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。
按投资估算，工程基础价为18.6297亿美元，固定价为20.8756亿美元，建成价为28.7987亿美元，投资回收期11.74年。在交钥匙范围内的资金（包括租赁加拿大重水和首炉核燃料供应）全部由加方负责筹措贷款解决。交钥匙以外部分的国内配套资金24.9亿人民币以资本金形式注入。资本金占总投资的比例为建成价的10％左右，资金来源由出资各方等措解决。
工程建设和管理模式采用在充分利用中方资源条件下由加拿大原子能公司（AECL）总承包的交钥匙方式，同时为充分发挥和调动中央和地方办核电的积极性，更有利于工程的建设和管理，秦山三期（重水堆）核电工程将由中核总、华东电力集团公司、上海市、江苏省、浙江省共同组建的有限责任公司作为项目法人进行工程的建设和运行管理。
第二册电力系统
华东电网包括江苏、浙江、安徽及上海三省一市，1994年发电总量为1624.66亿kWh。目前，除有较强的220kV电网外，已初步建成500kV的主干网络，将三省一市主要的负荷中心联结一起。
随着迅猛的经济发展，电力需求逐年增长，预计全网发电量（亿kWh）和最高负荷（万kW），2000年分别将为2700和4380，2005年为4000和6690，2010年为5450和9400。
发展核电是改进能源结构解决煤炭平衡及电力短缺而又缓解环境污染的一项重要战略措施。根据电力部规划，2000年前规划开工的有秦山二期（2×60万kW），秦山三期（2×70万kW），江苏连云港（2×100万kW）。2000年后规划的有秦山四期、三门核电厂与山东海阳核电厂。
华东及浙江电网近年来虽发电设备增加较多，但仍不能满足负荷发展的需要，缺电仍较严重。仅浙江省93年全省拉电78983条次，损失电量3.92亿kWh，"九·五"期间仅浙江省缺电量将达116亿kWh。建设三期工程对缓和华东及浙江电网的缺电情况和提高能源利用率将起较大的作用。华东电网目前装机容量大部分为火电，火电发电量占总发电量的95.4％。核电是安全、清洁的能源，目前虽造价较高，建设周期长，但发电成本低，可减少煤炭作
为化工有用资源的烧耗和环境污染。建设三期工程可逐步改变电网的能源结构，有助于保护生态环境，从长远规划看，发展核电是非常必要的。
按初步可行性研究报告的审查意见，秦山地区出线走廊比较困难，三期与二期接入系统需统一考虑。根据秦山地区的特点，二、三期工程机组均考虑接入500kV电网。具体接入系统方案有两个，经比较论证，采用第一方案。其优点既减少了华东主网上500kV变电所的落点，又使电网中500kV线路的潮流分布比较合理。
两个核电厂建成后接入一个共用的500kV开关站，以四回500kV线路与电网联接；其中二回至王店500kV变电所，另二回至杭东500kV变电所。
由于三期工程与500kV共用开关站之间距离仅为1.3km，为节约500kV
配电装置设备投资及减少占地面积，三期工程厂内不设500kV开关站，而采用发电机～变电器～500kV线路的单元制方式直接接至500kV共用的开关站母线。
为提高运行的可靠性，在发电机回路内装设发电机开关。在主变压器高压侧各装设一台500kV GIS设备。
三期工程二台70万kW核电机组的备用电源考虑由电网中的海盐220kV 变电所架设一回专用的220kV线路供电，厂内设二台220kV备用变压器，分别作为二台机组专用的备用电源。
秦山二、三期工程的配套输、变电工程投资，包括500kV输电线，500kV 变压器、220kV线路、220kV变压器及系统继电保护、远动、通讯在内，其总投资为351120万元（1994年价格）。建议秦山三期配套变电工程投资，要在秦山三期工程总概预算中单列，由华东电力集团公司分别向国家开发银行和商业银行贷款。
第三册厂址选择
1.地理位置及地形地貌
秦山三期工程螳螂山厂址位于浙江省海盐县东南秦山山体向东延伸部分，即东径120°57′28″，北纬30°26′10″，属海盐县秦山镇管辖，厂址西靠沪杭公路，东临杭州湾，与上海市区直线距离为90km，杭州市区为
78km，距秦山一期工程约800m，距秦山二期工程约2km。
螳螂山厂址属低山丘陵，呈半岛突向杭州湾，三面环海。山体东西长400m，南北宽200m，最高点为海拔56.6m，山体走向东西，山坡自然坡度33°左右。螳螂山两侧为海涂，南北海涂为第四系粉土、淤泥质粘土、和砂砾层等。螳螂山山体基岩为上侏罗统黄尖组中酸性火山碎屑岩系。螳螂山的地貌形态属剥蚀残丘。
2.人口分布
按1994年底统计，厂址0.5km半径范围内无居民，3km半径范围内有居民5488人，一半人口在2－3km子区域内，是承担秦山核电基地建设的职工；20km半径范围内有居民34.4万人，平均人口密度738人/km2。厂址50km半径范围内无百万人以上城市，20km范围内无10万人以上城市，5km范围内无万人以上城镇。
3. 环境、设施、资源情况
a. 工业海盐县的地方企业主要以加工为主体，纺织工业是支柱产业，全县乡办企业384家；厂址20km范围内无大、中型重工业企业。
15km半径范围内使用和贮存的危险品主要是石油、汽油、液化气。从使用和贮存的规模和性质分析，不会构成危及工程安全的固定危险源。
b. 交通厂址15km半径范围内无铁路通过，陆上交通主要是公路。沪杭公路离厂址为3km，目前此公路由武原镇到厂址段已建成二级公路。15km半径范围内还有由厂址通外的五条三级公路，厂址与杭州市，嘉兴市，上海市以及邻近县市、乡交通非常便利。
厂址80km半径范围内铁路有三条，上海至杭州、上海至金山石化总厂、杭州至宁波的铁路线，离厂址最短直线距离约26km。
厂址附近杭州湾水域内无固定的海上交通航线。乍浦港已部分建成深水港，可停靠万吨轮，一期工程已投入使用。秦山二期大件运输码头正在建造，可停靠3000吨级船舶，距厂址3.5km。内河水道除离厂址8km的长山河可通航500吨船只外，其余均小于100吨。秦山一期施工建有小型内河码头，二期工程计划建60吨级的内河码头。
秦山三期工程大件运输将采用海运为主，陆运为辅，即先运往上海港码头，再通过水路运到老海塘二期大件运输专用码头，后经沪杭公路至厂区。
加拿大供应的核燃料可海运至上海港，后再水运至二期码头，或陆运直至厂址。国内生产的核燃料可利用秦山一期设在金山卫的中转站进行运输。
c. 农牧厂址15km半径范围内的土地全部在海盐县境内。全年粮食总产量22.4万砘。粮食作物为水稻、小麦，经济作物有油菜籽、棉花、蚕桑、蔬菜、柑桔等水果。
15km范围内无家畜养殖场和奶牛场。对虾、青蟹养殖场最近距厂址约
5km。野生动物资源不多。
d. 海洋资源杭州湾水生动物主要来自海洋，终年栖息于河口的物种较少。邻近海域生态调查表明，浮游动物46种，挠足类占绝对优势，主要代表种是安氏白虾和葛氏长臂虾。
4. 气象
三期工程厂址地处杭州湾北部，属于副热带季风区；冬季处于西伯利亚冷高压的前缘，吹偏北风；夏季受亚洲东部的夏季风影响，吹偏南风。气候明显受季节风影响，温度湿润，四季分明，降水集中在夏秋两季，夏秋之交常受台风影响。
5. 工程水文及供排水
a. 海洋水文
抗州湾的潮汐属非正规半日浅海潮。乍浦站历史最高天文潮位4.01m，历史最低天文潮位-3.39m(57.3)，推算出厂址最高天文潮位为4.52m，最低-3.73m。
厂址设计基准洪水位由可能最大风暴潮、历史最高天文潮位、风浪活动、25年一遇的江河洪水位四部分组成，数值如下：
统计法确定论确定论（溢流后）
历史最高天文潮位（m） 4.52 4.52 4.52
可能最大风暴潮增水（m） 3.64 3.72 3.54
25年一遇江河洪水增水（m）0.03 0.03 0.03
合计（m 8.19 8.27 8.09
千年遇百分之一波高半波（m）2.85 2.85 2.85
安全超高（m）0.46 0.38 0.56
设计基准洪水位11.50 11.50 11.50
b. 陆地水文
本区的河网水系和杭嘉湖平原水系，西部苕溪水系，北部太湖流域水系及东部黄浦江水系构成完整的网络，又和长江相沟通。
长山河是人工开挖的排涝河道，全长61.5km，东至海盐县澉浦长山闸，西与京杭大运河连接，干旱季节由太湖、黄浦江水系补给水源。长山河作为三期工程淡水水源。
c. 供排水
1) 海水水源
三期循环水系统采用扩大单元制系统，即每台机组采用二台循环水泵，单母管供水方案。取水拟采用重力式引水箱涵方案，每台机组4根箱涵。取水口设在螳螂山东北侧，取水口内底标高初拟为-12.0m。排水口在螳螂山南侧。排水方涵在合并后由设在南岸的节制闸控制后排出。排水口内底标高
-9.00m。取、排水口流向变化较大，取水口最大流速达0.73m/s，排水口附近最大流速为0.42m/s。
经物理模型试验证实，充分利用螳螂山挑流作用，高程位置布置方案在大潮、小潮涨落潮时都可以，具有良好温排水、低放废水掺混稀释作用。秦山地区海域具有良好水流条件，秦山堡-杨柳山一线，水深流急，掺温、稀释、输运能力均较强。试验表明，考虑秦山工程一、二、三、四期温排水综合情况下，三期取水口取水温升日平均约0.7℃；达到设计控制的温升要求。
海水含氯量明显受钱塘江迳流的影响，汛期含氯度减少，枯水期增加。澉浦站多年平均涨潮含氯度为6.46g/kg，多年平均落潮含氯度为6.32g/kg。海水水温，秦山多年月平均水温18.2℃，极值最高水温33.2℃，最低-1.5℃。考虑到秦山一、二期以后工程的影响，根据物理模型试验分析，三期工程海水水温平均温升0.6-0.7℃，海水平均水温则可考虑为18.8℃。
海水的含沙量受钱塘江、曹娥江、甬江和长江迳流影响较大，沙粒大小一般在0.005～0.1mm间，取水口前大潮时，最大含沙量可达7.46kg/m3。
2) 淡水水源
秦山三期工程和秦山一期工程的淡水的均取自离电厂10km的长山河。经浙江省水文总站专题研究，认为规划到2000年，海盐县和长山河地区总的可供水量仍大于总的需水量；到2020年长山河地区总需水量达31218万立方，水资源量能保证该地区的需水量。
秦山一期正常产水25000m3/d，一期夏季最大用量16000m3/d，三期所需生产用水6000 m3/d。因此，秦山一期目前的淡水制备能力就能满足秦山一期和三期全部的生产和生活用水量。利用秦山一期净水厂取水，引二根Ф300输水管至秦山三期厂区，供生产、生活所需淡水。另一路可由秦山二期供应。
6. 地质地震
a. 区域地质
从区域地质构造、地球物理场和深部构造、新构造运行、地震活动性等方面综合分析，区域性地表断裂不靠近厂址，区域范围内不存在第四纪火山活动。
b. 地震活动性和地震地质
综合近区域断裂构造、地层和地球物理特征，以及历史地震资料分析得出，厂址近区域范围内无晚更新世以来的活动断裂，地震活动微弱，属于与构造无关的弥散地震。近区域范围内不存在发震构造。
c. 厂址附近范围的地质特征
厂址附近范围的地层有上侏罗统黄尖组和第四系。
厂址附近范围，火山岩有喷出岩和潜火山岩，喷出岩是主要部分；侵入岩不发育。另外还有脉岩分布。
区内基岩区的表层断裂不甚发育，断层七条，断层出露长度最长500m，最短50m，规模都较小。螳螂山西鞍部的两条破劈理面规模较大。厂址附近范围海域地质勘察确定，区内无区域性大断层通过，不存在晚第四纪以来的活动断层。
本区地下水主要有基岩裂隙水和松散岩类孔隙水两类，第一类地下水受大气降水补给，水位埋深0.2-0.8m，水化学类型以Cl-Na或HCO3-Na·Mg为主，第二类含水层水量贫乏。
d. 设计基准地震动参数确定
根据地质地貌调查和断层活动年代测定，经综合分析，厂址附近范围和厂址区不存在能动断层。
应用概率法、地震构造法和最大历史地震法，计算给出的厂址基岩地震峰值加速度分别为0.1、0.11和0.1g。经综合分析，参考秦山一、二期工程有关设计参数，取厂址设计基准地震动参数SL－2值为0.15g。
厂址的地震基本烈度为VI度。
e. 厂址区岩土工程
厂址主体厂房群座在天然岩石地基上，地基承载力满足要求，无不良地质现象，边岸及边坡稳定，工程地质条件良好，水文地质简单，地下水位受地形制约，地下水直接受大气降水渗入补给，最终排入杭州湾，地下水对混凝土无腐蚀。
第四册工程方案
秦山三期（重水堆）核电站工程是采用加拿大经过长期开发和改进的CANDU6机组。目前已经安装在沿海厂址运行的有南朝鲜的Wolsong和加拿大新布隆斯威克的Point Lepreau核电厂等。
1. 主要技术参数
a. 电厂总参数
反应堆总裂变功率（热） 2158.5MW(th)
输入汽轮机净热功率 2063MW(th)
额定总电功率 728MWe①
总效率 33.73%②
设计寿命 40年
b. 堆物理参数
堆芯等效半径 314.3cm
堆芯长度 594.4cm
反射层平均厚度（中间位置） 65.46cm
通道最高功率 6.5MW
最大棒束功率 800kW
燃料最高热通量 1.33×1014n/cm2/s
毒物注入总价值 >300mk
c. 反应堆
型式水平压力管式
冷却剂加压重水
慢化剂重水
燃料天然二氧化铀
燃料通道数 380
燃料卸料平均燃耗 7154MWd/t(U)
反应性控制：
主要控制方法不停堆换料及慢化剂毒物控制压力管数 380
排管容器组件总长 7.82m
d. 慢化剂系统
慢化剂重水
排管容器入口温度 46℃
排管容器出口温度 69℃
慢化剂流量 940 L/s
e. 一回路热传输系统
冷却剂加压重水
堆芯冷却剂总流量 7.7×103kg/s
反应堆入口温度 266℃
反应堆出口温度 310℃
反应堆入口压力 11.35MPa(a)
反应堆出口压力 9.99MPa(a)
3.核岛主要系统
a. 反应堆
CANDU6重水堆使用天然铀为燃料，CANDU型燃料棒束经受长期的辐照运行考验。到目前为止，受辐照的燃料棒束已超过160000个，其破损率小于0.05％。
CANDU6重水反应堆的堆芯是容纳在一个卧式的圆筒形排管容器内。在容器的水平方向上，以正方形排列布置380根排管，每根排管内装有一根压力管，排管与压力管之间有空隙，填充CO2气体。每根压力管构成一个燃料管道，在轴线方向排列12个燃料棒束，加压重水冷却剂流经压力管内燃料棒束，通过传热带走核裂变能，反应堆排管容器内填充的重水，作为堆芯慢化剂及外围反射层。在反应堆排管容器顶部垂直方向上布置了反应性控制及测量装置，侧面水平方向上，布置了液体毒物注入停堆元件和若干通量测量装置。
在反应堆排管容器两端设有端部屏蔽，在端部屏蔽构件内充有钢球，平时有水冷却，有了端部屏蔽可允许运行人员在停堆期间通过反应堆的两端部位。
反应堆不停堆换料靠两台换料机，对准同一个燃料管道从一端装入新燃料棒束，另一端卸出乏燃料棒束同步进行的。由主控制室遥控自动操作。
反应堆见图2－1。
b. 慢化剂系统
慢化剂系统由一封闭的重水循环回路组成，它用来冷却和净化慢化剂并可在加钆溶液和加硼的情况下对反应堆进行控制。
慢化剂系统由两个相同的环路组成，每一环路均有一台慢化剂泵，一台热交换器以及有关的管道、阀门组成。两个环路在慢化剂泵的上游与下游均有联通管道相联，在热交换器的下游也由联通管道相联。
慢化剂系统如图2－2所示。
c. 一回路热传输系统
一回路热传输系统将加压的重水通过反应堆燃料管道带走由核燃料裂变产生的热能。载带热能的加压重水由主泵送到蒸汽发生器，通过传热加热二回路给水，使这部分轻水组成的给水沸腾形成蒸汽，然后驱动汽轮机并带动发电机，最终将此热能通过机械能转变成电能。
一回路流程图见图2－3。
d. 专设安全系统
CANDU6机组设有四个专设安全系统及二个主要安全支持系统，四个专设安全系统为：安全壳系统，应急堆芯冷却系统，1号停堆系统；2号停堆系统。
二个主要安全支持系统为：应急水供应系统和应急电源系统。
e. 重水管理
1) 重水供应系统
重水供应系统负责接受和贮存重水。
重水供应系统如图2－4所示。
2) 重水蒸汽回收系统
重水蒸汽回收系统可去除重水蒸汽或液体泄漏区域内的水/重水蒸汽，使空气干燥，并把水/重水冷凝液传送给重水净化系统和提纯系统，进行重水的回收。
3) 重水净化系统
重水净化系统负责去除回收重水中的溶解微粒和有机杂质，并为重水提纯系统提供适于处理的重水。
4) 重水提纯系统
重水提纯系统用于恢复重水高浓度，使运行更经济。
图2－1 反应堆（略）
图2－2 慢化剂系统（略）
图2－3 一回路流程图（略）
图2－4 重水供应系统（略）
3. 常规岛主要系统
a. 汽轮机
汽轮机的主要技术参数如下：
型式：TC4F－52型冲动式单轴四排汽再热凝汽式汽轮机。
额定功率：728000kW（根据凝汽器冷却水设计温度为18℃）
转速：1500rpm
旋转方向：自汽轮机端向后看时为逆时针。
主汽阀前蒸汽压力：4510kPa(a)
主汽阀前蒸汽温度：257.6℃
主汽阀前蒸汽流量：1033kg/s（3719t/h）
汽轮机排汽压力：4.9 kPa(a)
给水回热回热级数：6级（三级一除氧二高）
末级高加出口给水温度：186.7℃
末级叶片长度：1320.8mm
调节装置：DEHG（数字电动液压控制器）
汽水分离再热器：二级再热
b. 主蒸汽系统
主蒸汽系统是将蒸汽发生器产生的蒸汽输送给汽轮机，同时还输送给一些辅助系统和设施。系统的设计压力为5.07MPa(g)，设计温度为265℃。
4. 核安全设计和安全标准
a. 安全设计目标
电厂设计的基本安全目标为：
1) 在电厂正常运行时放射性物质释放限值到参考剂量限值的一个很小份额。
2) 在事故工况中放射性释放满足其剂量准则要求。
以上安全设计的目标通过有效的下列设计措施来达到：冗余度、多重性、隔离、抗震和环境鉴定和质量保证，以及应用合适的设计规范和标准。
b. 总的安全要求
为了在正常工况和事故工况期间电厂能达到所希望的安全目标，电厂系统应具有高度可靠性和完整性，以保证能执行下列安全功能：
1) 停堆并保持在安全停堆状态，
2) 停堆后排出余热，
3) 减少放射性物质释放并保证基本安全目标。
c. 系统分级和设计准则
为满足上述总安全目标而提供的系统和构筑被定级为"安全有关系统"。这些安全有关系统包括工艺系统、专设安全系统和安全支持系统。
5. 工程建设方案
秦山三期工程采用充分利用中方资源的交钥匙方式。由中核总、华东电力集团公司、江苏省、浙江省和上海市共同组建的有限责任公司为项目法人，对项目策划、资金筹措、建设实施、生产经营、债务偿还和资产的保值增值实行全过程负责；加拿大原子能公司为负责交钥匙的工程建设总承包者、并负责筹措核电站交钥匙范围国外部分所需的资金，对工程建设各阶段的设计、设备的采购与制造、土建安装、工程及质监、调试启动、项目管理、人员培训全面责任。业主通过工程监理单位对建设期间总承包商和中外方分包商的各项活动进行监理；技术支持单位上海核工程研究设计院对业主在工程建设整个过程中的管理进行技术和人员支持。
第五册环境影响评价
1.堆型选择评价
秦山三期工程将采用加拿大压力管式重水堆型CANDU6机组，此类机组经长期开发和改进，运行情况良好，专设安全设施和三废处理设施完善，是一种技术成熟安全可靠的堆型。
2. 厂址
a. 根据1994年度人口资料统计，厂址80km评价区域内总人口12469966人，平均密度为821人/km2（扣除海域后），人口密度较高，但仍低于杭嘉湖和宁绍平原地区的人口密度。
本工程非居住区边界距离为500m，厂址1000m半径范围内无居民居住，无移民问题，有利于核事故应急计划的实施，厂址所在地区陆上交通方便。
b. 厂址15km范围内的陆地中有约59％的土地被用作农用耕地。厂址
15km半径范围内无珍稀的野生生物。
c. 距厂址3.5～7.5km处的强击机投弹靶场，在厂址地区的坠机概率小于10-7/年，厂址15km半径范围内不存在会对电厂安全运行构成危险的人为外部事件。
d. 螳螂山厂址山坡地表的泄水条件良好，没有常年水流通过，地下水不发育，无稳定含水量，地下水的变化明显受大气降水影响。地下水的流向为向杭州湾入海，不会对周围居民的饮用水产生不利影响。
e. 经过对厂址附近地区的地貌、地层、地震活动性、大地测量和地球物理勘测分析，厂址附近不存在可能导致发生破坏性地震的发震构造，未发现在地表或近地表可能产生相对位移的能动断层。
秦山三期工程主要构筑物、建筑物座落在上侏罗纪火山碎屑岩上，地基承载力可以满足本工程载荷的需要。
f. 厂区地形平缓，无泥石流发生的条件，厂区和厂区附近无地下开采工程，不会由于地下开采而引起地面塌陷。
g. 由于厂址的地震基本烈度仅为VI度，经综合研究分析结果并参考秦山一期、二期工程的有关地震动设计参数，三期核电工程的厂址设计基准地震动加速度SL－2定为0.15g，故螳螂山厂址的地震特征适宜于建造秦山三期工程。
3. 温排水影响
初步计算结果表明：秦山一期、二期及三期如再加上四期可能建造的二台百万级核电机组，七台机组其循环水总流量将达到290m3/s，那末温升超过国家海水水质标准（GB3097－82）规定的4℃包络面积，仅局限在排放口附近0.7km2范围内，这相对于整个杭州湾海域来说是一个极小的区域。
4. 放射性对环境的影响
a. 低放废水排放量
秦山三期工程产生的放射性废液经过处理和监测合格后进入排水渠和循环冷却水掺混后排入杭州湾海域。
秦山三期工程全年预期向杭州湾排放的放射性物质总量（不包括氚）为5.15×1010Bq，全年预期排氚总量为3.32×1014Bq。
秦山三期工程和秦山二期工程建成投产后，秦山核电厂五台机组全年预期向杭州湾排放的放射性物质总量（不包括氚）为2.05×1011Bq，全年预期氚的排放总量为3.72×1014Bq。
b. 气态放射性物质排放量
秦山三期工程规定气态流出物中放射性物质向环境作有控制的释放，以保证这样的释放符合"可合理达到的尽量低的水平"的原则，确保关键居民组中任何个人受到的辐射剂量低于国家标准规定的限值。
秦山三期工程气态流出物中惰性气体排放总量全年预期为1.17×
1015Bq，碘的排放总量全年预期为2.07×108Bq，其他粒子排放总量全年预期为2.28×108Bq，氚为8.31×1014Bq。
秦山二、三期工程投产后，五台机组气态放射性物质预期全年总排放量为：惰性气体1.35×1015Bq、碘1.57×1010Bq，其他粒子4.32×109Bq，氚为8.46×1014Bq。
c. 正常运行工况下的辐射后果
秦山三期工程的设计目标值为：正常运行工况下，向环境释放的放射性物质对公众中任何个人（成人）造成的有效剂量当量每年不超过0.05mSv，此设计目标值是国家标准GB6299－66规定限值0.25mSv/a的1/5。
秦山三期工程在正常运行工况下，由气态和液态向环境释放的放射性物质对公众个人（成人）造成的最大个人有效剂量当量为1.89×10-2mSv/a，是设计目标值的37.6％，为国家规定限值标准0.25mSv/a的7.56％，造成80km半径评价区域内的集体有效剂量当量为6.49×10-1人·Sv/a。
按保守的相加方法计算，秦山核电厂二期工程和三期工程全部建成投产后，包括一、二、三期工程在内的全部五台机组在正常运行工况下，由气态和液态途径向环境释放的放射性物质对公众个人（成人）造成的最大个人有效剂量当量不超过2.44×10-2mSv/a，此值仅为国家标准限值0.25mSv/a的9.76%。
秦山三期工程液态放射性物质排放不会对厂址周围的对虾养殖场产生不利影响。
d. 设计基准事故（最大可信事故）的辐射后果
在设计基准事故（最大可信事故）发生后的8小时内，厂址非居住区边（500m）处个人（成人）接受的最大个人有效剂量当量为12.0mSv，甲状腺剂量当量为87.6mSv，它们分别低于国家标准规定的有效剂量当量0.25Sv和甲状腺剂量当量2.5Sv的限值。
在设计基准事故（最大可信事故）发生后的整个事故持续时间内，造成的厂址80km半径范围内公众的集体有效剂量当量为1.24×102人·Sv，集体甲状腺剂量当量为8.81×102人·Sv，它们分别低于国家规定的集体有效剂量当量2×104人·Sv和集体甲状腺剂量当量2×104人·Sv的限值。
第六册安全评价
根据能源部发布的"核电厂工程建设项目可行性研究内容与深度规定（试行）"，安全评价应包括两部分，厂址安全性分析和职业安全卫生评价。
1. 厂址安全评价
a. 外部自然事件及外部人为事件对核电站安全影响评价。
- 秦山三期工程厂址按干厂址设计。设计基准洪水、暴雨产生的洪水以及即使钱塘江上游水库溃坝形成的洪水，都不会影响核电厂的安全- 根据地质地震的调查结果，厂址附近范围内不存在晚更新世（10万年）以来在地表或近地表处发生过运动的地表断裂，也没有发现走向指向和倾向朝向厂址的区域性断裂，因此不存在地表断裂的潜在危险。
- 厂址周围的山体均由火山碎屑岩系组成，岩层倾角平缓，岩体结构完整，无较大规模的软弱结构面，斜坡在自然状态下是稳定的。对于开挖后的边坡，由图解法或计算法的分析结果，人工边坡也是稳定的。
- 秦山三期工程的主体厂房群均座落在基岩上，可以排除地震时的基土液化问题。
- 厂址近区域范围不存在发震构造。根据包括地震构造法和最大历史地震法的确定论法和综合概率法的计算结果综合分析，秦山三期工程厂址的设计基准地震动加速度SL－2不超过0.15g。厂址区域属低烈度弱震区，根据现有地震资料，该厂址适宜于建造核电厂。
b. 核电厂对环境和公众安全影响评价
- 秦山三期工程两座重水堆核电机组排出的温排水对杭州湾水域造成的温升1℃的范围很小，温升为4℃的水域更为有限，温排水对杭州湾水域的影响远低于《国家海水水质标准》（GB3097－82）的规定，不会对杭州湾的水产资源和生态环境产生明显的影响。
- 秦山三期工程在正常运行工况下，由气态和液态向环境释放的放射性物质对公众个人造成的最大个人有效剂量当量为1.89×10-2mSv/a，是设计目标值的38％。比国家标准GB6249－86规定的限值0.25mSv/a低得多。
2. 职业安全卫生评价
- 在正常运行工况下，核电厂反应堆厂房外的核辐射，以及核电厂的液态和气态放射性排出流，对电厂周围居民和电厂工程人员的辐照，低于国家规定的照射限值并保持合理可行尽量低。
- 在事故情况下，不论是内部原因引发的事故或外部原因引起的事故时，核电厂的安全系统能迅速投入，以保证堆芯的安全，并防止大量放射性物质泄漏到环境中去。对公众的辐照剂量低于规定的限值。
- 生产过程中火灾主要潜在危险在可燃介质通过的设施与地方，如油库区、汽轮发电机组油系统，电缆夹层、架空电缆廊道；发生爆炸的潜在危害主要是各类压力容器、制氢站，蓄电池室等。
- 化学毒物的危害化学毒物的危害主要来自于SF6开关在事故下泄漏以及化学药品的毒性与腐蚀。
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
压水堆核电站组成资料
压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图
图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件
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
压水堆核电站的组成及总布置
压水堆核电站的组成及总布置 （1）反应堆厂房 –该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。反应堆厂房内部结构布置如下： –·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。 –·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。 –·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。 –·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。 –·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。
–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。 –以下简要对堆内构件进行补充说明。 （2）核辅助厂房 –由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备： –·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。 –·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。 –·11.50m主要为过滤器及除盐装置上部操作间，硼水制备、硼回收系统贮槽及核辅助厂房通风系统。 –·本厂房的对外出入卫生闸门设在电气厂房±0.00m层，整个厂房内各层垂直联系是通过楼梯和电梯完成。厂房为现浇钢筋混凝土结构，有放射性防护要求的房间按屏蔽要求确定墙和楼板厚度。 （3）燃料厂房 –位于反应堆厂房南侧，外轮廓尺寸46×24m，51×24m。
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。