压水堆核电站控制棒驱动机构金属材料设计

在线钠表在压水堆核电厂的常见故障及解决措施

在线钠表在压水堆核电厂的常见故障及解决措施 摘要：及时、准确的测量钠离子浓度对核电厂机组 的安全运行至关重要。结合压水堆核电厂在线钠表在调试、运行期间出现的常见故障进行案例分析，提出以后钠表维护期间应注意的重点，为提高电厂在线钠表测量准确性和化学监督水平提供了有效的技术手段。 关键词：压水堆；在线钠表；常见故障 DOI：10.16640/https://www.wendangku.net/doc/6c13034941.html,ki.37-1222/t.2018.09.091 1 在线钠表的重要性 NaOH作为一种强电离的碱，能够提高pH值，同时还会发生局部浓缩，在高温和热通量的功率运行时，钠离子的不正常浓缩会产生严重的后果，如燃料包壳的均匀腐蚀、堆芯中不锈钢螺钉产生裂纹、蒸汽发生器传热管一次侧产生裂纹、蒸汽发生器二回路侧发生晶间腐蚀[1]。 钠表是核电厂化学在线仪表中最关键的仪表之一，提高化学监督水平，严格控制水汽品质，可防止和减缓热力设备腐蚀、结垢，提高设备的安全性，延长使用寿命，提高机组运行的经济性。 2 在线钠表的常见故障及解决措施 2.1 在线钠表读数与人工分析偏差大

某核电厂在运行期间，蒸汽发生器下排污钠表一度出现读数与实验室一直存在偏差的异常情况。 由上表所得，实验室分析结果钠含量基本保持一致，而钠表数据前后波动较大。可以判定为在线钠表测量异常。 引起钠表读数异常的因素主要有： 1）钠表测量回路中存在脏污，校验过程中标液被污染，导致测量结果偏低； 2）电极使用时间过长，导致测量数据精度偏低； 3）标准液被污染或失效，导致钠表校验后测量不准。 2015.6.14-2015.6.16钠表数据测量持续偏高，6月17日对钠表电极进行更换，添加碱化剂，清洗测量管路，并重新对钠表进行校验，校验完成后钠表测量数据又持续偏低。 2015.6.23化学人员继续查找原因，发现6月17日校验使用标准液已过期，换用全新标准液对钠表再次进行校准后，数据保持在0.7ppb左右，和?v史正常数据相近。 结合蒸汽发生器下排污钠表测量异常的解决方案，重新评估钠表碱化剂最低刻度线，定期清洗测量管路，校验前检查标准液有效日期。 2.2 流通池漏水 钠表调试期间，发现标定时，到达虹吸的液位后，关闭转向阀，液位还在不断的下降，结果发现流通池底部密封不严，水一点点往外漏。最后将水排净，更换流通池密封圈，

核电工作几之后经验之谈

核电工作几年之后经验之谈 本文系转载，希望对向往核电的同学有点帮助 谨以此文献给那些即将进入核电工作的师弟师妹们 在核电大发展的今天，越来越多的人梦想进入核电工作，想乘着国家发展核电的大好契机实现个人人生价值，这种想法无可厚非，既顺应了国家的发展趋势，又能实现个人目标，何乐而不为呢？再者，在金融危机的大背景下，高校就业压力也越来越大，找个一般的工作有时候都很难，更不要说进入核电工作了。在外在的国家的号召和内心渴望的驱动下，很多师弟师妹们进入了核电工作。学生毕竟是学生，对:) 核电的运作机制也不太了解，等 到进入核电工作又感觉核电站的生活不是自己追求的生活的时候，想反悔都难了，大部分情形是骑虎难下。下来就通过简单的介绍，试图让师弟师妹们能对核电有个大致完整的了解。（有点大言不惭吧，^_^） 一．核电待遇。大家找工作最关心的就是待遇薪水，而核电站丰厚的待遇可能是吸引 大家来核电最大的动力了。客观的说核电待遇在社会阶层中算是中等偏上水平。每个公司不一样，有点工资高些，有的福利高些，但是总数基本上相差不大，这样主要是怕因为待遇问题造成人才流失，尤其是一个集团内部的电站之间，待遇是相差不大的。基本工资高的公司，福利就稍微逊色点，反之，工资低的话，其他福利补贴会略高一些。至于工资具体数额不便透露，原因有二：首先，工资数额是每个公司的商业秘密，其次，要是有些师弟师妹冲着工资来的，结果工资又没兑现，岂不是误人子弟？想了解详情的，可以找一些在你“目标电站”工作的校友私下里打听下。 二．核电工作内容。在核电工作，具体是干什么的，通常说来核电站前期有：生产准 备部、人力资源部、总经理部、采购处、设计管理处、工程建设处等等。前期主要是生产准备部的工作，比如说是操纵员的培养、技术人才的储备都是这个部门管理，而师弟师妹们去新开工的核电站工作，也基本上是去这些部门工作，随着工程的进展，这些大部门都会细化分成运行、维修、仪器控制、设计等处室。下面具体介绍这些处室： 运行：负责核电站的日常运行，相当于开车的司机，主要负责开车，他们关注的是如 何安全高效经济的让车满负荷运行以实现核电站的效益。运行人对电站工艺系统了解的很透彻，理论知识也很全面但对设备的具体结构和设计原理了解的不是很多 维修：就是负责电站设备的维护，还是以开车做比方，车子有问题了，你要能及时处 理问题缺陷，车子停下来了，维修的就更忙了，几乎所有设备都要修理，当然维修几百号人是不能完成这么庞大的任务的，通常每个电站都有很多承包商，这些承包商有来自核动力院的、也有来自常规电站检修工程公司的。 仪控：核电站的是个复杂的系统，如何让这些系统相互配合顺利工作，就是仪器控制 的主要工作。仪表的维护、控制系统的优化、工艺保护的实现都是仪器控制的主要工作。对于二回路的控制，中国的技术已经很成熟了，常见的DCS系统都能搞定，上海的新华、南 瑞都是我们国家比较厉害的企业。 三核电工作模式。核电的生活比较严谨，其主要工作是保证核安全，其次才是发电， 因为一旦出现核事故，不仅仅影响的是一个核电站，而是对整个中国核电的发展的进程造成影响。在这种大背景下，核电的工作效率没有外企那么高的，推诿扯皮的事情也有，又

【CN110047604A】核电站控制棒驱动机构更换方法【专利】

(19)中华人民共和国国家知识产权局 (12)发明专利申请 (10)申请公布号 (43)申请公布日 (21)申请号 201910307438.7 (22)申请日 2019.04.17 (71)申请人 岭东核电有限公司 地址 518048 广东省深圳市福田区深南大 道2002福中三路中广核大厦17层 申请人 中广核核电运营有限公司　 中国广核集团有限公司　 中国广核电力股份有限公司 (72)发明人 张建平　李杰　左智成　孙士杰　 张飞　魏士明　熊志亮　邱振生　 (74)专利代理机构 广州华进联合专利商标代理 有限公司 44224 代理人 易长乐　何平 (51)Int.Cl. G21C 19/20(2006.01) G21C 19/36(2006.01) (54)发明名称核电站控制棒驱动机构更换方法(57)摘要本发明涉及一种核电站控制棒驱动机构更换方法，其步骤包括：去除在役控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间的下部Ω焊缝并形成返修坡口；测量返修坡口的尺寸；将在役控制棒驱动机构脱离于压力容器顶盖管座；根据测量的返修坡口的尺寸提供未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构，使未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座螺纹连接并形成焊接坡口，焊接坡口与返修坡口的尺寸相同；以及对焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝。本发明能够根据测量的返修坡口尺寸确定未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构的装配尺寸，以使未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构的装配尺寸满足焊接的需求，提高 了设备的装配和焊接精度。权利要求书2页 说明书5页 附图5页CN 110047604 A 2019.07.23 C N 110047604 A

中国实验快堆控制棒驱动机构抗震鉴定试验

第28卷第3期核科学与工程Vol.28N o.3 2008年9月Chinese Journal of N uclear Science and Engineering Sep.2008中国实验快堆控制棒驱动机构抗震鉴定试验 宋青1,孙磊2,杨红义1,金跃庆1,文静1,刘桂娟1 (11中国原子能科学研究院,北京102413;21中国核动力研究设计院,四川成都610041) 摘要:池式钠冷快堆的控制棒驱动机构具有细长、结构非线性和多激励点等特征,因此其抗地震性能鉴定问题一直受到世界发展快堆国家的重视。介绍了在竖井式多点激励地震台上所完成的对中国实验快堆(简称CEFR)控制棒驱动机构的抗震鉴定试验。试验结果表明,该型控制棒驱动机构的功能完好性和结构完整性满足设防地震下的规范要求。 关键词:中国实验快堆;控制棒驱动机构;抗震试验;OBE;SSE 中图分类号:T L43文献标识码:A文章编号:0258-0918(2008)03-0218-06 Seismic appraisal test of control rod drive mechanism of China Experiment Fast Reactor SONG Qing1,SUN Lei2,YAN G H ong-y i1,JING Yue-qing1, WEN Jing1,LIU Gu-i juan1 (11C hina Institute of Atomic En ergy,Beijing102413,C hina; 21Nuclear Pow er Institute of Ch ina,Chengdu of Sichuan Prov.610041,Chin a) Abstract:The structure of the control r od drive m echanism in pool type sodium-coo led fast reactor is the char acterized by lo ng,thin,and geometric nonlinearity,and the seis-m ic load is m ultiple activation.The ant-i seismic evaluation is alw ays paid gr eat attention by the countries developing the techno logy w or ldw ide.This article introduces the seis-m ic appraisal test of the co ntro l ro d drive m echanism of China Exper im ental Fast Reac-tor(CEFR)per for med on a seismic platfo rm w hich is vertical shaft style and multiple activ ation.The result o f the test show s the structur al integ rity and the function of the control rod drive mechanism could m eet the desig n requirements o f the earthquake inten-sity. Key words:China Ex periment Fast Reactor;co ntro l rod drive mechanism;seism ic ap-praisal test;OBE;SSE 收稿日期:2008-07-28;修回日期:2008-08-27 作者简介:宋青(1973)),男,吉林人,高级工程师,从事反应堆本体设计工作 218

核电厂水化学处理系统调试导则 征求意见稿编制说明

核电厂水化学处理系统调试导则 编制说明 （征求意见稿） 2012年4月8日

一.任务来源及计划要求； 1、任务来源。 本标准是根据《国家能源局关于核电标准制修订计划的通知》（国能科技[2011]48号）的安排编制。能源局常规岛标准体系表总编号135，计划号“能源2011H084”。 由中广核工程有限公司、中广核设计有限公司、国核工程有限公司、西安热工研究院、苏州热工研究院5家单位负责承担《核电厂水化学处理系统调试导则》标准的编写任务，主编单位为中广核工程有限公司。 2、计划要求。 根据课题任务书相关要求，本标准各阶段草案的完成时间安排如下： 2011年11月30日，完成初稿； 2011年12月30日，完成征求意见稿及编制说明； 2012年5月30日，完成送审稿及编制说明； 2012年11月30日，完成报批稿及编制说明。 二.编制过程 1、主要起草人及工作分工： 文功谦，负责本标准编写过程组织、审查，标准结构定位，定期召开研讨会议等； 邵玉林，负责本标准的资料收集与分析、提炼、电厂实际情况调研、编写通用部分、设备单体调试、循环水加药、制氯部分，以及文字校对等工作； 李新民，负责标准中离子除盐部分的编写； 刘加合，负责标准中二回路加药、取样部分的编写； 滕维忠，负责标准中预处理部分和精处理部分编写。 2、编制原则： 本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制；本标准描述了核电厂水化学处理调试内容、试验方法，并针对核电厂水化学处理系统的特点，对系统的单体调试、分系统调试过程做出了基本的技术指南。 本标准编写坚持适用性、准确性和可操作性原则，力求能够指导核电厂水化

核电厂运行期末考试答案

(1)一回路及核岛辅助系统 专设安全设施 厂房 (2)换料水箱 地坑 (3)多道屏障 纵深防御 (4)控制棒组件 可燃毒物组件 阻力塞组件 初级中子源棒组件 次级中子源棒组件 (5)蒸汽发生器 (6)Inconel-690 (7)2.8Mpa 10°C-180°C (8)磷酸盐处理法 全挥发处理 (9)6.5Mpa 99.75% 34% 1.影响堆芯反应性的因素有哪些？ 第一：燃料的燃耗和裂变产物的积累。包括裂变产物氙和钐引起的反应性变化 第二：堆芯温度的不断变化引起燃料温度的变化进而由于多普勒效应，核燃料的共振吸收峰展宽，核燃料对中子共振吸收增加，改变反应性；慢化剂密度的改变，单位体积内慢化剂核子密度改变，引起慢化剂慢化能力和吸收性能。中子截面改变，因为中子截面是温度的函数，降低了，可溶硼的溶解度改变引起反应性的变化。以上都会导致堆芯有效增值因素的变化，进而引起反应性的变化。是温度效应。 第三：化学毒物硼酸也会影响堆芯反应性。插入和拔出控制棒也会改变堆芯反应性。 2.简述主冷却剂放射性的来源。 ①水及其中杂质的活化 ②裂变产物的释放 ③腐蚀产物的活化 ④化学添加物的活化 3.举例说明核电厂选址考虑的因素有哪些。 （1）接近电力负荷中心 （2）有充足的冷却水源 （3）交通运输方便 （4）有良好的自然条件（如地形，地质，地震等） （5）减少废热废物排放对生物的影响和防止环境污染的可能性等 4.压水堆氚的来源。 （1)三元裂变（氚可有重核元素三元裂变产生） （2)中子反应 ①锂的中子反应T n Li ),(6 ②B 10的中子反应 (3)氘的活化 5.简述主管道发生破口事故时，安注系统的安注过程。 发生破口事故时，一回路压力缓慢下降，低压安注泵出口压力小于一回路压力时，作为高压安注的前置增压泵运行，一回路压力继续下降到小于蓄压箱注入压力时，蓄压箱内含硼水注

第三章 核电厂事故分析基本知识

第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处

10级-核电站调试与运行思考题

《压水堆核电厂调试与运行》 第1章绪论 1.核电厂运行与常规火力发电厂运行相比存在哪些特殊问题？ 2.压水堆核电厂运行的一般原则是什么？ 3.按照我国《核电厂设计安全规定》中的定义，核电厂状态分为哪几类？正常运行、预计运行事件、事故工况、严重事故 第2章核电厂技术规格书 4.核电厂技术规格书一般包括哪六个方面的内容？ 5.什么是运行模式？核电厂可以将机组正常运行的状态按照热力学和堆 物理的特性划分为哪六个运行模式？ 反应堆压力容器内装有燃料时堆芯反应性状态，功率水平，反应堆冷却平均温度和压力容器封头顶盖螺栓张紧程度的任意一种组合。 反应堆功率运行模式（RP）蒸汽发生器冷却正常停堆模式（NS/SG）余热排出系统冷却正常停堆模式（NS、RRA）维修停堆模式（MCS）换料停堆模式（RCS）反应堆完全卸料模式（RCD） 6.在运行模式p-t图中标出各种运行模式，并解释各限制曲线的物理意义。 7.核电厂运行限值和条件起到哪些作用？ 8.运行限值和条件根据其性质可分为哪些？各限值大小间有何关系？ 安全限值，安全系统整定值，正常运行的限值和条件及监督要求 第3章压水堆核电厂的调试启动 9.大型压水堆核电厂建设工程可以分为哪几个阶段？ 10.核电厂调试的目的是什么？ 11.缩写EC、SUT、EESR、TOB、TOTO、NCC、NSSS、HFT、LOCA、SRC的中文 含义是什么？ 12.核电站所有硬件设备的现场安装施工是由什么部门负责？对安装完毕 的设备和系统的调试，使其在功能和性能上满足设计要求，是由什么部 门承担的？ 13.从安装到调试的责任转移的标志是什么？ 14.当系统发生责任转移时，会产生系统和设备在某一区域的安装和调试有 接口的情况，这时就必须实行什么？ 15.当核电站的系统处于安装结束和调试即将开始的阶段，安装和调试活动 所涉及的两个文件是什么？ 安装状态结束（EESR）报告隔离移交（TOB）报告 16.什么是安装结束报告？

压水堆核电站组成

压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 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性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件

核电站调试与运行思考题

第一部分： 教材《900MW压水堆核电站系统与设备（上册）》（核岛） 1.稳态运行时，RCP系统处于什么状态？冷却剂平均温度如何选取？ 2.蒸汽发生器水位如何测量？ 3.蒸汽发生器水位整定值随负荷如何变化？※ 4.蒸汽发生器水位水位调节的原理是什么？ 5.蒸汽发生器给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力、给水-蒸汽母管压差如何测量？ 6.试述稳压器压力控制原理。 7.稳压器水位过高或过低有哪些危害？ 8.稳压器水位整定值如何确定？※ 9.试述稳压器水位控制原理。 10.论述正常运行工况、冷停堆和热停堆工况、机组启动、机组停堆、事故工况 时化容系统的运行。※ 11.试述反应堆硼和水补给系统正常补给的操作方式。 12.余热排出系统的运行范围是什么？ 13.余热排出系统投入前一回路应具备哪些主要条件？ 14.一回路冷却和加热过程中余热排出系统如何运行？ 15.余热排出系统停运时外部先决条件有哪些？ 第二部分： 教材《900MW压水堆核电站系统与设备（下册）》（常规岛） 16.正常运行时主蒸汽压力、流量与负荷之间有何关系？※ 17.正常运行时，旁路排放系统处于什么状态？ 18.甩负荷时，旁路排放系统如何动作？ 19.在反应堆启动和停运（余热排出系统未投入）、热备用、热停堆状态下，旁路 排放系统处于什么状态？※ 20.再热器隔离的原则是什么？※ 21.试述汽轮机轴封系统启停及正常运行的主要操作。 22.凝结水的控制包括哪三个控制系统？ 23.低压加热器如何解列？※ 24.试述低压给水加热系统启停的主要操作。 25.试述给水除氧器系统冷态、热态启动及正常停运的主要操作。 26.负荷变化时，除氧器水位如何控制？ 27.简述汽动给水泵向蒸汽发生器供水的主要过程。 28.当一列高加隔离时，如何向蒸汽发生器供水？ 29.当机组小于18%额定负荷运行时，主给水流量控制系统如何向蒸汽发生器供 水？

我国压水堆核电站主要设备及原理

压水堆核电站主要设备及原理 压水堆核电站主要设备典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压反应容器。容器内设有实现核裂变反应堆的堆芯和堆芯支承结构，顶部装有控制裂变反应的控制棒驱动机构，随时调节和控制堆芯中控制棒的插入深度。

堆芯是原子核反应堆的心脏，链式裂变反应就在这里进行。它由核燃料组件、控制棒组件和既作中子慢化剂又作为冷却剂的水组成。 堆内铀-235核裂变时释放出来的核能迅速转化为热量，热量通过热传导传递到燃料棒表面，然后，通过对流放热，将热量传递给快速流动的冷却水（冷却剂），使水温升高，从而由冷却水将热量带出反应堆，再通过一套动力回路将热能转变为电能。

压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。 原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。 一回路系统主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。 一回路示意图

稳压器结构图

冷却剂主泵结构图 二回路中蒸汽发生器的给水吸收了一回路传来的热量变成高压蒸汽，然后推动汽轮机，带动发电机发电。做功后的乏汽在冷凝器内冷却而凝结成水，再由给水泵送至加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，再变成高压蒸汽推动汽轮发电机作功发电。这样构成第二个密闭循环回路。 二回路系统由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、发电机、冷凝器、凝 结水泵、给水泵、给水加热器和中间汽水分离再热器等设备组成。

核电厂汽轮发电机组调试技术导则 征求意见稿编制说明

核电厂汽轮发电机组调试技术导则 编制说明 （征求意见稿） 2012年4月8日

一.任务来源及计划要求 任务来源： 本标准是根据国家能源局印发的《国家能源局关于核电标准制修定计划的通知》（国能科技【2011】48号）的任务安排对《核电厂汽轮发电机组调试导则》进行编制的。能源局常规岛标准体系表总编号117，计划号“能源2011H077”。 计划要求： 本标准各阶段草案的完成时间安排为：2011年 12 月，完成编制组讨论稿， 2012 年 03 月完成征求意见稿， 2012 年 05 月完成送审稿， 2012 年 08 月完成报批稿。 二.编制过程 主要起草人及工作分工： 由中广核工程公司调试中心组成标准编制小组，小组成员有秦世刚、李响、霍雷、牛月套、刘勇等，其中秦世刚为编制组组长。 编制原则： 本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制；本标准作为压水堆核电厂常规岛及BOP标准体系中调试类的标准，主要规定常规岛汽轮发电机组调试过程中应进行的试验项目以及各试验的主要内容，本标准适用于指导我国新建压水堆核电厂常规岛汽轮发电机组调试。 编制组内部讨论情况： 本标准于2011 年11月25日进行了标准组内部讨论，讨论了5个问题，最后达成一致意见，并形成《编制组讨论稿》。 2012年2月在溧阳召开了行业标准初稿评审会，通过了专家的评审。会后编制组依据专家提出的评审意见对该初稿进行了修改，并于2012年3月《编制组讨论稿》上报公司总师办标准信息处审查，根据审查意见形成《征求意见稿》。 三.调研和分析工作的情况 标准编制过程中，编写组调研了岭澳一期核电站、岭澳二期核电站、宁德核电站、红沿河核电站、阳江核电站，另外还参考了秦山二期、三期核电站的相关调试过程。编制组认真研究了上述核电厂常规岛汽轮发电机组的设计、调试文件等，总结得出了调试过程需要进行的试验项目。 四.主要技术内容的说明 本标准主要规定本标准规定了新建核电厂汽轮发电机组及常规岛相关系统单体调试、分系统调试及整套启动调试过程中的主要试验内容和试验要求。 本标准适用于新建核电厂汽轮发电机组相关的常规岛系统调试试验。。五.验证试验的情况和结果 编制组成功组织实施了岭澳二期核电站2台机组常规岛汽轮发电机组调试工作，获得了大量的第一手资料。 六.采用国和国外先进标准情况

压水堆核岛工艺管道水压试验操作手册

压水堆核岛工艺管道水压试验操作手册 摘要：冲洗试压是核电站除一回路主系统外所有级别工艺管道工作中非常重要的组成部分。是工艺管道安装必不可少的一部分，通过冲洗系统之间的管线，使其达到设备运行时的设计清洁度要求，冲洗试压的成功决定着工程建设的质量、设备能否有效的运转以及设备寿命的长短。 本文以核电站核岛除一回路主系统外所有级别的设备和工艺管道的冲洗试压为基础进行编写。 共四个部分，从试压适用范围、试验有关规定及技术要求以及建议措施等几个方面对核电站核岛工艺管道水压试验进行阐述。 关键词：核电厂；技术要求；检查要点；建议措施 1.引言 为了更加全面的了解和熟悉工艺管道冲洗试压，把前期经验反馈并用于后续核电工艺管道除一回路主系统外所有级别的设备和工艺管道的冲洗试压。 2.适用范围 本论文适用于压水堆核电站除一回路主系统外所有级别的工艺管道。 3.水压试验的有关规定及技术要求 压水堆核电站工艺管道冲洗试压是在系统调试前，对所有管道系统包括阀门（安全阀除外）等按照设计文件进行全面的强度试验。对输送气体的管线进行气压试验外，其它所有的不锈钢管道和碳钢管道均需进行水压试验。 3.1 先决条件 水压试验必须有一个VFT状态的试验流程图。压力试验信息将在文件上提供，包括：等轴图号、支架图号的管线详细清单、试验压力、环境温度、试验流体类型，充水、排气、加压（泵）、连接压力表、连接温度指示器、连接安全装置、在试压泵出口的控制阀后设置的临时系统装置、临时盲板设施、阀门状况等各项接口和支管的位置。 所有设备和消耗材料必须具备且处于完好的操作状态。特别要对试验用的监测仪器和控制指示仪器的标定有效期进行认真检查。 当以上条件具备时，水压试验日期和时间须征得业主的同意。试压前按TFD要求调整阀门的开/关状态，安装临时设施，然后向系统充水。系统水压试验用水由业主提供，水质检验报告应附在试验报告上。 3.2 设计规定 （1）水压试验时，所有要检查的表面应该清洁，不允许有任何残留的油渍痕迹或液体渗透剂、标识用的胶带、润滑脂痕迹和冷凝水迹； （2）必须确保使用的检查工具和仪表具精度读数并进行标定；

压水堆核电厂运行复习资料

压水堆核电厂运行复习资料 1、核电厂构成三个部分：核岛、常规岛、配套设施。 2、核电厂工作原理：U235裂变产生的热量传给一回路冷却剂，再通过蒸汽发生器传给二回路产生蒸汽，在二 回路转为动能，由汽轮机传给发电机产生电流，供给用户。 3、稳压器功能：压力控制，使一回路压力波动限制在小数值范围；压力保护，当某种事故引起一回路压力急 剧升高，安全阀组能提供压力保护；升压、降压、除气、水位调节 4、目前采用电加热式稳压器。 5、蒸发器的三个功能：一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的热量传给二回路给水；使二回路产生一定压力，一 定温度和一定干度蒸汽的热交换设备。 6、一回路冷却系统主要参数：出口，310~330；入口，288~300，一般温升30~40，300MW的电功率时环路 流量：15000~24000t/h。 7、反应堆本体结构：压力容器；反应堆堆芯；上下部堆内构件；控制棒组件及其驱动结构 ▲8、稳压器卸压箱结构个功能：功能：凝结和冷却当稳压器过压时，通过安全阀组排放到卸压箱的蒸汽，防止一回路冷却剂对反应堆安全壳可能造成的污染；结构：一个卧式低压容器在它筒体的上部为氮气空间，但装有一组喷雾器，筒体的底部沿轴线方向装有一根鼓泡管。 ▲9、一回路主要功能：又称压水堆冷却剂系统，功用是由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给蒸汽动力装置冷却堆芯，防止燃料元件烧毁。 ▲10、压水堆中冷却剂：除盐除氧的含硼水。 ▲11、可燃毒物组件只在第一炉料时使用，新的反应堆装入第一炉燃料时，装入它，补偿掉一部分过剩反应性。▲12、压力容器泄漏的探测主要用温度测量。 ▲13、蒸发器水位就是冷柱的水位。 ▲14、稳压器的顶端喷雾器的作用是降温降压。 15、连续喷淋作用：一，保持稳压器内水的温度与化学成分的均匀性；二，限制大流量喷淋启动时对管道的热冲击。

典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析

典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析 核工程与核技术专业 学生指导老师 [摘要]压水堆是使用轻水作冷却剂和慢化剂，在高温、高压条件下运行的核反应堆，它所使用的燃料为低浓度的浓缩铀。在20世纪80年代，压水堆被认为是技术最成熟，最经济，最安全的堆型。目前，我国内地大部分正在运行和在建机组为压水堆机组。而压水堆核电站与普通火电站的最大区别就在于：它的一回路带有放射性。当压水堆发生小破口失水事故后，可能导致反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳，经安全壳泄露之后，会污染环境。而通过研究典型压水堆核电厂一回路热力系统在小破口失水事故工况下的系统响应，能够让我们对压水堆核电厂的安全有更直观的认识，确保核电能够安全有效的为人类服务。 本论文是以典型压水堆核电厂为研究对象，用RELAP5软件为工具，对核电厂的一回路热力系统进行建模和仿真。建模和仿真的范围是：反应堆冷却剂系统(RCP)、与安全分析有关的一回路辅助系统。一回路辅助系统主要包括：辅助给水系统(ASG)、反应堆余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)和化学容积控制系统(RCV)。在建模的过程中运用了模块化结构的方法，即：先将一回路的热力系统模型分解为若干个功能独立，能够分别调试、设计以及验证的模块，然后再逐层耦合组成分系统模型，最后整合成完整的一回路热力系统模型。 根据所建一回路热力系统模型进行稳态计算，并将计算结果与典型压水堆核电厂的数据进行对比分析。在此基础上，对冷管段的小破口失水事故的极限工况瞬态过程进行了模拟和分析，通过仿真实验，了解事故发生过程中反应堆堆芯的热工水力状况。 [关键词] 压水堆，RELAP5，一回路热力系统，建模，小破口失水事故

核电站调试与运行思考题

核电站调试与运行思考题 《核电站调试与运行》试题 第一部分: 教材《900兆瓦压水堆核电站系统与设备(第一部分)》(核岛) 1。什么是稳定运行的反应堆控制面板系统？如何选择冷却液的平均温度？2.如何测量蒸汽发生器的水位？ 3。蒸汽发生器水位设置如何随负载变化？4.调节蒸汽发生器水位的原理是什么？※什么？ 5。如何测量蒸汽发生器给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力和给水-蒸汽总管压差？6.试着描述稳压器的压力控制原理 7。稳压器水位高或低有什么危害？8.如何确定调节器水位设定值？ 9.试描述稳压器的水位控制原理。※ 10。讨论时变容量系统在正常运行条件、冷停堆和热停堆条件、机组启动、机组停堆和事故条件下的运行 11。尝试描述反应堆硼和水供应系统的正常供应操作模式。※12.余热排出系统的工作范围是什么？ 13。余热排出系统进入一回路的主要条件是什么？14.余热排出系统在一次冷却和加热过程中是如何运行的？15.关闭余热排出系统的外部先决条件是什么？ 第二部分: 教科书“900兆瓦压水堆核电厂系统和设备(第二部分)”(常规岛) 16。正常运行时，主蒸汽压力、流量和负荷之间的关系是什么？17.

正常运行期间旁路排放系统的状态如何？※什么？18.当发生甩负荷时，旁路排放系统如何运行？ 19。什么是反应堆启动和停堆(余热排出系统未投入运行)、热备用和热停堆状态下的旁路排放系统？XXXX前苏联切尔诺贝利核电站事故的分类是什么？※什么？1979年美国三里岛核电站事故的分类是什么？日本XXXX福岛核电站的事故等级是多少？ 36。核电厂运行安全性能指标体系的三种主要类型是什么？ 第2章核电厂技术规范 37。核电厂的技术规范通常包括哪六个方面？ 38。操作模式是什么？根据热力学和反应堆物理特性，核电厂可以将机组的正常运行状态分为哪六种运行模式？ 39。在运行模式p-t图中标出各种运行模式，并解释每条极限曲线的物理意义。※40.核电站的运行限制和条件有什么影响？※什么？41。根据其性质，操作限制和条件是什么？极限之间有什么关系？第三章压水堆核电厂 42的调试。大型压水堆核电站的建设可以分为哪些阶段？※什么？ 43.核电站调试的目的是什么？ 44。缩写EC，SUT，EESR，TOB，TOTO，NCC，NSSS，HFT，LOCA，SRC的中文意思是什么？ 45。哪个部门负责核电站所有硬件设备的现场安装和施工？哪个部门负责调试已安装的设备和系统，以满足功能和性能方面的设计要

压水堆核电厂调试与运行-作业

调研核电厂A模式(基荷) G模式(调峰)运行的区别 班级：核工084班学号：20084530451 姓名：张淼 摘要：核电机组(压水堆)无论采用A 模式还是G模式，均能满足电力系统的基本运行要求，负荷跟踪幅度及速度均优于火电机组。A模式操作简单、价格较低，G模式比A 模式具有更大的运行灵活性。 关键字：核电厂 A模式 G模式调峰 核电厂是将原子核裂变释放的核能转变为电能的系统和设备，通常称为核电站也称原子能发电站。 核燃料裂变过程释放出来的能量，经过反应堆内循环的冷却剂，把能量带出并传输到锅炉产生蒸汽用以驱动涡轮机并带动发电机发电。 电力网络由电源的升压变电所、输电线路、负荷中心变电所、配电线路等构成。它的功能是将电源发出的电能升压到一定等级后输送到负荷中心变电所，再降压至一定等级后，经配电线路与用户相联。 系统运行中，由于电力负荷的随机变化以及外界的各种干扰会影响电力系统的稳定，从而影响系统电能的质量，严重时会造成电压崩溃或频率崩溃。 电力系统在保证电能质量、实现安全可靠供电的前提下，还应实现经济运行，即努力调整负荷曲线，提高设备利用率，合理利用各种动力资源，降低燃料消耗、厂用电和电力网络的损耗，以取得最佳经济效益。 由于电无法贮存,而白天晚上用电量各不相同。于是一部分电厂用于承担基荷，一部分承担腰荷，一部分承担调峰。 法国、美国、西德等国已经将核电调峰运行进行实际的运用，例如在法国以电力负荷少的夏天为中心，几乎每天要进行调峰运行，32台9OOMW级机组，一年中进行的总循环次数达到： 1986年约为1700次，1987年约为2200次。 现在我国核电以压水堆为主，压水堆在设计时就设计成了可以跟踪负荷运行,可以实现调峰。但考虑到核电的核安全,现我国核电都是带基本负荷运行。随着我国核电建设发展，核电在整个发电系统的比重，如何使核电安全参与调峰是不可避免的问题。 反应堆的出力控制可实行再循环流量构控制以及控制棒操作的控制。设计上特别采用再循环流量控制，可在额定出力至65%出力之间、以最大每分钟30% 的

核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养 杨欣

核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养杨欣 发表时间：2018-03-12T14:55:17.750Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年第30期作者：杨欣李勇[导读] 我国的核电事业获得了飞速的发展，核电厂在实际发展以及建设当中的管理问题也受到了人们的高度重视。福建福清核电有限公司 350318 摘要：在核电厂运行当中，对于系统以及设备的保养维护可以说是非常重要的一项工作，也是保证其稳定运行的重要基础。在本文中，将就核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养进行一定的研究。关键词：核电厂；安装调试；设备；系统；维护保养1 引言 近年来，我国的核电事业获得了飞速的发展，核电厂在实际发展以及建设当中的管理问题也受到了人们的高度重视。对于核电工程来说，其自身具有较为复杂的特征，具有着较多的系统设备以及较长的建造周期，为了保证核电厂系统与设备在长时间的调试运行期间能够始终具有较高的功能性能水平，即需要在核电厂建造期间以有计划、分阶段的方式做好设备系统的安装与调试工作，以此保证其在最终投入运行之后能够获得较高的利用率。 2 系统设备保养维护组织在核电厂安装调试阶段当中，所需要开展的维护保养工作不仅仅为单体设备仓储式保养以及对于没有投入使用系统单体设备的保养维护，同时也需要维持单体设备在完成调试工作的系统功能，且对于已经调试完成的保护、控制系统，以及不同类型的辅助系统等也需要能够加强保养。对此，作为运营单位，则需要在同核电厂组织形式、合同管理具体要求以及核电机组安装调试运行特点相结合的基础上制定出对工程进展情况有利，且利于维护设备保养积累的相关政策，以此为后续工作的顺利开展打下良好的基础。根据我国目前核电工程具体管理办法，则建议运营单位在在内部安装调试组织机构当中做好维修管理职能部门的设立，并在具体的调试以及安装环节做好维修管理、组织的参与策划工作。在具体安装调试工作进行前，需要做精干维修队伍的组织，将该队伍安排到具体的调试以及安装工作当中，使队伍当中的维修人员能够做好已安装系统设备的维护保养工作，并同时赋予其相关职责的行使权利。同时，可以对少量承包商人员进行招聘，使其能够参与到该项工作当中。对于承包商人员来说，其对系统安装、调试活动以及设备等特点更为熟悉，且更了解相关系统与设备的参数性能，且具有较为丰富的系统设备维护经验。在具体移交过程当中，为了避免发生争议情况，在没有及时维护保养设备系统的情况下，则需要对独立的应急维修组织进行成立，避免出现相关工作受制于承包商的情况。此外，在实际工作当中，也可以通过调试、安装现场条件做好维修承包商的发展与培养，在实现相关工作无缝衔接的情况下便于管理工作的开展。 3 设备系统维护保养方式3.1 文件记录管理管理文件的制定可以说是对于系统设备进行保养的重要工作基础，对此，即需要做好管理文件的制定与完善，如汽轮机保养方案以及机组维护保养大纲等。在具体设备系统的安装调试过程当中，具体执行部门在工作当中即需要严格遵循机组维护保养大纲原则内容，以此为基础对自身责任范围内的工作进行完善与细化处理，根据系统以及设备的不同在联系系统运行规程以及设备说明书的基础上做好相应维护保养程序的编写。从管理角度落实好设备的维护、检查、保养以及定期试验工作，在详细做好对应记录的基础上汇总成册，以此为系统设备的全面维护管理工作开展创设良好的条件。通过这部分工作的开展，也能够为后期相关部门的到厂审查提前做好准备，是设备处于完好状态的重要证明。 3.2 维护保养方式对于核电厂建设当中使用的设备来说，在正式进入到安装现场之前，需要由设备的供货厂家对保养工作进行提供，而在进场之后的安装调试过程当中，则需要联系系统特征、现场环境以及设备技术文件对科学的维护保养方式进行选择：第一，大气环境维持。对于大部分核电厂来说，其通常都选择在滨海区域建设，在该环境下，空气当中的海水水汽则具有着较高的卤素元素含量，在实际调试以及安装阶段，核岛内空气环境通常将处于一个较差的状态，即核岛在环境以及清洁度方面难以满足系统以及设备的运行要求，环境水平无法保证系统以及设备的正常功能。以压水堆核电厂为例，其在设备的安装与调试期间因无法及时投用闸门，则会因此不对卤素海水空气进入到安全壳的情况进行有效的控制，不仅能够使设备外表面因此发生腐蚀情况，且已经安装完成、但没有及时做好保护措施使用的主设备也会因此发生腐蚀现象。对此，在建筑安装阶段即需要做好通风系统的尽快投入运行，通过设备闸门管理制度的建立对核清洁区的及建设力度进行加大，在对相关人员进入核岛进行控制的基础上做好核岛设备调试以及工程尾项目相关工作的管理。在此过程当中，要对尾项处理工作引起重视，对于任何可能产生烟雾、粉尘以及物品可能跌落的开口设备以及相关系统等，则需要及时做好严密隔离空间的建立，在必要情况下，也可以通过小型风机的使用实现烟雾以及粉尘的排出；第二，设备系统保养。具体维护保养方式方面，主要分为干湿两种方式。其中，湿保养积极对一定浓度的联氨溶液进行使用，干保养即是使用具有较低相对湿度以及充氮干空气进行保养，此外还包括有定期运行、定期试验、临时措施保养以及连续运行等。对于不同的系统以及设备，要对具有共性维护保养原则进行提出，在联系系统以及设备特点、现场条件情况的基础上对具有针对性的维护保养方案进行提出。如每月需要关启一次电动阀，对于碳钢设备要使用湿保养方式进行处理，不锈钢设备需要以干保养方式进行处理等。 3.3 其他保养建议