第三代核电站技术

第三代核电站技术
第三代核电站技术

第三代核电站技术集齐发展趋势

王华琛2010301390127 机械设计制造及其自动化五班

2011年3月11日,日本福岛发生了9级强震,随即使福岛核电站1~4号机组出现险情,并且发生爆炸,产生了核泄漏事故。这次核事故的发生,加上人类历史上此前的两次重大核事故——切尔诺贝利事故和美国三里岛事故。这三起事故使人们不得不思考核能研究方面的安全问题,及其未来的发展趋势。

在人类发展历史中,人类从未放弃对新能源的探索,核能便是这样产生的。核电发展已经历了半个世纪,现在也已经发展到了第四代核电站了。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,如美国的希平港核站和英第安角1号核电站,法国的舒兹核电站,德国的奥珀利海母核电站,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:上世纪70年代,因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展,目前世界上商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成,称为第二代核电机组。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,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。不过如今,从事核电的专家们对第二代核电站进行了反思,当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小,不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求,因此,第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱;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;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”,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。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。

如今,各国都已经将目光放在了第三代核电站的研发上。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和欧洲核电用户要求文件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。

在中国,迄今为止,中国所有的核电站都是建在沿海。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。前几年,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。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,使中国也决定在内陆建设核电站,因此咸宁通山核电站便孕育而生。

通过总结经验教训,美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定,把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求,满足以上要求的核电站称为第三代核电站。我国自主创新的第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设。和正在运行发电的第二代核电机组相比,预防和缓解堆芯熔化成为设计上的必须要求,而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站近期事故中暴露出来的弱点。福岛核电站在发生地震后不能及时给机组

进行降温导致了机组的几次爆炸,两成了核泄漏的惨剧。据悉,我国第三代核电站将装备有蓄水池,这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水,从而达到降温等应急需求。

目前,世界上技术比较成熟、可以据以建造第三代核电机组的设计,主要有美国的AP1000(压水堆)和ABWR(沸水堆),以及欧洲的EPR(压水堆)等型号,它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国家已公开宣布,今后不再建造第二代核电机组,只建设第三代核电机组。而我国有13台第二代核电机组正在运行发电,未来重点也会放在建设第三代核电机组上,并开发出具有我国自主知识产权的中国品牌的第三代先进核电机组。

虽然核电现在还不是主要的能源,但是随着时间推移,科技的发展,核能也会取代火电等成为主要发电的技术,而第三代核电技术也会更加完善。不论如何,核电技术的发展不会永远停止,第三代核电技术也不是永久的。

我国核能技术发展的主要方向

我国核能技术发展的主要方向 中国核电发展现状 我国核电在运核电厂已达到38台,总发电功率超过3 700万千瓦,在建 机组18台,总装机容量2 100万千瓦,到2020年我国在运核电厂预期将达到 5 800万千瓦,占世界第二位。 正如中国工程院、法国科学院及法国国家技术院给国际原子能机构的报告中所写:“就所有民用核能活动而言,可以认为法国和俄罗斯在当下全球领先。同时,中国在核电站建设方面正在取得重大突破,是未来潜在的领先国家之一。” 我国核电充分吸收了国际核电发展的经验和教训,并采用当前最先进的技术,遵循最高的安全标准,坚持自主创新,不断改进,并拥有技术先进、实力强大的装备行业,以支撑中国核电建设。可以说,中国核电具有“后发优势”。 我国最早引入和开发三代核电技术,遵循国际最高安全标准,完全满足美国“电力公司要求文件”(URD)和欧洲国家的“欧洲电力公司要求”(EUR),堆芯损坏概率(CDF)小于十万分之一,大量放射性释放概率(LRF)小于百万分之一。

我国率先在三门、海阳引进、建设首批4台AP1000先进压水堆核电厂,同时在台山建设2台EPR1700先进压水堆核电厂。我国自主研发的三代核电包括CAP1400和“华龙一号”,其中“华龙一号”正在福建福清、广西防城港和巴基斯坦卡拉奇顺利建设,并积极准备进入英国市场。 “华龙一号”是在我国具有成熟技术和规模化核电建设及运行的基础上,通过优化和改进,自主设计建设的三代压水堆核电机组。它满足先进压水堆核电厂的标准规范,其主要特点有:1)采用标准三环路设计,堆芯由177个燃料组件组成,降低堆芯比功率,满足热工安全余量大于15%的要求;2)采用能动加非能动的安全系统;3)采用双层安全壳,具有抗击大型商用飞机撞击的能力;4)设置严重事故缓解设施,包括增设稳压器卸压排放系统,非能动氢气复合装置,以及堆腔淹没系统,保持堆芯熔融物滞留在压力容器内;5)设置湿式(文丘里)过滤排放系统,以防止安全壳超压;6)设计基准地面水平加速度为0.3g;7)全数字化仪控系统。 2 持续提高核电的安全性 我国和国际上都在进行提高核电的安全性研究,主要有从设计上实际消除大规模放射性释放,保持安全壳完整性,严重事故预防和缓解(包括:严重事故管理导则,极端自然灾害预防管理导则),耐事故燃料(ATF)研究以及先进的废物处理和处置技术的开发和应用。 国际上安全监管机构都要求新建反应堆应满足下列安全目标: (1)必须实际消除出现堆芯熔化、导致早期或大量放射性泄露的事故;

世界核电技术发展简史

世界核电技术发展简史 1、第一代核电技术 即早期原型反应堆,主要目的是为通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。 前苏联在1954年建成5兆瓦实验性石墨沸水堆型核电站;英国1956年建成45兆瓦原型天然铀石墨气冷堆型核电站;美国1957年建成60兆瓦原型压水堆型核电站;法国1962年建成60兆瓦天然铀石墨气冷堆型核电站;加拿大1962年建成25兆瓦天然铀重水堆型核电站。这些核电站均属于第一代核电站。 2、第二代核电技术 第二代核电技术是在第一代核电技术的基础上建成的,它实现了商业化、标准化等,包括压水堆、沸水堆和重水堆等,单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高,达到千兆瓦级。 在第二代核电技术高速发展期,美、苏、日和西欧各国均制定了庞大的核电规划。美国成批建造了500至1100兆瓦的压水堆、沸水堆,并出口其他国家;前苏联建造了1000兆瓦石墨堆和440兆瓦、1000兆瓦VVER型压水堆;日本和法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术,其核电发电量均增加了20多倍。 美国三里岛核电站事故和前苏联切尔诺贝利核电站事故催生了第二代改进型核电站,其主要特点是增设了氢气控制系统、安全壳泄压装置等,安全性能得到显著提升。此前建设的所有核电站均为一代改进堆或二代堆,如日本福岛第一核电站的部分机组反应堆。我国目前运行的核电站大多为第二代改进型。 3、第三代核电技术 指满足美国“先进轻水堆型用户要求”(URD)和“欧洲用户对轻水堆型核电站的要求”(EUR)的压水堆型技术核电机组,是具有更高安全性、更高功率的新一代先进核电站。 第三代先进压水堆型核电站主要有ABWR、System80+、AP600、AP1000、EPR、ACR等技术类型,其中具有代表性的是美国的AP1000和法国的EPR。中国已引进AP1000等技术,分别在浙江三门和山东海阳等地开工建造。 4、第四代核电技术 第四代核电是由美国能源部发起,并联合法国、英国、日本等9个国家共同研究的下一代核电技术。目前仍处于开发阶段,预计可在2030年左右投入应用。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。

核电基础知识

核电基础知识 核电技术发展:自1951年12月美国实验增殖堆1号(EBR-1)首次利用核能发电以来,世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底,全世界核电运行机组共有440多台,其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的,原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量,分别称为核聚变能和核裂变能,简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素,天然铀由三种同位素组成: 铀-235 含量0.71% 铀-238 含量99.28% 铀-234 含量0.0058% 铀-235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。

当一个中子轰击铀-235原子核时,这个原子核能分裂成两个较轻的原子核,同时产生2到3个中子和射线,并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀-235原子核,能引起新的裂变。在链式反应中,能量会源源不断地释放出来。 铀-235裂变放出多少能量呢?1千克铀-235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计,链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多,核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块,装到锆合金管中,将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起,成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒,控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件,吸收

了核裂变产生的热能以后流出反应堆,进入蒸汽发生器,在那里把热量传给二次侧的水,使它们变成蒸汽送去发电,而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路,一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电,水力发电站利用水力发电,而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分:一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统;另一部分是利用蒸汽发电的常规岛,包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“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,蒸汽推动气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,这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家,核电已有几十年的发展历史,核电已成为一种

第三代核电站的要求

第三代核电站的要求 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(即第三代核电站)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。 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。 第三代主要先进堆型介绍:按照URD和和其他相关文件要求,近十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以分为改进型和革新型。主要有三种核电堆型:AP1000、EPR、ABWR。 3.1 AP1000 AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路,电功率为1117MW的第三代先进型PWR机组,他是1999年12月获得NRC设计许可证的AP600的设计,主要特征是高水平非动能安全系统的设计,并通过提高功率输出水平,降低发电成本。AP1000主要有以下几个特点:a.采用了既先进又成熟的技术,如反应堆采用Model 314技术和IFBA燃料组件,反应堆冷却剂泵采用全密封泵(屏蔽泵)等; b.采用非动能的安全系统,如非能动的堆芯冷却系统、非能动的安全壳冷却系统、主控室可滞留系统和安全壳隔离系统也通过非动能安全设计和实施实现其功能; c.反应堆冷却系统进行了若干改进以使其更可靠和便于维修; d.采用先进的全数字化仪控系统设计; e.设计改进大大简化了AP1000核电厂。使建造周期大大缩减。 3.2 欧洲先进压水堆EPR 1993年5月,法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法,通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性,从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年,完成了EPR基本设计。2000年3月,法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR基本设计的评审工作,并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月,法马通公司与西门子核电部合并,组成法马通先进核能公司(Framatome ANP,AREVA集团的子公司)。

2015年核电运维服务行业分析报告

2015年核电运维服务行业分析报告 2015年10月

目录 一、行业管理体制 (4) 1、行业主管部门 (4) 2、行业主要法律法规及产业政策 (4) 二、核电服务行业发展概况 (5) 1、核电运维服务体系 (5) (1)核电运营技术服务 (6) (2)核电备品备件销售 (7) 2、核电运维服务行业市场规模 (8) 3、我国核电发展历史 (9) 4、核电行业现状和发展趋势 (10) 5、我国政府鼓励和支持提高核电设备国产化率 (12) 6、核电项目DCS系统应用状况 (13) 三、核电运维服务行业壁垒 (16) 1、技术壁垒 (16) 2、行业经验壁垒 (16) 3、人才壁垒 (17) 4、渠道壁垒 (17) 四、行业上下游的关联性及其影响 (17) 五、影响核电运维服务行业发展的因素 (18) 1、有利因素 (18) (1)国家宏观政策和指导的支持 (18) (2)政策对核电关键设备、技术国有化的支持 (19) (3)技术发展降低发展成本 (19) 2、不利因素 (19) (1)行业受政策影响较大 (19) (2)行业集中度较高 (20) (3)人才匮乏 (20)

六、行业风险特征 (20) 1、产业政策风险 (20) 2、技术应用风险 (21) 3、客户集中度较高风险 (21) 七、行业主要企业 (22) 1、北京广利核系统工程有限公司 (22) 2、中核武汉核电运行技术股份有限公司 (22)

一、行业管理体制 1、行业主管部门 环境保护部是核电专用设备制造行业的政府主管部门,其下设核安全管理局负责拟定核安全相关政策及法律法规,对核设施核安全、辐射安全及辐射环境保护工作的统一监督管理,负责核安全设备的许可、设计、制造、安装和无损检验活动的监督管理,负责进口核安全设备的安全检验。 中国核能行业协会是经国务院同意、民政部批准成立的全国性非营利社会团体,于2007年4月18日正式成立。协会的宗旨是贯彻国家关于核能发展的方针政策,推动行业自主创新和技术进步,为提高核能利用的安全性、可靠性和经济性提供服务,促进核能行业发展。协会的中心任务是做好政府与会员单位之间、会员单位之间、国内与国际之间的沟通与交流,维护全行业和会员的合法权益,向政府建言献策,为企业排忧解难,努力发挥桥梁和纽带作用。 2、行业主要法律法规及产业政策 核电运维服务相关的法律法规及产业政策:

为何说技术创新是核能产业发展的根本动力

技术创新是核能产业进展的全然动力 岁末年初,两个有关核电的消息,激荡着中国核能界。 第一个消息是2009年12月27日,韩国核电击败AREVA,中标获得为阿联酋建筑4台韩国型APR1400核电机组,合同金额达204亿美金。那个消息甚至激荡了全世界的核能界。全世界媒体因此也包括中国媒体都进行了许多报道。韩国媒体将2010年称为“韩国核电出口元年”。 对那个消息,国人首先惊叹的是合同金额,加上核电站后期运营、维护以及反应堆燃料等,协议总金额将超过400亿美金之巨!细心的业内人士更惊叹于其比投资,韩国那个标的比投资以固定价(工程基础价)计约为3640美金/千瓦,比目前中国正在执行的核电项目比投资高70%至100%。因此最更人感叹的是,韩国人难道能凭己之力,在国际市场上击败老牌的“核电巨人”AREVA。《中国能源报》的评论讲的好,“机会只留给那些有预备的人”,韩国核电的成功是因为他们象韩国足球一样的“持之以恒”。(注1) 第二个消息是咱中国自己的,2010年01月06日,国家能源局授牌首批16个国家能源研发(实验)中心。其中核电直接相关的就有5个: - 重大装备材料研发中心、 - 核级锆材研发中心、 - 核电站核级设备研发中心、

- 核电站数字化仪控系统研发中心、 - 快堆工程研发(实验)中心。(注2) 也许会有许多人,看见后面那个消息后在嘀咕,什么缘故只有这5家,我们。。。呢?我们。。。,--也许再增加个7,8家都不够分。但首批国家研发(实验)中心16个,核能难道就占了5个,却正讲明了中国核电技术目前时期的落后!在授牌仪式上,张国宝讲话中指出,“我国能源科技水平处于世界领先地位,所取得的巨大成就值得骄傲。”能够不客气但却是客观地讲,张国宝的这句话并不包括中国核电技术。 不管如何,岁末年初的这两个消息,对中国核能界产生了一定程度的阻碍,尤其是在思想观念上。笔者期望这种阻碍转化成为对中国核电技术进展的促进。在那个地点,笔者简单回忆世界核电技术的创新历程和中国核电技术进展历程,抛砖引玉,对现时期面临新的形势下的中国核电技术之创新之路进行初步讨论。一.世界核电技术创新要紧进展历程回忆(注3) 那个地点以轻水堆(包括压水堆和沸水堆)为例简单回忆世界核电技术进展的历程。因为轻水堆技术是迄今最重要的核电技术,全世界现在运行的436座核电反应堆中,359座为轻水堆(压水堆265座加沸水堆94座),占核电反应堆数目的82%,核电总装机容量的87%强。此外,全球现在还有上百座舰船核动力压水堆在运转。(另,“世界高温气冷堆和钠冷快堆技术创新要紧进展历程回忆”见文章附后。)

核电站质量等级和质保等级

核电站质量等级和质保等级 质量等级和质保等级是两个不同的概念,质量等级是根据物项或服务本身的安全重要性和质量特性而确定的,质保等级是根据物项或服务的安全重要性、复杂性、成熟性以及提供物项或服务的供方的经验水平、质量管理水平等提出的质量保证等级要求,简言之,质量等级是针对产品质量特性的,质保等级是针对管理体系的,质量等级是划分质保等级时需考虑的的一个方面。 一、质量等级 RCC-P《法国压水堆核电站系统设计与建造规则及应用》第四节中4.1.1《机械设备的分级要求》提出了安全等级、设计等级与质量等级关系,900Mwe核电站的安全等级、设计等级和质量等级之间的对应关系如表1: 表1: *:对于安全2级或3级的设备,应根据这些设备所经受的载荷(尤其是压力和温度)来确定质量等级。 前联邦德国的电站联盟(KWU)把压水堆流体包容部件划分为四个质量等级(K1,K2,K3和K4),基本上与IAEA安全导则50-SG-D1附录A的安全分级相对应,其他物项也划分质量等级,如:钢结构和支承件分为两个安全重要的质量等级S1和S2,与安全有关的起重运输部件的质量等级为H,与安全有关的空调和通风部件的质量等

级为L,与安全有关的电气部件和测量与控制部件的质量等级为E1和E2。 各国划分质量等级的方法不完全相同,美国将物项分为A、B、C、D四个质量组,分别与安全等级和ASME规范等级相对应。 商用核电厂除确保安全外,还要求稳定和可靠地运行,因此电厂把安全功能和可用率两个重要因素一并考虑。可用率通常是核电厂常规岛和配套设施的物项划分质量等级的重要依据。如法国和英国曾根据物项出现失效或故障对核电厂可用率的影响,把常规岛和配套设施的物项划分为C1、C2、C3或无专门的质量等级。 二、质保等级 核电厂的物项、服务和过程应与规定的质量要求相符合,以满足核电厂安全和可靠地运行的需要,这些质量要求体现在适用的规范、标准和技术规格书等技术文件中,但是如果单位的管理工作和组织结构不完善,则物项、服务和过程的质量就难以保证满足规定的要求,因此必须实施“有效的管理”,以从管理角度来保证或促成物项、服务和过程满足规定的要求。 HAF003(91)规定:对质量保证大纲所适用的物项、服务和过程规定相应的控制和验证的方法或水平。根据已确定的物项对安全的重要性,所有大纲必须相应地制定出控制和验证影响该物项质量活动的规定。 IAEA 50-C-Q(96)规定:必须根据每个物项、服务或过程对核安全的相对重要性,使用一种分档次的方式方法。在应用特定质保要求方面,分档次的方式方法必须体现出一种有计划并得到公认的差别。 选择和确定恰当的质量保证要求,既能为物项、服务和过程符合规定的质量要求提供足够的置信度,又能达到节省费用的目的。 IAEA第328号技术报告《质量保证要求分级手册》对质保分级方法的原则、基本内容以及分类的方法和技术进行了介绍。该手册确定的分级方法的原则是考虑:

先进压水堆核电站核岛通风空调系统设备鉴定研究

先进压水堆核电站核岛通风空调系统设备鉴定研究 文章通过对第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统核级设备样机鉴定进行分析,总结出适用于核岛通风空调系统核级关键设备包括风机类、风阀类、空调类和净化类的样机选择原则、鉴定方法的选择、包络性地震载荷的确定、鉴定的实施和鉴定结论。该鉴定总结对于其他核电站通风空调系统核级设备的鉴定具有较高的参考价值和指导意义。 标签:通风空调系统;设备鉴定;环境鉴定;抗震鉴定;鉴定方法 引言 核电站核岛通风空调系统对于核电站正常运行和环境保护起着重要的作用,是反应堆重要的辅助屏障系统,也是核电站的纵深防御措施之一。通风空调设备是核岛通风空调系统的重要组成部分,对于核安全级(简称核级)的通风空调设备,需要进行鉴定以验证其在规定的使用条件下具备所要求的功能能力。核岛通风空调系统的主要设备包括风机类、风阀类、空调类和净化类,因设备功能不同,这些设备类别又分为多种系列、型号和规格,选择有代表性的样机进行鉴定成为必然。文章在目前国内在建的某第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统关键设备的研制基础上,对鉴定样机的选择原则、鉴定方法的选择、鉴定输入条件、鉴定内容、鉴定结论进行了分析总结。 1 设备鉴定 1.1 设备鉴定的目的 根据NB/T 20036.1[1],设备鉴定的目的是证明被鉴定设备在规定的使用条件下具备所要求的功能能力,并产生相应的证据。 1.2 设备的分级 HAF102[2]在设计总准则一章中针对核电厂的设计提出了“必须明确规定构筑物、系统和部件的全部安全功能。构筑物、系统和部件必须按其安全的重要性进行分级。”从而根据其安全级别对物项的设计和评定提出相应的鉴定要求。根据TS-X-NIEP-TCYV-DC-20001[3],第三代先进压水堆核电站核岛通风空调设备功能安全分级、电气分级、地震分级之间的对应关系如表1所示。 1.3 设备鉴定的内容 设备鉴定包括设备的环境鉴定和抗震鉴定,只有经过设备鉴定合格的设备,才能用于核设施。环境鉴定是验证设备在正常与事故环境条件下的性能,环境鉴定包括长期正常运行工况下的老化鉴定和事故环境工况下的LOCA鉴定;抗震鉴定是验证设备在地震载荷的作用下能否正常工作,保持其要求的性能,以履行

第四代核反应堆系统简介

第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统(Gen IV)是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆,其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛(GIF),并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前,这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将,目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统,以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上,第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全,加强防止核扩散问题,减少核燃料浪费和自然资源的利用,并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右,向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价,一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估,人们需要采用新的评价手段,因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站,而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初,人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后,重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应

核电技术服务市场分析

第一章形势与战略 随着目前日益严峻的能源形势,核电成为既能够满足当前国家经济和社会发展不断增长的能源需求,保障能源安全,又能够实现能源、经济和生态环境协调发展的必然选择,因此发展核电成为当前国家促进经济持续发展的重要战略举措。根据国家《核电中长期发展规划(2005━2020年)》,核电站的建设以及由此带来的相关工程设计服务将迎来一个稳步增长的巨大市场,并且随着新建电站的逐步建成投入运营,在役电站技术服务市场也将迎来广阔的发展空间。 除了传统的核电工程设计和在役电站技术服务的供应商之间为争夺市场份额展开的激烈竞争外,新的竞争者的加入使竞争日渐激烈,价格日渐成为各竞争者难以回避的重要问题。价格不仅仅只是弥补公司成本,赚取适当利润,更是获得市场份额,遏制进入的有效手段,还是公司综合竞争能力的集中体现。价格问题是公司最重要的决策问题之一,既是日常的又是战略的重要问题。一般来说,具有市场势力的公司的决策者任务比经营完全竞争公司的决策者要艰巨。一个产品市场上完全竞争的公司对市场价格没有影响,因此它的决策者们只需要考虑公司运行的成本方面,选择价格与边际成本相等的产量即可。而一个具有市场势力的公司的决策者必须同时关心需求的特性,即使他们给公司产品定一个单一的价格,也必须先得出需求弹性的粗略估计,以确定那个价格(以及相应的产量水平)应该是多少。更进一步,公司常常能够通过更复杂的定价策略,例如对不同的买方制订不同的价格,而获得更好的经济利益,为了设计这样的定价策略,决策者们必须更多的关注需求的信息。 作为国家从事核反应堆工程研究、设计、试验、运行和小批量生产的综合性基地,作为目前国内唯一一家百万千瓦级核电站核心设备和系统(RCP和NSSS系统)的设计者,NPIC 提供的核电站建设和运行技术服务的范围从工程设计到安装、运行调试,燃料管理,设备管理,换料工艺及检修,乏燃料处理等等,专业领域涉及物理、热工、力学、材料、机械到控制等等,范围非常广泛。这些服务分别由NPIC下属各独立核算的实体完成,各实体的专业领域各有优势,提供的服务各不相同,其服务的成本结构也不尽相同,这本来是一种正常情况,但传统上以成本为基础制订的价格,却因为各实体提供服的成本基础各不相同,使定出的价格五花八门,尤其内部各实体单位提供相同的服务项目价格差异却很大,这既不利于NPIC的形象,又不利于获得市场的认可,更不能获得超额利润和维护竞争地位,必需在关注竞争对手(包括潜在的)和买方需求特性的基础上才能制订出适宜的价格策略,才能更好地满足客户(买方、社会和国家)需求、增强自身竞争能力并获得更大的市场份额和最大的经济利益。

【知识】第三代核电站的特点以及与第二代核电站的主要差别

【知识】第三代核电站的特点以及与第二代核电站的主要差别 11-11-14 作者:佚名编辑:张惠雁 1、第三代核电站的特点 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。

第四代核能系统的特点及其热力循环

第四代核能系统的特点及其热力循环 第四代核能系统的特点 第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。它在拓宽核能和平利用空间,提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想,包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。 2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。 1.超临界水冷堆(SCWR) SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。SCWR效率比目前轻水堆高1/3,采用沸水堆的直接循环,简化了系统。在相同输出功率下,由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大,因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。 超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变,而且采用直接循环,可以大大简化系统。SCWR参考堆热功率1700MWt,运行压力25MPa,堆芯出口温度510℃,使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。由于系统简化和热效率高(近效率达44%),发电成本可望降低30%,SCWR在经济上有很大竞争力。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统,整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电,实现了直接循环,使系统大大简化。系统压力约25.0MPa,反应堆的冷却剂入口温度为280℃,出口温度为530℃。装置热功率为2740MW,净效率高达44.4%,可输出1217MW 电功率 SCWR待解决的技术问题:材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射,这就带来了很多相关问题,涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题;SCWR的安全性,涉及非能动安全系统的设计,要克服堆芯再淹没时出现的正反应性;理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。功率、温度和压力的控制上有很大挑战,例如,给水功率控制,控制棒的温度控制,汽轮机的节流压力控制等。需要研究电站的启动过程,防止启动过程出现失控。 2.超高温气冷堆(VHTR) VHTR是高温低冷对的进一步发展,采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过的循环方式。其燃料可承受高达1800度高温,冷却出口温度可大1000度以上。VHTR具有良好非能动安全特性,热效率可超过50%,经济上竞争力强。VHTR可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供光谱热量,还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性,产生的核废料极少。 VHTR要从目前的堆芯出口温度850到950度提高到1000到1100度,仍有许多技术上有待解决的问题,在这种超高温下,铯和银迁徙能力的增加可能会使得燃料的碳化硅包覆层不足以限制它们,所以需要进行新的燃料和材料研发,以满足堆芯出口温度可达1000度以上的要求;事故时燃料温度最高可达1800度;最大燃耗可达150到200(GWD/MTHM)。 3.熔盐反应堆(MSR) 熔盐反应堆是钠、锆和铀的氟化物液体混合物做燃料的反应堆。氟化物传热性能好,无辐射,与空水、水都不发生剧烈反应。在熔盐中产生的热量通过中间热交换器传给二次侧冷却剂,在通过第三热交换器传给能量转化系统。参考电厂的电功率是百万千瓦级。堆芯出口温度700度,也可达800度,以提高热效率。

核电站项目技术研发工程师简历

XXX专业个人简历 男 姓名:***性另 V: 岀生日期:1980-01-02籍贯:四川 目前城市:上海市工作年限:三年以上 目前年薪:5-6万人民币联系电话: E-mail : (邮件&MSN)请换成自己的真实信箱! 回1应聘方向 求职行业:机械/设备/重工 应聘职位:区域销售经理,销售工程师,售前/售后技术支持工程师 求职地点:上海市 薪资要求:面议 1回1工作经历 2005/07 —现在***公司 所属行业:机械/设备/重工 技术中心/核电项目部技术研发工程师 主要职责: 主要从事新产品的设计开发与技术支持工作,完成公司新产品引进图纸的 吸收及改进。协助生产部门完成新产品的试制及技术准备工作,解决产品 生产现场及使用过程中岀现的各类技术问题。前期在技术中心,曾参与 KDY多级中开泵、KCZ化工流程泵整个系列的研发和设计,还对双吸泵产 品进行改进性能和结构改进,取得不错效果。中后期调入公司核电项目 部,参与核级泵的开发与设计。 反项目经验 2007/06 —至今:核电站核级用泵设计开发 软件环境:使用二维及其三维绘图软件进行设计开发 项目描述:以秦山核电站二期工程为依托,先后对秦山一期及其二期工程 中核电站主循环泵进行测绘,并参照相关资料进行核主泵模型泵的设计试 制。然后针对方家山,福清核电站核级泵技术规格书的要求,对核 电站核级,非核级用泵进行前期的模型设计及其试制。以核二,三级泵

为突破口,争取再三年内拿到核级用泵合格供应商资质。 责任描述:本人主要在课题组主要负责人的带领下,从水力、整体结构设计 开始,一直到最后的加工试制,全程辅助核电办总工进行核电产品的研发设 计,主要结构图及零件图纸的绘制以及试制过程中的现场问题的解决! g教育培训 2001/09 —2005/07 : 西华大学热能与动力工程本科 学习流体机械(水泵、水轮机、灌排设备等)和流体工程的相关知识。 毕业设计为单级离心泵的水力及其整体结构设计,包括附属给排水管道的整 体设计 2007/06 —至今:**业集团民用核电设备规范及标准 针对民用核电站设备的生产、制造,对相关的标准、规范进行系统培训。反职业技能 外语:英语:良好 g自我评价 3年半以上工作经验。熟悉泵类产品,可以处理常见现场技术问题。熟悉与泵相关产品的配 套。具有一定的泵类设计研发经验。有着温和、谦虚、开朗的个性特点,认真的态度和团队协作 精神,积极进取。遇事冷静、乐观上进,有较强的接受能力、适应能力;对待工作认真负责,处理事情讲究方法,善于与人沟通,注重团队合作

核能技术应用及发展

核能技术应用及发展 核能是核裂变能的简称,是由于原子核内部结构发生变化而释放出的能量。核能的释放通常有两种形式,一种是重核的裂变,即一个重原子核(如铀、钚)分裂成两个或多个中等原子量的原子核,引起链式反应,从而释放出巨大的能量;另一种是轻核的聚变,即两个轻原子核(如氢的同位素氘)聚合成为一个较重的核,从而释放出巨大的能量。 重核裂变是指一个重原子核,分裂成两个或多个中等原子量的原子核,引起链式反应,从而释放出巨大的能量。 所谓轻核聚变是指在高温下(几百万度以上)两个质量较小的原子核结合成质量较大的新核并放出大量能量的过程,也称热核反应。它是取得核能的重要途径之一。 与重核裂变相比,轻核聚变发电有着无可比拟的优点。 (1)能量巨大。核聚变比核裂变释放出更多的能量。例如,铀-235的裂变反应,将0.1%的物质变成了能量;而氘的聚变反应,将近0.4%的物质变成了能量。 (2)资源丰富。重核裂变使用的主要原料是铀,目前探明的储量仅够使用几十年;而轻核聚变使用的是海水中的氘,1升海水能提取30毫克氘,在聚变反应中能产生约等于300升汽油的能量,即“1升海水约等于300升汽油”,地球上海水中就有45万亿吨氘,足够人类使用数百亿年。而且地球上锂储量有2000多亿吨,锂可用来制造氚,足够人类在聚变能时代使用。因此受控核聚变的燃料取之不尽、用之不竭。 (3)成本低廉。1千克氘的价格只为1千克浓缩铀的1/40。 (4)安全、无污染核。聚变不产生放射性污染物,万一发生事故,反应堆会自动冷却而停止反应,不会发生爆炸。 但是,实现核聚变的条件十分苛刻,为了使2个原子核聚变,必须使两个原子核的一方或双方有足够的能量,去克服彼此之间的静电斥力,满足这样的条件需要几千万甚至几亿摄氏度的高温。 自20世纪70年代起,世界范围内掀起了托卡马克的研究热潮。目前,全世界有30多个国家及地区开展了核聚变研究,运行的托卡马克装置有几十个。 最近,由中国、美国、欧盟、日本、俄罗斯、韩国共同参与的国际热核反应堆合作计划(ITER)因其最终选址问题再次引起了人们的兴趣。这个被称为“人造太阳”的热核反应堆,不仅因为13万亿日元的巨大投资引人关注,更因为如能在未来50年内开发成功,将在很大程度上改变目前世界能源格局,使人类拥有取之不尽、用之不竭的理想的洁净能源。国际热核实验反应堆是继国际空间站之后最大的国际科学合作项目,我国也已正式加盟。根据计划,世界首座热核反应堆将于2006年开工,2013年前完工。这预示着在能源革命中占有重要地位的核聚变能开发和利用的曙光已出现,核能文明时代即将到来。 虽然目前化石燃料在能源消耗中所占的比重仍处于绝对优势,但此种能源不仅燃烧利用率低,而且污染环境,它燃烧所释放出来的二氧化碳等有害气体容易造成 "温室效应",使地球气温逐年升高,造成气候异常,加速土地沙漠化过程,给社会经济的可持续发展带来严重影响。与火电厂相比,核电站是非常清洁的能源,不排放这些有害物质也不会造成"温室效应",因此能大大改善环境质量,保护人类赖以生存的生态

核电发展可分为四代

世界核电站可划分为四代 录入时间:2008-3-25 作者:snpec 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,这类典型的核电站见下表: 第三代核电站美国欧洲 EPR 能动核电站:System 80+, APR1400,APWR1600,ABWR, ESBWR 非能动核电站:AP1000 EP1000 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。 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

核安全设备鉴定机构服务模式及管理实践

核安全设备鉴定机构服务模式及管理实践 国核核电设备与材料鉴定咨询中心以建设独立、完整、权威的鉴定机构为目标,提出集成式核电设备鉴定服务模式,即由鉴定中心主导完成设备鉴定。通过管理创新,在质保体系、项目管理方面独具特色,并取得显著成效。 标签:核电设备鉴定;集成式服务;质保体系;项目管理 引言 2012年初,国家核电技术公司以上海发电设备成套设计研究院作为依托单位成立国核核电设备与材料鉴定咨询中心(以下简称“鉴定中心”),致力于CAP 系列三代核电设备鉴定工作。鉴定中心按照公司要求以建设独立、完整、权威的鉴定机构为总目标,历经五年努力,形成全面承担核电设备鉴定任务的技术和管理能力。 通过借鉴美国核电行业在设备鉴定方面的工作模式和实践经验,并结合国内现状和未来发展需求,鉴定中心提出集成式核电设备鉴定服务的创新模式,即由鉴定中心主导完成设备鉴定,通过整合和利用鉴定所需内、外部的软、硬件资源,覆盖鉴定相关的所有活动。以集成式服务为导向,鉴定中心进行了相应的管理模式的创新,并经过项目实践验证,表明其适宜、高效。本文主要对鉴定中心管理中的一些特色进行总结和讨论,并指出了存在的问题和改进方向,供同行参考。 1 组织机构设置 在鉴定中心筹建初期,公司领导就高瞻远瞩地指出以咨询为核心能力的鉴定机构建设思路,从而也就明确地区分了鉴定中心与一般的试验室或检测机构之间的本质差异:鉴定中心不是简单从事来样检测的机构,而是以形成完整的鉴定证据为目标。 这一方面的重要体现在于组织机构设置,鉴定中心的组织机构设置如图1所示,分为五个子部门,承担不同职能。 (1)核电设备鉴定技术部:主要承担核电设备鉴定项目,负责技术方案与方法开发,负责核电设备鉴定方法标准研究,负责相关科研课题。 (2)材料研究部:主要承担材料技术研究与材料评定项 目,负责材料标准研究工作,负责相关科研课题。 (3)试验技术部:主要承担核电设备鉴定试验、材料检测工作,负责试验设施的日常管理。

PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告

PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告 一、预习报告 实验名称:压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟 实验目的:1、熟悉PCTRAN软件的使用; 2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象; 3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。 实验仪器设备: 电脑、仿真软件 实验内容: 1、启动电脑,打开PCTRAN仿真软件,熟悉操作界面和 方法。 2、加载运行工况,然后加载事故工况。 3、在事故工况稳定之后,导出事故流程记录,并对事故 中产生响应的参数进行图表记录。 实验原理和背景材料: PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。如堆芯熔化,安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。从1985引入以来,PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。从1996年起,PCTRAN被国际原子能机构(IAEA)选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。 在核电站模拟方面,提供了正常运行时的仪表和控制显示。另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。组

合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。它的图形用户界面使操作起来十分方便。所有的图标,文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。 PCTRAN现有的模型: · GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment · GE ABWR and ESBWR · Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah) · Westinghouse AP1000 三门或海阳 · Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400 · B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR · ABB BWR’s (TVO) · Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92

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