CPR1000核电厂液态流出物排放系统排放能力探讨10.17

AP1000与M310堆型余热排出系统的差异分析

核 动 力 工 程 Nuclear Power Engineering 第30卷 第6 期（增刊） 2 0 0 9年12月 V ol. 30. No.6(S2) Dec. 2 0 0 9 文章编号：0258-0926(2009)06(S2)-0011-05 AP1000与M310堆型余热排出系统的差异分析 王建伟 （中广核工程有限公司，广东深圳，518124） 摘要：介绍了美国西屋公司推出的三代堆型AP1000中正常余热排出系统（RNS ）和M310堆型余热排出系统（RRA ）的设计特点；分析了余热排出系统在这2种堆型中的主要差异。通过对比这2种堆型中余热排出系统的比较，从工艺系统角度对M310堆型的RRA 系统进行局部改进，提高了系统的可靠性和安全性。 关键词: 余热排出系统；压水堆；设计特点 中图分类号：TL353 文献标识码：A 1 引 言 压水堆核电厂运行时，反应堆产生的热量由反应堆冷却剂系统（RCP ）通过蒸汽发生器（SG ）传递至汽轮机主蒸汽系统。停堆后，堆芯的衰变热在很长一段时间内仍需要带出，否则会导致堆芯冷却剂沸腾或者更严重的事故发生。停堆初期几个小时内，堆芯余热仍可由SG 通过主蒸汽系统以蒸汽形式排放，但是当反应堆冷却剂降至一定的压力和温度时，堆芯余热的排出只能通过余热排出系统来完成[1]。美国西屋公司设计的三代压水堆型AP1000中，余热排出功能分别由非能动余热排出系统和正常余热排出系（RNS ）来执 行。非能动余热排出系统是AP1000中非能动堆 芯冷却系统的一个子系统，在非大破口失水事故（LOCA ）且SG 不可用时，执行应急衰变热导出的功能，属于专设安全设施的一部分[2]。本文仅就AP1000中RNS 与传统压水堆型M310中的余热排出系统（RRA ）作比较，分析比较两系统在各自堆型中的设计差异。 2 AP1000的RNS 设计和流程介绍 三代压水堆型AP1000中，RNS 的主要设备布置在安全壳外，系统流程见图1[3]。 RNS 由2个并联系列的设备组成， 每个系列 图1 RNS 流程简图 Fig. 1 Flow Diagram for RNS Process 收稿日期：2009-11-17；修回日期：2009-12-12

关于M310机组和华龙一号机组余热排出系统的差异分析

关于M310机组和华龙一号机组余热排出系统的差异分析 发表时间：2019-06-03T11:31:56.060Z 来源：《电力设备》2019年第1期作者：王飞1 黄宇辉1 周海涛2 张少伦2 [导读] 摘要：核安全的主要问题是要在任何情况下都能够保证核燃料的持续冷却，反应堆的物理特性决定了核电厂需要设置余热排出系统。 （1 中国核电工程有限公司华东分公司浙江嘉兴 314300； 2 福建福清核电有限公司福建福清 350318） 摘要：核安全的主要问题是要在任何情况下都能够保证核燃料的持续冷却，反应堆的物理特性决定了核电厂需要设置余热排出系统。本文主要对余热排出系统在M310机组和华龙一号机组中的差异进行分析，以期对相关人员有所帮助。 关键词：余热排出系统差异分析；调试试验；系统调试引言： 核电厂正常运行时，核反应产生的能量由反应堆冷却剂经蒸汽发生器传递给二回路系统，并通过汽轮发电机转化成电能。反应堆停堆后，堆芯由于裂变产物的衰变，仍然会在很长一段时间内持续释放出功率，加之反应堆冷却剂和设备的显热及主泵运行产生的热量，这些热量都需要排出。停堆初期堆芯余热仍由蒸汽发生器通过二回路以蒸汽的形式排放，当二回路或蒸汽发生器不能再运行时则由余热排出系统来承担。余热排出系统带出的堆芯热量通过热交换器（设备冷却水系统）、重要厂用水系统传递到电厂的最终热阱—海水，使反应堆进入冷停堆状态[1]。在反应堆冷却剂系统小破口事故下和在冷停堆期间，通过余排系统的卸压阀在一回路超压时泄压，承担安全功能。同时可通过系统低压下泄管道在一回路压力下降到正常下泄系统无法运行时，承担下泄功能，并完成冷却剂的净化。因此，余热排出系统的差异分析和系统试验和系统调试显得尤为重要。 1.余热排出系统的组成及工作原理 余热排出系统由两台并联的6.6KV的电动泵、两台并联的管壳式热交换器、小流量管线、旁路和热交换器管路各一台气动调节阀及相关管道阀门组成。工作原理：系统从反应堆冷却剂系统2环路热段取水，经过余热排出泵，流经旁路和热交换器（通过3个气动调节阀控制通过旁路和热交换器的流量，从而实现升降温速率），经系统出口管道分别流经安全注入系统的安注箱出口管道打入反应堆冷却剂系统1、3环冷段。 2.余热排出系统总体设计差异 M310机组余热排出系统在反应堆厂房内，华龙一号机型系统余热排出系统除了和RCS的接口管道及先导式安全阀外，其余设备和管道均在核辅助厂房-12m。为满足0.3g抗震设计要求，华龙一号机组需要降低主回路标高，从而降低作用在主回路设备上的地震加速度，在反应堆厂房下部的空间被压缩，部分辅助系统物项无法布置，故在华龙一号现有布置空间条件下综合考虑将余热排出系统主要设备布置在辅助厂房，基于壳外布置，为了降低安全壳旁通型LOCA的发生，余热排出系统采用了全压设计，设计压力（6.21 MPa）和设计温度（180℃），采用同等级的材料来确保余排系统壳外部分的能承受反应堆冷却系统运行压力。 M310机组以《RCC-P 法国90 万千瓦压水堆核电站系统设计和建造规则》规定了余热排出系统相关的设计准则和安全要求；华龙一号以《ACP1000核岛主要系统设计准则》为标准规定了余热排出系统的相关设计准则和安全要求。 3.设备差异化分析 3.1 余热排出泵 余热排出泵的数量均为两台单级式电动泵，每台泵均由反应堆冷却剂润滑机械密封，润滑剂通过辅助热交换器由设备冷却水冷却；布置方面均采用卧式。M310机组余排泵额定流量为910 m3/h，再循环流量为120 m3/h，电机为风冷却。华龙一号机组余排泵额定流量为610 m3/h，再循环流量为130 m3/h，电机为设冷水冷却，但余排泵的机封在泵停运时，机封冷却水管道不能形成循环，故设冷水不能完成机封的冷却。 相比于M310机组，华龙一号余排吸入管道总长由3.5m左右延长到75m左右，余排返回管道总长由17m左右增加到130m；经力学计算热应力问题，在贯穿件附近管道布置有多个π型弯头。在额定流量下，基于华龙一号的布置，得出余热排出泵需要克服的阻力增大，初步估算余排系统阻力已经超过原有余排泵扬程77m。此外，在介质已经处于很高流速情况下，余排吸入和返回母管长度增大数倍，且有很多弯头，长距离输送高速流动介质存在很大危险性。一是冲刷腐蚀，管道壁厚逐渐变薄，增大了管道断裂的几率；二是管线如果长期处于振动状态，容易遭受疲劳破坏，进而引发管线破裂。故采用额定流量为610 m3/h的凯士比产的核级泵。余排泵扬程从115m降低到67m，可用汽蚀余量从10.2m提高到16.8m。改进后的RHR泵的设计参数更加合理，降低了泵的电功率，提高了泵运行的安全性和经济性。 3.2 余热排出热交换器 热交换器的数量一致均为两台；类型均为管壳式；M310采用立式布置，设计压力为4.75 MPa.g。华龙一号采用卧式布置，设计压力6.21 MPa.g，在热交换器的上下游各增加了排气排水管道，管侧的进口流量为610m3/h温度60℃，壳侧进口流量1000m3/h温度35℃，根据设备的换热能力进行校核计算后，得到降温速率转折点对应停堆时间9.8h、反应堆冷却剂温度100℃，从一回路开始冷却到一回路冷却至60℃停堆所需时间18.7h。满足20h停堆时间要求。 3.3 安全阀 M310机组余热排出系统设计为2组先导式安全阀，布置在余热排出泵下游，保护阀开启定值4.5、4.0Mpa.a关闭定值4.2、3.7Mpa.a。华龙一号机组余热排出系统设计为3组先导式安全阀，布置在余热排出泵上游，反应堆厂房内，保护阀开启定值3.4、3.5Mpa.a关闭定值 3.1、2.5Mpa.a。华龙一号机组在热交换器下游新增了一个起跳压力为 4.2Mpa.a，排量为2.3m3/h的安全阀。 4.主要控制逻辑差异 通过对比华龙一号RHR系统与M310机型在逻辑方面有所不同：华龙一号机组在自动补水触发后，启动RSI004PO，M310机组自动补水时启动RCV002/003PO。打开RIS013、029VP，关闭RCV034VP。华龙一号机组增加了余热排出系统自动隔离信号的逻辑，自动隔离信号触发后RHR001、021、030、031VP会自动关闭，若RHR001、002PO在运行会自动停运。华龙一号机组余热排出泵，增加了自启动逻辑（在运行中因断电等类似因素造成的停泵，在恢复启泵条件后会自动启动）。 5.调试试验差异分析

压水堆核电厂：反应堆余热排出系统(RRA)12页

反应堆余热排出系统(RRA) 反应堆余热排出系统又可称反应堆冷却系统，核安全的主要问题是要在任何情况下能够保证燃料的持续冷却，正常运行情况下燃料产生的能量由一回路通过蒸汽发生器向二回路传热来导出。反应堆停闭以后，核功率虽然消失，但是由裂变碎片及它的衰变物的衰变产生的剩余功率却缓慢下降。为了导出剩余功率，最初仍用二回路冷却，当二回路不能够再运行时，由反应堆余热排出系统保证反应堆的冷却。 一、系统功能 1.主要功能 （1）二回路停用时，由余热排出系统排出：a）堆芯的停堆余热；b）水和一回路设备的显热。 （2）当反应堆在冷停堆状态，进行装卸料和维修操作时，余热排出系统排出堆芯余热，维持一回路温度低于60℃。 （3）当反应堆启动时，余热排出系统保证一回路水的循环。 从图1可以看出，运行于满功率的反应堆停堆后，由裂变碎片及它的衰变物的衰变而产生的剩余功率缓慢下降。运行人员可以调节反应堆的核功率，但却控制不了剩余功率的释放。为了反应堆的安全，在任何时刻必须要将剩余功率导出。 2.安全功能 （1）在蒸汽发生器传热管破裂事故下，冷却反应堆。 （2）在RCP小破口事故下，如果RCV系统能够维持稳压器水位的话，使用该系统排出余热。 （3）在冷停堆期间，通过RRA的卸压阀防止RCP系统超压 然而该系统不是一个专设安全系统。 101

102 3. 辅助功能 ⑴反应堆换料池水的传输 在换料以后，通过RRA 系统将反应堆换料池水重新打入反应堆换料水箱PTR001BA 。 ⑵一回路容积控制 当一回路压力低到正常下泄管路失效时，RRA-RCV 联管保证在下述工况时净化一回路冷却剂。 ①一回路充水及静态排气 ②升压及动态排气 ③加热 ④为换料、或维修而停堆 ⑶当RCP 处于单相状态时，这条联管RRA-RCV 也可用来防止一回路升压， ⑷当主泵停运时，用RRA 泵使RCP 硼浓度均匀化。 时间 （t ） 功率（% 图1 停堆后的剩余功率

核电厂系统与设备一回路复习题

核电厂系统与设备一回路复习题 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。 2、控制棒组件按材料和功能各如何分类？其作用如何？ 控制棒组件按材料分类：（1）黑棒组：由24根吸收剂棒组成，吸收能力强；（2）灰棒组：由8根吸收剂棒和16根不锈钢棒组成，吸收能力弱。采用一部分灰棒束控制组件是为了使功率分布均匀，避免局部中子注量率畸变过大。 按在运行中的用途分类：控制棒组件可分为功率调节棒、温度调节棒和停堆棒三类，每类又分为若干组。正常运行时，功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度，用于调节反应堆功率；温度调节捧在堆芯上部一定范围移动，用于控制冷却剂温度的波动；停堆棒用于事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。 3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么？ 可燃毒物功能：新堆第一次装料的后备反应性过大，为了保证慢化剂温度系数为负值，其硼浓度又不能过高，所以装入66束具有较强吸收中子能力的可燃毒物组件。他们在第一次换料时全部取走。 中子源组件功能：用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平，使堆外测量仪表可以监测达临界过程。

非能动余热排出系统瞬态分析_臧希年

ISSN 1000-0054CN 11-2223/N 清华大学学报(自然科学版)J T singh ua Un iv (Sci &Tech ),2000年第40卷第10期 2000,V o l.40,N o.106/33 2023 　 非能动余热排出系统瞬态分析 臧希年,　黄　冰,　郭卫军 (清华大学工程物理系,北京100084) 收稿日期:1999-09-09 作者简介:臧希年(1946-),男(汉),河北,教授。 文　摘:针对现有的一些大型电站系统分析程序在处理非能动余热排出系统不方便的问题,开发了一种简便的分析工具—SGSP RHR 程序,用来分析全厂断电事故发生后反应堆3个回路的瞬态行为。该程序对汽水回路使用一维漂移流模型,而对一回路和空气回路使用单相流体模型,采用非线性二阶算法求解刚性方程组。计算结果表明:烟囱高度增加,空冷器面积增大,冷热芯高差增加均使系统的排热能力增强。计算结果与理论分析相一致。 关键词:核动力堆;自然循环;余热排出;瞬态分析中图分类号:T L 364 文献标识码:A 文章编号:1000-0054(2000)10-0020-04 核动力堆的余热排出对核电厂的安全至关重要。现有的核电厂专门设计余热排出系统履行这种安全功能。该系统中,若能靠自然循环排出余热,系统就具备了固有的安全性;若采用强迫循环,应急电源是不可缺少的。本文所分析的系统有三重回路,能量与动量传递之间存在强烈的耦合作用,用现有的一些大型电站系统分析程序象RET RAN ,RELAP 等处理这类问题往往要花费大量的人力和时间。为此,本文作者开发了一种简便的分析工具—SGSPRHR 程序用来分析全厂断电事故发生后的瞬态行为。结果表明,系统可以按期望的要求排出衰变热。此外,还对对排出余热能力有较大影响的参数如冷热芯高差、烟囱高度和空冷器传热面积作了敏感性分析。 1　系统描述 非能动余热排出系统的流程图见图1。它由3个回路组成:a )反应堆冷却剂系统,此系统将堆芯的衰变热传给蒸汽发生器二次侧;b )由蒸汽发生 器、空气冷却器和应急给水箱等组成的汽水回路;c )空气回路。 图1　非能动余热排出系统流程图 全厂断电事故发生后,保护系统实行紧急停堆,汽机关闭。蒸汽发生器二次侧压力上升,安全阀开启;同时应急给水箱隔离阀打开向蒸发器补水。给水吸收热量后蒸发,蒸汽流经空冷器凝结成水,凝结水靠重力回到蒸汽发生器,在烟囱中被加热的空气上升,冷空气进入烟囱。衰变热在此循环中被排到环境。 2　数学物理模型 采用一维模型,将质量、能量、动量守恒方程用于上述系统。2.1　蒸汽发生器 一次侧能量方程为 d H 1 d t =U 1U 1-q m ,1 9H 1 9z Q 1A 1 , (1) 式中:H 为流体焓,U 为热流密度,U 为热周长,Q

核电厂系统及设备课程设计

第一章概论 1.1 国际国内核电概况 能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源供应结构方面看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。此类能源为不可再生能源，且在作为能源利用的过程中，对生态环境造成污染。对于煤、石油、天然气来说，它们还是很好的化工原料，应用于化工生产过程中，能够创造出更大的效益。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现受控核聚变，并从海水中提取氚加以利用，就会根本上解决能源供应的矛盾。 我国秦山三期为重水堆，秦山一期、二期，大亚湾，岭澳，田湾均为压水堆。其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆（LMFBR) 。 我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。 1.1.1 人类能源结构三次重大的演变： 18世纪60年代：煤炭逐步替代了木柴； 20世纪20年代：煤炭转向石油和天然气； 20世纪70年代：石油、天然气，煤，核能和再生能源等多种能源结构； 21世纪主要能源：核能 1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。 1954～1960年：试验阶段； 1961～1969年：实用化阶段； 1969年至二十世纪70年代末：大发展阶段； 二十世纪80年代至二十世纪末：低潮阶段； 二十一世纪开始：复苏阶段 1.1.3 2009年底世界核电统计

核电厂系统与设备复习题

《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入） 核岛 1.核能有何特点是什么？ 特点1：核能具有很高的能量密度 特点2：核电是清洁的能源 特点3：核能是极为丰富的能源 特点4：核电在经济性具有竞争力 特点5：核电的安全性具有保障 2.压水堆核电厂的基本组成是什么？与火电厂的对应关系是什么？ 压水堆核电站分为三大部分：核岛（NI）常规岛（CI）电站配套设施（BOP） 3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 辐射防护目标；确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限 值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA) 技术安全目标；防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果 4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御 5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系？ 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。 6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类？ 热屏蔽 设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。 生物屏蔽 一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区 二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备 辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射 工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽 7.反应堆冷却剂系统的功能是什么？为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么？ 1可控的产生链式裂变反应 2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 3产生蒸汽 4第二道实体屏障，包容放射性物质 组成：反应堆压力容器 控制棒驱动机构的压力外壳 主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段） 蒸汽发生器一回路侧 主冷却剂泵 稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管） 与辅助系统相连的管道和阀门 8.反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。反应堆是核电站的核心设备，整个核电站的安全和经济性能与其密切相关。 9.主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？

核电厂污染控排

■文│上官志洪 张晓峰 黄彦君 我国现行核电厂放射性流出物的排放管理主要遵循国际上通用的可合理达到尽量低条件下的公众剂量约束管理，同时辅以明确的年排放总量管理要求，对于排放浓度的管理则是间接的，可操作性相对较差。随着我国核电产业的发展，内陆核电厂的建设势在必行，作为内陆核电厂受纳水体的河流或湖泊存在诸多的环境敏感点，特别是可能涉及公众饮用水的安全，因此核电厂液态放射性流出物的排放管理面临着更高的要求。 液态污染物控排手段 在污染物排放管理中排放浓度控制和年排放总量控制是两个最重要的管理指标。我国常规项目相关的污染物排放标准针对不同的区域环境特征，对每一类污染物的排放浓度均制定了明确的定量控制要求，同时对于一些重要的污染物则提出了更高的年排放总量控制目标。但是，我国现行的核电厂放射性流出物的排放管理与常规项目污染物的排放管理则稍有差别，核电厂放射性流出物的排放管理主要遵循国际上通用的可合理达到尽量低条件下的公众剂量约束管理，同时辅以明确的年排放总量管理要求，对于排放浓度的管理则是间接的，可操作性相对较差。其中对于核电厂液态放射性流出物的排放，要求必须实 现可控的槽式排放，监测合格后才允 许排放，同时在排放管线上实现两级 报警，将报警与自动锁闭排放管线相 连锁，避免误排放。 关于核电厂放射性流出物排放的 控制，我国现行法律和标准中提出了 明确要求。《中华人民共和国放射性 污染防治法》第四十条规定，向环境 排放放射性废气、废液，必须符合国 家放射性污染防治标准。《电离辐射 防护与辐射源安全基本标准》第8.6 条规定，向环境排放放射性物质时， 注册者和许可证持有者应保证，排放 不超过审管部门认可的排放限值， 包括排放总量限值和浓度限值；在 其所负责源的运行期间，应使所有放 射性物质的排放量保持在排放管理限 值以下可合理达到的尽量低的水平。 针对核电厂的专项环境标准《核电厂 环境辐射防护规定》（以下简称《规 定》）则明确针对核电厂正常运行的 流出物排放，首先从公众辐射剂量方 面提出了剂量约束管理的要求，其次 则规定了每一个核电厂址的各类放射 性流出物的年排放总量控制标准。但 对于公众所关注的流出物排放浓度的 控制，该标准给出了间接的控制要 核电厂污染控排 ◆田湾核电站

核电汽轮机介绍-考试答案-82分

核电汽轮机介绍 1. 由上海电气供货的我国首台出口325MW 核电汽轮机用于哪个哪个国家？ （ 3.0 分） A. 印度 B. 土耳其 C. 巴基斯坦 2. 上海电气百万等级核电机组26 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（ 3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： B √答对 3. 上海电气百万等级核电机组适用于AP1000 的高压缸模块型号为？（ 3.0 分） A. IDN70 B. IDN80 C.IDN90 我的答 B √答对 4. 上海电气百万等级核电汽轮机组转速？（ 3.0 分）

A. 1500RPM B. 3000RPM C.3600RPM 我的答 A √答对 5. 上海电气百万等级核电机组20 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： A √答对 6. 上海电气的山东石岛湾200MW 项目是什么堆型？（3.0 分） A. M310 B. 华龙一号 C. 高温气冷堆 我的答案： C √答对 7. 上海电气出口巴基斯坦的300MW 等级核电汽轮机共有几台？（ 3.0 分） A. 2 台 B. 3 台 C. 4 台 我的答案： C √答对 8. 至2018 年 6 月，上海电气已投运核电汽轮机多少台？（ 3.0 分）

A. 10 台 B. 11 台 C. 12 台我的答案： C √答对 9. 上海电气百万等级核电机组30 平米的低压缸模块末级叶片长度为？（3.0 分） A. 1420mm B. 1710mm C. 1905mm 我的答案： C √答对 10. 上海电气百万等级核电汽轮机高压缸模块运输方式为?（3.0 分） A. 整缸发运 B. 散件发运 C. 其他 我的答案： A √答对 1. 以下哪些为高温气冷堆堆核电汽轮机特点？（ 4.0 分）） A. 进汽参数高 B. 无MSR C.低压缸加强除湿 我的答ABC √答对 2. 以下哪项说法是错误的？（ 4.0 分）） A. 2008 年上海电气获得阳江和防城港CPR1000 核电汽轮机订单 6 台

核电厂低放废水污染特性研究进展

文章编号:1007 2284(2009)07 0009 04 核电厂低放废水污染特性研究进展 秦玲玲1 ,杨中华1 ,彭文启2 ,槐文信 1 (1.水资源与水电工程科学国家重点实验室武汉大学,武汉430072;2.中国水利水电科学研究院水环境研究所,北京100038) 摘 要:核电厂向环境水体排放的低、弱放射性废水会带来核素扩散问题,研究核电厂低放废水污染特性对环境保护和电站的安全运行具有重要意义。目前国内外对近海区放射性核素的迁移规律的研究方法主要有原型观测分析法和数值模拟计算方法,在对研究进展进行总结和分析的基础上,对低放废水排放的最新研究发展趋势进行了预测和展望。 关键词:核电厂;核素;低放废水;污染特性 中图分类号:X52 文献标识码:A Progress in Research on the Pollution Characteristics of the Low Level Radioactive Cooling Water Released from Nuclear Power Plants QIN Ling ling 1,YANG Zhong hua 1,PENG Wen qi 2,HUAI Wen xin 1 (1.State Key L abo rato ry o f Water Resources and H ydropow er Engineer ing Science, Wuhan U niv ersity ,W uhan 430072,China;2.Depar tment of Wat er Env ir onment,IWH R,Beijing 100038,China) Abstract:T he low lev el radio active co oling water r eleased fro m the nuclear po wer plant brings out t he pr oblem of radionuclide disper sio n.Do ing r esear ch o n the pollutio n characterist ics of the low level r adioactiv e coo ling w ater is ver y import ant for the env iro nmental pr otectio n and w or king safety o f nuclear po wer plants.A t present ,the prot oty pe o bserv atio n analysis and numerical simulation met ho ds ar e used to do research on radio nuclide disper sion in co astal areas at ho me and abro ad.Based on summing up and analyzing the pro g ress,the latest dev elo pment trend of this research is predicted in this paper. Key words:nuclear pow er plant;radio nuclide;low lev el r adioactive coo ling w at er;po llution char act eristics 收稿日期:2009 02 20 基金项目:国家自然科学基金资助项目(50679088);湖北省自然科 学基金资助项目(2007ABA032);教育部博士点基金资助项目(20070486022)。 作者简介:秦玲玲(1986 ),女,硕士研究生,从事水力学及河流动力 学研究。 0 引 言 由于能源的短缺,世界各国纷纷制定本国能源结构调整政策,修建核电站,扩大核电比重,以此解决日益增长的电力需求问题。鉴于我国国内能源紧缺的状况在短期内将难以改变,大力发展核电等新能源、推动国际能源合作将是今后一段时间内中国能源政策的重点。面对能源危机,我国将大力发展新能源品种,其中核电将有望成为可再生能源的主流。未来15年我国将新建30余座百万千瓦级的核电机组,计划在2020年实现核电装机容量0.4亿kW ,由现在的核电占全国总装机容量的 1.6%提高到4%左右。可以预测,核电在未来中国的能源供应中将越来越起到重大的和关键的作用。 核电是安全、清洁、高效的能源,这已是世界能源界公认的结论。但放射性泄漏问题影响到生态和民众的健康,因此不容忽视。核安全是核电发展的生命线,是保证核电建设的前提和基本要求。核电厂在正常运行期间,向环境水体排放的含悬浮固体的低、弱放射性废水(低放废水)带来核素(137Cs 等)污染问题。在核电厂环境影响评价时,必须通过模拟扩散试验、分析和计算,找出排水在厂址周围大范围水体内的扩散稀释规律,确定受纳水体对排水的稀释能力。 以往出于安全考虑,多数核电站都建在海边。随着核电开发的迅速发展,我国内地也将逐步开始建立核电厂。与近海建核电厂不同的是,陆地上选址还要考虑地震、地质等条件,以及是否在居民稠密区等各种情况的影响。而且放射性流出物排放到江河或者湖泊中,其影响范围比沿海更广,一旦发生核事故,带来的相应危害更加巨大,核安全问题尤为突出。内陆地区核电厂进行常规排放时,低放废水的污染特性尤其受到关 9 中国农村水利水电 2009年第7期

核电厂系统与设备复习题

核电厂系统与设备复习 题 公司内部档案编码：[OPPTR-OPPT28-OPPTL98-OPPNN08]

《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入） 核岛 1.核能有何特点是什么 特点1：核能具有很高的能量密度 特点2：核电是清洁的能源 特点3：核能是极为丰富的能源 特点4：核电在经济性具有竞争力 特点5：核电的安全性具有保障 2.压水堆核电厂的基本组成是什么与火电厂的对应关系是什么 压水堆核电站分为三大部分：?? 核岛（NI）??常规岛（CI）? 电站配套设施（BOP） 3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么 辐射防护目标；确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限 值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA) 技术安全目标；防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果 4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系 纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御 5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。 6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类 热屏蔽 设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。 生物屏蔽 一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区 二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备 辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射 工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽

7.反应堆冷却剂系统的功能是什么为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么 1可控的产生链式裂变反应 2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 3产生蒸汽 4第二道实体屏障，包容放射性物质 组成：反应堆压力容器 控制棒驱动机构的压力外壳 主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段） 蒸汽发生器一回路侧 主冷却剂泵 稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管） 与辅助系统相连的管道和阀门 8.反应堆的功能是什么 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。 反应堆是核电站的核心设备，整个核电站的安全和经济性能与其密切相关。 9.主泵的功能是什么目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么 用于驱动冷却剂在RCP内的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水 10.蒸汽发生器的功能是什么蒸发器的压力与水位对其功能的实现有何影响压力与水位如何控制 利用一回路冷却剂从反应堆中带出的热量加热二回路给水并使其产生蒸汽，供给二回路耗汽设备。是连接一回路和二回路的枢纽。

核电EPR技术简介

核电EPR技术简介 2010-01-09 10:21 前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量最搜集了一些资料如下。 欧洲先进压水堆EPR技术 1. 欧洲先进压水堆发展情况简介 1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核反应堆现已进入建设阶段。 截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的奥尔位于中国广东江门的台山核电站。台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。 2.欧洲先进压水堆EPR设计特点 EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层包括： （1）安全性和经济性高 EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口，系设计安全水平。设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。 EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。 （2）严重事故预防与缓解措施 EPR设计中考虑了以下几类严重事故： 高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯熔融物；安全壳内热量排出。 为避免高压熔堆事故发生，在为对付设计基准事故设置3个安全阀（3×300t/h）的基础上，EPR专门设置了针对严重事故工况的卸压过卸压箱排到安全壳内。当堆芯温度大于650℃时，操纵员启动专设卸压装置，可以有效避免压力容器超压失效，并防止压力容器失针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用大容积安全壳（80000m3）。在设备间布置了40台大型氢复合器，在反应堆厂房升降算分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷，结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。 对于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV设计中没有设置特殊的装置。通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允许承受的载荷能力容器内蒸汽爆炸已基本消除，不需要设置特殊的装置对付蒸汽爆炸事故。已做的试验显示熔融物不会像以前假设的那样爆炸（极低在进行中。 对于堆芯熔融物，在EPR设计中，RPV失效前堆坑内保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进入专用的展开隔料，保护熔融物中残余的锆，降低了氧化物的密度和温度，改善了展开条件。在展开区域设有氧化锆防护层，防护层底下设有冷却管线并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全壳失效。 对于安全壳内热量排出，EPR设计有带外部循环的安全壳喷淋系统，2个系列，可以在较短的时间内降低安全壳温度和压力。该系统物的工作模式，并能长时间防止蒸汽产生，长期地将熔融物和安全壳中的热量导出。 （3）仪控系统和主控室设计 EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先进技术设备的优点。的不同区域，避免发生共模失效。主控室与N4机组的高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome

核电厂系统与设备电子书思考题

第二章压水堆核电厂 从电能生产的观点看，压水堆核电厂有那些部分组成？各自作用是什么？ 从热力循环的观点看，压水堆核电厂有几个回路组成？各自作用是什么？ 与沸水堆电厂相比，压水堆核电厂热力循环有何特点？这样做有何利弊？ 核电厂的厂址须满足什么要求？ 核电厂厂区分哪几部分？平面布置应考虑哪些因素？ 核电厂主要有哪些厂房？ 什么叫T形布置？什么是L形布置？各有何利弊？ 核电厂系统和设备及构筑物的安全分级、抗震分类、质保分组是如何规定的？ 解释名词：多道屏障；纵深防御；单一故障准则；安全功能。 第三章反应堆冷却剂系统与设备 为什么一回路系统的压力选得那样高？ 试述稳压器的工作原理。 轴封式反应堆冷却剂泵是如何解决冷却剂沿轴的泄漏问题的？ 为什么一回路运行在160℃以下时应投入余热排除系统？ 什么是汽蚀？它对泵的工作有何危害？如何防止发生汽蚀？ 什么是比转数？一台泵有几个比转数？ 按比转数范围划分，反应堆冷却剂泵属于那一类？其特性曲线有何特点？ 蒸汽发生器二次侧工质的流程如何？为什么给水环作成倒“J”形？沿给水环周向给水分配均匀吗？循环倍率对传热、流动和汽水分离效果有哪些影响？ 为应付断电事故，一回路系统及设备设计上采取了哪些措施？ 解释名词： 无延性转变温度；必须汽蚀余量；可用汽蚀余量；比转数；循环倍率。 第四章一回路主要辅助系统

为什么一回路运行在160℃以下时应投入余热排除系统？ 现代核电厂化容系统对于降低放射性水平效果如何？为什么？ 为净化一回路水,化学和容积控制系统采取了那些措施? 设备冷却水系统在何种工况下的负荷最大？为什么? 利用硼酸进行反应性控制有何特点和局限？ 化容系统是如何实现容积控制的? 反应堆停闭3个小时了,这时剩余发热由什么系统带走? 核岛的最终热阱是什么?废热如何排到热阱? 用于正常停堆后余热排出的系统有哪些？ 现代压水堆核电厂停对后热量排出系统由哪些? 第五章专设安全设施系统 专设安全设施系统在设计上有何特殊要求？ 对于设计基准事故，安全注入系统的设计的验收标准有哪些？ 发生大破口失水事故后，安全注入系统有哪些响应？为什么要采用冷-热端同时再循环注入？ 什么是非能动系统？采用非能动系统对安全设施系统设计有何意义？ 发生失水事故后安全壳内氢气的来源有哪些？如何控制安全壳内氢浓度？ 专设安全设施系统设计中，为保证管线打开或关闭成功，往往采用什么办法？ 简述辅助给水系统的功能、设置、动力源特点。 安全壳喷淋系统的作用、系统设置、启动条件和运行方式。 第六章核电厂热力学

HAF0213-安全导则-核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统

HAF0213-安全导则-核电厂反应堆冷却剂系统 及其有关系统 《核动力厂反应堆冷却剂系统及其 有关系统设计》编写讲明 （征求意见稿）

《核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计》 编写讲明 一．编写工作背景 随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和治理方面体会的积存，国际原子能机构（IAEA）全面地开展了针对核动力厂的安全要求及安全导则的修订工作。新的安全要求文件No. NS-R-1“Safety of Nuclear Power Plant: Design”于2000年9月正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-D(Rev.1)“Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Design”的正式修订。随后，IAEA连续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，新的IAEA安全导则No. NS-G-1.9 “Desig n of the Reactor Coolant System and Associated Systems in Nuclear Po wer Plants”确实是其中之一，它是对安全系列No.50-SG-D6“核动力厂最终热阱及其直截了当有关的输热系统（1981）”和安全系列No.50-SG-D13“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统（1986）”两个安全导则的修订与合并，新的安全导则替代原有两个导则。 为了提升我国核动力厂的设计和运行水平，使之与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂设计安全规定》和《核电厂运行安全规定》及其下属的一系列核安全导则进行及时的修订。 二．编写简况 IAEA的核安全标准中关于核动力设计的安全要求及导则是由IAEA 聘请各国专家在总结各核电先进国家体会的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨。本安全导则是依据IAEA安全导则“核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统设计（Design of the Reactor Coolant System and Asso ciated Systems in Nuclear Power Plants safety standards series No. NS-G -1.9 IAEA, Vienna(2004) ）”为参考蓝本编写而成的。在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的和谐，并力图确保本导则与2004年国家

未来十年核电先进堆型介绍

未来十年核电先进堆型介绍 未来十年核电先进堆型介绍IntroductionofAdvancedNuclearReactorsintheDecade 杨孟嘉1任俊生1周志伟2 （1.中国广东核电集团公司技术中心，广东深圳，518124； 2.清华大学核能技术设计研究院，北京，100084） 摘要根据世界核电工业的发展现状，系统讨论了面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点以及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述了这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。 关键词先进反应堆核电商业计划 Abstract：Varioustypesofadvancednuclearreactoraimingatnuclearelectricpowermarketaroundtheyear2010,the irdesignfeaturesandthecorrespondingcommercialplansinitiatedbyworldmajorsuppliersofnuclearpo werplantsforobtainingpotentialcustomersaresystematicallydiscussedbytakingintoaccountthecurrent statusofthedevelopmentofnuclearelectricpowerindustryworldwide.Thetechnicalandcommercialpre parednessfordeployingtheseadvancednuclearreactorsinneartermhasbeensummarized.Asareference,t hepresentresearchisofconsiderableforChinesenuclearpowerindustrytoselectadvancedreactortypesan dtodeterminethemaintechnologicaldevelopmentroadmap,andtoestablisheffectivesafetyregulatorygu idelinesinnearfuture. Keywords：AdvancedreactorCommercialplanofnuclearpower 在无温室气体排放的条件下，全球400多座核电站正安全可靠地为人类提供17的电力，这是源于20世纪中叶的核能技术在其沧桑的发展进程中所创造的成就。随着上个世纪六、七十年代投入运行的核电站逐渐达到其40年的运行寿期，核能界一方面向核安全当局提出申请，要求延长运营期限；另一方面在对已有的核电机组实施渐进性设计和运行改进的基础上，面向2010年前后的核电市场，推出第三代（80年代开始发展、90年代末开始投入市场）先进轻水堆核电站和在第一代至第三代核电堆型的基础上经过渐进性设计改进的核电堆型。 本文简略介绍这两类核电堆型。 1ABWR 先进沸水堆（ABWR）是在世界范围内沸水堆（BWR）设计和多年运行经验的基础上发展起来的第三代先进堆型，它基本符合国际上通行的核安全管理规定，基本满足美国用户要求文件（URD）对第三代先进轻水堆安全性、先进性、可靠性和经济性的要求。ABWR 也是一个完成了全部工程设计、并且有实际建造和运行经验的反应堆。