科技信息2012年第35期ＳＣＩＥＮＣＥ＆ＴＥＣＨＮＯＬＯＧＹＩＮＦＯＲＭＡＴＩＯＮ
0总体概述
设备冷却水系统属于核岛14个系统，主要设备布置于常规岛汽
机厂房的第一跨内；系统由核岛负责，布置由常规岛设计；布置需严格
按照系统要求设计，系统验证布置设计是否能保证其系统功能的实
现。
1系统描述
设备冷却水系统（ComponentCoolingWaterSystem），简称CCS系
统。类似于火力发电厂的汽机房闭式循环冷却水系统，通过CCS换热
器被厂用水系统（SWS）冷却，从而不断将核岛设备散热带出。它的介
质是除盐水，除盐水管道连接至CCS膨胀水箱，对其进行补水和水位
调节。
CCS包括两台CCS泵、两台CCS换热器、一台CCS膨胀水箱、一
台化学加药箱、一台辐射监测器装置和相关的管道、阀门、控制设备和
仪表，系统流程如图1所示。
设备冷却水系统是放射性系统和外界之间的屏幕，执行如下非安
全相关的纵深防御功能：1）在正常停堆、换料和半管运行时，为正常余
热排除系统的热交换器及泵提供冷却；2）为化学和容积控制系统补给
泵的小流量热交换器提供冷却；3）为乏燃料池热交换器提供冷却。设
备冷却水系统执行的其他非安全相关的功能如下：1）提供放射性物质
向环境泄露的屏障；2）提供厂用水向一回路安全壳系统和反应堆系统
泄露的屏障；3）为支持核电厂运行所正常运行所需的各种非安全相关
设备提供冷却；4）在非能动余热排出热交换器运行时，向RNS热交换
器提供冷却水，以冷却安全壳内置换料水箱的水；5）在非能动堆芯冷
却系统缓解事故后的核电厂恢复运行期间，向RNS系统提供冷却水带走堆芯热量。
2设备描述
2.1设备冷却水热交换器
设备冷却水热交换器为板式热交换器，两台设备冷却水热交换器
为正常运行热负荷提供了多重性。在核电厂停堆冷却时，为了达到设
计要求的冷却速率需运行两台热交换器，如果只运行一台热交换器将
延长核电厂的停堆冷却时间。在核电厂正常运行时，任一台设备冷却
水热交换器可以和任一台设备冷却水泵组合运行。
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核电厂系统及设备
核电厂系统及设备主要包括以下几个方面：
1. 核反应堆：核电厂的核反应堆是核电厂最核心的部分，它通过核裂变或核聚变反应产生巨大的热能。核反应堆通常由燃料组件、燃料棒、燃料元件、反应堆堆芯、堆腔和控制系统等组成。
2. 蒸汽发生器：核反应堆释放的热能会被用来加热水，产生高温高压的蒸汽。蒸汽发生器是核电厂中的关键设备，它通过将核反应堆排出的高温冷却剂与次级回路中的冷却剂进行热交换，将水加热为蒸汽。
3. 主蒸汽管道系统：主蒸汽管道系统连接了蒸汽发生器和汽轮机，将高温高压的蒸汽输送到汽轮机中，通过汽轮机的转动产生动力，驱动发电机发电。
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4. 汽轮机和发电机：汽轮机是核电厂中的关键设备之一，它通过蒸汽的高速流动驱动转子旋转，产生机械能。发电机则将机械能转化为电能，通过电力传输系统将电能输送到电网中。
5. 冷却系统：核电厂需要通过冷却系统将发电过程中产生的余热散发出去，保持核电厂的正常运行温度。常用的冷却系统包括河水冷却系统、冷却塔系统等。
6. 安全系统：核电厂的安全系统是保证核反应堆运行安全的重要设备。安全系统包括事故监测预警系统、应急冷却系统、安全容器等，用来应对可能发生的异常事故或紧急情况。
除了以上几个方面的设备，核电厂还包括辅助设备，如控制系统、通风系统、水处理设备、废物处理设备等，这些设备都是核电厂正常运行的重要保障。同时，核电厂还有辐射防护设备、工业液体废物贮存系统等，保障人员的安全和环境的保护。
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
第26卷 第3期
2019年3月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.262019 No.3
浅析核电厂保护系统设备鉴定方案
宿俊海1，杨 萌2，李 颖2
（1.中核控制系统工程有限公司，北京 102401；
2.中国核电工程有限公司，北京 100840）
摘 要：反应堆保护系统是核电厂最重要的系统之一，是反应堆稳定、可靠运行的有力保障。本文在核电厂设备的
鉴定分级和鉴定方法的基础上，对保护系统的设备鉴定进行了分析，得到了保护系统设备鉴定方案，对保护系统的
鉴定具有一定的指导意义。
关键词：核电厂；保护系统；鉴定
中图分类号：TL362+7 文献标志码：A
Analysis of the Equipment Qualification of Nuclear Power Plant
Protection System
Su Junhai1，Yang Meng2，Li Ying2
（1. China Nuclear Control System Engineering Co., Ltd., Beijing, 102401, China；2. China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Beijing, 100840, China）
Abstract：The reactor protection system is one of the most important systems in nuclear power plant, and it is a powerful guar-antee for the stable and reliable operation of the reactor. Based on the classification and qualification method of the nuclear power plant equipment, this paper analyzes the equipment qualification of the protection system, and obtains the scheme of the equipment qualification of the protection system.
