核电EPR技术简介
核电E P R技术简介Revised on November 25, 2020
核电EPR技术简介
2010-01-09 10:21
前几天看到台山核电开工的新闻，了解到台山核电使用的是EPR技术，单机容量竟然达到了175万千瓦，为目前世界上单机容量呢，搜集了一些资料如下。
欧洲先进压水堆EPR技术
1. 欧洲先进压水堆发展情况简介
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（Framato 力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核反作，现已进入建设阶段。
截止2009年1月，世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站，在建的EPR堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站，芬兰的位于中国广东江门的台山核电站。台山核电站目前处于施工准备阶段，核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。
2.欧洲先进压水堆EPR设计特点
EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，包括：
（1）安全性和经济性高
EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改进人机接口设计安全水平。设计了严重事故的应对措施，保证安全壳短期和长期功能，将堆芯熔融物稳定在安全壳内，避免放射性释放。EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率×10-7/堆年，在电站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间16天，运行维护成建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3欧分/kWh。
（2）严重事故预防与缓解措施
EPR设计中考虑了以下几类严重事故：
高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；堆芯熔融物；安全壳内热量排出。
为避免高压熔堆事故发生，在为对付设计基准事故设置3个安全阀（3×300t/h）的基础上，EPR专门设置了针对严重事故工况的通过卸压箱排到安全壳内。当堆芯温度大于650℃时，操纵员启动专设卸压装置，可以有效避免压力容器超压失效，并防止压力容针对氢气燃烧和爆炸的危险，EPR在设计中采用大容积安全壳（80000m3）。在设备间布置了40台大型氢复合器，在反应堆厂房计算分析氢气产生量、氢气分布和燃烧导致的压力载荷，结果表明采取上述措施后氢气产生的危险不会威胁安全壳的完整性。
对于蒸汽爆炸事故，EPR在RPV设计中没有设置特殊的装置。通过选择相关事故和边界条件，计算判断RPV封头允许承受的载力容器内蒸汽爆炸已基本消除，不需要设置特殊的装置对付蒸汽爆炸事故。已做的试验显示熔融物不会像以前假设的那样爆炸（极在进行中。
对于堆芯熔融物，在EPR设计中，RPV失效前堆坑内保持干燥，RPV失效后堆芯熔融物暂时滞留在堆坑内，然后进入专用的展开料，保护熔融物中残余的锆，降低了氧化物的密度和温度，改善了展开条件。在展开区域设有氧化锆防护层，防护层底下设有冷却入并淹没熔融物，从两边对熔融物进行冷却，避免底板熔穿和安全壳失效。
对于安全壳内热量排出，EPR设计有带外部循环的安全壳喷淋系统，2个系列，可以在较短的时间内降低安全壳温度和压力。该系融物的工作模式，并能长时间防止蒸汽产生，长期地将熔融物和安全壳中的热量导出。
（3）仪控系统和主控室设计
EPR的仪控系统和主控室采用成熟的设计，充分吸取已运行电站数字化仪控系统、人机接口等经验反馈，吸取先进技术设备的优的不同区域，避免发生共模失效。主控室与N4机组的高度计算机化控制室相同，专门设有用于维护和诊断工作的人机接口。
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（Framat 电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准，统一了技术规范。新一代核作，现已进入建设阶段。
一、EPR实现了三大目标：
1、满足了欧洲电力公司在“欧洲用户要求文件”中提出的全部要求。
2、达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准。
3、提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。
二、EPR的主要特征
1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十
2、 EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。EPR采纳了法国原子能委员会和德国
3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的降低运行和检修人员的放射性剂量。
4、EPR属压水堆技术。法国在运行的核电站都是压水堆。目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。
5、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧MOX燃料装料。这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量；
6、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人口密度大、场址少的地区也适的新核电站将建在这类地区。
7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进，EPR运行40年无需更换重型
主要性能单位 EPR N4
热功率 MW 4250/4500 4250
电功率 MW 1500-1600 1450
效率 % 36 34
一回路数 4 4
燃料组件数 241 205
燃耗 GWj/t ＞60 45
二回路压力 bar 78 71
抗震安全度 g
技术寿期年 60 40
三、经济性能更高
EPR的发电成本将更低，比N4系列反应堆低10%。主要优化措施是：
1、 EPR的功率（约1600兆瓦）比近期建设的反应堆功率（约1450兆瓦）更高。
2、建设周期更短：从建造至商业运行计划用57个月。
3、能量效益提高到36%，这是轻水反应堆最好的指标。
4、EPR技术寿期将达到60年。
5、提高燃料的利用率。在发电量相同的条件下，EPR将减少使用15%的铀，废物产量因此降低。同样，也降低了核燃料循环用。
6、EPR降低了运行费：
由于提高了人机接口的质量和主控室的功效，操作简化，通过运行支持系统，提升自动化水平，减少了人工干预；
设备布局更合理，便于进入工作区，简化了检修，缩短了工期；可进行不停运的标准化保养维修；
停堆换料期减至16天；反应堆寿期内可利用率可达到91%，法国在役反应堆的平均使用率为82%。
7、EPR的发电成本将降至30欧元/MWh，比主要竞争对手—天然气低20%。发电成本包括各种外部费用：研发费、乏燃料相比，化石能源发电成本不含外部费用。
四、更高的安全性
EPR满足法德两国核安全当局提出的“加强防范可能损坏堆芯的事件，缓解堆芯熔化的放射性影响”两方面的要求，具有更高的
1. 加强防范损坏堆芯的事件
通过设计简单化、功能多样化和冗余系统确保安全功能。自动化水平更加先进；EPR配置四个同样的安全系统，具有非正常独立发挥其安全功效。这四个系统分别设在四个厂房，实行严格的分区实体保护。因内部事件（水灾、火灾等）或外部事件（地震故障系统行使安全职能，实现反应堆安全停堆。这些结构性的安全系统将把在役压水堆极低的堆芯破损概率再降低一个10次方。
2. 安全壳具有非常高的密封性
如果万一发生堆芯损坏事件，将对居民和环境采取防御性保护措施，使他们不受影响。
EPR的密封水平是国际上唯一的，反应堆厂房非常牢固，混凝土底座厚达6米，安全壳为双层，内壳为预应力混凝土结构，安全壳可抵御坠机等外部侵袭。
即使发生概率极低的熔堆事故，压力壳被熔穿，熔化的堆芯逸出压力壳，熔融物仍封隔在专门的区域内冷却。这一专门区域的混凝底板的密封性能。EPR的熔堆事故影响严格限制在反应堆安全壳内，核电站周边的居民、土壤和含水层都受到保护。
3. 降低运行和检修人员的辐照剂量
EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进一步加强：集体剂量目标确定为人希弗特/堆年，与目前经济合作与发展组织国家核将降低一倍以上。
目前法国核电站检修人员的人希弗特集体剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年（5mSv）。换言之，法国核电站工作人员的平
五、EPR更加环保
核电的优势是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉尘及其他温室效应气体，EPR在可持续发展方面取得了重要的进展
EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率，减少铀的使用量，降低钚和长寿命废物的产量；有利于控制和降低钚的储量；由等电力的情况下，EPR退役后的最终废物数量将减少；利用核能有利于储备本世纪中叶将逐渐枯竭的化石燃料。
六、EPR的发展前景
成为法国核电站更新换代的保证
目前，法国核反应堆的平均技术寿期为40年。核电站运行有严格的规定，定期进行检查。十年安排一次全面大修，每台机组
2020年，法国最造建设的14台机组将达到40年以上的寿期。2025年，其他34台机组也将达到40年以上的寿期（装机容的50%）。据预测，未来核安全方面的要求会更加严格，在役老机组的检修费会更高。
最近几年，法国电力需求每年以%的速度增长（法国工业部能源与原材料总局提供的数据），根据预测，2020年国内电力需（140TWh）。必须通过新增18000兆瓦装机容量，机组可使用率达到90%时，法国才能满足这种需求。仅仅依靠可再生能源和能措施，预计2000年至2030年欧洲电力需求平均每年增长%。由于许多电厂这一时期将接近寿期，必须新建600000兆瓦装机
的目标。
2004年6月，法国政府宣布，核电将在国家能源结构中占有重要的比例。2004年10月21日，法国电力公司决定在FLAMA 2007年开工，工期预计五年。
通过建设EPR，法国将继续保持世界一流的核电技术实力。通过与外国电力运营商合作，继续优化法国和国外核电站的运行
七、出口现状及前景
芬兰市场
2003年12月18日，由AREVA、西门子和芬兰电力公司（TVO）组成的奥尔基卢奥托3联队（Consortium OLKILUOTO 3合同。这是一项交钥匙工程，计划2009年投入商业运行。
根据合同，AREVA负责核岛设备、首炉燃料和一台ERP模拟机的供货，还负责部分土木工程、连接厂房和废物厂房的建设机电设备、汽轮机保护和调节系统的工程、设计、采购和供应，土木工程，安装和运行。
中国市场
2004年6月11日，AREVA与中国核工业集团公司和中国广东核电集团公司分别签署了合作意向书，为秦山二期扩建项目和
此外，中国决定通过国际招标引进第三代技术，2004年9月28日，浙江三门和广东阳江四台机组核岛建设及技术转让招标书国这两个核电国产化依托项目的竞标行列。
美国市场
根据美国政府重新启动核能规划《核能2010》，EPR符合美国市场的要求。美国核电站选址批准程序需要很长时间，如小功的EPR，申报厂址的工作效率将提高。另外，火电厂更新也可选择EPR。
结论
EPR是目前唯一在建的第三代反应堆。EPR是渐进型反应堆，与最近建设的核电机组没有技术断代，是最新一代的压水反应
EPR可提供安全、低价、无温室气体排放的电源，符合核安全当局的规定，满足电力公司的要求。
核电站综合监测平台
核电站综合监测平台 [背景分析] 核能是目前最大的不会产生任何空气污染的电力来源，不受天气条件和燃料成本的影响，电力成本低、价格稳定，但是核电的安全问题一直备受关注。核电站安全管理是一个庞大的系统，传统的管理方式难以适应新形式发展，需要大力运用物联网技术，从事后被动管理向超前主动管理、从区域分散管理向精细集中管理、从传统人工技能管理向现代物联网信息化管理的转变。 [管理挑战] ?核电站运维管理部的“资源配置、设备状态、人员调度”缺乏可视化管理； ?现有监测的传统的电传感器寿命短后期人工运维成本高； ?监测对象繁多、事务庞杂，管理制度不成体系，操作难以落实，易产生推诿、扯皮。 [方案概述] 核电站综合监测系统基于NRC等国内外核管理机构的相关标准，融合“光传感、3D建模、物联网、大数据、云计算、BIM、移动互联”等信息技术，建立了“管、控、营”一体化系统，从智能传感、通信网络、系统集成、智能联动、大数据挖掘、作业指导和智能决策等方面，解决了内部干扰性强、使用单位多及协调复杂的根本问题，实现了监控中心应用“五大系统，一个平台，一根光纤，一组基站”的多维管理与联动控制。包括： （光纤光栅）核岛厂房结构健康监测系统 （光纤光栅）核电站地质安全监测系统 （光纤光栅）核电站压力、温度、液位遥测综合监测及报警系统 （光纤光栅）核电站火灾报警系统（温度场模型） （光纤光栅）核废料温度、应变监控系统 （光纤光栅）核电站管道泄漏监测报警系统
（光纤光栅）核电站消防水管路在线监测系统 （光纤光栅）电站电路监测系统 核电站智能安保反恐系统 [功能优势] ?核电站综合监测系统基于NRC等国内外核管理机构的相关标准，、“OHSAS18001”管理体系和“ISO31000”等为基准； ?鉴于光纤光栅传感器的独特性能优势，已在国外核电监测方面实现长足应用，通过构建全光智能传感监测系统，采用无源光纤传感技术，具有无源、绝缘性能高、抗强电磁干扰、耐高温、抗腐蚀、高精度、高灵敏度、高分辨率、响应速度快、稳定可靠等优点，传输距离40KM以上，寿命可达20年以上； ?建立3D GIS可视化平台，实现“人机料法环一张图”式管理； ?建立技术系统统一入口，运维及日常管理工作电子留痕，实现信息共享和大数据挖掘； ?打造核电站安全管理专属安全知识库，将作业指导、应急处置和智能决策等集成为综合管理平台，大幅降低临机决策压力。
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；
浅谈核电施工管理信息系统的建设
浅谈核电施工管理信息系统的建设 摘要：核电施工管理信息系统是核电站建设管理的重要基础设施和手段。本文以核电站建设施工管理为背景，论述了核电施工管理信息系统的设计目标、系统结构和软件功能，指出了系统实施要点和注意事项。 关键词：核电站信息化施工管理信息系统 1.前言 我国于20世纪80年代中期开始建造了第一座核电站－—秦山核电站，经过近20多年的建设和发展，国内已拥有秦山、大亚湾、田湾三个核电基地，共有11台核电机组，装机容量已经达到了870万千瓦，核电为我国经济的腾飞贡献了重要的力量，核电站的建设也是国家“十一五”发展的重点方向。 核电站建设具有投资大、周期长、接口多、管理协调十分复杂等特点，应用计算机信息系统对于改进工程管理、提高工效和工作质量、降低造价、积累信息财富、提高核电施工企业市场竞争能力具有重要意义。通过秦山核电站、大亚湾核电站、岭澳核电站和田湾核电站的施工管理信息化建设的探索和实践，核电施工管理信息系统已经完成了外方软件的使用学习、积累研发、独立创新的三大飞跃，在核电施工过程中发挥着越来越重要的作用。 2.核电施工管理信息系统（CANPPE）设计目标 CANPPE是一套集成化的满足核电工程建设全过程管理需要的信息系统。总体设计目标是：以计算机网络和中心数据库等信息技术为基础，实现核电工程全过程各类管理信息的收集加工、存贮共享、查询与报告，把贯穿于核电工程整个生命周期各个阶段的施工进度控制、质量控制、成本控制、工程文件管理、专业施工管理等诸方面在不同管理层次上的信息有效地综合集成，及时为施工、管理和决策行动提供准确信息,有效辅助各级施工、管理和决策人员开展工作。 CANPPE将为核电建设施工企业计算机管理提供全面的解决方案，它不但满足施工单位对核电项目进行综合管理, 实现对质量、进度、成本三大目标进行控制，并对核电建设的全过程进行可追溯管理；同时也可满足服务于项目管理组织的外围单位（如专业分包商、供应商、外委加工厂等）使用的、与项目管理信息密切的数据交换接口程序，这些程序通过网络或单独分发安装到外围单位，并通过网络或中间介质与项目管理系统交换信息。 3.CANPPE系统总体结构和软件功能 系统设计理念 在进行CANPPE软件系统总体设计时，提出和遵守如下设计理念： 1.信息管理编码统一化。建立统一的项目信息编码体系，包括项目编码、组织编码、 作业编码、物项编码、合同管理编码、文件图纸编码等。 2.业务处理及数据标准化。通过系统改变人手作业，各自为战的局面，规范、统一项
中国核电及信息化现状
中国核电的发展 2.1我国核电产业未来前景 我国目前的电力供应依然以火力发电为主，水电、风电、核电等规模非常小，电力结构极为不合理，一方面带来能源的极大浪费，另一方面也带来了严重的环境问题。为此国家提出了发展新能源发电，鼓励核能等清洁能源的综合利用政策。 中国核电发展进程大约比全球核能发展进程相对滞后约20年。七十年代中国开始对核电的探索，八十年代中国核电开始“起步”，九十年代至2006年为中国核电的“发展期”，至今大约30年时间。中国核电的“发展期”正处于世界核电发展之“低谷期”。尽管如此，中国核电在不利的条件下仍取得了较大的成绩。到2006年底为止中国投运的核电机组共11台，870万千瓦，约占全国发电总装机容量的1.4％。特别是2000年至今中国投运机组8台，占全球同期投运机组数的 1/4。与此同时，中国建立了较为完备全面的核电体系，基本掌握了第二代核电技术，并开始了第三代和第四代核电技术的基础研发工作。这一切，为下一步的跨越发展做好了全方位的准备。 2010年，我国正在制定的《新兴能源产业发展规划》着眼于中国新兴能源产业中长期发展目标，在2011年－2020年间，核能、水能以及煤炭的清洁化利用将是政策支持的重点，也将是5万亿投资的重点支持对象。因此，国家有关部门正在积极调整我国的核电中长期发展规划，提出到2020年中国的核电装机容量将由原来的4000万千瓦提高到7000万千瓦以上。而且有消息称，国家能源局正在制定的《核电管理条例》有望于2010年底前上报国务院。《核电管理条例》将重点体现对未来核电开发的支持，其中将大力推动内陆核电站的开发建设。
为实现规划目标，在“十二五”期间提高核电站开工量是核电产业规划的重点任务之一。原因是，核电站的建设周期长达四五年，要实现核电装机容量到2020年达到7000万千瓦以上的目标，必须在2015年开工至少60个100万千瓦的核电站，2010年开始展开前期规划。因此，未来5年，将是核电企业们迎来大量订单的黄金期。 当前，核电二代半技术的造价为1.1～1.5 万元/kW。如果2020 年按照核电运行装机7,000 万千瓦，在建容量1,500 万千瓦计算，未来10年共需投入资金1.15 万亿元。其中，设备投资占总投资的50%，市场规模约为6,000 亿元。核岛、常规岛、辅助设备的比重分别为6:3:1，分别为3,600、1,800、600 亿元。 2.2我国核电技术现状与趋势 1）世界核电技术发展 世界核电的技术经过几十年的发展，大致历经了四个时代。 第一代是指在上世纪50－60年代建成的试验堆和原型堆核电站，如苏联的第一原子能电站，美国的希平港压水堆核电站等。 第二代是指从上世纪60年代末期以来陆续投产至今还正在商业运行的核电机组及其反应堆，如PWR，BWR，CANDU，WWER等。 第三代是指以满足《用户要求文件》（URD）为设计要求的，具有预防和缓解严重事故措施，经济上能与天然气机组相竞争的核电机组及其反应堆，如AP －1000、ERP、SBWR等。 第四代是指目前正进行概念设计和研究开发的，可望约在2030年建成的经济性和安全性均更加优越、废物量极少、无需厂外应急并具有防核扩散能力的核能利用系统。 2）我国核电技术发展及趋势 《核电中长期发展规划(2005～2020年)》中明确了我国核电发展的技术路线、设计与设备制造自主化方针。 * 核电发展技术路线 通过国际招标选择合作伙伴，引进新一代百万千瓦压水堆核电站工程的设计和设备制造技术，国内统一组织消化吸收，并再创新，实现自主化，迎头赶上世界压水堆核电站先进水平。“十一五”期间通过两个核电自主化依托工程的建设，
第四代核能系统介绍
目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。每年的研发费用超过20亿美元。按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代：（1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站；（2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；（3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（AL WR）核电站。 Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。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，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上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Gen-IV。 2 Gen-IV的研发目标目前Gen-IV先进核能系统的概念还比较模糊，国际上也没有一个确切的定义。但是，这里已经明确的是"先进核能系统"，而非"先进反应堆"。其应满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本标准。具体来说，研发Gen-IV的目标有三类： 2.1 可持续能力目标按照比较权威的定义，可持续能力的本质是如何维系地球生存支持系统去满足人类基本需求的能力。对一个特定系统而言，是其在规定目标和预设阶段
我国核能发展现状
我国核能发展现状 目前我们国家核能起着相当重要的作用，核能的和平利用是20世纪人类最伟大的成就之一，经过半个多世纪的发展，核技术已经渗透到能源、工业、农业、医疗、环保等各个领域，特别是核能在电力工业成功运用，为提高各位人们的生活质量与水平作出了重要贡献。 目前核电约占世界总发电量的16%，与水电、火电一起构成电力能源三大支柱，核能技术不断发展和进步寄托着人类对未来的希望，它将成为最终解决全球可持续发展的综合能源之一。世界50多年的核能发展表明，核能不失为一种清洁、安全和经济的能源，随着我国经济的持续高速发展，毕竟对能源提出快速增长要求，而我国目前以煤炭为主的能源结构又与日益严重的环境问题日益相关，所以发展核能是解决我国能源短缺、改善能源结构、控制环境污染、保障能源结构重要途径之一。 中国建设的第一座核电厂1991年建成投产，结束了中国大陆无核电力的历史，1994年投产大电站，1996年中国又自主设计建设了二级核电站，三级核电站，随着最近广东核电厂投入，我国目前公共12组核电机组投入运行，运行的核电机组安全状况良好，平均用于值可达到85%，核电辐射水平一直保持在本地水平。 到目前为止我国已合作了12个核电项目，共31台机组，合作规模达到3378万千瓦，已开工建设24台，建成规模2660万千瓦。核电作为我国新能源的主力军，正面临着难得的发展机遇，进入了批量化、规模化的发展阶段，目前我国引进三代核技术AP1千以及EP2顺利建成，它在中国经济快捷的发展，对核燃料的高效利用以及对减少高排放物发挥了重大的效应。 07年3月，随着中美间两份重要协议《核岛供货合同框架协议》和《技术转让合同的框架协议》的签署，美国西屋公司和绍尔公司组成的西屋联合体在中国的第三代核电招标中正式中标，AP1000成为三代核电自主化依托项目所选择的技术路线，世界上最先进的第三代核电技术AP1000落户中国。 AP1000技术虽然先进，但到目前为止世界上尚没有一座建成的电站，中国将是第一个“品尝”这一技术的国家。我国的研究人员从AP600到AP1000进行了十多年的研究，对这一技术有较深入的了解。第三代技术是从第二代发展来的，其主要系统均有工程实践，只是核电站安全系统设计理念不同，AP1000使用的是非能动的方式。 作为第三代核电站，AP1000具有良好的安全性和经济性。第二代核电站主要是上世纪70年代根据当时安全法规设计的。其设计基准不考虑核电站严重事故(如
核电设备名词及主要系统简介
核电设备名词及系统简介 1、装备制造业名词：RCC-M 来源：发改委 RCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，已被法国政府采纳，是法国核电标准RCC系列的一个分支。RCC系列（RCC-C、RCC-E、RCC-M、RCC-MR和RSE-M五部分）规范标准的原始基础是美国轻水堆核电标准，法国在20世纪70年代初期引进了美国西屋公司的90万千瓦级核电机组技术，启动了压水堆核电发展计划，按照美国ASME－III等标准陆续建成一批90万千瓦级核电机组。为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主（EDF）对制造和检测的要求，法国相关部门对引进的标准增设了相关的附加规定。此后，法国相关部门又把附加规定与设计和建造标准全部收集到一套完整的文件中。这就是RCC系列标准的由来。自1980年10月出版第一版以来，应法国国内及国外项目建设的需要，AFCEN不断对RCC-M进行升级或补遗，截至目前最新版本2007版，共计有7个版本。RCC-M是针对不同核电项目建设而不断进行升级的。在RCC-M标准的使用过程中，世界上任意一家使用方均可提出修改要求。AFCEN定期举行小型会议（每年10～20次），由50～100个会员参加，综合考虑各种情况和问题，如法规和涉及标准的变化、国际范围内管理要求的更新以及工业发展情况等对RCC-M标准进行更新。 RCC-M主要用于安全级设备，在法国和其他国家（如中国）供买卖双方在合同签订时作为依据性文件使用。RCC-M中所给出的规则主要借鉴了"ASME锅炉及压力容器规范"第III卷核动力装臵设备（NB、NC、ND、NG、NF）
中国核电发展现状及未来发展趋势
中国核电发展现状及未来发展趋势 山东大学 能源与动力工程学院 公元1964，中国西北，罗布泊的一声巨响，向世界宣告，中国拥有了自己的核武器。 1970年12月26日，中国第一艘核潜艇下水，代表我国开始使用核动力。 1991年12月15日，我国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站——秦山核电站正式并网发电，代表着中国在和平利用核能的道路上迈出了坚实的第一步。 漫漫征途，从中国第一次核试验，到第一核电机组并网发电，中国核能利用已经走过了近三十年。在党中央、国务院的正确领导下，我国核电经过20多年的发展，取得了显著成绩。核电设计、建设和运营水平明显提高，核电工业基础已初步形成。三十年风风雨雨，三十年艰苦历程。中国核电从无到有，为共和国的华美乐章添加了最美妙的音符。 我国核电现状 从上世纪80年代起，经过起步和小批量两个阶段的建设，我国目前形成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地。截至到2004年9月，我国共有9台核电机组投入运行，装机容量达到700万千瓦。2003年底，我国核电装机容量和核发电总量，分别占我国电力总装机容量和发电量的1.7%和2.3%。在浙江、广东两省，2003年核发电量均超过本省总发电量的13%，核电成为当地电力供应的重要支柱。 与此同时，通过引进与自主研发，我国在核电站维护运营及设计方面都有了很大的的进步：秦山一期核电站已经安全运行13年，在2003年结束的第七个燃料循环中创造了连续安全运行443天的国内核电站最好成绩，2003年世界核电运营者协会（WANO）九项性能指标中，秦山核电站有六项指标达到中值水平，其中三项指标达到世界先进水平。秦山二期国产化核电站全面建成投产，实现了我国自主建设商用核电站的重大跨越，比投资1330美元/千瓦，国产化率55%，经受住了初步运行考验，表现出了优良的性能，实现了较好的经济效益和社会效益。秦山三期重水堆核电站提前建成投产，实现了核电工程管理与国际接轨，创造了国际同类型核电站的多项纪录。 广东大亚湾核电站投运10年来，保持安全稳定运行，部分运行指标达到国际先进水平，取得了较好的经济效益。广东岭澳核电站也已经全面建成投产并取得良好的运行业绩。江苏田湾核电站1号机组正在调试过程中。此外，我国出口巴基斯坦的恰希玛核电站2000年6月并网发电，2003年负荷因子达到85%。 我国核电当前技术水平与发展情况 进入二十一世纪，传统能源的利用程度已经接近极限，而且，由于工业革命以来，人类对化石能源的过分利用，对环境造成了难以消除的影响。今天，面对油价高涨，能源短缺，各国都在寻找能源的解决办法。中国科学院学部核能发展战略咨询组起草的一份战略研究报告指出，我国能源供应面临三大挑战：第一，能源发展需求与我国能源资源人均拥有量不足之间的矛盾；第二，以煤为主的能源结构不合理，大量燃煤造成严重的环境污染和温室气体问题；第三，能源利用效率不高，能源浪费比较严重。为应对上述挑战，我国将强化节能和提高能效作为基本国策放在首位，并逐步调整和优化能源结构，逐步降低化石能源的消耗份额，提高新能源的份额。而“在各种替代能源中，只有核能既是一种经济、安全、洁净的能源，又可大规模地替代化石能源。只有积极发展核
核电厂管理信息系统(N1-EAM)数据迁移解决方案
核电厂管理信息系统(N1-EAM)数据迁移解决方案 【摘要】本文针对中核集团核电厂生产管理信息系统（N1-EAM）数据迁移问题，归纳总结了企业级数据迁移过程中不可回避的问题，通过几种数据迁移技术的分析比较，最终采取ETL技术，经过基于ETL原理的程序设计和编程校验，实现了N1-EAM系统数据的有效迁移，从而获得了满足该系统需求较为可行的数据迁移解决方案。 【关键词】信息系统；N1-EAM；数据迁移；解决方案 1.数据迁移问题的提出和N1-EAM系统数据迁移难题 数据是信息系统的最为基础的组成部分，是企业的宝贵资源。随着业务不断发展，数据量的增长是十分惊人的。为满足发展中对海量数据的管理，企业要进行信息系统的升级，进而解决成数据迁移问题。数据迁移是信息化社会中企业发展过程中经常面临的问题，也是企业信息化程度不断提升的表现。在进行数据迁移中，不同企业原有管理系统的进步程度、原有数据的来源渠道、企业数据的管理和应用特殊要求，决定了数据迁移的难易程度。 1.1 数据迁移的提出 在企业不断发展壮大的同时，一方面企业积累了越来越多的珍贵历史数据，另一方面企业原有的信息管理系统已经难以满足对庞大数据有效管理的需求。这就要求企业在保留原有数据有效使用的前提下，对其数据管理系统进行改造升级和对原有数据结构进行改造，进而实现新系统对数据有效的管理。要实现这一目标，就要进行数据迁移处理。 数据迁移，就是在旧系统切换到新系统之后，将原有数据进行收集、清洗、转换，装载到新系统中的过程。 数据迁移对数据整合和新系统的运行起着相当关键的作用。数据迁移的质量不只是新系统成功上线的重要前提，也是新系统今后安全、稳定运行的有力保障。 1.2 N1-EAM系统 N1-EAM(N1-Enterprise Asset Manag-ement)系统是“中国核电”统筹规划，打造核电厂生产管理标准化信息平台，以福清、方家山两个核电厂生产管理信息系统建设为示范的重点信息化建设项目。 N1-EAM系统基于核电标准绩效模型SNPM，覆盖16个核电管理领域，与生产控制系统、企业资源计划管理系统、群堆管理等有效集成的大型软件信息系统。 1.3 数据迁移的难题 经过对N1-EAM系统的具体分析，其数据迁移主要难题可以归纳为以下三种情况。 1)原始数据来源于福清、方家山两家核电厂，数据结构存在诸多不同，数据迁移中需考虑因素必须兼顾众多数据差异； 2)原始数据来源形式多样，除原有系统的数据外，还有相当数量的人工数据，致使数据的分散度大，清洁度低； 3)由于核电厂运行的特殊要求，除原有数据外，还有系统在线运行后完成核电运行系统自身的数据迁移以及利用核电厂检修停堆有限的时间窗口进行数据迁移。 2.数据迁移技术及方案
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发展的根本动力 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造4台韩国型APR1400核电机组，合同金额达204亿美金。这个消息甚至激荡了全世界的核能界。全世界媒体当然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”。 对这个消息，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，韩国这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%。当然最更人感叹的是，韩国人居然能凭己之力，在国际市场上击败老牌的“核电巨人”AREVA。《中国能源报》的评论说的好，“机会只留给那些有准备的人”，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） 也许会有不少人，看见后面这个消息后在嘀咕，为什么只有这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，核能居然就占了5个，却正说明了中国核电技术目前阶段的落后！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。”可以不客气但却是客观地说，张国宝的这句话并不包括中国核电技术。 无论如何，岁末年初的这两个消息，对中国核能界产生了一定程度的影响，尤其是在思想观念上。笔者期望这种影响转化成为对中国核电技术发展的促进。在这里，笔者简单回顾世界核电技术的创新历程和中国核电技术发展历程，抛砖引玉，对现阶段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．世界核电技术创新主要发展历程回顾（注3） 这里以轻水堆（包括压水堆和沸水堆）为例简单回顾世界核电技术发展的历程。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主要发展历程回顾”见文章附后。）1950年代，压水堆起源于美国和前苏联开发的海军舰船推进核动力反应堆。比压水堆稍晚，美国爱达荷国立实验室开始沸水堆概念的基础研究。 1957 年，世界第一座商用压水堆核电站Shippingport(60MWe)在美国建成投运。同年，第一个沸水堆原型示范机组Vallecitos (50MWth)在美国投入运行。1959年，第一个沸水堆商业核电站Dresden (700MWth) 在美国投入运行。
我国第三代核电技术一览
我国第三代核电技术一览 我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。 1、AP1000 AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。 国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。 作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。 目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。 AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。 【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。三门核电站在全球率先采用第三代先进压水堆AP1000技术，其1号机组是全球首座AP1000核电机组。三门核电站位于浙江南部三门县，一期工程建设2004 年7月获得国务院批准并于2009年4月19日开工建设，总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。 AP1000技术特点：
中国核电站建设现状及前景
中国核电站建设现状及前景 胡经国 众所周知，能源直接制约经济的发展。当今世界能源已进入核能时代。核能不但是一种技术上最成熟、安全、经济和清洁的新能源，而且是一种最有潜力和发展前途的新能源。在当今世界能源日益紧缺的形势下，尽管发生过核电站事故，但是世界各国仍坚持认为，开发利用核能是解决能源紧缺问题的必由之路，对于经济发展和社会进步具有重要的战略意义。因此，世界核电站建设仍然在持续、稳定地向前发展。全世界有将近30个国家和地区已建或正在建设核电站。其中，美国、苏联、法国、日本、英国和德国已成为核电大国。1987年，全世界增加了20座核电站，使世界核电站总数达到了420座。核电站发电量已占世界发电总量的15%，有的国家已达到50%以上。据预测，到2000年，世界核电站总数将进一步增加，核电站装机容量将达到4970～6460亿瓦，核电站发电量占世界发电总量的比重将上升到20%～30%。可见，从各国国情出发，积极发展核电站建设，已成为世界能源开发利用的一个不可逆转的必然发展趋势。 中国核工业建设起步于50年代。1970年2月8日，周恩来总理正式提出中国要发展核电，并开始了核电站的科研、规划和设计等工作。党的十一届三中全会以后，中国政府开始正式安排核电站建设。制定了积极地、适当地发展核电的战略方针以及有重点、有步骤地建设核电站的战略部署。 中国在一些基础科学和尖端科学方面走在世界的前列。核能资源丰富，核工业已有雄厚的基础，并且拥有一支较高水平的从事核能科研、生产管理和教学的科技队伍。到1987年2月，中国自行设计的第一座高通量工程试验核反应堆已经安全运行6年，完成了一系列核科研任务。中国具有管制核反应堆30年的经验。不仅如此，中国核工业已从封闭状态走向世界。近几年来，中国原子能公司与世界上许多国家建立了贸易关系。中国的同位素产品和核研究设备已出口欧美等10多个国家和地区；同西德、法国、芬兰、比利时等国签订了长期供应核电站用铀的协议。1987年9月，在太平洋沿岸地区核能会议上，许多专家认为，中国的核技术及其产品已具有相当高的水平，可以和不少国家和地区互通有无。 目前，中国电力供需矛盾紧张。尤其是华东、华南和华北及其沿海一带，是中国工业最发达的地区，其工业产值占全国工业总产值的70%以上。可是，这些地区偏偏缺乏水能等能源资源，电力供需矛盾更加紧张。这已成为制约中国经济发展的一个关键性薄弱环节。 中国是世界上6个老资格核大国之一（其余5个是美国、苏联、英国、法国和印度）。然而，中国大陆没有核电站。核电站建设刚刚起步。不过，世界上许多国家发展核电站建设
最新核电文档信息管理系统n资料
OA需求分析与详细设计手册（第五分册）文档信息管理系统 编制： 审核： 批准：
目录 一设计目标3 二主要功能3 三文档目录数据库4 三电子文档数据库7 四目录数据管理详细设计10 4．1 系统登录 (10) 4．2 目录数据库分类引导设计 (11) 4．3 系统菜单设计 (13) 4．3．1 系统管理 (13) 4．3．2 数据操作 (21) 4．3．3 归档操作 (24) 4．3．4 入库操作 (25) 4．3．5 数据检索 (25) 4．3．6 常用报表 (28)
一设计目标 建成核电公司统一的文档资源数据库，以客观反映文档信息资源的状况，为其它各种应用系统（如CMS）提供服务和支持，为借阅管理提供统一的对象。同时，该系统为公司文档产生或形成部门、文档主管部门提供统一的数据管理与数据维护工具，以优化、简化工作程序，使档案库房管理更趋合理，提高工作效率。 二主要功能 分别建立文档目录数据库与电子文档数据库，具有数据录入、修改、维护、数据自动接入、归档确认、目录数据与电子文档的关联、复合查询、常用报表等功能。其数据来源如下： ●在各电子流程中产生，归档后进入文档数据库，由文档管理人 员检查后执行归档操作。这些文件包括程序文件、请示报告、 公司收文、公司发文、函件、内部文件。 ●公司各部门按照记录报告的归档要求，目常或定期录入记录报 告的条目，文档管理人员定期检查、补充后执行归档操作。 ●各部门、各承包单位直接提交到信息文档处，由文档管理人员 直接录入后进行归档。
三文档目录数据库 数据结构设计如下： 1，vol_id总序号整数型8主健 2，vol_dh档案分类号字符型 43 由档案人员产生的检索号，如：“G2-11-IN1-27” 3，item212文件主类字符型 100 （字典库）将电子文档库的二级类目集中归纳在此，如“管理程序.AD”“技术程序.异常工况运行规程.事故诊断规程”。 4，item213文件子类字符型 100 （字典库）备用分类标识 5，item214文档状态字符型 20 （已过时、已作废、已升版、已生效等） 6，item215 系统代码字符型 20 （未来是字典库）如“RCP” 7，item216 设备代码字符型 20 （未来是字典库）如“1RRI001PO” 8，item217 子项代码字符型 20 （未来是字典库）如“RX” 9，item218 专业、工种字符型 20 10，item219 文档原编码一字符型 25 文件生效之时的编码
中国核能技术取得突破铀利用率
中国核能技术取得突破铀利用率 我国科学家近日在核研究上取得了重大技术突破，实现了核动力堆中燃烧后的核燃料铀钚材料回收，而如果能够将钚材料在动力堆上实现循环利用，意味着在我国现有核电规模下，我国已经探明的铀资源从大约只能使用50到70年变成了足够用上3000年。 这项技术的专业名称叫“动力堆乏燃料后处理技术”，专家介绍称核电站发电是通过核燃料在核反应堆中发生裂变反应放出能量，和火力发电站要不断加煤一样，当核燃料维持不了一定的功率的时候也需要更换，这些被换下来的核燃料组件就叫做乏燃料，通俗的说，乏燃料类似于火力发电站中的“煤渣”，但是它又绝对不是煤渣，而是大宝贝，因为当年世界的核电技术下核燃料都只燃烧了3%到4%左右，就维持不了额定功率了，而这些核燃料在燃烧过程中还会产生新的核燃料。 这个时候就需要把核燃料进行后处理，也就是通过一些列的化学过程，把核电站没有燃烧完的核燃料和新产生的核燃料提取出来，再把这个燃料制成核电站发点所需要的燃料元件。循环利用的原理听起来简单操作却异常艰难，如何对这些有极强核辐射对人体有致命伤害的元器件进行剪切、分离、提取、提纯等等，每一步都是难题，我国科学家经过24年的钻研反
复试验终于突破了全套技术体系。完全是靠咱们国家自己自主设计、自主建造、自主调试、自主研发的设施，最后一次试验制备出了合格的铀产品和钚产品，所以说它是成功了。 在国际上核燃料这个工业里面，我国是极少数几个能够形成核燃料循环的国家之一，因此来说对整个在技术水平科技水平我国将既有话语权，甚至还能起到一定的引导作用。此前法国、英国、俄罗斯、日本、印度等国掌握动力堆乏燃料后处理技术，我国进而成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。 快堆技术简介： 快中子反应堆（简称快堆）属于全球第四代核能系统技术的应用，与目前运行及正在建设的第二代、第三代核电站相比，其形成的核燃料闭合式循环，可以使铀资源的利用率提高至60%以上（现有核电站只有1%，也就是提升了60倍）。 由于利用率的提高，相对较贫的铀矿有了开采的价值。就世界范围讲，可采铀资源将因此增加上千倍。以目前探明的天然铀储量推测，快堆的使用可以使铀资源可持续利用3000年以上。（综合科技日报、中国青年报等） 中国实验快堆大事记
论中国核电技术自主研发之路
精心整理 论中国核电技术自主研发之路 1．中国核电发展的形势和任务? ????自从1985年3月20日秦山一期（秦山Ⅰ）核电站浇灌第一罐混凝土以来，中国核电建设已经整整走过了20个年头。先后有秦山Ⅰ、大亚湾、秦山Ⅱ、岭澳一期（岭澳????????面对着这样紧迫形势，中国核电界要回答的问题是：今后的中国核电发展之路，应该怎么走？为了回答这个问题，我们要对中国核电发展的基本形势，有一个清醒的估计。这是确定今后中国核电发展方针的依据。 ????2.中国核电国产化成绩的评估?
????在中国核电界，关于核电国产化率，你常常会听到人们这样说：秦山Ⅱ为55％；秦Ⅱ扩将达70％；岭澳Ⅰ为30％，岭澳Ⅱ的一号机组力争取达50％，二号机组将达70％。几年前，有报道说：“中国核电设备制造跻身世界前列”，说的是上海锅炉厂制造的６０万千瓦核电机组的反应堆压力容器（下称压力容器）的事，据说在焊接、装配、精密机械加工等方面实现了重大突破，开辟了中国核电设备制造的新领域。看了这些数字和 ???? 请了外国公司才得以修复。上锅因此失去了秦Ⅱ扩的订单。我们必须对自己的设备制造能力，做实事求是地评估。 ????3.国产化的秦Ⅱ扩模式和岭澳Ⅱ模式 ????现在正在建设的秦Ⅱ扩和岭澳Ⅱ的技术路线，是值得我们认真研究的。秦Ⅱ扩为有更多可能采用国产设备，仍选用65万千瓦的发电机组。它的主要设备来源有两个途径，
凡是有可能的，就采用国产设备；否则就从国外采购。压力容器和稳压器将由第一重型机械厂制造；蒸汽发生器将由上海电气制造；一回路主管道由经玛努尔（烟台）公司承担制造（算不得国产化）；而主循环泵（和上冲泵）则是由日本三菱提供。 而所谓岭澳Ⅱ（百万千万级）模式，有的关键设备由中国公司和外国公司合作供应，如东方电机和法国热蒙已经联合组建阿海珐公司，生产主循环泵；而其它的则是采用国 ???? ???? 百万千瓦级的电站，没有直通车，还需要对制造技术做进一步改进和提高，还有相当的路要走。? ????按岭澳Ⅱ的模式，中外联合生产的产品，中方得不到核心技术，这是许多实例证明了的经验。而以中方为主，只要求外方提供支持，则外方并不对设备制造质量负责,也决不会在“技术支持”中把核心技术交给你；中方囿于原有的技术水平，所造设备很难达到高质量；中方不能生产的原材料和核心部件还要从外方采购，绝大部分的核心技术
中国核电发展现状与未来
前言 进入新世纪以后，在“积极推进核电发展”方针的指导下，中国政府制定了核电“2020年建成4000万千瓦，在建1800万千瓦”的规划目标，核电进入一个快速发展的阶段。 2005年以来，在国家的支持下，广东、浙江、辽宁、福建、山东等沿海地区正在建设一批新的核电站，与此同时，在电力需求的强力推动下，湖北、湖南、江西、安徽、四川、重庆等内陆省市也在竞相成为我国第一批内陆核电站的所在地，过去几十年只能在沿海地区发展核电的格局正在被打破，核电建设正向我国内陆地区迈进。 现将中国内陆的核电项目简单编辑，以供关心和参与核电建设、发展的同仁们参考。 目录 第一章已建成运行的核电项目 1、大亚湾核电站(中广核) 2、岭澳核电站一期(中广核) 3、秦山核电厂（一期）（中核） 4、秦山第二核电厂（二期）（中核） 5、秦山第三核电厂（重水堆）（三期）（中核） 6、田湾核电站一期（中核） 第二章在建中的核电项目 1、岭澳核电站二期(中广核) 2、秦山核电站二期扩建（中核） 3、红沿河核电站一期(中广核) 4、福建宁德核电站(中广核) 5、秦山核电厂扩建项目（方家山核电工程）（中核） 6、福清核电站（中核） 7、浙江三门核电站一期（中核） 8、广东阳江核电站一期(中广核) 9、广东台山核电站(中广核) 10、山东海阳核电站（中电投） 11、山东石岛湾核电站（华能） 12、北京中国实验快堆（中核） 第三章拟建核电项目 1、吉阳核电站一期（安徽） 2、芜湖核电站（安徽） 3、桂东核电站（广西） 4、白龙核电站（广西） 5、海南核电（海南）
6、大畈核电厂（湖北） 7、小墨山/九龙山核电站（湖南） 8、桃花江核电站（湖南） 9、常德核电站（湖南） 10、大唐华银核电厂（湖南） 11、三明核电站（福建） 12、漳州核电（福建） 13、吉林核电站（吉林） 14、辽宁第二核电厂（辽宁） 15、徐大堡核电站（辽宁） 16、广东第四核电——汕尾的甲东或揭阳的乌屿（广东） 17、广东第五核电——肇庆或韶关（广东） 18、荷包岛核电站（广东） 19、河源核电站（广东） 20、阳西核电站（广东） 21、岭澳核电站三期（广东） 22、四川核电站（四川） 23、重庆石柱核电厂（重庆） 24、江西核电——彭泽帽子山和万安烟家山（江西） 25、红石顶核电（山东） 26、田湾核电站二期（江苏） 第一章已建核电项目 说明：中国核电从1985年开始起步，在1985年到目前的23年间，一共建设了11台核电机组，总装机容量为910万千瓦。核电基地分布在沿海的浙江、广东、江苏三个省，包括秦山一期、秦山二期、秦山三期、大亚湾、岭澳一期、田湾等项目，核电技术包括法国技术、加拿大技术、俄罗斯技术，这些技术引进后都进行了不断的改进和发展，当然，也有完全依靠我们自己发展的核电技术，比如秦山一期项目。 1、大亚湾核电站 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、香港中华电力公司 管理方：广东核电合营有限公司 堆型：压水堆（PWR） 功率：2×984MW 设计寿命：40年 开工时间：1987年8月 首台商运时间：1994年2月 运行状况：自投产以来已连续安全运行13年，年发电能力近150亿千瓦时，各项经济运行指标
中国核能现状及发展
中国核能现状及发展 中国国防科工委系统工程二司张福宝 一、中国核能发展的现状 中国的核工业在五十年代中期开始建立,现已形成比较完整的核工业体系。八十代初核电开始起步。中国自行设计建造的秦山30万千瓦压水堆核电站，1985年3月正式开工,1991年12月并网发电。利用外资和引进国外成套设备兴建的大亚湾核电站两台90万千瓦机组，于1987年8月开工建设，1994年投入商业运行。 “九五”期间有4个核电项目8台机组开工建设，总装机容量为660万千瓦。它们分别是：1996年6月开工建设的秦山二期核电站两台60万千瓦压水堆机组，1997年5月开工建设的岭澳核电站两台100万千瓦级压水堆机组，1998年6月开工建设的秦山三期核电站两台70万千瓦级重水堆机组，这三个项目均计划于2003年建成投产；于1999年10月开工建设的田湾核电站两台100万千瓦级压水堆机组，预计2005年建成投产。 核电自八十年代初起步以来，在核电站的建设和运行、前期准备工作、国产化、有关法规和管理体系的建立等方面做了大量的工作，取得了相当的进展，为今后的发展奠定了基础。 中国通过6个核电项目11台机组的建设，现已形成基本配套的核动力、核燃料科研开发工业体系；积累了科研、设计、建设、运行等一整套宝贵经验；培养和造就了一支专业齐全，具有相当实力的科研、设计和工程建设队伍，建立了一批大型实验台架，进行了大量科研攻关和设计研究。通过在建项目的实施，掌握了较多的设计资料，积累了大型核电站的工程建设和项目管理经验，国产化能力有了较大的提高。 在核燃料循环工业方面，从五十年代中期以来，中国已经逐步建立了比较完整
的核燃料循环体系。随着核电事业的发展，核燃料工业得到了进一步提高，初步形成了从铀矿地质勘查、铀矿采冶、铀同位素分离、核燃料元件制造、乏燃料后处理直至核废物处理与处置等完整的核燃料循环工业体系。特别是改革开放二十年来，在与国际广泛交流的基础上，引进和开发了先进的技术和工艺，在核燃料生产的几个主要环节上，实现了更新换代，不仅对提高产品质量、降低生产成本等发挥了重要的作用，而且可以满足或基本满足“十五”期间中国核电更大发展的需求，例如： 1、经过四十多年的发展，地质勘查已为国家累积提交了可靠铀资源储量。 2、铀矿采冶已初步形成了以地浸、堆浸和原地爆破浸出工艺为主的生产格局，大幅度降低了铀矿采冶成本，提高了铀资源利用率。 3、铀同位素分离已实现扩散法向离心法过渡，铀同位素分离生产能力能够满足中国核电发展的需要。 4、核燃料组件制造生产线已为核电站提供了合格的燃料组件，基本实现了30万、60万、100万千瓦三种容量等级的压水堆核燃料组件的国产化，重水堆核燃料组件生产线也正在建设中。 5、中、低放固体和液体废物已开始处理和处置，中低放废物处置场已经建成并投入运行，高放废物处理的科研工作取得较大进展。 此外，在核能技术开发方面，中国已在先进压水堆、快中子增殖堆、高温气冷堆和低温供热堆方面开展了不少工作。 二、核能发展的一些思考 （一）中国在二十一世纪应当继续发展核电 1、从可持续发展的观点看，中国以煤电为主的电源结构必须调整。与水电和其它新能源发电技术一样，核电是一种清洁发电技术，发展水电、核电和利用新能源发电，逐步降低煤电在电力供应中的比例，是中国实现电力工业与资源、环境协调发展必定要经历的途径。环境问题是可持续发展战略要解决的最重大的课题。 2、核电产业是资金与技术密集的高新技术产业，推进核电国产化，不仅有利