核电厂系统与设备(第讲)

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• 完成电力生产：一回路,二回路,三回路,发 电机输变电系统,通常简单地称为堆,机,电 三大核心部分。
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• 核岛(nuclear island):一回路系统及其辅助 系统、安全设施及厂房。
• 常规岛(conventional island):汽轮发电机 组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。
• 配套设施( BOP: Balance of Plant)：除核 岛、常规岛的其余部分。
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压水堆核电厂能量转换
压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环 节，在四个主要设备中实现的。
（1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传
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核电厂厂区L形布置 核电厂系统与设备(第讲)
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大亚湾核电厂厂区T型核电布厂系统置与设备(第讲)
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3. 核电厂主要厂房
3.1 主要厂房总体布置
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4. 核电厂设备安全功能及分级
4.1 安全功能及分级; 4.2 抗震分类; 4.3 规范分级 和质保分组;
5. 核反应堆的安全设计
5.1 纵深防御原则; 5.2 多道屏障(Multi-barrier); 5.3 安全设计的基本原则;
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1. 核电厂组成
• 完成热力循环的热力系统:一回路,二回路 (汽轮机组),三回路系统。
3.2 安全壳 (containment)
安全壳又叫做反应堆厂 房。我国采用核电厂安 全壳是圆柱型预应力混 凝土安全壳。 壁厚约80cm; 内有厚6mm的钢衬。 容许泄漏： 0.1Wt%/24hours 设计压力:0.52MPa
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3.3 汽轮机厂房
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• 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、 制造、检验的规范标准。
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4.1 安全功能及分级
安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态； 2 停堆后余热导出； 3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射
性物质释放不超过容许值。
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如何确定某物项对于安全的重要性？ 1 确定论方法； 2 概率论方法。
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2020/11/19
核电厂系统与设备(第讲)
纲要
1. 核电厂组成
2. 核电厂平面布置
2.1 布置原则;2.2 布置分区;2.3 核心区布置;
3. 核电厂主要厂房
3.1 主要厂房总体布置; 3.2 安全壳; 3.3 汽轮机厂 房; 3.4 核燃料厂房; 3.5 核辅助厂房;
给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。
（2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二
回路的水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换，
不进行能量形态的转变；
（3）汽轮机：将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。
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配套设施
a.直接为生产服务的:如除盐水,压缩空气,辅 助锅炉等；
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2.2 布置分区
a.核心区:
• 核岛与常规岛组成。反应堆厂房为中心,辅 助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机
厂房,汽轮机厂房。
b.三废区:
• 废液储存处理厂房,固化厂房,弱放废物库, 固放废物储存库,特种洗衣房。
c.供排水区:
• 循环水泵房,输水隧洞,排水渠,淡水净化处
理车间,消防站等。
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d.动力供应区：
• 冷冻机，空压机，液氮储存气化，辅助锅 炉。
e.检修及仓库区：
• 检修车间，材料仓库,设备综合仓库区等。 f.厂前区:
• 行政办公楼，汽车库，消防生活服务设施， 入口警卫。
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2.3 核心区布置
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安全分为四级: 1 安全一级： • 一回路承压边界所有部件；选用设备等级
一级，质量A组。按照实际可能的最高标准 设计、制造、安装和实验。 2 安全二级： • 余热去除、安注和安喷系统。
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3 安全三级：
• 辅助给水；
• 设备冷却水；
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四个应急状态等级 • U: 应急待命 • A: 厂房应急 • S: 厂内应急 • G: 厂外应急
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• 这种要求体现在相应的设备设计和制造规范 中。例如美国机械工程师协会（ASME）的 锅炉和承压容器设计规范(见表2.1)或法国 的RCCM压水堆核岛机械设备设计和建造规 则中规定了承压部件（与安全有关或与安全 无关）的设计、制造、检查和验收的要求。
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• 在核岛供货范围中根据产品等级不同，可 以分为不同的质保组，分别明确地规定不 同的质量保证（QA）要求。这些分组应与 采用的安全准则相适应。
• 一回路的一些辅助系统，如化容系统、硼 与水补给系统，设冷水系统，安全注入系 统废物处理、等以及该厂房必需的空气处 理及冷却设备布置在此厂房内。
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4. 核电厂设备安全功能及分级
• 核电厂系统、设备和设施作用不同，要求 不同，对设备的安全功能及按照其对安全 的重要性，进行分级，从而既保证安全性， 又避免对设备要求过于严而影响经济性。
包括五道相继深入而又相互增援的设计防御 措施，以此来保证核电厂的安全。
• 第一道防御：考虑对事故的预防。
核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的。 建立一整套质量保证和安全标准。核电厂 必须按严格的质量标准、工程实践经验以 及质量保证程序进行设计、制造、安装、 调试、运行和维修。电厂各系统、各设备 不能出现不允许的差错或故障。
• 安全一、二、三级和LS和1E级电器设备属 抗震一类。
• 抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求。
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• 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和 地震条件，分析当地地表下物质的特性的 基础上所确定的可能发生的最大地震。安 全停堆地震通常取当地历史上发生过的最 大地震再加上一个适当的安全裕量后确定 的。
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• 我国核电事业尚处在初始发展阶段，虽然 制定了一套核安全法规，有完整的设备分
级、抗震分类和质保分组要求，但没有完
整的核设备设计和制造规范。实际工作中
根据情况参考美国规范或法国规范。表2.1
列出了美国压水堆核电厂部分系统、部件
和构筑物的分级，其中规范等级一栏中为
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• 第二道防御：防止运行中出现的偏差发展 成为事故。
设置可靠的保护装置和系统。探测妨碍安 全的瞬变，完成适当的保护动作。必须按 保守的设计实践设计，留有足够的安全裕 量并配有重复探测、检查和控制手段，各 种测试仪表必须具备较高的可靠性。
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• 第三道防御：限制事故的放射性后果，保 障公众的安全。
对付必须加以考虑的各种假想事故, 配置 了专设安全设施。轻水堆的典型假想事故 有：一回路或二回路管道破裂、燃料操作 事故、弹棒事故等(下图)。轻水堆的专设 安全设施包括：应急堆芯冷却系统、辅助 给水系统、安全壳及安全壳喷淋系统、安 全壳隔离系统、消氢系统等。
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• 除了上述四道防御外，对每个核电厂均应 制订应急计划。
• 万一发生严重事故造成放射性大量外逸时， 对附近居民实行隐蔽、疏散、供给药物、 封锁食品，使放射性物质释放带来的损害 减小到最小。有时也把它称为第五道防御。
• 这道防御要求设置应急中心，制定和实施 厂区内、外的应急相应计划。
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5.1 纵深防御原则
• 2004年国家核安全局发布“新建核电厂设 计中的几个重要安全问题”，明确纵深防 御要贯彻到核电厂的全部活动中。核电厂 提供多层次的设备和规程，用以防止事故、 或在未能防止事故发生时实施适当的防护， 保证核电厂的安全。
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b.保证设施:如在役检查,辐射监测,废物实验 室,环境监测,气象等；
c.厂区设施:如保安,海工构筑物,消防,排水；
d.服务设施:计算机系统(控制,模拟,应急,管 理);文档管理,通讯,培训中心与模拟机。
• 大亚湾核电厂共有348个系统.
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2. 核电厂平面布置
2.1 布置原则
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• 第四道防御是应付可能已超出设计基准事 故的严重事故，并使放射性后果合理尽量 低。
主要任务是保护放射性包容功能。通过附 加的措施和规程防止事故的发展。通过减 轻选定的严重事故后果，附以事故处置规 程，达到这个目标。
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美国机械工程师协会（ASME）的锅炉和承
压容器的设计规范，×表示锅炉和承压容
器的设计规范中无相应该标准。
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5. 核反应堆的安全设计
核电厂的安全设计中辐射防护应遵循： • 正常运行工况下反射性排放低于预定限值，
对环境与公众的影响可以忽略不计；导致 高辐射计量或放射性物质大量释放的事故 概率要低，而发生概率较高的辐射后果要 小。
• 乏燃料池冷却系统；
• 为安全系统提供支持的系统和设施。
4 安全四级：
• 核岛中不属于安全三级以上的，但要求按
照非和规范和标准中较高要求设计制造。
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4.2 抗震分类
抗震分为一、二类和非抗震类（NA）。
• 抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的 工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构 筑物、系统和设备。
• 传统上用第一种方法较多，随着概率论方 法的日益广乏被接受，它也被用来确定物 项的安全等级。
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1 确定论方法；
• 对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致 严重放射性释放事故的系统设备，确定高的 安全等级。
2 概率论方法：
• 根据某一安全功能所起作用的几率以及该安 全功能失效后果来评价承担此安全功能设备 对于安全的重要性。
a.区分脏净,脏区尽可能在下风口;
b.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂
回纵横交叉;
c.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设
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导致管线断裂.
d.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,
主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组
厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.
按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型
与L型布置：
• T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交. 占地大,单独汽机厂房。
• L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须 设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳 和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用 汽轮机厂房,仅用一台吊车。
• 我国采用T型布置。
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• 抗震二类的表明设备的设计要满足能承受 运行基准地震（OBE）引起载荷要求。
• 在美国，抗震I类设备必定是安全级设备， 而对非安全级设备也可以提单独的抗安全 停堆地震要求。
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4.3 规范分级和质保分组
• 根据核电厂中系统和设备的安全等级和抗震 类别在机械设备中规定了它们相应的设计、 制造、检查和验收要求。
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3.4 核燃料厂房
• 燃料厂房内设有乏燃料贮存池，贮存池上 方有一台100－150吨的桥式吊车。以吊装 乏燃料运输容器和乏燃料冷却系统的所有 设备。燃料厂房通过燃料输送管与反应堆 厂房相连接。
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3.5 核辅助厂房
• 辅助厂房是一个具有多种用途的钢筋混凝 土厂房。