核电站320教材

第6章 专设安全设施



6.1 概述



当RCP系统发生失水事故或二回路的汽水回路发生破裂或失效时，为了确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展和减轻事故的后果，核电站设置了专设安全设施。

1．专设安全设施的范围 专设安全设施包括：

? 安全注入系统（RIS）； ? 安全壳喷淋系统（EAS）； ? 辅助给水系统（ASG）； ? 安全壳隔离系统（EIE）。

还有一些系统虽然不属于专设安全设施，但也具有安全功能，它们协助完成专设安全设施功能，或者为保证专设安全设施的良好运行提供必要的条件：

(1) 通风

——为专设安全设施的良好运行提供必要的条件；

——使事故工况下的放射性后果限制在可接受的范围； ——保持控制室在事故工况下的可居留性。 (2) 供给冷却水

RRI和SEC排出由专设安全设施排出的热量。 (3) 排出余热

在某些事故工况下由GCT排大气部分与ASG一起来保证这一功能。 (4) 给能动部件提供动力源，包括电源和压缩空气。 2．设计准则 (1) 屏障的独立性

在任何情况下，三道屏障中任何一道屏障的破坏，不应该引起其他屏障的破坏。例如，一回路的破裂不应导致燃料包壳的熔化和安全壳的损坏。

(2) 多重性原则

第6章 专设安全设施

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6.1 概述



当RCP系统发生失水事故或二回路的汽水回路发生破裂或失效时，为了确保堆芯热量的排出和安全壳的完整性，限制事故的发展和减轻事故的后果，核电站设置了专设安全设施。

1．专设安全设施的范围 专设安全设施包括：

? 安全注入系统（RIS）； ? 安全壳喷淋系统（EAS）； ? 辅助给水系统（ASG）； ? 安全壳隔离系统（EIE）。

还有一些系统虽然不属于专设安全设施，但也具有安全功能，它们协助完成专设安全设施功能，或者为保证专设安全设施的良好运行提供必要的条件：

(1) 通风

——为专设安全设施的良好运行提供必要的条件；

——使事故工况下的放射性后果限制在可接受的范围； ——保持控制室在事故工况下的可居留性。 (2) 供给冷却水

RRI和SEC排出由专设安全设施排出的热量。 (3) 排出余热

在某些事故工况下由GCT排大气部分与ASG一起来保证这一功能。 (4) 给能动部件提供动力源，包括电源和压缩空气。 2．设计准则 (1) 屏障的独立性

在任何情况下，三道屏障中任何一道屏障的破坏，不应该引起其他屏障的破坏。例如，一回路的破裂不应导致燃料包壳的熔化和安全壳的损坏。

(2) 多重性原则

2012年中美暑期实习班

（HEU-TAMU）

专题报告

实习地点：哈尔滨工程大学 红沿河、三门及大亚湾核电站 班 级 ： 091517 学 号 ： 2009151728 姓 名 ： 宋天昊 指导老师：高璞珍 实习时间：2012.7.29-8.9

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题目：AP1000与ACPR1000+技术特点的比较分析

Title：The comparative analysis of the technical characteristics of AP1000 and ACPR1000+ 摘要:

本文通过分析AP1000和ACPR1000+各自的技术特点和发展过程，展现了其设计思路并分析比较了其安全性、经济型、建造成本等方面的优劣。 Summary:

This article shows design ideas of AP1000 and ACPR100+ by analyzing their technical characteristics and development process. It analyzes and compares the pros and cons of their security, economic,

LPO培训教材 核电站电源系统

编写：杜继伟 审查：刘光清 2007-2-12

-I-

LPO培训教材 目录

第1章 核电站电源系统 ....................................................................................... 5 1.1 核电站电源系统综述 ................................................................................. 5 1.2 6.6KV电源系统 .......................................................................................... 5 1.2.1 6.6KV供电电源 .................................................................................. 5 1.2.2 机组正常运行时的6.6KV电源配置 .........................................

截至2013年底，目前全球现役核电机组共计约437台，我国17台；我国在建核电机组约30台，约占全球 我国每年新批复4至6台核电机组。2014年新批复6个机组(哪6个？),百万千瓦核电机组综合造价150亿 状态 核电站 已完成机组 在建机组 规划机组 总数 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 等待批复 等待批复 等待批复 等待批复 等待批复 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 秦山核电站 广东大亚湾核电站 岭澳核电站 田湾核电站一期 宁德核电站 辽宁红沿河核电站一期 宁德核电站 阳江核电站一期 台山核电站一期 三门核电站一期 方家山核电站 福清核电站 海南昌江核电站 防城港核电站一期 连云港核电站二期、 华能石岛湾核电站 海阳核电站 江西彭泽核电站 (中电投) 湖北咸宁核电站 (中广核) 湖南桃花江核电站 (中核) 辽宁徐大堡核电站 (中核) 广东陆丰核电站 (中广核) 大畈核电站，(咸宁市) 涪陵核电站(重庆市) 海丰核电站(海丰县) 三坝核电站(蓬

截至2013年底，目前全球现役核电机组共计约437台，我国17台；我国在建核电机组约30台，约占全球 我国每年新批复4至6台核电机组。2014年新批复6个机组(哪6个？),百万千瓦核电机组综合造价150亿 状态 核电站 已完成机组 在建机组 规划机组 总数 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 等待批复 等待批复 等待批复 等待批复 等待批复 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 秦山核电站 广东大亚湾核电站 岭澳核电站 田湾核电站一期 宁德核电站 辽宁红沿河核电站一期 宁德核电站 阳江核电站一期 台山核电站一期 三门核电站一期 方家山核电站 福清核电站 海南昌江核电站 防城港核电站一期 连云港核电站二期、 华能石岛湾核电站 海阳核电站 江西彭泽核电站 (中电投) 湖北咸宁核电站 (中广核) 湖南桃花江核电站 (中核) 辽宁徐大堡核电站 (中核) 广东陆丰核电站 (中广核) 大畈核电站，(咸宁市) 涪陵核电站(重庆市) 海丰核电站(海丰县) 三坝核电站(蓬

Hi-key Technology

专业工程软件和服务提供商

核电站系统及国内核电工业状况概述

Flowmaster工程师：北京海基科技发展有限责任公司

报告内容

核电站简介 核岛相关系统概述

常规岛相关系统概述 国内核电工业发展与FM应用状况

核电站发电原理

核电站系统原理图安全壳喷淋系统 主蒸汽系统

主蒸汽排放系统 反 应 堆 冷 却 剂 循 环 系 统 事故给水系统

循环水系统

凝结水给水系统

安全注射系统 化学和容积控制 系统

一回路与核岛4

二回路与常规岛

核反应堆按冷却剂分类 普通水堆

包括压水堆与沸水堆 重水堆 气冷堆

钠冷堆

目前普通水堆应用广泛，国内以

压水堆最为普遍

核电站的废物处理系统

报告内容

核电站简介 核岛相关系统概述

常规岛相关系统概述 国内核电工业发展与FM应用状况

一回路与核岛 一回路：反应堆冷却剂循环系统

核蒸汽供应系统：由一回路(反应堆冷却剂循环系统)及与一回路相连

接的系统所组成

核岛主要包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统

核岛厂房主要包括反应堆厂房(安全壳)、核燃料厂房、核辅助厂房、核

服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等

核电站字母代码说明

系统代码（三字码）

设备功能代码（二字码） 厂房和构筑物代码

核电站字母代码说明 2/47

1 系统的三字母代码和名称

MAIN PLANT DIVISIONS 电厂主要功能类别 Feedwater Supply 给水供应 Condenser (Condensation – Vacuum – Circulating water) 凝汽器（冷凝 — 真空 — 循环水） Ventilation – Handling Equipment – Communications – Lighting 通风 — 装卸设备 — 通讯 — 照明 Containment 安全壳 Turbine Generator 汽轮发电机 Fire Protection (detection – fire fighting) 消防（探测 — 火警） Instrumentation and Control 仪表和控制 Electrical Systems 电气系统 Pits 各种坑、池 Reactor 反应堆 General Services 公用系统 Waste Trea

田湾核电站VVER系统和运行

第三部分常规岛部分

第一章二回路热力系统简述

第二章汽轮机的结构

第三章二回路蒸汽系统

3.1主蒸汽系统LBA\LBU

3.2汽机旁路系统MAN

3.3厂用蒸汽系统LBG

3.4汽水分离再热系统LBJ\LBB\LCS\LCT

3.5汽机轴密封系统LBW

第四章给水加热系统

4.1 4.1凝汽器工作原理

4.2凝结水系统LCA

4.3低压加热系统LCC

4.4主给水系统LAA\LAB\LAC

4.5辅助给水系统LAJ/LAH

4.6高压加热系统LAD

第五章汽轮机和发电机辅助系统

5.1发电机结构

5.2汽轮发电机组润滑油系统MV A

5.3汽轮发电机组顶轴油系统MVL

5.4汽轮发电机组液压控制系统MAX

5.5发电机定子冷却水系统MKF

5.6发电机氢气冷却系统MKG

5.7发电机轴密封系统MKW

第六章二回路辅助系统

6.1凝汽器真空系统MAJ

6.2二回路设备冷却水系统PGB

6.3汽轮机疏水系统MAL

6.4凝结水和疏水收集（回收）系统LCM

6.5汽轮机抽汽通道电磁控制逆止阀凝结水供应系统LCX

6.6汽轮机抽汽LBQ LBS

6.7循环冷却水机械过滤系统PAA

6.8循环水系统PAC

第七章田湾核电站电力系统介绍

第一章二回路热力系统简述

1.1 二回路主要设备

二回路

压水堆核电站组成

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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