如何入门当工程师？.ppt

关键设备－－反应堆 关键设备－－蒸气发生器 关键设备－－反应堆冷却剂泵 关键设备－－反应堆冷却剂管道 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。 LC LC LC LC LC LC LC 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。 001 BA 001 CO 002 CO RPE 含氢废气 N2 DVN DVN 028 VY 图1 含氢废气处理流程图 007BA 006BA 005BA 003BA 004BA 002BA 029VY N2 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1 TEP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； * 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