壓水堆核電站的廠房布置及安全講解課件

1、1一、核電站工作原理1、什么叫核電站？核電站就是利用一座或若干座動(dòng)力反應(yīng)堆所產(chǎn)生的熱能來(lái)發(fā)電或發(fā)電兼供熱的動(dòng)力設(shè)施。反應(yīng)堆是核電站的關(guān)鍵設(shè)備，鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)就在其中進(jìn)行。將原子核裂變釋放的核能轉(zhuǎn)換成熱能，再轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔艿南到y(tǒng)和設(shè)施，通常稱為核電站。2一、核電站工作原理2、核電站工作原理 核電廠用的燃料是鈾。用鈾制成的核燃料在“反應(yīng)堆”的設(shè)備內(nèi)發(fā)生裂變而產(chǎn)生大量熱能，再用處于高壓力下的水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)產(chǎn)生蒸汽，蒸汽推動(dòng)汽輪機(jī)帶著發(fā)電機(jī)一起旋轉(zhuǎn)，電就源源不斷地產(chǎn)生出來(lái)，并通過電網(wǎng)送到四面八方。3二、核電站類型目前世界上核電站常用的反應(yīng)堆有壓水堆、沸水堆、重水堆和改進(jìn)型氣冷堆以及快堆等。但用

2、的最廣泛的是壓水反應(yīng)堆。壓水反應(yīng)堆是以普通水作冷卻劑和慢化劑，它是從軍用堆基礎(chǔ)上發(fā)展起來(lái)的最成熟、最成功的動(dòng)力堆堆型。壓水堆核電站占全世界核電總?cè)萘康?0%以上。4二、核電站類型1、壓水堆核電站-以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機(jī)組及二回等系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。 5二、核電站類型2、沸水堆核電站 -以沸水堆為熱源的核電站。圖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

3、接產(chǎn)生飽和蒸汽的動(dòng)力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造費(fèi)用低和負(fù)荷跟隨能力強(qiáng)等優(yōu)點(diǎn)。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電站系統(tǒng)有：主系統(tǒng)（包括反應(yīng)堆）；蒸汽-給水系統(tǒng)；反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)等。6二、核電站類型3、重水堆核電站 圖以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應(yīng)堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。重水堆核電站是發(fā)展較早的核電站，有各種類別，但已實(shí)現(xiàn)工業(yè)規(guī)模推廣的只有加拿大發(fā)展起來(lái)的坎杜型壓力管式重水堆核電站。7二、核電站類型4、快堆核電站 由快中子引起鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)所釋放出 來(lái)的熱能轉(zhuǎn)換為電能的

4、核電站?？於言谶\(yùn)行中既消耗裂變材料，又生產(chǎn)新裂變材料，而且所產(chǎn)可多于所耗，能實(shí)現(xiàn)核裂變材料的增殖。 目前，世界上已商業(yè)運(yùn)行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變?nèi)剂希词乖倮棉D(zhuǎn)換出來(lái)的钚-239等易裂變材料，它對(duì)鈾資源的利用率也只有12，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉(zhuǎn)換成钚-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到6070。 8二、核電站類型世界上目前建造核電站情況 核電自50年代中期問世以來(lái)，目前已取得長(zhǎng)足的發(fā)展。到1999年中期，世界上共有436座發(fā)電用核反應(yīng)堆在運(yùn)行，總裝機(jī)容量為350676兆瓦。正在建造的發(fā)電反應(yīng)

5、堆有30座，總裝機(jī)容量為21642兆瓦。目前世界上有33個(gè)國(guó)家和地區(qū)有核電廠發(fā)電，核發(fā)電量占世界總發(fā)電量的17，其中有十幾個(gè)國(guó)國(guó)家和地區(qū)核電發(fā)電量超過各種的總發(fā)電量的四分之一，有的國(guó)家超過70。據(jù)資料估計(jì)，到2005年核電廠裝機(jī)容量將達(dá)到388567兆瓦9三、核反應(yīng)堆介紹 核反應(yīng)堆是一個(gè)能維持和控制核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，從而實(shí)現(xiàn)核 能熱能轉(zhuǎn)換的裝置。1、核反應(yīng)堆類型 （1）根據(jù)用途，核反應(yīng)堆可以分為以下幾種類型將中子束用于實(shí)驗(yàn)或利用中子束的核 反應(yīng)，包括研究堆、材料實(shí)驗(yàn)等。生產(chǎn)放射性同位素的核反應(yīng)堆。生產(chǎn)核裂變物質(zhì)的核反應(yīng)堆，稱為生產(chǎn)堆。提供取暖、海水淡化、化工等用的熱量的核反應(yīng)堆，比如多目的堆。為

6、發(fā)電而發(fā)生熱量的核反應(yīng)，稱為發(fā)電堆。用于推進(jìn)船舶、飛機(jī)、火箭等到的核反應(yīng)堆，稱為推進(jìn)堆。（2）根據(jù)燃料類型分為天然氣鈾堆、濃縮鈾堆、釷堆；（3）根據(jù)中子能量分為快中子堆和熱中子堆； 10三、核反應(yīng)堆介紹1、核反應(yīng)堆類型（4）根據(jù)冷卻劑(載熱劑)材料分為水冷堆、氣冷堆、有機(jī)液冷堆、液態(tài)金屬冷堆；（5）根據(jù)慢化劑(減速劑)分為石墨堆、重水堆、壓水堆、沸水堆、有機(jī)堆、熔鹽堆、鈹堆；（6）根據(jù)中子通量分為高通量堆和一般能量堆；（7）根據(jù)熱工狀態(tài)分為沸騰堆、非沸騰堆、壓水堆；（8）根據(jù)運(yùn)行方式分為脈沖堆和穩(wěn)態(tài)堆，等等。核反應(yīng)堆概念上可有900多種設(shè)計(jì)，但現(xiàn)實(shí)上非常有限。11三、核反應(yīng)堆介紹2、核反應(yīng)堆的

7、工作原理 原子由原子核與核外電子組成。原子核由質(zhì)子與中子組成。當(dāng)鈾235的原子核受到外來(lái)中子轟擊時(shí)，一個(gè)原子核會(huì)吸收一個(gè)中子分裂成兩個(gè)質(zhì)量較小的原子核，同時(shí)放出23個(gè)中子。這裂變產(chǎn)生的中子又去轟擊另外的鈾235原子核，引起新的裂變。如此持續(xù)進(jìn)行就是裂變的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。鏈?zhǔn)椒磻?yīng)產(chǎn)生大量熱能。用循環(huán)水(或其他物質(zhì))帶走熱量才能避免反應(yīng)堆因過熱燒毀。導(dǎo)出的熱量可以使水變成水蒸氣，推動(dòng)氣輪機(jī)發(fā)電。核反應(yīng)堆的合理結(jié)構(gòu)應(yīng)該是：核燃料慢化劑熱載體控制設(shè)施防護(hù)裝置。 12三、核反應(yīng)堆介紹3、核反應(yīng)堆具有哪些用途核裂變時(shí)既釋放出大量能量、又釋放出大量中子。核反應(yīng)堆有許多用途，但歸結(jié)起來(lái)，一是利用裂變核能，二是利用裂

8、變中子。核能主要用于發(fā)電，但它在其它方面也有廣泛的應(yīng)用。例如核能供熱、核動(dòng)力等。核供熱是一種前途遠(yuǎn)大的核能利用方式。清華大學(xué)在五兆瓦的低溫供熱堆上已經(jīng)進(jìn)行過成功的試驗(yàn)。核供熱的另一個(gè)潛在的大用途是海水淡化。 它可作為火箭、宇宙飛船、人造衛(wèi)星、潛艇、航空母艦等的特殊動(dòng)力。將來(lái)核動(dòng)力可能會(huì)用于星際航行。 第二章 壓水堆核電廠簡(jiǎn)介常見反應(yīng)堆類型 熱中子反應(yīng)堆（0.0250.1eV）輕水堆 Light Water Reactor (LWR)壓水堆 Pressurized Water Reactor (PWR)沸水堆 Boiling Water Reactor (BWR)石墨慢化輕水冷卻堆（石墨水冷堆）

9、RBMK重水堆 Heavy Water Reactor氣冷堆 Gas-Cooled Reactor, GCR (石墨氣冷堆)快中子增殖堆（1MeV）Fast Breeder Reactor (FBR)鈉冷快堆；鉛冷快堆；氣冷快堆。壓水堆核電站 Pressurized Water Reactor (PWR)壓水堆核電站原理圖（間接循環(huán)）蒸汽單回路沸水堆核電站 Boiling Water Reactor (BWR) NPP沸水堆核電站原理圖（直接循環(huán)）壓水堆與沸水堆壓水堆：一回路系統(tǒng)的冷卻劑與汽輪機(jī)回路工質(zhì)是完全隔離的，這就是所謂的“間接循環(huán)”。采用間接循環(huán)具有使二回路系統(tǒng)免受放射性玷污的優(yōu)點(diǎn)。與

10、沸水堆核電廠相比，增加了蒸汽發(fā)生器。壓水堆體積較小和控制要求簡(jiǎn)單等因素可以彌補(bǔ)這一不足。第二章 壓水堆核電廠2.1 壓水堆核電廠概述2.2 核電廠的總體及廠房布置2.3 核電廠的主要廠房設(shè)施2.4 核電廠設(shè)備安全功能及分級(jí)2.5 核電廠的設(shè)計(jì)原則重點(diǎn)講解壓水堆核電廠的三個(gè)回路包容一 、二回路的廠房要求顯示主要設(shè)備：反應(yīng)堆，主泵，蒸汽發(fā)生器，汽輪機(jī)要求顯示主要廠房：安全殼，汽輪機(jī)廠房，輔助廠房；燃料廠房T形布置及L形布置循環(huán)水系統(tǒng)開式；采用冷卻塔的循環(huán)水系統(tǒng)設(shè)計(jì)原則多道屏障縱深防御單一故障準(zhǔn)則抗拒自然災(zāi)害的功能 輻射計(jì)量標(biāo)準(zhǔn)2.1 壓水堆核電廠概述它主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電站核島中的四

11、大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機(jī)組及二回路系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。二回路系統(tǒng)由汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)組、冷凝器、凝結(jié)水泵、給水加熱器、除氧器、給水泵、蒸汽發(fā)生器、汽水分離再熱器等設(shè)備組成。 核島利用核能生產(chǎn)蒸汽，常規(guī)島用蒸汽生產(chǎn)電能。 1 壓水堆核電廠原理水水壓力容器穩(wěn)壓器主泵主管道蒸發(fā)器汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)凝汽器輸配電二回路一回路基本參數(shù)：一回路：壓力154 bar，高壓水；二回路：壓力55bar，飽和蒸汽。 蒸汽壓水堆核電廠發(fā)電流程有關(guān)說明把反應(yīng)堆、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及

12、其輔助系統(tǒng)合稱為一回路系統(tǒng) ；商用壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)一般有二至四條并聯(lián)在反應(yīng)堆壓力容器上的封閉環(huán)路；整個(gè)一回路系統(tǒng)設(shè)有一臺(tái)穩(wěn)壓器，一回路系統(tǒng)的壓力靠穩(wěn)壓器調(diào)節(jié)，保持穩(wěn)定。核電廠還設(shè)置了專設(shè)安全設(shè)施和一系列輔助系統(tǒng)。專設(shè)安全設(shè)施為一些重大的事故提供必要的應(yīng)急冷卻措施，并防止放射性物質(zhì)的擴(kuò)散。二回路系統(tǒng)也設(shè)有一系列輔助系統(tǒng)。四環(huán)路2 循環(huán)水系統(tǒng)循環(huán)水系統(tǒng)主要用來(lái)為凝汽器提供凝結(jié)汽輪機(jī)乏汽的冷卻水，分為開式供水和閉式供水。開式供水：是指以江河湖海為水源，冷卻水一次通過，不重復(fù)使用。閉式供水：把由凝汽器排出的水，經(jīng)過冷卻降溫之后，再用循環(huán)水泵送回凝汽器入口重復(fù)使用。開式供水特點(diǎn)：進(jìn)水水溫低，

13、利于機(jī)組經(jīng)濟(jì)運(yùn)行系統(tǒng)簡(jiǎn)單，投資較低易造成“熱污染”核電站循環(huán)水量大，水泵是大流量低揚(yáng)程泵，為了防止回流，凝汽器的安裝標(biāo)高要高于海水平面和循環(huán)水泵。閉式供水占地面積小；使用于遠(yuǎn)離水源或者水源不足的電廠；冷卻塔造價(jià)高。槽式配水3 核電廠電氣系統(tǒng)在電廠正常功率運(yùn)行時(shí)，發(fā)電機(jī)發(fā)出的電能大部分升壓至外網(wǎng)電壓輸送給用戶。同時(shí)，滿足廠用電。當(dāng)發(fā)電機(jī)停機(jī)時(shí)，則由外部電網(wǎng)經(jīng)啟動(dòng)變壓器供電。當(dāng)外網(wǎng)和發(fā)電機(jī)組都不能供電時(shí)，則由柴油發(fā)電機(jī)組向安全母線供電。 發(fā)電機(jī)和輸配電系統(tǒng)的主要設(shè)備有發(fā)電機(jī)、勵(lì)磁機(jī)、變壓器、開關(guān)站和柴油發(fā)電機(jī)組等組成。2.2 核電廠總體及廠房布置1 核電廠本身的放射特性2 廠址的自然條件和技術(shù)要求

14、3 輻射安全要求4 總平面布置1 核電廠放射特性 核反應(yīng)堆是一個(gè)強(qiáng)大的放射源，堆內(nèi)放射性的總量與功率成正比。正常運(yùn)行時(shí)放射性的排放量：反應(yīng)堆燃料棒運(yùn)行時(shí)的破損率、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的泄漏率和放射性廢物處理系統(tǒng)的凈化能力等決定。 如果放射性廢氣排放量很大，電廠就不宜建在城鎮(zhèn)居民中心附近。如果放射性廢水排放量很大，電廠廢水就不能直接向江河湖海中排放。 2 廠址的自然條件和技術(shù)要求地震：廠區(qū)地震條件是確保核電廠安全的重要條件，廠址盡可能選在地震烈度低的地區(qū)，廠址的地震基本烈度一般不大于7度（一般應(yīng)避免在設(shè)計(jì)烈度高于9度（7.5級(jí)）的地區(qū)建廠）。洪水：廠址位于內(nèi)湖或海灘附近時(shí)，應(yīng)確定由湖震或海嘯可能造成

15、的最大洪水。通風(fēng)：要求氣流暢通，有利于放射性廢氣的稀釋擴(kuò)散。 水源：水源和水文，保證足夠且可靠的冷卻水是電廠運(yùn)行最基本的技術(shù)條件，一般要求百年一遇最小流量也能滿足電廠正常運(yùn)行的要求。 交通：建在鐵路、公路或水路等交通運(yùn)輸方便的地方，便于運(yùn)輸；輸電：應(yīng)盡可能接近負(fù)荷中心，以減少輸電投資和線路能量損失。安全：應(yīng)避免選在機(jī)場(chǎng)或生產(chǎn)爆炸或有毒化學(xué)產(chǎn)品的工廠附近，距離應(yīng)不小于8公里。核電站選址3 輻射安全要求輻射安全應(yīng)符合國(guó)家環(huán)境保護(hù)、輻射防護(hù)等法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)的要求：正常運(yùn)行時(shí)按“放射防護(hù)規(guī)定”對(duì)附近居民的劑量限值為每年全身5 mSv (毫希沃特)。核電廠設(shè)置在非居住區(qū)，一方面是為了能控制周圍土地的使用和防

16、止廠外人為事故干擾電廠的正常運(yùn)行；另一方面是在事故情況下，可保障鄰近居民的安全隔離。廠址周圍的人口密度和分布（國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)的標(biāo)準(zhǔn)），本限制隨著核電技術(shù)的成熟，已不再重要。 4 核電廠總平面布置(1)總平面布置設(shè)計(jì)原則合理區(qū)分放射性與非放射性的建筑物，使凈區(qū)和臟區(qū)嚴(yán)格分開，臟區(qū)盡可能置于主導(dǎo)風(fēng)向的下風(fēng)側(cè)，以減少放射性污染。 滿足核電廠生產(chǎn)工藝流程要求，便于設(shè)備運(yùn)輸，減少?gòu)S區(qū)管線的迂回和縱橫交叉。 反應(yīng)堆廠房、輔助廠房和燃料廠房，都應(yīng)設(shè)在同一基巖的基墊層上，防止因廠房承載或地震所產(chǎn)生的沉降差異而造成管線斷裂。 廠房布置以反應(yīng)堆廠房為中心，輔助廠房，燃料貯存廠房，主控制樓和應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)廠房均環(huán)繞

17、在反應(yīng)堆廠房周圍。對(duì)于雙單元核電廠也可采用對(duì)稱布置，并共用部分輔助廠房。 (2)核電廠廠房劃分核心區(qū)：由核島和常規(guī)島組成，包括反應(yīng)堆廠房，輔助廠房，燃料貯存廠房，主控制室，應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)廠房，汽輪發(fā)電機(jī)廠房等。 三廢區(qū)：主要由廢液貯存、處理廠房，固化廠房，弱放廢物庫(kù)，固體廢物貯存庫(kù)，特種洗衣房和特種汽車庫(kù)等組成。 供排水區(qū)：主要有循環(huán)水泵房，輸水隧洞，排水渠道，淡水凈化處理車間，消防站，高壓消防泵房，排水泵房等組成。 動(dòng)力供應(yīng)區(qū)：主要由冷凍機(jī)站，壓縮空氣及液氮貯存氣化站，輔助鍋爐房等組成。檢修及倉(cāng)庫(kù)區(qū)：包括檢修車間，材料倉(cāng)庫(kù)，設(shè)備綜合倉(cāng)庫(kù)及危險(xiǎn)品倉(cāng)庫(kù)等。 廠前區(qū)：電廠行政辦公大樓及汽車、消防、

18、保安及生活服務(wù)設(shè)施。 核島廠房核島廠房主要有反應(yīng)堆廠房，輔助廠房，燃料廠房，主控制室等，由于它們之間的工藝流程和功能緊密相關(guān)，因此，必須組成以反應(yīng)堆廠房為核心的建筑群。要合理分區(qū)，布置緊湊，縮短工藝管線，節(jié)約用地。一臺(tái)600-900機(jī)組核島各廠房組合后的占地面積約8000-10000m2。核島廠房與汽輪機(jī)房的相對(duì)位置有二種形式：L形布置和T形布置。L形布置L布置方法用地緊湊，當(dāng)幾個(gè)單元機(jī)組并列時(shí)，汽機(jī)房可合在一起，以減少汽機(jī)房?jī)?nèi)重型吊車臺(tái)數(shù)。若端部再接維修車間，則設(shè)備檢修更為方便。在汽機(jī)房與核島廠房之間需設(shè)置防止汽輪機(jī)飛車時(shí)葉片對(duì)安全殼沖擊的屏障。T形布置這種布置方式，汽輪機(jī)葉片飛射方向不會(huì)危

19、及反應(yīng)堆廠房。廠房面積相應(yīng)大些。目前，世界各國(guó)如美國(guó)、德國(guó)、法國(guó)新建造的1000MW級(jí)的單機(jī)組和雙機(jī)組核電廠的廠房布置均采用T形布置形式。2.3 核電廠的主要廠房設(shè)施反應(yīng)堆廠房（安全殼）燃料廠房輔助廠房汽輪機(jī)廠房和控制廠房循環(huán)水泵房輸配電廠房放射性廢物處理廠房安全殼汽機(jī)廠房核輔助廠房 燃料廠房 反應(yīng)堆廠房（安全殼）作用：用來(lái)控制和限制放射性物質(zhì)從反應(yīng)堆擴(kuò)散出去,以保護(hù)公眾免遭放射性物質(zhì)的傷害。萬(wàn)一發(fā)生罕見的反應(yīng)堆一回路水外逸的失水事故時(shí),安全殼是防止裂變產(chǎn)物釋放到周圍的最后一道屏障。安全殼是一個(gè)有鋼襯的園柱形預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)，頂部呈半球形或橢圓形，它的內(nèi)徑約40m，壁厚約1m，高約60-70m

20、。為了便于安全殼內(nèi)大型設(shè)備的安裝和檢修，安全殼側(cè)面設(shè)有直徑約10m的一個(gè)設(shè)備閘門和一個(gè)連接輔助廠房的人員閘門。頂部設(shè)有起吊能力為250-300t的環(huán)形吊車。安全殼設(shè)備閘門外設(shè)有設(shè)備吊裝平臺(tái)，平臺(tái)上設(shè)有270-300t的龍門吊車，主設(shè)備經(jīng)設(shè)備閘門進(jìn)入安全殼，再由環(huán)形吊車吊裝定位。 圓筒形的反應(yīng)堆一次屏蔽墻，既在反應(yīng)堆壓力容器周圍形成生物屏蔽，也為反應(yīng)堆壓力容器提供支承。該一次屏蔽墻與安全殼大致是同心的。殼內(nèi)設(shè)有一回路隔墻, 為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供屏蔽，可支撐和隔離主系統(tǒng)設(shè)備。在反應(yīng)堆壓力容器上方還單獨(dú)設(shè)置了飛射物屏蔽，以包容與控制棒傳動(dòng)機(jī)構(gòu)相關(guān)的飛射物。 位于反應(yīng)堆壓力容器之下有疏水地坑，它收集

21、安全殼內(nèi)所有正常的泄漏水。另一個(gè)地坑是應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)地坑，它位于安全殼底層地面，可在一回路隔室墻之內(nèi)或之外。 安全殼內(nèi)縱剖面圖燃料廠房燃料廠房設(shè)有乏燃料貯存水池，用來(lái)盛放乏燃料。貯水池上方，有一臺(tái)100-150t的橋式吊車，以吊運(yùn)乏燃料運(yùn)輸容器和乏燃料池冷卻系統(tǒng)的設(shè)備。燃料廠房通過燃料輸送水道與反應(yīng)堆廠房相連。在乏燃料貯水池內(nèi)，通常須有7-9m深的水層作為屏蔽層，乏燃料貯存池需按I級(jí)抗震要求設(shè)計(jì)。輔助廠房輔助廠房是一個(gè)具有多種用途的鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)。核電廠輔助廠房一般集中設(shè)置在反應(yīng)堆廠房的周圍，這有利于縮短系統(tǒng)管絡(luò)從而節(jié)省核電廠的基建投資。 廠房?jī)?nèi)設(shè)有化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)、設(shè)備冷卻

22、水系統(tǒng)等輔助系統(tǒng)及廠房必需的空氣處理和冷卻設(shè)備。廠房?jī)?nèi)的設(shè)備須裝有隔間。給操縱人員提供生物屏蔽。在設(shè)備的布置上，必須注意把安全系統(tǒng)的設(shè)備、管道和電纜分開。確保在設(shè)備、結(jié)構(gòu)、管道和電纜的單一故障情況下不致使整個(gè)系統(tǒng)失去安全功能。依照這種分離的設(shè)計(jì)、對(duì)于裝有事故工況下工作的電動(dòng)機(jī)房間，需要增加設(shè)備隔離間或保護(hù)墻及冷卻設(shè)備。汽輪發(fā)電機(jī)廠房汽輪發(fā)電機(jī)廠房的布置與火電廠汽輪機(jī)廠房相似。它一般布置在緊靠安全殼的一側(cè)。廠房?jī)?nèi)設(shè)有汽輪發(fā)電機(jī)組、凝汽器、凝結(jié)水泵、給水泵、給水加熱器、除氧器、汽水分離再熱器及與二回路系統(tǒng)有關(guān)的輔助系統(tǒng)。汽輪發(fā)電機(jī)組一般配有一臺(tái)高壓缸和2-3臺(tái)低壓缸，凝汽器布置在低壓缸下側(cè)。汽輪發(fā)

23、電機(jī)廠房高度約40m，長(zhǎng)約85m，廠房設(shè)有橋式吊車，用來(lái)設(shè)備安裝和檢修時(shí)吊裝就位。 控制廠房控制廠房布置在整個(gè)核電廠的中心，它包括中央控制室、廠用配電和各種自動(dòng)控制設(shè)備，中央控制室內(nèi)裝有控制臺(tái)和控制盤、繼電器室內(nèi)裝有各種繼電器和控制器。控制室和繼電器室共用一個(gè)空調(diào)系統(tǒng)來(lái)冷卻電氣設(shè)備。在繼電器室下面，還有一個(gè)“電纜室”，電纜室是從電廠各處到控制室引來(lái)的所有電纜的匯集點(diǎn)，所有電纜都分別引到控制室和繼電器內(nèi)的各個(gè)端子排上。必須按抗震I級(jí)的要求進(jìn)行設(shè)計(jì)。放射性廢物處理廠房放射性廢物處理廠房是核電廠特有的廠房。為了保證在正常和事故工況下排出的放射性物質(zhì)不致污染周圍環(huán)境，核電廠內(nèi)所有通過反應(yīng)堆及一回路系統(tǒng)

24、排出的氣體、液體和固體廢物都要經(jīng)過三廢處理，達(dá)到允許標(biāo)準(zhǔn)后才可通過高煙囪、下水道排放或回收使用。核電廠的廠房設(shè)置要比常規(guī)電廠嚴(yán)格、復(fù)雜得多。 2.4 核電廠設(shè)備安全功能及分級(jí)認(rèn)識(shí)輻射-（視頻生活中的放射性輻射）人類在日常生活中受到各種輻射，其中有核輻射，也有其他各種粒子和射線的照射。人類受到的輻射照射有天然的,也有人工的。天然輻射照射也叫本底照射,主要有三個(gè)來(lái)源:人體內(nèi)部天然存在的放射性同位素鉀-40;巖石、土壤和水體中存在的放射性同位素,其中以放射性氡的影響為最大;宇宙射線,一般來(lái)說,地勢(shì)越高,受到宇宙射線的照射越強(qiáng).人工輻射照射主要來(lái)自看電視、抽煙、坐飛機(jī)，特別是去醫(yī)院體檢或治病。少量的輻

25、射照射對(duì)人體是無(wú)害的人類生活在輻射環(huán)境中英國(guó)居民受輻射的劑量分布 輻照的生物效應(yīng)核電站常見射線粒子的外照射對(duì)人體基本無(wú)危害，但需防止其內(nèi)照射，常用Al對(duì)射線進(jìn)行防護(hù)或屏蔽 常用鉛或混凝土對(duì)射線進(jìn)行防護(hù)或屏蔽 核電站常見幾種射線的防護(hù)最大容許劑量當(dāng)量 所謂最大容許劑量，是指一個(gè)正在從事輻射工作的人員，無(wú)論是長(zhǎng)期積累還是集中照射，從現(xiàn)代醫(yī)學(xué)水平看來(lái)，不會(huì)對(duì)人體健康及遺傳造成影響的劑量限度值。目前我們施行的是輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)（GB 18871-2002）的規(guī)定。 最大容許劑量水平1放射工作人員受到的年劑量當(dāng)量（一年工作期間所受外照射的劑量當(dāng)量與這一年內(nèi)攝入放射性核素所產(chǎn)生的待積劑量當(dāng)量二者的總和），如果

26、按5年平均不應(yīng)超過20mSv，其中某一年的年劑量當(dāng)量不超過50mSv。2放射工作人員任一器官或組織所受的年劑量當(dāng)量不得超過下列限值：眼晶體 150 mSv，四肢（手和足）或皮膚的年劑量當(dāng)量500 mSv；3放射工作人員中，年齡在1618周歲的學(xué)生和學(xué)徒工，由于教學(xué)培訓(xùn)需要接受照射時(shí)，一年內(nèi)受到的有效劑量當(dāng)量不得超過6mSv，眼晶體 50 mSv，四肢（手和足）或皮膚的年劑量當(dāng)量150 mSv 。4對(duì)公眾成員，如果按5個(gè)連續(xù)年的平均年有效劑量當(dāng)量不超1 mSv，但可在某些年份里允許以每年5 mSv作為劑量限制。公眾成員的眼晶體的年劑量當(dāng)量限制為15mSv，四肢（手和足）或皮膚的年劑量當(dāng)量50mS

27、v。 核電廠外圍劑量監(jiān)測(cè)儀例:穿著氣衣的人在操作.氣衣內(nèi)保持正壓.遙控操作堆放廢物桶核電廠安全目標(biāo)輻射防護(hù)目標(biāo)：保證所有運(yùn)行狀態(tài)下核電廠內(nèi)的輻射照射或者核電廠放射性物質(zhì)的計(jì)劃排放保持在規(guī)定限值之內(nèi)和合理可行并盡量降低，保證減輕所有事故的放射性后果。技術(shù)安全目標(biāo)：采取所有合理可行的措施預(yù)防核電廠的事故和減輕它們的后果。保證在核電廠設(shè)計(jì)中所考慮的所有可能的事故（包括概率很低的事故）的放射性后果很小并在規(guī)定限值之內(nèi)。具體目標(biāo) -4個(gè)人員健康安全目標(biāo)：事故造成電廠附近區(qū)域個(gè)人急性死亡的風(fēng)險(xiǎn)不超過該人通常遇到其他事故造成急性死亡風(fēng)險(xiǎn)的0.1%;不超過電廠附近區(qū)域居民的潛在癌癥死亡風(fēng)險(xiǎn)總的0.1%。大量釋

28、放安全目標(biāo)：美國(guó)核管理委員會(huì)NRC對(duì)大量釋放有2 種定義: 在電廠邊界能夠引起急性死亡(電站邊界5 Sv 的劑量) 的放射性釋放; 在電廠邊界產(chǎn)生250 mSv 的釋放。發(fā)生嚴(yán)重的向環(huán)境釋放的概率小于10 - 5堆/ 年。堆芯損傷安全目標(biāo)：NRC 對(duì)目前運(yùn)行中的核電廠采用的堆芯損壞頻率是110-4 (堆/年)。安全殼失效安全目標(biāo)：NRC認(rèn)為安全殼失效的概率應(yīng)該低于堆芯損壞頻率的10%。國(guó)家核安全局發(fā)布的安全導(dǎo)則HAD002/01核動(dòng)力廠營(yíng)運(yùn)單位的應(yīng)急準(zhǔn)備； HAD002/02地方政府對(duì)核動(dòng)力廠的應(yīng)急準(zhǔn)備； HAD002/03核事故輻射應(yīng)急時(shí)對(duì)公眾防護(hù)的干預(yù)原則和水平； HAD002/04核事故

29、輻射應(yīng)急時(shí)對(duì)公眾防護(hù)的導(dǎo)出干預(yù)水平； HAD002/05核事故醫(yī)學(xué)應(yīng)急準(zhǔn)備和響應(yīng)； HAD003/01核電廠質(zhì)量保證大綱的制定； HAD003/02核電廠質(zhì)量保證組織； HAD003/03核電廠物項(xiàng)和服務(wù)采購(gòu)中的質(zhì)量保證； HAD003/04核電廠質(zhì)量保證記錄制度； HAD003/05核電廠質(zhì)量保證監(jiān)查； HAD003/06核電廠設(shè)計(jì)中的質(zhì)量保證； HAD003/07核電廠建造期間的質(zhì)量保證； HAD003/08核電廠物項(xiàng)制造中的質(zhì)量保證； HAD003/09核電廠調(diào)試和運(yùn)行期間的質(zhì)量保證； HAD003/10核燃料組件采購(gòu)、設(shè)計(jì)和制造中的質(zhì)量保證； HAD101/01核電廠廠址選擇中的地震問

30、題； HAD101/02核電廠廠址選擇中的大氣彌散問題； HAD101/03核電廠廠址選擇及評(píng)價(jià)的人口分布問題； HAD101/04核電廠廠址選擇的外部人為事件； HAD101/05核電廠廠址選擇中的放射性物質(zhì)水力彌散問題； HAD101/06核電廠廠址選擇與水文地質(zhì)的關(guān)系； HAD101/07核電廠廠址查勘； HAD101/08濱河核電廠廠址設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水的確定； HAD101/09濱海核電廠廠址設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水的確定； HAD101/10核電廠廠址選擇中的極端氣象事件； HAD101/11核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)熱帶氣旋； HAD101/12核電廠的地基安全問題； HAD102/01核電廠設(shè)計(jì)總的安全原則

31、； HAD102/02核電廠的抗震設(shè)計(jì)和鑒定； HAD102/03用于沸水堆、壓水堆和壓力管式反應(yīng)堆的安全功能和部件分級(jí)； HAD102/04核電廠內(nèi)部飛射物及其二次效應(yīng)的防護(hù)； HAD102/05與核電廠設(shè)計(jì)有關(guān)的外部人為事件； HAD102/06核電廠反應(yīng)堆安全殼系統(tǒng)的設(shè)計(jì)； HAD102/07核電廠堆芯的安全設(shè)計(jì)； HAD102/08核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)； HAD102/09核電廠最終熱阱及其直接有關(guān)的輸熱系統(tǒng)； HAD102/10核電廠保護(hù)系統(tǒng)及有關(guān)設(shè)施； HAD102/11核電廠防火； HAD102/12核電廠輻射防護(hù)設(shè)計(jì)； HAD102/13核電廠應(yīng)急動(dòng)力系統(tǒng)； HA

32、D102/14核電廠安全有關(guān)儀表和控制系統(tǒng)； HAD102/15核電廠燃料裝卸和貯存系統(tǒng)； HAD102/16核動(dòng)力廠基于計(jì)算機(jī)的安全重要系統(tǒng)軟件 ； HAD103/01核動(dòng)力廠運(yùn)行限值和條件及運(yùn)行規(guī)程； HAD103/02核電廠調(diào)試程序； HAD103/03核電廠堆芯和燃料管理； HAD103/04核電廠運(yùn)行期間的輻射防護(hù)； HAD103/05核電廠人員的配備、招聘、培訓(xùn)和授權(quán)； HAD103/06核電廠安全運(yùn)行管理； HAD103/07核電廠在役檢查； HAD103/08核電廠維修； HAD103/09核電廠安全重要物項(xiàng)的監(jiān)督； HAD103/10核動(dòng)力廠運(yùn)行防火安全； HAD401/01

33、核電廠放射性排出流和廢物管理； HAD401/02核電廠放射性廢物管理系統(tǒng)的設(shè)計(jì)； HAD501/02核動(dòng)力廠實(shí)物保護(hù)導(dǎo)則。職業(yè)人員內(nèi)照射防護(hù)措施有：1、降低空氣中放射性核素的濃度 防污染 通風(fēng)2、降低表面放射性污染水平 按規(guī)操作 及時(shí)清理3、防止放射性核素進(jìn)入人體 穿戴個(gè)人防護(hù)用品4、加速體內(nèi)放射性核素的排出 誤入體內(nèi)需速排出 反應(yīng)堆的多重屏蔽體系不讓放射性物質(zhì)泄露出去1、安全功能基本目標(biāo)：限制居民和核電廠工作人員在電廠所有運(yùn)行工況和事故工況下所受到的射線照射。為保證必要的安全性，執(zhí)行安全功能的系統(tǒng)執(zhí)行下列功能：為安全停堆和維持其安全停堆狀態(tài)提供手段； 為停堆后從堆芯導(dǎo)出余熱提供手段； 在事

34、故后為防止放射性物質(zhì)的釋放提供手段，以確保事故工況之后的任何釋放不超過容許極限。2、分析方法TextTextText 常對(duì)那些對(duì)安全有重要作用的、其損壞會(huì)導(dǎo)致嚴(yán)重放射性釋放事故的系統(tǒng)、設(shè)備和構(gòu)筑物提出各種要求。 這些要求帶有強(qiáng)制性而不需要直接考慮損壞的幾率或減輕事故后果的作用。確定論法概率論法 概率論法則根據(jù)需要某一安全功能所起的作用幾率以及該安全功能失效的后果來(lái)評(píng)價(jià)安全重要性。 此法在確定各系統(tǒng)、設(shè)備和構(gòu)筑物的安全重要性的相對(duì)值時(shí)特別有用。 通過對(duì)各種堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可評(píng)價(jià)發(fā)生假想事故時(shí)執(zhí)行某安全功能的幾率以及該安全功能失效的后果。 評(píng)價(jià)核電廠安全性的方法：確定論評(píng)價(jià)法：

35、根據(jù)反應(yīng)堆縱深防御的原則，除了反應(yīng)堆設(shè)計(jì)盡可能安全可靠外，還設(shè)置了多重的專設(shè)安全設(shè)施，以便在一旦發(fā)生最大假想事故情況下，依靠安全設(shè)施，能將事故后果減至最輕程度。概率安全評(píng)價(jià)：認(rèn)為核電廠事故是個(gè)隨機(jī)事件，引起核電廠事故的潛在因素很多，核電廠的安全性應(yīng)由全部潛在事故的數(shù)學(xué)期望值表示。概率安全評(píng)價(jià)（PSA）又稱概率風(fēng)險(xiǎn)分析（PRA），是70年代以后發(fā)展起來(lái)的一種系統(tǒng)工程。它采用系統(tǒng)可靠性評(píng)價(jià)技術(shù)（即故障樹、事件樹分析）和概率風(fēng)險(xiǎn)分析方法對(duì)系統(tǒng)的各種可能事故的發(fā)生和發(fā)展過程進(jìn)行全面分析，從它們的發(fā)生概率以及造成的后果綜合進(jìn)行考慮。3、安全分級(jí)1安全一級(jí)主要包括組成反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界的所有部件 2

36、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界內(nèi)不屬于安全一級(jí)的各種部件，以及為執(zhí)行所有事故工況下停堆、維持堆芯冷卻劑總量和排出堆芯熱量及限制放射性物質(zhì)向外釋放的各種部件。 3部分系統(tǒng)的設(shè)備4安全一級(jí)安全二級(jí)安全三級(jí)安全四級(jí)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中主要承壓設(shè)備。非核一級(jí)設(shè)備和部件：余熱排除系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)及安全殼噴淋系統(tǒng)等。構(gòu)成反應(yīng)堆安全殼屏障的設(shè)備和部件。 輔助給水系統(tǒng)設(shè)備冷卻水系統(tǒng)乏燃料池冷卻系統(tǒng)等 核島中不屬于安全一、二、三級(jí)的設(shè)備。 兩個(gè)不同安全等級(jí)的系統(tǒng)的接口，其安全等級(jí)應(yīng)屬于相連系統(tǒng)中較高的安全等級(jí)。 4、抗震分類抗震設(shè)備：在設(shè)計(jì)上要滿足承受一定地震載荷要求的機(jī)械設(shè)備和電氣設(shè)備。我國(guó)的核安全法規(guī)將抗震類別分

37、為三類，即抗震I類、抗震II類和非抗震類（NA）?？拐餓類設(shè)備包括安全一級(jí)、二級(jí)、三級(jí)和LS級(jí)及1E級(jí)的電氣設(shè)備，所有與安全有關(guān)的廠房和土建構(gòu)筑物都是抗震I類的。5、規(guī)范分級(jí)和質(zhì)量分組 我國(guó)的核電事業(yè)雖然制定了一套核安全法規(guī)，有完整的設(shè)備分級(jí)、抗震分類和質(zhì)保分組要求，但沒有完整的核設(shè)備設(shè)計(jì)和制造規(guī)范。實(shí)際工作中根據(jù)情況參考美國(guó)規(guī)范或法國(guó)規(guī)范。 具體設(shè)備的安全等級(jí)和抗震分類見課本表2.12.5 核電廠的設(shè)計(jì)原則在現(xiàn)代壓水堆核電廠的設(shè)計(jì)中，普遍遵循下列安全設(shè)計(jì)原則1、多道屏障第一道 燃料芯塊裂變碎片射程很短（103 cm）。除表面外，絕大部分裂變碎片包容在芯塊之中。氣態(tài)裂變產(chǎn)物如碘、氪和氙等核素，

38、一部分會(huì)因擴(kuò)散而從燃料芯塊中逸出。第一重屏障大約能留住98以上的放射性裂變產(chǎn)物。1、多道屏障第二道屏障是燃料棒包殼。包殼溫度不超過1204，具有較高承壓能力，使放射性裂變產(chǎn)物被限制在燃料包殼內(nèi)。壓水堆正常運(yùn)行時(shí)，數(shù)以萬(wàn)計(jì)的燃料棒中可能會(huì)有少數(shù)幾根棒發(fā)生破裂，致使少量放射性物質(zhì)從第二重屏蔽泄漏。1、多道屏障第三道屏障是一回路系統(tǒng)的承壓邊界，由壓力容器、管道和設(shè)備組成，它們將高溫、高壓又帶強(qiáng)放射性的冷卻劑封閉在其內(nèi)。正常時(shí)僅允許極少量泄漏，而且泄漏水收集后送至三廢處理系統(tǒng)。流經(jīng)燃料元件的一次冷卻劑是被限制在壓力容器與一個(gè)或數(shù)個(gè)一回路環(huán)路內(nèi)流動(dòng)的，這個(gè)壓力容器與一回路管道，組成了又一道密封屏障，可進(jìn)

39、一步防止放射性物質(zhì)外逸。在絕大多數(shù)反應(yīng)堆中，大部分放射性物質(zhì)可以通過冷卻劑凈化系統(tǒng)除去。1、多道屏障第四道屏障是安全殼，它將一回路系統(tǒng)的主要設(shè)備和主管道包容在內(nèi)。安全殼的泄漏率要嚴(yán)格控制，設(shè)計(jì)規(guī)范要求；每天泄漏率要小于安全殼總?cè)莘e的千分之一，防止放射性物質(zhì)向外環(huán)境擴(kuò)散的最后一道屏障。核電站的核反應(yīng)堆外層用厚厚的水泥來(lái)防止放射線的外泄2、縱深防御 第一級(jí)安全防御預(yù)防：它要求在設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行中采取各種有效措施，反應(yīng)堆應(yīng)具有內(nèi)在的安全特性，設(shè)備必須高質(zhì)量和可檢查性，系統(tǒng)必須有冗余度；因而任一部件失效也不會(huì)影響其正常運(yùn)行。 第二級(jí)安全防御監(jiān)控：第二級(jí)安全防御要求核電廠設(shè)置可靠的安全保護(hù)系統(tǒng)，并在事故發(fā)生時(shí)，盡量減少對(duì)該系統(tǒng)的損壞并保護(hù)運(yùn)行人員和居民不受傷害。 第三級(jí)安全防御限制事故后果：要求在發(fā)生某些假想事故而一些保護(hù)系統(tǒng)又同