核电厂系统设备课程设计-(完整)

1、核电厂系统设备课程设计-（完整）南京工程学院课程设计说明书（论文）作 者： 乔玉凤 学 号： 207080603 系 部：能源与动力工程学院专业：核电站集控运行题 目：灌云核电站设计指导者:（专业技术职务）（专业技术职务）（姓名）评阅者:（姓名）20 11年6月 南京摘要介绍了由我自己设计的AP1000先进非能动型压水堆的技术特点以及各个系统的设计 理念和设计细节，AP1000设计的目的是为了实现高安全性和良好的运行性能记录，安全系 统设计充分利用自然驱动力，在不需要大规模的安全支持系统的条件下保持正常运行功率, 非能动系统的使用使核电厂的设计比起传统的压水堆核电厂有显著的简化，简化不仅减少

2、了设备部件的采购量，降低了相应的安装成本，缩短了施工工期，并使维修活动最小化。 对于AP1000核电厂，设计简化的结果还包括可利用率的提高和所需员工数量的减少。关键词：AP1000：非能动型核电厂：核系统：纵深防御；优越性；安全AbstractThis paper introduces the design of your own by me for the Westinghouse AP1000 advanced the move of the technical characteristics and the desigh of each system design idea and de

3、sign details, the Westinghouse AP1000 is designed in order to achieve the high security and good safety record, the operation performance of system design make full use of natural driving force, without the need for massive security support system under the conditions of normal operation, the power

4、to keep the use of nuclear power plant to move system design than the traditional PWR nuclear power plant have significantly simplified, simplify not only reduced the equipment parts, reduce the quantity of the corresponding installation costs, shorten the construction period, and the maintenance ac

5、tivities is minimal. For the Westinghouse API000 nuclear power plant, the simplified design results also include the improvement of utilization ratio and the reduction of the number of the employees.Key words： AP1000; The nuclear power plant of unmoved; System of nuclearpower; Defense in depth; Supe

6、riority; Safety目录-AX. 刖 言 a01第一章核电概述及其发展21.1发展核电的必要性. . 2第二章厂址的选择82.1核电厂总体及厂房布置82. 2核电站安全设计原则9 2. 3堆型的确定及简介.10 2.4压水堆核电厂相关设计132. 5循环水系统的选择.14第三章反应堆冷却剂系143. 1反应堆冷却剂系144. 1. 1系统概述14 3. 1. 2系统的保护.16 3. 1.3系统的参数测量173. 2冷却剂泵的设计与选择171. 2. 1其安装布置 17 3.2.2 AP1000屏蔽主泵及电机的主要技术参数183. 2. 3总体结构18 3. 2. 4主泵屏蔽电机主要

7、部件、系统 193.2.5 AP1000屏蔽电机泵的主要技术特点213.3蒸汽发生器223. 3. 1蒸汽发生器的相关介绍223. 3. 2立式蒸汽发生器23 3. 3.4蒸汽发生器的相关设计24第四章核岛辅助系统314. 1化学和容积控制系统(RCV) 314. 1. 1系统功能31 4. 1.2系统流程33 4. 1.3主要设备特性35 4. 2反应堆硼和水补给系统(REA) 374. 2. 1系统功能37 4. 2. 2系统的组成.37 4. 2. 3系统主要设备特性384.3余热排出系统(RRA).414. 3. 1反应堆的冷却41 4.3.3系统的组成.42 4.3.4系统主要设备特

8、性424. 4辅助冷却水系统444. 4. 1反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统44 4.4.2设备冷却水系统(RRI) 4944.3重要厂用水系统(SEC) 51第五章专设安全设施535.1概述535.2非能动堆芯冷却系统535. 2. 1系统功能53 5. 2. 2系统描述54 5. 2. 3主要设备设计参数545.3非能动安全壳冷却系统575. 3. 1 功能57 5. 3. 2 系统描述57 5. 3. 3设备描述58 5. 4安全壳氢气控制系 统606. 4. 1 功 能605. 4. 2 系统描 述60 5. 4. 3设备描述61 5. 5安全壳和安全壳隔离系统 (CNS) 627. 5. 1全壳分系 统.62 5.6主控室应急可居留系统(VES) 648. 6. 1系统功 能64 5. 6. 2系统描 述64 5. 6. 3主要设备设计参数655.7辅助给水系 统669. 7. 1 功 能66 5. 7. 2系统流 程67 5. 7. 3