壓水堆核電站的廠房布置和相關(guān)安全

壓水堆核電站的廠房布置和相關(guān)安全第1頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四一、核電站工作原理2、核電站工作原理核電廠用的燃料是鈾。用鈾制成的核燃料在“反應(yīng)堆”的設(shè)備內(nèi)發(fā)生裂變而產(chǎn)生大量熱能，再用處于高壓力下的水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)產(chǎn)生蒸汽，蒸汽推動汽輪機(jī)帶著發(fā)電機(jī)一起旋轉(zhuǎn)，電就源源不斷地產(chǎn)生出來，并通過電網(wǎng)送到四面八方。第2頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四二、核電站類型目前世界上核電站常用的反應(yīng)堆有壓水堆、沸水堆、重水堆和改進(jìn)型氣冷堆以及快堆等。但用的最廣泛的是壓水反應(yīng)堆。壓水反應(yīng)堆是以普通水作冷卻劑和慢化劑，它是從軍用堆基礎(chǔ)上發(fā)展起來的最成熟、最成功的動力堆堆型。壓水堆核電站占全世界核電總?cè)萘康?0%以上。第3頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四二、核電站類型1、壓水堆核電站----------------以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機(jī)組及二回等系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。第4頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四二、核電站類型2、沸水堆核電站--------------------以沸水堆為熱源的核電站。圖沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑并在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造費(fèi)用低和負(fù)荷跟隨能力強(qiáng)等優(yōu)點(diǎn)。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電站系統(tǒng)有：主系統(tǒng)（包括反應(yīng)堆）；蒸汽-給水系統(tǒng)；反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)等。第5頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四二、核電站類型3、重水堆核電站圖以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應(yīng)堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。重水堆核電站是發(fā)展較早的核電站，有各種類別，但已實(shí)現(xiàn)工業(yè)規(guī)模推廣的只有加拿大發(fā)展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。第6頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四二、核電站類型4、快堆核電站由快中子引起鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)所釋放出來的熱能轉(zhuǎn)換為電能的核電站?？於言谶\(yùn)行中既消耗裂變材料，又生產(chǎn)新裂變材料，而且所產(chǎn)可多于所耗，能實(shí)現(xiàn)核裂變材料的增殖。目前，世界上已商業(yè)運(yùn)行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變?nèi)剂?，即使再利用轉(zhuǎn)換出來的钚-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉(zhuǎn)換成钚-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60％—70％。第7頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四二、核電站類型世界上目前建造核電站情況核電自50年代中期問世以來，目前已取得長足的發(fā)展。到1999年中期，世界上共有436座發(fā)電用核反應(yīng)堆在運(yùn)行，總裝機(jī)容量為350676兆瓦。正在建造的發(fā)電反應(yīng)堆有30座，總裝機(jī)容量為21642兆瓦。目前世界上有33個(gè)國家和地區(qū)有核電廠發(fā)電，核發(fā)電量占世界總發(fā)電量的17％，其中有十幾個(gè)國國家和地區(qū)核電發(fā)電量超過各種的總發(fā)電量的四分之一，有的國家超過70％。據(jù)資料估計(jì)，到2005年核電廠裝機(jī)容量將達(dá)到388567兆瓦第8頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四三、核反應(yīng)堆介紹核反應(yīng)堆是一個(gè)能維持和控制核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，從而實(shí)現(xiàn)核能熱能轉(zhuǎn)換的裝置。1、核反應(yīng)堆類型（1）根據(jù)用途，核反應(yīng)堆可以分為以下幾種類型①將中子束用于實(shí)驗(yàn)或利用中子束的核

反應(yīng)，包括研究堆、材料實(shí)驗(yàn)等。②生產(chǎn)放射性同位素的核反應(yīng)堆。③生產(chǎn)核裂變物質(zhì)的核反應(yīng)堆，稱為生產(chǎn)堆。④提供取暖、海水淡化、化工等用的熱量的核反應(yīng)堆，比如多目的堆。⑤為發(fā)電而發(fā)生熱量的核反應(yīng)，稱為發(fā)電堆。⑥用于推進(jìn)船舶、飛機(jī)、火箭等到的核反應(yīng)堆，稱為推進(jìn)堆。（2）根據(jù)燃料類型分為天然氣鈾堆、濃縮鈾堆、釷堆；（3）根據(jù)中子能量分為快中子堆和熱中子堆；第9頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四三、核反應(yīng)堆介紹1、核反應(yīng)堆類型（4）根據(jù)冷卻劑(載熱劑)材料分為水冷堆、氣冷堆、有機(jī)液冷堆、液態(tài)金屬冷堆；（5）根據(jù)慢化劑(減速劑)分為石墨堆、重水堆、壓水堆、沸水堆、有機(jī)堆、熔鹽堆、鈹堆；（6）根據(jù)中子通量分為高通量堆和一般能量堆；（7）根據(jù)熱工狀態(tài)分為沸騰堆、非沸騰堆、壓水堆；（8）根據(jù)運(yùn)行方式分為脈沖堆和穩(wěn)態(tài)堆，等等。核反應(yīng)堆概念上可有900多種設(shè)計(jì)，但現(xiàn)實(shí)上非常有限。第10頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四三、核反應(yīng)堆介紹2、核反應(yīng)堆的工作原理原子由原子核與核外電子組成。原子核由質(zhì)子與中子組成。當(dāng)鈾—235的原子核受到外來中子轟擊時(shí)，一個(gè)原子核會吸收一個(gè)中子分裂成兩個(gè)質(zhì)量較小的原子核，同時(shí)放出2—3個(gè)中子。這裂變產(chǎn)生的中子又去轟擊另外的鈾—235原子核，引起新的裂變。如此持續(xù)進(jìn)行就是裂變的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。鏈?zhǔn)椒磻?yīng)產(chǎn)生大量熱能。用循環(huán)水(或其他物質(zhì))帶走熱量才能避免反應(yīng)堆因過熱燒毀。導(dǎo)出的熱量可以使水變成水蒸氣，推動氣輪機(jī)發(fā)電。核反應(yīng)堆的合理結(jié)構(gòu)應(yīng)該是：核燃料＋慢化劑＋熱載體＋控制設(shè)施＋防護(hù)裝置。第11頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四三、核反應(yīng)堆介紹3、核反應(yīng)堆具有哪些用途核裂變時(shí)既釋放出大量能量、又釋放出大量中子。核反應(yīng)堆有許多用途，但歸結(jié)起來，一是利用裂變核能，二是利用裂變中子。核能主要用于發(fā)電，但它在其它方面也有廣泛的應(yīng)用。例如核能供熱、核動力等。核供熱是一種前途遠(yuǎn)大的核能利用方式。清華大學(xué)在五兆瓦的低溫供熱堆上已經(jīng)進(jìn)行過成功的試驗(yàn)。核供熱的另一個(gè)潛在的大用途是海水淡化。它可作為火箭、宇宙飛船、人造衛(wèi)星、潛艇、航空母艦等的特殊動力。將來核動力可能會用于星際航行。第12頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第二章壓水堆核電廠簡介第13頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第14頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第15頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四常見反應(yīng)堆類型熱中子反應(yīng)堆（0.025～0.1eV）輕水堆LightWaterReactor(LWR)壓水堆PressurizedWaterReactor(PWR)沸水堆BoilingWaterReactor(BWR)石墨慢化輕水冷卻堆（石墨水冷堆）RBMK重水堆

HeavyWaterReactor氣冷堆

Gas-CooledReactor,GCR(石墨氣冷堆)快中子增殖堆（＞1MeV）FastBreederReactor(FBR)鈉冷快堆；鉛冷快堆；氣冷快堆。第16頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四壓水堆核電站PressurizedWaterReactor(PWR)

第17頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四壓水堆核電站原理圖（間接循環(huán)）第18頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四蒸汽單回路沸水堆核電站

BoilingWaterReactor(BWR)NPP第19頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四沸水堆核電站原理圖（直接循環(huán)）第20頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四壓水堆與沸水堆壓水堆：一回路系統(tǒng)的冷卻劑與汽輪機(jī)回路工質(zhì)是完全隔離的，這就是所謂的“間接循環(huán)”。采用間接循環(huán)具有使二回路系統(tǒng)免受放射性玷污的優(yōu)點(diǎn)。與沸水堆核電廠相比，增加了蒸汽發(fā)生器。壓水堆體積較小和控制要求簡單等因素可以彌補(bǔ)這一不足。第21頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第二章壓水堆核電廠2.1壓水堆核電廠概述2.2核電廠的總體及廠房布置2.3核電廠的主要廠房設(shè)施2.4核電廠設(shè)備安全功能及分級2.5核電廠的設(shè)計(jì)原則第22頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四重點(diǎn)講解壓水堆核電廠的三個(gè)回路包容一、二回路的廠房

要求顯示主要設(shè)備：反應(yīng)堆，主泵，蒸汽發(fā)生器，汽輪機(jī)

要求顯示主要廠房：安全殼，汽輪機(jī)廠房，輔助廠房；燃料廠房T形布置及L形布置循環(huán)水系統(tǒng)開式；采用冷卻塔的循環(huán)水系統(tǒng)設(shè)計(jì)原則多道屏障縱深防御單一故障準(zhǔn)則抗拒自然災(zāi)害的功能輻射計(jì)量標(biāo)準(zhǔn)第23頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四2.1

壓水堆核電廠概述它主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機(jī)組及二回路系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。二回路系統(tǒng)由汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)組、冷凝器、凝結(jié)水泵、給水加熱器、除氧器、給水泵、蒸汽發(fā)生器、汽水分離再熱器等設(shè)備組成。

核島利用核能生產(chǎn)蒸汽，常規(guī)島用蒸汽生產(chǎn)電能。

第24頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四1壓水堆核電廠原理水水壓力容器穩(wěn)壓器主泵主管道蒸發(fā)器汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)凝汽器輸配電二回路一回路基本參數(shù)： 一回路：壓力154bar，高壓水； 二回路：壓力~55bar，飽和蒸汽。

蒸汽第25頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四壓水堆核電廠發(fā)電流程第26頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四有關(guān)說明把反應(yīng)堆、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)合稱為一回路系統(tǒng)；商用壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)一般有二至四條并聯(lián)在反應(yīng)堆壓力容器上的封閉環(huán)路；整個(gè)一回路系統(tǒng)設(shè)有一臺穩(wěn)壓器，一回路系統(tǒng)的壓力靠穩(wěn)壓器調(diào)節(jié)，保持穩(wěn)定。核電廠還設(shè)置了專設(shè)安全設(shè)施和一系列輔助系統(tǒng)。專設(shè)安全設(shè)施為一些重大的事故提供必要的應(yīng)急冷卻措施，并防止放射性物質(zhì)的擴(kuò)散。二回路系統(tǒng)也設(shè)有一系列輔助系統(tǒng)。第27頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四四環(huán)路第28頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四2循環(huán)水系統(tǒng)循環(huán)水系統(tǒng)主要用來為凝汽器提供凝結(jié)汽輪機(jī)乏汽的冷卻水，分為開式供水和閉式供水。開式供水：是指以江河湖海為水源，冷卻水一次通過，不重復(fù)使用。閉式供水：把由凝汽器排出的水，經(jīng)過冷卻降溫之后，再用循環(huán)水泵送回凝汽器入口重復(fù)使用。開式供水特點(diǎn)：進(jìn)水水溫低，利于機(jī)組經(jīng)濟(jì)運(yùn)行系統(tǒng)簡單，投資較低易造成“熱污染”核電站循環(huán)水量大，水泵是大流量低揚(yáng)程泵，為了防止回流，凝汽器的安裝標(biāo)高要高于海水平面和循環(huán)水泵。第29頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四閉式供水第30頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第31頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第32頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四占地面積?。皇褂糜谶h(yuǎn)離水源或者水源不足的電廠；冷卻塔造價(jià)高。第33頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四槽式配水第34頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第35頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四3核電廠電氣系統(tǒng)在電廠正常功率運(yùn)行時(shí)，發(fā)電機(jī)發(fā)出的電能大部分升壓至外網(wǎng)電壓輸送給用戶。同時(shí)，滿足廠用電。當(dāng)發(fā)電機(jī)停機(jī)時(shí)，則由外部電網(wǎng)經(jīng)啟動變壓器供電。當(dāng)外網(wǎng)和發(fā)電機(jī)組都不能供電時(shí)，則由柴油發(fā)電機(jī)組向安全母線供電。

發(fā)電機(jī)和輸配電系統(tǒng)的主要設(shè)備有發(fā)電機(jī)、勵(lì)磁機(jī)、變壓器、開關(guān)站和柴油發(fā)電機(jī)組等組成。第36頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四2.2核電廠總體及廠房布置1核電廠本身的放射特性2廠址的自然條件和技術(shù)要求3輻射安全要求4總平面布置第37頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四1核電廠放射特性

核反應(yīng)堆是一個(gè)強(qiáng)大的放射源，堆內(nèi)放射性的總量與功率成正比。正常運(yùn)行時(shí)放射性的排放量：反應(yīng)堆燃料棒運(yùn)行時(shí)的破損率、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的泄漏率和放射性廢物處理系統(tǒng)的凈化能力等決定。

如果放射性廢氣排放量很大，電廠就不宜建在城鎮(zhèn)居民中心附近。如果放射性廢水排放量很大，電廠廢水就不能直接向江河湖海中排放。

第38頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四2廠址的自然條件和技術(shù)要求地震：廠區(qū)地震條件是確保核電廠安全的重要條件，廠址盡可能選在地震烈度低的地區(qū)，廠址的地震基本烈度一般不大于7度（一般應(yīng)避免在設(shè)計(jì)烈度高于9度（7.5級）的地區(qū)建廠）。洪水：廠址位于內(nèi)湖或海灘附近時(shí)，應(yīng)確定由湖震或海嘯可能造成的最大洪水。通風(fēng)：要求氣流暢通，有利于放射性廢氣的稀釋擴(kuò)散。水源：水源和水文，保證足夠且可靠的冷卻水是電廠運(yùn)行最基本的技術(shù)條件，一般要求百年一遇最小流量也能滿足電廠正常運(yùn)行的要求。交通：建在鐵路、公路或水路等交通運(yùn)輸方便的地方，便于運(yùn)輸；輸電：應(yīng)盡可能接近負(fù)荷中心，以減少輸電投資和線路能量損失。安全：應(yīng)避免選在機(jī)場或生產(chǎn)爆炸或有毒化學(xué)產(chǎn)品的工廠附近，距離應(yīng)不小于8公里。第39頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四核電站選址第40頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四3輻射安全要求輻射安全應(yīng)符合國家環(huán)境保護(hù)、輻射防護(hù)等法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)的要求：正常運(yùn)行時(shí)按“放射防護(hù)規(guī)定”對附近居民的劑量限值為每年全身5mSv(毫希沃特)。核電廠設(shè)置在非居住區(qū)，一方面是為了能控制周圍土地的使用和防止廠外人為事故干擾電廠的正常運(yùn)行；另一方面是在事故情況下，可保障鄰近居民的安全隔離。廠址周圍的人口密度和分布（國際原子能機(jī)構(gòu)的標(biāo)準(zhǔn)），本限制隨著核電技術(shù)的成熟，已不再重要。

第41頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四4核電廠總平面布置(1)總平面布置設(shè)計(jì)原則合理區(qū)分放射性與非放射性的建筑物，使凈區(qū)和臟區(qū)嚴(yán)格分開，臟區(qū)盡可能置于主導(dǎo)風(fēng)向的下風(fēng)側(cè)，以減少放射性污染。

滿足核電廠生產(chǎn)工藝流程要求，便于設(shè)備運(yùn)輸，減少廠區(qū)管線的迂回和縱橫交叉。

反應(yīng)堆廠房、輔助廠房和燃料廠房，都應(yīng)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)生的沉降差異而造成管線斷裂。廠房布置以反應(yīng)堆廠房為中心，輔助廠房，燃料貯存廠房，主控制樓和應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)廠房均環(huán)繞在反應(yīng)堆廠房周圍。對于雙單元核電廠也可采用對稱布置，并共用部分輔助廠房。

第42頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四(2)核電廠廠房劃分核心區(qū)：由核島和常規(guī)島組成，包括反應(yīng)堆廠房，輔助廠房，燃料貯存廠房，主控制室，應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)廠房，汽輪發(fā)電機(jī)廠房等。

三廢區(qū)：主要由廢液貯存、處理廠房，固化廠房，弱放廢物庫，固體廢物貯存庫，特種洗衣房和特種汽車庫等組成。供排水區(qū)：主要有循環(huán)水泵房，輸水隧洞，排水渠道，淡水凈化處理車間，消防站，高壓消防泵房，排水泵房等組成。動力供應(yīng)區(qū)：主要由冷凍機(jī)站，壓縮空氣及液氮貯存氣化站，輔助鍋爐房等組成。檢修及倉庫區(qū)：包括檢修車間，材料倉庫，設(shè)備綜合倉庫及危險(xiǎn)品倉庫等。廠前區(qū)：電廠行政辦公大樓及汽車、消防、保安及生活服務(wù)設(shè)施。

第43頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四核島廠房核島廠房主要有反應(yīng)堆廠房，輔助廠房，燃料廠房，主控制室等，由于它們之間的工藝流程和功能緊密相關(guān)，因此，必須組成以反應(yīng)堆廠房為核心的建筑群。要合理分區(qū)，布置緊湊，縮短工藝管線，節(jié)約用地。一臺600-900ＭＷ機(jī)組核島各廠房組合后的占地面積約8000-10000m2。核島廠房與汽輪機(jī)房的相對位置有二種形式：L形布置和T形布置。第44頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四L形布置L布置方法用地緊湊，當(dāng)幾個(gè)單元機(jī)組并列時(shí)，汽機(jī)房可合在一起，以減少汽機(jī)房內(nèi)重型吊車臺數(shù)。若端部再接維修車間，則設(shè)備檢修更為方便。在汽機(jī)房與核島廠房之間需設(shè)置防止汽輪機(jī)飛車時(shí)葉片對安全殼沖擊的屏障。第45頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四T形布置這種布置方式，汽輪機(jī)葉片飛射方向不會危及反應(yīng)堆廠房。廠房面積相應(yīng)大些。目前，世界各國如美國、德國、法國新建造的1000MW級的單機(jī)組和雙機(jī)組核電廠的廠房布置均采用T形布置形式。第46頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四2.3核電廠的主要廠房設(shè)施

反應(yīng)堆廠房（安全殼）燃料廠房輔助廠房汽輪機(jī)廠房和控制廠房循環(huán)水泵房輸配電廠房放射性廢物處理廠房第47頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第48頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四安全殼汽機(jī)廠房核輔助廠房

燃料廠房

第49頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四反應(yīng)堆廠房（安全殼）作用：用來控制和限制放射性物質(zhì)從反應(yīng)堆擴(kuò)散出去,以保護(hù)公眾免遭放射性物質(zhì)的傷害。萬一發(fā)生罕見的反應(yīng)堆一回路水外逸的失水事故時(shí),安全殼是防止裂變產(chǎn)物釋放到周圍的最后一道屏障。安全殼是一個(gè)有鋼襯的園柱形預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)，頂部呈半球形或橢圓形，它的內(nèi)徑約40m，壁厚約1m，高約60-70m。為了便于安全殼內(nèi)大型設(shè)備的安裝和檢修，安全殼側(cè)面設(shè)有直徑約10m的一個(gè)設(shè)備閘門和一個(gè)連接輔助廠房的人員閘門。頂部設(shè)有起吊能力為250-300t的環(huán)形吊車。安全殼設(shè)備閘門外設(shè)有設(shè)備吊裝平臺，平臺上設(shè)有270-300t的龍門吊車，主設(shè)備經(jīng)設(shè)備閘門進(jìn)入安全殼，再由環(huán)形吊車吊裝定位。第50頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四圓筒形的反應(yīng)堆一次屏蔽墻，既在反應(yīng)堆壓力容器周圍形成生物屏蔽，也為反應(yīng)堆壓力容器提供支承。該一次屏蔽墻與安全殼大致是同心的。殼內(nèi)設(shè)有一回路隔墻,為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供屏蔽，可支撐和隔離主系統(tǒng)設(shè)備。在反應(yīng)堆壓力容器上方還單獨(dú)設(shè)置了飛射物屏蔽，以包容與控制棒傳動機(jī)構(gòu)相關(guān)的飛射物。

位于反應(yīng)堆壓力容器之下有疏水地坑，它收集安全殼內(nèi)所有正常的泄漏水。另一個(gè)地坑是應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)地坑，它位于安全殼底層地面，可在一回路隔室墻之內(nèi)或之外。

安全殼內(nèi)縱剖面圖第51頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第52頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第53頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第54頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第55頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四燃料廠房燃料廠房設(shè)有乏燃料貯存水池，用來盛放乏燃料。貯水池上方，有一臺100-150t的橋式吊車，以吊運(yùn)乏燃料運(yùn)輸容器和乏燃料池冷卻系統(tǒng)的設(shè)備。燃料廠房通過燃料輸送水道與反應(yīng)堆廠房相連。在乏燃料貯水池內(nèi)，通常須有7-9m深的水層作為屏蔽層，乏燃料貯存池需按I級抗震要求設(shè)計(jì)。

第56頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四輔助廠房輔助廠房是一個(gè)具有多種用途的鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)。核電廠輔助廠房一般集中設(shè)置在反應(yīng)堆廠房的周圍，這有利于縮短系統(tǒng)管絡(luò)從而節(jié)省核電廠的基建投資。廠房內(nèi)設(shè)有化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)等輔助系統(tǒng)及廠房必需的空氣處理和冷卻設(shè)備。廠房內(nèi)的設(shè)備須裝有隔間。給操縱人員提供生物屏蔽。在設(shè)備的布置上，必須注意把安全系統(tǒng)的設(shè)備、管道和電纜分開。確保在設(shè)備、結(jié)構(gòu)、管道和電纜的單一故障情況下不致使整個(gè)系統(tǒng)失去安全功能。依照這種分離的設(shè)計(jì)、對于裝有事故工況下工作的電動機(jī)房間，需要增加設(shè)備隔離間或保護(hù)墻及冷卻設(shè)備。第57頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四汽輪發(fā)電機(jī)廠房汽輪發(fā)電機(jī)廠房的布置與火電廠汽輪機(jī)廠房相似。它一般布置在緊靠安全殼的一側(cè)。廠房內(nèi)設(shè)有汽輪發(fā)電機(jī)組、凝汽器、凝結(jié)水泵、給水泵、給水加熱器、除氧器、汽水分離再熱器及與二回路系統(tǒng)有關(guān)的輔助系統(tǒng)。汽輪發(fā)電機(jī)組一般配有一臺高壓缸和2-3臺低壓缸，凝汽器布置在低壓缸下側(cè)。汽輪發(fā)電機(jī)廠房高度約40m，長約85m，廠房設(shè)有橋式吊車，用來設(shè)備安裝和檢修時(shí)吊裝就位。

第58頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四控制廠房控制廠房布置在整個(gè)核電廠的中心，它包括中央控制室、廠用配電和各種自動控制設(shè)備，中央控制室內(nèi)裝有控制臺和控制盤、繼電器室內(nèi)裝有各種繼電器和控制器?？刂剖液屠^電器室共用一個(gè)空調(diào)系統(tǒng)來冷卻電氣設(shè)備。在繼電器室下面，還有一個(gè)“電纜室”，電纜室是從電廠各處到控制室引來的所有電纜的匯集點(diǎn)，所有電纜都分別引到控制室和繼電器內(nèi)的各個(gè)端子排上。必須按抗震I級的要求進(jìn)行設(shè)計(jì)。第59頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四放射性廢物處理廠房放射性廢物處理廠房是核電廠特有的廠房。為了保證在正常和事故工況下排出的放射性物質(zhì)不致污染周圍環(huán)境，核電廠內(nèi)所有通過反應(yīng)堆及一回路系統(tǒng)排出的氣體、液體和固體廢物都要經(jīng)過三廢處理，達(dá)到允許標(biāo)準(zhǔn)后才可通過高煙囪、下水道排放或回收使用。核電廠的廠房設(shè)置要比常規(guī)電廠嚴(yán)格、復(fù)雜得多。

第60頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四2.4核電廠設(shè)備安全功能及分級第61頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四認(rèn)識輻射-（視頻—生活中的放射性輻射）人類在日常生活中受到各種輻射，其中有核輻射，也有其他各種粒子和射線的照射。人類受到的輻射照射有天然的,也有人工的。天然輻射照射也叫本底照射,主要有三個(gè)來源:①人體內(nèi)部天然存在的放射性同位素鉀-40;②巖石、土壤和水體中存在的放射性同位素,其中以放射性氡的影響為最大;③宇宙射線,一般來說,地勢越高,受到宇宙射線的照射越強(qiáng).人工輻射照射主要來自看電視、抽煙、坐飛機(jī)，特別是去醫(yī)院體檢或治病。少量的輻射照射對人體是無害的第62頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四人類生活在輻射環(huán)境中第63頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第64頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第65頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四英國居民受輻射的劑量分布第66頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四

輻照的生物效應(yīng)第67頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四第68頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四核電站常見射線第69頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四α粒子的外照射對人體基本無危害，但需防止其內(nèi)照射，常用Al對β射線進(jìn)行防護(hù)或屏蔽

常用鉛或混凝土對γ射線進(jìn)行防護(hù)或屏蔽

核電站常見幾種射線的防護(hù)第70頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四最大容許劑量當(dāng)量

所謂最大容許劑量，是指一個(gè)正在從事輻射工作的人員，無論是長期積累還是集中照射，從現(xiàn)代醫(yī)學(xué)水平看來，不會對人體健康及遺傳造成影響的劑量限度值。目前我們施行的是輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)（GB18871-2002）的規(guī)定。

第71頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四最大容許劑量水平1．放射工作人員受到的年劑量當(dāng)量（一年工作期間所受外照射的劑量當(dāng)量與這一年內(nèi)攝入放射性核素所產(chǎn)生的待積劑量當(dāng)量二者的總和），如果按5年平均不應(yīng)超過20mSv，其中某一年的年劑量當(dāng)量不超過50mSv。2．放射工作人員任一器官或組織所受的年劑量當(dāng)量不得超過下列限值：眼晶體150mSv，四肢（手和足）或皮膚的年劑量當(dāng)量500mSv；3．放射工作人員中，年齡在16～18周歲的學(xué)生和學(xué)徒工，由于教學(xué)培訓(xùn)需要接受照射時(shí)，一年內(nèi)受到的有效劑量當(dāng)量不得超過6mSv，眼晶體50mSv，四肢（手和足）或皮膚的年劑量當(dāng)量150mSv

。4．對公眾成員，如果按5個(gè)連續(xù)年的平均年有效劑量當(dāng)量不超1mSv，但可在某些年份里允許以每年5mSv作為劑量限制。公眾成員的眼晶體的年劑量當(dāng)量限制為15mSv，四肢（手和足）或皮膚的年劑量當(dāng)量50mSv。

第72頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四核電廠外圍劑量監(jiān)測儀第73頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四例:穿著氣衣的人在操作.氣衣內(nèi)保持正壓.第74頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四遙控操作堆放廢物桶第75頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四核電廠安全目標(biāo)輻射防護(hù)目標(biāo)：保證所有運(yùn)行狀態(tài)下核電廠內(nèi)的輻射照射或者核電廠放射性物質(zhì)的計(jì)劃排放保持在規(guī)定限值之內(nèi)和合理可行并盡量降低，保證減輕所有事故的放射性后果。技術(shù)安全目標(biāo)：采取所有合理可行的措施預(yù)防核電廠的事故和減輕它們的后果。保證在核電廠設(shè)計(jì)中所考慮的所有可能的事故（包括概率很低的事故）的放射性后果很小并在規(guī)定限值之內(nèi)。第76頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四具體目標(biāo)-4個(gè)人員健康安全目標(biāo)：①事故造成電廠附近區(qū)域個(gè)人急性死亡的風(fēng)險(xiǎn)不超過該人通常遇到其他事故造成急性死亡風(fēng)險(xiǎn)的0.1%;②不超過電廠附近區(qū)域居民的潛在癌癥死亡風(fēng)險(xiǎn)總的0.1%。大量釋放安全目標(biāo)：美國核管理委員會NRC對大量釋放有2種定義:①在電廠邊界能夠引起急性死亡(電站邊界5Sv的劑量)的放射性釋放;②在電廠邊界產(chǎn)生250mSv的釋放。發(fā)生嚴(yán)重的向環(huán)境釋放的概率小于10-5堆/年。堆芯損傷安全目標(biāo)：NRC對目前運(yùn)行中的核電廠采用的堆芯損壞頻率是1×10-4(堆/年)。安全殼失效安全目標(biāo)：NRC認(rèn)為安全殼失效的概率應(yīng)該低于堆芯損壞頻率的10%。第77頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四國家核安全局發(fā)布的安全導(dǎo)則HAD002/01《核動力廠營運(yùn)單位的應(yīng)急準(zhǔn)備》；?HAD002/02《地方政府對核動力廠的應(yīng)急準(zhǔn)備》；?HAD002/03《核事故輻射應(yīng)急時(shí)對公眾防護(hù)的干預(yù)原則和水平》；?HAD002/04《核事故輻射應(yīng)急時(shí)對公眾防護(hù)的導(dǎo)出干預(yù)水平》；?HAD002/05《核事故醫(yī)學(xué)應(yīng)急準(zhǔn)備和響應(yīng)》；?HAD003/01《核電廠質(zhì)量保證大綱的制定》；?HAD003/02《核電廠質(zhì)量保證組織》；?HAD003/03《核電廠物項(xiàng)和服務(wù)采購中的質(zhì)量保證》；?HAD003/04《核電廠質(zhì)量保證記錄制度》；?HAD003/05《核電廠質(zhì)量保證監(jiān)查》；?HAD003/06《核電廠設(shè)計(jì)中的質(zhì)量保證》；?HAD003/07《核電廠建造期間的質(zhì)量保證》；?HAD003/08《核電廠物項(xiàng)制造中的質(zhì)量保證》；?HAD003/09《核電廠調(diào)試和運(yùn)行期間的質(zhì)量保證》；?HAD003/10《核燃料組件采購、設(shè)計(jì)和制造中的質(zhì)量保證》；第78頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四?HAD101/01《核電廠廠址選擇中的地震問題》；?HAD101/02《核電廠廠址選擇中的大氣彌散問題》；?HAD101/03《核電廠廠址選擇及評價(jià)的人口分布問題》；?HAD101/04《核電廠廠址選擇的外部人為事件》；?HAD101/05《核電廠廠址選擇中的放射性物質(zhì)水力彌散問題》；?HAD101/06《核電廠廠址選擇與水文地質(zhì)的關(guān)系》；?HAD101/07《核電廠廠址查勘》；?HAD101/08《濱河核電廠廠址設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水的確定》；?HAD101/09《濱海核電廠廠址設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水的確定》；?HAD101/10《核電廠廠址選擇中的極端氣象事件》；?HAD101/11《核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)熱帶氣旋》；?HAD101/12《核電廠的地基安全問題》；第79頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四

?HAD102/01《核電廠設(shè)計(jì)總的安全原則》；

?HAD102/02《核電廠的抗震設(shè)計(jì)和鑒定》；

?HAD102/03《用于沸水堆、壓水堆和壓力管式反應(yīng)堆的安全功能和部件分級》；

?HAD102/04《核電廠內(nèi)部飛射物及其二次效應(yīng)的防護(hù)》；

?HAD102/05《與核電廠設(shè)計(jì)有關(guān)的外部人為事件》；

?HAD102/06《核電廠反應(yīng)堆安全殼系統(tǒng)的設(shè)計(jì)》；

?HAD102/07《核電廠堆芯的安全設(shè)計(jì)》；

?HAD102/08《核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)》；

?HAD102/09《核電廠最終熱阱及其直接有關(guān)的輸熱系統(tǒng)》；

?HAD102/10《核電廠保護(hù)系統(tǒng)及有關(guān)設(shè)施》；

?HAD102/11《核電廠防火》；

?HAD102/12《核電廠輻射防護(hù)設(shè)計(jì)》；

?HAD102/13《核電廠應(yīng)急動力系統(tǒng)》；

?HAD102/14《核電廠安全有關(guān)儀表和控制系統(tǒng)》；

?HAD102/15《核電廠燃料裝卸和貯存系統(tǒng)》；

?HAD102/16《核動力廠基于計(jì)算機(jī)的安全重要系統(tǒng)軟件》；第80頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四

?HAD103/01《核動力廠運(yùn)行限值和條件及運(yùn)行規(guī)程》；

?HAD103/02《核電廠調(diào)試程序》；

?HAD103/03《核電廠堆芯和燃料管理》；

?HAD103/04《核電廠運(yùn)行期間的輻射防護(hù)》；

?HAD103/05《核電廠人員的配備、招聘、培訓(xùn)和授權(quán)》；

?HAD103/06《核電廠安全運(yùn)行管理》；

?HAD103/07《核電廠在役檢查》；

?HAD103/08《核電廠維修》；

?HAD103/09《核電廠安全重要物項(xiàng)的監(jiān)督》；

?HAD103/10《核動力廠運(yùn)行防火安全》；?HAD401/01《核電廠放射性排出流和廢物管理》；?HAD401/02《核電廠放射性廢物管理系統(tǒng)的設(shè)計(jì)》；?HAD501/02《核動力廠實(shí)物保護(hù)導(dǎo)則》。第81頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四職業(yè)人員內(nèi)照射防護(hù)措施有：1、降低空氣中放射性核素的濃度防污染通風(fēng)2、降低表面放射性污染水平按規(guī)操作及時(shí)清理3、防止放射性核素進(jìn)入人體穿戴個(gè)人防護(hù)用品4、加速體內(nèi)放射性核素的排出誤入體內(nèi)需速排出第82頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四

反應(yīng)堆的多重屏蔽體系—不讓放射性物質(zhì)泄露出去第83頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四1、安全功能基本目標(biāo)：限制居民和核電廠工作人員在電廠所有運(yùn)行工況和事故工況下所受到的射線照射。為保證必要的安全性，執(zhí)行安全功能的系統(tǒng)執(zhí)行下列功能：

為安全停堆和維持其安全停堆狀態(tài)提供手段；

為停堆后從堆芯導(dǎo)出余熱提供手段；

在事故后為防止放射性物質(zhì)的釋放提供手段，以確保事故工況之后的任何釋放不超過容許極限。第84頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四2、分析方法TextTextText

常對那些對安全有重要作用的、其損壞會導(dǎo)致嚴(yán)重放射性釋放事故的系統(tǒng)、設(shè)備和構(gòu)筑物提出各種要求。這些要求帶有強(qiáng)制性而不需要直接考慮損壞的幾率或減輕事故后果的作用。確定論法概率論法

概率論法則根據(jù)需要某一安全功能所起的作用幾率以及該安全功能失效的后果來評價(jià)安全重要性。此法在確定各系統(tǒng)、設(shè)備和構(gòu)筑物的安全重要性的相對值時(shí)特別有用。

通過對各種堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可評價(jià)發(fā)生假想事故時(shí)執(zhí)行某安全功能的幾率以及該安全功能失效的后果。第85頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四評價(jià)核電廠安全性的方法：確定論評價(jià)法：根據(jù)反應(yīng)堆縱深防御的原則，除了反應(yīng)堆設(shè)計(jì)盡可能安全可靠外，還設(shè)置了多重的專設(shè)安全設(shè)施，以便在一旦發(fā)生最大假想事故情況下，依靠安全設(shè)施，能將事故后果減至最輕程度。概率安全評價(jià)：認(rèn)為核電廠事故是個(gè)隨機(jī)事件，引起核電廠事故的潛在因素很多，核電廠的安全性應(yīng)由全部潛在事故的數(shù)學(xué)期望值表示。概率安全評價(jià)（PSA）又稱概率風(fēng)險(xiǎn)分析（PRA），是70年代以后發(fā)展起來的一種系統(tǒng)工程。它采用系統(tǒng)可靠性評價(jià)技術(shù)（即故障樹、事件樹分析）和概率風(fēng)險(xiǎn)分析方法對系統(tǒng)的各種可能事故的發(fā)生和發(fā)展過程進(jìn)行全面分析，從它們的發(fā)生概率以及造成的后果綜合進(jìn)行考慮。第86頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四3、安全分級1安全一級主要包括組成反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界的所有部件

2反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界內(nèi)不屬于安全一級的各種部件，以及為執(zhí)行所有事故工況下停堆、維持堆芯冷卻劑總量和排出堆芯熱量及限制放射性物質(zhì)向外釋放的各種部件。

3部分系統(tǒng)的設(shè)備4安全一級安全二級安全三級安全四級反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中主要承壓設(shè)備。非核一級設(shè)備和部件：余熱排除系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)及安全殼噴淋系統(tǒng)等。構(gòu)成反應(yīng)堆安全殼屏障的設(shè)備和部件。

輔助給水系統(tǒng)設(shè)備冷卻水系統(tǒng)乏燃料池冷卻系統(tǒng)等

核島中不屬于安全一、二、三級的設(shè)備。

兩個(gè)不同安全等級的系統(tǒng)的接口，其安全等級應(yīng)屬于相連系統(tǒng)中較高的安全等級。

第87頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四4、抗震分類抗震設(shè)備：在設(shè)計(jì)上要滿足承受一定地震載荷要求的機(jī)械設(shè)備和電氣設(shè)備。我國的核安全法規(guī)將抗震類別分為三類，即抗震I類、抗震II類和非抗震類（NA）?？拐餓類設(shè)備包括安全一級、二級、三級和LS級及1E級的電氣設(shè)備，所有與安全有關(guān)的廠房和土建構(gòu)筑物都是抗震I類的。第88頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四5、規(guī)范分級和質(zhì)量分組

我國的核電事業(yè)雖然制定了一套核安全法規(guī)，有完整的設(shè)備分級、抗震分類和質(zhì)保分組要求，但沒有完整的核設(shè)備設(shè)計(jì)和制造規(guī)范。實(shí)際工作中根據(jù)情況參考美國規(guī)范或法國規(guī)范。具體設(shè)備的安全等級和抗震分類見課本表2.1第89頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四2.5核電廠的設(shè)計(jì)原則

在現(xiàn)代壓水堆核電廠的設(shè)計(jì)中，普遍遵循下列安全設(shè)計(jì)原則第90頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四1、多道屏障第一道燃料芯塊裂變碎片射程很短（10－3cm）。除表面外，絕大部分裂變碎片包容在芯塊之中。氣態(tài)裂變產(chǎn)物如碘、氪和氙等核素，一部分會因擴(kuò)散而從燃料芯塊中逸出。第一重屏障大約能留住98％以上的放射性裂變產(chǎn)物。第91頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四1、多道屏障第二道屏障是燃料棒包殼。包殼溫度不超過1204℃，具有較高承壓能力，使放射性裂變產(chǎn)物被限制在燃料包殼內(nèi)。

壓水堆正常運(yùn)行時(shí)，數(shù)以萬計(jì)的燃料棒中可能會有少數(shù)幾根棒發(fā)生破裂，致使少量放射性物質(zhì)從第二重屏蔽泄漏。第92頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四1、多道屏障第三道屏障是一回路系統(tǒng)的承壓邊界，由壓力容器、管道和設(shè)備組成，它們將高溫、高壓又帶強(qiáng)放射性的冷卻劑封閉在其內(nèi)。正常時(shí)僅允許極少量泄漏，而且泄漏水收集后送至三廢處理系統(tǒng)。流經(jīng)燃料元件的一次冷卻劑是被限制在壓力容器與一個(gè)或數(shù)個(gè)一回路環(huán)路內(nèi)流動的，這個(gè)壓力容器與一回路管道，組成了又一道密封屏障，可進(jìn)一步防止放射性物質(zhì)外逸。在絕大多數(shù)反應(yīng)堆中，大部分放射性物質(zhì)可以通過冷卻劑凈化系統(tǒng)除去。第93頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四1、多道屏障第四道屏障是安全殼，它將一回路系統(tǒng)的主要設(shè)備和主管道包容在內(nèi)。安全殼的泄漏率要嚴(yán)格控制，設(shè)計(jì)規(guī)范要求；每天泄漏率要小于安全殼總?cè)莘e的千分之一，防止放射性物質(zhì)向外環(huán)境擴(kuò)散的最后一道屏障。核電站的核反應(yīng)堆外層用厚厚的水泥來防止放射線的外泄第94頁，共104頁，2023年，2月20日，星期四2、縱深防御

第一級安全防御——預(yù)防：它要求在設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行中采取各種有效措施，反應(yīng)堆應(yīng)具有內(nèi)在的安全特性，設(shè)備必須高質(zhì)量和可檢查性，系統(tǒng)必須有冗余度；因而任一部件失效也不會影響其正常運(yùn)行。

第二級安全防御——監(jiān)控：第二級安全防御要求核電廠設(shè)置可靠的安全保護(hù)系統(tǒng)，并在事故發(fā)生時(shí)，盡量減少對該系統(tǒng)的損壞并保護(hù)運(yùn)行人員和居民不受傷害。

第三級安全防御——