国内CPR1000核电技术详细介绍
CPR1000介绍
核工业工程技术研究设计院
2009-06-24
前言
CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦 是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦 级核电机组为基础, 级核电机组为基础,结合技术改进形成的中国大型商用压 水堆技术方案; 水堆技术方案; CPR1000是目前我国设计自主化,设备本地化,建设自主 是目前我国设计自主化, 是目前我国设计自主化 设备本地化, 化,运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电站为 参考基础的技术方案; 参考基础的技术方案; CPR1000是根据世界上同类型机组 是根据世界上同类型机组1000堆多年运行经验 是根据世界上同类型机组 堆多年运行经验 不断持续改进的技术结晶; 不断持续改进的技术结晶; CPR1000是立足于国内已有主流技术基础上的核电站; 是立足于国内已有主流技术基础上的核电站; 是立足于国内已有主流技术基础上的核电站
环路数 Loop Number
3
CPR 1000 主 要 技 术 , 经 济 指 标
总体性能指标 Total Performance Figure DNBR裕量 DNBR Allowance 裕量 机组可用率 Unit Available Rate 压力容器设计寿命 Pressure Vessel Design Lift 一回路压力 Primary Coolant Pressure 一回路温度T入 出 一回路温度 入/T出 Primary Coolant Temperature T inlet / T outlet 平均线功率密度 Average Power Density 机组额定功率 Unit Rated Power 燃料组件 Fuel Assembly 活性区高度 Active Height 换料周期 Refueling Period 堆容器内径/高度 堆容器内径 高度 Reactor Vessel Inside Diameter / Height 电厂热循环效率 Plant Thermal Cycling Efficiency 仪控系统 Instrument Control System 电厂布置 Plant Lay-out 安全壳 Containment 安全壳自由体积 Containment Free Volume 严重事故对策 Serious Accident Solution 汽轮发电机组 Turbine Generator 建设工期 Construction Period >15% ≥87% 60年 / 60 Years 年 15.5 MP 292.4℃/329.8℃ ℃ ℃ 186 W/cm 1080 MWe 157组全 的AFA3G组件 组全M5的 组件/157 sets of 组全 组件 AFA3G assembly with M5 3.66 m 18 月 / 18 Months 3.99 m/12.99 m 36% DCS 双堆 / Double Units 单层 + 钢内衬 Single Layer + Steel Lining 49000 m3 采取相应措施 Adopting the Corresponding Measure 半速机 Half Speed Engine ≤58 月/ ≤58 Months
CPR1000压水堆1000MW级核电机组主变压器安装技术
CPR1000压水堆1000MW级核电机组主变压器安装技术摘要：宁德核电厂CPR1000压水堆核电机组，常规岛电气专业最重的设备为主变压器，通过本体及附件分开船运方式供货。
本文阐述了该设备主要参数、安装检查、注油排氮、器身检查、附件安装、油处理/真空注油及油循环、静放及密封试验等安装技术及要领，通过本技术提高了施工效率和经济性，保证了主变压器的安装质量，为同类设备施工提供参考。
关键词：核电主变压器设备参数安装技术Yuan Zhixue(Shandong Electric Power Construction No.3 Engineering Corporation，Qingdao 266100，China)ABSTRACT：KEYWORDS：nuclear power station main transformer plant parameterinstallationtechnology引言福建宁德核电厂CPR1000压水堆核电机组常规岛包括3台单相主变压器、2台降压变压器、一台备用主变压器和一台备用降压变压器以及动力箱、控制箱；控制箱安装7面、电缆敷设约2400米、电缆端接约350头；变压器在线监测装置安装5台、盘柜安装1面、后台设备安装一套、变压器油温表及油位表安装28块。
主变压器安装在常规岛汽轮机房外部的南端，变压器容量为3×400MV A，单相的总重量约为288.2t，尺寸约为8500 mm×4500 mm×8500mm。
变压器(DFP-400000/500TH)主要参数：型式：户外、单相双绕组、铜导线油浸强迫油循环风冷变压器容量：3×400MV A相数：单相额定频率：50Hz额定电压：535/ 3 /24 kV高压侧最高运行电压：550kV额定容量：环境温度为40℃，额定连续容量400 MV A（线圈65K 温升）接线组别：三相联结组别YNd11，高压绕组按Y联接，中性点通过套管引出后直接接地，低压绕组通过封母按△联接）冷却方式：ODAF冷却器数量 4 组（含1 组备用）施工工序流程图一施工过程及措施（一）存放1.到货后应立即检查是否受潮:- 主体内部的氮气压力常温下不小于20kPa；- 主体内取箱底残油进行油样化验，符合耐压≥45kV/2.5mm含水量≤20μL/L。
CPR1000核电站核岛主蒸汽管道自动焊工艺研究与实施
CPR1000核电站核岛主蒸汽管道自动焊工艺研究与实施摘要：CPR1000堆型核电站核岛主蒸汽系统管道焊接属大厚壁管道焊接，一直采用手工组合焊接工艺，要求焊接操作人员具备优秀的技能水平，焊接强度高，是核岛二回路中焊接质量保证的重要一环。
本文主要讲述利用成熟的窄间隙自动焊工艺，模拟核岛主蒸汽管道的焊接的要求与特点，从焊接坡口、工艺参数、焊接过程控制、加热保温装置等方面进行研究，验证窄间隙自动焊工艺的可靠性与可行性，分析具体的实施方案及相关问题的解决措施。
关键词：CPR1000 ；主蒸汽管道；窄间隙；自动焊工艺1.前言CPR1000堆型核电站核岛主蒸汽系统（VVP系统）管道负责把主蒸汽从核岛输送到常规岛，然后供应给主汽轮机及其他用汽设备从而产生电能，在核电站运行中具有举足轻重的作用，其由主蒸汽管道、主蒸汽隔离阀、机械贯穿件、主蒸汽安全阀、防甩支架以及横向限制件等特殊装置组成，特殊装置众多、结构复杂，具有施工技术繁琐和逻辑施工性较强等特点。
CPR 1000核电厂主蒸汽系统管道管径为32″，材质是P280GH,厚度32mm—39mm，主要焊接工艺是采用氩弧焊打底，手工电弧焊填充和盖面的焊接工艺，进行单层多道焊，坡口较宽，熔敷金属填充量大，焊接时需要预热、后热和消除应力热处理，该焊接工艺生产效率低，且焊工的劳动强度大，焊接周期长，更重要的是对焊工技能水平的要求较高，焊接质量不够稳定，容易受技能水平、环境等因素的影响而无法得到有效控制。
焊接过程的自动化，是近代焊接技术的一项重要发展。
它不仅标志着更高的焊接生产效率和更好的焊接质量，而且还大大改善了生产劳动条件。
自动化程度将会成为衡量现代安装行业技术水平的重要标志之一，自动焊工艺的优点是：1.生产效率高，缩短焊接施工周期；2.焊接质量高而且稳定，减少焊缝返修，焊接规范可自动控制调整，保持稳定；3.改善劳动条件，降低劳动强度。
1.主蒸汽管道窄间隙自动焊工艺研究1.焊接设备：在主蒸汽管道窄间隙自动焊工艺研究中，采用GT-VI型自动焊机，该焊机由脉冲逆变焊接电源、监控系统、遥控系统、焊接机头、焊接轨道组成，具备弧长可调节、实时监控、高频脉冲、电弧稳定等功能，能够精确地控制焊接热输入，可以以较低的热输入获得较大的熔深，从而减少了焊接热影响区和焊接变形，满足高质量的焊接需求。
CPR1000核电厂主控室照明运行原理
1引言CPR1000核电厂主控室集中了整个机组主要系统的控制和监测，在正常运行工况和事故工况下都要保证主控有足够的照明，以便能够正常的执行在主控室的操作。
核电厂照明需要营造一个优异的视觉条件和视觉环境，以便产生良好的照明心理效果。
2概述CPR1000核电厂主控室集中了整个机组主要系统的控制和监测，在正常运行工况和事故工况下都要保证主控有足够的照明，以便能够正常的执行在主控室的操作。
为实现主控的持续照明，在设计上采用了冗余和多样性原则，为主控提供了应急照明和安全照明。
应急照明有两列，其中任何一列都能保证主控的基本照明，当两列都失去时，主控安全照明自动投入，保证主控室的基本照明。
3主控照明设备以CPR1000某核电机组主控照明为例。
主控照明系统覆盖了四个区域：主控室（L710）、中间控制室（L711）、计算机室（L709）和走廊（L717/718/719），分为应急照明和安全照明，其中应急照明为交流分两列，由LLF001AR/LLH001AR供电，经DSL001AR/DSL002AR提供给DSL003/DSL004AR，安全照明为直流，由DSL001RD或蓄电池DSL001BT供电，DSL001RD 的上游来自应急照明电源中的一列（DSL003AR或DSL004AR）和LNE360CR。
CPR1000某核电机组主控系统照明灯光分布如下图：L717L718L719L709L710L711L716应急照明A列应急照明B列安全照明4#主控照明系统双筒灯单筒灯单筒灯双筒荧光灯荧光灯嵌入式荧光灯4#图1主控系统照明灯光分布图4原理及运行主控照明系统供电简图如下图2。
5相关操作5.1主控照明的投运LLA投运后可启动主控A列照明，LLB投运后可启动主控B列照明，只要有一路应急照明投运，就可以将主控安全照CPR1000核电厂主控室照明运行原理The Operation Principle of the Lighting in the Main Control Room ofCPR1000Nuclear Power Plant郭建东（中广核核电运营有限公司，广东深圳518124）GUO Jian-dong（China NuclearPowerOperationsCo.Ltd.,Shenzhen518124，China）【摘要】从CPR1000某核电厂的主控照明分布入手，详述了主控照明的运行机理，并详细说明主控照明在正常工况和事故工况下的主要操作，展望主控照明技术的未来应用趋势。
CPR1000核电机组压力容器水压试验实施过程概述
CPR1000核电机组压力容器水压试验实施过程概述赵博文 赵伟华 李茂超 谢剑芳 张鼎超 江奎融(苏州热工研究院有限公司深圳分公司 广东深圳 518000)摘要：CPR1000核电机组是我国核电版图的重要组成部分，该项技术是在引进法国M310技术后改良、优化，形成的核电技术。
CPR1000机组的压力容器需结合法系规范《压水堆核电厂核岛机械部件在役检查规则》（RSE-M）对容器在一定的周期实施水压试验，用以验证容器的密封性和完整性，以保障容器在役阶段的安全可靠运行。
安全有序的试验实施有助于压力容器的性能验证，重点介绍压力容器水压试验实施的关键步骤，为CPR1000核电机组压力容器水压试验工作过程管理提供参考。
关键词：水压试验 压力容器 实施过程 临时特殊装置（TSD）中图分类号：TU753文献标识码：A 文章编号：1672-3791(2023)20-0082-04 An Overview of the Implementation Process of the Hydrostatic Test of the Pressure Vessel of the CPR1000 Nuclear Power UnitZHAO Bowen ZHAO Weihua LI Maochao XIE Jianfang ZHANG Dingchao JIANG Kuirong (Shenzhen Branch of Suzhou Nuclear Power Research Institute Co., Ltd., Shenzhen, Guangdong Province,518000 China)Abstract:The CPR1000 nuclear power unit is an important part of China's nuclear power layout. This technique is a nuclear power technique formed by improving and optimizing the introduced French M310 technique. The pressure vessel of the CPR1000 unit needs to carry out a hydrostatic test on the vessel in a certain period in combi‐nation with the French code Code on the In-Service Inspection of Mechanical Components on Nuclear Islands of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plants (RSE-M) to verify the tightness and integrity of the vessel, so as to ensure the safe and reliable operation of the vessel during the in-service period. The implementation of safe and orderly tests helps to verify the performance of pressure vessels. This article will focus on the introduction of the key steps of implementing the hydrostatic test of pressure vessels, so as to provide a reference for the management of the hydrostatic test process of the pressure vessel of the CPR1000 nuclear power unit.Key Words: Hydrostatic test; Pressure vessel; Implementation process; Temporary special device (TSD)核电厂压力容器工作在高压、高温、放射性等恶劣条件下，对压力容器的密封性和完整性产生巨大考验，容器水压试验是验证压力容器在连续承压状态下的密封性和完整性的重要在役检查方法，对于保障承压容器设备的安全性和可靠性起到重要作用。
CPR1000压水堆系统介绍
2.3 CPR1000 CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千 瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用 压水堆技术方案。 CPR1000是目前我国设计自主化、设备本地化、建设 自主化、运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电 站为参考基础的技术方案。 CPR1000是根据世界上同类型机组1000多堆年运行经 验不断持续改进的技术结晶。
控制棒组件： 控制棒组件：CPR1000每一棒束有24根控制棒组件，每 一棒束控制棒组件有其本身的驱动系统，可单独或则多个同 时动作。 控制棒： 控制棒：大亚湾核电站采用两种类型的控制棒，即吸收 棒和不锈钢棒。黑棒的吸收剂材料为银-铟-镉合金，重量百 分比为80%，15%，5%。 可燃毒物组件： 可燃毒物组件：可燃毒物棒组件只用于第一燃料循环的 全新堆芯，功能是降低溶解在一回路冷却剂水中的硼浓度， 大亚湾核电站堆芯首次装有48个含12根可燃毒物的组件和18 个含有16根可燃毒物棒的组件，加上两个粗级中子源棒组件 中的32根，共有含896根可燃毒物棒的68个组件。
反应堆压力容 器设计寿命为60 年 低泄漏设计， 减少了对压力容 器的中子辐照； RPV堆芯活性段 采用整体锻件； 严格控制RPV材 料中的辐照敏感 元素Cu、P、S、 Ni等的含量。
功能
反应堆的心脏 产生自持链式核裂变反应 以热的形式释放裂变能
堆芯（活性 区）
组成
核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 核燃料组件：核燃料是由易裂变核素制成， 通常还含有可转变核素 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 慢化剂：使中子慢化，仅热中子堆有 控制材料：控制中子数 控制材料：控制中子数
特点： 特点： 采取了严重事故的预防和缓解等措施，将使LAⅡ的综合 技术安全经济指标达到目前国际同类核电站的先进水平。 在从Dayabay最初引进到CPR1000的渐进式技术革新过程 中，充分借鉴了生产运行经验反馈，包括吸纳法国同类型机 组批量改造经验，现已更加完善的CPR1000方案是在 Dayabay 、 LAⅠ的技术基础之上，结合法国为追赶世界先 进核电的发展所作的第二次十年大修计划（VD2）的改进。 CPR1000还将继续分享同类机组运行经验的反馈。 CPR1000作为“二代加”技术，通过持续科技进步，逐渐趋 近第三代，可以保证与先进技术更加平稳地衔接过渡。
国内CPR1000核电技术详细介绍
30
大亚湾核电站
大亚湾核电站是广东核电投资建造法国堆型大功率压水堆，由法马 通公司总承包，功率2×90万千瓦 。1993年投入商业运行，两座机组年发电量
可达100亿度。
岭澳核电站
即大亚湾核电站二期工程，由广东核电投资建造并经营， 功率为2×90万千瓦 ，2002年投入商业运行。
秦山一期核电站 由我国自行设计建造的第一个试验型反应堆核电站，反应堆为双环
一、概述
华兴公司核电站建造经历：
公司参加了国内所有核电站的工程建设，并在 其中的7座核电站工程中担当主力。承担了11个反 应堆及其附属工程的施工，为我国的核电建设和能 源事业立下了赫赫功绩；在国外，承建了我国最大 的出口成套项目――巴基斯坦恰希玛核电站一期工 程。
目前正在承建国内的岭澳二期、大连红沿河、 福建宁德、广东阳江、山东海阳等核电站工程及国 外的恰希玛核电站二期工程 。
➢ AP1000核电站反应堆厂房剖面图
四、核电站的发展
➢EPR(欧洲压水堆型)核电站： EPR是法马通公司和西门子公司共同开发
的，目前该项目纳入法马通ANP公司。EPR采 用圆筒状的双层安全壳，其中第一层为带钢 衬里的预应力钢筋混凝土，第二层安全壳为 钢筋混凝土，安全壳设计压力为0.75 MPa。
内部资料，谢绝外传
核电站简介
DJ
目录
一、概述 二、什么是核电站 三、压水堆核电站介绍 四、核电站的发展 五、我国核电发展的未来
一、概述
1、各种形式的能源
➢能源是人类社会赖以生存的基本条件，也是保证社 会稳定和发展国民经济的重要物质基础。 ➢自然界中除有机燃料能源（煤炭、石油、天然气） 外，核能、水力、风力、太阳能、地热和潮汐能也都 是巨大的能源。 ➢受人类技术经济发展的影响，太阳能、风能、潮汐 能及地热发电等，其应用还受到很多条件的限制。 ➢水力是较为理想的自然资源，但是投资时间比较长， 一般须要10年－20年左右，可能需要大量移民及改变 生态环境。 ➢随着技术的发展，利用核能发电这一方法正逐步被 人们接受，有效利用核能发电，可以改变能源结构， 有利于保护环境。
CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案探索
CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案探索1. 引言1.1 背景介绍随着能源需求的不断增长和环境问题日益严重，核能作为清洁、高效的能源形式备受关注。
CPR1000核电机组作为中国自主研发的第三代核电技术，具有较高的安全性和经济性，受到了广泛应用。
其中汽轮机作为核电机组的重要组成部分，其高中压缸冷却技术对核电机组的运行稳定性和效率有着至关重要的影响。
目前，针对CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案还存在一些问题和挑战。
在运行过程中，由于冷却不足或不合理设计，可能导致汽轮机运行不稳定甚至故障，进而影响到核电机组的正常发电。
对于CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案进行深入探索和优化具有重要的研究意义和实践价值。
本文将围绕CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案展开研究，通过分析现有技术和存在问题，探索更加有效和可靠的方案，并提出实施策略，为核电行业的发展和未来提供相关参考。
1.2 研究意义[CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案探索]汽轮机是核电厂中的核心设备之一，其工作性能直接影响到整个核电机组的运行效率和安全性。
而高中压缸是汽轮机中的关键部件之一，其冷却技术对汽轮机性能和寿命有着至关重要的影响。
对低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案进行探索和研究具有重要的意义。
通过研究CPR1000核电机组概述和汽轮机高中压缸冷却技术概述，可以更好地了解该核电机组的基本情况和汽轮机中高中压缸的功能和作用。
分析存在的问题可以帮助我们发现目前方案存在的不足和局限性，从而提出更加切实有效的解决方案。
最重要的是，通过探索低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案以及制定实施策略，可以为提高汽轮机性能、延长设备寿命、提高核电机组安全性奠定基础。
本研究的意义在于为核电行业提供技术支持和借鉴，为提升核电机组性能和安全性提供理论指导和实践经验，具有重要的现实意义和价值。
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恰希玛核电站 向巴基斯坦出口的恰希玛核电站，功率为1×30万千瓦，2000年
并网发电，现正在稳定运行。我国因此成为核电站出口国 之一。
一、概述
4、我国计划建设（已开始建设）的核电站包括：
序 号
核电站名称
计划装机容量 （万千瓦）
序 号
核电站名称
计划装机容量 （万千瓦）
1 岭澳二期
2×100
8 广东台山
一、概述
70.00%
中国与世界能源结构对比
69%
60.00%
50.00%
36.80%
40.00%
27.20%
世界
30.00%
22.30% 23.70%
中国
20.00% 10.00% 0.00% 石油
2.50%
天然气 煤炭
6.20% 5.40% 6.10% 1.15%
水力
核能
一、概述
2、蓬勃发展的世界核电
一、概述
➢从发展趋势来看，在今后30年内将会有更 多国家和地区拥有核电站。预计到2030年， 世界核电站总数将达1000座，核发电量将占 总量的三分之一。
➢核能除了用来发电外，还可以作为船舶、 火箭、宇宙飞船、人造卫星等的动力能源。 特别是核动力不需要空气助燃，因而它是在 缺乏空气环境下的地下、水下、空间等的特 殊动力，它将是人类开发的理想能源。
四、核电站的发展
➢核废物处理3条：要有完整的解决方案；解决方案 被公众接受；废物量要最小。
➢防核扩散的3条：对武器扩散分子的吸引力小；内 在的和外部的防止核扩散能力强；对防止核扩散要经 过评估。
第四代核电站的主要堆型： 第四代核电站主要包括：超临界水冷堆、超高温气冷 堆、气冷快堆、液态钠冷快堆、铅冷快堆和熔盐反应 堆。
一、概述
已建核电站概况
序号 核电厂名称 1 广东大亚湾核电站
堆型 PWR
机组 单堆功率 数量 （万千瓦）
2
90
2 广东岭澳核电站 PWR 2
90
3 秦山核电站
PWR 1
30
4 秦山二期核电站 PWR 2
60
5 秦山三期核电站 PHWR 2
70
6 江苏田湾核电站 PWR 2
100
7 巴基斯坦恰希玛 PWR 1
3、第三代核电站
近10年来世界主要核电国家开发了一系列第三代核电 堆型，这些堆型按其设计特征可分为改进型和革新型两类。 其中主要的堆型有AP-1000、EPR等。其特点是采用双层安 全壳防护或模块化施工技术，施工周期小于以往的核电站 类型。
2006年12月16日中美在北京签署先进压水堆核电技术 转让谅解备忘录，中国将引进美国西屋电气公司AP1000技 术，建设四台百万千瓦的核电机组。计划建设地点浙江三 门、山东海阳。
四、核电站的发展
2、第二代核电站
目前正在运行的绝大部分商用核电站可划归 为第二代核电站，这一代核电站主要是按照比较 完备的核安全法规和标准以及确定论的方法考虑 设计基准事故的要求而设计的。
第二代核电站的结构特点：一般采用单层预 应力钢筋混凝土安全壳，安全壳内侧采用6mm厚 钢衬里或防辐射涂料。
四、核电站的发展
➢EPR核电站反应堆厂房剖面图
四、核电站的发展简介
4、第四代核电站
所谓第四代核电站主要包括14项基本要求。 ➢经济性3条：要有竞争力的发电成本，其母线发电 成本为3美分/kwh；可接受的投资风险，小于1000美 元/kw；建造时间少于3年。
➢核安全和辐射安全的5条：非常低的堆芯破损概率； 任何可信初因事故都经验证；不会发生严重堆芯损坏； 不需要场外应急；人因容错性能高；尽可能小的辐射 照射。
6×100
13 庆、安徽、江西、吉林、甘肃 等
二、什么是核电站
1、原子能的机理
世界上一切物质都是由原子构成的，原 子是由原子核和电子组成的。而原子核又由 质子和中子组成，任何原子都是由带正电的 原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成 的。
一个铀-235原子有92个电子，其原子核 由92个质子和143个中子组成。50万个原子 排列起来相当一根头发的直径。如果把原子 比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是 一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。
稳压器： 是一回路冷却
水容积变化的补偿 设备，其功能是调 节和控制一回路系 统冷却剂的工作压 力。
稳压器
三、压水堆核电站介绍
汽轮发电机机组：
二回路系统的主要设备。由汽轮机、发电机、 冷凝器和中间汽水分离加热器组成。
三、压水堆核电站介绍
应急冷却系统 ：由注射系统和安全壳喷淋系统组成， 一旦得到失水事故的信号后，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。可以缓解事故后果，限制事故蔓延。
一、概述
3、我国核电发展现状
➢我国的煤碳、水力和石油资源有一定的 蕴藏量，但因人口众多，人均储量低，因 此发展核电是我国能源规划的组成部分， 无论对近期和将来补充或替代常规能源都 是十分重要的措施。
➢我国自廿世纪七十年代中期开始设计建 造核电站以来，到2005年我国已建成6个项 目计11座核反应堆发电机组，核电运行容 量已达870万千瓦。
6×100
2 大连红岩河
4×100
9 山东乳山
6×100
3 福建宁德
6×100
10 福建福清
6×100
4 浙江三门 6×100(AP1000) 11 江苏田湾二期 2×100
5 山东海阳 6×100(AP1000) 12 秦山二期扩建
2×65
6
广东阳江
6×160(EPR)
广西、湖南、湖北、四川、重
7 广东陆丰
还有主泵机组、蒸汽发生器、稳压器、汽 轮发电机机组、应急冷却系统 等。
三、压水堆核电站介绍
➢主泵机组： 是一回路中高速
转动的设备。通过推 动冷却剂流动将反应 堆热量送到蒸汽发生 器，传递给二回路给 水。
主泵
三、压水堆核电站介绍
➢蒸汽发生器：是将反应堆的热能转换为蒸汽的 热交换设备。
三、压水堆核电站介绍
四、核电站的发展
5、核聚变反应堆核电站：
➢其机理是当两个轻原子核结合成一个较重的原子核 时，会释放能量，我们称这种结合为聚变。在人工控 制下的聚变称为受控聚变，在受控聚变的情况下释放 能量的装置，称为聚变反应堆。 ➢氢的同位素氘、氚之间的聚变较为容易，可作为聚 变核燃料。氘和氚发生聚变释放的能量是铀-235的 4.14倍。 ➢更重要的是，地球上氘的含量非常丰富，每升海水 中含0.03克氘， 其所含的氘，经过核聚变可提供相当 于300升汽油燃烧后释放出的能量，而地球上的水中 约有40万亿吨氘，足够人类使用上百亿年 。
➢ AP1000核电站反应堆厂房剖面图
四、核电站的发展
➢EPR(欧洲压水堆型)核电站： EPR是法马通公司和西门子公司共同开发
的，目前该项目纳入法马通ANP公司。EPR采 用圆筒状的双层安全壳，其中第一层为带钢 衬里的预应力钢筋混凝土，第二层安全壳为 钢筋混凝土，安全壳设计压力为0.75 MPa。
三、压水堆核电站介绍
3、压水堆核电站主要厂房 核电站厂房主要由反应堆厂房（又称安全
壳厂房）、控制厂房、安全厂房、核辅助厂 房、燃料厂房、汽轮发电机厂房、循环水厂 房及其他辅助厂房等组成。
三、压水堆核电站介绍
三、压水堆核电站介绍
安全壳：
控制和限制放射性物质扩散，以及防止 外部撞击事件产生的危害，保护周围环境免 遭放射性物质的伤害。万一发生反应堆失水 事故时，是防止裂变产物释放的最后一道屏 障。一般为带钢衬里的预应力钢筋混凝土厚 壁结构。
30
大亚湾核电站
大亚湾核电站是广东核电投资建造法国堆型大功率压水堆，由法马 通公司总承包，功率2×90万千瓦 。1993年投入商业运行，两座机组年发电量
可达100亿度。
岭澳核电站
即大亚湾核电站二期工程，由广东核电投资建造并经营， 功率为2×90万千瓦 ，2002年投入商业运行。
秦山一期核电站 由我国自行设计建造的第一个试验型反应堆核电站，反应堆为双环
其中压水堆核电站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，现在世界上已运 行的核电站堆型中压水堆核电站约占总数的62%。
下面以压水反应堆为例，介绍核电站的工作原 理。
三、压水堆核电站介绍
1、压水堆核电站的工作原理
三、压水堆核电站介绍
2、压水堆核电站主要设备 压水堆核电站主要设备除反应堆外，
➢从廿世纪50年代第一座核电站建成以来， 许多国家先后建造了核电站，特别是70年代 世界发生能源危机后核电发展更快。
➢据统计，世界上已有30多个国家和地区建 成约441座核电站，发电容量约为3.6亿千瓦。 正在建造中约有40座，计划建造的约60座， 全部建成后装机容量将近5亿千瓦，约占世 界总发电量的20%左右。
目前已建成的核电站，其安全壳结构有 单壳和双壳两种结构形式。
三、压水堆核电站介绍
三、压水堆核电站介绍
四、核电站的发展
1、第一代核电站
20世纪50～60年代核电发展早期建造的核电 厂，主要集中在美、苏、英、法和加拿大少数几 个国家，这一代核电厂有以下特点： 1) 建于核电开发期，具有研究探索的试验原型 堆性质。 2) 设计比较粗糙，结构松散，机组发电容量不 大，一般在30万千瓦之内，但体积较大。 3)设计中没有系统、规范、科学的安全标准作为 指导和准则，存在许多安全隐患。 4)发电成本较高。
内部资料，谢绝外传
核电站简介
DJ
目录
一、概述 二、什么是核电站 三、压水堆核电站介绍 四、核电站的发展 五、我国核电发展的未来
一、概述
1、各种形式的能源
➢能源是人类社会赖以生存的基本条件，也是保证社 会稳定和发展国民经济的重要物质基础。 ➢自然界中除有机燃料能源（煤炭、石油、天然气） 外，核能、水力、风力、太阳能、地热和潮汐能也都 是巨大的能源。 ➢受人类技术经济发展的影响，太阳能、风能、潮汐 能及地热发电等，其应用还受到很多条件的限制。 ➢水力是较为理想的自然资源，但是投资时间比较长， 一般须要10年－20年左右，可能需要大量移民及改变 生态环境。 ➢随着技术的发展，利用核能发电这一方法正逐步被 人们接受，有效利用核能发电，可以改变能源结构， 有利于保护环境。