压水堆核电站基础：第八章 专设安全系统

压水堆核电厂系统与设备课程设计简介本课程设计主要涉及压水堆核电厂的系统和设备，包括压水堆核反应堆、蒸汽发生器、主蒸汽管道、蒸汽涡轮发电机、电力转换系统、安全系统等方面。

本设计旨在帮助学生更好地理解压水堆核电厂系统和设备的原理和运行过程，以及相关的安全措施和应对措施。

设计要求设计目标本课程设计的主要目标是帮助学生：1.掌握压水堆核电厂的系统和设备运行原理；2.了解压水堆核电厂的主要设备特点和性能参数；3.熟悉压水堆核电厂的安全系统和应对措施。

设计内容本课程设计的主要内容包括以下方面：第一部分：压水堆核反应堆介绍压水堆核反应堆的结构、原理和运行过程。

第二部分：蒸汽发生器介绍蒸汽发生器的结构和原理及其在压水堆核反应堆系统中的作用。

第三部分：主蒸汽管道介绍主蒸汽管道的结构和原理及其在压水堆核反应堆系统中的作用。

第四部分：蒸汽涡轮发电机介绍蒸汽涡轮发电机的结构、原理和运行过程及其在压水堆核反应堆系统中的作用。

第五部分：电力转换系统介绍电力转换系统的结构和原理及其在压水堆核反应堆系统中的作用。

第六部分：安全系统介绍压水堆核电厂的安全系统，包括核反应堆保护系统、应急冷却系统、应急热排放系统等。

设计方法本课程设计采用以下方法：1.理论学习：通过教材和其他相关资料，学习压水堆核电厂的基本理论知识。

2.实践操作：通过实验或虚拟实验等方式，模拟压水堆核电厂的运行过程，深入理解其主要系统和设备的工作原理和性能特点。

3.案例分析：通过分析压水堆核电厂事故案例，深入了解其安全系统和应对措施。

设计步骤步骤一：选题和确定目标在确定课程设计题目后，明确设计目标和要求，确定设计的范围和内容。

步骤二：调研和资料收集通过查阅相关教材、文献、论文、报告等资料，深入了解压水堆核电厂的设备和系统，了解其运行原理和特点。

步骤三：设计方案根据调研和资料收集，设计课程内容和学习材料，确定理论学习、实践操作和案例分析等方面的具体工作计划和步骤。

步骤四：实践操作通过实验或虚拟实验等方式，模拟压水堆核电厂的运行过程，进行实践操作和观察，在实践中深入理解主要系统和设备的工作原理和性能特点。

绪论1.核能发电具有哪些优点？特点1：核能具有很高的能量密度特点2：核电是清洁的能源特点3：核能是极为丰富的能源特点4：核电在经济性具有竞争力特点5：核电的安全性具有保障2.简述压水堆核电站的基本组成？核岛——反应堆冷却剂系统、一回路辅助系统、辅助冷却水系统、专设安全设施、排出物的处理与排放核辅助系统：化学和容积控制系统、硼和水补给系统、余热排出系统、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统常规岛——蒸汽系统、给水加热系统、汽轮机辅助系统、常规岛冷却水系统、除盐水分配系统电气系统——发电机及其辅助系统、输配电及其保护系统、厂用电系统3.压水堆核电站如何将核能转化成电能？1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）；2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变；3、汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。

4、发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。

4.核岛厂房主要有哪些？分别布置哪些系统？1.反应堆厂房反应堆厂房又称安全壳，主要布置一回路系统设备（反应堆、主泵、蒸汽发生器、稳压器等）以及部分专设安全系统和核辅助系统2.燃料厂房主要有乏燃料水池，用以贮存堆芯中卸出的乏燃料。

厂房背面紧邻换料水箱，贮存反应堆换料所需的含硼水3．核辅助厂房主要布置主控制室和各种仪表控制系统及其供配电设备，另外蒸汽发生器的蒸汽管道和给水管道也穿过该厂房此外，核岛还有柴油发电机厂房、连接厂房、、副主给水贮存箱5.常规岛主要有哪些厂房？分别布置哪些系统？核岛厂房主要有汽轮厂房和辅助间以及联合泵站所组成。

汽轮厂房布置有二回路及其辅助系统飞主要设备，如汽轮机、发电机、冷凝器、除氧器、给水泵等联合泵站位于循环冷却水的进口处，其内主要设置循环水泵和旋转滤网，为汽轮机的冷凝器提供冷却水源6.厂房及其房间的识别符号如何定义？厂房识别：N—L—L，机组识别—厂房识别—区域识别D：柴油机厂房K：发燃料厂房L：电器厂房M：汽轮机厂房N：辅助厂房R：反应堆厂房W：连接厂房X：未分区房间识别：N--N—N，楼层—房间号，其中楼层要减17.设别的识别符号如何定义？设备识别：N—L—L—L机组识别—系统识别—N—N—N—L—L设别编号—设别类型系统识别：ABP：低压给水加热器系统CEX：凝结水抽取系统EAS：安全壳喷淋系统GCT：汽机旁路系统KSC：主控制室系统PMC：核燃料装卸贮存RCV：反应堆冷却剂系统VVP：主蒸汽系统XCA：辅助蒸汽系统8.工程图纸的识别符号如何定义？（不考试）第一章9.简述反应堆冷却机系统RCP的功能和组成？RCP系统功能：1.热量传输——堆芯热量传递至蒸汽发生器二回路侧2.反应性控制——调整冷却剂中硼酸浓度，控制反应性3.压力控制——稳压器的喷淋和电加热，控制系统压力4.放射性屏蔽——承压边界，第二道安全屏障（第一道是燃料元件包壳，第三道是安全壳）RCP系统的组成：反应堆压力容器及其顶盖，控制棒驱动机构的压力外壳，住冷却剂管道（热管段、过渡段、冷管段），蒸汽发生器一回路侧，反应堆冷却机泵（简称主泵），稳压器及其连接管道（波动管、喷淋管），与辅助系统相连接的管道和阀门10.简述大亚湾核电站燃料组件的组成特点？1.大亚湾核电站采用AFA-3G型燃料组件2.有骨架和燃料棒组成，呈17*17正方形栅格排列，总共289个栅格，其中264个装有燃料棒3.骨架由8个定位格架，3个中间搅浑架，24根控制棒导向管，1根中子能聊测量管和上下管座焊接（确保组件的刚性，承受整个组件的重量和控制棒快速下插的冲击力，并准确引导控制棒的升降）4.燃料棒是压水堆产生核裂变并释放热量的基本元件5.AFA_3G型燃料组件的包壳为M5合金，中子吸收面积小，在高温下有较高的机械强度和耐水腐蚀性能，裂变反应产生的氚很难穿过锆合金扩散（接卸强度燃料包壳的作用是防止核燃料与冷却剂接触，防止裂变产物逸出，以免造成放射性污染）11.控制棒组件的作用是什么？黑棒帮组和灰棒帮组的区别？作用：1.是反应堆控制部件，由吸收中子能力很强的材料制成，可以控制核裂变的速率。

美国三哩岛核电站事故分析与对策39055207 马喆前言美国三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆芯熔化事故，也是压水堆型核电站发生的一次最大事故。

1979年3月28日，位于美国宾西法尼亚州的三哩岛核电站的2号堆，发生了核电史上第一次严重事故。

这是由于水泵阀门信号灯故障和操作人员多次误操作所造成的。

反应堆堆芯两次露出水面，使燃料元件破坏和大约三分之二的堆芯熔化。

导致大量惰性气体和放射性碘与其他一些放射性核素进入了安全壳内。

并且由于锆包壳和水发生化学反应，也产生许多氢气，但没有发生爆炸。

因为安全壳的良好密封性和屏蔽作用，这次事故释放到环境中的放射性物质很少。

根据监测调查，对周围80千米的200万居民所带来的总剂量仅为20人·Sv（希沃特），不到这地区居民年本底辐射总剂量的（核设施建设运行之前该地区的辐射剂量水平）1%（这地区的年本底辐射总剂量2400人·Sv），附近居民受到的最大个人剂量不到1毫希沃特，只与作一次X光胸部透视所受的剂量差不多。

三里岛核电站值班的118名工作人员，无一伤亡，只有3人的受照剂量超过季度允许剂量水平。

三哩岛核电站事故描述与分析事故经过简介1979年3月28日，美国都市爱迪生公司设在宾夕法尼亚州哈里斯堡城附近的三哩岛核电站二号动力堆发生了一次严重事故。

事故是由一系列设备故障和操作失误引起的。

当天凌晨4时，反应堆二回路（即用来产生蒸汽推动汽轮机的回路）给水泵发生故障，使蒸汽发生器中的供水量和蒸汽产生量迅速降低，热量带不走。

本应立即投入备用供水系统，但两周前被操作人员违反操作规程给关闭了。

于是，造成一回路（它将反应堆中的热量带出来在热交换器中传给二回路产生蒸汽）水的温度和压力升高。

这时，一回路中的安全装置——减压安全阀自动开启，把一回路中的高压高温水向排放箱排除，以降低堆内压力保证安全。

在正常情况下，当堆内压力下降到正常值时，安全阀会自动关闭，但这次安全阀又恰好失灵，未能关闭，使大量水和中蒸汽不断排出，排放箱容纳不了，从而排放到反应堆大厅里（它在一个巨大的安全壳内）。

安全厂用水系统（SEC）一．系统功能：(1)SEC的主要作用是把设备冷却水系统（RRI）收集的热负荷输送到最终热阱——海水。

(2) SEC系统还保证限制RRI/SEC板式热交换器内有机污垢的生成（注入次氯酸钠和装设贝类捕集器）。

(3)安全功能用于在正常运行和事故情况下能把从与安全有关构筑物、系统和部件来的热量输送到最终热阱。

二．系统描述SEC系统由两个独立的且实体隔离的回路构成A、B系列,每个系列有两台并联的100%SEC泵.在整个SEC系统的起点,有两条DN 1200的钢筋砼内衬玻璃钢管的隧道从杭州湾取水，取水口为CRF和SEC系统共用，经过近300m 的输水隧道后，进入安全厂用水泵房（在进泵房前，两条DN 1200的管道已分成了四条DN 750的隧道）。

泵房内设有四台SEC鼓形滤网，对应每台鼓形滤网的上游分别配备有一个检修闸门，两台拦污栅和格栅除污机。

鼓形滤网的出口进入SEC泵的吸水暗渠。

吸水暗渠分为两格，每两台鼓形滤网的出水与一格暗渠相连，两格暗渠中间以双隔离阀隔开，平时关闭。

在暗渠中设有搅冲管冲沙以防止泥沙沉积。

每格暗渠与两个机组的各一个系列相连。

SEC泵出水管沿GA沟进核辅助厂房的NEF区之后，海水经过贝类捕集器进入RRI/SEC板式热交换器。

每条回路的SEC管先排入溢流井，然后排入钢筋砼管道（GS），最后汇入CRF系统的排水井（CC）排至最终热阱——海水。

一个机组的一条钢筋砼排水管（GS）能排出两个机组的排水量。

对每台机组，每个系列的溢流井之间设有连通孔以保持未运行的SEC系列处于充水状态。

为防止水生物的侵入，除了在输水隧道上的进水闸门或拦污栅上游加氯外，还在每个系列的两台RRI/SEC热交换器上游装有两台并联的贝类捕集器。

贝类捕集器是一个网孔为2×2mm的圆柱形过滤器。

在贝类捕集器上有一个排污阀，可以用压差控制或由时间继电器控制阀门的开启进行反冲洗。

127安全厂用水泵、反冲洗泵及反冲洗过滤器的电机以及鼓形滤网的低、高速电机均可由应急柴油发电机供电。

安全注入系统（RIS）安全注入系统由高压安注（HHSI）、中压安注（MHSI）和低压安注（LHSI）三个分系统组成。

高压安注和低压安注（LHSI）的流程如图1，中压安注（MHSI）如图2所示。

高压安注和低压安注为能动注入分系统，具有足够的设备和流道冗余度，即使发生单一能动或非能动故障，仍能保证运行安全的可靠性和连续的堆芯冷却。

中压安注为非能动注入分系统，它包括两条单独的安注箱排放管线，每条连接到反应堆压力容器的一条注入管线上。

一、RIS系统的功能1.1主要功能在反应堆冷却剂系统发生失水事故或主蒸汽系统发生管道破裂事故时，安全注入系统（RIS）完成堆芯应急冷却功能。

（1）在失水事故情况下，通过向堆芯注入冷却水，防止燃料包壳熔化，并保持堆芯的几何形状和完整性；（2）在主蒸汽管道破裂事故工况下，本系统向反应堆冷却剂系统快速注入浓硼溶液，以补偿由于不可控地产生蒸汽致使反应堆冷却剂过冷而引起地容积变化和反应性的增加，从而可以使反应堆迅速安全停堆，并防止反应堆重返临界；（3）在失水事故后的再循环注入阶段，本系统的部分承压边界作为安全壳的延伸，起安全壳屏障作用。

1.2 辅助功能（1）在换料冷停堆期间，向反应堆换料水池充水；（2）对反应堆冷却剂系统进行水压试验；（3）在失去全部电源时，向反应堆冷却剂泵注入密封水。

二、高压安注分系统高压安注分系统包括：——三台HHSI泵(卧式多级离心泵)和相关的管道；——硼注入箱、缓冲罐、硼酸再循环泵（屏蔽式离心泵）及相关管道；——通向RCP系统的注入管线；——高压安注泵从PTR 001 BA的吸水管道。

131在一回路出现小泄漏或二回路蒸汽管道破裂引起一回路温度和压力下降到一定值时，立即投入高压安注系统，以补偿泄露并注入浓硼酸溶液。

1.高压安注泵（RCV001、002、003PO）高压安注泵是利用RCV系统的三台上充泵。

在电厂正常运行时，它们作为RCV系统上充泵用于正常充水，其一台运行、一台备用、一台在维护。

培训教材压水堆核电站反应堆控制系统编写：校对：审核：中国核动力研究设计院前言目前压水型反应堆已成功运用于商用核电站和军用核动力装置。

压水型反应堆控制系统由反应堆冷却剂平均温度控制系统、稳压器压力控制系统、稳压器水位控制系统、蒸汽发生器水位控制系统和蒸汽排放控制系统组成。

本文是在总结秦山二期反应堆控制系统设计经验的基础上编写而成，主要内容包括反应堆控制系统的功能及其组成、各控制系统的功能、控制通道说明及其相关的报警和逻辑动作等内容。

由于编者时间仓促，书中难免有不妥之处，欢迎提出宝贵意见，谢谢。

目录第一章概述 (5)第二章反应堆冷却剂平均温度控制系统 (6)2.1反应堆冷却剂平均温度控制的功能 (6)2.2用于反应堆冷却剂平均温度控制的测量值 (6)2.2.1 反应堆冷却剂温度测量 (7)2.2.2 中子通量测量 (7)2.2.3 汽机负荷测量 (7)2.2.4 反应堆功率定值 (8)2.3控制系统说明 (8)2.3.1 控制系统结构 (8)2.3.2 稳态运行程序 (10)2.4棒控系统逻辑动作 (11)2.4.1 C1、C2、C3、C4、C11、C20、C21和C22联锁信号 (11)2.4.2 核蒸汽供给系统要求的汽机降负荷 (12)2.4.3 允许信号P4、P7、P8、P10、P12、P13和P16 (12)2.4.4 控制棒棒位监督及其他 (14)第三章稳压器压力控制系统 (15)3.1稳压器压力控制系统的功能 (15)3.2稳压器压力的测量 (15)3.3用于稳压器压力控制的执行机构 (15)3.3.1 电加热器 (16)3.3.2 喷雾系统 (16)3.3.3 稳压器安全阀组件 (18)3.4控制通道的说明 (18)3.4.1 压力定值 (18)3.4.2 调节器结构 (18)3.4.3 第3组和第4组电加热器的控制 (19)3.4.4 第1组、第2组、第5组和第6组各组电加热器的控制 (19)3.4.5 喷雾阀极化控制 (19)3.4.6 喷雾阀RCP001和002VP的控制 (20)3.5报警和逻辑动作 (20)3.5.1 调节器驱动的报警 (21)3.5.2 其它逻辑动作 (21)第四章稳压器水位控制系统 (22)4.1稳压器水位控制系统的功能 (22)4.2用于稳压器水位控制的测量 (23)4.2.1 水位 (23)4.2.2 反应堆冷却剂温度 (23)4.2.3 上充和下泄流量 (23)4.2.4 调节稳压器水位的执行机构 (23)4.3稳压器水位控制的说明 (23)4.3.1 控制系统的结构 (23)4.3.2 水位整定值 (25)4.3.3 限值 (25)4.4逻辑动作和报警 (25)4.4.1 逻辑动作 (25)4.4.2 报警 (26)第五章蒸汽发生器水位控制系统 (27)5.1蒸汽发生器水位控制的功能 (27)5.2一般原理 (27)5.3用于蒸汽发生器水位控制的测量 (27)5.3.1 水位 (27)5.3.2 蒸汽流量 (28)5.3.3 给水流量 (28)5.3.4 汽机负荷 (28)5.3.5 蒸汽总量 (28)5.3.6 给水温度 (29)5.4调节阀 (29)5.5控制通道简述 (29)5.5.1 概述 (29)5.5.2 水位调节器 (30)5.5.3 高负荷下的给水流量控制 (30)5.5.4 低负荷下的给水流量控制 (31)5.5.5 “跟踪”系统 (32)5.6与反应堆紧急停堆有关的逻辑 (33)5.7与蒸汽发生器水位控制有关的逻辑动作 (34)5.7.1 程序水位和测量水位的偏差 (34)5.7.2 SG水位高高 (34)5.7.3 SG水位低 (34)5.7.4 SG水位低低 (34)5.7.5 ATWT(预计瞬态不停堆)信号 (35)第六章蒸汽排放控制系统 (36)6.1蒸汽排放系统功能 (36)6.1.1蒸汽向冷凝器排放: (36)6.1.2蒸汽向大气排放系统(GCT-A) (37)6.2测量参数 (37)6.2.1反应堆冷却剂平均温度 (37)6.2.2 蒸汽母管压力 (37)6.2.3 蒸汽发生器压力 (37)6.2.4 汽机入口压力 (37)6.3执行机构 (38)6.3.1蒸汽冷凝器排放阀 (38)6.3.2 大气释放阀 (39)6.4控制通道的说明 (39)6.4.1蒸汽向冷凝器排放 (39)6.4.2 蒸汽向大气排放的压力控制 (42)6.5与蒸汽向冷凝器排放有关的逻辑回路 (42)6.5.1 与蒸汽向冷凝器排放相关逻辑的功能 (42)6.5.2 C9联锁 (42)6.5.3 P12允许信号 (43)6.5.4 C7联锁 (43)6.5.5 P4联锁 (43)6.5.6 “电网故障”处理 (43)6.5.7 ATWT(不停堆的预期瞬态)联锁 (44)6.5.8 温度控制模式下的阀门开启 (44)6.5.9 压力控制模式下的阀门开启 (44)第一章概述一．反应堆控制系统的功能反应堆控制系统的主要功能如下：1．在稳态运行时，维持主要运行参数尽可能接近核电厂设计所要求达到的最优值，使核电厂的输出功率维持在所要求的范围内。