核电厂系统与设备 复习大纲

《核电厂系统与设备复习资料》

第一章：绪论

1、从能源的供应结构来看, 目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源,

不仅利用率低, 而且对生态环境造成严重的污染。

2、为了缓解能源矛盾, 除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生能源外, 核能是被公认的唯一现实的可大规模替代常规能源的既清洁又经济的现代能源。

3、按慢化剂分类：轻水堆（压水堆和沸水堆）；重水堆；石墨堆。

沸水堆：效率高。缺点：水有放射性

压水堆：汽水分离再热器。再热：提高干度。回热：提高效率

第二章：压水堆核电厂

2 .1 概述

1、从生产的角度讲, 核岛利用核能生产蒸汽, 常规岛用蒸汽生产电能。

核岛：反应堆冷却剂系统；专设安全系统；核辅助系统；三废处理系统。

常规岛：汽轮机回路；循环冷却水系统；电气系统。

2、反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路工质以产生

蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。

每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管道组成, 在其

中一个环路的热管段上, 通过波动管与一台稳压器相连。一回路内的高温高压含硼水,

由反应堆冷却剂泵输送, 流经反应堆堆芯, 吸收了堆芯核裂变放出的热能, 再进入蒸

汽发生器, 通过蒸汽发生器传热管壁, 将热量传给蒸汽发生器二次侧给水, 然后再由

反应堆冷却剂泵唧送回反应堆。如此循环往复, 构成封闭回路。整个一回路系统设有

一台稳压器。一回路系统的压力靠稳压器调节, 且保持稳定。

3、为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行, 核电厂还设置了一系列核辅助系统和专设安全设施系统。

4、核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。

专设安全设施系统为核电厂重大的事故提供必要的应急冷却措施, 并防止放射性物

质的扩散。

5、二回路系统由汽轮机、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组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量

变成蒸汽, 然后驱动汽轮发电机组发电。做功后的乏汽在凝汽器内冷凝成水。凝结水

由凝结水泵输送, 经低压加热器加热后进入除氧器, 除氧水由给水泵送入高压加热器加

热后重新返回蒸汽发生器, 如此形成热力循环。

6、循环水系统主要用来为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。循环水系统分为: 开式

供水及闭式供水两类。

开式供水方式的主要优点是冷却水进水温度较低, 有利于汽轮机组的经济运行, 而

且系统简单, 投资较低。

闭式供水方式是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 .2 核电厂总体及厂房布置

2 .2 .1 厂址选择

核电厂选址考虑的因素中很多与火电厂相同, 它们包括接近电力负荷中心、有充足的冷却

水源、交通运输方便、有良好的自然条件( 如地形、地质和地震等) 、减少废热废物排放

对生物的影响和防止环境污染的可能性等。核电厂选址基本原则除了要满足常规电厂所

必需的条件外, 还应尽量减少释放放射性对环境的影响, 以确保居民在一般事故和严重事

故条件下不受危害。归结起来, 核电厂选址应考虑核电厂本身特性、厂址自然条件和技术

要求以及辐射安全等三个方面。

2 .2 .2 总平面布置

1、核电厂的厂址选定后, 在总平面布置设计时应考虑以下原则:

(1 ) 合理区分放射性与非放射性的建筑物, 使净区和脏区严格分开, 脏区尽可能置于

主导风向的下风侧, 以减少放射性污染。

(2 ) 满足核电厂生产工艺流程要求, 便于设备运输, 减少厂区管线的迂回和纵横交叉。

(3 ) 反应堆厂房、核辅助厂房和燃料厂房, 都应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异而造成管线断裂。

(4 ) 核电厂厂房布置以反应堆厂房为中心, 核辅助厂房、燃料厂房、主控制楼和应急

柴油发电机厂房均环绕在反应堆厂房周围。对于双单元核电厂也可采用对称布置, 并共用部分核辅助厂房。

2、按照上述原则, 一般核电厂的厂房可以分成下列几个部分:

(1 )核心区: 主要由核岛和常规岛组成, 包括反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控

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

电厂基建投资和循环水用电消耗都比较合理, 也就是综合考虑基建投资和运行费

用后选定最优的标高。

2 .

3 核电厂主要厂房设施

1、核电厂主要厂房指反应堆厂房( 即安全壳) 、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机厂房和

控制厂房。

2、安全壳内部结构主要是由钢筋混凝土建造的。

3、燃料厂房设有乏燃料储存水池, 用来盛放乏燃料。

4、核辅助厂房是一个具有多种用途的钢筋混凝土结构。厂房内设有化学和容积控制系统、

安全注入系统、设备冷却水系统等辅助系统及厂房必需的空气处理和冷却设备。

5、控制厂房布置在整个核电厂的中心, 它包括中央控制室、厂用配电和各种自动控制设

备。

2 .4 核电厂设备安全功能及分级

1、划分安全等级的目的是提供分级设计标准。

2.4.1安全功能及分析方法：

1、核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故

工况下所受到的射线照射。

2、为保证必要的安全性, 执行安全功能的系统执行下列功能:

(1 ) 为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段;

(2 ) 为停堆后从堆芯导出余热提供手段;

(3 ) 在事故后为防止放射性物质的释放提供手段, 以确保事故工况之后的任何释放

不超过容许极限。

3、为了对每项功能按其对安全的重要性分级, 可以采用确定论和概率论两种分级方法。

《核电厂系统与设备复习资料》

2 .4 .2 安全分级

1. 安全一级

2.安全二级

3.安全三级

4.安全四级（非核安全等级）

2 .5 核电厂安全设计原则

1、核电厂设计的首要问题, 就是要在正常工况或事故工况下, 能把这些放射性物质严加

控制, 把对个人的照射减少到可接受的水平, 确保工作人员与公众的安全。

2、核电厂采用的安全性准则是多重屏障与纵深防御; 在设计中必须对各种可预见和不可

预见的事件作出分析, 并作出环境影响评价。

1 . 多道屏障

1) 第一道屏障是燃料棒包壳。

2) 第二道屏障是一回路系统的承压边界, 由压力容器、管道和设备组成, 它们将高温、

高压又带强放射性的冷却剂封闭在其内。

3) 第三道屏障是安全壳, 它将一回路系统的主要设备( 包括一些辅助系统和设备) 和

主管道包容在内。

2 . 纵深防御

3 . 单一故障准则

在压水堆设计中, 为了满足总体设计准则, 防止那些对安全极为重要的系统或部件发生单项故障而失去其功能, 制订了单一故障准则。单一故障是导致某一部件不能执行其预定安全功能的一种随机故障, 由单一随机事件引起的继发故障, 均视作单一故障的组成部分。

4 . 抗自然灾害的功能

5 . 辐照剂量标准

第三章：反应堆冷却剂系统和设备

一、反应堆冷却剂系统

1、功能：主功能：冷却；输热。

辅功能：慢化；反应性控制（硼浓度）；压力调节；压力控制；第二道屏障。

2、组成：冷却系统；压力调节系统；超压保护系统。

冷却系统：(1) 增加泵的惯性流量。在反应堆冷却剂泵电动机顶部装飞轮, 延长主泵断电后的惰转时间, 保证断电后短时间内有较高的流量通过堆芯。

(2) 在一回路设备布置上, 应使蒸汽发生器的位置高于反应堆压力容器, 以

便建立和保持一个自然循环驱动头。

压力调节系统：

当压力升高至超过设定值时, 压力控制系统调节喷淋阀, 由冷管

段引来的过冷水向稳压器汽空间喷淋降压; 若压力低于设定值, 压

力控制系统启动加热器, 使部分水蒸发, 升高蒸汽压力。

超压保护系统:

当一回路系统的压力超过限值时, 装在稳压器顶部卸压管线上的安全阀开

启, 向卸压箱排放蒸汽, 使稳压器压力下降, 以维持整个一回路系统的完整

性。

3、一回路压力：一般取工作压力15.5MPa，设计压力取1.10~1.25倍工作压力，；冷

态水压试验压力取1.25倍设计压力。

4、反应堆冷却剂的出口温度：

(1 ) 燃料包壳温度限制。

(2 ) 传热温差的要求。为了保证燃料元件表面与冷却剂之间传热的要求, 燃

料表面与冷却剂间应有足够的温差。冷却剂温度至少要比包壳温度低

10 ℃～15 ℃, 以保证正常的热交换。

(3 ) 冷却剂过冷度要求。为保证流动的稳定性和有效传热, 冷却剂应具有2

0 ℃左右的过冷度。

5、反应堆冷却剂的入口温度：

反应堆冷却剂的出口温度一旦确定, 对于一个确定热功率的反应堆, 其入口温

度与流量有单值关系。入口温度越高, 一回路冷却剂平均温度越高, 从这方面

来说, 对提高热效率有利。但入口温度越高, 冷却剂温升越小, 所需冷却剂流

量越大, 这就增加了泵的唧送功率从而降低了电厂的净效率。选择冷却剂的入

口温度时, 应综合考虑它与流量各自带来的利弊以及其他一些因素后, 选取最

佳值。(280 ℃～300 ℃)

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：

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

污染。

B. 燃料组件骨架：

C. 定位框架：

堆芯功能组件：

A. 控制棒组件：

分类：（黑棒组；灰棒组）（功率调节棒；温度调节棒；控制停堆棒）、

作用：1.快速控制反应性；2.正常运行调节反应堆功率；3 事故快速引入负反应性使反应堆紧急停堆。

B. 可燃毒物组件：吸收能力强以此平衡反应性，保证慢化剂系数为负值。

C. 阻力塞组件：

D. 初级中子源棒组件：初级中子源棒组件初级中子源棒组件为监督初始堆芯装

料和反应堆启动提供所需的中子源,不可连续使用。

E. 次级中子源棒组件：次级中子源棒组件用于反应堆满功率运行两个月后的反应

堆停堆后再启动。可连续使用。

堆芯支撑结构：

功能：为堆芯组件提供支撑、定位和导向, 组织冷却剂流通, 以及为堆内仪表提

供导向和支撑，为压力容器提供热屏和防辐照。

组成：下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构。

反应堆压力容器：

作用：支撑、包容和固定堆芯和堆内构件；保证燃料组件按一定间距在堆芯内定位；

承压、防护。

压力容器顶盖的密封：O 形密封环；密封探漏。

控制棒驱动机构：

组成：磁力提升式驱动机构由磁轭、耐压壳、内部部件、驱动轴及位置指示器等5个部件组成。

三线圈电磁步进式优点：

1、精度高，不失步；

2、紧急停堆，切断电源，随重力自动插入；

3、弹棒结构；

4、维修方便。

三、反应堆冷却剂泵

作用：反应堆冷却剂泵又叫做主泵。它的作用是○为反应堆冷却剂提供驱动压头, ○保12证足够的强迫循环流量通过堆芯, ○把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器, ○34

产生推动汽轮机做功的蒸汽。

基本要求：

(3 ) 转动部件应有足够大的转动惯量, 以便在全厂断电情况下, 利用泵的惰转

提供足够流量, 使堆芯得到适当的冷却;

(4 ) 过流部件表面材料要求耐高温含硼酸水的腐蚀;

(5 ) 便于维修。

分类：屏蔽电机泵和轴封泵。

A．屏蔽电机泵：

优点：其密封性能好, 运行安全可靠。

缺点：但由于它的效率低( 比轴封泵低) ;屏蔽电动机造价昂贵;容量小;不宜安装飞轮, 因而转动惯量小;维修不便。

B．轴封泵：

优点：

(1 ) 采用常规的鼠笼式感应电机, 成本降低, 效率提高, 比屏蔽泵效率

高10% ～20% ;

(2 ) 电机部分可以装一只很重的飞轮, 提高了泵的惰转性能, 从而提高

了全厂断电事故时反应堆的安全性;

(3 ) 轴密封技术同样可以严格控制泄漏量;

(4 ) 维修方便, 轴密封结构的更换仅需10 h 左右。

飞轮：在发生反应堆冷却剂泵断电情况下, 停堆后短时间内必须保持足够的流量通过堆芯。一个飞轮用键固定在电动机轴的顶端, 以增加反应堆冷

却剂泵机组的转动惯量, 从而延长泵的惰转时间, 飞轮提供的惯性流

量不仅在断电后短时间内提供了足够排热能力, 还有利于建立后续的

自然循环。

防逆转装置：电动机断电时能防止水泵逆转

三级轴密封：1 号可控泄露液膜密封；2 号、3 号有摩擦面密封。

四、蒸汽发生器：

功能：

1、产生蒸汽推动汽轮机做功；

2、连接设备，隔离一二次侧回路；

3、第二道屏障的一部分；

组成：

A．蒸发段：1.下封头；2.管板；3.U 形传热管；4.管束套箱；5.支撑隔板

B．汽水分离段：1.一级分离；2.二级分离；3.给水管段；4.限流器。

工质流动方式：自然循环；强制循环（直流）；

出口蒸汽湿度＜0.25％

卧式蒸汽发生器优点：较大的蒸汽空间，没有水平管板，不会形成滞留区。

缺点：出口蒸汽湿度对水位波动比较敏感，不便于在安全壳内布置。

立式直流式蒸汽发生器

优点：有利于提高汽轮机工作的可靠性和提高循环热效率；

缺点：不能像自然循环蒸发器那样连续排污, 给水带入的盐分将沉积

在传热管表面, 导致传热热阻增加及传热管腐蚀问题。因此, 直

流蒸汽发生器对传热管管材抗腐蚀性能和给水水质要求较高。

又因储水量少, 热容小, 对自动控制要求高。此外对直流蒸汽

发生器, 还存在水动力不稳定和整体脉动等问题, 需注意解决。

循环倍率：

循环倍率=上升通道中契税汽水混合物的质量流量

蒸汽的质量流量

太低：1、将导致流量不稳定，流体流动产生振荡

2、管板上表面处流速降低，会使污垢沉积后浓缩而发生管板上表面处的热管根

部腐蚀.

3、含气量过大使传热效率降低。

太高：含气量过小，受汽水分离器工作能力的限制，使蒸汽发生器蒸汽湿度太高而腐蚀汽轮机。

五、稳压器：

功能：1、压力控制；2、超压保护；3、容积补偿；

分类：气罐式稳压器、电加热式稳压器。

气罐式：优点：1、工作原理简单；2、辅助设备少

缺点：系统容积大，控制品质低，而且气体易溶于水。

稳压器喷淋系统：

保持连续喷淋的目的是为了降低喷淋阀开启时对稳压器喷淋贯穿管和管嘴的

热应力和热冲击; 保持稳压器内水温与水化学的均匀一致; 同时为调节组

( 比例组) 电加热器提供一个调节基值功率。

喷淋的水的由来：主喷淋（RCP）；辅喷淋（RCV）；

工作原理：反应堆冷却剂系统是一个以高温高压水为工质的封闭回路。正常功率运行时,稳压器内下部为水, 上部为汽空间, 由加热器使水处于饱和状态。一回路除

稳压器上部的汽腔以外, 其余部分全部充满水。因此, 稳压器汽腔的蒸汽压力

传播到整个一回路系统。稳压器的压力代表了一回路的压力。

稳压器卸压箱：稳压器卸压箱接受安全阀排放的蒸汽, 使之冷凝和降温, 以保证一回路压力边界完整性。正常运行时, 卸压箱的约2/ 3 容积充水, 水面上用氮气

覆盖, 水温维持在40℃。稳压器安全阀开启时, 蒸汽通过水面以下的鼓泡

管排出, 被水凝结和冷却。卸压箱内顶部装有一根用补水系统供水的喷淋

管线, 此喷淋管线正常情况下可用来向卸压箱补水保持一定水位; 卸压箱

内温度压力升高时, 可用来喷淋冷却。卸压箱底部有疏水管线, 通过喷淋

冷水和排放热水可冷却卸压箱。在卸压箱水面下设有由设冷水供水的冷却

盘管, 在正常运行期间维持卸压箱内正常温度。但它不能连续接受稳压器

的蒸汽排放。超量的蒸汽排放将导致卸压箱内压力上升, 压力达到一定值

时, 卸压箱顶部的防爆膜破裂, 蒸汽排放到安全壳内。

第四章：核岛主要辅助系统

一、化学和容积控制系统：（RCV）

功能：A.主功能：1、化学控制（水质控制）；2、容积控制；3、反应性控制；

B.辅功能：1、主泵的一级轴密封水；2、稳压器的辅喷淋；3、提供水压试验；4、

安注系统（上充泵RCV）

温度对反应性的影响：温度升高，反应性下降。

反应性变化的原因：1、燃料的多普勒效应和慢化剂的温度效应;

2、裂变产物、毒物和燃耗；

3、工况改变；

控制反应性的手段：1、控制棒；2、可燃毒物；3、硼酸溶液的化学补偿。

反应性控制的目的：1、补偿燃耗和毒物带来的负反应性；

2、控制轴向功率偏差；

3、控制R 棒位在调节带内；

4、保证停堆深度；

系统流程：下泄管线、净化段、上充管线和轴封水回路。

下泄管线：两次减温减压。

二、反应堆硼和水补给系统：（REA）

功能：(1 ) 为一回路系统提供除气除盐含硼水, 辅助化容系统实现容积控制;

(2 ) 为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备;

(3 ) 为改变反应堆冷却剂硼质量分数, 向化容系统提供硼酸和除气除盐水;

(4 ) 为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水, 为稳压器卸压箱

提供喷淋冷却水, 为主泵轴封蓄水管供水。

组成：1、水补给系统；2、硼酸补给子系统；3、化学添加子系统。

系统流程：1、正常硼化管线（稀释、硼化、自动补给、手动补给）；

2、补水硼化管线；

3、直接硼化管线；

4、应急硼化管线；

5、与换料水箱连接的管线；

补给方式：自动补给、稀释、快稀释、硼化及手动补给。

三、余热排出系统：（RRA）

功能：1、排出余热

2、排热到冷凝段；

3、换料后，将换料水从换料水池输送至换料水箱；

4、主泵停止后，使一回路硼浓度均匀化；

5、与RCV 相连，当一回路压力过低，可排放和净化一回路冷却剂。

组成：余热排出泵，流量调节阀，安全阀，泄压阀，隔离阀。

最小流量管线：保护余热排出泵不被烧坏。

电动隔离阀：保护余热排出泵。

安全阀：超压保护。

旁路管线：控制总流量，使余热排出泵的流量维持稳定。

流量调节阀：调节通过各热交换器的流量。

四、设备冷却水系统：（RRI）

功能：1、为核岛内需要冷却的介质设备提供冷却；

2、隔离核岛和冷却海水；

3、事故时专设安全设施支持系统。

组成：A、B 两个系列（独立管线）；公共环路；共用部分；

板式换热器的优点：1、传热系数高；

2、结构紧凑，体积小，耗材少；

3、易于拆洗、清除污垢，便于维修。

板式换热器的缺点：1、承压较低；2、密封性较差，易泄露；3、流动阻力较大。投入时, 先启动低压侧( 重要厂用水侧) , 再启动高压侧( 设备冷却水侧) ;

停止运行时, 先停设备冷却水泵, 后停重要厂用水泵。

五、重要厂用水系统：（SEC）

功能：冷却设备冷却水，将设备冷却水系统传输给的热量排入海水。

开式循环回路

第五章：专设安全设施

保证核安全三要素：反应性控制；堆芯冷却；放射性产物包含。

三重屏障：燃料包壳；一回路压力边界；安全壳。

一、安注系统：（RIS）

功能：A.主功能：

(1 ) 当一回路系统破裂引起失水事故时, 安注系统向堆芯注水, 保证淹没和

冷却堆芯, 防止堆芯熔化, 保持堆芯的完整性;

(2 ) 当发生主蒸汽管道破裂时, 反应堆冷却剂由于受到过度冷却而收缩, 稳

压器水位下降, 安注系统向一回路注入高质量分数含硼水, 重新建立稳

压器水位, 迅速停堆并防止反应堆由于过冷而重返临界。

(3 )在失水事故后的再循环注入阶段，安注系统的部分承压边界作为安全壳的

延伸，起安全壳屏障作用。

B.辅功能：1、换料停堆；2、水压试验；

组成：高压安注系统（11.9MPa）、蓄压箱注入系统（4.2MPa 非能动系统）和

低压安注系统（0.7MPa）。

注：非能动指不需要外力而通过自然对流或者蓄压箱注入。

注入管线流程：a.通过浓硼酸注入箱；

b.硼酸注入箱旁路管线；

c.两条并联的热端注入管线；

d.硼酸再循环回路；

二、安全壳系统：

功能：(1 ) 在发生失水事故和主蒸汽管道破裂事故时承受内压, 容纳喷射出的汽水混合物防止或减少放射性物质向环境释放, 作为放射性物质与环境之间的第三

道屏障。

(2 ) 对反应堆冷却剂系统的放射性辐射提供生物屏蔽, 并限制污染气体的泄漏。

(3 ) 作为非能动安全设施, 能够在全寿命期内保持其功能, 必须考虑对外部事件

(如飞机撞击、龙卷风) 进行防护和内部飞射物及管道甩击的影响。

保持微负压状态

三、安全壳喷淋系统：（EAS）

功能：A.主功能：在发生失水事故或导致安全壳内温度、压力升高的主蒸汽管道破裂事故时从安全壳顶部空间喷洒冷却水, 为安全壳气空间降温降压, 限

制事故后安全壳内的峰值压力,以保证安全壳的完整性,此外,在必要

时向喷淋水中加入NaOH , 以去除安全壳大气中悬浮的碘和碘蒸汽。

B．辅功能：1、带走裂变气体；2、限制硼酸腐蚀；3、反应堆厂房失火时灭

火；4、冷停堆换料水箱水的冷却；5、安全壳第二道屏障；

组成：喷淋泵；热交换器；喷射器；喷淋管线；阀门；

四、安全壳隔离系统：

功能：为贯穿安全壳的流体系统提供隔离手段, 使事故后可能释放到安全壳中的任何放射性物质都包封在安全壳内。在设计基准事故发生后需要安全壳隔离系统起作

用, 以隔离贯穿安全壳的非安全相关流体系统, 保持安全壳密封的完整性。

核电厂系统与设备知识点

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.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉.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.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（）：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

核电厂电气系统与设备

1.成套配电装置的特点 （1）、电气设备布置在封闭或半封闭的金属外壳内，相间和对地距离可以缩小，结构紧揍，占地面积小。 （2）、所有电器元件已在工厂组装成一整体，现场安装工作量大大减小，有利缩短建设周期，也便于扩建和搬迁。（3）、运行可靠性高，维护方便 （4）、耗用钢材较多，造价较高。 2.发电机与配电装置的连接有三种方式，即用电缆、敞露母线、封闭母线连接。 3.电气主接线图一般画成单线图 4.核电厂主要有三种主接线：高压开关站主接线、发变组接线、厂用电接线。 5.在两组母线间，装有三个断路器，可引接二个回路，又称为二分之三接线。 6.双母线接线特点 （1）、检修任一组母线时，不会停止对用户连续供电。（2）、运行调度灵活，通过倒换操作可形成不同的运行方式（3.）在特殊需要时，可以用母联与系统进行同期或解列操作。 7.厂用耗电量占发电厂全部发电量的百分数，称为厂用电率。 8.厂用电系统的主要功能是在任何工况下：

（1）为核电厂的厂用点设备提供安全可靠的电源。 （2）并对与核安全有关的系统和设备提供应急电源，以确保核电站的安全运行。 励磁方式分为：用直流发电机作为励磁电源的直流励磁机励磁系统；用硅整流器装置将交流转化成直流后供给励磁的整流器励磁系统 用直流发电机作为励磁电源的直流励磁机励磁系统用硅整流器将交流转化成直流后供给励磁的整流器励磁系统。 同步发电机并联运行的优点 1.电能的供应可以相互调剂，合理使用 2.增加供电的可靠性 3.提高供电的质量，电网的电压和频率能保持在要求的恒定范围内 4.系统愈大，负载就愈趋均匀，不同性质的负载，互相起补偿作用。 5.联成大电力系统，有可能使发电厂布局更加合理。

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 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，

核电站系统与设备复习资料

一回路部分： 1、了解压水堆核电厂的基本组成、工作原理、安全设计、环境保护，熟悉我国 各主要核电站的堆型、功率、发展战略等。 基本组成：核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP） 工作原理：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→蒸汽发生器安全设计：严格遵守核电站安全三要素：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。采用了多道安全屏障和纵深防御的原则 环境保护：对核电厂的放射性进行热屏蔽、生物屏蔽；设臵放射性废物处理系统；严格遵守核废物处理的原则：分类处理，尽量回收，把排放量和放射性水平减至最小。 核电发展战略：坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线，目前按照热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆“三步走”的步骤开展工作。 2、掌握反应堆的基本结构、组成，各功能组件的组成、原理等；压力容器内冷 却剂的流动方向等。 基本结构：1、反应堆压力容器2、反应堆堆内构件3、堆芯4、驱动机构 组成：堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构 3、掌握RCP系统、各设备的主要功能、主要组成、重要特征参数、运行参数 等，自然循环的原理。 系统主要功能：1、热量传输2、中子慢化3、反应性控制4、压力控制5、阻止放射性物质扩散6、稳压器的安全阀起超压安全保护作用 系统组成：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。

运行参数：系统运行压力14.7~15.7MPa（常用15.5MPa）——指什么地方压力？（稳压器汽腔压力）（1）反应堆进口冷却剂温度280~300℃（2）反应堆出口冷却剂温度310~330℃（3）反应堆进出口冷却剂温升30~40℃自然循环的原理：蒸汽发生器位置高于反应堆的位置，在蒸汽发生器中，冷（水）柱和热（水）柱之间的密度差为工质的循环提供驱动压头。使冷却剂能在无外力的情况下循环流动。 4、掌握RCV、REA、RRA的主要功能，系统组成、设计流程（管线），投入条 件，已经相互之间的连接关系，会看图分析。 1）化学和容积控制系统（RCV） 主要功能：是与核安全有关的系统之一；实现容积控制、化学控制和反应性控制。 流程：包括：、下泄回路、净化回路、上充回路、轴封水及过剩下泄回路、低压下泄管线、除硼管线。 组成：1、再生式热交换器-RCV001EX 2、下泄降压孔板-RCV001/002/003DI 3、下泄热交换器-RCV002RF（非再生式热交换器） 4、除盐器前旁路阀-RCV017VP 5、下泄控制阀-RCV013VP 6、除盐器前过滤器-RCV001FI 7、混床除盐器-RCV001、002DE 8、阳床除盐器-RCV003DE 9、三通阀-RCV026VP 10、容积控制箱-RCV002BA 11、上充泵-RCV001、002、003PO 投入条件：1、一回路冷却剂温度变化以及一回路冷却剂泄漏引起冷却剂体积波动导致稳压器液位偏离程控液位的整定值 2、冷却剂中的悬浮杂质、冷却剂的水质及放射性指标超过规定范围。 2）反应堆硼和水补给系统（REA） 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RCV系统的容 积控制功能；(2) 注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证RCV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 RCV系统的反应性控制功能。 组成：一、补水回路 两个除盐除氧水贮存箱，两个机组共用 四台除盐除氧水泵，每个机组两台 两个化学物添加箱，每个机组一个 二、硼酸补充回路 一个硼酸溶液配制箱，两个机组共用 三个硼酸溶液贮存箱，每个机组各用一个， 第三个为共用四台硼酸溶液输送泵，每个机组两台 流程：正常补给管线、补水旁路管线、直接硼化管线、应急硼化管线、与换料水箱的连接管线 投入条件： 3）余热排出系统（RRA）

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？

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

核电厂系统及其设备复习题教学内容

核电厂系统及其设备复习题 一、根据系统图，简要解释核能发电原理。 二、名词解释 1）质能关系 2）裂变 3）临界状态 4）反应性 5）半衰期 6）一回路 7）PWR 8）蒸汽发生器 9）稳压器 三、选择题 1. T he nuclear power station provides ___ for the utility grid. ?expensive electricity ?base load ?peak load ?full load 2. __specify the steps required to go from one operating state to another. ?The codes ?The NRC ?The operators ?The procedures 3. When large decrease in turbine load the steam from the steam generators is sent to the__. ?steam condenser ?atmosphere ?steam dump system ?heat exchanger

4. An excess of coolant inventory can result in a___. ?power increase ?temperature increase ?reactor trip ?turbine trip 5. Following the coastdown of the coolant pumps, the core residual heat will be removed by___. ?condensers ?natural circulation ?boiling heat transfer ?emergency power 6. The operation of a nuclear plant is ___than operating a modern fossil fuel power station. ?easier ?more difficult ?rather ?more complex 7. The heat is transferred by the reactor coolant from the core to the___. ?cecondary loop ?outlet nozzles ?steam generators ?pressurizer 8. The fuel rod provides___to the escape of fission products. ?two barriers ?three barriers ?seals ? a barrier 9.The CEA guide tubes are made of__. ?stainless steel ?ceramic ?zircaloy ?B4C 10. The helium inside the fuel cladding improves the ____. ?characteristic ?gap heat conductivity ?gap heat convection ?clad strain 11. The CEA guide tubes are arranged___. ?in the fuel assembly ?around the fuel assembly ?in the center of fuel assembly ?outside the fuel assembly 12. The coolant can ___through the guide tubes. ?not flow ?be ?flow ?pass 13. There ___ steam generator(s) in each primary loop. ?is one ?are two

核电厂系统与设备 复习大纲

《核电厂系统与设备复习资料》 第一章：绪论 1、从能源的供应结构来看, 目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源, 不仅利用率低, 而且对生态环境造成严重的污染。 2、为了缓解能源矛盾, 除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生能源外, 核能是被公认的唯一现实的可大规模替代常规能源的既清洁又经济的现代能源。 3、按慢化剂分类：轻水堆（压水堆和沸水堆）；重水堆；石墨堆。 沸水堆：效率高。缺点：水有放射性 压水堆：汽水分离再热器。再热：提高干度。回热：提高效率 第二章：压水堆核电厂 2 .1 概述 1、从生产的角度讲, 核岛利用核能生产蒸汽, 常规岛用蒸汽生产电能。 核岛：反应堆冷却剂系统；专设安全系统；核辅助系统；三废处理系统。 常规岛：汽轮机回路；循环冷却水系统；电气系统。 2、反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路工质以产生 蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。 每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管道组成, 在其 中一个环路的热管段上, 通过波动管与一台稳压器相连。一回路内的高温高压含硼水, 由反应堆冷却剂泵输送, 流经反应堆堆芯, 吸收了堆芯核裂变放出的热能, 再进入蒸 汽发生器, 通过蒸汽发生器传热管壁, 将热量传给蒸汽发生器二次侧给水, 然后再由 反应堆冷却剂泵唧送回反应堆。如此循环往复, 构成封闭回路。整个一回路系统设有 一台稳压器。一回路系统的压力靠稳压器调节, 且保持稳定。 3、为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行, 核电厂还设置了一系列核辅助系统和专设安全设施系统。 4、核辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。 专设安全设施系统为核电厂重大的事故提供必要的应急冷却措施, 并防止放射性物 质的扩散。 5、二回路系统由汽轮机、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组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量 变成蒸汽, 然后驱动汽轮发电机组发电。做功后的乏汽在凝汽器内冷凝成水。凝结水 由凝结水泵输送, 经低压加热器加热后进入除氧器, 除氧水由给水泵送入高压加热器加 热后重新返回蒸汽发生器, 如此形成热力循环。 6、循环水系统主要用来为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。循环水系统分为: 开式 供水及闭式供水两类。 开式供水方式的主要优点是冷却水进水温度较低, 有利于汽轮机组的经济运行, 而 且系统简单, 投资较低。 闭式供水方式是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 .2 核电厂总体及厂房布置 2 .2 .1 厂址选择 核电厂选址考虑的因素中很多与火电厂相同, 它们包括接近电力负荷中心、有充足的冷却 水源、交通运输方便、有良好的自然条件( 如地形、地质和地震等) 、减少废热废物排放 对生物的影响和防止环境污染的可能性等。核电厂选址基本原则除了要满足常规电厂所 必需的条件外, 还应尽量减少释放放射性对环境的影响, 以确保居民在一般事故和严重事 故条件下不受危害。归结起来, 核电厂选址应考虑核电厂本身特性、厂址自然条件和技术 要求以及辐射安全等三个方面。

《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。 第三章反应堆冷却剂系统和设备 1.大亚湾核电厂堆芯内有多少个燃料组件？简述一个燃料组件的构成？ 答：157个燃料组件，一个燃料组件呈17*17排列正方形排列，每个组件有289个位置，其中有264个位置由燃料元件占据，24个位置由控制棒导向管占据，1个位置由中子注量率导向管占据。

核电厂系统与设备知识点

核电厂系统与设备知识 点 公司内部档案编码：[OPPTR-OPPT28-OPPTL98-OPPNN08]

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