核電知識-培訓(xùn)講義(熊志鋒)

湖北省電力建設(shè)第二工程公司工程管理部二○一六年三月核電知識熊志鋒目錄一、核能發(fā)電概述二、壓水堆核電廠三、核電廠的建造四、核電廠的調(diào)試及營運(yùn)一、核能發(fā)電概述核能發(fā)電在能源結(jié)構(gòu)中的作用核電廠的工作原理反應(yīng)堆物理核電廠的核島核電廠的常規(guī)島核電廠配套設(shè)施核反應(yīng)堆（核電站）類型1、核能發(fā)電在能源結(jié)構(gòu)中的作用

1）核電占比

發(fā)電裝機(jī)容量2015年合計151000萬千瓦2016年合計16100萬千瓦2016年新增10000萬千瓦水電21.2%31937330001063火電65.6%990211038504829風(fēng)電8.6%13000150002000光電2.9%443457001266核電1.7%26083450842發(fā)電量2015年合計56184億千瓦時水電20%11143火電73%40972風(fēng)電3%1851光電1%528核電3%16902）核能發(fā)電在能源結(jié)構(gòu)中的作用

相對于其它清潔能源或可再生能源(水電、風(fēng)電、太陽能發(fā)電、生物質(zhì)能發(fā)電等)，核能發(fā)電不受氣候、季節(jié)的影響，發(fā)電規(guī)模大，廠址可接近負(fù)荷中心，可12~24月持續(xù)穩(wěn)定運(yùn)行，因此核能發(fā)電在改善電力結(jié)構(gòu)，保證電力安全，支持工農(nóng)業(yè)發(fā)展等方面都是一個重要的因素。

70%以上的水力資源分布在西南；近80%煤炭儲量分布在北方，其中大部分又集中在山西、內(nèi)蒙古、陜西、寧夏四個省區(qū)；大部分天然氣貯藏在西北。東南沿海人口密集、經(jīng)濟(jì)發(fā)達(dá)、工業(yè)集中，致使北煤南運(yùn)、西電東輸、西氣東送，加劇了運(yùn)量緊張和資源損耗。

目前，全世界共有在運(yùn)核電機(jī)組438座、在建核電機(jī)組70座，核能發(fā)電量約占全球總發(fā)電量的12%。全世界核電運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)已超15660堆年，在運(yùn)核電機(jī)組的平均年齡超過“28歲”。

我國大陸共有22座核電機(jī)組在運(yùn)行，裝機(jī)容量1911萬千瓦;有26座在建，裝機(jī)容量2860萬千瓦，核電發(fā)電量約占總發(fā)電量的2%。

值得一提的是，核電對環(huán)境影響最小，它既能滿足能源需求，同時又是抑制日益增長的空氣污染和溫室氣體排放問題的有效解決辦法之一。比較百萬千瓦級的火電廠和核電站每年向大氣排放的有害物質(zhì)，火電廠排放二氧化碳約為600萬噸、二氧化硫約為5.8萬噸、氮氧化合物約為3.8萬噸，而核電是零排放。因此，核電是清潔的環(huán)保的能源。

另外，從經(jīng)濟(jì)方面來說，雖然核電的前期投資大，約是煤電的2.5倍，但是核電站投入運(yùn)行后，1公斤的鈾全部裂變所釋放出的裂變能，大約相當(dāng)于2400噸煤或2000噸石油燃燒所釋放出的能量。一座百萬千瓦的火電廠一年需要300萬噸標(biāo)準(zhǔn)煤，而核電站只需要幾十噸低濃縮鈾原料。因此，核電是一種經(jīng)濟(jì)能源。

大陸核電安全可靠穩(wěn)定運(yùn)行20多年。除了可再生能源外，核電將是我國替代煤電、改善電力結(jié)構(gòu)的重要方式。2、核電廠的工作原理

核電廠由核島（NI）、常規(guī)島（CI）和核電廠配套設(shè)施（BOP）組成。核島的主要部分是核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)（NSSS），其中包括核反應(yīng)堆本體和冷卻劑循環(huán)系統(tǒng)。核反應(yīng)堆內(nèi)裝載有進(jìn)行核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的核燃料，核反應(yīng)所產(chǎn)生的熱量由反應(yīng)堆冷卻劑帶走，并產(chǎn)生（或形成）蒸汽，以驅(qū)動汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電。

迄今為止，所有核電廠的反應(yīng)堆都是運(yùn)用核裂變反應(yīng)釋放核能的。

1）核裂變

核裂變反應(yīng)是指可裂變的重原子核（例如鈾和钚），吸收中子后，分裂為兩個或兩個以上的碎片、形成新的、較輕的原子核，并釋放能量。目前已發(fā)現(xiàn)了約30多種不同裂變方式，即有60多種裂變碎片，質(zhì)量數(shù)大多分布在72~158之間。

核反應(yīng)式：U+n→X1+X2+υ?n+E

式中的U表示可裂變核；n是中子；X1、X2分別代表兩個裂變碎片核；υ表示每次裂變平均放出的次級中子數(shù)；E代表每次裂變過程中所釋放的能量。

可裂變核素一般都是質(zhì)量數(shù)大的重核。目前最重要的可裂變核素為233U、235U、239Pu及238U、232Th等。當(dāng)用任意能量的中子轟擊時，都能引起原子核裂變的可裂變核素，稱易裂變核素（233U、235U、239Pu）。只有用能量大于1MeV的中子去轟擊時，才會產(chǎn)生裂變反應(yīng)的的可裂變核素，稱不易裂變核素（238U、232Th）。在自然界中，235U是唯一的易裂變核素，其在天然鈾中的含量僅占0.7%，其余占99.3%的是不易裂變的238U。某些基核（238U、232Th）在俘獲中子后，經(jīng)過放射性衰變會生產(chǎn)新的人工易裂變核素。238U俘獲一個中子后，經(jīng)兩次β衰變，最終變成人工易裂變核素239Pu，反應(yīng)式為。232Th俘獲一個中子后，經(jīng)兩次β衰變，最終變成人工易裂變核素233U，反應(yīng)式為。

2、核電廠的工作原理

1）核裂變

2、核電廠的工作原理

2）核聚變

核聚變反應(yīng)是指兩個輕原子核結(jié)合成一個較重的原子核的核反應(yīng)。由于輕原子核中核子的平均結(jié)合能比中等質(zhì)量數(shù)原子核核子的平均結(jié)合能要小，輕核聚合成較重的原子核時將釋放出能量。

通常我們指的核聚變反應(yīng)是氘和氚在極高的溫度下（約1億K），通過核聚變，生成較重的原子核，同時釋放出能量。對聚變能開發(fā)最有意義的是氘氘反應(yīng)和氘氚反應(yīng)，即

氘氘反應(yīng)產(chǎn)生一個中子或一個質(zhì)子的概率各約50%。這一過程中釋放出的能量稱核聚變能。每消耗一個核可生產(chǎn)4.9MeV的能量。如果計及D-3He聚變，則為7.2MeV。單位質(zhì)量核聚變反應(yīng)所放出的能量三倍于核裂變反應(yīng)所放出的能量。

正是基于核聚變上述特性，國際上正在積極研究開發(fā)可控核聚變裝置，以利用核聚變能生產(chǎn)電能，生產(chǎn)裂變?nèi)剂?，并利用聚變堆高溫包層生產(chǎn)載能工質(zhì)氫。

3、反應(yīng)堆物理

1）反應(yīng)堆堆芯由一個一個柵格組成。

對于壓力容器式的反應(yīng)堆，每個柵格由燃料組件、可燃毒物組件等組成（部分柵格還有控制棒組件、中子源組件）。在這些組件的空間充有作為慢化劑和冷卻劑的水，形成反應(yīng)堆內(nèi)能進(jìn)行鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的區(qū)域。

對于壓力管式的反應(yīng)堆，每個柵格由燃料組件、壓力管組成。在壓力管內(nèi)充有冷卻劑，以帶走鏈?zhǔn)椒磻?yīng)所產(chǎn)生的裂變能；在壓力管外包圍有慢化劑（例如重水堆為重水，石墨堆為石墨）；所有柵格的集合構(gòu)成堆芯；堆芯還有專門的控制棒管道，用以控制鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。

2）反應(yīng)堆控制

通過控制反應(yīng)性來控制堆芯的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，從而控制反應(yīng)堆的運(yùn)行。四種方式：中子吸收法、改變中子慢化性能法、改變?nèi)剂虾糠ā⒅凶有孤┓ā?/p>

4、核電廠的核島（NI）

核島系核蒸汽生產(chǎn)的系統(tǒng)、設(shè)備和廠房的總稱。它包括核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)、核輔助系統(tǒng)、核專設(shè)安全設(shè)施、核島的其它配套設(shè)施。

核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)指核電廠中汽輪機(jī)進(jìn)汽閥之前的部分，一般為反應(yīng)堆本體、一次冷卻劑系統(tǒng)、以及支持一次冷卻劑系統(tǒng)正常運(yùn)行和保證反應(yīng)堆安全的主要核輔助系統(tǒng)的總稱。

5、核電廠的常規(guī)島（CI）

常規(guī)島系將核蒸汽轉(zhuǎn)換為電能的系統(tǒng)、設(shè)備和廠房的總稱。它包括汽輪發(fā)電機(jī)組、蒸汽系統(tǒng)、凝結(jié)水及給水系統(tǒng)、發(fā)變電系統(tǒng)、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)。

1）核汽輪機(jī)

核汽輪機(jī)通常指用于水冷堆（壓水堆、沸水堆、重水堆）核電廠的飽和蒸汽（新蒸汽含微量水分）汽輪機(jī)。新蒸汽壓力5~7MPa，濕度0.4%~0.5%（沸水堆、重水堆），濕度<0.2%（沸壓水堆）。

核汽輪機(jī)可用比焓降僅為常規(guī)高溫高壓火電機(jī)組（壓力16~17MPa，溫度500~550℃）的60%左右，故核汽輪機(jī)新蒸汽的質(zhì)量流量為同功率常規(guī)火電機(jī)組的170%~190%，新蒸汽的體積流量為常規(guī)火電機(jī)組的250%~350%，排汽體積流量為常規(guī)火電機(jī)組的165%~175%。

高壓缸和低壓缸之間設(shè)置汽水分離再熱器，作為機(jī)外去濕裝置，使進(jìn)入低壓缸的蒸汽具有一定的過熱度。此外，核汽輪機(jī)還采用相應(yīng)去濕裝置。5、核電廠的常規(guī)島（CI）

2）二回路系統(tǒng)

較常規(guī)火電廠汽水系統(tǒng)，二回路系統(tǒng)具有以下特點(diǎn)：

a.設(shè)置主蒸汽隔離閥，要求能快速關(guān)閉，關(guān)閉時間不得超過5s；

b.設(shè)置蒸汽旁路排放系統(tǒng)，用以平衡反應(yīng)堆與汽輪機(jī)之間的瞬態(tài)功率差。最大旁排能力達(dá)到85%；

c.設(shè)置凝結(jié)水凈化系統(tǒng)，以保證進(jìn)入蒸汽發(fā)生器的水質(zhì)；

d.設(shè)置蒸汽泄漏收集系統(tǒng)及凝汽器抽氣收集系統(tǒng)，經(jīng)放射性檢測后，通過煙囪排放。

6、核電廠配套設(shè)施（BOP）

核電廠配套設(shè)施（BOP）主要指核電廠運(yùn)行的支持性設(shè)施，如水廠、無離子水制備、氣體制備和供應(yīng)（如壓縮空氣及其它工藝用氣）、廢物處理和儲存、實(shí)體保衛(wèi)及應(yīng)急控制中心，以及化驗(yàn)室和環(huán)境監(jiān)察站等。

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

1)根據(jù)引發(fā)核裂變的中子能譜的能量，反應(yīng)堆可分為熱中子反應(yīng)堆和快中子反應(yīng)堆（僅日本）兩大類。

熱中子反應(yīng)堆可根據(jù)冷卻劑和慢化劑的種類分成輕水堆、重水堆、石墨氣冷堆（英國-70年代后期不在興建）、石墨水冷堆（蘇聯(lián)-切爾諾貝利事故后停止興建）。

輕水堆可分為壓水堆和沸水堆兩大類。壓水堆經(jīng)蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生核蒸汽，沸水堆直接在反應(yīng)堆內(nèi)產(chǎn)生核蒸汽。

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

2)核電站類型

第一代（GEN-I）核電站是早期的原型堆電站，即1950年至1960年前期開發(fā)的輕水堆(lightwaterreactors,LWR)核電站。如美國的希平港(ShippingPort)壓水堆(pressurized-waterreactor,PWR)、德累斯頓(Dresden)沸水堆(boilingwaterreactor,BWR)以及英國的鎂諾克斯石墨氣冷堆(Magnox)等。

第二代（GEN-Ⅱ）核電站是1960年后期到1990年前期在第一代核電站基礎(chǔ)上開發(fā)建設(shè)的大型商用核電站，如美國、歐洲、日本的輕水堆LWR(PWR/BWR)、加拿大/印度的坎杜重水堆(CANDU)、蘇聯(lián)的壓水堆(6回路的VVER-440、4回路的VVER-1000)/壓力管式石墨慢化沸水反應(yīng)堆(RBMK)等。

第三代（GEN-Ⅲ）是指先進(jìn)的輕水堆核電站，即1990年后期到2010年開始運(yùn)行的核電站。第三代核電站采用標(biāo)準(zhǔn)化、最佳化設(shè)計和安全性更高的非能動安全系統(tǒng)，如美國GE公司開發(fā)的先進(jìn)的沸水堆（advancedboilingwaterreactors,ABWR）、美國ABB-CE公司開發(fā)的系統(tǒng)80+、美國西屋公司開發(fā)的AP600/AP1000、法國法馬通公司和德國西門子公司聯(lián)合開發(fā)的歐洲壓水堆(Europeanpressurizedreactor,EPR)、日本三菱公司開發(fā)的APWR、APWR+、韓國開發(fā)的APR-1400等。

第四代（GEN-Ⅳ）是待開發(fā)(未來反應(yīng)堆)的核電站。選擇了在能源可持續(xù)性、經(jīng)濟(jì)競爭性、安全和可靠性以及防擴(kuò)散和外部侵犯能力方面最具前景的6種未來核反應(yīng)堆系統(tǒng)。選定的6種核反應(yīng)堆系統(tǒng)中有2種高溫氣冷堆(氣冷快中子堆反應(yīng)系統(tǒng)GFR、超高溫氣冷堆系統(tǒng)VHTR)，2種液態(tài)金屬冷卻堆（鈉冷快中子反應(yīng)堆系統(tǒng)SFR和鉛冷快中子反應(yīng)堆系統(tǒng)LFR），1種超臨界水冷反應(yīng)堆系統(tǒng)SCWR和1種熔鹽反應(yīng)堆系統(tǒng)MSR。6種系統(tǒng)中有4種是快中子堆，5種采取的是閉合燃料循環(huán)，并對乏燃料中所含全部錒系元素進(jìn)行整體再循環(huán)。

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

3)中國核電站類型

a.第二代（GEN-Ⅱ）核電站

引進(jìn)法國技術(shù)核電站-壓水堆PWR：M310，如深圳大亞灣核電站（2╳984MW）；

自主研發(fā)中國技術(shù)核電站-壓水堆PWR：M310改，如廣東嶺澳核電站（一期2╳990MW）、福建福清核電站（一期2╳1000MW）；

自主研發(fā)中國技術(shù)核電站-壓水堆PWR：CPR1000，如廣東嶺澳核電站（二期2╳1000MW）、遼寧紅沿河核電站（一期4╳1000MW）、福建寧德核電站（一期4╳1080MW）、浙江秦山核電廠擴(kuò)建方家山工程（2╳1000MW）、廣東陽江核電站（一期4╳1000MW）、廣西防城港核電站（一期2╳1080MW）；

引進(jìn)加拿大技術(shù)核電站-坎杜重水堆PHWR：CANDU600，如浙江秦山核電站（三期2╳728MW）；

自主研發(fā)中國技術(shù)核電站-壓水堆PWR：CNP300，如浙江秦山核電站（一期1╳300MW）；

自主研發(fā)中國技術(shù)核電站-壓水堆PWR：CNP600，如浙江秦山核電站（二期2╳650MW）、浙江秦山核電站（二期擴(kuò)建2╳650MW）、海南昌江核電站（一期2╳650MW）；

b.第三代（GEN-Ⅲ）核電站

引進(jìn)俄羅斯技術(shù)核電站-壓水堆WWER：AES-91，如江蘇田灣核電站（一期2╳1060MW）；

引進(jìn)法國技術(shù)核電站-壓水堆PWR：EPR，如廣東臺山核電站（一期2╳1700MW）；

引進(jìn)美國技術(shù)核電站-壓水堆PWR：AP1000，如浙江三門核電站（一期2╳1250MW）、山東海陽核電站（一期2╳1250MW）、湖南桃花江核電站（一期2╳1250MW）、湖北咸寧核電站（一期2╳1250MW）、江西彭澤核電站（一期2╳1250MW）、廣東陸豐核電站（一期2╳1250MW）、吉林靖宇核電站（一期4╳1250MW）；

c.第四代（GEN-Ⅳ）核電站

自主研發(fā)中國技術(shù)核電站-高溫氣冷堆HTR：，如山東石島灣核電站（一期1╳200MW）；7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

4)壓水堆

壓水堆核電廠有3個獨(dú)立的冷卻系統(tǒng)，見圖1.1-3。其中一次冷卻系統(tǒng)，又稱反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)/一回路主系統(tǒng)，導(dǎo)出反應(yīng)堆中核裂變所產(chǎn)生的能量，在蒸汽發(fā)生器中產(chǎn)生蒸汽。通過二次冷卻劑循環(huán)系統(tǒng)/二回路系統(tǒng)將蒸汽送到汽輪機(jī)入口，驅(qū)動汽輪機(jī)發(fā)電,汽輪機(jī)排出的余汽，經(jīng)凝汽器由第三個冷卻系統(tǒng)(循環(huán)水冷卻系統(tǒng))帶走。在正常運(yùn)行時，其中僅反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)帶有放射性。7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

4)壓水堆

西屋型反應(yīng)堆系統(tǒng)可由兩個、三個或四個環(huán)路組成，每個環(huán)路設(shè)置一臺蒸汽發(fā)生器、一臺主冷卻劑泵、分別與反應(yīng)堆壓力容器的出口和進(jìn)口管嘴相連接，在一個環(huán)路上設(shè)有穩(wěn)壓器，以維持反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力。標(biāo)準(zhǔn)的西屋型壓水堆核電廠按30萬kW一個回路進(jìn)行設(shè)計，60萬kW兩個回路、100萬kW三個回路、120~150萬kW四個回路。

a.反應(yīng)堆壓力容器

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

4)壓水堆

b.蒸汽發(fā)生器

蒸汽發(fā)生器由筒體、傳熱管束、汽水分離裝置組成。筒體由兩段不同直徑的圓筒組成，一個錐形的筒將他們連接。上筒體內(nèi)裝有汽水分離裝置和給水管組件，主蒸汽出口接管位于頂部中央。下筒體直徑較小，裝有傳熱管束及有關(guān)部件，其下端與管板連接。下封頭為反應(yīng)堆冷卻劑的進(jìn)出口。二次側(cè)產(chǎn)生的蒸汽先經(jīng)上筒體的旋流分離器，由離心力將水排出；然后經(jīng)蒸汽干燥器進(jìn)一步分離水分。經(jīng)二級分離后，出口蒸汽干度可提高到99.75%以上。7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

4)壓水堆

c.主冷卻劑泵

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

4)壓水堆

d.穩(wěn)壓器

穩(wěn)壓器底部設(shè)有電加熱器，頂部設(shè)有噴淋裝置，用以控制穩(wěn)壓器的壓力。

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

5)沸水堆

沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑并在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的核動力堆。

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

5)沸水堆

上圖示出沸水堆核電廠的流程，來自汽輪機(jī)系統(tǒng)的給水進(jìn)入反應(yīng)堆壓力容器后，沿堆芯圍筒與容器內(nèi)壁之間下降，在噴射泵的作用下進(jìn)入堆下腔室，然后折而向上流經(jīng)堆芯，在堆芯吸收裂變能，并部分氣化。汽水混合物在堆芯上部汽水分離器內(nèi)，將水分離出來，沿環(huán)形空間下降，與給水混合；蒸汽則經(jīng)上部干燥器后出堆，蒸汽壓力約7MPa，干度不小于99.75%。該蒸汽直接通往汽輪發(fā)電機(jī)組，做功發(fā)電；汽輪機(jī)乏汽經(jīng)冷凝器冷凝后，經(jīng)凈化、會熱系統(tǒng)加熱，再由給水泵送入反應(yīng)堆壓力容器，形成閉合循環(huán)。給水泵的作用是使對內(nèi)形成強(qiáng)迫循環(huán)，其進(jìn)水取自循環(huán)空間底部，升壓后，再送入反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)，成為噴射泵的驅(qū)動流。通常在沸水堆內(nèi)設(shè)置16-24臺噴射泵。

a.沸水堆反應(yīng)堆組裝

堆芯主要由核燃料組件、控制棒及中子測量裝置等組成。沸水堆內(nèi)的燃料組件為正方形有盒組件，組件內(nèi)燃料排列成7╳7或8╳8柵陣。棒外徑約12.3mm，高約4.1m，其中活性段約3.8m。燃料芯塊的平均富集度為2%~3%的UO2，在若干芯塊中加入Gd2O3可燃毒物，以補(bǔ)償燃耗反應(yīng)性虧損，并展平堆芯注量率分布，燃料包殼材料和組件盒均為Zr-4合金。堆芯總的燃料組件數(shù)約為800個。7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

5)沸水堆

a.沸水堆反應(yīng)堆組裝

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

5)沸水堆

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

6)重水堆

重水堆是以重水作為慢化劑的反應(yīng)堆。重水的中子吸收截面小，慢化性能好，中子利用率高，故重水堆可直接利用天然鈾作核燃料。加拿大開發(fā)和建造的坎度（CANDU）型重水堆核電廠，以重水作為慢化劑和冷卻劑，反應(yīng)堆采用壓力管式的排管容器，燃料通道（冷卻劑通道）橫向布置，控制棒通道縱向布置，并采用不停堆換料，是當(dāng)前世界上技術(shù)比較成熟的核電廠堆型之一。7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

6)重水堆

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

6)重水堆

a.反應(yīng)堆組件

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

6)重水堆

a.反應(yīng)堆組件

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

6)重水堆

a.反應(yīng)堆組件

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

7)石墨水冷堆

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

7)石墨水冷堆

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

8)氣冷堆-MAGNOX型

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

8)氣冷堆-改進(jìn)型

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

9)高溫氣冷堆

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

9)高溫氣冷堆

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

10)快中子增殖堆

7、核反應(yīng)堆（核電站）類型

10)快中子增殖堆

二、壓水堆核電廠壓水堆核電廠概述壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓水堆核電廠主要系統(tǒng)壓水堆核電廠關(guān)鍵設(shè)備壓水堆核電廠控制、儀表和電氣壓水堆核電廠建、構(gòu)筑物1、壓水堆核電廠概述

1）壓水堆核電廠核能發(fā)電基本原理

壓水堆全稱為加壓輕水慢化冷卻反應(yīng)堆。壓水堆核電廠的反應(yīng)堆采用普通高純水作慢化劑和冷卻劑，低富集度的二氧化鈾（UO2）為核燃料。為了把反應(yīng)堆的出口水（普通高純水）溫提高到300℃左右，必須將壓力提高到14~16MPa左右，以防止沸騰。所以稱這類型的反應(yīng)堆為加壓水反應(yīng)堆，簡稱壓水堆。

在壓水堆核電廠中，反應(yīng)堆的作用是進(jìn)行核裂變，將核能轉(zhuǎn)化成熱能，高純水作為冷卻劑流經(jīng)堆芯將堆內(nèi)釋放的熱量通過反應(yīng)堆冷卻劑管道傳到蒸汽發(fā)生器，在那里傳遞給二次側(cè)的給水（二回路工質(zhì)），使其成為飽和蒸汽。冷卻劑在蒸汽發(fā)生器中被冷卻后由主冷卻劑泵打回反應(yīng)堆重新加熱，形成一個封閉的吸熱和放熱的循環(huán)流動過程，這個冷卻劑循環(huán)回路稱為一回路，也是核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)（NSSS）的主要部分，其功能是冷卻堆芯并帶走熱量。由于一回路的主要設(shè)備是反應(yīng)堆，所以通常將一回路及其輔助系統(tǒng)和廠房統(tǒng)稱為核島（NI）。

二回路工質(zhì)（汽輪機(jī)工質(zhì)）給水在蒸汽發(fā)生器中被加熱成飽和蒸汽后進(jìn)入汽輪機(jī)膨脹做功，將熱能轉(zhuǎn)變?yōu)闄C(jī)械能，帶動發(fā)電機(jī)發(fā)電，把機(jī)械能轉(zhuǎn)換為電能。做完功的蒸汽被排入凝汽器，由循環(huán)冷卻水進(jìn)行冷卻，凝結(jié)成水后由凝結(jié)水泵送入加熱器預(yù)加熱，再經(jīng)由給水泵輸入蒸汽發(fā)生器重新加熱，完成了汽輪機(jī)工質(zhì)的封閉循環(huán)，此汽輪機(jī)工質(zhì)循環(huán)回路被稱為二回路。二回路系統(tǒng)功能與常規(guī)蒸汽動力裝置基本相同，所以將它及其輔助系統(tǒng)和廠房統(tǒng)稱為常規(guī)島（CI）。

綜上所述，核能發(fā)電實(shí)際上是核能→熱能→機(jī)械能→電能的能量轉(zhuǎn)換過程。其中熱能→機(jī)械能→電能的能量轉(zhuǎn)換過程與常規(guī)火力發(fā)電廠的工藝過程基本相同，只是設(shè)備的技術(shù)參數(shù)略有不同。核反應(yīng)堆的功能相當(dāng)于常規(guī)火電廠的鍋爐系統(tǒng)，只是由于流經(jīng)堆芯的反應(yīng)堆冷卻劑帶有放射性，不宜直接送入汽輪機(jī)，所以壓水堆核電廠比常規(guī)火電廠多一套動力回路（冷卻劑循環(huán)回路）。

1、壓水堆核電廠概述

1）壓水堆核電廠核能發(fā)電基本原理

1、壓水堆核電廠概述

2）壓水堆核電廠系統(tǒng)構(gòu)成

a.核島系統(tǒng)

一回路系統(tǒng)通常由并聯(lián)到反應(yīng)堆的2~4條相同的傳熱環(huán)路組成。發(fā)應(yīng)堆外殼是一個耐高壓容器，被稱為壓力容器或壓力殼，堆芯安裝在其內(nèi)部。每一條環(huán)路有一臺反應(yīng)堆冷卻劑泵，一臺蒸汽發(fā)生器和相應(yīng)的反應(yīng)堆冷卻劑管道，與反應(yīng)堆構(gòu)成一條封閉的回路。整個一回路的運(yùn)行壓力由一臺與其中一條環(huán)路熱段連接的穩(wěn)壓器來維持，并控制其可能發(fā)生的壓力波動。系統(tǒng)作為壓力邊界提供了一個防止在反應(yīng)堆里產(chǎn)生的放射性釋放的屏障，并用來確保在核電廠整個壽命期內(nèi)的完整性。

此外，核島系統(tǒng)還包括一些安全系統(tǒng)和輔助系統(tǒng)。按照功能大體分為以下四類：

專設(shè)安全系統(tǒng)——在反應(yīng)堆發(fā)生大量失水事故時可以自動投入，阻止事故的進(jìn)一步發(fā)展擴(kuò)大，保護(hù)反應(yīng)堆的安全，同時防止放射性物質(zhì)向大氣環(huán)境擴(kuò)散。專設(shè)安全系統(tǒng)包括安全注入系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)、安全殼大氣監(jiān)測系統(tǒng)和安全殼隔離系統(tǒng)。

核輔助系統(tǒng)——保證反應(yīng)堆和一回路正常啟動、運(yùn)行和停堆。核輔助系統(tǒng)主要包括化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、發(fā)應(yīng)堆硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)、核取樣系統(tǒng)、核島疏水排氣系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、反應(yīng)堆換料水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)、硼回收系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、核燃料裝卸、運(yùn)輸和儲存系統(tǒng)等。

三廢處理系統(tǒng)——回收和處理放射性廢物以保護(hù)和監(jiān)測環(huán)境。三廢處理系統(tǒng)主要包括廢氣處理系統(tǒng)、廢液處理系統(tǒng)、固體廢物處理系統(tǒng)、核島污水回收系統(tǒng)、放射性洗衣房系統(tǒng)等。

電廠輔助系統(tǒng)——包括采暖空調(diào)系統(tǒng)、水處理系統(tǒng)、壓縮空氣系統(tǒng)等常規(guī)系統(tǒng)。

1、壓水堆核電廠概述

2）壓水堆核電廠系統(tǒng)構(gòu)成

b.常規(guī)島系統(tǒng)

常規(guī)島系統(tǒng)可劃分為汽輪機(jī)回路、循環(huán)冷卻水系統(tǒng)、電氣系統(tǒng)。

汽輪機(jī)回路——主要設(shè)備有汽輪機(jī)、汽水分離再熱器、凝汽器、凝結(jié)水泵、低壓加熱器、除氧器、主給水泵、高壓加熱器等。蒸汽發(fā)生器的出口飽和蒸汽進(jìn)入汽輪機(jī)帶動發(fā)電機(jī)發(fā)電，然后排入凝汽器，在凝汽器中由循環(huán)冷卻水冷凝成凝結(jié)水，凝結(jié)水由凝結(jié)水泵經(jīng)低壓加熱器加熱后送入除氧器進(jìn)行除氧，再由給水泵經(jīng)高壓加熱器加熱后輸入蒸汽發(fā)生器作為給水產(chǎn)生蒸汽循環(huán)使用。由于蒸汽發(fā)生器傳熱管將一、二回路隔離開，這個汽水循環(huán)回路中的水和蒸汽是不帶放射性的。高、低壓加熱器的加熱熱源分別由汽輪機(jī)的高壓缸和低壓缸中間級抽汽提供。由于汽輪機(jī)的進(jìn)口蒸汽為飽和蒸汽，高壓缸的排汽含有較多水分，為防止或降低蒸汽對汽輪機(jī)葉片的沖蝕作用，在高壓缸和低壓缸之間設(shè)置了汽水分離再熱器，以分離高壓缸排汽中的水分，并使進(jìn)入低壓缸的蒸汽變?yōu)槲⑦^熱蒸汽。為了在汽輪機(jī)大負(fù)荷瞬間變化或汽輪機(jī)緊急跳閘時使反應(yīng)堆能維持適當(dāng)負(fù)荷，不至于停堆，另外設(shè)置了蒸汽旁路系統(tǒng)。主蒸汽可由主蒸汽汽聯(lián)箱直接通往凝汽器和除氧器或直接排向大氣。

循環(huán)冷卻水系統(tǒng)——亦稱三回路，其主要功能是向凝汽器供給冷卻水，確保汽輪機(jī)凝汽器的有效冷卻。對應(yīng)濱海核電廠，該系統(tǒng)是個開放式回路，循環(huán)水從海中抽取，流經(jīng)凝汽器管路后，循環(huán)水又流回海里。對于內(nèi)陸核電廠，循環(huán)冷卻水可以是封閉循環(huán)，通過冷卻塔向大氣排放熱量。

電氣系統(tǒng)——包括發(fā)電機(jī)、勵磁機(jī)、主變壓器、廠用變壓器等。發(fā)電機(jī)出線電壓經(jīng)主變壓器升壓后與主電網(wǎng)相連。在正常運(yùn)行時整個廠用設(shè)備的配電設(shè)備由發(fā)電機(jī)的出線經(jīng)過廠用變壓器降壓供電，當(dāng)發(fā)電機(jī)停機(jī)時，則由主電網(wǎng)經(jīng)過主變壓器反向供電。若此時主電網(wǎng)失電，則由另一外部電網(wǎng)經(jīng)過輔助變壓器向廠內(nèi)供電。當(dāng)上述電源均不可用時，則由備用的柴油發(fā)電機(jī)組向廠內(nèi)應(yīng)急設(shè)備供電，以保障核電廠設(shè)備的安全。1、壓水堆核電廠概述

2）壓水堆核電廠系統(tǒng)構(gòu)成

c.廠房布置

核電廠根據(jù)廠址條件一般布置一臺至數(shù)臺核電機(jī)組以及與核電機(jī)組有關(guān)的輔助廠房、附屬廠房及公用建筑物，通常分為核島（NI）、常規(guī)島（CI）和電廠配套設(shè)施（BOP）三部分。

核島主要廠房——主要包括發(fā)應(yīng)堆廠房、燃料廠房、核輔助廠房、電氣廠房等。ⅰ.反應(yīng)堆廠房又稱安全殼，是一個帶有準(zhǔn)球形或半球形穹頂?shù)膱A柱形預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)，內(nèi)表面有安全殼鋼襯里，可承受絕對壓力0.5~0.6MPa的內(nèi)壓。反應(yīng)堆和其它一回路主要設(shè)備（反應(yīng)堆冷卻劑泵、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器等）以及部分專設(shè)安全系統(tǒng)和核輔助系統(tǒng)設(shè)備均布置在安全殼內(nèi)。ⅱ.燃料廠房是一個平頂方形混凝土結(jié)構(gòu)，內(nèi)部主要有乏燃料水池，用以儲存從堆芯中卸出的乏燃料。廠房背面緊鄰換料水箱，存有反應(yīng)堆換料操作所需的含硼水。ⅲ.核輔助廠房呈矩形，主要用于布置核輔助系統(tǒng)（包括化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、反應(yīng)堆硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)等）、廢物處理系統(tǒng)及部分專設(shè)安全系統(tǒng)。ⅳ.電氣廠房位于反應(yīng)堆廠房核汽輪機(jī)廠房之間，內(nèi)部布置有主控制室和各種儀表控制系統(tǒng)及供配電設(shè)備。此外，蒸汽發(fā)生器的蒸汽管道和給水管道也穿過該廠房，使核島和常規(guī)島構(gòu)成一個整體。ⅴ.除上述主要廠房外，核島還包括柴油發(fā)電機(jī)廠房、連接廠房、輔助給水儲存箱等。

常規(guī)島主要廠房——主要由汽輪機(jī)廠房、輔助間、聯(lián)合泵站等組成。ⅰ.汽輪機(jī)廠房容納二回路及其輔助系統(tǒng)的主要設(shè)備，包括汽輪機(jī)、發(fā)電機(jī)、凝汽器、加熱器、除氧器、凝結(jié)水泵、給水泵等。ⅱ.相鄰的輔助建筑物還有通風(fēng)間、潤滑油傳送間、變壓器區(qū)等。ⅲ.聯(lián)合泵站位于循環(huán)冷卻水的取水口處，內(nèi)部主要設(shè)置循環(huán)水泵和旋轉(zhuǎn)濾網(wǎng)，為汽輪機(jī)組的冷凝器提供冷卻水源。

電廠配套設(shè)施——數(shù)目較多，它們既不屬于核島也不屬于常規(guī)島，有些甚至于核島、常規(guī)島系統(tǒng)之間沒有直接聯(lián)系（如全廠安保系統(tǒng)），但又是保證核電廠正常安全運(yùn)行必不可少的組成部分。電廠配套設(shè)施主要包括檢修車間、現(xiàn)場實(shí)驗(yàn)室、廢物輔助廠房、除鹽水生產(chǎn)車間、主開關(guān)站等。

2、壓水堆核電廠反應(yīng)堆

1）壓水堆核電廠反應(yīng)堆概況

a.反應(yīng)堆功能

反應(yīng)堆是核電廠的主體，堆芯是反應(yīng)堆的核心，核燃料在其中實(shí)現(xiàn)持續(xù)可控鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)，釋放出裂變熱。載熱劑（也稱為冷卻劑）將熱帶出堆芯，加熱二回路水產(chǎn)生蒸汽推動汽輪發(fā)電機(jī)發(fā)電。

2、壓水堆核電廠反應(yīng)堆

1）壓水堆核電廠反應(yīng)堆概況

b.反應(yīng)堆本體主要設(shè)備

主要包括反應(yīng)堆壓力容器、堆內(nèi)構(gòu)件、堆芯部件、控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)、堆內(nèi)測量系統(tǒng)。

2、壓水堆核電廠反應(yīng)堆

1）壓水堆核電廠反應(yīng)堆概況

b.反應(yīng)堆本體主要設(shè)備

2、壓水堆核電廠反應(yīng)堆

1）壓水堆核電廠反應(yīng)堆概況

b.反應(yīng)堆本體主要設(shè)備

2、壓水堆核電廠反應(yīng)堆

1）壓水堆核電廠反應(yīng)堆概況

b.反應(yīng)堆本體主要設(shè)備

2、壓水堆核電廠反應(yīng)堆

1）壓水堆核電廠反應(yīng)堆概況

b.反應(yīng)堆本體主要設(shè)備

2、壓水堆核電廠反應(yīng)堆

1）壓水堆核電廠反應(yīng)堆概況

c.反應(yīng)堆輔助設(shè)備

主要包括反應(yīng)堆壓力容器支撐、反應(yīng)堆壓力容器金屬保溫層、堆頂結(jié)構(gòu)。

2、壓水堆核電廠反應(yīng)堆

1）壓水堆核電廠反應(yīng)堆概況

c.反應(yīng)堆輔助設(shè)備

2、壓水堆核電廠反應(yīng)堆

1）壓水堆核電廠反應(yīng)堆概況

c.反應(yīng)堆輔助設(shè)備

2、壓水堆核電廠反應(yīng)堆

1）壓水堆核電廠反應(yīng)堆概況

c.反應(yīng)堆輔助設(shè)備

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

主要包括反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)、核輔助系統(tǒng)、二回路核蒸汽系統(tǒng)、電廠輔助系統(tǒng)、放射性廢物處理系統(tǒng)、常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)等

1）壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)保證導(dǎo)出堆芯裂變熱，使反應(yīng)堆安全運(yùn)行，并作為核電廠第二道安全屏障的主要系統(tǒng)。系統(tǒng)內(nèi)的主要設(shè)備包括反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器、反應(yīng)堆冷卻劑泵、穩(wěn)壓器、主管道等。

a.反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)功能b.反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計基準(zhǔn)和安全準(zhǔn)則

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

1）壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

主要包括安全殼注入系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)、安全殼氫濃度控制和空氣監(jiān)測系統(tǒng)、安全殼隔離系統(tǒng)等。

a.安全殼注入系統(tǒng)

安全殼注入系統(tǒng)（簡稱安注系統(tǒng)）是壓水堆核電站重要的專設(shè)安全設(shè)施之一。專設(shè)安全設(shè)施是核電廠安全縱深防御措施的第三道工程技術(shù)措施，它能在“設(shè)計基準(zhǔn)事故”的溫度和壓力條件下保持良好的技術(shù)性能。在發(fā)生使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)喪失功能的事故工況下，安注系統(tǒng)提供冷卻核燃料的手段，其作用在于限制燃料的損傷和由此產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物的釋放。

主要功能：

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

a.安全殼注入系統(tǒng)

輔助功能：

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

a.安全殼注入系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

b.安全殼噴淋系統(tǒng)

安全殼噴淋系統(tǒng)（簡稱安噴系統(tǒng)）是壓水堆核電站重要的專設(shè)安全設(shè)施之一。

安噴系統(tǒng)的作用:是在事故工況[失水事故（LOCA）或安全殼內(nèi)主蒸汽管道破裂]下，自安全殼穹頂向下向安全殼內(nèi)噴淋冷水，以降低安全殼內(nèi)大氣的壓力和溫度，從而保證壓水堆核電廠第三道安全屏障——安全殼的完整性。

此外，為了有效降低發(fā)生LOCA事故后安全殼內(nèi)氣載放射性水平、調(diào)節(jié)噴淋液的pH值，在噴淋液中需添加氫氧化鈉（NaOH）/磷酸酸鈉（Na3PO4）/聯(lián)氨溶液作為噴淋液的添加劑。

安噴系統(tǒng)的設(shè)計準(zhǔn)則：

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

b.安全殼噴淋系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

c.蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)

蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)（簡稱輔助給水系統(tǒng)）是壓水堆核電站重要的專設(shè)安全設(shè)施之一，同時也作為核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)（NSSS）的輔助系統(tǒng)，兼有部分正常給水功能。

主要功能：

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

c.蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)

輔助功能：

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

c.蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)

設(shè)計原則：

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

c.蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)

設(shè)計原則：

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

c.蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)

設(shè)計原則：

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

c.蒸汽發(fā)生器輔助給水系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

d.安全殼氫濃度控制和空氣監(jiān)測系統(tǒng)

主要包括反應(yīng)堆廠房大氣化學(xué)監(jiān)測子系統(tǒng)、保健物理監(jiān)測子系統(tǒng)、物理監(jiān)測子系統(tǒng)。

ⅰ.反應(yīng)堆廠房大氣化學(xué)監(jiān)測子系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

d.安全殼氫濃度控制和空氣監(jiān)測系統(tǒng)

ⅱ.安全殼試驗(yàn)子系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

e.安全殼隔離系統(tǒng)

安全殼隔離系統(tǒng)功能

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

2）壓水堆核電廠專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)

e.安全殼隔離系統(tǒng)

安全殼隔離系統(tǒng)設(shè)計原則

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

主要包括化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、反應(yīng)堆硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)、硼回收系統(tǒng)、反應(yīng)堆換料水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)、核取樣系統(tǒng)等。

a.化學(xué)和容積控制系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

a.化學(xué)和容積控制系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

b.余熱排出系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

b.余熱排出系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

b.余熱排出系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

b.余熱排出系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

c.反應(yīng)堆硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

c.反應(yīng)堆硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

c.反應(yīng)堆硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

d.硼回收系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

d.硼回收系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

e.反應(yīng)堆換料水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

e.反應(yīng)堆換料水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

f.核取樣系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

f.核取樣系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

3）壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)

f.核取樣系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

4）壓水堆核電廠二回路核蒸汽系統(tǒng)

主要包括主蒸汽系統(tǒng)、主給水系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)等

a.主蒸汽系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

4）壓水堆核電廠二回路核蒸汽系統(tǒng)

a.主蒸汽系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

4）壓水堆核電廠二回路核蒸汽系統(tǒng)

a.主蒸汽系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

4）壓水堆核電廠二回路核蒸汽系統(tǒng)

a.主蒸汽系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

4）壓水堆核電廠二回路核蒸汽系統(tǒng)

b.主給水系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

4）壓水堆核電廠二回路核蒸汽系統(tǒng)

b.主給水系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

4）壓水堆核電廠二回路核蒸汽系統(tǒng)

b.主給水系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

4）壓水堆核電廠二回路核蒸汽系統(tǒng)

c.蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

4）壓水堆核電廠二回路核蒸汽系統(tǒng)

c.蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

4）壓水堆核電廠二回路核蒸汽系統(tǒng)

c.蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

4）壓水堆核電廠二回路核蒸汽系統(tǒng)

c.蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

4）壓水堆核電廠二回路核蒸汽系統(tǒng)

c.蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

5）壓水堆核電廠電廠輔助系統(tǒng)

主要包括設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、安全廠用水系統(tǒng)、通風(fēng)系統(tǒng)、消防系統(tǒng)等

a.設(shè)備冷卻水系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

5）壓水堆核電廠電廠輔助系統(tǒng)

a.設(shè)備冷卻水系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

5）壓水堆核電廠電廠輔助系統(tǒng)

b.安全廠用水系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

5）壓水堆核電廠電廠輔助系統(tǒng)

b.安全廠用水系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

5）壓水堆核電廠電廠輔助系統(tǒng)

c.通風(fēng)系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

5）壓水堆核電廠電廠輔助系統(tǒng)

d.消防系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

6）壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)

主要包括氣體廢物處理系統(tǒng)、液體廢物處理系統(tǒng)、固體廢物處理系統(tǒng)、廢物的貯存和處理等

a.氣體廢物處理系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

6）壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)

主要包括氣體廢物處理系統(tǒng)、液體廢物處理系統(tǒng)、固體廢物處理系統(tǒng)、廢物的貯存和處理等

a.氣體廢物處理系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

6）壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)

a.氣體廢物處理系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

6）壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)

b.液體廢物處理系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

6）壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)

b.液體廢物處理系統(tǒng)

廢液處理原則如下：

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

6）壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)

b.液體廢物處理系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

6）壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)

c.固體廢物處理系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

6）壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)

c.固體廢物處理系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

6）壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)

c.固體廢物處理系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

6）壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)

d.廢物的貯存和處理

主要包括廢液排放系統(tǒng)、固體廢物暫存等。

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

6）壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)

d.廢物的貯存和處理

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

6）壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)

d.廢物的貯存和處理

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

6）壓水堆核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)

d.廢物的貯存和處理

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

主要包括常規(guī)島主蒸汽系統(tǒng)、汽水分離再熱器系統(tǒng)、常規(guī)島主給水系統(tǒng)、給水加熱及除氧系統(tǒng)、蒸汽旁路系統(tǒng)等。

概述

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

概述

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

概述

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

a.常規(guī)島主蒸汽系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

a.常規(guī)島主蒸汽系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

b.汽水分離再熱器系統(tǒng)

概述

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

b.汽水分離再熱器系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

c.常規(guī)島主給水系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

c.常規(guī)島主給水系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

d.給水加熱及除氧系統(tǒng)

主要包括低壓給水加熱器系統(tǒng)（低加、凝結(jié)水系統(tǒng)、抽汽系統(tǒng)、排氣系統(tǒng)、疏水系統(tǒng)）、給水除氧器系統(tǒng)（除氧器、給水再循環(huán)系統(tǒng)、抽汽來汽、輔汽來汽、主蒸汽來汽、排氣系統(tǒng)、疏水系統(tǒng)）、高壓給水加熱器系統(tǒng)（低壓、中壓、高壓給水系統(tǒng)、高加、抽汽系統(tǒng)、排氣系統(tǒng)、疏水系統(tǒng)）等。

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

d.給水加熱及除氧系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

d.給水加熱及除氧系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

d.給水加熱及除氧系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

d.給水加熱及除氧系統(tǒng)

3、壓水堆核電廠主要系統(tǒng)

7）壓水堆核電廠常規(guī)島主要工藝系統(tǒng)

e.蒸汽旁路系統(tǒng)

三、核電廠的建造核電規(guī)程規(guī)范核電廠建造各階段的劃分核電工程土建施工核電廠核島系統(tǒng)安裝施工1、核電規(guī)程規(guī)范《核電廠常規(guī)島焊接工藝評定規(guī)程(DLT1117-2009)》《核電廠常規(guī)島焊接技術(shù)規(guī)程(DLT1118-2009)》《核電工程施工組織設(shè)計編制規(guī)定(NB/T20121-2012)》《核電工程施工質(zhì)量評定及交工驗(yàn)收管理規(guī)定(NB/T20122-2012)》《核電工程分部分項劃分規(guī)定(NB/T20123-2012)》《核電檔案分類準(zhǔn)則及編碼規(guī)則(NB/T20042-2011)》《壓水堆核電廠堆內(nèi)構(gòu)件安裝及驗(yàn)收技術(shù)規(guī)程(NB/T20044-2011)》《壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器安裝及驗(yàn)收技術(shù)規(guī)程(NB/T20045-2011)》《壓水堆核電廠蒸汽發(fā)生器安裝及驗(yàn)收技術(shù)規(guī)程(NB/T20046-2011)》《壓水堆核電廠主管道、波動管及其支撐的安裝及驗(yàn)收技術(shù)規(guī)范(NB/T20047-2011)》《壓水堆核電廠核輔助系統(tǒng)管道安裝技術(shù)規(guī)程(NB/T20216-2013)》《核電廠常規(guī)島金屬技術(shù)監(jiān)督規(guī)程(NB/T25017-2013)》2、核電廠建造各階段的劃分2、核電工程土建施工主要有主體工程土建施工組織及施工準(zhǔn)備、反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工、鋼結(jié)構(gòu)施工、預(yù)埋件與二次鋼結(jié)構(gòu)施工、油漆施工、現(xiàn)場變更與竣工文件、核清潔施工等。

1）主體工程土建施工組織及施工準(zhǔn)備

a.項目組織結(jié)構(gòu)

2、核電工程土建施工1）主體工程土建施工組織及施工準(zhǔn)備

b.人員組織

2、核電工程土建施工1）主體工程土建施工組織及施工準(zhǔn)備

c.材料供應(yīng)

2、核電工程土建施工1）主體工程土建施工組織及施工準(zhǔn)備

d.機(jī)械設(shè)備管理

2、核電工程土建施工1）主體工程土建施工組織及施工準(zhǔn)備

d.機(jī)械設(shè)備管理

2、核電工程土建施工1）主體工程土建施工組織及施工準(zhǔn)備

d.機(jī)械設(shè)備管理

2、核電工程土建施工1）主體工程土建施工組織及施工準(zhǔn)備

e.生產(chǎn)和生活臨時建筑

2、核電工程土建施工1）主體工程土建施工組織及施工準(zhǔn)備

f.技術(shù)文件準(zhǔn)備

2、核電工程土建施工1）主體工程土建施工組織及施工準(zhǔn)備

g.混凝土及混凝土供應(yīng)鏈的準(zhǔn)備

2、核電工程土建施工1）主體工程土建施工組織及施工準(zhǔn)備

g.混凝土及混凝土供應(yīng)鏈的準(zhǔn)備

2、核電工程土建施工2）反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工

2、核電工程土建施工2）反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工

a.施工層段劃分

b.鋼筋施工

2、核電工程土建施工2）反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工

c.模板施工

2、核電工程土建施工2）反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工

c.模板施工

2、核電工程土建施工2）反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工

c.模板施工

2、核電工程土建施工2）反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工

d.混凝土施工

2、核電工程土建施工2）反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工

d.混凝土施工

2、核電工程土建施工2）反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工

d.混凝土施工

2、核電工程土建施工2）反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工

e.安全殼預(yù)應(yīng)力施工

2、核電工程土建施工2）反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工

e.安全殼預(yù)應(yīng)力施工

2、核電工程土建施工2）反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工

f.預(yù)應(yīng)力雙層安全殼的施工

2、核電工程土建施工2）反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工

f.預(yù)應(yīng)力雙層安全殼的施工

2、核電工程土建施工2）反應(yīng)堆廠房預(yù)應(yīng)力安全殼施工

f.預(yù)應(yīng)力雙層安全殼的施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

a.鋼襯里施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

a.鋼襯里施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

a.鋼襯里施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

a.鋼襯里施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

a.鋼襯里施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

a.鋼襯里施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

a.鋼襯里施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

a.鋼襯里施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

a.鋼襯里施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

a.鋼襯里施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

a.鋼襯里施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

a.鋼襯里施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

b.不銹鋼內(nèi)襯的施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

b.不銹鋼內(nèi)襯的施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

b.不銹鋼內(nèi)襯的施工

2、核電工程土建施工3）鋼結(jié)構(gòu)施工

c.鋼襯里的焊接

2、核電工程土建施工4）預(yù)埋件與二次鋼結(jié)構(gòu)施工

a.預(yù)埋件的施工

2、核電工程土建施工4）預(yù)埋件與二次鋼結(jié)構(gòu)施工

a.預(yù)埋件的施工

2、核電工程土建施工4）預(yù)埋件與二次鋼結(jié)構(gòu)施工

b.二次鋼結(jié)構(gòu)的施工

2、核電工程土建施工4）預(yù)埋件與二次鋼結(jié)構(gòu)施工

b.二次鋼結(jié)構(gòu)的施工

2、核電工程土建施工4）預(yù)埋件與二次鋼結(jié)構(gòu)施工

c.預(yù)埋件與二次鋼結(jié)構(gòu)的質(zhì)量保證措施

2、核電工程土建施工5）油漆施工

a.腐蝕類型和控制方法

2、核電工程土建施工5）油漆施工

b.油漆涂裝的控制

2、核電工程土建施工5）油漆施工

b.油漆涂裝的控制

2、核電工程土建施工5）油漆施工

c.附著力測試

2、核電工程土建施工5）油漆施工

d.見證板和參考面

2、核電工程土建施工6）現(xiàn)場變更與竣工文件

a.變更文件的管理

2、核電工程土建施工6）現(xiàn)場變更與竣工文件

a.變更文件的管理

2、核電工程土建施工6）現(xiàn)場變更與竣工文件

a.變更文件的管理

2、核電工程土建施工6）現(xiàn)場變更與竣工文件

b.竣工文件的編制和提交

2、核電工程土建施工6）現(xiàn)場變更與竣工文件

b.竣工文件的編制和提交

2、核電工程土建施工6）現(xiàn)場變更與竣工文件

c.土建/安裝竣工狀態(tài)報告的編制和提交

2、核電工程土建施工7）核清潔施工

a.核清潔的施工范圍

2、核電工程土建施工7）核清潔施工

b.核清潔區(qū)的施工要求

2、核電工程土建施工7）核清潔施工

c.核清潔施工前的準(zhǔn)備工作

2、核電工程土建施工7）核清潔施工

c.核清潔施工前的準(zhǔn)備工作

2、核電工程土建施工7）核清潔施工

d.核清潔的施工

2、核電工程土建施工7）核清潔施工

d.核清潔的施工

2、核電工程土建施工7）核清潔施工

d.核清潔的施工

2、核電工程土建施工7）核清潔施工

d.核清潔的施工

2、核電工程土建施工7）核清潔施工

e.質(zhì)量保證措施

2、核電工程土建施工7）核清潔施工

f.安全保證措施

3、核電廠核島的安裝施工

主要有概況、施工組織與人力動員、安裝施工管理等。

1）概況

3、核電廠核島的安裝施工

1）概況

a.核島安裝工程量

3、核電廠核島的安裝施工

1）概況

b.核島安裝工程的施工特點(diǎn)

3、核電廠核島的安裝施工

2）施工組織與人力動員

a.組織建設(shè)

3、核電廠核島的安裝施工

2）施工組織與人力動員

b.人力動員曲線

3、核電廠核島的安裝施工

2）施工組織與人力動員

c.人員培訓(xùn)管理

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

a.環(huán)吊安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

a.環(huán)吊安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

a.環(huán)吊安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

a.環(huán)吊安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

a.環(huán)吊安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

b.主設(shè)備安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

c.輔助管道安裝

3、核電廠核島的安裝施工

3）安裝施工管理

c.輔助管道安裝