《压水堆核电厂调试与运行》
第1章绪论
1.核电厂运行与常规火力发电厂运行相比存在哪些特殊问题？
2.压水堆核电厂运行的一般原则是什么？
3.按照我国《核电厂设计安全规定》中的定义，核电厂状态分为哪几类？正常运行、预计运行事件、事故工况、严重事故
第2章核电厂技术规格书
4.核电厂技术规格书一般包括哪六个方面的内容？
5.什么是运行模式？核电厂可以将机组正常运行的状态按照热力学和堆
物理的特性划分为哪六个运行模式？
反应堆压力容器内装有燃料时堆芯反应性状态，功率水平，反应堆冷却平均温度和压力容器封头顶盖螺栓张紧程度的任意一种组合。
反应堆功率运行模式（RP）蒸汽发生器冷却正常停堆模式（NS/SG）余热排出系统冷却正常停堆模式（NS、RRA）维修停堆模式（MCS）换料停堆模式（RCS）反应堆完全卸料模式（RCD）
6.在运行模式p-t图中标出各种运行模式，并解释各限制曲线的物理意义。
7.核电厂运行限值和条件起到哪些作用？
8.运行限值和条件根据其性质可分为哪些？各限值大小间有何关系？
安全限值，安全系统整定值，正常运行的限值和条件及监督要求
第3章压水堆核电厂的调试启动
9.大型压水堆核电厂建设工程可以分为哪几个阶段？
10.核电厂调试的目的是什么？
11.缩写EC、SUT、EESR、TOB、TOTO、NCC、NSSS、HFT、LOCA、SRC的中文
含义是什么？
12.核电站所有硬件设备的现场安装施工是由什么部门负责？对安装完毕
的设备和系统的调试，使其在功能和性能上满足设计要求，是由什么部
门承担的？
13.从安装到调试的责任转移的标志是什么？
14.当系统发生责任转移时，会产生系统和设备在某一区域的安装和调试有
接口的情况，这时就必须实行什么？
15.当核电站的系统处于安装结束和调试即将开始的阶段，安装和调试活动
所涉及的两个文件是什么？
安装状态结束（EESR）报告隔离移交（TOB）报告
16.什么是安装结束报告？
17.EESR应达到的目标是什么？
18.EESR包括哪两部分文件？
19.TOB的先决条件是什么？
20.TOB签署后，生产部、调试队、现场供货合同商各有哪些责任？
21.EESR和TOB签署时间上有何关系？
大体重叠
22.什么是TOTO？
23.对核电厂一个系统（或若干系统）交接试运行，应由哪个部门提出申请，
哪个部门签署？
调试队提出申请生产处签署
24.交接试运行过程主要步骤有哪些？
25.调试运行可划分为哪些阶段？
26.基本系统实验包括哪两部分？
27.单个系统独立试验包括哪些内容？
28.一回路主、辅系统冲洗试验（NCC）的目的是什么？
29.一回路主、辅系统冲洗试验（NCC）前主回路需要做哪些准备？主泵的联
轴和主泵一号轴封水注入
30.一回路主、辅系统冲洗试验（NCC）的过程主要包括哪些？
31.冷态功能试验内容是什么？
32.冷态功能试验必须具备哪些条件？在核主、辅系统冲洗试验后进行的，此时
核岛但系统调试已具备了联合调试的条件，并且各项水质指标均满足条件，此外
还需要两条独立的外电源供电；仪用压缩空气生产和分配系统可用；去离子水生
产及分配系统可用；通信系统可用。
33.冷态功能试验过程包括哪几个重要的阶段？
34.热态功能试验的具体试验项目有哪些？
35.热态功能试验时，一回路系统升温升压所需热量来自哪里？利用反应堆冷
却剂泵所产生的热量可以把冷却剂系统加热到正常运行温度
36.冷却剂系统热态性能试验包括哪些试验项目？
37.化学和容积控制系统热态性能试验包括哪些试验项目？
38.安全壳性能实验的目的是什么？
39.安全壳性能试验包括哪两部分试验？
安全壳强度试验，安全壳密封性试验
40.安全壳强度试验主要进行哪些测量？
41.安全壳密封性试验包括哪两部分试验？
42.在装料的全过程中要把握好哪两个方面的控制？
装料过程的控制反应性的控制
43.在装料过程中，对堆芯状态的监督通过什么来进行？
44.平板装料法的特点是什么？
45.临界前需做哪些试验？
46.初次临界试验具体步骤有哪些？
1）提升控制棒组件2）减硼向临界接近3）次临界下首次刻棒4）提棒向超临界过渡
47.低功率物理试验主要内容有哪些？
48.什么是控制棒的微分价值、积分价值？
49.叙述控制棒价值和硼价值测定的主要过程。
50.什么是弹棒事故、模拟弹棒事故试验？
弹棒事故：由于控制棒驱动机构的外壳损坏时，在压差作用下，使得控制棒组件迅速射出的事故
模拟弹棒事故实验：在热态零功率工况下，将插入堆内的调节棒组建中反应性价值最大的一根控制棒组件逐步抽出，同时通过向一回路系统冷却剂加硼来补偿提棒引起的堆内反应性的变化。
51.什么是最小停堆深度验证，在什么工况下进行？
在反应性价值最大的一根控制棒组件全部抽出，其他控制棒组件全部插入的情况下，测定反应堆尚能提供停堆深度为1%Δk/k所需硼浓度的试验。
在热态零功率工况下进行
52.功率提升过程中，需要进行哪些试验？
53.二回路热功率测量的原理是什么？
54.什么是功率刻度试验？在什么情况下开始？测量哪些参数？
55.什么是功率系数？如何测定？
堆功率每变化1MW时所引起的反应性改变
通过手动提升控制帮组D使功率增加，达到某一功率水平后，维持堆的稳定工况。记下电离室电流表上的功率增长值ΔP，同时，根据调节棒组D在功率改变前后的棒位变化Δh，从它的微分价值曲线查的相应的反应性变化Δｐ即可得出功率系数
56.带功率工况下慢化剂温度系数如何测定?
57.反应堆冷却剂的流量测定可以采用哪些方法？
58.如何测定蒸汽发生器出口的湿汽含量？
59.目前在压水堆核电厂采用示踪剂法测量主蒸汽湿度时，普遍采用的示踪
剂有哪些？
化学碳酸铯（Cs4CO3）和放射性Na
60.中毒曲线的测量是从什么工况下开始的？简述测量过程。
61.碘坑曲线的测量是从什么工况下开始的？简述测量过程。
62.负荷摆动试验应分别在哪几个不同功率水平下进行？测量哪些热工参
数？
63.甩负荷试验通过的判断标准是什么？
64.什么是停机不停堆试验？
检验核电机组在汽轮机停机后机组的主要运行参数维持或重新达到正常运行范围而不引起反应堆停堆。
65.电厂满功率停闭试验的验收标准是什么？
66.什么是净电功率？
67.什么是电厂净效率？
第4章核电厂正常运行
68.什么是压水堆核电厂的冷态启动和热态启动？
69.从冷停堆状态过渡到热备用状态，经历哪几个主要阶段？
70.冷却剂系统压力及升温(冷却)速率有哪些限制？
71.为了防止出现危险周期的启动事故，应在操作上采取哪些措施？
72.如何正确估计反应堆的次临界度？
73.什么是调节棒组的调节带？
74.稳态功率运行特性主要有哪几种？各有何特点？
1）反应堆冷却剂平均温度恒定的运行方式；2）二回路压力保持恒定的运行方式；3）反应
堆入口温度恒定的运行方式；4）冷却剂平均温度Tw程序运行方式
75.二回路投入运行经历哪几个重要阶段？
76.限制功率分布的有关准则有哪些？
77.什么是A控制模式和G控制模式？各有何优缺点？
A控制模式：在核电厂发展初期，作为带基本负荷电厂运行的，采用强吸收中子的调节棒束，它能以较大的功率变化速度进行调节，但引起的通量密度畸变很大。优点：运行简便；控制
棒组件的插入量少。缺点：不能瞬间实现大幅度的负荷变化
G控制模式：采用中子吸收较弱的灰调节棒束，进行精细的调峰运行。优点：任何时刻都允
许有各种瞬态，控制棒组队功率分布的干扰不会产生轴向震荡；缺点：在反应堆循环末期紧
急停堆后的再启动中，可操纵性大大降低
78.功率运行时冷却剂压力、体积、硼浓度、蒸汽排放系统、蒸汽发生器给
水等如何控制？
稳压器控制压力；稳压器和化容系统控制体积；化容系统上充泵控制硼浓度；安全阀调节蒸
汽排放系统；主汽动给水泵，电动或汽动辅助给水泵，辅助给水阀控制蒸发器给水
79.什么是核电厂的停闭？停闭运行有哪两种方式？
80.正常停闭分为哪两类？
81.热停闭时，维持一回路和二回路温度的能量来自哪里？
82.冷停闭时，有哪些主要操作？
83.压水堆在停闭后，如何排出衰变热？
84.在积毒阶段启动、最大碘坑中启动、消毒阶段启动，需要注意哪些问题? 积毒阶段启动：当碘坑最大值之前的积毒阶段，直接按顺序提升调节棒组达临界；在提升调
节棒组时，应估计到随时都有可能达到临界；接近临界时，必须避免任何可能使冷却剂平均
温度突变5℃或冷却剂硼浓度稀释10mg/kg的操作；并应注意堆内中子的倍增率不超过每分
钟十倍
最大碘坑启动：若堆停闭时间较长，只有稀释硼才能启堆；堆启动后需要及时向冷却剂加硼，以抑制反应性的增加
消毒阶段启动：不需要稀释硼，但启动操作必须十分小心，特别要防止因反应性引入速率过
大而出现短周期事故
85.换料的主要操作过程有哪些?
首先把所有的燃料组件从压力容器中取出，安置在与反应堆相邻的燃料厂房，然后根据下一
轮循环中新燃料组件和继续使用的旧燃料组件在堆芯中的位置相应调换配置于其中的功能
组件，再把这些带有各种功能的燃料组件逐个送回反应堆厂房，装入压力容器。
86.换料操作可分成哪几个主要阶段？
仅供参考[整理] 安全管理文书 核电站原理以及泄露安全措施 日期：__________________ 单位：__________________ 第1 页共9 页
核电站原理以及泄露安全措施 核电站是怎样发电的呢？简而言之，它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。 核电站除了关键设备--核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。 主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。 稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。 蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回 路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。 安全壳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。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。 汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮 第 2 页共 9 页
1、核电厂与普通化石燃料电厂相比有哪些主要区别？ a.核电厂有临界的特点，反应堆必须达到临界才能工作；核电厂必须保证足够的核燃料装 量，既有临界质量的限制，也要保证适当长的换料周期；反应堆中的核燃料不可能全部耗尽。 b.放射性特点：放射性物质的来源：裂变产物、衰变产物、活化产物和放射性废物（气、 液、固）；防止放射性物质的释放是核电厂安全的首要目标。 c.剩余释热问题：剩余释热主要由剩余裂变发热和衰变热两部分组成；因此核反应堆必须 要有余热排出系统；冷却剂泵有一个很大的惰性飞轮。 d.系统的复杂性：核电厂系统设备比普通化石燃料电厂更为复杂；运行人员驾驭核电厂过 渡瞬变更为困难；核电厂的成本结构与普通化石燃料电厂不同（核电厂建造成本高而运行成本低，化石燃料电厂建造成本低而运行成本高）；因此要求核电厂尽量带基本负荷运行，并且尽量减少停堆。 e.饱和蒸气问题：核电厂绝大多数使用饱和蒸汽，而化石燃料电厂使用过热蒸汽；饱和蒸 汽的焓值比过热蒸汽的焓值低；因此在相同规模的情况下，核电厂使用的蒸汽管道、汽轮机、调节阀门等的尺寸较大，给运行带来了一些问题。 2、压水堆核电厂载硼运行有哪些优点和缺点？ 优点：1）可以控制较大的反应性，延长了反应堆的换料周期，提高了经济性； 2）有利于改善反应堆中子通量密度的分布，提高安全性，提高核燃料利用率。 3）减少了控制棒的数目，简化了控制棒系统的设计，减少了压力壳的开孔数目，提高了压力壳的安全性。 4）通过注硼可以实现可靠停堆，保证足够的停堆深度。 缺点：1）增加了一个化学容积控制系统，增加运行复杂性。 2）硼浓度过高可能导致正的慢化剂温度系数，增加了运行风险。 3）运行中需要经常调整硼浓度，增加了废物量。 3、为什么在压水堆运行中引入汽轮机快速降负荷功能？哪些条件引起汽轮 机快速降负荷？ 原因：在保证反应堆安全的前提下，尽量避免紧急停堆 引起汽轮机快速降负荷的情况有：超温ΔT或超功率ΔT值比事故保护停堆值低3%； 功率高于80%满功率时一台主给水泵跳闸；一路加热器疏水箱疏水被旁通到冷凝器。 4、核电厂的运行工况有哪些 a)Ⅰ类工况：正常运行和运行瞬态 b)Ⅱ类工况：中等频度事件 c)Ⅲ类工况：稀有事件 d)Ⅳ类工况：极限事故 5、运行模式的分类（温度一栏舍去） 模式K eff额定热功率/% 冷却剂平均温度 /℃ 1. 功率运行≥0.99 ＞5 ≥176.6 2. 启动≥0.99 ≤5 ≥176.6 3. 热备用＜0.99 0 ≥176.6
核电站的工作原理 核电站就是在一座或若干座动力反应堆中将原子核裂变释放的核能转换成热能来发电或发电兼供热的动力设施。它与火电站最主要的不同是蒸汽供应系统。核电站利用核能产生蒸汽的系统称为“核蒸汽供应系统”，这个系统通过核燃料的核裂变能加热外回路的水来产生蒸汽。从原理上讲，核电站实现了核能一热能一电能的能量转换。从设备方面讲，核电站的反应堆和蒸汽发生器起到了相当于火电站的化石燃料和锅炉的作用。目前世界上核电站采用的反应堆有压水堆、沸水堆、快堆以及高温气冷堆等，但比较广泛使用的是压水反应堆，约占核电总装机容量的７０％。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。 1．核电站工作原理 核电厂用的燃料是铀。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。当铀-23 5的原子核受到外来中子轰击时引起原子核裂变，，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子，新产生的中子引起新的原子核裂变，裂变反应连续不断地进行下去，如此持续进行就是裂变的链式反应，用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生连续裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的循环水(或其他物质)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。 核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。 2．核电站内部 核反应堆由浓度低一些的铀建造。通常，铀被制作成直径相当于10美分硬币左右，长度为2.5厘米左右的燃料元件。燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒被进一步组装成燃料组件。燃料组件通常被浸泡在压力容器中。容器中的水起冷却作用。为使反应堆工作，浸泡在水中的燃料组件必须处于稍微超临界的状态。由吸收中子的材料制成的控制棒通过升降装置插入到燃料组件中。操作员通过升降控制棒来控制核反应的程度。当操作员希望铀堆芯产生更多的热量时，可将控制棒从铀燃料组件中升起。要使热量减少，则降低控制棒以插入到铀燃料组件中。在发生事故或者更换燃料时，控制棒还能被完全插入铀燃料组件中以关闭核反应堆。 3．核电站采用的反应堆 3.1 压水堆核电站 为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，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。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。 电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并
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。
核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养凌尔凯 发表时间：2019-11-04T09:42:30.703Z 来源：《基层建设》2019年第23期作者：凌尔凯 [导读] 摘要：为使电站系统设备在长时间建设、安装和调试运行过程中能够保持保持较好的性能，必须在核电厂建设期间，特别是调试期间，根据已制定的方案有序地开展设备维护与保养工作，从而保证核电厂投入运行后系统设备能保持相对较高的可利用率。 中国电建集团核电工程有限公司 250100 摘要：为使电站系统设备在长时间建设、安装和调试运行过程中能够保持保持较好的性能，必须在核电厂建设期间，特别是调试期间，根据已制定的方案有序地开展设备维护与保养工作，从而保证核电厂投入运行后系统设备能保持相对较高的可利用率。本文在对核电厂调试期间的设备维护和保养管理手段进行了初步研究和探索。 关键词：核电厂；安装与调试调试；设备维护保养 前言：通常来说，核电厂的地理位置往往处于沿海地带，其所处的大气环境具有特殊的高湿度、高盐度特性，因此具有较强的腐蚀性；同时，在核电厂安装与调试阶段，其环境控制系统尚未能够完全投入使用并发挥正常功能（如排风机未投运、土建孔洞封堵未完成导致雨水天气设备淋雨等），所以此时的环境状况往往较为复杂，所以在这个时期设备维护保养工作至关重要。 1核电厂安装与调试期间进行设备维护保养的必要性 在核电厂安装与调试期间，由于以下原因使设备的维护和保养显得尤为重要： 大部分设备经历了仓储期、安装期及建安向调试的移交期，虽然在仓储期和安装期都有相应的成品保护程序，但从国内工程实践的经验来看，项目建设期间的设备保养效果往往差强人意；核电厂调试期间的现场环境比较恶劣，支持设备正常运行的通风、供暖、制冷系统往往在调试到一定阶段后才能投入使用； 调试期也是设备缺陷的集中爆发期，调试或维修人员往往疲于应付比较着急的纠正性维修工作而忽略设备的正常预防性维修及保养工作；工程建设期，维修人员的技能水平和维修管理水平也在不断积累完善中。在人员技能水平有限和管理体系逐步完善期间，设备保养工作往往由于体系、流程等问题而不能及时、有效的进行。 基于以上原因，在核电站建设和安装调试过程中，务必高度重视调试期间的设备预防性维护和保养工作。调试期间如果机械设备得不到专业维护，将使系统设备在预运行初期就会出现大量故障，从而影响整个项目调试的进展及机组的安全稳定运行。 2核电厂安装和调试期间设备和系统维护保养的技术管理建议 在核电厂的维修大纲中明确安装和调试期间进行设备和系统专业化维护保养的范围、内容和要求以及与安装、调试、运行和维修的接口关系，并建立此阶段完整的技术管理文件体系。 2.1文件和记录管理 应制定管理文件，如：《机组维护、保养、检查和试验暂行管理规定》、《机组维护保养大纲》、《机组维护、保养总体计划》、《机组二回路的系统设备保养实施方案》、《循环水系统保养方案》、《汽轮机保养方案》。 在安装和调试期间，维护保养执行部门应在《机组维护保养大纲》中规定的原则下，细化和完善自己的责任范围内工作，并且针对不同的设备和系统，根据设备说明书和系统运行规程编写相应的维护保养程序。从管理上保证设备保养、维护、检查、定期试验工作的落实，并做详细的记录，立案成册，为设备和系统进行全寿期维护管理创造条件，同时为通过国家核安全局等管理部门审查做好准备，以保证和证明设备处于完好可用状态。 2.2设备和系统维护保养一般方法 核电厂设备在进入安装现场前由供货厂家提供保养，在安装和调试期间就应注意根据设备技术文件和系统特点结合现场环境采取适当的维护保养方法。 2.2.1厂房内大气环境维持 由于大多核电厂建在滨海区域，空气中有卤素元素含量较高的海水水汽，在安装和调试阶段核岛内空气环境差，整个核岛内很难达到设备和系统所要求的清洁度的要求，不能有效地形成好的保持设备和系统正常功能的环境。如在压水堆核电厂在安装和调试期间设备闸门不能及时投用，导致不能有效控制含卤素海水的空气进入安全壳，加速大部分设备外表面的腐蚀，同时也可能导致已安装就位而未采取适宜保护措施的主设备产生腐蚀。因此，在建造安装期间应尽快投入通风系统，并建立设备闸门管理制度，加大核清洁区的建设力度，控制人员进出核岛，严格管理和清理核岛的工程尾项和调试工作。同时必须严格管理调试尾项处理工作，对于任何有可能产生粉尘、烟雾以及物品可能跌落到开口系统或设备的施工或调试工作应建立起严格的隔离空间，必要时应采用小型风机排出粉尘、烟雾。 2.2.2设备保养内容及方法 核电厂主要分为机械、电气、仪表控制三大类设备，具体常见有管道、容器、阀门、仪表、泵、风机、电气柜等，根据设备材质以及功能的不同，往往采取的维护保养的方法也不同，核电厂常采用方法包含干保养、湿保养、定期运转、润滑、表面清洁和防腐、保温与防冻、电化学保护、定期校验（主要指的安全阀和仪表有效期校验）。缺陷管理正是处理一切异常问题，其中就包含维护保养中产生的问题，凡是调试过程中发现设备部件存在制造、设计、安装及其它不满足功能要求的异常问题都应及时按照缺陷流程进行处理，使缺陷得到及时有效地消除，这其中就包含保养过程发现的问题。 2.2.3设备保养的实施方式 核电厂调试阶段现场保养维护是一个动态过程，核电系统及设备在运行过程中性能存在不确定性，必须建立有效的保养维护方案。实施方案通常采用两种形式：（1）编制保养方案形式，主要指核岛系统泵、蒸汽发生器、二回路高低加热器、汽轮机高低压缸、海水系统以及发电机等重要设备，需要编制专门保养计划和方案，按照保养方案严格实施；（2）巡检记录形式，通常包含重要设备/通用设备保养记录、阀门检查记录、化学取样记录、电加热器投运检查记录、电气盘柜检查记录，通常这些记录根据具体情况又详细编制具体的检查内容。 2.2.4其他建议 ①在对设备进行维护保养期间应加强对湿保养和干保养的介质化学成分的控制和监督；②加强施工和仓储存放的设备保养管理；③做好维护保养工作的记录，建立好设备档案，强化维护保养工作，同时也为国家核安全局的检查做好准备工作；④加强防异物管理，同时要
HAD003/09 核电厂调试和运行期间的质量保证 (2) 1 引言 (2) 1. 概述 (2) 1.2 范围 (2) 1.3 责任 (2) 2 调试期间的质量保证大纲 (3) 2.1 质量保证大纲的制定和文件 (3) 2.2 质量保证大纲的实施 (4) 3 运行期间的质量保证大纲 (9) 3.1质量保证大纲的制定和文件 (9) 3.2 组织 (13)
3.3 文件管理 (14) 3.4 运行管理 (14) 3.5应急管理 (15) 3.6采购管理 (15) 3.7 材料和设备管理 (15) 3.8 检查、监督和试验 (17) I.9不符合项管理 (19) 3.10 纠正措施 (20) 3.1 评定、审查和监查 (20) 3.12记录 (22) 4 退役期间的质量保证大纲 (22)
4.1 概述 (22) 4.2 范围 (22) HAD003/09 核电厂调试和运行期间的质量保证 （1988年1月28日国家核安全局批准发布） 1 引言 1. 概述 《质量保证规定》和《运行规定》列有核电厂调试、运行和退役期间的质量保证和行政管理要求。为执行这两个《规定》的有关要求，本安全导则对这些要求加以补充，提出建议并叙述实施办法。 为便于调试人员引用，本导则用单独一章（第2章）叙述专用于调试的质量保证。但应指出，调试和运行阶段不能截然分开。在第3章提出的质量保证措施有很大一部分也适用于调试期间；适用时，必须予以遵循。 概括性术语“质量保证”用于核电厂运行时，包括所有为保证核电厂按规定要求进行运行时所必需的有计划和有组织的活动。这些活动由下述两类人员来进行：从事该项工作的人员和被指定从事验证该项工作是否全部和很好完成的人员或小组。 必须在各种活动开始之前建立已经批准的管理制度、有关的程序及组织机构。必须采取措施使管理工作从设计、建造有秩序地转人调试和运行。在核电厂从运行转入退役前，必须制定详细的退役大纲。 1.2 范围
第一章绪论 1. 压水堆核电厂与化石燃料电厂相比的运行特点。 （1）反应堆临界（2）产生大量放射性物质（3）相当可观的堆芯剩余释热（4）核电厂系统、设备复杂（5）使用饱和蒸汽 2. 核电厂载硼运行的特点（好处和代价）。 压水堆核电厂通过调节慢化冷却剂中的硼浓度，可以控制长期缓慢的反应性变化。 好处：对反应性的影响比较均匀，不引起功率分布畸变； 大大减少了控制棒的数目，简化了堆的结构。 代价：为保证慢化剂温度系数为负，对温度有限制； 增加了化容系统复杂性，并产生含硼酸废液。 3.汽轮机快速降负荷的定义及目的。 定义：当汽轮机接到Runback信号时，汽轮机将以200%满功率/min的负荷变化率降负荷，持续降负荷1.5s (降负荷5%满功率)，等待28.5s后，如果该信号仍存在，则再次快速降负荷5%满功率，直至信号消失。 目的：利用功率控制系统的机制，通过自动降负荷，降低反应堆功率，缓解一、二回路间的矛盾，减少停堆次数，提高核电厂运行的经济性。 4. 核电厂运行工况的分类。 正常运行和运行瞬态；中等频度事件；稀有事故；极限事故 5. 核安全文化的概念。 安全文化是存在于单位和个人的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。 6. 核电厂运行规程的构成。 正常运行规程；故障运行规程；事故规程；行政性控制规程 7. 9种运行标准工况（P-T大刀图）和6种运行模式（MODE)。 9种运行标准工况：换料冷停堆；维修冷停堆；正常冷停堆；单液相中间停堆；双相中间停堆；正常中间停堆；热停堆；热备用；功率运行 6种运行模式：功率运行，启动，热备用，热停堆，冷停堆，换料 第二章核电厂技术规格书 1. 术语及定义： 动作：是技术规格书的每条规范中在指定条件下所需采取的行动 停堆深度：假定最大价值的单束控制棒全部卡在堆外，而其他棒组（包括控制棒组和停堆棒组）全部插入堆内，由此使反应堆处于次临界或从现时状态达到次临界瞬时的反应性总量 轴向通量偏差：两部分堆外中子探测器上半部与下半部归一化通量信号的差值(电流信号差△I ) ，可表示为AFD。 象限功率倾斜比：上半部堆外探测器标定输出值的最大值与平均值的比值，或下半部堆外探测器标定输出值的最大值与平均值的比值，取大者 运行模式：①功率运行；②启动；③热备用；④热停堆；⑤冷停堆；⑥换料 2.反应堆堆芯和系统压力的安全限值及其保护的目标。 反应堆堆芯：热功率，稳压器压力和运行环路最高冷却剂温度的组合不得超过图2-1所给出的限值（保护核电厂第一道安全屏障的一个必要条件） 应堆冷却剂系统压力：反应堆冷却剂系统压力不得超过18.9MPa（对于Shearon Harris Unit1）（保护核电厂第二道安全屏障的一个必要条件） 3. 最小偏离泡核沸腾比DNBR：临界热流密度与实际热流密度的比值
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）
核电厂电气调试准备与实施 发表时间：2018-02-28T15:21:02.017Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年第27期作者：郑永刚郁越 [导读] 某核电厂（2×600MW）一期工程位于S市西北区，距离市区20.0km，电厂装机容量为2×600MW超临界燃煤发电机组。中国核电工程有限公司田湾项目部江苏连云港 222042 摘要：核电厂对核安全有着特殊要求，所以在系统设备安装和调试时需满足一系列的管理程序要求。基于此，本文分析了核电厂电气安全隐患排查，对核电厂电气调试准备与实施进行了分析。 关键词：核电厂；电气；调试 1工程概况 某核电厂（2×600MW）一期工程位于S市西北区，距离市区20.0km，电厂装机容量为2×600MW超临界燃煤发电机组，循环供水采用开式循环供水系统，配套设置1个循环水泵房，规划建设4×600MW超临界燃煤发电机组配套工程。电厂循环泵房内共配置4台立式斜流泵装置。 2核电厂电气安全隐患排查 2.1作业环境 核电厂电气安全隐患作业环境排查需要从厂区环境、地面环境、生产区域采光、应急照明、物料码放、设备布局、库房、叉车、充电区、安全标识等方面进行，进而完成整个核电厂电气安全管理工作的开展。在实际作业环境安全隐患排查的过程中严格按照《安全标志及其使用导则》（GB2894-2008）、《电气安全管理规程》（机械工业部[86]机生字76号）等国家规范性标准对作业环境实施安全隐患排查。 2.2生产设备、设施 就核电厂电气安全生产设备、设施进行隐患排查，其隐患排查的总体内容包含生产设备、设施建设排查、信号和显示器排查、控制系统排查、紧急开关排查、意外启动预防排查、工作位置排查、工作照明排查、特殊要求排查等几个部分。在排查的过程中按照每一项内容的相关国家生产安全标准、设备使用维护标准对其进行基本排查。需要注意的是在对工作位置、照明、特殊要求三项内容进行排查时，需要根据每一项内容的具体操作内容和操作行为对其进行安全隐患排查。其中工作位置安全隐患排查包含位置要求、座位、操纵室、操作姿势几个方面；照明安全隐患排查包含照明亮度和照明插座使用；特殊要求排查主要包含防火与防爆、液压和气压、可动零部件、高速旋转与易飞出物、噪声和振动几个部分。 2.3用电安全 对核电厂电气用电安全隐患实施排查工作，其中包含电工自身安全、绝缘设备安全、值班流程安全和线路、箱柜、设备的安全隐患排查。针对电工自身应该定期对电工的四肢运动功能和身体健康进行检查，以排除安全隐患。针对绝缘设备的使用方面，应该加强对绝缘设备分配、使用年限、定期更换维护等方面的安全隐患排查，以保障设备的整体安全性。针对值班用电安全主要是针对值班变电室的变电安全、操作安全进行安全隐患排查，以保障值班人员的整体安全性。对线路、箱柜、设备安全隐患排查上主要采用的是分区域、分阶段性的立体设备安全隐患排除方法，进而从内而外的保障核电厂用电的安全性。 2.4危险化学品安全 对核电厂电气安全危险化学品隐患排查主要是从药品库房的位置、库房建筑结构、库房地面要求、库房监控系统、库房排风系统、库房液体流散系统等对其进行安全隐患排查工作。首先，针对库房位置需要按照危险化学物品仓库单独建立的方案实施安全隐患排查。此外，对于库房结构、库房地面要求方面需要从可燃性、铁栏高度、防雨、防雷、防静电、防潮等方面对其进行安全隐患的排查工作。在其监控系统安全隐患排查上需要从实时性和对危险物品检测覆盖率两方面进行排查。在其排风系统和防液体流散系统安全隐患排查的过程中侧重的是对化学物品仓库排风的完整性、液体流散的准确性等方面对其进行安全隐患排查，以保障整个危险化学品的安全性。 3核电厂电气调试技术 3.1发电机调试技术 核电厂发电机调试主要内容是对定子绕组绝缘以及直流电阻进行测量与调试。对于定子绕组绝缘电阻而言，需要在发电机出线套管、电流互感器装置安装结束且定子处于冷态以及吹干状态下进行测量工作。测量仪器为2500V兆欧表，共持续测量10.0min，分别对15.0sec、1.0min以及10.0min条件下的绝缘电阻值进行检测。正常情况下，要求的定子绕组吸收比应达到1.6以上，极化指数与出厂值比较因无明显差异，各相绝缘电阻不平衡系数应控制在2.0范围内。还需要特别注意的一点是：在发电机绝缘电阻测试结束后，应充分放电，以及时恢复发电机的安全运行。对于定子绕组直流电阻而言，需要在定子冷态条件下进行测量，对绕组温度进行检测记录。测量仪器为双臂电桥或变压器直流电阻测试仪。正常情况下，外部环境温度与定子绕组温度差值应严格控制在±3.0℃范围内。除此以外，各相直流电阻差异应低于最小值*2.0%，与出厂值相比差值同样应低于2.0%。 3.2变压器调试技术 核电厂变压器调试所涉及的主要内容包括两个方面，第一是针对绕组连同套管所对应直流电阻进行测量，第二是针对变压器所有分接头变压比进行检查。在测量直流电阻的过程中，需要于变压器各分接头上所有位置进行，以变压器直流电阻测量仪或双臂电桥为测量仪器，对绕组温度进行测量与记录。正常情况下，各项测定直流电阻参数相互差值应当低于平均值*2.0%的标准，变压器各分接线实测值相互差值应当低于平均值*1.0%的标准。在对分接头变压器进行检查的过程中，应当对变压比进行准确计算，测量仪器为全自动变压比测试仪或QJ35型变压比电桥。在检测前，必须确保被检测变压器出线端与外界无任何连接。工作人员首先应当确认电厂变压器的接线组别，对接线正确性、合理性进行检查，避免低压、高压绕组出现反接的问题。若采用QJ35型变压比电桥，还应提前对试验电源的火线、零线进行准确区分。经检测，分接头变压比实测值应当变压器制造厂商铭牌参数无明显差异，且与变压比变化规律基本一致。针对电厂电力系統中220.0kV以上电压等级电力变压器，在额定分接头位置下，变压比实测值允许误差应当严格控制在0.5%内。
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 1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。 2.压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统
核电厂调试人员的培训与授权管理 文章阐述了核电厂调试人员培训与授权重要性，并以国内某核电厂实例，结合该核电厂调试管理模式，探索如何建立调试人员培训与授权体系，从而有效提高调试人员的调试技能水平，推动核电厂调试工作的顺利进行。 标签：核电厂；调试；培训；授权 核电厂调试是检查核电厂设计、设备制造、建造安装质量，验证其性能是否满足设计要求和安全准则的一个重要阶段。调试的质量对电厂能否安全、稳定运行具有决定性影响，而核电厂调试质量很大程度上取决于调试人员的技能水平，因此，如何通过培训提高人员的调试技能，并在技能水平符合要求后给予其相应授权是调试阶段的一项重要工作。 1 总则 为了确保调试活动的安全、高效开展，必须坚持“上岗必须授权、授权必须培训、培训必须考核”的原则，对调试人员的技能水平进行严格把控。调试人员的授权包括调试授权、维修工作负责人授权、调试QC授权等。调试人员均需要根据要求，进行相应的培训并考核合格，通过各级审批后，才能获得相应的调试工作授权。 2 各类培训与授权管理 2.1 调试授权 调试授权是指认定该人员已具备质量安全方面的知识以及独立工作的基本技能和工作态度，授予其从事特定专业调试工作的权利。 2.1.1 调试授权培训 为提高调试人员的基本技能、安全意识和协调工作能力，调试授权之前需先进行调试授权培训。 （1）课程设置 调试授权培训主要包括调试管理类培训、调试专业课程培训。 调试管理类培训主要包括调试质量保证大纲、调试大纲、调试管理程序等课程。通过培训使人员掌握调试组织机构及职责分工、调试安全管理、调试物资管理、调试实施管理等各方面管理要求。 调试专业课程培训主要包括系统设备类培训、调试技能类培训。调试专业组
核电厂开关量仪表安装调试 在核电厂中，核电厂重要的组成部分就是仪表和控制，仪表在控制系統中对安全运行和经济运行都起到了非常大的作用。在过往核电厂的安装和调试中都会针对问题或者发现储存一些值得借鉴的经验，进行总结归纳。文章从核电厂开关量的仪表安装的测量原理进行研究，同时结合实际和理论的对比，从而归纳总结出核电厂开关量仪表安装调试比较常见的注意问题，进而能够为刚开始使用的工作人员提供有价值的参考信息。 标签：核电厂；开关仪表；安装调试 前言 随着现在我国经济不断的向前发展，核电厂产生的能源与我们的生活密不可分，核电厂只有安全运行才能保障工作人员的生命和产出更优质的能源。核电厂中其最重要的核心就是仪表和控制，仪表能够直观地反映出控制系统的运行情况，核电厂在仪表安装和调试的过程中也会存在许多理论和实际有差别常见的问题，我们需要将这些问题进行总结，从而总结出这些问题出现的原因和解决措施。 1 核电厂开关仪表的测量原理 在核电厂开关仪表是自动系统中的控制元件，其是最简单、最方便、最经典的控制元件，开关类仪表从一开始就是最原始的应用元件，通常都是由机械能量转变为开关信号的，而机械能量的来源是由微动开关等部分机械弹簧和杠杆等机械构建产生的。例如：压力开关，当压力不断的上升的时候，不同的传感压力元件产生作用，致使这些膜片、活塞等传感压力元件产生变形，从而向上移动，而这时候杠杆机械弹簧结构就会将最上面的微动开关开启，从而使机械变形变成电信号进行输出。 核电厂开关仪表的测量原理常见的有以下几种：波纹管式压力开关、浮子液位开关、温度开关和膜片式压力开关等等。而这几种压力开关中温度开关与波纹管式压力开关有很大的相似之处，都是通过温包内填充气体，产生膨胀的现象，然后使波纹管动作引发开关能量的信号。本文主要从波纹管式压力开关、浮子液位开关进行重点介绍。 2 波纹管式压力开关 核电厂中波纹管压力开关是比较常见的，波纹管式压力的形成从内部结构分析来看，是因为压力的变化转变为波纹管机械变化，当机械杆传输这种压力的时候，就会触碰到微动开关，所以压力的开关信号由此产生。通常压力开关有两个标尺，都是在外部可以看到的标尺，其中一个在上部记为指示板，另一个在下部记为回差调节指示板，没有当前的指示温度板。但是需要注意的是上部设定指示板是显示当前的定值，有可能存在的指示误差是很多的，不要把此定值当做计量
核电工作几年之后经验之谈 本文系转载，希望对向往核电的同学有点帮助 谨以此文献给那些即将进入核电工作的师弟师妹们 在核电大发展的今天，越来越多的人梦想进入核电工作，想乘着国家发展核电的大好契机实现个人人生价值，这种想法无可厚非，既顺应了国家的发展趋势，又能实现个人目标，何乐而不为呢？再者，在金融危机的大背景下，高校就业压力也越来越大，找个一般的工作有时候都很难，更不要说进入核电工作了。在外在的国家的号召和内心渴望的驱动下，很多师弟师妹们进入了核电工作。学生毕竟是学生，对:) 核电的运作机制也不太了解，等 到进入核电工作又感觉核电站的生活不是自己追求的生活的时候，想反悔都难了，大部分情形是骑虎难下。下来就通过简单的介绍，试图让师弟师妹们能对核电有个大致完整的了解。（有点大言不惭吧，^_^） 一．核电待遇。大家找工作最关心的就是待遇薪水，而核电站丰厚的待遇可能是吸引 大家来核电最大的动力了。客观的说核电待遇在社会阶层中算是中等偏上水平。每个公司不一样，有点工资高些，有的福利高些，但是总数基本上相差不大，这样主要是怕因为待遇问题造成人才流失，尤其是一个集团内部的电站之间，待遇是相差不大的。基本工资高的公司，福利就稍微逊色点，反之，工资低的话，其他福利补贴会略高一些。至于工资具体数额不便透露，原因有二：首先，工资数额是每个公司的商业秘密，其次，要是有些师弟师妹冲着工资来的，结果工资又没兑现，岂不是误人子弟？想了解详情的，可以找一些在你“目标电站”工作的校友私下里打听下。 二．核电工作内容。在核电工作，具体是干什么的，通常说来核电站前期有：生产准 备部、人力资源部、总经理部、采购处、设计管理处、工程建设处等等。前期主要是生产准备部的工作，比如说是操纵员的培养、技术人才的储备都是这个部门管理，而师弟师妹们去新开工的核电站工作，也基本上是去这些部门工作，随着工程的进展，这些大部门都会细化分成运行、维修、仪器控制、设计等处室。下面具体介绍这些处室： 运行：负责核电站的日常运行，相当于开车的司机，主要负责开车，他们关注的是如 何安全高效经济的让车满负荷运行以实现核电站的效益。运行人对电站工艺系统了解的很透彻，理论知识也很全面但对设备的具体结构和设计原理了解的不是很多 维修：就是负责电站设备的维护，还是以开车做比方，车子有问题了，你要能及时处 理问题缺陷，车子停下来了，维修的就更忙了，几乎所有设备都要修理，当然维修几百号人是不能完成这么庞大的任务的，通常每个电站都有很多承包商，这些承包商有来自核动力院的、也有来自常规电站检修工程公司的。 仪控：核电站的是个复杂的系统，如何让这些系统相互配合顺利工作，就是仪器控制 的主要工作。仪表的维护、控制系统的优化、工艺保护的实现都是仪器控制的主要工作。对于二回路的控制，中国的技术已经很成熟了，常见的DCS系统都能搞定，上海的新华、南 瑞都是我们国家比较厉害的企业。 三核电工作模式。核电的生活比较严谨，其主要工作是保证核安全，其次才是发电， 因为一旦出现核事故，不仅仅影响的是一个核电站，而是对整个中国核电的发展的进程造成影响。在这种大背景下，核电的工作效率没有外企那么高的，推诿扯皮的事情也有，又加上核电的国企出身，整个机构运作起来会慢一些，比如调试期间一个两小时能完成的试
压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低