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

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1、

站。主要由核岛（）、常规岛（）、电站配套设施（）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：反应堆蒸汽发生器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。

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

2、

于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机

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） 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3、 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。

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，

测量仪表可以监测达临界过程。

第二章

1、反应堆冷却剂系统的功能是什么？

1、热量传输——使冷却剂循环流动，带出堆芯热量传至蒸汽发生器再传至二回路给水，同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁和毁坏。

2、中子慢化——冷却剂兼作慢化剂使中子慢化到热中子状态。

3、反应性控制——改变控制棒插入深度和调整硼酸浓度控制反应性的变化。

4、压力控制——用稳压器及卸压箱控制系统压力，防止堆芯产生偏离泡核沸腾。

5、阻止放射性物质扩散——承压边界，第二道安全屏障（第一道是燃料元件包壳，第三道是安全壳）

6、稳压器的安全阀起超压安全保护作用

2、详述反应堆冷却剂系统的构成和流程。构成：由反应堆和与其相连的三个环路组成，每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主泵及相应的管道。一台稳压器是三个环路公用，经波动管连接在一环路的热管段上。

流程：冷却剂通过反应堆压力容器进入反应堆，沿堆环形空间进入堆芯底部，再向上流入堆芯，带走燃料元件的核裂变热，从反应堆出口接管进入蒸发器，把热量传给二回路的给水后，再经主泵升压返回反应堆。

3、简述蒸汽发生器的功能及其工作原理。功能：（1）作为热交换设备，将一回路冷却剂中的热量传给二回路的给水，使之产生蒸汽；（2）作为连接设备，在一、二回路之间起隔离作用，使二回路不受一回路的放射性污染；（3）蒸汽发生器的管板和传热管作为反应堆冷却剂压力边界

的组成部分，属于压水堆的第二道安全屏障。

工作原理：一次侧（管侧）冷却剂在管束内流动，把热量传给管外的二回路水，再从蒸汽发生器的下部流出。

二次侧（壳侧）给水从给水环管上的倒J 形管喷出，沿着管束套筒外向下流至

管板，然后转向进入管束套筒，沿着倒U 形管束的管外侧向上流动，被传热管

内流动的一回路冷却剂加热，一部分水蒸发成蒸汽，形成汽水混合物。管束套筒将蒸汽发生器下筒体内的水分隔为两个区域：冷（水）柱：管束套筒与筒体之间的水，其中包括给水和从汽水分离器分离出来的再循环水；

热（水）柱：管束套筒内的水和蒸汽混合物。冷（水）柱和热（水）柱之间的密度差，为工质循环提供驱动压头。称为自然循环。

4、简述电热式稳压器的主要功能及其基本结构

主要功能：（1）压力控制；（2）压力保护；（3）补充水容积变化；（4）升

压和降压；（5）除气。

基本结构：（1）喷淋系统；（2）电加热器；（3）安全阀。

5、简述大亚湾的运行方案、和的水位整定值。

反应堆进口水温基本不变方案在保 料及

包壳正常性

能所需要的对一回路水温要求的范 尽可

能照顾到 二回路循环的热效率。 这就

是大亚湾 站所采用的方

法——一回路反应堆进口水温基本不变，此时平均温度 随负荷的增加而上升，上升到可接受的程度，蒸汽温度 仍然随负荷的增加而降低，但与平均温度不变的方案相 比有较大的改善。

由于不同负荷下（蒸汽产生量不同）二次侧水的密度不同， 产生的压差不同，所以蒸汽发生器水位整定值随负荷而变。 零负荷时，水位整定值为 34％，此后随着负荷增加，二次 侧水的密度减小，体积膨胀，因此水位整定值亦线形增加， 直到负荷为 20％时，水位为 50％，即在量程的中部。为了防止水位太高

淹没汽 水分离器，负荷大于 20％时，

水位整定值不再增加，维持在 50％。 根据这个整定值调节水位可保持反应堆冷却剂系统内水的质量基本不变，以便在 功率变化时最大限度地减小硼回

收系统和废液处理系统的负担。水位整定值曲线虽然考虑了反应堆功率或汽轮机

负荷改变（因而使冷却剂温度改变）

对水位的影响，但是在快速负荷变化时，仍然会造成水位偏离整定值，此时水位

调节系统根据稳压器水位偏离整定值

的大小来改变上充流量，以恢复水位。

6、简述稳压器卸压箱的基本结构及其功能。 基本结构：为卧式低压容器，上部为氮气空间，有一组喷淋器；下部为水空间 , 容器底部沿轴线方向有一根鼓泡管，与稳压器卸压管线相连。

功能：当一回路系统超压时，它接收、凝结有稳压器安全阀所排出的蒸汽，使稳 证燃 围内， 核电

压器的蒸汽免于向安全壳内排放，避免了带有放射性的一回路流体可能对安全壳的污染。卸压箱也接收来自其他一些系统的安全阀和阀门引漏的蒸汽。

第三章

1、化学和容积控制系统的主要功能是什么? 保证一回路必需的容积控制、化学

控制和反应性控制。

2、化学和容积系统是如何实现其主要功能的，通过哪些管线(详解见课本43-46 )?

容积控制：通过的上充、下泄来吸收一回路水体积的波动, 将稳压器的水位维持在程控液位。

化学控制：1)注入氢氧化锂7，控制冷却剂为偏碱性；2)反应堆冷启动时添加联氨除氧；3)正常运行时通过容控箱充入氢气，以抑制水辐照分解生成氧；4) 采用过滤、离子交换的方法对冷却剂进行净化。

反应性控制：加硼、稀释和除硼。

通过管线：1、下泄回路2、净化回路3、上充回路4、轴封水及过剩下泄回路

5、低压下泄管线

6、除硼管线

3、硼和水补给系统的主要功能及其操作管线是什么?

主要功能：为化容系统贮存并供给其容积控制、化学控制和反应性控制所需的各种流体。

(1)提供除盐除氧含硼水，以保证系统的容积控制功能；(2) 注入联氨、氢氧化

锂等药品，以保证系统的

化学控制功能；(3) 提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证系统的反应性控制功

能。

操作管线：（1）正常补给管线（2）补水旁路管线（3）化学加药管线（4）直接硼化管线（5）紧急硼化管线（6）与换料水箱的连接管线。

4、简述设置余热排出系统的必要性。

反应堆停堆后，由于裂变产生的裂变碎片及其衰变物通过放射性衰变过程释放热量，产生衰变热即剩余功率（余热），另外堆内结构还有显热，需要通过冷却剂的循环带出，以确保堆芯的安全。

5、投入余热排出系统的条件？当主冷却剂系统温度降低到180℃以下、压力降到3 以下时，余热排出系统投入。

第四章

1、简述反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统的功能。对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。

一、冷却功能冷却乏燃料水池中的燃料元件，导出其剩余热量；换料或停堆检修时，在系统事故情况下，且一回路已经打开，作为系统的应急备用，冷却堆芯。

二、净化功能除去乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，限制放射性水平；除去反应堆水池和乏燃料水池水中的悬浮物，保持水有良好的能见度。

三、充排水功能向反应堆水池和乏燃料水池充入浓度为2400μg／g 的硼水, 提供良好的生物防

护；保证乏燃料处于次临界状态；实施除乏燃料贮存池外其它水池的排水。为安全注入系统和安全壳喷淋系统贮存必要的硼水。

2、试述系统的特性及组成。特性：考虑到输水操作的特点，系统所有的泵（001—005）均为就地操作；为了防止输水过程中可能的操作失误，出现

“跑水”，系统所有阀门均为手动控制。

组成：由反应堆水池、乏燃料水池、换料水箱和它们所连接的冷却、净化、充水和排水回路组成。

3、设备冷却水系统的功能和组成是什么？功能：（1）冷却功能：系统向核岛

内各热交换器提供冷却水，并将其热负荷通过传到海水中；（2）隔离功能:

该系统是核岛设备与海水之间的一道屏障。组成：对于每一个机组，都设有两条独立管线（系列 A 和系列B）和一条公共管线。在两个机组之间，还设有一条共用管线。

独立管线为反应堆安全设施和冷停堆必不可少的冷却器提供冷源；公共管线的用户是在事故情况下不需投入的那些冷却器；两机组共用管线的用户可由两个机组中的任意一个提供冷却水。

4、重要厂用水系统的功能？冷却，并将其热负荷输送到海水中。

第五章

1、简述大亚湾核电站排出物的分类及各类排出物的来源。（1）废液按其不同来源和化学性质分为两种：A、可复用废液：指从一回路排出的未被空气污染的，含氢和裂变产物的反应堆冷却剂。

B、不可复用废液又分为四种：工艺排水：一回路排出的、已暴露在空气中的、低化学含量的放射性废液。地面排水：来自地面、化学含量不定的放射性废液化学废液：被化学物质污染、可能含有放射性的废液。公用废液：淋浴、洗涤和热加工使用去污剂去污的废水

（2）按照废气的化学性质分为两类：A、含氢废气：来自稳压器卸压箱、容控箱、冷却剂排水箱、前置贮存箱、除气

器的气体。

B 、含氧废气：来自反应堆厂房通风系统和通大气的各种水贮存箱的排气。 （3）固体废物分为四类 各种除盐器的废树脂、蒸发器浓缩液、过滤器的失效滤芯及其他固体废物。

2、简述硼回收系统（）的功能及工作流程。

功能：（1）接收并处理可复用冷却剂，得到合格的除盐除氧水和浓度为 4%的硼 酸溶液，供给系统；（2）在反应堆寿期末时，本系统还用于化容系统下泄流的除 硼，以补偿堆芯寿期的燃耗。

工作流程

3、简述废液排放系统（）的功用及排放剂量限值 功用：用于收集、暂存和监测排放来自核岛和常规岛的放射性废液。 当放射性剂量达到整定值 0.4 3 时发出报警，当剂量达 4 3 时排放阀门自动关闭 并开启通往暂存箱的阀门，将废液排入暂存罐。

4、简述含氢废气、含氧废气两个分系统的工作原理。 含氢废气：经压缩贮存，使放射性裂变气体衰变后，排到核辅助厂房通风系统， 经过放射性监测、过滤除碘和稀释后排入大气。

含氧废气：经过滤除碘后，由系统排入大气。

5、请说出含氢废气的衰变贮存时间。 大亚湾含氢废气的贮存衰变期在核电站基本负荷运行时是 60 天。

第六章

1、安全注入系统的功能是什么?

（1）在一回路小破口失水事故时，或二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时，向一回路补水，以重新建立稳压器水位。

（2）在一回路大破口失水事故时，向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯, 限制燃

料元件温度上升。

（3）在二回路蒸汽管道破裂时，向一回路注入高浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界。

2、安全注入系统包括哪几部分?各有什么特点? 分为三个子系统：高压安全注

入系统（）、低压安全注入系统（）、中压安全注入系统（）。

特点：高压安注和低压安注为能动注入子系统，具有足够的设备和流道冗余度，即使发生单一能动或非能动故障，仍能保证运行安全的可靠性和连续的堆芯冷却。中压安注为非能动注入子系统，它包括三条单独的安注箱排放管道，每条连接到一个冷却剂环路的冷段上。

3、高压安注泵有几种吸入管线和注入管线？各在什么时候应用？高压安注泵有

两条吸水管线：

A、直接从换料水箱001 来的吸水管线

B、与低压安注泵出口连接的增压管线。

由于换料水箱与高压安注泵入口之间的管道上有逆止阀，在低压安注泵出口压力的作用下自动关闭，因此仅在低压安注泵增压失效时高压安注泵才直接从换料水箱吸水。

高压安注泵可通过四条管线将含硼水输送到系统。

①通过浓硼酸注入箱004 的管线这条管线由安信号启动投入注运行

②硼注入箱旁路管线这条管线在通过硼注入箱的管线发生故障的情况下才使用，

正常情况下是关闭的。

③两条并联的热段注入管线这两条管线是在冷、热段同时注入阶段时使用。④硼酸再循环回路为防止硼注入箱004 中的硼酸结晶，在高压安注泵的排出管

设置了硼酸再循环回路，将浓硼酸不断地再循环。

4、试述中压安注的方式和启动压力是多少？当压力降到安注箱压力（4.2 ）以下时，由氮气压将含硼水注入冷段，能在短时间内淹没堆芯，避免燃料棒熔化。

5、安全壳喷淋系统具有哪些功能?

用喷淋水冷凝蒸汽，将安全壳内的温度和压力降低到可接受的水平，以保持安全壳的完整性，并通过热交换器排出事故时释放到安全壳内的热量

6、喷淋系统加的作用？

在喷淋水中加入能降低安全壳内气载裂变产物（主要是碘）的浓度；由于与硼酸起中和作用，也能限制金属的腐蚀

7、辅助给水系统的主要功能是什么?

作为专设安全设施，当正常给水系统失效时，投入运行以排出堆芯余热，直至达到投入运行条件为止。在正常运行时，作为蒸汽发生器的后备水源，用于：蒸汽发生器第一次充水或冷停堆时蒸汽发生器排空后的充水；在启动和一回路升温期间，热停堆是及热停堆向冷停堆过渡，在投入运行之前，代替主给水系统的作用。

8、在安注过程中，低压安注泵起什么作用？

直接注入阶段：低压安注泵从换料水箱吸水经高压安注泵注入到主管道冷段，低压安注泵作为高压安注泵的增压泵运行。当系统压力低于低压安注泵压头

时，低压安注泵也直接向系统冷段或冷、热段注入。

再循环阶段：低压安注泵开始从安全壳地坑吸水进行再循环。

【核电站】一回路主要辅助系统：化学和容积控制系统(RCV)

1．2 一回路主要辅助系统 § 1.2.1 化学和容积控制系统（RCV） 一、概述 化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的一个主要的辅助系统。它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用，它保证了反应堆的冷却剂的水容积，化学特性的稳定和控制反应性的变化。 二、系统功能： 主要功能： a)容积控制：通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积； b)反应性控制：与反应堆硼和水的补给系统（REA）相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化; c)化学控制：控制反应堆冷却剂的PH值，氧含量和其他容积气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸，降低冷却剂放射性水平，净化冷却剂。 辅助功能： （1）为主泵轴封提供经过过滤及冷却的水 （2）为稳压器提供辅助喷淋水 （3）一回路冷却剂过剩下泄 （4）需要时，上充泵可作为高压安注泵运行 三、系统功能描述： 1. 容积控制 所谓容积控制就是通过RCV吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维持稳压器水位在一个整定的范围内。 一回路水容积变化的原因主要是温度的改变，如图（1）所示：

从图可见当反应堆冷却剂系统RCP 从冷态（60℃）增温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；正常运行时，冷却剂的平均温度随功率的变化而变化，从而比容也随之改变，也造成一回路中水的体积的改变。 另外，由于冷却剂系统处于155Bar 的高压下，也会不可避免地发生泄漏，需要调节水容积。容控原理见图（2） 化学和容积控制系统RCV 从RCP 二环路过渡段引出下泄流，经容控箱再由上充泵把上充流打回RCP ，反应堆稳定运行时，上充流量与下泄流量相等。当温度变化引起一回路内水体积变化时，稳压器水位发生变化，当水位偏离设定值时，调节上充流量，使稳压器水位恢复到设定值。但容控箱容量有限，在RCP 系 统升温、降温过程，或其它瞬态，水容积发生很大变化时，可与其它系统配合，容控箱水位高时，可排放到硼回收系统（TEP ），容控箱水位低时，可由硼和水补给系统（REA ）按需要进行补给。 2. 化学控制 由于冷却剂在一回路内循环流动，其水化学特性会整个回路都相同：即由于水的温度增高，水中含氧量增加，及一回路水PH 值降低，都将导致一回路部件的腐蚀，而冷却 上充泵 图（2） 容积控制原理 ）

核电站三回路

核电站三回路 易琳，戴天毅，张建涛 （中广核工程有限公司，深圳2010） 摘要：系统阐述核电站三回路的文章很少，本文以CPR1000核电机组为背景，围绕单台机组的三回路流程图，系统地介绍了三回路的主要系统和设备。 The Third Loop of Nuclear Power Plant YiLin, DaiTian-yi, ZhangJian-tao （ChinaNuclearPowerEngineeringCo.Ltd,Shenzhen2010）Abstract:Thereareveryfewarticleswhichsystematicallyexpatiat eonthethirdloopofnuclearpowerplant.TakingtheCPR1000poweruni tsasanexample,thisarticlewillconcentrateontheflowdiagramoft hethirdloopofasinglenuclearpowerunitandsystematicallyintrod uceitsmainsystemsandequipments. Keywords: thethirdloop; CPR1000; flowdiagram; system 核电站系统众多，管路错综复杂，但总体上可划分为以下三个回路： 一回路：核电站的热源，通过核裂变产生热能，并把热能传送给二回路； 二回路：通过汽轮发电机组把从一回路获得的热能转化为电能；

三回路：核电站的最终热阱，排出一回路和二回路的热量，确保一回路和二回路安全运行，并冷却二回路的冷端使得二回路成为一个循环。 在这篇文章中，你将了解核电站三回路的流程、系统及主要设备等方面的知识。当然，对不同的机组和循环冷却水排入环境的方式，三回路会略有不同，本文选取的背景是：CPR1000机组、循环冷却水排入大海。 1概述 本文是围绕核电站三回路流程图（图1.1）展开的，图1.1直观地体现了单台机组的三回路设备数量和系统流程，对在排水段存在的两个机组共用部分已在图中明确注明。 图1.1纵横交错的线条或许会让你望而却步，你不妨先轻松浏览一下图1.2，然后再结合下面用文字表述的3个主要流程去细细品味图1.1和图1.3，这样会是一个轻松而有趣的过程： 1)循环水流程：1.大海→2.引渠→3.进水前池→4.粗格栅（带加氯装置）→5.闸门→6.细格栅（带清污机）→7.鼓网→8.CRF泵（循环水泵）→9.GD进水管廊→10.碎屑过滤器→11.凝汽器→12.GD排水管廊→https://www.sodocs.net/doc/5f16886747.html,井（虹吸井）→14.排水暗涵→15.大海（其中第4～7项属于循环水过滤系统） 2)重要厂用水流程：1.大海→2.引渠→3.进水前池→4.粗格栅（带加氯装置）→5.闸门→6.细格栅（带清污机）→7.鼓网→8.SEC

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。

压水堆核电厂二回路初步设计说明书

哈尔滨工程大学本科生课程设计（二） 压水堆核电厂二回路热力系统 初步设计说明书 班级： 学号： 姓名： 院系名称：核科学与技术学院 专业名称：核工程与核技术 指导教师:

目录 摘要……………………………………………………………………………… 1 设计内容与要求……………………………………………………………… 2 热力系统原则方案确定……………………………………………………… 2.1总体要求和已知条件………………………………………………… 2.2热力系统原则方案…………………………………………………… 2.3主要热力参数选择…………………………………………………… 3 热力系统热平衡计算………………………………………………………… 3.1 热平衡计算方法……………………………………………………… 3.2 热平衡计算模型……………………………………………………… 3.3 热平衡计算流程……………………………………………………… 3.4 计算结果及分析……………………………………………………… 4 结论 附录……………………………………………………………………………… 附表1 已知条件和给定参数…………………………………………… 附表2 选定的主要热力参数汇总表…………………………………… 附表3 热平衡计算结果汇总表………………………………………… 附图1 原则性热力系统图………………………………………………参考文献…………………………………………………………………………

摘要 本课程设计是学生在学习《核动力装置与设备》、《核电厂运行》课程后的一次综合训练，是实践教学的一个重要环节。通过课程设计使学生进一步巩固、加深所学的理论知识并有所扩展；学习并掌握压水堆核电厂二回路热力系统拟定与热平衡计算的方法和基本步骤；锻炼提高运算、制图和计算机应用等基本技能；增强工程概念，培养学生对工程技术问题的严肃、认真和负责态度。 按照初步设计基本流程，首先确定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并根据已知条件和给定参数，选择确定一、二回路工质的主要热力参数，然后采用定功率计算法对热力系统原则方案进行100%功率下的热平衡计算，确定核电厂效率、总蒸汽产量、总给水量、汽轮机耗汽量、给水泵功率和扬程等主要参数，为二回路热力系统方案设计和优化提供基础。 1.设计内容及要求 本课程设计的主要任务，是根据设计的要求，拟定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并完成该方案在满功率工况下的热平衡计算。 本课程设计的主要内容包括： （1）确定二回路热力系统的形式和配置方式； （2）根据总体需求和热工约束条件确定热力系统的主要热工参数； （3）依据计算原始资料，进行原则性热力系统的热平衡计算，确定计算负荷工况下各部分汽水流量及其参数、供热量及全厂性的热经济指标； （4）编制课程设计说明书，绘制原则性热力系统图。 通过课程设计应达到以下要求： （1）了解、学习核电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选的原则； （2）掌握核电厂原则性热力系统计算和核电厂热经济性指标计算的内容和方法； （3）提高计算机绘图、制表、数据处理的能力； （4）培养学生查阅资料、合理选择和分析数据的能力，掌握工程设计说明书撰写的基本原则。

核电站系统三个回路

核电站系统三个回路 一回路：反应堆冷却剂（硼水）在主泵的驱动下进入反应堆，流经堆芯后从反应堆容器的出口管流出，进入蒸汽发生器，然后回到主泵，这就是反应堆冷却剂的循环流程（亦称一回路流程）。 二回路：在循环流动过程中，反应堆冷却剂从堆芯带走核反应产生的热量，并且在蒸汽发生器中，在实体隔离的条件下将热量传递给二回路的水。二回路水被加热，生成蒸汽，蒸汽再去驱动汽轮机，带动与汽轮机同轴的发电机发电。 三回路：作功后的乏蒸汽在冷凝器中被海水或河水、湖水冷却水（三回路水）冷凝为水，再补充到蒸汽发生器中。以海水为介质的三回路的作用是把乏蒸汽冷凝为水，同时带走电站的弃热。 核电站主要设备：核反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主冷却剂泵、汽轮发电机机组。

1、压水堆核电站 以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。 在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。 2、沸水堆核电站 以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。 沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。 沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。 3、重水堆核电站 以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。 重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。 4、快堆核电站 由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。 目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。

核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题

一、填空题（共20分，每题2分） 得分 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20 cm 17.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

核电厂主要生产系统要点

核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂 这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。

这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

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160C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160C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 最简单的蒸汽动力装置的热力循环是什么循环？它由哪些过程组成？在压水堆核 电厂各过程什么设备中进行？ 在P-V图，t-s图及h-s图上画岀饱和蒸汽理想朗肯循环。 相同温度限下以卡诺循环的热效率最高，为什么采用饱和蒸汽的热力循环不能采用卡诺循环？

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？

(整理)【核电站】一回路主要辅助系统：化学和容积控制系统(RCV)

1．2 一回路主要辅助系统1.2.1 化学和容积控制系 统（RCV） 一、概述 化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的一个主要的辅助系统。它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用，它保证了反应堆的冷却剂的水容积，化学特性的稳定和控制反应性的变化。 二、系统功能： 主要功能： a)容积控制：通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积； b)反应性控制：与反应堆硼和水的补给系统（REA）相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化; c)化学控制：控制反应堆冷却剂的PH值，氧含量和其他容积气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸，降低冷却剂放射性水平，净化冷却剂。 辅助功能： （1）为主泵轴封提供经过过滤及冷却的水 （2）为稳压器提供辅助喷淋水 （3）一回路冷却剂过剩下泄 （4）需要时，上充泵可作为高压安注泵运行 三、系统功能描述：

1. 容积控制 所谓容积控制就是通过RCV吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维持稳压器水位在一个整定的范围内。 一回路水容积变化的原因主要是温度的改变，如图（1）所示： 从图可见当反应堆冷却剂系统RCP从冷态（60℃）增温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；正常运行时，冷却剂的平均温度随功率的变化而变化，从而比容也随之改变，也造成一回路中水的体积的改变。 另外，由于冷却剂系统处于155Bar的高压下，也会不可避免地发生泄漏，需 系 ） 上充泵 图（2）容积控制原理

2. 化学控制 由于冷却剂在一回路内循环流动，其水化学特性会整个回路都相同：即由于水的温度增高，水中含氧量增加，及一回路水PH值降低，都将导致一回路部件的腐蚀，而冷却剂通过堆芯时，由于中子的辐照，水中的腐蚀产物被活化，并且，也有可能带出元件包壳破裂处逸出的裂变产物。因此，为了把一回路所有部件的腐蚀限制在最低程度，避免杂质沉积在燃料元件表面而导致包壳因传热恶化而破裂，以及限制一回路水中腐蚀产物成为辐射源，就需要通过化学控制，维持一回路水的化学性质在规定的限值内。 化学控制原理见图（3） 1.通过注入化学试剂，控制一回路水质而限制腐蚀，例如，在压水堆启动时，可在一回路冷却剂中注入联氨，以减少水中溶解氧的浓度。 N2H4 + O2 2H2O + N2 在正常运行时，在冷却剂中添加控制剂氢氧化锂，以提高一回路冷却剂的PH值。 2.使一回路冷却剂水流过净化系统进行净化，包括，经过过滤以除去冷却剂水中的悬浮状颗粒物，以及通过离子交换树脂以除去离子杂质。 离子交换器中的树脂不能承受超过60℃的温度，所以下泄水必须先从292℃以上的温度降至45℃左右。另外由于与化学和容积控制系统相关联的其它系统都处于比较低的压力状态，所以必须将下泄流的压力从155bar降至2－5bar。为避免水汽化，降压必须在冷却后进行，共两次降温降压过程，如图（4）所示，每个冷却阶段之后进行一次降压，在运行过程中也应注意在任何时候工作点都应落在饱和曲线上方，即液态区。具体采用方式是（参见流程图），第一级为了回收部分热量使用再生式热交换器，在冷却下泄流时同时对上充回路净化后的水进行加热，然后下泄流经过下泄孔板降压；第二级再利用非再生式热交换器将下泄流冷却到45℃，非再生式热交换器的冷却水为设备冷却水系统（RRI）的水，此时下泄流再经过正常下泄调节阀第二次降压。

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核电厂系统与设备知识点 2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组 我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。 在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。 坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作” 我国确定发展压水堆 核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。 常规岛: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：除核岛、常规岛的其余部分。 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。 大亚湾核电厂共有348个系统 核电厂平面布置原则：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. 布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区 核心区布置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。 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 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。 确定某物项对于安全的重要性有：确定论方法；概率论方法。 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。 3 安全三级：辅助给水；设备冷却水；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。 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。 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 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。 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。 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。 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。 五道相继深入而又相互增援的设计防御措施： 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 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 第三道防御：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。 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。 第五道防御：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 制定事故应急响应预案的目的是：在核电厂发生事故时，采取及时有效措施，保护公众、保护环境，将事故损失减到最小国核事故应急管理体系：核事故应急工作实行国家、地方、核电厂三级管理制。

压水堆核电厂二回路初步设计说明书

压水堆核电厂二回路初步设计说明书

哈尔滨工程大学本科生课程设计（二） 压水堆核电厂二回路热力系统 初步设计说明书 班级： 学号： 姓名： 院系名称：核科学与技术学院 专业名称：核工程与核技术

指导教师: 目录 摘要……………………………………………………………………………… 1 设计内容与要求……………………………………………………………… 2 热力系统原则方案确定……………………………………………………… 2.1总体要求和已知条件………………………………………………… 2.2热力系统原则方案…………………………………………………… 2.3主要热力参数选择…………………………………………………… 3 热力系统热平衡计算………………………………………………………… 3.1 热平衡计算方法……………………………………………………… 3.2 热平衡计算模型……………………………………………………… 3.3 热平衡计算流程……………………………………………………… 3.4 计算结果及分析……………………………………………………… 4 结论 附录……………………………………………………………………………… 附表1 已知条件和给定参数……………………………………………

附表2 选定的主要热力参数汇总表…………………………………… 附表3 热平衡计算结果汇总表………………………………………… 附图1 原则性热力系统图……………………………………………… 参考文献………………………………………………………………………… 摘要 本课程设计是学生在学习《核动力装置与设备》、《核电厂运行》课程后的一次综合训练，是实践教学的一个重要环节。通过课程设计使学生进一步巩固、加深所学的理论知识并有所扩展；学习并掌握压水堆核电厂二回路热力系统拟定与热平衡计算的方法和基本步骤；锻炼提高运算、制图和计算机应用等基本技能；增强工程概念，培养学生对工程技术问题的严肃、认真和负责态度。 按照初步设计基本流程，首先确定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并根据已知条件和给定参数，选择确定一、二回路工质的主要热力参数，然后采用定功率计算法对热力系统原则方案进行100%功率下的热平衡计算，确定核电厂效率、总蒸汽产量、总给水量、汽轮机耗汽量、给水泵功率和扬程等主要参数，为二回路热力系统方案设计和优化提供基础。 1.设计内容及要求 本课程设计的主要任务，是根据设计的要求，拟定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并完成该方案在满功率工况下的热平衡计算。 本课程设计的主要内容包括： （1）确定二回路热力系统的形式和配置方式； （2）根据总体需求和热工约束条件确定热力系统的主要热工参数； （3）依据计算原始资料，进行原则性热力系统的热平衡计算，确定计算负荷工况下各部分汽水流量及其参数、供热量及全厂性的热经济指标； （4）编制课程设计说明书，绘制原则性热力系统图。 通过课程设计应达到以下要求： （1）了解、学习核电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选

核电厂系统与设备-复习题

一、词汇简写与翻译 1、聚变fusion 裂变fission 2、安全壳Containment Structure 3、包壳Cladding 4、控制棒Control Rods 5、压力容器Reactor Vessel 6、汽轮机Turbine 7、冷凝器Condenser 8、RCP反应堆冷却剂泵Reactor Coolant Pumps 9、SG 蒸汽发生器Steam Generator 10、SFR 钠冷快堆系统Sodium Cooled Fast Reactor System 11、LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System 12、GFR气冷快堆系统Gas Cooled Fast Reactor System 13、VHTR超高温堆系统Supercritical Water Cooled Reactor System 14、MSR熔盐堆系统Molten Salt Reactor System 15、RPV 反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel 16、IAEA 国际原子能组织International Atomic Energy Agency 17、EPR 欧洲压水堆European Pressurized Reactor 18、ABWR先进的沸水反应堆Advanced Boiling Water Reactor 19、PWR 压水堆Pressure Water Reactor 20、BWR沸水堆Boiling Water Reactor 21、CEFR 中国实验快堆China Experiment Fast Reactor 22、DOE 美国能源部Department of Energy 23、NRC 美国核管理委员会Nuclear Regulatory Commission 24、CNNC 中国核工业集团总公司The China National Nuclear Corporation 25、CGN 26、CSS安全壳喷淋系统Containment Spray System 27、RCS 反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System 28、OBE 运行基准地震Operating Basis Earthquake 29、DBA 设计基准事故Design Basic Accident 30、QA质量保证Quality Assurance 31、ASME美国机械工程师协会American Society of Mechanical Engineers 32、CVCS化学和容积控制系统Chemical and Volume Control System 33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up 34、RHR 余热排出系统Residual Heat Removal 35、CCWS/RRI 设备冷却系统Component Cooling Water System 36、ESWS/SEC 重要厂用水系统Essential Service Water System 37、PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment 38、WTS 废物处理系统Waste Treatment System 39、热管段：hot leg 冷管段：cool leg 40、PPM 百万分之一Parts Per Million 41、RX：安全壳厂房 KX：燃料厂房及换料水池

压水堆核电厂二回路热力系统课程设计

1．设计目的和要求 本课程设计是学生在学习《核电站系统及运行》课程后的一次综合训练，是实践教学的一个重要环节。通过课程设计使学生进一步巩固、加深所学的理论知识并有所扩展；学习并掌握压水堆核电厂二回路热力系统拟定与热平衡计算的方法和基本步骤；锻炼提高运算、制图和计算机应用等基本技能；增强工程概念，培养学生对工程技术问题的严肃、认真和负责态度。 通过课程设计应达到以下要求： （1）了解、学习核电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选的原则； （2）掌握核电厂原则性热力系统计算和核电厂热经济性指标计算的内容和方法；（3）提高计算机绘图、制表、数据处理的能力； （4）培养学生查阅资料、合理选择和分析数据的能力，掌握工程设计说明书撰写的基本原则。 2．任务和内容 本课程设计的主要任务，是根据设计的要求，拟定压水堆核电厂二回路热力系统原则方案，并完成该方案在满功率工况下的热平衡计算。 本课程设计的主要内容包括： （1）确定二回路热力系统的形式和配置方式； （2）根据总体需求和热工约束条件确定热力系统的主要热工参数； （3）依据计算原始资料，进行原则性热力系统的热平衡计算，确定计算负荷工况下各部分汽水流量及其参数、发电量、供热量及全厂性的热经济指标； （4）编制课程设计说明书，绘制原则性热力系统图。

3．热力系统原则方案确定方法 3.1 热力系统原则方案 电站原则性热力系统表明能量转换与利用的基本过程，反映了发电厂动力循环中工质的基本流程、能量转换与利用过程的完善程度。为了提高热经济性，压水堆核电厂二回路热力系统普遍采用包含再热循环、回热循环的饱和蒸汽朗肯循环，其典型的热力系统组成如图1所示。 图1 典型压水堆核电厂二回路热力系统原理流程图 3.1.1 汽轮机组 压水堆核电厂汽轮机一般使用低参数的饱和蒸汽，汽轮机由一个高压缸、2~3个低压缸组成，高压缸、低压缸之间需要设置外置式汽水分离器。高压缸发出整个机组功率的40%~50%，低压缸发出整个机组功率的50%~60%。最佳分缸压力=（0.1~0.15）蒸汽初压。

压水堆核电厂二回路热力系统

核电厂二回路热力系统 压水堆核电厂二回路热力系统是将热能转变为电能的动力转换系统。将核蒸汽供应系统的热能转变为电能的原理与火电厂基本相同，两种情况都是建立在朗肯循环基础之上的，当然二者也有重大差别，现代典型的压水堆核电厂二回路蒸汽初压约6.5MPa，相应的饱和温度约为281℃,蒸汽干度99.75%; 而火力发电厂使用的新蒸汽初压约18MPa，温度为535℃甚至更高。因此，压水堆核电厂的理论热效率必然低于火电厂。火力发电厂与压水堆核电厂毛效率的参考数字分别约为39%和34%。火力发电厂通常将在高压缸作功后的排汽送回锅炉进行火力再热; 在核电厂，用压水堆进行核再热是不现实的，只能采用新蒸汽对高压缸排汽进行中间再热。此外，火电厂的烟气回路总是开放的。在一个开式系统中，排入大气的工作后的载热剂温度总是高于周围环境的温度，也就是说，一些热量随载热剂排入大气而损失掉了。而核电厂的冷却剂回路总是封闭的。这不仅从防止放射性物质泄漏到环境是必须的，从热力学角度讲，它提高了循环的热效率。 核电厂二回路系统的功能如下： 构成封闭的热力循环，将核蒸汽供应系统产生的蒸汽送往汽轮机作功，汽轮机带动发电机，将机械能变为电能。作为蒸汽和动力转换系统，在核电厂正常运行期间，本系统工作的可靠性直接影响到核电厂技术经济指标。 从安全角度讲，二回路的另一个主要功能是将反应堆衰变热带走，为了保证反应堆的安全，二回路设置了一系列系统和设施，保障一回路热量排出，如蒸汽发生器辅助给水系统、蒸汽排放系统、主蒸汽管道上卸压阀及安全阀等就是为此设置的。 控制来自一回路泄漏的放射性水平。二回路系统设计上，能提供有效的探测放射性漏入系统的手段和隔离泄漏的方法。 同常规发电厂的实际热力系统一样，核电厂二回路热力系统，可分为局部热力系统和全面热力系统（又称为全厂热力系统）。局部热力系统表示某一热力设备同其它设备之间或某几个设备之间的特定联系，而全面热力系统则表示全部主要的和辅助的热力设备之间的特定联系。 为了便于实际热力系统的构造和分析，通常的方法是绘制热力系统图。为了不同的目的，绘制热力系统的方法也有所区别。只表示热力设备之间的本质联系，相同的设备只用一个表示，不表示备用设备,设备之间的联系以单线表示，管道附件一般不表示。按照这样的原则所绘制的热力系统，称为原则性热力系统。它只说明功率运行工况系统热力设计特征，是原理性的。 与原则性热力系统相对应的，是全面性热力系统。它给出全部热力设计（主要的辅助的和备用的）以及按照选定循环将热能转化为电能过程中所必要的全部设备、连接管路、阀门等部件。