《压水堆核岛主系统安装与调试》刘永阔，晁楠主编；夏虹主审|(epub+azw3+mobi+pdf)电子书下载

图书名称：《压水堆核岛主系统安装与调试》

【作　者】刘永阔，晁楠主编；夏虹主审

【页 数】 285

【出版社】 哈尔滨：哈尔滨工程大学出版社 , 2020.12

【ISBN号】978-7-5661-2887-4

【价 格】49.00

【分 类】压水型堆-核电站-机械设备-调试方法-压水型堆-核电站-机械设备-安装

【参考文献】 刘永阔，晁楠主编；夏虹主审. 压水堆核岛主系统安装与调试. 哈尔滨：哈尔滨工程大学出版社, 2020.12.

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图书目录：

《压水堆核岛主系统安装与调试》内容提要：

压水堆核电站的核岛主系统是将核裂变产生的能量转化为热能的输出系统，也是区别于常规火力发电厂的关键系统。本书参考了大量压水堆核岛主系统安装与调试的经验，以国内现有的压水堆核电站为例，系统地介绍了压水堆核岛主系统安装与调试的基本概念和过程，全书共分为7章，主要包括压水堆核电厂的概述、核岛主系统和关键设备、核岛主系统工程的土建施工、核岛系统主设备的安装施工、项目施工管理与验收、压水堆核电厂的调试启动、压水堆核电厂的运行与维护等相关内容，能够为相关的工程技术人员以及科研、教学人员提供参考。

《压水堆核岛主系统安装与调试》内容试读

第1章压水堆核电厂概述

1.1压水堆核电厂的组成

1.1.1核能发电基本原理

压水堆全称为加压轻水慢化冷却反应堆。压水堆核电厂的反应堆采用普通高纯水作慢化剂和冷却剂，以低富集度的二氧化铀为燃料，为了把反应堆的出口水温提高到300℃左右，必须将压力提高到14~16MPa,以防止沸腾，所以称这种类型的反应堆为加压水反应堆，简称压水堆。

在压水堆核电厂中，反应堆的作用是进行核裂变，将核能转化成热能，水作为冷却剂流经堆芯，将堆内释放的热量通过反应堆冷却剂管道传到蒸汽发生器，在那里传递给二次侧的给水（二回路工质），使其成为饱和蒸汽。冷却剂在蒸汽发生器中被冷却后由主冷却剂泵打回反应堆重新加热，形成一个封闭的吸热和放热的循环流动过程，这个循环回路称为一回路，也是核蒸汽供应系统的主要部分，其功能是冷却堆芯并带走热量。由于一回路的主要设备是反应堆，所以通常将一回路及其辅助系统和厂房统称为核岛(nuclear island,NI)。

二回路工质（汽轮机工质）在蒸汽发生器中被加热成饱和蒸汽后进入汽轮机膨胀做功，将热能转变为机械能，带动发电机发电，把机械能转换为电能。做完功的蒸汽被排入冷凝器，由循环冷却水进行冷却，凝结成水后由凝结水泵送入加热器预加热，再经由给水泵输人蒸汽发生器，完成了汽轮机工质的封闭循环，此回路被称为二回路。二回路系统功能与常规蒸汽动力装置基本相同，所以将它及其辅助系统和厂房统称为常规岛(conventionalisland,CI)。

综上所述，核能发电实际是核能→热能→机械能→电能的能量转换过程。其中热能→机械能→电能的能量转换过程与常规火力发电厂的工艺过程基本相同，只是设备的技术参数略有不同。核反应堆的功能相当于常规火电厂的锅炉系统，只是由于流经堆芯的反应堆冷却剂带有放射性，不宜直接送入汽轮机，所以压水堆核电厂比常规火电厂多一套动力回路。压水堆核电厂流程原理如图1-1所示。

1.1.2压水堆核电厂系统构成

1.核岛系统

一回路系统通常由并联到反应堆的2~4条相同的传热环路组成，反应堆外壳是一个耐高压容器，被称为压力容器或压力壳，堆芯安装在其内部。每一条环路有一台反应堆冷却剂泵、一台蒸汽发生器和相应的反应堆冷却剂管道，与反应堆构成一条封闭的回路。整个

一回路的运行压力由一台与其中一条环路热段连接的稳压器来维持，并控制其可能产生的压力波动。系统作为压力边界提供了一个防止在反应堆里产生放射性释放的屏障，并用来

压水堆核岛主系统安装与调试

确保在核电厂整个寿期内的完整性。

压水反应堆

安全壳结构

稳压器蒸汽

发生器

发电机

汽轮机

冷却器：河水

悔水或冷却塔

反应炉

冷凝器

图1-1压水堆核电厂流程原理

此外，核岛系统还包括一些安全系统和辅助系统，按照功能大体分为四类。

(1)专设安全系统

该系统在反应堆发生大量失水事故时可以自动投入，阻止事故的进一步发展扩大，保护反应堆的安全，同时防止放射性物质向大气中扩散。专设安全系统包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、安全壳大气监测系统和安全壳隔离系统。

(2)核辅助系统

该系统保证反应堆和一回路正常启动、运行及停堆。核辅助系统主要包括化学和容积控制系统，反应堆硼和水补给系统，蒸汽发生器排污系统，核取样系统，核岛疏水排气系统，余热排出系统，反应堆换料水池与乏燃料水池冷却和处理系统，硼回收系统，设备冷却水系统，核燃料装卸、运输和储存系统等。

(3)三废处理系统

该系统回收和处理放射性废物以保护和监测环境。三废处理系统主要包括废气处理系统、废液处理系统、固体废物处理系统、核岛污水回收系统、放射性洗衣房系统等。

(4)电厂辅助系统

该系统包括采暖空调系统、水处理系统、压缩空气系统等常规系统。

2.常规岛系统

常规岛系统可划分为汽轮机回路、循环冷却水系统和电气系统三大部分。

(1)汽轮机回路

汽轮机回路的主要设备有汽轮机、汽水分离再热器、冷凝器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、主给水泵和高压加热器等。蒸汽发生器的出口饱和蒸汽进入汽轮机带动发电机发电，然后排入凝汽器，在凝汽器中由循环冷却水冷凝成凝结水，凝结水由凝结水泵经低压加热器加热后送入除氧器进行除氧，再由给水泵经高压加热器加热后输入蒸汽发生器，作为给水产生蒸汽循环使用。由于蒸汽发生器传热管将一、二回路隔离开，因此这个汽水循环回路中的水和蒸汽是不带放射性的。高、低压加热器的加热热源分别由汽轮机的高压缸和低压缸中间级抽汽提供。2

压水堆核岛主系统安装与调试

置核反应堆，一回路设备、换料水池和乏燃料储存水池也位于该厂房内。为了保证反应堆在事故情况下放射物质不泄漏到大气中，在核岛的反应堆厂房中设置了安全壳，它是防泄漏的最后一道屏障。以前，反应堆厂房大多设置单层安全壳，为了提高核电厂的安全性，现在大多设置双层安全壳。外层安全壳主要用来抵御外部的各种作用，如风荷载、爆炸冲击波、外部飞射物和飞机撞击等，一般多采用普通钢筋混凝土结构。内层安全壳主要用来抵御反应堆发生事故时的气体压力，防止放射性物质泄漏到周围环境中去，一般采用预应力混凝土结构或钢结构，为了密封，内层混凝土安全壳一般都带有钢衬里。

(2)电气厂房

电气厂房(LX)内主要集中了电力配电设备、仪表和控制设备，如配电盘、蓄电池、充电器/

整流器、逆变器、继电器回路、控制柜、计算机等。主控室、应急停堆盘也布置在该厂房内。

(3)燃料厂房

燃料厂房(KX)内有新燃料和乏燃料的临时燃料储存池及相关的装卸设备。

(4)核辅助厂房

核辅助厂房(NX)内放置有一回路辅助系统的设备、气-水净化系统的设备、废物处理

设备和控制区通风系统设备。

(5)应急柴油发动机厂房

应急柴油发动机厂房(DX)内放置多台柴油发动机，为核电厂全厂失去电源时提供

电力。

4.常规岛厂房

常规岛厂房建构筑物主要包括：汽轮发电机厂房（简称“汽机房”）、汽机房辅助间、辅助设备厂房、主变压器及辅助变压器区建构筑物。

(1)汽轮发电机厂房

在布置汽轮发电机厂房时要考虑到汽轮机飞射物撞击核岛厂房的潜在风险，应进一步计算核岛厂房群受汽轮机飞射物撞击的概率，以确定是否需要进行处理。如概率值表明必须考虑汽轮机飞射物撞击的作用，为了避免汽轮机高速旋转时叶片被撕裂形成的飞射物对核岛的影响，应加强防飞射物屏障，如将汽轮机和核岛之间的汽机房外墙的一定部位设置为防撞墙或在核岛厂房设计中加以考虑。

汽轮发电机厂房的柱距及跨度等尺寸按其工艺布置决定，汽轮发电机厂房结构形式与其工艺布置密切相关，不同的设备供应商有不同的设计方案和布置，一般分为全速机方案和半速机方案。半速机方案布置更为紧凑。

(2)汽机房辅助间

汽机房辅助间是汽轮发电机厂房的一部分。汽机房辅助间与汽轮发电机厂房主厅共用一列柱，其柱距和跨度等尺寸由工艺布置决定，辅助间共分四层，即底层、电缆夹层、通风间和除氧层。一般情况下，下部采用钢筋混凝土结构，上部采用钢结构，钢结构安装在下部钢筋混凝土结构上，采用螺栓连接。

各层楼板均采用以压型钢板为永久模板的现浇钢筋混凝土楼面板。运转层及以下支撑楼面板的梁采用现浇钢筋混凝土梁，运转层以上采用钢梁。

(3)辅助设备厂房

辅助设备厂房紧靠汽轮发电机厂房的外墙，包括润滑油传送间、通风设备间、树脂再生间。辅助设备厂房的建筑色调必须与汽轮发电机厂房、核岛及其他建构筑物协调一致。4

第1章压水堆核电厂概述

辅助设备厂房均为单层厂房，各厂房框架为钢筋混凝土柱结构。

(4)主变压器及辅助变压器区建构筑物

主变压器及辅助变压器区的变压器基础和防火墙均为露天构筑物，每台变压器用钢筋混凝土防火墙隔开，并在周边设电镀钢栅栏。

5.BOP

BOP建构筑物是指核电厂除核岛及常规岛厂房以外的建筑物及构筑物。它主要包括

联合泵站、泵站辅助建筑、全范围模拟机培训楼、热机修车间和仓库、废水处理站、厂区实验室、废液储存罐、废物储存厂房、除盐水生产厂房、行政办公楼、厂区餐厅、重要厂用水取水管廊、综合技术廊道和浅沟等。

其中联合泵房是BOP中最重要的构筑物，它承担着核岛厂房和常规岛厂房的冷却水供

应任务。在核电厂设计中联合泵房是与核安全有关的构筑物。

6.国内某核电厂核岛平面布置图

国内某核电厂核岛平面布置图如图1-2所示；国内某核电厂核岛厂房三维图如图1-3所示。

EU▣

ILX

9LX

2LX

2RP

IRE

9NA

9NB

IRX

2RX

2RE 2ET

9NC

9ND

IRP

IKX

9NE

9NF

2KX

IDX

2DX

ET一停堆用更衣室；RE一辅助给水储存罐；RP一核岛龙门架；

9NA、9NB、9NC、9ND、9NE、9NF一核辅助厂房(NX中X包括在A、B、C、DE、F),

其中9代表1,2号核反应堆的公用区域。图1-2某核电厂核岛平面布置图

图1-3某核电厂核岛厂房三维图

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压水堆核岛主系统安装与调试

1.2核电厂运行的特点

核电厂运行的基本原则和常规火力发电厂一样，都是根据电厂负荷量来调节“锅炉”的发热量，使得热功率与电负荷相平衡。核电厂与火力发电厂的不同之处在于核电厂是以原子核裂变时产生的能量作为能源。因此，核电厂中供应蒸汽的“锅炉”就是由反应堆、冷却剂回路系统及其辅助系统所组成的核蒸汽供应系统。这样，在控制和运行操作上也就带来

一些与常规火力发电厂不同的特殊问题，主要有下列几点：

(1)在火力发电厂中，可以连续不断地向锅炉供给燃料，而压水堆核电厂的反应堆，却只能对堆芯一次装料，定期停堆换料。因此在堆芯换新料后初期，过剩反应性往往很大，在现代压水堆中，对堆芯反应性的控制调节已普遍采用棒束型控制棒组件和溶于冷却剂中的化学“毒物”一硼酸相结合的方法。反应堆冷却剂中加人硼酸以后，会给一回路系统及其辅助系统的运行和控制带来一定的复杂性。

(2)反应堆的堆芯内，核燃料发生裂变反应释放核能的同时，也放出瞬发中子和瞬发Y

射线。由于裂变产物的积累，以及堆内构件、压力容器等受中子的辐照而活化，所以反应堆不管在运行中或停闭后，都有很强的放射性，运行时要注意防止事故的发生，特别要防止放射性物质的外逸而污染环境。从维修上来说，放射性也带来了很多常规火力发电厂所没有的特殊问题。

(3)反应堆在停闭后，运行过程中积累起来的裂变碎片的B、γ衰变，将使堆芯产生剩余

发热，即衰变热，因此堆停闭后不能立即停止冷却，否则有燃料元件因过热而烧毁的危险。即使在核电厂长时间停闭情况下，也必须继续除去衰变热。当核电厂发生停电、一回路管道破裂等重大事故时，事故电源、应急堆芯冷却系统应立即自动投人使用，做到在任何情况下保证反应堆有冷却。

(4)核电厂在运行过程中，会产生气体、液体及固体放射性废物，它们的处理和贮存问题在火力发电厂中是不存在的。为了确保工作人员和居民的健康，经过处理的放射性废物向周围环境中排放时，必须严格遵照国家的放射防护规定，力求降低排放物的放射性水平。

(5)与火力发电厂相比，核电厂的建设费用高，但燃料所需费用较为便宜，为了提高经济性，极为重要的是要维持高的电厂利用率，为此：①应在额定功率或尽可能接近额定功率的工况下连续运行；②尽可能缩短电厂的停闭时间。

1.3核电厂安全设计常用概念

1.3.1安全目标和纵深防御概念

1.核电厂安全目标

总的核安全目标是在核电厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。

总的核安全目标包括辐射防护目标和技术安全目标，这两个目标互相补充、相辅相成，

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···试读结束···