核电站一般知识简介教学内容

1、此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除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

2、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：反应堆安全壳厂房只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除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只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除核电站厂房只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除图 1 核电站原理流程图只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除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

3、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。只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除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只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除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

4、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只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除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主控制室空调系统统安全壳外贯穿件房间通风安全壳内连续通风系统系统安全壳内空气净化系统上充泵房应急通风系统反应堆堆坑通风系统辅助给水泵房通风安全壳换气通风系统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安注和喷淋泵电机房通风核辅助厂房通风系统系统只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除电气厂房通风系统安全壳内大气监测系统电气厂房排烟系统废物辅助厂房通风

5、系统电缆层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。四、反应堆冷却剂系统及其主管道1.反应堆冷却剂系统功能主要功能使冷却剂循环流动，将堆芯中核裂变产生的热量通过蒸汽发生器传输给二回路、同时冷却堆芯，防止燃料元件烧毁或毁坏。辅助功能中子慢化剂、反应性控制、压力控制、放射性屏障。2.主管道功能与要求一回路压力边界处于高温、高压、高流速，强放射性介质条件下工作，承受瞬态工况，事故工况变载荷叠加条件。要求具只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除有良好机械性能，强抗腐蚀性能，良好工艺性能，良好塑性和

6、断裂韧性，以实现减少，腐蚀产物和感生放射性。不允许有裂纹、疤痕、折痕、压陷、划伤等缺陷，每根都要取样做室温、高温机械性能、晶粒度、晶间腐蚀及水压试验。五、反应堆冷却剂系统主设备。1.蒸汽发生器1.1. 主要功能作为热交换设备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路动力装置。1.2. 作用在一、二回路之间构成防止放射性外泄的第二道防护屏障。倒置U 形管是反应堆冷却剂压力边界的组成部分。1.3. 组成由蒸发段与汽水分离段两部分组成。2.反应堆冷却剂泵2.1 主泵的功能用于驱动冷却剂在RCP 系统内循环流动， 连续不断地把堆芯中产生的热量传递给蒸发器二次侧给水。主泵确保有适当

7、流量流经堆芯，冷却堆芯。2.2 主泵总体结构组成由水力机械部分、轴封系统（提供从反应堆冷却剂系统压力到环境条件的压降）、电机部分组成。只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除六、核设备与系统的安全分级1.核安全分级的目的运行的核电站其主要特点是带核运行，具有潜在的放射性危害，要确保核电站正常运行或事故状况下，不致于对公众和环境造成不可接受的危害，必须对核电站的设备和系统的质量状况和运行可靠性提出较为苛刻的要求。然而，一座压水堆核电站各类系统的总和有 348 个之多，若均采用同一个等级，同一个标准要求制造将会给核电站的总体造价带来不可接受的昂贵，并将断送其在电力行业的生命力。只

8、有区别对待，分别要求，既满足核安全、也照顾了初投资与造价问题。2.安全分级的依据和原则2.1 决定于设备与系统的安全运行，对确保在运行工况下在事故工况期间或之后，能实现安全停堆，并维持安全停堆状况所做的贡献大小；2.2 决定于设备与系统对确保在所有运行工况下，在事故工况期间以及在停堆之后，为从堆芯排出余热所做的贡献大小；2.3 决定于设备与系统为减少可能的放射性物质释放,确保在运行工况期间和之后的任何释放不超过规定的限值。确保在事故工况期间和之后的任何释放不超过可接受的限制所做的贡献大小。总之，分级的原则应遵循确保安全停堆、排除余热、三道屏障的完整性。尤其是压力边界的完整性，控制放射性外逸、减

9、少对只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除公众和环境的危害为准绳。3.设备与系统的具体分级3.1 系统与管线分级：安全一级的系统与管线主冷却剂循环管线及延伸至第二个隔离阀管线。安全二级的系统与管线接到反应堆冷却剂系统上的仪表管线和取样管线；应急堆芯冷却系统管线；余热排出系统管线、蒸发器蒸汽管线（至安全壳外隔离止）；安全壳喷淋系统管线，贯穿安全壳管道；化容控制系统管线。安全三级的系统与管线应急辅助给水管线；设备冷却水系统管线；柴油机输油管线；乏燃料冷却系统管线；只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除乏燃料水池硼注入辅助系统管线。2.核级阀门安全一级阀门反应

10、堆冷却剂系统隔离阀，堆卸压装置的卸压阀、安全阀、稳压器的喷淋阀。安全二级阀门安全壳隔离系统阀门；余热排出系统的及蒸发器二次侧超压保护系统阀门；堆内仪表系统阀门；硼酸注入系统、反应堆冷却剂系统仪表和取样系统或应急堆芯冷却系统的阀门；安全壳喷淋系统的阀门。安全三级阀门安全壳外应急辅助给水系统阀门；设备冷却水系统阀门；应急柴油机输油、润滑、冷却系统阀门；乏燃料池冷却系统阀门乏燃料池硼注入辅助系统阀门。只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除3.核级泵：安全一级泵反应堆冷却剂主循环泵。安全二级泵喷淋泵、辅助给水泵、应急加硼系统泵、余热排出系统泵、高压安注泵、低压安注泵、化容系统泵。安

11、全三级泵设冷泵、重要生水系统泵、燃料水系统泵、消防水系统泵、乏燃料水池冷却净化系统泵、应急柴油机系统燃油泵、润滑油泵、冷却泵等。4.核压力容器：安全一级压力容器反应堆压力容器、稳压器、蒸发器一次侧、主泵壳、控制棒驱动机构耐压壳等。安全二级压力容器安全壳钢衬里、蒸发器二次侧、余热热交换器、喷淋热交换器、蓄压水箱、硼回废液冷却器、硼酸泄放箱、安注水箱、化容热交换器、硼注入箱等。安全三级压力容器设冷水水箱、容控箱、设冷水热交换器、乏燃料池冷却器等。注核设备的支撑结构与被其支撑的设备同属一个安全级别。七、核电站安装施工1.核电建设关键路径只供学习与交流此文档仅供收集于网络，如有侵权请联系网站删除核电站建设进度控制的关键路径以核岛为核心，在建设阶段的11 个里程碑中，有9 个直接与核岛活动有关。核岛建设分三个阶段：A 、土建阶段：浇灌反应堆厂房基础的第一灌混凝土筏基施工安全壳厂房施工内部结构完成环吊就位穹顶吊装B、安装阶段：通风空调系统、 辅助管道安装环吊安装调整压力容器就位、蒸发器就位主泵泵壳就位主管道就位主管道安装施焊辅助系统设备、管道安装系统水压试验水压完成95 以上调试（冷）C、调试阶段：冷调试开始冷调试验完成热调开始热调试验完成反应堆装核燃料反应堆物理启动反应堆临界提升功率并网试运行商业运行2.与核岛施工活动直接有关的里程碑a) 浇灌