核电知识-培训讲义(熊志锋)

湖北省电力建设第二工程公司工程管理部二○一六年三月核电知识熊志锋目录一、核能发电概述二、压水堆核电厂三、核电厂的建造四、核电厂的调试及营运一、核能发电概述核能发电在能源结构中的作用核电厂的工作原理反应堆物理核电厂的核岛核电厂的常规岛核电厂配套设施核反应堆（核电站）类型1、核能发电在能源结构中的作用

1）核电占比

发电装机容量2015年合计151000万千瓦2016年合计16100万千瓦2016年新增10000万千瓦水电21.2%31937330001063火电65.6%990211038504829风电8.6%13000150002000光电2.9%443457001266核电1.7%26083450842发电量2015年合计56184亿千瓦时水电20%11143火电73%40972风电3%1851光电1%528核电3%16902）核能发电在能源结构中的作用

相对于其它清洁能源或可再生能源(水电、风电、太阳能发电、生物质能发电等)，核能发电不受气候、季节的影响，发电规模大，厂址可接近负荷中心，可12~24月持续稳定运行，因此核能发电在改善电力结构，保证电力安全，支持工农业发展等方面都是一个重要的因素。

70%以上的水力资源分布在西南；近80%煤炭储量分布在北方，其中大部分又集中在山西、内蒙古、陕西、宁夏四个省区；大部分天然气贮藏在西北。东南沿海人口密集、经济发达、工业集中，致使北煤南运、西电东输、西气东送，加剧了运量紧张和资源损耗。

目前，全世界共有在运核电机组438座、在建核电机组70座，核能发电量约占全球总发电量的12%。全世界核电运行经验已超15660堆年，在运核电机组的平均年龄超过“28岁”。

我国大陆共有22座核电机组在运行，装机容量1911万千瓦;有26座在建，装机容量2860万千瓦，核电发电量约占总发电量的2%。

值得一提的是，核电对环境影响最小，它既能满足能源需求，同时又是抑制日益增长的空气污染和温室气体排放问题的有效解决办法之一。比较百万千瓦级的火电厂和核电站每年向大气排放的有害物质，火电厂排放二氧化碳约为600万吨、二氧化硫约为5.8万吨、氮氧化合物约为3.8万吨，而核电是零排放。因此，核电是清洁的环保的能源。

另外，从经济方面来说，虽然核电的前期投资大，约是煤电的2.5倍，但是核电站投入运行后，1公斤的铀全部裂变所释放出的裂变能，大约相当于2400吨煤或2000吨石油燃烧所释放出的能量。一座百万千瓦的火电厂一年需要300万吨标准煤，而核电站只需要几十吨低浓缩铀原料。因此，核电是一种经济能源。

大陆核电安全可靠稳定运行20多年。除了可再生能源外，核电将是我国替代煤电、改善电力结构的重要方式。2、核电厂的工作原理

核电厂由核岛（NI）、常规岛（CI）和核电厂配套设施（BOP）组成。核岛的主要部分是核蒸汽供应系统（NSSS），其中包括核反应堆本体和冷却剂循环系统。核反应堆内装载有进行核裂变链式反应的核燃料，核反应所产生的热量由反应堆冷却剂带走，并产生（或形成）蒸汽，以驱动汽轮发电机组发电。

迄今为止，所有核电厂的反应堆都是运用核裂变反应释放核能的。

1）核裂变

核裂变反应是指可裂变的重原子核（例如铀和钚），吸收中子后，分裂为两个或两个以上的碎片、形成新的、较轻的原子核，并释放能量。目前已发现了约30多种不同裂变方式，即有60多种裂变碎片，质量数大多分布在72~158之间。

核反应式：U+n→X1+X2+υ•n+E

式中的U表示可裂变核；n是中子；X1、X2分别代表两个裂变碎片核；υ表示每次裂变平均放出的次级中子数；E代表每次裂变过程中所释放的能量。

可裂变核素一般都是质量数大的重核。目前最重要的可裂变核素为233U、235U、239Pu及238U、232Th等。当用任意能量的中子轰击时，都能引起原子核裂变的可裂变核素，称易裂变核素（233U、235U、239Pu）。只有用能量大于1MeV的中子去轰击时，才会产生裂变反应的的可裂变核素，称不易裂变核素（238U、232Th）。在自然界中，235U是唯一的易裂变核素，其在天然铀中的含量仅占0.7%，其余占99.3%的是不易裂变的238U。某些基核（238U、232Th）在俘获中子后，经过放射性衰变会生产新的人工易裂变核素。238U俘获一个中子后，经两次β衰变，最终变成人工易裂变核素239Pu，反应式为。232Th俘获一个中子后，经两次β衰变，最终变成人工易裂变核素233U，反应式为。

2、核电厂的工作原理

1）核裂变

2、核电厂的工作原理

2）核聚变

核聚变反应是指两个轻原子核结合成一个较重的原子核的核反应。由于轻原子核中核子的平均结合能比中等质量数原子核核子的平均结合能要小，轻核聚合成较重的原子核时将释放出能量。

通常我们指的核聚变反应是氘和氚在极高的温度下（约1亿K），通过核聚变，生成较重的原子核，同时释放出能量。对聚变能开发最有意义的是氘氘反应和氘氚反应，即

氘氘反应产生一个中子或一个质子的概率各约50%。这一过程中释放出的能量称核聚变能。每消耗一个核可生产4.9MeV的能量。如果计及D-3He聚变，则为7.2MeV。单位质量核聚变反应所放出的能量三倍于核裂变反应所放出的能量。

正是基于核聚变上述特性，国际上正在积极研究开发可控核聚变装置，以利用核聚变能生产电能，生产裂变燃料，并利用聚变堆高温包层生产载能工质氢。

3、反应堆物理

1）反应堆堆芯由一个一个栅格组成。

对于压力容器式的反应堆，每个栅格由燃料组件、可燃毒物组件等组成（部分栅格还有控制棒组件、中子源组件）。在这些组件的空间充有作为慢化剂和冷却剂的水，形成反应堆内能进行链式反应的区域。

对于压力管式的反应堆，每个栅格由燃料组件、压力管组成。在压力管内充有冷却剂，以带走链式反应所产生的裂变能；在压力管外包围有慢化剂（例如重水堆为重水，石墨堆为石墨）；所有栅格的集合构成堆芯；堆芯还有专门的控制棒管道，用以控制链式反应。

2）反应堆控制

通过控制反应性来控制堆芯的链式反应，从而控制反应堆的运行。四种方式：中子吸收法、改变中子慢化性能法、改变燃料含量法、中子泄漏法。

4、核电厂的核岛（NI）

核岛系核蒸汽生产的系统、设备和厂房的总称。它包括核蒸汽供应系统、核辅助系统、核专设安全设施、核岛的其它配套设施。

核蒸汽供应系统指核电厂中汽轮机进汽阀之前的部分，一般为反应堆本体、一次冷却剂系统、以及支持一次冷却剂系统正常运行和保证反应堆安全的主要核辅助系统的总称。

5、核电厂的常规岛（CI）

常规岛系将核蒸汽转换为电能的系统、设备和厂房的总称。它包括汽轮发电机组、蒸汽系统、凝结水及给水系统、发变电系统、循环冷却水系统。

1）核汽轮机

核汽轮机通常指用于水冷堆（压水堆、沸水堆、重水堆）核电厂的饱和蒸汽（新蒸汽含微量水分）汽轮机。新蒸汽压力5~7MPa，湿度0.4%~0.5%（沸水堆、重水堆），湿度<0.2%（沸压水堆）。

核汽轮机可用比焓降仅为常规高温高压火电机组（压力16~17MPa，温度500~550℃）的60%左右，故核汽轮机新蒸汽的质量流量为同功率常规火电机组的170%~190%，新蒸汽的体积流量为常规火电机组的250%~350%，排汽体积流量为常规火电机组的165%~175%。

高压缸和低压缸之间设置汽水分离再热器，作为机外去湿装置，使进入低压缸的蒸汽具有一定的过热度。此外，核汽轮机还采用相应去湿装置。5、核电厂的常规岛（CI）

2）二回路系统

较常规火电厂汽水系统，二回路系统具有以下特点：

a.设置主蒸汽隔离阀，要求能快速关闭，关闭时间不得超过5s；

b.设置蒸汽旁路排放系统，用以平衡反应堆与汽轮机之间的瞬态功率差。最大旁排能力达到85%；

c.设置凝结水净化系统，以保证进入蒸汽发生器的水质；

d.设置蒸汽泄漏收集系统及凝汽器抽气收集系统，经放射性检测后，通过烟囱排放。

6、核电厂配套设施（BOP）

核电厂配套设施（BOP）主要指核电厂运行的支持性设施，如水厂、无离子水制备、气体制备和供应（如压缩空气及其它工艺用气）、废物处理和储存、实体保卫及应急控制中心，以及化验室和环境监察站等。

7、核反应堆（核电站）类型

1)根据引发核裂变的中子能谱的能量，反应堆可分为热中子反应堆和快中子反应堆（仅日本）两大类。

热中子反应堆可根据冷却剂和慢化剂的种类分成轻水堆、重水堆、石墨气冷堆（英国-70年代后期不在兴建）、石墨水冷堆（苏联-切尔诺贝利事故后停止兴建）。

轻水堆可分为压水堆和沸水堆两大类。压水堆经蒸汽发生器产生核蒸汽，沸水堆直接在反应堆内产生核蒸汽。

7、核反应堆（核电站）类型

2)核电站类型

第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆(lightwaterreactors,LWR)核电站。如美国的希平港(ShippingPort)压水堆(pressurized-waterreactor,PWR)、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boilingwaterreactor,BWR)以及英国的镁诺克斯石墨气冷堆(Magnox)等。

第二代（GEN-Ⅱ）核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如美国、欧洲、日本的轻水堆LWR(PWR/BWR)、加拿大/印度的坎杜重水堆(CANDU)、苏联的压水堆(6回路的VVER-440、4回路的VVER-1000)/压力管式石墨慢化沸水反应堆(RBMK)等。

第三代（GEN-Ⅲ）是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如美国GE公司开发的先进的沸水堆（advancedboilingwaterreactors,ABWR）、美国ABB-CE公司开发的系统80+、美国西屋公司开发的AP600/AP1000、法国法马通公司和德国西门子公司联合开发的欧洲压水堆(Europeanpressurizedreactor,EPR)、日本三菱公司开发的APWR、APWR+、韩国开发的APR-1400等。

第四代（GEN-Ⅳ）是待开发(未来反应堆)的核电站。选择了在能源可持续性、经济竞争性、安全和可靠性以及防扩散和外部侵犯能力方面最具前景的6种未来核反应堆系统。选定的6种核反应堆系统中有2种高温气冷堆(气冷快中子堆反应系统GFR、超高温气冷堆系统VHTR)，2种液态金属冷却堆（钠冷快中子反应堆系统SFR和铅冷快中子反应堆系统LFR），1种超临界水冷反应堆系统SCWR和1种熔盐反应堆系统MSR。6种系统中有4种是快中子堆，5种采取的是闭合燃料循环，并对乏燃料中所含全部锕系元素进行整体再循环。

7、核反应堆（核电站）类型

3)中国核电站类型

a.第二代（GEN-Ⅱ）核电站

引进法国技术核电站-压水堆PWR：M310，如深圳大亚湾核电站（2╳984MW）；

自主研发中国技术核电站-压水堆PWR：M310改，如广东岭澳核电站（一期2╳990MW）、福建福清核电站（一期2╳1000MW）；

自主研发中国技术核电站-压水堆PWR：CPR1000，如广东岭澳核电站（二期2╳1000MW）、辽宁红沿河核电站（一期4╳1000MW）、福建宁德核电站（一期4╳1080MW）、浙江秦山核电厂扩建方家山工程（2╳1000MW）、广东阳江核电站（一期4╳1000MW）、广西防城港核电站（一期2╳1080MW）；

引进加拿大技术核电站-坎杜重水堆PHWR：CANDU600，如浙江秦山核电站（三期2╳728MW）；

自主研发中国技术核电站-压水堆PWR：CNP300，如浙江秦山核电站（一期1╳300MW）；

自主研发中国技术核电站-压水堆PWR：CNP600，如浙江秦山核电站（二期2╳650MW）、浙江秦山核电站（二期扩建2╳650MW）、海南昌江核电站（一期2╳650MW）；

b.第三代（GEN-Ⅲ）核电站

引进俄罗斯技术核电站-压水堆WWER：AES-91，如江苏田湾核电站（一期2╳1060MW）；

引进法国技术核电站-压水堆PWR：EPR，如广东台山核电站（一期2╳1700MW）；

引进美国技术核电站-压水堆PWR：AP1000，如浙江三门核电站（一期2╳1250MW）、山东海阳核电站（一期2╳1250MW）、湖南桃花江核电站（一期2╳1250MW）、湖北咸宁核电站（一期2╳1250MW）、江西彭泽核电站（一期2╳1250MW）、广东陆丰核电站（一期2╳1250MW）、吉林靖宇核电站（一期4╳1250MW）；

c.第四代（GEN-Ⅳ）核电站

自主研发中国技术核电站-高温气冷堆HTR：，如山东石岛湾核电站（一期1╳200MW）；7、核反应堆（核电站）类型

4)压水堆

压水堆核电厂有3个独立的冷却系统，见图1.1-3。其中一次冷却系统，又称反应堆冷却剂系统/一回路主系统，导出反应堆中核裂变所产生的能量，在蒸汽发生器中产生蒸汽。通过二次冷却剂循环系统/二回路系统将蒸汽送到汽轮机入口，驱动汽轮机发电,汽轮机排出的余汽，经凝汽器由第三个冷却系统(循环水冷却系统)带走。在正常运行时，其中仅反应堆冷却剂系统带有放射性。7、核反应堆（核电站）类型

4)压水堆

西屋型反应堆系统可由两个、三个或四个环路组成，每个环路设置一台蒸汽发生器、一台主冷却剂泵、分别与反应堆压力容器的出口和进口管嘴相连接，在一个环路上设有稳压器，以维持反应堆冷却剂系统的压力。标准的西屋型压水堆核电厂按30万kW一个回路进行设计，60万kW两个回路、100万kW三个回路、120~150万kW四个回路。

a.反应堆压力容器

7、核反应堆（核电站）类型

4)压水堆

b.蒸汽发生器

蒸汽发生器由筒体、传热管束、汽水分离装置组成。筒体由两段不同直径的圆筒组成，一个锥形的筒将他们连接。上筒体内装有汽水分离装置和给水管组件，主蒸汽出口接管位于顶部中央。下筒体直径较小，装有传热管束及有关部件，其下端与管板连接。下封头为反应堆冷却剂的进出口。二次侧产生的蒸汽先经上筒体的旋流分离器，由离心力将水排出；然后经蒸汽干燥器进一步分离水分。经二级分离后，出口蒸汽干度可提高到99.75%以上。7、核反应堆（核电站）类型

4)压水堆

c.主冷却剂泵

7、核反应堆（核电站）类型

4)压水堆

d.稳压器

稳压器底部设有电加热器，顶部设有喷淋装置，用以控制稳压器的压力。

7、核反应堆（核电站）类型

5)沸水堆

沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核动力堆。

7、核反应堆（核电站）类型

5)沸水堆

上图示出沸水堆核电厂的流程，来自汽轮机系统的给水进入反应堆压力容器后，沿堆芯围筒与容器内壁之间下降，在喷射泵的作用下进入堆下腔室，然后折而向上流经堆芯，在堆芯吸收裂变能，并部分气化。汽水混合物在堆芯上部汽水分离器内，将水分离出来，沿环形空间下降，与给水混合；蒸汽则经上部干燥器后出堆，蒸汽压力约7MPa，干度不小于99.75%。该蒸汽直接通往汽轮发电机组，做功发电；汽轮机乏汽经冷凝器冷凝后，经净化、会热系统加热，再由给水泵送入反应堆压力容器，形成闭合循环。给水泵的作用是使对内形成强迫循环，其进水取自循环空间底部，升压后，再送入反应堆压力容器内，成为喷射泵的驱动流。通常在沸水堆内设置16-24台喷射泵。

a.沸水堆反应堆组装

堆芯主要由核燃料组件、控制棒及中子测量装置等组成。沸水堆内的燃料组件为正方形有盒组件，组件内燃料排列成7╳7或8╳8栅阵。棒外径约12.3mm，高约4.1m，其中活性段约3.8m。燃料芯块的平均富集度为2%~3%的UO2，在若干芯块中加入Gd2O3可燃毒物，以补偿燃耗反应性亏损，并展平堆芯注量率分布，燃料包壳材料和组件盒均为Zr-4合金。堆芯总的燃料组件数约为800个。7、核反应堆（核电站）类型

5)沸水堆

a.沸水堆反应堆组装

7、核反应堆（核电站）类型

5)沸水堆

7、核反应堆（核电站）类型

6)重水堆

重水堆是以重水作为慢化剂的反应堆。重水的中子吸收截面小，慢化性能好，中子利用率高，故重水堆可直接利用天然铀作核燃料。加拿大开发和建造的坎度（CANDU）型重水堆核电厂，以重水作为慢化剂和冷却剂，反应堆采用压力管式的排管容器，燃料通道（冷却剂通道）横向布置，控制棒通道纵向布置，并采用不停堆换料，是当前世界上技术比较成熟的核电厂堆型之一。7、核反应堆（核电站）类型

6)重水堆

7、核反应堆（核电站）类型

6)重水堆

a.反应堆组件

7、核反应堆（核电站）类型

6)重水堆

a.反应堆组件

7、核反应堆（核电站）类型

6)重水堆

a.反应堆组件

7、核反应堆（核电站）类型

7)石墨水冷堆

7、核反应堆（核电站）类型

7)石墨水冷堆

7、核反应堆（核电站）类型

8)气冷堆-MAGNOX型

7、核反应堆（核电站）类型

8)气冷堆-改进型

7、核反应堆（核电站）类型

9)高温气冷堆

7、核反应堆（核电站）类型

9)高温气冷堆

7、核反应堆（核电站）类型

10)快中子增殖堆

7、核反应堆（核电站）类型

10)快中子增殖堆

二、压水堆核电厂压水堆核电厂概述压水堆核电厂反应堆压水堆核电厂主要系统压水堆核电厂关键设备压水堆核电厂控制、仪表和电气压水堆核电厂建、构筑物1、压水堆核电厂概述

1）压水堆核电厂核能发电基本原理

压水堆全称为加压轻水慢化冷却反应堆。压水堆核电厂的反应堆采用普通高纯水作慢化剂和冷却剂，低富集度的二氧化铀（UO2）为核燃料。为了把反应堆的出口水（普通高纯水）温提高到300℃左右，必须将压力提高到14~16MPa左右，以防止沸腾。所以称这类型的反应堆为加压水反应堆，简称压水堆。

在压水堆核电厂中，反应堆的作用是进行核裂变，将核能转化成热能，高纯水作为冷却剂流经堆芯将堆内释放的热量通过反应堆冷却剂管道传到蒸汽发生器，在那里传递给二次侧的给水（二回路工质），使其成为饱和蒸汽。冷却剂在蒸汽发生器中被冷却后由主冷却剂泵打回反应堆重新加热，形成一个封闭的吸热和放热的循环流动过程，这个冷却剂循环回路称为一回路，也是核蒸汽供应系统（NSSS）的主要部分，其功能是冷却堆芯并带走热量。由于一回路的主要设备是反应堆，所以通常将一回路及其辅助系统和厂房统称为核岛（NI）。

二回路工质（汽轮机工质）给水在蒸汽发生器中被加热成饱和蒸汽后进入汽轮机膨胀做功，将热能转变为机械能，带动发电机发电，把机械能转换为电能。做完功的蒸汽被排入凝汽器，由循环冷却水进行冷却，凝结成水后由凝结水泵送入加热器预加热，再经由给水泵输入蒸汽发生器重新加热，完成了汽轮机工质的封闭循环，此汽轮机工质循环回路被称为二回路。二回路系统功能与常规蒸汽动力装置基本相同，所以将它及其辅助系统和厂房统称为常规岛（CI）。

综上所述，核能发电实际上是核能→热能→机械能→电能的能量转换过程。其中热能→机械能→电能的能量转换过程与常规火力发电厂的工艺过程基本相同，只是设备的技术参数略有不同。核反应堆的功能相当于常规火电厂的锅炉系统，只是由于流经堆芯的反应堆冷却剂带有放射性，不宜直接送入汽轮机，所以压水堆核电厂比常规火电厂多一套动力回路（冷却剂循环回路）。

1、压水堆核电厂概述

1）压水堆核电厂核能发电基本原理

1、压水堆核电厂概述

2）压水堆核电厂系统构成

a.核岛系统

一回路系统通常由并联到反应堆的2~4条相同的传热环路组成。发应堆外壳是一个耐高压容器，被称为压力容器或压力壳，堆芯安装在其内部。每一条环路有一台反应堆冷却剂泵，一台蒸汽发生器和相应的反应堆冷却剂管道，与反应堆构成一条封闭的回路。整个一回路的运行压力由一台与其中一条环路热段连接的稳压器来维持，并控制其可能发生的压力波动。系统作为压力边界提供了一个防止在反应堆里产生的放射性释放的屏障，并用来确保在核电厂整个寿命期内的完整性。

此外，核岛系统还包括一些安全系统和辅助系统。按照功能大体分为以下四类：

专设安全系统——在反应堆发生大量失水事故时可以自动投入，阻止事故的进一步发展扩大，保护反应堆的安全，同时防止放射性物质向大气环境扩散。专设安全系统包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、安全壳大气监测系统和安全壳隔离系统。

核辅助系统——保证反应堆和一回路正常启动、运行和停堆。核辅助系统主要包括化学和容积控制系统、发应堆硼和水补给系统、蒸汽发生器排污系统、核取样系统、核岛疏水排气系统、余热排出系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、硼回收系统、设备冷却水系统、核燃料装卸、运输和储存系统等。

三废处理系统——回收和处理放射性废物以保护和监测环境。三废处理系统主要包括废气处理系统、废液处理系统、固体废物处理系统、核岛污水回收系统、放射性洗衣房系统等。

电厂辅助系统——包括采暖空调系统、水处理系统、压缩空气系统等常规系统。

1、压水堆核电厂概述

2）压水堆核电厂系统构成

b.常规岛系统

常规岛系统可划分为汽轮机回路、循环冷却水系统、电气系统。

汽轮机回路——主要设备有汽轮机、汽水分离再热器、凝汽器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、主给水泵、高压加热器等。蒸汽发生器的出口饱和蒸汽进入汽轮机带动发电机发电，然后排入凝汽器，在凝汽器中由循环冷却水冷凝成凝结水，凝结水由凝结水泵经低压加热器加热后送入除氧器进行除氧，再由给水泵经高压加热器加热后输入蒸汽发生器作为给水产生蒸汽循环使用。由于蒸汽发生器传热管将一、二回路隔离开，这个汽水循环回路中的水和蒸汽是不带放射性的。高、低压加热器的加热热源分别由汽轮机的高压缸和低压缸中间级抽汽提供。由于汽轮机的进口蒸汽为饱和蒸汽，高压缸的排汽含有较多水分，为防止或降低蒸汽对汽轮机叶片的冲蚀作用，在高压缸和低压缸之间设置了汽水分离再热器，以分离高压缸排汽中的水分，并使进入低压缸的蒸汽变为微过热蒸汽。为了在汽轮机大负荷瞬间变化或汽轮机紧急跳闸时使反应堆能维持适当负荷，不至于停堆，另外设置了蒸汽旁路系统。主蒸汽可由主蒸汽汽联箱直接通往凝汽器和除氧器或直接排向大气。

循环冷却水系统——亦称三回路，其主要功能是向凝汽器供给冷却水，确保汽轮机凝汽器的有效冷却。对应滨海核电厂，该系统是个开放式回路，循环水从海中抽取，流经凝汽器管路后，循环水又流回海里。对于内陆核电厂，循环冷却水可以是封闭循环，通过冷却塔向大气排放热量。

电气系统——包括发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器等。发电机出线电压经主变压器升压后与主电网相连。在正常运行时整个厂用设备的配电设备由发电机的出线经过厂用变压器降压供电，当发电机停机时，则由主电网经过主变压器反向供电。若此时主电网失电，则由另一外部电网经过辅助变压器向厂内供电。当上述电源均不可用时，则由备用的柴油发电机组向厂内应急设备供电，以保障核电厂设备的安全。1、压水堆核电厂概述

2）压水堆核电厂系统构成

c.厂房布置

核电厂根据厂址条件一般布置一台至数台核电机组以及与核电机组有关的辅助厂房、附属厂房及公用建筑物，通常分为核岛（NI）、常规岛（CI）和电厂配套设施（BOP）三部分。

核岛主要厂房——主要包括发应堆厂房、燃料厂房、核辅助厂房、电气厂房等。ⅰ.反应堆厂房又称安全壳，是一个带有准球形或半球形穹顶的圆柱形预应力钢筋混凝土结构，内表面有安全壳钢衬里，可承受绝对压力0.5~0.6MPa的内压。反应堆和其它一回路主要设备（反应堆冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器等）以及部分专设安全系统和核辅助系统设备均布置在安全壳内。ⅱ.燃料厂房是一个平顶方形混凝土结构，内部主要有乏燃料水池，用以储存从堆芯中卸出的乏燃料。厂房背面紧邻换料水箱，存有反应堆换料操作所需的含硼水。ⅲ.核辅助厂房呈矩形，主要用于布置核辅助系统（包括化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统等）、废物处理系统及部分专设安全系统。ⅳ.电气厂房位于反应堆厂房核汽轮机厂房之间，内部布置有主控制室和各种仪表控制系统及供配电设备。此外，蒸汽发生器的蒸汽管道和给水管道也穿过该厂房，使核岛和常规岛构成一个整体。ⅴ.除上述主要厂房外，核岛还包括柴油发电机厂房、连接厂房、辅助给水储存箱等。

常规岛主要厂房——主要由汽轮机厂房、辅助间、联合泵站等组成。ⅰ.汽轮机厂房容纳二回路及其辅助系统的主要设备，包括汽轮机、发电机、凝汽器、加热器、除氧器、凝结水泵、给水泵等。ⅱ.相邻的辅助建筑物还有通风间、润滑油传送间、变压器区等。ⅲ.联合泵站位于循环冷却水的取水口处，内部主要设置循环水泵和旋转滤网，为汽轮机组的冷凝器提供冷却水源。

电厂配套设施——数目较多，它们既不属于核岛也不属于常规岛，有些甚至于核岛、常规岛系统之间没有直接联系（如全厂安保系统），但又是保证核电厂正常安全运行必不可少的组成部分。电厂配套设施主要包括检修车间、现场实验室、废物辅助厂房、除盐水生产车间、主开关站等。

2、压水堆核电厂反应堆

1）压水堆核电厂反应堆概况

a.反应堆功能

反应堆是核电厂的主体，堆芯是反应堆的核心，核燃料在其中实现持续可控链式裂变反应，释放出裂变热。载热剂（也称为冷却剂）将热带出堆芯，加热二回路水产生蒸汽推动汽轮发电机发电。

2、压水堆核电厂反应堆

1）压水堆核电厂反应堆概况

b.反应堆本体主要设备

主要包括反应堆压力容器、堆内构件、堆芯部件、控制棒驱动机构、堆内测量系统。

2、压水堆核电厂反应堆

1）压水堆核电厂反应堆概况

b.反应堆本体主要设备

2、压水堆核电厂反应堆

1）压水堆核电厂反应堆概况

b.反应堆本体主要设备

2、压水堆核电厂反应堆

1）压水堆核电厂反应堆概况

b.反应堆本体主要设备

2、压水堆核电厂反应堆

1）压水堆核电厂反应堆概况

b.反应堆本体主要设备

2、压水堆核电厂反应堆

1）压水堆核电厂反应堆概况

c.反应堆辅助设备

主要包括反应堆压力容器支撑、反应堆压力容器金属保温层、堆顶结构。

2、压水堆核电厂反应堆

1）压水堆核电厂反应堆概况

c.反应堆辅助设备

2、压水堆核电厂反应堆

1）压水堆核电厂反应堆概况

c.反应堆辅助设备

2、压水堆核电厂反应堆

1）压水堆核电厂反应堆概况

c.反应堆辅助设备

3、压水堆核电厂主要系统

主要包括反应堆冷却剂系统、专设安全设施系统、核辅助系统、二回路核蒸汽系统、电厂辅助系统、放射性废物处理系统、常规岛主要工艺系统等

1）压水堆核电厂反应堆冷却剂系统

反应堆冷却剂系统保证导出堆芯裂变热，使反应堆安全运行，并作为核电厂第二道安全屏障的主要系统。系统内的主要设备包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、主管道等。

a.反应堆冷却剂系统功能b.反应堆冷却剂系统设计基准和安全准则

3、压水堆核电厂主要系统

1）压水堆核电厂反应堆冷却剂系统

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

主要包括安全壳注入系统、安全壳喷淋系统、蒸汽发生器辅助给水系统、安全壳氢浓度控制和空气监测系统、安全壳隔离系统等。

a.安全壳注入系统

安全壳注入系统（简称安注系统）是压水堆核电站重要的专设安全设施之一。专设安全设施是核电厂安全纵深防御措施的第三道工程技术措施，它能在“设计基准事故”的温度和压力条件下保持良好的技术性能。在发生使反应堆冷却剂系统丧失功能的事故工况下，安注系统提供冷却核燃料的手段，其作用在于限制燃料的损伤和由此产生的裂变产物的释放。

主要功能：

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

a.安全壳注入系统

辅助功能：

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

a.安全壳注入系统

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

b.安全壳喷淋系统

安全壳喷淋系统（简称安喷系统）是压水堆核电站重要的专设安全设施之一。

安喷系统的作用:是在事故工况[失水事故（LOCA）或安全壳内主蒸汽管道破裂]下，自安全壳穹顶向下向安全壳内喷淋冷水，以降低安全壳内大气的压力和温度，从而保证压水堆核电厂第三道安全屏障——安全壳的完整性。

此外，为了有效降低发生LOCA事故后安全壳内气载放射性水平、调节喷淋液的pH值，在喷淋液中需添加氢氧化钠（NaOH）/磷酸酸钠（Na3PO4）/联氨溶液作为喷淋液的添加剂。

安喷系统的设计准则：

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

b.安全壳喷淋系统

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

c.蒸汽发生器辅助给水系统

蒸汽发生器辅助给水系统（简称辅助给水系统）是压水堆核电站重要的专设安全设施之一，同时也作为核蒸汽供应系统（NSSS）的辅助系统，兼有部分正常给水功能。

主要功能：

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

c.蒸汽发生器辅助给水系统

辅助功能：

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

c.蒸汽发生器辅助给水系统

设计原则：

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

c.蒸汽发生器辅助给水系统

设计原则：

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

c.蒸汽发生器辅助给水系统

设计原则：

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

c.蒸汽发生器辅助给水系统

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

d.安全壳氢浓度控制和空气监测系统

主要包括反应堆厂房大气化学监测子系统、保健物理监测子系统、物理监测子系统。

ⅰ.反应堆厂房大气化学监测子系统

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

d.安全壳氢浓度控制和空气监测系统

ⅱ.安全壳试验子系统

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

e.安全壳隔离系统

安全壳隔离系统功能

3、压水堆核电厂主要系统

2）压水堆核电厂专设安全设施系统

e.安全壳隔离系统

安全壳隔离系统设计原则

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

主要包括化学和容积控制系统、余热排出系统、反应堆硼和水补给系统、硼回收系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、核取样系统等。

a.化学和容积控制系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

a.化学和容积控制系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

b.余热排出系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

b.余热排出系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

b.余热排出系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

b.余热排出系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

c.反应堆硼和水补给系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

c.反应堆硼和水补给系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

c.反应堆硼和水补给系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

d.硼回收系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

d.硼回收系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

e.反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

e.反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

f.核取样系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

f.核取样系统

3、压水堆核电厂主要系统

3）压水堆核电厂核辅助系统

f.核取样系统

3、压水堆核电厂主要系统

4）压水堆核电厂二回路核蒸汽系统

主要包括主蒸汽系统、主给水系统、蒸汽发生器排污系统等

a.主蒸汽系统

3、压水堆核电厂主要系统

4）压水堆核电厂二回路核蒸汽系统

a.主蒸汽系统

3、压水堆核电厂主要系统

4）压水堆核电厂二回路核蒸汽系统

a.主蒸汽系统

3、压水堆核电厂主要系统

4）压水堆核电厂二回路核蒸汽系统

a.主蒸汽系统

3、压水堆核电厂主要系统

4）压水堆核电厂二回路核蒸汽系统

b.主给水系统

3、压水堆核电厂主要系统

4）压水堆核电厂二回路核蒸汽系统

b.主给水系统

3、压水堆核电厂主要系统

4）压水堆核电厂二回路核蒸汽系统

b.主给水系统

3、压水堆核电厂主要系统

4）压水堆核电厂二回路核蒸汽系统

c.蒸汽发生器排污系统

3、压水堆核电厂主要系统

4）压水堆核电厂二回路核蒸汽系统

c.蒸汽发生器排污系统

3、压水堆核电厂主要系统

4）压水堆核电厂二回路核蒸汽系统

c.蒸汽发生器排污系统

3、压水堆核电厂主要系统

4）压水堆核电厂二回路核蒸汽系统

c.蒸汽发生器排污系统

3、压水堆核电厂主要系统

4）压水堆核电厂二回路核蒸汽系统

c.蒸汽发生器排污系统

3、压水堆核电厂主要系统

5）压水堆核电厂电厂辅助系统

主要包括设备冷却水系统、安全厂用水系统、通风系统、消防系统等

a.设备冷却水系统

3、压水堆核电厂主要系统

5）压水堆核电厂电厂辅助系统

a.设备冷却水系统

3、压水堆核电厂主要系统

5）压水堆核电厂电厂辅助系统

b.安全厂用水系统

3、压水堆核电厂主要系统

5）压水堆核电厂电厂辅助系统

b.安全厂用水系统

3、压水堆核电厂主要系统

5）压水堆核电厂电厂辅助系统

c.通风系统

3、压水堆核电厂主要系统

5）压水堆核电厂电厂辅助系统

d.消防系统

3、压水堆核电厂主要系统

6）压水堆核电厂放射性废物处理系统

主要包括气体废物处理系统、液体废物处理系统、固体废物处理系统、废物的贮存和处理等

a.气体废物处理系统

3、压水堆核电厂主要系统

6）压水堆核电厂放射性废物处理系统

主要包括气体废物处理系统、液体废物处理系统、固体废物处理系统、废物的贮存和处理等

a.气体废物处理系统

3、压水堆核电厂主要系统

6）压水堆核电厂放射性废物处理系统

a.气体废物处理系统

3、压水堆核电厂主要系统

6）压水堆核电厂放射性废物处理系统

b.液体废物处理系统

3、压水堆核电厂主要系统

6）压水堆核电厂放射性废物处理系统

b.液体废物处理系统

废液处理原则如下：

3、压水堆核电厂主要系统

6）压水堆核电厂放射性废物处理系统

b.液体废物处理系统

3、压水堆核电厂主要系统

6）压水堆核电厂放射性废物处理系统

c.固体废物处理系统

3、压水堆核电厂主要系统

6）压水堆核电厂放射性废物处理系统

c.固体废物处理系统

3、压水堆核电厂主要系统

6）压水堆核电厂放射性废物处理系统

c.固体废物处理系统

3、压水堆核电厂主要系统

6）压水堆核电厂放射性废物处理系统

d.废物的贮存和处理

主要包括废液排放系统、固体废物暂存等。

3、压水堆核电厂主要系统

6）压水堆核电厂放射性废物处理系统

d.废物的贮存和处理

3、压水堆核电厂主要系统

6）压水堆核电厂放射性废物处理系统

d.废物的贮存和处理

3、压水堆核电厂主要系统

6）压水堆核电厂放射性废物处理系统

d.废物的贮存和处理

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

主要包括常规岛主蒸汽系统、汽水分离再热器系统、常规岛主给水系统、给水加热及除氧系统、蒸汽旁路系统等。

概述

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

概述

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

概述

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

a.常规岛主蒸汽系统

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

a.常规岛主蒸汽系统

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

b.汽水分离再热器系统

概述

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

b.汽水分离再热器系统

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

c.常规岛主给水系统

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

c.常规岛主给水系统

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

d.给水加热及除氧系统

主要包括低压给水加热器系统（低加、凝结水系统、抽汽系统、排气系统、疏水系统）、给水除氧器系统（除氧器、给水再循环系统、抽汽来汽、辅汽来汽、主蒸汽来汽、排气系统、疏水系统）、高压给水加热器系统（低压、中压、高压给水系统、高加、抽汽系统、排气系统、疏水系统）等。

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

d.给水加热及除氧系统

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

d.给水加热及除氧系统

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

d.给水加热及除氧系统

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

d.给水加热及除氧系统

3、压水堆核电厂主要系统

7）压水堆核电厂常规岛主要工艺系统

e.蒸汽旁路系统

三、核电厂的建造核电规程规范核电厂建造各阶段的划分核电工程土建施工核电厂核岛系统安装施工1、核电规程规范《核电厂常规岛焊接工艺评定规程(DLT1117-2009)》《核电厂常规岛焊接技术规程(DLT1118-2009)》《核电工程施工组织设计编制规定(NB/T20121-2012)》《核电工程施工质量评定及交工验收管理规定(NB/T20122-2012)》《核电工程分部分项划分规定(NB/T20123-2012)》《核电档案分类准则及编码规则(NB/T20042-2011)》《压水堆核电厂堆内构件安装及验收技术规程(NB/T20044-2011)》《压水堆核电厂反应堆压力容器安装及验收技术规程(NB/T20045-2011)》《压水堆核电厂蒸汽发生器安装及验收技术规程(NB/T20046-2011)》《压水堆核电厂主管道、波动管及其支撑的安装及验收技术规范(NB/T20047-2011)》《压水堆核电厂核辅助系统管道安装技术规程(NB/T20216-2013)》《核电厂常规岛金属技术监督规程(NB/T25017-2013)》2、核电厂建造各阶段的划分2、核电工程土建施工主要有主体工程土建施工组织及施工准备、反应堆厂房预应力安全壳施工、钢结构施工、预埋件与二次钢结构施工、油漆施工、现场变更与竣工文件、核清洁施工等。

1）主体工程土建施工组织及施工准备

a.项目组织结构

2、核电工程土建施工1）主体工程土建施工组织及施工准备

b.人员组织

2、核电工程土建施工1）主体工程土建施工组织及施工准备

c.材料供应

2、核电工程土建施工1）主体工程土建施工组织及施工准备

d.机械设备管理

2、核电工程土建施工1）主体工程土建施工组织及施工准备

d.机械设备管理

2、核电工程土建施工1）主体工程土建施工组织及施工准备

d.机械设备管理

2、核电工程土建施工1）主体工程土建施工组织及施工准备

e.生产和生活临时建筑

2、核电工程土建施工1）主体工程土建施工组织及施工准备

f.技术文件准备

2、核电工程土建施工1）主体工程土建施工组织及施工准备

g.混凝土及混凝土供应链的准备

2、核电工程土建施工1）主体工程土建施工组织及施工准备

g.混凝土及混凝土供应链的准备

2、核电工程土建施工2）反应堆厂房预应力安全壳施工

2、核电工程土建施工2）反应堆厂房预应力安全壳施工

a.施工层段划分

b.钢筋施工

2、核电工程土建施工2）反应堆厂房预应力安全壳施工

c.模板施工

2、核电工程土建施工2）反应堆厂房预应力安全壳施工

c.模板施工

2、核电工程土建施工2）反应堆厂房预应力安全壳施工

c.模板施工

2、核电工程土建施工2）反应堆厂房预应力安全壳施工

d.混凝土施工

2、核电工程土建施工2）反应堆厂房预应力安全壳施工

d.混凝土施工

2、核电工程土建施工2）反应堆厂房预应力安全壳施工

d.混凝土施工

2、核电工程土建施工2）反应堆厂房预应力安全壳施工

e.安全壳预应力施工

2、核电工程土建施工2）反应堆厂房预应力安全壳施工

e.安全壳预应力施工

2、核电工程土建施工2）反应堆厂房预应力安全壳施工

f.预应力双层安全壳的施工

2、核电工程土建施工2）反应堆厂房预应力安全壳施工

f.预应力双层安全壳的施工

2、核电工程土建施工2）反应堆厂房预应力安全壳施工

f.预应力双层安全壳的施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

a.钢衬里施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

a.钢衬里施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

a.钢衬里施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

a.钢衬里施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

a.钢衬里施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

a.钢衬里施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

a.钢衬里施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

a.钢衬里施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

a.钢衬里施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

a.钢衬里施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

a.钢衬里施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

a.钢衬里施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

b.不锈钢内衬的施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

b.不锈钢内衬的施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

b.不锈钢内衬的施工

2、核电工程土建施工3）钢结构施工

c.钢衬里的焊接

2、核电工程土建施工4）预埋件与二次钢结构施工

a.预埋件的施工

2、核电工程土建施工4）预埋件与二次钢结构施工

a.预埋件的施工

2、核电工程土建施工4）预埋件与二次钢结构施工

b.二次钢结构的施工

2、核电工程土建施工4）预埋件与二次钢结构施工

b.二次钢结构的施工

2、核电工程土建施工4）预埋件与二次钢结构施工

c.预埋件与二次钢结构的质量保证措施

2、核电工程土建施工5）油漆施工

a.腐蚀类型和控制方法

2、核电工程土建施工5）油漆施工

b.油漆涂装的控制

2、核电工程土建施工5）油漆施工

b.油漆涂装的控制

2、核电工程土建施工5）油漆施工

c.附着力测试

2、核电工程土建施工5）油漆施工

d.见证板和参考面

2、核电工程土建施工6）现场变更与竣工文件

a.变更文件的管理

2、核电工程土建施工6）现场变更与竣工文件

a.变更文件的管理

2、核电工程土建施工6）现场变更与竣工文件

a.变更文件的管理

2、核电工程土建施工6）现场变更与竣工文件

b.竣工文件的编制和提交

2、核电工程土建施工6）现场变更与竣工文件

b.竣工文件的编制和提交

2、核电工程土建施工6）现场变更与竣工文件

c.土建/安装竣工状态报告的编制和提交

2、核电工程土建施工7）核清洁施工

a.核清洁的施工范围

2、核电工程土建施工7）核清洁施工

b.核清洁区的施工要求

2、核电工程土建施工7）核清洁施工

c.核清洁施工前的准备工作

2、核电工程土建施工7）核清洁施工

c.核清洁施工前的准备工作

2、核电工程土建施工7）核清洁施工

d.核清洁的施工

2、核电工程土建施工7）核清洁施工

d.核清洁的施工

2、核电工程土建施工7）核清洁施工

d.核清洁的施工

2、核电工程土建施工7）核清洁施工

d.核清洁的施工

2、核电工程土建施工7）核清洁施工

e.质量保证措施

2、核电工程土建施工7）核清洁施工

f.安全保证措施

3、核电厂核岛的安装施工

主要有概况、施工组织与人力动员、安装施工管理等。

1）概况

3、核电厂核岛的安装施工

1）概况

a.核岛安装工程量

3、核电厂核岛的安装施工

1）概况

b.核岛安装工程的施工特点

3、核电厂核岛的安装施工

2）施工组织与人力动员

a.组织建设

3、核电厂核岛的安装施工

2）施工组织与人力动员

b.人力动员曲线

3、核电厂核岛的安装施工

2）施工组织与人力动员

c.人员培训管理

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

a.环吊安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

a.环吊安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

a.环吊安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

a.环吊安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

a.环吊安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

b.主设备安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

c.辅助管道安装

3、核电厂核岛的安装施工

3）安装施工管理

c.辅助管道安装