核电站实习报告（精选多篇）

推荐第1篇：核电站实习报告

2012年中美暑期实习班

（HEU-TAMU）

专题报告

实习地点：哈尔滨工程大学 红沿河、三门及大亚湾核电站 班 级 ： 091517 学 号 ： 2009151728 姓 名 ： 宋天昊 指导老师：高璞珍 实习时间：2012.7.29-8.9

1 题目：AP1000与ACPR1000+技术特点的比较分析

Title：The comparative analysis of the technical characteristics of AP1000 and ACPR1000+ 摘要: 本文通过分析AP1000和ACPR1000+各自的技术特点和发展过程，展现了其设计思路并分析比较了其安全性、经济型、建造成本等方面的优劣。 Summary:

This article shows design ideas of AP1000 and ACPR100+ by analyzing their technical characteristics and development proce.It analyzes and compares the pros and cons of their security, economic, and construction costs.关键词：三代技术 非能动 自主 AP1000 ACPR1000+ Key Words: The 3rd generation Paive Independent technology AP1000 ACPR1000+ 引言: 此次实习过程中参观了三门核电站全球首个AP1000机组的建设现场和以M310机组发展来的CPR1000为主要堆型的红沿河核电站和大亚湾、岭澳核电站。并听取了有关以CPR1000技术为基础的自主化第三代核电技术ACPR1000+的介绍。

AP1000和ACPR1000+作为我国核电技术未来发展的两个主导方向，有着其各自不同的技术特点和各自的优势。分析比较其各自的特点和优势，对于理解现代反应堆的设计思路、加深对第三代核电的认识具有重要意义。

Introduction: During this study tour, we visited the construction site of the world\'s first AP1000 unit of the Sanmen Nuclear Power Plant and CPR1000 which develops from the M310 unit in Hongyanhe, Daya Bay and Lingao Nuclear Power Plants.We had listened to the introduction of ACPR1000+ technology, our own third-generation nuclear power technology which is based on CPR1000.As the two dominant directions of the future development of nuclear power technology in China, the AP1000 and ACPR1000+ have different technical characteristics and their respective advantages.Analysis comparing their respective features and advantages has an important significance for understanding modern reactor design ideas, and a better understanding of third-generation nuclear power technology.主体内容

一、AP1000的技术特点

1、设计思路

AP1000 是美国西屋公司在AP600先进压水堆技术的基础上设计的第三代核电堆型。

AP1000技术的最大特点是运用了非能动安全设计。AP1000压水堆的基本设计思路是：在设计基准事故情况下，电站无需人工操作、电源或泵，同样能实现安全停堆并维持安全停堆状态。AP1000并非借助能动设备如柴油应急发电机和水泵，而是依靠自然力如重力、自然循环和压缩空气来防止堆芯和安全壳过热。

2、非能动安全

非能动安全技术是AP1000堆型最大的特点。非能动安全是指不依赖外来的触发和动力源，而靠自然循环、重力、蓄势等简单有效但又从不失效的物理规律来实现安全功能的系统。

AP1000的非能动安全设计可以使系统处于长时间停堆状态，根据概率安全分析AP1000满足美国核管会确定的安全准则和概率风险准则，并有很大裕量。概率风险评估的结果表明起事故概率为目前运行电站的1/100。

AP1000的非能动安全系统主要包括非能动余热排出系统、非能动安注系统和非能动安全壳冷却系统。其中非能安全壳的设计最为独特。安全壳采用双层设计，钢制安全壳本身就是非能动安全系统的一部分。非能动安全壳系统（PCS, Paive Containment System）可以将热量从壳体传到环境中，非能动水箱中的水可以将堆芯冷却持续72小时以上，留有足够的时间来处理应急事故。非能动安全壳利用自然对流使空气流经双层安全壳之间的通道来提供额外冷却。

3、简化设计

AP1000设计过程中，采用了简化设计的思路。简化的非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件。减少了50%安全相关闸阀，减少了80%安全相关管道，减少了85%控制电缆，减少了35%的泵类，减少了45%的抗震建筑。这些使简化设计使反应堆节约了反应堆建造成本，缩短了反应堆的建造周期，也使反应堆的运行更具经济型。西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh。

与现役核电站相比，在相同的发电能力下，AP1000占地面积更小。它的电站布置将安全相关系统和非安全相关系统分离开。电站由核岛、汽轮机厂房、附属厂房、柴油发电机厂房放射性废物厂房等几个关键建筑结构组成，每个建筑各自独立。

4、成熟技术

AP1000保留了很多在现有电站和改进型电站中的能动安全相关系统，主回路系统和设备设计采用成熟电站设计。[6]AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。

5、数字化控制

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。AP1000测量系统有42个固定测量仪表并可以形成3D图像。AP1000的数字化仪控系统是核电站控制系统的一大进步。

6、模块化建造

模块化建造(Modulized Construction)是AP1000建设的另一特点。模块是一个名词，在这里用来指一个由材料和部件组装而成的组合件。车间预制后模块作为一个整体单元，方便和加速了现场的建造。在模块就位前对其预制和组装，避免了在其最终位置的狭窄空间进行过多的工作，这样就允许安装和土建并行作业。

AP1000机组的模块包括结构模块（structure module）、安全壳模块（containment veel module）和机械模块（mechanical module）。其中，结构模块一般由钢板和型钢及内部混凝土构成，形成完整厂房结构。钢板和型钢组成的结构在车间预制，混凝土在结构件现场就位后浇注。钢制安全壳（CV）是先进电站采用模块化建造的关键设备之一，分为底封头、4个中间环段和顶封头，共5个模块。采用分段预制，再进行现场组装的方式建造。机械模块由设备、管道、管道支架、泵等组成。其作为一个单元在车间预制和装配，最后运输到现场，并被安装进各个区域。机械模块设计成带有自我支撑钢结构形式。

AP1000机组共包含300余个模块为铁路—海运（rail-shippable equipment modules），50余个大型结构模块（large structural modules）为现场建造。

模块化建造的优点在于： （1） 提高了设备的质量和安全性

（2） 展开工作面。提高了整体施工的进度。 （3） 钢筋混凝土板的抗震性相对较高 模块化建造的缺点在于：

(1)模块体积大、需要大型施工机械和专用道路，抬高了建造成本。模块化建造需要重载道路（Heavy Haul Road），CV装配区（CV aembly area），兰普森起重机（Lampson Crane）和施工现场自备码头（Site Wharf）。这些基础设施的建设都增加了核电站的建造成本。

(2)模块精度要求高、测量难度大，容易变形，施工质量控制难度加大。 (3)模块化建造给产品保护提出了更高的要求。模块化建造要求很多设备在土建施工阶段就安装就位。但是AP1000机组采用开顶法施工，土建和安装作业深度交叉，给提前安装的设备模块的成品保护带来很多困难。尤其是设备模块上安装的一些电机、泵、热交换器等设备。

(4)模块化材料成本较高。为了确保模块不超重，减少位置冲突，减少变更工作量，目前模块严格限制材料代换，模块大部分材料仍为美标材料，不管是国外采购还是国内定制生产，其采购时间和成本均较高。而且模块化施工采用的自密实混凝土、水泥用量较多，成本相对普通混凝土非常高。

(5)设备模块布置给今后检修带来困难。AP1000采用大量设备模块，这些设备模块上的管道、阀门、热交换器等设备布置紧凑，且固定在钢结构框架上，没有太多检修空间，这给今后模块上部件的检修和更换带来了困难。

7、AP1000的燃料国产化问题

AP1000由于是美国纯进口技术，所以其燃料目前需要进口，但AP1000的燃料国产化工作进展缓慢，所以如果其燃料长期依赖进口，必然影响其运行的经济性，降低其运营效益。

8、AP1000的大型设备换装问题

AP1000由于采用开顶施工法，并没有留出大型设备换装的通道。大型设备，如蒸汽发生器等如果出现问题将无法更换。AP1000使用的蒸汽发生器为增大型蒸汽发生器（D215），其设计寿命为50年。而现役蒸汽发生器实际设计寿命为15年左右，所以该新型蒸汽发生器能否正常使用50年仍是一个未知数，如果由于传热管破裂等因素使其使用寿命达不到50年，就必然涉及到大型设备的换装问题。但AP1000机组由于没有设备换装通道，所以这是挑战AP1000机组的一大问题。

二、ACPR1000+技术特点以及发展过程

1、CPR机型的发展

CPR1000是China Preurized Reactor的简称，它是中国广东核电集团有限公司出的中国改进型百万千瓦级压水堆核电技术方案。它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上，结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。

CPR1000由大亚湾核电机组所使用的M310机组发展而来。岭澳一期核电以大亚湾核电站为基础，保持其功率不变，进行了多项技术改进，进一步提升了其安全水平和经济性，使其达到了“二代加”核电站的先进水平。CPR1000方案是以大亚湾和岭澳一期核电站为参考基础，为进一步满足新版核安全法规的要求，相应的采纳了一些新技术。在后续项目中，CPR1000方案仍将结合经验反馈，陆续采用新技术，使其安全性和经济性进一步提高。

CPR1000基于M310的主要技术改进有： （1）18个月换料方案，减少换料大修次数，降低大修成本、燃料循环成本、放射性废物的产生量、反应堆压力容器的中子流量和工作人员的受辐照剂量，提高电站的可利用率和年发生电量。 （2）设计寿命60年的压力容器改进 （3）可视化进度控制

（4）堆腔注水，有利于防止或延迟压力容器熔穿，防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿，抑制安全壳内氢的产生量，提高安全壳保持完整性的概率。

CPR1000的主要特点是：

（1） 技术成熟，有丰富的运行经验，国际上基于M310机组的反应堆有1000堆年的安全运行经验。

（2） 技术先进。作为基于M310机组的二代技术的改进，其运营水平达到了国际同类核电站的先进水平

（3） 经济性好。由于基本实现了自主化和设备的国产化，其工程造价大大降低。而且基于大亚湾核电站的良好的运行经验，CPR1000的运行成本也大大降低，提高了其经济性。

2、CPR1000在国内的推广应用

CPR1000作为中广核集团的主推堆型，在中广核集团所属的在建的核电站中大量建设应用。采用CPR1000机组的堆型的核电基地有：

(1) 岭澳核电站二期

岭澳核电站二期是中广核集团在广东地区建设的第三座大型商用核电站。项目建设两台百万千瓦级压水堆核电机组，采用CPR1000建设方案。 2004年7 月 21 日 ，国家批准建设岭澳核电站二期项目建议书， 2005 年 3 月 14 日 国家核准了可行性研究报告， 2005 年 3 月 16 日 ，岭澳核电站二期工程主要合同在北京人民大会堂签定。 2005 年 9 月 5 日 ，国家发改委核准岭澳核电站二期工程。2005年12月15日，岭澳二期核电站主题工程开工，2010年7月15日，岭澳二期首次开机成功并并网发电。

(2) 红沿河核电站

辽宁红沿河核电站位于大连瓦房店市，规划建设六台CPR1000机组，其中一期工程4台机组已经全面开工建设。红沿河核电是东北地区投资最大的能源项目和东北地区第一座核电站。辽宁红沿河核电站1号机组将于2012年底正式建成发电，到2014年底，四台机组将全面发电，届时年发电量将达到300亿度，相当于大连地区售电量的1.25倍。

(3) 福建宁德核电站

福建宁德核电站规划建设六台百万千瓦级压水堆核电机组，一期工程采用CPR1000技术，建设四台百万千瓦级压水堆核电机组。2006年9月1日，国家发展改革委同意宁德核电站一期工程开展前期工作。其主体工程于2008年2月18日正式开工，首台机组计划于2012年投产，2010年12月28日，福建宁德核电站工程技术人员在使用我国首台自主研发的核电站全范围模拟机。

(4) 阳江核电站

阳江核电站是中广核集团在广东地区的第二核电基地。项目采用CPR1000技术，一期工程拟建设四台百万千瓦级压水堆核电机组，由中广核集团阳江核电有限公司负责建设和运营。国家核电自主化工作领导小组于 2004 年9月2日同意项目建议书。项目规划建设 6 台百万千瓦级或更大容量的核电机组，分两到三期建设，首期建设两台。其主体工程已于2007 年开工，首期两台机组 2013年左右建成投入商业运行。

3、ACPR1000+技术特点

ACPR1000+是Advanced China Preurized(water) Reactor的简称，是中广核集团主推的在CPR1000的基础上发展的三代核电的堆型。

ACPR1000是中广核集团设计开发的自主核电品牌。拥有自主知识产权，主要指标达到三代标准。ACPR1000+的设计采用了经过验证的成熟技术，充分借鉴了压水堆核电厂建设和运行的经验反馈。具有良好的安全性，同时也兼顾了经济性，可以满足国内外不同用户的多种要求。其主要特点有：

(1)ACPR1000+的设计目标：

1、寿命60年，建造周期50个月；

2、机组可利用率≥90%，热效率约37%；

3、机组为三环路压水堆；

4、堆芯事故率≤1X10-7堆·年；

5、电厂电功率1150MW；

6、换料周期18个月；

7、电场布置单堆。

(2) ACPR1000+的安全性：

1、采用预防、监测、保护、包容、应急五级防御机制。ACPR1000是我国自主开发的第三代核电品牌，各项技术均达到国际先进水平，按照最先进的标准进行设计，能够应对各类突发性事件，安全性能得到显著改善，

2、采用双层安全壳结构，实现非能动停堆。提高了核电站的抗震能力，在高达7级地震的情况下能够保证正常停堆。

3、ACPR1000+提高了安全壳的抗撞击能力，可以抵抗飞机直接撞击安全壳。

4、吸取了日本福岛311事故的教训，备用柴油机采用远距离布置，保证其在海啸的情况下实现正常停堆。

(3)ACPR1000+的数字化仪控系统：在CPR1000的DCS-level2系统的基础上，采用核电厂实时信息监控系统 KNS，使其达到DCS-level3。KNS系统是中广核工程有限公司设计院仪控所自主设计开发的针对核电站的厂级实时信息监控系统。KNS系统主要性能：

1、其可用率＞99%；

2、大量数据库20万点，且可扩充；

3、至少保存五年历史数据；

4、主要设备均为冗余配置热备用，确保可用性；

5、重要设备两路供电，确保数据采集存储可靠性；

6、骨干网光纤连接且冗余结构，确保抗干扰能力以及可用性。

三、AP1000和ACPR1000+的比较

1、在大型事故工况下安全性的比较

在大型事故工况下，AP1000采用了非能动安全设计。利用钢制双层安全壳来实现自主停堆。安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆·年，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆·年，而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守可信。

ACPR1000+也采用了双层安全壳结构，但由于其留出了供蒸汽发生器等大型设备换装的换装通道，这对于双层安全壳结构有极其不利的影响，一般认为其设计并不成熟，在实现非能动停堆的能力上不及AP1000。在应对地震、海啸等方面，ACPR1000+采用了备用柴油机远距离布置的方式，但由此带来的设备管线的保护问题也随之而来。如果由于柴油机对主控设备的供电管线在极端情况下出现断裂，那么ACPR1000+所采用的柴油机远距离布置的方式将没有任何意义。

2、建造成本的比较

AP1000的建造采用大量的模块化建造，旨在降低降建造成本并缩短建造时间。但是从我国三门核电站的建造实际来看，由于需要建设自备码头、重载道路、专用路轨、大型施工机械等，实际建造成本并未降低，且比在役核电站和其他在建核电站建造成本高。由于主要大型设备生产厂家并无建造AP1000所用诸多设备的经验，且由于首次建造细节设计多次更改，AP1000的建造时间也并为缩短，目前，我国三门核电站的实际建造速度已经比原始进度表延后了一年左右。

ACPR1000+由于并未实际建造也没有完成详细设计，所以不可比较具体建造成本。但由于ACPR1000+借鉴了大量CPR堆型的建造的成熟技术，且并未采用模块化建造，因此CPR的建造对于ACPR1000+具有很好的参照价值。CPR1000作为中国在建型号最多的核电机组，其建造成本并不高。以红沿河核电站为例，红沿河核电站计划6台机组，投资约500亿人民币。而三门核电站一期工程两台机组就计划投资250亿，且在实际建设过程中，其建造成本已经远超250亿。由此看来，ACPR1000+的建造成本在目前阶段应该低于AP1000

3、运行效益的比较

改善核电站性能意味着少花钱多发电。 AP1000通过以下几项设计改善核电站性能和提高人员安全：18个月燃料周期提高了燃料利用率同时降低燃料总成本 ；显著减少维修、测试和检修要求以及人员量；减低辐射泄漏和电站废物、93%可利用率以及60年的使用寿命。

同时，因其更小更简单的电站设计，AP1000需要更少的设备及基础设施用于电站的测试及维护。 操作和维护需求的降低同时也因需要较少的维护人员而节省成本。选择可靠设备保证了高度可靠性，减少了维护。设备标准化减少了零部件库存、培训需要，从而降低了维护周期。另外，重要设备配备了内置测试功能。

虽然AP1000的设计理念超前，但是由于其并没有实际运行建造经验，所以其实际运行成本还有待考证。

与AP1000相比，CPR机型在中国有着良好的运营经验。大亚湾核电站和岭澳核电站作为目前中国盈利最多、收益最好的核电站，无疑证明了CPR机型在中国的成功。基于CPR技术的ACPR1000+的运营效益也会得到业内的认可。

四、总结

AP1000第三代核电技术运用了以非能动安全、模块化建造为主的超前的设计理念，其设计和建造都实现了划时代的跨越，有着重要的意义。基于美国核电多年的技术积累，其设计先进且成熟。但由于AP1000的建造、运营等方面缺乏经验，所以其在初期遇到的问题比较多，建造周期、建造成本等很多方面都没有达到预期的目的。其日后的改进尚需时日。

ACPR1000+作为中广核集团自主研发的第三代核电技术，其设计目标是要达到第三代核电的要求，其技术基于目前在中国广泛建造的CPR1000机型，ACPR1000+多基于成熟的技术。但基于广核工程公司设计院的自身的经验积累以及设计水平的限制，ACPR1000+更多的带有“二代加”的色彩，其在非能动安全等方面的设计并不十分成熟。

AP1000和ACPR1000+都是我国三代核电优先发展的堆型。我们并不能单一地判断孰优孰劣，其优劣将由其日后的实际运营情况决定。

参考文献：

【1】三门核电站讲座以及展板

【2】ACPR1000+宣传视频以及中广核集团讲座 【3】《AP1000技术手册》，西屋公司，2009 【4】《船舶和动力装置》，彭敏俊，哈尔滨工程大学

推荐第2篇：秦山核电站实习报告

《电气工程认识实

习》

实习报告

实习班级：____ 学生学号：__ 学生姓名：______ 实习地点：_____ 指导教师：______ 实习成绩：____________

2011 年 11 月04 日

实习地点：浙江省嘉兴市

嘉化能源化工有限公司

中核集团秦山核电有限公司

实习时间：2011年11月1日至2011年11月4日

实习目的

通过参观工厂的生产实际，将理论知识与生产实践相结合，优化知识结构，提高思考分析能力。在参观过程中，通过向技术人员提问学习，了解与初步掌握本专业相关产品技术参数等方面的实际知识和相关标准，增强对发电机控制设备，蒸汽锅炉，核能源发电系统，控制系统及辅助设备的组成及结构的具体知识，为今后专业课程的学习、专业课程设计及毕业设计打下良好的基础。此外，经过对热电厂和核电站的实地了解，为今后专业课更好的深入理论掌握理论，打下基础。

实习内容：

对于任何一个企业，安全生产是第一。在浙江嘉化能源化工有限公司的嘉化兴港热电厂发电机组参观前，需要接受的课程是企业安全生产教育。企业的生产以“安全第一，预防为主”为方针。学习了参观实习前需要的各个注意环节，佩带安全防护装备，以及相应的事故处理方法技巧。企业必须对新工人进行安全生产在施工或维修现场活动需戴安全帽，安全帽有规定的戴法，正确的佩戴才能起到安全防护，缓冲重物砸击的力量，否则安全帽将失去保护头部的作用。

发生氯气泄漏事件时，切忌惊慌，应向上风向地区转移，并用湿毛巾护住口鼻；到了安全地带立即休息，避免剧烈运动，以免加重心肺负担，恶化病情；眼或皮肤接触液氯时立即用清水彻底冲洗，中毒者可适当使用钙剂、维生素C和脱水剂；早期足量使用糖皮质激素和抗生素，可以减轻呼吸道和肺部损伤；

三氧化硫发生泄漏时可以看到白色的雾团，因为三氧化硫极易与水凝结形成强酸，所以应避免三氧化硫与眼睛鼻子等有水存在的器官接触，以免受到严重的伤害。见到白色的雾团要及时躲开并往上风口地区移动。

安全教育结束后有笔试部分以巩固相关知识，然后便可进入实地参观实习。

嘉化工业园110v嘉化兴港变电站的热电主控室里，有远程控制系统。主控1号机2号机3号机和新2号机（原4号机）的发电组设备运行。

发电机组成

发电机通常由定子、转子、端盖及轴承等部件构成。定子由定子铁芯、线包绕组、机座以及固定这些部分的其他结构件组成。转子由转子铁芯(或磁极、磁扼)绕组、护环、中心环、滑环、风扇及转轴等部件组成。由轴承及端盖将发电机的定子，转子连接组装起来，使转子能在定子中旋转，做切割磁力线的运动，从而产生感应电势，通过接线端子引出，接在回路中，便产生了电流。在发电机发电的前后需要大量的配送电设备，更需要许多的电力保护。

发电机励磁及发电机灭磁

励磁装置是指同步发电机的励磁系统中除励磁电源以外的对励磁电流能起控制和调节作用的电气调控装置。 励磁系统是电站设备中不可缺少的部分。励磁系统包括励磁电源和励磁装置，其中励磁电源的主体是励磁机或励磁变压器；励磁装置则根据不同的规格、型号和使用要求，分别由调节屏、控制屏、灭磁屏和整流屏几部分组合而成。

励磁装置的使用，是当电力系统正常工作的情况下，维持同步发电机机端电压于一给定的水平上，同时，还具有强行增磁、减磁和灭磁功能。对于采用励磁变压器作为励磁电源的还具有整流功能。励磁装置可以单独提供，亦可作为发电设备配套供应。

励磁系统的主要作有：

1）根据发电机负荷的变化相应的调节励磁电流，以维持机端电压为给定值；

2）控制并列运行各发电机间无功功率分配； 3）提高发电机并列运行的静态稳定性； 4）提高发电机并列运行的暂态稳定性；

5）在发电机内部出现故障时，进行灭磁，以减小故障损失程度； 6）根据运行要求对发电机实行最大励磁限制及最小励磁限制。 发电机的灭磁装备是起保护作用的，灭磁与励磁同时存在。

励磁系统是电站设备中通过对发电机端电压进行检测，或者还要进行信号的隔离，这是防止干扰的，然后和AVR内部设定的电压值进行对比，对这个偏差量然后进行放大，用他去触发励磁的输出，从而控制了励磁的输出，这个励磁的变化从而又弥补了发电机电压的变化，使其尽快回归正常的电压水平，通过这样一个原理使得发电机的电压持续稳定在一个恒定的水平。在此次实习的主控室看到的发电机的励磁输出是可控硅输出的，有的是全波整流的，有的是半波整流的，当然全波的性能好一些。这些可控硅的触发信号就来自于实际值和设定值的偏差量。比如当发电机的实际电压偏离了正常电压，高了一点的时候，这个电压和设定电压的偏差，就被放大，然后触发可控硅，使得AVR的励磁输出减小一些，这样电压就会下降一点又回归正常值。

发电机的自动同期装置

发电机要对外发电，就要与系统并网，并网的条件是发电机与系统之间的相位、频率、电压三者都要相同时，即所谓同期时才能并网，否则强行并网会对发电机轴系产生强大扭矩，损坏发电机，对电网也会产生冲击；发电机的同期装置就是监测发电机与系统的状况，在符合并网条件时，自动合上开关，使发电机并网

发电工作保护

在许多的调节柜和测控屏中，备用装置占大多数，很多指示灯都指向备用状态。在电的配送管理中，保护力度很大，以防突然事故引起的电力无法供应，以此造成的严重损失。如果突然事故的发生造成电力的输送中断，蓄电装置储存有一定的电量，会自动并且及时的启动。在短时间内提供所需电力，为维修提供缓冲空间。各个备用系统也将随之运行，很多备用装置都是自动化的，因为电力的配送管理过程中，这些工作保护都是必不可少的。

根据对供电可靠性的要求及中断供电在政治、经济上所造成损失或影响的程度进行分级，即是对用电方进行的一种保护。

嘉化兴港热电厂供配电(工程师介绍) 热电厂的电力主要是供应企业内的用电。其工程有一期和二期，一期是最初的投入建设，二期部分已经投入运行。本企业以供汽为主，发电为辅。嘉化兴港热电厂所发电力主要供工业园区的氯碱工业等使用。嘉化兴港热电厂是嘉化工业园区的一部分。

4号5号发电机组

4号5号发电机组远程控制室和110v嘉化兴港变电站的热电主控室类似，有电脑数据控制和室内的设备控制，发电机的励磁灭磁调节，发电机自动同期装置，各种保护及备用等。

灭弧装置

灭弧装置就是为了防止由于触点断开时产生的电弧火花造成不必要的损失而设置的。在一此大电流电路上，触头或开关的通断都会产生电弧火花，可能会造成以下危害：

1、烧伤触点触头等，久而久之使电路接触不良，造成电路的损坏。

2、可能对人的眼、皮肤等造成电弧灼伤，对人体造成不可臆测的危害。

3、在一些对电弧火花敏感的地方，如煤气厂或充置可燃性气体的地方，一丁点的电弧火花都可能引起爆炸等。

4、电弧火花可能随着电路对一些电子产品（如集成电路）造成击穿损坏等。所以为了安全起见，在有大电流可能引起的触点触头等地方都要加装一个金属盒来屏蔽电弧火花的产生，在交流接触器最为常见。

变频器

电压和频率固定不变的交流电变换为电压或频率可变的交流电的装置称作“变频器”。该设备首先要把三相或单相交流电变换为直流电。然后再把直流电变换为三相或单相交流电。变频器同时改变输出频率与电压，因此变频器可以使电机以较小的启动电流，获得较大的启动转矩，即变频器可以启动重载负荷。

变频器具有调压、调频、稳压、调速等基本功能，应用了现代的科学技术，价格昂贵但性能良好，内部结构复杂但使用简单，所以不只是用于启动电动机，而是广泛的应用到各个领域，各种各样的功率、各种各样的外形、各种各样的体积、各种各样的用途等都有。

高压变频器是指输入电源电压在3KV以上的大功率变频器。

控制器

控制器由高速单片机处理器、人机操作界面和PLC共同构成。其中人机操作界面有三种配置：工控PC机界面、嵌入式工控机界面、标准操作面板界面，用户可根据需要进行选择。单片机实现PWM控制。人机操作界面解决高压变频调速系统本身和用户现场接口的问题，提供友好的全中文监控界面，使用方便、快捷，同时可以实现远程监控和网络化控制。内置PLC则用于柜体内开关信号的逻辑处理，可以和用户现场灵活接口，满足用户的特殊需要。

控制器与功率单元之间采用光纤通讯技术，低压部分和高压部分完全可靠隔离，系统具有极高的安全性，同时具有很好的抗电磁干扰性能，可靠性大大提高。另外，控制电源掉电时，控制器可由配备的UPS继续供电，（散热风机电源取自移相变压器）变频器可以继续运行。

变电站

变电所就是电力系统中对电能的电流和电压进行变换，集中和分配的场所。

隔离开关

隔离开关是高压开关的一种，因为没有专门的灭弧装置，所以不能切断负荷电流和短路电流。一般与断路器配合使用。隔离开关的作用：

1．隔离电源:将需要检修的电气设备用隔离开关与电网的带电部分可靠的隔离，使被检修的电气设备与电源有明显的断开点，以保证检修工作的安全。

2．改变运行方式进行倒闸操作:如在双母线运行的电路中，可以利用隔离开关将设备或线路从一组母线切换到另一组母线上去。 3。 接通和切断小电流电路

锅炉

煤在锅炉炉膛燃烧，燃料的化学能转变为高温烟气的热能，通过传热，高温烟气的热能再转换为高温蒸汽的热能。

燃煤蒸汽锅炉主要部件 炉本体：炉膛、燃烧器、空气预热器、烟风道

锅本体：省煤器、汽包、下降管、联箱、水冷壁、过热器、再热器等。

锅炉的给水部分

锅炉的给水有主管道和辅助管道之分，在锅炉点火的初期，锅炉内各介质的温度都比较低，此时，锅炉的蒸发量不大，所以需求的供水也不大，此时要关闭主管道，由副管道给水。从锅炉出来的烟气也要发挥其‘余热’，要经过空气交换器、电除尘、脱硫等设备，最终通过高达200米的烟囱排放到大气中。其中，新安装的脱硫装置的脱硫效率能达到95%以上，可以说效果非常的不错，有效减少了污染物的排放。此外，烟气的温度在129度左右，对大气的影响也非常的有限，真正做到了清洁生产的目标。

秦山核电站是中国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站，地处浙江省海盐县。由中国核工业集团公司100%控股，秦山核电公司负责运行管理。采用目前世界上技术成熟的压水堆，核岛内采用燃料包壳、压力壳和安全壳3道屏障，能承受极限事故引起的内压、高温和各种自然灾害。一期工程1984年开工，1991年建成投入运行。年发电量为17 亿千瓦时。二期工程将在原址上扩建2台60万千瓦发电机组，1996年已开工。三期工程由中国和加拿大政府合作，采用加拿大提供的重水型反应堆技术，建设两台70万千瓦发电机组，于2003年建成。

核能发电

利用核反应堆中核裂变所释放出的热能进行发电的方式。它与火力发电极其相似。只是以核反应堆及蒸汽发生器来代替火力发电的锅炉，以核裂变能代替矿物燃料的化学能。除沸水堆外（见轻水堆），其他类型的动力堆都是一回路的冷却剂通过堆心加热，在蒸汽发生器中将热量传给二回路或三回路的水，然后形成蒸汽推动汽轮发电机。沸水堆则是一回路的冷却剂通过堆心加热变成70个大气压左右的饱和蒸汽，经汽水分离并干燥后直接推动汽轮发电机。

1..核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因此核能发电不会造成空气污染。

2.核能发电不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。

3.核能发电所使用的铀燃料，除了发电外，没有其他的用途。

4.核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送。 5.核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本较不易受到国际经济情势影响，故发电成本较其他发电方法为稳定。

核能属于清洁能源，一个核反应堆所释放的能量是原煤的上千万倍。人类在获取能源的过程中，也给生态环境带来了极大的破坏，所以我们要保护好环境，尽我们最大的努力较少污染排放，学习新的技术，开发出新的清洁能源。

实习小结

通过此次实习，使我们对电力的传输，分配，维护设计有了一次比较全面的感性认识，为进一步理解和接受将要学习的专业知识打基础。使理论与实践有一个良好的结合。对电力各个方面的设备外观有了感官上的了解，并在相关技术人员的介绍下，对它们的名称和作用有了一定的掌握。在指导老师的讲解中，我们也一一交流了近年来国内电力行业的形势。

在热电厂的参观中，认识到我们所学习的电路和模拟电路只是基础，关于电网，要深入学习的还有很多。我们才刚刚开始接触，如果想要从事电力方面的工作，要做出的努力也很大。毕竟这不同于别的行业，可以归结为利润高，风险大。也就是说，掌握的透彻，能力够硬，在这个行业就大有作为。如果一知半解，而且又在此领域工作，那么可能会因为小问题而损失巨大。

近年来，我国的电力事业特别是电网线路得到突飞猛进的发展，并且其需求量也越来越大。随着电力事业的发展，电力行业的技术水平将越来越高，竞争也将更加的剧烈，这就对我们每个员工的素质提出了新的更高的要求。作为要步入社会的我们，一定不要放松对自己的要求，再接再厉，努力学习知识、掌握本领，以适应将来工作生活的需要。对于任何一个从事电力的工作者来说，电力事业的发展既是机遇也是挑战。对于我们大二的学生来说，更应该在有限的时间里掌握更多的专业知识，加强实践和设计能力，这样更有利于进来的发展。参观实习的时间虽然短暂，但是却让我受益匪浅，学到很多的知识。电力本就是一个十分需要从实践中汲取营养的学科，只有从实践出来，结合理论，才能真正掌握电学的光亮处。

在嘉化兴港热电厂的一名工程师的说明中，我们认识到，要从事这个行业，不仅需要全面良好的专业技能，不论是实践还是理论，还需要积极的心态，强大的心理承受能力。工作中，思维一直保持清新的警惕的状态。因为发电厂的电路

繁多，路线复杂，要求技术人员能够耐心冷静的应对突发的事故。而且如果想要从事这个行业，兴趣也是一大重要因素，没有兴趣的话，面对冗繁的电路线，检修维护是很难进行下去的。所以我们在学好专业课的同时也需要培养对电气信息工程专业的热爱对电力事业的热爱。 在秦山核电站的展览大厅，同学们一边看核电站设备模型，一边听核电站老师详细而通俗的讲解，对核电的理解好像刹那间有了一个很大的飞跃，“核燃料”、“核裂变”、“热传递”、“电磁感应”等高科技的专用词语在大家的脑海里开始翻滚，朦胧中带有一丝清晰，清晰中又带有一些不解，显得或近或远„„展览室内，国家几代领导人亲临核电站建设基地的场景，并为核电站成功建设的题词--“祖国核电从这里起步”、“国之光荣”等内容让同学们都肃然起敬，对祖国核电发展的自豪感和对核电美好前景的憧憬，就像一股热流，从大家的心中油然升起。然后是第三个更有趣、更直观的实践活动---“核电站中央控制室的参观和实际演练”。核电站中央控制室被称为核电站的大脑神经，由于核电站的严格管理，“外人”是绝对不能进入实际运行的“中央控制室”，但核电站的模拟机与核电站实际中央控制室一模一样。我们一行30多人倍分为两组分别参观模拟控制室的。

这是我们第一次比较全面直观的真正了解核能发电的全过程。有种奇妙的感觉，充实又有距离。

为期四天的参观实习，收益颇丰，不仅增长了有关发电，核电方面的知识，更让我们知道了很多在发电站工作的内容，也让我们大体的知道了该往哪个方向去充实自己，装备好自己。

推荐第3篇：田湾核电站实习报告

华北水利水电大学

毕业实习报告

姓名： 紫沐飏 学号 201111021 专业: 核工程与核技术 班级： 2011110班 实习单位： 江苏连云港田湾核电站 实习时间：2014年 11月17日 至 2014年 11月 23 日

2014 年 11 月 28 日

目录

1，实习目的......................................................3

2,实习时间.......................................................3

3,实习地点.......................................................3

4,实习单位简介..................................................3

5,实习内容：.............................................3 5.1 参观展厅，厂区现场................................3 5.2 观影，合照........................................4 5.3 核电科普知识讲座..................................4 5.4 核岛设备及系统介绍................................4 5.5 常规岛设备及系统介绍..............................5 5.6 技能教室及模拟机房参观............................6 5.7 连岛半日游........................................6 6，实习体会与小结...............................................7

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1,实习目的：

(1）了解和掌握所学核工程与核技术专业在核电站运行的运用，增强学生对本专业学科知识的感性认识。

（2）了解核电站整体的运行情况，以及各个设备的工作原理与工作过程。

（3）培养理论联系实际、从实际出发分析问题、研究问题和解决问题的能力；

（4）培养学生热爱劳动、不怕苦、不怕累的工作作风。

2,实习时间：二〇一四年十一月十七至二十三日

3, 实习地点：连云港

田湾核电站

4,实习单位简介：

田湾核电站位于江苏连云港的是中国“九五”期间开工建设的重点工程之一，是中俄两国迄今最大的技术经济合作项目，也是中国单机容量最大的核电站。由中国核工业集团公司控股建设。田湾核电站在工程建设中实现了多项技术改进，如采用双层安全壳结构、全数字化仪控系统，增设堆芯熔融物捕集器等，其安全设计优于当前世界上正在运行的大部分压水堆核电站，在某些方面已接近或达到国际上第三代核电站水平。

田湾核电站是中俄两国在加深政治互信、发展经济贸易、加强两国战略协作伙伴关系方针推动下，在核能领域开展的高科技合作，是两国间迄今最大的技术经济合作项目，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建4台的余地。一期工程建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80％，年发电量达140亿千瓦时。厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建4台的余地。一期工程建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80％，年发电量达140亿千瓦时。田湾核电站1号机组1999年10月20日浇筑第一罐混凝土。2005年10月18日开始首次装料，12月20日反应堆首次达到临界，2007年5月17日正式投入商业运行。截至2007年7月2日24时，1号机组累计发电量36.07亿千瓦时，累计上网电量32.54亿千瓦时。

5,实习内容：

5.1 参观展厅，厂区现场

大家进入田湾核电站展厅后，同学们先观看关于田湾河站的专题纪录片，之后，在讲解员的带领下参观了展厅。讲解员从田湾核电的建设到投入发电以及为什么要发展核电、核电站的工作原理、合理认识核辐射、田湾核电站的设计特点与安全性等方面做了详细讲解。宽大的展厅设科普知识与田湾核电站建设历史

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两个展区。内容主要包括：动态沙盘，核能科普知识，世界以及中国核能发展概况，核电是安全清洁的能源，辐射防护以及核技术的应用，核电站事故真相，田湾核电站工程概况，总体规划，领导关怀，大事记和技术安全特点，对地方的贡献以及企业文化等。展厅中还配备了反应堆，蒸汽发生器，堆芯熔熔物捕集器，汽轮机，控制棒以及驱动装置等的模型。各式各样的实物，总算让大家给了理论 联系实际的机会。

5.2 观影，合照

下午的时光匆匆而逝，大家沉浸在《漫步核世界》与《驯核记》中，为老一辈核能工作者的精神深深的感动着。在那个灾难深重的岁月里，大家缺衣少食，一切从零开始，凭借着独立自主，自力更生这句话，硬生生的构建起中国核技术的牢固基石。多少人为此挥汗水，挥洒着青春的热血，将满腔的爱国之情凝聚在大西北的戈壁滩，才有了今天核能技术的成熟。老一辈的不屈不挠的精神必将有我们这群愿为祖国明天的辉煌抛头颅洒热血的青年继承发扬光大。

之后是大家的集体照，在大家的灿烂的笑容的背后是每位110班的学生的铮铮的坚定眼神，一定要为祖国核能事业添砖加瓦，再创辉煌。我相信只要我们坚定信心，不懈奋斗，一代代，征服聚变一定不是梦。

5.3 核电科普知识讲座

作为科班出身的本科生，这本来是不需要的环节。但是在讲解员的规范的服务和富有特色的简介下，辅以实物模型，让本来枯燥的知识活了过来，娓娓道来，妙趣横生，令人如沐春风，自是别有一番风味。给大家留下了深刻的印象。

5.4 核岛设备及系统介绍

核岛是核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称。核岛的主要功能是利用核裂变能产生蒸汽。主要分为以下几个系统区域：

一，核岛(Nuclear Island)厂房：主要包括反应堆厂房(安全壳)、核燃料厂房、核辅助厂房、核服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等。

二，核岛主要结构：

核蒸汽供应系统

核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及与一回路相连接的系统所组成。一回路的主要设备有反应堆堆芯、压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵及管道。一回路中冷却剂(高温高压的水流)的主要作用是将反应堆堆芯产生的热量带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽；在一回路水中加入硼酸，用来控制反应性的慢变化；用稳压器维持一回路压力的稳定和补偿水在冷态和热态时的体积变化。与一回路相联的系统包括化学和容积控制系统、反应堆安全注射系统和余热冷却系统。化学和容积控制系统的主要作用是维持一回路所需要的水量;调节溶解在冷却水中的硼酸浓度,以控制反应堆的反应性；对水进行净化处理，除去水中的裂变产物和腐蚀产物；给一回路的水加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。反应堆安全注射系统的主要作用是当一回路发生失水(例如,一回路管道

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发生大破裂而引起大泄漏)时,安全注射系统就作为安全给水系统。它主要由高压注射部分、安全注射箱和低压注射部分组成。前者于中等失水时起动，后者于大量失水时起动。安全注射箱通过两个逆止阀和一个隔断阀与一回路相连，起安全注射作用。这几部分协同工作即能保证堆芯的冷却，并可使反应堆停堆。核反应堆停堆后，燃料元件因裂变产物的衰变而发热，余热冷却系统的作用是带走这部分热量。它主要由热交换装置、循环泵和阀门等组成，用于停堆、更换燃料以及一回路系统发生大量泄漏事故时带走热量，冷却堆芯。

安全壳喷淋系统

安全壳喷淋系统由两条独立的管线组成。每条管线系统都是由喷淋泵、冷却器、喷头、换料水箱、阀门等设备组成。当发生失水事故时，一回路中高温高压的水漏到安全壳中，由于安全壳是密封的，安全壳里的压力和温度都会升高。安全壳喷淋系统的主要作用就是喷淋冷水使水蒸汽凝结成水，从而降低安全壳内的压力和温度。喷淋水中含有碱，可以除去空气中放射性的碘。

辅助系统

辅助系统包括以下 6个系统：

①设备冷却水系统。为核岛中的热交换器提供去除离子的冷却水。 ②反应堆腔室和废燃料冷却系统。用于反应堆腔室和废燃料池池水的冷却和净化；可以对压力壳充、排水。

③辅助给水系统。当蒸汽发生器的主给水系统完全失去作用时就投入运行。在反应堆起动、升温和停堆时，也由这个系统给蒸汽发生器供水。

④通风和空调系统。用于维持室内的温度和湿度，为运行人员和设备提供适宜的工作环境，减少室内空气中放射性碘的浓度，并减少向大气中排放放射性物质。

⑤压缩空气系统。为调节器、气动阀和安全阀等设备提供压缩空气。 ⑥放射性废物处理系统。包括排放液体收集系统，硼酸再循环系统，气体、液体和固体废物处理系统，监测和排放系统，蒸汽发生器排污系统和液体废物排放系统。

5.5 常规岛设备及系统介绍

常规岛。英文：Conventional Island，简称：CI，定义：核电装置中汽轮发电机组及其配套设施和它们所在厂房的总称。常规岛的主要功能是将核岛产生的蒸汽的热能转换成汽轮机的机械能，再通过发电机转变成电能。

在压水反应堆核电厂中，常规岛的工艺系统也称为核电厂二回路系统。它的主要工艺系统有主蒸汽系统、主给水系统、汽水分离再热系统、凝结水系统、高

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压加热水系统、低压加热水系统、辅助给水系统、辅助蒸汽系统、疏水系统和常规设备中间冷却水系统等。二回路干要设备有汽轮机、发电机、凝汽器、汽水分离再热器、高压加热器、低压加热器、除氧器及其水箱、凝结水泵及生给水泵等。

常规岛厂房主要有汽轮机房、冷却水泵房和水处理厂房、变压器区构筑物、开关站、网控楼、变电站及配电所等。

常规岛通常包括以下几个部分：

①汽轮发电机组、励磁系统、主蒸汽和主给水系统、凝结水系统、主给水及加热系统、电气和流体系统、辅助冷却系统、暖通空调系统、辅助配电系统、仪表和控制系统等。上述各系统的设备均安装在汽轮发电机厂房内。

②输电系统至主变压器的终端，包括：发电机引线、导管及其辅助设备，主变压器，高压单元厂用变压器，发电机断路器，测量和保护系统，接地系统。

5.6 技能教室及模拟机房参观

核电站仪控系统的功能 核电站仪控系统控制着整个电能生产的主要和辅助过程，并在所有运行模式及紧急情况下维护电厂的安全性、可靠性和可用性，以及在正常运行工况下维护环境的正常状态。

仪控系统具有两大功能：信息功能和控制功能。 田湾核电站全数字化仪控系统的组成 田湾核电站采用全数字化仪控系统，又称全数字集散控制系统（或DCS-分散式控制系统）主要由正常运行仪控系统Teleperm XP(TXP)和安全仪控系统Teleperm XS(TXS)、堆本体仪控系统（堆外核测、堆内核测、棒控棒位等系统）和BOP仪控系统4部分组成。

田湾核电站全数字化仪控系统的功能分级 TNPS全厂仪控系统按照功能可以划分成3级，即现场及自动化级、机组级和全厂级仪 控系统。其中：

(1)现场及自动化级仪控系统：基于TXP、TXS、其他微处理器系统以及网络通讯设 施构成，用于实现对工艺过程及设备的测量、监视、控制和保护； (2)机组级仪控系统：基于OM690操作监视系统构成，用于实现正常运行和应急 工况下对机组的监视、控制和保护； (3)全厂级仪控系统：基于OM690操作监视系统构成，用于实现对全电厂的监视和控制、与电力系统连接的监视和控制等。

田湾核电站全数字化仪控系统的安全分级 从安全角度考虑，根据国际原子能机构颁布的核安全导则D3／D8，将仪控系统分为3个安全等级：安全(1E)、安全相关(SR)和非安全(NS)。反应堆保护系统功能全部在TXS中实现，安全相关功能的一部分在TXS中实现另外一部分在TXP中实现。TXP系统也用做对非安全功能进行控制。

5.7 连岛半日游

连岛古称鹰游山，面积7.6平方公里，是江苏省最大的海岛，与连云港港隔海相望，通过6.7公里的中国最长的拦海大堤与连云港市东部城区相连。集青山、碧海、茂林、海蚀奇石、天然沙滩、海岛渔村人文景观于一体，是江苏唯一的AAAA级海滨旅游景区，还以盛产海鲜著称。得天独厚的资源已使连岛成为夏季避暑纳凉、踏浪休闲娱乐、享受海鲜美味的旅游胜地。

连岛其实最具特色的是奢侈的礁石岸线，只看这些惊涛拍岸的景观，整个岛上就足可以看一天。一些礁石常年受海浪拍击，呈现鱼骨状或珊瑚状的奇特

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形状。连岛的特色其实是山海一体，更适合“东临碣石，以观沧海”，这是非常独特的。

6，实习体会与小结

通过这次为期6天的实习，实现了四年来知识与实践的结合，对核电站有了整体的认识，对核电站整体的工作流程，各个部分的工作原理都有了更为深刻的见解。也深深明白了安全无小事，事事安全第一，质量第一，必须做到按照规程操作，按照设计施工建设，不能出现任何的失误闪失。在这里不仅仅增长了专业相关知识，开阔了视野，也受到培训中心各位教员的职业精神以及职业素养的感染，培养了自己凡是认真细致，做事一丝不苟的敬业态度，明确了为人处世的责任，实现了各方面的整体提升。

在此由衷感谢田湾核电站领导阶层给予我们这次珍贵的实习机会，也感谢田湾核电站全体工作人员于百忙之中的悉心教导。祝愿田湾人，迎着海上的晨曦，奔向辉煌的明天，再次创造核电事业上的一个又一个奇迹。

推荐第4篇：秦山核电站实习

核技术与自动化工程学院

实习报告

实习内容：□课程设计 □生产实习□参观实习实习形式：□集中 □分散 专业名称：核工程与核技术 核技术 指导老师（职称）：

实习单位：中核核电运行管理有限公司 实习时间：年月 日至年月日

2013年5月

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秦山核电站实习

摘 要

本次报告主要介绍了秦山核电站的总体概况、核电站运行过程、海水防腐蚀措施及管理、二期工程反应堆保护系统的研制、核电站的无线通信设计特点以及核电站所在地区的环境问题的了解与调查。

关键词：秦山核电站 运行

海水防腐 通信

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目 录

第1章 前 言 ...........................................................................................................................4 2.1实习目的 .................................................................................................错误！未定义书签。 2.2实习内容 .................................................................................................错误！未定义书签。

2.2.1 概述 ...............................................................................................................................6 2.2．2反应堆结构 ...............................................................................................................11 2.2.3 堆芯组成 .....................................................................................................................18 2.2.4 蒸汽发生器结 ...........................................................................................................20 2.2.5 汽轮机结构 .................................................................................................................21 2.2.6 除氧器 .......................................................................................................................23 2.2.7秦山全数字化仪控系统 ..............................................................................................26

3 第1章 前 言

实习地介绍

本次我们实习的地点是秦山核电站，秦山核电站坐落于浙江省嘉兴市海盐县秦山镇双龙岗，面临杭州湾，背靠秦山,这里风景似画、水源充沛、交通便利，又靠近华东电网枢纽，是建设核电站的理想之地。秦山核电站是中国大陆第一座自己研究、设计和建造的核电站，汽轮机、发电机、蒸汽发生器、堆内构件、核燃料元件等重要设备都由我国自己制造，进口设备主要有反应堆厂房环形吊车、压力壳、主泵等，电站动力装置主要由反应堆和

一、二回路系统三部分组成。秦山核电站设计广泛采用了国外现行压水堆核电站较成熟的技术，并进行了相当规模的科研和试验工作，始终把安全放在首位。

秦山核电站穿过隧道是

二、三期核电基地。二期工程是国家“八五“期间的重点工程。由中国核工业总公司、浙江省、上海市等投资联营建设的，规模为两台60万千瓦核电机组的商用核电站，已分别于2002年2月6日和2004年5月3日建成发电。秦山核电站三期总装机容量为两台728兆瓦核电机组，是中国与加拿大联营建设的，二台机组分别于2002年12月31日和2003年6月12日建成发电。秦山核电站已成为总装机容量为300万千瓦的中国核电基地。

中国自行设计和建造的第一座实用型核电站。位于浙江省海盐县东南秦山。由上海核工程研究设计院等单位设计。采用世界上技术成熟的压水堆，核岛内采用燃料包壳、压力壳和安全壳3道屏障，能承受极限事故引起的内压 、高温和各种自然灾害。电站1984年开工，一期工程包括建设一座30万千瓦核反应堆,安装 3台共30万千瓦汽轮发电机组及建设配套厂房和输电设施，1991年建成投入运行。年发电量为17 亿千瓦时。二期工程将在原址上扩建2台60万千瓦发电机组，1996年已开工。

秦山核电站位于中国浙江省海盐县，是中国大陆建成的第一座核电站，在经过多次扩建后，现已发展成一处大型核电基地。 该电站是中国第一座自己研究、设计和建造的核电站，一期工程额定发电功率30万千瓦，采用国际上成熟的压水型反应堆，1984年破土动工，1991年12月15日并网发电，设计寿命30年，总投资12亿元。厂区主要包括七个部分：核心部分、废物处理、供排水、动力供应、检修、仓库、厂前区等。全厂设备约28,000余台件，由国内585个工厂和10余个国家（地区）供货，汽轮机、发电机、蒸汽发生器、堆内构件、核燃料元件等重要设备都由中国自己制造，进口设备主要有反应堆厂房环形吊车、压力壳、主泵等，电站动力装置主要由反应堆和

一、二回路系统三部分组成。秦山核电站设计广泛采用了国外现行压水堆核电站较成熟的技术，并进行了相当规模的科研和试验工作，始终把安全放在首位。为阻止放射性物质外泄，设置了三道屏障，第一道锆合金管把燃料蕊块密封组成燃料元件棒；第二道为高强度压力容器和封闭的一回路系统；第三道屏障则为密封的安全壳，防止放射性物质外泄。加外还有安全保护系统、应急堆蕊冷却

4 系统、安全壳、喷淋系统、安全壳隔离系统、消氢系统、安全壳空气净化和冷却系统、应急柴油发电机组等，使反应堆在发生事故时，能自动停闭和自动冷却堆蕊。秦山核电站的建成结束了中国大陆无核电的历史，投产以来，机组运一直处于良好状态，成为中国自力更生和平利用核能的典范。

秦山核电站总投资17亿多元，所产生的清洁电能源源不断地输入华东电网，有助于缓解浙江省和长三角区域长期的能源供应吃紧状态。

实习目的

（1）训练从核电站业设计、施工、监理及系统运行管理等工作所必须的各种基本技能和实践动手能力；

（2）了解核电站整体的运行情况，以及各个设备的工作原理与工作过程。 （3）培养理论联系实际、从实际出发分析问题、研究问题和解决问题的能力；

（4）培养热爱劳动、不怕苦、不怕累的工作作风

实习内容

(1) 第一周：秦山核电站整体运行情况参观与了解

(2) 第二周：关于《二回路系统水化学的改进》及《二期工程反应堆系统》的学习与了解 (3) 第三周：师傅带领参观海水反腐系统构造并讲解原理以及对核电站无线通信系统的认识

（4）第四周：关于核电站辐射对当地环境的影响实践与认知

5 第2章

秦山核电站运行过程

2.1 概述

核动力装置的组成及工作原理

核力装置是一个由各种仪器、系统、设备和机构组成的综合体，用于将核燃料裂变时放出的核能变换成电能、机械能和热能。核动力装置由两部分组成：一是反应堆装置，其作用是使核燃料中的易裂变核素产生裂变，释放热量，并把热量传递给工质（冷却剂）；二是汽轮发电机组（包括汽轮机和发电机），其作用是将工质（蒸汽）热能转为机械能和电能， 在大多数核动力装置中，作为工质的冷却剂和蒸汽的回路是分开的。其中，冷却剂回路称为一回路．水蒸气回路称为二回路。一回路是带放射性的，二回路则是安全的。

秦山核电站一期工程建设的两台单机容量为100万千瓦级的俄罗斯ASE-91/99型压水堆核电机组即为双回路设计。其中，一回路由1个反应堆、1台稳压器和4个环路组成，如图2-2-1所示。

2-1-1 一回路组成

每个环路又包括1台蒸汽发生器、1台主泵和主管道。冷却剂在主泵的作用下．按照从反应堆一蒸汽发生器一主泵一反应堆的流程在一回路中循环流动。一回路内的压力由稳压器稳定在15.7 MPa，在冷却剂通过反应堆堆芯时，吸收核裂变释放出的热量，温度从t=290℃加热到t=322℃，因此冷却剂在正常情况下处于欠饱和状态。被加热的

冷却剂然后沿主管道进入蒸汽发生器，并在蒸汽发生器的传热管内流动，

6 将热量传递给传热管外侧的二回路工质（给水），使给水沸腾，从而转变为饱和蒸汽，蒸汽的压力为6.28MPa，温度为278℃。同时'一回路冷却剂被二回路工质（给水）冷却，温度从320℃下降到290℃，然后沿主管道重新进入堆芯。

在蒸汽发生器内产生的饱和蒸汽沿蒸汽管线进入汽轮机。蒸汽在流过汽轮机膨胀做功，使其热能转换成汽轮机转子旋转的机械能。由于汽轮机转子与发电机转子通过联轴器连接在一起，因此汽轮机在转动的同时带动发电机转子旋转，继而在发电机定子上产生感应电流，这样就将机械能转换成电能，如图2-1-2所示。

2-1-2 二回路热力系统

由于随着蒸汽在汽轮机内的膨胀，蒸汽的湿度增加，而这有可能导致汽轮机零件的汽蚀磨损。所以，汽轮机分为高压缸和低压缸，并且在高压缸和低压缸之间设置汽水分离再热装置，对蒸汽进行干燥和加热。干燥后的微过热蒸汽进入低压缸做功，并最终排入凝汽器。

在凝汽器中布置有传热管，传热管内循环流动着海水，用于冷却汽轮机排出的乏蒸汽，使乏蒸汽转变为凝结水，同时保持凝汽器内为恒定的真空。海水的水温通常在13～33℃，海水的循环依靠循环泵实现。

凝汽器中蓄积的蒸汽凝结水称为主凝结水，由凝结水泵抽出，经过低压加热器加入除氧器。低压加热器是利用从汽缸中抽出的蒸汽加热凝结水，有利于提高热循环效率，同时也可将汽轮机内的水分带出，有利于汽轮机的安全运行。在秦山核电站共设有四级低压加热器，其中一号低加为并列布置的4个表面式加热器，二号低加是一个混合式加热器，三号低加是一个表面式加热器，四号低加也是一个表面式加热器。

在除气器中，利用汽轮机高压缸的抽汽将凝结水加热至饱和温度，使溶

7 在水中的氧和二氧化碳等气体被释放出来并排出二回路，避免金属设备腐蚀，可见除氧器。经过除氧后的凝结水称为主给水。

主给水由主给水泵抽出，经过高压加热器加热后进入蒸汽发生器，高压加热器同样是利用从高压缸中抽出的蒸汽加热给水，有利于提高热循环效率。在秦山核电站，高压加热器均为表面式加热器，共设有两级并且分AB两个并列运行系列。例如，A系列依次布置有一个五号高加和一个六号高加，B系列与A系列完全相同。

从以上对二回路热力系统的描述可知：二回路做功的工质从初始的饱和蒸汽，经过几个不同的热力过程后，仍然回到初始状态，这个周而复始的热力循环即是朗肯循环。

如图2-2-3所示，朗肯循环由以下几个热力过程组成：

2-1-3 核电厂郎肯循环

8→1→2，表示二路的给水在蒸汽发生器中吸收一回路冷却剂释放的热量后转变为饱和蒸汽的过程，是一个定压吸热过程。 2→3：表示饱和蒸汽在高压缸中膨胀做功，将蒸汽的内能部分地转化为转子旋转的机械能，是一个绝热膨胀过程。

3→4：表示高压缸的排汽在汽水分离再热器中的汽水分离过程，使蒸汽的湿度减小。

4→5：表示高压缸的排汽在汽水分离再热器中的再热过程，使蒸汽的内能增加。

5→6：表示饱和蒸汽在低压缸中膨胀做功，将蒸汽的内能部分地转化为

8 转子旋转的机械能，是一个绝热膨胀过程。

6→7：表示汽轮机排汽在凝汽器中被冷凝成凝结水的过程，是一个定压放热过程。

7—8：表示水在泵中的加压过程，是一个绝热压缩过程。

核电厂的热循环效率，通常用表示，它是指工质完成一循环所做的静功与工质在循环中从高温热源吸收的热量的比值，它表示输入的热量转变为功的份额。

从朗肯循环可知，工质在循环中从高温热源吸收的热量q1，是点1→2→3→4→5→6→90→10→7→8所 所围成的面积，工质在循环中向低温冷源释放的热量q2，是点6→9→10→7所 围成的面积；工质完成一个循环所做的净功即是吸收的热量与释放的热量之差，因此，核电厂的热循环效率可以用下式表示： (2-1-1)

由于q1与蒸汽的初始参数（温度、压力）有关，q2与蒸汽的终参数有关 ，因此初始参数越高，则热循环效率越高；终参数下降，初始参数不变，则热循环效率越高。

由于核电厂蒸汽的初始参数低于火电厂蒸汽参数，因此核电厂的热循环效率较低。为了提高热循环效率，核电厂普遍采用了给水回热循环。 采用给水回热循环的意义在于：从汽轮机中抽出一部分蒸汽，加热给水，提高了蒸汽发生器的给水温度，减少了给水在蒸汽发生器中的吸热q1。同时，可使抽汽不在凝气器中令凝放热，减少冷源损失2。，因此在蒸汽初、终参数相同的条件下，采用给水回热循环的热效率比朗肯循环高。

秦山核电站运行工况

秦山核电站按照现行俄罗斯标准和IAEA标准设计有以下4种运行工况： (1)正常运行工况

正常运行工况是指电站所有系统和设备的状态符合所设计的正常运行限值和条件。正常运行工况包括有功率运行、最小可监测功率水平、热态、冷态、维修冷停堆、换料冷停堆，加热和冷却8个状态。 (2)预期运行事件

预期运行事件是指所有能够预期的机组正常运

9 行的偏离，在运行期间发生一次或几次但是由于设计中规定了相应的措施，不会对安全重要部件造成大的破坏，不会导致事故状态。预期运行事件诸如：多台或者单台主泵停运、汽轮机主汽门关闭或者外部负荷丧失、蒸汽发生器安全阀、大气释放阀或者旁排阀意外打开等。 (3)设计基准事故

设计基准事故是指由设计中的初始事件引发的事故，设计有符合单一故障准则的安全系统以限制事故的后果。设计基准事故诸如：稳压器安全阀意外打开并且停留在开位置、一回路小破口、一回路大破口、蒸汽发生器给水管破裂等。 如图2-2-4 反应堆的组成 (4)超设计基准事故

超设计基准事故是指由设计基准事故所没有预想到的初始事件弓发的事故，或者是设计基准事故叠加安全系统故障。超设计基准事故可能会导致严重的后果，甚至是堆芯熔化。超设计基准事故诸如：8小时和24小时全部交流电源故障、给水完全丧失、大/小破口跌加堆芯应急冷却系统能动部分故障、不停堆的预期瞬态、在反应堆顶盖移开和反应堆密封的情况下应急和计划冷却系统的排热长时间（超过24小时）丧失。

秦山核电站运行模式

秦山核电站有以下3种运行模式'即“N”模式、“T”模式和“C”模式。

(1)“N”模式（机跟堆运行模式）：是指反应堆功率控制系统控制反应堆功率，使反应堆功率保持在设定范围内；汽轮机自动控制系统调节汽轮机调门开度，使机组负荷跟随反应堆功率的变化而变化，从而保证主蒸汽集管压力恒定。

(2)“T”模式（堆跟机运行模式）：是指汽轮机自动控制系统控制机组负荷，使机组负荷保持在设定范围内，而反应堆功率控制系统调节控制棒的棒位，使反应堆的功率跟随机组负荷的变化而变化，从而保证主蒸汽集管压力恒定。“T”模式是电站的主要运行模式。 (3)“C”模式（功率分布控制运行模式）：控制棒由MCDS的功率分布控制器控制，目的是进行反应堆功率分布控制。反应堆功率控制器监测主蒸汽集管压力，当主蒸汽集管压力大于限值时，自动强制转换到“T”模式。

秦山核电站的主要运行参数

10 2-1-5反应堆装置在正常运行工况下的运行参数

2.2反应堆结构

反应堆的作用和组成

热中子核反应堆的主要作用是：

(1)将核燃料所有形式的裂变能部分地转交成热能，并将热能传递给一回路冷却剂；

(2)在反应堆堆芯内建立可控的链式核裂变反应；

(3)在O～3000 Mw功率水平范围内能保持堆芯可控链式核裂变反应。

反应堆的组成部分如图1-2-1所示，包括有：反应堆压力容器，堆芯吊篮，堆芯围板，保护管组件、堆芯（燃料组件、控制棒组件、可燃毒物棒组件）、上部组件、堆内监测仪表、保护钢结构、上部组件热屏蔽、支承环、止推环、支承衍架、止推衍架、控制棒驱动机构，隔离波纹节、主密封件、接管区热屏蔽和生物屏蔽、干保护、堆内及堆外核测和堆芯捕集器。 反应堆压力容器

反应堆压力容器作为一回路的压力边界，是防止堆芯内放射性裂变产物逸出的第三道屏障。压力容器用于容纳堆内构件，堆芯部件及其它相关部件。

反应堆压力容器是由容器法兰，接管区段上壳段，接管区段下壳段，支撑壳段，上部圆筒壳段，下部圆筒壳段和椭圆底封头7部分焊接而成，共有6环焊缝，如图2-2-1所示。

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堆芯吊篮

堆芯吊篮是一个带椭圆形底的立体式圆筒体，其主要作用是：固定堆芯围板和燃料组件，使一回路冷却剂以均匀的流量在堆芯内流动，同时依靠其金属壳体，减少反应堆压力容器的入射中子量。

堆芯吊篮又法兰部分，多孔壳段，圆筒壳段，燃料组件支撑管，隔板，底封头，防断支撑等部件组成，如图2-2-2所示。

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堆芯围板

堆芯围板安装固定在吊篮内，与吊篮一起装入或卸出压力容器，结构如图2-2-3所示。

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堆芯

反应堆压力容器内进行裂变链式反应的区域。堆芯通常由燃料组件、中子源、可燃毒物、慢化剂(根据需要)和控制棒组件等组成。它们之间流过冷却剂，以带出裂变反应产生的热量。堆芯的主要性能参数见下表2-2-4

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控制棒驱动机构

控制棒驱动机构的作用是驱动控制棒组件，是控制棒组件能够在堆芯中上下移动，实现反应堆启动、功率调节、剩余反应性补偿和停维；另外，通过位置传感器，可以向主控室传送控制棒在堆芯的位置信号，见图2-2-5。

控制棒驱动机构主体由承压壳体、电磁部件、运动部件、驱动杆和步长位置指示器组成。

承压壳体是由不锈钢支撑的带法兰的套管，用于安置控制棒驱动机构的内、

15 外部件，保证控制棒驱动机构在一回路参数下工作。

运动部件安装在密封的承压壳内，通过与电磁部件之间的相互作用实现驱动枰和控制组件的移动。运动部件包括3个主要部分：提升组件、固定组件以及弹簧组件。其中：

(1)提升组件：用于实现驱动杆的步进式移动，包括提升线圈可动磁极（1个）锁紧线圈可动磁极（2个）、提升线圈不可动磁极（1个）以及可动棘爪。

(2)固定组件：用于保持驱动杆处于某一固定位置，包括有固定线圈不可动磁极（1个）、固定线罔可动磁极（1个）以及固定棘爪。驱动杆上部分是一个带齿的圆柱形套管，齿间间距为20 mm，可与运动部件中可动部件连接。在驱动杆下部端头有夹持装置，可与控制棒组件星形构架连接。在驱动杆内布置有13个由导磁不锈钢制成的分流器，各分流器之间由垫圈隔离，依靠分流器与步长位置传感器线圈之间的相互作用，形成驱动杆位置指示信号。步长位置指示器用于监测驱动杆和控制棒组件的位置，它可以提供控制棒组件在堆芯每20mm行程的位置指示，它通过控制棒驱动杆带动驱动杆内的分流器移动造成位置指示器内9组电感线圈电势的变化测出控制棒的棒位。

堆芯捕集器

秦山电站在世界上首次设置了堆芯熔融物捕集和冷却装置（简称堆芯捕集器），以减轻堆芯熔化并熔穿反应堆压力容器的严重事故后果。堆芯捕集器的作用是包容含有大量放射性裂变产物的堆芯熔融物和确保安全壳的完整性，从而使严重事故后果降低到对周围居民和环境规定的限值水平。

如果没有堆芯捕集器，那么在这样的严重事故下，高温、高化学活性的堆芯熔融物就会与安全壳构筑物直接作用，使其丧失密封完整性。在此情况下，不仅气态和气溶胶放射性产物．而且大量长寿命的液态和固态放射性物质将释人环境，这将导致灾难性的后果。因此，设置捕集堆芯熔融物并使其长期冷却的装置作为预防措施是必要的，这种代价带来的潜在效益就是使核电站的安全性显著提高。堆芯捕集器由托盘、通风集管、牺牲材料填料篮以及热交换器四部件组成，如图2-2-6所示。整个堆芯捕集器放置在反应堆本体的正下方。

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在发生堆芯熔化的超设计基准事故时，堆芯捕集器投入运行。堆芯熔融物首先流至托盘表面，然后沿托盘流人填料篮，通过与牺牲材料之间的热物理一化学反应（吸热反应），吸收部分热量，同时堆芯熔融换热物锆、铬、铝等氧化物组成的熔渣上升浮于熔化金属上层，阻止非挥发性裂变产物释出。另外，当堆芯燃料组件出口汽一气混合物温度达到400℃时，操纵员投入堆内构件检查井水应急使用系统（JNB），即打开堆内构件检查并与堆芯捕集器连接管线上的门阀，使堆内构件检查井中的蓄水（683m3）依靠重力（非动能）进入堆芯捕集器换热器组件，通过水的沸腾蒸发冷却堆芯熔融物，蒸汽由排放通道排入安全壳。在熔融物流出压力容器50min后，操纵员将乏燃料水池的蓄水引至熔融物表面，以冷却熔融物。在事故发生24小时内，堆内构件检查井和乏燃料水池的蓄水足以满足熔融物衰变余热并排出要求。在核电恢复后，通过JMN系统和FAK系统向堆内构件检查井和乏燃料水池补水，以确保堆芯捕集器的长期冷却。堆芯捕集器中的物质完全固化，需要至少10个月的时间。

17 2.3 堆芯组成

燃料组件

堆芯中共装载有163个燃料组件，每个燃料组件都是由上管座、下管座和燃料棒束部分组成，如图2-3-1所示。

燃料组件的结构允许向燃料组件中插入控制棒组件、可燃毒物棒组件、中子—温度测量通道以及装卸料专用工具，燃料组件的特性参数见表2-3-2。

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堆芯中的燃料组件按照组成的不同分为两类，即标准型燃料组件和混合型燃料组件。其中，混合型燃料组件又分为含钆的燃料组件和不含钆的燃料组件，如图2-3-3所示。

19 2.4 蒸汽发生器结

蒸汽发生器的功能与组成

秦山核电站一回路冷却剂系统的每个环路设置有1台蒸汽发生器ΠΓB-1000M，其中KKS代码为JEA10,20,30,40AC001，并且围绕反应堆布置在反应堆厂房内，如图2-4-1所示。

蒸汽发生器作为一回路的主要设备，主要功能包括：

（1） 将一回路冷却剂的热量通过传热管传递给二回路的给水，加热给水至沸腾，经过汽水分离后产生驱动汽轮机组的饱和蒸汽；

（2） 作为一回路的压力边界，承受一回路压力，并与一回路其他压力边界共同构成防止放射性裂变产物逸出的第三道安全屏障；

（3） 在预期运行事件、设计基准事故工况以及过度工况下保证反应堆装置的可靠冷却。

蒸汽发生器的主要技术参数见表2-4-2。

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2.5 汽轮机结构

汽轮机的作用

汽轮机是热动设备，属于正常运行设备，其作用是不断的将水蒸气流的热能转变为汽轮机转子转动的机械能。

21 汽轮机的工作原理

蒸汽的热能转变成机械能是通过汽轮机中级的工作来完成的。因此，要了解汽轮机的工作原理．必须首先掌握级的概念和工作原理。

汽轮机的级，是汽轮机最基本的工作单元，由一列喷嘴和一列动叶栅构成。汽轮机通常由许多级组成．在多级汽轮机中，蒸汽的热能转变成机械能就是通过各个级的工作来完成成的。汽轮饥级的结构如图2-5-1所示，静叶片固定在隔板中．两个相邻静叶片间的汽流通道称为喷嘴。动叶片固定在叶轮上，动叶片的剖面称为动叶栅。在隔板与转轴之间设置有减少蒸汽旁流的密封装置，称为隔板汽封；在动叶片顶部设有围带，围带顶部设有减少蒸汽旁流的密封装置，称为围带汽封。

当具有一定温度和压力的蒸汽通过汽轮机级时，首先在喷嘴中将蒸汽所具有的热能转变为动能，然后在动叶栅组成的汽流通道中将蒸汽的动能转变为机械能。换句话说，在汽轮机的级中，蒸汽总焓降的一部分转变为功。 根据工作原理的不同，汽轮机的级分为冲动级和反动级两种类型。其中，冲动级又包括纯冲动级和带有一定反动度的冲动级。

级的反动度用ρ表示，是指动叶栅理想焓与级数的焓降之比，它表示蒸汽在动叶栅中的膨胀程度。

(1)如果ρ=0，称为纯冲动级，即蒸汽只在喷嘴中膨胀，在动叶栅中不膨胀。

(2)如果O

(3)如果ρ=0.4～0.6及以上，称为反动级，即蒸汽在喷嘴和动叶栅中

22 都膨胀。

根据级的工作原理，汽轮机分为冲动式汽轮机、反动式汽轮机和冲动反动联合式汽轮机。

秦山核电站汽轮机结构

秦山核电站采用K-1000-60/3000型汽轮机，是列宁格勒金属工厂在长期设计、生产和运行高速汽轮机的经验基础上改进的。

K-1000-60/3000是汽轮机型号，其中： K——表示凝汽式汽轮机；

1000——表示额定功率为1000MW；

60——表示汽轮机前的蒸汽额定压力位60kgf/cm2(5.88MPa)； 3000——表示汽轮机的转速为3000r/min；

秦山核电站K-1000-60/3000型汽轮机由4个低压缸和1个高压缸组成，如图2-5-2所示。

2.6 除氧器

给水除氧的必要性及除氧方式

进入蒸汽发生器的给水必须经过除氧．这是因为给水中含有氧气，将会使给水管管道 汽发生器传热管以及汽轮机通流部分遭受腐蚀，缩短设备的寿命。防止腐蚀最有效的办法 是除去水中的溶解氧和其他气体，这一过程称为给水的除氧。

给水除氧的方式分为物理除氧和化学除氧两种。物理除氧是设置除氧器，利用汽轮机 的抽汽加热除氧器中的凝结水，达到除氧的目的。化学除氧是在凝结水中加入化学试剂极 限除氧。

秦山核电站同时使用了物理除氧和化学除氧两种方式，以达到除氧的目的。 除氧器的作用

23 在秦山核电站的二回路热力系统中设置有除氧器。如前所述，除氧器的主要作用就是除去蒸汽发生器给水中的氧气及其他气体，保证给水的品质。同时，除氧器本身又是给水回加热系统中的一个混合式加热器，起到了加热给水，提高给水温度的作用。

除氧器的工作原理

水中溶解气体量的多少与气体的种类、水的温度以及各种气体在水蔺上的分压力有关， 除氧器工作原理是：把压力稳定的蒸汽（通常是汽轮机高压缸的抽汽）送入除氧器，加热除氧器中的水。在加热过程中，水面上水蒸气的分压力逐渐增加，而其他气体的分压力逐渐降低．水中的气体就不断地分离析出。当水被加热到除氧器压力下的饱和温度时，水面上的空间全部被水蒸气充满，各种气体的分压力趋于零，此时水中的氧气及其他其他即被除去。

从上述的工作原理可以看出，热力除氧必须满足以下两个条件：， 第一，必须将除氧器中的水加热到除氧器压力对应的饱和温度；

第二，必须及时排出从水中分离析出的气体。

如果第一个条件不满足，则气体不能全部从水中分离出来；如果第二个条件不满足，则已分离出来的气体会重新回到水中。因此，除氧器加热蒸汽的汽源也是至关重要。

对于秦山核电站，除氧器在加热和启动阶段，加热蒸汽来自厂用蒸汽，而厂用蒸汽可以来自主蒸汽集管、辅助锅炉或者临近机组。在汽轮机启动后并且抽汽的压力达到一定值时，加热蒸汽则来自汽轮机的三级抽汽。

还需要指出的是，气体从水中分离析出的过程并不是在瞬间能够完成的，需要一定的持续时间，气体才能分离出来。

除氧器结构

秦山核电站除氧器为淋水盘式除氧器，主要由上部的除氧塔和下部的除氧水乡组成，如图2-6-1所示。其中除氧塔是容积为150 m3，长度为3 m直径为2.2m

3的圆筒状容器，除氧水箱是一个容积为400 m，长度为3.8 m，直径为3.6 m的圆筒状容器。

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在除氧塔顶部装有4个射流喷嘴，其作用是将进入除氧塔的主凝结水分散成束状水流 和水滴'以增加水和蒸汽之间的接触面积，改善传热效果，提高除氧效率，在射流喷嘴的下方设置有筛状多孔的淋水盘，称为上部淋水盘。喷嘴出口的束状水流首先落至上不淋水盘，除此之外，温度较低的除氧器补水、辅助给水泵的循环水以及蒸汽发生器的排污水等也是直接送至上部淋水盘。因此上部淋水盘的作用即是将凝结水及其他疏水和补水分解成细小的水滴。

在上部淋水盘下部还设置有一层筛状多孔的淋水盘，称为下部淋水盘。加热用的蒸汽从除氧塔两端经挡板送至下部淋水盘下部。加热蒸汽由下向上流动，与下落的束状水流接触换热，将水加热至饱和温度，使水中的气体不断分离逸出，并由塔顶的排气管排出，凝结水则下流至除氧塔底部。因此下部淋水盘的作用出了分散水流外，还有展平水流和气流的作用，使水流与汽流充分接触。

在除氧塔和下部的除氧水箱之间设有连接管。除氧塔中的水经连接短管的水流通道进入除氧水箱。在除氧水箱中设置再沸腾管，可将一部分加热蒸汽从除氧水箱的两侧引入除氧水箱的底部（正常水面以下）。设置再沸腾管的目的：一是在机组启动前可以加热水箱中的给水；二是在正常运行中，可以使水箱内的水经常处于沸腾状态，同时水箱液面上的汽化蒸汽还可以把除氧水与水中分离出来的气体隔离，从而保证除氧效果。再沸腾管由横向木管和立式支管组成．支管底部为封头多孔段。蒸汽进入母管后沿管道进入各支管，然后从支管底部的汽孔进入除氧水箱，加热水箱中的水至饱和温度。

在除氧水箱的蒸汽空间里除了有凝结水沸腾产生的蒸汽外，还有直接进入除氧水箱的高温流体（如高加凝结水、汽水分离再热器凝结水等它们的温度高于除氧器中水的饱和温度）汽化所形成的蒸汽。混合蒸汽由下向上流动，经连接短管内的蒸汽通道进入到除氧塔的下部淋水盘，在此与加热蒸汽的主流混合。

25 综上所述，除气塔中的射流喷嘴和两层淋水盘以及除氧水箱中的再沸腾管保证了除氧器的有效除氧。

2.7秦山全数字化仪控系统

核电站仪控系统的功能

核电站仪控系统控制着整个电能生产的主要和辅助过程，并在所有运行模式及紧急情况下维护电厂的安全性、可靠性和可用性，以及在正常运行工况下维护环境的正常状态。仪控系统具有两大功能：信息功能和控制功能。

秦山核电站全数字化仪控系统的组成

秦山核电站采用全数字化仪控系统，又称全数字集散控制系统（或DCS-分散式控制系统）主要由正常运行仪控系统Teleperm XP(TXP)和安全仪控系统Teleperm XS(TXS)、堆本体仪控系统（堆外核测、堆内核测、棒控棒位等系统）和BOP仪控系统4部分组成，如图11-1-1所示。

秦山核电站全数字化仪控系统的功能分级

TNPS全厂仪控系统按照功能可以划分成3级，即现场及自动化级、机组级和全厂级仪

控系统。其中：

(1)现场及自动化级仪控系统：基于TXP、TXS、其他微处理器系统以及网络通讯设施构成，用于实现对工艺过程及设备的测量、监视、控制和保护；

(2)机组级仪控系统：基于OM690操作监视系统构成，用于实现正常运行和应急工况下对机组的监视、控制和保护；

(3)全厂级仪控系统：基于OM690操作监视系统构成，用于实现对全电厂的监视和控制、与核电系统连接的监视和控制等。

秦山核电站全数字化仪控系统的安全分级

从安全角度考虑，根据国际原子能机构颁布的核安全导则D3／D8，将仪控系统分为3个安全等级：安全(1E)、安全相关(SR)和非安全(NS)。反应堆保护系统功能全部在TXS中实现，安全相关功能的一部分在TXS中实现另外一部分在TXP中实现。TXP系统也用做对非安全功能进行控制。

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第三章 秦山核电站海水系统防腐蚀措施及管理

3.1秦山核电站地理背景简介

秦山核电站是我国大陆自主设计、建造、运行的第一座核电站。该30万kW核电机组1991年12月首次并网发电，1994年4月投入商业运行。秦山核电站的冷却用海水取自于钱塘江、长江与东海交汇处的杭州湾。杭州湾海水中氯离子的含量高达7 250 ×10-6，海水中夹带有大量黏性细颗粒粉砂，最大含砂量可达5～12 kg/m3，是非常复杂的“含大量氯离子的双相流”。同时，海水中有机质丰富，富含有机酸，贝类等海生物生长迅速。由于秦山地区的海水泥沙含量大，腐蚀性强，对设备的磨损和腐蚀作用显著，具有磨损（冲刷）腐蚀、微生物腐蚀、电偶腐蚀、缝隙腐蚀、点蚀等多种腐蚀作用，故海水系统的防腐蚀管理是一个难点问题，也具有很强的代表性。

3.2 秦山核电站海水系统流程 3.2.1 系统概述

秦山核电站海水系统根据用户不同分为一回路海水系统和二回路海水循环冷却水系统。

一、二回路海水系统共用49号海水泵房及海水取排水设施。杭州湾的海水经取水方涵、拦污栅 再通过取水隧道，经过海水泵房内3台旋转滤网的过滤后进入泵坑。4台一回路海水泵和6台二回路海水循环水泵再将海水泵房泵坑内的海水通过管道输送给各用户进行热交换。在完成热交换后，二回路海水循环冷却水系统的排水汇集到排水母管经虹吸井、排水方涵、连接井、排水隧洞排入最终热阱杭州湾。来自02号核岛辅助厂房的一回路海水系统排水接排入虹吸井后的排水方涵，与二回路排水汇流；供给07号应急柴油机厂房的一回路海水统的排水直接排入厂区边坡排水沟。

3.2.2 一回路海水系统

一回路海水系统也叫作重要厂用水系统，其功能是在机组各种运行工况下向02号厂房设备冷却水热交换器以及07号厂房应急柴油发电机组套泵房泵坑内取水后汇集于A、B两根水母管内，再分成4根进水管通过二次滤网过滤后分别供应

27 给两台凝汽器的A、B两侧进行热交换，排水经4根排水管汇集于两根回水母管后排入虹吸井。两根进水母管各引出一根支管将海水供应给04号汽轮机厂房内的其他用户构成海水冷却水系统。海水管式水冷器提供充足的冷却水,并将收集的热负荷输送到最终热阱，即杭州湾，确保反应堆机组在正常运行和事故运行条件下安全运行。一回路海水系统有4台100%容量的海水泵,分为两个冗余系 列，即1号、2号泵在一根输水母管上为A系列；3号、4号泵在另一根输水母管上为B系列。该系统满足核安全三级，抗震I类要求。一回路海水系统流程如图3-2-1所示。

3.2.3 二回路海水循环冷却水系统

二回路海水循环冷却水系统包括为凝汽器供应冷却海水的海水循环水系统和为其他用户提供冷却海水的海水冷却水系统。6台循环水泵从海水冷却水系统设两台海水过滤器，过滤海水中的杂物，以免堵塞各用户管束。3台海水升压泵是专为7.2 m标高处的发电机空冷器设计的。其他用户因布置在0 m标高层，海水压力足够高，故不另设升压泵供水。海水冷却水系统的用户主要有发电机空冷器，工业水冷却器和发电机定转子水冷却器。冷却完各用户后的海水排水分别经两根支管汇集到两根回水母管中。二回路海水循环冷却水系统的流程如图

28 3-2-2所示。

3.3海水系统现有防腐蚀措施 3.3.1 外防腐措施

由于海水的腐蚀性很强，而土壤或大气的腐蚀性相对较弱，故秦山核电站海水系统外防腐措施相对较为简单。埋地部分一般用环氧树脂加玻璃丝布包缠（四油三布）进行外防腐，配合厂区地下金属埋设物区域性阴极保护系统进行外壁联合保护；厂房内部分一般用环氧玻璃丝布或环氧类防腐漆进行外防腐。 3.3.2 一回路海水系统

秦山核电站一回路海水系统输水管道大部分为管沟铺设，一少部分为埋地铺设。管道内表面衬有聚合物水泥砂浆衬里；4台一回路海水泵泵壳材质为奥氏体不锈钢，为保护泵壳免受含泥沙海水的腐蚀及冲刷，均采用高聚陶瓷类修复材料对泵壳内表面进行了防腐涂装；设备冷却水热交换器前的2台一回路海水过滤器用双相不锈钢及钛材进行制造，以保证良好的耐海水腐蚀性能；3台设备冷却水热交换器壳体为16MnR材料，海水侧水室有衬胶层保护，传热管及管板为钛材；应急柴油机冷却水及中冷水热交换器壳体材料为16MnR，海水水室有衬胶层，传热管为HAl77-2A铝黄铜材料，管板为HSn62-1锡黄铜材料，这两种铜合金均有

29 较好的耐海水腐蚀性能；07号厂房内使用衬塑管道连接热交换器和室外的砂浆衬里海水管道。

3.3.3 二回路海水循环水系统

二回路海水循环水系统中，碳钢类循环水泵部件与海水接触部分均有熔融环氧涂层或环氧沥青漆等防腐涂层进行保护，叶轮仓部位安装有锌合金牺牲阳极保护块；循环水泵叶轮叶片由于泥沙冲刷磨损严重，曾使用高聚陶瓷类冷涂层及超音速火焰热喷涂WC-Co-Cr涂层进行保护，现在还处于验证阶段；循环水系统管道中室外部分均为埋地铺设，管道内表面大部分衬有水泥砂浆衬里，局部为熔融环氧或防腐涂层；为加强对循环水系统管道的保护，该部分管道加有厂区海水管道内壁阴极保护系统，由16个镀铂钛辅助阳极装置向管内海水释放电流对管道内壁进行阴极保护；在输水母管互通闸阀两侧直径1.6 m和2.6 m渐缩管段内壁加有铝合金牺牲阳极进行阴极保护；04号厂房内凝汽器本体至海水进出口蝶阀间的海水管道内壁涂有重防腐环氧沥青漆涂料，并结合铝合金牺牲阳极对管道进行保护；4台二次滤网筒体及凝汽器进出口水室和折回水室内表面衬有橡胶防腐层。

3.3.4 二回路海水冷却水系统 二回路海水冷却水系统，从进水母管接口开始直至04号厂房内海水过滤器前后的海水管道以及04号厂房至回水母管的排水管道均为砂浆衬里，其余去各用户的海水管道内表面大为熔融环氧，局部冲刷严重管段用高聚陶瓷类耐磨材料进行防护；不锈钢材质的海水过滤内表面使用高聚陶瓷类涂层加以保护，以防止海水的点蚀和冲刷；3台海水升压泵泵壳内表面也使用高聚陶瓷涂层加以保护以抵御含泥沙海水的冲刷腐蚀；工业水冷却器与海水接触部分如水室、传热管、管板均为钛材质，具有良好的耐海水腐蚀性能；定转子冷却器内与海水接触的水室或接管也都有衬胶或衬塑防腐层进行防护；发电机空冷器传热管及管板为钛材，碳钢材质的海水进出口短管内表面用熔融环氧加高聚陶瓷耐磨涂层进行联合保护，空冷器端盖均用高聚陶瓷涂层进行防护。

3.4海水系统防腐蚀管理

3.4.1 海水系统防腐蚀管理策略

秦山核电站是我国大陆第一座核电站，受当时条件限制，海水系统选材及防腐

30 蚀初始设计中存在一些不足，造成运行前期海水系统发生一些腐蚀问题。由于一开始并没有成立专业的防腐科室对海水系统进行管理，故前期海水系统的防腐管理还是以消缺性管理为主。随着海水系统腐蚀问题的日益突出，为从根本上解决问题公司通过一系列、大范围的变更改造，并不断探索新的防腐蚀手段，引进新的防腐蚀材料和工艺，对海水系统进行防护，现在海水系统的状态已经比较稳定。随着电站累积运行时间的不断延长，腐蚀问题日益引起公司管理层的关注。通过成立材料防腐科专业科室对防腐工作进行归口管理和中长期规划，完善防腐相关管理制度，并建立了《系统设备防腐大纲》以及

一、二回路海水系统设备预防性防腐大纲等子程序，初步实现了海水系统防腐管理文件体系的建立，现在海水系统的

防腐管理工作已经过渡到以预防性维修为主，持续改进的新阶段。同时，为保证海水系统在改造过程中防腐性能不降低，材料防腐科负责对系统设备变更、技改等项目的材料和防腐技术条件进行归口审查，可以从源头上保证选材的正确性和防腐手段的有效性，从而保持海水系统良好的防腐蚀性能。现有的海水系统防腐蚀管理工作主要分为预防性防腐和缺性防腐两种。其中，预防性防腐工作占有很大的比重。一方面通过对阴极保护系统的不断维护，保证系统的连续稳定运行，对海水管道内外壁进行持续的阴极保护，阻止或减缓海水对系统管道的腐蚀；另一方面，根据海水系统设备预防性防腐大纲合理安排防腐项目，利用每次换料大修或日常期间设备、管道解体的时间窗口，对设备、管道内表面的防腐层进行检查及修复，保证防腐层的完好，发挥最佳的保护效果；此外，还通过合理选材和改进防腐材料及工艺等手段来达到预防腐蚀的目的。由于海水的腐蚀性很强，且各种保护手段也存在一定的失效概率，因此尽管采取了以上种种预防性防腐措施，仅仅单纯依靠它们仍不能保证海水系统不发生腐蚀问题。一旦发生意料外的海水系统腐蚀问题，就需要采取消缺性防腐行动。一般消缺性防腐工作有如下几个来源：运行人员巡检发现腐蚀问题填报缺陷报告（DR）；检修或腐蚀调查人员在设备检修过程中发现腐蚀问题填报质量缺陷报告 （QDR）；电站工作人员发现腐蚀问题填报状态报告（CR）。这些报告均有标准的处理流程，都会流转到材料防腐科，并由材料防腐科组织专业人员进行消缺处理，可以保证缺陷得到及时、有效的控制和处理以及记录。以预防性防腐为主辅以临时性消缺处理，双管齐下，方可保证海水系统的长期安全、可靠运行。由于防腐涉及的工作面比较宽，工作量大，考虑到科室人力资源有限，为此我们与国内多家优秀承包商单位建立了长期、稳定的战略合作伙伴关系，整合利用他们的技术、人力、材料等优势资源，不断提高我们的防腐管理水平，实现了合作各方的共赢。

31 3.4.2 海水系统防腐蚀管理文件体系

为了保证海水系统防腐蚀管理工作的规范和有效，材料防腐科专业人员有组织、有计划地不断建立和完善相关的管理制度和技术文件。《系统设备腐蚀监督与防腐管理制度》以及《外委防腐施工监督程序》是对包括海水系统在内的生产相关工艺系统进行防腐管理的指导性文件。为保证阴极保护系统的有效运作，实现对厂区海水循环水管道内壁和埋地部分海水管道外壁的有效保护，编写和逐步完善了《54号阴极保护站管理制度》、《54号阴极保护站检修规程》、《54号阴极保护站运行规程》等技术文件。为使包括海水系统在内的防腐工作能够达到预防性维修的水平，材料防腐科投入大量精力建立了《系统设备防腐大纲》，并编制了《一回路海水系统设备预防性防腐大纲》、《海水循环冷却水系统设备预防性防腐大纲》等子程序以及相关的检查及修复操作规程，即《腐蚀检查规程》、《橡胶衬里检查及修复规程》、《涂层检查及修复规程》、《水泥砂浆衬里检查及修复规程》、《玻璃钢检查及修复规程》，从而实现对海水系统进行有计划、标准化的腐蚀调查和预防性防腐处理工作。通过对上述预防性防腐大纲的编制，对海水系统内腐蚀敏感设备一一进行了分析筛选，结合设备的材质、运行工况、腐蚀环境等进行了综合分析，最终确定设备的腐蚀模式，并对防腐蚀措施及防腐要求加以明确，建立了海水系统设备防腐基础信息数据库。同时，在大纲中也明确规定了针对具体设备的防腐工作清单，包括工作内容、工作周期、工作时机、使用的规

程等。只要依据大纲就可以安排好每次大修中的腐蚀调查及防腐施工项目，实现预防性维修的最终目的。同时，这些大纲也是不断完善、持续改进的。根据几个循环的腐蚀调查和防腐施工结果，可以对大纲中的相关要求或规定进行修改和调整，以保证程序最佳的科学性和可操作性。按照预防性防腐大纲对海水系统进行预防性维修管理，可有效地维持整个海水系统处于较好的工作状态，做到防患于未然。随着海水系统防腐蚀管理的不断深入和完善，今后将根据工作的需要，在完善现有制度和程序的基础上，编写新的管理制度和技术文件，以完善整个防腐管理文件体系，对海水系统实施更加有效的、规范的管理。

3.5 海水系统防腐蚀管理难点问题 3.5.1泥沙冲刷问题

由于秦山地区海水含沙量较高，且沙粒的硬度很高，对海水系统设备尤其是叶轮等转动部件以及阀后管道或泵出口水室等海水流向急剧变化的静机部件的冲刷、磨蚀较严重，导致了一系列的腐蚀问题。循环水泵叶轮因冲刷磨损严重，导致备件更换频繁。现已采用多种防腐手段如前面所述冷涂、热涂耐磨涂层等进行防护，但现在均还处于防护效果验证阶段，还没能最终确定一种较好的解

32 决方案。一回路海水泵叶轮、口环等部件也存在类似的冲蚀问题，今后将继续探索新的防腐手段来解决这一问题。一回路海水泵及海水升压泵泵壳内表面等静机部件已经用高聚陶瓷类防腐耐磨涂层进行保护，经一个燃料循环约400天的现场实际运行考验后，涂层保持完好，取得了很好的保护效果。我们将不断调研、探索新的

防腐手段和材料来逐步解决上述悬而未决的腐蚀问题。

3.5.2 衬胶老化问题

虽然秦山核电站海水系统中的衬胶设备并不是很多，但随着机组累积运行时间的不断增长，

像凝汽器这样重要的设备以及各热交换器和二次滤网内的衬胶层均面临着衬胶老化的问题。由于现在还没有掌握橡胶老化诊断的有效方法，未能建立相关管理程序，对海水系统中衬胶设备的防腐管理还存在着不足。现在对老化衬胶的处理方法为用电火花检测后对老化部分用橡胶修复材料进行修复处理。今后将努力改进，尽快掌握橡胶老化诊断技术，实现衬胶老化的有效管理，及时判断衬胶寿期，合理安排工期，对老化衬胶进行整体更换。

3.6 秦山核电站海水系统总结

通过引进先进的防腐材料和工艺，结合一系列、大范围的设备改造，成立材料防腐科专业科室进行专门管理，逐步建立和完善海水系统防腐蚀管理技术文件体系，秦山核电站对海水系统的管理工作已经实现从被动消缺到预防性维修管理的根本性转变。虽然海水系统的防腐管理工作已经取得了较大的进步，但由于秦山地区海水泥沙含量高等自然因素的限制，秦山核电站海水系统的防腐管理工作仍面临着严峻的挑战。同时，我

们在衬胶老化管理等方面还存在着诸多的不足，今后将加强与兄弟单位的沟通和协作，借鉴他们好的经验和方法，通过不断的努力、持续改进，将秦山核电站海水系统的防腐蚀管理工作推进到更好的水平。

33

34 第4章 秦山核电二期工程反应堆保护系统的研制

4.1秦山二期反应堆保护系统背景介绍

反应堆保护系统功能重要、设计制造标准严格、技术要求和难度均很高，在系统性能，尤其是可靠性方面的要求，是核电厂所有电气、电子类设备中最高的。中国核动力设计研院承担了国家“八五”科研攻关课题——600MW 核电站反应堆保护系统设计研究与设备研制的任务。在实验室工程样机研制成功的基础上，直接将研究成果用于了秦山核电二期工程的工程设计和建造活动。

反应堆保护系统包括从探测器到安全驱动器输入端的所有设备，其功能是监测与安全有关的核电厂变量，在需要时触发安全系统动作，将重要参数维持在规定的范围内， 保证反应堆的安全。 文章重点介绍了逻辑处理部分(RPR)的设计。

4.2 设计依据与准则 4.2.1.设计依据

秦山核电二期工程总体上参考了大亚湾核电站的设计，但由于其主回路为二环路，因此对保护系统的某些功能进行了重新设计分析，对保护参数的选取、各保护参数的监测通道数、系统的允许与联锁信号、触发的保护动作等作出了相应的修改和必要的调整，以构成系统的设计依据。

4．2.2 设计准则

秦山核电二期工程反应堆保护系统设计中，严格遵守现行国家标准与核安全法规并参照了有关法国标准(如 HAD102/

10、GB4083-8

3、RCC-E 等)。 系统的设计符合以下设计准则：①所有保护动作应能自动触发；②反应堆保护系统具有足够的冗余度，满足单一故障准则；③在运行期间能对反应堆保护系统进行定期试验和故障检测；④控制与保护系统间设置隔离性接口，防止控制系统的故障延伸到保护系统；⑤提供针对共因故障

的保护；⑥提供保护动作手动启动能力；⑦系统设备满足质量鉴定要求；⑧有条件的系统旁通；⑨向控制室提供准确、完整的信息；⑩对安全驱 动器的闭锁能力。

35 4.3 反应堆保护系统结构

秦山核电二期工程反应堆保护系统在总体上是 4 个测量通道、A 和 B 两个冗余逻辑系列，每个系列X和Y两个半逻辑的结构(图4-3-1)。 由RPR上游 4 个测量通道阈值继电器送出的保护动作初始启动信号，经去耦组件隔离后分两路分别送到半逻辑 X、Y，信号分别在 X、Y 逻辑线路中进行逻辑处理，逻辑处理后的信号经放大器放大驱动输出继电器。 由输出继电器接点实现 X 和 Y 逻辑输出信号的 “与”，最后将保护动作触发信号送到停堆断路器和专设安全设施驱动器。 与大亚湾核电站保护系统比较，秦山核电二期工程反应堆保护系统在输出部分实现了彻底的保护系列半逻辑输出分离，提高了系统的可维修性。

4-3-1 秦山核电二期工程反应堆保护系统结构框图

4.4紧急停堆系统与专设安全设施驱动系统

保护系统分紧急停堆和专设安全设施驱动两个子系统。其保护功能如下： 4.4.1 紧急停堆系统

其特性是维持燃料包壳的完整性， 以及维持反应堆冷却剂系统的完整性。

36 紧急停堆系统的动作限制 II 类工况、III 类工况和IV 类工况的恶化，保护堆芯。执行的保护功能为①打开停堆断路器，使控制棒插入堆芯；②汽轮机刹车。

4.4.2 专设安全设施系统

专设安全设施驱动系统在Ⅲ类和Ⅳ类工况时启动专设安全设施，减轻或限制事故的后果，它也可能在某些Ⅱ类工况时动作。执行以下保护功能：①安全注入；②安全壳喷淋；③安全壳 A 阶段隔离；④安全壳 B 阶段隔离；⑤蒸汽管道隔离；⑥给水隔离；⑦启动辅助给水；⑧启动柴油发电机。

4.4.3 预期瞬态不停堆事故缓解系统(ATWT) 为了解决预期瞬态不停堆的有关问题，增加了一个附加的预期瞬态不停堆事故缓解系统，称为 ATWT 系统。 其任务是在工况要求时给出紧急停堆信号，启动辅助给水系统、使汽轮机刹车。为了体现功能多样性，该系统采用了不同于保护系统的专用信号。

4.4.4 定期试验

为了能对反应堆保护系统进行故障检测，系统设计中还考虑了定期试验的要求。反应堆保护系统定期功能试验由 3 个部分组成：模拟仪表试验、保护逻辑试验、输出电路及驱动器试验。这些试验是相互重叠的，即试验信号输入点位于上一级试验信号采集点前，保证了试验的完整性，覆盖了保护系统的各个部分。

4.5设备研制 4.5.1 设备组成

RPR 系统绝大部分属 1E 级电气设备，在性能，尤其是可靠性方面的要求很高。系统应具有在较苛刻的现场环境条件下工作、抵抗各种电磁干扰和抗地震等方面的能力。RPR 系统单台机组的设备包括：35 个电气机柜(8 个隔离柜，12 个紧急停堆系统柜，14 个专设安全设施驱动系统柜，1 个 ATWT 柜)，1 台保护逻辑定期试验装置(T2 试验装置)和 4 个继电器机架。 反应堆保护系统设备设计成在冗余线路之间保证有最大限度的实体分隔与电气隔离。A 系列和 B 系列逻辑分别放在实体分隔的机柜中，连接电缆分隔敷设。紧急停堆逻辑独立于专设安全系统逻辑。另外，逻辑柜与信号柜之间、逻辑柜与输出柜之间、信号与输出柜之间在电气上也是相互隔离的。

37

4.5.2逻辑处理方式 在保护逻辑线路中，针对不同情况采用失激励(失去电压)动作和激励(接通电压)动作 2 种逻辑处理方式。采用失激励动作方式体现了故障安全原则。而在误动作往往带来比较严重的后果的地方，则采用激励动作的方式以减小误动几率。

4.5.3 设备器件的选择

在设备器件的选择方面，鉴于本项目在设备国产化方面的要求，尤其是考虑到反应堆保护系统的重要性和高度可靠性的要求，确定系统的核心部分采用成熟技术。相对于大亚湾核电站 RPR系统设备选用的磁性逻辑部件，秦山核电二期工程 RPR 系统设备使用 CMOS 件作为基本逻辑功能部件，它具有抗干扰能力强，有成熟的使用经验， 系统响应速度快， 功耗低,发热量小等优点。

4.5.4 ATWT 系统

对于 ATWT 系统采用继电器设备实现其功能，体现设备的多样性。

4.5.5 T2 试验装置

对于非 1E 级设备的 T2 试验装置， 采用先进的计算机技术，自行开发研制。

4.5.6 性能试验

在工程样机制造和秦山核电二期工程的设备 制 造 中 ， 根 据 有 关 的 规 定 和 要 求 ( 参 照GB13625-9

2、GB8993-8

8、GB6833-86 等国标)，对系统进行了一系列的性能试验：抗震试验、环境试验、电磁兼容性试验、电源负荷测试、系统响应时间测试、电源波动测试等试验。试验结果都满足设计要求。

4.6 反应堆保护系统研制总结

反应堆保护系统的高可靠性是由合理的系统设计和可靠的设备来保证的。秦山核电二期工程反应堆保护系统与参考电站保护系统相比，在技术方面有一定程度的改进。秦山核电二期工程 1号机组的成功运行表明：反应堆保护系统设计和设备研制是成功的。‘

38

第5章 秦山核电站的无线通信设计特点

核电站在应急工况下, 通信的畅通与否关系到应急响应及相应信息能否及时实施和传达到位.为保证应急通信的可靠性, 核电站通信系统的设置应有足够的冗余性和多样性.秦山核电二期扩建工程设计了无线通信系统, 将其工业无线终端注册到语音服务器, 实现内部通讯和对外呼叫,提供了最便捷先进的通信方式, 组建了完全自主使用的无线通信系统.5.1秦山核电站无线通信系统及系统方案

本工程无线网的总体覆盖目标: 在核岛厂房内、常规岛厂房内、BOP 厂房内及厂房外形成一个完整的无线局域网络, 实现信息互通, 与每个无线用户方便灵活地实时接入.5.1.1秦山核电站无线通信系统的构成 秦山核电站无线通信系统由无线局域网、语音交换服务器和工业无线终端组成.其中无线局域网是由有线以太网和无线通信节点组成, 其终端是众多的便携式电脑和 W i F i手机.此外, 还有无线控制器和服务器.其总体架构如图5-1-1所示

39 .

5-1-1 秦山核电站无线通信系统的总体架构

.5.1.2系统方案

( 1)有线以太网网络方案

无线通信系统是建立在无线局域网基础上的, 无线局域网是整个无线通信系统的核心, 有线局域网和无线覆盖部分构成.无线覆盖部分是依托于有线局域网的结构, 所以有线网络为整个网络提供信息通道, 是整个无线通信系统不可或缺的重要部分.整个无线通信系有线局域网采用星型拓扑结构, 网络分核心和接入层 2层, 网络中心节点配置 3层交换机作路由热备, 接入交换机采用 12口和 24口带 POE堆叠功能交换机.可根据用户的多种不同需求, 将网络单独划分成与其相对的虚拟局域网VLAN, 用于各自的系统运行.( 2)无线局域网系统设计方案

包括组网设计方案和整体集成方案.根据现有需求, 组网设计方案采用无线控制器 + 无线节点的无线覆盖形式.该方案的无线网络升级不需要变动现有网络,非常简单方便.根据现有基础网络部署情况, 整体集成方案使用集中控管式系统架构, 在有线网络架构上部署无线网络.无线局域网由无线接入点+ 无线控制器构成.无线控制器放在中心机房, 利用现有的信息点将防辐射无线节点布置在需要布置的地方.无线节点可以穿越交换机和路由器, 与无线控制器相连.

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( 3)语音交换服务器设计方案

在中心机房部署语音交换服务器 ( IP? PBX), 基本的无线通信业务可以通过 IPPBX实现.IP?PBX支持标准的IP通信协议, 包含了软交换、呼叫控制、媒体控制等多种功能, 支持互动式语音应答 IVR.在部署时, 可以根据注册用户数量的多少灵活控制, 多台IP PBX之间可以集联, 因此具有良好的扩展能力.对于应用最广泛的无线网络部分, 直接利用无线信终端就可以顺利组成无线通信系统.将无线终端注册到 IPPBX, 成为无线通信系统的有效分机, 就可以与有线终端实现互通, 并借助 IPPBX的中继线路与 PSTN实现互通.( 4)无线通信系统基本功能方案

包括基本通信业务、会议功能、语音信箱、收发短信, 以及互动式语音应答 I VR, 录音服务, 群组呼叫, 呼叫详细记录, HA双机热备。

( 5)无线通信系统抗核辐射防护方案

由于核电站核岛内外和各厂房工作环境的特殊性, 以及秦山核电站位于海边、空气中的盐雾浓度很高的特点, 需要对无线节点作特殊的防护处理.该无线通信系统所有的无线通信节点从电子元器件到外壳材料的选取都要充分考虑核电站运行环境的特殊性, 并在无线通信节点外采取抗辐射和盐雾的防护措施.2无线网络的安全保障措施。

2 .1集中的安全管理

无线系统的安全管理是将防火墙, 虚拟专用网 VPN, 安全认证, 防病毒, 无线入侵监测, 以及RF电磁波管理等多项安全功能汇聚到无线控制器上完成的, 这就从根本上解决了传统无线网对安全分散管理给用户带来的不安全感, 摆脱了对有线网安全的依赖性.5.2多种用户认证方式和访问控制

该无线系统支持目前各种用户认证的方式( 802 .1X, W EB认证, MAC, SSI D, VPN 等 ), 用户可以根据需要方便地进行选择.用户状态防火墙是无线控制器的独特功能,是针对无线接入的特性设计的.传统的网络防火墙是没有用户这一概念的, 对它的保护只是基于IP地址或物理端口制定的防火墙策略, 所以对于没有固定接入点的无线终端, 这种防火墙的功效不大.而该无线系统的防火墙功能则是与用户认证捆绑在一起的, 当无线用户成功通过认证后, 就会获得一个预设的用户状态防火墙, 不同的无线用户有不同的防火墙策略, 从而极大方便用户的安全管理.5.2.1无线接入点安全侦测和保护

采用无线系统的 RF侦测功能和保护机制可以实时监测核电站无线网覆盖区域

41 内的所有无线节点的接入情况, 如相邻房间的无线节点、设置错误的无线节点, 以及未经认可而连接到网络中的无线节点等.5.2.2无线网络入侵侦测及病毒防护

该无线系统的特点是无线控制器由专用的网络处理器和加密处理器组成, 且内置一个无线入侵模式库, 实时检测异常的无线数据包.当该无线系统侦测出有入侵时, 会记录和显示入侵的格式,并对入侵做出自动保护响应.该无线系统针对无线终端的病毒防护主要从无线终端的准入检查, 以及对无线终端发出数据进行有效的检查和监控两个层面进行.5.3无线通信系统的 RF智能控管及QoS 5.3.1无线通信系统的 RF智能控管 干扰问题一直是控制系统设计、安装, 以及维护过程中关注的重要问题, 随着无线技术的应用越来越普遍, 对这一问题的研究, 特别是对核电这一敏感领域的实证研究变得越来越迫切.核电站控制系统对抗干扰能力的要求相当高, 因此无线通信系统的 RF 射频功率控管就显得非常重要.该无线系统的 RF智能控管具有自动调节网上所有无线节点的电波特性.启动了 RF智能控管, 无线节点与无线节点之间就会自动互传有关无线电波的信息、调整电波的参数, 直到无线节点之间达到一个最优化的无线电波运行环境.5.3.2无线通信系统的 QoS 无线通信系统的服务质量 QoS是非常重要的.其带宽管理能力使得在移动音视频应用方面

表现出很强的优势.该无线系统可在每个用户的权限内, 达到用户无线连接的最高带宽.对于不同的 IP服务, 无线系统也可透过无线控制器设置定义不同的 QoS队列.例如无线语音的应用, 可将SIP和 RTP协议设定在高的队列, 而一般应用则将 http和 ftp设定在低的队列.无线系统可允许用户设置专有的语音 SSI D,将单纯的数据传输用户和无线通信终端用户分开.但也可以在单一 SSID内同时传送数据和语音, 关键是怎样保证语音传输的质量.该无线控制器内的用户防火墙可把 SIP /RTP等 VoIP协议数据包置于较高的优先队列, 从而在数据和语音同时传送时, 可确保语音质量不受影响.在一个语音SSI D内, 可以优先级队列处理 SIP和 H.323等无线语音数据.5.4核电站无线通信系统总结

无线通信系统必将大大提高核电站工作人员在调试运行、维修等方面的工作效率, 避免因缺乏及时沟通而造成的工作延误.国外核电站已有成功使用无线通信系统的先例, 因此在核电站建设无线移动通信系统是可行的.考虑到核电通信解决方案的发展趋势、技术成熟与发展方向、终端及运营维护成本等因素, 在核电站建设一套专用的低功率、低干扰、抗辐射的无线通信系统将是国内核电站通信建设的发展方向.

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第6章 秦山核电厂二回路系统水化学的改进

6.1秦山核电厂二回路系统水化学背景介绍

秦山核电厂是我国自行设计、建造和运行的第一座压水堆核电厂，装机容量为 310 MW。1991 年 12月 15 日正式并网发电，至今已经安全稳定运行近16年。特别是近几年，电厂的各项性能指标都有了较大的提高，WANO（世界核营运者协会）十项技术性能指标基本达到世界中值水平， 有几项已经进入世界先进水平。秦山核电厂良好运行业绩的取得，是和核电厂管理水平不断提高以及在设备改造上的投入分不开的。 WANO 化学性能指标也随着二回路系统水化学管理理念的更新和水质控制的改进和而不断改善， 通过改变运行方式及增加除铁置减少二回路系统的腐蚀和腐蚀产物的转移、对凝结水精处理装置的优化运行以及大修及启动过程的水质的严格控制等措施，使电厂的 WANO 化学性能指标不断进步， 到 2006 年已经达到世界先进水平。图 1 列出了 1997 年以来秦山核电厂 WANO 化学性能指标的变化情况。 6.2二回路系统水化学的改进 6.2.1 管理理念的更新

压水堆核电站二回路系统化学控制的主要目的是减少二回路系统的腐蚀， 保证二回路系统设备特别是蒸汽发生器结构材料的完整性， 提高核电站的运行安全性和可利用率。WANO 化学性能指标的计算选取的参数就是二回路系统的六个控制参数，由此也可以看出二回路系统化学控制的重要性。 秦山核电厂设计上二回路系统的主要水质控制规范如表 1 所示。 针对秦山核电厂所采取的蒸汽发生器传热管为 Incoloy800 材料的核电厂，WANO化学性能指标计算参数的世中值也列在表 6-2-1 中，从表中可以看出， 世界中值和控制指标相比有数量 级的差别。

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6-2-1 WANO 化学性能指标变化趋势图

秦山核电厂早期的化学管理的理念主要是保证关键水质不超标运行， 也没有过多地考虑 WANO化学性能指标的问题。随着秦山核电厂管理水平的提高，对水化学的认识也不断加深，对水质的控制也越来越严格。秦山核电厂化学管理的理念也不是仅仅保证水质不超标，而是要求杂质离子的含量越低越好。因为只有在使杂质离子控制在尽量低的水平，才能有效地降低二回路系统的腐蚀，防止蒸汽发生器传热管的腐蚀开裂。秦山核电厂二回路水化学的管理目标转变成以达到世界先进电厂的水化学管理水平为目标，即 WANO化学性能指标达1.00， 也就要求参与 WANO 化学性能指标计算的所有 6 个控制参数的运行值就必须小于世界中值。

表6-2-2 二回路系统主要控制参数设计指标及 WANO 化学性能指标计算世界中值

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*注： 设计时无该控制参数指标要求

只控制水质不超标是容易的，而要使控制参数低于世界中值就比较难了。为此，秦山核电厂在实践中不断总结经验，对二回路系统水质控制的各个环节进行认真分析，总结出水质控制的环节从过程上看包括以下几个方面： 1) 大修过程控制， 为下一燃料循环水质控制打好基础； 2) 启机过程中二回路完全冲洗、净化；

3) 运行期间水质的调节和控制， 及时调整水质偏差。 从控制杂质的来源看包括以下几个方面：

1) 补给水的质量控制， 减少由补给水带进的杂质含量；

2) 化学品的控制， 包括化学添加剂及使用于现场的一些辅助材料； 3) 防止凝汽器泄漏；

4) 优化凝结水精处理装置的运行， 减少其带来的负面影响。从改善二回路系统运行环境来看包括：

1) 选择适当的二回路系统的 pH 值；

2) 针对电厂的具体情况选择更适当的pH值调节剂； 3) 控制适当的联氨浓度； 4) 阴阳离子摩尔比的控制。

45 通过观念上的更新，秦山核电厂开始注重对水质控制的每个环节都进行考虑，对于薄弱环节采取改进措施。通过加强对以上各个环节的控制，秦山核电厂 WANO 化学性能指标不断改善，不过离世界先进水平还有点差距。为了进一步实现达到世界先进水平的目标，秦山核电厂于 2004 年专门成立了改善 WANO学性能指标小组，重点解决影响WANO 化学性能指标的给水铁及蒸汽发生器排污水中钠含量偏高问题。该小组在改善二回路系统运行环境重点进行高 AVT 处理； 在控制杂质来源重点进行凝结水精处理装置的优化运行；在水质控制的过程中重点完善大修启动过程中的化学控制。通过对这些薄弱环节的改进，使二回路系统的水质不断改善，WANO 化学性能指标也不断进步，并最终达到世界先进水平。 图6-2-3 是 2004 年到 2005 年 WANO化学性能指标及影响水质变化月趋势图。

6-2-3 WANO 化学性能指标及影响水质变化月趋势图

6.3 减少二回路系统腐蚀及腐蚀产物转移

6.3.1 二回路系统采取高 AVT 秦山核电厂由于凝汽器出现泄漏的次数比较多，故以前一直采取的运行方式是维持凝结水全流量处理，这样即使二回路属于无铜系统，其 pH 值也无法控制在较高的水平。秦山核电厂二回路系统主要是碳钢材料，由于pH 值无法控制在比较高的范围，随着设备的老化，二回路系统的腐蚀比较严重，反映在给水中铁含量相对较高，这些腐蚀产物转移到蒸汽发生器，对于蒸汽发生器传热管会造成不利的腐蚀环境，有可能影响蒸汽发生器结构材料的完整性。为解决秦山核电站给水中铁含量相对较高的问题，从化学控制上可以采取变更 pH 值调节剂（如从高挥发性的氨改为挥发性较低的乙醇胺） 和高 AVT 处理两种方式进行纠正。 高 AVT 处理主要采取的是提高二回路系统 pH 值的方法，以减少二回路系统的腐蚀。由图 6-3-1可以看出， 对于碳钢和低合金钢， 其腐蚀速率随 pH值的升高而降低。所以采取高 pH 值运行可以有效地控制二回路系统的腐蚀。另外高 pH 值还可以有效地降低腐蚀产物向蒸汽

46 发生器的转移。图6-3-2是Fe3O4的溶解度与溶液 pH值和温度的关系， 从图中可以看出，在酸性和弱碱性溶液中，Fe3O4在 77℃显示了最大溶解度，而且随温度上升，Fe3O4溶解度迅速降低。这表明在低 pH 值的给水中，腐蚀产物中铁会从给水设备或管道上溶解，并随着给水最终进入蒸发器，给水进入蒸发器后给水温度的升高，溶解度降低，腐蚀产物就沉积在蒸发器中，从而对蒸发器的运行造成不利影响。因此，提高给水的 pH 值，能有效的防止腐蚀产物向蒸发器转移。

6-3-1 pH 值和金属材料腐蚀速率关系图

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6-3-2 温度和 pH 值对 Fe3O4溶解度的影响

秦山核电厂在采取增加循环海水二次滤网、对海水旋转滤网进行改造、加强对凝汽器钛管的在役检查、采取预防性堵管等措施后，目前凝汽器泄漏的次数和以前相比明显降低。所以秦山核电厂 2004 年开始决定采取提高二回路系统的 pH 值的方法来降低给水中铁的含量，即把给水的 pH 值由 9.4 提高到9.7，而与此同时，凝结水精处理装置的处理流量由100 %下降到 30 %。从整个二回路系统腐蚀产物的变化情况来看，在提高二回路系统的 pH 值以后，腐蚀产物含量都有明显下降。具体铁含量变化情况如下：a.MSR（汽水分离再热器）疏水的铁含量由30 μg/L 左右下降到目前的 10 μg/L 左右，试验期间约为试验前的 1/3。b.高加疏水中铁含量约降低40 %。c.给水中铁含量由 5 μg/L 降到 3 μg/L 左右，降幅约为 40 %。d.蒸发器炉水中的铁含量降低到原来的 50 %左右。e.汽中的铁含量变化不大，但凝混出口的铁含量由于处理流量的下降而有所升高。 图 6-3-3是提高 pH 值试验 2004 年 4 月两周的给水及 MSR 疏水铁含量变化趋势图（4 月 12 日开始提高二回路系统的 pH 值） ：

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6-3-3 给水及 MSR 疏水铁含量变化图

6.4 凝汽器热井中加装磁力过滤器

秦山核电厂凝结水中的腐蚀产物也是给水以及蒸汽发生器中腐蚀产物的重要来源之一。在对凝结水进行全流量处理时，凝结水精处理装置兼做除铁过滤器，给凝结水精处理装置带来不少负担，同时容易造成树脂的污染。 在二回路系统进行高 AVT 处理后， 凝结水只能进行部分流量处理，凝结水中的大部分腐蚀产物又有可能旁路凝结水精处理装置而直接进入给水系统， 并最终进入蒸汽发生器。 根据这个情况，秦山核电厂在第 7 燃料循环运行试验的基础上，从R8 开始在 1#、2#凝汽器热井底部共安装了 56 片磁栅，每片磁栅覆盖的面积约 0.5 m2。在二回路系统启动过程中进行小循环冲洗后，这 56 片磁栅上就吸附了很多的腐蚀产物，循环冲洗结束后磁栅取出进行了清洗，清洗干净后重新放入凝汽器，运行一个燃料周期后再取出清洗。二回路系统启动前的小循环冲洗过程中，磁栅能吸附 20 kg 左右的腐蚀产物，而一个燃料循环，约能吸附近70 kg 的腐蚀产物。由此可以看出磁栅在吸附凝结水中的腐蚀产物方面具有良好的效果。图 6-4-1 为磁栅吸附腐蚀产物的效果图。

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6-4-1 磁栅吸附腐蚀产物的情况

6.5凝结水精处理装置的优化运行

6.5.1 消除树脂性能下降对水质的影响

秦山核电厂从开始运行至现在，凝结水精处理装置中的树脂进行过两次更换。一次是 1998 年，另外一次是2003 年。秦山核电厂根据对 1997 年蒸汽发生器炉水中的阳离子电导率、硫酸根离子含量以及树脂物理性能的分析，判断引起蒸汽发生器二次侧硫酸根及阳离子电导率的升高的原因是有碎树脂进入二回路系统，于是决定于 1998 年对所有凝结水精处理装置的树脂进行更换。从表 2中列出的 1998 年以后的数据来看，蒸汽发生器二次侧中硫酸根离子和阳离子电导率在树脂更换后明显下降。 2003 年对于凝结水精处理装置的树脂的更换， 主要是考虑到树脂的交叉污染已造成蒸汽发生器二次侧钠含量的升高。更换新树脂更强调了阴、阳树脂的分离性能，对于其粒径范围及均一系数都提出了严格的要求。

6.5.2 新树脂处理

新树脂在投运初期有一个过渡期， 过渡期采取和平时一样的再生及处理工艺不能够很好地控制混床出水的水质， 对二回路系统的钠离子含量会造成明显的影响。所以在新树脂的过渡期内，应采取不同的再生及处工艺， 以降低树脂过渡期内树脂床对二回路系统钠的影响。 秦山核电厂对于新树脂的处理措施是失效树脂再生前， 对树脂进行碱浸泡（2~16 h）处理，然后对阳树脂用倍量酸

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推荐第5篇：福清核电站实习总结报告

福清核电站认识实习总结报告

摘要：在进入专业课学习之前，认识实习是教学实践环节关键的重要一环。为此，新能源科学与工程专业开展了此次赴中核集团福建福清核电有限公司的认识实习。通过查阅书籍、资料和实地向技术人员提问学习，我初步了解了核电厂在设计、运行和安全保障等问题，增强了核能源发电系统、控制系统、核电机组设备的组成及结构等与核电相关的具体知识，进一步了解新能源科学与工程专业与核电之间的知识联系和理论支撑，为后续专业理论知识的学习、专业课程设计和毕业设计做好准备，为将来与核电站相关工作打下良好的基础。本文希望通过真实客观的记录，对实习工作的做出全面的总结，以期获得更好的反思和收获。

关键字：认识实习、福清核电站、核电、核岛设备、总结与感知

一、实习目的简介

（1）了解新能源专业与核电之间的知识联系和理论支撑，为后续专业课程的学习做好准备；

（2）了解核电站在设计、运行、操控及安全保障等基本知识； （3）了解核电站工作所必须具备的各种基本技能和实践动手能力；

（4）了解核电站整体的运行情况，以及各个设备的工作原理与工作过程； （5）培养理论联系实际、从实际出发分析问题、研究问题和解决问题的能力；

（6）增强理论联系实际能力，拓展课外见闻，进一步树立将来专业发展方向；

（7）联系一线劳动工人，培养刻苦钻研能力，弘扬吃苦耐劳精神。

二、实习内容概况

实习人员在工厂技术人员的指导下初步了解全厂概貌，包括：简要历史、生产结构、厂区平面布局、生产规模、产品种类、销售情况、新产品开发、发展规划、创新策略等。

1．了解实习企业各工段、车间的部分工艺流程；

2．了解实习企业各工段、车间的典型设备的结构，深入了解其工作原理、设备特点、生产故障及排除方法、设备强化途径；

3．了解各工段、车间所用的仪表的类型和控制办法； 4．了解各工段、车间的设备和管路布置；

5．了解各工段、车间的设备操作方法和应该控制的条件；

6．了解车间在提高能源产量，降低成本和消耗方面所进行的工作，先进经验与技术措施，目前存在的问题等。

三、实习单位概况

中核集团福建福清核电有限公司成立于2006年5月16日，由中国核工业集团公司、华电福建发电有限公司和福建省投资开发集团有限责任公司分别以51%控股、39%和10%比例参股共同出资组建。公司实行董事会领导下的总经理负责制，全面负责国家重点工程福建福清核电站的建造、调试、运营和管理。

2008年11月21日，总投资近千亿元人民币的福建福清核电站开工动建。福建福清核电站工程规划装机容量为6台百万千瓦级压水堆核电机组。一次规划、分期建设。一期工程建设两台百万千瓦级核电机组。

福清核电站厂址位于福建省福清市三山镇前薛村岐尾山前沿，地质构造稳定，地形地貌条件较好，淡水补给便捷，冷却水取水方便。厂址包容性优良，可适应不同堆型建设的需要。福清核电站厂址半径80公里范围内包含福州市、莆田市和泉州市，交通四通八达。距省会福州市约71公里，距福州长乐国际机场约58公里，距福清市区约32公里。公路有福厦高速公路、罗长高速公路和324国道、316国道、104国道；航运有福州长乐国际机场；海运有江阴港（距约13km）；杭福深高速铁路福厦段经过福清市并设福清站，通车后1小时到达厦门，距上海、深圳也在6小时以内。经济发达，县域经济竞争力位居全国百强县前20位，公司生活居住区规划在福清市区。

福清核电站厂址条件优越，地处福建省电力负荷中心，是福建省宝贵的核电厂址资源，也是国内不可多得的优越厂址。福清市三山镇前薛村岐尾山前沿，三面环海，东北与陆地连接；隔台湾海峡，与台湾省会台北市遥遥相望。

福清核电项目规划建设6台百万千瓦级压水堆核电机组（M310加改进堆型），综合国产化率达75%，总投资近千亿元。项目单台机组建设周期60个月，6台机组间隔10个月连续建设。目前福清核电项目各项工作进展良好，福清核电站

1、2号机组于2014年8月建成投产。一期工程建成发电，每年至少可减少二氧化碳排放1600吨，减少10万吨火力发电用煤的灰渣以及大量二氧化硫、二氧化氮等排放。6台机组计划在2018年全部建成投产，至少可拉动地方经济3000亿元的投资和增加3万人的就业。福清核电站6台机组连续建设还将为中国核电站群堆建设以及核电批量化、规模化发展打下坚实的基础。

四、核电相关知识

1、核电站发电原理

核裂变，又称核分裂，是指由重的原子核，主要是指铀核或钚核，分裂成质量差不多的轻原子的一种核反应形式。铀裂变在核电厂最常见，加热后铀原子放出2到4个中子，中子再去撞击其它原子，从而形成链式反应而自发裂变。

原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。

核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放的的能量来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。

核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。

2、核岛主要设备

（1）反应堆压力容器

AP1000反应堆压力容器是一个由壳体、过渡环、半球形底封头及可拆卸带法兰上封头构成的圆柱形结构。壳体包括两部分：上壳体（接管段）和下壳体（活性段）。下壳体和底封头之间用一个过渡环连接。上壳体、下壳体、过渡段和半球形底封头由低合金钢制造，内部堆焊奥氏体不锈钢，每个部件之间采用焊接连接。上封头为控制棒驱动机构、堆内测量提供了安装孔和支撑，为放气管和一体化堆顶提供了支撑。压力容器在堆芯顶部以下的位置没有贯穿孔，排除了压力容器泄漏导致失水事故的可能。 （2）蒸汽发生器

蒸汽发生器是核电站

一、二回路的枢纽，它的主要作用是将一回路冷却剂中的热量传递给二回路水，使之产生蒸汽来驱动汽轮发电机组发电。由于一回路冷却剂流经堆芯带有放射性，因此，蒸汽发生器也是一回路压力边界的一部分，用于防止放射性物质外泄。在正常运行时，二回路不受一回路放射性冷却剂的污染，是不带放射性的。

（3）反应堆冷却剂循环泵

反应堆冷却剂循环泵（简称核主泵）是核电站重要设备，被喻为反应堆冷却系统的心脏。从反应堆压力容器出口的高温高压水，把热量在蒸汽发生器内通过热交换传给二回路的水和蒸汽，经过核主泵再打进压力容器，周而复始。这个高压回路被称作核电站一回路，也叫主回路。在核岛一回路系统中，核主泵是唯一的旋转设备。每条环路有一台核主泵，用于驱动冷却剂在反应堆。冷却剂系统内循环流动，连续不断地把堆芯中产生的热量传递给蒸汽发生器二回路。反应堆冷却剂循环过程是在封闭的回路中进行的。核主泵由电动机驱动，为了防止已经切断电源的泵倒转，每台电机内设有防逆转装置。核主泵的可靠性直接影响到核反应堆的安全运行。 （4）主管道

核电站主管道是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的大厚壁承压管道，是核蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉”，是压水堆核电站的核一级关键部件。AP1000主管道不同于第二代核电站采用的铸造不锈钢管，采用的是整体锻造、加工、弯管的不锈钢管道，这要求有更多的不锈钢水，其冶炼、浇铸、铸造、热处理、深孔加工和弯管等工艺都有较大难度。 （5）稳压器

AP1000稳压器采用电加热立式圆筒形结构设计。稳压器上封头为半球形，与筒体等厚。上封头设有一个人孔、一个喷雾接管、两个安全阀接管；下封头中央为波动管接管以及五组直插式电加热器。通常电加热器与其套管之间采用机械密封，便于拆装；稳压器下筒体内还设置上下隔板，作为电加热器横向支承。 （6）控制棒驱动机构

控制棒驱动机构是操纵控制棒升、降的机构，控制反应堆反应性，是反应堆安全运行极其重要的部件。压水反应堆中控制棒驱动机构一般采用磁力提升式，它由磁轭、耐压壳、内部组件、驱动轴以及位置指示器5部分组成。磁轭部件有3个工作线圈，即提升线圈、传动线圈和保持线圈，耐压壳部件包括密封壳和位置指示器套管；内部部件由钩爪部件、套管轴、磁极、衔铁及缓冲轴等组成；驱动轴主要包括环形杆和上、下光杆；位置指示器由位置指示器线圈及外套组成。 （7）爆破阀

爆破阀是AP1000核岛的组成部件，其中的驱动装置是由炸药爆炸切断原来密闭的管道封板，以满足应急打开要求，对核岛实施保护作用，主要用于核电站第四级自动卸压系统、低压安注系统以及安全壳再循环系统中。其主要工作原理是在严重事故工况下，通过开启阀门信号触发爆破单元，产生的高压气体推动阀门中的活塞运动，切断阀门通径的盲管，冷却水即可进入堆芯进行冷却。爆破阀能够有效缓解和预防严重事故，可减少核电机组安全设备数量，改善机组安全性和经济性，是AP1000核电机组的技术亮点之一。每台机组中有12台三种规格、两种口径和两种压力参数的爆破阀。 （8）堆内构件

堆内构件是反应堆压力容器内支承堆芯的结构部件。堆内构件由上部构件和下部构件两部分组成，上部堆芯支承部件由上部支承板、上堆芯板、支撑柱和导向筒组成，下部堆芯支承部件由吊兰同体、下部堆芯支承板、堆芯二次支承、涡流抑制板、堆芯围筒、径向支承键及相互附属部件组成。

五、实习总结与感知

通过大量查阅书籍、资料和实地向技术人员提问学习，极大地提高了我对核能和核电的认识，消除了之前对核能存在的误解，清晰了核电是经济、安全、高效、可靠的概念，认识了新能源和核能之间的联系。同时，对核电厂在选址、设计、运行和安全保障等问题有了基本的了解，增强了核能源发电系统、控制系统、核电机组设备的组成及结构等与核电相关的具体知识。在老师的讲解中，我也渐渐明确了今后改进的地方和努力的方向。

这是我们第一次比较全面直观的真正了解核能发电的全过程。有种奇妙的感觉，既充实又有距离。我第一次真切感受到核电技术能为国民经济做出举足轻重的贡献，特别是在拉动投资、基础设施建设、促进就业、清洁能源、保护环境等方面。按照福清核电站100W kw.h产电能力计算，机组一天工作24小时，即可产生2400W瓦的电量，同时减少4.38吨二氧化碳排放。不仅产生了经济效益，还保护了大气环境。 我第一次真正意识到核电技术对于国家的综合实力和国民的经济发展起着如此至关重要的作用。只有拥有更先进核电技术的国家将来才能刚好更好地引领国际社会在能源开发和环境保护方面的研究；只有拥有更高核电比例的国家才能创造更好的生态环境；只有拥有更安全核电技术的国家才能真正更好地造福于人民百姓。

这是我第一次接触核电厂，同时也是第一次接触大型国有企业。大型国企的就业环境和员工风采以及精神面貌，都让我深深向往。在这里不仅有值得你学习的技术型人才，还有爱岗敬业的模范榜样。这些人都立足于自身岗位为我们的现代化社会建设贡献聪明才智和辛勤汗水。在老师的讲解中，我也渐渐地对这里产生了巨大的崇拜之情，更是难以掩饰内心的向往之情。但我知道，我不仅还缺少专业的技能知识，还有许多素质也是我所需要加强培养的，所以，我一定将继续努力，改进缺点，增强技能，培养高素质，为将来的就业做好准备！

为期五天的认识实习，获益匪浅。我将继续努力

推荐第6篇：参观田湾核电站实习报告PLC

参观田湾核电站实习报告PLC？？

一．目的

通过参观田湾核电站，使我们对核电在发电领域的应用有一定的了解。

二．实习地点

连云港市，田湾核电站

三．实习时间

2011年6月24下午

四．公司简介

厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建4台的余地。一期工程建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80％，年发电量达140亿千瓦时。田湾核电站1号机组1999年10月20日浇筑第一罐混凝土。2005年10月18日开始首次装料，12月20日反应堆首次达到临界，2007年5月17日正式投入商业运行。截至2007年7月2日24时，1号机组累计发电量36.07亿千瓦时，累计上网电量32.54亿千瓦时。

五．实习内容

首先，我们看了视频介绍，了解了田湾核电站的发展历程。

然后，我们了解了压水堆核电站主要工艺流程，主要由三个回路组成：核反应回路，蒸汽做功回路和冷却水回路。因为二回路的存在，蒸汽没有放射性，这与日本福岛电站的沸水堆相比没有辐射外泄的影响。压水堆是用轻水（普通水）作为冷却剂和慢化剂。水在反应堆内流动将堆心中的热量通过蒸汽发生器传递给二回路水，并产生蒸汽推动汽轮机发电。压水堆内水的压力高达15~16MPa，温度高达320oC但仍保持液态不沸腾。

核电站与原子弹的区别，用作核弹头得核燃料铀235的浓度必须大于90%；而压水堆核电站使用的核燃料铀235的浓度约为3%左右。就像白酒能够点燃，啤酒无法点燃一样，装有铀235浓度只有3%核燃料的反应堆不可能发生核爆炸。所以，美国二战期间在日本投射的两颗原子弹能够毁灭两个城市。而至今，世界发生的三起重大的核电站事故，均没有造成毁灭性的灾难。但核电站的安全设施必须加强，因为从三起重大事故的起因来看，认为操作失误都占很大一部分原因，所以操作要求要严格控制。另外，相关安全措施必须完善，将事故的危害降低到最低。压水堆有四道防止放射性物质外泄的屏障。第一道，燃料芯块，裂变产生的放射性物质90%滞留于燃料芯块中。第二道，燃料包壳，它把燃料芯块以及裂变产物米粉在锆合金包壳内。第三道，压力容器，它把装有核燃料的燃料组件封闭在20cm耐高温高压的钢制压力容器内，即使燃料包壳破漏，也能将放射性物质包容在压力容器内。第四道，安全壳，它是坚固的预应力钢筋混凝土构建物，一旦压力容器及其管道破漏，放射性物质将被包容在安全壳内，不至于外泄到环境中。因此，核电站在安全设施齐全的条件下，并由高技术人员认真操作，发生事故的可能性为千万分之一。

推荐第7篇：核电站

第三代核电站

第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。

对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型。第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。

中国2013年将拥有全球首座第三代核电站

2010年3月国家核电技术公司党组书记、董事长王炳华表示，世界上第一座第三代AP1000核电站将在2013年并网运行，届时“中美两国技术人员将向社会公众贡献一个完美、先进，具有绝对安全可靠保障的反应堆”。

据悉，王炳华指的是其中在浙江三门新建的AP1000核电站机组，第一台在2013年将并网运行。三年前，国家核电技术公司与美国西屋公司开始合作。截至2008年12月，国家核电已经完成了AP1000内陆核电站的总体设计、关键系统设计、关键设备的总体设计。目前，工程进展总体顺利，今年两个项目共计18个里程碑节点目标完全可以实现。

“这将是世界上第一座第三代AP1000核电站，比美国提前了两年半。”国家环保部核安全和环境专家委员会委员林诚格接受媒体采访时表示。

针对人们质疑中国在此次工程合作中的作用有多大时，王炳华提出了反驳。首先，在未来合同执行中，中国政府将派1000人到美国西屋公司，与美国西屋公司共同参与研发和设计；其次，到目前为止中国有近80名工程技术人员正在西屋公司从事相关领域的工程设计；已与美国西屋公司签署了LPP——进一步发展核能的框架合作协议。

世界核电站可划分为四代

第一代核电站：

自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。

第二代核电站：

第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′?也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model

412、BWR、System80等标准核电站。

第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。

第三代核电站:

对于第三代核电站类型有各种不同看法。

美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型。

第四代核能系统:

第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确； 2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。

第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。

目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。

第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：

第四代核能系统 代号 中子能谱 燃料循环

钠冷快堆系统(Sodium Cooled Fast Reactor System) SFR 快 闭式

铅合金冷却快堆系统(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System) LFR 快 闭式 气冷快堆系统(Gas-Cooled Fast Reactor System) GFR 快 闭式 超高温堆系统(Very High Temperature Reactor System) VHTR 热 一次

超临界水冷堆系统(Supercritical Water Cooled Reactor System) SCWR 热和快 一次／闭式

熔盐堆系统(Molten Salt Reactor System) MSR 热 闭式 特点

世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验，尤其总结了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的经验教训之后，为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进，首先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ALWR）设计的技术基础，为设计美国下一代先进轻水堆(ALWR)，推行一项先进轻水堆ALWR计划，编制了一份美国核电用户要求文件(URD)，继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求(EUR)文件。

URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下：

1）ALWR计划的目标：为未来的ALWR提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。

2）ALWR 的14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。

3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下：

抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30分钟或更长时间)来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。

防止堆芯损坏：防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。

缓解事故能力：坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统；采用现实源项分析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于10-6／堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。

4）第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如 AP1000)。URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下：

改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。

非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划等。

以上概括了第三代核电站的特点，我国国家引进的美国非能动AP1000核电站属于第三代核电站的非能动型核电厂，广东核电集团公司引进的法国EPR核电站属于第三代核电站的改进性核电厂。AP1000和EPR基本上都满足了上述URD和EUR的相关要求。

分类 AP1000

AP1000 是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（Advanced Paive PWR） 。

2002年3月，美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。

AP1000 为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。 [2] EP1000

1994年，欧洲用户集团会同西屋公司及其工业合作伙伴GENESI（一个意大利企业集团，包括ANSALDO和FIAT），启动了一项名为 EPP（欧洲非能动型核电站）的计划，以评估西屋公司非能动核电站技术在欧洲的应用前景。已完成以下主要工作：（1）评估了欧洲用户要求（EUR）对西屋核岛设计的影响；（2）确定了满足EUR的1000MWe级非能动核电站的基准设计（EP1000），并期望在欧洲获得设计许可。对于安全系统和安全壳，基准电站设计基本上采用了西屋公司简化压水堆（SPWR）的设计，而在EP1000基准设计中的辅助系统设计部分，则是根据AP600进行设计的。但是，EP1000同样具有满足EUR和欧洲取证许可要求的特点

技术差异

美国、法国、俄罗斯等国都是在吸取20年前的切尔诺贝利严重事故的惨痛教训后，认识到预防和缓解严重事故的极端重要性，花大力气进行研究开发预防和缓解严重事故的对策和措施，经过了十多年的努力，才达到了工程应用的程度。为此，国际原子能机构颁发了新的安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故提出了严格要求，我国国家核安全局也颁布了新的安全法规，对预防和缓解严重事故提出了新的要求。

第二代核电技术在安全上不满足国际原子能机构安全法规（第二版）对预防和缓解严重事故的要求，也不符合我国新颁布的安全法规对预防和缓解严重事故的要求，当然也不满足URD和EUR的要求，但第三代核电技术能满足这些要求的。这是第二代核电核电站与第三代核电站在技术上的主要差异。

例如AP1000和EPR的堆芯损坏频率（CDF）分别为5.0894×10-7和1.18×10-6/堆年，大量放射性释放概率分别为5.94×10-8和9.6×10-8/堆年，远比第二代核电站低一至二数量级。

第二代核电核电站与第三代核电站技术上存在差异还体现在：先进的燃料管理技术、先进的反应堆设计技术、先进的人因工程、先进的数字化仪表控制系统和控制室、宽裕的操作员可不干预时间以及、模块化设计和建造技术等方面。

性能比较

1、AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念

AP1000安全系统采用 “非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针。安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。

EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。安全系统全部由两个系列增加到四个系列， EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性。核电站安全系统的设计基本上属于第二代压水堆核电技术，是一种改良性的变化。

2、AP1000和EPR的安全性的比较

由于AP1000和EPR的安全系统采用了两种完全不同的设计理念AP1000 和EPR的安全性有较大的差别。

AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆年比EPR的1.18×10-6 /堆年小2.3倍，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆年也比EPR的9.6×10-8/堆年小1.6倍（而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守）；

核电站发生事故后，AP1000操作员可不干预时间高达 72小时，而EPR为半小时；

AP1000 在发生堆芯熔化事故时，能有效地防止反应堆压力容器（第二道屏障）熔穿，将堆芯放射性熔融物保持在反应堆压力容器内，使放射性向环境释放的概率降到最低；而EPR不防止反应堆压力容器熔穿，堆芯放射性熔融物暂时滞留在堆腔内，然后采取措施延缓熔融物和安全壳（第三道屏障）底板的混凝土相互作用，防止安全壳底板熔穿。

AP1000的人因失误占堆熔频率的7.74%，共因失效占堆熔频率的57%，而EPR分别为29%和94%，AP1000 明显优于EPR。

3、成熟性

AP1000的最大特点是安全系统采用了非能动技术，西屋公司为此做过大量试验、计算和验证工作，这些试验结果已全部被美国核管会接受，非能动安全系统已达到成熟性的要求。反应堆和反应堆冷却剂系统设计采用与第二代核电站相似的成熟技术。AP1000的冷却剂屏蔽电机泵的功率比过去屏蔽电机泵产品都大，属于首次设计的大型泵，但它们的功率已相当接近。 EMD屏蔽电机泵制造厂EMD公司有丰富的制造经验，生产过大量（约1500台）不同功率、不同尺寸的屏蔽泵用于军工、早期的核电站和其他工业部门，取得了很好的使用业绩,设计和制造技术是成熟、可信的。可以说，目前AP1000屏蔽电机泵主要问题是加快首台泵制造进度和进行工程性验证。

EPR 最大特点是加大反应堆的热功率以及增加安全系统的冗余度和多样性。设计理念是成熟的；EPR加大了反应堆的热功率和尺寸，主要设备（反应堆压力容器、堆内构件、蒸汽发生器和主冷却剂泵等）都加大了容量和尺寸。但目前一些主要核设备（反应堆压力容器和堆内构件、蒸汽发生器、主冷却剂泵等）的试验还未完成，都有待在试验台架上和现场进行工程性试验和验证。

两者的成熟性比较是不相上下的。

4、经济性

AP1000 安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。AP1000的安全系统及其设备数量得到大量的减少，例如AP1000的安全级泵和阀门分别为6台（包括4台主泵）和599台，EPR则为 88台和7000台。再加上模块化设计和建造新技术的采用，由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短以及运行方便、维修简单等一系列效应。从长远观点来看， AP1000不仅使安全性能得到显著提高，而且费用和长期的运行费用也得到明显降低，在经济上也具有较强的竞争力。这种优势在批量建造若干台（譬如8至 10台）后AP1000核电机组将会越来越明显。

EPR是通过增加安全系统冗余度和系统配置来提高安全性；但由于单机容量大，厂址利用率高，提高了它的经济性。

5、安全审评

AP1000安全审评情况：西屋公司于2002年3月28日向美国核管会提交AP1000 标准设计的“标准设计证书”申请，该申请包括AP1000设计控制文件、PSA报告等。美国核管会 于 2002年7月25受理该申请，并据联邦法规10 CFR Part 52 及相关法规、严重事故政策等进行了审评，于2004年9月正式发布了“最终安全评价报告（FSER）”。9月23日，西屋公司获得了NRC 关于AP1000 的最终设计批准书（FDA）。根据美国有关法律举行听证会后，NRC 于2005年12月30日向西屋公司颁发了AP－1000 标准设计的“标准设计证书”。

EPR的安全审评情况：芬兰已从法国引进EPR, 在芬兰建造OL3 核电厂。芬兰核安全当局已完成EPR 初步安全分析报告的审评，并于2005年2月17日颁发“OL3 核电厂建造许可证”。据称芬兰核安全当局已把审评中未关闭的问题列入建造许可证条件。

根据目前掌握的资料，结合初步工程判断，AP1000或EPR在核安全许可证申请和审评中，不会出现重大问题。

在中国 背景

迄今为止，中国所有的核电站都是建在沿海。中国能不能将核电站建在内陆？郁祖盛给记者举出了一个数据：“全世界430个核电站中，70％以上在内陆。前苏联的压水堆型核电站是100％，美国是75.7％。而AP1000本来就是为建在内陆而设计的。”

去年初，由于罕见的低温雨雪冰冻灾害，导致电缆被压跨、铁路运输被迫中断、火电厂缺乏燃料被迫停工，令人“触目惊心”。加之，随着我国中西部地区的经济发展和社会进步，能源供应能力和日益增长的需求之间的矛盾不断加剧，以及我国节能减排和保护环境面临的巨大压力，也促使国家下定决心在内陆地区建核电站。目前，江西、湖南、湖北等都在计划之列。 [6] 发展进程

中国政府从2003年起，就开始启动了第三代核电技术的招标工作。在诸多国际竞标者中，美国西屋联合体以最先进的第三代先进压水堆核电技术（AP1000）胜出。据称，与美国西屋联合体的一系列谈判都是由国家核电（筹）来进行的。

2006年12月16日，中美签署两国政府《关于在中国合作建设先进压水堆核电项目及相关技术转让的谅解备忘录》，标志着我国正式决定引进 AP1000作为我国第三代核电站的主力堆型。2007年7月24日，三代核电自主化依托项目核岛合同在北京签署，全球首台AP1000核电机组落户浙江三门核电站。

中国购买美国4台先进的AP1000核电机组，美方同时转让AP1000设计技术、设备制造和成套技术、建造技术等先进的核电技术，中方将完全拥有在引进AP1000核电技术基础上改进和开发的、输出功率大于135万千瓦的、大型非能动核电站的知识产权。

最终，国家核电于2007 年7月24日，与美国西屋联合体正式签订了4台AP1000机组合同。目前，合同执行情况良好，技术转让工作正有序开展。林诚格相信，“经过4台机组的消化吸收，中国就能实现AP1000技术的自主化、国产化。”

世界首座亮相中国

山东海阳核电站鸟瞰图

2010年3月国家核电技术公司党组书记、董事长王炳华表示，世界上第一座第三代AP1000核电站将在2013年并网运行，届时“中美两国技术人员将向社会公众贡献一个完美、先进，具有绝对安全可靠保障的反应堆”。 这将是世界上第一座第三代AP1000核电站，比美国提前了两年半。

王炳华指的是其中在浙江三门新建的AP1000核电站机组，第一台在2013年将并网运行。三年前，国家核电技术公司与美国西屋公司开始合作。截至2008 年12月，国家核电已经完成了AP1000内陆核电站的总体设计、关键系统设计、关键设备的总体设计。目前，工程进展总体顺利，今年两个项目共计18个里程碑节点目标完全可以实现。

针对人们质疑中国在此次工程合作中的作用有多大时，王炳华提出了反驳。首先，在未来合同执行中，中国政府将派1000人到美国西屋公司，与美国西屋公司共同参与研发和设计；其次，到目前为止中国有近80名工程技术人员正在西屋公司从事相关领域的工程设计；已与美国西屋公司签署了LPP——进一步发展核能的框架合作协议。

推荐第8篇：切尔诺贝利核电站

切尔诺贝利核电站

切尔诺贝利核电站是前苏联最大的核电站，共有4台机组。1986年4月26日，世界上最严重的核事故在切尔诺贝利核电站发生。乌克兰基辅（Ukraine）市以北130公里的切尔诺贝利核电站的灾难性大火造成的放射性物质泄漏，污染了欧洲的大部分地区，国际社会广泛批评了苏联对核事故消息的封锁和应急反应的迟缓。在瑞典境内发现放射物质含量过高后，该事故才被曝光于天下。 目录

简介

地理位置 基本构造 事故影响 食物限制 灾害估计

对自然世界的影响 防护措施

简介

切尔诺贝利核电站

1986年4月26日，世界上最严重的核事故在苏联(Soviet Union)切尔诺贝利核电站发生。乌克兰基辅（Ukraine）市以北130公里的切尔诺贝利核电站的灾难性大火造成的放射性物质泄漏，污染了欧洲的大部分地区，国际社会广泛批评了苏联对核事故消息的封锁和应急反应的迟缓。在瑞典境内发现放射物质含量过高后，该事故才被曝光于天下。 此事故列为核事故的第七级（顶级）。

切尔诺贝利核电站是前苏联最大的核电站，共有4台机组。4月，在按计划对第4机组进行停机检查时，由于电站人员多次违反操作规程，导致反应堆能量增加。26日凌晨，反应堆熔化燃烧，引起爆炸，冲破保护壳，厂房起火，放射性物质源源泄出。用水和化学剂灭火，瞬间即被蒸发，消防员的靴子陷没在熔化的沥青中。

1、

2、3号机组暂停运转，电站周围30公里宣布为危险区，撤走居民。事故发生时当场死2人，遭辐射受伤204人。5月8日，反应堆停止燃烧，温度仍达300℃；当地辐射强度最高为每小时15毫伦琴，基辅市为0.2毫伦琴，而正常值允许量是0.01毫伦琴。瑞典检测到放射性尘埃，超过正常数的100倍。西方各国赶忙从基辅地区撤出各自的侨民和游客，拒绝接受白俄罗斯和乌克兰的进口食品。原苏联官方4个月后公布，共死亡31人，主要是抢险人员，其中包括一名少将；得放射病的203人；从危险区撤出13.5万人。1992年乌克兰官方公布，已有7000多人死亡于本事故的核污染。

5月9日，国际原子能机构总干事布利克斯应苏联政府邀请，乘直升飞机从800米高空察看核电站的情况，他认为这是迄今为止世界上最严重的一次核事故。

切尔诺贝利核电站

灾后两年之中，26万人参加了事故处理，为4号核反应堆浇了一层层混凝土，当成“棺材”埋葬起来。清洗了2100万平方米“脏土”，为核电站职工另建了斯拉乌捷奇新城，为撤离的居民另建2.1万幢住宅。这一切，包括发电减少的损失，共达80亿卢布(约合120亿美元)。乌克兰政府已作出永远关闭该电站的决定。

白俄罗斯共和国损失了20%的农业用地，220万人居住的土地遭到污染，成百个村镇人去屋空。乌克兰被遗弃的禁区成了盗贼的乐园和野马的天堂，所有珍贵物品均被盗走，也因此将污染扩散到区外。近核电站7公里内的松树、云杉凋萎，1000公顷森林逐渐死亡。30公里以外的“安全区”也不安全，癌症患者、儿童甲状腺患者和畸形家畜急剧增加；即使80公里外的集体农庄，20%的小猪生下来也发现眼睛不正常。上述怪症都被称为“切尔诺贝利综合症”。

切尔诺贝利核电站

土地、水源被严重污染，成千上万的人被迫离开家园。切尔诺贝利成了荒凉的不毛之地。10年后，放射性仍在继续危胁着白俄罗斯、乌克兰和俄罗斯约800万人的生命和健康。专家们说，切尔诺贝利事故的后果将延续一百年。

地理位置

切尔诺贝利核电站(51°23′14″N 30°06′41″E / 51.38722°N 30.11139°E / 51.38722; 30.11139)位于乌克兰普里皮亚季镇附近，距切尔诺贝利市西北18公里（11英里） ，距离乌克兰和白俄罗斯边境16公里(10英里)，距乌克兰首都基辅以北110公里（68英里）。

基本构造

RBMK-1000核电机组采用的是前苏联独特设计的大型石墨沸水反应堆，用石墨作慢化剂，石墨砌体直径12米，高7米，重约1700吨，沸腾轻水作冷却剂，轻水在压力管内穿过堆芯而被加热沸腾。堆芯石墨砌体中间孔道内可装1680根燃料管。反应堆是双环路冷却，每个环路与堆芯840根燃料管的平行垂直耐压管相连，堆芯入口处冷却剂温度为270 ℃进入燃料管道，向上流动，被加热局部沸腾，汇流到一边两个的四个汽包中，汽包中的蒸气直接进入汽轮机厂房，两环路各对一台汽轮发电机组（一堆两机）各发额定功率一半的电功率（4号堆供汽给7号和8号汽轮发电机组）。切尔诺贝利核电站RBMK反应堆堆芯堆体结构，与苏式石墨生产堆的结构极为类似从照片中可以看出反应堆厂房只不过是一个普通工厂的大车间，至多只是一个没有门窗的“密封厂房”而已，根本没有“安全壳”。同时反应堆是压力管式，由压力管承压，石墨砌体直径很大，所以也没有压力壳。

1986年4月26日发生灾难性事故的是核电站4号机组，该机组建成、投入运行是在1983年12月。1986年4月25日前，它一直稳定运行在额定满功率下，按计划4月25日停堆检修。

RBMK石墨沸水堆设计本身存在着安全隐患，是堆设计中留下的缺陷，也是这次事故的内在原因。不安全因素是：

1、低功率下堆处于不安全工况，因为这种堆冷却水可沸腾产生空泡，而堆芯设计成有正的空泡反应性系数，即空泡增加，反应性（功率）增加，又导致空泡数增加，堆就会失控非常危险，好在在高功率情况反应性燃料温度系数是负的，在满功率下功率系数是负的、堆是安全的，但在20%满功率运行时，功率系数会变成正值。因此，运行规程中不允许堆在低于700兆瓦热功率下运行；

2、冷却剂泵功能扰动或泵气蚀，空泡增加，在正空泡系数的情况下，会放大其效应，燃料通道的损坏会引起局部闪蒸，引入局部正反应性，并会在堆芯中快速扩展；

3、大量的在700 ℃左右运行的石墨，遇水将起激烈的化学反应。

事故影响

切尔诺贝利核电站是原苏联时期在乌克兰境内修建的第一座核电站。曾几何时，切尔诺贝利是苏联人民的骄傲，被认为是世界上最安全、最可靠的核电站。但1986年4月26日的一声巨响彻底打破了这一神话。核电站的第4号核反应堆在进行半烘烤实验中突然发生失火，引起爆炸，据估算，核泄漏事故后产生的放射污染相当于日本广岛原子弹爆炸产生的放射污染的100倍。爆炸使机组被完全损坏，8吨多强辐射物质泄露，尘埃随风飘散，致使俄罗斯、白俄罗斯和乌克兰许多地区遭到核辐射的污染。

由原子炉熔毁而漏出的辐射尘飘过俄罗斯、白俄罗斯和乌克兰，也飘过欧洲的部份地区，例如：土耳其、希腊、摩尔多瓦、罗马尼亚、立陶宛、芬兰、丹麦、挪威、瑞典、奥地利、匈牙利、捷克、斯洛伐克、斯洛文尼亚、波兰、瑞士、德国、意大利、爱尔兰、法国(包含科西嘉)和英国。在最早发生意外的时候，有人认为切尔诺贝利的核泄漏是来自瑞典而不是俄国，1986年4月27日，瑞典Forsmark核电厂工作人员发现异常的辐射粒子粘在他们的衣服上，该电厂距离切尔诺贝利大约1100公里。根据瑞典的研究，内容发现该辐射物并不是来自本地的核能电厂，他们怀疑是俄国核电厂出了的问题。当时瑞典曾透过外交管道向苏联询问，但未获证实。另外，法国政府宣称辐射尘只飘到德国及意大利的边界。因为辐射尘的关系，意大利规定部份农作物禁止人们食用，例如蘑菇。法国政府为了避免引发民众的恐惧，所以没有作出类似的测量。 [1]

切尔诺贝利灾难不只污染了周围的乡镇，它还借由气流的帮助，因此能够没有规律地往外面散开。根据俄国及西方科学家的报告指出：掉落在俄国的辐射尘有60%在白俄罗斯。而由TORCH 2006的报告指出有一半的易挥发粒子掉落在乌克兰、白俄罗斯、及俄罗斯以外的地方。在俄罗斯联邦布良斯克（Bryansk）的南方极大的区域和乌克兰北方的部份地区，都被辐射物质污染。

切尔诺贝利核电站 意外发生后，马上有203人立即被送往医院治疗，其中31人死亡，当中更有28人死于过量的辐射。死亡的人大部份是消防队员和救护员，因为他们并不知道意外中含有辐射的危险。为了控制核电辐射尘的扩散，当局立刻派人将135,000人撤离家园，其中约有50,000人是居住在切尔诺贝利附近的普里皮亚特镇居民。卫生单位预测在未来的70年间，受到5–12艾贝克辐射而导致癌症的人，比例将会上升2%。另外，已经有10人因为此次意外而受到辐射，并死于癌症。

俄国科学家报告指出，切尔诺贝利4号机反应炉总共有180至190吨的二氧化铀以及核反应产生的核废料。他们也估计这些物质大约有5%-30%流到外面。但根据曾经到过石棺反应炉做后续处理的清理人（例如Usatenko和Karpan博士）说反应炉内只剩大约5%-10%的物质。反应炉的照片里显示了反应炉完全是空的。因为大火引发的高温，让许多辐射物质冲向大气层高空，并向外四面八方扩散。

奖励灾难调查员的苏联纪念章。在灾难中，负责复原及整理的工作人员，将他们称为“清理人”（liquidator）。清理人在清理的过程中接受到非常高剂量的辐射。根据俄罗斯的估计，大约有300,000到600,000的清理人在灾变后的两年内，进入离反应炉30公里的范围内清除辐射污染物。

切尔诺贝利核电站

在被辐射污染的地区里，有许多小孩的辐射剂量高达50 戈雷（Gy）。这是因为他们在喝牛奶的过程中吸收了当地生产而被辐射污染的牛奶，当地牛奶是被碘-131所污染，碘-131的半衰期为8天。许多研究发现白俄罗斯、乌克兰及俄罗斯的小孩也罹患甲状腺癌比例快速增加。根据日本原子弹爆炸的事后调查统计预期，在切尔诺贝利地区的白血病在未来的几年内将会增加。但直到目前为止，白血病病例的增加数量还不足以在统计学上推断，并和辐射外泄有关。但是，事实证明了在切尔诺贝利地区里，畸形婴儿的出生率的确是升高了，有调察显示证实是由辐射灾难余后的辐射尘，所导致的结果。

意外发生之后，人们的健康问题主要被放射性物质“碘-131”所影响。目前，有人担心20年前的锶-90和铯-137还会对土壤造成污染。而且，植物、昆虫和蘑菇最表层的土壤会吸收铯-137。所以，有些科学家担心核辐射会对当地人造成几个世纪的影响。

苏联当局在事件发生之后36小时，就开始疏散住在切尔诺贝利反应炉周围的居民。在1986年5月，即事件发生后一个月，约116,000名住在核子厂方圆30 公里（相当于18 英里）内的居民都被疏散至其他地区。因此，这个地区经常会被称为疏散区域（Zone of alienation）。然而辐射所影响的范围其实能散播至超过方圆30公里外的地方。

核电厂爆炸事故对切尔诺贝利居民造成的长期影响一直备受争议，有超过300,000 人脱离了灾难的威胁，但仍然有数百万人继续居住在污染区内。然而，那些受到低剂量辐射所影响的人，几乎没有死亡率增加、癌症或先天缺陷的症状。但是仍不能够确定其原因与放射性污染的关联。

同时，前苏联当局在灾难中设置了障碍：科学研究也许因为缺乏民主的透彻性而受到限制。在白俄罗斯、一个受官方质疑的科学家Yuri Bandazhevsky,，因为错误评估切尔诺贝利核电厂的马力（1000 Bq/kg） ，而被国家监控组织所拘留。

食物限制

1986年4月，一些欧洲国家（除法国以外）已经强迫实行食物限制，特别是菌类和牛奶。在灾难过后20年，主要限制制造、运输、消费过程中来自切尔诺贝利放射性尘埃的的食物污染、尤其是对铯-137指标的控制，以防止它们进入人类的食物链。在瑞典和芬兰的部分地区，部分肉类产品受到监控，包括在自然和接近自然环境下生活的羚羊等等。在德国，奥地利，意大利，瑞典，芬兰，立陶宛和波兰的某些地区，野味〔包括野猪、鹿等〕，野生蘑菇，浆果以及从湖里打捞的食肉鱼类的铯-137含量达到每千克几千贝克。在德国一些野生蘑菇的铯-137含量甚至达到了40,000 贝克/千克。按照2006年TORCH报告，这些地区的平均水平约为6,800贝克/千克，是欧盟规定的600贝克/千克的10倍以上。由此欧盟委员会已经表示：“对于从这些成员国进口的某些食物的限制必须在未来保持多年”。

在英国，根据1985起实行的食物和环境保护条例（Food and Environment Protection Act、FEPA），从1986年起限制了放射行指标超过1000 贝克/千克的绵羊的迁移和销售。这项安全措施是根据欧盟委员会专家组第31项报告的建议而作出的。但是从1986年以来，受限制区域已经减少了96%： 从一开始限制区域几乎包括了9000个农场和400万头绵羊，到2006年已经递减到374个农场大约750平方公里的地区和约20万头绵羊。只有坎布里亚、北威尔士和苏格兰西南部的一些区域仍然受到限制。

在挪威，萨米人受到被污染的食物的影响，有些驯鹿因为吃了地衣而受到污染，因地衣在从空气中获取养分的过程中吸收了放射性微粒。

灾害估计

据英国《独立报》消息，在2006年4月，切尔诺贝利核泄漏事故发生20周年来临之际，“绿色和平”组织披露，这场世界上最为严重的核泄漏事故的危害程度要比当时的评估高出10倍，泄漏物将在未来造成约10万人死亡。

据报道，该组织掌握的一份最新报告显示，由于核泄漏物进入了大气层，对空气造成极大的破坏，污染最严重的乌克兰、白俄罗斯以及俄罗斯境内的大约20万人伤亡，这些地区的癌症病例为27万例，其中有9万多例非常严重。

该组织声称：“从一个反应堆里释放出来的放射物远远超出被投放在日本广岛和长崎原子弹的放射性污染，我们非常清楚，一个核反应堆可以污染一半地球。”

联合国世界卫生组织放射主任迈克指出：“这次事故的潜在影响是非常可怕的，但是当你用科学的结论看待这个问题的时候，它对公共卫生的影响就没有当初人们担心的那样恐怖。”

这次历史上最严重的核事故使500万人遭受核辐射，21人当场死亡受这次辐射影响的人数，从最初估计的不到50个清洁工人，达到了整个欧洲的数十万人。

对自然世界的影响

在事故后，隔离区内变成部份野生动物的天堂。 虽然动物也饱受辐射之苦，但比起人类对它们的伤害是非常轻微的，所以对它们而言事故的发生反而是好事。在隔离区内的动物比如老鼠已适应了辐射，它们和没受辐射影响地区的老鼠寿命大约相同。下列为隔离区内再度出现或被引入的动物山猫、猫头鹰、大白鹭、天鹅、疑似一只熊、欧洲野牛、蒙古野马、獾、河狸、野猪、鹿、麋鹿、狐狸、野兔、水獭、浣熊、狼、水鸟、灰蓝山雀、黑松鸡、黑鹳、鹤、白尾雕。

防护措施

切尔诺贝利核电站30公里范围内严格限制人员进入。

2007年9月17日，乌克兰当局表示将搭建一个巨型的钢铁覆盖物，封闭曾发生全球最严重核泄漏事故的切尔诺贝利核电站。

切尔诺贝利核电站

据英国广播公司报道，乌克兰当局雇佣一家法国公司，负责搭建一个钢铁外层结构，取代 在1986年核泄漏之后用来掩盖核反应堆的混凝土外层。这一混凝土外层在发生事故后仓促建成，现在已出现损坏，因此当局计划建筑新的钢铁外层，遮盖曾发生核泄漏的反应堆和放射性材料。

新的钢铁外层工程将耗资14亿美元，由国际捐献者出资，并由欧洲重建与开发银行监督资金营运，预计在5年内竣工。

乌克兰当局表示，新的钢铁外层结构建成后，将可进行拆卸核反应堆的工作。这个反应堆仍包含95%的原核材料，并被暴露在外。此外，施工质量粗糙，使得现有的混凝土保护外层非常脆弱。乌克兰当局同时还与美国公司达成协议，在切尔诺贝利核电站的30公里“隔离区”内建造一个储存设施，收藏核电站泄漏的核废料。

欧洲重建与开发银行总裁勒米埃表示，乌克兰政府和国际社会持续不断的承诺和参与，对有关工程能够顺利完工至关重要。

推荐第9篇：核电站调查表

关于核电的暑期实践调研问卷

大家好！我们是南京航空航天大学材料科学与技术学院的学生，对核能的公众接受性问题非常感兴趣，希望能得到您的帮助和支持，谢谢！

欢迎参与调查

问题1：您平常关注核能吗？（单选题）

非常关注 比较关注 一般 偶尔关注 基本不关注

问题2：下列有关核电站的知识您知道的有：（多选题）

利用核能发电的基本原理（例如核岛和常规岛的概念、压水堆和沸水堆的概念）

核电的优缺点（例如优点：不产生温室气体；缺点：核废料难处理） 核电站的安全措施（例如核电站的3层安全防护体系）

世界上曾经发生的核电站事故（例如切尔诺贝利核事故，日本福岛核事故）

问题3：您觉得核电安全吗？（单选题）

非常安全 应该比较安全 不太清楚 比较危险 非常危险

问题4：您觉得放射性可怕吗？（单选题） 非常可怕 比较可怕 一般 比较正常 不可怕

问题5：如果您认为可怕，原因是：（多选题）

放射性对人的身体有损害，严重者可以致癌

放射性具有看不见、摸不着，延迟影响、难以控制的特点.一旦核事故发生，就会在相当大范围内产生很大的影响。

切尔诺贝利等核事故太恐怖了，让我对放射产生了恐怖的印象。 大家都说放射性很可怕。

问题6：您认为核事故发生的可能性是多大（单选题）

可能性很大 可能性比较大 难以预料 可能性比较小 可能性很小

问题7：如果发生核事故，您认为可能的原因有哪些？（多选题）

操作失误 管理混乱 工程质量问题 核能本身非常危险 核技术不过关

问题8：到目前，出现过危及生活的核电站事故吗（单选题） 没有 有

问题9：如果有，那么居民得到满意的赔偿了吗?（单选题）

感到满意 感到不是很满意 没有赔偿

问题10：请问核电站在规划、建设之前，有举办活动来征询您的意见吗?（多选题）

有,听证会 有,公示 没有

问题11：核电站有举办宣传活动来介绍核电知识、普及核安全教育吗？（单选题）

有，每年5次以上 有，每年4-5次 有，每年2-3次 有，每年1-2次 没有

问题12：您是否赞同我国大力发展核电？（单选题）

非常赞同 比较赞同 无所谓 不太赞同 很不赞同

问题13：您是否赞同在本地大力发展核电？（单选题） 非常赞同 比较赞同 无所谓 不太赞同 很不赞同

推荐第10篇：切尔诺贝利核电站

切尔诺贝利核电站

时间： 2006-04-24 字体：大 中 小

切尔诺贝利核电站位于现乌克兰共和国（原为前苏联的加盟共和国）首都基辅市北130公里处，第聂伯河支流的普里皮亚特河畔，靠近白俄罗斯共和国边界。建核电站前，这里人口密度较低，大约70人/平方公里，核电站处于白俄罗斯-乌克兰大森林地带的东部，周围是一片平坦的风景区（见图9）。上世纪七十年代初，前苏联选址在这里建造核电站，一期两个机组于1977年建成发电，二期两个机组于1983年建成发电，到1986年核电站拥有RBMK-1000共4台机组，原计划再建两台（

5、6号）机组，4号机组事故后被迫停建。

RBMK-1000核电机组采用的是前苏联独特设计的大型石墨沸水反应堆，用石墨作慢化剂，石墨砌体直径12米，高7米，重约1700吨，沸腾轻水作冷却剂，轻水在压力管内穿过堆芯而被加热沸腾（见图7）。堆芯石墨砌体中间孔道内可装1680根燃料管。反应堆是双环路冷却，每个环路与堆芯840根燃料管的平行垂直耐压管相连，堆芯入口处冷却剂温度为270 ℃进入燃料管道，向上流动，被加热局部沸腾，汇流到一边两个的四个汽包中，汽包中的蒸气直接进入汽轮机厂房，两环路各对一台汽轮发电机组（一堆两机）各发额定功率一半的电功率（4号堆供汽给7号和8号汽轮发电机组）。

图7 石墨慢化压力管式沸水堆

图8 RBMK-1000反应堆大厅，堆顶图 图9 切尔诺贝利核电站位置

切尔诺贝利核电站RBMK反应堆堆芯堆体结构，与苏式石墨生产堆的结构极为类似（见图8）从照片中可以看出反应堆厂房只不过是一个普通工厂的大车间，至多只是一个没有门窗的“密封厂房”而已，根本没有“安全壳”。同时反应堆是压力管式，由压力管承压，石墨砌体直径很大，所以也没有压力壳。

1986年4月26日发生灾难性事故的是核电站4号机组，该机组建成、投入运行是在1983年12月。1986年4月25日前，它一直稳定运行在额定满功率下，按计划4月25日停堆检修。

RBMK石墨沸水堆设计本身存在着安全隐患，是堆设计中留下的缺陷，也是这次事故的内在原因。不安全因素是：

—低功率下堆处于不安全工况，因为这种堆冷却水可沸腾产生空泡，而堆芯设计成有正的空泡反应性系数，即空泡增加，反应性（功率）增加，又导致空泡数增加，堆就会失控非常危险，好在在高功率情况反应性燃料温度系数是负的，在满功率下功率系数是负的、堆是安全的，但在20%满功率运行时，功率系数会变成正值。因此，运行规程中不允许堆在低于700兆瓦热功率下运行；

—冷却剂泵功能扰动或泵气蚀，空泡增加，在正空泡系数的情况下，会放大其效应，燃料通道的损坏会引起局部闪蒸，引入局部正反应性，并会在堆芯中快速扩展；

—大量的在700 ℃左右运行的石墨，遇水将起激烈的化学反应。

第11篇：核电站岗位

中广核工作岗位

运行操作类

运行操作”岗位主要负责机组正常运行和大修期间主控室的控制界面的监督、控制操作，及电站设备和系统的就地操作，确保机组和设备的安全、稳定和经济运行。运行人员需要熟悉整个电站的工作原理和生产流程，具备系统和全面地分析和解决问题的能力，具有较高的职业素养和良好的工作习惯。

运行操作类岗位需要自动控制、电气、反应堆工程、发电厂及电力系统、热能动力等各方面专业人才。

技术支持类

技术支持类岗位的工作范围涉及到核电站的设备管理、燃料管理、防腐、性能试验、工程改造、技术改进、合同采购、文档服务等技术支持与管理工作，为机组的安全、稳定和经济运行，提供充分的技术支持、文件服务、商务服务和物资供应等支持性工作。技术支持类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力、、土建、防腐、国际贸易、工商管理、图书信息、法律、档案等各方面专业的人才。

生产准备类

核电站的生产准备工作范围涉及到电站的工程建设、安装、调试、移交和试运行等诸多阶段。所从事的工作包括工程设计审查、运行和维修经验反馈、工程建设中的技术支持、电站设备制造过程中的监造、数字化仪控系统控制界面的设计、生产准备计划管理、管理程序和技术程序编写、执照申请、备品备件管理等工作。

生产准备类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力、土建、工程管理、技术经济及管理等各方面专业的人才。

维修类

全面负责公司营运电站的设备、系统日常维修及换料大修，保证公司营运电站的设备、系统和厂房处于良好的状态，为电站的安全、稳定和经济运行提供必要的条件。维修类包括的工作内容包括电站大修的组织、管理及优化工作、日常维修组织与协调工作以及维修技术管理；电站所有机械设备和系统、电气设备和系统、仪控设备和系统、电梯、行车、空调等的日常维修和大修工作；核燃料装卸、废物管理、核清洁及工具管理等工作。

维修类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力等各类专业人才。 设计管理类

主要负责全厂总体设计、初步设计、施工设计的设计管理和审查；以项目为基础的设计管理工作主要包括执照申请及技术支持、设计质量监督、技术方案选择的评价、设计进度控制、设计接口控制、设计变更控制、设计文件控制等；承担部分设计工作；设备采购（技术方面），包括采购方案策划和确定、承包商技术资格审查、合同文件技术部分的编制、技术部分的评标、采购进度与质量控制等；设备制造和监造活动的监督、协调和有效性评价以及对各项目提高业务和资源支持。工作类别主要包括技术协调、总体及执照申请、核岛设计、常规岛及BOP设计、电气设计、仪控设计、土建设计、设备监造等。 施工管理类

一方面承担项目现场的施工管理职责；另一方面，承担公司集约化施工管理的责任，统筹公司在施工管理、技术控制和施工人才储备等方面的工作，包括向各异地项目提供施工管理的技术支持和人力支持等。工作类别主要包括物资管理、土建施工、施工支持、核岛安装、常规岛及BOP安装、电仪安装等。监造等。

调试类

主要承担核电站正式运营之前电站设备和系统及机组的调试工作，其主要目的是全面检验核电站的设计，设备制造和施工安装质量，验证核电站各个部件，系统和机组的性能是否符合设计要求；验证电站各种构筑物，设备，系统及整个机组在所有工况下能否安全运行；对设备，系统的性能参数与运行指标进行验证和调试，暴露并消除潜在的系统设计和设备制造隐患和缺陷，确保核电站安全运行，同时提高机组的可用率。其核心业务是调试管理和调试技术、项目的调试策划和准备。目前主要承担中广核集团在建核电项目的调试工作。工作类别主要包括：核岛调试、常规岛及BOP调试、DCS调试、电气调试、技术管理等。 计划经营类

所从事的工作主要是新项目的项目总体策划与开发；新项目开发阶段的现场管理；组织工程委托合同的编制、谈判、签订、变更和执行情况的分析、报告；建立和维护各项目的工程计划和进度的管理体系、风险和经验反馈体系、报告体系、项目绩效评价和考核体系，并实施总体控制，同时根据公司政策和各项目的需求，对各项目提供业务和资源支持；并归口管理各异地项目协调办公室的工作。工作类别主要包括：经营策划与项目管理、工程计划、科技管理等。 质量保证类

主要负责建立和维护质量和环境管理体系，实施核电工程建设质量保证活动。具体包括工程公司质量和环境管理体系策划、内外审核、管理评审；参与合同采购中的资格评审、合同文件编写、评标、合同签订等活动；对供应商、承包商实施质保监督、监查；负责核安全文化的培育和推进。

工作类别主要包括：公司管理体系建设与维护；施工活动质量保证专业工作；设计和设备采购活动质量保证专业工作。

合同与采购类 主要负责供应合同，服务合同和施工合同的签订和核电设备的采购以及相关的一些法律保险事务。具体包括：采购合同的行政和商务控制，包括法律及保险事务、建和护公司通用的和项目专用的采购合同商务控制程序和规范、规则体系，建立和维护通用的和项目专用的合同外发接口程序和工作规则，组织承包商资格评审，维护合格承包商清单（和禁入承包商清单），组织招投标活动和合同谈判，发布生效合同，合同执行过程的商务跟踪和监督，合同支付、变更、索赔、奖励、处罚的控制；项目的合同采购的策划，包括潜在承包商的数量和业绩评估、采购物项或服务项目的组合方式、承包方的组织形式、风险管理等；公司（包括各项目和分公司）合同采购专业人员的资格管理；对各项目的合同采购活动提供专业指导、支持和监督并对各个项目工作进行业务和资源支持。 设计类

组织本工程的设计工作，贯彻工程审批文件和各级审定的设计原则，全面负责本专业技术、进度、投资、质量和信息、文件、资料管理。抓好设计策划、设计接口、设计输入与输出，设计验证、设计确认、设计评审、设计更改的设计控制。组织专业设计方案的研究，协调专业间的分工与衔接，指导设计人员进行设计方案和技术经济比较，提出技术先进、经济合理的方案。 研发类

研发类主要以提高核电机组的安全性、可靠性和经济性为目标，搭建核电共用技术平台，解决核电工程建设和生产运营的应用问题，为中广核多项目、多基地提供技术支持与服务，提高中广核集团的科技创新能力。主要从事以下六大板块的工作：：以堆芯设计、燃料管理、安全分析、源项计算与评价、环境影响评价等为核心的反应堆工程与核燃料技术研究；以设备监造、材料留样、工艺评定、设备鉴定、金属材料性能评估、设备运行状态评估（含腐蚀管理、安全评定、可靠性管理、在役检查等）、强度评估、寿命评估与老化管理等为核心的核电站设备质量与可靠性技术研究；以电站工程改造、运行评估、经验反馈、根本原因分析、运行与维修优化、热能动力技术等为核心的提高核电站绩效运行技术研究；核电工程建设与生产运营相结合的信息应用技术研究；核电站模拟机（仿真技术）技术研究，先进核能技术与新能源（太阳能、风能等）技术研究。

操作员是指在现场工作的运行人员，操纵员是在主控室工作的运行人员

第12篇：山东海阳核电站

山东海阳核电站

山东海阳核电站

海阳核电站位于海阳市留格庄镇原冷家庄和董家庄，地处三面环海的岬角东端，占地面积2 256亩。厂址距海阳市境内留格庄镇10公里，距凤城镇13公里，距海阳市区22公里，距烟台市区93公里，距青岛市区107公里。 海阳核电站是由中国电力投资集团公司（下称“中电投”）控股建设的核电项目

，总投资800亿元，其中，中电投占40％、中国核工业集团占20％、国电集团占20％、山东鲁信控股占10％、华能集团占5％、烟

台市电力开发有限公司占5％。

海阳核电站规划建设6台百万千瓦级压水堆机组，，留有两台扩建余地，总装机容量870万千瓦。其中，一期工程建设2台美国西屋公司第三代核电技术AP1000百万千瓦级压水堆核电机组，预计投资达到400亿元人民币，首台机组计划于2014年投入商业运营。

海阳核电站全部建成之后，将成为迄今为止中国最大的核能发电项目。同时，将改善山东的供电状况，促进地方经济快速的发展。

1983年，由山东省电力工业局组织，山东省电力设计院参加的“山东核电规划小组”，开始了对黄海沿岸的16个厂址进行了普查，从中确定了6个优选厂址，提出了“关于及早建设山东省胶东核电厂的建议及初步规划”。良好的建站条件，加上坚持不懈地努力争取，使海阳从众多竞争对手中脱颖而出。

1993年初，国家正式部署山东第一个核电厂——海阳冷家庄核电厂的初步可行性研究，并确定以海阳冷家庄和董家庄、乳山红石顶作为优选厂址。

1995年8月，原电力工业部会同原中国核工业总公司审查通过了初步可行性研究报告，确定海阳核电作为山东省第一个核电项目。

1996年，我省正式启动核电可行性研究工作。

2003年，中电投集团启动海阳核电项目筹建工作。8月，电力规划设计总院组织专家对于海阳核电厂厂址规划进行评审，通过了厂址规划方案。

2004年9月10日，中电投控股设立山东核电有限公司，全面开展和推进山东海阳核电项目建设工作。该公司是中电投下属二级单位，作为海阳核电项目的业主单位，全面负责项目的前期开发、工程建设、生产运营及核安全管理。公司由6家股东出资设立,分别为：中国电力投资集团公司、山东省国际信托有限公司、烟台蓝天投资控股有限公司、中国国电集团公司、中国核工业集团公司、华能核电开发有限公司。

2006年12月6日，中美签署先进压水堆核电技术转让谅解备忘录，海阳核电作为国家第三代核电自主化依托项目，明确AP1000技术路线。

2007年4月25日，国家发改委办公厅以发改办能源【2007】912号文件批复同意海阳核电一期工程开展前期工作。

2007年12月26日，海阳核电一期工程获得开工令，同月31日正式启动。

2008年7月29日海阳核电站一号机组核岛负挖工作正式开工，于2009年1月15日完工。负挖开挖工程量为约5万立方米，基底清理面积为3330平方米，总计爆破27次。并于2009年2月21日通过验收。

2009年4月2日下午，我国三代核电自主化依托项目山东海阳核电站一号机组核岛基础防水薄膜铺设正式开始，这是核岛筏基浇注第一罐混凝土（FCD）前准备工作中的一个重要环节。

2009年12月28日核电一期工程正式开工

一期工程建成后，年发电量达到175亿千瓦时

YMG12月28日讯（记者 刘新国 李波） 今天上午11时18分，我国首批三代核电AP1000自主化依托项目——中国电力投资集团公司山东海阳核电项目一期工程正式开工。中共中央政治局常委、国务院副总理李克强发来贺信，国家有关部委、山东省委省政府、烟台市委市政府、海阳市委市政府相关负责人以及参建单位代表共1000余人参加了开工仪式。

海阳核电项目位于胶东半岛青岛、烟台、威海三大城市之间，厂址三面环海，地理环境优越。项目从1983年开始选址，历经20余年，2007年4月，国家发改委批准同意海阳核电

1、2号机组开展前期工作，2007年7月，三代核电自主化依托项目合同签署，2008年7月，海阳核电项目一期工程核岛负挖较原计划提前2个月正式启动。2009年9月，海阳核电项目一期工程获得国务院核准并取得建造许可证，9月24日一号核岛浇灌第一罐混凝土。该工程规划建设6台百万千瓦级核电机组，并预留有扩建场地。一期工程规划建设两台125万千瓦AP1000核电机组，

一、二号机组分别计划于2014年5月和2015年3月投产。

海阳核电项目采用美国西屋公司设计的当今世界上最先进的AP1000三代核电技术。该技术由于运用非能动的安全系统，可较大幅度地简化系统，减少设备数量，提高核电站的安全性和经济性。中电投山东核电有限公司作为业主单位，全面负责核电站的设计、建造、运营和维护管理。目前，海阳核电项目各项工作进展顺利。一期工程汽轮发电机组供货合同、常规岛施工合同、核岛工程承包合同等重大合同相继签订；“五通一平”前期工程、砂石料加工场、搅拌站、

一、二号机组核岛常规岛负挖等工程陆续完工。随着一号核岛第一罐混凝土浇灌（FCD）的按计划实现，海阳核电项目一期工程全面进入主体工程建设阶段。

据了解，海阳核电一期工程建成后，年发电量达到175亿千瓦时，将极大优化山东电源结构，缓解电力紧张局势。同时，由于项目投资数额较大，对大幅拉动地方经济发展，创造更多的就业岗位，带动内需增长都会起到积极作用。

据测算，包括预扩建2台核电机组在内，总容量8台125万千瓦的AP1000核电机组全部投运后，将以其“零”排放的优势，每年比同类装机规模火电厂减少二氧化碳排放5000多万吨，减少氮氧化物排放约15万吨、减少烟尘排放约12万吨。作为清洁绿色的能源基地，海阳核电项目建设将有效促进低碳发展、清洁发展，为国家实现2020年单位GDP碳排放（碳强度）下降目标发挥重要促进作用！海阳核电项目的建设，还将进一步加快我国三代核电技术的国产化进程,提高核电设备制造和建设能力，对调整国家能源结构，促进经济社会健康可持续发展做出贡献。

2009年3月3日，国家发展改革委员会以发改办能源〔2009〕465号文件，同意海阳核电项目

3、4号机组按照AP1000型压水堆技术路线开展前期工作。

核电群主要集中在烟台和威海两个地级城市，包括三个核电项目：海阳核电站、乳山核电站和荣成核电站。这三个核电项目目前运作比较 顺利和有比较进度的当属海阳核电站项目。乳山核电站项目则由山东鲁能集团与威海市的一个县级市——乳山市人民政府共同合作开发。 双方协议已经签订，一期工程将投资２５０亿元，预计总投资在６００亿至８００亿元之间，远期计划装机容量为６００万至８００万千 瓦，列入了十二五”计划；荣成核电站是新型核电站，投资具体数额现在还难以有实质性确定，单机容量估计在１９５兆瓦。至于由谁投资也有待于最后确定。

第13篇：中国核电站分布

中国核电站分布

一、秦山核电站（中核）

秦山核电站地处浙江省海盐县。

一期工程，采用中国CNP300压水堆技术，装机容量1×30万千瓦，设计寿命30年，综合国产化率大于70%，1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土（FCD），1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。经过十多年的管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。

二期工程及扩建工程，采用中国CNP650压水堆技术，装机容量2× 65万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率二期约55%，二扩约70%，1#、2#机组先后于1996年6月和1997年3月开工，经过近8年的建设，两台机组分别于2002年4月、2004年5月投入商业运行，使我国实现了由自主建设小型原型堆核电站到自主建设大型商用核电站的重大跨越，为我国自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实的基础，并将对促进我国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展发挥重要作用。扩建工程（3#、4#机组）是在其设计和技术基础上进行改进，2006年4月28日开工，3#机组计划于2010年12月建成投产，4#机组力争2011年年底投产。

秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆技术（CANDU 6），装机容量2×728兆瓦，设计寿命40年，综合国产化率约55%，参考电厂为韩国月城核电站3号、4号机组。1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。

二、广东大亚湾核电站（中广核）

大亚湾核电站是采用法国M310压水堆技术，装机容量2×98.4 万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率不足10%，1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。

三、岭澳核电站（中广核）

岭澳核电站位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。

一期工程，采用中国CPR1000压水堆技术，装机容量2×99万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约30%，于1997年5月开工建设，2003年1月全面建成投入商业运行，2004年7月16日通过国家竣工验收。

二期工程，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，1号和2号机组综合国产化率分别超过50%和70%，于2005年12月开工建设，两台机组计划于2010年至2011年建成投入商业运行。

三期工程，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，预计2011年开工建设。

四、田湾核电站（中核）

位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建2至4台的余地。

一期工程，采用俄罗斯AES-91型压水堆技术，装机容量2×106万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约70%。于1999年10月20日正式开工（FCD），单台机组的建设工期为62个月，分别于2007年5月和2007年8月正式投入商运。

二期工程3号和4号机组的建设已启动，单机容量均为100万千瓦。

三期工程5号和6号机组的建设已启功，采用中国二代加CPR1000核电技术。

五、红沿河核电站（中广核）

辽宁红沿河核电站位于辽宁省大连市瓦房店东岗镇，地处瓦房店市西端渤海辽东湾东海岸。规划建设6台机组，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约60%，1号机组于2007年8月正式开工，至2012年建成投入商业运营。目前在建中....

六、宁德核电站（中广核）

规划建设6台机组，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约75%以上，1#机组于2008年2月FCD，

1、2#机组计划于2013年左右建成投入商业运行。

七、阳江核电站

2004年，经10多年筹备的广东阳江核电项目也有望在年底通过国家核准，这个规划投资达80亿美元、规划建设6台百万千瓦级机组的全国最大核电项目一期工程于2006年正式动工。目前在建中........

八、三门核电站

2004年7月，位于浙江南部的三门核电站一期工程建设获得国务院批准。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在

浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦

以上，超过三峡电站总装机容量。一期工程总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。三门核电站最快将在2010年

前后发挥作用。

九、海阳核电站

位于山东烟台海阳市东南部海边、总投资达600亿元的海阳核电站首期工程已于2007年年底开工。目前，海阳核电工程前期准备工作已全面完成，计划 2010年首期工程两台机组并网发电。与此同时，该项目的配套工程---抽水蓄能电站工程，也将与核电站一期工程同时开工建设。\"两电\"工程完工后，每年将提供600万千瓦电能。据了解，海阳核电站建成后将是中国最大的核能发电项目。

海阳核电站项目是经过国家发改委同意、由中国电力投资集团 (中电投)控股建设的核电项目。中电投占40%、中国核工业集团占20%、国电集团占20%、山东鲁信控股占10%、华能集团占5%、烟台市电力开发占 5%。据了解，由于核电对技术和安全性要求高，此前核电站的建设都是具有军工背景的企业承担。

海阳核电站位于海阳市东南部的海边，在海阳市大辛家镇的冷家庄和邻近的董家庄。处于胶东电力负荷中心，地质条件优越，是国内基础条件最好的核电站址之一。工程分三期实施，一期将建设2台100万千瓦级核电机组。该项目可行性研究报告显示，海阳核电站的规划容量为600万千瓦级核电机组，并留有扩建余地，总装机容量870万千瓦，发电机组全部投产后，年发电量接近三峡电站发电量的90%。一期工程投资250亿元，规划建设两台百万千瓦级核电机组。

山东乳山核电项目工程总体规划建设六台百万级核电机组，一期工程建设两台百万级核电机组，2006年开始前期工程准备工作，争取在“十二五”末投产发电。

国防科工委在2008年1月7日召开的国防科技工业工作会议上透露，2008年中国将开工建设福建宁德、福清和广东阳江三个核电项目。

另外，中国台湾省现有3座核电站；在建的1座；拟建的尚有2座。已经投产的台湾省庆山和国盛两座核电站，装机容量分别为2×63.6和2×98.5万千瓦。

十、方家山核电站

方家山核电工程是秦山一期核电工程的扩建项目，工程规划容量为两台百万千瓦级压水堆核电机组，采用二代改进型压水堆技术，国产化率达到80%以上，预计两台机组分别在2013年和2014年投入商业运行。项目建成后，秦山核电基地将拥有9台核电机组，总容量达到630万千瓦。该项目位于浙江海盐，南临杭州湾，建成后将承接华东区域电网，区位优势相当明显。

十一 咸宁核电站

鄂赣交界处的湖北省通山县，有一座湖北省第二大的水库——富水水库。富水河上的这座水库建成于1964年，蓄洪、发电、灌溉、养殖、航运兼顾，年发电量 1.412亿度，坝高45米，顶宽6.4米，坝顶长941米，有8个泄水闸，库面浩浩11万亩，库容量17.64亿立方米，两岸群峰秀丽，库中有无数岛屿，当地人称它为“湖北的千岛湖”。这样一个秀美的地方，还隐藏着我国首个内陆核电项目——湖北咸宁核电厂。11月18日，成都商报记者对这个正进行建设的项目进行了实地探访。

进入位于通山县大畈镇大墈村的核电站工地，是一条26公里长的专用大件运输道路——核电公路。公路已建成，目前还有一座跨湖的大桥正紧张施工中。核电站，就位于大桥连接的湖心岛——狮子岩上。

咸宁核电项目于2009年全面启动建设。今年5月15日，核电项目一期常规岛及核电站辅助系统工程总承包等合同一揽子框架协议在武汉签署，中国广东核电集团工程有限公司举行了咸宁分公司及咸宁项目部揭牌仪式。

据通山县政府公众信息网公布，至11月4日，主场区场平土石方工程完成1610万立方米，占总量的76.1%。

1、2号核岛达到厂平标高，施工现场按照今年底4台机组达到厂平标高的目标加快推进。计划今年底全部完工。

咸宁核电项目也标志着中国进入第三代核电发展阶段。它将首次采用非能动型压水堆核电技术，备受中国核电行业关注。该核电技术是目前唯一通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术，是全球核电市场中最安全、最先进的。

总投资达600多亿元的咸宁核电项目，其业主是由中广核集团与湖北省能源集团共同设立的湖北核电有限公司（双方分别持股60%和40%，由中广核集团控股）。2008年6月这家公司成立时预计：经过2年的前期准备和5年半的主体工程建设之后，湖北将首次用上核电

第14篇：核电站的安全

核电站的安全

■ 张 靖

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《中国科技纵横》2005年第2期

工业科技期刊-专题

60多年前，科学家发现铀－235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2－3个中子和大量的能。放出的能量比化学反应中放出的大得多，这就是核裂变能。裂变反应是由中子引起的，而反应结果又产生了新的中子。如果能用新的中子引起新的核裂变，裂变反应就能连续不断地进行下去，同时不断产生能量。人们找到了实现这种产生连续反应的条件，这种反应就叫链式裂变反应。铀－235原子核完全裂变放出的能量是同量煤完全燃烧放出能量的270万倍。

于是，人们利用核反应来获取能源。核能专家普遍认为，核能是安全、清洁的能源，在一些发达国家，核电已经成为电力发展的主力军。2020年以前，我国还要筹建27个核电站。但对于普通大众，核物质的强放射性、切尔诺贝利核电站的核泄漏事故等，仍令人有些“谈核色变”。

核电站会不会污染环境？核电站发生事故的可能性有多大？一旦发生事故，后果将如何？另外，核废物也威胁着人类健康和生态环境。核电站越多，产生的核废物也越多。核废物的放射性分高、中，低三个水平，核电产生的低中放废物已有完善的处理、处置技术，但是高放射性废物处置还是一个世界性的难题，处理不好就会遗祸万年。

本专题针对核电站的安全和核废物的处置两个方面进行了介绍。

1、核电站并非恐怖怪物

核电就是利用核燃料（例如铀—235和钚—239）原子核的链式裂变反应进行发电的。通常，一个核电站分为核岛和常规岛两部分。不是说这两部分要建在两个岛屿上。核岛是指核电站里反应堆所在的区域，而常规岛就是与普通的电厂一样的相应发电设备，只不过推动发动机的热量来自核裂变反应罢了。

核电站建在哪儿

选择核电站的厂址需要评估的项目很多，要从安全性、环境保护和经济效益三个方面来考虑。既要考虑核电站对环境的影响，也要考虑环境对核电站的影响。核电站一般都建在远离城市和人口密集的地区。

核电站的选址要考虑地震、暴风和洪水等自然灾害的因素。对于地震，厂址首先应远离活动断层和地震强度偏高的地区。对于暴风，厂房结构须能够抗御一定强度的台风和龙卷风以及大风吹起的抛射物的袭击。厂址还须选择在不受洪水威胁的地区。清华大学核安全研究室主任曲静原教授说：“如果当地龙卷风很强，还一定要把核电站建在那里，建筑物就得设计得非常坚固，这样标准就高，造价也就高；如果要建在洪水水位比较高的地区，还要想办法加高地基，这也会增加成本。”

另外，核电站要尽量建在远离易燃易爆物品，如油罐、炸药库或军用设施的地方。如果附近有这些设施，就要计算各种可能爆炸起火的设施与核电站之间的安全距离，核电站所在的位置必须大于这个距离。还要评估其他类型爆炸的影响，评估的范围甚至包括交通路线上如公路、铁路上运输的物品爆炸或飞机坠毁的可能性。

核电站运行的时候要排放大量的废热，所以热排放也是选址要考虑的一个重要因素。“这也就是我们国家目前的核电站都建在海边的原因之一”，曲静原教授说，“这种载带热量的水的量很大，例如在大亚湾核电站，每秒钟就有近百立方米的热水（也叫温排水）直接排放到海洋里。这些温排水含有少量的放射性物质，但据目前的监测，还不会影响到海洋生物。”

最怕堆芯熔化

为了防止反应堆堆芯中的放射性裂变产物的外泄，在工程上从内到外设置了三重实体屏障。“防止反应堆中的放射性裂变产物泄漏到周围的环境是核电安全的核心任务”，曲静原教授说，“核电站中的放射性裂变产物产生于反应堆堆芯。只有在堆芯发生严重损坏或熔化的情况下，才有可能发生大量放射性物质的泄漏。所以，堆芯熔化是最为严重的反应堆事故。”

压水堆核电站的堆芯始终淹没在冷却水里。因为水可以带走热量。如果管道破裂，冷却水流失，不能及时带走反应堆中的热量，堆芯就可能熔化，放射性物质可能泄漏出来。所以，工程师们在设计反应堆的时候，十分重视设计能够及时补水的安全系统，通过水的循环把热量带走。

即使堆芯熔化也不一定就导致核泄漏事故。曲教授说：“核电站采取的是纵深防御原则，堆芯熔化也不一定会把反应堆中的放射性物质大量释放到外界环境里，因为还有其他的保护屏障。一道防护屏障被突破了，还有一道防护屏障，这道又破了，还有下一道。当然，如果所有的防护屏障都失效了，就得启动应急措施了，例如迅速撤离电站周围的居民。”

反应堆的设计还要考虑其他一些可能发生的意外，保证在发生这些意外的时候，反应堆能够借助于自身的安全系统，保持安全状态。“其实，核电站发生核泄漏事故的概率很小”，曲教授说，“首先，核电站的运行人员部经过了严格的岗位培训与资格考核，即使已经取得了运行执照，也要定期再培训。在安全设计上，即使运行人员出现了错误操作，安全保护系统会自动阻止事故的发生，如应急堆芯冷却系统，会在发生失水事故时，自动注水，保护燃料元件的包壳，不让它受到损伤或熔化。还有安全壳中的喷淋系统，如果高温高压的放射性气体进入安全壳，并超过了它的设计压力，它就可能破裂。这时，喷淋系统就可以喷洒含有化学物质的冷却水，降低安全壳中的温度和压力，并使安全壳中的一部分放射性物质沉积在安全壳中。另外，为了保证安全系统的可靠性，安全系统釆用冗余的原则进行设计，例如，核电站设计釆用多列安全注水系统，在发生管道破裂的情况下，只需其中的一列运行正常即可保证补水成功，从而防止堆芯受到损坏。”

事故没那么容易发生

既然沾到一个“核”字，核电站会不会像原子弹那样爆炸呢？曲教授告诉我：“核电站发生核爆炸是完全不可能的事情。在核电站有可能发生的爆炸，是氢气和蒸汽等气体的混合物的爆炸。所谓的核爆炸指的是像原子弹那样的爆炸，是需要特定条件的，一定体积内核材料的质量必须达到一定的数量。制作原子弹所用的燃料中铀—235的含量非常高，在90％以上，而核电站使用的核燃料仅含有3％左右的铀－235。有个比喻非常好，如果把原子弹比作是白酒，用火柴就可以点燃的话，那么核电站所用的核燃料就是啤酒，酒精含量很低，是点不着的。而且，原子弹的爆炸是以一套精密复杂的系统引爆的，这种苛刻的条件，在核电站是不存在的。”

那么，像20世纪80年代苏联切尔诺贝利核电站（今天的乌克兰境内）那样的恶性核泄漏事故，会不会发生在现在的核电站呢？曲教授认为，切尔诺贝利核电站事故可以说是一个特例。切尔诺贝利核电站最初并不是用来发电的，而是用来生产军工产品的，比如原子弹的核材料，后来经过改造后才用来发电。事故的主要原因有两个方面，一是运行人员严重违反操作规程，他为了试验在停电条件下，发电机转子靠自身的转动惯性能继续供电多长时间，切断了所有安全控制系统，致使安全保护系统不能启动。二是反应堆安全设计上存在严重的缺陷，致使反应堆发

生剧烈的氢气和一氧化碳混合气体爆炸，整个堆芯和大部分反应堆建筑被摧毁。更糟糕的是，切尔诺贝利核电站没有最外面的安全壳，导致大量的放射性物质释放到外界环境中。事故发生后，有人做过研究，认为如果有安全壳的话，核泄漏不会那么严重。值得指出的是，在事故污染地区的居民中，目前还没有发现直接由于辐射照射而死亡的情况，但事故导致的心理反应，例如，头痛、睡眠障碍、情绪不稳定等广泛存在，这种反应主要产生于对核辐射的恐惧，而不是实际受到了辐射。

对于可能发生的军事打击或恐怖袭击，曲教授认为：“核电站在战争中受到军事打击或受到恐怖袭击的情况下会产生什么样的破坏，对环境会产生什么样的辐射后果，现在还在进行相关的分析研究。从目前的研究结果来看，核电站的安全设计使这些攻击造成的辐射影响可能不像人们最初想像的那样糟糕。”

日常核辐射量不大

对于核电站的工作人员和附近的居民来说，即使不发生核泄漏，长期工作或生活在核反应堆周围，无色无味、看不见、摸不着的核辐射会不会日积月累，危害他们的健康？曲教授说，根据目前的研究和监测，还没有发现核电站产生的辐射会对人体健康构成威胁的证据。对于低剂量的辐射积累，不可能得到确定的数据去预计它会产生多大的危害，只能根据高剂量辐射造成健康危害的有关数据对低剂量可能产生的危害进行外推估计。比如，日本长崎和广岛的原子弹爆炸中，有很多人受到了高剂量的辐射照射。长期以来对这些人群进行的跟踪研究获得了宝贵的数据。根据这些资料，可以对低剂量下的健康危害进行推算。

核电站有严格的规定，员工五年平均受到核辐射的值不超过20毫希，但个别年份里可以达到50毫希。一旦超过这个标准就要离开相关岗位。曲教授因为工作关系经常进入核电站：“进入核电站时，要在胸前的口袋里插上剂量笔，随时显示受到的辐射值。而在辐射较高的地方，停留的时间不能超过规定的时间限制。”

核电站还有一项常规的工作：定期从环境介质中取样，按照一定的方法分析，检测放射性物质的含量高低。原在秦山核电站工作的核电专家郑本文说：“作为监测环境的手段之一，秦山核电站经常买羊，测量羊身上的放射性核素含量。从秦山核电站建成开始，核电站环境应急处就在核反应堆周围50公里范围内，对空气、水、土壤、农副产品进行检测。在离核反应堆3公里范围内还有36个布点的实时自动检测系统，至今没有发现任何异常的环境数据变化。”

2、高放废物如何处置

放射性废物足指那些在裂变的过程中产生的长寿命的裂变元素，它们的放射性需要数万年才能衰减到对人类无害的程度。同时，它们含有毒性大的核素，例如10毫克钚可使一人致死。人们究竟将如何处置高放废物?带着这个问题，我来到核工业北京地质研究院，采访了中国高放废物处理处置项目负责人王驹。

“不仅核电站在生产过程中产生高放废物，报废的核反应堆堆芯里也含有高放废物。另外，核军工业也产生高放废物。”王驹说。

随着我国核电站数量的增加，产生的放射性废物也在不断增加。目前我国核电站每年产生150吨高放废物，预计到2010年高放废物的积存量将达到1000吨。现在所有的高放射性核废料只能暂存在核电站特设的水池中。如果不能及时建成核废料处置库，中国核工业将面临高放废物无处存放的境地。

其他国家也面临着同样的困境。例如，美国原计划在1998年建成高放废物处置库，但由于技术难度过高，尽管美国政府投入了大量财力、人力进行研究，最终还是不得不将建成时间推迟至2010年。这一结果直接导致了美国40多个核电站储存核废料的水池爆满，造成了巨大经济损失，并使核电站业主状告美国能源部。

奇想纷呈的各种方案

如何处置高放废物呢？科学家们曾经提出过许多设想。

有人提出把高放废物发射到太空去。但是这样做的风险太大，火箭在发射过程中一旦失事，整个地球都可能被污染，后果将不堪设想。

有人提出把核废料放在南、北两极的冰山下面。但是国际法明文禁止往南极的冰山扔废物；北极周围的国家也强烈反对把高放废物放到北极。而且前往两极的海上运输的风险也很大。

有人建议，把高放废物抛入深海，让它陷入海床，或者通过海上钻井平台在海床上打孔，把高放废物放人深海的海床之下。海洋的确有很大的优势，它有稀释作用，万一有放射性物质泄漏出来，能够被海水稀释。但海洋是世界共有的，已经有国际公约规定不允许往海洋里扔废物。有的国家不产生高放废物，所以他们也强烈反对。

有人提出深井注射，找一个圈闭的地方，在地面上打一个深孔，把高放废液直接注射进去。过去苏联已经尝试过这种方法，但问题是不确定性太高，无法确定液体废物被注射下去后会流向哪里。所以这种方法已经被废弃不用。

还有人设想了一种“岩石熔融”处置方法，通过打一系列足够深的钻孔，把废物放到其中，通过废物本身的热量让它和岩石成为一体，从而永久固定。但在工程上来说，没有什么可行性。

所以，目前看来，惟一在工程技术上可行、安全上可预测的，就只有深地质处置了。

深埋地下的处置库

所谓深地质处置，简单地说就是深层填埋。地质处置库是一个矿山式的地下工程，距地表500－1000米深。为了保障核素不会向外迁移，必须设置层层屏障。首先将高放废液进行玻璃固化，再将玻璃固化体装入金属罐。在处置库中这些废物罐周围充填缓冲材料。同时还要找到一块巨大的天然岩石做处置库的外壳。

处置库的主要功能就是永久地隔离高放废物。“处置库由多重屏障组成，能有效地阻挡高放废物中放射性核素的迁移，确保安全。首先是工程屏障，已经变成玻璃固化体的高放废物，被放在废物罐中，外面还有很厚的外包装，40－50厘米厚，用钛钢、不锈钢或铜制成。这些屏障都可以屏蔽射线，阻挡高放废物泄漏。最外面的－层缓冲材料，一遇到水就膨胀，阻挡外面的水进入和里面的核物质流出来。经过精心选择的位于稳定地质体中的花岗岩或粘土岩是处置库的天然屏障。”王驹说。

需要指出的是，迟早地下水都会渗透进处置库，这只是时间问题。“大约2000—3000年后，缓冲材料可能会失效。地下水进入，把废物罐腐蚀掉，才能接触到废物体。废物体是一个玻璃体，它要溶解也很漫长。水进人得很慢，腐蚀很慢，溶解出来，迁移回到生物圈的速度也很慢。每一道屏障都起到延缓放射物质回到人类生活圈的作用，随着时间的拖延，高放废物的危害也会逐步下降。”王驹认为地下水是处置库的主要威胁之一，但各种设施可以有效拖延时间。

一般来说，处置库都是直接在花岗岩挖出的，基本不用支护，只需在裂缝处做处理。放人高放废物罐后要把巷道堵好，并在地表设立标志，警告人

们不要在这个区域打钻。填埋以后还要进行监护，在填埋场的外围，地下水有可能经过的地方打一些钻孔，看水中有没有放射性核素泄漏出来。

“如果处置的是玻璃固化体，将来不太可能回取利用了。如果说埋在这个地方不安全了，要把它换个地方埋，那就有可能需要回取，这对工程的要求就更高了。”王驹认为目前的高放废物处置研究对于将来回取的问题还没能力做仔细的考虑。

建库要先做详尽的研究

由于核废料的高度危险性，一旦处置库选址不当，将造成无法挽回的损失。因此核废料处置库选址必须非常慎重，需要综合考虑整个经济发展布局，人口分布、交通设施、候选地的地质、水文和气候条件等因素。一般来说，世界各国的核废料处置库都建在经济落后、人烟相对稀少的地区。

王驹说：“建库的技术准备需要很长时间，因为很多过程都弄不清楚，还有很多科学难题有待解决。如何选择符合条件的场址，如何选择工程屏障，如何设计、建造和运行处置库，如何关闭处置库，如何在1万年至百万年的时间尺度上评价处置系统的安全性能，如何建立计算机仿真系统来预测处置库行为等一系列研究，都还有许多深入、细致的工作要做。”

我国高放废物地质处置研究工作开始于1985年，现在还处在选址阶段，最终的建库地点尚未确定下来。甘肃省西北地区的北山是最佳的候选地方之一，但还要等待国家有关部门的审批。“那个地方人烟稀少，方圆1－2万平方公里只有十几户牧民，属于戈壁荒漠，没什么植被，地壳稳定，没有火山，没有活动断裂，降雨量每年只有70－80毫米，但蒸发量特别大，所以地下水很少。那里交通也比较方便，国道、铁路都离得不远。”王驹说。

选择场址之后，需要建立地下实验室，验证各种技术，完成场址的评价，然后才能建设处置库。只有在地下实验室做的实验，才能与将来深埋地下的真实情况一样，包括地下的温度、压力，水流和地壳应力等情况。我国的地下实验室还在规划阶段，大概2015年能够确定地下实验室的位置，2025年建好地下实验室。

废物处置库建设还面临着巨大的工程难题。处置库的寿命至少要达到1万年，很多裂变元素的放射强度才会变得比较低。但这样的要求是目前任何工程都达不到的。人类文明才不过5000年左右的历史，而人的活动能力有发展越来越快的趋势，对于1万年的工程，有太多的事情现在很难说。

现在能想到的对地下处置库的最主要威胁是地下水的腐蚀作用，但是岩层断裂、地震等因素也都在考虑之列，这些是计算机仿真系统要做的工作。等这些研究工作都完成，处置库本身的建设大约需要5－10年，所以，我国建成高放废物处置库将是2040年的事了。

（本文资料由曲静原、王驹提供 中国广东核电集团宣传部供图 责编 张婧 赖丽薇）

第15篇：核电站工作原理

核电站工作原理

中国核电网

| 发表于：2014-04-12 | 来源：原创

核电站工作原理

核电站（nuclear power plant）是利用核裂变(Nuclear Fiion)或核聚变(Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。

1“铀”发裂变

如果除去核反应堆，核电站和火电站除了生成蒸汽的热源不同外，差异很少。 而建造一个核反应堆需要一种特别的铀。 铀是地球上一种相当普通的元素，在地球形成时就存在于这个行星中了。而最有价值的，是铀-235。

虽然，铀-235占据了所有铀存量中的0.7%，但它有一个奇特的特性，那就是：它是少数能够诱发裂变的物质之一。它既可以用于核能发电，也可以用于制造核弹。

除了铀-235之外，核电站的另一种燃料就是：钚-239。钚-239可以使用中子轰击铀-238而得到———这是核反应堆中时时刻刻发生着的事。

铀-235原子捕捉一个正在穿过的中子的概率非常高。

在正常工作的核反应堆中（称为临界状态），每次裂变释放出的中子都会导致另一次裂变的发生。而，铀-235原子捕捉中子并发生分解的过程非常迅速，单位以皮秒计算（1皮秒=一万亿分之一秒）。

当单个原子分解时，会有巨大的能量通过热和伽马辐射的形式释放出来。

所有核电站反应堆的基本原理都是利用核裂变反应，对水进行加热并将其转化为蒸汽。再用蒸汽推动蒸汽轮机，而蒸汽轮机则带动发电机来发电。 2密闭结构里的反应

通常，铀被制作成直径相当于一枚硬币大小、长度为2.5厘米左右的燃料元件。燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒又被组装成燃料组件。

燃料组件通常被浸泡在压力容器中，容器中的水起冷却作用。

为使反应堆工作，浸泡在水中的燃料组件必须处于稍微超临界的状态。这意味着，如果没有其他设备，铀最终将会过热并熔化。

为防止这种情况出现，由吸收中子的材料制成的控制棒通过升降装置插入到燃料组件中，操作员通过升降控制棒来控制核反应的程度。

当操作员希望铀堆芯产生更多的热量时，可将控制棒从铀燃料组件中升起。要使热量减少，则降低控制棒以插入到铀燃料组件中。在发生事故或者更换燃料时，控制棒还能被完全插入铀燃料组件中以关闭核反应堆。

铀燃料组件是一个能够产生极高能量的热源，它加热水并将其转化为蒸汽。蒸汽推动蒸汽轮机，而汽轮机则带动发电机来发电。

在某些反应堆中，反应堆产生的蒸汽通过二级中介热交换装置，将另一个回路的水加热为蒸汽来转动汽轮机。这种设计的好处是：放射性的水或者水蒸气不会接触到汽轮机。

同样，在某些反应堆中，与反应堆堆芯接触的冷却流体是气体（如二氧化碳）或者液态金属（如钠或钾），这种类型的反应堆允许堆芯在更高的温度下工作。 反应堆的压力容器通常被放置在一个用作辐射防护的混凝土衬里内。

这个衬里被安装在一个更大的钢制密闭容器中，这个容器中有反应堆堆芯以及供工作人员维护反应堆的硬件设施（吊车等），容器的作用是防止放射性气体或液体泄漏。

最后，这个密闭容器被外部的混凝土建筑保护，它的强度能够承受喷气式飞机的撞击。这些二级密闭结构对防范如在三里岛事故中那样的辐射或放射性蒸汽的泄漏是必要的。

前苏联的核电站中由于没有二级密闭结构，最终导致了切尔诺贝利核电站事故。 中国核电站分布

中国大陆现有的核电站

当今的技术

现今正在运营的核反应堆可依裂变的方式区分为两大类，各类中又可依控制裂变的手段区分为数个子类别：

核裂变反应堆通过受控制的核裂变来获取核能，所获核能以热量为形式从核燃料中释出。现行核电站所用的全为核裂变反应堆，这也是本段的主述内容。核裂变反应堆的输出功率为可调。核裂变反应堆也可依世代分类，比如说第

一、第二和第三代核反应堆。现在的标准核反应堆都为压水式核反应堆（PWR）。

快中子式核反应堆和热中子式核反应堆的区别会在稍后讲到。总体来说，快中子式反应堆产生的核废料较少，其核废料的半衰期也大大短于其它型式反应堆所产生的核废料，但这种反应堆很难建造，运营成本也高。快中子式反应堆也可以当作增殖型核反应堆，而热中子式核反应堆一般不能为此。

A.压水反应堆（PWR）

这种反应堆完全以高压水来冷却并使中子减速（即使在温度极高时也是这样）。大部分正在运行的反应堆都属于这一类。尽管在三哩岛出事的反应堆就是这一种，一般仍认为这类反应堆最为安全可靠。这是一种热中子式核反应堆。中国大陆秦山核电站一期工程、大亚湾核电站和台湾核三厂的反应堆为此型。

B.沸水反应堆（BWR）

这些反应堆也以轻水作为冷却剂和减速剂，但水压较前一种稍低。正因如此，在这种反应堆内部，水是可以沸腾的，所以这种反应堆的热效率较高，结构也更简单，而且可能更安全。其缺点为，沸水会升高水压，因此这些带有放射性的水可能突然泄漏出来。这种反应堆也占了现在运行的反应堆的一大部分。这是一种热中子式核反应堆。台湾核一厂和核二厂两座发电厂的反应堆为此型。

C.压重水式核反应堆（PHWR）

这是由加拿大设计出来的一种反应堆，（也叫做CANDU），这种反应堆使用高压重水来进行冷却和减速。这种反应堆的核燃料不是装在单一压力舱中，而是装在几百个压力管道中。这种反应堆使用天然铀为核燃料，是一种热中子式核反应堆。这种反应堆可以在输出功率开到最大时添加核燃料，因此能高效利用核燃料（因为可作精确控制），并节省浓缩铀的成本；只是重水很贵。大部分压重水式反应堆都位于加拿大，有一些出售到阿根廷、中国、印度（未加入防止核武器扩散条约）、巴基斯坦（未加入防止核武器扩散条约）、罗马尼亚和南韩。印度也在它的第一次核试爆后运行了一些压重水式核反应堆（一般被称为“CANDU的变种”）。中国大陆秦山核电站三期工程的反应堆为此型。

D.石墨轻水型核反应堆（RBMK）

这是一种苏联的设计，它在输出电力的同时还产生钚。这种反应堆用水来冷却并用石墨来减速。RBMK型与压重水型在某些方面具有相同之处，即可以在运行中补充核燃料，并且使用的都是压力管。但是与压重水型不同的是，这种反应堆不稳定，并且体积太大，无法装置在外罩安全壳的建筑物里，这点很危险。RBMK型还有一些很重大的安全缺陷，尽管其中一些在切尔诺贝利核事故后被改正了。一般认为RBMK型是最危险的核反应堆型号之一。切尔诺贝利核电站拥有四台RBMK型反应堆。

E.气冷式反应堆（GCR）和高级气冷式反应堆（AGCR）

这种反应堆使用石墨作为减速剂，并用二氧化碳作为冷却剂。其工作温度较压水式反应堆更高，因此热效率也更高。一部分正在运行的反应堆属于这一类，大部分位于英国。老式的核电站（也就是Magnox式）已经或即将关闭。但高级气冷式核反应堆还会继续运行10至20年。这是一种热中子式核反应堆。关闭这种核电站的费用很高，因其反应炉核心很大。 F.液态金属式快速增殖核反应堆（LMFBR）

这种反应堆使用液态金属作为冷却剂，而完全不用减速剂，并且在发电的同时生产出比消耗量更多的核燃料。这种反应堆在效率上很接近压水式反应堆，而且工作压力不需太高，因为液态金属即使在极高温下也不需加压。法国的超级凤凰核电站和美国的费米-I核电站用的都是这种反应堆。1995年，日本的“文殊”实验反应炉发生液态钠泄漏，预计将会在2008年重新开始运行。这三个核电站都用到了液态钠。这是一种快速中子式反应堆而不是热中子式反应堆。液态金属式反应堆分为两种：

液态铅式反应堆

这种反应堆使用液态铅来作为冷却剂，铅不但是隔绝辐射的绝佳材料，还能承受很高的工作温度。还有，铅几乎不吸收中子，所以在冷却过程中损失的中子较少，冷却剂也不会变成带放射性。与钠不同的是，铅是惰性元素，所以发生事故的机率也较小，但是，应用如此大量的铅就不得不考虑毒性问题，而且清理起来也很麻烦。这种反应堆经常用的是铅铋共熔合金。在这种情况下，铋会产生一些小的放射性问题，因为它会吸收少量中子，而且也比铅更容易变得带放射性。

液态钠式反应堆

大部分液态金属式反应堆都属于这一种。钠很容易获得，而且还能防止腐蚀。但是，钠遇水即剧烈爆炸，所以使用时一定要小心。虽然这样，处理钠爆炸并不比处理压水式核反应堆中超高温轻水的泄漏麻烦到哪里去。

放射性同位素温差发电机

通过被动的衰变来获取热量。一些放射性同位素温差发电机被用来驱动太空探测器（比如卡西尼-惠更斯号），苏联的一些偏远地区灯塔，和某些心脏起搏器。这种发电机产生的热会随着时间逐渐减少，其热能通过热电效应转换成电能。

工作原理

一般核电站的关键部分是： 核燃料 反应炉燃料棒 中子减速剂 冷却剂 控制棒 反应炉压力槽

反应炉中心紧急冷却系统 反应堆保护系统

蒸汽发生器（沸水式反应堆中没有这个） 安全壳建筑 ·

水泵 ·

涡轮机 ·

发电机 ·

冷凝器

一般的热电厂都有燃料供应来产生热，比如说天然气、煤或石油。对于核电厂来说，它需要的热来自于核反应堆中的核裂变。当一个相当大的可裂变原子核（一般为铀-235或钚-239）被一个中子轰击时，它便分裂为两个或更多个部分，同时释放出能量和中子，这个过程就叫做核裂变。原子核释放出的中子会继续轰击其它原子核。当这个链式反应被控制的时候，它释放出的能量便可用来烧水，产生出的水蒸气会驱动涡轮机，从而产生电能。需要记住的是，核爆炸中发生的是“不受控制的”链式反应，而核反应堆中的裂变速度无法达到核爆炸所需要的速度，这是因为商业用核燃料的浓度还不够高。（参看浓缩铀）

链式反应被一些能够吸收或减慢中子的材料控制着。在以铀为核燃料的反应堆当中，中子需要被减慢速度，因为当慢速中子轰击铀-235原子核时是更容易发生裂变的。轻水反应堆使用普通水来减慢中子并进行冷却。当水的温度升高到一定程度时，它便达到了工作温度，此时它的密度会降低，因此没被它吸收的少量中子会被减得足够慢，然后去引发新的裂变。负反馈将裂变速度保持在一定水平。

1.什么是核电站

核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电 站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。 但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆 型。

2.核电站工作原理

核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高 压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到 四面八方。

3.压水堆核电站

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。

4.沸水堆核电站

以沸水堆为热源的核电站。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 饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低 富集铀作燃料。 沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽->给水系统；反应堆辅助系统等。

5.重水堆核电站

以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水 堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。

重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜 型压力管式重水堆核电站。

6.快堆核电站

由快中子引起链式裂变反应所释放出>来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料 ，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。

目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型， 主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239>等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1>％—2>％，但在快堆中 ，铀-238>原则上都能转换成钚-239>而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60>％—70>％。

7.世界上目前建造核电站情况

核电自50>年代中期问世以来，目前已取得长足的发展。到1999>年中期，世界上共有436>座 发电用核反应堆在运行，总装机容量为350676>兆瓦。正在建造的发电反应堆有30>座，总装机容量为21642>兆瓦。

目前世界上有33>个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17>％，其中有十几 国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70>％。据资料估计，到2005>年核电厂装机容量将达到 388567>兆瓦。

根据世界核能协会2012年8月的数据，全世界31个国家有435座工作反应堆

第16篇：核电站事故知识

核电站事故知识

核电站氢爆炸危险有多大？

根据中国国家原子能机构网站等权威机构公布的资料，氢爆炸不等于核燃料泄漏。核燃料从里到外分别由金属外壳、压力容器和安全壳保护，其中金属外壳由锆合金或不锈钢等制成，它将具有放射性的核燃料与外界隔绝。

此外，氢爆炸与核弹爆炸有本质区别。即使最坏的情况发生，核反应堆内的核燃料棒熔毁爆炸，它也不会变成核弹，因为核电站使用的核燃料浓度非常低，其有效成分铀－２３５含量约为３％，而核弹中铀－２３５含量高达９０％，这么低的含量不足以引发核弹那样的剧烈爆炸。正如啤酒和白酒都含酒精，白酒因酒精含量高可以点燃，而啤酒因酒精含量低不能点燃一样。

但不能因此说氢爆炸不危险，主要的担心是它可能炸毁保护核燃料的护罩，导致放射性物质泄漏。

哪些放射性物质被泄漏？

根据世界卫生组织网站等公布的资料，对一个受损的核电站来说，会释放两类放射性物质，一类相对来说危害不大，另一类则要危险得多。

对人类危害较小的一类放射性物质是氮－１６和氚等。一般核电站都会产生这些物质，它们在经过衰变达到允许标准后将由高空烟囱排到大气中。当然，人们无须为此担忧，因为氮－１６会快速衰变，时间仅数秒，最终变为氮这种空气中最常见的惰性气体；而氚这种氢同位素无法在空气中远距离传播，也无法穿透人体，只有大量吸入才对人体有害。

比较令人担忧的是碘－１３１和铯－１３７，它们是随着反应堆释放的蒸汽泄漏出来的。

碘－１３１需要数月时间才会完全消失，它将通过受污染食品，特别是受污染奶制品，进入人体在甲状腺内聚集，引发甲状腺疾病甚至甲状腺癌。日本政府将向核电站附近居民发放碘片，以防止碘－１３１可能造成的危害。

铯－１３７会损害造血系统和神经系统，并增加患癌几率。铯１３７的半衰期为３０年，不太容易消除。苏联切尔诺贝利核电站１９８６年发生事故，核电站周围地区的土壤中至今依然存在这种放射性物质。

第17篇：三坝核电站

三坝核电站

四川首座核电站，选厂址位于南充市蓬安县三坝乡境内。四川蓬安三坝乡优势更明显：在水源方面，嘉陵江由北向南流经蓬安境内长达89公里，流域面积大、水量充沛;下游即将开工的凤仪电站完工后，水位将稳定保持在281.0米，完全可满足核电站用水。在地质、气候方面，三坝区域地质构造简单，结构稳定，历史上从未发生过地震，也没有发生崩塌、沉降、滑坡等地质灾害;地形北高南低，沿江两岸均属阶地，河谷宽阔，地势低缓，基岩出露较好。而且这里三面环水、一面靠山，形如海边一半岛，有利于核电站管理。 三坝核电站厂址选择

四川首座核电站——三坝核电站的筹建工作从2003年四川省成立核电筹建领导小组开始，已经逐步完成了厂址的查勘和选址工作，并已经完成了项目初步可行性研究报告，最终确定南充市蓬安县三坝乡作为核电站的首选厂址。而四川还在宜宾、泸州和南充找到了三个适宜修建核电站的厂址，未来四川有望修建更多的核电站，增强核电在四川能源格局中的地位。

水文条件

嘉陵江由北向南流经蓬安境内长达89公里，站址取水位置扬程约45米，站区距取水码头约500米，拟建取水口上游集雨面积75000平方公里，流域面积大、水量充沛，嘉陵江多年平均流量891立方米/秒;嘉陵江正常水位277.0米，下游即将开工的凤仪电站完工后，水位将稳定保持在281.0米，完全可满足核电站用水。

交通条件

南充高坪机场已竣工通航，距三坝站址33公里，极大方便人员往返和货物运输。达成铁路穿境而过，在蓬安县利溪镇内留有道口，道口距三坝站址约6.5公里，现在正在实施的达成铁路复线扩能改造工程将大大提高其营运能力。而且，三坝站址距南充绕城高速公路仅15公里。嘉陵江四季通航，渠化工程全面完工后，船闸可顺利通行2×500吨的半分节驳顶推船队和机动驳顶推船队，满足超重超大件运输。

地质条件

三坝区域地质构造简单，结构稳定，历史上从未发生过地震，也没有发生崩塌、沉降、滑坡等地质灾害;地形北高南低，沿江两岸均属阶地，河谷宽阔，地势低缓，基岩出露较好，且三面环水、一面靠山，形如海边一半岛，有利于核电站管理。

气候条件

三坝乡属于亚热带湿润季风气候，常年平均风速 1.4米/秒，静风频率低(常年为35%，夏季为28%，冬季为43%)，弥散条件好，常年平均气温17.5℃，年平均降水量1013.1毫米。

输电条件

马回电站距站址不足2公里，可以提供核电项目建设用电;距站区约10公里有国家东西部大电网500KV变电站，输电上网距离短，投资和生产成本较低。

外部条件

四川有为广东岭奥核电站二期生产发电成套制造设备的东方电气集团公司，有对核电项目常规岛设备具有丰富设计经验的西南电力设计院，有宜宾核燃料生产厂等。中国核动力研究院还将联合中国二重、东方电气集团、攀长钢等省内重要的核设备供应商，一起加快四川核工业的发展。

三坝核电站 - 工程进度

2003年，四川省成立核电筹建领导小组。三坝核电站开始筹备建设工作。

2006年12月6日下午，由西南电力设计院总设计师付强带队的核电专家抵达南充蓬安，并举行了核电工程现场可研启动仪式。整个可研报告计划于2008年完成，2008年下半年计划通过国家评审。核电现场可研专题共计54个。受四川省发改委委托，付强等专家将开展其中21个专题的设计工作，包括进一步落实有关地质、地震、环保影响评估，水资源论证、交通运输及大件运输条件、水土保持方案等方面的内容。同时，还将确定核岛及常规岛主机选型、初步拟定工艺技术方案、建厂必要性论证，为编制项目申请报告提供准确翔实的依据。

2008年底，完成可行性研究，2009年可以通过国家有关部门评审。

2009年3月31日，四川省政府与中国广东核电集团有限公司签署了核电及相关领域合作框架协议，并为四川核电一期工程筹建处揭牌，标志着四川核电项目建设正在加速推进。

2009年6月14日下午3时，蓬安县三坝乡双龙盘村翟家大沟蒋家大田，钻探机的轰鸣声打破了田野的寂静。在西南电力设计院高工张顺义、姜新跃两位专家和市核电办主任罗开银的现场指挥下，三坝核电站厂址可行性研究第一次工程地质钻探正式进行。

2010年，主体工程力争正式开工，前期工作预计2011年完成，预计2014年核电站投入使用。

第18篇：关于核裂变(核电站)与环境污染的报告

《关于核裂变（核电站）与环境污染的报告》

一个假期已经结束了，在中恒学校领导与指导老师的大力支持与本组成员积极努力的探索下，本组课题已取得了成果，下面对本组成员研究成果进行总结。

一 ·选题背景

现代社会，核能作为一种新能源越来越受到人们的关注，对它充满了好奇，为什么它能有如此大的能量。但与此同时，核污染也逐渐受到人们的重视。鉴于此，我组决定对核裂变（核电站）及环境污染进行学习探究。

二 ·总体介绍

我组研究的课题是核裂变（核电站)与环境污染，在这一个假期中，我组成员各司其职，互相配合，对该课题进行了深入探究。分别从核裂变及其原理，核电站的结构，核电站的隐患，核辐射，核污染对环境影响，生活中的辐射等方面入手，进行探究。在了解其基本原理以及核污染对环境的影响后，纷纷提出自己的意见建议。

在放假期间我组成员进行了多方探究，有的请教老师，有的查资料，有的去采访。然后在组内进行交流讨论，发掘其中有价值的资料并加以利用。为了本次研究，我组建立了一个QQ群，便于组内交流。

在多方努力下，课题研究终于顺利完成了。

三 ·研究成果 1 核裂变及其原理

核裂变又称核分裂，是一个原子核分裂成几个原子核的变化。当然，并不是所有的原子核都可以分裂，只有一些质量大的原子核，像铀，钍等才能发生裂变。在具备这一个条件后，还不能保证原子核可以分裂，需要吸收一个中子，吸收一个中子后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出两个到三个中子，并放出很大的能量，而放出的中子和能量又能使别的原子核发生核裂变······，使这个过程持续进行下去，这种过程叫链式反应。我们经常说原子能，但也许并不知其含义，其实原子能就是上面所说原子核裂变是释放的巨大能量。那么原子能能量到底有多大呢？举个例子吧，一吨铀----235的核的裂变将产生20000兆瓦小时的能量，足以让20兆瓦的发电站运转1000小时，与燃烧300万吨煤释放的能量一样多。

铀裂变在核电厂最常见，核裂变的分裂方式可分为自发裂变和感生裂变。自发裂变是没有外部作用时的裂变，类似于放射性衰变，是重核不稳定性的一种表现；感生裂变是在外来粒子（最常见的是中子）轰击下产生的裂变。

核裂变是在1938年发现的，由于当时第二次世界大战的需要，核裂变被首先用于制造威力巨大的原子

武器——原子弹。原子弹的巨大威力就是来自核裂变产生的巨大能量。目前，人们除了将核裂变用于制造原子弹外，更努力研究利用核裂变产生的巨大能量为人类造福，让核裂变始终在人们的控制下进行，核电站就是这样的装置。

裂变释放能量是因为原子核中质量－能量的储存方式以铁及相关元素(见核合成)的核的形态最为有效。从最重的元素一直到铁，能量储存效率基本上是连续变化的，所以，重核能够分裂为较轻核(到铁为止)的任何过程在能量关系上都是有利的。如果较重元素的核能够分裂并形成较轻的核，就会有能量释放出来。然而，很多这类重元素的核一旦在恒星内部形成，即使在形成时要求输入能量(取自超新星爆发)，它们却是很稳定的。不稳定的重核，比如铀-235的核，可以自发裂变。快速运动的中子撞击不稳定核时，也能触发裂变。由于裂变本身释放分裂的核内中子，所以如果将足够数量的放射性物质(如铀-235)堆在一起，那么一个核的自发裂变将触发近旁两个或更多核的裂变，其中每一个至少又触发另外两个核的裂变，依此类推而发生所谓的链式反应。这就是称之为原子弹(实际上是核弹)和用于发电的核反应堆(通过受控的缓慢方式)的能量释放过程。

核反应堆有多种类型，按引起裂变的中子能量可分为：热中子堆和快中子堆。热中子的能量在0.1eV（电子伏特）左右，快中子能量平均在2eV左右。目前大量运行的是热中子堆，其中需要有慢化剂，通过它的原子与中子碰撞，将快中子慢化为热中子。慢化剂目前用的是水、重水或石墨。根据慢化剂和冷却剂和燃料不同，热中子堆可分为轻水堆（用轻水作慢化剂和冷却剂稍加浓铀作燃料）、重水堆（用重水作慢化剂和冷却剂稍加浓铀作燃料）和石墨水冷堆（石墨慢化，轻水冷却，稍加浓铀），轻水堆又分压水堆和沸水堆。

2 核燃料循环

核燃料循环（nuclear fuel cycle），为核动力反应堆供应燃料和其后的所有处理和处置过程的各个阶段。它包括铀的采矿，加工提纯，化学转化，同位素浓缩，燃料元件制造，元件在反应堆中使用，核燃料后处理，废物处理和处置等。核燃料循环有3种主要型式：①一次通过。使用过的燃料元件不进行后处理，而直接作为废物加以处置。②热中子堆中再循环。使用过的燃料元件经后处理回收其中未用完的铀和新产生的钚，返回重新制造元件，循环使用。③快中子增殖堆中再循环。快中子增殖堆燃料由钚和贫化铀构成。使用过后，经后处理回收其中铀和钚，返回循环使用。在这种反应堆中由铀238吸收中子生成的钚比由于裂变而消耗掉的钚还要多，因此可以实现核燃料（钚）的增殖。

核燃料循环以反应堆为中心，划分为堆前部分（前段）和堆后部分（后段）。前段指核燃料在入堆前的制备，包括铀矿的开采、铀矿石的加工精制（即前处理）、铀的转化、铀的浓缩和燃料元件制造等过程。后段指从反应堆卸出的乏燃料的处理，包括乏燃料的中间储存，乏燃料中铀、钚和裂变产物的分离（即核燃料后处理），以及放射性废物处理和放射性废物最终处置等过程。

3 核电站

（1）核电站的结构

核电站是怎样发电的呢？简而言之，它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。

核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。

主泵 如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。

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，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。

蒸汽发生器 它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。

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。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。

汽轮发电机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力低，汽轮发电机体积比常规火电站的大。

危急冷却系统 为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。 (2)世界核电站发展趋势

1 提高安全性、改善经济性成为核电技术发展的主要趋向。

2 延长在役核电站的寿期已是世界各国都实际采取的行动。

3 单机容量继续向大型化方向发展。

4 采用非能动安全系统、简化系统、减少设备来提高安全性。

5 为便于堆内安全系统的设置和安排一般采用两个或四个的偶数环路。

6 仪表控制系统（I&C）的数字化和施工建设的模块化。

7 发展快中子堆技术，建立闭式核燃料循环，使核电能可持续发展。

8 模块化高温气冷堆受到关注。

4 核辐射与核污染

(1)核辐射

核辐射，或通常称之为放射性，存在于所有的物质之中，这是亿万年来存在的客观事实，是正常现象。核辐射是原子核从一种结构或一种能量状态转变为另一种结构或另一种能量状态过程中所释放出来的微观粒子流。核辐射可以使物质引起电离或激发，故称为电离辐射。电离辐射又分直接致电离辐射和间接致电离辐射。直接致电离辐射包括质子等带电粒子。间接致电离辐射包括光子、中子等不带电粒子。放射性物质以波或微粒形式发射出的一种能量就叫核辐射，

核

爆炸和核事故都有核辐射核辐射主要是α、β、γ三种射线。α射线是氦核，只要用一张纸就能挡住，但吸入体内危害大。β射线是电子流，照射皮肤后烧伤明显。这两种射线由于穿透力小，影响距离比较近只要辐射源不进入体内，影响不会太大。γ射线的穿透力很强，是一种波长很短的电磁波。 (2) 核辐射对生物体作用机制

辐射对生物系统的原初作用，主要指对各种生物大分子（核酸、蛋白质、酶和酯）的直接作用和间接作用。生物分子直接吸收辐射能而被电离和激发，进而发生结构的变化，叫做直接作用。辐射能被生物分子周围的水分子吸收并引起水的分解，产生羟自由基、水合电子和氢原子(H)等反应性很高的自由基。它们通过扩散与生物分子发生化学反应并引起后者结构的改变；这种作用叫做间接作用。直接作用和间接作用的相对比例，取决于辐射能量损失的空间分布和生物系统的化学成分，也和生物系统的空间结构有关。 （3）核污染对环境的影响

主要指核物质泄露后的遗留物对环境的破坏，包括核辐射、原子尘埃等本身引起的污染，还有这些物质对环境的污染后带来的次生污染，比如被核物质污染的水源对人畜的伤害。

起因：有核武器实验、使用，核电站泄露，工业或医疗上使用的核物质丢失等。

危害： 有核武器实验、使用，核电站泄露，工业或医疗上使用的核物质丢失等。

放射性物质不仅沉降在爆炸点附近，还能飘落到非常遥远的地方，而且它对环境的辐射污染时间相当长，几千年甚至上万年都不会消失。核子武器爆炸后 通常是以三种杀伤为主：光辐射、冲击波、核辐射。核子武器爆炸瞬间发出的强光会使眼睛出现暴盲、失明。

防治： 1。严格控制能引起核污染的原料生产加工使用。2。通过立法限制核的使用和核原料的买卖，交易。 3。使用核能源要确定他的安全性，以安全最大化为原则。4。加快核能的科技研究，更深入的了解其原理，以更好的掌握和利用核能。5，避免 核战争。约束有核国家关于核武器的研制和开发。6。进行核试验和开发核能，尽量使之在比较偏僻的地方进行，如果有事故，使他造成损失最小。

1986年4月26日凌晨1时30分，在苏联白俄罗斯-乌克兰大森林地带东部的切尔诺贝利核电站发生的一次反应堆堆心毁坏、部分厂房倒塌的灾难性事故。当场造成31人死亡，大量强辐射物质泄漏。俄罗斯大约4300个城镇和村庄坐落在切尔诺贝利核电站事故后遭受放射污染的区域。

在布良斯克和卡卢加地区，来自私人农场的蔬菜和家畜的放射性水平大约有13%不正常。外漏放射性污染不仅影响苏联大片地区，还波及瑞典、芬兰、波兰等国，成为引起世界震动的一次核电站事故。截止2006年，还有 超过150万俄罗斯人住在受切尔诺贝利核电站事故污染的土地上，其中有人还在吃受放射性污染的食物。联合国卫生机构评论说，大约9300人可能死于由放射性污染引起的癌症。

5 谈辐无需色变——生活中的辐射

（1）生活中的辐射源

辐射离我们有多远？在我们的生活环境中，辐射无处不在！家用电器：电视、电冰箱、空调、微波炉、吸尘器等；办公设备：手机、电脑、复印机、电子仪器、医疗设备等；家庭装饰：大理石、复合地板、墙壁纸、涂料等；自然环境：太阳黑子等。 （2）日常防护小知识

1.

不要把家用电器摆放得过于集中或经常一起使用，以免使自己暴露在超剂量辐射的危险中。特别是电视、电脑、电冰箱更不宜集中摆放在卧室裏。

2.

各种家用电器、办公设备、移动电话等都应尽量避免长时间操作。如电视、电脑等电器需要较长时间使用时，应注意每一小时离开一次，采用眺望远方或闭上眼睛的方式，以减少眼睛的疲劳程度和所受辐射影响。

当电器暂停使用时，最好不让它们处於待机状态，因为此时可产生较微弱的电磁场，长时间也会产生辐射积累。 4

对各种电器的使用，应保持一定的安全距离。

5电视、电脑等有显示屏的电器设备可安装电磁辐射保护屏，使用者还可配戴防辐射眼镜。显示屏产生的辐射可能导致皮肤干燥，加速皮肤老化甚至导致皮癌，因此在使用后应及时洗脸。

多吃胡萝卜、番茄、海带、瘦肉、动物肝脏等富含维生素A、C和蛋白质的食物，加强肌体抵抗电磁辐射的能力。

6 意义

对裂变现象的研究，几十年来始终是核物理的一个活跃的分支。这是由于：

①裂变有着重大的实用价值；

②裂变是一个极复杂的核过程，研究这一过程有助于原子核物理学的发展。 四· 感受

通过这次研究学习，我们组收获颇多。这次学习让我们在收获知识的同时，明白了团队精神的重要性，没有一个团队内的各个成员间的相互配合，默契合作，这项任务就不可能完成。我们还学习到了科学探究的方法，这对我们以后的学习生活有重大的帮助。所以，在此感谢校领导及老师对此次活动的重视以及给予我们的帮助与支持。

中恒学校小组 研究性学习报告

组长:王同江

组员:赵通

张鹏金鑫

李国栋张江源史振岳

第19篇：大亚湾核电站维修介绍

大亚湾核电站维修介绍

大亚湾核电站的维修介绍

一、维修类别

1．维修类别

核电站的维修基本上可分为以下三大类：

(1) 预防性维修——它是为减少设备故障或功能下降的概率，按预定的计划实行的维修。

(2) 纠正性维修——它是在设备发生故障后实行的纠正性维修。

(3) 设备改进——它是根据经验反馈而对核电站进行的设备更新或技术改造。 在电站传统概念中的大修也属于预防性维修的范畴，因为它是预先安排的有计划的，而不是由于出了故障再进行修理。大修不仅仅将设备拆开检查和修理已经发现的缺陷，而且要通过更换磨损老化的部件使设备恢复到原设计状态。

1.1 预防性维修

预防性维修又可分为两大类：

(1) 以时间为依据的定期维修——它是按预先制定的时间表（根据制造厂提供的维修手册与有关维修程序）去实施，而不考虑设备的状态如何，例如设备的定期更换润滑油、密封材料、滚珠轴承等等。

(2) 以衡量设备性能是否恶化的一套程序进行的按状态的维修——按状态的预防性维修有三种监督任务，即监控、试验和检查。这些监督工作是掌握现代化维修的关键，也是降低重要部件的故障概率的最有效途径。

1.2 纠正性维修

纠正性维修包括故障诊断、临时修理和修理三个方面的内容： (1) 故障诊断

根据通过检查、核实和试验所提供的资料作逻辑推论，借以查明故障的可能原因。诊断又可分为下面两个级别：

a.一级诊断——利用现成的各种考察方法收集起来的资料，对故障原因进行分析与假设，从而决定应该采取的纠正性维修措施。

b.二级诊断——以经过一级诊断后的结果资料和对故障的部件的分析结果为基础对所进行的维修活动进行评价，并继续核查经过维修的部件是否已恢复良好状态或需要再考虑其它补充措施。通过以上的活动增加对故障方式的深入了解，从中获得经验，以供日后参考，这也是一种最有效的经验反馈，是最好的运行与检修经验积累。

1 (2) 临时修理

其目的是使损坏的设备在永久性修理以前暂恢复使用，以便提高设备的可用率。 (3) 修理

为使设备或部件恢复良好运行状态而进行的最终维修活动。

1.3 设备改进

设备改进实际上是纠正性维修与预防性维修的结合，可应用于已经发生故障或尚未发生故障的部件，改进活动的意义是旨在改善设备可靠性的一种有计划的提高质量的活动。因此它也应属于预防性维修的范畴。

改进项目包括设备更新、技术改造和采用先进技术等内容，它主要来源于制造厂及电站运行两方面的经验反馈或世界上类似核电站的事故经验教训以及国际原子能机构的信息。而另一部分改进要求来自电站本身，这部分改进大都与维修活动有关。

2．维修级别的划分

核电站的维修活动可分为五个等级。

2.1 一级——简单的调整

指不打开和拆卸设备，按照厂家指定的方法，对可见的元件进行检查和简单调整，或十分安全地更换易耗元件，无需专门工具。如蓄电池的检查、继电器的调整、更换指示灯或熔断丝等，这一级维修活动由各维修主管提出要求，计划人员下达工作票即可进行。

2.2 二级——标准部件替换

设备定期检查、试验，用更换标准件的方法排除故障和进行较小的预防性维修。如开关或仪表控制插件板的替换，机械密封装置和盘根更换；管道及容器的检查，一般水泵的振动情况监测等。这一级别的维修活动需要事先做出预防性或改正性维修计划并应有维修程序或措施由各专业工作负责人实施。

2.3 三级——损坏诊断

鉴别和诊断故障，用更换元件或部件的方法进行修复，以及一般的机械修理和日常的预防性维修。

这种维修由专门的技术人员与工人来进行，要使用维修程序中所指定的工具，校验和测试装置。甚至使用试验台和设备检测台及仓库的备件，要完全按照有关维修文件的规定进行。例如一回路和与核安全有关的管道和容器按规定所进行的检查，水泵叶轮的更换，阀门解体检查并更换有关部件等。这一级别的维修活动由维修部门负责人做出决定并报告电站负责人备案。

2

2.4 四级——大修和中等规模的修理

这个级别的维修是指除更新改造之外的所有重要的纠正性或预防性维修。这种维修活动要由高度专业化的技术人员与工人来进行，并要具有必需的专用工具及完整的技术文件与设备。所有维修活动的计划与技术措施要由电站负责人审查 并做出决定。与核安全相关的项目还要得到国家核安全局的认可。

2.5 五级——更新改造和重大的修理

这项活动一般委托制造厂家或专门的承包商，并利用厂家的方法进行。由电站提出计划与措施，经电站的上级主管单位与国家核安全局等有关单位做出决策。

二、维修组织

1．维修组织的机构设置和目标

维修处由秘书办公室及以下五个科组成： — 技术准备科， — 电气科， — 仪表控制科， — 机械科， — 现场服务科。

1.1 维修组织的总任务

(1) 对设备、各系统及厂房进行检查。

(2) 负责管理各系统和设备，并负责按照程序中被指定的隔离项目对各系统及设备进行隔离。

(3) 进行定期试验。

(4) 负责制订、准备及完成预防性与改正性维修活动。 (5) 为电站提供技术后勤手段及现场服务。

(6) 不断改进维修方法，提高维修质量、职工素质，以降低费用，提高可用率及可靠性。

(7) 完成所有的燃料装卸与运输活动。

(8) 管理所需文件、工具、专用工具、备品备件及消耗材料。 (9) 对所规定的厂房负责管理及维修活动。

(10)按照有关程序，在现场应急计划内，提供24小时服务。 (11)提出重大维修项目的对外委托要求。 (12)制订年、季、月度维修计划。

3

1.2 维修的基本目标

电厂维修部门的职能是计划和实施预防性和改正性维修任务，其目的是为了尽可能的降低成本，保证设备可用率和降低人员的辐照剂量。

维修部门的短期任务是尽快地修复损坏了的设备，保证设备的安全、可靠运行。长期的任务是对故障进行分析，找出对策，制订切实可行的维修计划并预以实施。

进行维修的目标之一就是使设备保持在最佳的运行状态和最高的质量水平上。 维修部门应重视解决以下两项问题： (1) 在尽可能短的时间内修复损坏的设备。

(2) 监控电厂设备的状态，早期发现征兆，处理各部件的老化问题，以尽量减少故障，提高设备的可靠性。

2．维修人员的培训与授权

对于新参加工作的维修人员要按照个人的岗位“培训大纲”进行有计划的、系统的、严格的岗前培训与考试，并按照培训内容及考试成绩给予不同等级的授权。一些专门的特殊的工作还要进行特殊技术培训并给予特殊的授权。对于已经参加工作的维修人员要按照“培训大纲”的要求制订年度在岗培训计划（包括特殊技能的再培训），并经考试合格，否则将取消其已授权的资格。

通过有计划的培训使各维修人员能够获得知识和经验的巩固提高与更新，以便不断适应现代科学技术的发展，以及充分利用经验反馈，长期保持维修队伍的整体素质和维修工作的高质量。

三、维修组织的各项职能

1．定期的监督与检查

在电站正常运行期间，维修人员应重视运行巡视和各种参数的分析，了解设备运行中的性能，以便确定是否进行预防性维修。这些巡查工作通常只限于在汽轮机厂房和其它辅助厂房内。

2．制订预防性维修计划

在电站的维修部门配备有若干名计划管理人员，他们的任务之一就是制订预防性维修计划。预防性维修计划应能预见可能发生的故障和损坏。

3．工作准备与文件准备

维修部门必须按照质保部门及其它有关程序的规定慎重的做好每项检修任务的准备工作，确保在最短的时间内实施最优质的维修。

4 准备工作还需要有完整的和最新的文件、程序以及设备的历史档案，同时还要考虑到施工现场的环境，工业安全和辐射防护等方面。准备人员要对工作现场的危险性进行全面的评价，并做出妥善的措施。

4．维修活动的实施

在实施维修活动中，不仅仅是排除故障，还要注意做好如下几件事：

(1) 工作现场准备：要熟悉现场环境，准备好程序中所规定的工具、材料、备件及起吊拆卸所必需的设备。

(2) 诊断：在拆卸过程中要逐项仔细的鉴别任何损坏迹象，并找出可能的原因，做好技术记录。

(3) 核查：检查各阶段工作中的质量。

(4) 检修后的重新试验鉴定：以确保设备经过检修后恢复其原有功能。

5．进度控制

在实施各项维修活动时，维修部门要按照已经确定的工作期限及时间表，进行严格的控制，在遇到困难时要调查研究，并对进度做适当调整，但要严格掌握关键路径，并保证维修工作的高效率，以便尽可能地缩短设备的停运时间。

6．维修活动的成本管理

在制定维修计划时要选择最优化的方案从而科学地使用资金与分配劳动力，并根据维修活动的进展及时调整。

7．备品备件与专用工具

维修部门的功能之一就是要与有关部门一起，在经济核算评价的基础上，编制出电站本身的最佳库存量，并根据维修活动中的经验反馈不断予以修订。

维修部门负责对有关的专门工具进行管理与使用，这些工具大都在核区域使用，因此必须完全可靠，否则在核区域的现场再去修理专用工具是极端困难的。因此要建立有关程序并对专用工具进行定期的检查与试验，及妥善保管，还要在模型上反复进行操作实习，以保证其可靠性及人员操作的熟练程度。

8．与运行部门的接口和联络

维修活动的进行与运行部门有着密切的联系，几乎是不可分割的。例如工作申请单的审批，维修前的隔离与修后的解除隔离以及质量再鉴定等活动都需要运行人员的紧密配合。

运行人员掌握和了解各设备在运行中的状态及功能的好坏，这些经验的反馈对维修部门也是非常重要的。

5 维修部门要主动地搞好与运行及其它有关部门的合作，取得他们的支持与帮助。

四、核电站的维修特点

1．核安全及其与维修的关系

核电站的核反应一旦开始，就无法让它完全停止。

所有维修活动都要受到严格的全面的控制，各承包商的活动也要受到监督。每一个维修人员，每时每刻都要想到“工作质量”，质量保证是电站实现其安全目标的重要手段。

2．辐射防护

首先要对维修人员进行系统的、严格的培训，要给予不同等级的授权。最主要的是要他们知道对自身的安全所负的责任。各国核电站都把辐射剂量列入衡量维修工作的指标之内。

3．停堆周期

核电站完全不同于常规电站的维修周期。因为当压水堆机组运行一定时间之后，必须停堆以便对堆芯中的燃料进行全部或部分的更新。周期的长短取决于负荷因子和燃料的平均燃耗，也取决于燃料成本与维修成本的经济平衡，一般压水堆电站的机组运行周期为10~11个月，而换料工作要用几周的时间，因此将利用此时间进行设备的维修工作。

核电站的维修规律主要是：

(1) 在正常运行期间，只进行监测和试验，除日常的预防性保养以外，很少进行其它的维修工作。

(2) 在年度换料停堆期进行无损检验（在役检查），大修以及其它需要拆卸性的维修与改进。

4．放射性区域的封闭与出入

维修准备时必须对工具、搬运方法等做通盘的考虑，使之适应维修活动，减少维修人员的工作停留时间。同时由于限制放射性物质的逸出，人员与设备出入维修现场要受到严格的控制，任何工具设备未经严格检查证明没有污染，绝对不允许带出核工作区。

5．蒸汽特征

压水堆核电站的汽轮机所使用的蒸汽不同于常规电站使用的过热蒸汽，它是饱和蒸汽，而且流量大。由于这一蒸汽特征就导致了设备的加速侵蚀与腐蚀，这也是维修

6 工作的一个特殊的课题。常规电站大多数问题发生在一次侧——即锅炉，而核电站的大多数问题发生在二次侧——即汽轮机及其热力系统。

五、维修指标

维修工作的效果和设备状态的改善需要一些定量的指标来评价，这些指标对制定检修的方针政策也有指导作用。

目前核电站维修的综合指标大致有以下四种： (1) 设备可用率，

(2) 维修质量与设备可靠性， (3) 剂量测量指标， (4) 维修费用。

1．设备可用率

由于它对电站总的运行费用影响很大，所以它是最重要的指标，直接关系着电站投资的回收及经济效益。

2．维修质量与设备可靠性

维修质量是一个概括性的指标，与其它各项指标都有内在的联系，也有的电站用设备可靠性来解释。

维修质量一般从以下三个方面来衡量与评价：

(1) 每台机组每年强迫停堆的次数。当然有些是因设备的直接缺陷造成的，也有的是自动保护与控制装置的动作引起的。

(2) 当电网发生故障时，是否能迅速地与电网解列，并顺利地过渡到带厂用电运行。以便保证有足够的电力来供应电站本身的辅助设备及应急系统，使机组随时都能重新并网恢复正常运行。

(3) 是否能保证在设计工况给定的任何负荷下稳定运行，并有灵敏的负荷跟踪系统。

3．辐射剂量指标

剂量测量指标虽然不能与经济指标作比较，但是它能反映出在维修过程中对剂量限制值的贯彻执行情况以及实际效果，同时也反映出自我主义保护方针的有效性。

4．维修费用

电站维修组织的首要目标是设备的可靠性。在保证设备可靠性基础上尽量降低维修费用。

7 仅靠削减预防性维修来降低费用，往往会造成故障率的上升反而使费用大幅度增加和安全水平的下降。

六、预防性维修

1．判断性维修

判断性维修是根据采集积累的数据来判断故障是否有可能发生并相应地进行预防性维修。研究判断性维修的目标是要减少以致避免不必要的拆卸工作。

目前已经普遍采用的成果有：

(1) 转动机构的振动测量。例如汽轮机、发电机转子的振动监测，通过观察与分析这些振动数据可以掌握设备内部状态的变化，并做出判断。

(2) 位移与作用力曲线的检测。例如大型截止阀等通过这样的检测可以验证设备是否在良好状态。

(3) 润滑油金属杂质分析。通过这一活动可以发现设备的内部磨损情况。 (4) 温度检测。这种方法可以监控设备的保温层或电气设备及电缆连接状态。 (5) 声学探测系统。它可以探测静止设备中的松动部件和振动引起的冲击。 (6) 仪表控制设备的自动测试和仿真线路，用来寻找故障原因及进行微调。 当然上述这些监控制手段还处于研究开发阶段，今后将会逐步完善。

2．设备改进

设备在投入使用以后都会发现一些设计和制造工艺方面的局部缺陷，这些不足将导致出现设备故障，为此通过经验反馈及认真周密的调查研究对原设计进行适当的修改或工艺方面的修正是非常必要的，它可以使设备不再发生同样的故障，提高其可靠性。但是改进工作必须要慎重，要有分析、研究和跟踪。

2.1 改进项目的类型

改进项目分为两种类型：即国家级和电站级的。凡与核安全质量相关的设备的改进，涉及电站运行或信号系统等侧重于运行安全方面的改进属于国家级。电站级的改进一般只考虑工业安全及经济上的可行性，重点是侧重维修活动方面。

2.2 改进项目完成后的质量再鉴定

每项改进工作完成以的，都要对其功能进行质量再鉴定，对于重要的、国家级的改进项目的质量复检，必须经有关上级及国家核安全局的审查认可。

2.3 改进项目完成后的文件修改

改进项目完成后的一项重要工作就是对原有文件进行修改，包括技术规范、运行、检修文件及报警值、系统流程图、备品备件等等。其中最重要的是对运行和检修程序

8 的修改，工作量也是相当大的。

3．可靠性维修

它是建立在以可靠性为中心的维修概念的基础上（RCM）对核电站的维修进行优化，即“以风险为基础的核电站的优化维修”和“优化核电站的维修提高核安全及可靠性”。

七、换料停堆大修

换料停堆大修是核电站不同于常规电站的一大特点，压水堆电站比常规火电站具有较低的灵活性，反应堆中能量的储备要靠定期的停堆换料来更新，而正常的燃料循环周期的伸缩是有限的，不能随意改变。

1．计划的制订

大亚湾核电站的年度停堆换料计划是由核电站自己编制的，它按照每台机组的运行情况与经验反馈，详细地编制出年度的换料停堆活动，最佳日期与期限。

在制订停堆换料计划时要遵循如下的步骤： (1) 决定要实施的主要任务 (2) 确定停堆大修的工期

换料停堆大修一般分为以下三种类型：

— 年度换料停堆大修（即短停堆）。目前一般工期为4~6周不等，在此期间可以进行必要的检查与维修。

— 五年一次的换料停堆大修。一般工期为6~8周，在此期间可安排一些特殊的检查与试验项目或改进项目。

— 十年一次的换料停堆大修。一般工期为12~14周，在此期间按照国家有关规定进行一回路水压试验，安全壳密封试验以及反应堆压力容器的全面在役检查（MIS）等重大检查与试验项目，以及较大型的改进项目、设备更换等。 (3) 确定工作顺序与进度 (4) 人力与物资的平衡 (5) 停堆检修期间的计划跟踪

2．大修前的准备工作

(1) 确定大修项目 (2) 计划与进度的制度 (3) 技术准备

(4) 备品备件、消耗材料和专用工具的准备

9 (5) 组织准备 (6) 人力准备 (7) 文件准备

3．大修的实施

3.1 实施阶段的管理

3.2 大修例会

(1) 大修准备阶段的例会 (2) 实施阶段的例会

3.3 停堆72h之内的计划安排

停堆72h之内的活动对整个大修的进度至关重要，这些活动大都在关键路径上，这段时间核燃料还在堆芯内，存在着核事故的危险，停堆初期厂房内的放射性剂量较高，而由于安全壳气闸通道的限制，在这段时间里进入反应堆厂房工作的人数被限制在16人以下（同一时间）。因此如何合理地安排进入的人员与时间，严格控制关键路径对以后各项工作的开展极为重要，故此这72h工作计划要专门予以安排，包括详细的工作项目及需要的人员数与进出入时间（以小时计算）。

3.4 计划的控制与协调

在停堆大修期间计划人员要深入现场跟踪大修的各项活动，严格控制开竣工时间，并及时发现在计划与进度方面存在的问题，提出调整或修改的建议，给出未来三日内的滚动计划。

3.5 后勤服务

核电站停堆换料大修时间紧，工作量大，特别是有关的放射性区域内的工作必须减少人员，缩短时间，高效率高质量地完成并及时撤离。因此这就需要及时的大量的后勤支援，这些后勤服务工作直接影响到关键路径上的各项主要活动，一旦失误，不仅仅是影响大修计划的完成，而更重要的是将会造成放射性污染及核安全方面的事故，因此必须给予高度重视。

3.6 承包商的管理

核电站自己的维修人员没有能力担负全部停堆大修任务，因此每次停堆大修都要有一些承包商参与工作。

承包商的管理包括以下主要内容：

10 (1) 大修准备阶段对承包商的选择。 (2) 技术规范书与合同的准备与确定。

(3) 承包商的培训与授权，特别是核安全与辐射防护方面的培训与授权。（大型承包商自己负责培训与授权，业主进行审查）。

(4) 工作指令的准备与下达。

(5) 对承包商工作的监督与计划的控制及日常的协调与联络。 (6) 备品备件与专用工具的使用（按照合同规定进行提供与管理）。

(7) 文件的提供与管理（大型承包商自己制定质量计划文件及其它相应程序由业主审核批准，中小型承包商由业主负责提供），提供与管理的范围要根据合同条款的规定执行。

(8) 大修结束后承包商应提供其工作总结报告及经验反馈文件以及相应的文件与图纸的修改建议。

4．与国家核安全局的联系

5．经验反馈和最终报告

每次换料停堆大修结束后，都要进行全面的总结及经验反馈工作，以便于下次大修的提高和改善。

八、主要设备维修纲要举例——发电机的维修纲要

1．转子与定子

发电机的大修项目与周期的确定除了其电气部件的特性以外，还与运行中的负荷、应力和材料老化以及发电机的原始设计制造过程均有直接的关系。

1.1 运行中发电机所承受的荷载

(1) 介质应力：它与所使用的电场大小有关，主要影响定子绝缘。 (2) 热胀应力：由定子和转子绕组中的铜损以及铁芯的铁损引起的。

(3) 机械应力：与电动力的电磁力，铁芯振动，旋转部件离心力以及各个机构的机械谐振现象等因素有关。

1.2 在瞬间短路或失去同步故障时对发电机产生的影响

(1) 定子铁芯端部线棒绝缘层的开裂，其原因是铜线与绝缘层的胀差以及铁芯与绝缘材料之间的胀差。

(2) 定子线棒在线槽中的锤击。这一现象发生在槽楔固定不当或松脱的线槽部位，由电动力造成。

11 (3) 机械冲击，尤其是定子端部绕组的机械冲击，由诸如失去同步等异常运行工况产生的力所引起。

(4) 振动引起的电气部件或液压部件特别是螺栓的开裂或断裂。

1.3 维修要点

一般制造厂提供的维修手册中规定在发电机首次投入运行8000h之后应进行一次抽出转子的全面检查，以后则每隔4~5年进行一次抽出转子的检查与修理。除了以上规定的大修以外，配合每年的换料停堆大修，可在不抽转子的情况下进行局部的检查与修理，主要是其辅助设备，例如氢冷却系统和定子水冷却系统等。

运行中对发电机的监督是制定预防性维修计划的依据，同时在大修前还必须根据测量的全部运行参数对整个发电机的状况进行全面的评价，以确定其维修原则。主要的测量参数如下：

(1) 发电机轴承、励磁机轴承与滑环轴轴承的振动与温度，这些测量数据与汽轮发电机组减速时主轴的振动记录曲线具有互相补充的作用。

(2) 不同输出功率下定子绕组的温度。 (3) 冷却前后的氢气温度。

(4) 定子绕组冷却水的特性曲线（压力、温度、阻力与pH值）。 (5) 密封油回路的压力、温度、氢油压差。

(6) 由于漏入定子冷却水系统，氢气冷却器系统内的泄漏和经密封瓦间隙的泄漏而引起的耗氢量。

(7) 发电机与励磁系统的主要电气变量。

发电机在大修和局部检修前或重新启动之前，要对定子绕组的绝缘电阻进行测试。而交流或直流高压绝缘试验则不作为常规试验项目，这种试验一般用来鉴别故障或进行鉴定性试验用，因为高压绝缘试验可能会造成损坏或故障。

对于新型机组局部放电试验（用来观测绝缘材料的老化状态）应在反应堆首次换料停堆大修时进行，此后每四至五年重复一次。

发电机转子在反应堆首次换料停堆时必须抽出，以后每隔

四、五年抽出一次，以便对定子绕组线槽与端部的槽楔进行彻底的检查，同时检验磁路是否封闭，检查中必须特别注意绕组的绝缘情况，确保空心铜线之间和铜线与铁芯之间因振动和胀差引起的相对位移不至于影响到绝缘。

与此同时，还要对定子内部液压接头通过对定子水冷系统升压进行密封性试验。对各种电气接头，特别是接到端子盒（内侧和外侧）的接头，以及栓接件也要仔细检查。

对于磁路铁芯部分，必须消除所有的污垢（尘土、油垢等），并找出原因，消灭污垢源以免重新积聚。对铁芯叠合的致密性与表面情况必须进行外观检查，看有无任何异常或超温点。

12 最后，每年要对发电机绕组线圈端子的状态与端子盒内外侧的电气接头进行检查（发电机转子在原位）。

此外在每年的换料停堆大修期间，可对发电机的主轴承、密封瓦等进行必要的检查，以及对绕组绝缘电阻的测量。

在发电机转子抽出检查期间，还要对线槽楔、端部弯线以及主轴风扇等进行外观检查。特别要注意的是对转子端头的热套护环的检查。这种热套护环是用非磁性钢材制造的，易产生应力腐蚀裂纹，可用超声波检验或是显微镜镜照相试验等方法进行。

2．氢气冷却器与定子冷却水系统

绕组的冷却系统温度与绕组本身温度一样是影响发电机正常运行及其寿命的关键因素。因此对氢气冷却器的水侧，每年都必须进行彻底检查，并除掉污垢，必要时对管子内壁进行刷洗，此外每隔四年左右应把氢气冷却器吊出对管束氢气侧进行检查与清理。发电机定子水冷却系统的良好状态也是非常重要的，特别是其水质 监督要严格控制，因为发电机定子绕组内部的水冷却空间非常窄小，一旦结垢或堵塞将会造成定子绕组的故障。

3．励磁系统

现代发电机的励磁系统通常采用无刷励磁技术——旋转二极管或经分路变压器馈电的稳压整流器系统。

3.1 旋转二级管励磁系统

每年进行如下维修工作：

(1) 清理励磁机系统中的旋转与固定部件。 (2) 检查二极管与熔断器。

(3) 测试定子绕组与连接电缆的电阻。 (4) 重新紧固励磁系统的各个接头与端子。

(5) 清理水侧冷却器，如有必要，再清理空气侧冷却器。

励磁机转子第隔四年应抽出一次，以便检查其定子绕组。对转子绕组槽楔，线圈端部引线，接头部分以及磁路均要进行彻底检查。此外，还要检查定子电极，即检查其清洁程度，极间的连接与槽楔，励磁机重新组装后还需检查其动静部分间隙。

3.2 可控硅整流励磁系统

励磁系统每年都必须进行检查，以确保各部件的正常工作，并进行AVR盘和冷却系统的清理及维修。

4．综合监测与保护系统

13 每次发电机大修之后，要在发电机重新投运时，检验保护、监测系统的功能是否正常。要检验以下装置：

(1) 温度和振动的测量通道及测量装置。 (2) 发电机小间底部的检漏装置。 (3) 主轴的接地电刷。 (4) 氢气纯度指示仪表。

(5) 各冷却水系统化学和水力参数仪表的信号通道。 (6) 定子冷却水箱的氢气泄漏检测器。 (7) 所有发电机的电气保护与控制元件。

第20篇：中国核电站分布介绍

中国核电站

中国核电站分布图是指标注了中国正在运行、在建、拟建的核电站的图。载止2010年10月21日，中国核电站已有6个投入运营的核电站，12个在建的核电站，25个筹建中的核电站。

目前中国现有核电站：

秦山核电站（中核）

广东大亚湾核电站（中广核）

岭澳核电站（中广核）

田湾核电站（中核）

红沿河核电站（中广核）

宁德核电站（中广核）

阳江核电站（广核）

三门核电站

海阳核电站

方家山核电站

咸宁核电站（广核）

福清核电站（广核）

防城港核电站（广核）

广核是中国广东核电集团有限公司的简称。中国广东核电集团有限公司是我国唯一以核电为主业、由国务院国有资产监督管理委员会监管的中央企业， 1994 年 9 月注册成立，注册资本 102 亿元人民币。 中国核工业集团公司是经国务院批准组建的特大型国有独资企业，其前身是二机部、核工业部、中国核工业总公司，由100多家企事业单位和科研院所组成。是我国核电站的主要投资方和业主，是核电发展的技术开发主体、国内核电设计供应商和核燃料供应商，是重要的核电运行技术服务商，以及核仪器仪表和非标设备的专业供应商。 中国核工业集团公司是经国务院批准组建、中央直接管理的国有重要骨干企业，由100多家企事业单位和科研院所组成，现有员工约10万人，其中专业技术人才达3.6万人，中国科学院、工程院院士18人。

一、秦山核电站（中核）

秦山核电站地处浙江省海盐县。

一期工程，采用中国CNP300压水堆技术，装机容量1×30万千瓦，设计寿命30年，综合国产化率大于70%，1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土（FCD），1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。经过十多年的管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。

二期工程及扩建工程，采用中国CNP650压水堆技术，装机容量2× 65万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率二期约55%，二扩约70%，1#、2#机组先后于1996年6月和1997年3月开工，经过近8年的建设，两台机组分别于2002年4月、2004年5月投入商业运行，使我国实现了由自主建设小型原型堆核电站到自主建设大型商用核电站的重大跨越，为我国自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实的基础，并将对促进我国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展发挥重要作用。扩建工程（3#、4#机组）是在其设计和技术基础上进行改进，2006年4月28日开工，3#机组计划于2010年12月建成投产，4#机组力争2011年年底投产。

秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆技术（CANDU 6），装机容量2×728兆瓦，设计寿命40年，综合国产化率约55%，参考电厂为韩国月城核电站3号、4号机组。1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。

二、广东大亚湾核电站（中广核）

大亚湾核电站是采用法国M310压水堆技术，装机容量2×98.4 万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率不足10%，1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。

三、岭澳核电站（中广核）

岭澳核电站位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。

一期工程，采用中国CPR1000压水堆技术，装机容量2×99万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约30%，于1997年5月开工建设，2003年1月全面建成投入商业运行，2004年7月16日通过国家竣工验收。

二期工程，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，1号和2号机组综合国产化率分别超过50%和70%，于2005年12月开工建设，两台机组计划于2010年至2011年建成投入商业运行。

三期工程，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，预计2011年开工建设。

四、田湾核电站（中核）

位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建2至4台的余地。

一期工程，采用俄罗斯AES-91型压水堆技术，装机容量2×106万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约70%。于1999年10月20日正式开工（FCD），单台机组的建设工期为62个月，分别于2007年5月和2007年8月正式投入商运。

二期工程3号和4号机组的建设已启动，单机容量均为100万千瓦。

三期工程5号和6号机组的建设已启功，采用中国二代加CPR1000核电技术。

五、红沿河核电站（中广核）

辽宁红沿河核电站位于辽宁省大连市瓦房店东岗镇，地处瓦房店市西端渤海辽东湾东海岸。规划建设6台机组，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约60%，1号机组于2007年8月正式开工，至2012年建成投入商业运营。目前在建中....

六、宁德核电站（中广核）

规划建设6台机组，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约75%以上，1#机组于2008年2月FCD，

1、2#机组计划于2013年左右建成投入商业运行。

七、阳江核电站

2004年，经10多年筹备的广东阳江核电项目也有望在年底通过国家核准，这个规划投资达80亿美元、规划建设6台百万千瓦级机组的全国最大核电项目一期工程于2006年正式动工，目前在建中。

八、三门核电站

2004年7月，位于浙江南部的三门核电站一期工程建设获得国务院批准。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。一期工程总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。三门核电站最快将在2010年前后发挥作用。

九、海阳核电站

位于山东烟台海阳市东南部海边、总投资达600亿元的海阳核电站首期工程已于2007年年底开工。目前，海阳核电工程前期准备工作已全面完成，计划2010年首期工程两台机组并网发电。与此同时，该项目的配套工程---抽水蓄能电站工程，也将与核电站一期工程同时开工建设。\"两电\"工程完工后，每 年将提供600万千瓦电能。据了解，海阳核电站建成后将是中国最大的核能发电项目。

海阳核电站项目是经过国家发改委同意、由中国电力投资集团(中电投)控股建设的核电项目。中电投占40%、中国核工业集团占20%、国电集团占20%、山东鲁信控股占10%、华能集团占5%、烟台市电力开发占5%。据了解，由于核电对技术和安全性要求高，此前核电站的建设都是具有军工背景的企业承担。

海阳核电站位于海阳市东南部的海边，在海阳市大辛家镇的冷家庄和邻近的董家庄。处于胶东电力负荷中心，地质条件优越，是国内基础条件最好的核电站址之 一。工程分三期实施，一期将建设2台100万千瓦级核电机组。该项目可行性研究报告显示，海阳核电站的规划容量为600万千瓦级核电机组，并留有扩建余 地，总装机容量870万千瓦，发电机组全部投产后，年发电量接近三峡电站发电量的90%。一期工程投资250亿元，规划建设两台百万千瓦级核电机组。

山东乳山核电项目工程总体规划建设六台百万级核电机组，一期工程建设两台百万级核电机组，2006年开始前期工程准备工作，争取在“十二五”末投产发电。

国防科工委在2008年1月7日召开的国防科技工业工作会议上透露，2008年中国将开工建设福建宁德、福清和广东阳江三个核电项目。

另外，中国台湾省现有3座核电站；在建的1座；拟建的尚有2座。已经投产的台湾省庆山和国盛两座核电站，装机容量分别为2×63.6和2×98.5万千瓦。

十、方家山核电站

方家山核电工程是秦山一期核电工程的扩建项目，工程规划容量为两台百万千瓦级压水堆核电机组，采用二代改进型压水堆技术，国产化率达到80%以上，预计两台机组分别在2013年和2014年投入商业运行。 项目建成后，秦山核电基地将拥有9台核电机组，总容量达到630万千瓦。该项目位于浙江海盐，南临杭州湾，建成后将承接华东区域电网，区位优势相当明显。

十一 咸宁核电站

鄂赣交界处的湖北省通山县，有一座湖北省第二大的水库——富水水库。富水河上的这座水库建成于1964年，蓄洪、发电、灌溉、养殖、航运兼顾，年发电量1.412亿度，坝高45米，顶宽6.4米，坝顶长941米，有8个泄水闸，库面浩浩11万亩，库容量17.64亿立方米，两岸群峰秀丽，库中有无数岛屿，当地人称它为“湖北的千岛湖”。 这样一个秀美的地方，还隐藏着我国首个内陆核电项目——湖北咸宁核电厂。11月18日，成都商报记者对这个正进行建设的项目进行了实地探访。

进入位于通山县大畈镇大墈村的核电站工地，是一条26公里长的专用大件运输道路——核电公路。公路已建成，目前还有一座跨湖的大桥正紧张施工中。核电站，就位于大桥连接的湖心岛——狮子岩上。

咸宁核电项目于2009年全面启动建设。今年5月15日，核电项目一期常规岛及核电站辅助系统工程总承包等合同一揽子框架协议在武汉签署，中国广东核电集团工程有限公司举行了咸宁分公司及咸宁项目部揭牌仪式。

据通山县政府公众信息网公布，至11月4日，主场区场平土石方工程完成1610万立方米，占总量的76.1%。

1、2号核岛达到厂平标高，施工现场按照今年底4台机组达到厂平标高的目标加快推进。计划今年底全部完工。

咸宁核电项目也标志着中国进入第三代核电发展阶段。它将首次采用非能动型压水堆核电技术，备受中国核电行业关注。该核电技术是目前唯一通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术，是全球核电市场中最安全、最先进的。 总投资达600多亿元的咸宁核电项目，其业主是由中广核集团与湖北省能源集团共同设立的湖北核电有限公司（双方分别持股60%和40%，由中广核集团控股）。2008年6月这家公司成立时预计：经过2年的前期准备和5年半的主体工程建设之后，湖北将首次用上核电。

十一 福清核电站

福清核电站位于中国福建省福清市三山镇前薛村。工程规模为6台百万千瓦级压水堆核电机组。福清百万千瓦核电机组是目前中国自主化、国产化程度最高的核电机组，安全性非常可靠。一期工程建设的两台百万千瓦级机组，计划分别于2013年、2014年建成发电。福清核电站，可望成为中国核电发展技术水平、管理模式提升的一个符号，也将是中国核电迈入发展快车道的一个缩影。

2008年11月21日，总投资近千亿元人民币的福建福清核电站开工动建。福建福清核电站工程规划装机容量为6台百万千瓦级压水堆核电机组。一次规划、分期建设。一期工程建设两台百万千瓦级核电机组。

十一 防城港核电站

防城港核电厂工程项目的业主单位是广西防城港核电有限公司，广西防城港核电有限公司由中国广东核电集团有限 公司和广西投资集团有限公司合资组建，持股比例分别为61％和39％。防城港核电厂位于防城港市港口区光坡镇东面约8km的红沙澫南侧光岭至山鸡啼一带的丘陵及滩涂处。中国西部第一座核电站——中广核集团广西防城港核电站于2010年7月30日正式动工。一期工程总投资256亿元，预计2015年建成投运。它标志着中国核电建设开始从东部向西部、从沿海向内陆推进。

广西防城港核电项目是我国北部湾地区首个核电项目，项目规划建设6台百万千瓦级压水堆核电站，一次规划、分期建设。其中，一期工程规划建设两台百万千万级压水堆核电机组，首台机组于2014年建成投入商业运行。广西防城港核电站项目规划建设6台百万千瓦级核电机组。其中，一期工程采用自主品牌中国改进型压水堆核电技术CPR1000，建设两台单机容量为108万千瓦的核电机组，工程总投资约260亿元，设备国产化比例将达到87%，首台机组预计于2015年建成投入商业运行。项目将从工程设计、工程管理、设备制造、调试运营等各个方面，使具有自主知识产权的我国核电技术得到进一步推广应用。 一期工程建成后，每年可为广西提供150亿千瓦时安全、清洁、经济的电力，与同等规模燃煤电站相比，每年可减少电煤消耗600万吨，减少二氧化碳排放量约1482万吨、二氧化硫和氮氧化物排放量约13.64万吨，环保效益相当于新增了9.82万公顷森林，不但有力促进广西经济发展方式转变，也将对实现我国控制温室气体排放目标、保护生态环境、保障北部湾经济区电力供应发挥积极作用。

《核电站实习报告.doc》

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