核電廠系統(tǒng)與設(shè)備知識點

1、3）汽輪機：將蒸汽的熱能轉(zhuǎn)變?yōu)楦咚傩D(zhuǎn)的機械能； 4）發(fā)電機：將汽輪機傳來的機械能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔堋?大亞灣核電廠共有348個系統(tǒng) 核電廠平面布置原則：a.區(qū)分臟凈，臟區(qū)盡可能在下風(fēng)口 概率論方 并使放 核電廠系統(tǒng)與設(shè)備知識點 2020年前要新建核電站31座，今后每年平均需要建設(shè)兩個 百萬千瓦級核電機組 我國發(fā)展核電的基本政策是： 堅持集中領(lǐng)導(dǎo)，統(tǒng)一規(guī)劃，并 與全國能源和電力發(fā)展相銜接；核電政策：自主，國產(chǎn)化，與壓水 堆配套；弓I進的基礎(chǔ)上，消化，改進，國產(chǎn)化。 在核電布局上優(yōu)先考慮一次能源缺乏、經(jīng)濟實力較強的東南 沿海地區(qū)。 堅持“質(zhì)量第一，安全第一”，堅持“以我為主，中外合作” 我國確定發(fā)展壓水

2、堆 核島：一回路系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)、安全設(shè)施及廠房。 常規(guī)島：汽輪發(fā)電機組為核心的二回路及其輔助系統(tǒng)和廠 房。 配套設(shè)施：除核島、常規(guī)島的其余部分。 壓水堆核電廠將核能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔苁欠炙膫€環(huán)節(jié)，在四個主要 設(shè)備中實現(xiàn)的： 1）核反應(yīng)堆：將核能經(jīng)轉(zhuǎn)變?yōu)闊崮?，并將熱能傳給反應(yīng)堆冷卻 劑，是一回路壓力邊界的重要部件。 2）蒸汽發(fā)生器：將反應(yīng)堆冷卻劑的熱量傳遞給二回路的水，使 其變?yōu)檎羝Ｔ诖酥贿M行熱量交換，不進行能量形態(tài)的轉(zhuǎn)變； ；b. 滿足工藝要求，便于設(shè)備運輸，減少管線迂回縱橫交叉；c.反應(yīng)堆廠 房為中心，輔助廠房，燃料廠房設(shè)在同一基巖的基墊層上，防止因廠 房承載或地震所產(chǎn)生的沉降差導(dǎo)致管線斷裂.d

3、.以反應(yīng)堆廠房為 中心，輔助廠房，燃料廠房，主控制室應(yīng)急柴油發(fā)電機廠房四周.雙 機組廠可采用對稱布置，公用部分輔助廠房. 布置分區(qū)：核心區(qū)、三廢區(qū)、供排水區(qū)、動力供應(yīng)區(qū)、檢修 及倉庫區(qū)、廠前區(qū) 核心區(qū)布置按反應(yīng)堆廠房與汽輪機廠房的相對位置，有T型 與L型布置: T型:汽輪機葉片旋轉(zhuǎn)平面與安全殼不相交.占地大，單獨汽 機廠房。 L型:汽輪機葉片旋轉(zhuǎn)平面與安全殼相交，須設(shè)置防止汽輪機 飛車時汽輪機葉片對安全殼和沖擊的屏障 .占地少，兩臺以上機組 可公用汽輪機廠房，僅用一臺吊車。 我國采用T型布置。 安全分級的目的是正確選擇用于設(shè)備設(shè)計、制造、檢驗的規(guī) 范標(biāo)準(zhǔn) 安全功能: 1安全停堆和維持安全停堆狀

4、態(tài)； 2停堆后余熱導(dǎo)出； 3事故后防止放射性物質(zhì)釋放，以保證放射性物質(zhì)釋放不超過容 許值。 確定某物項對于安全的重要性有：確定論方法; 法。 安全分為四級 1安全一級：一回路承壓邊界所有部件；選用設(shè)備等級一級，質(zhì) 量A組。按照實際可能的最高標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計、制造、安裝和實驗。 2安全二級：余熱去除、安注和安噴系統(tǒng)。 3安全三級：輔助給水；設(shè)備冷卻水；乏燃料池冷卻系統(tǒng)；為安 全系統(tǒng)提供支持的系統(tǒng)和設(shè)施。 4安全四級：核島中不屬于安全三級以上的，但要求按照非和規(guī) 范和標(biāo)準(zhǔn)中較高要求設(shè)計制造。 抗震分為一、二類和非抗震類（ NA）: 抗震一類指其損害會直接或間接造成事故的工況以及用來實施 停堆或維持停堆狀態(tài)

5、的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和設(shè)備。 安全一、二、三級和LS和1E級電器設(shè)備屬抗震一類。抗震一類 要求滿足安全停堆地震載荷要求 安全停堆地震是分析電廠所在區(qū)域地址和地震條件，分析當(dāng)?shù)氐?表下物質(zhì)的特性的基礎(chǔ)上所確定的可能發(fā)生的最大地震。安全停 堆地震通常取當(dāng)?shù)貧v史上發(fā)生過的最大地震再加上一個適當(dāng)?shù)?安全裕量后確定的。 抗震二類的表明設(shè)備的設(shè)計要滿足能承受運行基準(zhǔn)地震（OBE） 引起載荷要求。 在美國，抗震I類設(shè)備必定是安全級設(shè)備，而對非安全級設(shè)備也 可以提單獨的抗安全停堆地震要求。 核電廠的安全設(shè)計中輻射防護應(yīng)遵循：正常運行工況下反射 性排放低于預(yù)定限值，對環(huán)境與公眾的影響可以忽略不計；導(dǎo)致 高輻射計量或放

6、射性物質(zhì)大量釋放的事故概率要低，而發(fā)生概率 較高的輻射后果要小。 縱深防御要貫徹到核電廠的全部活動中。核電廠提供多層次 的設(shè)備和規(guī)程，用以防止事故、或在未能防止事故發(fā)生時實施適 當(dāng)?shù)姆雷o，保證核電廠的安全。 五道相繼深入而又相互增援的設(shè)計防御措施： 第一道防御：考慮對事故的預(yù)防，核電廠的設(shè)計必須是穩(wěn)妥的和 偏于安全的 第二道防御：防止運行中出現(xiàn)的偏差發(fā)展成為事故。設(shè)置可靠的 保護裝置和系統(tǒng)。探測妨礙安全的瞬變，完成適當(dāng)?shù)谋Ｗo動作 第三道防御：限制事故的放射性后果，保障公眾的安全。 第四道防御是應(yīng)付可能已超出設(shè)計基準(zhǔn)事故的嚴(yán)重事故， 射性后果合理盡量低。 第五道防御：應(yīng)急計劃；萬一發(fā)生嚴(yán)重事故造

7、成放射性大量 外逸時，對附近居民實行隱蔽、疏散、供給藥物、封鎖食品，使 放射性物質(zhì)釋放帶來的損害減小到最小 制定事故應(yīng)急響應(yīng)預(yù)案的目的是：在核電廠發(fā)生事故時， 采 取及時有效措施，保護公眾、保護環(huán)境，將事故損失減到最小 國核事故應(yīng)急管理體系：核事故應(yīng)急工作實行國家、地方、 核電廠三級管理制。 為了阻止放射性物質(zhì)向外擴散，設(shè)計上的最重要安全措施之 一，是在放射源與人之間設(shè)置了多道屏障： 第一道屏障：燃料元件包殼；第二道屏障：一回路壓力邊界；第三 道屏障：安全殼，即反應(yīng)堆廠房。 有時見到四道屏障之說，它們依次是：燃料芯塊； 燃料元件包 殼；一回路壓力邊界；氣密性的承壓反應(yīng)堆廠房（安全殼） 核電廠各

8、系統(tǒng)安全設(shè)計的基本原則有：單一故障準(zhǔn)則滿足單 一故障準(zhǔn)則的設(shè)備組合，在其任何部位發(fā)生單一隨機故障時，仍 能保持所賦于的功能多樣性原則多樣性應(yīng)用于執(zhí)行同一功能的 多重系統(tǒng)或部件，即通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來提高 系統(tǒng)的可靠性。獨立性原則為了提高系統(tǒng)的可靠性，防止發(fā)生共 因故障或共模故障，系統(tǒng)設(shè)計中應(yīng)通過功能隔離或?qū)嶓w分隔，實 現(xiàn)系統(tǒng)布置和設(shè)計的獨立性。故障安全原則，；充分采用固有 一回路的工作壓力、 冷卻劑的反應(yīng)堆進出口溫度、 流量和流 速等參數(shù)的選擇，直接影響了核電廠的安全性和經(jīng)濟性 核電廠一回路一般采用 24條環(huán)路并聯(lián)形式。 一般壓水堆核電廠一回路系統(tǒng)的工作壓力約為15.5MPa左右

9、。設(shè) 計壓力取1.101.25倍工作壓力；冷態(tài)水壓試驗壓力取 1.25倍設(shè) 計壓力。 電廠熱效率與冷卻劑的平均溫度密切相關(guān)，冷卻劑出口溫度 越高，電廠熱效率越高，但冷卻劑出口溫度的確定應(yīng)考慮以下因 素：燃料包殼溫度限制、傳熱溫差的要求、冷卻劑過冷度要求。 壓水堆核電廠一回路參數(shù)范圍：工作壓力 冷卻劑進口溫度取280 C 300 C，出口溫度取 電廠變工況時，平均溫度變化允許的最大溫差為 15.5MPa 左右； 310 C -330 C。核 仃C 25C。反 安全性的設(shè)計原則；運行人員操作優(yōu)化的設(shè)計；主控制操縱 員室設(shè)計 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)又稱為一回路系統(tǒng) 應(yīng)堆的設(shè)計溫度為 350C。單環(huán)路對應(yīng)的

10、電功率為300MW 時, 15000t/h21000t/h。主管道內(nèi)冷卻劑流 冷卻劑總質(zhì)量流量可達到 主要功能使冷卻劑循環(huán)流動，將堆芯裂變產(chǎn)生的熱量載出，并通 過蒸汽發(fā)生器傳給二回路工質(zhì)，產(chǎn)生蒸汽，驅(qū)動汽輪發(fā)電機組發(fā) 電 余熱載出：在停堆后的第一階段，經(jīng)蒸汽發(fā)生器帶走堆內(nèi)的衰變 熱。 放射性屏障：壓力邊界構(gòu)成防止裂變產(chǎn)物釋放到環(huán)境中的一道屏 速可達15 m/s，一回路系統(tǒng)的總阻力約為 0.6MPa0.8MPa 堆芯又稱為活性區(qū)，位于反應(yīng)堆壓力容器中心偏下的位置。 大亞灣核電廠由157個幾何形狀和機械結(jié)構(gòu)完全相同的燃料組 件，構(gòu)成一個高 3.65m，等效直徑3.04m的準(zhǔn)圓柱狀核反應(yīng)區(qū)。 在典型

11、的燃料管理方案中，初始堆芯分成三個燃料濃集度不 同的區(qū)，在堆芯外區(qū)放置濃集度較高的燃料組件，濃集度較低的 燃料組件以棋盤的形式排列在堆芯的內(nèi)區(qū)。 障，第二道屏障。 反應(yīng)性控制：冷卻劑作為可溶化學(xué)毒物硼的載體，并起慢化劑和 反射層作用。 壓力控制：RCP系統(tǒng)的穩(wěn)壓器用來控制一回路的壓力，防止堆內(nèi) 發(fā)生偏離泡核沸騰，同時對一回路系統(tǒng)實行超壓保護。 按照功能，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)可分為冷卻系統(tǒng)、壓力調(diào)節(jié)系 統(tǒng)和超壓保護系統(tǒng) 主系統(tǒng)可分為兩部分，即一回路系統(tǒng)部分和泄壓蒸汽收集部 分 1區(qū)53個組件，濃集度1.8% ;2區(qū)52個組件，濃集度2.4% ; 3區(qū)52個組件，濃集度為 3.1%。通常每年進行一次換

12、料，每次 換料更換 1/3燃料組件，達到平衡換料時新燃料的濃集度為 3.2%。 反應(yīng)堆冷卻劑流過堆芯時起至慢化劑的作用。 控制棒組件用 于反應(yīng)堆控制，提供反應(yīng)堆停堆能力和控制反應(yīng)性快速變化 燃料元件呈 仃x17正方形排列，每個組件有289個位置，其 中264個位置由燃料元件占據(jù)。 燃料元件是由產(chǎn)生核裂變并釋放熱量的部件。 燃料組件骨架由24根控制棒導(dǎo)向管、一根中子通量測量管 一回路主要部件包括：反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器的主冷 卻閥、主泵、穩(wěn)壓器 與上下管座焊接而成，沿高度方向放置有8個定位格架以提高組 件的剛性和強度。 主管道分期熱段、過渡段、冷段三部分 冷卻系統(tǒng)由反應(yīng)堆冷卻劑泵、反應(yīng)堆和蒸

13、汽發(fā)生器及相應(yīng)的 管道組成。 可燃毒物組件由裝在不銹鋼包殼管中的含硼玻璃管 （成分為 B2O3+SiO2）組成，用于抵消新堆芯第一次裝料大部分過剩后備 反應(yīng)性 在反應(yīng)堆冷卻劑泵電動機頂部裝飛輪，延長主泵斷電后的惰轉(zhuǎn)時 間，增加泵的慣性流量 在一回路設(shè)備布置上，應(yīng)使蒸汽發(fā)生器的位置高于反應(yīng)堆壓 力容器，以便建立和保持一個自然循環(huán)驅(qū)動頭。 在一回路出現(xiàn)兩相流的情況下，必須考慮流動的不穩(wěn)定性問 題。原理上，增加堆芯與蒸汽發(fā)生器間的高度差仍然有效，但增 加的辦法更傾向于降低堆芯高度，拉長反應(yīng)堆壓力容器而不是抬 高蒸汽發(fā)生器。 锎-252被廣泛用作為初級中子源 堆芯支承結(jié)構(gòu)包括：下部支承結(jié)構(gòu)；上部支承結(jié)

14、構(gòu)；堆芯儀 表支承結(jié)構(gòu) 堆芯下柵板為燃料組件提供精確定位和流量分配 上部堆芯支承結(jié)構(gòu)為燃料組件提供上部的定位，并為控制棒 組件提供導(dǎo)向 反應(yīng)堆壓力容器對材料要求：高強度，耐腐蝕，抗輻照 反應(yīng)堆壓力容器本體材料屬低碳鋼 卸壓系統(tǒng)主要由裝在穩(wěn)壓器汽空間連管上的卸壓閥或安全閥及 其管道和卸壓箱組成 壓力容器的法蘭結(jié)合處用兩道“ 0”形圈密封。 材料顯示塑性還是脆性， 取決于工作環(huán)境如溫度， 輻照等因 素。 高溫，顯示塑性；低溫，顯示出脆性；存在一個塑性-脆性 轉(zhuǎn)變溫度 封水，對于上充泵兼作高壓安注泵的化容系統(tǒng)，事故時用上充泵向 堆芯注入應(yīng)急冷卻水 堆冷卻劑的水質(zhì)進行化學(xué)控制和凈化向反應(yīng)堆冷卻劑泵提供

15、軸和地面疏水。 反應(yīng)堆冷卻劑泵分為全密封泵和軸封泵。 改變冷卻劑硼濃度是通過向一回路注入濃硼酸或純水同時 全密封泵長期在核動力艦艇上使用，密封性能好，運行安全 可靠。局限性：它效率低 驅(qū)動反應(yīng)堆冷卻劑泵的電動機是立式、鼠籠、單速三相感應(yīng) 排出等量的一回路水來實現(xiàn)的，這一過程需要幾分鐘到幾十分鐘。 對反應(yīng)性調(diào)節(jié)速度較慢，僅適于控制較慢的反應(yīng)性變化：電廠升 溫過程中反應(yīng)性的變化；燃耗引起的反應(yīng)性變化和裂變產(chǎn)物氙和 式，采用防滴結(jié)構(gòu) 在泵軸末端附近設(shè)置軸封組件， 它的作用是保證在電廠正常 運行期間從反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)沿主泵泵軸向安全殼氣空間的反 釤引起的反應(yīng)性變化。 硼酸控制的反應(yīng)性量占總的反應(yīng)性控制

16、量的70%左右。 反應(yīng)堆工作溫度下冷卻劑的硼濃度不應(yīng)大于1400 X 10-6 也是裂變產(chǎn)物釋放和腐蝕產(chǎn)物活化的根本原因。 防止腐蝕時冷卻 應(yīng)堆冷卻劑泄漏量基本為零。 軸封組件的三級密封自下而上依次稱為1號、2號、3號密 封,其中頭兩道是全設(shè)計壓力的軸封，而第三道密封只是一個泄漏 水導(dǎo)流軸封，即將第二道密封的泄漏水導(dǎo)流至收集點 1號密封位于泵軸承上方，它是密封組件中最重要的部件， 又稱主密封。 2號密封的主要作用是阻擋 1號密封的泄漏，將其導(dǎo)向化容 系統(tǒng) 離心泵（或軸流式泵）借助于葉輪帶動流體旋轉(zhuǎn)把能量傳遞 給流體。流體獲取能量后，壓力升高，從而實現(xiàn)冷卻劑在一回路 的強迫循環(huán)。 汽蝕是這樣一種

17、現(xiàn)象：由于流體動力作用，運動液體的局部 壓力降低到液體溫度下的飽和壓力時， 液體就開始汽化而形成汽 泡，汽泡隨液體到達靜壓超過飽和蒸汽壓力的區(qū)域時，蒸汽突然 凝結(jié)而使汽泡破裂，這種破裂在很短時間內(nèi)發(fā)生，周圍的液體以 極高的速度向汽泡原來所占的空間沖去，產(chǎn)生了強烈的高頻水力 沖擊。從而使泵的構(gòu)件受到嚴(yán)重?fù)p傷。這種液體汽化-汽泡產(chǎn)生、 容積控制就是通過CVCS （化學(xué)和溶積控制系統(tǒng)）吸收穩(wěn)壓 器不能全部吸收的那部分一回路水容積的變化的量， 維持穩(wěn)壓器 水位在一個整定的范圍內(nèi)。 腐蝕帶來的問題尤為重要。腐蝕除了能引起結(jié)構(gòu)材料破壞外 劑化學(xué)的中心任務(wù)。水中游離氧的存在是造成金屬材料腐蝕的重 要原因。

18、電導(dǎo)率是水純度的一個度量標(biāo)準(zhǔn)。 容積控制箱收集和容納下泄流，為一回路冷卻劑提供容積補 償。它作為高位水箱，為上充泵提供凈正汲入壓頭 穩(wěn)壓器汽腔完全消失后，一回路壓力由下泄壓力控制閥控 制。 反應(yīng)堆硼和水的補給系統(tǒng)有自動補給、稀釋、快稀釋、硼化 及手動補給物種補給方式 余熱排出系統(tǒng)功能為：停堆后第二階段，排出堆芯和一回路 熱量；反應(yīng)堆在冷停期間，換料或維修操作時，排出堆內(nèi)余熱， 維持一回路溫度低于 60C;電廠加熱升溫初期，控制一回路平均 蒸汽凝結(jié)-汽泡破裂的整個過程及其一系列現(xiàn)象，稱為汽蝕。 蒸汽發(fā)生器是分隔一、二次側(cè)介質(zhì)的屏障 溫度；換料操作后，將換料水從換料水池輸送至換料水箱。 余熱排出系

19、統(tǒng)啟動時主要包括兩項操作：檢驗硼濃度，緩慢 蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂事故在核電廠事故中居首要地位。 地對余熱排出系統(tǒng)升壓和加熱 水堆核電廠的非計劃停堆事故中約有四分之一是因蒸汽發(fā)生器 問題造成的。 設(shè)備冷卻水系統(tǒng)是一個封閉的冷卻水回路，也是一個把熱量 從往往具有放射性介質(zhì)的系統(tǒng)傳輸?shù)酵饨绛h(huán)境的中間冷卻系統(tǒng)； 按照二回路工質(zhì)在蒸汽發(fā)生器中流動方式， 蒸汽發(fā)生器可分 為自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器和直流 （強迫循環(huán)）蒸汽發(fā)生器；按傳熱管 形狀可分為U形管、直管、螺旋管蒸汽發(fā)生器；按設(shè)備的安放方 式可分為立式和臥式蒸汽發(fā)生器；其中立式U形管自然循環(huán)蒸汽 發(fā)生器應(yīng)用最為廣泛 旋葉式汽水分離器通過離心力作用使汽水分離

20、 百葉窗式汽水分離器用來提高蒸汽干度 其功能為作為中間冷卻回路， 通過重要廠用水系統(tǒng)將熱量傳送給 海水；為核島內(nèi)需要冷卻的介質(zhì)設(shè)備提供冷卻水；在事故工況下 作為專設(shè)安全設(shè)施的支持系統(tǒng)，將熱量經(jīng)重要廠用水系統(tǒng)排入環(huán) 境。 重要廠用水系統(tǒng)主要作用是冷卻設(shè)備冷卻水， 將設(shè)備冷卻水 傳輸給的熱量排入環(huán)境水體，此系統(tǒng)又稱為重要生水系統(tǒng)，是核 _ 島的最終熱阱 或二者的 穩(wěn)壓器的壓力就代表了一回路的壓力 穩(wěn)壓器內(nèi)壓力波動來源于冷卻劑體積的變化 最終熱阱：接受核電廠所排出余熱的大氣或水體, 組合 一回路主要輔助系統(tǒng)是核島的重組成部分，在事故工況 下，為核電廠安全設(shè)施系統(tǒng)提供支持。按其功能可分為以下幾類： 排

21、出核燃料剩余功率；對反應(yīng)堆冷卻劑進行化學(xué)和容積控制；進 行設(shè)備的冷卻；廢物的收集和處理；核島通風(fēng)空調(diào)系統(tǒng)。 化容系統(tǒng)主要功能為：改變反應(yīng)堆冷卻劑的硼濃度，控制堆 芯反應(yīng)性；維持穩(wěn)壓器的水位，控制一回路系統(tǒng)的水裝量； 對反應(yīng) 反應(yīng)堆換料后，卸岀的乏燃料要在乏燃料水池中存放半年以 上，待燃料冷卻到一定程度，在送往后處理工廠。 廢燃料池冷卻及凈化系統(tǒng)主要為燃料廠房中廢燃料池服務(wù)， 它具有冷卻、凈化、充水和排水功能，在換料期間，它也能對反 應(yīng)堆廠房中換料水池的水進行凈化和去浮 廢液按其放射性活度和水質(zhì)分成三種：清潔疏水、工藝疏水 ，非能動 一回路各系統(tǒng)設(shè)備、閥門和管道產(chǎn)生的疏水以及引漏水（清 潔疏水,

22、簡稱T1廢水） 輔助系統(tǒng)產(chǎn)生的樹脂再生水，沖排水及設(shè)備去污洗滌水（工 藝疏水,簡稱T2廢水） 放射性設(shè)備間的地面清洗水（工藝疏水，簡稱T3廢水） 對于放射性的裂變氣體， 采用簡單的時效處理法； 放射性氣 溶膠的處理方法主要是采用高效過濾器凈化處理 在核電廠的設(shè)計、建造和運行過程中，必須堅持和確保安全 第一的原則 確保反應(yīng)堆安全的四種安全性要素：自然的安全性 的安全性，能動的安全性，后備的安全性 固有安全性定義為：當(dāng)反應(yīng)堆出現(xiàn)異常工況時，不依靠人為 操作或外部設(shè)備的強制性干預(yù)， 只是由堆的自然安全性和非能動 的安全性，控制反應(yīng)性或移出堆芯熱量，使反應(yīng)堆趨于正常運行 和安全停閉。 事故工況下投入的

23、系統(tǒng)或裝置有： 安全殼系統(tǒng)主要功能是在發(fā)生失水事故和主蒸汽管道破裂 事故時承受內(nèi)壓，容納噴射岀的汽水混合物，防止或減少放射性 物質(zhì)向環(huán)境的釋放，作為放射性物質(zhì)與環(huán)境之間的第三道屏障。 對反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的放射性輻射提供生物屏蔽，并限制污染氣 體的泄漏。對外部事件（如飛機撞擊、龍卷風(fēng)）進行防護。 安全殼噴淋系統(tǒng)的運行兩個階段：直接噴淋、再循環(huán)噴淋 安全殼隔離系統(tǒng)（EIE ）在反應(yīng)堆失水事故發(fā)生后，為安全 殼提供隔離手段，維護安全殼密封的完整性、阻止放射性裂變產(chǎn) 物向安全殼外釋放。 安全殼隔離設(shè)施均按抗震 SSE設(shè)計。安全隔離設(shè)施的設(shè)計 應(yīng)能承受失水事故后安全殼內(nèi)最高溫度和壓力。全殼內(nèi)側(cè)所有隔 離

24、設(shè)施的累積輻射劑量不應(yīng)超過2X 105Gy。 可燃?xì)怏w控制系統(tǒng)用來監(jiān)測、控制安全殼氣空間的氫氣體積 分?jǐn)?shù)，防止失水事故后安全殼內(nèi)氫氣積累到超過燃燒或爆炸限值 水平。 第一道屏障：反應(yīng)堆緊急停堆系統(tǒng) 第二道屏障：穩(wěn)壓器安全閥 第三道屏障：則有以下系統(tǒng)或裝置動作：安全殼自動隔離； 安全殼噴淋系統(tǒng)，用于降低安全殼內(nèi)壓和減少放射性碘；氫氣 復(fù)合裝置，消除失水事故情況下產(chǎn)生的氫氣，防止可能出現(xiàn)的氫 爆；砂堆過濾器，防止安全殼超壓；安全殼內(nèi)廢液及廢氣的外泄 漏分別由碘過濾器及核島排氣及疏水系統(tǒng)收集后重新送回安全 安全殼消氫系統(tǒng)的作用是， 一旦核電站發(fā)生失水事故時，監(jiān) 測安全殼大氣的氫濃度，并消除氫氣，使安

25、全殼大氣的氫濃度保 持在較低的數(shù)值（4%、，避免氫一氧混合著火或爆炸保證安全殼 結(jié)構(gòu)的完整性。本系統(tǒng)的功能是在核電站發(fā)生失水事故后測量安 全殼大氣的氫濃度并利用氫一氧復(fù)合的原理去除安全殼大氣中 的氫氣，使其氫濃度低于 4.0%（體積濃度）。本系統(tǒng)在電站啟動， 正常運行和停堆時均不投入運行。只在失水事故發(fā)生后才投入運 則大量放射性物質(zhì) RIS ）、安全殼、 EIE ）、安全殼消氫 保持環(huán)境，保護 殼。 核電站以可能性極小的、假象的最嚴(yán)重事故作為安全設(shè)計的 依據(jù)，這種最嚴(yán)重 事故是指一回路大破口時的 冷卻劑喪失 （LOCA）事故。一旦一回路管道大破裂，冷卻劑就會噴流而岀， 造成反應(yīng)堆失水。如果堆芯

26、失去冷卻而燒毀， 就可能釋放到安全殼內(nèi)。 專設(shè)安全系統(tǒng)有六大類：安全注射系統(tǒng)（ 安全殼噴淋系統(tǒng)（EAS）、安全殼隔離系統(tǒng)（ 系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)（ASG ）。 專設(shè)安全設(shè)施的功能防止放射性物質(zhì)擴散, 公眾和核電廠工作人員的安全 安全注入系統(tǒng)通常分三個子系統(tǒng)：高壓安全注入系統(tǒng)、蓄壓 箱注入系統(tǒng)和低壓安全注入系統(tǒng)。 安注過程包括：直接注入階段，再循環(huán)注入階段 安全注入系統(tǒng)主要功能：一回路小破口失水事故或二回路蒸 汽管道破裂造成一回路平均溫度降低而引起冷卻劑收縮時，RIS 用來向一回路補水，以重新建立穩(wěn)壓器水位；在一回路大破口失 水事故時，RIS向堆芯注水，以重新淹沒并冷卻堆芯，限制燃料 元件溫度的上

27、升；在二回路蒸汽管道破裂時，向一回路注入高濃 度硼酸溶液，以補償由于一回路冷卻劑連續(xù)過冷而引起的正反應(yīng) 性，防止堆芯重返臨界。在蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故，反應(yīng)堆 冷卻劑從蒸汽發(fā)生器一次側(cè)泄漏到二次側(cè)，直到一次側(cè)的壓力與 二次側(cè)壓力平衡。在這種事故，安全注射系統(tǒng)補償因泄漏造成的 冷卻劑量的減少。 安全殼疏排水系統(tǒng)收集反應(yīng)堆廠房內(nèi)所有的液體廢物 主要疏水種類：清潔疏水、工藝疏水、地面疏水 輔助給水系統(tǒng)（ASG）主要功能： 作為專設(shè)安全設(shè)施，在事故工況下，向蒸汽發(fā)生器應(yīng)急供水, 排出堆芯余熱直至達到余熱排出系統(tǒng)投入的運行條件。 輔助給水系統(tǒng)設(shè)計成兩個容量為100%的系列。一個系列是 兩臺各為50%容

28、量的電動輔助給水泵，可由不同的應(yīng)急母線供 電；另一個系列是一臺 100%容量的汽動輔助給水泵（或柴油機 驅(qū)動泵） 輔助給水泵：兩臺電動泵、一臺汽動泵 汽輪機是將蒸汽的熱能轉(zhuǎn)換成機械能的蝸輪式機械。它的主 要用途是在熱力發(fā)電廠中做帶動發(fā)電機的原動機 作完功的蒸汽稱為乏汽 凝汽設(shè)備由凝汽器、凝結(jié)水泵、循環(huán)水泵和抽氣器組成 配置有回?zé)峒訜嵩O(shè)備是為了提高循環(huán)熱效率 除氧器是一種混合式加熱器，同時承擔(dān)除去水中溶解的氧的 任務(wù) 汽輪機設(shè)備是以汽輪機為核心，包括凝汽設(shè)備、回?zé)峒訜嵩O(shè) 備、汽水分離再熱設(shè)備、調(diào)節(jié)和保護裝置及供油系統(tǒng)等附屬設(shè)備 在內(nèi)的一系列動力設(shè)備組合 汽輪機按熱力過程特性分類分為凝汽式汽輪機，

29、 背壓式汽輪 機，調(diào)節(jié)抽汽式汽輪機，中間再熱式汽輪機 。按工作原理分類 分為沖動式汽輪機、反動式汽輪機、混合式汽輪機；按新蒸汽壓 力分低壓汽輪機、中壓汽輪機、高壓汽輪機、超高壓汽輪機、亞 臨界汽輪機、超臨界汽輪機 沖動力的大小取決于運動物體的質(zhì)量和速度變化 “級”是汽輪機完成能量轉(zhuǎn)換過程的基本單元。它由兩個葉 柵組成，即靜止葉柵（噴嘴），及旋轉(zhuǎn)葉柵（動葉柵）。 這種將蒸汽在噴嘴中膨脹產(chǎn)生的動能分幾次在動葉柵中利 用的級，稱為速度級 由若干個沖動級依次疊置而成的多級汽輪機，稱為多級沖動 式汽輪機。 由于流經(jīng)各級后的蒸汽壓力逐漸降低，比容逐漸增大，因而 蒸汽的體積流量也逐漸增大。為了使蒸汽順利流過

30、，汽輪機的通 流面積逐漸增加，所以噴嘴和動葉的高度以及級的直徑都逐漸增 大。 反動式汽輪機一般都是多級的 蒸汽在汽輪機中的能量轉(zhuǎn)換包括兩個過程，即蒸汽的熱力勢 能轉(zhuǎn)換成蒸汽的動能；蒸汽的動能轉(zhuǎn)換成推動汽輪機轉(zhuǎn)子旋轉(zhuǎn)的 機械功 噴嘴是將熱能轉(zhuǎn)變成動能的具有特定形狀的流道。 蒸汽具有粘性，因而它在噴嘴中的流動是有損失的，其損失 包括：蒸汽與噴嘴壁面的摩擦損失、蒸汽內(nèi)部質(zhì)點間的摩擦損失， 以及蒸汽在噴嘴內(nèi)產(chǎn)生的渦流損失等 蒸汽在級內(nèi)能量轉(zhuǎn)換過程中影響蒸汽狀態(tài)的各種損失稱為 級內(nèi)損失。 現(xiàn)代核電廠普遍采用一體化的汽水分離再熱器，按結(jié)構(gòu)型 式，有臥式和立式的兩種 凝汽器是二回路熱力循環(huán)的冷源。其基本功能

31、是接收汽輪機 的排汽并將其凝結(jié)成水，構(gòu)成封閉的熱力循環(huán)。 具體功能有： 在循環(huán)水系統(tǒng)、汽輪機軸封系統(tǒng)及真空系統(tǒng)的支持下，建 立并維持汽輪機所要求的背壓，保證汽輪機安全、可靠、經(jīng)濟地 運行 接受汽輪機排汽及蒸汽排放系統(tǒng)的蒸汽，并將其凝結(jié)成 水。 接受來自各疏水箱的疏水，經(jīng)過濾除氧，保持凝結(jié)水水質(zhì), 為二回路貯存供應(yīng)凝結(jié)水。 凝汽器是一個工作在真空條件下的表面式熱交換器。 凝汽器設(shè)計時，應(yīng)力求： 汽側(cè)傳熱系數(shù)高，汽阻要小、凝結(jié) 水過冷度小，除氧效果好 凝汽器強化傳熱的主要途徑有：提高循環(huán)水側(cè)放熱系數(shù)、減 少污垢熱阻、提高蒸汽側(cè)放熱系數(shù) 每臺凝汽器由殼體、膨脹連接件、管板、管束、水室和熱井 組成。

32、核電廠二回路熱力系統(tǒng)功能：作為蒸汽和動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)、 反應(yīng)堆衰變熱帶走、控制來自一回路泄露的放射性水平 核電廠二回路熱力系統(tǒng)分為局部熱力系統(tǒng)和全面熱力系統(tǒng) 主蒸汽系統(tǒng)的功能是把蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的蒸汽送到各用氣 蒸 八、 14.3%。 新蒸汽 對一個全部采用逐級自流的疏水系統(tǒng)，高壓加熱器逐級自流 現(xiàn)代大中型汽輪機的相對內(nèi)效率為接近90%。 汽輪機由轉(zhuǎn)動部分和靜止部分所組成 飽和汽輪機組總是設(shè)計成高壓缸和一組低壓缸串級式配置， 在進入低壓缸前設(shè)置有汽水分離再熱器， 一般情況下，核電廠大功率汽輪機的所有汽缸都設(shè)計成雙流 的 汽輪機為4缸、六排汽口型式 三臺低壓缸具有基本相同的結(jié)構(gòu)，皆為雙層缸，水平對分式

33、 飽和汽輪機組六大特征：新蒸汽參數(shù)在一定范圍內(nèi)變化； 汽參數(shù)低； 體積流量大； 核汽輪機組多數(shù)級工作在濕汽區(qū)；采 用汽水分離再熱；易超速 反應(yīng)堆冷卻劑溫度提高的潛力已很?。ǘ研境隹谄骄鶞囟纫?般不超過330 C） 與高參數(shù)汽輪機相比， 低壓缸發(fā)出的功率較大， 達到整個機 組功率的50%60% 考慮到汽輪機軸長度限制，低壓缸排汽口不多于8個 飽和汽輪機組需采取除濕措施，以提高效率和保障安全運 行， 汽水分離再熱器系統(tǒng)功能：除去高壓缸排汽中的水分（汽水 分離）；提高進入低壓缸的蒸汽溫度（再熱） 大亞灣核電廠汽輪機額定工況時高壓缸排汽濕度近 為進一步高經(jīng)濟性，現(xiàn)代核汽輪機組一般采用兩級再熱，第 一級再熱的加熱蒸汽來自高壓缸抽汽，第二級再熱的加熱蒸汽用 點。蒸汽用戶有汽輪機、汽水分離再熱器，通向凝汽器和大氣的 蒸汽排放系統(tǒng)，主給水泵汽輪機、輔助給水泵汽輪機、除氧器等 限流器：防止發(fā)生蒸汽管道破裂時蒸汽流量過大對一回路造 成過度冷卻，從而給核電廠提供保護。 蒸汽管線的壓力必須低于所屬的