核电厂系统与设备(第讲)
合集下载
核电厂系统及设备课件
21
• 汽轮机乏汽在凝汽器内凝结为饱和水。凝 汽器具备热力除氧的条件，可利用凝汽器 兼作除氧器。图8.13给出了一种凝汽器热 井中鼓泡除氧装置设计，从图中可以看出， 其中的除氧主要靠鼓泡加热凝结水。
22
23
系统功能 • 除去凝结水中的气体（主要是氧气）。 • 除氧器同时又是混合式加热器。 • 为给水泵提供一定的净正吸入压头。
44
• 除氧给水箱水质合格后，冲水至正常液位， 启动除氧循环泵，投入备用汽源，使除氧器 给水升温至110.5℃,对应压力0.05MPa。在 低负荷时，除氧器定压运行，机组负荷升至 65%左右打开四段抽汽电动阀和逆止阀，同 时关闭备用汽源电动阀，除氧器开始滑压运 行。
45
• 除氧器启动前（指安装、大修后、或长期 停运后投运）应对除氧器系统进行除铁冲 洗，除铁冲洗的合格指标是含铁量≤50ppb， 悬浮物≤10ppb。
26
• 除氧后的余汽分别经节流垫排至空气系统， 并在该处设有放射性测点。两只给水箱内设 再沸腾管，在启动加热时使用。两套溢流装 置和放水管分别由1#、2#给水箱接出。汇 总后经Ф325×5mm溢流放水总管排入凝汽 器。两只给水箱分别装有取样分析器。以便 监督和分析除氧给水的各项数据。
27
• 给水箱的下水系统是这样布置的：1#、2# 给水箱分别接出一条Ф529×6mm的下水管 进入各自的主给水泵（1#、3#主给水泵）。 2#主给水泵由两台给水箱共用Ф529×6mm 的下水管供水。正常运行中，选用一、二号 或二、三号水泵运行时，可能会出现两台给 水箱的水位偏差。
共有128只，全部由不锈钢制造，其外形尺寸为 505×376mm，该箱由侧板、角钢和小槽钢组成。 恒速喷咀 • 恒速喷咀安装在充满凝结水的凝结水进水室中的 弓形不锈钢罩板上。
• 汽轮机乏汽在凝汽器内凝结为饱和水。凝 汽器具备热力除氧的条件，可利用凝汽器 兼作除氧器。图8.13给出了一种凝汽器热 井中鼓泡除氧装置设计，从图中可以看出， 其中的除氧主要靠鼓泡加热凝结水。
22
23
系统功能 • 除去凝结水中的气体（主要是氧气）。 • 除氧器同时又是混合式加热器。 • 为给水泵提供一定的净正吸入压头。
44
• 除氧给水箱水质合格后，冲水至正常液位， 启动除氧循环泵，投入备用汽源，使除氧器 给水升温至110.5℃,对应压力0.05MPa。在 低负荷时，除氧器定压运行，机组负荷升至 65%左右打开四段抽汽电动阀和逆止阀，同 时关闭备用汽源电动阀，除氧器开始滑压运 行。
45
• 除氧器启动前（指安装、大修后、或长期 停运后投运）应对除氧器系统进行除铁冲 洗，除铁冲洗的合格指标是含铁量≤50ppb， 悬浮物≤10ppb。
26
• 除氧后的余汽分别经节流垫排至空气系统， 并在该处设有放射性测点。两只给水箱内设 再沸腾管，在启动加热时使用。两套溢流装 置和放水管分别由1#、2#给水箱接出。汇 总后经Ф325×5mm溢流放水总管排入凝汽 器。两只给水箱分别装有取样分析器。以便 监督和分析除氧给水的各项数据。
27
• 给水箱的下水系统是这样布置的：1#、2# 给水箱分别接出一条Ф529×6mm的下水管 进入各自的主给水泵（1#、3#主给水泵）。 2#主给水泵由两台给水箱共用Ф529×6mm 的下水管供水。正常运行中，选用一、二号 或二、三号水泵运行时，可能会出现两台给 水箱的水位偏差。
共有128只，全部由不锈钢制造，其外形尺寸为 505×376mm，该箱由侧板、角钢和小槽钢组成。 恒速喷咀 • 恒速喷咀安装在充满凝结水的凝结水进水室中的 弓形不锈钢罩板上。
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。
《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲
注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。
2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。
2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。
一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。
3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。
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的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。
②厂址的自然条件与技术要求。
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，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。
⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。
4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。
5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。
纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。
单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。
核电厂系统与设备-压水堆核电厂
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除 氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
核电厂系统与设备
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 能动的安全性 必须依靠能动设备（有源设 备），即需由外部条件加以保证的安全性。
• 后备的安全性 指由冗余系统的可靠度或阻 止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全 性保证。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 固有安全性定义为：当反应堆出现异常工况 时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干 预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全 性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆 趋于正常运行和安全停闭。
水送到高压安注泵入口，或当泵出口压力高
于一回路压力时直接注入一回路。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
安全注入系统的主要参数
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
安注启动信号
• 高压和低压安注系统的触发信号由反应堆 保护系统给出。如果自动控制电路故障， 可由控制室手动启动。
• 中压安注系统不需要外电源或启动信号就 能快速响应。当反应堆冷却剂压力低于安 注箱的压力时就开始向一回路系统的冷段 注水，保证快速冷却堆芯。
• 手动启动。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
启动信号触发后的保护动作
安注信号除立即启动RIS系统执行安注过程外， 还实施下列保护动作，包括：
• 反应堆紧急停堆（实际上应已停堆，这里是为 了确认），汽轮机脱扣；
• 启动应急柴油发电机； • 隔离主给水系统（ARE），并停运主给水泵； • 启动电动辅助给水泵；
核电厂系统与设备
路漫漫其悠远
2020/11/19
核电厂系统与设备
1 核反应堆的安全系统
• 在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须 坚持和确保安全第一的原则。三哩岛和切尔 诺贝利两次重大事故的发生，使人们对反应 堆安全性提出了更高的要求。提出应以固有 安全（Inherent Safety）概念贯穿于核电厂 设计安全的新论点。
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。
核电厂系统与设备01章补充幻灯片PPT
重核
中等核
中等核
• 比结合能最大
重
核 • 结合时质量亏损大
轻 核
轻核
2021/5/24
质量亏损
中等核
轻核
16
重核裂变
▪ 自发裂变:无需外界作用，就 有自发分裂的趋势。自然界中 某些质量数很大的原子核，如 铀 -236 ， 有 自 发 裂 变 的 现 象 。
▪ 诱发裂变：在中子轰击下发生 的裂变
▪ 链式裂变反应：裂变过程中， 有中子释放出来，这样就可能 形成链式的裂变反应，从而源 源不断地产生核能
➢ 铀-238约99.28%
2021/5/24
鈣铀云母铜铀云母
天然铀
20
裂变核燃料的生成
2 9 U 3 2 n 8 2 9U 3 2 9 2 9N 3 3 9 p 2 9P 3 49u
2 9 T 3 0 2 n h 2 9 T 3 0 3 h 2 9 P 3 1 3 a 2 9 U 3 23
2021/5/24
7
（n，α）反应
▪ 出射粒子为氦核
▪ 与（n，p）反应类似，慢中子引起重核的 （n，α）反应的可能也很小，只有轻核才能 发生（n，α）反应。
➢ 例如：10B（n，α）7Li反应等，其热中子吸收截 面很大，所以常利用硼-10 和锂-6作为中子探测 器，利用含硼石蜡作为快中子的屏蔽材料。
数 ，控制反应速度
2021/5/24
如何才能使链 式反应不变成 原子弹似的在 瞬间倍增，而 是维持不变的 核反应速率？
必须保证每次裂变放 出的中子只有一个用 于其它核素的裂变
办法是：设法用非裂 变方法将裂变放出的 多余中子抢走
27
维持链式裂变的条件--临界质量
临界体积
核电厂系统与设备复习资料
二、反应堆本体结构
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
-4-
《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
-4-
《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核
核电厂系统及设备知识
• 系统的冷却功能为移出贮存在废燃料池中 的废燃料所释放出的剩余衰变热。
• 系统的净化功能为去除废燃料池和换料水 池中的裂变产物，腐蚀产物及悬浮粒子， 这是通过除盐、过滤和表面去浮来实现的 。
• 系统的充排水功能为：保持废燃料水池所 需的水位。在贮存废燃料期间，废燃料池 是不允许排空的。灌注和排放燃料运输通 道、装料池以及排放换料水池的部份水。
• 后者监测到泵出口低压时自动启动同系列 的另一台泵。以保证足够的供水量。
表4.6 几种主要工况下设备冷却水系统需 要导出的热负荷和供水量
2.3 设备冷却水系统的运 行
（1）正常功率运行
• 在核电厂正常功率运行时，需要设备冷却 水系统带走的热负荷不大，每一机组只需 一台泵和一台热交换器运行，因而只需系 列A或B的任一系列投运即可。若运行着 的泵出口低压或故障不可用，泵出口的压 力检测开关得到的低压信号自动启动该系 列上的第二台泵。
• 除了失水事故外，其它事故引起的停堆事 故后余热去除系统也用来排出上述热量。
1.2 系统描述
• 大亚湾核电厂的余热排出系统流程如图 4.5所示。该系统由两个独立的系列组成 ，每个系列由一台余热排出泵、一台立式 U型管管壳式热交换器及相应的管道、阀 门和仪表组成。整个系统布置在安全壳内 。
• 余热排出系统是一个与反应堆冷却剂系统 并联的低压回路，其入口接二环路热管段 ，冷却剂经余热排出泵进入热交换器，被 壳侧的设备冷却水冷却后，经蓄压箱注入 管线进入1、3环路冷管段。
• 系统能提供池水的充分净化，使电站工作 人员不受限制地接近废燃料贮存区。系统 也能保证废燃料池水的清澈度，以便在换 料操作时能具有良好的可见度。
• 冷却泵和冷却器能力的冗余度为100%； 冷却泵设计成具有冷却需要的流量和压头 ；净化泵设计成具有净化需要的流量和压 头。
• 系统的净化功能为去除废燃料池和换料水 池中的裂变产物，腐蚀产物及悬浮粒子， 这是通过除盐、过滤和表面去浮来实现的 。
• 系统的充排水功能为：保持废燃料水池所 需的水位。在贮存废燃料期间，废燃料池 是不允许排空的。灌注和排放燃料运输通 道、装料池以及排放换料水池的部份水。
• 后者监测到泵出口低压时自动启动同系列 的另一台泵。以保证足够的供水量。
表4.6 几种主要工况下设备冷却水系统需 要导出的热负荷和供水量
2.3 设备冷却水系统的运 行
（1）正常功率运行
• 在核电厂正常功率运行时，需要设备冷却 水系统带走的热负荷不大，每一机组只需 一台泵和一台热交换器运行，因而只需系 列A或B的任一系列投运即可。若运行着 的泵出口低压或故障不可用，泵出口的压 力检测开关得到的低压信号自动启动该系 列上的第二台泵。
• 除了失水事故外，其它事故引起的停堆事 故后余热去除系统也用来排出上述热量。
1.2 系统描述
• 大亚湾核电厂的余热排出系统流程如图 4.5所示。该系统由两个独立的系列组成 ，每个系列由一台余热排出泵、一台立式 U型管管壳式热交换器及相应的管道、阀 门和仪表组成。整个系统布置在安全壳内 。
• 余热排出系统是一个与反应堆冷却剂系统 并联的低压回路，其入口接二环路热管段 ，冷却剂经余热排出泵进入热交换器，被 壳侧的设备冷却水冷却后，经蓄压箱注入 管线进入1、3环路冷管段。
• 系统能提供池水的充分净化，使电站工作 人员不受限制地接近废燃料贮存区。系统 也能保证废燃料池水的清澈度，以便在换 料操作时能具有良好的可见度。
• 冷却泵和冷却器能力的冗余度为100%； 冷却泵设计成具有冷却需要的流量和压头 ；净化泵设计成具有净化需要的流量和压 头。
压水堆核电厂二回路系统与设备介绍PPT课件( 31页)
4.2 核电厂汽轮机工作原理及结构
4.2.1பைடு நூலகம்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
级：完成由热能到机械能转换的汽轮机基本工作单元， 在结构上由喷管（静叶栅）和其后的动叶栅所组成。 分为冲动级和反动级。
1－主轴 2－叶轮
转子 3－动叶栅
4－喷嘴（静叶栅） 5－汽缸 6－排汽口
• 附属设备：主汽阀、调节阀、调节系统、主油泵、辅 助油泵及润滑装置。
现代压水堆核电厂汽轮机典型结构： • 冲动式四缸双流中间再热凝汽式饱和蒸汽汽轮机 • 一个高压缸，四个低压缸，均为双流式 • 四个高、低压缸转子通过刚性联轴器联接成一个轴系 • 高压缸每个流道有5个压力级 • 低压缸每个流道有5个压力级
主蒸汽系统与主给水系统和辅助给水系统配合，用 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。
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
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。
• 半速机组与全速机组
4.3 主蒸汽系统
核电厂系统及设备培训课程
13、不知香积寺，数里入云峰。。23.2.2623.2.2622:00:1722:00:17February 26, 2023
14、意志坚强的人能把世界放在手中像泥块一样任意揉捏。2023年2月26日星期日下午10时0分17秒22:00:1723.2.26
15、楚塞三湘接，荆门九派通。。。2023年2月下午10时0分23.2.2622:00February 26, 2023
裂变过程可以产生巨大的能量 92U235+0n1→ F1+F2+〔2~3〕 0n1 +200MeV能量
核电站的优点是： 1. 燃料消耗量量少 2. 对环境影响小 3. 功率大 4. 发电成本低。
5
1. 燃料消耗量量少
“燃烧〞 1千克铀-235放出热量 卡
燃烧 1千克标准煤放出热量燃烧1升重油放出热量核电厂系统及设备
［ 教师信息 ］
• 主讲教师：宋怡 • Tel： • Email ：
［ 教学要求 ］
教学方式：课堂讲授＋课堂讨论 考核方式：闭卷考试
最终成绩：考试成绩60%＋平时成绩40% 平时成绩=出勤+答复以下问题
1 绪论
1.1 世界核能的开展概况 1.2 核电在我国的开展
核能的优势
燃烧 1立方米天然气放出热量
不难算出，1千克铀235裂变放出的热量相当于 燃烧约2，700吨标准煤 。 同一质量下，核能比化学 能大几百万倍。
19，600，000，000千
7，000千卡 9，900千卡 9，800千卡
1.1世界核能的开展概况
国际上核电开展趋势概述
1、国外四代核电技术现状
核电站
第三代核电站
海阳核电站〔2 unit 〕 防城港核电站〔2 unit〕 宁德核电站〔4 unit〕
核电厂系统与设备-01章
37
新能源
广义上来说，有别于传统 依靠矿物质原料燃烧的能 源都称之为新能源。
太阳能
风能
生物质能
核能
地热、潮 汐能……
目前，能大规模生产电力的方式唯有核电，加快 发展核电因此成为解决中国电力供应问题的必然 选择。
2013-7-19 38
核能史话
2013-7-19
39
2013-7-19
40
原子模型
2013-7-19
16
8 7
吨标准油/万美元
6 5 4 3 2 1 0 中国 香港 新加坡 台湾 丹麦
万美元GDP标准油耗量（2005年）
2013-7-19 17
各国一次能源消耗情况
国家 人口 （亿） GDP 人均GDP (亿美元） （美元） 一次能源消 耗 （百万吨标 准油） 人均能耗 （吨标准油 /人）
1270
10000 36071 31856 36814 36075 32770 28979 12396 4322 3331 422
1386.2
3750 2331.6 18.4 514.6 330.4 226.9 262.9 217.2 62 187.7 375.8
1.07
2.50 8.24 3.40 4.03 4.00 3.83 4.28 4.45 1.71 1.03 0.37
核电厂系统及设备
讲授：于明志
2013-7-19
1
第1章 绪论
2013-7-19
2
能源消耗及能源结构
2013-7-19
3
究竟什么是
《科学技术 百科全书》： “能源是可 从其获得热、 光和动力之 类能量的资 源”
“能源”呢？
我国的《能源百科全 书》：“能源是可以 直接或经转换提供人 类所需的光、热、动 力等任一形式能量的 载能体资源。”
《 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。
核电站系统与设备.ppt
核能发电技术
4.3专设安全设施
4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统（RIS） 4.3.3 安全壳喷淋系统（EAS） 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统（ASG）
4.3.1 概述
1.专设安全设施的范围 安全注入系统（RIS） 安全壳喷淋系统（EAS） 辅助给水系统（ASG） 安全壳隔离系统（EIE） 安全壳内大气监测系统（ETY）
（3）二回路大破口事故 主给水管道大破口事故
投入ASG，排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故
启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热，直至RRA投入为止
第一类—正常运行和瞬态运行
发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过 1/1000mSv，该类工况不会导致保护系统动作
硼注入缓冲箱RIS021BA，硼酸再循环泵RIS021PO、022PO
（1）HHSI的吸水管线
正常管线：与低压安注泵出口连接的增压管线。 备用管线：直接从换料水箱来的吸水管线，低压安注泵失效
时使用
※出现安注信号后，RCV001~003PO从容控箱来的吸水管线隔 离
（2）HHSI的注入管线
1 - 通过浓硼酸注入箱RIS004BA的管线 由安注信号启动，将浓度7000μg/g的硼酸注入RCP冷段
3. 专设安全设施的作用 下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用
（1）一回路小破口事故 破口当量直径9.5-25mm RCP泄漏量很小时，RCV上充即可补偿 泄漏量较大时，投入RIS，限制稳压器水位和压力降低
（2）一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm，属于设计基准事故 投入RIS，防止堆芯裸露，保证燃料元件的完整性 安全壳隔离，防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS，保证安全壳的完整性
4.3专设安全设施
4.3.1 概述 4.3.2 安全注入系统（RIS） 4.3.3 安全壳喷淋系统（EAS） 4.3.4氢控制系统 4.3.5 辅助给水系统（ASG）
4.3.1 概述
1.专设安全设施的范围 安全注入系统（RIS） 安全壳喷淋系统（EAS） 辅助给水系统（ASG） 安全壳隔离系统（EIE） 安全壳内大气监测系统（ETY）
（3）二回路大破口事故 主给水管道大破口事故
投入ASG，排出堆芯余热 蒸汽管道断裂事故
启动RIS向RCP注入高浓度硼酸溶液，防止堆芯重返临界 启动ASG排出堆芯余热，直至RRA投入为止
第一类—正常运行和瞬态运行
发生概率大于1次/堆年，放射性后果不超过 1/1000mSv，该类工况不会导致保护系统动作
硼注入缓冲箱RIS021BA，硼酸再循环泵RIS021PO、022PO
（1）HHSI的吸水管线
正常管线：与低压安注泵出口连接的增压管线。 备用管线：直接从换料水箱来的吸水管线，低压安注泵失效
时使用
※出现安注信号后，RCV001~003PO从容控箱来的吸水管线隔 离
（2）HHSI的注入管线
1 - 通过浓硼酸注入箱RIS004BA的管线 由安注信号启动，将浓度7000μg/g的硼酸注入RCP冷段
3. 专设安全设施的作用 下面列举了专设安全设施在一些典型事故中所起的作用
（1）一回路小破口事故 破口当量直径9.5-25mm RCP泄漏量很小时，RCV上充即可补偿 泄漏量较大时，投入RIS，限制稳压器水位和压力降低
（2）一回路大破口事故 破口当量直径大于345mm，属于设计基准事故 投入RIS，防止堆芯裸露，保证燃料元件的完整性 安全壳隔离，防止放射性物质泄漏到安全壳以外 投入EAS，保证安全壳的完整性
- 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)。
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
• 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
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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
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。
路漫漫其悠远
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
Hale Waihona Puke 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
3 安全三级：
• 辅助给水；
• 设备冷却水；
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂厂区L形布置 核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
大亚湾核电厂厂区T型核电布厂系统置与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
3. 核电厂主要厂房
3.1 主要厂房总体布置
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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.
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
2. 核电厂平面布置
2.1 布置原则
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
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
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
3.3 汽轮机厂房
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
• 配套设施( BOP: Balance of Plant)：除核 岛、常规岛的其余部分。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
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;
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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；
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
• 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。
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
核电厂系统与设备(第讲)
• 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。
理车间,消防站等。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
• 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
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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
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。
路漫漫其悠远
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
Hale Waihona Puke 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
3 安全三级：
• 辅助给水；
• 设备冷却水；
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂厂区L形布置 核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
大亚湾核电厂厂区T型核电布厂系统置与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
3. 核电厂主要厂房
3.1 主要厂房总体布置
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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.
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
2. 核电厂平面布置
2.1 布置原则
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
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
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
3.3 汽轮机厂房
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
• 配套设施( BOP: Balance of Plant)：除核 岛、常规岛的其余部分。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
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;
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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；
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
• 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。
• 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。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)
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。
核电厂系统与设备(第讲)
• 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。
理车间,消防站等。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备(第讲)