如何入门当工程师

如何入门当工程师？

1.工程管理部门和工程师岗位的设置1工程管理部门技术部质量部工程管理部人力资源部物供部（器材公司）

1.2工程师岗位设置

1.3技术部和质量部（选择有吊装焊接或看图的画面）机械工程师管道工程师焊接工程师电气工程师仪表、自动控制工程师通风、空调工程师保温、保冷工程师防腐工程师材料试化验工程师无损探伤工程师图片信息：

1.4工程管理部(选择计划统计图表背景)

工程计划、工程统计工程师工程协调工程师和HSE管理工程师

1.5物供部1.6物资工程师物资采购工程师物资管理工程师项目组织规划项目人员的获得与配备项目团队项目人力资源管理：1.7人力资源部

2.学习核电站常识2.1原子核和核反应堆原子核和核能核电站核反应堆什么是核能

科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2~3个中子和大量的能。放出的能量比化学反应中放的能量大得多，这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。

什么是核电站

核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的核能并转化为热能来发电或发电兼供热的动力设施。热能核能电能机械能压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型.核电站堆型－－压水堆

2.1.3.1主要设备核反应堆蒸汽发生器冷却剂主泵反应堆冷却管道稳压器核电站关键设备－－反应堆关键设备－－反应堆关键设备－－蒸气发生器蒸汽发生器为反应堆冷却剂系统和二回路系统间的传热设备。它将反应堆冷却剂的热量传给二次侧的水，此二次侧的水蒸发后形成汽水混合物，经汽水分离干燥后的饱和蒸汽作为驱动汽轮机的工质。关键设备－－反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵（主泵）是用来输送反应堆冷却剂，使冷却剂在反应堆、主管道和蒸发生器所组成的密闭环路中循环，以便将反应堆产生的热量传递给二回路介质。关键设备－－反应堆冷却剂管道反应堆冷却剂管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器及反应堆冷却剂泵，使之构成一个闭式的反应堆冷却剂系统环路。

它的功能是循环反应堆冷却剂和传送热能。核电站辅助系统和专设安全系统通过与主管道的连接实现反应堆正常运行功能和专设安全功能。关键设备－－稳压器当堆正常运行时，稳压器能使反应堆冷却剂系统保持恒定的压力，并在堆载荷瞬变时，限制其压力变化。稳压器依靠电加热或喷雾来控制其水——蒸汽的温度平衡，从而维持所需的反应堆冷却剂压力。2.1.3.2重要的系统回路反应堆及一回路主系统和设备（主管道、冷却剂主泵、蒸汽发生器、稳压器及卸压箱等）；一回路辅助系统：如化学和容积控制系统、余热排出系统、硼和水补给系统等。专设安全设施系统：如安注系统、安全壳喷淋系统等。与安全壳相关的通风系统：如安全壳换气通风系统、大气监测系统等。三废系统：如废液处理系统、硼回收系统等。其它系统核岛系统核电站主要系统简介≫一回路主要辅助系统

化学和容积控制系统硼回收系统设备冷却水系统余热排出系统核电站主要系统简介－－辅助系统(RC化学和容积控制系统化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的一个主要的辅助系统。它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用，它保证了反应堆的冷却剂的水容积，化学特性的稳定和控制反应性的变化。

核电站主要系统简介－－核辅助系统

硼回收系统反应堆硼和水补给系统（REA）是化学和容积控制系统（RCV）的支持系统，为化学和容积控制系统主要功能的实现起辅助作用；同时，反应堆硼和水补给系统（REA）还有多项附加功能。

核电站主要系统简介－－辅助系统设备冷却水系统

冷却各种核岛热交换器

经过由安全厂用水系统冷却的热交换器将热负荷传递至最终热阱——海水。

在核岛热交换器和海水之间形成屏障，防止放射性流体不可控制地释放到海水中，避免每个核岛热交换器由于海水冷却而产生腐蚀污垢等问题。

核电站主要系统简介－－辅助系统余热排出系统主要功能二回路停用时，由余热排出系统排出：a）堆芯的停堆余热；b）水和一回路设备的显热。当反应堆在冷停堆状态，进行装卸料和维修操作时，余热排出系统排出堆芯余热，维持一回路温度低于60℃。

当反应堆启动时，余热排出系统保证一回路水的循环。安全功能在蒸汽发生器传热管破裂事故下，冷却反应堆。在RCP小破口事故下，如果RCV系统能够维持稳压器水位的话，使用该系统排出余热。在冷停堆期间，通过RRA的卸压阀防止RCP系统超压。核电站主要系统简介--专设安全设施系统

安全注射系统安全壳喷淋系统

安全壳隔离系统

辅助给水系统

核电站主要系统简介－－专设安全设施系统

安全注入系统主要功能在反应堆冷却剂系统发生失水事故或主蒸汽系统发生管道破裂事故时，安全注入系统完成堆芯应急冷却功能。在失水事故情况下，通过向堆芯注入冷却水，防止燃料包壳熔化，并保持堆芯的几何形状和完整性；在主蒸汽管道破裂事故工况下，本系统向反应堆冷却剂系统快速注入浓硼溶液，以补偿由于不可控地产生蒸汽致使反应堆冷却剂过冷而引起地容积变化和反应性的增加，从而可以使反应堆迅速安全停堆，并防止反应堆重返临界；在失水事故后的再循环注入阶段，本系统的部分承压边界作为安全壳的延伸，起安全壳屏障作用。辅助功能在换料冷停堆期间，向反应堆换料水池充水；对反应堆冷却剂系统进行水压试验；在失去全部电源时，向反应堆冷却剂泵注入密封水。核电站主要系统简介－－专设安全设施系统安全壳喷淋系统主要功能：在一回路失水或安全壳内主蒸汽管道破裂的事故工况下，使安全壳内的温度和压力保持在可承受值内，以保证安全壳的完整性。辅助功能：带走在主回路失水事故时散布在安全壳内的气载裂变产物（尤其是碘）。扑灭反应堆冷停堆时安全壳发生的火灾。（当其它灭火方法失灵时）在冷停堆时，如果换料水箱内温度高于40℃，该系统可将换料水箱内介质冷却。发生LOCA后约15天，如果低压安注泵失效，可利用使用EAS系统。EAS系统还用来疏导堆芯余热，它是专设安全设施中唯一带有冷源的系统。核电站主要系统简介－－专设安全设施系统安全壳隔离系统安全壳隔离系统用在事故发生时，放射性裂变产物有可能从堆芯释放出来的情况下，确保安全壳的密闭。

LCLCLCLCLCLCLC安全壳内安全壳外安全壳内封闭系统进入管路进或出管路LC-锁闭的核电站主要系统简介－－专设安全设施系统辅助给水系统正常功能为失去主给水供应时向SG二次侧提供给水的后备系统。在下列情况下可代替主给水系统ARE：反应堆启动和升温；热停堆；向冷停堆过渡，投运之前。

此外，的电动泵用于二次侧的充水和保持水位（初次充水和冷停堆后的再充水），ASG的除氧器装置用于向ASG和REA系统的贮水箱供应除盐、除氧水。

安全功能当正常给水系统之一失效时，ASG投入运行，以排除堆芯余热，直到达到RRA可投运的状态为止。余热通过GCT排放。

核电站主要系统简介－－废物处理系统

废气处理系统废液处理系统硼回收系统固体废物处理系统

核岛废液排放系统

核电站主要系统简介－－废物处理系统废气处理系统废气处理系统用以处理在电站正常运行工况和预计运行事件中产生的废气。

001BA001CO002CORPE含氢废气N2DVNDVN028VY图1含氢废气处理流程图007BA006BA005BA003BA004BA002BA029VYN2核电站主要系统简介－－废物处理系统废液处理系统（TEU）废液处理系统TEU为从核岛排气和疏水系统RPE来的不可复用的废液（包括工艺废水，地面废水和化学废水）提供独立的前端贮存、检测和处理。TEU将使高放废液与低放废液分开处理，低放废液可经过滤后直接向TEP排放，而高放废液则加以浓缩，除盐浓缩液送往固体废物处理系统（TES）固化和装桶。

本系统包括下列六个单元：前贮存单元、化学中和单元、蒸发净化单元、除盐净化单元、过滤净化单元、监测排放单元。

核电站主要系统简介－－废物处理系统硼回收系统（TEP）净化（过滤）除气再利用水贮存硼酸贮存监测排气(TEG)水监测气体排放图1TEP原理图前置贮存中间贮存槽监测监测蒸发分离硼、水收集硼

接收化学和容积控制系统（RCV）的下泄流，直接除硼；接收来自核岛疏水和排气系统（RPE）的一回路含氢冷却剂，为反应堆冷却剂排水提供足够的贮存容积；

处理收集的废液并分离为水和硼酸，以供一回路复用；核电站主要系统简介－－废物处理系统固体废物处理系统

TES系统的功能是收集两台机组产生的放射性固体废物，对废物暂时贮存使其进行放射性衰变，压实可能压缩的固体废物，将废物封装在混凝土容器或金属桶中。

核电站主要系统简介－－废物处理系统核岛废液排放系统（TER）

TER系统对废液进行监测，有控制地向海洋排放，在重要厂用水系统（SEC）终端的排水沟处，按照向环境排放的标准要对废液进行稀释。它具有以下几个方面的功能：罐式收集来自核岛机组的废液和下列系统的放射性废液：废液在罐内混匀、取样、监测有控制地通过安全厂用水系统（SEC）和海水循环水系统（CRF）的排水终端构筑物CC跌落井稀释后排放。下列情况下暂存放射性废液：环境稀释能力不足；极特殊情况下核岛产生废液量超过处理系统正常处理能力或废液处理系统（TEU）不能使用时存TEU系统贮存废液；取样分析或辐射监测系统（RRT）检测的排放废液超过正常放射性水平。将超正常排放放射性水平的废液输送至废液处理系统（TEU）处理。监测排放废液的放射性水平和测量排放容积。核电站主要系统简介－－其它系统核仪表系统核芯测量系统反应堆控制调节系统反应堆保护系统核岛氮气分配系统核电站主要系统简介－－核仪表系统核仪表系统

连续监测反应堆功率、功率水平的变化及反应堆轴向功率分布。为此，核仪表系统（RPN）由设置在反应堆压力容器周围的一系列探测器进行中子注量率测量，并对测得的各种模拟信号予以显示，给操纵员提供在装料、启动、功率运行及停堆等反应堆状态下中子注量率信息。通过功率测量通道所得信号计算，可监测反应堆径向功率的倾斜和轴向的功率偏差。向功率调节系统、反应堆保护系统提供功率量程范围内中子注量率信息。它在安全方面的作用是通过功率量程测量通道高中子注量率和中子注量率变化率高信号触发反应堆紧急停闭。核电站主要系统简介－－核芯测量系统核芯测量系统（RIC）

堆内温度测量堆芯中子通量分布测量压力容器内液位测量核电站主要系统简介－－反应堆控制调节系统

反应堆控制调节系统

稳态运行时，维持主要参数尽可能接近核电厂设计所要求达到的最优值，使电厂的输出功率维持在所要求的范围内。使NSSS系统能适应正常运行的各种瞬态工况，根据电网的要求和运行上的需要，改变系统的运行状态。在运行的瞬态或设备故障时，保持电厂主要参数在所允许的范围内，以尽可能减少反应堆保护系统的动作。核电站主要系统简介－－反应堆保护系统反应堆保护系统

反应堆保护系统（RPR）是指由所有电器件、机械器件和线路（从传感器一直到执行机构的输入端）组成的产生保护信号的系统，它必须满足以下要求：能自动触发有关的系统（需要时包括停堆系统）动作，以保证发生预计运行事件时，核电厂的主要参数不超过规定的限值；能检测事故工况并触发为减轻这些事故工况后果所需的系统动作；能抑制控制系统的不安全动作。核电站主要系统简介－－核岛氮气分配系统（RAZ）核岛氮气分配系统（RAZ）

对安全注入系统的安注箱加压；维持某些贮罐的惰性气层；在停堆期间形成蒸汽发生器保养用的非氧化性惰性气层和进行除气器的氮气保养；保证在反应堆停堆期间反应堆冷却剂系统在惰性气层下进行疏水；

在排除气体裂变产物期间保证某些容器的换气；2.2核反应堆建造的安装工程知识

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