压水堆核岛机械设备设计与建造

A. 出高分,请英语高手帮忙翻译一些专业化标准英语,一定要有根据,没有根据请不要发.

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
拜托下次分开问，手很累

B. 核电站安全阀鉴定试验如何进行

两种核电站主蒸汽安全阀对比分析
http://www.doc88.com/p-677853951687.html

核电阀门是核电站中量大面广的水压设备，它连接整个核电站的300余个系统，是核电站安全运行的关键附件。据相关资料统计，全世界现有核电机组500余座，总装机容量达4亿KW以上，其反应堆类型主要有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、石墨堆（LGR）、快中子堆（FBR）、高温气冷堆（HTGR）、重水堆（PHWR）。其中，压水堆占整个堆型的50%以上。
随着我国国民经济的持续快速发展，对我国能源行业提出了非常紧迫的要求。目前，从保证我国的能源安全、优化能源结构、支持国民经济可持续发展等多方面迫切需要出发，我国已制订立足于火电，大力发展水电，适度开发新型能源的政策，如核电和风力发电等。我国核电的建设正从试验性、补偿性调整为向战略性和进取性的发展。这对于我国的核电事业是一个极好的发展机会，而核电站阀门的巨大需求则给国内外阀门生产厂商带来了广阔的市场前景。
上篇：核电阀门基础原理技术
一、核电阀门概况：
核电阀门是指在核电站中核岛N1、常规岛CI和电站辅助设施BOP系统中使用的阀门。从安全级别上分为核安全Ⅰ级、Ⅱ级、Ⅲ级、非核级。其中核安全Ⅰ 级要求最高。核电阀门在核电站中是使用数量较多的介质输送控制设备，是核电站安全运行中的必不可少的重要组成部分。据统计一座具有两台100万KW机组的核电站有各类阀门3万台。
二、核电阀门工作条件：
核电阀门，由于其使用工况特殊、复杂、恶劣，加之量大面广，故其要求较高。
核电阀门除了其工况环境错综复杂之外，其输送介质的放射性和温度、压力等级的苛刻性也是很特殊的。
核电阀门输送的介质主要为：饱和蒸汽、冷凝水、放射性水蒸汽重水、辐照腐蚀物、放射性介质、稀硫酸和碱液、二氧化碳、钠、氦、油、真空等各种流体介质。
一回路上的大通径阀门工作条件是最复杂的，在现阶段核动力装置上的蒸汽参数比热电厂的蒸汽参数（压力22.5MPa、温度565℃）要低，但核电厂运行条件却复杂得多。在液态金属冷却剂的快中子反应堆装置上，蒸汽参数为最高（汽轮机前的蒸汽温度为600℃，压力为14.0MPa）。
三、核电阀门的具体类型及参数
核电用阀门比常规的大型火力发电站用阀门其技术特点和要求要高。阀类一般有闸阀、截止阀、止回阀、蝶阀、安全阀、主蒸汽隔离阀、球阀、隔膜阀、减压阀和控制阀等；具有代表性阀门的最高技术参数为：最大口径DN1200mm(核3级的蝶阀)、DN800mm(核2级的主蒸汽隔离阀)、DN350mm(核1级的主回路闸阀)；最高压力：约1500磅级；最高温度：约350℃；介质：冷却剂(硼化水)等。生产核级阀门产品规定要求：通常按核行业标准EJ、美国ASME、IEEE标准及法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则RCC-M等。
核电用阀发展的具体类型、参数如下：
1、核电用无填料函的闸阀：
（1）液压驱动闸阀。该阀借助自身压力水推动活塞开启或关闭，该阀公称通径：DN350、400mm；工作压力：PN17.5MPa；工作温度：315℃。
（2）全封闭型电动闸阀。该阀应采用特制的屏闭式电机，通过浸水工作的内行星减速机构使闸板作启闭运动。该阀公称通径：DN100~800mm；工作压力：PN2.5~45.0MPa；工作温度：200~500℃。
2、核电用截止阀：
核电用截止阀，即用于辅助管路上的截止阀。
该阀通常为三种结构，即填料式截止阀、波纹管式截止阀和金属膜片式截止阀。该阀介质为中等参数(中温、中压)的水和蒸汽；公称通径：DN10~150mm。
3、核电用蝶阀：
用于冷却系统和安全壳内输送空气介质的系统中的蝶阀。该阀通常为三种结构，即同轴直连式衬胶蝶阀、偏心式金属密封蝶阀和双动式(蝶板在回转前先脱开密封面再回转)金属密封蝶阀。该阀公称通径：DN≤2500mm；工作压力：PN＜4.0MPa；工作温度：100~150℃。此外，用于风道系统中的快速关闭蝶阀，其公称通径：DN400~1200mm也列为发展的方向。
4、核电用带探测器的先导式安全阀：
用于核岛系统中的带探测器的先导式安全阀。采用带探测器的先导式安全阀，可以根据压力与弹簧力平衡的敏感关系，来改变位置控制释放和加充介质的两个触点的原理，从结构上避免卡阻问题。该阀采用正作用式带弹簧预紧和波纹管密封的阀瓣结构，可以保证可靠的密封。该阀公称通径：DN600mm；工作压力：PN1.265MPa。
5、核电用止回阀型隔离阀：
用于蒸汽系统的止回阀型隔离阀，其结构形状类似于升降式止回阀。该阀公称通径：DN64~800mm(21/2in~30in)；工作压力：PN1.0~42.0MPa(Class600~2500)；工作温度：-29~1050℃。
6、核电用主蒸汽隔离阀：
核岛和常规岛用主蒸汽隔离阀、主给水阀门，其公称通径：DN800mm；公称压力：40.0MPa；温度700℃；
7、核电用隔膜阀：
主要用于核电站核岛系统中放射性水蒸气重水，公称通径DN8 ~500mm。
该阀在核岛系统中约占所用阀门总数的26.2%。
8、核电用球阀：
公称通径DN6 ~350mm；公称压力PN1.0~14.5MPa ；工作温度T-196~500℃。该阀在核岛系统中约占所用阀门总数的12.8%。
9、核电用分相阀：
在核动力装置的分相阀中，主要使用的是蒸汽疏水阀，主要用来自动地排除蒸汽管道内的凝结水，通常用敞口向上浮子式蒸汽疏水阀，热动力型圆盘式蒸汽疏水阀和热静力型双金属片式蒸汽疏水阀。
核电站用疏水阀技术参数范围：公称通径DN25~50mm；公称压力PN6.3~15MPa 。
10、核电用安全阀：
在核电厂的一回路上，安全阀一般安装在容积补偿器上，除了一回路的主安全阀外，在冷水反应堆的每个环路被封闭的部分，还安装了通径较小的附加安全阀。
核电厂主要应用：直接作用式安全阀（全启式和微启式），先导安全阀（公称通径DN600mm，动作压力为1.265MPa），带辅助装置的先导安全阀，防爆膜装置等。
核电站用安全阀技术参数范围：公称通径DN15~1500mm；公称压力PN2.0~70MPa ；工作温度T-253~535℃。
11、核电用调节阀：
为了保证核动力装置的自动化，要求使用大量的调节，主要功能是以一定的精度保持流量、压力、温度、水位等这样一些规定被调节的参数。
调节阀按操纵方式可分为：由外部能源（气动、液动或电动）来操纵的调节阀；靠工作介质本身而无外部能源操纵的调节阀；手动调节阀；直接作用式调节器。按调节介质流量的方式分：单座和双座调节阀、调节闸阀、球形调节阀和蝶形调节阀。在核电厂应用最广的是双座和单座调节阀。
核电站用调节阀技术参数范围：公称通径DN1.5~500mm；公称压力PN4.1~68.8MPa ；工作温度T538℃
此外，满足地震要求的安全阀、核燃料提取用的软硬密封高真空电磁阀、上装式核电球阀也是急需开发的核电阀门。
四、核电阀门常见故障类型
在核电站系统中运行的阀门，最常见的故障类型有如下四种：
① 阀杆泄漏
② 阀座泄漏
③ 执行机构选配过大和关闭力矩过高引起的密封面损坏
④ 外泄漏
五、核电阀门其他技术要求
根据核电阀门运行的实际工况，核电阀门其技术特点和要求比火力发电阀门更高。核电阀门的技术要求除了阀门常规的技术要求外，还要着重考虑介质中杂质的污染、环境温度、运行温度、环境湿度、放射性、直流电源及电压波动、有关地震和振动条件下稳定性的技术要求、安全等级等等。
1、核电阀门的设计
（1）强度设计
核电阀门设计中，强度计算是必不可少的。除常规的强度计算、有限元分析和抗震计算分析外，对核安全1级的阀门，还要求进行：一次薄膜应力的极限计算、一次薄膜应力＋弯曲应力的极限计算、与回路启——停循环有关的一次加二次应力变化幅度的极限计算、除回路中启——停工况以外的一次加二次应力的变化幅度极限计算、疲劳性能分析。
（2）结构设计
由于核电系统输送介质大多带有放射性，不允许有任何泄漏，故结构设计中阀门的填料、波纹管、阀座的密封结构设计尤为重要（阀体的形状设计，规定在ASME标准中）。
国外，填料一般采用多重密封结构、Ω环密封结构和填料层之间夹碟簧的填料箱密封结构。波纹管一般采用组合波纹管密封结构。对重要的高压阀门，阀座采用锻造结构。此外，阀体与管道的连接采用对接或承插焊接结构。
2、核电阀门的材料
核电阀门的材料必须具有良好的耐腐蚀、抗辐照、抗冲击和抗晶间腐蚀。一般情况下：
（1）承压零件必须采用ASME BPVC-Ⅱ-D-1的材料要求；
（2）阀杆和承压螺栓常采用沉淀硬化钢制造；
（3）填料多用石墨纤维、纯石棉或膨胀石墨。
3、核电阀门驱动装置
核电阀门驱动装置的性能和质量非常重要和关键，必须具有安全操作的可靠性，同时，应能承受温度、压力、湿度、辐照、地震破坏、化学污染及所供电源变化的最大值，而且必须在发生失水故障的情况下，仍能在规定的期限内工作（一般标准为14天）。
此外，除了驱动装置的电动部件要求用O形密封圈将其与外部环境密封隔离之外，驱动装置的设计者还应考虑核电工况用高压阀门的快速操作问题。
4、核电阀门的试验与检验
（1）核电阀门需进行常规的水压试验——壳体试验、阀瓣强度试验、上密封试验、阀座密封试验、填料密封试验；
（2）对带有执行机构，如电动、气动阀进行抗震试验；
（3）对所有操作形式的阀门进行静压寿命试验；
（4）对一回路的重要阀门还必须经过冷态、热态和LOCA事故（即失水事故）的试验。（美国的ASME、日本的JEM等标准，对上述试验及检验作了详细描述，并提供了评定标准。）

C. 压水堆是目前全世界核电站普遍采用的堆型，具体介绍一下压水堆核电厂

压水堆最初是美国为核潜艇设计的一种热堆堆型，用轻水作慢化剂和冷却剂。四十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种堆型。当前，压水堆核电厂在核能领域中占有独特的统治地位，而且这种状况可能还要维持几十年。图1-3给出了压水堆核电厂示意图。

压水堆核电厂用的轻水有一个明显的缺点，就是沸点低。要使热力系统有较高的热能转换效率，根据热力学原理，核反应堆应有高的堆芯出口温度参数。而要获得高的温度参数，就必须增加冷却剂的系统压力使其处于液相状态。所以压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。

压水堆核电厂的主要特点如下：

第一，结构紧凑，堆芯的功率密度大。因此，在体积相同的情况下，热堆中压水堆的功率最大。

第二，基于上述特点，再加上轻水的价格便宜，导致压水堆的基建费用低和建设周期短。

第三，必须采用有一定富集度的核燃料。

第四，反应堆堆芯置于承压的压力容器内，高压导致压力容器的制作难度和制作费用的提高。

第五，热效率低。

反应堆冷却剂系统由反应堆和若干并联的传热环路组成，每条环路包括一台蒸汽发生器、有关的反应堆冷却剂泵（以下简称“主泵”）、管路和阀门以及控制和保护用的仪表。此外，反应堆冷却剂系统中还包括一台稳压器、一个稳压器卸压箱和若干贯穿件。

冷却剂流经的回路称为一回路（详见图1-3深红色部分）。一回路包含的关键设备有压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器以及有关阀门等，全部安置在安全壳内（详见图1-3浅蓝色部分）。高强度的压力容器、一回路管道、蒸汽发生器一次侧和阀门等构成了一回路压力边界。

冷却剂在压力容器内经过反应堆堆芯，将裂变产生的能量带出压力容器，送入蒸汽发生器，使蒸汽发生器中二回路（详见图1-3黄色和深蓝色部分）的水变成蒸汽。蒸汽再进入汽轮发电机的汽缸做功。冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过主泵又回到堆芯。

压水堆核电厂冷却剂的入口温度一般在290℃左右，出口温度330℃左右，堆内压力15.5兆帕。以大亚湾核电厂为例，一台电功率984兆瓦的压水堆核电机组，其压力容器内径为3.99米，壁厚0.2米，重330吨，高13米以上。

主泵的功用是确保冷却剂在一回路中的循环，以保证链式裂变反应产生的热量被及时载带出来。

稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆内压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动加热使水蒸发以增加压力。

蒸汽发生器内有很多传热管，一回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量。一回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给传热管外流动的二回路的水，从而使二回路的水变成280℃左右、6～7兆帕的高温蒸汽。也就是说，在蒸汽发生器里，一回路与二回路的水在互不交混的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽发生器是分隔一回路和二回路的关键设备。近代压水堆核电厂中，带汽水分离器的饱和蒸汽发生器应用较广。一台百万千瓦级的三环路压水堆核电机组，拥有3台蒸汽发生器，每台蒸汽发生器总高度为19～22米，总重量可达300～400吨，生产的蒸汽可供发出260～340兆瓦的电功率。

安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生反应堆一回路水外逸的失水事故，安全壳是防止裂变产物释放到环境的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器，其内径达40米，内高达60～70米。安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统统称为核岛。

汽轮发电机组及其配套设施和它们所在的厂房统称为常规岛。核电厂用的汽轮发电机在构造上与常规火电厂用的大同小异，所不同的是采用饱和蒸汽做功，蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电厂的大。冷凝器是二回路和三回路之间的热交换器。冷却冷凝器的水在三回路中流动（详见图1-3绿色部分）。三回路是一个开式回路，可将汽轮机排出的难以利用的低品质热量带入最终热阱——江、河、湖、海或大气。三回路的用水量较火电厂冷却水用量大，以大亚湾核电厂为例，一台电功率984兆瓦的压水堆核电机组，三回路每小时需要超过40万吨冷却水。

D. 核电站压水堆和沸水堆的区别其中先进技术是什么在建核电站中哪些是AP1000技术其他采用什么技术

沸水堆与压水堆不同之处在于沸水堆没有蒸汽发生器，一回路水通过堆芯加热变成约285℃的蒸汽并直接引入汽轮机，因此常规岛布置有一回路的冷却剂管道，管道失效可能引起冷却剂泄漏。压水堆的一回路和蒸汽系统通过蒸汽发生器分隔开，而且蒸汽发生器安置在安全壳内，只要蒸汽发生器完整，放射性物质不会释放到环境中，即使蒸汽发生器故障破损，利用安全壳贯穿件关闭，放射性物质也不会释放到环境中。
沸水堆与压水堆的详细比较：①沸水堆与压水堆同属轻水堆，两者都使用低浓铀燃料，并使用饱和汽轮机。②沸水堆系统比压水堆简单，特别是省去了蒸汽发生器。③对于失水事故的处理，沸水堆的应急堆芯冷却系统中有两个分系统都从堆芯上方直接喷淋注水，压水堆的应急注水通过环路管道从堆芯底部注入冷却水。④沸水堆直接产生蒸汽，有N16的放射性问题，还有燃料棒破损时的气体和挥发性裂变产物都会直接污染汽轮机系统。⑤沸水堆压力容器底部除有为数众多的控制棒开孔外，尚有中子探测器开孔，增加了小失水事故的可能性。⑥控制棒驱动机构较复杂，可靠性要求高。⑦沸水堆控制棒自堆底引入，发生"未能应急停堆预计瞬态"的可能性比压水堆的大。"未能应急停堆预计瞬态"指发生某些事故时控制棒应插入堆芯而因机构故障未能插入。而且压水堆内水压很高，达到大气压的150倍，水在堆内温度升高的很快但不沸腾，流到蒸汽发生器来为另一个循环中的水来加热。而沸水堆则允许水在堆内沸腾，产生蒸汽，并把蒸汽直接输送倒搜用之处。
山东海阳、浙江三门、湖南桃花江、湖北咸宁都是采用AP1000技术，辽宁红沿河、广东阳江、广西防城港、福建宁德都是中广核的CPR1000+技术，福建福清采用M310加改进堆型、海南昌江采用CNP600技术。

E. 压水堆核电站有哪几道安全屏障

以压水堆为热源的核电站.它主要由核岛和常规岛组成.压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯.在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统.常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统,其形式与常规火电厂类似.
上世纪八十年代设计和建造的压水堆核电站吸取了前苏联切尔诺贝利和美国三里岛事故的经验教训,在核燃料和环境外部空气之间共设置了四道屏障.
第一道屏障：
燃料芯块.放在氧化铀陶瓷芯块中,使绝大部分裂变产物和气体产物保存在芯块内.
第二道屏障：
燃料包壳.燃料芯块密封在锆合金制造的包壳中,构成核燃料芯棒,锆合金具有足够的强度且在正常运行温度下不与水发生反应.
第三道屏障：
压力容器和管道构成反应堆冷却剂系统.将核燃料芯棒封闭在厚度20cm以上的钢质耐高压系统中,避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内.
第四道屏障：
反应堆安全壳.用预应力钢筋混凝土构筑而成,壁厚近100cm,内表面加有钢衬,抗御来自内部或外界的飞出物,防止放射性物质进入环境.
同时,核电厂还配置了外设安全系统,包括：隔离系统.
用来将反应堆厂房隔离开来,主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门,收集厂房内泄漏物质,将其过滤后再排出厂外.
注水系统.
在反应堆可能失水时,向堆芯注水,以冷却燃料组件,避免包壳破裂,注入水中含有硼,用以制止核链式反应.注水系统使用压力氮气,在无电源和无人操作情况下可自动注水.
安全壳通风和喷淋系统.
用来冷却厂房以降低厂房的压力.在厂房压力上升时先启动空气冷却(风机换热器)的事故冷却器;再进一步,可以启动厂房喷淋系统,将冷水或含硼水喷入厂房,以降热和降压.
以上所有安全保护系统均采用独立设备和冗余布置,均备有事故电源,安全系统可以抗地震和在有蒸汽及放射性物质的恶劣环境中运行.

F. RCC-M的介绍

RCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，已被法国政府采纳。

G. 核电设备的介绍

通常把核电站的组成设备称为核电设备，各系统的设备约有48000多套件，其中机械设备约6000套件，电器设备5000多套件，仪器仪表25000余套件，总重约6.7万吨。一座2*600MW的压水堆核电站约有290个系统，分别归属核岛（NI）、常规岛（CI）和电站辅助设施（BOP）。建造核电站的设备主要分为三类：核岛设备、常规岛设备、辅助系统（BOP）。核岛设备是承担热核反应的主要部分，技术含量最高，对安全设计的要求也最高；常规岛设备在技术上不区分第二代和第三代；辅助系统的工程规模比较小，详见前瞻《中国核电设备行业市场前瞻与投资战略规划分析报告 》，这三种设备在核电站的造价中所占到的比例分别为5：3：2。

H. 20世纪80年代我国两座自行设计建造的核电站

本身这个问题就错了。
20世纪80年代我国自行设计建造的核电站只有一座，就是秦山一期。
另外一个我国自主设计的巴基斯坦恰希玛核电站是90年代开工的。秦山二期也可以说是自主设计，也是90年代开工的。
大亚湾核电站是引进法国技术，是80年代开工的，但不能叫自行设计。

I. 请问广核出版的《法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则RCC-M(2000版)及2002补遗》哪里有卖价格多少

在中广核苏州热工院有卖，价格为8000元/套。

J. 核电科普：压水堆核电站有哪几道安全屏障

燃料用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起防止放射性物质外逸回的作用，即构成了第答一道安全屏障；

把这些小的铀块重叠在高3米，外径9.5毫米，厚0.57毫米的锆合金管内封闭，即成为燃料元件棒，即铀棒。锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第二道安全屏障；

从反应堆出来的水在蒸汽发生器中温度降低后，经一回路的循环泵驱动，又回到压力壳的堆芯继续加热，完成第一回路的循环。一回路和压力壳组成第三道安全屏障。

(10)压水堆核岛机械设备设计与建造扩展阅读

目前全世界大约有440座核电机组在运行，其中占绝大多数(约92%)的是轻水堆(LWR)，其余为重水堆(PHWR)以及先进气冷堆(AGR)等。轻水堆主要是压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)两种类型，其中大约75%为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数核电站都是压水堆型的。

压水堆核电站使用轻水作为冷却剂和慢化剂。主要由核蒸汽供应系统、汽轮发电机系统（即二回路系统）及其他辅助系统组成。冷却剂在堆芯吸收核燃料裂变释放的热能后，通过蒸汽发生器再把热量传递给二回路产生蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。