壓水堆核島機械設備設計與建造

A. 出高分,請英語高手幫忙翻譯一些專業化標准英語,一定要有根據,沒有根據請不要發.

IEEE 323 class IE electrical equipment power plant identification standards

HAF 003 nuclear power plant safety requirements for quality assurance

Fan JB 8523 explosion-proof technology

Nuclear Island 0706G9005 Inctive 380V electrical equipment technical specifications book

0706T003 nuclear island equipment, packaging, storage and transport technology

Nuclear Island 0706T105 coating machinery and equipment General technical requirements

0706T502 1E-class electrical equipment seismic qualification test of the technical conditions

Designed EJ/T888 nuclear level General Fan

SD38 grounding electrical equipment technical specification

IE-class nuclear power plant IEEE323 identification standards for electrical equipment

HAF 603 "nuclear power plant safety requirements for quality assurance"

HAF 102 "nuclear power plant design safety requirements"

HAF-J0053 "nuclear equipment seismic qualification test guide"

EJ / T 1039-1996 "Island Nuclear Power Plant Machinery and Equipment Non-destructive testing norms"

EJ / T 886-2006 "General design of nuclear-grade fan"

JB / T 4292-1991 "coil technical conditions"

HAF 603 "nuclear power plant safety requirements for quality assurance"

JB/T5146.1-1991 "air-conditioning with humidifier type and basic parameters"

JB/T5146.3-1991 "air-conditioning with humidifier performance test methods"

HAF003 nuclear power plant safety requirements for quality assurance

RCC-P French 900,000 kilowatts of PWR nuclear power plant system design and construction regulations (1991 fourth edition, 1995 Amendment)

RCC-E PWR nuclear islands electrical equipment design and construction rules (1993 version)

RCC-I pressurized water reactor nuclear power plant design and construction of fire safety rules

ASME AG-1-2003 nuclear deal with air and gas regulations

ASME N509-2002 nuclear power plant air cleaning devices and components

Nuclear safety regulations and provisions

Civilian nuclear safety equipment Supervision and Management Regulations

People's Republic of China HAF001/02 civilian nuclear facilities safety supervision and management of the implementation details of the Ordinance

HAF003 nuclear power plant safety requirements for quality assurance

Designed HAF102 nuclear power plant safety requirements

HAF604 import civilian nuclear safety equipment provided for the supervision and management

HAF603 civilian nuclear safety equipment Operator qualified welders welding regulations

HAF602 civilian nuclear safety equipment eligible for non-destructive testing personnel management regulations

HAF601 civilian nuclear safety equipment designed and manufactured to install and provides supervision and management of non-destructive testing

Nuclear Safety guidelines

HAD003/03 "nuclear power plant items and services procurement, quality assurance"

HAD003/06 "nuclear power plant design, quality assurance"

HAD003/08 "nuclear power plant items manufacturing quality assurance"

HAD102/03 "boiling water reactor, pressurized water and swimming pool-type test reactor safety features and equipment classification"

HAD103/07 "nuclear power plant in-service inspection" rules requirements and other standards

Design and construction rules

RCC-P "pressurized water reactor nuclear island construction system design rules", 1991 edition of the Resial +1995

RCC-M "pressurized water reactor nuclear island construction machinery and equipment design rules", 2000 edition of the Resial +2002

RCC-I "pressurized water reactor nuclear power plant design and construction of fire safety rules", 1997 edition

Other criteria

GB15930-2007 building ventilation and smoke extraction systems fire valve

GB1293 ordinary cylindrical helical spring

ANSI / IEEE 323-class nuclear power plant electrical equipment IE accreditation standards

JG/T7228 air volume control valve

ASME AG-1 nuclear air and gas deal with laws and regulations (chapter valve)

- ASME AG-1 nuclear norms by air purification

ASME N509 Nuclear Power Plant air purification devices and components

RCC-I pressurized water reactor nuclear power plant design and construction of fire safety rules

IEEE-382 nuclear power plant safety-related function of power to operate the valve components of the provisions of the implementing agencies

HAF.J0053 nuclear equipment seismic qualification test guide
拜託下次分開問，手很累

B. 核電站安全閥鑒定試驗如何進行

兩種核電站主蒸汽安全閥對比分析
http://www.doc88.com/p-677853951687.html

核電閥門是核電站中量大面廣的水壓設備，它連接整個核電站的300餘個系統，是核電站安全運行的關鍵附件。據相關資料統計，全世界現有核電機組500餘座，總裝機容量達4億KW以上，其反應堆類型主要有壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、石墨堆（LGR）、快中子堆（FBR）、高溫氣冷堆（HTGR）、重水堆（PHWR）。其中，壓水堆占整個堆型的50%以上。
隨著我國國民經濟的持續快速發展，對我國能源行業提出了非常緊迫的要求。目前，從保證我國的能源安全、優化能源結構、支持國民經濟可持續發展等多方面迫切需要出發，我國已制訂立足於火電，大力發展水電，適度開發新型能源的政策，如核電和風力發電等。我國核電的建設正從試驗性、補償性調整為向戰略性和進取性的發展。這對於我國的核電事業是一個極好的發展機會，而核電站閥門的巨大需求則給國內外閥門生產廠商帶來了廣闊的市場前景。
上篇：核電閥門基礎原理技術
一、核電閥門概況：
核電閥門是指在核電站中核島N1、常規島CI和電站輔助設施BOP系統中使用的閥門。從安全級別上分為核安全Ⅰ級、Ⅱ級、Ⅲ級、非核級。其中核安全Ⅰ 級要求最高。核電閥門在核電站中是使用數量較多的介質輸送控制設備，是核電站安全運行中的必不可少的重要組成部分。據統計一座具有兩台100萬KW機組的核電站有各類閥門3萬台。
二、核電閥門工作條件：
核電閥門，由於其使用工況特殊、復雜、惡劣，加之量大面廣，故其要求較高。
核電閥門除了其工況環境錯綜復雜之外，其輸送介質的放射性和溫度、壓力等級的苛刻性也是很特殊的。
核電閥門輸送的介質主要為：飽和蒸汽、冷凝水、放射性水蒸汽重水、輻照腐蝕物、放射性介質、稀硫酸和鹼液、二氧化碳、鈉、氦、油、真空等各種流體介質。
一迴路上的大通徑閥門工作條件是最復雜的，在現階段核動力裝置上的蒸汽參數比熱電廠的蒸汽參數（壓力22.5MPa、溫度565℃）要低，但核電廠運行條件卻復雜得多。在液態金屬冷卻劑的快中子反應堆裝置上，蒸汽參數為最高（汽輪機前的蒸汽溫度為600℃，壓力為14.0MPa）。
三、核電閥門的具體類型及參數
核電用閥門比常規的大型火力發電站用閥門其技術特點和要求要高。閥類一般有閘閥、截止閥、止回閥、蝶閥、安全閥、主蒸汽隔離閥、球閥、隔膜閥、減壓閥和控制閥等；具有代表性閥門的最高技術參數為：最大口徑DN1200mm(核3級的蝶閥)、DN800mm(核2級的主蒸汽隔離閥)、DN350mm(核1級的主迴路閘閥)；最高壓力：約1500磅級；最高溫度：約350℃；介質：冷卻劑(硼化水)等。生產核級閥門產品規定要求：通常按核行業標准EJ、美國ASME、IEEE標准及法國壓水堆核島機械設備設計和建造規則RCC-M等。
核電用閥發展的具體類型、參數如下：
1、核電用無填料函的閘閥：
（1）液壓驅動閘閥。該閥藉助自身壓力水推動活塞開啟或關閉，該閥公稱通徑：DN350、400mm；工作壓力：PN17.5MPa；工作溫度：315℃。
（2）全封閉型電動閘閥。該閥應採用特製的屏閉式電機，通過浸水工作的內行星減速機構使閘板作啟閉運動。該閥公稱通徑：DN100~800mm；工作壓力：PN2.5~45.0MPa；工作溫度：200~500℃。
2、核電用截止閥：
核電用截止閥，即用於輔助管路上的截止閥。
該閥通常為三種結構，即填料式截止閥、波紋管式截止閥和金屬膜片式截止閥。該閥介質為中等參數(中溫、中壓)的水和蒸汽；公稱通徑：DN10~150mm。
3、核電用蝶閥：
用於冷卻系統和安全殼內輸送空氣介質的系統中的蝶閥。該閥通常為三種結構，即同軸直連式襯膠蝶閥、偏心式金屬密封蝶閥和雙動式(蝶板在回轉前先脫開密封面再回轉)金屬密封蝶閥。該閥公稱通徑：DN≤2500mm；工作壓力：PN＜4.0MPa；工作溫度：100~150℃。此外，用於風道系統中的快速關閉蝶閥，其公稱通徑：DN400~1200mm也列為發展的方向。
4、核電用帶探測器的先導式安全閥：
用於核島系統中的帶探測器的先導式安全閥。採用帶探測器的先導式安全閥，可以根據壓力與彈簧力平衡的敏感關系，來改變位置控制釋放和加充介質的兩個觸點的原理，從結構上避免卡阻問題。該閥採用正作用式帶彈簧預緊和波紋管密封的閥瓣結構，可以保證可靠的密封。該閥公稱通徑：DN600mm；工作壓力：PN1.265MPa。
5、核電用止回閥型隔離閥：
用於蒸汽系統的止回閥型隔離閥，其結構形狀類似於升降式止回閥。該閥公稱通徑：DN64~800mm(21/2in~30in)；工作壓力：PN1.0~42.0MPa(Class600~2500)；工作溫度：-29~1050℃。
6、核電用主蒸汽隔離閥：
核島和常規島用主蒸汽隔離閥、主給水閥門，其公稱通徑：DN800mm；公稱壓力：40.0MPa；溫度700℃；
7、核電用隔膜閥：
主要用於核電站核島系統中放射性水蒸氣重水，公稱通徑DN8 ~500mm。
該閥在核島系統中約占所用閥門總數的26.2%。
8、核電用球閥：
公稱通徑DN6 ~350mm；公稱壓力PN1.0~14.5MPa ；工作溫度T-196~500℃。該閥在核島系統中約占所用閥門總數的12.8%。
9、核電用分相閥：
在核動力裝置的分相閥中，主要使用的是蒸汽疏水閥，主要用來自動地排除蒸汽管道內的凝結水，通常用敞口向上浮子式蒸汽疏水閥，熱動力型圓盤式蒸汽疏水閥和熱靜力型雙金屬片式蒸汽疏水閥。
核電站用疏水閥技術參數范圍：公稱通徑DN25~50mm；公稱壓力PN6.3~15MPa 。
10、核電用安全閥：
在核電廠的一迴路上，安全閥一般安裝在容積補償器上，除了一迴路的主安全閥外，在冷水反應堆的每個環路被封閉的部分，還安裝了通徑較小的附加安全閥。
核電廠主要應用：直接作用式安全閥（全啟式和微啟式），先導安全閥（公稱通徑DN600mm，動作壓力為1.265MPa），帶輔助裝置的先導安全閥，防爆膜裝置等。
核電站用安全閥技術參數范圍：公稱通徑DN15~1500mm；公稱壓力PN2.0~70MPa ；工作溫度T-253~535℃。
11、核電用調節閥：
為了保證核動力裝置的自動化，要求使用大量的調節，主要功能是以一定的精度保持流量、壓力、溫度、水位等這樣一些規定被調節的參數。
調節閥按操縱方式可分為：由外部能源（氣動、液動或電動）來操縱的調節閥；靠工作介質本身而無外部能源操縱的調節閥；手動調節閥；直接作用式調節器。按調節介質流量的方式分：單座和雙座調節閥、調節閘閥、球形調節閥和蝶形調節閥。在核電廠應用最廣的是雙座和單座調節閥。
核電站用調節閥技術參數范圍：公稱通徑DN1.5~500mm；公稱壓力PN4.1~68.8MPa ；工作溫度T538℃
此外，滿足地震要求的安全閥、核燃料提取用的軟硬密封高真空電磁閥、上裝式核電球閥也是急需開發的核電閥門。
四、核電閥門常見故障類型
在核電站系統中運行的閥門，最常見的故障類型有如下四種：
① 閥桿泄漏
② 閥座泄漏
③ 執行機構選配過大和關閉力矩過高引起的密封面損壞
④ 外泄漏
五、核電閥門其他技術要求
根據核電閥門運行的實際工況，核電閥門其技術特點和要求比火力發電閥門更高。核電閥門的技術要求除了閥門常規的技術要求外，還要著重考慮介質中雜質的污染、環境溫度、運行溫度、環境濕度、放射性、直流電源及電壓波動、有關地震和振動條件下穩定性的技術要求、安全等級等等。
1、核電閥門的設計
（1）強度設計
核電閥門設計中，強度計算是必不可少的。除常規的強度計算、有限元分析和抗震計算分析外，對核安全1級的閥門，還要求進行：一次薄膜應力的極限計算、一次薄膜應力＋彎曲應力的極限計算、與迴路啟——停循環有關的一次加二次應力變化幅度的極限計算、除迴路中啟——停工況以外的一次加二次應力的變化幅度極限計算、疲勞性能分析。
（2）結構設計
由於核電系統輸送介質大多帶有放射性，不允許有任何泄漏，故結構設計中閥門的填料、波紋管、閥座的密封結構設計尤為重要（閥體的形狀設計，規定在ASME標准中）。
國外，填料一般採用多重密封結構、Ω環密封結構和填料層之間夾碟簧的填料箱密封結構。波紋管一般採用組合波紋管密封結構。對重要的高壓閥門，閥座採用鍛造結構。此外，閥體與管道的連接採用對接或承插焊接結構。
2、核電閥門的材料
核電閥門的材料必須具有良好的耐腐蝕、抗輻照、抗沖擊和抗晶間腐蝕。一般情況下：
（1）承壓零件必須採用ASME BPVC-Ⅱ-D-1的材料要求；
（2）閥桿和承壓螺栓常採用沉澱硬化鋼製造；
（3）填料多用石墨纖維、純石棉或膨脹石墨。
3、核電閥門驅動裝置
核電閥門驅動裝置的性能和質量非常重要和關鍵，必須具有安全操作的可靠性，同時，應能承受溫度、壓力、濕度、輻照、地震破壞、化學污染及所供電源變化的最大值，而且必須在發生失水故障的情況下，仍能在規定的期限內工作（一般標准為14天）。
此外，除了驅動裝置的電動部件要求用O形密封圈將其與外部環境密封隔離之外，驅動裝置的設計者還應考慮核電工況用高壓閥門的快速操作問題。
4、核電閥門的試驗與檢驗
（1）核電閥門需進行常規的水壓試驗——殼體試驗、閥瓣強度試驗、上密封試驗、閥座密封試驗、填料密封試驗；
（2）對帶有執行機構，如電動、氣動閥進行抗震試驗；
（3）對所有操作形式的閥門進行靜壓壽命試驗；
（4）對一迴路的重要閥門還必須經過冷態、熱態和LOCA事故（即失水事故）的試驗。（美國的ASME、日本的JEM等標准，對上述試驗及檢驗作了詳細描述，並提供了評定標准。）

C. 壓水堆是目前全世界核電站普遍採用的堆型，具體介紹一下壓水堆核電廠

壓水堆最初是美國為核潛艇設計的一種熱堆堆型，用輕水作慢化劑和冷卻劑。四十多年來，這種堆型得到了很大的發展，經過一系列的重大改進，已經成為技術上最成熟的一種堆型。當前，壓水堆核電廠在核能領域中佔有獨特的統治地位，而且這種狀況可能還要維持幾十年。圖1-3給出了壓水堆核電廠示意圖。

壓水堆核電廠用的輕水有一個明顯的缺點，就是沸點低。要使熱力系統有較高的熱能轉換效率，根據熱力學原理，核反應堆應有高的堆芯出口溫度參數。而要獲得高的溫度參數，就必須增加冷卻劑的系統壓力使其處於液相狀態。所以壓水堆是一種使冷卻劑處於高壓狀態的輕水堆。

壓水堆核電廠的主要特點如下：

第一，結構緊湊，堆芯的功率密度大。因此，在體積相同的情況下，熱堆中壓水堆的功率最大。

第二，基於上述特點，再加上輕水的價格便宜，導致壓水堆的基建費用低和建設周期短。

第三，必須採用有一定富集度的核燃料。

第四，反應堆堆芯置於承壓的壓力容器內，高壓導致壓力容器的製作難度和製作費用的提高。

第五，熱效率低。

反應堆冷卻劑系統由反應堆和若干並聯的傳熱環路組成，每條環路包括一台蒸汽發生器、有關的反應堆冷卻劑泵（以下簡稱「主泵」）、管路和閥門以及控制和保護用的儀表。此外，反應堆冷卻劑系統中還包括一台穩壓器、一個穩壓器卸壓箱和若干貫穿件。

冷卻劑流經的迴路稱為一迴路（詳見圖1-3深紅色部分）。一迴路包含的關鍵設備有壓力容器、蒸汽發生器、主泵、穩壓器以及有關閥門等，全部安置在安全殼內（詳見圖1-3淺藍色部分）。高強度的壓力容器、一迴路管道、蒸汽發生器一次側和閥門等構成了一迴路壓力邊界。

冷卻劑在壓力容器內經過反應堆堆芯，將裂變產生的能量帶出壓力容器，送入蒸汽發生器，使蒸汽發生器中二迴路（詳見圖1-3黃色和深藍色部分）的水變成蒸汽。蒸汽再進入汽輪發電機的汽缸做功。冷卻劑從蒸汽發生器的管內流過後，經過主泵又回到堆芯。

壓水堆核電廠冷卻劑的入口溫度一般在290℃左右，出口溫度330℃左右，堆內壓力15.5兆帕。以大亞灣核電廠為例，一台電功率984兆瓦的壓水堆核電機組，其壓力容器內徑為3.99米，壁厚0.2米，重330噸，高13米以上。

主泵的功用是確保冷卻劑在一迴路中的循環，以保證鏈式裂變反應產生的熱量被及時載帶出來。

穩壓器又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆內壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內壓力太低時，加熱器自動加熱使水蒸發以增加壓力。

蒸汽發生器內有很多傳熱管，一迴路和二迴路通過蒸汽發生器傳遞熱量。一迴路的水流過蒸汽發生器傳熱管內時，將攜帶的熱量傳輸給傳熱管外流動的二迴路的水，從而使二迴路的水變成280℃左右、6～7兆帕的高溫蒸汽。也就是說，在蒸汽發生器里，一迴路與二迴路的水在互不交混的情況下，通過管壁發生了熱交換。蒸汽發生器是分隔一迴路和二迴路的關鍵設備。近代壓水堆核電廠中，帶汽水分離器的飽和蒸汽發生器應用較廣。一台百萬千瓦級的三環路壓水堆核電機組，擁有3台蒸汽發生器，每台蒸汽發生器總高度為19～22米，總重量可達300～400噸，生產的蒸汽可供發出260～340兆瓦的電功率。

安全殼用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生反應堆一迴路水外逸的失水事故，安全殼是防止裂變產物釋放到環境的最後一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器，其內徑達40米，內高達60～70米。安全殼內的核反應堆及與反應堆有關的各個系統統稱為核島。

汽輪發電機組及其配套設施和它們所在的廠房統稱為常規島。核電廠用的汽輪發電機在構造上與常規火電廠用的大同小異，所不同的是採用飽和蒸汽做功，蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規火電廠的大。冷凝器是二迴路和三迴路之間的熱交換器。冷卻冷凝器的水在三迴路中流動（詳見圖1-3綠色部分）。三迴路是一個開式迴路，可將汽輪機排出的難以利用的低品質熱量帶入最終熱阱——江、河、湖、海或大氣。三迴路的用水量較火電廠冷卻水用量大，以大亞灣核電廠為例，一台電功率984兆瓦的壓水堆核電機組，三迴路每小時需要超過40萬噸冷卻水。

D. 核電站壓水堆和沸水堆的區別其中先進技術是什麼在建核電站中哪些是AP1000技術其他採用什麼技術

沸水堆與壓水堆不同之處在於沸水堆沒有蒸汽發生器，一迴路水通過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽並直接引入汽輪機，因此常規島布置有一迴路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一迴路和蒸汽系統通過蒸汽發生器分隔開，而且蒸汽發生器安置在安全殼內，只要蒸汽發生器完整，放射性物質不會釋放到環境中，即使蒸汽發生器故障破損，利用安全殼貫穿件關閉，放射性物質也不會釋放到環境中。
沸水堆與壓水堆的詳細比較：①沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，並使用飽和汽輪機。②沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器。③對於失水事故的處理，沸水堆的應急堆芯冷卻系統中有兩個分系統都從堆芯上方直接噴淋注水，壓水堆的應急注水通過環路管道從堆芯底部注入冷卻水。④沸水堆直接產生蒸汽，有N16的放射性問題，還有燃料棒破損時的氣體和揮發性裂變產物都會直接污染汽輪機系統。⑤沸水堆壓力容器底部除有為數眾多的控制棒開孔外，尚有中子探測器開孔，增加了小失水事故的可能性。⑥控制棒驅動機構較復雜，可靠性要求高。⑦沸水堆控制棒自堆底引入，發生"未能應急停堆預計瞬態"的可能性比壓水堆的大。"未能應急停堆預計瞬態"指發生某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入。而且壓水堆內水壓很高，達到大氣壓的150倍，水在堆內溫度升高的很快但不沸騰，流到蒸汽發生器來為另一個循環中的水來加熱。而沸水堆則允許水在堆內沸騰，產生蒸汽，並把蒸汽直接輸送倒搜用之處。
山東海陽、浙江三門、湖南桃花江、湖北咸寧都是採用AP1000技術，遼寧紅沿河、廣東陽江、廣西防城港、福建寧德都是中廣核的CPR1000+技術，福建福清採用M310加改進堆型、海南昌江採用CNP600技術。

E. 壓水堆核電站有哪幾道安全屏障

以壓水堆為熱源的核電站.它主要由核島和常規島組成.壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯.在核島中的系統設備主要有壓水堆本體,一迴路系統,以及為支持一迴路系統正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統.常規島主要包括汽輪機組及二回等系統,其形式與常規火電廠類似.
上世紀八十年代設計和建造的壓水堆核電站吸取了前蘇聯切爾諾貝利和美國三里島事故的經驗教訓,在核燃料和環境外部空氣之間共設置了四道屏障.
第一道屏障：
燃料芯塊.放在氧化鈾陶瓷芯塊中,使絕大部分裂變產物和氣體產物保存在芯塊內.
第二道屏障：
燃料包殼.燃料芯塊密封在鋯合金製造的包殼中,構成核燃料芯棒,鋯合金具有足夠的強度且在正常運行溫度下不與水發生反應.
第三道屏障：
壓力容器和管道構成反應堆冷卻劑系統.將核燃料芯棒封閉在厚度20cm以上的鋼質耐高壓系統中,避免放射性物質泄漏到反應堆廠房內.
第四道屏障：
反應堆安全殼.用預應力鋼筋混凝土構築而成,壁厚近100cm,內表面加有鋼襯,抗禦來自內部或外界的飛出物,防止放射性物質進入環境.
同時,核電廠還配置了外設安全系統,包括：隔離系統.
用來將反應堆廠房隔離開來,主要有自動關閉穿過廠房的各條運行管道的閥門,收集廠房內泄漏物質,將其過濾後再排出廠外.
注水系統.
在反應堆可能失水時,向堆芯注水,以冷卻燃料組件,避免包殼破裂,注入水中含有硼,用以制止核鏈式反應.注水系統使用壓力氮氣,在無電源和無人操作情況下可自動注水.
安全殼通風和噴淋系統.
用來冷卻廠房以降低廠房的壓力.在廠房壓力上升時先啟動空氣冷卻(風機換熱器)的事故冷卻器;再進一步,可以啟動廠房噴淋系統,將冷水或含硼水噴入廠房,以降熱和降壓.
以上所有安全保護系統均採用獨立設備和冗餘布置,均備有事故電源,安全系統可以抗地震和在有蒸汽及放射性物質的惡劣環境中運行.

F. RCC-M的介紹

RCC-M是法國《壓水堆核島機械設備設計和建造規則》的簡稱，由法國核島設備設計和建造規則協會（AFCEN）為規范法國壓水堆核電站機械設備設計和建造而編制，已被法國政府採納。

G. 核電設備的介紹

通常把核電站的組成設備稱為核電設備，各系統的設備約有48000多套件，其中機械設備約6000套件，電器設備5000多套件，儀器儀表25000餘套件，總重約6.7萬噸。一座2*600MW的壓水堆核電站約有290個系統，分別歸屬核島（NI）、常規島（CI）和電站輔助設施（BOP）。建造核電站的設備主要分為三類：核島設備、常規島設備、輔助系統（BOP）。核島設備是承擔熱核反應的主要部分，技術含量最高，對安全設計的要求也最高；常規島設備在技術上不區分第二代和第三代；輔助系統的工程規模比較小，詳見前瞻《中國核電設備行業市場前瞻與投資戰略規劃分析報告 》，這三種設備在核電站的造價中所佔到的比例分別為5：3：2。

H. 20世紀80年代我國兩座自行設計建造的核電站

本身這個問題就錯了。
20世紀80年代我國自行設計建造的核電站只有一座，就是秦山一期。
另外一個我國自主設計的巴基斯坦恰希瑪核電站是90年代開工的。秦山二期也可以說是自主設計，也是90年代開工的。
大亞灣核電站是引進法國技術，是80年代開工的，但不能叫自行設計。

I. 請問廣核出版的《法國壓水堆核島機械設備設計和建造規則RCC-M(2000版)及2002補遺》哪裡有賣價格多少

在中廣核蘇州熱工院有賣，價格為8000元/套。

J. 核電科普：壓水堆核電站有哪幾道安全屏障

燃料用的是二氧化鈾陶瓷塊，這樣的鈾芯塊本身就起防止放射性物質外逸回的作用，即構成了第答一道安全屏障；

把這些小的鈾塊重疊在高3米，外徑9.5毫米，厚0.57毫米的鋯合金管內封閉，即成為燃料元件棒，即鈾棒。鋯合金管也能防止放射性物質逸出，故構成第二道安全屏障；

從反應堆出來的水在蒸汽發生器中溫度降低後，經一迴路的循環泵驅動，又回到壓力殼的堆芯繼續加熱，完成第一迴路的循環。一迴路和壓力殼組成第三道安全屏障。

(10)壓水堆核島機械設備設計與建造擴展閱讀

目前全世界大約有440座核電機組在運行，其中占絕大多數(約92%)的是輕水堆(LWR)，其餘為重水堆(PHWR)以及先進氣冷堆(AGR)等。輕水堆主要是壓水堆(PWR)和沸水堆(BWR)兩種類型，其中大約75%為壓水堆，我國投入運行並將建造的絕大多數核電站都是壓水堆型的。

壓水堆核電站使用輕水作為冷卻劑和慢化劑。主要由核蒸汽供應系統、汽輪發電機系統（即二迴路系統）及其他輔助系統組成。冷卻劑在堆芯吸收核燃料裂變釋放的熱能後，通過蒸汽發生器再把熱量傳遞給二迴路產生蒸汽，然後進入汽輪機做功，帶動發電機發電。