核电系统简介范文

核电系统简介范文（精选8篇）

核电系统简介 第1篇

核电书籍简介

一、900 MW压水堆核电站系统与设备（上下）：2005年，611页，岭澳培训教材

二、大亚湾核电站系统及运行(上中下)：1994年，2381页，大亚湾核电站工程全面介绍 四

大亚湾核电站建设经验汇编01: 1992年,489页,可以参考.五

大亚湾核电站建设经验汇编02: 1994年,546页,可以参考.六

大亚湾核电站建设经验汇编05: 1992年,559页,可以参考.七

秦山三期水堆核电站建设经验汇编01 综合管理 2003,589.八

秦山三期水堆核电站建设经验汇编03 工程建造 2003,615.九

庆祝秦山三期重水堆核电站工程全面建成学术报告会论文集 2003,249.十

核电站建设的项目管理 1997, 416, 核工业集团组织编制,可参考.

核电系统简介 第2篇

来源： 中国核工业二三建设有限公司(2009-12-28)〖 大 中 小 〗

广东台山核电站位于台山市赤溪镇，是迄今为止中法两国在核能领域的最大合作项目，也是我国首座、全球第三座采用EPR三代核电技术建设的大型商用核电站。该核电项目规划建设6台核电机组，一期工程建设2台欧洲压水堆(EPR)机组。

台山核电厂一期工程建设d 2台EPR型压水堆核电机组，单机容量175万千瓦，是目前世界上单机容量最大的核电机组。单台机组建设工期52个月，预计2013年底首台机组投入商业运行。该工程为中法合资项目，总投资约500亿元。台山核电站作为一个中外共同开发建设的第三代核电技术项目，其核岛设计供货由法国阿海珐集团与中广核工程公司、中广核设计公司组成的联合体承担，中方承担的设计工作和供货份额超过50%，主设备本地化比例达到50%；汽轮发电机组由中国东方电气集团与法国阿尔斯通公司（ALSTOM）提供，其中中方份额达到2/3；常规岛设计供货由中广核工程公司牵头，与中广核设计公司、阿尔斯通公司及广东电力设计院组成联合体承担；电站辅助设施的设计供货由中广核工程公司承担。项目业主广东台山核电有限公司承担工程项目管理和生产运营，并联合国内施工单位和中广核工程公司完成建安施工和调试等工作。通过中外双方共同建设模式，台山核电项目将加快实现EPR三代核电机组在设计、设备制造、建安施工、调试和运营等全方位的自主化目标，为积极推进我国核电建设作出新的贡献。

项目建成后，年上网电量可达260亿千瓦时。建设台山核电不仅可有效缓解广东省电力长期紧张局面，促进广东省能源结构优化调整，而且对推进广东省进一步加强国际合作发展核电产业具有重要意义。

台山核电站的建设对于我国加快核电建设步伐，紧密跟踪世界先进核电技术，培养高素质核电人才，加快实现三代核电机组在设计、设备制造、土建、安装、调试和运营等全方位的自主化目标，为推进我国核电建设作出新的贡献。同时，对贯彻落实科学发展观，加快广东省资源节约型、环境友好型社会建设，进一步优化广东省电网结构和能源结构，发展核电装备制造业，实现广东能源、经济和生态环境可持续协调发展具有积极作用。

一、项目历程

1988年，台山核电站腰古厂址作为广东省第二代核电推荐厂址进行查勘工作；2003年7月，中国电力工程顾问集团公司对腰古核电厂址进行了复评，结论认为腰古厂址满足核电厂建设需求；2005年5月，中国广东核电集团公司全面启动台山核电可行性研究工作；2005年11月，台山核电筹备处正式成立，全面启动台山核电项目前期准备工作；2006年1月，中国广东核电集团公司向广东省发改委上报了《台山核电站一期工程项目建议书》；2006年3月，广东省发改委向国家发改委上报了台山核电站一期工程项目建议书；2007年7月，广东台山核电有限公司注册成立；2007年11月26日，在中国国家主席胡锦涛和法国总统萨科奇的共同见证下，中国广东核电集团公司与法国阿海珐集团、法国电力公司分别签署了合作建设台山核电EPR项目的系列协议，标志着集团开始迈向三代核电建设的新起点；2007年12月17日，国家发展改革委正式签发《关于同意广东台山核电项目一期工程开展前期工作的复函》；2008年4月7日，台山核电站一期工程常规岛设计供货合同意向书、联合体协议、以及前期工作协议签约仪式在大亚湾核电基地举行；2008年8月26日，台山核电站一期工程核岛负挖正式开始，标志着我国首座采用EPR三代核电技术的核电站进入工程开工前的准备阶段；2009年2月26日，台山核电站一期工程可行性研究报告审查会在台山举行，原则同意台山核电站一期工程可行性研究报告。

2008年10月15日，中国核工业第二三建设公司台山项目部正式成立；2009年，主体工程开工；2009年12月23日，中国核工业第二三建设公司与广东台山核电有限公司（管理和生产运营方、业主）在北京钓鱼台国宾馆共同签署了台山核电厂一期1、2#机组核岛主安装工程合同和台山核电厂一期1、2#机组核岛主系统安装工程合同。

二、技术方案

台山核电站采用的EPR技术，是在目前国际上最新型反应堆的基础上开发的改进型压水堆技术，其设计充分借鉴了世界上最先进核电站的经验反馈，分享优秀核电工程师的设计经验，采用了大量经过充分验证的成熟技术和优秀工艺，在竞争力、安全可靠、运行条件和环境保护等方面都取得了重大进步，并全面满足了EUR（欧洲用户要求文件）的要求。具体来说，台山一期工程具有四个突出的特点：卓越的安全性能、成熟的技术工艺、突出的经济竞争力和更高的环保水平。目前正在建设的芬兰奥尔基洛托3号核电机组（OL3）和法国弗拉芒维尔3号（FA3）机组都采用EPR技术，台山EPR核电项目将以法国弗拉芒维尔3号核电项目为参考，借鉴项目建设、调试和运行经验，这不但能大大降低建设成本和建设周期，最大程度地降低设备制造、工程建设拖期的风险；而且能在设计、调试安装、执照申请和运行方面获取大量的经验反馈和技术支持。

三、合同中规定的工程范围

中国核工业第二三建设公司是台山核电站一期1、2#机组核岛安装工程承包商，承担一期2台175万千瓦级压水堆核电机组的全部核岛设备的安装工程、调试服务和维护工作。安装工程计划于2010年11月1日开工。台山核电站核岛安装工程包括台山核电厂一期EM1重型吊装设备安装、EM2主设备安装、EM3辅助设备安装、EM4辅助管道安装、EM5采暖、通风、空调的安装，EM6保温预制和安装、EM7现场储罐制造、EM8电气安装、EM9仪表安装、EM10小于40T的吊运设备安装，以及工程的调试服务等所有核岛安装工作。调试服务工作主要包括役前检查的支持性服务，调试阶段的服务，调试阶段的测量、检查，吊车运行指示标记，主回路的调试服务，EESR后的工程服务等；调试服务和移交前设备维护以及合同范围内所涉及的技术改进项、设计修改、供货范围的修改、设计变更、现场修改等所对应的工作内容。

四、安装工程总进度

台山核电站一期工程1、2#机组总建造工期为62个月（从1号机组FCD到2号机组商运）。

1号机组建造工期为52个月，（从FCD到商业运行），其中土建工期20个月，安装工期22个月（穹顶吊装到冷试），调试10个月；

世界核电发展史简介 第3篇

在二十世纪后半叶50年的时期内, 全球核能经历了由“探索”, “发展”, “跨越发展”, 到“高潮”, 再急剧跌落到“低谷”的五个发展阶段。

五十年代为全球核能的“探索期”。1954年, 前苏联建成了世界上第一座实验性石墨水冷堆奥布宁斯克核电站;1957年, 美国建成投入商业运行的世界第一座商用压水堆希平港核电站[1];英国和法国也在五十年代建成若干石墨气冷堆核电站。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。

六十年代全球核能进入“发展期”, 在试验性和原型核电机组基础上, 西方各主要发达国家纷纷加入核能发展行列, 这一阶段的核电技术趋于成熟, 拥有核电站的国家逐年增多, 建成投运核电机组共63台, 其中17台运行至今。这些电功率在30万千瓦以上的核电机组, 在进一步证明核能发电技术可行性的同时, 使核电的经济性也得以证明;七十年代全球核能实现“跨越发展”, 特别是1973-1974年的石油危机, 将世界核电的发展推向高潮;八十年代全球核能进入“高潮期”, 建成投运的核电机组达259台, 其中223台至今运行。目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的, 称为第二代核电机组。

进入20世纪80年代以后, 各国采取大力节约能源以及能源结构调整的措施, 世界经济特别是发达国家的经济增长缓慢, 因而对电力需求增长不快甚至下降, 核电发展遇到重重困难。1979年美国三哩岛核电事故, 对世界核电发展产生了重大影响。1986年4月, 苏联又发生切尔诺贝利事故[2], 影响更为深远, 这两次大的核电事故, 使公众对核安全的疑虑难以消除, 形成了反对建核电站的一股强大势力。在这种情况下, 公众和政府对核电的安全性要求不断提高, 致使核电设计更复杂, 政府审批时间和建造周期加长, 建设成本上升。九十年代全球核能进入了缓慢发展的“低谷期”, 整个九十年代全球新投运核电机组52台。尽管如此, 全球核能工作者依然做出了大量的努力和贡献。美国电力研究院于90年代出台了“先进轻水堆用户要求”文件, 即URD文件, 用一系列定量指标来规范核电站的安全性和经济性。欧洲出台的EUR文件, 也表达了与URD文件相同或相似的看法。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组 (AP1000和EPR) ———这也是目前世界上技术最先进的核电机组。

2 世界各主要国家核电技术发展

2.1 美国[1]

美国开发核电已有悠久的历史, 至今美国总共建造的商业核电站有132座, 目前仍有104座正在运行, 居世界之最。

由于经济需要等方面的原因, 美国核电站绝大部分都建在人口稠密的城市附近。但是, 因为核电站建造者严格遵守核规章委员会制定的安全标准条例, 所以核电站从未出现过实际威胁附近城市居民安全的严重事故。较为特殊的是, 美国的核电发展在近20多年中基本停滞不前, 其中最重要的原因就是1979年、三哩岛核电站发生了严重事故。这次事故虽然没有造成人员伤亡, 但使政府承受巨大压力, 也使美国的核电工业遭受了沉重打击。

2.2 法国

核电是法国的动力之源。20世纪七八十年代的石油危机, 促使法国选择了发展核电的道路。几十年来, 法国在建立法国核工业的同时, 在核废料处理、核安全等方面也积累了丰富经验。

法国在发展核电的初始阶段选择了从美国引进核能技术。当时法国需要一种可靠的能源, 而开发此能源必须经过检验的成熟技术。于是, 为尽量降低风险, 决定从当时的核能大国美国引进技术。法国在技术选择上始终遵循一个原则, 即寻找经得起验证、安全可靠和风险最小的技术。通过竞争, 法国最终选择了压水堆技术。现在, 核电由占法国全国电力供应的2%一跃成为80%。这样的成功取决于选择可靠的伙伴、成熟的技术和合作方式, 待建立起自己的工业体系之后, 逐渐形成独立自主的技术。

2.3 日本[1]

三哩岛和切尔诺贝利核电站事故后, 国际社会开始远离核电站, 只有日本等少数几个国家维持了核电技术的传承。目前日本全国有35%的电力来源于核电。

日本也是一个核电事故频发的国家, 尤其是近10多年以来。专家认为, 日本核事故频发, 可能与日本核能发电方面的制度有关。日本发展核电主要以“政府主导, 企业操作”为主。但对于企业是否能保证核电生产的绝对安全、充分培训有关人员、避免工作人员疲劳过度、精心进行设备保养等, 都没有严格的监控制度。日本多家电力公司曾因隐瞒核电站事故隐患, 篡改安全检查检修记录等问题而被曝光。

3 中国核电技术发展历程

我国的反应堆技术研究始于1955年, 经过40多年的发展, 现已建立起完备的核工业体系。

1958年, 前苏联援建的研究型重水反应堆在中国原子能研究院交付使用。接着我国确立了自行研究、设计核潜艇动力堆的任务, 从而带动了一系列反应堆技术的实验研究工作。[5]

我国的核电是从70年代起步的, 80年代初, 中国政府制定了发展核电的技术路线和政策, 决定发展压水堆核电厂, 采用“以我为主, 中外合作”的方针, 引进国外的先进技术, 逐步实现设计自主化和设备国产化。1983年, 国务院决定在本世纪内把主要力量集中在压水堆核电站的研究、开发和建造方面。90年代, 建成了秦山和大亚湾核电站, 两座核电站的建成, 标志着中国的核电已经起步。

“九五”期间开工的4个核电站是秦山二期、秦山三期、岭澳和田湾核电站。秦山二期是继秦山一期后, 由我国自行设计、建造的又一座核电站, 设计装机容量为两台60万千瓦机组, 于1996年6月开工, 2003年以前相继并网发电。秦山三期采用加拿大成熟的核电技术, 引进两台70万千万级重水堆机组。秦山三期已于1998年6月正式开工, 2003年11月前建成。岭奥核电站引进两台法国设计的100万千瓦压水堆机组, 已于1997年5月开工, 2002年建成投产。田湾核电站是中、俄合作的成果, 已于1998年12月开工。这4座核电站的开工标志着中国大陆的核电站建设已由起步阶段步入小批量建设阶段[3,4]。

进入新世纪, 国家对核工业的发展做出新的战略调整, 到2020年, 我国核电运行装机容量将突破4000万千瓦, 核电装机容量将占电力总装机容量的5%。而且经过近30年的发展建设, 我国基本具备了“中外结合, 以我为主, 发展核电”的能力。

世界首台AP1000的引进, 为我国核电技术的跨越式发展提供了重要平台。通过引进第三代AP1000核电技术并加以消化吸收, 将进一步提高我国设计、施工、装备制造水平, 加快核电技术进步的步伐。同时, 通过对AP1000的工程建设和自主化发展, 可以促进我国核电技术的自主创新, 进一步提高我国核电建设的管理水平, 尽快形成我国自主品牌的先进核电技术和综合管理能力, 提高国际竞争力。随着浙江三门、山东海阳为代表的第三代AP1000核电站的开工建设, 我国核电工业的春天已经到来。

摘要：人类和平利用核能的第一次高潮是由苏美两个大国而兴起, 但却也是因苏美两个大国的两个严重事故而衰退。人类经历了惨痛的教训, 世界核能发展经历了曲折艰难。任何国家在核电安全方面出现的哪怕一点闪失, 都可能对全球核能的复兴和发展造成重大影响甚至重大挫折本文主要绍了全球核电技术发展背景及世界几个主要核电发展大国核电技术发展史。

关键词：核电技术,核电发展,核事故

参考文献

[1]2006-2020年中国核电行业发展 (预测) 研究报告.中国产业研究院, 10～19.[1]2006-2020年中国核电行业发展 (预测) 研究报告.中国产业研究院, 10～19.

[2]2007年中国核电行业分析及投资咨询报告, 1～5.[2]2007年中国核电行业分析及投资咨询报告, 1～5.

[3]中国核电设备及产业市场分析及投资前景报告.中国社会经济调查研究中心, 10～11.[3]中国核电设备及产业市场分析及投资前景报告.中国社会经济调查研究中心, 10～11.

[4]核电中长期发展规划 (2005-2020年) .国家发展和改革委员会, 2007年十月, 12～13.[4]核电中长期发展规划 (2005-2020年) .国家发展和改革委员会, 2007年十月, 12～13.

核电系统简介 第4篇

关健词：1000MW ；核电机组 ；冷却系统

中图分类号：TM311 文献标识码：A 文章编号：1009-2374（2013）18-0125-02

1 概述

发电机单机容量增大能降低单位容量成本，提高电厂的经济效益。提高单机容量的最主要措施在于增加线负荷，但线负荷增加后绕组线圈的温度也随之升高，温度的增加对发电机的安全运行不利，因此必须改善发电机的冷却条件，提高其散热强度，才能将发电机各个部位的温度控制在允许的范围以内，确保发电机安全、可靠地运行。

由于空气的冷却效率低，单机容量增大时，发电机的设计尺寸也将增大，所以当前除了小容量的汽轮发电机仍采用空气冷却外，功率超过50MW的汽轮发电机都广泛采用了氢气冷却或氢气、水冷却介质混用的冷却方式。其中“水-氢-氢”是目前应用得最广泛的冷却方式，本厂发电机就采用这种冷却方式，也就是发电机定子采用水冷，定子铁芯和转子采用氢气冷却。

2 定子内冷水系统

江苏核电有限公司一期工程两台机组均为隐极式同步汽轮发电机。发电机定子内冷水系统通过冷却水的闭式循环来冷却发电机定子绕组、保证发电机定子绕组的运行：泵→换热器→网格过滤器→磁性过滤器→定子绕组→水箱→泵。

向冷却部件供给化学除盐水（或凝结水）是由两台离心泵（一台工作，一台备用）完成的。当系统压力降低或切除一台工作泵，则备用泵自动投入；为冷却化学除盐水，设计了两台热交换器（一台工作，一台备用），安装在泵的后面，化学除盐水在热交换器中由非重要用户中间回路冷却到必要的温度，化学除盐水的温度由热交换器出口的冷却水调节器来保证；化学除盐水在机械过滤器中得到清洗，该系统有三台机械过滤器，两台工作，一台备用，这种设计以备检查、清洗滤网时不需停机，用安装在过滤器前后的压差计来监测滤网堵塞情况；为清除意外进入化学除盐水中的铁杂质，在发电机入口安装了持续工作的六台磁性过滤器，磁性过滤器安装在紧接发电机入口管处；清洗并冷却后的化学除盐水被泵送到发电机定子；水箱保证系统足够的水备用，为防止空气进入化学除盐水，工作时在水箱中建立氮气垫；借助气体捕集器，在线监测从定子线圈出口集管出来的化学除盐水中是否含有从发电机氢气冷却系统漏入的氢气；为保证化学除盐水的电导率和pH值，该系统设计了定期投入的阴阳离子过滤器。

发电机内冷水系统由来自水制备系统的电导率不大于5.0 μS/cm的除盐水进行首次充注。在运行过程中，凝结水精处理后的凝结水含氧量小，pH值偏碱性，从水质角度考虑是理想的补水来源，本厂采用凝结水作为内冷水的补水水源。结合国标DL/T 801-2010，本厂内冷水控制标准见表1：

表1 内冷水指标

pН值8.0～9.0

电导不大于5.0 μS/cm

铜离子浓度不大于100 μg/ L

氧含量不大于400 μg/L

为了控制内冷水水质指标，本厂内冷水箱配置有一高度为2.3m的气封，正常在气封中可建立高度为2m的液柱。正常运行期间，在内冷水箱上部建立7～10kPa压力的氮气垫。为了除去系统中溶解的氧气，通过向水箱内连续供氮气的方式进行氮气吹扫，除去水箱中析出的氧气。吹扫的氮气通过气封鼓泡排出。

当内冷水电导率升高时，通过投运装载30升C100PL H-型阳树脂和30升A400DL OH-型阴树脂的混床来降低系统电导率。当内冷水的pН值下降时，通过投运装载60升Na+-型阳树脂的阳床来提高系统pH值。当内冷水中含的铜升高时，可以通过投运任何一个过滤器或者通过系统换水来去除。

3 定子铁芯、转子氢气冷却系统

本厂发电机定子铁芯和转子采用氢气冷却，发电机氢冷系统用于保证发电机在额定功率范围内的运行，具体完成以下功能：直接冷却发电机定子铁芯和转子绕组；向发电机充注氢气、氮气或空气；发电机运行期间保持额定氢压，补偿泄漏。整个系统由气体控制站、氢气干燥器、过滤器、监测设备四大部分组成。正常运行时，发电机内氢气压力保持在0.48～0.52MPa之间，维持发电机氢压-水压0.02～0.05MPa的压差，防止发电机定子内冷水介质泄漏至发电机内部腔室，导致发电机定子、转子绝缘下降、接地、短路等故障，进而损坏发电机本体；发电机内氢气纯度要求大于98%，湿度不大于25%，氢气中的氧含量应不超过

0.8 %。

4 发电机轴密封油系统

发电机轴密封系统用于防止氢气（空气、氮气）沿着转子轴，从发电机壳体逸出。发电机轴密封系统只有一个工况——正常运行工况。该工况时，系统确保完成：当发电机壳体有氢气（空气、氮气）时，连续向发电机轴承密封供密封油；在发电机所有正常工况和过渡工况，包括由盘车装置带动转子旋转工况，自动保持密封油和氢气（空气、氮气）之间必须的压差（0.06～0.09MPa）；防止泄漏到密封回油室中氢气浓度超出允许值。

密封油从密封油箱用油泵送入发电机轴密封，供应的密封油在冷油器中冷却，在机械过滤器和磁性过滤器中净化。经过过滤器后，密封油进入压差调节器，压差调节器保持密封油和发电机壳体氢气（氮气、空氣）必须的压差，然后密封油进入缓冲油箱。系统设有2个缓冲油箱：一个用以保证汽轮机一侧轴密封的供油，另一个则保证励磁机一侧轴密封的供油。为监测缓冲油箱液位，在管道设有液位传感器，该液位信号也用于当降低缓冲油箱液位低于允许值时保护停运汽轮机的工艺保护。当进行油泵切换和系统短时间故障导致密封油泵中止供应密封油时，由缓冲油箱自动向发电机轴密封供油，由缓冲油箱高度和发电机壳体内气体压力来决定密封油压。缓冲油箱经过密封瓦后的回油分为两路：一路是空气侧回油，直接回油至油箱；另一路是氢气侧回油，该路回油经过回油液封箱后回流至油箱，防止氢气进入密封油箱。此外，在密封油箱上部还设置有排烟风机，防止氢气在油箱顶部聚集，引发氢爆危险。

5 结语

本厂发电机采用“水-氢-氢”冷却方式，运行结果表明整个系统运行性能良好，发电机各项参数稳定且达标，满足大功率发电机组冷却的需要，适合广泛应用。

参考文献

[1] 江苏核电有限公司发电机内冷水系统运行规程SOP-1-MKF00-001[S].2010.

[2] 江苏核电有限公司发电机氢冷系统运行规程SOP-1-MKG00-001[S].2010.

[3] 江苏核电有限公司发电机轴密封油系统运行规程SOP-1-MKW00-001[S].2010.

核电系统简介 第5篇

中核核电运行管理有限公司（以下简称中核运行）是中国核工业集团下属的国有大型核电专业化运行管理企业，由中国核能电力股份有限公司（以下简称中国核电）100%控股。公司注册地为浙江嘉兴海盐，紧傍风景秀丽的杭州湾，地处中国经济最具活力的长江三角洲，同时也处于华东电网的负荷中心地区，是中国大陆核电的发源地。

中核运行前身主体为原秦山核电一、二、三期，负责管理核电机组9台，其中7台在运，2台在建。运行机组总装机容量为430万千瓦，年发电量愈300亿千万时；在建机组全部建成投产后，总装机容量将达到630万千瓦，年发电量约440亿千万时，中核运行在为华东地区发展注入强劲动力的同时，也创造出可观的社会效益和经济效益。

公司现有员工3600余人，平均年龄35岁，80%以上人员具有本科及以上学历，具有中高级及以上职称人员占62%，是一支能驾驭多种核电堆型运行管理的高科技人才队伍。

公司所在地离杭州、上海、苏州、宁波市中心一个半小时车程。“追求卓越，挑战自我”，我们在向着“打造世界一流的核电运行管理品牌”的愿景奋勇迈进的道路上，期待更多有识、有志学子的加盟！

一、专业需求：

1、电气工程及自动化

2、机械制造及自动化

3、自动化

4、热能与动力工程

5、过程装备与控制

6、核工程与核技术 要求：

1)专业知识扎实，各科成绩优良；

2）为人正直，踏实，良好的团队合作精神； 3）英语听说读写良好；

4）请在简历中提供成绩单、英语证书复印件，面试时提供原件，简历内容必须真实；

5）热爱核电事业，身心素质良好。

二、简历投递

核电系统简介 第6篇

企业简介

烟台台海玛努尔核电设备股份有限公司(以下简称THM)是一家从事核电装备材料研发与生产的高新技术制造企业，专业致力于百万千瓦级压水堆核电厂一回路主管道及各种泵阀、大型双相钢及超级双相钢叶轮等大中型核级铸锻件产品的生产和服务，也是目前世界上唯一能够同时生产两代加堆型和三代AP1000堆型主管道设备的供应商。

THM在引进和消化法国玛努尔工业集团的特种合金冶炼与铸造技术的基础上，完成了二代半主管道从国外技术引进、消化、吸收、提高与再创新的全部过程，形成二代加一回路主管道完整生产加工工艺，并配备了世界上较为先进的冶炼、铸造、热处理、机械加工、焊接生产设备，具有完备的检测手段，建立了设备、设施齐全的型砂实验室和理化检测中心以及含铱192、钴60射线探伤室六座，并按照质量管理体系和国家相关核安全法规的要求建立了核质保体系，形成了完整的、现行有效的质量保证体系和产品检测检验的控制体系，形成了一支在冶炼、铸造、加工及焊接技术领域具有国际化能力和水平的老中青年相结合的技术骨干队伍。

THM于2008年9月12日取得了《民用核安全机械设备制造许可证》；于2010年2月12日获得了国家核安全局颁发的“民用核安全机械设备制造许可证（扩）（主管道预制、焊接成型）”，完成了一回路主管道生产过程中的全部资质认证；完成了核电三代AP1000主管道的自主研发工作，成为全球唯一一家同时具备二代和三代核电主管道生产能力的制造企业； 2010年完成了高新技术企业的认定工作，且山东省科技厅批准以THM为依托组建“山东省核能设备金属材料工程技术研究中心”；完成了双相钢叶轮、超级双相钢叶轮铸件的研发与生产，并于2011年5月6日通过了由机械工业联合会组织的叶轮技术鉴定会，标志着THM具有了国际先进水平的双相钢特种合金大型复杂铸件的专有技术和批量生产能力。

台海核电设备公司在致力于技术研发与创新的同时，特别注重核心技术成果的转化，以及形成企业的核心自主知识产权，目前已向国家知识产权局提出六项发明专利申请，均得到受理；其中两项专利已获得授权；根据公司的“制造一代、储备一代、研发一代”的技术创新战略，AP1000三代核电站主管道的研究试制已经顺利完成，并已正式投产。与中国原子能科学院合作组建了“烟台市核能设备材料工程技术研究中心”，共同开启了第4代核电——快堆用材料的研发工作，并建立起了长期的战略合作关系，2011年5月15日，“快对结构材料研发中心”揭牌成立，标志着快堆主管道研发项目正式启动；与北京科技大学合作承担了国家863计划重点项目“一回路主管道关键材料研究与工业化生产技术”课题的研究工作。

截至目前，THM已签订了二代半主管道16台机组、三代AP1000 主管道2台机组和34套核级泵双相钢叶轮的供货合同，合同累计金额11亿余元。

随着能源产业的调整，作为清洁能源的核电产业必然迎来新的发展高峰期，广阔的核电装备需求市场给THM提供了一个前所未有的发展契机，THM将继续扩大在材料冶炼方面的优势，拓展在核电设备、核级钢坯材料、核级铸件、核级特种合金锻件、大型核级管道等方面的制造能力。本着“质量、诚信、高效、合作”的市场方针，遵循“安全第一、质量第一”的宗旨，坚持积极发展、努力提高、自主创新的指导思想，烟台台海玛努尔核电设备股份有限公司必将在核电站重大装备大中型铸锻件制造领域将拥有足够的竞争能力，成为国内外高品质特种合金铸锻件市场的主流供应商，为我国核电事业的腾飞做出更大贡

核电厂主要生产系统要点 第7篇

核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种：

1）压水堆核电厂

这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。

这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。

1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。

2）沸水堆核电厂

这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。

这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。

沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。

3）重水反应堆核电厂

这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。

这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。

1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。

4）石墨气冷堆核电厂

这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。

前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。

5）快中子堆核电厂

这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。

这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。

快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。

到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。

1压水堆核电厂系统构成

压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

图1.2－1 压水堆核电厂系统原理图

每台压水堆机组都由反应堆－蒸汽发生器－汽轮机－发电机－稳压器－主泵组成。

1、一回路系统及主要设备

一回路系统又称为反应堆冷却剂系统，一回路内的高温高压含硼水流经反应堆堆芯，吸收堆芯核裂变放出的热能；进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给蒸汽发生器二回路侧；再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭环路。

现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统主要由反应堆、冷却剂泵（以后简称主泵）、蒸汽发生器、稳压器和主管道组成。反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路，每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的主管道组成。

反应堆冷却剂系统示意图见图1.2-2。

图1.2-2 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统示意图

反应堆主要由压力容器、堆内构件、堆芯和控制棒驱动机构组成；  反应堆压力容器工作在高压(15.5MPa左右)、高温、含硼酸水介质和放射性辐照的环境条件下，不仅用于支撑和包容堆芯和堆内构件，还作为一回路冷却剂的重要压力边界，起着防止裂变产物逸出的作用。 堆内构件主要用于堆芯部件的支承、对中和导向；引导冷却剂流入流出堆芯；为堆芯内仪表提供支承和导向；保护压力容器，延长其寿命。它主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。

 堆芯（反应堆活性区）的主要作用是建立和维持可控链式核裂变反应，将燃料核裂变产生的能量大部分转换成热能，并将热能传递给一回路冷却剂。

 控制棒驱动机构是核反应堆安全的重要动作部件，通过它的动作，带动控制棒组件在堆芯上下抽插，以实现反应堆的启动、功率调节、剩余反应性补偿和停堆操作。控制棒驱动机构主要包括内部钩爪组件、驱动轴组件、耐压壳组件、磁轭线圈组件和位置指示组件等部件。

主管道将冷却剂从反应堆压力容器传送到蒸汽发生器，然后输送到主泵，再由主泵增压打回反应堆压力容器。每个环路上的主管道段包括热管段（反应堆压力容器到蒸汽发生器部分）、过渡管段（蒸汽发生器至主泵部分）、冷管段（主泵至反应堆压力容器部分）。

主泵作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的冷却剂流量通过堆芯，把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器。现代压水堆核电厂采用最广泛的是立式、单级轴封泵。

蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路和二回路之间的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给二回路，将二回路的给水变成蒸汽，推动汽轮机做功。同时，蒸汽发生器又是分割一回路和二回路介质的屏障，占一回路压力边界面积80%左右的蒸汽发生器传热管壁厚一般只有1mm左右，是一回路压力边界中最薄弱的部分，在运行中极易发生泄漏。因此，蒸汽发生器的质量和性能对于核电厂的安全性和经济性十分重要。目前我国除田湾核电站采用卧式蒸汽发生器外，其它电站均采用立式U型管自然循环蒸汽发生器。

反应堆冷却剂系统还设有稳压与卸压系统，该系统通过波动管线与主管道连接，由稳压器、卸压箱、稳压器波动（膨胀）管线、稳压器喷淋管线、稳压器安全阀、蒸汽排放管线以及汽－气混合物排放管线等部件组成。

稳压与卸压系统的主要功能是建立并维持一回路系统的压力；运行期间补偿一回路冷却剂因温度变化引起的容积变化，限制一回路压力因温度变化引起的波动，避免冷却剂在反应堆内沸腾，并控制一回路升、降压速度。整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器，通过波动管和一个环路的热管段相连。稳压器有气罐式和电加热式两种，现代压水堆核电厂普遍采用电加热式稳压器。

2、主要的安全系统

核电厂的安全系统的功能是限制事故发生后的后果，为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。主要的安全系统包括余热导出系统、应急堆芯冷却系统、安全壳、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统、安全壳消氢气系统、蒸汽发生器辅助（应急）给水系统、重要用户中间冷却水系统、应急电源等。这些安全保护系统均采用独立设备和冗余布置，备有事故电源，安全系统可以抗地震和在蒸汽－空气及放射性物质的恶劣环境中运行。简单介绍如下：（1）余热导出系统

余热导出系统主要功能是把反应堆停堆后的余热热量从反应堆冷却剂系统中传递出去。

余热导出系统主要由余热交换器、余热排出泵以及有关管道、阀门和运行控制所必需的仪器仪表组成。该系统正常运行时，反应堆冷却剂从主管道热段流向余热排出泵，通过余热交换器传热管再返回主管道冷段，热量则通过余热交换器传递到设备冷却水系统中。

（2）应急堆芯冷却系统

应急堆芯冷却系统主要功能是在出现某些事故时，通过注入含中子吸收物质（硼）的冷却剂，冷却堆芯并提供附加停堆能力。应急堆芯冷却系统主要由安注箱、安注泵、离心上充泵、余热排出泵、换料水贮存箱、硼注射箱及有关的阀门、管道组成。

（3）安全壳

安全壳是用于容纳反应堆冷却剂系统和某些安全重要系统的设备，在运行时对冷却剂系统的放射性辐射进行屏蔽，限制泄漏；在一回路或二回路发生泄漏事故时，承受内压并限制泄漏。安全壳还具有抵抗外部事件（飓风、飞射物撞击）保护反应堆的能力。

安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭，主体由预应力混凝土穹顶封闭的立式预应力混凝土筒体构成，内侧覆有起密封作用的碳钢衬里。

（4）安全壳隔离系统

安全壳隔离系统为贯穿安全壳的流体系统提供了隔离手段，将事故后可能释放到安全壳中的任何放射性都包容在安全壳内，保证安全壳泄漏率不超过规定的限值。

安全壳隔离系统主要由安全壳隔离阀和相关管道组成。在某些事故情况下，当安全控制系统发出隔离信号时，这些隔离阀快速关闭，防止放射性物质向周围环境释放。另外，在主蒸汽管道发生破裂时，还能及时隔离蒸汽发生器，防止反应堆冷却剂系统过冷或安全壳超压。

（5）安全壳喷淋系统

该系统的功能是维持安全壳内压力。某些事故发生后，当安全壳内的压力上升到一定限值，安全壳喷淋泵启动，把含有硼和氢氧化钠的溶液向安全壳内均匀地喷淋，在降低安全壳内温度和压力的同时，溶解安全壳内的放射性碘，减少放射性物质向环境释放的可能性。

安全壳喷淋系统主要由安全壳喷淋泵、喷淋总管道、喷淋添加剂箱、液体喷射器和若干隔离阀及为保证系统运行所需的管道、仪器仪表组成。

（6）安全壳消氢系统

该系统的设计是基于美国三哩岛事故经验反馈的结果。三哩岛事故中，由于氢气大量聚集在安全壳顶部，最后引起氢爆炸，进一步恶化了事故后果。安全壳消氢系统的主要功能是，在发生冷却剂失水事故时，降低安全壳内氢气的含量，防止氢爆。

该系统主要由氢复合器、若干风机、过滤器和相关管路组成。（7）蒸汽发生器辅助（应急）给水系统。

在二回路的主给水失去的事故情况下，该系统投入使用，向蒸汽发生器供应足够的给水来排出一回路系统的热能。另外，在某些情况下，如小破口失水事故等，该系统也投入使用。

该系统主要由辅助给水泵、除氧水箱、除盐水贮存箱、调节阀、截止阀和相应的管道组成。该系统投入运行时，辅助给水泵将除氧水箱或除盐水贮存箱中的水打入蒸汽发生器中，保持蒸汽发生器的水位能够淹没传热管，防止事故的进一步扩大。

（8）重要设备中间冷却水系统。

该系统的主要功能是向反应堆装置、主泵、反应堆装置的辅助系统、安全系统提供冷却水并导出热量。

（9）应急电源

核电厂每台机组都安装有应急柴油发电机组，正常运行时处于热备用状态，一旦发生失电事故，要求该系统在十几秒时间内启动，自动带上负荷，为反应堆安全系统提供驱动力。

系统的主要设备是应急柴油发电机组。

3、核辅助系统

核辅助系统主要包括化学和容积控制系统、反应堆和乏燃料冷却和处理系统、三废系统、通风空调系统和核测量控制系统等。

（1）化学和容积控制系统 该系统主要作用有：

 在所有运行工况下维持反应堆冷却剂系统的物质平衡和水质；  贮存与供应除盐除氧水及氢氧化锂与联氨，调节一回路水化学工况；  贮存并向安全注入系统和反应堆及乏燃料水池冷却和处理系统提供不同浓度值的硼酸溶液，控制反应堆反应性；  向稳压系统供喷淋水，向主泵密封供水并冲洗轴封；  向稳压器和余热系统泄压阀充水；

 净化溶解在一回路冷却剂中的离子态杂质，净化以晶体状态存在于一回路冷却剂中的放射性腐蚀物，保证在燃料元件表面没有沉淀物，降低一回路设备和管道的放射性污染水平；

 处理各种工况下从一回路引出的含硼水，供应高、低浓度硼酸溶液，净化硼酸溶液等等。

 此外，化学和容积控制系统还起着安全功能。在事故情况下，化学和容积控制系统可向反应堆冷却剂系统供给含硼酸的冷却剂。化学和容积控制系统主要有下泄、上充两大子系统。

下泄系统从主回路冷段管道抽出冷却剂，通过下泄控制阀流向再生热交换器，再通过下泄孔板流向下泄热交换器，通过调节阀进入下泄离子交换器（俗称混合床离子交换器）、阳离子交换器、下泄过滤器等进行净化和过滤，最终流到容积控制箱，并在容积控制箱内完成载热剂的除氧。

下泄系统主要由再生热交换器、下泄孔板、下泄热交换器、混合床离子交换器、阳离子交换器、容积控制箱和相关的阀门、管道组成。

上充系统从容积控制箱内取冷却剂，由上充泵打回反应堆冷却剂系统。上充系统主要由上充泵和相关的阀门、管道组成。

另外，化学和容积控制系统还包括冷却剂补给和化学物质添加系统、一回路冷却剂净化和处理系统等。

冷却剂补给和化学物质添加系统主要由化学水箱、硼水贮存箱、化学试剂补给箱、加药泵、硼酸过滤器、硼注射箱和相关的阀门、管道等部件组成。（2）反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统

与火电厂不同，核电厂使用过的燃料不会立即运出，将被从堆芯转至乏燃料水池。在那里被冷却和降低放射性水平。反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统的主要功能是降低乏燃料水池内燃料元件的剩余热量；在所有工况下导出乏燃料水池内乏燃料余热，充注乏燃料水池；在换料和停堆检修时，不能利用余热排出系统时，可利用辅助冷却系统来冷却堆芯；堆芯换料时排空反应堆竖井、堆内构件及水封闸板间腔室或向其充水，保持乏燃料水池的水质并降低放射性；在发生事故时，它向反应堆安全壳喷淋系统和安全注入系统提供足量的硼酸溶液。

该系统主要由输水泵、冷却器、排水泵、集流母管和排水管线组成。（3）三废处理系统 ①废气处理系统

废气处理系统主要是用来控制排放废气中放射性惰性气体和气溶胶的含量，使气体流出物的放射性含量符合国家规定的排放定值。通过吸附或压缩贮存的方式使废气中放射性物质在特定的容积内自然衰变，测得废气的放射性合格后，通过过滤、除碘、空气稀释后排向烟囱，达到保护环境的目的。

②废液处理系统

废液处理系统对含有放射性的液体废物进行处理，保证向环境排出的废液达到排放标准。它通过蒸发或过滤的方式对废液进行放射性分离，得到的低于排放浓度限值的液体可直接向环境排放，而得到的少量放射性浓缩液或过滤后的放射性废树脂采用水泥固化、深埋的处理方式，以达到保护环境的目的。

③固体废物处理系统

固体废物处理系统对核电站产生的放射性固体废物（废中子测量通道、放射性污染的废检修工具、更换下来的放射性高效过滤器、个人防护用品、被放射性污染的建筑材料和保温材料、液体废物固化体灯）进行处理。通常采用分拣、减容、固定、固化等办法使放射性固体废物形成易运输，易加工、性能稳定的物体，以便于在后处置场对其进行后处理。

有些电站三废处理系统还包括硼回收系统、放射性废液排放系统以及流水排放系统等。

（4）通风空调系统 通风空调系统的主要功能是为重要设备和人员提供足够的冷却能力和空气循环的能力，保证重要设备的正常运行，保持或改善人员的工作环境，并降低事故情况下放射性外泄的可能性。

通风空调系统一般有控制棒驱动机构风冷系统、反应堆堆坑的通风系统、安全壳内的连续通风系统、安全壳内的空气净化系统、核燃料厂房通风系统、核辅助厂房通风系统、汽轮机厂房通风系统、主控室空调系统、上充泵房应急通风系统、辅助给水泵房通风系统、主要厂用水泵站通风系统、废物辅助厂房通风系统、安全注入和喷淋泵电机房通风系统等。

（5）核测量控制系统

为了预防事故的发生，保证反应堆在既定参数下安全稳定运行，就必须监测反应堆中核裂变的情况，并给予必要的干预手段进行调整。

用于监督如堆功率、堆周期、中子通量分布等情况的系统统称为核测量系统。用于调节的系统称为核控制调节系统，核电厂控制调节系统包括堆功率调节系统、稳压器控制系统、蒸汽发生器水位控制系统和蒸汽排放控制系统等。

4、常规岛系统

压水堆核电厂的常规岛部分主要包括二回路系统（汽轮机发电机系统）、循环水系统、电气系统及厂用电设备。

核电厂常规岛的系统和设备与火力发电厂相类似，主要区别在于：（1）核电厂常规岛系统某些设备和系统也涉及核安全要求，因此，对制造、安装和运行等有更高的要求；

（2）核电厂的主蒸汽采用中参数的湿蒸汽，压力和温度较低，为了获得大功率，只能增加主蒸汽的流量，因此核电厂的主蒸汽流量比火力发电机组大。由于二回路温度压力较低，其压力边界的选材与常规火电站不同。

（3）由于中参数湿蒸汽经汽轮机高压缸做功后，湿度提高，核电厂汽轮机在热循环中增加了汽水分离再热系统，这是核电厂与火力发电厂在常规岛部分的明显不同之处。

2重水堆系统简介

加压重水反应堆（PHWR）是由加拿大经多年研究发展而成，它采用天然二氧化铀作为燃料，重水D2O作为慢化剂和冷却剂。燃料元件置于水平设置的压力管内，反应堆两端面各有一台装换料机，可实现不停堆换料。反应堆的控制采用垂直插入的多种中子吸收反应性控制装置来完成。我国目前秦山三期有两台CANDU6加压重水堆核电机组（728MWe）正在运行。

PHWR堆主要由慢化剂系统、一回路热传输系统、停堆冷却系统、专设安全系统、安全支持系统和供电系统等组成。

慢化剂系统在低温低压下运行并单独冷却，它与一回路热传输系统冷却剂完全隔离。在慢化剂系统重水中会产生相当大量的氚。氚的放射性较强，其经济价值也很高，从经济和安全性考虑，都要对氚进行严格的监测。

一回路热传输系统的最主要特点是用几百根压力管在堆芯内容纳高压冷却剂，而不是一个单一的压力容器。在600 MWe－PHW反应堆中的分为两个独立的“8”字形冷却剂环路，每个环路包括两台泵，四个集管（两个入口集管和两个出口集管），两台蒸汽发生器和大量热传输支管和燃料通道，见图1.2－3。

图1-5 加压重水反应堆流程图 停堆冷却系统在停堆后为燃料和一回路热传输系统提供冷却，并在低温条件下持续长期运行。该系统主要由位于反应堆一端的一台泵和一台蒸汽发生器组成，两个热传输回路的入口集管和出口集管之间互相连接。

专设的安全设施有：1号停堆系统、2号停堆系统、应急堆芯冷却系统和安全壳系统等。

 1号停堆系统主要采用28根镉棒加载，镉棒受重力作用并在弹簧辅助下落入堆芯。在要求停堆时，这系统切除吸收棒抓钩的供电，使吸收棒落入慢化剂中。

 2号停堆系统通过6个水平放置的管嘴迅速将硝酸钆浓溶液注入慢化剂，2号停堆系统独立于1号停堆系统，功能上具有多样性，实体位置是隔离的。

 应急堆芯冷却系统由三个阶段组成，高压阶段利用气体压力将水从位于反应堆厂房外的水箱注入堆芯；中压阶段用应急堆芯冷却系统的回收泵将位于反应堆厂房内的喷注水箱的水注入堆芯；低压阶段用泵将已收集在反应堆厂房地坑的水经应急堆芯冷却热交换器注入堆芯。

 安全壳系统由带环氧树脂内衬的混凝土安全壳结构（包括自动触发的喷注系统和空气冷却器的热阱），过滤排风系统，出入气密闸门，安全壳延伸部分和自动触发的安全壳隔离系统组成。

安全支持系统包括应急供水系统、应急供电系统、厂用水系统、仪表空气系统和第一组供电系统。这些辅助设施置于厂区内较远的区域，作为其它系统的备用系统，尤其是地震时。应急供水系统在应急状态下，向一回路热传输系统、二次侧冷却回路、应急堆芯冷却系统热交换器供水。应急电源向应急水供给泵和阀供电，此外，它作为替代电源，向应急堆芯冷却泵和某些应急堆芯冷却系统阀门以及操作员在第二控制区远距离控制的其它安全和控制系统供电。

供电系统分为4级：I、II、III和IV级，系统级别与断电有关。专设安全系统，设备保护和工艺考虑对供电允许断电和可接受断电提出了不同要求。在安全线路设计中采用专门的措施，来保证任一安全系统内所有通道之间被隔离。这种隔离措施适用于设备间，电缆布线和电力供应。此外，对于安全相关的线路，在反应堆厂房内采用两路分隔的电缆线路。3高温气冷堆系统简介

高温气冷堆是一种安全性好、可用于高效发电和高温供热的先进核反应堆，是国际核领域第四代核能系统中六种备选堆型之一。目前在我国山东省正在建设高温气冷堆示范工程（简称HTR－PM）。

HTR－PM采用两堆带一机的设置，即电站由两座反应堆组成，每座反应堆接一蒸汽发生器，每座反应堆有独立的二回路系统，包括：给水泵、给水调节阀、给水隔离阀、主蒸汽隔离阀和主蒸汽安全阀。两座反应堆共用蒸汽－电力转换系统，包括：启动-停堆回路、汽轮机/发电机系统等，见图1.2－4。

图1.2－4 高温堆核岛系统图 整个电站由一回路系统、专设安全设施、仪控及剂量监测系统、电力系统、辅助系统、蒸汽电力转换系统等组成。

一回路系统由反应堆和蒸汽发生器及主氦风机组成，反应堆和蒸汽发生器及主氦风机分别布置在反应堆压力容器、蒸汽发生器壳体两个压力容器内，其间用热气导管壳体相连接，构成“肩并肩”的布置方式，安装在混凝土屏蔽舱室内。

专设安全系统主要有包容体系统、余热排出系统、隔离系统、蒸汽发生器事故排放系统。

核岛辅助系统主要包括燃料装卸与贮存系统、一回路压力泄放系统、氦净化与氦辅助系统、气体采样与分析系统、屏蔽冷却水系统、设备冷却水、厂用水、放射性废物处理、反应堆厂房通风空调系统等。

仪、控及剂量监测系统主要包括主控制室和备用停堆点、反应堆保护系统、反应堆控制系统、核测量系统、过程测量系统、地震监测系统、辐射和剂量监测系统、主控制室报警系统、核岛通信系统、核岛信号接地系统等。

HTR－PM 电力系统由厂外电力系统和厂用电系统组成。AP1000核电站简介

AP1000是美国西屋电气公司设计开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电站，是当今世界上最先进的“第三代”核电技术的代表。它的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造。它在全世界第一次将进一步提高核电的安全性和经济性很好的统一起来，在批量建设的条件下，在经济性上具有与传统火电相比的竞争能力。

下面对AP1000的几个主要系统及模块化建造进行简单的介绍：

1、AP1000反应堆冷却剂系统

AP1000反应堆冷却剂系统的主要功能与传统压水堆核电站的功能要求相同，因而两者的设计基准、主要设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也基本相同。但由于AP1000安全系统的非能动化，降低了冷却剂系统及其相连系统的某些安全功能的要求，因而在冷却剂系统及其设备的设计上均有许多不同的特点。

AP1000一回路由2个环路组成，每一个环路由一台蒸汽发生器、一条热段主管道、两条冷段主管道和两台主泵组成，另有一台稳压器连接到其中一个环路的热管段，见图1.2－5所示。

1）反应堆压力容器

AP1000反应堆压力容器是基于西屋公司三环路压力容器的设计改进而成，由上封头、上筒体、下筒体、过渡段、下封头组成，采用低合金钢（SA－508 Grade3 Class1）锻件和板材制造，筒体壁厚203mm，内部带有5.6mm厚的奥氏体不锈钢（308L）堆焊层。下封头、过渡段、下筒体和上筒体焊接在一起。下封头上没有贯穿件，堆芯中子测量仪表从上封头引入，减少了下封头贯穿件失效引起的堆芯损坏风险。此外，为了简化反应堆换料过程，AP1000采用一体化堆顶结构。

2）反应堆冷却剂泵

主泵采用无轴封泄漏的屏蔽式主泵，入口直接焊接在蒸汽发生器底部，出口连接到冷段主管道上。这种结构设计取消了主泵与蒸汽发生器之间的冷却剂管道，降低了环路的压降，简化了蒸汽发生器、泵和管道支承系统。并且由于没有轴密封装置，消除了因轴密封失效导致失水事故的可能性，从而大大提高了安全性，也减少了泵的维修工作量。

图1.2－5 AP1000一回路布置 泵电机是一个立式、水冷、鼠笼感应式电机，通过螺栓与主泵壳体法兰连接，不需要其它支撑结构。主泵的水力部件（包括叶轮、扩压片以及与扩压片相连的结构）直接安装在电机单元上，中间没有联轴器，检修屏蔽泵时随同电机模块一同拆卸。

屏蔽式主泵相对于传统的轴封式主泵，在维持反应堆冷却剂系统压力边界完整性方面具有独到的技术优势，能够显著减少核电站失水事件的发生频率。AP1000屏蔽式主泵结构图，见图1.2－6。

3）蒸汽发生器

AP1000采用2台典型的直立式带有一体化汽水分离器的倒U型管自然循环蒸汽发生器，传热面积接近125000ft2（11500m2），垂直支撑由单根立柱承担。

AP1000蒸汽发生器的主要技术特点有以下几点：

 蒸汽发生器的U型传热管采用三角形排列，三叶状孔（梅花孔）支撑板

图1.2－6 主泵结构图 改进了防振条工艺；

 U型传热管采用镍－铬－铁合金690热处理管；

 管板上的传热管采用全深度液压胀管，最大限度地防止二回路水进入传热管与管板之间的缝隙；

 蒸汽发生器在全挥发处理二次侧水化学条件下运行；  采用一体化的汽水分离器；

 采用椭圆形的一次侧下腔室，便于机器人工具进出和维护保养。 蒸汽发生器下封头直接与两台主泵的壳体相连接 4）主管道

AP1000反应堆冷却剂系统有两个环路，每个环路上有1条内径为31寸的热段管道和2条内径为22寸的冷段管道；其中一个环路上接有1条螺旋形稳压器波动管线。

与传统压水堆相比，AP1000主管道的设计在安全方面有两个较突出的优点：  稳压器波动管的布置更加合理，有利于减少影响主管道寿命的热分层现象。

 AP1000反应堆冷却剂系统应用了LBB（先漏后裂）设计准则，其设计理念更加先进，简化了一回路的支撑设计，不仅有利于在役检查，而且有利于防止大失水事故的发生。

5）稳压器

AP1000稳压器采用传统压水堆成熟技术，结构简单，由直立式筒体和上下封头组成，容积增大到约59m3。由于稳压器容积率增加，AP1000相应的瞬态响应能力增强，可以减少停堆事件发生频率，并有利于限制事件发展。

2、AP1000非能动安全系统

AP1000的非能动安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、安注和自动降压系统、余热排出系统和安全壳冷却系统等。

与传统的压水堆安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。通过这些设计，AP1000机组的安全性得到了显著的改进，其堆芯熔化概率为3×10-7/堆年，远低于美国核电用户要求文件（URD）要求的1×10-5/堆年。

非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与同样容量的传统核电站设备相比，AP1000 的阀门、管道、电缆、泵、抗震厂房容积分别减少了50％、83％、87％、36％和56％，节省了所需的大宗材料和现场劳力。

3、安全壳系统

AP1000的安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。安全壳及内部结构剖面图见图1.2－7。

AP1000与当前运行电站相比，安全壳机械贯穿件的数量大大减少，正常隔离阀处于关闭状态的比例更高。正常打开的隔离阀也是故障自动关闭的。

图1.2－7 安全壳

4、仪表和控制系统

AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。

5、模块化建设

核电厂的模块化设计是将核电厂的整体系统结构，包括它们的支撑和部分土建结构，根据其组成的特点，切割成若干可以在工厂中进行加工制造的模块，如设备模块，管道模块，结构模块，土建模块等，将这些模块在工厂完成预制，然后利用各种交通工具将其运抵现场，实施安装。模块化建设能够有效地降低核电厂的建设造价，缩短建设周期，提供经济性。

AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。

通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。EPR核电系统简介

EPR 是法马通和西门子公司联合开发的第三代压水堆核电站。EPR保持了压水堆技术的延续性，采纳了法、德两国最新投入运行的N4和Konvoi反应堆所应用的新技术，与传统的压水堆型相比，它达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准，并提高了核电的经济竞争力，EPR的电厂效率能达到36%～37%，发电成本将比N4系列低10％。

EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年。EPR为双层安全壳设计，内层为直径46.8米、高度57.5米的预应力混凝土，外层采用加强型的钢筋混凝土壳抵御外部灾害，内、外层的厚度都是1.3米，内外之间为环行空间，相距1.80米。内层安全壳带有防泄漏的金属衬里覆面。2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。EPR主设备包括:一台反应堆压力容器、四台蒸汽发生器、四台主泵、一台稳压器以及相互之间连接的主管道。

1、反应堆压力容器

EPR反应堆压力容器由顶盖、筒体和球形下封头组成，设计寿期60年，由锻造的铁素体钢16MND5制造，重409t，长11m，直径约6m，环形锻件，无纵向焊缝，活性区无焊缝。大型焊缝的数量和几何尺寸减少，上部筒体为整体锻件机加工而成，法兰与接管段壳体是一体的，法兰与接管段之间焊缝减少再加上管嘴可调节式设计，这样就增加了管嘴到堆芯顶部的垂直距离，因此在假设冷却剂丧失下，操纵员将有更多时间应对堆芯裸露危险。压力容器下部有堆芯高度的圆筒形部分、过渡段及球形下封头组成。因为堆芯内仪表由压力容器顶部上封头引入，因此下封头没有任河贯穿件通过。整个内表面堆焊奥氏体不锈钢覆盖层，为减少腐蚀产物放射源项，规定堆焊材料的残余钴含量低，小于0.06%。在设计寿期末RPV材料延脆性转变温度RTNDT要求仍低于30℃。压力容器的设计便于在役检查期间进行无损检验，特别是其内表面是可接近的，允许从内部对焊接接头进行100%的目视及超声波检查。

2、蒸汽发生器

EPR也采用U形管束立式蒸汽发生器，装备有自然循环热交换器及轴向节能器。单位重量约539t，长约25m，直径约6m。蒸汽发生器下封头采用一体锻制而成。EPR蒸汽发生器增加了热交换面积并采用轴向节能器，因而饱和蒸汽压力能够达到7.8MPa，而且电厂效率能达到36%～37%。管束材料采用因科镍690合金，钴含量平均值低于0.015%，管束围板由18MND5钢制成的。

3、稳压器

EPR稳压器重150t，长14m，直径3m。所有的稳压器边界部件，除加热器贯穿件外，都是铁素体锻钢制成，并有两层堆焊覆面。钢的等级同反应堆压力容器。加热器贯穿件采用不锈钢材料，焊接材料为因科镍合金。稳压器由一组焊在本体上的支架支撑。侧向的限制器可以防止稳压器在假想地震或事故中发生摆动。EPR在稳压器封头和阀门之间设有一层楼板，便于加热器更换并降低阀门维修时的辐射剂量。

EPR 稳压器设计寿命60年。

4、主泵

EPR有4个输热环路，在每个环路中的冷管段上均安装有一台主泵。反应堆主泵是N4反应堆主泵的增强型，其特点是叶轮末端安装了静液压轴承，因此轴线振动水平非常低。

增加了新的安全装置“停车密封”作为轴密封的备用。轴密封以静密封作为备用，一旦泵停止运行并且泄漏管线关闭时，停车密封就关闭。它在所有各级轴密封系统逐级失效情况下或同时失去设备冷却水和用于密封的化容注入水情况下，保证轴的密封性能。

5、主管道

核电系统简介 第8篇

AP1000核电厂中的贯穿件是指为了使机械、电气、结构等部件穿过障碍物而在结构模块的墙体、地板 (例如CA01/CA20模块) 或者其他普通的混凝土墙体、地板上开辟的通道结构。按专业划分, 可大致分为管道、电气 (仪控) 、通风三类。当前AP1000核岛各厂房的贯穿件总数约4500个。其中电气贯穿件约3000个, 管道贯穿件约1200个, 通风贯穿件约300个。根据不同区域的功能要求, 贯穿件的结构形式也有所差异。每个贯穿件都涉及到土建和工艺的接口, 而在施工类设计文件中, 接口错误是最常见的错误之一, 一旦在核电厂土建施工前没能对贯穿件接口错误进行有效排查, 在工艺管道安装时就必然产生设计变更, 将可能需要对已浇筑的混凝土墙或钢板墙孔洞进行变更, 对工期和成本产生较大影响。为了避免AP1000核电厂施工出现孔洞遗漏等问题, 本文在该项目施工中提出以下措施及建议。

1 各专业贯穿件简介

1.1 管道贯穿件

管道贯穿件按标准分类, 可以分为标准贯穿件类型 (SL01) , 非标准贯穿件类型 (SP01) ;按结构形式分, 可分为带套筒贯穿件和直埋贯穿件两种基本类型, 对于带套筒的贯穿件, 一般还需进行封堵。封堵要求主要有防火、防水、防辐射、防空气流通。

直埋管道贯穿件通常在中间部位有锚固板, 如图1所示。对于套筒型管道贯穿件, 套筒上一般还需进行锚固, 如部分套筒上有翼板 (限制轴向旋转) 、环版 (限制轴向位移) 。在套筒和工艺管之间有导板 (固定工艺管) 、封板 (封堵套筒两端和工艺管的间隙) 以及封堵材料, 如图2所示。

1.2 通风贯穿件

通风贯穿件也可以分为直埋风管和带套筒贯穿件两种基本类型。对于套筒型通风贯穿件, 其最大特点是通常需安装防火阀, 带防火阀的贯穿件无需防火封堵, 一般在两端各用4根角钢进行封挡。如图3、图4所示。

1.3 电气贯穿件

电气贯穿件由于其中间穿过的电缆、桥架或电缆导管尺寸和形式差别较大, 所以贯穿件的形式比较繁多, 其中最常见的是穿墙/楼板电气导管, 占电气贯穿件总数的一半以上。如图5所示。电缆安装后需对导管内的间隙进行封堵。

2 贯穿件设计文件

因为AP1000核电厂中的贯穿件数量较多, 根据不同的结构类型, 各专业的贯穿件信息通过典型图加详细数据表的方式进行表达。通过这两份设计文件给出了贯穿件的结构形式、材料、加工尺寸以及接口信息。再结合对应的土建图纸和管道/风管/电气布置图, 可以获得贯穿件施工所需信息。

3 贯穿件施工中的常见问题

在贯穿件施工过程中, 较常见的问题有:

(1) 土建图纸上遗漏孔洞或孔洞的中心线有偏差, 这是最常出现的问题, 由此导致后期在墙/楼板上开孔, 造成工期延误和费用的增加。

(2) 孔洞位置超差:贯穿件在设计时, 在土建图上的预留孔洞尺寸不够, 留孔的尺寸与管道/风管的尺寸相同, 没有留出施工余量。或者孔洞尺寸偏小, 没有考虑安装误差, 导致管道/风管无法安装或安装困难。部分孔洞虽然尺寸大小足够, 但孔洞中心线与管道/风管的中心线位置超差, 也会导致无法安装。

(3) 碰撞问题:贯穿件安装时才发现与楼板的角钢梁或其他部件、设备冲突, 需要修改贯穿件的位置或对角钢梁的冲突部分进行切除 (开启NCR后对切割的角钢梁进行补强) 。

(4) 部分贯穿件在系统图纸上已取消, 而土建图纸上仍然保留有相关贯穿件信息。如果现场按照土建图纸施工, 会增加不必要的施工活动造成浪费。

(5) 电气贯穿件:电气贯穿件数量多, 穿过的电缆数量更多, 容易产生设计变更。且电气导管需要进行封堵。一旦封堵后进行设计变更, 需将原来的的封堵材料进行拆除, 工作量较大。

4 贯穿件设计审查管理

上述问题产生的原因是设计方由于建安经验不足导致的设计失误, 或者设计方工艺/电仪/通风专业与土建沟通配合不够, 没有及时对土建图纸进行升版。但核电厂中的贯穿件数量众多, 以上失误很难完全避免。因此在核电厂建设过程中, 需加强对贯穿件施工文件审查。

针对贯穿件的众多接口信息, 建议通过建立如表1 (模板) 所示的贯穿件检查表, 并按核电厂的层高对每个房间的贯穿件信息进行审核。

在序号1和序号2中, 通过梳理相关信息, 可以发现工艺管 (管道/风管) 与孔洞/套管的中心坐标相同, 且孔洞/套管的尺寸较工艺管足够大, 因此可以进行施工。

在序号3中, 工艺管和孔洞的中心坐标相符, 孔洞的尺寸比风管每边大3/4", 但考虑到风管体积较大, 现场安装时有一定的误差, 所以预留的安装空间不够。经过与设计方协调, 对孔洞的尺寸进行扩大, 最终孔洞尺寸扩大为35 1/2"×15 1/2"。

序号4中, 用此表进行贯穿件信息核对时, 可以很快发现在仪表定位图上, 此贯穿件已被标记为not used, 而土建图纸上仍保留有贯穿件的信息。若按照土建图纸施工, 则会增加不必要施工活动造成浪费, 因此应向设计方进行反馈, 敦促其进行升版并及时将此情况告知施工承包商。

上面例子中提到的2个问题, 用一般的检查方法很难发现。但通过上述模板建立检查表, 即使是较初级的工程师也可以按照核岛不同厂房、房间和系统, 对贯穿件的管道/风管接口信息与土建孔洞信息进行对比, 可以直观地发现施工文件中有关贯穿件的纰漏。还可以将检查后的表格提交给经验丰富的工程师进行审核, 节省基础的计算时间, 从而提高审核效率。

5 经验反馈

(1) 统一贯穿件锚固板的尺寸。在AP1000核电厂的管道贯穿件设计文件中, 给出了很多不同尺寸的折弯形式的锚固版, 但每种规格的数量不多, 即开模数量多, 加工数量少。建议可以以较大的锚固板代替较小的锚固板, 从而尺寸归一化, 或者用焊接形式代替折弯形式。这两种方法都可以减小工期和成本。

(2) 通风贯穿件防火阀的布置。在AP1000核电厂的通风贯穿件设计中, 防火阀设置在所穿墙/楼板的内部, 这种布置虽然可以避免增加对防火阀的支撑, 但一旦在运行过程中防火阀产生损坏, 检修起来非常困难。建议可以按国内的通常做法, 将防火阀设置在墙体/楼板外面。

6 结语

核电厂中的贯穿件虽然在核岛总的建安工程量中所占比例不是很大, 但如果没有进行有效的设计文件审查, 很难在土建施工前发现设计文件中的失误之处。作为核电项目的管理方或承包方, 通过本文中的方法对贯穿件的接口及施工信息进行全面的设计审查, 可以提前发现上述问题并反馈给设计方, 避免安装后再产生设计变更。这对今后的核电工程建设项目节约成本、减少工期有较大意义。

摘要：核电厂中的贯穿件通常由土建和建安两个不同承包商配合施工完成, 且涉及到不同的施工专业, 较容易发生贯穿件孔洞遗漏或安装配合不佳等问题。在AP1000核电厂中, 核岛厂房布置非常紧凑, 一旦发生上述问题, 再进行设计变更会加剧施工难度。本文从贯穿件的简要介绍和某项目施工中发现的一些问题, 提出对AP1000核电厂贯穿件的设计审查管理措施及部分设计优化建议。

关键词：核电厂,贯穿件,设计审查管理

参考文献

[1]林诚格主编.非能动安全先进核电厂AP1000[M].北京:原子能出版社, 2008.

[2]刘晓, 钱达志, 王明珊, 徐显启, 李军格, 杨军, 张之华, 卢铁城.研究堆低压电气贯穿件的密封性能[J].原子能科学技术, 2011 (01) .