秦山三期重水堆核电站的主要特点

新华网浙江频道（2003-10-27 17:34:39）

新华网浙江频道10月27日电目前世界上运行的大部分核电站的反应堆，若按反应堆冷却剂和慢化剂的类型划分有轻水堆、重水堆和石墨气（水）冷堆。我国在运行、建造中的核电站反应堆，除秦山三期重水堆核电站以外都是轻水堆中的压水堆。秦山三期重水堆核电站有什么主要特点呢？下面作一简介：

1. 用天然铀作燃料。

压水堆的核燃料是U-235的低浓缩铀（3－4 Wt％），而重水堆的核燃料可以用天然铀。这是因为重水堆是以重水作慢化剂和冷却剂的反应堆。重水的中子吸收载面小，慢化系数大，慢化性能好，中子利用率高，故可直接利用天然铀(U-235含量0.711Wt%)作燃料，这一方案的主要优点有：

（1）不需要花巨资建造铀浓缩工厂或从国外进口浓缩铀，这有利于无铀浓缩能力的国家自力更生发展核电；对于有铀浓缩能力的国家，节省的铀浓缩分离功可作为它用。

（2）从重水堆卸出的燃料燃烧得充分，U-235含量（约0.2Wt%）低于浓缩铀厂尾料的富集度，这样就不急于进行乏燃料后处理，可把乏燃料贮存起来，在需要时再提取其中的钚，使燃料循环大大简化。

（3）重水作慢化剂，与轻水堆相比，其中子经济性好，每千瓦年的净产钚量高于除天然铀石墨堆以外的其他堆型，其燃料转化比（~0.8）高于轻水堆（~0.5），属于较高利用铀资源的堆型；

（4）由于天然铀燃料生产不需要铀浓缩的一系列复杂工艺和大量的能量消耗，而且天然铀燃料组件的结构和制造工艺也较轻水堆简单，所以重水堆的燃料成本比轻水堆要低~1/2。

2. 年容量因子高。

坎杜（CANDU）反应堆是采用不停堆换料运行方式，省去了轻水堆大约每年一次的停堆换料时间（一般约1.5~2.0个月）。有了不停堆换料系统，还能及时卸出破损的燃料组件，降低对冷却剂回路的污染，也有利于提高电站的利用率。在汽轮机组发生故障甩去全部负荷，但不要求停机时，这时堆可不停止，发电机可改为电动机方式运行，最长可达90分钟（通常核电站是1~2分钟），只要故障一消除，可直接提升功率。这对提高电站利用率也是有利的。所以，在目前世界上运行的核电站中，坎杜核电站的年容量因子较高。

3. 某些方面固有安全性高。

（1）与现有轻水堆核电站相比，坎杜堆多了二道防止和缓解严重事故的热阱，即重水慢化剂系统和屏蔽冷却水系统。慢化剂系统重水量很大（264.5吨），大于主热传输系统冷却剂的量(192.4吨)，具有导出相当于5%额定功率的衰变热的能力。在严重事故下，即使应急堆芯冷却（ECC）系统失效，只要慢化剂热阱存在，热量可以从燃料通道传给慢化剂，燃料也不会熔化，能够保持燃料通道的完整性；此外，即使丧失慢化剂热阱，只要屏蔽冷却水系统能正常运行，仍能保持排管容器外壳的完整性。

（2）高温高压的冷却剂与低温低压的慢化剂在实体上是相互隔离的。这样就避免了采用高强度、大尺寸的压力容器，使设备制造变得相对容易；反应性控制装置插在低温低压（接近大气压和<69℃）的慢化剂中，不会受到高压、高流速的水流冲击，不会发生压水堆担心的弹棒事故。

（3）天然铀装料的平衡堆芯后备反应性小。因为不停堆换料方式，可大大减小为补偿燃料燃耗而需储备的全堆后备反应性，此值在压水堆约为0.15－0.3，而坎杜堆仅约0.08，这在反应性控制系统失控时引入的正反应性比较小；缓发中子寿命长（1~0.9ms），在反应性控制系统失控时功率瞬变过程比较慢。这些都减轻了事故后果的严重性。

（4）反应堆配备有工作原理完全不同的两套独立的停堆系统。一号停堆系统为28根机械传动的镉停堆棒；二号停堆系统为6罐浓度为8000PPM的硝酸钆毒液。两套停堆系统的不可利用率是10－6年/年，安全上有足够的裕度。另外，除有应急柴油发电机之外，还有大容量的备用柴油发电机（秦山三期每台机组有二台备用柴油发电机，每台容量8200KW）。这些都是比较安全的。

4. 大量生产同位素

Co-60在工农业上（辐照站）和医学上（钴源治疗仪）的运用很广。目前我国年消耗量分别是150万居里和15万居里。我国生产量少，主要依靠进口。若秦山三期二台坎杜机组都生产Co-60，年产量可达600万居里，不仅能全部满足国内需要，还可部分出口外销，利润颇丰。全世界90%的Co-60都是坎杜堆生产的。我们已决定生产Co-60，在设计上已做了部分设计修改。

在其他反应堆上生产Co-60，都是以多消耗U-235为代价的，而在坎杜堆上生产Co-60是利用原本被21根不锈钢调节棒吸收的中子，并不额外消耗核燃料，因而成本低。而且21根调节棒正常运行时都插入

堆芯，所以生产量就特别大。Co-60的换料是利用每年二星期的停堆维修时进行的，不影响发电。坎杜堆能低成本生产大量同位素也是一个特点。

坎杜反应堆热中子通量比轻水堆高，不仅适合生产高比度放射性同位素，并具有处理锕系元素和长寿命裂变产物的前景。

5. 汽轮机低压缸末级叶片采用特长叶片

汽轮机低压缸末级叶片采用52英寸特长叶片（日本柏崎先进的沸水堆ABWR核电站已采用此技术）。这种长叶片在国内是最长的，在国际上也只有少数先进国家能设计制造。使用长叶片可增大蒸汽通流面积，便于使用半速机组（对于50周波的机组转速为1500转/分），可能减少汽轮机低压缸数量。秦山三期重水堆核电站700兆瓦级就设计了两个低压缸（过去所有CANDU-6机组都采用三个低压缸，秦山二期600兆瓦级也设计了三个低压缸）。少了一个低压缸，也就必然少了一个凝汽器，减少了汽轮机厂房的长度，减少了基建投资和将来设备维修的工作量。

6. 汽轮发电机组低标高布置

汽轮发电机组标高布置较低，每年降低电费1000－1500万元。汽轮机运行时，要使用大量的冷却水通过凝汽器使汽轮机的排汽凝结成水。由于秦山重水堆核电厂采用了CANDU-6核电站惯用的低布置，使凝汽器冷却水泵（CCWP）的扬程降低，减少了电动机的能耗。（由于低布置增加的土石方开挖费和混凝土底板增厚的费用是一次性的，而且费用远低于一年降低的电费。）

事物总是一分为二的。坎杜反应堆也存在几个问题，主要是：压力管的寿命只有25年，这就意味着，秦山三期重水堆核电站在40年寿期内要全部更换一次压力管。为此所花的费用、停堆时间和放射性废物量都是很大的；重水管理复杂和氚排放量较压水堆大，但总的剂量水平离国际和国家标准甚远，是安全的。（秦山第三核电有限公司总工程师钱剑秋）

秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告

秦山三期（重水堆）核电站工程可行性研究报告缩写本主要完成单位：上海核工程研究设计院主要完成人：林伟贤、夏祖讽、邱启运、顾树川、刘健研究起止时间： 2000 年 7 月目录第一册总论第二册电力系统第三册厂址选择第四册工程方案第五册环境影响评价第六册安全评价第七册经济分析第八册质量保证第九册图册（略）第一册总论遵照国务院领导关于不改变我国发展压水堆核电站技术路线的前提下，可以适当引进重水堆发电能力的指示，中国核工业总公司与加拿大原子能公司（ AECL）之间经过双方多次组团互访，协商讨论，确定了利用加方贷款购买两台加拿大 CANDU6型核电机组的意向。 1995 年 5 月中核总和加原子能公司签署了" 在中国秦山合作建造两台CANDU6机组的意向性协议，进一步确立了双方在秦山建造核电站的意向。此

间，国务院下文，重水堆核电厂址考虑放在秦山，按国家有关项目审批程序，抓紧提出项目建议书，报国家计委审批。 1995 年 8 月" 秦山三期（重水堆）核电工程项目建议书" 由业主秦山核电公司编报，中核总预审，报电力工业部初审提出意见报国家计委审批。同时委托上海核程研究设计工院编写" 秦山三期（重水堆）核电站工程可行性研究报告 " 秦山三期（重水堆）核电厂预选的两个厂址系 1991 年在秦山再建三十万千瓦核电站工程选用的厂址。在原审查意见的基础上，结合重水堆核电站对厂址要求的特点，做了大量的数据收集、补充评估，试验验证工作，具有很好的选用基础。两个厂址均属于秦山地区，邻近抗州湾，厂址总平面布置系一山体，不占良田，不需拆迁，位于区域地壳稳定性分区中的稳定区内。附近区域内无发震构造，水文地质条件简单，无不良地质现象。 1995 年 8 月，初可研究报告审查通过，纪要明确了螳螂山厂址。按纪要精神要求，为了更好深入对厂址进行可行性研究，上海核工程研究设计院提出了有关厂址条件的水文，水工、地质、地震、环境保护等 18 个内容专题，对外委托专项课题进行试验研究。浙江省具有建设核电站的比较良好的自然条件，华东电网又具有承受装设大容量核电机组的能力，在浙江秦山建设大容量核电站以缓解华东电网和浙江省的缺电局面是十分必要的，对改善华东地区的能源结构，保证电网安全，减轻运输压力和改善环保条件都具有很重要的战略意义。秦山三期工程是利用加拿大的重水堆技术，以购买发电容量为目的的交钥匙工程，从加拿大引进两座 CANDU6型 700MW级重水堆核电机组，每台机组总电功率为 728MW，同时考虑其配套的送变电工程。秦山三期核电工程以韩国月城 3#、4#机组为参考电厂。 CANDU6型 700MW级核电机组为经过实际验证的技术成熟的安全可靠的商用堆型，具有采用天然铀为燃料，重水为慢化剂和冷却剂、水平压力管式结构，不停堆更换燃料，负荷因子较高和建设周期较短等特点。

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。

秦山三期_重水堆_核电站的技术改进

核电研发 292 张振华（秦山第三核电有限公司，浙江海盐 314300）摘要：秦山三期（重水堆）核电站工程是国家“九五”期间重点建设项目，是我国首座商用重水堆核电站，也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术，以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于厂址条件的不同、国情的不同、标准规范的差异以及CANDU-6重水堆核电站设计相对定型早、运行反馈少等原因，在机组商运初期电站的安全稳定运行受到了较大的挑战。面对严峻的形势，秦山第三核电有限公司组织力量对影响核电站安全稳定运行的隐患、热点，进行了针对性的分析和研究，积极有效地开展变更改造和技术改进工作，极大地改善了机组安全性能，优化了机组配置，并创造了一定的经济效益。本文介绍了秦山第三核电有限公司所开展的重大变更改造和技术改进项目，以及实施后的效果，可供同类项目参考和借鉴。关键词：秦山三期重水堆；核电站；技术改进中图分类号：TL423 文献标志码：A 文章编号：1674-1617(2009)04-0292-05 Technical improvement in Qinshan Phase Ⅲ nuclear power plant after commercial operation ZHANG Zhen-hua (Third Qinshan Nuclear Power Co.,Ltd.，Haiyan of Zhejiang Prov. 314300, China) Abstract: Qinshan NPP Phase III (PHWR) Project is one of the national key projects during the “9th Five-year Plan”, the first commercial heavy water reactor nuclear power plant in China, and the biggest trade project between China and Canada. Qinshan Phase III Project adopts the proven CANDU-6 reactor technology and refers to Wolsong Unit 3 and Unit 4 in Korea. Because of the difference of the site condition and standards, specific country situation and lack of operation feedback, it is greatly challenged to keep the safe and stable operation of Qinshan Phase III plant during earlier commercial operation. Qinshan Phase III analyzed and investigated the hidden troubles and hotspots, proposed the modifications and technical improvements, and great improvements were achieved in safety performance, operating performance, and economic efficiency. This paper describes the important modifications and technical improvements in Qinshan Phase III, and the effects after implementation, which can serve as reference to similar projects. Key words: Qinshan Phase III (PHWR); nuclear power plant; technical improvement 秦山三期（重水堆）核电站的技术改进收稿日期：2009-09-30 作者简介：张振华（1963—），男，浙江绍兴人，研究员级高级工程师，学士学位，自动化控制专业。

秦山三期工程728MW汽轮机设备及安装特点

秦山三期工程728MW汽轮机设备及安装特点 The 728MW Steam Turbine Plants and Installation Characteristics for Qinshan Phase III CANDU Project 许峰（浙江省火电建设公司，杭州310016）摘要：简要介绍了秦山三期项目中日立公司生产的728 MW汽轮机本体设备特点，现场安装特点及新工艺，通过有效的实施，保证了汽轮机的安装质量。关键词：秦山三期汽轮机设备安装坎杜 Abstract：This article briefly introduces the 728 MW steam turbine manufactured by Hitachi for Qinshan Phase III CANDU nuclear power plant project, in respect to the main equipments, characteristics, on-site installation and new processes used, and the effective implementation to ensure the installation quality of turbine. Key words：Qinshan Phase III project Steam turbine Equipment Installation CANDU 秦山三期项目总装机容量为2×728 MW。汽轮机由日本日立公司供货。该汽轮机组为冲动式三缸双流中间再热凝汽式饱和蒸汽汽轮机。它由一只高压缸、两只低压缸组成，高、低压转子通过刚性联轴器联接为一个轴系，机组的旋转方向为逆时针方向（从汽机侧看）。由于核电蒸汽系统参数值低，新蒸汽为低参数饱和蒸汽，所以该机组设计为低转速（1500 rpm）、大容量形式,是目前国内第一台低转速大容量机组。 1 设备特点由于重水堆核电厂二回路新蒸汽（汽机新蒸汽）参数取决于一回路的温度，而一回路温度又取决于一回路压力，一回路压力的提高又受到反应堆压力壳的结构及安全措施的限制；因此，重水堆核电厂汽轮机的新蒸汽为低参数的饱和蒸汽。对于饱和蒸汽汽轮机，其理想焓降比高参数火电机组汽轮机焓降约小一半。因此，在同等功率下核电汽轮机的容积流量比高参数火电机组汽轮机约大60%~90%。由于这一点使得核电汽轮机在结构上有以下特点：（1）进汽机构的尺寸增大；（2）功率大于500 MW的汽轮机高压缸做成双分流的；（3）因为低压缸通流量大，所以需要增大分流数目，采用低转速。秦山CANDU项目728 MW汽轮机组在设备设计上充分体现了核电汽轮机特点及设计理念。 1.1 高压缸高压缸为内、外缸同缸的双缸结构，以猫爪垫块支撑在1、2号轴承座上。上缸和下缸各有两个蒸汽入口，这样对汽缸加热比较均匀，可以减小变形。高压上缸外形尺寸为8.54×3.96×2.8（m），重48 t，高压

关于秦山核电对周边的影响的调查

关于秦山核电站对周边的影响的调查xxxxxx xx xxx 一．调查目地：希望通过这次调查报告活动增加周围居民对核电站的认识，增强主人翁意识更加关注身边的核电站。有利于减少和缓解周围群众对核电站的恐慌和错误认识。二．调查形式：实地考察·调查问卷和走访群众三．调查人员：xx 四．调查时间地点：2012年11月11日，浙江省嘉兴市海盐县秦山镇调查内容：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。

调查背景：世界的问题，最牵动世界人民的心的就是核问题。每次世界上发生关于“核”的问题总会引来一大片反对发展核工业的声音。比如说美国的三里岛，前苏联的切尔诺贝利还有日本的福岛，一旦发生核战争，甚至是核泄漏都是人类所无法承受的。所以核电的安全一直牵动着人们的神经。前段时间秦山镇出口到日本的大白菜被退回，理由是白菜的核辐射超标。秦山核电站就在我家的不远处，我的高中更是在核电站边上，身边有许多人也是核电站的工作人员。核电一期去年庆祝安全运行20年。这次周末回家我和一个同学一起到核电站去了一趟，核电站给人的感觉还是这么威严，看着反应堆的安全壳就会被它们所震慑，给人一种安全感。但还有很多人担心核电站会泄漏甚至爆炸，担心核辐射对人们的健康有影响。当地有这样一句话进核电站工作是用子孙后代的幸福来作为这一生富足的代价。调查结果： 1.老一辈的爷爷奶奶尤其是文化程度不是很高的对于核电站持

秦山三期重水堆核电站的主要特点

秦山三期重水堆核电站的主要特点新华网浙江频道（2003-10-27 17:34:39）新华网浙江频道10月27日电目前世界上运行的大部分核电站的反应堆，若按反应堆冷却剂和慢化剂的类型划分有轻水堆、重水堆和石墨气（水）冷堆。我国在运行、建造中的核电站反应堆，除秦山三期重水堆核电站以外都是轻水堆中的压水堆。秦山三期重水堆核电站有什么主要特点呢？下面作一简介： 1. 用天然铀作燃料。压水堆的核燃料是U-235的低浓缩铀（3－4 Wt％），而重水堆的核燃料可以用天然铀。这是因为重水堆是以重水作慢化剂和冷却剂的反应堆。重水的中子吸收载面小，慢化系数大，慢化性能好，中子利用率高，故可直接利用天然铀(U-235含量0.711Wt%)作燃料，这一方案的主要优点有：（1）不需要花巨资建造铀浓缩工厂或从国外进口浓缩铀，这有利于无铀浓缩能力的国家自力更生发展核电；对于有铀浓缩能力的国家，节省的铀浓缩分离功可作为它用。（2）从重水堆卸出的燃料燃烧得充分，U-235含量（约0.2Wt%）低于浓缩铀厂尾料的富集度，这样就不急于进行乏燃料后处理，可把乏燃料贮存起来，在需要时再提取其中的钚，使燃料循环大大简化。（3）重水作慢化剂，与轻水堆相比，其中子经济性好，每千瓦年的净产钚量高于除天然铀石墨堆以外的其他堆型，其燃料转化比（~0.8）高于轻水堆（~0.5），属于较高利用铀资源的堆型；（4）由于天然铀燃料生产不需要铀浓缩的一系列复杂工艺和大量的能量消耗，而且天然铀燃料组件的结构和制造工艺也较轻水堆简单，所以重水堆的燃料成本比轻水堆要低~1/2。 2. 年容量因子高。坎杜（CANDU）反应堆是采用不停堆换料运行方式，省去了轻水堆大约每年一次的停堆换料时间（一般约1.5~2.0个月）。有了不停堆换料系统，还能及时卸出破损的燃料组件，降低对冷却剂回路的污染，也有利于提高电站的利用率。在汽轮机组发生故障甩去全部负荷，但不要求停机时，这时堆可不停止，发电机可改为电动机方式运行，最长可达90分钟（通常核电站是1~2分钟），只要故障一消除，可直接提升功率。这对提高电站利用率也是有利的。所以，在目前世界上运行的核电站中，坎杜核电站的年容量因子较高。

秦山核电新员工培训

竭诚为您提供优质文档/双击可除秦山核电新员工培训篇一：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 20XX年5月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................................................. ...................................................

秦山三期(重水堆)核电站工程策划建议书

秦山三期（重水堆）核电站工程可行性研究报告目录第一册总论第二册电力系统第三册厂址选择第四册工程方案第五册环境影响评价第六册安全评价第七册经济分析第八册质量保证第九册图册（略）

第一册总论遵照国务院领导关于不改变我国发展压水堆核电站技术路线的前提下，可以适当引进重水堆发电能力的指示，中国核工业总公司与加拿大原子能公司（AECL）之间经过双方多次组团互访，协商讨论，确定了利用加方贷款购买两台加拿大CANDU6型核电机组的意向。 1995年5月中核总和加原子能公司签署了"在中国qs合作建造两台CANDU6机组的意向性协议，进一步确立了双方在qs建造核电站的意向。此间，国务院下文，重水堆核电厂址考虑放在qs，按国家有关项目审批程序，抓紧提出项目建议书，报国家计委审批。 1995年8月"qs三期（重水堆）核电工程项目建议书"由业主qs核电公司编报，中核总预审，报电力工业部初审提出意见报国家计委审批。同时委托sh核程研究设计工院编写"qs三期（重水堆）核电站工程可行性研究报告" qs三期（重水堆）核电厂预选的两个厂址系1991年在qs再建三十万千瓦核电站工程选用的厂址。在原审查意见的基础上，结合重水堆核电站对厂址要求的特点，做了大量的数据收集、补充评估，试验验证工作，具有很好的选用基础。两个厂址均属于qs地区，邻近抗州湾，厂址总平面布置系一山体，不占良田，不需拆迁，位于区域地壳稳定性分区中的稳定区内。附近区域内无发震构造，水文地质条件简单，无不良地质现象。 1995年8月，初可研究报告审查通过，纪要明确了螳螂山厂址。按纪要精神要求，为了更好深入对厂址进行可行性研究，sh核工程研究设计院提出了有关厂址条件的水文，水工、地质、地震、环境保护等18个内容专题，对外委托专项课题进行试验研究。浙江省具有建设核电站的比较良好的自然条件，华东电网又具有承受装设大容量核电机组的能力，在浙江qs建设大容量核电站以缓解华东电网和浙江省的缺电局面是十分必要的，对改善华东地区的能源结构，保证电网安全，

秦山核电讲解词

展厅讲解词（草稿）一、基地总体介绍秦山核电基地是我国大陆核电的发源地，位于浙江省嘉兴市海盐县，紧傍风景秀丽的杭州湾，地处华东电网负荷的中心地区。目前，秦山核电基地共有9台运行机组，总装机容量656.4万千瓦，年发电量约500亿千瓦时，是我国核电机组数量最多、堆型最丰富、装机最大的核电基地。秦山核电业主公司负责9台机组资产经营管理和运行监督，中核核电运行管理有限公司受业主公司委托负责9台机组运行管理。自1981年国务院批准建设我国大陆首座核电站以来，秦山核电基地成功实现“中国核电从这里起步”、“走出一条核电国产化的道路”、“核电工程管理与国际接轨”、我国核电“从30万千瓦到100万千瓦”自主发展的历史跨越，形成了安全环保、自主创新、群堆管理、人才摇篮、文化引领、对外服务、公众沟通、企地共融的秦山特色，在我国核电事业发展中发挥着重要的示范作用，被誉为“国之光荣”。秦山一期是我国自行设计、自行建造、自己运行管理的第一座原型压水堆核电站。装机容量31万千瓦，设计年负荷因子65%，机组设计寿命30年，工程总投资为17.75亿元人民币。1981年，国务院批准秦山核电站开工建设；1985年3月20日，工程正式开工；1991年12月15日，首次并网发电；1994年4月1日，投入商业运行。秦山一期30万千瓦级核电机组是国家“六五”计划重点建设项目之一，它的建成发电不仅结束了中国大陆无核电的历史，实现了零的突破，而且标志着中国核工业的发展上了一个新台阶，使我国成为继美、英、法、苏、加拿大、瑞典之后第七个能够自行设计、建造首座核电站的国家，被誉为“中国核电从这里起步”、“国之光荣”。秦山一期30万千瓦级核电机组自1991年发电至今，已安全运行了24年。

核电CANDU重水堆技术

EC6?Enhanced CANDU 6? Technical Summary

&RPSDQ\ 3UR?OH Candu Energy Inc. (Candu) is a leading full-service nuclear technology company providing nuclear products and services to customers worldwide. Our 1,400 highly skilled employees design and deliver CANDU reactor technology and provide plant life management, life extension services and regular maintenance to existing nuclear power stations. CANDU reactors supply approximately 50% of Ontario’s electricity and 16% of Canada’s overall electricity requirements. They are an important component of clean air energy programs on four continents with over 22,000 megawatts of installed capacity. Candu Energy Inc. continues to develop products to deliver VDIH UHOLDEOH D?RUGDEOH DQG &2 2 -free energy with a vision to the future, while meeting the highest regulatory standards of the global nuclear industry. Continuing a tradition of building nuclear reactors for over \HDUV &DQGX (QHUJ\ ,QF PDNHV VLJQL?FDQW FRQWULEXWLRQV WR WKH QXFOHDU HQHUJ\ ?HOG &$1'8 WHFKQRORJ\ LV WKH EDVLV for Canada’s nuclear power program and has been adopted in the nuclear power programs of many countries. The 11 &$1'8 XQLWV LQ ?YH FRXQWULHV KDYH FRQVLVWHQWO\ GHOLYHUHG an average lifetime capacity factor of over 87%. 6RPH QRWHZRUWK\ IDFWV DERXW WKH &$1'8 UHDFWRU ǎHHW 34 CANDU reactors in the world, in operation or being refurbished CANDU reactors consistently rank as top performers and hold the world record for longest continuous operation ([FHOOHQW SHUIRUPDQFH RI WKH &$1'8 ǎHHW ZLWK CANDU reactors can be easily adapted for ǎH[LEOH IXHO F\FOH RSWLRQV CANDU brand is recognized as one of the top 10 major engineering achievements of the past century in Canada 1 2 34 5

秦山三期CANDU-6核电机组技术规格书的修改

!第!"卷!第"期核科学与工程 #$%&!"!’$&" !! (("年!)月*+,-./.0$12-34$5’164.3276,.-6.3-89-:,-..2,-: 7.;& !!(("收稿日期!!(("<(=<(> 作者简介!唐炯然!%)=="#$男$重庆人$研究员级高级工程师$%)?>年毕业于清华大学反应堆材料专业$ 现任秦山第三核电有限公司副总工程师% 文章编号!(!@A <()%A (F .P O "的框架要求为秦山三期*B ’C D

浅谈重水堆核电站直流接地故障分析及查找

浅谈重水堆核电站直流接地故障分析及查找发表时间：2017-06-09T10:17:44.970Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年2月上作者：宋成洋 [导读] 重水堆核电站的直流系统主要由整流器、蓄电池、配电系统组成。中核核电运行管理有限公司摘要：通过阐述直流接地故障形成的原因、危害和查找方法，结合重水堆核电站两起接地故障进行分析和判断，并提出相应的处理过程，为消除直流接地故障提供一些思考和启示。关键词：直流接地；混电接地；查找引言重水堆核电站的直流系统主要由整流器、蓄电池、配电系统组成。主要为核电厂中一些不允许突然断电的重要负荷提供电源，主要为断路器操作电源、直流马达电机、逻辑、控制、报警以及220V直流为向120V逆变器（主要负荷为仪控和电站计算机）提供电源。相对于火电、变电站采用的两段直流系统，重水堆核电站采用安全更高的相互独立的三通道（A、B、C）设计，提高直流系统的安全性。 1、直流接地的故障原因重水堆核电站直流系统所接设备多，分布范围广，系统较为复杂，发生接地故障可由多种原因构成，但总的来说主要原因有以下几点：（1）人为原因：工作人员在带电作业时，直流电源与设备外壳或者其他部位相接触，造成直流接地。或者作业时对绝缘层造成损伤，使线芯和屏蔽层碰在一起，比如在改造检修时接错线，电源混接，形成寄生回路，产生假接地。（2）自然因素：重水堆核电站一般地处沿海，环境湿度大，在梅雨季节或大雾时，室外端口箱较为潮湿，引发接地，变压器的非电量回路，因变压端渗油或防水不严，造成绝缘损坏，引发接地。 2、直流接地故障的危害直流系统因工作原理，除在绝缘监察装置内有一处接地点外，其正、负极应是绝缘的，若发生直接一点接地，一般不会严重影响设备正常运行，但若发展为两点接地时便可构成接地短路，会导致信号、保护装置和自动装置误动或者拒动，或者熔断器熔断。在复杂的继保回中，可能会因跳闸继电器短路导致事故越级，危害电网安全。 3、查找接地的原则和注意事项（1）查找直流接地故障的原则：采用先易后难，先确定接地范围，后排除故障，根据直流接地的运行方式，操作情况，气候影响来判断可能的接地点，先从信号回路、照明回路部分，后操作部分，先室外后室内，先非重要后重要，先负荷后电源的方法，采用拉路寻找，分路处理的方法。（2）查找直流接地的注意事项： ①瞬断直流电源时，应经运行同意，时间不得超过3S，防止保护失去电源时间过长。 ②防止误判，观察接地故障现象是否消失，应从信号、光字牌和绝缘监察装置，表指指示上综合判断。 ③在接地查找的过程中，禁止在二次回路上工作，以免造成两点接地。 ④按图纸进行接地故障查找时，折线前应做好核对和记录，防止人为造成接线错误。 ⑤查找接地故障时必须两人及以上进行，防止工作过程中触电，做好安全监护。 ⑥防止保护误动，在必要时瞬断操作电源前，解除可能误动的保护，操作电源正常后再投入保护。 4、直流接地故障的处理方法：在发生直流接地后，运行和维修人员应及时对故障进行排查，根据初步的检查结果采用瞬断电源法，暂代电源法，接地故障仪查找法进行故障处理。（1）瞬断电源法：瞬断电源法是依次瞬断直流屏上的直流回路观察接地信号是否消化失，如果在断开某电路时，报警信号消失，那么接地有可能在这一回路上发生，通常我们在采用瞬断电时要注意以下几个方面的操作方法和原理知识。 ①首先要断开接地可能性较大的回路，再断开次要支路的。 ②在采用此方法时，要与运行人员汇报，在操作过程中注意采取防止保护误跳的措施。 ③如果多回路同时接地或有寄生回路，用瞬断法无法判断其故障点（2）暂代电源法暂代电源法查直流接地回路的方法是在48V直流系统中有备用的试验整流器,在接地时将各回路切换至试验整流器的母排中，观察接地现象是否消失,从而判断是否有接地,用此方法检测时要注意实际操作中,要确定回路可靠供电后再断开被查回路开关。（3）直流接地故障仪查接地法直流接地故障仪查找法（从HF-8900型号为例）是当直流系统发生接地故障时，直流电源对接地电阻通过平衡电桥产生漏电流，通过控制信号发生器电桥电阻而控制流过接地电阻的接地漏电电流大小，钳表检测各支路电流信号，无接地支路只检测负载电流，有接地时检测负载电流加上接地电阻对地漏电流。 5、接地故障实例及查找 5.1 48V直流系统接地 2013年某月某日，1号机组主控室出现48V C通道直流接地报警，检修人员随之赶往处理，到达现场后，首先用万用表测量母线电压，电压正对地是9.6V，远低于正常的24V，直流负对地电压-14.2V，正负间48V，初步确认直流正极接地。随把现场情况汇报运行人员，运行人员启动试验整流器，将每路负荷进行切换至试验整流器，后出现PL555A在电源切换后故障消失，运行人员根据负荷清单，对其负荷进行

秦山核电站安全稳定运行参考文本

秦山核电站安全稳定运行参考文本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

秦山核电站安全稳定运行参考文本使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。秦山核电站已于日前超额完成全年发电任务并顺利与华东电网脱离，进入第五次换料检修阶段。位于浙江海盐的秦山核电站是我国自主设计建造的第一座核电站，今年以来它共发电２０．３５亿千瓦时，向华东电网提供了１９．０３亿千瓦时的电力，储蓄满功率运行天数达到投运以来的第三位。它的安全稳定运行，对我国核电国产化起着积极的推动作用。有关专家透露，秦山核电站曾在第四次换料期间进行了全面的设备整修，今年的运行业绩表明，之前的预见性维修达到了预期的效果，与核安全相关的设备运行良好。经环保部门监测表明，电站运行没有对周围环境造成影响，有关数据始终保持在国家法规限定的标准之内。

与此同时，秦山核电基地二期两台６０万千瓦、三期两台７０万千瓦核电站工程建设也进展顺利，已全面进入设备安装阶段，预计２００２年、２００３年将相继建成发电 [1] 请在此位置输入品牌名/标语/slogan Please Enter The Brand Name / Slogan / Slogan In This Position, Such As Foonsion

重水堆核电站技术

重水堆核电站技术重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30 万千瓦。因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。 (1) 重水慢化，重水冷却堆核电站这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。

（2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的铀－235或钚－239。重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。新一代重水慢化压水堆技术－1 半个世纪以来，核能发电已经成为多数发达国家和一些快速发展中国家为实现经济和社会可持续发展的一个主要电力生产方式，每年为全世界提供了近五分之一的电能。全世界累积超过一万个堆年的核电厂运行实践表明，三大主流商用堆型，即压水堆、沸水堆和重水堆，不仅安全可靠，有利于环保，而且在很多电力市场上核电的全寿期平均单位发电成本比火电更有竞争力。由于各国为实现环保目标而加大力度限制燃煤发电产生的废物排放，同时快速膨胀的燃气发电又可能面临未来燃料价格飙升的威胁，而大量早期建设的核电机组将逐步退役，因此，核电正在迎来一个新的发展机遇。但是，由于全球性电力市场体制改革浪潮的兴起，特别是随着竞价上网机制的引入和独立发电公司的崛起，电源市场的竞争将日趋

秦山三期BOP工程带R的施工质量记录

秦山三期BOP工程带R的施工质量记录摘要：简要叙述秦山三期BOP工程现场施工中运用的五份缩写词中带"R"的质量记录状态，并提出作者参与管理这些质量记录实践的经验和体会。关键词：秦山三期不符合项报告（NCR）质量观察报告（QOR）现场变更要求（FCR）材料替代申请（MSR）纠正行动要求（CAR）质量记录 Abstract：The paper briefly describes the status of 5 kinds of quality records with "R" in their abbreviations used during Qinshan Phase III project BOP construction, and authors experience of participating in the management of these quality records. Key words：Qinshan Phase III project Non Conformance Report（NCR）Quality Observation Report（QOR）Field Change Request（FCR）Material Substitution Request（MSR）Corrective Action Request（CAR）Quality records 质量记录是指反映物项或服务质量的各种客观证据。例如，质量缺陷处理报告（NCR，QOR），现场设计变更（FCR，MSR），检查与试验计划（ITP），技术鉴定报告，竣工图纸和文件，以及照相底片，见证件等实物附件。秦山三期BOP工程施工中较为常用的有五种质量记录状态。因为其缩写词都带"R"，故本文作者称之为带"R"的质量记录。这五种质量记录的中英文对照如下：不符合项报告，Non Conformance Report（NCR）；质量观察报告，Quality Observation Report（QOR）；纠正行动要求，Corrective Action Request（CAR）；现场变更要求，Field Change Request（FCR）；材料替代申请，Material Substitution Request（MSR）。 1 不符合项报告（NCR） 1.1 不符合项定义和实施中的问题 "性能，文件或程序上的缺陷，导致物项的质量不可接受或无法确定"。这是众所周知的不符合项定义。关于不符合项的处理方式，已为大多数核电工作者所熟知，因此，本文不做详细叙述。现仅就秦山三期BOP工程施工中曾经出现过的对NCR的一些认识问题作扼要介绍。现象一：现场施工中，大多数NCR的发布是以物项的质量偏离了设计要求作为依据。然而，当发现施工所用的图纸或技术文件存在错误时，有关人员却不能积极地发起NCR，这是因为起初有人不明白设计错误也是不符合项发生的原因之一，或者担心发布了NCR责任就落到自己头上。他们没有把不符合项的发生单位、责任单位和发布单位三者区分开来。施工中出现图纸或技术文件错误并非罕见，因此，管理者要求施工人员，凡是施工过程中发现设计文件错误并已产生了部分或全部带有质量缺陷的物项时，都必须及时发布NCR来处理。现象二：施工人员没有完全按程序或技术规范施工，但产品的最终检验却没有发现质量缺陷。这种现象往往容易使质检人员（QC）或质监人员（QS）忽略了及时发布NCR。现代科学管理要求对产品实施"事先预防"，"过程监督"和"最终检查"相结合的管理方式。实践证明，任何过程的不符合都将使产品的质量存在隐患。而且，产品的最终检查并不能反映全面的质量状态。因此，质量验证人员不应片面地依赖于产品的最终检验，应当实施全面质量管理并针对任何不符合现象，及时发布NCR，通过分析，论证和纠正措施来保证产品的质量。现象三：工程初期，人们忌讳发布NCR，以为NCR多了就是工程质量不好，因此，曾有些单位对发生不符合项的当事人和部门采取经济处罚措施。