福清核电厂3、4号机组役前和在役检查验证项目及检验程序
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附件
福清核电厂3、4号机组役前和在役检查验证项目及检验程序清单
序号 验证项目
程序编码 版次
状态
程序名称
特殊验证项目
1 反应堆压力容器筒体、底封头环焊缝自动超声检验 CNP/FF/000/1027 A CFC
反应堆压力容器筒体、底封头环焊缝自动超
声检验程序 2 反应堆压力容器接管与筒体连接焊缝自动超声检验 CNP/FF/000/1028 A CFC
反应堆压力容器接管与筒体连接焊缝自动超
声检验程序 3
反应堆压力容器进出口接管与安全端焊缝自动超声检验
CNP/FF/000/1029 A CFC
反应堆压力容器进出口接管与安全端焊缝自
动超声检验程序 4 反应堆压力容器进出口接管安全端与主管道焊缝自动超声检验
CNP/FF/000/1031 A CFC
反应堆压力容器进出口接管安全端与主管道
焊缝自动超声检验程序
5
反应堆压力容器辐照区堆焊层表面下区域超声检验 CNP/FF/000/1032 A CFC
反应堆压力容器辐照区堆焊层表面下区域超
声检验程序
CNP/FF/000/1033 A CFC 蒸汽发生器传热管涡流检验程序
6 蒸汽发生器传热管涡流检验
CNP/FF/000/1034 A CFC
蒸汽发生器传热管胀管过渡段MRPC 涡流检验程序
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序号 验证项目 程序编码 版次 状态 程序名称
7 反应堆压力容器进出口接管与安全端焊缝射线检验 CNP/FF/000/1036 A CFC
反应堆压力容器进出口接管与安全端焊缝γ
射线检验程序
综合验证项目
1 反应堆压力容器内表面水下电视检验 CNP/FF/000/1008 A CFC 反应堆压力容器内表面水下电视检验程序
2 反应堆压力容器堆内构件电视检验 CNP/FF/000/1009 A CFC 反应堆压力容器堆内构件电视检验程序
3 主泵壳体内表面电视检验 CNP/FF/000/1017 A CFC 主泵壳体内表面电视检验程序
4 反应堆压力容器主螺栓超声检验 CNP/FF/000/1010 A CFC 反应堆压力容器主螺栓超声检验程序
5 反应堆压力容器主螺栓涡流检验 CNP/FF/000/1011 A CFC 反应堆压力容器主螺栓涡流检验程序
6 应堆压力容器主螺母涡流检验 CNP/FF/000/1012 A CFC 反应堆压力容器主螺母涡流检验程序
7 反应堆压力容器顶盖内表面电视检验 CNP/FF/000/1013 A CFC 反应堆压力容器顶盖内表面电视检验程序
8 蒸汽发生器一次侧水室自动电视检验 CNP/FF/000/1014 A CFC 蒸汽发生器一次侧水室自动电视检验程序
9 稳压器内表面自动电视检验 CNP/FF/000/1016 A CFC 稳压器内表面自动电视检验程序
10 反应堆压力容器进出口安全端与主管道连接焊缝射
线检验
CNP/FF/000/1037 A CFC
反应堆压力容器进出口安全端与主管道连接
焊缝γ射线检验程序
11
主泵进出水接管与安全端连接焊缝射线检验 CNP/FF/000/1018 A CFC
主泵进出水接管与安全端连接焊缝射线检验
程序
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序号 验证项目 程序编码 版次 状态 程序名称
12 主泵进出水接管安全端与主管道连接焊缝射线检验 CNP/FF/000/1039 A CFC
主泵进出水接管安全端与主管道连接焊缝γ
射线检验程序
13 蒸汽发生器接管与安全端焊缝射线检验 14 蒸汽发生器接管安全端与主管道焊缝射线检验
15 稳压器上封头接管焊缝射线检验
16 稳压器上封头接管与安全端焊缝射线检验 17 稳压器波动管管嘴与下封头连接焊缝射线检验 18 稳压器波动管接管与安全端焊缝射线检验
CNP/FF/000/1015
A CFC
蒸汽发生器和稳压器焊缝γ射线检验程序
常规验证项目
1 稳压器上封头与筒体连接焊缝射线检验 CNP/FF/000/1015 A CFC
蒸汽发生器和稳压器焊缝γ射线检验程序
2 反应堆压力容器法兰孔带超声检验 CNP/FF/000/1001 A CFC 反应堆压力容器法兰孔带超声检验程序
3 反应堆压力容器顶盖法兰与上封头连接焊缝超声检验
CNP/FF/000/1002 A CFC
反应堆压力容器顶盖法兰与上封头连接焊缝
超声检验程序
4 反应堆压力容器下封头外侧电视检验 CNP/FF/000/1003 A CFC 反应堆压力容器下封头外侧电视检验程序 5
反应堆压力容器堆芯中子通量测量指套管涡流检验 CNP/FF/000/1004 A CFC
反应堆压力容器堆芯中子通量测量指套管涡流检验程序
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序号 验证项目
程序编码 版次 状态 程序名称
6 蒸汽发生器人孔孔带和焊缝超声检验
7 蒸汽发生器管板与筒体/封头焊缝超声检验
CNP/FF/000/1005
A CFC 蒸汽发生器人孔孔带和焊缝超声检验程序
8 蒸汽发生器人孔螺栓超声检验
9 稳压器人孔螺栓超声检验 CNP/FF/000/1006 A CFC 蒸汽发生器与稳压器人孔螺栓超声检验程序
10 稳压器人孔孔带超声检验
11 稳压器人下封头和支撑裙座焊缝超声检验
12 稳压器人下封头与筒体连接焊缝超声检验
13 稳压器人筒体纵焊缝超声检验
CNP/FF/000/1007 A CFC 稳压器人孔孔带和焊缝超声检验程序
不需要验证的项目
1 核辅助系统管道焊缝射线检验 CNP/FF/000/1019 A CFC 核辅助系统管道焊缝γ射线检验程序
2 核1、2、3级管道焊缝和支撑焊缝液体渗透检验 CNP/FF/000/1022 A CFC
核1、2、3级管道焊缝和支撑焊缝液体渗透
检验程序
3 核1、2、3级部件目视检验 CNP/FF/000/1023 A CFC 核1、2、3级部件目视检验程序 4
核1、2、3级部件磁粉检验 CNP/FF/000/1024 A CFC 核1、2、3级部件磁粉检验程序
序号 验证项目 程序编码 版次 状态 程序名称
5 蒸汽发生器二次侧蒸汽出口接管与安全端连接焊缝超声检验
6 蒸汽发生器二次侧ARE管道和SG壳体连接焊缝超声检验
7 蒸汽发生器二次侧锥形壳体和上圆柱连接焊缝超声检验
8 ARE系统焊缝手动超声检验
9 VVP系统焊缝超声检验
CNP/FF/000/1025 A CFC 核2、3级部件超声检验程序
10 ARE系统焊缝射线检验
11 ASG系统焊缝射线检验
12 VVP系统焊缝射线检验
13 GCT系统焊缝射线检验
14 核二级管道节流孔板/控制阀门下游焊缝冲蚀射线检验
CNP/FF/000/1026 A CFC 核2、3级设备和管道焊缝γ射线检验程序 15 一回路连接管嘴热套管射线检验 CNP/FF/000/1020
A
CFC
与一回路连接管嘴热套管γ射线检验程序 16 一回路水压试验期间声发射检验 CNP/FF/000/1021
A
CFC
一回路水压试验期间声发射检验程序
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(2020年整理)全国已建成或在建核电站分布.doc
全国核电站分布之二：全国在建核电站 1、岭澳核电站二期 项目地址：广东省深圳市龙岗区大鹏镇 投资方：中国广东核电集团公司 管理方：岭东核电有限公司 堆型：压水堆（CPR1000） 功率：2X1000MW 设计寿命：40年 建设进展：主体工程于XXXX年12月15日开工；XXXX 年6月28日，1号机组核岛安装工程比原计划提前17天开工；XXXX年9月23日，1号机组核岛比原计划提前38天完成穹顶吊装，工程建设从土建施工全面转向设备安装阶段。 预计首台商运时间：XXXX年10月 说明：岭澳核电站二期工程是我国“十五”期间唯一开工的核电项目，是国家核电自主化依托项目，项目采用中广核集团具有自主品牌的中国改进型压水堆核电技术路线 CPR1000，是我国CPR1000示范工程，在我国核电发展中具有承上启下的作用。通过项目建设，我国将加快全面掌握第二代改进型百万千瓦级核电站
技术，基本形成自主技术品牌核电站设计自主化和设备制造国产化能力，为高起点引进、消化、吸收第三代核电技术打下坚实的基础。 2、阳江核电站一期 项目地址：广东省阳江市东平镇 投资方：中广核集团公司 管理方：阳江核电有限公司 堆型：压水堆（CPR1000） 功率：2X1000MW（共建6台） 设计寿命：40年 建设进展：XXXX年9月26日负挖开始，目前前期工程正按计划顺利推进。 预计首台商运时间：XXXX年4月 说明：阳江核电站位于中广核集团在广东地区的第二核电基地。项目采用中广核集团具有自主品牌的CPR1000技术。阳江核电站的建设对满足广东省经济增长对电力的需求，进一步优化广东省电网结构和能
源结构，拉动广东省核电装备制造业升级，促进广东省经济社会和环境协调发展具有重要意义。 3、台山核电站 项目地址：广东省江门市台山市 投资方：中广核集团公司 管理方：台山核电有限公司 堆型：压水堆（CPR1000） 功率：2X1000MW（共建6台） 设计寿命：40年 筹备进展：目前项目建议书已上报国家发改委，各项筹建工作正按计划推进，建设条件已基本成熟。 预计开工时间：XXXX年 预计首台商运时间：XXXX年 说明：台山核电项目已被列为广东省“十一五”规划重大能源保障工程项目。 4、红沿河核电站一期
CPR1000压水堆核电站在役检查不可达研究 (1)
CPR1000压水堆核电站在役检查不可达研究-电气论文CPR1000压水堆核电站在役检查不可达研究 谢杰刘鹏 （苏州热工研究院有限公司深圳分公司，广东深圳518124） 【摘要】本文从国内外有关压水堆核电厂在役检查可达性的标准和规范的要求出发，全面分析了CPR1000核电站在役检查不可达实例及原因，并提出了解决不可达问题的建议，可以有效降低核电厂在役检查成本。 关键词核电厂；在役检查；可达性 核电站在运行过程中，设备不可避免的会受到温度、应力、辐照、氢吸附、腐蚀、震动和磨损等多种因素的影响，引起部件性能的下降[1]，导致设备材料性能恶化，工件有效承载截面减薄，各种形式的裂纹萌生并扩展，从而对设备和系统的正常运行，甚至核安全产生重大影响。因此，在定期在役检查（In-Service Inspection，缩写符号为ISI）过程中通过实施适当方法的无损检测，及时发现设备缺陷，消除事故隐患，对于确保机组正常运行及保障核安全意义重大。在役检查工作在实施过程中应该考虑设备或管道在役检查可达性的要求，如果设备或管道不具备可达性的要求，将无法实施无损检测，影响在役检查计划大纲的实行以及实际的工作进度，进而有可能影响到核电厂的安全运行，因此有必要针对核电厂在役检查的可达性问题进行深入的研究。本文主要从以下三个方面来探讨核电厂在役检查的可达性。 1 在役检查可达性的标准和规范 目前针对核电厂在役检查可达性的国内外标准和规范主要有：RCC-M Z册附录ZS《压水堆核电厂机械设备结构设计中在役检查的可达性要求》（2000版
＋2002补遗，2007版）[2]，NB/T 20191-2012《压水堆核电厂结构设计中在役检查的可达性准则》[3]。其中标准NB/T 20191-2012《压水堆核电厂结构设计中在役检查的可达性准则》主要参考了RCC-M（2000版+2002补遗）《压水堆核电站核岛机械设备设计和建造规则》Z册附录ZS节的有关要求，与之相比，主要变化体现在RCC-M Z册附录ZS中所引用的RCC-M其他分册要求修改为相应的国内标准。 NB/T 20191-2012《压水堆核电厂结构设计中在役检查的可达性准则》规定了压水堆核电厂核岛系统、设备、部件及其布置的在役检查（包括役前检查）的可达性设计原则，适用于压水堆核电厂核岛系统、设备、部件及其布置的在役检查的设计。该标准规定了设计、制造、安装阶段以及保温层和支架的相关可达性要求，如在设计阶段应考虑到对系统、设备、部件及其布置所要求的检验和试验的可达性，并满足专用检验设备的具体要求；在制造阶段应该充分考虑受检区的范围、相关的标识标记、表面状态、修补要求、标准试块等因素的可达性要求；在安装阶段应考虑到受检区的空间、保健物理措施（射线防护）、脚手架、管道的特殊要求等因素。 2 CPR1000核电站常见不可达 尽管相关的标准和规范对核电厂设备检验的可达性提出了详细的要求，但在实际过程中会因为现场的各种因素而造成检验的不可达，下面对国内某核电厂CPR1000型机组在役检查常见不可达实例进行总结，并分析其不可达原因。2.1 支撑遮挡 由于支撑遮挡所造成的检验过程的不可达主要集中于渗透检验和射线检验中，而由于支撑遮挡所造成的不可达现象在很多系统中都存在，如RCV、ARE、ASG、
福清核电101大修期间核级树脂更换频率高于同行的原因分析
福清核电101大修期间核级树脂更换频率高于同行的原因分析 发表时间：2017-12-31T11:08:21.643Z 来源：《电力设备》2017年第24期作者：连靓雯杨建国王建刚赖宏宇 [导读] 摘要：M310压水堆机组有五个工艺系统使用核级树脂，分别是PTR、RCV、TEP、TEU、APG。 （福建福清核电有限公司） 摘要：M310压水堆机组有五个工艺系统使用核级树脂，分别是PTR、RCV、TEP、TEU、APG。福清核电101大修中，放射性树脂更换6次，更换频率高于同行平均值。本文数据来源于福清101大修、方家山101大修、方家山201大修、宁德101大修、宁德201大修，通过对比分析，找出树脂更换频率高的根本原因。 关键词：树脂；频率高；大修 一、现状调查 福清核电101大修，福清核电树脂更换了6次，相对同行较高。 1. PTR系统：福清、方家山和宁德核电M310机组首次大修期间， PTR树脂床更换均为零次，福清核电101大修PTR树脂床更换频率正常。 2. RCV系统：从下图可知，对比同类M310机组首次大修期间的RCV树脂床更换情况，福清核电101大修RCV树脂床更换频率较同行优秀水平偏高。经分析，主要原因如下：福清核电在9TEP006DE进行硼饱和时，因9TEU810VE内漏，导致9TEP006DE没有条件进行硼饱和。在机组净化过程中，无法投运9TEP006DE对一回路进行净化，被迫选择投运1RCV002DE净化一回路。理论计算得知，9TEP006DE 吸附的离子的摩尔当量是1RCV002DE的2.16倍，且根据同行电厂经验，1RCV002DE作为大修净化床只能使用一个燃料循环， 9TEP006DE则可以使用三个燃料循环，故造成福清核电101大修期间1RCV002DE更换一次。 3.TEP系统：从下图可知，对比同类M310机组首次大修期间的TEP树脂床更换情况，福清核电101大修TEP树脂床更换频率较同行电厂偏多。经分析，主要原因如下：福清核电101大修机组氧化运行后，发现TEP树脂床对腐蚀活化产物Co-58净化效果变差，净化时间一度拉长。经讨论分析，认为Co-58已形成胶体态，9TEP001DE内树脂对其净化效果不佳。虽然该树脂对胶体态的腐蚀活化产物吸附能力较低，但树脂并没有完全失效。为解决腐蚀活化产物净化问题，采取了更换9TEP001DE树脂的措施，更换树脂后，净化效果恢复。其次，大修期间，9TEP001DE由于剂量高无法进行树脂床紧固件更换，被迫排空9TEP001DE未失效的树脂。 4. TEU系统：从下图可知，对比同类M310机组首次大修期间的TEU树脂床更换情况，福清核电101大修TEU树脂床更换频率偏高。经分析，主要原因如下：福清核电101大修机组氧化运行后，发现TEU树脂床对腐蚀活化产物Co-58净化效果变差，净化时间一度拉长。经讨论分析，认为Co-58已形成胶体态，9TEU001DE、9TEU002DE内树脂对其净化效果不佳。虽然该树脂对胶体态的腐蚀活化产物吸附能力较低，但树脂并没有完全失效。为解决腐蚀活化产物净化问题，采取了更换9TEU001DE、9TEU002DE树脂的措施，更换树脂后，净化效果恢复。另外，对比同行电厂树脂型号，福清核电9TEU002DE使用树脂型号IRN160，方家山使用IRN9882，后者对胶体态的腐蚀活化产物吸附能力更强，一定程度上减少了由于胶体态腐蚀活化产物造成的树脂更换次数。 二、潜在后果 1.福清核电101大修，部分放射性树脂更换频率较同行电厂较高，现场更换工作量及所需备件数量较同行电厂略多，增加了一定的放射性固体废物处置工作量。 2.福清核电101大修，部分放射性滤芯和树脂更换频率较同行电厂偏高，放射性固体废物总量较同行电厂偏多，存在突破“每台机组每年废物产生量不大于50立方米”指标的风险。 三、原因分析 1.直接原因：Co-58已形成胶体态，9TEP001DE、9TEP003DE、9TEU001DE、9TEU002DE树脂对其净化效果不佳。虽然该树脂对胶体态的腐蚀活化产物吸附能力降低，但树脂并没有完全失效。为解决腐蚀活化产物净化问题，采取了更换9TEP001DE、9TEP003DE、
核电厂汽轮发电机组调试技术导则 征求意见稿编制说明
核电厂汽轮发电机组调试技术导则 编制说明 （征求意见稿） 2012年4月8日
一.任务来源及计划要求 任务来源： 本标准是根据国家能源局印发的《国家能源局关于核电标准制修定计划的通知》（国能科技【2011】48号）的任务安排对《核电厂汽轮发电机组调试导则》进行编制的。能源局常规岛标准体系表总编号117，计划号“能源2011H077”。 计划要求： 本标准各阶段草案的完成时间安排为：2011年 12 月，完成编制组讨论稿， 2012 年 03 月完成征求意见稿， 2012 年 05 月完成送审稿， 2012 年 08 月完成报批稿。 二.编制过程 主要起草人及工作分工： 由中广核工程公司调试中心组成标准编制小组，小组成员有秦世刚、李响、霍雷、牛月套、刘勇等，其中秦世刚为编制组组长。 编制原则： 本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制；本标准作为压水堆核电厂常规岛及BOP标准体系中调试类的标准，主要规定常规岛汽轮发电机组调试过程中应进行的试验项目以及各试验的主要内容，本标准适用于指导我国新建压水堆核电厂常规岛汽轮发电机组调试。 编制组内部讨论情况： 本标准于2011 年11月25日进行了标准组内部讨论，讨论了5个问题，最后达成一致意见，并形成《编制组讨论稿》。 2012年2月在溧阳召开了行业标准初稿评审会，通过了专家的评审。会后编制组依据专家提出的评审意见对该初稿进行了修改，并于2012年3月《编制组讨论稿》上报公司总师办标准信息处审查，根据审查意见形成《征求意见稿》。 三.调研和分析工作的情况 标准编制过程中，编写组调研了岭澳一期核电站、岭澳二期核电站、宁德核电站、红沿河核电站、阳江核电站，另外还参考了秦山二期、三期核电站的相关调试过程。编制组认真研究了上述核电厂常规岛汽轮发电机组的设计、调试文件等，总结得出了调试过程需要进行的试验项目。 四.主要技术内容的说明 本标准主要规定本标准规定了新建核电厂汽轮发电机组及常规岛相关系统单体调试、分系统调试及整套启动调试过程中的主要试验内容和试验要求。 本标准适用于新建核电厂汽轮发电机组相关的常规岛系统调试试验。。五.验证试验的情况和结果 编制组成功组织实施了岭澳二期核电站2台机组常规岛汽轮发电机组调试工作，获得了大量的第一手资料。 六.采用国和国外先进标准情况
核电厂主要生产系统
核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂 这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。
这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。
浅析福清核电项目前期工作的得与失
浅析福清核电项目前期工作的得与失 顾健祁昌明 摘要：福清核电项目的前期技术工作主要包括可行性研究阶段的技术评审和项目核准评估，以及初步设计阶段的建造许可证申请。本文介绍了福清核电项目前期工作 占有的天时、地利和人和等优势，简要介绍了前期工作中得到的各级政府职能部 门的支持和帮助，以及集团公司的积极协调。分析了在项目前期准备工作中因机 组建设速度的加快等因素而带来的不足和缺憾，从而为后续机组前期工作的准备 提供参考。 关键词：核电；前期；准备 一、前期技术工作概述 福清核电项目的前期工作是从2006年5月成立福建福清核电有限公司之后开始的，当年7月18日，由福建省发改委、中核集团公司和中国华电集团公司分别向国家发改委提交了福清核电项目建议书，并请求代替原福建惠安核电厂址列入国家核电中长期发展规划的“十一五”拟开工项目。因地方区域经济发展和能源需求的增长较缓慢，福清核电项目在集团公司动软不动硬的政策指导下，前期技术工作缓慢推进了近一年半的时间。在国家实施能源结构调整，大力发展清洁能源的战略部署下，在福建省加快海峡西岸经济区建设的政策指引下，受国际金融市场动荡的影响，福清核电项目迎来了前所未有的快速发展机遇。国家发改委于2007年12月4日发文同意开展1、2号机组的前期准备工作，并在1号机组开工后的2009年4月18日，发文同意开展3-6号机组的前期准备工作。至此，福清核电项目拉开了多堆厂址统一规划，连续建设的序幕。 福建福清核电厂址位于福建省福清市三山镇前薛村岐尾山前沿。项目规划建设6台百万千瓦级压水堆核电机组，采用一次规划、连续建设的项目建设方案。福清核电项目的前期准备工作可以分为三个阶段：福清1、2号机组项目前期阶段、福清3-6号机组项目前期阶段和福清5、6号机组前期准备阶段。目前，第二个阶段已近尾声，第三个阶段即将进入繁忙的专项评审和审查。
核电厂在役检查大纲的格式和内容
核电厂在役检查大纲的格式和内容 （征求意见稿） 机械科学研究总院 核设备安全与可靠性中心 二零零八年九月十日
编制说明 本文件是在参考了国家核安全局颁布的核安全导则（HAD103/07－88）、在大量调研了国内各核电站役前及在役检查情况的基础上，为规划国内各核电站的在役检查大纲活动而编制的。 本文件所述的在役检查主要是指营运单位在运行寿期内所从事的对重要系统和设备的无损检验活动，其涵盖的无损检验方法主要为目视检查（VT）、渗透检查（PT）、磁粉检查（MT）、超声检查（UT）、射线检查（RT）、涡流检查（ET）以及泄漏检查（LT）等七种，而运行期间的压力试验、松动件监测、振动测量、材料辐照监督等内容不包括在本文件定义的在役检查范围之内。 本文件主要针对压水堆核电厂的在役检查特点制订。适用于重水堆、快中子堆、气冷堆等其他堆型核电厂在役检查大纲的要求待编制。
目 录 1、前言 2、依据的法规、标准 3、在役检查的基本要求 4、在役检查方法 5、在役检查的实施 6、在役检查的显示处理 7、在役检查与其他相关工作的接口管理 8、核电厂在役检查质量保证要求 附件一在役检查技术程序目录清单 附件二在役检查部位示意图 附件三在役检查焊缝等轴图册 附件四在役检查试块 附件五在役检查中的主要自动检查方法 附件六在役检查结果报告的格式和内容 附件七在役检查不可达项目清单 附件八术语及缩略语
1 前 言 营运单位在编写本章时，至少应包括以下内容：1.1 在役检查（含役前检查）定义 1.2制订目的 1.3 适用范围
2 依据的法规、标准 该章节应给出编制在役检查大纲的依据文件以及有关的参考文件。 依据的文件应该包括但不限于以下内容： 2.1依据文件 2.1.1HAF102核电厂设计安全规定（2004）； 2.1.2HAF103核电厂运行安全规定（2004）； 2.1.3HAF003核电厂质量保证安全规定； 2.1.4核电厂在役检查（HAD103/07）； 2.1.5民用核安全设备监督管理条例； 2.1.6HAF601民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定； 2.1.7HAF602民用核安全设备无损检验人员资格管理规定。 2.2参考文件 本节中，营运单位根据核电厂的具体堆型，列出所参考的文件。
核电厂系统与设备知识点
核电厂系统与设备知识点 2020年前要新建核电站31座，今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组 我国发展核电的基本政策是：坚持集中领导，统一规划，并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策：自主，国产化，与压水堆配套；引进的基础上,消化,改进,国产化。 在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。 坚持“质量第一，安全第一”，坚持“以我为主，中外合作” 我国确定发展压水堆 核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。 常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。 配套设施：除核岛、常规岛的其余部分。 压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节，在四个主要设备中实现的： 1）核反应堆：将核能经转变为热能，并将热能传给反应堆冷却剂，是一回路压力边界的重要部件。 2）蒸汽发生器：将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水，使其变为蒸汽。在此只进行热量交换，不进行能量形态的转变； 3）汽轮机：将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能； 4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。 大亚湾核电厂共有348个系统 核电厂平面布置原则：a.区分脏净,脏区尽可能在下风口.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.
布置分区：核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区 核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置：T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。 L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。 我国采用T型布置。 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准 安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态； 2 停堆后余热导出； 3 事故后防止放射性物质释放，以保证放射性物质释放不超过容许值。 确定某物项对于安全的重要性有：确定论方法；概率论方法。 安全分为四级1 安全一级：一回路承压边界所有部件；选用设备等级一级，质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。 2 安全二级：余热去除、安注和安喷系统。 3 安全三级：辅助给水；设备冷却水；乏燃料池冷却系统；为安全系统提供支持的系统和设施。 4 安全四级：核岛中不属于安全三级以上的，但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。 抗震分为一、二类和非抗震类（）：抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。 安全一、二、三级和和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史
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。
核安全知识理论考试试卷
一、是非题(在括号内，正确的打“○”，错误的打“×”，每题1分，共30分) 法规部分 1.沸水堆是目前世界范围内存在数量最多的核电堆型。（×） 2.核岛是一个将核能转变为热能的场所。（○） 3.重水堆使用重水作慢化剂，提高了中子利用率，因此可直接利用天然铀作燃料。（○） 4.两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较低的安全等级。（×） 5.对于不同安全等级的设备，其设计、制造、检验和质量控制的要求是不同的。（○） 6.压水反应堆用高浓集铀作核燃料，并用轻水作慢化剂和冷却剂。（○） 7.压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的平均温度为350℃。（×） 8.蒸汽发生器是将一回路冷却剂从反应堆获得的热能传给二回路工质（使其变为蒸汽）的 热交换设备。（○ 9.） 10.设备安全分级的目的是为制定一套分级的设计、建造和质量控制要求提供基础。（○） 11.如设备抗震类别为I级，其结构设计应能承受安全停堆地震(SSE) 所引起的载荷。（○） 12.在轻水反应堆中，通常采用水或石墨作慢化剂，就安全性而言，采用石墨作慢化剂更有 利。（×）13.稳压器的作用是补偿一回路冷却水温度变化引起回路水容积的变化和调节一回路系统冷 却剂的工作压力。（○） 14.现代核电站普遍采用气罐式稳压器。（×） 15.压水堆核电站的主泵多为卧式多级离心泵。（×） 16.天然铀中所含易裂变材料U235的量不高，仅仅7%。（×）
17.放射性污染防治法的制定目的在于防治放射性污染，保护环境，保障人体健康，促进核 能、核技术的开发与和平利用。（○）18.“核电厂核事故应急管理条例”适用于可能或者已经引起放射性物质释放、造成重大辐 射后果的核电厂核事故应急管理工作。（○）19.在中华人民共和国境内生产、销售、使用放射性同位素和射线装置，以及转让、进出口 放射性同位素的，应当遵守“放射性同位素与射线装置安全和防护条例条例”。（○）20.《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）是国务院在1992年颁布的一部行政法 规。（×）21.由于《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）没有相关规定，因此国家核安全 局目前对进口核承压设备不予监管。（×）22.欲延长核承压设备资格许可证者应在有效期满3个月前提出更换申请，逾期不办理换证 的单位其资格许可证自行失效。（×） 23.核承压设备的在役检查、维修、退役等活动必须符合国家核安全的相关规定。（○） 24.国家核安全局的监督活动不减轻，也不转移核承压设备活动单位对所从事的核承压设备 活动应承担的责任。（○）25.核承压设备活动的监督可分为例行和非例行两种，在非例行检查前，不得事先通知被检 查单位。（×）26.核承压设备监督人员可以参予与监督内容有关的核承压设备活动，以及涉及商务性质的 活动，但必须客观、公正地履行监督职能，遵守有关的保密规定。（×）27.《民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法》（HAF602）是根据《民用 核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）的要求制定的。（○）28.国家核安全局对从事民用核承压设备无损检验人员的培训、考核及取证的工作进行监督 管理。（○） 29.民用核承压设备无损检验人员的技术资格等级划分为三级，即Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ级。（○） 30.申请报考核承压设备无损检验技术资格证书的人员必须取得相应方法和级别的《通用技 术资格证书》。（○）31.对于核Ⅲ级无损检测资质报考人员，如在口试中发现对报考人员的技术资格和技术能力 有疑问时，国家核安全局应对考试中心提出的意见进行评议，并提出书面处理意见。（×） 32.民用核承压设备无损检验资质报考人员考试成绩合格后，由国家核安全局颁发证书。（×） 33.对于在无损检验专业工作中发生重大失职者，其证书应予吊销。（○）
[我国核电站资料]我国有多少个核电站
[我国核电站资料]我国有多少个核电站中国核电分布现状资料 目 第一章已建核电项目 1 1、大亚湾核电站 1 2、岭澳一期核电站 1 3、秦山核电站（一期） 2 4、秦山二期核电站 3 5、秦山三期（重水堆）核电站 4 6、田湾核电站 4 第二章在建及即将开工核电项目 6 1、岭澳核电站二期 6
2、阳江核电站一期 7 3、台山核电站 7 4、红沿河核电站一期 7 录编汇 5、福建宁德核电站 8 6、福清核电站 9 7、三门核电站一期 9 8、秦山核电厂扩建项目（方家山核电工程） 10 9、秦山核电站二期扩建 10 10、山东海阳核电站 11 第三章拟建核电项目 12 1、吉阳核电站一期（安徽） 12
2、芜湖核电站（安徽） 12 3、桂东核电站（广西） 13 4、白龙核电站（广西） 13 5、海南核电（海南） 13 6、大畈核电厂（湖北） 14 7、小墨山/九龙山核电站（湖南） 8、桃花江核电站（湖南） 14 9、常德核电站（湖南） 14 10、大唐华银核电厂（湖南） 15 11、三明核电站（福建） 15 12、漳州核电（福建） 15 14
13、吉林核电站（吉林） 15 14、辽宁第二核电厂（辽宁） 15 15、徐大堡核电站（辽宁） 16 16、广东第四核电——汕尾的甲东或揭阳的乌屿（广东） 16 17、广东第五核电——肇庆或韶关（广东） 16 18、荷包岛核电站（广东） 16 19、河源核电站（广东） 16 20、阳西核电站（广东） 17 21、岭澳核电站三期（广东） 17 22、四川核电站（四川） 17 23、重庆石柱核电厂（重庆） 17
第二代改进型核电项目核安全审评原则
国家核安全局文件 国核安函[2007]28号 关于印发《第二代改进型核电项目核安全审评原则》的通知 中国核工业集团公司，中国广东核电集团公司，中国电力投资集团公司，核工业第二研究设计院，上海核工程研究设计院，中国核动力研究设计院，深圳中广核工程设计有限公司，国家环保总局核与辐射安全中心，苏州核安全中心，核设备安全与可靠性中心： 为确保核安全，实现第二代改进型核电项目审评工作的规范化和标准化，我局在征求各方意见并通过核安全与环境专家委员会审议的基础上，编制了《第二代改进型核电项目核安全审评原则》。现印发给你们，请遵照执行。 附件：第二代改进型核电项目核安全审评原则 二○○七年四月二十九日 主题词：环保核安全原则通知 附件： 第二代改进型核电项目核安全审评原则 本文中第二代改进型核电项目是指以我国国内已建成的百万千瓦级压水堆核电站为参考电站，采用经验证的技术和设计，并采取有效的设计改进措施，使其安全水平比参考电站有进一步提高的核电项目。 为了确保核安全，规范和指导第二代改进型核电项目的设计、建造及核安全审评工作，我局特制定如下核安全审评原则： 一、国家相关法律、行政法规 我国发布的有关环境保护和核电厂安全的所有法律、行政法规均须遵照执行。 二、部门规章 我局发布的或与国务院其他部门联合发布的部门规章，均须遵照执行。 在《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2004）中，在概率安全评价（PSA）、严重事故、安全评价的独立验证三个方面做如下规定：
1、按照HAF102-2004的要求开展有关的PSA工作，应完成内部事件一级PSA，并逐步完善一级PSA，开展二、三级PSA。 2、关于严重事故的对策，应在PSA工作的基础上，结合有关安全研究和同类核电厂的实践，确定可能导致严重事故的主要事件序列，在此基础上采取合理可行的预防和缓解措施，例如严重事故工况下的可燃气体控制措施、防止高压熔融物喷射的措施、防止安全壳旁路的措施，并开发严重事故管理指南等。 3、对于影响核电厂安全的重大设计改进，以其可能产生的影响为重点，开展安全评价的独立验证工作。 三、核安全导则 凡国家核安全局颁布的，在第二代改进型核电项目申请受理时有效的核安全导则，均应参照执行。在实际工作中可采用不同于核安全导则规定的方法和方案，但必须向国家核安全局证明所采用的方法和方案至少具有与核安全导则相同的安全水平，不会对核电厂厂区人员和公众增加风险。 对于核安全导则《核动力厂安全评价与验证》（HAD102/17－2006）中关于确定论事故分析的要求，可以采用参考电站的分析方法和假设，且分析到与参考电站相同的状态。 为进一步提高第二代改进型核电项目的安全水平，并为新导则的修订、实施积累经验，第二代改进型核电项目应积极参考使用国际原子能机构已正式发布的新版导则。 四、设计和建造的标准 第二代改进型核电项目设计和建造的标准原则上应采用法国RCC系列标准，并适当考虑设计自主化、设备本地化引起的标准适应性替代问题，具体的标准和版本如下： 1、RCC-P 900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则（1991第四版加1995修订）。 2、RCC-M 压水堆核岛机械设备设计和建造规则（2000版及2002年补遗）。 3、RCC-E 压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则（1993版，其中数字化仪控部分应采用国际上普遍适用的设计、制造、安装和鉴定标准，或遵照RCC-E2002版）。 4、RCC-I 压水堆核电站防火设计和建造规则（1983版加1987年应用）。对1997版适用的部分积极加以参照。 5、RCC-C 900MWe压水堆核电厂燃料组件设计和建造规则（1998版）。 6、RSEM 压水堆核电厂在役检查规则（1997版加2000修订）。 7、RCC-G 900MWe核电站土建设计和建造规则（1986版）。
汽轮发电机组和水轮发电机组的区别
汽轮发电机组和水轮发电机组的区别 导读：万贯五金机电网小编为大家介绍汽轮发电机组和水轮发电机组的区别。水轮发电机组起动、并网所需时间较短,运行调度灵活,它除了一般发电以外，特别适宜于作为调峰机组和事故备用机组。水轮发电机组的最大容量已达70万千瓦。为了得到较高的效率，汽轮机一般做成高速的，通常为3000转／分（频率为50赫）或3600转／分（频率为60赫）。核电站中汽轮机转速较低,但也在1500转/分以上。 发电机组是指能将机械能或其它可再生能源转变成电能的一种小型发电设备。 汽轮发电机组与汽轮机配套的发电机组。 为了得到较高的效率，汽轮机一般做成高速的，通常为3000转／分（频率为50赫）或3600转／分（频率为60赫）。核电站中汽轮机转速较低,但也在1500转/分以上。 高速汽轮发电机为了减少因离心力而产生的机械应力以及降低风摩耗，转子直径一般做得比较小，长度比较大，即采用细长的转子。特别是在3000转／分以上的大容量高速机组，由于材料强度的关系，转子直径受到严格的限制，一般不能超过1.2米。 而转子本体的长度又受到临界速度的限制。当本体长度达到直径的6倍以上时,转子的第二临界速度将接近于电机的运转速度，运行中可能发生较大的振动。所以大型高速汽轮发电机转子的尺寸受到严格的限制。 10万千瓦左右的空冷电机其转子尺寸已达到上述的极限尺寸,要再增大电机容量,只有靠增加电机的电磁负荷来实现。为此必须加强电机的冷却。所以5～10万千瓦以上的汽轮发
电机组都采用了冷却效果较好的氢冷或水冷技术。 70年代以来，汽轮发电机组的最大容量已达到130～150万千瓦。从1986年以来，在高临界温度超导电材料研究方面取得了重大突破。超导技术可望在汽轮发电机中得到应用，这将在汽轮发电机组发展史上产生一个新的飞跃。 水轮发电机组 由水轮机驱动的发电机组。由于水电站自然条件的不同，水轮发电机组的容量和转速的变化范围很大。 通常小型水轮发电机和冲击式水轮机驱动的高速水轮发电机多采用卧式结构，而大、中型代速发电机多采用立式结构。 由于水电站多数处在远离城市的地方，通常需要经过较长输电线路向负载供电，因此，电力系统对水轮发电机的运行稳定性提出了较高的要求：电机参数需要仔细选择；对转子的转动惯量要求较大。所以，水轮发电机的外型与汽轮发电机不同，它的转子直径大而长度短。 水轮发电机组起动、并网所需时间较短,运行调度灵活,它除了一般发电以外，特别适宜于作为调峰机组和事故备用机组。水轮发电机组的最大容量已达70万千瓦。 一般我们常见的发电机组通常由汽轮机、水轮机或内燃机（汽油机、柴油机等发动机）驱动，而近年来所说的可再生新能源包括核能、风能、太阳能、生物质能、海洋能等。 以上资料由成都常发物资贸易有限公司提供。。。
福清核电500KV倒送电工程施工管理
福清核电500KV倒送电工程施工管理 摘要：核电站500KV倒送电系统涉及的子项工程多，工期紧，核电工程质量要求高。本文根据福清核电1号机组500KV倒送电工程的相关实践，对工程进度安排、质量控制、安全管理等方面进行简要的介绍，为福清核电后续机组500KV倒送电工程的高质量、高效率的推进，提供有益的参考。 关键词：GISGCB GPA Fuqing Nuclear Power 500KV power transmission construction management inverted He Fan China Nuclear Power Engineering Co., Ltd. Fuqing Fuzhou, construction project department Abstract: Nuclear Power 500KV power transmissi system projects involving more than a small project , tight, high quality requirements of nuclear power engineering. Based on the Fuqing nuclear power unit 1 pour 500KV power transmission project related practices on the project schedule, quality control, security management and other aspects of a brief introduction for the Fuqing nuclear power back up units 500KV power transmission engineering, high-quality, high-efficiency promote, provide a useful reference. Keywords: GIS GCB GPA 福清核电1号机组500KV倒送电工程分两阶段进行，第一阶段（见图一）：500KV开关站GIS受电；第二阶段：500KV充油电缆、500KV主变、24KV高压厂变、离相封闭母线、GCB出口断路器、6.6KV中压电缆受电（见图二）。施工单位有中核建二四公司、中核建五公司、中核建二三公司、闵电二建公司、浙江火电公司等。整个工程涉及子项工程多，施工单位多，接口管理难度大。本文对500KV倒送电工程的施工管理进行了简要介绍，为福清核电后续机组500KV 倒送电工程的建设提供有益的参考。 1.影响500KV倒送电工程进度的几个因素 1.1合同签订 为确保工程顺利推进，合同发包时尽量减少承建单位。由于500KV倒送电
核电厂系统及设备课程设计
第一章概论 1.1 国际国内核电概况 能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源供应结构方面看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。此类能源为不可再生能源，且在作为能源利用的过程中，对生态环境造成污染。对于煤、石油、天然气来说，它们还是很好的化工原料，应用于化工生产过程中，能够创造出更大的效益。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现受控核聚变，并从海水中提取氚加以利用，就会根本上解决能源供应的矛盾。 我国秦山三期为重水堆，秦山一期、二期，大亚湾，岭澳，田湾均为压水堆。其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆（LMFBR) 。 我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。 1.1.1 人类能源结构三次重大的演变： 18世纪60年代：煤炭逐步替代了木柴； 20世纪20年代：煤炭转向石油和天然气； 20世纪70年代：石油、天然气，煤，核能和再生能源等多种能源结构； 21世纪主要能源：核能 1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。 1954～1960年：试验阶段； 1961～1969年：实用化阶段； 1969年至二十世纪70年代末：大发展阶段； 二十世纪80年代至二十世纪末：低潮阶段； 二十一世纪开始：复苏阶段 1.1.3 2009年底世界核电统计
压水堆核电站组成
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