F 65
EJ 325-1988
压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则
1988-06-05发布
1989-01-01实施
中华人民共和国核工业部 发布
附加说明：
本标准由核工业部核电局提出。
本标准由核工业部一院设计部负责起草。
本标准主要起草人：李清林。
1 主题内容与适用范围
本准则规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的基本设计要求，以确保该系统能够安全可靠地执行其预定的功能。
本准则适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的设计，它未对该系统中的设备提出具体设计要求，也未包括该系统的运行、维修和试验等方面的要求，除非它们与系统设计直接有关。
2 引用标准
HAF 0200 《核电厂设计安全规定》
EJ 312 《压水堆核电厂运行及事故工况分类》
HAF 0201 《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》
EJ 335 《压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则》
EJ 313 《压水堆核电厂系统部件安全等级的划分》
EJ 331 《压水堆核电厂安全壳隔离系统设计准则》
EJ 345 《压水堆核电厂水化学技术条件》
EJ 336 《压水堆核电厂供汽系统布置准则》
HAF 0204 《核电厂内部飞射物及其二次效应的防护》
3 系统功能
反应堆冷却剂系统既执行核安全功能，又执行非核安全功能。反应堆冷却剂系统的核安全功能是：作为一道屏障，防止反应堆冷却剂和放射性物质不可控地释放到一次安全壳，在任何工况下为确保堆芯冷却提供条件。
反应堆冷却剂系统的非核安全功能是：在正常运行期间将热量从反应堆堆芯传送到二回路系统。
反应堆冷却剂系统除具有上述功能外，冷却剂还作为慢化剂和反射层，并作为控制反应性的硼酸溶液的溶剂。此外，反应堆冷却剂系统还具有压力控制功能，通过稳压器来保证反应堆冷却剂压力高于堆芯出口处的饱和压力（防止沸腾）。
4 系统范围
反应堆冷却剂系统由能提供上述功能的设备所组成，典型的反应堆冷却剂系统包括： a．反应堆压力容器及其密封系统，包括控制棒驱动机构承压壳；
b．把反应堆热量传送到二回路系统的蒸汽发生器一回路侧；
c．反应堆冷却剂泵及其轴封；
d．稳压器（包括加热和冷却设施）；
e．卸压管道（包括卸压阀和安全阀）连同接受排放的卸压箱；
f．为了提供适当的流动通道和流动控制，在主要部件之间用于连接的管道、阀门和配件；
g．与反应堆冷却剂环路相连接并属于该环路的管道、阀门和配件，直到并包括第二个隔离阀；
h．为了控制运行所必需的检测装置。
5 性能准则
5.1 反应堆冷却剂系统的设计必须满足HAF 0200
6.1的要求。
5.2 对于工况Ⅰ、工况Ⅱ和工况Ⅲ，反应堆冷却剂系统必须提供足够的堆芯冷却，以确保不超过燃料和反应堆冷却剂压力边界的设计限值。压水堆核电厂的运行工况分类可参见EJ 312。
5.3 对于工况Ⅳ的事件，反应堆冷却剂系统必须能为堆芯冷却提供条件，以确保限制燃料损伤，使其符合我国的厂外剂量准则或有关的规定。
6 安全等级
根据安全导则HAF 0201的规定，能够提供本准则上述第3章中的核安全功能，其损坏将导致反应堆冷却剂流失超过正常补水能力的反应堆冷却剂压力边界内的设备及其支撑，定为安全一级；能够提供第3章中所述核安全功能的反应堆冷却剂系统的其它设备及其支撑应定为安全三级；但在要求满足接口准则的情况下，则应定为安全二级。例如稳压器取样管（来自稳压器的流量限制孔板，连接到安全壳外的隔离阀）就是安全二级。如果执行安全功能的设备或连接到执行安全功能设备的非执行安全功能的设备，发生故障会妨碍靠近的设备执行其安全功能，则必须设置接口屏障或隔离装置，以便保护靠近的设备。除此以外的反应堆冷却剂系统的设备定为安全四级。
7 抗震类别
属于安全一级、二级和三级的反应堆冷却剂系统的设备及其支撑应为抗震一类。在安全停堆地震时，仍要求它们执行其安全功能。反应堆冷却剂系统及设备支撑的抗震设计，应满足相应的抗震设计准则。
8 设计准则
8.1 核设计准则
反应堆冷却剂系统的设计，必须使由于任何反应堆冷却剂温度变化而造成的反应性变化的数值和速率，处于反应性控制系统和反应堆堆芯核设计的能力之内。
8.2 系统设计准则
8.2.1 反应堆冷却剂系统必须提供足够的自然循环能力，以使在反应堆冷却剂泵不能运行时，通过蒸汽发生器排出余热，防止超过燃料的温度限值和反应堆冷却剂系统的压力和温度限值。
8.2.2 必须包容反应堆冷却剂系统卸压所排放的反应堆冷却剂，以确保对放射性物质的控制。
8.2.3 必须能够探测和测量来自反应堆冷却剂系统的设备的反应堆冷却剂泄漏。
8.2.4 连接到反应堆冷却剂系统的有关系统的设计可参照有关的规定来配置超压保护。 8.2.5 反应堆冷却剂系统的设计必须符合EJ 335的规定。
8.2.6 反应堆冷却剂泵及其保护系统的设计，应使反应堆冷却剂泵转子突然卡死也不会导致反应堆冷却剂系统压力边界完整性的损坏。
8.2.7 反应堆冷却剂泵应具有足够的惯性，保证在丧失电源时，使堆芯得到一定的冷却。
8.2.8 工况Ⅰ和工况Ⅱ期间，稳压器卸压箱的容量与存水体积应确保蒸汽或水都不会逸入
安全壳，稳压器卸压箱应设置高温、高压和高低水位的报警信号，稳压器卸压箱应采取适当的超压保护。
8.2.9 贯穿安全壳且属于反应堆冷却剂压力边界的组成部分，应满足EJ 331的规定。 8.2.10 必须设置能清除反应堆冷却剂中放射性物质（包括从燃料漏出的裂变产物）的系统。反应堆冷却剂净化和除气能力的设计，应保证在规定燃料的包壳破损情况下，满足EJ 345的规定。
8.2.11 为确保在任何运行工况下冷却剂的容量和压力不超过设计规定的限值（考虑容积变化和泄漏），必须设置保持冷却剂装量或压力的系统。为满足这一要求必须具有足够的流量和（或）储量，这些系统可由发电过程所需的部件或由为执行该功能而专门设置的部件所组成。
8.3 机械设计准则
8.3.1 对于任何正常运行或事件，反应堆冷却剂系统的设计必须确保不超过设计限值。
8.3.2 对能被隔离的反应堆冷却剂系统的每个部分都须确保有超压保护。
8.3.3 反应堆冷却剂系统安全一级边界设计必须能承受由于假想的反应性加入连同任何可信事件所施加在任何系统的部件上的静态和动态载符而保证其边界的完整性。
8.3.4 反应堆冷却剂压力边界的设计必须保证在所有正常运行和事故工况下尽量减少发生故障的可能性，即使出现故障，这一故障迅速扩大的概率也很低。
8.3.5 建造材料必须能同任何正常运行或事故工况情况下的预计的水化学控制相容。材料选择要满足有关的断裂韧性要求、反应堆压力容器材料监督计划要求。此外，必须规定建造方法，以确保材料长期保持高质量，还应满足有关的要求，例如：不锈钢焊接控制、电渣焊性能控制、用于奥氏体不锈钢的非金属保温材料、低合金钢部件的不锈钢堆焊层的控制、敏化不锈钢使用控制、低合金钢焊接预热温度控制以及反应堆压力容器顶盖螺检材料和检查。
8.3.6 反应堆冷却剂压力边界范围内的部件，如泵的叶轮和阀门的零件，其设计必须保证在所有正常运行和事故工况下，尽量减少发生故障的可能性以及该故障对反应堆冷却剂系统其他部件所造成的损伤，并考虑使用中可能出现的质量下降而留有必要的裕量。
8.3.7 反应堆冷却剂系统的材料选择、结构设计、焊接和热处理必须保证在整个电厂寿期内使反应堆冷却剂系统的材料处于适当的韧性状态（包括正常运行和事故工况）。为此，还要限制堆芯区域的反应堆压力容器壁面的最大积分中子通量，使其小于3×1019n/cm2(四十年设计寿命，能量大于IMeV)。
8.4 电气设计准则
对反应堆冷却剂系统的供电，要满足核电厂对电源系统的要求，反应堆冷却剂泵不要求厂内应急电源。为保持反应堆冷却剂系统的仪表和控制设备的功能及操作，为保持冷却能力和屏障完整性而设置的阀门，必须配备厂内应急电源。
8.5 检测和控制装置设计准则
8.5.1 应提供检测装置，以监测系统的参数不超出正常运行范围。要用检测装置监测事故工况的参数变化。还要提供适当的控制装置，使这些运行参数和系统工况保持在规定的范围之内。
8.5.2 控制室中应对反应堆冷却剂压力边界的下述参数给予显示或报警，或既显示又报警：
a．稳压器或反应堆冷却剂压力边界的压力；
b．判断反应堆压力容器内燃料组件完全被冷却剂淹没的措施；
c．稳压器液位；
d．系统温度；
e．冷却剂流量；
f．影响反应堆冷却剂泵电机的主要参数；
g．动力操纵阀门状态指示。
8.6 结构件设计准则
8.6.1 支承或限制反应堆冷却剂系统部件的结构件必须按反应堆冷却剂系统设计所使用的载荷组合来进行设计。
8.6.2 结构件设计必须能保证在制造和现场安装期间进行检验和试验。不可能进行定期检查和试验或受到限制的反应堆冷却剂系统的部分必须很少，这些部分的缺陷不能导致不可控制的后果。
8.7 试验和检查准则
8.7.1 反应堆冷却剂系统的设计必须规定对该系统进行运行前试验和首次启动的要求以及必要的试验、检查、维修和记录，以确保符合与核安全有关的设计基准。
8.7.2 反应堆冷却剂系统的设计和布置应尽量提供在役期间进行检查和可达性，以便能够满足有关的要求。
8.7.3 反应堆冷却剂系统的设计必须能按照规范要求进行初始水压试验和定期水压试验。
8.7.4 反应堆冷却剂系统的设计必须能在任何正常运行或事件期间得到适用于化学分析和放射性指示的有代表性的样品，工艺取样的取样频率和测试项目应满足EJ 345的规定。 8.7.5 对反应堆压力容器应制定压力容器材料监督计划，以便监测在役期间压力容器材料和焊缝的脆性转变温度的改变。按照要求，监督试验样品必须取自反应堆压力容器射线照射量最大区域的材料。如果有所要求，平面应变断裂韧性样品应满足有关的规定。
8.8 布置准则
8.8.1 反应堆冷却剂系统的设计必须满足隔离准则、维修和在役检查规定和辐射防护要求。
8.8.2 本系统的布置设计应满足EJ 336的有关规定。
8.8.3 反应堆冷却剂系统是飞射物的潜在源，应根据需要，用屏障加以隔开或对其进行限制，以防止飞射物打到反应堆冷却剂系统的其他部分、安全壳衬层、二次蒸汽和给水管道或者专设安全设施的有关部分。防止飞射物的主要屏障可以是围绕反应堆冷却剂环路的混凝土墙，还可使用可拆卸的钢或混凝土结构置于反应堆容器的上方，用以阻挡可能由控制棒驱动机构产生的飞射物。有关防飞射物的要求可见安全导则HAF 0204的有关规定。
8.9 安装准则
反应堆冷却剂系统的安装应按技术说明书或安装规程进行。
应采用适当的方法，对所有现场焊接的碳钢接头进行焊后消除应力处理，以确保不会由于热膨胀相差过大、加热不均产生屈服或过应力。
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
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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
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
课程设计报告 ( 2013 -- 2014 年度第二学期) 名称：核反应堆热工分析课程设计 题目：利用单通道模型进行反应堆稳态热工设计院系：核学院 班级：核电1101班 学号：1111440113 学生：漆圣培 指导教师：向斌 设计周数：一周 成绩：
日期：2014 年06 月29 日
一、课程设计的目的与要求 反应堆热工设计的任务就是要设计一个既安全可靠又经济的堆芯输热系统。对于反应堆热工设计，尤其是对动力堆，最基本的要安全。要求在整个寿期能够长期稳定运行，并能适应启动、功率调节和停堆等功率变化，要保证在一般事故工况下堆芯不会遭到破坏，甚至在最严重的工况下，也要保证堆芯的放射性物质不扩散到周围环境中去。 在进行反应堆热工设计之前，首先要了解并确定的前提为： （1）根据所设计堆的用途和特殊要求（如尺寸、重量等的限制）选定堆型，确定所用的核燃料、冷却剂、慢化剂和结构材料等的种类； （2）反应堆的热功率、堆芯功率分布不均匀系数和水铀比允许的变化围； （3）燃料元件的形状、它在堆芯的分布方式以及栅距允许变化的围； （4）二回路对一回路冷却剂热工参数的要求； （5）冷却剂流过堆芯的流程以及堆芯进口处冷却剂流量的分配情况。 在设计反应堆冷却系统时，为了保证反应堆运行安全可靠，针对不同的堆型，预先规定了热工设计必须遵守的要求，这些要求通常就称为堆的热工设计准则。目前压水动力堆设计中所规定的稳态热工设计准则，一般有以下几点： （1）燃料元件芯块最高应低于其他相应燃耗下的熔化温度； （2）燃料元件外表面不允许发生沸腾临界； （3）必须保证正常运行工况下燃料元件和堆构件得到充分冷却；在事故工况下能提供足够的冷却剂以排除堆芯余热； （4）在稳态额定工况和可预计的瞬态运行工况中，不发生流动不稳定性。 在热工设计中，通常是通过平均通道（平均管）可以估算堆芯的总功率，而热通道（热管）则是堆芯中轴向功率最高的通道，通过它确定堆芯功率的上限，热点是堆芯中温度最高的点，代表堆芯热量密度最大的点，通过这个点来确定DNBR。 热工课程设计主要是为了培养学生综合运用反应堆热工分析课程和其它先修课程的理论和实际知识，树立正确的设计思想，培养分析和解决实际问题的能力。通过本课程设计，达到以下目的： 1、深入理解压水堆热工设计准则； 2、深入理解单通道模型的基本概念、基本原理。包括了平均通道（平均管）、热通道（热管）、热点等在反应堆设计中的应用； 3、掌握堆芯焓场的计算并求出体现在反应堆安全性的主要参数：烧毁比DNBR，最小烧毁比MDNBR，燃料元件中心温度及其最高温度，包壳表面温度及其最高温度等； 4、求出体现反应堆先进性的主要参数：堆芯流量功率比，堆芯功率密度，燃料元件平均热流密度（热通量），最大热流密度，冷却剂平均流速，冷却剂出口温度等；
核电厂水化学处理系统调试导则 编制说明 （征求意见稿） 2012年4月8日
一.任务来源及计划要求； 1、任务来源。 本标准是根据《国家能源局关于核电标准制修订计划的通知》（国能科技[2011]48号）的安排编制。能源局常规岛标准体系表总编号135，计划号“能源2011H084”。 由中广核工程有限公司、中广核设计有限公司、国核工程有限公司、西安热工研究院、苏州热工研究院5家单位负责承担《核电厂水化学处理系统调试导则》标准的编写任务，主编单位为中广核工程有限公司。 2、计划要求。 根据课题任务书相关要求，本标准各阶段草案的完成时间安排如下： 2011年11月30日，完成初稿； 2011年12月30日，完成征求意见稿及编制说明； 2012年5月30日，完成送审稿及编制说明； 2012年11月30日，完成报批稿及编制说明。 二.编制过程 1、主要起草人及工作分工： 文功谦，负责本标准编写过程组织、审查，标准结构定位，定期召开研讨会议等； 邵玉林，负责本标准的资料收集与分析、提炼、电厂实际情况调研、编写通用部分、设备单体调试、循环水加药、制氯部分，以及文字校对等工作； 李新民，负责标准中离子除盐部分的编写； 刘加合，负责标准中二回路加药、取样部分的编写； 滕维忠，负责标准中预处理部分和精处理部分编写。 2、编制原则： 本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制；本标准描述了核电厂水化学处理调试内容、试验方法，并针对核电厂水化学处理系统的特点，对系统的单体调试、分系统调试过程做出了基本的技术指南。 本标准编写坚持适用性、准确性和可操作性原则，力求能够指导核电厂水化
(1)一回路及核岛辅助系统 专设安全设施 厂房 (2)换料水箱 地坑 (3)多道屏障 纵深防御 (4)控制棒组件 可燃毒物组件 阻力塞组件 初级中子源棒组件 次级中子源棒组件 (5)蒸汽发生器 (6)Inconel-690 (7)2.8Mpa 10°C-180°C (8)磷酸盐处理法 全挥发处理 (9)6.5Mpa 99.75% 34% 1.影响堆芯反应性的因素有哪些？ 第一：燃料的燃耗和裂变产物的积累。包括裂变产物氙和钐引起的反应性变化 第二：堆芯温度的不断变化引起燃料温度的变化进而由于多普勒效应，核燃料的共振吸收峰展宽，核燃料对中子共振吸收增加，改变反应性；慢化剂密度的改变，单位体积内慢化剂核子密度改变，引起慢化剂慢化能力和吸收性能。中子截面改变，因为中子截面是温度的函数，降低了，可溶硼的溶解度改变引起反应性的变化。以上都会导致堆芯有效增值因素的变化，进而引起反应性的变化。是温度效应。 第三：化学毒物硼酸也会影响堆芯反应性。插入和拔出控制棒也会改变堆芯反应性。 2.简述主冷却剂放射性的来源。 ①水及其中杂质的活化 ②裂变产物的释放 ③腐蚀产物的活化 ④化学添加物的活化 3.举例说明核电厂选址考虑的因素有哪些。 （1）接近电力负荷中心 （2）有充足的冷却水源 （3）交通运输方便 （4）有良好的自然条件（如地形，地质，地震等） （5）减少废热废物排放对生物的影响和防止环境污染的可能性等 4.压水堆氚的来源。 （1)三元裂变（氚可有重核元素三元裂变产生） （2)中子反应 ①锂的中子反应T n Li ),(6 ②B 10的中子反应 (3)氘的活化 5.简述主管道发生破口事故时，安注系统的安注过程。 发生破口事故时，一回路压力缓慢下降，低压安注泵出口压力小于一回路压力时，作为高压安注的前置增压泵运行，一回路压力继续下降到小于蓄压箱注入压力时，蓄压箱内含硼水注
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处
《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？
压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图
图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件
第一部分： 教材《900MW压水堆核电站系统与设备（上册）》（核岛） 1.稳态运行时，RCP系统处于什么状态？冷却剂平均温度如何选取？ 2.蒸汽发生器水位如何测量？ 3.蒸汽发生器水位整定值随负荷如何变化？※ 4.蒸汽发生器水位水位调节的原理是什么？ 5.蒸汽发生器给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力、给水-蒸汽母管压差如何测量？ 6.试述稳压器压力控制原理。 7.稳压器水位过高或过低有哪些危害？ 8.稳压器水位整定值如何确定？※ 9.试述稳压器水位控制原理。 10.论述正常运行工况、冷停堆和热停堆工况、机组启动、机组停堆、事故工况 时化容系统的运行。※ 11.试述反应堆硼和水补给系统正常补给的操作方式。 12.余热排出系统的运行范围是什么？ 13.余热排出系统投入前一回路应具备哪些主要条件？ 14.一回路冷却和加热过程中余热排出系统如何运行？ 15.余热排出系统停运时外部先决条件有哪些？ 第二部分： 教材《900MW压水堆核电站系统与设备（下册）》（常规岛） 16.正常运行时主蒸汽压力、流量与负荷之间有何关系？※ 17.正常运行时，旁路排放系统处于什么状态？ 18.甩负荷时，旁路排放系统如何动作？ 19.在反应堆启动和停运（余热排出系统未投入）、热备用、热停堆状态下，旁路 排放系统处于什么状态？※ 20.再热器隔离的原则是什么？※ 21.试述汽轮机轴封系统启停及正常运行的主要操作。 22.凝结水的控制包括哪三个控制系统？ 23.低压加热器如何解列？※ 24.试述低压给水加热系统启停的主要操作。 25.试述给水除氧器系统冷态、热态启动及正常停运的主要操作。 26.负荷变化时，除氧器水位如何控制？ 27.简述汽动给水泵向蒸汽发生器供水的主要过程。 28.当一列高加隔离时，如何向蒸汽发生器供水？ 29.当机组小于18%额定负荷运行时，主给水流量控制系统如何向蒸汽发生器供 水？
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目） 先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验 Virtual Reality for Operation and Typical Accidents of Advanced Pressurized Water Reactor 实验指导书 （在线实验版） Experiment Manual（online） 简介 先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导 请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：https://www.doczj.com/doc/ce6347145.html,/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。点击“操作实验”进入在线实验页面。 注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。 插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。 装载完毕后，显示实验开始界面。 点击开始后，进入在线实验界面。分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾 在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。 (1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示； 图 核电站原理展示系统 (2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操 作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。 图核电站运行原理模拟机界面
核电厂汽轮发电机组调试技术导则 编制说明 （征求意见稿） 2012年4月8日
一.任务来源及计划要求 任务来源： 本标准是根据国家能源局印发的《国家能源局关于核电标准制修定计划的通知》（国能科技【2011】48号）的任务安排对《核电厂汽轮发电机组调试导则》进行编制的。能源局常规岛标准体系表总编号117，计划号“能源2011H077”。 计划要求： 本标准各阶段草案的完成时间安排为：2011年 12 月，完成编制组讨论稿， 2012 年 03 月完成征求意见稿， 2012 年 05 月完成送审稿， 2012 年 08 月完成报批稿。 二.编制过程 主要起草人及工作分工： 由中广核工程公司调试中心组成标准编制小组，小组成员有秦世刚、李响、霍雷、牛月套、刘勇等，其中秦世刚为编制组组长。 编制原则： 本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制；本标准作为压水堆核电厂常规岛及BOP标准体系中调试类的标准，主要规定常规岛汽轮发电机组调试过程中应进行的试验项目以及各试验的主要内容，本标准适用于指导我国新建压水堆核电厂常规岛汽轮发电机组调试。 编制组内部讨论情况： 本标准于2011 年11月25日进行了标准组内部讨论，讨论了5个问题，最后达成一致意见，并形成《编制组讨论稿》。 2012年2月在溧阳召开了行业标准初稿评审会，通过了专家的评审。会后编制组依据专家提出的评审意见对该初稿进行了修改，并于2012年3月《编制组讨论稿》上报公司总师办标准信息处审查，根据审查意见形成《征求意见稿》。 三.调研和分析工作的情况 标准编制过程中，编写组调研了岭澳一期核电站、岭澳二期核电站、宁德核电站、红沿河核电站、阳江核电站，另外还参考了秦山二期、三期核电站的相关调试过程。编制组认真研究了上述核电厂常规岛汽轮发电机组的设计、调试文件等，总结得出了调试过程需要进行的试验项目。 四.主要技术内容的说明 本标准主要规定本标准规定了新建核电厂汽轮发电机组及常规岛相关系统单体调试、分系统调试及整套启动调试过程中的主要试验内容和试验要求。 本标准适用于新建核电厂汽轮发电机组相关的常规岛系统调试试验。。五.验证试验的情况和结果 编制组成功组织实施了岭澳二期核电站2台机组常规岛汽轮发电机组调试工作，获得了大量的第一手资料。 六.采用国和国外先进标准情况
压水堆核电站的发电原理 把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。 一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。 二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。 三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。 什么是核燃料? 核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由1717根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束控制棒，控制核裂变反应。
利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图 2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。 反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路（见图2.2）。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。 为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。 一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废
压水堆核岛工艺管道水压试验操作手册 摘要：冲洗试压是核电站除一回路主系统外所有级别工艺管道工作中非常重要的组成部分。是工艺管道安装必不可少的一部分，通过冲洗系统之间的管线，使其达到设备运行时的设计清洁度要求，冲洗试压的成功决定着工程建设的质量、设备能否有效的运转以及设备寿命的长短。 本文以核电站核岛除一回路主系统外所有级别的设备和工艺管道的冲洗试压为基础进行编写。 共四个部分，从试压适用范围、试验有关规定及技术要求以及建议措施等几个方面对核电站核岛工艺管道水压试验进行阐述。 关键词：核电厂；技术要求；检查要点；建议措施 1.引言 为了更加全面的了解和熟悉工艺管道冲洗试压，把前期经验反馈并用于后续核电工艺管道除一回路主系统外所有级别的设备和工艺管道的冲洗试压。 2.适用范围 本论文适用于压水堆核电站除一回路主系统外所有级别的工艺管道。 3.水压试验的有关规定及技术要求 压水堆核电站工艺管道冲洗试压是在系统调试前，对所有管道系统包括阀门（安全阀除外）等按照设计文件进行全面的强度试验。对输送气体的管线进行气压试验外，其它所有的不锈钢管道和碳钢管道均需进行水压试验。 3.1 先决条件 水压试验必须有一个VFT状态的试验流程图。压力试验信息将在文件上提供，包括：等轴图号、支架图号的管线详细清单、试验压力、环境温度、试验流体类型，充水、排气、加压（泵）、连接压力表、连接温度指示器、连接安全装置、在试压泵出口的控制阀后设置的临时系统装置、临时盲板设施、阀门状况等各项接口和支管的位置。 所有设备和消耗材料必须具备且处于完好的操作状态。特别要对试验用的监测仪器和控制指示仪器的标定有效期进行认真检查。 当以上条件具备时，水压试验日期和时间须征得业主的同意。试压前按TFD要求调整阀门的开/关状态，安装临时设施，然后向系统充水。系统水压试验用水由业主提供，水质检验报告应附在试验报告上。 3.2 设计规定 （1）水压试验时，所有要检查的表面应该清洁，不允许有任何残留的油渍痕迹或液体渗透剂、标识用的胶带、润滑脂痕迹和冷凝水迹； （2）必须确保使用的检查工具和仪表具精度读数并进行标定；
压水堆核电厂运行复习资料 1、核电厂构成三个部分：核岛、常规岛、配套设施。 2、核电厂工作原理：U235裂变产生的热量传给一回路冷却剂，再通过蒸汽发生器传给二回路产生蒸汽，在二 回路转为动能，由汽轮机传给发电机产生电流，供给用户。 3、稳压器功能：压力控制，使一回路压力波动限制在小数值范围；压力保护，当某种事故引起一回路压力急 剧升高，安全阀组能提供压力保护；升压、降压、除气、水位调节 4、目前采用电加热式稳压器。 5、蒸发器的三个功能：一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的热量传给二回路给水；使二回路产生一定压力，一 定温度和一定干度蒸汽的热交换设备。 6、一回路冷却系统主要参数：出口，310~330；入口，288~300，一般温升30~40，300MW的电功率时环路 流量：15000~24000t/h。 7、反应堆本体结构：压力容器；反应堆堆芯；上下部堆内构件；控制棒组件及其驱动结构 ▲8、稳压器卸压箱结构个功能：功能：凝结和冷却当稳压器过压时，通过安全阀组排放到卸压箱的蒸汽，防止一回路冷却剂对反应堆安全壳可能造成的污染；结构：一个卧式低压容器在它筒体的上部为氮气空间，但装有一组喷雾器，筒体的底部沿轴线方向装有一根鼓泡管。 ▲9、一回路主要功能：又称压水堆冷却剂系统，功用是由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给蒸汽动力装置冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。 ▲10、压水堆中冷却剂：除盐除氧的含硼水。 ▲11、可燃毒物组件只在第一炉料时使用，新的反应堆装入第一炉燃料时，装入它，补偿掉一部分过剩反应性。▲12、压力容器泄漏的探测主要用温度测量。 ▲13、蒸发器水位就是冷柱的水位。 ▲14、稳压器的顶端喷雾器的作用是降温降压。 15、连续喷淋作用：一，保持稳压器内水的温度与化学成分的均匀性；二，限制大流量喷淋启动时对管道的热冲击。
核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，再被高压水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。 一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U 型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。 二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这样的汽水循环过程，被称为二回路。 三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。 什么是核燃料? 核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料（铀一235）。大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由17×17根燃料棒组成。燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。一个燃料组件中有一束控制棒，控制核裂变反应。 利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。 反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路（见图2.2）。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。 为了保证反应堆和反应堆冷却剂系统的安全运行，核电厂还设置了专设安全设施和一系列辅助系统。 一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废物处理系统，部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。 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、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量变成高压蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷
典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析 核工程与核技术专业 学生指导老师 [摘要]压水堆是使用轻水作冷却剂和慢化剂，在高温、高压条件下运行的核反应堆，它所使用的燃料为低浓度的浓缩铀。在20世纪80年代，压水堆被认为是技术最成熟，最经济，最安全的堆型。目前，我国内地大部分正在运行和在建机组为压水堆机组。而压水堆核电站与普通火电站的最大区别就在于：它的一回路带有放射性。当压水堆发生小破口失水事故后，可能导致反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳，经安全壳泄露之后，会污染环境。而通过研究典型压水堆核电厂一回路热力系统在小破口失水事故工况下的系统响应，能够让我们对压水堆核电厂的安全有更直观的认识，确保核电能够安全有效的为人类服务。 本论文是以典型压水堆核电厂为研究对象，用RELAP5软件为工具，对核电厂的一回路热力系统进行建模和仿真。建模和仿真的范围是：反应堆冷却剂系统(RCP)、与安全分析有关的一回路辅助系统。一回路辅助系统主要包括：辅助给水系统(ASG)、反应堆余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)和化学容积控制系统(RCV)。在建模的过程中运用了模块化结构的方法，即：先将一回路的热力系统模型分解为若干个功能独立，能够分别调试、设计以及验证的模块，然后再逐层耦合组成分系统模型，最后整合成完整的一回路热力系统模型。 根据所建一回路热力系统模型进行稳态计算，并将计算结果与典型压水堆核电厂的数据进行对比分析。在此基础上，对冷管段的小破口失水事故的极限工况瞬态过程进行了模拟和分析，通过仿真实验，了解事故发生过程中反应堆堆芯的热工水力状况。 [关键词] 压水堆，RELAP5，一回路热力系统，建模，小破口失水事故
核电站调试与运行思考题 《核电站调试与运行》试题 第一部分: 教材《900兆瓦压水堆核电站系统与设备(第一部分)》(核岛) 1。什么是稳定运行的反应堆控制面板系统？如何选择冷却液的平均温度？2.如何测量蒸汽发生器的水位？ 3。蒸汽发生器水位设置如何随负载变化？4.调节蒸汽发生器水位的原理是什么？※什么？ 5。如何测量蒸汽发生器给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力和给水-蒸汽总管压差？6.试着描述稳压器的压力控制原理 7。稳压器水位高或低有什么危害？8.如何确定调节器水位设定值？ 9.试描述稳压器的水位控制原理。※ 10。讨论时变容量系统在正常运行条件、冷停堆和热停堆条件、机组启动、机组停堆和事故条件下的运行 11。尝试描述反应堆硼和水供应系统的正常供应操作模式。※12.余热排出系统的工作范围是什么？ 13。余热排出系统进入一回路的主要条件是什么？14.余热排出系统在一次冷却和加热过程中是如何运行的？15.关闭余热排出系统的外部先决条件是什么？ 第二部分: 教科书“900兆瓦压水堆核电厂系统和设备(第二部分)”(常规岛) 16。正常运行时，主蒸汽压力、流量和负荷之间的关系是什么？17.
正常运行期间旁路排放系统的状态如何？※什么？18.当发生甩负荷时，旁路排放系统如何运行？ 19。什么是反应堆启动和停堆(余热排出系统未投入运行)、热备用和热停堆状态下的旁路排放系统？XXXX前苏联切尔诺贝利核电站事故的分类是什么？※什么？1979年美国三里岛核电站事故的分类是什么？日本XXXX福岛核电站的事故等级是多少？ 36。核电厂运行安全性能指标体系的三种主要类型是什么？ 第2章核电厂技术规范 37。核电厂的技术规范通常包括哪六个方面？ 38。操作模式是什么？根据热力学和反应堆物理特性，核电厂可以将机组的正常运行状态分为哪六种运行模式？ 39。在运行模式p-t图中标出各种运行模式，并解释每条极限曲线的物理意义。※40.核电站的运行限制和条件有什么影响？※什么？41。根据其性质，操作限制和条件是什么？极限之间有什么关系？第三章压水堆核电厂 42的调试。大型压水堆核电站的建设可以分为哪些阶段？※什么？ 43.核电站调试的目的是什么？ 44。缩写EC，SUT，EESR，TOB，TOTO，NCC，NSSS，HFT，LOCA，SRC的中文意思是什么？ 45。哪个部门负责核电站所有硬件设备的现场安装和施工？哪个部门负责调试已安装的设备和系统，以满足功能和性能方面的设计要