，排出堆外后很快就消失，需作净化处理的仅占很小一部分。
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。
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
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；
一回路主要辅助系统
1 化学和容积控制系统2 反应堆硼和水的补给系统3 余热排出系统4 设备冷却水系统5 重要厂用水系统6 换料水池和乏燃料池冷却和净化系统7 废物处理系统
概述 一回路主要辅助系统是核岛的重组成部分。它不仅对核电厂正常运行是不可缺少的,而且在事故工况下,为核电厂安全设施系统提供支持。
上充泵出口水分两路：一路经上充流量调节阀和再生换热器进入一回路冷段；另一路经轴封水流量调节阀向主泵输送密封水。稳压器丧失正常喷淋时，上充泵提供辅助喷淋；上充流量调节阀的最小流量要考虑冷却下泄流(6m3/h) ,最大流量(25.6m3/h) 要考虑保证轴封水供应。
核电厂系统设备复习资料
1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。
2.压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统及辅助系统组成。
3.通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供气系统。
4.核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。
5.核电厂选址应考虑核电厂本生特性、厂址自然条件和技术要求以及辐射安全等三方面。
6.划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
7.安全分级的主要目的是正确选择用于设备、制造和检验的规范和标准。
8.安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。
9.我国的核安全法规将抗震类别分为三类，即抗震Ⅰ类，抗震Ⅱ类和非抗震类（NA）。
10.核系统有三道屏障，第一道是燃料棒包壳，第二道是一回路系统的承压边界，第三道是安全壳。
11.反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。
12.在堆芯热功率不变的情况下，提高冷却剂的质量流量可以减少堆出入口温差。
13.核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成，环路数不小于2，一般采用2~4条环路并联形成。
14.一回路的工作压力、冷却剂的反应堆进出口温度、流量等参数的选择，直接影响了核电厂的安全性和经济性。
15.一般压水堆核电厂一回路系统的工作压力约为15MPa。
16.冷却剂在反应堆的进出口温度为280~300℃。
17.一回路系统的总阻力约为0.6~0.8MPa。
18.压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。
19.反应堆冷却剂流过堆芯时起慢化剂作用。
20.燃料元件是产生核裂变并释放热量的部件。
21.控制棒组件分两类:黑棒束组件，灰棒束组件。
22.堆芯下部支撑结构是堆芯的主要包容件，他是以吊篮结构为特征的组合体。
23.反应堆压力容器工作在高压、高温、放射性辐照下寿命不少于40年。
24.反应堆冷却剂泵分：全密封泵和轴封泵。
反应堆核岛厂房通风系统安装与试验技术规程
反应堆核岛厂房通风系统安装与试验技术规程
反应堆核岛厂房通风系统安装与试验技术规程是针对反应堆核岛厂房通风系统安装和试验的相关规定和要求的文件。
一、通风系统安装技术规程：
1. 设计准备：根据反应堆核岛厂房通风系统的设计要求，确定通风系统的布置、容量和风道尺寸等参数，并进行相关的计算和分析。
2. 施工准备：准备施工所需的材料、设备和人力资源，并制定详细的施工计划和安全措施。
3. 风道安装：按照设计要求，进行风道的安装，包括风道的制作、连接和固定等工作。
4. 风机安装：安装通风系统所需的风机和其他设备，确保其安装位置和连接方式符合设计要求。
5. 风口安装：安装通风系统的风口，包括进风口和出风口，确保其位置和数量符合设计要求。
二、通风系统试验技术规程：
1. 试验准备：准备试验所需的设备、仪器和试验方案，并对试验过程中可能出现的安全风险进行评估和控制。
2. 试验前检查：对通风系统的各项设备和连接进行检查，确保其正常运行和无泄漏现象。
3. 试验操作：按照试验方案进行通风系统的试验操作，包括系统的启动、运行和停机等过程。
4. 试验结果评估：根据试验数据和观察结果，评估通风系统的运行情况，包括风量、风速、压力等参数是否满足设计要求。
5. 试验报告编制：根据试验结果，编制试验报告，包括试验过程的记录、数据分析和评估结果等内容。
以上是反应堆核岛厂房通风系统安装与试验技术规程的一般内容，具体的规定和要求还需根据具体的反应堆核岛厂房通风系统的设计和实际情况进行制定。
核电站一般知识简介
核电站一般知识简介一、反应堆简介核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。
根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。
当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。
聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。
裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。
它是由核燃料/冷却剂/慢化剂/结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。
按用途不同，裂变反应堆可分为生产堆/实验堆和动力堆。
按冷却剂或慢化剂的种类不同可分为轻水堆/重水堆/气冷堆和液态金属冷却快中子堆。
按引起裂变反应的中子能量不同，又可分为热中子反应堆和快中子反应堆。
二、核电站的组成1.压水堆核电站由核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成。
2.核电站厂房布置：反应堆安全壳厂房核辅助厂房过渡厂房核燃料贮存厂房应急柴油机厂房电气厂房汽轮机厂房配套设施核电站厂房图1 核电站原理流程图核电厂中的能量转换与转递三、核岛主要系统组成1.核岛主要系统组成核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。
a) 反应堆冷却剂系统指三条环路及其核岛主设备压力容器、主泵、蒸发器、稳压器和主管道等组成。
b) 专设安全设施由四个系统组成：它们是安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统和安全壳隔离系统。
c) 核辅助系统——化学和容积控制系统——硼和水的补给系统——一回路辅助系统——余热排出系统——核取样系统核辅助系统——堆和乏燃料水池冷却与处理系统——设备冷却水系统——辅助冷却水系统——核岛应急生水系统——蒸发器排污系统——核岛冷冻水系统——电气厂房冷却水系统d) 三废处理系统——废气处理系统——废液处理系统——废物处理系统三废处理系统——硼回收系统——核岛疏水排气系统——放射性废液排放系统——常规岛废液排放系统e) 核岛通风空调系统组成—控制棒驱动机构风冷系统—安全壳内连续通风系统—安全壳内空气净化系统—反应堆堆坑通风系统—安全壳换气通风系统—主控制室空调系统—安全壳外贯穿件房间通风系统—上充泵房应急通风系统—辅助给水泵房通风—冷水系统设备间通风系统通风空调系统—核燃料厂房通风系统—核辅助厂房通风系统—电气厂房通风系统—电气厂房排烟系统—电缆层通风系统—安注和喷淋泵电机房通风系统—安全壳内大气监测系统—废物辅助厂房通风系统—主要厂用水泵站通风系统f) 核燃料装卸贮存和工艺运输系统是一个独立的操作系统，只有在核燃料换料和接收新燃料时系统才运作。
海域核电建筑工程通风空调设计气象参数标准
《海域核电建筑工程通风空调设计气象参数标准》1. 前言海域核电建筑工程是当前能源领域的热门话题之一，而通风空调设计作为其中重要的一环，对于保障核电厂的正常运行和人员的安全具有至关重要的意义。
本文将深入探讨海域核电建筑工程通风空调设计中的气象参数标准，旨在为相关领域的专业人士提供深度和广度兼具的知识。
2. 海域核电建筑工程通风空调设计概述海域核电建筑工程通风空调设计是指在核电厂建设过程中，针对海域环境、气象条件、建筑结构等因素，通过科学合理地配置通风空调系统，确保核电厂内部空气质量达标，维护设备正常运行，保障工作人员的舒适和安全。
而其中的气象参数标准则是通风空调设计的重要基础，直接影响设计方案的有效性和可靠性。
3. 气象参数标准的深度分析在海域核电建筑工程通风空调设计中，气象参数标准主要包括气温、湿度、风速、大气压和气象条件持续时间等要素。
其中，气温和湿度直接关系到空调系统的制冷和除湿效果，风速则直接关系到通风系统的通风量和换气效果，而大气压和气象条件持续时间则决定了通风空调系统的稳定性和可靠性。
针对不同海域环境和气象条件，需要对这些气象参数进行全面评估和科学规划。
4. 气象参数标准的广度探讨海域核电建筑工程通风空调设计的气象参数标准，不仅需要考虑正常工作条件下的气象参数，还需要考虑特殊气象条件下的影响。
在台风季节或者恶劣天气条件下，海域核电建筑工程通风空调系统需要能够有效应对强风、暴雨等特殊气象条件，保障核电厂内部的设备和人员安全。
在标准制定中需要兼顾广度，确保通风空调系统在各种气象条件下都能够稳定运行。
5. 总结与回顾海域核电建筑工程通风空调设计的气象参数标准既要有深度的科学分析和规划，又要有广度的考虑和应对能力。
有效的气象参数标准能够保障通风空调系统的有效性和可靠性，为核电厂的正常运行提供保障。
在今后的核电建设中，需要更加重视气象参数标准的制定和落实，从而更好地应对各种复杂的气象条件，确保核电厂的安全和稳定运行。
核电厂通风空调系统噪声控制与处理
核电厂通风空调系统噪声控制与处理摘要：本文介绍了核电厂通风空调系统噪声的控制与处理问题，根据噪声产生的原因，从设计到安装、调试阶段分别进行分析考虑，最大限度减少噪声的产生。
关键词：噪声；通风空调；核电厂；噪声控制；消声器引言随着现代科学技术的发展和人们对环保意识的不断提升，目前在民用建筑、工业建筑以及核电领域中，噪声问题越来越被重视。
在核电厂中，为保证核电厂在所有工况下能安全有效的运行，通风空调系统在控制环境温湿度、有毒有害物浓度的同时，还应注意系统噪声的影响，必须为运行人员提供一个舒适、安静、可靠的工作环境，才能保证核电厂安全有效的运行。
1核电厂通风空调系统噪声控制与消除通风空调系统噪声的控制与消除应分三个阶段来考虑，不同阶段应按照不同的原则进行。
1.1设计阶段依据噪声的来源特性，对噪声的产生点进行控制，尽量减少噪声的产生；根据噪声传递特性，就噪声传播途径进行控制，尽量设置隔声和消声屏障；真对二次噪声的产生，尽量合理设置管路，平衡阻力和风量，控制风速以减少二次噪声。
1.1.1设备降噪通风空调系统在设计时必须重视空调机组也就是风机的噪声问题，由于核电厂中通风空调系统受房间、布置空间和各类分区限制影响，很多系统风管的布置复杂，所以大部分通风空调系统所选风机压头往往很大，在这种情况下，对于大风量系统，一方面需要厂家在风机制造中尽量从生产工艺来降低设备噪声，一般要求控制在85dB（A）以内，另一方面需要在风机布置上寻求突破，对于满足集中设置的风机，一定要优先选择布置在机房内，通过房间的围护结构对机房内噪声进行隔声、隔振，机房必须远离噪声控制区域，且不可与这些区域相邻或上下层布置，对于一些风量相对较小的分散系统，风机布置时也可以考虑直接设置在没有噪声控制要求的房间或区域，而风机在固定时必须配有减震装置，在设备与基础之间设置阻力弹簧减振器或橡胶隔振垫减震器，而风机进出风口处与风管连接必须设置软连接，通过这些隔振措施，减少风机机械振动对系统噪声的贡献。
核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题
－1－1•通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。
2. 反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。
3. 压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。
4•燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。
5•蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障，它对于核电厂的安全运行十分重要。
6. 稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。
7. 放射性废水有可复用废水和不可复用废水，可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用,这是硼回收系统的任务。
8. 专设安全设施包括：安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。
9. 安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。
10•反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。
11. 核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。
12. 核电厂主要厂房包括：反应堆厂房（安全壳）、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。
13. 核电厂设计一般遵循的安全设计原则有：多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。
14•燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。
15•堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构16. 阻力塞棒是封闭的不锈钢管,其长度较短，约20cm17. 大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为―Ag-In-Gr 银-铟-镉）灰棒材料为不锈钢—，控制棒驱动采用电磁步进式方式；18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的立式自 然循环U 型管蒸汽发生器；19. 天然铀所含有的三种同位素中，属于易裂变核素的是铀-235；20•反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵；21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80%左右;22. 压水堆核电厂使用较广泛的有三种:立式U 型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环蒸汽发生器、立式直流蒸汽发生器一、填空题（共20分，每题2分）二、名词解释（共25分，每题5分）23.现代压水堆采用硼酸控制反应性。
核岛通风系统介绍
风可不经净化处理，就能排放。
本区负压要求较低，一般可按-50Pa考虑。
工作人员须经过卫生通道更换家常服才能进入本区。
1.2.3气流组织和走向原则气流的组织和走向，就是组织空气按照规定的方向进行通风，在核岛通风系统中，气流组织和走向更为重要。
如果仅考虑通风量，不考虑气流组织和走向，不但得不到良好的通风效果，还会因加大通风量加快污染物的挥发，造成更大的污染。
在核电厂，对整个工作区域来讲，空气的流动方向，必须是从清洁区流向污染区，最后从污染区排出；对局部工作地点来讲，空气流动的方向，应先经过人员的工作岗位或将清洁空气优先送到工作人员的工作点，而后再流向工艺设备，最后从工艺设备的排气口排出。
在任何情况下，都不允许污染空气通过清洁区，特别是有人员工作的地点。
污染空气必须就地或污染最严重的地区排出。
室内排风口的位置，应避免靠近送风口，以免产生气流短路，降低通风效果和影响室内污染空气不能完全排除。
送风口的位置应设置在较清洁区，而排风口的位置应设在污染区。
核电厂中的安装大厅一般高度高，容积大，属于橙区。
在安装大厅下面就是放射性工艺设备室（红区）。
当这些设备、仪表、管路等安装和检修时，就要打开设备室的顶盖板（设备孔和人孔）。
这时安装大厅与红区设备室就贯通了，尽管设备室（红区）的负压低于安装大厅（橙区），但红区的污染空气还是会扩散到安装大厅（橙区），另外，检修时，红区可拆卸，可更换的设备、仪表、管段等，也要放置在安装大厅的地面上。
于是地面及安装大厅内的空气也会被污染。
因此，保证安装大厅有足够的换气和良好的通风是非常重要的。
通常安装大厅的气流组织和走向有两种形式：（1）集中送风和集中排风通风形式集中送风和集中排风形式如图1所示。
在安装大厅中间集中布置送风口，在安装大厅两端集中布置排风口，这些排风口，仅排走一部分风量，而另外一部分风量，通过沿安装大厅纵向两侧墙下端设置的余压阀进入红区设备室，然后由红区排风系统排出。
（见图1）图1 安装厅气流示意图（2）分散通风和分散排风通风形式分散送风和分散排风形式如图2所示。
核电厂常规岛暖通空调设计特点
核电厂常规岛暖通空调设计特点杨铭【摘要】针对核电厂常规岛布置特点,结合投入运行的核电厂以及在建的三代核电厂的系统配置、暖通空调系统功能及非安全级的特点,介绍了暖通空调设计依据,据此分析了供暖系统、通风系统、空调系统的设计特点,指出核岛供暖系统、常规岛及辅助建筑供暖系统、保护区外供暖系统需要分开设置;常规岛厂房采暖系统以散热器系统为主,热风系统为辅;汽机房的地下部分应采用机械进风,优先选用机械排风的通风方式.【期刊名称】《吉林电力》【年(卷),期】2015(043)005【总页数】4页(P26-29)【关键词】核电厂;常规岛;供暖;通风;空调【作者】杨铭【作者单位】中国电力工程顾问集团东北电力设计院有限公司,长春 130021【正文语种】中文【中图分类】TM623;TU83常规岛是核电厂的汽轮发电机组及其配套设施所在厂房的统称，其厂房暖通空调设计是核电厂设计的重要内容之一。
引进机组的汽机房以热风采暖为主，多为机械进风；国产机组以散热器采暖为主，采用机械通风方式。
根据不同机型的布置特点、机组系统配置情况，在核电文化设计理念和不同厂址气候条件差异的基础上，对现有空调系统功能、安全等级及采暖、通风系统设计特点进行介绍及分析。
1 厂房布置特点及暖通空调设计依据1.1 厂房布置特点常规岛厂房多为单台机布置，包括汽机房、除氧间，以及凝结水精处理间、润滑油储存传送间、电气、热控、暖通设备间等辅助设备间。
由于核电机组的介质温度、压力较低，相应的设备容量较大，管道散热面积较多，汽机房体积大于火力发电厂的汽机房。
汽机房含除氧间的跨距约55 m 或59 m，长约120 m，高度约40m，除氧器平台高出汽机房运转层平台，辅助设备间多布置在除氧间，或在厂房边上增加偏屋，偏屋的尺寸未包含在上面统计的厂房尺寸内。
汽机房包括底层、中间层和运转层，又分为全地上布置和半地下布置。
受冷端优化后的凝汽器下沉式布置的影响，半地下布置分为整体降标高和局部降标高。
核电站通风空调系统施工技术解析
核电站通风空调系统施工技术解析
李未
【期刊名称】《山西建筑》
【年(卷),期】2015(000)035
【摘要】简述了核电站通风空调系统的预制安装相关技术要求，介绍了安装就位后的风管严密性检验方法，分析了通风空调施工中的主要质量通病，并提出相应的防治措施，保证了通风空调系统的施工质量。
【总页数】2页(P142-143)
【作者】李未
【作者单位】国核工程有限公司，山东烟台 265116
【正文语种】中文
【中图分类】TU834.53
【相关文献】
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3.第三代压水堆核电站核岛通风空调系统核级冷却器关键技术和工艺研究∗ [J], 刘自旺;刘静
4.田湾核电站控制区通风空调系统 [J], 蒋宜
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核电站AAC厂房通风控制系统设计
Ｃ Ｐ Ｕ３ １ ７ 、模拟量输 入和输 出模块 、数字量输入 和输 出模 块 、通信模块 、Ｐ Ｉ 电源等 ，如图 ２所示。所有控制设备
安装在控 制柜 内 ， 机 柜连接 电缆采用顶 部填料 函接 人方式 ，
录 ；能 以文 件存 储 的形式 和 固定 的 时 间 间 隔 ，按 照设 计 要 求 ，记 录各设 备 的运行 数 据 和 状 态 信 息 ，并 按 固定 的 时 间 间隔 以 曲线 形式 回调 数 据 。通 风控 制 系 统如 图 １ 所示 。
其完成系统逻辑运算和顺序控制 。通风控制系统控制设备
中图分 类号
Ｔ Ｐ ２ ９
０ 引 言
Ａ Ａ Ｃ是 核 电站 内 独 立 的 能 自动 快 速 启 动 的 并 按 程 序 带 载 的应 急交 流 电源 。按 国家 核 电 标 准 ，每 台 核 电 机 组 均
２ 通风 控 制 系统 要 求
要 保证 Ａ Ａ Ｃ运 行 环 境 符 合 要 求 ，就 需 根 据 不 同 情 况
１ ４ Ｉ Ｗ Ｗ Ｗ． ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ｅ ｔ ． ｎ ｅ ｔ Ｉ 中国电工网
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便于系统调试 安装。通风控 制系统 的 Ｐ Ｌ Ｃ控制器 与上位 触摸屏加固机采 用 以太 网总线 接 口协 议。来 自现场 的压 “ 力 、流量和浓度等状态参数经传感器测量后 ，被隔离栅变
实时监控 ，从而保证 Ａ Ａ Ｃ厂房的环境符合要求。
过与设定值 比较 ，采用 Ｐ Ｉ Ｄ算法 ，调节对应加热器功率。
当送 风机 停 止 时立 即停 止加 热 器工 作 。 （ ３ ） 监 控 消 防 设 备 问 的 空 气 温 度 ， 当 室 温 低 于 设 定 值
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核岛厂房通风空调系统概述核岛厂房通风空调系统包括反应堆厂房、核燃料厂房、核辅助厂房、电气厂房、连接厂房的通风空调系统，其由主控制室空调系统、电气厂房排烟系统、电缆层通风系统、电气厂房主通风系统、上充泵房应急通风系统、辅助给水泵房通风系统、设备冷却水房间通风系统、安全注入泵和安全壳喷淋泵电机房通风系统、核燃料厂房通风系统、安全壳内大气监测系统、安全壳换气通风系统、反应堆堆坑通风系统、安全壳内空气净化系统、安全壳连续通风系统、控制棒驱动机构通风系统、安全壳环廊房间通风系统、核辅助厂房通风系统、废物辅助厂房通风系统、热洗衣房通风系统、重要厂用水泵站通风系统、更衣室通风系统共21个系统组成。
上述各个通风系统设计的共同目的：－提供人员进入及工作的适宜环境；－为设备的正常运行创造安全的环境条件；－控制和限制污染空气或气体的排放。
为达到以上目的所采用的主要手段：通过对室内空气温度、压力、湿度、洁净度、放射性以及换气频率等参数的调节、控制来达到所要求的环境条件。
设计准则➢核岛厂房通风空调系统的设计应考虑系统最不利的运行工况。
➢设计采用的室外气象参数为：环境气温：夏季：+℃ (干球温度) ，+℃ (湿球温度)冬季： + ℃ (干球温度) ，+℃ (湿球温度)极端气温：℃；℃ (干球温度)环境最大相对湿度：100%设计应考虑室外风速、降雨量、台风及含盐空气腐蚀等的影响；➢核岛厂房室内设计参数：--轻体力劳动（如控制室、办公、实验室、计算机辅助系统等），且没有特殊电子设备的区域：18～25℃； 35～65%RH--中等体力劳动（如车间、维护设备）的区域：10～30℃； 35～65%RH--难以到达，且没有敏感电子设备的区域：～50℃；～100%RH--很少进行检查和维修作业的区域，且没有敏感电子设备： 10～40℃；～70%RH--经常进行检查和维修作业的区域，且没有敏感电子设备：10～35℃；～70%RH--有电子设备的区域：18～30℃；～65%RH--有特殊要求区域的设计参数按工艺专业要求设计--反应堆厂房运行大厅正常运行 15～40℃；～100%RH换料期间 15～35℃；～100%RH--反应堆厂房其它区域正常运行 5～55℃；～100%RH换料期间 5～40℃；～100%RH➢有放射性（或可能有放射性）区域的通风空调系统应遵循以下设计原则：--在正常运行期间，维持该区域气压相对于邻近区域或大气为负压，以尽量限制未受控的放射性污染释放到环境中。
--排风应经过滤处理，以降低受控放射性污染排放到环境的水平。
--在有潜在污染的排风系统上设置监测设备，出现放射性污染时向控制室发出报警信号。
--采用内部净化或送入新风混合稀释的措施，以维持该区域最大允许浓度在合理可行尽量低的限度内。
--在有放射性泄漏区域的通风系统上采用可隔离的措施。
--通风空调系统应使气流不可能从有高潜在放射性污染的区域直接流向低放射性污染的区域。
➢冷冻水供/回水温度：电气厂房 8/14℃其它核岛厂房10/15℃➢设备冷却水供水温度： 15～35℃安全壳内大气监测系统(1) 系统功能－小风量清洗回路在反应堆正常运行时，降低安全壳内放射性惰性气体和氚引起的放射性浓度以便人员进入。
保持安全壳内与外部最大潜在过压不超过。
在事故或放射性浓度异常时该子系统停运并关闭安全壳隔离阀。
－取样、混合和氢复合该子系统设计为避免氢和氧形成易爆混合物而带来可能危及安全壳完整性的任何危害。
在LOCA事故后，该子系统用来取样测定氢气浓度和使安全壳空气混合，以及进行氢复合处理。
该子系统是安全相关系统。
电站如果设置可燃气体控制系统，则该子系统可能取消。
－安全壳试验子系统该子系统利用压缩空气生产系统的空气压缩机向安全壳充气作整体密封性检查。
－保健物理监测子系统该子系统用于连续测量安全壳内大气中气溶胶、碘及惰性气体的放射性浓度，为启动或停运安全壳小风量清洗所必需的信号，必要时发出在辐射防护可接受条件下允许人员进入安全壳的信息。
－安全壳大气物理监测子系统该子系统用于连续监测安全壳内的压力和温度，其中压力测量信号用于反应堆保护系统和事故后监测系统。
该子系统是安全相关系统。
－事故后安全壳降压过滤子系统该子系统通过用来限制严重事故后安全壳内压力和释放到大气中的气体的放射性浓度，缓解严重事故对公众造成的危害。
(2) 设计准则系统设计遵照适用于三环路压水堆核电站的RCC-P《90万千瓦压水堆核电厂系统设计和建造规则》。
系统被设计为按如下所述工作：－正常运行时，当安全壳内放射性浓度大于规定值时，安全壳小风量清洗回路启动对安全壳进行扫气，并保持安全壳内60Pa的负压。
本系统在反应堆冷停堆时不使用，由安全壳换气通风系统进行处理。
－在LOCA事故后，取样、混合和氢复合子系统利用氢混合管线和移动式氢取样装置对安全壳内大气进行取样、混合，并在必要时利用移动式催化氢复合装置消氢，使氢气浓度不超过爆炸限度4％ (体积比) 。
－保健物理监测子系统被设计成能连续工作并被连接到KRT系统的辐射测量设备。
－安全壳内大气物理监测子系统被设计成能连续工作，其测量设备被连接到反应堆保护系统和事故后监测系统－安全壳试验子系统被设计成仅在机组停运时工作。
空气经升压管线输入，然后用可移动设备连接至电站压缩空气生产系统。
试验后空气通过排气管线及可移动设备连接至环廊房间通风系统排出。
第三条管线与试验仪表相连。
－事故后安全壳降压过滤系统被设计用来在严重事故后防止安全壳超压损坏和限制安全壳释放到大气中的气体的放射性浓度。
(3) 系统描述－安全壳小风量清洗回路为直流全新风系统。
送风来自燃料厂房通风系统新风管，经安全壳下部的二根管道送入安全壳。
排风自反应堆厂房穹顶下设二根排气管从安全壳引出。
设二台100％容量的排风机，一台工作，一台备用。
空气经排风净化装置处理后经燃料厂房通风系统排风管引至电厂烟囱排入大气中。
排风净化装置内设有一组电加热器，预过滤器，高效过滤器和碘吸附器。
－取样、混氢和氢复合。
一台系统风机使安全壳内空气从穹顶到底部作循环流动以达到混氢目的。
可移动取样装置用以从系统中抽取气体样品。
为降低安全壳内氢气浓度，从反应堆抽出的气体经过一台可移动氢复合器进行氢复合后重新注入安全壳以免放射性气体释放到外部环境。
－安全壳试验子系统。
升压回路有一根穿过安全壳的管道，这根管道配有一只隔离阀和一只逆止阀并被连至公用压缩空气分配系统。
排气回路由一根把安全壳内空气排至外部的管线组成，排气经隔离阀和两只并联的调节阀后排至环廊房间通风系统。
由调节阀、安全阀、试验压力计和隔离阀组成的可移动升压与卸压设备为两个反应堆厂房共用。
－保健物理监测系统。
系统管线分别连接至电厂辐射监测系统，系统管线的两个安全壳贯穿件分别配备两只气动隔离阀，系统管线配备两只压力计和两只压力开关。
－安全壳内大气物理监测系统。
001MT－004MT用于测量安全壳内温度变化；502MP和503MP用于测量正常运行时安全壳内绝对压力；501MP 用于测量外部环境大气压力；101MP-104MP测量LOCA事故后的安全壳内绝对压力且能发出功能指令；001MT与002MT能承受LOCA事故后的温度和压力工况。
－事故后安全壳降压过滤。
安全壳内予预过滤器 (U5) 将安全壳气体预过滤并除热后送至沙堆过滤器，过滤器旁路管线用于在过滤器堵塞时给安全壳卸压。
安全壳外沙堆过滤器对来自安全壳内预予过滤器 (U5) 的气体进行过滤并排至外部环境。
(4) 主要设备及其参数(5) 系统运行－安全壳小风量清洗回路设二台100％容量的排风机，一台工作，一台备用。
正常运行期间，该回路间断运行，以降低安全壳内部压力或在人员进入安全壳前降低壳内惰性气体和氚的放射性。
－ LOCA事故工况下系统安全壳隔离阀关闭。
LOCA事故后为了防止安全壳内局部氢气集聚，混氢回路启动，并且不断取样分析氢气浓度的变化，在浓度达到爆燃限度前，氢复合回路投入运行。
－在反应堆初次启动前和以后的定期试验时使用安全壳试验子系统对反应堆进行密封试验。
在反应堆停运后方可对反应堆进行密封试验。
－保健物理监测子系统在反应堆正常功率时投入运行。
－安全壳内大气物理监测子系统对安全壳内部压力和温度进行连续测量。
－正常运行时，核辅助厂房通风系统的沙堆过滤器预热系统连续运行以提供沙堆过滤器所需的湿度条件。
严重事故工况下，为防止安全壳超压损坏，按照U5规程，安全壳降压过滤系统投入运行对安全壳进行卸压。
(6) 安全功能—本系统是部分与安全相关的系统—在断电时，混氢与消氢回路和小风量清冼回路的能动设备由应急柴油机供电。
—本系统主要设备和部件设计抗SSE地震—本系统按单一故障准则要求设计。
在反应堆正常运行时，冗余风机可互为备用。
—本系统在安全壳内与安全相关的部分设计成抗LOCA事故工况。
—当安全壳内空气放射性水平高出允许值时，本系统停止运行，关闭安全壳隔离阀，同时启动安全壳内空气净化系统。
反应堆堆坑通风系统(1) 系统功能反应堆堆坑通风系统主要功能是对如下部位进行冷却降温：－反应堆压力容器保温层的外表面－堆坑混凝土－堆外电离室－反应堆压力容器支撑环－围绕主管道的混凝土孔道(2) 设计准则堆坑通风系统在反应堆正常运行及热停堆时运行。
本系统风机设计为4?50％，由两个不同电气系列按2?2方式供电，应急柴油发电机作为后备电源。
在反应堆额定功率时，本系统保持以下温度：(3) 系统描述本系统设置四台50％容量的通风机组，包括冷却盘管、离心通风机、调节阀和止回阀。
部分冷风通过一条送风管从反应堆压力容器支承环的三个开孔送入，并通过另外三个开孔排出；其余风量送至反应堆堆坑底部。
冷却空气送入反应堆冷却剂管段、地堆坑内的容器支承、地坑内的离子室、地堆坑内的反应堆空腔密封环下的小室。
(4) 主要设备及其参数(5) 系统运行反应堆正常运行和热停堆时，二台通风机连续运行，冷却盘管连续提供冷水。
反应堆冷停堆时，本系统一般不启动，在安全壳温度高时，可全部或部分启动本系统对安全壳内空气进行冷却。
四台通风机中二台运行，二台备用。
(6) 安全功能—本系统是非安全相关系统。
—在断电时，为维持堆坑内一定的温度，本系统通风机由柴油发电机组供电；—系统设计，除EVC001BA之外，不考虑抗SSE地震；—本系统在功能全部失效时，要求停堆；—系统设计不考虑冷却剂失水事故，但在失水事故后局部系统管道可用来将反应堆冷却剂排出反应堆堆坑，即参与失水事故后反应堆堆坑的卸压排放。
安全壳内空气净化系统(1) 系统功能本系统的主要作用是降低安全壳内空气中放射性碘及其悬浮物的浓度，在人进入安全壳之前，使空气中放射性浓度达到允许水平。
(2) 设计准则在安全壳内反应堆冷却剂泄漏量： kg/h反应堆冷却剂最大比活度I131当量为?104Bq/g(3) 系统描述从安全壳连续通风系统在反应堆厂房内的送风总管吸取一部分空气，经该系统加热、过滤、除碘处理后排到安全壳环廊。