核电基础知识培训教材
目录
1 核电基础知识
1.1核电站概况
前言核能特征
1.1.1核电站工作原理
1.1.2主要参数
1.1.3核电站厂房布置
1.1.4核电站与常规火电厂比较
1.2核岛主要设备与安装
1.2.1压水型核反应堆堆芯
1.2.2压力容器(结构、功能、安装)
1.2.3堆内构件(结构、功能、安装)
1.2.4控制棒驱动机构(结构、功能、安装)
1.2.5反应堆冷却剂主循环泵(结构、功能、安装) 1.2.6主管道(结构、功能、安装)
1.2.7蒸汽发生器(结构、功能、安装)
1.2.8稳压器(结构、功能、安装)
1.3核岛主要系统与功能
1.3.1核岛主要系统组成
1.3.2核岛主要系统功能
1.4常规岛
1.4.1常规岛主要设备
1.4.2动力转换系统
1.4.3核电站常规岛与火电站主机系统的比较1.5核电站的安全问题
1.5.1核安全目标与原则
1.5.2核安全法规与监督
1.5.3安全壳—核安全设施之一
1.5.4多道安全屏障
1.5.5纵深防御原则
1.6核设备与系统的安全分组和抗震类别
1.6.1核安全分级的目的
1.6.2安全分级的依据和原则
1.6.3安全等级的划分
1.6.4核电站设备与系统的具体分级
1.6.5抗震类别
1.7核电安装施工专题
1.7.1核电建设关键路径分析
1.7.2核岛安装工程10个机电安装包情况
1.7.3岭澳核电站常规岛安装
1.7.4常规岛施工采用的现场设计变更管理模式1.7.5核电施工中的一个特殊问题
1.7.6核电施工中业主对现场施工的监督
2 核质保基础知识
2.1概述
2.2质量保证大纲管理
2.3 QA／QC验证
2.4管理部门审查
2.5安装期间的质量保证
1 核电基础知识
1.1核电站概况
前言核能特征
一九三九年发现了核裂变现象，随后实验证明了在核裂变时伴随释放大量的能量。
核裂变能就是通过核裂变，释放出来的能量。
核裂变就是一个重原子核吸收了一个中子之后分裂成为两个轻原子核的过程。
例如：U92235+n01 βa56140+Kr3694+2 n01+200Mev
这个过程的两项产物使它具有很大的利用价值，即每一次核裂变，一方面释放出的大量能量可以加以利用，另一方面又产生2-3个新的中子。
新产生的中子又继续引起更多的重原子核裂变，这样就可以连续发展下去，形成“链式反应”，从而不断地释放出大量的能量。
容易发生裂变的重原子核就是核燃料。
只有三种同位素的原子核可以在热中子的撞击下产生裂变，它们是铀-233、铀-235和钚-239，其中只有铀-235在自然界中存在，而铀—233和钚-239，只能通过其他的核反应过程获得。
后两种核燃料称之为“人工核燃料”。
天然铀中只含有(约占0.7％)的易裂变铀(铀-235)，其余的大量是铀的另一种不易裂变的同位素铀-238。
铀-238和另一种核素钍-232，在俘获中子以后，经过两次p-衰变，可以转变为易裂变的物质钚-239和铀-233。
因此，铀-238和钍-232又称为“可转换材料”，正因为由于俘获中子的核反应能够使不易裂变的物质转变成为易裂变的物质，因而大大地增加了能够利用的核能源。
据有关资料介绍：每1克铀-235裂变所释放出来的能量约为22780千瓦时相当于2700公斤标准煤燃烧时发出来的总能量。
核裂变的链式反应可以在很短的时间内产生很多次核裂变，因而释放出巨大的能量。
如果不加以控制，就会造成惊人的破坏力。
如果采取某些措施，在核裂变的过程中，使上代轰击到原子核上的中子数目和下一代轰击到原子核上的中子数基本相等，也就是达到了“I 临界状态”，这时由于核裂变所释放出来的核能基本稳定，因而使这些核能可以得到充分利用。
控制这种链式反应的设备，通常称为“核反应堆”，它是利用核能的主要装置。
核反应堆通常按其用途分为：动力堆、生产堆和研究堆。
动力堆型有：压水堆、沸水堆、重水堆、高温气冷堆、快中子堆；
生产堆型有：石墨堆、重水堆：
研究性堆有：石墨堆、游泳池堆、轻水堆、重水堆、铀氢锆脉冲堆、高通量堆等。
核反应堆使用过的核燃料称为乏燃料，这些乏燃料中有未烧完的铀--235、铀-238，经过转换生成的新燃料钚-239和多种可利用的同位素。
为了从乏燃料中回收铀和钚，并获得其它超铀元素和有用的放射性同位素，需要进行再处理。
对乏燃料进行再处理的过程称为核燃料后处理。
1.1.1核电站工作原理
压水堆核电站由核岛、常规岛和配套设施(BOP)三部分组成，核岛是由反应堆回路及其辅助系统、电气控制系统、核燃料贮存系统及其相应的厂房构成。
常规岛由汽轮机发电机组及其辅助系统和厂房构成，电厂的其它部分总称为配套设施。
核岛反应堆回路主要由压水型反应堆、蒸汽发生器、主冷却剂循环泵和稳压器、主管道等设备组成密闭式的高压循环回路。
其作用是将反应堆堆蕊内核裂变所释放的大量热能导出，传给蒸汽发生器二次侧的给水，使之产生饱和蒸汽送入常规岛的汽轮机作功，带动发电机发电。
在核电站系统中，通常将反应堆冷却剂系统称之为一回路，而从蒸发器产生的饱和蒸汽进入汽轮机作功再排入冷凝器，由循环水进行冷却，使乏汽凝结成水再由给水泵打回蒸汽发生器二次侧所完成密闭循环称为二回路。
可见一、二回路的自然分界线是蒸汽发生器的U型传热管，但习惯上将蒸汽发生器作为一个完整的设备划归一回路，故一回路又称核蒸汽供应系统。
1.1.2主要参数(以大亚湾核电站900MW机组为例)
反应堆冷却剂系统主要参数
系统额定热功率 MWt 2905
环路数 3
工作压力 Mpa 15.5
每条环路在冷态温度下的额定流量率 m3/h 23790
满功率运行下的温度℃
堆芯入口℃ 293
堆芯出口℃ 328
容器出口℃ 327
现场水压试验压力 Mpa 22.9
蒸汽发生器出口蒸汽压力 Mpa 6.89
蒸汽发生器出口蒸汽温度℃ 283.6
最大湿度 % 0.25
给水温度℃ 226
汽轮机主汽门入口汽压 Mpa 6.59
主汽门入口蒸汽温度℃ 283.4
主汽门入口蒸汽湿度 % 0.44
凝汽器压力 Mpa 0.007。