压水堆核电站的厂房布置及安全

核电厂系统与设备核电厂系统与设备 陆万鹏 山东建筑大学热能工程学院 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂简介 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 2.1 压水堆核电厂概述2.1 压水堆核电厂概述 2.2 核电厂的总体及厂房布置2.2 核电厂的总体及厂房布置 2.3 核电厂的主要厂房设施2.3 核电厂的主要厂房设施 2.4 核电厂设备安全功能及分级2.4 核电厂设备安全功能及分级 2.5 核电厂的设计原则2.5 核电厂的设计原则 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 重点讲解重点讲解 压水堆核电厂的三个回路压水堆核电厂的三个回路 包容一 、二回路的厂房包容一 、二回路的厂房 显示主要厂房：安全壳，汽轮机厂房，辅助厂房；燃料厂房 显示主要设备：反应堆，主泵，蒸汽发生器，汽轮机 显示主要厂房：安全壳，汽轮机厂房，辅助厂房；燃料厂房 显示主要设备：反应堆，主泵，蒸汽发生器，汽轮机 T形布置及形布置及L形布置形布置 循环水系统循环水系统 开式；开式； 采用冷却塔的循环水系统采用冷却塔的循环水系统 设计原则设计原则 多道屏障多道屏障 纵深防御纵深防御 单一故障准则单一故障准则 抗拒自然灾害的功能抗拒自然灾害的功能 辐射计量标准辐射计量标准 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 2.1 压水堆核电厂概述 核电厂核电厂是利用核能生产电能的电厂，主要由核岛和常规 岛组成。 是利用核能生产电能的电厂，主要由核岛和常规 岛组成。 核岛核岛核岛核岛是利用核能生产蒸汽的部分，是利用核能生产蒸汽的部分，是利用核能生产蒸汽的部分，是利用核能生产蒸汽的部分，主要包括一回路系 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。压水堆核电站核岛中的四大部件是 主要包括一回路系 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。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽蒸汽蒸汽蒸汽 发生器、稳压器、主泵和堆芯发生器、稳压器、主泵和堆芯发生器、稳压器、主泵和堆芯发生器、稳压器、主泵和堆芯。 常规岛常规岛常规岛常规岛是用蒸汽生产电能的部分，是用蒸汽生产电能的部分，是用蒸汽生产电能的部分，是用蒸汽生产电能的部分，主要包括汽轮机组及 二回路系统，其形式与常规火电厂类似。二回路系统由汽 轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、 给水泵、 主要包括汽轮机组及 二回路系统，其形式与常规火电厂类似。二回路系统由汽 轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、 给水泵、汽水分离再热器汽水分离再热器等设备组成。等设备组成。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 压水堆核电厂原理压水堆核电厂原理 水 水 压力容器压力容器压力容器压力容器 稳压器稳压器稳压器稳压器 主泵主泵主泵主泵 主管道主管道主管道主管道 蒸发器蒸发器蒸发器蒸发器 汽轮机汽轮机汽轮机汽轮机 发电机发电机发电机发电机 凝汽器凝汽器凝汽器凝汽器 输配电输配电输配电输配电 二回路二回路 一回路一回路一回路一回路 基本参数基本参数基本参数基本参数： 一回路：压力一回路：压力一回路：压力一回路：压力154 bar154 bar，高压水；，高压水；，高压水；，高压水； 二回路：压力二回路：压力二回路：压力二回路：压力55bar55bar，饱和蒸汽。，饱和蒸汽。，饱和蒸汽。，饱和蒸汽。 蒸汽蒸汽蒸汽蒸汽 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 压水堆核电站原理图（间接循环）压水堆核电站原理图（间接循环）压水堆核电站原理图（间接循环）压水堆核电站原理图（间接循环） 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 压水堆核电厂发电流程压水堆核电厂发电流程 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 核岛系统核岛系统 一回路系统一回路系统一回路系统一回路系统 由反应堆、主泵、稳压器、蒸 汽发生器和相应管道组成 由反应堆、主泵、稳压器、蒸 汽发生器和相应管道组成 反应堆外壳是一个耐高压容 器，通常称为压力容器或压力 壳，其内安装着由许多核燃料 组件构成的堆芯。 反应堆外壳是一个耐高压容 器，通常称为压力容器或压力 壳，其内安装着由许多核燃料 组件构成的堆芯。 反应堆冷却剂系统一般有反应堆冷却剂系统一般有2424 条并联在反应堆压力容器上的 封闭环路；每个环路有一台主 泵和一台蒸汽发生器。 条并联在反应堆压力容器上的 封闭环路；每个环路有一台主 泵和一台蒸汽发生器。 整个一回路系统设有一台稳压 器，用于压力调节和压力保护。 整个一回路系统设有一台稳压 器，用于压力调节和压力保护。 环路管道中，环路管道中，热段：热段：反应堆压 力容器出口和蒸汽发生器入口 之间； 反应堆压 力容器出口和蒸汽发生器入口 之间；冷段：冷段：主泵和压力容器 入口之间； 主泵和压力容器 入口之间；过渡段过渡段蒸汽发生器 与主泵之间。 蒸汽发生器 与主泵之间。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 四环路四环路 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 安全和辅助系统安全和辅助系统安全和辅助系统安全和辅助系统（按功能分3类）（按功能分3类） 专设安全系统:专设安全系统:在反应堆发生大量失水事故时可以自动投入 ，阻止事故的进一步扩大，保护反应堆的安全，同时防止放 射性物质向大气环境扩散。包括 在反应堆发生大量失水事故时可以自动投入 ，阻止事故的进一步扩大，保护反应堆的安全，同时防止放 射性物质向大气环境扩散。包括安全注入系统、安全壳喷淋 系统、辅助给水系统和安全壳隔离系统 安全注入系统、安全壳喷淋 系统、辅助给水系统和安全壳隔离系统。 核辅助系统核辅助系统:保证反应堆和一回路正常启动、运行和停堆。 包括 :保证反应堆和一回路正常启动、运行和停堆。 包括化学和容积控制系统、硼和水补给系统、余热排出系统 、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统等 。 化学和容积控制系统、硼和水补给系统、余热排出系统 、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统等 。 三废处理系统三废处理系统:回收和处理放射性废物以保护和监视环境。 包括 :回收和处理放射性废物以保护和监视环境。 包括废液处理系统、废气处理系统和固体废物处理系统废液处理系统、废气处理系统和固体废物处理系统。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 常规岛系统常规岛系统 常规岛系统可划分为汽轮机回路、循环冷却水系统和 电气系统三大部分。 常规岛系统可划分为汽轮机回路、循环冷却水系统和 电气系统三大部分。 汽轮机回路汽轮机回路： 主要设备有汽轮机、汽水分离再热器、冷 凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、主给水泵和高压 加热器等。这个循环回路的流程原理与火力发电厂基本相 同。 ： 主要设备有汽轮机、汽水分离再热器、冷 凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、主给水泵和高压 加热器等。这个循环回路的流程原理与火力发电厂基本相 同。 循环水冷却回路循环水冷却回路：亦称三回路，其主要功用是向冷凝器供 给冷却水，确保汽轮机冷凝器的有效冷却。 ：亦称三回路，其主要功用是向冷凝器供 给冷却水，确保汽轮机冷凝器的有效冷却。 电气系统电气系统：电气系统包括发电机、励磁机、主变压器、厂 用变压器等。 ：电气系统包括发电机、励磁机、主变压器、厂 用变压器等。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 压水堆与沸水堆比较压水堆与沸水堆比较压水堆与沸水堆比较压水堆与沸水堆比较 压水堆：一回路系统的冷却剂与汽轮机回路工质是完全隔 离的，这就是所谓的“间接循环间接循环”。采用间接循环具有使二 回路系统免受放射性玷污的优点。 与沸水堆核电厂相比，增加了蒸汽发生器增加了蒸汽发生器。压水堆体积 较小和控制要求简单等因素可以弥补这一不足。 沸水堆：沸水堆：将冷却水在堆芯沸腾直接推动蒸汽轮机，可以有 效降低堆芯工作压力。为了获得与压水堆同样的蒸汽温 度，沸水堆堆芯只需加压到堆芯工作压力 7MPa左右，仅 为压水堆堆芯工作压力的一半。这使系统得到极大地简 化，能显著地降低投资。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 循环水系统循环水系统 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， 分为开式供水和闭式供水。 开式供水：是指以江河湖海为水源，冷却水一次通过，不重复 使用。 闭式供水：把由凝汽器排出的水，经过冷却降温之后，再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。 开式供水特点： 进水水温低，利于机组经济运行进水水温低，利于机组经济运行 系统简单，投资较低系统简单，投资较低 易造成易造成“热污染热污染” 核电站循环水量大，水泵是大流量低扬程泵，为了防止 回流，凝汽器的安装标高要高于海水平面和循环水泵。 核电站循环水量大，水泵是大流量低扬程泵，为了防止 回流，凝汽器的安装标高要高于海水平面和循环水泵。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 闭式供水 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 占地面积小； 使用于远离水源或者 水源不足的电厂； 冷却塔造价高。 占地面积小； 使用于远离水源或者 水源不足的电厂； 冷却塔造价高。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 槽式配水槽式配水 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 收水器（冷却塔内部）收水器（冷却塔内部）收水器（冷却塔内部）收水器（冷却塔内部） 波型收水器，收水效果极佳，能最大限度地回波型收水器，收水效果极佳，能最大限度地回波型收水器，收水效果极佳，能最大限度地回波型收水器，收水效果极佳，能最大限度地回 收空气的水滴，减少对环境的影响。用收空气的水滴，减少对环境的影响。用收空气的水滴，减少对环境的影响。用收空气的水滴，减少对环境的影响。用PPPP支支支支 架和架和架和架和PVCPVC挤拉成型制造工艺，具有收水率高挤拉成型制造工艺，具有收水率高挤拉成型制造工艺，具有收水率高挤拉成型制造工艺，具有收水率高 （可按用户要求配置）、气流阻力小、阻燃性（可按用户要求配置）、气流阻力小、阻燃性（可按用户要求配置）、气流阻力小、阻燃性（可按用户要求配置）、气流阻力小、阻燃性 好、且强度高、刚度好、抗腐蚀、安装维护方好、且强度高、刚度好、抗腐蚀、安装维护方好、且强度高、刚度好、抗腐蚀、安装维护方好、且强度高、刚度好、抗腐蚀、安装维护方 便、使用寿命长（便、使用寿命长（便、使用寿命长（便、使用寿命长（2020年）等优点。年）等优点。年）等优点。年）等优点。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 改造前的进风状况（迎风面，侧风面） 改造后的进风状况 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 核电厂电气系统核电厂电气系统 在电厂正常功率运行在电厂正常功率运行在电厂正常功率运行在电厂正常功率运行 时，发电机发出的电时，发电机发出的电时，发电机发出的电时，发电机发出的电 能大部分升压至外网能大部分升压至外网能大部分升压至外网能大部分升压至外网 电压输送给用户。同电压输送给用户。同电压输送给用户。同电压输送给用户。同 时，满足厂用电。时，满足厂用电。时，满足厂用电。时，满足厂用电。 当发电机停机时，则当发电机停机时，则当发电机停机时，则当发电机停机时，则 由外部电网经启动变由外部电网经启动变由外部电网经启动变由外部电网经启动变 压器供厂用电。压器供厂用电。压器供厂用电。压器供厂用电。 当外网和发电机组都当外网和发电机组都当外网和发电机组都当外网和发电机组都 不能供电时，则由柴不能供电时，则由柴不能供电时，则由柴不能供电时，则由柴 油发电机组向安全母油发电机组向安全母油发电机组向安全母油发电机组向安全母 线供电。线供电。线供电。线供电。 发电机和输配电系统的主要设备有发电机、励磁机、变压器、开关站和柴 油发电机组等组成。 发电机和输配电系统的主要设备有发电机、励磁机、变压器、开关站和柴 油发电机组等组成。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 2.2 核电厂总体及厂房布置 1 1 1 1 核电厂本身的放射特性核电厂本身的放射特性核电厂本身的放射特性核电厂本身的放射特性 2 2 2 2 厂址的自然条件和技术要求厂址的自然条件和技术要求厂址的自然条件和技术要求厂址的自然条件和技术要求 3 3 3 3 辐射安全要求辐射安全要求辐射安全要求辐射安全要求 4 4 4 4 总平面布置总平面布置总平面布置总平面布置 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 1 1 1 1 核电厂放射特性核电厂放射特性核电厂放射特性核电厂放射特性 核反应堆是一个强大的放射源，堆内放射性的总量与功率 成正比。 核反应堆是一个强大的放射源，堆内放射性的总量与功率 成正比。 正常运行时放射性的排放量正常运行时放射性的排放量：反应堆燃料棒运行时的破损 率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和放射性废物处理系统的 净化能力等决定。 ：反应堆燃料棒运行时的破损 率、反应堆冷却剂系统的泄漏率和放射性废物处理系统的 净化能力等决定。 如果如果放射性废气放射性废气放射性废气放射性废气排放量很大，电厂就不宜建在城镇居民中 心附近。 排放量很大，电厂就不宜建在城镇居民中 心附近。 如果如果放射性废水放射性废水放射性废水放射性废水排放量很大，电厂废水就不能直接向江河 湖海中排放。 排放量很大，电厂废水就不能直接向江河 湖海中排放。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 2 2 2 2 厂址的自然条件和技术要求厂址的自然条件和技术要求厂址的自然条件和技术要求厂址的自然条件和技术要求 地震：地震：厂区地震条件是确保核电厂安全的重要条件，厂址尽可能厂区地震条件是确保核电厂安全的重要条件，厂址尽可能 选在地震烈度低的地区，厂址的地震基本烈度一般不大于选在地震烈度低的地区，厂址的地震基本烈度一般不大于7 7度度 （一般应避免在设计烈度高于（一般应避免在设计烈度高于9 9度（度（7.57.5级）的地区建厂）。级）的地区建厂）。 洪水：洪水：厂址位于内湖或海滩附近时，应确定由湖震或海啸可能造厂址位于内湖或海滩附近时，应确定由湖震或海啸可能造 成的最大洪水。成的最大洪水。 通风：通风：要求气流畅通，有利于放射性废气的稀释扩散。要求气流畅通，有利于放射性废气的稀释扩散。 水源：水源：核电厂冷却水量大于相同容量的火电厂。核电厂冷却水量大于相同容量的火电厂。水源和水文，保水源和水文，保 证足够且可靠的冷却水是电厂运行证足够且可靠的冷却水是电厂运行最基本的技术条件最基本的技术条件，一般要求，一般要求 百年一遇最小流量也能满足电厂正常运行的要求。百年一遇最小流量也能满足电厂正常运行的要求。 交通：交通：建在铁路、公路或水路等交通运输方便的地方，便于运输；建在铁路、公路或水路等交通运输方便的地方，便于运输； 输电：输电：应尽可能接近负荷中心，以减少输电投资和线路能量损失。应尽可能接近负荷中心，以减少输电投资和线路能量损失。 安全：安全：应避免选在应避免选在机场机场或生产或生产爆炸或有毒化学产品的工厂爆炸或有毒化学产品的工厂附近，附近， 距离应不小于距离应不小于8 8公里。公里。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 核电站选址核电站选址 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 3 3 3 3 辐射安全要求辐射安全要求辐射安全要求辐射安全要求 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： 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：正常运行时按正常运行时按“放射防护规定放射防护规定”对附近居民的剂量限 值为每年全身5 mSv (毫希沃特)。 对附近居民的剂量限 值为每年全身5 mSv (毫希沃特)。 核电厂设置在核电厂设置在非居住区非居住区：一方面是为了能：一方面是为了能控制周围土地控制周围土地的 使用和防止 的 使用和防止厂外人为事故干扰厂外人为事故干扰电厂的正常运行；另一方面 是在事故情况下，可保障邻近 电厂的正常运行；另一方面 是在事故情况下，可保障邻近居民的安全隔离居民的安全隔离。 厂址周围的人口密度和分布厂址周围的人口密度和分布（国际原子能机构的标准），（国际原子能机构的标准），（国际原子能机构的标准），（国际原子能机构的标准）， 本限制随着核电技术的成熟，已不再重要本限制随着核电技术的成熟，已不再重要本限制随着核电技术的成熟，已不再重要本限制随着核电技术的成熟，已不再重要。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 4 4 4 4 核电厂总平面布置核电厂总平面布置核电厂总平面布置核电厂总平面布置 (1)(1)总平面布置设计原则总平面布置设计原则 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，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 脏 区尽可能置于主导风向的下风侧，以减少放射性污染。，以减少放射性污染。 满足核电厂生产工艺流程要求，便于设备运输，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 减少厂区管线的迂 回和纵横交叉。 反应堆厂房、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。 反应堆厂房、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。 厂房布置以厂房布置以反应堆厂房为中心反应堆厂房为中心，辅助厂房，燃料贮存厂房，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，并共用部分辅助厂房。 ，辅助厂房，燃料贮存厂房，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，并共用部分辅助厂房。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 (2)(2)核电厂厂房划分核电厂厂房划分 核心区：核心区：核心区：核心区：由由核岛和常规岛核岛和常规岛组成，包括反应堆厂房，辅助厂房，燃料 贮存厂房，主控制室，应急柴油发电机厂房，汽轮发电机厂房等。 组成，包括反应堆厂房，辅助厂房，燃料 贮存厂房，主控制室，应急柴油发电机厂房，汽轮发电机厂房等。 三废区：三废区：三废区：三废区：主要由废液贮存、处理厂房，固化厂房，弱放废物库，固 体废物贮存库，特种洗衣房和特种汽车库等组成。 主要由废液贮存、处理厂房，固化厂房，弱放废物库，固 体废物贮存库，特种洗衣房和特种汽车库等组成。 供排水区：供排水区：供排水区：供排水区：主要有循环水泵房，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。 主要有循环水泵房，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。 动力供应区：动力供应区：动力供应区：动力供应区：主要由冷冻机站，压缩空气及液氮贮存气化站，辅助 锅炉房等组成。 主要由冷冻机站，压缩空气及液氮贮存气化站，辅助 锅炉房等组成。 检修及仓库区：检修及仓库区：检修及仓库区：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。 包括检修车间，材料仓库，设备综合仓库及危险品 仓库等。 厂前区：厂前区：厂前区：厂前区：电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 核岛厂房核岛厂房核岛厂房核岛厂房 核岛厂房核岛厂房核岛厂房核岛厂房主要有主要有反应堆厂房，辅助厂房，燃料厂房，主控反应堆厂房，辅助厂房，燃料厂房，主控反应堆厂房，辅助厂房，燃料厂房，主控反应堆厂房，辅助厂房，燃料厂房，主控 制室制室制室制室等，由于它们之间的工艺流程和功能紧密相关，因等，由于它们之间的工艺流程和功能紧密相关，因 此，必须组成以反应堆厂房为核心的建筑群。此，必须组成以反应堆厂房为核心的建筑群。 要合理分区，布置紧凑，缩短工艺管线，节约用地。要合理分区，布置紧凑，缩短工艺管线，节约用地。 一台一台600600- -900900机组核岛各厂房组合后的占地面积约机组核岛各厂房组合后的占地面积约 80008000- -10000m10000m 2 2 。 核岛厂房与汽轮机房的相对位置有二种形式核岛厂房与汽轮机房的相对位置有二种形式核岛厂房与汽轮机房的相对位置有二种形式核岛厂房与汽轮机房的相对位置有二种形式：L L L L形布置和形布置和形布置和形布置和T T T T 形布置形布置形布置形布置。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 L L L L形布置形布置形布置形布置 L布置方法用地紧 凑，当几个单元机 组并列时，汽机房 可合在一起，以减 少汽机房内重型吊 车台数。 若端部再接维修车 间，则设备检修更 为方便。 在汽机房与核岛厂 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。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 T T T T形布置形布置形布置形布置 这种布置方式， 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反 应堆厂房。 厂房面积相应大 些。 目前，世界各国 如美国、德国、 法国新建造的 1000MW级的单机 组和双机组核电 厂的厂房布置均 采用T形布置形 式。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 2.3 核电厂的主要厂房设施 反应堆厂房（安全壳）反应堆厂房（安全壳）反应堆厂房（安全壳）反应堆厂房（安全壳） 燃料厂房燃料厂房燃料厂房燃料厂房 核辅助厂房核辅助厂房核辅助厂房核辅助厂房 汽轮机厂房和控制厂房汽轮机厂房和控制厂房汽轮机厂房和控制厂房汽轮机厂房和控制厂房 循环水泵房 输配电厂房 放射性废物处理厂房 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 安全壳安全壳安全壳安全壳 汽机厂房汽机厂房汽机厂房汽机厂房 核辅助厂房核辅助厂房核辅助厂房核辅助厂房 燃料厂房燃料厂房燃料厂房燃料厂房 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 反应堆厂房（安全壳）反应堆厂房（安全壳） 作用作用：用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去,以保护公众免 遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事 故时,安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。 安全壳安全壳是一个有钢衬的园柱形预应力混凝土结构，顶部呈半球形或 椭圆形，它的内径约40m，壁厚约1m，高约60-70m。 为了便于安全壳内大型设备的安装和检修，安全壳侧面设有直径约 10m的一个设备闸门和一个连接辅助厂房的人员闸门。 顶部设有起吊能力为250-300t的环形吊车。 安全壳设备闸门外设有设备吊装平台，平台上设有270-300t的龙门 吊车，主设备经设备闸门进入安全壳，再由环形吊车吊装定位。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 圆筒形的反应堆一次屏 蔽墙，既在反应堆压力 容器周围形成生物屏 蔽，也为反应堆压力容 器提供支承。该一次屏 蔽墙与安全壳大致是同 心的。 圆筒形的反应堆一次屏 蔽墙，既在反应堆压力 容器周围形成生物屏 蔽，也为反应堆压力容 器提供支承。该一次屏 蔽墙与安全壳大致是同 心的。 壳内设有一回路隔墙, 为反应堆冷却剂系统提 供屏蔽，可支撑和隔离 主系统设备。 壳内设有一回路隔墙, 为反应堆冷却剂系统提 供屏蔽，可支撑和隔离 主系统设备。 在反应堆压力容器上方 还单独设置了飞射物屏 蔽，以包容与控制棒传 动机构相关的飞射物。 在反应堆压力容器上方 还单独设置了飞射物屏 蔽，以包容与控制棒传 动机构相关的飞射物。 位于反应堆压力容器之 下有疏水地坑，它收集 安全壳内所有正常的泄 漏水。 位于反应堆压力容器之 下有疏水地坑，它收集 安全壳内所有正常的泄 漏水。另一个地坑另一个地坑是应 急堆芯冷却系统地坑， 它位于安全壳底层地 面，可在一回路隔室墙 之内或之外。 是应 急堆芯冷却系统地坑， 它位于安全壳底层地 面，可在一回路隔室墙 之内或之外。 安全壳内纵剖面图安全壳内纵剖面图 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 燃料厂房燃料厂房 燃料厂房设有乏燃料贮存水池，用来盛放乏燃料。贮水池 上方，有一台100-150t的桥式吊车桥式吊车，以吊运乏燃料运输 容器和乏燃料池冷却系统的设备。 燃料厂房通过燃料输送水道燃料输送水道与反应堆厂房相连。在乏燃 料贮水池内，通常须有7-9m深的水层作为屏蔽层，乏燃 料贮存池需按I级抗震要求设计。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 辅助厂房辅助厂房 辅助厂房辅助厂房是一个具有多种用途的钢筋混凝土结构。核电 厂辅助厂房一般集中设置在反应堆厂房的周围，这有利于 缩短系统管路，从而节省核电厂的基建投资。 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 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。 厂房内的设备须装有隔间，给操纵人员提供生物屏蔽厂房内的设备须装有隔间，给操纵人员提供生物屏蔽厂房内的设备须装有隔间，给操纵人员提供生物屏蔽厂房内的设备须装有隔间，给操纵人员提供生物屏蔽。 在设备的布置上，必须注意把安全系统的设备、管道和电缆分在设备的布置上，必须注意把安全系统的设备、管道和电缆分在设备的布置上，必须注意把安全系统的设备、管道和电缆分在设备的布置上，必须注意把安全系统的设备、管道和电缆分 开，确保在设备、结构、管道和电缆的单一故障情况下不致使开，确保在设备、结构、管道和电缆的单一故障情况下不致使开，确保在设备、结构、管道和电缆的单一故障情况下不致使开，确保在设备、结构、管道和电缆的单一故障情况下不致使 整个系统失去安全功能。整个系统失去安全功能。整个系统失去安全功能。整个系统失去安全功能。 依照这种分离的设计、对于装有事故工况下工作的电动机房依照这种分离的设计、对于装有事故工况下工作的电动机房依照这种分离的设计、对于装有事故工况下工作的电动机房依照这种分离的设计、对于装有事故工况下工作的电动机房 间，需要增加设备隔离间或保护墙及冷却设备。间，需要增加设备隔离间或保护墙及冷却设备。间，需要增加设备隔离间或保护墙及冷却设备。间，需要增加设备隔离间或保护墙及冷却设备。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 汽轮发电机厂房汽轮发电机厂房 汽轮发电机厂房汽轮发电机厂房汽轮发电机厂房汽轮发电机厂房的布置与火电厂汽轮机厂房相似。它一 般布置在紧靠安全壳的一侧。厂房内设有汽轮发电机组、 凝汽器、凝结水泵、给水泵、给水加热器、除氧器、汽水 分离再热器及与二回路系统有关的辅助系统。 汽轮发电机组一般配有一台高压缸和2-3台低压缸，凝汽 器布置在低压缸下侧。汽轮发电机厂房高度约40m，长约 85m，厂房设有桥式吊车，用来设备安装和检修时吊装就 位。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 控制厂房控制厂房 控制厂房控制厂房控制厂房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。中央控制室内 装有控制台和控制盘，继电器室内装有各种继电器和 控制器。 控制室和继电器室控制室和继电器室控制室和继电器室控制室和继电器室共用一个空调系统来冷却电气 设备。在继电器室下面，还有一个“电缆室电缆室”，电缆 室是从电厂各处到控制室引来的所有电缆的汇集点， 所有电缆都分别引到控制室和继电器内的各个端子排 上。 必须按抗震抗震I I级级的要求进行设计。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 放射性废物处理厂房放射性废物处理厂房 放射性废物处理厂房放射性废物处理厂房放射性废物处理厂房放射性废物处理厂房是核电厂特有的厂房。为了保证 在正常和事故工况下排出的放射性物质不致污染周围环 境，核电厂内所有通过反应堆及一回路系统排出的气体、 液体和固体废物都要经过三废处理都要经过三废处理都要经过三废处理都要经过三废处理，达到允许标准后才 可通过高烟囱、下水道排放或回收使用。 核电厂的厂房设置要比常规电厂严格、复杂得多。核电厂的厂房设置要比常规电厂严格、复杂得多。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 2.4 核电厂设备安全功能及分级 核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般 常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能 以及按其对安全的重要性分级的概念。 安全功能分级称为“安全等级”。 目的：提供分级设计标准。 对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、 试验的要求。这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某 些设备要求过严的现象。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 主要内容 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 认识辐射认识辐射 人类在日常生活中受到各种辐射。其中有核辐射，也有其他 各种粒子和射线的照射，有天然的,也有人工的。 天然辐射照射天然辐射照射也叫本底照射,主要有三个来源: 人体内部天然存在的放射性同位素钾-40; 岩石、土壤和水体中存在的放射性同位素,其中以放射性氡的 影响为最大; 宇宙射线,一般来说，地势越高，受到宇宙射线的照射越强. 人工辐射照射人工辐射照射主要来自看电视、抽烟、坐飞机，特别是去医 院体检或治病。 少量的辐射照射对人体是无害的少量的辐射照射对人体是无害的少量的辐射照射对人体是无害的少量的辐射照射对人体是无害的 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 人类生活在辐射环境中人类生活在辐射环境中 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 我国居民所受天然辐射的主要来源 陆地辐射 24% 氡 49% 40K 7% 其它核素 7% 中子 2% 宇宙射线 11% 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 英英英英 国国国国 居居居居 民民民民 受受受受 辐辐辐辐 射射射射 的的的的 剂剂剂剂 量量量量 分分分分 布布布布 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 辐照的生物效应辐照的生物效应 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 核电站常见射线核电站常见射线 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 粒子的外照射对人体基本无危害，但需防止其内照射，粒子的外照射对人体基本无危害，但需防止其内照射， 常用常用Al对射线进行防护或屏蔽对射线进行防护或屏蔽 常用铅或混凝土对射线进行防护或屏蔽常用铅或混凝土对射线进行防护或屏蔽 核电站常见几种射线的防护核电站常见几种射线的防护 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 最大容许剂量当量最大容许剂量当量 所谓所谓最大容许剂量最大容许剂量，是指一个正在从事辐射工作的人员，无 论是长期积累还是集中照射，从现代医学水平看来，不会对 人体健康及遗传造成影响的剂量限度值。目前我们施行的是 ，是指一个正在从事辐射工作的人员，无 论是长期积累还是集中照射，从现代医学水平看来，不会对 人体健康及遗传造成影响的剂量限度值。目前我们施行的是 辐射防护标准（辐射防护标准（GB 18871-2002）的规定。的规定。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 最大容许剂量水平最大容许剂量水平 1放射工作人员受到的年剂量当量放射工作人员受到的年剂量当量（一年工作期间所受外照射的剂量当量 与这一年内摄入放射性核素所产生的待积剂量当量二者的总和），如果按 （一年工作期间所受外照射的剂量当量 与这一年内摄入放射性核素所产生的待积剂量当量二者的总和），如果按5 年平均年平均不应超过不应超过20mSv，其中某一年的年剂量当量不超过，其中某一年的年剂量当量不超过50mSv。 2放射工作人员任一器官或组织所受的年剂量当量不得超过下列限值：眼 晶体 放射工作人员任一器官或组织所受的年剂量当量不得超过下列限值：眼 晶体 150 mSv，四肢（手和足）或皮肤的年剂量当量，四肢（手和足）或皮肤的年剂量当量500 mSv； 3放射工作人员中，年龄在放射工作人员中，年龄在1618周岁的学生和学徒工，由于教学培训需 要接受照射时，一年内受到的 周岁的学生和学徒工，由于教学培训需 要接受照射时，一年内受到的有效剂量当量不得超过有效剂量当量不得超过6mSv，眼晶体眼晶体 50 mSv，四肢（手和足）或皮肤的年剂量当量，四肢（手和足）或皮肤的年剂量当量150 mSv 。 4对公众成员，如果按对公众成员，如果按5个连续年的平均年有效剂量当量个连续年的平均年有效剂量当量不超不超1 mSv，但可 在某些年份里允许以每年 ，但可 在某些年份里允许以每年5 mSv作为剂量限制。作为剂量限制。公众成员的眼晶体的年剂量 当量限制为 公众成员的眼晶体的年剂量 当量限制为15mSv，四肢（手和足）或皮肤的年剂量当量，四肢（手和足）或皮肤的年剂量当量50mSv。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 核电厂外围剂量监测仪核电厂外围剂量监测仪 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 例:例:穿着气衣的人在操作.气衣内保持正压.穿着气衣的人在操作.气衣内保持正压. 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 遥控操作堆放废物桶遥控操作堆放废物桶 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 核电厂安全目标 辐射防护目标：辐射防护目标：辐射防护目标：辐射防护目标：保证所有运行状态下核电厂内的辐 射照射或者核电厂放射性物质的计划排放保持在规定 限值之内和合理可行并尽量降低，保证减轻所有事故 的放射性后果。 技术安全目标：技术安全目标：技术安全目标：技术安全目标：采取所有合理可行的措施预防核电 厂的事故和减轻它们的后果。保证在核电厂设计中所 考虑的所有可能的事故（包括概率很低的事故）的放 射性后果很小并在规定限值之内。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 具体目标 -4个 人员健康安全目标：人员健康安全目标： 事故造成电厂附近区域个人急性死亡的风险不超过该人通常遇到其 他事故造成急性死亡风险的 事故造成电厂附近区域个人急性死亡的风险不超过该人通常遇到其 他事故造成急性死亡风险的0.1%; 不超过电厂附近区域居民的潜在癌症死亡风险总的不超过电厂附近区域居民的潜在癌症死亡风险总的0.1%。 大量释放安全目标：大量释放安全目标： 美国核管理委员会美国核管理委员会NRC对大量释放有对大量释放有2 种定义种定义: 在电厂边界能够引 起急性死亡的放射性释放 在电厂边界能够引 起急性死亡的放射性释放; 在电厂边界产生在电厂边界产生250 mSv 的释放。的释放。 发生严重的向环境释放的概率小于发生严重的向环境释放的概率小于10 - 5堆堆/ 年。年。 堆芯损伤安全目标：堆芯损伤安全目标： NRC 对目前运行中的核电厂采用的堆芯损坏频率是对目前运行中的核电厂采用的堆芯损坏频率是110-4(堆堆/年年)。 安全壳失效安全目标：安全壳失效安全目标： NRC认为安全壳失效的概率应该低于堆芯损坏频率的认为安全壳失效的概率应该低于堆芯损坏频率的10%。 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 国家核安全局发布的安全导则国家核安全局发布的安全导则 HAD002/01核动力厂营运单位的应急准备；HAD002/01核动力厂营运单位的应急准备； HAD002/02地方政府对核动力厂的应急准备；HAD002/02地方政府对核动力厂的应急准备； HAD002/03核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平；HAD002/03核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水平； HAD002/04核事故辐射应急时对公众防护的导出干预水平；HAD002/04核事故辐射应急时对公众防护的导出干预水平； HAD002/05核事故医学应急准备和响应；HAD002/05核事故医学应急准备和响应； HAD003/01核电厂质量保证大纲的制定；HAD003/01核电厂质量保证大纲的制定； HAD003/02核电厂质量保证组织；HAD003/02核电厂质量保证组织； HAD003/03核电厂物项和服务采购中的质量保证；HAD003/03核电厂物项和服务采购中的质量保证； HAD003/04核电厂质量保证记录制度；HAD003/04核电厂质量保证记录制度； HAD003/05核电厂质量保证监查；HAD003/05核电厂质量保证监查； HAD003/06核电厂设计中的质量保证；HAD003/06核电厂设计中的质量保证； HAD003/07核电厂建造期间的质量保证；HAD003/07核电厂建造期间的质量保证； HAD003/08核电厂物项制造中的质量保证；HAD003/08核电厂物项制造中的质量保证； HAD003/09核电厂调试和运行期间的质量保证；HAD003/09核电厂调试和运行期间的质量保证； HAD003/10核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证；HAD003/10核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证； 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 HAD101/01核电厂厂址选择中的地震问题；HAD101/01核电厂厂址选择中的地震问题； HAD101/02核电厂厂址选择中的大气弥散问题；HAD101/02核电厂厂址选择中的大气弥散问题； HAD101/03核电厂厂址选择及评价的人口分布问题；HAD101/03核电厂厂址选择及评价的人口分布问题； HAD101/04核电厂厂址选择的外部人为事件；HAD101/04核电厂厂址选择的外部人为事件； HAD101/05核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题；HAD101/05核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题； HAD101/06核电厂厂址选择与水文地质的关系；HAD101/06核电厂厂址选择与水文地质的关系； HAD101/07核电厂厂址查勘；HAD101/07核电厂厂址查勘； HAD101/08滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定；HAD101/08滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定； HAD101/09滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定；HAD101/09滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定； HAD101/10核电厂厂址选择中的极端气象事件；HAD101/10核电厂厂址选择中的极端气象事件； HAD101/11核电厂设计基准热带气旋；HAD101/11核电厂设计基准热带气旋； HAD101/12核电厂的地基安全问题；HAD101/12核电厂的地基安全问题； 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 HAD102/01核电厂设计总的安全原则；HAD102/01核电厂设计总的安全原则； HAD102/02核电厂的抗震设计和鉴定；HAD102/02核电厂的抗震设计和鉴定； HAD102/03用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分 级； HAD102/03用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分 级； HAD102/04核电厂内部飞射物及其二次效应的防护；HAD102/04核电厂内部飞射物及其二次效应的防护； HAD102/05与核电厂设计有关的外部人为事件；HAD102/05与核电厂设计有关的外部人为事件； HAD102/06核电厂反应堆安全壳系统的设计；HAD102/06核电厂反应堆安全壳系统的设计； HAD102/07核电厂堆芯的安全设计；HAD102/07核电厂堆芯的安全设计； HAD102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统；HAD102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统； HAD102/09核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统；HAD102/09核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统； HAD102/10核电厂保护系统及有关设施；HAD102/10核电厂保护系统及有关设施； HAD102/11核电厂防火；HAD102/11核电厂防火； HAD102/12核电厂辐射防护设计；HAD102/12核电厂辐射防护设计； HAD102/13核电厂应急动力系统；HAD102/13核电厂应急动力系统； HAD102/14核电厂安全有关仪表和控制系统；HAD102/14核电厂安全有关仪表和控制系统； HAD102/15核电厂燃料装卸和贮存系统；HAD102/15核电厂燃料装卸和贮存系统； HAD102/16核动力厂基于计算机的安全重要系统软件 ；HAD102/16核动力厂基于计算机的安全重要系统软件 ； 第二章 压水堆核电厂第二章 压水堆核电厂 HAD103/01核动力厂运行限值和条件及运行规程；HAD103/01核动力厂运行限值和条件及运行规程； HAD103/02核电厂调试程序；HAD103/02核电厂调试程序； HAD103/03核电厂堆芯和燃料管理；HAD103/03核电厂堆芯和燃料管理； HAD103/04核电厂运行期间的辐射防护；HAD103/04核电厂运行期间的辐射防护； HAD103/05核电厂人员的配备、招聘、培训和授权；HAD103/05核电厂人员的配备、招聘、培训和授权； HAD103/06核电厂安全运行管理；HAD103/06核电厂安全运行管理； HAD103/07核电厂在役检查；HAD103/07核电厂在役检查； HAD103/08核电厂维修；HAD103/08核电厂维修； HAD103/09核电厂安全重要物项的监督；HAD103/09核电厂安全重要物项的监督； HAD103/10核动力厂运行防火安全；HAD103/10核动力厂运行防火安全； HAD401/01核电厂放射性排出流和废物管理；HAD401/01核电厂放射性排出流和废物管理；