核电站 AP1000 系统与设备 中级教材--上册.pdf

前言

本书应公司培训部要求，由运行部组织预备操纵员编写.《AP1000系统与设备教材》（中级/第I版）详细介绍了AP1000核电厂各系统的原理、流程和设备，全书分为13章，第1章介绍核电站基础知识，第2章介绍AP1000设备编码规则，第3、4、5、6章介绍核电厂的核岛系统，第7章介绍电站支持系统，第8章介绍放射性废物处理系统，第9、10、11、12介绍常规岛系统，第13章介绍B0P系统.相对第I版教材，对核岛系统部分进行了更新，增加了常规岛部分的内容.

全书共约160学时，适用于生产技术人员及操纵人员的培训.

在教材的编制出版过程中，参与教材编写和审查的人员和专家付出了艰辛的努力，在此一并表示感谢.书中难免有不足之处，敬请读者批评指正.

山东核电有限公司运行部2010年7月

目录

1.核电站基础知识..

1.1反应堆物理基础....1.2传热学基础知识.......1.3水力学基础知识......

2.AP1000设备编码规则.............

2.1概述..2.2编码格式..2.3编码格式的说明.2.4使用说明.... .....542.5建筑物的编码2.6电气设备编码2.7仪表编码 .572.8机械设备编码.........2.9管道系统编码...........2.10机械设备编码.2.11管道系统编码.2.12结构部件编码2.13模块编码.....

3.1反应堆压力容器和堆内构件.3.2反应堆堆芯和燃料.3.4反应堆冷却剂系统3.5蒸汽发生器系统

4.专设安全设施 ...163

4.1非能动堆芯冷却系统 ..... 163

4.2安全壳系统..4.3主控室应急可居留系统4.4安全壳氢气控制系统4.5非能动安全壳冷却系统

5.反应堆辅助系统...... .27

5.1正常余热排出系统. .2275.2化学和容积控制系统 ..2375.3一回路取样系统 ..2565.4启动给水系统... ....2655.5蒸汽发生器排污系统.............

6.1设备冷却水系统........ ........2806.2服务水系统... ......2896.3中央冷冻水系统....... ..2946.4乏燃料池冷却系统 .......303

7.电站支持系统.....

7.1消防系统... ........3137.2压缩空气和电站气体系统7.4厂内电源系统及其相关系统 ..378

8.1非放射性废水系统..... ...4178.2放射性废液系统..... ..4258.3放射性废气处理系统... .... 4418.4放射性固体废物处理系统 ......448

9.二回路汽水循环. .... 459

9.1主蒸汽系统... ...4599.2汽水分离再热器系统.........9.3凝结水系统......9.4主给水系统

9.5凝结水精处理系统

10.1主汽轮机系统.10.2汽轮机轴封系统10.3凝汽器抽真空系统 ..52810.4汽轮机液压油系统 .54110.5主汽轮机和发电机润滑油系统 .....5310.6发电机密封油系统 .....56010.7发电机定子冷却水系统 ........567

11.1主发电机系统....11.2励磁和电压调节系统11.3开关站和场外电源系统.

12.常规岛辅助系统... ...593

12.1汽机厂房闭式冷却水系统12.2辅助蒸汽供应系统12.3循环水系统 ......609

13.BOP系统....

13.2除盐水处理系统..13.3除盐水储存和分配系统 .63613.4常规岛化学药剂供给系统13.5循环水加药系统.. ......650

第1章核电站基础知识

核电站是利用原子核内部蕴藏的能量大规模生产电力的新型发电站.它大体上可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括核反应堆和一回路系统：另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统.核电站使用的燃料称为“核燃料”.核燃料含有易裂变物质铀-235.一座100万千瓦的核电站每年只需要补充30吨左右的核燃料，面同样规模的烧煤电厂每年要烧煤300万吨.

作为核电站的运行，检修或者技术支持人员，掌握必要的核电基本知识是必要的，本章主要为大家讲解反应堆物理热工方面的知识.

1.1反应堆物理基础

化剂、结构材料和吸收剂等材料组成. 核反应堆是一种能以可控方式产生自持链式裂变反应的装置.它由核燃料、冷却剂、慢

1.1.1反应堆物理的任务

图1.1-1所示的是U-235的裂变过程，这是一种对于核电站最重要的物理现象.由图可知，要将物理问题转化为核电工程问题，在核电站设计、建造和运行方面有以下三个重大的基本问题必须解决：

(1)将堆芯中的能量带出来加以利用或安全地加以疏导.

生的裂变能量. （2）控制反应性.控制堆芯内的反应性，也就控制了堆芯内的裂变中子数，从而控制了产

(3）包容和控制核裂变所产生的放射性产物.

核电站反应堆的操纵员所从事的工作，总的来说就是：在安全的前提下，使核电站最大限度的发出电力来.从反应堆物理的角度来看，就是：按照运行规程要求控制反应性，反应堆的功率和功率分布，使相关参数在限值内，从而确保三道屏障的完整性.

图1.1-1U-235裂变示意图

为了实现以上工作目标，反应堆物理的学习就是要解决这方面的问题，工作人员需要对以下间题进行了解：

（1）与U235裂变相关问题，如裂变碎片，中子循环，中子的性能和行为等等.

(2）与反应堆功率和功率分布有关的概念.

（3）与反应性有关的概念，包括点堆动力学方程，缓发中子效应，瞬发临界，反应性控制，周期等.

投稿会员：灰烬使者