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核电厂系统与设备-压水堆核电厂

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核电厂系统及设备讲义

核电厂系统及设备讲义

核电厂系统及设备讲义一、核电厂概述核电厂是利用核裂变或核聚变能产生电能的设施。

核电厂通常由核反应堆、发电机、冷却系统、辅助设备等组成。

二、核反应堆核反应堆是核电厂的核心设备，它是进行核裂变或核聚变反应的地方。

核反应堆通常采用压水堆、沸水堆等不同类型。

核反应堆的安全运行是核电厂的关键。

三、发电机核电厂的发电机是将核反应堆产生的热能转化为电能的装置。

发电机通过转动产生电能，供给电网使用。

四、冷却系统核电厂的冷却系统用于散热，避免核反应堆过热。

冷却系统通常采用水冷却或气冷却的方式。

五、安全系统核电厂的安全系统包括应急关闭系统、防护系统等。

这些系统是核电厂保障安全运行的关键。

六、辅助设备核电厂的辅助设备包括控制系统、监测设备、燃料装置等。

这些设备为核电厂的正常运行提供支持。

七、废物处理系统核电厂产生的废物处理是核电厂运行的重要环节。

废物处理系统包括核废料处理设施、废水处理设施等。

以上就是核电厂系统及设备的简要介绍，核电厂作为清洁能源的重要组成部分，在全球范围内发挥着重要作用。

随着技术的不断发展，核电厂的安全性和效率将得到进一步提升。

八、安全防护设施核电厂的安全防护设施是保障核反应堆安全运行的重要一环。

其中包括核反应堆容器、保护壳和防辐射屏障等。

这些设施能够有效隔离放射性物质，确保辐射对周围环境和人员的影响得到最小化。

九、辐射监测系统核电厂使用辐射监测系统对反应堆周围环境和工作人员进行实时监测，以确保辐射水平在安全范围内。

这些监测系统包括气体采样装置、人员穿戴的辐射监测仪器等，能够及时警报，保障人员和环境的安全。

十、应急预案核电厂拥有完善的应急预案，对各种可能的事故和突发状况进行了充分的预案和演练。

一旦发生紧急情况，核电厂能够迅速启动应急预案，以及时有效地应对和解决问题。

十一、燃料处理系统核电厂的燃料处理系统负责燃料元件的储存、运输和辐射监测。

燃料元件是核反应堆的关键部件，核电厂需要对其进行精心管理和维护，以确保核反应堆的正常运行。

《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲

《核电厂系统与设备》课后习题答案及复习提纲

注：本资料主要针对《核电厂系统及设备》臧希年编著第2版清华大学出版社2011年7月；笔者根据所学知识及综合一些其它资料汇编而成，分为课后习题解答与复习提纲两部分；本资料仅供读者作些参考，由于笔者知识有限，有些知识难免存在一些偏差，请批评指正。

2014年2月16日星期日第一部分：课后习题参考答案（2、3、4、5、7、8）第二章压水堆核电厂1.从电能生产的观点看，压水堆核电厂有哪些部分？各自有什么作用？答：从电能生产的角度看，压水堆核电厂分为核岛与常规岛，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛利用蒸汽生产电能。

2.从热力循环的观点看，压水堆核电厂由几个回路组成？各自的作用是什么？答：压水堆核电厂主要由反应堆冷却剂系统（简称一回路），蒸汽和动力转换系统（又称二回路），循环水系统组成。

一回路生产蒸汽，二回路与三回路将蒸汽的热能转换为推动核汽轮机组转动的机械能。

3.核电厂的厂址须满足什么要求？答：应考虑三个方面①核电厂的本身特性。

核反应堆是一个强大的放射源，核电厂的热功率决定了反应堆内的放射性的总储量，在相同的运行条件下，堆内放射的总量与功率成正比。

②厂址的自然条件与技术要求。

应尽可能地避免或减少自然灾害（如地震，洪水，及灾难性气象条件）造成的后果，并应利于排出的放射性物质在环境中稀释③辐射安全要求。

⑴辐射安全应符合国家环境保护，辐射防护等法规和标准的要求⑵将核电厂设置在非居民区⑶考虑厂址周围的人口密度和分布。

4.核电厂主要有哪些厂房？核电厂主要有反应堆厂房（即安全壳），燃料厂房，核辅助厂房，汽轮机厂房和控制厂房。

5.解释名词：多道屏障，纵深防御，单一故障准则多道屏障：在所有情况下保证绝对控制过量放射性物质对外释放，核电厂设置了三道屏障，只有这三道屏障全部被破坏才会释放大量的放射性物质。

纵深防御：将安全有关的所有事项置于多重防御之下，在一道屏障失效后还有另一道屏障来弥补。

单一故障准则：当系统中某一部件不能执行其预定功能安全功能时，并不影响整个系统功能的执行。

核电厂系统与设备复习资料

核电厂系统与设备复习资料
二、反应堆本体结构
组成：堆芯（燃料组件、堆芯功能组件）；堆芯支撑结构；反应堆压力容器；控制棒传动 机构。
(1) 堆芯结构： 分区装料的优点与缺点：
1. 燃料组件： A. 燃料元件：
-4-
《核电厂系统与设备复习资料》
组成：下端塞；锆合金包壳；UO2 芯块；氧化铝块；因科镍弹簧；上端塞；充 气孔。
作用：产生核裂变并释放热量的部件。 燃料包壳：防止核燃料与反应堆冷却剂接触，以避免裂变产物逸出造成放射性
制室、应急柴油发电机厂房、汽轮发电机厂房等。 (2 )三废区: 主要由废液储存、处理厂房、固化厂房、弱放废物库、固体废物储存库、
特种洗衣房和特种汽车库等组成。 (3 )供排水区: 主要由循环水泵房、输水隧洞、排水渠道、淡水净化处理车间、消防站、
高压消防泵房、排水泵房等组成。 (4 ) 动力供应区: 主要由冷冻机站、压缩空气及液氮储存气化站、辅助锅炉房等组成。 (5 ) 检修及仓库区: 包括检修车间、材料仓库、设备综合仓库及危险品仓库等。 (6 ) 厂前区: 包括电厂行政办公大楼及汽车、消防、保安及生活服务设施。 3、核岛厂房主要有反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、主控制室等。 反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置有两种形式: 一种是汽轮机厂房与反应堆厂房 呈L形布置, 另一种是汽机厂房与反应堆厂房呈T形布置。L形布置方法厂房布局紧凑, 占地少, 特别是由几个单元机组并列时, 汽机厂房可以合在一起, 以减少汽机厂房内 重 型吊车台数, 若端部再接维修车间, 则设备检修更为方便。图 2 .8 为 L 形布置的 双机组 核电厂平面布置图。但是, 这种布置, 在汽轮机厂房与反应堆厂房之间需设置 防止汽轮机飞车时叶片对安全壳冲击的屏障。采用 T 形布置方式时, 汽轮机叶片飞射 方向不会危及反应堆厂房, 但厂房面积相对大些。 4、其循环水系统的标高布置, 是确定厂区标高的两个重要因素之一。这两个因素是: (1 ) 厂区地坪的标高应位于千年一遇的最高潮位以上; (2 ) 将凝汽器布置在适当标高位置上, 使得循环水回路中有适当的虹吸效应, 并使核

压水堆核电厂

压水堆核电厂

07.10.2023
10
反应堆
▪ 重水堆Heavy Water Reactor;缩写为HWR
以重水作慢化剂的反应堆; 重水的中子吸收截面小， 慢化性能好，中子利用率高，故可以直接利用天然铀 作为核燃料。
▪ 快堆（Fast Reactor，缩写为FR）
由快中子引起裂变的反应堆。即引起裂变的初级 中子的平均能量>100Kev。就用途而言，一般情况下 快堆不仅用于动力发电，也用于增殖，将可裂变核素 转化成易裂变核素，如铀238转化为钚-239，故又称快 增殖堆（fast breeder reactor。快堆一般采用液态金 属钠作载热剂，故又称钠冷快堆（sodium-cooled fast reactor）。
第2章 压水堆核电厂
07.10.2023
1
基本知识
07.10.2023
2
核电站
▪ 核电站是利用核分裂Nuclear Fission或核融合 (Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能 的发电厂;
➢ 目前商业运转中的核能发电厂都是利用核分裂反应而 发电。
▪ 核电站主要分为两部分：
➢ 核岛：利用原子核裂变生产蒸汽的部分包括反应堆装 置和一回路系统
07.10.2023
31
总的方面有三个：
▪ 核电厂放射特性
核电厂热功率 核燃料棒破损率、冷却剂系 统泄漏率、放射性废物处理系统净化能力等决 定了正常运行时放射性排放量; 设计上要求在 极限事故工况下放射性物质释放量低于国家核 安全局有关规定。
▪ 厂址自然条件和技术要求
要考虑地质灾害地震、洪水等、气象条件 （大气扩散能力）、水源和水文条件（靠近大 的水源）、交通运输方便、靠近负荷中心、远 离机场和可发生爆炸及有毒物的工厂等。

核电厂系统与设备(第四讲)

核电厂系统与设备(第四讲)
31
图3.30 支撑板四叶梅花形孔
32
e 管束套筒
• 管束套筒包围传热管束，降二次侧水分成 下降通道与上升通道。其下端由支撑块支 撑，留有间隙，使下降通道的水通过，进 入管束区。
33
F 流量分配板
• 在管束下部略高于管板处，有一块流量分 配板。板上钻的管孔比传热管的直径大， 在中心处钻一大孔用于分配流量。流量分 配板与U形管束中间设置的挡块相结合，保 证在平面上给水分布大致均匀并以足够大 的流速冲刷管板表面。
12
• 因此，各核电国家都把改进和研究蒸汽发 生器技术作为完善压水堆核电厂技术的重 要环节，制定了庞大的改进研究计划，其 中包括蒸汽发生器热工水力、腐蚀与传热 管材料的研制、蒸汽发生器结构设计的改 进、无损探伤技术、传热管振动、磨损疲 劳研究和二回路水质控制等。这些课题涉 及多种学科。
13
蒸汽发生器的分类：
• 在顶封头上装有喷淋管线和安全阀接管。 喷淋水通过位于稳压器内顶部喷淋管末端 的喷头喷入汽空间。
59
3.1 稳压器喷淋系统
• 稳压器喷淋系统由两条接到两个环路的冷 管段的喷淋管线组成。每个喷淋管线上有 一个自动控制的气动调节阀门，每个阀的 最大喷淋流量为72m3/h，喷淋降压速率 1.3MPa/min。阀门装有一个保持小流量的 下档块，使阀门不能完全关闭，形成 230L/h连续喷淋流量。
53
严重缺点：① 二回路水容量小，一旦给水
中断，二回路容易烧干，不能把一回路热量 传出去，而引起事故，因此对给水自动控制 的要求很高。 ② 它不能象自然循环式蒸汽 发生器那样排污，给水带入的盐分将大部分 沉积在传热管上。
因此，直流式蒸汽发生器对给水品质及传
热管材的抗腐蚀性能要求高。 54

核电厂系统及设备知识

核电厂系统及设备知识

核电厂系统及设备知识概述核电厂是一种利用核能发电的设施，它包含了一系列的系统和设备，每个系统和设备都发挥着重要的作用。

本文将介绍核电厂的主要系统和设备，并解释它们的功能和工作原理。

主要系统1.反应堆系统2.蒸汽发生器系统3.蒸汽涡轮机系统4.发电机系统5.控制和保护系统6.辅助系统下面将对每个系统进行详细介绍。

1. 反应堆系统反应堆系统是核电厂的核心组成部分。

它包括核反应堆、燃料组件、冷却剂循环系统和反应堆容器等。

核反应堆是核能发电的关键元素，它通过控制核反应过程来产生热能。

燃料组件是反应堆内用于核反应的燃料，通常使用铀或钚等放射性物质。

冷却剂循环系统用于将冷却剂（如轻水或重水）循环传递到反应堆中，从而控制反应堆的温度。

2. 蒸汽发生器系统蒸汽发生器系统使用反应堆中产生的热能将水转化为蒸汽。

蒸汽发生器是其中的关键设备，它通过将热能传递给水来产生高温高压的蒸汽。

蒸汽发生器中的水一般以自然循环或强制循环方式进行传热。

3. 蒸汽涡轮机系统蒸汽涡轮机系统利用蒸汽的能量驱动涡轮机的转动，从而产生机械能。

涡轮机通常由高压涡轮、中压涡轮和低压涡轮组成，每个涡轮对应一个级别的蒸汽。

这些涡轮通过轴传递机械能给发电机。

4. 发电机系统发电机系统将涡轮机传递过来的机械能转化为电能。

发电机是核电厂中非常重要的设备，它通过利用电磁感应原理将机械能转化为电能。

5. 控制和保护系统控制和保护系统对核电厂的运行和安全起着重要作用。

它包括控制设备、保护设备和监测设备等。

控制设备用于控制核反应堆和其他系统的运行，保护设备用于检测和响应发生异常情况，监测设备用于监测核电厂的运行状态和参数。

6. 辅助系统辅助系统是核电厂的辅助设备，它们为主要系统提供支持和保障。

常见的辅助系统包括给水系统、消防系统、氢气系统、冷却水系统等。

设备知识除了核电厂的主要系统，还有一些关键设备需要了解。

1.控制棒2.轻水堆3.反应堆压力容器4.冷却塔5.辐射防护设备控制棒是用于控制和调节核反应堆的关键设备，它可以通过插入或提取来控制核反应堆中的核反应过程。

核电厂系统与设备一回路复习题知识分享

核电厂系统与设备一回路复习题知识分享

核电厂系统与设备一回路复习题绪论1、简述压水堆核电站基本组成及工作原理？基本组成：以压水堆为热源的核电站。

主要由核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP）三大部分组成。

工作原理：（一）工作过程：核电厂用的燃料是铀235。

用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水（冷却剂）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。

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（二）压水堆核电站将核能转变为电能的过程，分为四步，在四个主要设备中实现的。

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。

能量传递过程为：裂变能→热能→传递→机械能→电能。

2、厂房及房间的识别符号如何定义？（P 3-5）厂房的识别定义：厂房的识别一般用3个符号来表示。

第一个符号为数字，表示机组识别，即该厂房是属于那个机组的，或两个机组共用的，还是不属于任何机组，而是属于工地系统的，第二、三个符号为两个英文字母，其中第一个字母表示厂房，第二个字母表示该厂房之区域。

房间的识别定义：房间的识别一般用三个数字符号来表示，第一个数字表示楼层，第二、三个数字表示房号。

3、设备的识别符号如何定义？设备识别用9个符号来表示。

这9个符号又分为两个大组，前4个符号为功能组符号，表示该设备属于哪台机组，哪个系统。

后5个符号为设备组符号，表示是什么设备及设备的编号。

（L—字母，N—数字）I-第一章1、压水型反应堆由哪几大部分组成？反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。

【清华压水堆核电厂运行】系统与设备(3)热工基础3小时

【清华压水堆核电厂运行】系统与设备(3)热工基础3小时

燃料棒束的阻力损失，流道摩擦阻力损 失，
提升损失，重力压降，
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
堆芯出入口联箱的阻力损失，
定位格架的阻力损失，
沿程加速压降。
系统与设备（3）
26
热工设计准则
为了反应堆的运行安全可靠，热工设计必须满足一些准 则：
燃料元件表面的最大热流密度小于临界热流密度。定
义偏离泡核沸腾比DNBR：
燃料元件的总温降
从燃料中心线到冷却剂的总温度降可以表示为：
T −Tf = q′ r F + 1 + tc + rF 中心 2 π rF 2λ αfG λc α(r + t ) F c
q′为线功率密度，r为燃料元件芯块的半径，

λf为燃料元件的导热系数，λc为包壳的导热系 数，
tc为包壳厚度， α为包壳表面与冷却剂的放热系数，αG为燃料与
反应堆冷却剂回路依靠三台主泵使冷却剂循环，将热量 传给蒸汽发生器二回路的给水。
单位时间冷却剂输送的热量P为：
P = G C ∆T

mp
mp
G 为流量率，C 为冷却剂热容，∆T为冷却剂的温升。

因为∆T＝ ∆H/ Cp，所以上式可以改写为：
P =Gm∆H
∆H为冷却剂的焓升。H＝u＋P/ρ，u为内能，P为压 力， ρ为流体密度。
燃料非均匀装载对功率分布的影响。为了展平径向功率 分布，压水堆一般分三区配置不同富集度燃料，高富集 度的新燃料在最外区。
„ 控制棒对功率分布的影响。
5
系统与设备（3）
6
压水堆传热特点
传热有三种基本形式，即对流换热、导热和辐射传 热。压水堆堆芯的换热主要依靠前两种方式。 UO2芯块裂变后产生的热量主要是通过热传导传给 芯块表面及燃料包壳。一回路的冷却剂通过主泵进 行强制循环进入堆芯，将燃料元件表面热量通过对 流换热带走。冷却剂带出热量后流入蒸汽发生器， 也是通过对流换热把热量传给二次侧的给水。 为了提高整个电厂的循环效率，需要提高二回路蒸 汽的温度和压力，从而必须提高一回路冷却剂的温 度，因而必须提高一回路压力。大亚湾核电站的一 回路冷却剂压力为15.5MPa。波动范围为0.2MPa。

压水堆核电厂的工作原理

压水堆核电厂的工作原理

压水堆核电厂的工作原理压水堆（Pressurized Water Reactor，PWR）核电厂是一种常见的核电发电系统，其工作原理如下：1. 核燃料：压水堆核电厂使用铀（Uranium）燃料。

铀燃料通常以浓缩氧化铀（Uranium Dioxide）的形式呈现，如UO2。

2. 核反应：铀燃料中的铀-235核发生裂变反应。

裂变释放大量的能量，并产生了新的裂变产物或核中子。

3. 热交换：核反应释放的能量用于加热循环中的冷却剂，通常是水。

热交换器（Steam Generator）中的核反应区通过与循环中的水隔离，以避免辐射泄漏。

4. 主循环：加热的水蒸气离开热交换器并进入主循环，通过高压泵被重新压缩。

通过高温和高压，水将保持在液体状态，即使其温度超过了常规沸点。

5. 反应堆压力控制：循环中的水压力决定了水的沸点。

为了保持恒定的温度和压力，系统具备压力控制装置。

6. 蒸汽发电：在主循环中，压缩的冷却水进入蒸汽发生器（Steam Generator），再次加热潜藏在核反应中产生的热。

加热的水蒸气通过旋转的涡轮叶片，驱动发电机产生电能。

7. 冷却：离开蒸汽发生器后，剩余的水蒸气在冷凝器（Condenser）中冷却并转化为液体。

冷却水从冷却器中收集，并重新注入热交换器，以形成循环。

8. 辅助系统：核电厂还包括其他辅助系统，例如安全系统、应急供电系统和核废料处理系统等，以确保核电站的安全运行和辐射防护。

总体来说，压水堆核电厂利用铀燃料的核反应释放的热能，通过循环中的水冷却产生蒸汽，进而驱动发电机产生电能。

冷却水循环不断，使得反应堆保持在恒定的温度和压力条件下工作，确保核电厂的安全与稳定性。

第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备

第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备

61
可燃毒物组件 66
0
初级中子源组件 2
0
次级中子源组件 2
2
阻力塞组件
38
94
合计
157
157
阻力塞组件
2015/11/3
14 第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
2.2.1.4 堆芯功能组件—— 中子核电源厂组系统件与设备
（1）中子源组件的棒束由源棒、可燃毒物棒和阻力塞棒组成，源棒包壳 材料为不锈钢；
压力容器进口接管→沿压力 容器和堆芯吊篮间环腔向下→压 力容器下封头处的下腔室→堆芯 支承板，流量分配孔板和堆芯下 栅格板→堆芯上栅Байду номын сангаас板→压力容 器出口接管。
此方面应该注意三个问题：
2015/11/3
28
第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
2.2.6 运行中的问题—冷却剂的核电循厂环系统与设备
（1）冷却剂旁流问题 不是所有的冷却剂都流经堆芯；其中约1.25%，从压力容 器堆芯和吊篮的环形空间直接流出出口接管，约0.5%通过堆
411
632
2.2.4 压力容器 （RPV）-材料核要电厂求系统与设备
尽可能降低有害杂质元素Cu，S、P、 As、Sn、Sb、Co、V、B、H、O、N、Ni 的含量，提高材料的纯洁度和完成性； 采用整体锻件。
2015/11/3
第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
20
2.2.5 控制棒驱动机构—概述 核电厂系统与设备
2015/11/3
第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
31
2.2.6 运行中的问题—压力容器核电结厂构系统材与设料备选 择
压力容器及其内部构件材料所要求的特性应有： 有较高的机械强度； 足够的韧性，使用时不易脆化； 高抗腐蚀性能； 导热性能好； 吸收中子少； 价格低。

900MW压水堆核电站系统和设备运行教程

900MW压水堆核电站系统和设备运行教程

电动主给水泵 系统（APA）
--保持SG水位的必要性 --SG的给水 --SG的排污7—46.7T/H
一回路水入口
排污
一回路水出口
蒸 汽 发 生 器 主 要 参 数
参数
资料仅供数参考 值
一次侧: 设计压力
17.2 MPa(abs)
设计温度
343 ℃
运行压力
15.5 MPa(abs)
反应堆冷却剂温度（最佳估算）
冷却剂在堆芯的流动 资料仅供参考
--总流量 48580m3/h ； --总流量的6.5% 的旁通流量； --堆芯的压头损 失1.5bar，压力 容器的压头损失 3bar；
压 力 容 器 泄 漏 的 探 测
--瞬态允许〈20L/H；
资料仅供参考
--探测泄漏的两种方法，
温度计和水位计。
内密封环
外密封环
虑
每一台饱和式蒸汽发生器按照满负荷运行时传
递二分之一的反应堆热功率设计。
自
然
循
环
给水
原
理 冷水柱
图
资料仅供参考
二回路蒸汽 集水箱
水-汽混合物
一回路水 热源 热水柱
资料仅供参考
设 备 描 述
SG 水 位 调 节
资料仅供参考
蒸汽出口
水位 调节
水位 测量
给 水 流 量 蒸汽流量信
信号
号
给水
给水流量控制 系统（ARE）
资料仅供参考
设备描述
资料仅供参考
压 力 容 器
压水堆纵剖面
资料仅供参考
--1个排气孔640VP --30支热电偶 --33束控制棒 --56根紧固螺栓 --121组燃料组件 --38个堆内核测通道

(完整word版)核电厂系统与设备知识点,推荐文档

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核电厂系统与设备知识点2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。

在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。

坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作”我国确定发展压水堆核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。

常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。

配套设施：除核岛、常规岛的其余部分。

压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的：1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。

2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水，使其变为蒸汽。

在此只进行热量交换，不进行能量形态的转变；3）汽轮机：将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。

大亚湾核电厂共有348个系统核电厂平面布置原则：a.区分脏净,脏区尽可能在下风口;b.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉;c.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.d.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置：T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。

L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。

我国采用T型布置。

安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准安全功能:1 安全停堆和维持安全停堆状态；2 停堆后余热导出；3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质释放不超过容许值。

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2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
功能 ：为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水。
分类: 开式供水和闭式供水。
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （6）二回路系统的组成
汽轮机、发电机、凝汽器、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
间接循环：二回路水不受一回路污染
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （7）沸水堆核电厂工作原理
汽轮机、发电机、凝汽器、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 直接循环
本课程课程目录
《核电厂系统与设备》
序号
教学内容
1 第1章 绪论 2 第2章 压水堆核电厂 3 第3章 反应堆冷却剂系统和设备 4 第4章 核岛主要辅助系统 5 第5章 专设安全设施 6 第6章 核电厂热力学 7 第7章 核汽轮发电机组 8 第8章 核电厂二回路热力系统
共32学时
总学时
2 4 6 4 4 2 4 2
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （3）反应堆冷却剂系统（一回路系统）
（RCS）Reactor Coolant System Primary Coolant System 1.Reactor Pressure Vessel 2.Steam Generator 3.Primary Coolant Pump 4.Pressuriser
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
开式供水：指以江河湖海为天然水源, 冷却水一次通过, 不重 复使用。
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
闭式供水：把由凝汽器排出的水, 经过冷却降温之后, 再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。
2.1 概述
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （2）核供汽系统
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。
典型100万千瓦1000MWe核电厂的一回路主要 系统与设备数量
3个环路 1个反应堆堆芯 3台蒸汽发生器 3台主泵（反应堆冷却剂泵） 1台稳压器 RCP：reactor coolant pumps
采用冷却塔循环供水方式， 冷冷却水可被循环使用； 冷却水塔包括：循环水泵、 通风塔、配水槽、溅水盘、储 水池、木栅格等组成； 适用于天然水源的水量不充 足, 或水源的季节性水流量差 距很大的情况； 优点：受自然条件影响较； 小，运行较稳定，占地面积小 缺点：冷却塔造价昂贵。
本章目录
2.1 概述 2.2 核电厂总体及厂房布置 2.3 核电厂主要厂房 2.4 核电厂设备安全功能及分级 2.5 核电厂安全设计原则 2.6 AP1000核电厂简介
2.1 概述
2.1.1 基本概念
火电厂：化学能→热能→机械能→电能
（1）核电厂
核电厂：核能→热能→机械能→电能
利用核能生产电能的电厂。
蒸汽产生电能
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （1）压水堆核电厂的工作原理图
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （1）压水堆核电厂的工作原理图
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （1）压水堆核电厂的工作原理图
Key for figure schematic (1)--reactor block (2)--cooling tower (3)—reactor (4)--control rod (5)--support for pressure (6)--steam generator (7)--fuel element (8)—turbine (9)—generator (10)—transformer (11)—condenser (12)—gaseous (13)—liquid (14)—air (15)--air (humid) (16)—river (17)--cooling-water circulation (18)--primary circuit (19)--secondary circuit (20)--water vapor (21)--pump
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （8）循环水系统
开式供水与闭式供水特点比较
开式供水
闭式供水
以江河湖海为天然水源，冷却 水一次通过，不重复使用； 排水口设在水流下游； 水源在枯水季节时的水流量需 达到发电厂耗水量的3～4 倍； 需妥善考虑防止“热污染”问 题, 考虑海洋生物的过滤问题; 对循环水必须进行氯化处理 优点：冷却水进水温度较低； 有利于汽轮机组的经济运行,系 统简单, 投资较低。
2.1 概述
2.1.1 基本概念 （1）核电厂
利用核能生产电能的电厂。
核能 (燃料)
反应堆 热能
发电机 机械能
电能
2.1 概述
2.1.1 基本概念 （2）核电厂的组成
核岛：一回路及核岛辅助系统、 专设安全设施和厂房
常规岛：二回路及其辅助系统和厂房（与常规火电厂的系
统和设备相似,）
核能产生蒸汽
点击此处打开Pressurized Water Reactor (PWR)Systems
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （4）压水堆核电厂核辅助系统功能
1）保证核电厂正常启动、功率运行和停堆后冷却的一回 路辅助系统, 其中部分系统同时作为专设安全设施系统的 支持系统; 2）回收和处理放射性废物, 保护和监测向环境排放废物 的废物处理系统; 3）核岛通风空调及冷却水系统, 用来确保人身安全、控 制污染空气、保护环境卫生、满足核电厂运行的工艺要求
2.1 概述
2.1.2 压水堆核电厂的工作原理 （4）压水堆核电厂专设安全设施功能
为核电厂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。
（5）专设安全设施的组成 CSS：ontainment spray system
安注系统、安全壳系统、安全壳喷淋系统、安全壳隔离 系统、可燃气体控制系统、辅助给水系统