目錄1 核電基礎知識
1.1核電站概況
前言核能特徵
1.1.1核電站工作原理
1.1.2主要引數
1.1.3核電站廠房布置
1.1.4核電站與常規火電廠比較
1.2核島主要裝置與安裝
1.2.1壓水型核反應堆堆芯
1.2.2壓力容器(結構、功能、安裝)
1.2.3堆內構件(結構、功能、安裝)
1.2.4控制棒驅動機構(結構、功能、安裝)
1.2.5反應堆冷卻劑主迴圈幫浦(結構、功能、安裝)
1.2.6主管道(結構、功能、安裝)
1.2.7蒸汽發生器(結構、功能、安裝)
1.2.8穩壓器(結構、功能、安裝)
1.3核島主要系統與功能
1.3.1核島主要系統組成
1.3.2核島主要系統功能
1.4常規島
1.4.1常規島主要裝置
1.4.2動力轉換系統
1.4.3核電站常規島與火電站主機系統的比較
1.5核電站的安全問題
1.5.1核安全目標與原則
1.5.2核安全法規與監督
1.5.3安全殼—核安全設施之一
1.5.4多道安全屏障
1.5.5縱深防禦原則
1.6核裝置與系統的安全分組和抗震類別
1.6.1核安全分級的目的
1.6.2安全分級的依據和原則
1.6.3安全等級的劃分
1.6.4核電站裝置與系統的具體分級
1.6.5抗震類別
1.7核電安裝施工專題
1.7.1核電建設關鍵路徑分析
1.7.2核島安裝工程10個機電安裝包情況
1.7.3嶺澳核電站常規島安裝
1.7.4常規島施工採用的現場設計變更管理模式
1.7.5核電施工中的乙個特殊問題
1.7.6核電施工中業主對現場施工的監督
2 核質保基礎知識
2.1概述
2.2質量保證大綱管理
2.3 qa／qc驗證
2.4管理部門審查
2.5安裝期間的質量保證
1 核電基礎知識
1.1核電站概況
前言核能特徵
一九三九年發現了核裂變現象，隨後實驗證明了在核裂變時伴隨釋放大量的能量。核裂變能就是通過核裂變，釋放出來的能量。
核裂變就是乙個重原子核吸收了乙個中子之後**成為兩個輕原子核的過程。
例如：u92235+n01 βa56140+kr3694+2 n01+200mev
這個過程的兩項產物使它具有很大的利用價值，即每一次核裂變，一方面釋放出的大量能量可以加以利用，另一方面又產生2-3個新的中子。新產生的中子又繼續引起更多的重原子核裂變，這樣就可以連續發展下去，形成「鏈式反應」，從而不斷地釋放出大量的能量。
容易發生裂變的重原子核就是核燃料。只有三種同位素的原子核可以在熱中子的撞擊下產生裂變，它們是鈾-233、鈾-235和鈽-239，其中只有鈾-235在自然界中存在，而鈾—233和鈽-239，只能通過其他的核反應過程獲得。後兩種核燃料稱之為「人工核燃料」。
天然鈾中只含有(約佔0.7％)的易裂變鈾(鈾-235)，其餘的大量是鈾的另一種不易裂變的同位素鈾-238。鈾-238和另一種核素釷-232，在俘獲中子以後，經過兩次p-衰變，可以轉變為易裂變的物質鈽-239和鈾-233。
因此，鈾-238和釷-232又稱為「可轉換材料」，正因為由於俘獲中子的核反應能夠使不易裂變的物質轉變成為易裂變的物質，因而大大地增加了能夠利用的核能源。
據有關資料介紹：每1克鈾-235裂變所釋放出來的能量約為22780千瓦時相當於2700公斤標準煤燃燒時發出來的總能量。
核裂變的鏈式反應可以在很短的時間內產生很多次核裂變，因而釋放出巨大的能量。如果不加以控制，就會造成驚人的破壞力。
如果採取某些措施，在核裂變的過程中，使上代轟擊到原子核上的中子數目和下一代轟擊到原子核上的中子數基本相等，也就是達到了「i臨界狀態」，這時由於核裂變所釋放出來的核能基本穩定，因而使這些核能可以得到充分利用。控制這種鏈式反應的裝置，通常稱為「核反應堆」，它是利用核能的主要裝置。
核反應堆通常按其用途分為：動力堆、生產堆和研究堆。
動力堆型有：壓水堆、沸水堆、重水堆、高溫氣冷堆、快中子堆；
生產堆型有：石墨堆、重水堆：
研究性堆有：石墨堆、游泳池堆、輕水堆、重水堆、鈾氫鋯脈衝堆、高通量堆等。
核反應堆使用過的核燃料稱為乏燃料，這些乏燃料中有未燒完的鈾--235、鈾-238，經過轉換生成的新燃料鈽-239和多種可利用的同位素。為了從乏燃料中**鈾和鈽，並獲得其它超鈾元素和有用的放射性同位素，需要進行再處理。對乏燃料進行再處理的過程稱為核燃料後處理。
1.1.1核電站工作原理
壓水堆核電站由核島、常規島和配套設施(bop)三部分組成，核島是由反應堆迴路及其輔助系統、電氣控制系統、核燃料貯存系統及其相應的廠房構成。常規島由汽輪機發電機組及其輔助系統和廠房構成，電廠的其它部分總稱為配套設施。
核島反應堆迴路主要由壓水型反應堆、蒸汽發生器、主冷卻劑迴圈幫浦和穩壓器、主管道等裝置組成密閉式的高壓迴圈迴路。其作用是將反應堆堆蕊核心裂變所釋放的大量熱能匯出，傳給蒸汽發生器二次側的給水，使之產生飽和蒸汽送入常規島的汽輪機作功，帶動發電機發電。
在核電站系統中，通常將反應堆冷卻劑系統稱之為一回路，而從蒸發器產生的飽和蒸汽進入汽輪機作功再排入冷凝器，由迴圈水進行冷卻，使乏汽凝結成水再由給水幫浦打回蒸汽發生器二次側所完成密閉迴圈稱為二迴路。可見
一、二迴路的自然分界線是蒸汽發生器的u型傳熱管，但習慣上將蒸汽發生器作為乙個完整的裝置劃歸一回路，故一回路又稱核蒸汽**系統。
1.1.2主要引數(以大亞灣核電站900mw機組為例)
反應堆冷卻劑系統主要引數
系統額定熱功率mwt 2905
環路數3
工作壓力mpa 15.5
每條環路在冷態溫度下的額定流量率 m3/h 23790
滿功率執行下的溫度
堆芯入口293
堆芯出口328
容器出口327
現場水壓試驗壓力mpa 22.9
蒸汽發生器出口蒸汽壓力mpa 6.89
蒸汽發生器出口蒸汽溫度283.6
最大濕度0.25
給水溫度226
汽輪機主汽門入口汽壓mpa 6.59
主汽門入口蒸汽溫度283.4
主汽門入口蒸汽濕度0.44
凝汽器壓力mpa 0.007
冷卻水溫度23
抽汽數7
發電機出力mw 900
發電機電壓kv 26
發電機功率因數0.85
發電機冷卻方式水、氫、氫
1.1.3核電站廠房布置(以大亞灣為例)
核電站廠房布置充分考慮了帶放射性區廠房和非放射性區廠房的劃分，將帶有放射性的系統和裝置都集中在反應堆安全殼廠房內。核島的主要裝置和系統有反應堆本體、蒸汽發生器、主冷卻劑迴圈幫浦、穩壓器、主管道以及專設安全設施都布置在高60公尺，直徑約37公尺，壁厚約1公尺鋼筋砼且祠·有6mm鋼襯裡的安全殼廠房(rx)內，核電廠正常執行時所涉及的輔助系統、核
二、**裝置、管線幾乎都布置在雙堆共用的核輔助廠房(nx)內。過渡廠房(wx)布置的是主蒸汽管廊，快關隔離閥和大氣排放系統，每台機組都備有各自的核燃料貯存廠房(kx)，四台應急柴油機廠房(dx)，分別布置在核島的四個角落，電氣廠房(lx)則布置在核島與常規島之間，主、輔控制室就在其中。汽輪機廠房(mx)將常規島的主要裝置與系統全都包容在其中，便於管理。
除此之外，外圍的廠房和建築布置著配套設施(80p)，如海水幫浦房就在[臨近常規島廠房的海堤邊上。
核島與常規島的分界線在大氣排放閥和主蒸汽安全閥之後的主蒸汽管
道截止閥處。
1.1.4核電站與常規火電廠比較
1.1.4.1一次能源的不同
核電站利用核燃料發生核裂變產生的能量而火電廠是燃燒原煤產生的熱能轉換成機械能、電能，前者產生放射性的液體、固體廢物，經處理後深埋，後者產生大量的煤渣和c02，s02，co，對大氣環境有明顯汙染，產生溫室效應。
1.1.4.2燃料運輸量的懸殊差異
—座百萬千瓦級核電站，初裝量u02約82t，每年換料為1／3，即27t左右，而同容量(1000mw)火電廠每年燒煤350萬噸，即每天約1萬噸，相當於每天要一艘萬噸輪向該火電廠運一船煤。
1.1.4.3蒸汽引數的差異
由於一回路側的裝置、管道材質與尺寸選擇直接與一回路側介質執行引數有關，它同時又通過蒸汽發生器傳熱管直接約束著二迴路側介質執行引數，所以核電站蒸汽引數選中溫中壓的飽和蒸汽引數，與火電的高溫高壓、超臨界、過熱蒸汽引數不同。
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