核电站简介和物项分级..
压水堆核电厂物项的安全分级
压水堆核电厂物项的安全分级一、基本概念1、物项分级的类别：安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级(1)、安全等级：为了确保物项执行其相应的安全功能，要对各类物项进行安全分级；(2)、抗震类别：为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能，要确定各类物项的抗震类别；(3)、规范等级：为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求；要确定各类物项的设计和建造的等级，即物项的规范等级(也称为设备等级)；(4)、质保等级：为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施，要确定各类物项的质量保证等级。
2、物项分级的步骤：首先确定物项的安全级，再确定物项的抗震类别，然后确定物项的规范等级，最后确定物项的质保等级。
3、物项分级的对象：承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。
4、物项分级的结果：核电厂设计者应对各种物项进行分级，并编制“核电厂物项分级清单”，该清单应覆盖核电厂的所有系统，并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。
二、安全等级的划分1、概述(1)、安全等级划分的依据--三项基本安全功能：反应性控制、余热排出和放射性物质包容。
▲反应性控制：“必须提供安全停堆手段，使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆，并使之保持在安全停堆状态”。
▲余热排出：“必须提供排出余热的手段，使停堆后(包括事故工况停堆后)从堆芯排出余热”。
▲放射性物质包容：“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段，并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受限值”。
(2)、安全级划分的单元--以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象，可以是：▲一个组件，如燃料组件(安全级)。
▲一件设备，如柴油发电机(安全级)；稳压器波动管(安全1级)；换料水箱(安全2级)。
▲一件设备的某一部分，如主泵泵壳(安全1级)；主泵飞轮(安全3级)。
(3)、接口装置的安全等级--就高不就低原则(4)、安全等级划分的方法--确定论法或概率论法2、承压机械设备的安全分级(1)、概述承压机械设备指核电厂一回路系统或安全系统中用于包容流体的各种容器、贮罐、管道附件、热交换器、泵和阀门等物项。
核电站基础知识
[核电站概括] 核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。
核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。
核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。
现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。
中国现有的核电站包括：秦山核电站（运营中）大亚湾核电站（运营中）岭澳核电站（运营中）田湾核电站（建设中）三门核电站（建设中）[核能及其机理]1. 原子的组成原子是由质子、中子和电子组成的。
世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。
一个铀-235 原子有92 个电子，其原子核由92 个质子和143 个中子组成。
50 万个原子排列起来相当一根头发的直径。
如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆, 而电子相当于一根大头针的针尖。
一座100 万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。
而同样容量的核电站一年只用30 吨燃料。
2. 原子核的结构原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。
3. 同位素质子数P相同而中子数N不同的一些原子，或者说原子序数Z相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。
所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。
同位素按其质量不同通常分为重同位素（如铀-238、铀-235、铀-234 和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）4. 核能在50 多年前，科学家发现铀-235 原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2—3个中子和大量的能量，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多，这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。
国内核电质保分级
核电质保分级首先要区分QA级与核安全级别。
QA是质保级别，而核安全级别是核安全设备的设计级别。
核安全级别分1级、2级、3级，一般由设计院在设备规格书中明确，质保级别是根据设备的核安全级别进行质保控制时制定，一般是1级设备用QA1进行控制，2级设备用QA2进行控制，3级设备用QA3进行控制；重要的2级设备需用QA1进行控制，同样重要的3级设备用QA2进行控制。
具体分级建议大家查阅一个EJ标准，具体编号我忘了，标准名字大概叫《压水堆物项质量分级》（大概名字，记不太清楚了），QA1和核安全级别，并没有直接的关联，阀、泵类的等级会有所提高，QA等级不仅要考虑到设备的安全性，还要考虑标准化水平，工艺水平等等综合因素，具体分类请大家查标准。
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谢谢2、质量保证等级划分的原则物项或服务的质量保证等级的划分应遵循以下原则，即以物项的失灵或服务的差错对核电厂安全和可靠运行造成影响为主要原则并考虑：a. 制造工作的经验和物项制造的成熟发生；b. 承制物项或相关服务的复杂程度；c. 承制物项或相关服务的质量史、标准化程度以及经济性。
综合上述因素进行划分和选择质量保证等级。
目前就分级方面的资料介绍，尚无可供直接采用的国际或国内的标准、法规或导则，但我国的现有核电厂一般将质量保证级别划分为三级，即质量保证一级（QA1）、质量保证二级（QA2）和质量保证三级（QA3）。
3、质量保证等级划分的方法此处介绍的方法是IAEA技术报告328号《质量保证分级手册》（即HAFJ0045《质量保证分级手册》）推荐的方法，大家可参照使用，该方法包括八个步骤，分述如下：a. 将核电厂分成若干个主要系统；b. 确定每一主要系统的具体物项或服务；c. 对被确定的物项或服务的复杂性、成熟性，在安全和运行上的重要性作出考虑、评价和分类。
压水堆核电厂主要物项分级依据
压水堆核电厂主要物项分级依据1. 安全分级的基本依据：根据三项总的设计要求：①安全停堆②堆芯排出余热③减少放射性物质释放。
确保三项基本安全功能：①反应性控制②余热排出③放射性物质包容。
2. 抗震类别的确定：根据物项所执行的安全功能和发生地震时对物项的特殊要求而确定的。
3. 规范等级的确定：为满足不同安全等级的要求，根据设计建造规范（标准）对物项所规定的设计、建造等级。
在确定物项规范等级及相应的设计、建造要求时，除应考虑其安全等级，还要考虑物项的工作条件（压力、温度、载荷循环情况等）。
4. 质量保证等级：质量保证等级的高低首先要依靠安全等级，其次还要根据物项的设计、建造经验、工艺成熟性、运动部件多少、供货史、标准化程度等多种因素。
在此基础上将主要物项按等级分类统计列表分解介绍，作为核电物项采购控制把握的尺度。
压水堆核电厂一、二回路主要物项（构筑物、系统和部件）统计表备注：1、“适用的规范”栏中的“×”表示该设备的规范标准尚待制定；B篇、C篇、D篇、H篇、G篇和J篇系指GB/T 16702中的篇。
2、抗震类另一栏中的“NA”表示非核抗震类。
3、“适用的规范”栏中的参考资料a：美国动力管道国家标准（American National Standard for Power Piping, ANSI/ASME B31.1—1980. American Society of Mechanical Engineers, New York）b：如果事故时会危及安全壳，则其抗震类别应提高到抗震Ⅱ类。
复杂的主要设备部件的典型分解举例各种分级之间关系的对照1. 国标中的安全分级、抗震分类、规范分级和质量保证分级关系对照2. 与国外的分级对照。
核电站
发展
1
总论
2
第一代
3
第二代
4
第三代
5
第四代
核电站自20世纪50年代开始，根据其工作原理和安全性能的差异，可将其分为四代。
核电站的开发和建设开始于20世纪50年代。1951年，美国最先建成世界上第一座实验性核电站。1954年苏联 也建成发电功率为5000千瓦的实验性核电站。1957年，美国建成发电功率为9万千瓦的原型核电站。这些成就证 明了利用核能发电的技术可行性。上述实验性的原型核电机组被称为第一代核电站。
简述
利用核能进行发电的电站称为核电站，当今世界上只能利用裂变的链式反应产生的能量来发电。
核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电，或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站 的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。将原子核裂变释放的核能转换成热能，再转变为电能的系统和设施， 通常称为核电站。
20世纪60年代后期，在实验性和原型核电站机组的基础上，陆续建成发电功率为几十万千瓦或几百万千瓦， 并采用不同工作原理的所谓“压水堆””沸水堆”“重水堆”“石墨水冷堆”等核反应堆技术的核发电机组。它 们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。如今，世界上商业运行的四百多座核 电机组绝大部分是在这一时期建成的，习惯上称其为第二代核电站。
组成
核电站由核岛、常规岛、核电站配套设施、核电站的安全防护措施组成。 核岛为核电站的核心部分，主要部件为核反应堆、压力容器（压力壳）、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及 相应的管道、阀门等组成的一回路系统。 常规岛指由蒸气发生器的二次侧、汽轮发电机组、凝汽器、给水泵及相应的管道、阀门等组成的二回路系统。 核电站配套设施，指围绕确保核电站安全及环境保护而设置的一些设施，主要包括： （1）反应堆控制系统核紧停堆系统； （2）堆芯应急冷却系统； （3）安全壳顶部设置的冷水喷淋系统； （4）容积控制系统，它主要调节主冷却剂水的含硼量及容积变化； （5）化学控制系统，它主要用于控制一回路冷却剂水的含氧量和pH值，抑制有关设备和材料的腐蚀； （6）其他系统，像余热导出系统、冷却剂净化系统、三废（废气、废液、废渣）处理系统等。 核电站的安全防护措施，用来确保核电站安全及环境保护，防止放射性物质逸出。
核电站主要系统分级概况
安全有关区域冷却系统
末包括在A11中而具有核安全功能的风机、风管、风门、阀门热交换器和致冷装置
燃料贮存和装卸系统
(1)新燃料存放架
(2)乏燃料存放架
(3)装卸料机
(4)乏燃料贮存水池
(5)容器、过滤器和除盐装置
(6)热交换器
(7)乏燃料贮存池水冷却系统管道和阀门
(8)乏燃料贮存池水冷却系统水泵
C篇
X
EJ/T 925
EJ/T 997
D篇
EJ/T 628
GB/T 13625
D篇
D篇
J篇
D篇
C篇
C篇
C篇
D篇
C篇
D篇
C篇
X
C篇
D篇
GB/T 13625
CB/T13625
X
X
X
X
X
X
X
ASME-Ⅷ
D篇
D篇
D篇
B31.1
(8)不包括在上述(6)和(7)项中的重要厂用水和设备冷却水系统的仪表和控制器
应急堆芯冷却系统
(1)反应堆冷却剂压力边界至反应堆冷却剂系统与应急堆芯冷却系统管道接口处的管道和阀门
(2)应急堆芯冷却系统其他管道和阀门
(3)应急堆芯冷却水泵的压力边界
(4)应急堆芯冷却水泵的电动机
(5)安注箱、波动箱及其他应急堆芯冷却系统水箱
NC（S）
NC（S）
NC（S）
SC
SC
SC
SC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
NC
QAl
QAl
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。
核电知识
世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。
核电厂系统与部件的核安全分级概述
核电厂系统与部件的核安全分级概述1. 引言核电厂是一种重要的能源发电设施，其运行过程中的核安全至关重要。
核安全包括核设施的设计、运行和废弃物处理等方面，是确保核电厂运行安全可靠的重要工作。
在核电厂系统和部件中，根据其对核安全的重要性，进行了不同层次的分级，以确保各个层级的核设施满足相应的核安全要求。
本文将对核电厂系统与部件的核安全分级进行概述。
2. 核电厂系统与部件的分类核电厂由多个系统和部件组成，根据其功能和特点，可以将其分为以下几个大类：2.1 主系统主系统包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统、蒸汽轮机系统等，是核电厂发电的核心部分。
这些系统对核电厂的运行稳定性和核安全性起着至关重要的作用。
2.2 支持系统支持系统包括供电系统、通风系统、冷却系统等，为核电厂系统的正常运行提供各种支持服务。
这些系统对核电厂的连续运行和事故处理起着重要的辅助作用。
2.3 安全系统安全系统包括冷却系统、防护系统、控制系统等，是核电厂对核事故和突发事件做出响应和处理的重要手段。
这些系统对核电厂的安全性具有至关重要的影响。
2.4 辅助系统辅助系统包括消防系统、废物处理系统、辐射监测系统等，为核电厂的运行提供额外的服务和支持。
这些系统对核电厂的环境保护和废物处理起着重要的作用。
3. 核安全分级概述核安全分级是根据不同系统和部件对核安全的重要性和风险程度进行等级划分的过程。
核安全分级不仅有助于确定安全设施和设备的要求，还有助于优化核设施的设计和安全管理。
3.1 核安全分级原则核安全分级的原则主要包括以下几点：•风险评估：对核电厂系统与部件进行风险评估，确定其对核安全的重要性和风险程度。
•安全功能：对不同系统与部件的核安全功能进行评估和划分，以保证核电厂的正常运行和响应能力。
•设备独立性：确保设备独立性，避免设备之间的相互影响和故障传播。
•安全管理：建立完善的安全管理体系，确保不同分级的核设施符合相应的核安全要求。
3.2 核安全分级层次核安全分级主要分为以下几个层次：3.2.1 第一级别第一级别是针对对核安全最为重要的主系统进行划分，包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统等。
第二章-核电站简介1
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第二章压水堆核电站热力系统12.1 核电站简介★核电厂系统简图2★核电优势●核电厂是高能量、少耗料的电厂。
核燃料的能量密度非核电厂是高能量、少耗料的电厂。
常高，以铀-235为例，1kg铀-235裂变产生热量约相当于为例，裂变产生热量约相当于2700吨常高，以铀为例铀裂变产生热量约相当于吨标准煤燃料释放的热量。
标准煤燃料释放的热量。
●核电厂也是特殊核燃料生产厂。
核燃料在反应堆内燃烧核电厂也是特殊核燃料生产厂。
过程中还能使一部分铀238或钍转化为新的可裂变燃料，经或钍232转化为新的可裂变燃料转化为新的可裂变燃料，过程中还能使一部分铀或钍加工处理后可重新用作核燃料入堆使用。
使自然界中的铀、加工处理后可重新用作核燃料入堆使用。
使自然界中的铀、钍矿藏可获得充分利用。
矿藏可获得充分利用。
●大多数国家核电成本低于火电。
大多数国家核电成本低于火电。
电厂每度电的成本建造投资费燃料循环费 >火电厂 <<火电 <<火电运行维修费不相上下总体，每度电的发电成本，核电厂普遍低于火电厂约－ %3 总体，每度电的发电成本，核电厂普遍低于火电厂约15－50%。
4世界核电厂分布图截止2002年截止2002年1月，全世界运行的核电站有438 个，总发电全世界运行的核电站有438 量为353 还有32核电站正在建设中核电站正在建设中。
量为353 GW(e) 。
还有32核电站正在建设中。
我国从2002年装机万KW到2020年要发展到我国从年装机200万到年要发展到4000万KW 万年装机年要发展到5●国际能源贮备资源石油天然气煤核能●核电是安全可靠并且清洁的。
核电是安全可靠并且清洁的。
▲核电厂严格按国际安全规范设计建造；核电厂严格按国际安全规范设计建造；▲运行时严格控制三废排放；运行时严格控制三废排放；▲对放射性排放经严格处理。
核电站基础知识
[核电站概括]核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。
核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。
核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。
现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。
中国现有的核电站包括：秦山核电站（运营中）大亚湾核电站（运营中）岭澳核电站（运营中）田湾核电站（建设中）三门核电站（建设中）[核能及其机理]1. 原子的组成原子是由质子、中子和电子组成的。
世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。
一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。
50万个原子排列起来相当一根头发的直径。
如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。
一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。
而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。
2. 原子核的结构原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。
3. 同位素质子数Ｐ相同而中子数Ｎ不同的一些原子，或者说原子序数Ｚ相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。
所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。
同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。
4. 核能在50多年前，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2―3个中子和大量的能量，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多，这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。
秦山核电二期扩建工程( 物项分级手册-正式版)第一版
秦山核电二期扩建工程（第1版）核电秦山联营有限公司二00六年七月目录1.汇编说明 (2)2.核电厂安全功能和设备分级 (3)2.1 分级说明 (4)2.2 核蒸汽供给系统（NSSS）机械设备分级表 (14)2.3 核岛配套系统（BNI）机械设备分级表 (77)2.4 核蒸汽供给系统（NSSS）电气设备分级表 (127)2.5 核岛配套系统（BNI）电气设备分级表 (167)2.6 土建构筑物的分级表 (199)3.常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级 (206)4.物项和服务的质量保证分级要求 (216)汇编说明核电厂的物项数量庞大、种类繁多，为进行有效的科学管理，达到保证物项安全、质量和节约成本的目标，应对物项进行分级管理。
以满足核安全法规“对物项、服务和工艺必须规定相应的控制和验证的方法和水平”的要求，也是业主追求核电厂可利用率和控制质量成本的需要。
这种分级原则上是以物项对核电厂的安全性和可利用率的重要程度为主要依据，但也考虑了该物项在设计、制造中的复杂程度。
为满足秦山核电二期扩建工程的需要，我们将核二院编制的《物项的安全功能和设备分级》（0401XNI-ZHS04），以及我处编制的《常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级》汇编成册，以供大家查阅使用。
本手册基本包括了核电厂核岛、常规岛和BOP中的主要物项和建构筑物。
其中《常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级》是在我处于1、2号机组所编《物项的安全、抗震、规范、质保等级》（QAM102005，1995年第一版）等有关资料的基础上，吸收1、2号机组建造和生产运行的经验，组织相关人员认真讨论，对部分物项的分级进行调整和补充后汇编而成。
本手册中物项分级的内容主要有安全级别、抗震类别、设计和制造规范级别、质量保证等级等。
本手册适用于参加扩建工程建设的各个单位和所有工程技术人员。
借助本手册，可以全面了解扩建工程的物项分级状况。
核电站简介和物项分级
2 核电站设备，系统，构筑物分级
核电站设备，系统，构筑物按其功能，重要性，以及技术 方面的不同，通常有为以下几种分级方法： － 安全等级 － 抗震类别 － 质量保证分级 ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ 规范类别（省略）
根据“核电厂质量保证安全规定” HAF003 的要求，必须对质量保 证大纲所适用的物项、服务和工艺规定相应的控制方法和等级。 核电厂的物项通常划分为不同的安全等级、抗震类别和质量保证等 级。 正确确定安全功能和划分部件的安全等级是选择和采用设计规 范、标准 的前提，也是划分其他类别和等级的依据。 安全等级确定后，在ASME,RCC 规范或标准中可以找到相对应的规范 等级，并在选材、设计、制造、试验、检验和质量保证等方面有相应 的规定。 安全等级也是划分不同抗震类别的依据，安全重要或非安全重要的 物项有不同的抗震要求与承受不同地震载荷的能力。 确定物项的质量保证等级时，除了安全因素外，还应考虑物项的质 量特性和所处的工作环境/条件以及核电厂可用率等因素（特别是常 规岛以及核电厂配套设施中的物项）。此外还需考虑物项或服务的重 要性、复杂性、设计和制造等工作的成熟程度、质量史、标准化程度 以及经济性等因素。。
一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。这些 冷却水并不排出堆外，而是在封闭的－回路内往复循环。堆芯放了一 百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗 的燃料元件。高温水从压力容器上部离开反应堆后，进入蒸汽发生器。
反应堆堆芯
堆芯组成
堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。
从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用 于是，进入冷凝器，这些低压蒸汽被三回路循环水冷却成 凝结水。冷凝水再经过预热，又回到蒸汽发生器吸收一回 路冷却水的热量，变成高温蒸汽，继续循环。整个二回路 的水就是在蒸汽发生器，高压、低压汽轮机，冷凝器和预 热器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成 高温蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在 这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将一部 分能量交给汽轮机，带动发电机发电，余下的大部分不能
核电站简介PPT课件
GNP
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秦山核电站
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二、核电站的安全性 多道屏障 第一道屏障是燃料芯块； 第二道屏障是燃料元件包壳； 第三道屏障是一回路系统压力边界； 第四道屏障安全壳。
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QNP-3(CANDU)
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三、核电站运行的特点
1.在火电厂中，可以连续不断地向锅炉提供 燃料，而压水堆核电站的反应堆，只能对 堆芯一次装料，定期停堆换料。 反应堆冷却剂中含有硼酸，对一回路 系统及其辅助系统的运行和控制，带来一 定的复杂性；
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一、核电站的发展
核电站的核心装置是提供核能的反应堆， 堆中释放的能量要利用载热流体（水、氦 气、液态金属）通过第一回路带到热交换 器，再通过热交换器，加热工作物质，由 第二回路送到涡轮发电机。
从核裂变发现到现在，只有50多年的 历史。
1942年，第一座反应堆达到临界。
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• 1954年，在库尔恰托夫的主持下，苏联建成了世 界上第一座核电站——奥布灵斯克5MW石墨水冷 堆核电站。从此人类进入了核电时代。这种类型 的核电站目前只在原苏联和东欧少数国家使用。
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• 要用反应堆产生核能,需要解决以下4个问题： ①为核裂变链式反应提供必要的条件，使 之得以进行。②链式反应必须能由人通过 一定装置进行控制。失去控制的裂变能不 仅不能用于发电，还会酿成灾害。③裂变 反应产生的能量要能从反应堆中安全取出。 ④裂变反应中产生的中子和放射性物质对 人体危害很大，必须设法避免它们对核电 站工作人员和附近居民的伤害。
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• 1960年，美国的德累斯顿沸水堆核电站投 入运行，它主要由沸水堆本体、蒸汽给水 系统和其它辅助系统组成。目前这种类型 的核电站所占比例仅次于压水堆核电站， 我国目前没有这种类型的核电站。
核电厂安全重要物项的分级识别概述
0引言
目前在我国核安全法规、标准、核电厂的设计规范中
主要采用确定论方法进行安全物项分级(随着概率风险
分析(PSA)技术应用的不断广泛和深入,基于传统确定 论分级所形成的“特殊处理要求”过于保守，给核电厂的
运维带来很多不必要的负担，限制了核电厂的经济性；但
在某些方面又存在不够保守的情况819。因此，为了使核电
义安全重要功能是指其退化或丧失可能会对核电厂纵
深防御、安全裕量、风险造成重大不利影响的功能，包括
设计基准功能、预防和缓解严重事故的功能$物项(SSC)
的安全重要功能是通过结合风险和传统
的
决策过程来确定的，为了维 其功能有 性
SSC的分级采取相应的监督要求。在传统的确定论方法
中，SSC通常被划分为安全相关和非安全相关两大类，在
邱春辉，顾剑峰，马静娴，宋 强，谭 坤
(中机生产力促进中心，北京100044)
摘 要：论文介绍了国内核安全法规和现有标准中基于确定论方法的核电厂安全相关物项分级方法，以及美 国核电领域基于风险指引的安全重要物项分级和筛选识别方法。通过美国核电厂基于风险指引物项分级的应 用实例，说明开展安全重要物项分级的意义和必要性$ 关键词：物项分级&风险指引&安全重要 中图分类号：TK0) 文献标识码：A doi:10.3969/j.issn.1002-6673.2020.01.017
Review of Categorizing and Identifying Structures, Systems, and Components in NPPS According to Their Safety Significance
QIU Chun-Hui, GU Jian-Feng, MA Jing-Xian, SONG Qiang, TAN Kun "China Productivity Center for Machinery,Beijing 100044,China)
核电站概述解析
世界重大核安全事故
1957年10月10日：英格兰西北部的温德斯凯尔(现改名塞拉 菲尔德)核电站的一座反应堆起火，释放出放射性云雾。数 十人因遭受核辐射而罹患癌症死亡。
1979年3月28日：美国宾夕法尼亚州三里岛核电站制冷系 统出现故障，致使核反应堆部分熔化，最终造成美国最严 重的一次核泄漏事故，至少15万居民被迫撤离。
核
核 电 站
田湾核电站
核电站的原理
以核反应堆来代替火电站的锅炉， 以核燃料在核反应堆中发生特殊形 式的“燃烧”产生热量，来加热水 使之变成蒸汽。使核能转变成热能。 蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽 轮发电机发电，使机械能转变成电 能。
核电站原理示意图
核电站安全原则
——————为了保 护核电站工作人员和 核电站周围居民的健 康，核电站必须始终 坚持“质量第一，安 全第一”的原则。
核辐射对人体的危害
放射性物质的衰变中产生电离辐射。它能破坏人体 组织里分子和原子之间的化学键，可能对人体重要 的生化结构与功能产生严重影响。我们的身体会尝 试修复这些损伤，但是有时损伤过于严重或涉及太 多组织与脏器，以至于不可能修复。
而且，身体在自然修复过程中，也很可能产生错误。 最容易为辐射所伤的身体部分包括肠胃上皮细胞以 及生成血细胞的那些骨髓细胞。
核辐射
外泄原因
核能外泄最主要原因，就是核子 反应炉核心冷却系统故障，导致 控制辐射的相关设备失常。虽说 核能外泄不一定全然包括核子灾 害，但是已经是已知核能应用上 的最大环保隐忧。
生物影响
核泄漏一般的情况对人员的影响表 现在核辐射，也叫做放射性物质， 放射性物质可通过呼吸吸入，皮肤 伤口及消化道吸收进入体内，引起 内辐射，y辐射可穿透一定距离被 机体吸收，使人员受到外照射伤害。 身体接受的辐射能量越多，其放射 病症状越严重，致癌、致畸风险越 大。
核电站质量等级和质保等级
核电站质量等级和质保等级质量等级和质保等级是两个不同的概念，质量等级是根据物项或服务本身的安全重要性和质量特性而确定的，质保等级是根据物项或服务的安全重要性、复杂性、成熟性以及提供物项或服务的供方的经验水平、质量管理水平等提出的质量保证等级要求，简言之，质量等级是针对产品质量特性的，质保等级是针对管理体系的，质量等级是划分质保等级时需考虑的的一个方面。
一、质量等级RCC-P《法国压水堆核电站系统设计与建造规则及应用》第四节中4.1.1《机械设备的分级要求》提出了安全等级、设计等级与质量等级关系，900Mwe核电站的安全等级、设计等级和质量等级之间的对应关系如表1：表1：*：对于安全2级或3级的设备，应根据这些设备所经受的载荷（尤其是压力和温度）来确定质量等级。
前联邦德国的电站联盟（KWU）把压水堆流体包容部件划分为四个质量等级（K1，K2，K3和K4），基本上与IAEA安全导则50-SG-D1附录A的安全分级相对应，其他物项也划分质量等级，如：钢结构和支承件分为两个安全重要的质量等级S1和S2，与安全有关的起重运输部件的质量等级为H，与安全有关的空调和通风部件的质量等级为L，与安全有关的电气部件和测量与控制部件的质量等级为E1和E2。
各国划分质量等级的方法不完全相同，美国将物项分为A、B、C、D四个质量组，分别与安全等级和ASME规范等级相对应。
商用核电厂除确保安全外，还要求稳定和可靠地运行，因此电厂把安全功能和可用率两个重要因素一并考虑。
可用率通常是核电厂常规岛和配套设施的物项划分质量等级的重要依据。
如法国和英国曾根据物项出现失效或故障对核电厂可用率的影响，把常规岛和配套设施的物项划分为C1、C2、C3或无专门的质量等级。
二、质保等级核电厂的物项、服务和过程应与规定的质量要求相符合，以满足核电厂安全和可靠地运行的需要，这些质量要求体现在适用的规范、标准和技术规格书等技术文件中，但是如果单位的管理工作和组织结构不完善，则物项、服务和过程的质量就难以保证满足规定的要求，因此必须实施“有效的管理”，以从管理角度来保证或促成物项、服务和过程满足规定的要求。
CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站物项分级体系简析【摘要】CAP1400核电站物项分级体系是为了保证核电站运行安全和稳定而制定的一套体系。
本文首先介绍了CAP1400核电站物项分级体系的背景和重要性。
随后详细阐述了一级物项、二级物项、三级物项和四级物项的定义和作用，从整体到细节地解析了各个级别在核电站运行中的重要性。
通过对不同级别物项的分析，可以明确各个物项在核电站中的作用和重要性，进而保障核电站的运行安全和可靠性。
在总结部分，对CAP1400核电站物项分级体系进行了概括和总结，强调了其在核电站中的重要性和作用。
CAP1400核电站物项分级体系是核电站运行中不可或缺的一部分，对提升核电站运行效率和安全水平具有重要意义。
【关键词】CAP1400核电站，物项分级体系，概述，一级物项，二级物项，三级物项，四级物项，总结。
1. 引言1.1 背景介绍CAP1400核电站是中国自主研发的一种三代核电技术，其具有安全性高、经济性好、可靠性强的特点，是中国大力推广的一种清洁能源。
在CAP1400核电站建设中，物项分级体系扮演着重要的角色。
物项分级体系是指将各种设备、零部件、材料等按照其对核安全的重要性和影响程度进行分类分级管理。
通过分级管理可以最大程度地降低核电站的风险，保障核安全。
对CAP1400核电站物项分级体系进行简析是非常有必要的。
在接下来的我们将对CAP1400核电站物项分级体系进行详细的概述，包括一级物项、二级物项、三级物项和四级物项的介绍，以便更好地了解CAP1400核电站的物项管理体系。
在结论部分将对本文进行总结，强调CAP1400核电站物项分级体系的重要性和必要性。
2. 正文2.1 CAP1400核电站物项分级体系概述CAP1400核电站物项分级体系是根据核电站运行的特点和风险等级对设备、系统和构件进行分类和管理的体系。
该体系采用了四级分级结构，分别是一级物项、二级物项、三级物项和四级物项。
一级物项是指对核电站安全运行至关重要的设备和系统，包括压力容器、冷却塔、主变压器等。
核电站质量等级和质保等级
核电站质量等级和质保等级质量等级和质保等级是两个不同的概念，质量等级是根据物项或服务本身的安全重要性和质量特性而确定的，质保等级是根据物项或服务的安全重要性、复杂性、成熟性以及提供物项或服务的供方的经验水平、质量管理水平等提出的质量保证等级要求，简言之，质量等级是针对产品质量特性的，质保等级是针对管理体系的，质量等级是划分质保等级时需考虑的的一个方面。
一、质量等级RCC-P《法国压水堆核电站系统设计与建造规则及应用》第四节中4.1.1《机械设备的分级要求》提出了安全等级、设计等级与质量等级关系，900Mwe核电站的安全等级、设计等级和质量等级之间的对应关系如表1：表1：安全等级123设计等级123质量等级11a或2*2或3**：对于安全2级或3级的设备，应根据这些设备所经受的载荷（尤其是压力和温度）来确定质量等级。
前联邦德国的电站联盟（KWU）把压水堆流体包容部件划分为四个质量等级（K1，K2，K3和K4），基本上与IAEA安全导则50-SG-D1附录A的安全分级相对应，其他物项也划分质量等级，如：钢结构和支承件分为两个安全重要的质量等级S1和S2，与安全有关的起重运输部件的质量等级为H，与安全有关的空调和通风部件的质量等级为L，与安全有关的电气部件和测量与控制部件的质量等级为E1和E2。
各国划分质量等级的方法不完全相同，美国将物项分为A、B、C、D四个质量组，分别与安全等级和ASME规范等级相对应。
商用核电厂除确保安全外，还要求稳定和可靠地运行，因此电厂把安全功能和可用率两个重要因素一并考虑。
可用率通常是核电厂常规岛和配套设施的物项划分质量等级的重要依据。
如法国和英国曾根据物项出现失效或故障对核电厂可用率的影响，把常规岛和配套设施的物项划分为C1、C2、C3或无专门的质量等级。
二、质保等级核电厂的物项、服务和过程应与规定的质量要求相符合，以满足核电厂安全和可靠地运行的需要，这些质量要求体现在适用的规范、标准和技术规格书等技术文件中，但是如果单位的管理工作和组织结构不完善，则物项、服务和过程的质量就难以保证满足规定的要求，因此必须实施“有效的管理”，以从管理角度来保证或促成物项、服务和过程满足规定的要求。
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反应堆本体结构一般可分为以下四个部分：
• • • • 反应堆堆芯 堆内构件 反应堆压力容器 控制棒驱动机构
见右图 压水堆本体结构
上图是典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图：
由燃料组件组成的堆芯放在一个很大的压力容器内在压力容器顶部 有控制棒的驱动机构。作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面进 来后，经过吊篮和压力容器之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。冷 却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流出压力容器。 一般入口水温300℃，出口水温332 ℃ ，堆内压力15.5Mpa。 一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。这些 冷却水并不排出堆外，而是在封闭的－回路内往复循环。堆芯放了一 百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗 的燃料元件。高温水从压力容器上部离开反应堆后，进入蒸汽发生器。
燃料组件由燃料元件棒（燃料棒）、定位格架和组件骨 架等部件组成。
燃料元件棒呈17×17正方形排列，每个组件有289个棒位， 其中264个棒位由燃料元件棒占据，另有24个棒位放控制 棒导向管，剩下1个棒位放中子注量率测量管。
见下图 核燃料组件
压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径约 8毫米，高13毫米，称之为燃料芯块。其中铀－235的浓缩 度约3％。燃料芯块－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米， 厚约0．57毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。燃料芯 块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件。 这些燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃 料组件。每一个燃料组件包括两百多根燃料元件。一般是 将燃料元件排列成横十七排、纵十七行的17×17的组件， 中间有些位置空出来放控制棒。控制棒的出来放控制棒。 控制棒的上部连成－体成为棒束。每一个棒束都在相应的 燃料组件内上下运动。控制棒在堆内布置得很分散，以便 堆内造成平坦的中子通量分布。燃料组件外面不加装方形 盒，以利于冷却剂的横向流动。加上端部构件，整个组件 长约四米，横截面为边长约20厘米的正方形。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过一回路循环泵又 回到反应堆。一回路循环泵又称主泵。包括压力容器、蒸 汽发生器、泵、稳压器的整个系统，是一回路的压力边界。 它们都安置在如图4-6的安全壳内，称之为核岛。 蒸汽发生器内有很多管子（见图4-7）。管子外为二回路 的水。一回路的水流过蒸汽发生器管内时，将携带的热量 传给二回路里的水，从而使二回路水变成280℃左右、6～ 7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，－回路与二回路 的水在互不接触的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽 发生器是分隔并连结一、二回路的关键设备。从蒸汽发生 器出来的高温蒸汽，通过高压汽轮机后，一部分变成了水 滴。经过汽水分离器时水滴被分离出去，剩余的蒸汽进入 低压汽轮机继续膨胀，推动叶轮转动。。
堆内构件
主要功能： (1)为堆芯组件提供支承（支撑）、定位和导向； (2)构成冷却剂流道，组织冷却剂流通； (3)为堆内仪表提供导向和支承； (4)为减少压力容器受到的辐照和监督压力容器辐照; (5)性能变化提供措施。 组成：大体上可分成堆芯下部支承构件和堆芯上部支承构件两大部分。
堆芯下部支承构件
组成 • 堆芯吊篮 • 围板和辐板 • 堆芯下栅格板 • 热屏蔽 • 辐照样品管 • 二次支承组件 • 中子注量率仪表导管
反应堆压力容器
• 反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限 制在一个密封的空间内进行。它和一回路管道共同组成高压冷却剂的 压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。 • 结构 反应堆压力容器由筒体和顶盖两部分组成，材料采用Mn—Ni—Mo低 合金钢（SA508—3钢）。容器内壁堆焊一层厚度大于5mm的不锈钢。
按厂房功能分： 核岛：Nuclear Island 常规岛：Conventional Island 配套设施BOP：Balance of Plant 核岛系统又称为核蒸汽供应系统（Nuclear steam supply system, NSSS），其中包括： — 反应堆冷却剂系统（主回路系统） — 专设安全设施 — 反应堆辅助系统 — 通风系统 — 辅助冷却水系统 — 废物处理系统 上述各系统又包括许多子系统。
从低压汽轮机出来的蒸汽的压力已很低，无法再加以利用 于是，进入冷凝器，这些低压蒸汽被三回路循环水冷却成 凝结水。冷凝水再经过预热，又回到蒸汽发生器吸收一回 路冷却水的热量，变成高温蒸汽，继续循环。整个二回路 的水就是在蒸汽发生器，高压、低压汽轮机，冷凝器和预 热器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成 高温蒸汽，蒸汽冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在 这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将一部 分能量交给汽轮机，带动发电机发电，余下的大部分不能 利用的能量交给冷凝器。
压力容器筒体
筒体是由一个带螺栓纹孔的法兰、 一个焊有6个冷却剂进出口管嘴 的环形段、两个筒体环形段、 一个过度段和一个半球形下封 头焊接而成，如图18所示。
表4 压力容器主要参数
控制棒导向筒数
堆内测量管数 底封头 顶盖 法兰螺栓数 设计和运行 压力容器总高（包括顶盖上部控制棒驱动 机构管座和堆内测量管座）/mm 设计压力（绝对）/MPa 运行压力（绝对）/MPa 设计温度/℃ 试验 水压试验压力（绝对）/MPa 水压试验温度/℃ 229 TNDT+30 17.23 15.5 343 压力容器壁厚/mm 容器质量/t 容器顶盖质量/t 螺栓和螺母质量/t 200 256.6 55.5 15.6 50 4 58 61 尺寸和重量
一座这样的压水堆，一回路有三或四条并列的环路。除了 压力容器外，主循环泵也是重要设备。每台主循环泵的冷 却水流量为每小时两万多吨，泵的电机功率为五千到九千 千瓦。泵的关键是保持轴密封，以免堆内带放射性的水外 漏。核电站的循环泵除了密封要求严以外，还由于泵放在 安全壳内，处于高温、高湿及γ射线辐射的环境下，要求 电机的绝缘性能好。放置压力容器、泵、蒸汽发生器和稳 压器的安全壳，直径可达四十米，高六七十米（见图46）。
容器内径/mm 法兰外径/mm 进、出口接管之间的最大距离/mm 法兰到底封头全高/mm
3989 4674 6378 10335 13208
控制棒驱动机构
大亚湾核电厂的控制棒驱动机构是一种 步进式的提升机构，用来使控制棒组件 在堆芯内提起、插入或保持在适当的位 置，以实现反应性的控制。每个控制棒 组件都由单独的控制棒驱动机构操作， 它们都位于压力容器上方。 控制棒驱动机构结构如图21所示。它由 销爪组件、驱动杆、压力外壳、操作线 圈和单棒位置指示线圈组成。
安全等级确定后，在ASME,RCC 规范或标准中可以找到相对应的规范 等级，并在选材、设计、制造、试验、检验和质量保证等方面有相应 的规定。
安全等级也是划分不同抗震类别的依据，安全重要或非安全重要的 物项有不同的抗震要求与承受不同地震载荷的能力。 确定物项的质量保证等级时，除了安全因素外，还应考虑物项的质 量特性和所处的工作环境/条件以及核电厂可用率等因素（特别是常 规岛以及核电厂配套设施中的物项）。此外还需考虑物项或服务的重 要性、复杂性、设计和制造等工作的成熟程度、质量史、标准化程度 以及经济性等因素。。
压水堆核电厂简介 和 核电厂设备，系统，构筑物分级
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压水堆核电站简介
压水堆核电站由反应堆、一回路系统、二回路系统以及 电站的配套设施等部分组成。压水堆核电站使用低浓铀做 燃料，在反应堆内发生裂变产生热能，利用循环流动的高 压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，推动气轮机 带着发电机一起旋转，源源不断地产生出电，并通过变电 站输入电网。
到目前为止，核电站的燃料元件、泵、蒸汽发生器、稳压 器、压力容器的设计，正向标准化、系列化的方向发展。 核电站的研究工作，主要是为了进一步提高其安全性和经 济性。有关各国在这方面都有庞大的研究计划，并开展广 泛的国际合作。民用压水堆核电站从它诞生以后，一直是 最安全的工业部门之一，它已经成为一种成熟的堆型。
反应堆堆芯
堆芯组成
堆芯由燃料组件、控制棒组件和堆芯相关组件等构成。 大亚湾核电厂堆芯由157个尺寸相同、截面为正方形的燃料组件排列 而成 初次（首炉）装料时，堆芯有三种不同富集度的燃料组件，并分区 布置，即：52个富集度为3.1%的燃料组件组成第3区，放在堆芯四周； 52个富集度为2.4%的燃料组件＼混合交错布置, 53个富集度为1.8%的燃料组件∕组成第2和第1区 (见图2 堆芯 燃料组件布置)
安全壳和热力系统流程图
•
图4-6 压水堆安全壳
图4-5 压水堆核电站流程
反应堆里的冷却剂，当温度由室温升到三百多摄氏度时， 体积会有很大的膨胀。由于体积膨胀及其他原因，如果不 采取措施,冷却剂的压力会波动，从而使反应堆的运行工 况不稳定。因此，在冷却剂的出口和蒸汽发生器之间有稳 压器。稳压器是一个高大的空心圆柱体。下部为水，罐内 采用电加热器在稳压器上部产生蒸汽。利用蒸汽的弹性来 保持堆内冷却水压力稳定。
图4-7 蒸汽发生器 1－一蒸汽出口管嘴;2－一蒸汽干燥器;3－一旋叶式汽水分离器;4一－给水管嘴;5－－水 流;6一一防振条;7一一管束支撑板;8一一管束围板;9－－管束;10一一管板;11－－隔饭;12 一一主冷却剂出口;13－－主冷却剂入口。
冷却冷凝器用的水在三回路中循环。冷凝器实质上是二回 路与三回路之间的热交换器。三回路是一个开式回路，利 用它将汽轮机排出的乏汽的难以利用的余热带入江河湖海。 在冷凝器里，三回路的水与二回路的水也是互不接触，只 是通过冷凝器的管壁交换热量。三回路的用水量是很大的。 一座100万千瓦的压水堆，三回路每小加 以净化，不过净化的要求没有一、二回路那么高。
从1981年第一代杨基商用压水堆电站诞生以来，压水堆 的发展和它的燃料元件一样，都经历了几代的改进。压水 堆的单堆电功率，已由18．5万千瓦增加到130万千瓦，热 能利用效率由28％提高到33％，堆芯功率密度由每升50千 瓦提高到约100千瓦，燃料元件的燃耗也加深了三倍。为 减少基建投资和降低发电成本，目前－座反应堆只配一台 汽轮机。所以随着反应堆功率的增加，汽轮机也越造越大。 130万千瓦核电站的汽轮机长达40米，配上发电机，整个 汽轮发电机组长56米