中广核内部资料核电站基础复习题汇总(简化)

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压水堆基础培训复习题

绪论

1、简述压水堆核电站基本组成及工作原理?

基本组成:以压水堆为热源的核电站。主要由核岛(NI)、常规岛(CI)、电站配套设施(BOP)三大部分组成。

工作原理:

(一)工作过程:核电厂用的燃料是铀235。用铀制成的核燃料在“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(冷却剂)把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽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。

一回路冷却剂循环:反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆

二回路工质循环:蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器

(二)压水堆核电站将核能转变为电能的过程,分为四步,在四个主要设备中实现的。

1、反应堆:将核能转变为热能(高温高压水作慢化剂和冷却剂);

2、蒸汽发生器:将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水,使其变为饱和蒸汽,在此只进行热量交换,不进行能量的转变;

3、汽轮机:将饱和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。

能量传递过程为:裂变能→热能→传递→机械能→电能。

2、厂房及房间的识别符号如何定义?(P 3-5)

厂房的识别定义:厂房的识别一般用3个符号来表示。第一个符号为数字,表示机组识别,即该厂房是属于那个机组的,或两个机组共用的,还是不属于任何机组,而是属于工地系统的,第二、三个符号为两个英文字母,其中第一个字母表示厂房,第二个字母表示该厂房之区域。

房间的识别定义:房间的识别一般用三个数字符号来表示,第一个数字表示楼层,第二、三个数字表示房号。

3、设备的识别符号如何定义?

设备识别用9个符号来表示。这9个符号又分为两个大组,前4个符

号为功能组符号,表示该设备属于哪台机组,哪个系统。后5个符号

为设备组符号,表示是什么设备及设备的编号。(L—字母,N—数字)

I-第一章

1、压水型反应堆由哪几大部分组成?

反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。

2、控制棒组件按材料和功能各如何分类?其作用如何?

控制棒组件按材料分类:(1)黑棒组:由24根吸收剂棒组成,吸收能力强;(2)灰棒组:由8根吸收剂棒和16根不锈钢棒组成,吸收能力弱。采用一部分灰棒束控制组件是为了使功率分布均匀,避免局部中子注量率畸变过大。按在运行中的用途分类:控制棒组件可分为功率调节棒、温度调节棒和停堆棒三类,每类又分为若干组。正常运行时,功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度,用于调节反应堆功率;温度调节捧在堆芯上部一定范围移动,用于控制冷却剂温度的波动;停堆棒用于事故紧急停堆,正常运行时提出堆外。

3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么?

可燃毒物功能:新堆第一次装料的后备反应性过大,为了保证慢化剂温度系数为负值,其硼浓度又不能过高,所以装入66束具有较强吸收中子能力的可燃毒物组件。他们在第一次换料时全部取走。

中子源组件功能:用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平,使堆外测量仪表可以监测达临界过程。

I-第二章

1、反应堆冷却剂系统的功能是什么?

1、热量传输——使冷却剂循环流动,带出堆芯热量传至蒸汽发生器再传至二回路给水,同时冷却堆芯,防止燃料元件烧毁和毁坏。

2、中子慢化——冷却剂兼作慢化剂使中子慢化到热中子状态。

3、反应性控制——改变控制棒插入深度和调整硼酸浓度控制反应性的变化。

4、压力控制——用稳压器及卸压箱控制系统压力,防止堆芯产生偏离泡核沸腾。

5、阻止放射性物质扩散——承压边界,第二道安全屏障(第一道是燃料元件包壳,第三道是安全壳)

6、稳压器的安全阀起超压安全保护作用

2、详述反应堆冷却剂系统的构成和流程。

构成:由反应堆和与其相连的三个环路组成,每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主泵及相应的管道。一台稳压器是三个环路公用,经波动管连接在一环路的热管段上。

流程:冷却剂通过反应堆压力容器进入反应堆,沿堆环形空间进入堆芯底部,再向上流入堆芯,带走燃料元件的核裂变热,从反应堆出口接管进入蒸发器,把热量传给二回路的给水后,再经主泵升压返回反应堆。

3、简述蒸汽发生器的功能及其工作原理。

功能:(1)作为热交换设备,将一回路冷却剂中的热量传给二回路的给水,使之产生蒸汽;(2)作为连接设备,在一、二回路之间起隔离作用,使二回路不受一回路的放射性污染;(3)蒸汽发生器的管板和传热管作为反应堆冷却剂压力边界的组成部分,属于压水堆的第二道安全屏障。

工作原理:一次侧(管侧)冷却剂在管束内流动,把热量传给管外的二回路水,再从蒸汽发生器的下部流出。

二次侧(壳侧)给水从给水环管上的倒J形管喷出,沿着管束套筒外向下流至管板,然后转向进入管束套筒,沿着倒U形管束的管外侧向上流动,被传热管内流动的一回路冷却剂加热,一部分水蒸发成蒸汽,形成汽水混合物。

管束套筒将蒸汽发生器下筒体内的水分隔为两个区域:

冷(水)柱:管束套筒与筒体之间的水,其中包括给水和从汽水分离器分离出来的再循环水;

热(水)柱:管束套筒内的水和蒸汽混合物。

冷(水)柱和热(水)柱之间的密度差,为工质循环提供驱动压头。称为自然循环。

4、简述电热式稳压器的主要功能及其基本结构

主要功能:(1)压力控制;(2)压力保护;(3)补充RCP水容积变化;(4)RCP升压和降压;(5)除气。

基本结构:(1)喷淋系统;(2)电加热器;(3)安全阀。

5、简述大亚湾的运行方案、SG和PZR的水位整定值。

反应堆进口水温基本不变方案在保证燃料及包壳正常性

能所需要的对一回路水温要求的范围内,尽可能照顾到

二回路循环的热效率。这就是大亚湾核电站所采用的方

法——一回路反应堆进口水温基本不变,此时平均温度

随负荷的增加而上升,上升到可接受的程度,蒸汽温度

仍然随负荷的增加而降低,但与平均温度不变的方案相

比有较大的改善。

由于不同负荷下(蒸汽产生量不同)二次侧水的密度不同,

产生的压差不同,所以蒸汽发生器水位整定值随负荷而变。

零负荷时,水位整定值为34%,此后随着负荷增加,二次

侧水的密度减小,体积膨胀,因此水位整定值亦线形增加,

直到负荷为20%FP时,水位为50%,即在量程的中部。为了防止水位太高淹没汽水分离器,负荷大于20%FP时,水位整定值不再增加,维持在50%。

根据这个整定值调节水位可保持反应堆冷却剂系统内水的质量基本不变,以便在功率变化时最大限度地减小硼回收系统和废液处理系统的负担。水位整定值曲线虽然考虑了反应堆功率或汽轮机负荷改变(因而使冷却剂温度改变)

的大小来改变上充流量,以恢复水位。

6、简述稳压器卸压箱的基本结构及其功能。

基本结构:为卧式低压容器,上部为氮气空间,有一组喷淋器;下部为水空间,容器底部沿轴线方向有一根鼓泡管,与稳压器卸压管线相连。

功能:当一回路系统超压时,它接收、凝结有稳压器安全阀所排出的蒸汽,使稳压器的蒸汽免于向安全壳内排放,避免了带有放射性的一回路流体可能对安全壳的污染。卸压箱也接收来自其他一些系统的安全阀和阀门引漏的蒸汽。I-第三章

1、化学和容积控制系统的主要功能是什么?

保证一回路必需的容积控制、化学控制和反应性控制。

2、化学和容积系统是如何实现其主要功能的,通过哪些管线(详解见课本43-46)?

容积控制:通过RCV的上充、下泄来吸收一回路水体积的波动,将稳压器的水位维持在程控液位。

化学控制:1)注入氢氧化锂7Li,控制冷却剂为偏碱性;2)反应堆冷启动时添加联氨除氧;3)正常运行时通过容控箱充入氢气,以抑制水辐照分解生成氧;4)采用过滤、离子交换的方法对冷却剂进行净化。

反应性控制:加硼、稀释和除硼。

通过管线:1、下泄回路2、净化回路3、上充回路4、轴封水及过剩下泄回路5、低压下泄管线6、除硼管线

3、硼和水补给系统的主要功能及其操作管线是什么?

主要功能:为化容系统贮存并供给其容积控制、化学控制和反应性控制所需的各种流体。

(1)提供除盐除氧含硼水,以保证RCV系统的容积控制功能;(2) 注入联氨、氢氧化锂等药品,以保证RCV系统的化学控制功能;(3) 提供硼酸溶液和除盐除氧水,以保证RCV系统的反应性控制功能。

操作管线:(1)正常补给管线(2)补水旁路管线(3)化学加药管线(4)直接硼化管线(5)紧急硼化管线(6)与换料水箱的连接管线。

4、简述设置余热排出系统的必要性。

反应堆停堆后,由于裂变产生的裂变碎片及其衰变物通过放射性衰变过程释放热量,产生衰变热即剩余功率(余热),另外堆内结构还有显热,需要通过冷却剂的循环带出,以确保堆芯的安全。

5、投入余热排出系统的条件?

当主冷却剂系统温度降低到180℃以下、压力降到3MPa以下时,余热排出系统投入。

I-第四章

1、简述反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统的功能。

对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。

一、冷却功能

冷却乏燃料水池中的燃料元件,导出其剩余热量;换料或停堆检修时,在RRA系统事故情况下,且一回路已经打开,作为RRA系统的应急备用,冷却堆芯。

二、净化功能

除去乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物,限制放射性水平;除去反应堆水池和乏燃料水池水中的悬浮物,保持水有良好的能见度。

三、充排水功能

向反应堆水池和乏燃料水池充入浓度为2400μg/g的硼水,提供良好的生物防护;保证乏燃料处于次临界状态;实施除乏燃料贮存池外其它水池的排水。为安全注入系统RIS和安全壳喷淋系统EAS贮存必要的硼水。

2、试述PTR系统的特性及组成。

特性:考虑到输水操作的特点,PTR系统所有的泵(PTR001—005PO)均为就地操作;为了防止输水过程中可能的操作失误,出现“跑水”,PTR系统所有阀门均为手动控制。

组成:由反应堆水池、乏燃料水池、换料水箱和它们所连接的冷却、净化、充水和排水回路组成。

3、设备冷却水系统的功能和组成是什么?

功能:(1)冷却功能:系统向核岛内各热交换器提供冷却水,并将其热负荷通过SEC传到海水中;(2)隔离功能: 该系统是核岛设备与海水之间的一道屏障。

组成:对于每一个机组,RRI都设有两条独立管线(系列A和系列B)和一条公共管线。在两个机组之间,还设有一条共用管线。

独立管线为反应堆安全设施和冷停堆必不可少的冷却器提供冷源;公共管线的用户是在事故情况下不需投入的那些

4、重要厂用水系统SEC的功能?

SEC冷却RRI,并将其热负荷输送到海水中。

I-第五章

1、简述大亚湾核电站排出物的分类及各类排出物的来源。

(1)废液按其不同来源和化学性质分为两种:

A、可复用废液:指从一回路排出的未被空气污染的,含氢和裂变产物的反应堆冷却剂。

B、不可复用废液又分为四种:

工艺排水:一回路排出的、已暴露在空气中的、低化学含量的放射性废液。

地面排水:来自地面、化学含量不定的放射性废液

化学废液:被化学物质污染、可能含有放射性的废液。

公用废液:淋浴、洗涤和热加工使用去污剂去污的废水

(2)按照废气的化学性质分为两类:

A、含氢废气:来自稳压器卸压箱、容控箱、冷却剂排水箱、前置贮存箱、除气器的气体。

B、含氧废气:来自反应堆厂房通风系统和通大气的各种水贮存箱的排气。

(3)固体废物分为四类

各种除盐器的废树脂、蒸发器浓缩液、过滤器的失效滤芯及其他固体废物。

2、简述硼回收系统(TEP)的功能及工作流程。

功能:(1)接收并处理可复用冷却剂,得到合格的除盐除氧水和浓度为4%的硼酸溶液,供给REA系统;(2)在反应堆寿期末时,本系统还用于化容系统下泄流的除硼,以补偿堆芯寿期的燃耗。

工作流程

3、简述废液排放系统(TER)的功用及排放剂量限值

功用:用于收集、暂存和监测排放来自核岛和常规岛的放射性废液。

当放射性剂量达到整定值0.4 MBq/m3时发出报警,当剂量达4 MBq/m3时排放阀门自动关闭并开启通往暂存箱的阀门,将废液排入暂存罐。

4、简述TEG含氢废气、含氧废气两个分系统的工作原理。

含氢废气:经压缩贮存,使放射性裂变气体衰变后,排到核辅助厂房通风系统DVN,经过放射性监测、过滤除碘和稀释后排入大气。

含氧废气:经过滤除碘后,由DVN系统排入大气。

5、请说出含氢废气的衰变贮存时间。

大亚湾含氢废气的贮存衰变期在核电站基本负荷运行时是60天。

I-第六章

1、安全注入系统的功能是什么?

(1)在一回路小破口失水事故时,或二回路蒸汽管道破裂造成一回路平均温度降低而引起冷却剂收缩时,向一回路补水,以重新建立稳压器水位。

(2)在一回路大破口失水事故时,向堆芯注水,以重新淹没并冷却堆芯,限制燃料元件温度上升。

性,防止堆芯重返临界。

2、安全注入系统包括哪几部分?各有什么特点?

RIS分为三个子系统:高压安全注入系统(HHSI)、低压安全注入系统(LHSI)、中压安全注入系统(MHSI)。

特点:高压安注和低压安注为能动注入子系统,具有足够的设备和流道冗余度,即使发生单一能动或非能动故障,仍能保证运行安全的可靠性和连续的堆芯冷却。中压安注为非能动注入子系统,它包括三条单独的安注箱排放管道,每条连接到一个冷却剂环路的冷段上。

3、高压安注泵有几种吸入管线和注入管线?各在什么时候应用?

高压安注泵有两条吸水管线:

A、直接从换料水箱PTR001BA来的吸水管线

B、与低压安注泵出口连接的增压管线。

由于换料水箱与高压安注泵入口之间的管道上有逆止阀,在低压安注泵出口压力的作用下自动关闭,因此仅在低压安注泵增压失效时高压安注泵才直接从换料水箱吸水。

高压安注泵可通过四条管线将含硼水输送到RCP系统。

①通过浓硼酸注入箱RIS004BA的管线这条管线由安信号启动投入注运行

②硼注入箱旁路管线这条管线在通过硼注入箱的管线发生故障的情况下才使用,正常情况下是关闭的。

③两条并联的热段注入管线这两条管线是在冷、热段同时注入阶段时使用。

④硼酸再循环回路为防止硼注入箱RIS004BA中的硼酸结晶,在高压安注泵的排出管设置了硼酸再循环回路,将浓硼酸不断地再循环。

4、试述中压安注的方式和启动压力是多少?

当RCP压力降到安注箱压力(4.2MPa)以下时,由氮气压将含硼水注入RCP冷段,能在短时间内淹没堆芯,避免燃料棒熔化。

5、安全壳喷淋系统具有哪些功能?

用喷淋水冷凝蒸汽,将安全壳内的温度和压力降低到可接受的水平,以保持安全壳的完整性,并通过热交换器排出事故时释放到安全壳内的热量

6、喷淋系统加NaOH的作用?

在喷淋水中加入NaOH能降低安全壳内气载裂变产物(主要是碘)的浓度;由于NaOH与硼酸起中和作用,也能限制金属的腐蚀

7、辅助给水系统的主要功能是什么?

ASG作为专设安全设施,当正常给水系统失效时,ASG投入运行以排出堆芯余热,直至达到RRA投入运行条件为止。在正常运行时,作为蒸汽发生器的后备水源,ASG用于:蒸汽发生器第一次充水或冷停堆时蒸汽发生器排空后的充水;在启动和一回路升温期间,热停堆是及热停堆向冷停堆过渡,在RRA投入运行之前,代替主给水系统的作用。

8、在安注过程中,低压安注泵起什么作用?

直接注入阶段:低压安注泵从换料水箱吸水经高压安注泵注入到主管道冷段,低压安注泵作为高压安注泵的增压泵运行。当RCP系统压力低于低压安注泵压头时,低压安注泵也直接向RCP系统冷段或冷、热段注入。

再循环阶段:低压安注泵开始从安全壳地坑吸水进行再循环。

Ⅱ第一章

1、大亚湾二回路系统的功能是什么?其组成特点有哪些?

功能:

1、利用一回路产生的高温高压蒸汽在汽轮机里面膨胀做功,将蒸汽热能转换成汽轮机的旋转动能(机械能),并带

动发电机将机械能转换成电能。

2、为实现热能向机械能的转换,压水堆核电站二回路热力系统一般采用蒸汽动力循环。

3、它采用以朗肯循环为基础的再热回热循环,以提高循环热效率,增加核电站的热经济性。

特点:

1、三台SG送来的蒸汽在高压缸和低压缸中完成膨胀做功,采用1高+3低的配置;

2、采用了一次中间再热、七级回热的饱和蒸汽朗肯循环,采用4低加+除氧+2高加;

3、采用全速汽轮机组;

4、低压缸采用微过热蒸汽,过热97.27℃。

2、简述高低压汽轮机的结构特点?

高压缸:高压缸为单层缸双流道结构,前、后流道各5级。

四个进气管和进汽室,八个排气管,每个汽室内有一个截止阀和一个调节阀,根据汽机调节系统的信号,以控制进入高压缸的蒸汽流量。各五级隔板装在隔板套中,隔板套在汽缸内形成蒸汽进口、抽汽和排汽的边界,因抽汽参数的要求不同,高压缸两个流道中的隔板套是不对称的。

高压缸每个流道中的5级隔板通过两个隔板套安装在汽缸上。每个流道中的两个隔板套之间形成抽汽室。其中,前流道中的第1、2, 3级隔板共用一个隔板套,4,5级隔板共用一个隔板套,两个隔板套中间是6号高压加热器抽汽室;而后流道中的第1、2级隔板共用一个隔板套,3、4, 5级隔板共用一个隔板套,两个隔板套中间是7号高压加热器抽汽室。

低压缸:每台机组有结构大致相同的三个低压缸,均为双流双层缸结构,每个流道各有5级。

每个低压缸的内缸体同心地置于外缸体内。内缸包含环形进汽室和所有的隔板。外缸提供低阻力的排汽流道并传递内缸的反冲动力矩给汽轮机基础。外缸体为钢制作结构,带有整体的排汽扩散器。低压缸隔板直接装在内缸体的圆周形槽内。由两个低压蒸汽柜(汽室)组成进汽机构,左右各一个。每一个低压蒸汽柜由一个截止阀和一个调节阀组成。蒸汽从汽缸上面进入汽轮机,在低压缸做完功后,沿各自两端的排汽口排入每个低压缸下部的冷凝器。

通过接在下缸的抽汽管道,可从内缸的环形汽室中抽出蒸汽以供给低压加热器。低压缸的排气,经螺旋管形导流板进入冷凝器,在每一低压缸的排汽流道内设有冷却水喷水母管,母管装在排汽导流板的外围边上。

在每个低压缸上半缸体的纵向中心线两侧各装有两个压力释放爆破盘,在冷凝器运行异常失去真空时,给汽机蒸汽提供紧急排放通路,以防止低压缸和冷凝器超压。

3、简述核汽轮机的特点

1、新蒸汽参数低。

2、新蒸汽参数在一定范围内反滑变化。

3、循环热效率低。

4、理想焓降小。

5、大多数湿蒸汽汽轮机中没有中压缸。

6、容积流量大。

7、大多数级处于湿蒸汽区。

8、单排汽口极限功率较小。

Ⅱ-第二章

1、简述主蒸汽系统VVP的功能?向何处供汽?

功能:

(一)将蒸汽发生器产生的主蒸汽能安全、高效的输送到下列设备和系统:汽轮机高压缸(GPV),汽水分离再热器(GSS), 除氧器(ADG),两台汽动主给水泵汽轮机(APP),汽动辅助给水泵汽轮机(ASG),蒸汽旁路排放系统(GCT),汽轮机轴封系统(CET),辅助蒸汽转换器(STR)

(二)安全方面功能:

1)与给水流量调节系统(ARE),辅助给水系统(ASG)及蒸汽旁路排放系统(GCT)配合用于在电站正常运行工况(含机组启动或停堆)、事故工况下,通过向冷凝器旁路排放蒸汽,排出一回路所产生的热量来控制升、降温度;

2)主蒸汽测量通道信号参与产生保护信号(如紧急停堆、安全注入等);

3)在某些工况下(如蒸汽发生器传热管破裂事故)作为核电站第三道屏障的组成部分。

供汽:蒸汽母管上包括:

1)四根通向汽轮机高压缸的进汽管道;

2)从母管两端引出两根延伸管线,上面接有蒸汽旁路排放系统向冷凝器排放的12根支管,在末端用一平衡管线连接在一起;

3)一根向除氧器( ADG )的供汽管线接头;

4)两根向汽动主给水泵汽轮机供汽管线接头;

5)向汽水分离再热器系统的供汽管线接头;

6)向汽轮机轴封系统的供汽管线接头;

7)向辅助蒸汽转换器的供汽管线接头;

8)四根疏水管线(图中只画出 1根)。

2、每条主蒸汽管线上有几个安全阀?分几组、整定压力是多少?

每条主蒸汽管线上有7个安全阀。分2组:

动力操作安全阀,(三个),整定压力8.3MPa,将二回路侧压力限制在蒸发器的设计压力(8.6MPa)以下。

常规弹簧加载安全阀,(四个),整定压力8.7MPa。在应急和事故工况下,可将二回路侧压力限制在蒸汽发生器设计压力的110%。

3、简述汽轮机旁路排放系统GCT的功能。

GCT是为适应机组的启停、功率调节及事故处理的需要而设置的,用于导出一回路热量。当反应堆功率大于汽轮机功

1)汽轮机大幅度甩负荷时及紧急停堆时,避免一回路过热和主蒸汽安全阀起跳,并维持一回路平均温度在

规定值上;

2)允许在一定条件下(小于40%额定负荷)汽轮机脱扣,而不引起反应堆紧急停堆;

3)在反应堆启停堆过程中(反应堆余热排出系统未投入或已退出)导出堆内热量。

4、GCT由几部分组成?并说明排放阀分几组及流量是多少?

组成:凝汽器蒸汽排放系统,除氧器给水箱排放系统,大气蒸汽排放系统。

共有15个排放控制阀分为4组:

1)第1组 3个阀门,排放容量为18.2%额定流量,排向冷凝器;

2)第2组 3个阀门,排放容量为 18.1%额定流量,排向冷凝器;

3)第3组 6个阀门,排放容量为36.3%额定容量,排向冷凝器;

4)第4组 3个阀门,排放容量为12.4%额定容量,排向除氧器。

4组阀总的排放容量为额定容量的 85%。

5、汽水分离再热器系统GSS共有几个加热汽源?各在什么情况下使用?

再热过程由两级再热器完成:

1)第一级再热器(抽汽再热器)的加热蒸汽来自高压缸第1级抽汽(后流道第二级后),在汽轮机运行时始终是打开的。第一级再热器还设有新蒸汽后备系统,新蒸汽后备系统投入的时机:当机组负荷小于35%且抽汽再热管壁温度大于 130℃时或再热器冷启动时,新蒸汽后备系统投入运行,以防止传热管的过度冷却。

2)第二级再热器(新蒸汽再热器)的加热源来自新蒸汽,在汽机升负荷期间(启动到小于30%负荷),进入再热器的新蒸汽流量由温度控制阀152VV控制。当负荷大于30%额定负荷时,主旁路阀155VV开启,隔离阀151VV关闭,控制阀152VV保留在原先的控制开度上,当负荷甩到5%~30%之间可恢复152VV的控制功能,保证低压缸不受大的热应力冲击。

6、汽轮机轴封系统CRT的功能是什么?在高、低负荷时轴封汽的流程如何?

功能:

1)启动时,向主汽轮机的高、低压缸端部汽封、给水泵汽轮机端部汽封及主蒸汽阀杆汽封供汽,以防止空气进入,影响抽真空。

2)正常运行时,防止高压缸蒸汽外泄,将高压缸汽封蒸汽导入低压缸汽封,防止空气漏入低压缸,破坏凝汽器真空,影响凝汽器真空除氧。

3)回收汽封和阀杆漏汽,减少工质质量和能量的损失。

流程:

轴封蒸汽经过滤器 001FI和两个并联的供汽流量调节阀 004VV和 005VV进入汽水分离器006DI。

1)在高负荷时(负荷大于60%额定负荷),轴封蒸汽来自主蒸汽经孔板001DI和002DI节流干燥后,引入高压缸轴封C腔室,由此漏入b室进入密封管线,再与来自阀杆和主给水泵汽轮机轴封漏入密封管线的蒸汽一起送往低压缸轴封b腔室。

2)在机组启动和低负荷时,轴封蒸汽经过滤器OOIFI和两个并联的密封蒸汽压力调节阀004/005VV进入汽水分离器。从分离器出来的干燥蒸汽进入密封管线,向高压缸的轴封腔室b,低压缸的轴封腔室b、低压截止阀和调节阀阀杆b 室、高压调节阀阀杆b室及主给水泵汽轮机轴封系统提供密封蒸汽。

Ⅱ-第三章

1、凝结水抽取系统CEX的功能是什么?

主要作用:把低压缸的排汽凝结成水,并从凝汽器热井送到除氧器。具体有如下功能:

1)与凝汽器真空系统CVI和循环水系统CRF一起为汽轮机冷凝器建立和维持真空;

2)将进入冷凝器的蒸汽凝结成水,并进行初步除氧;

3)从热井抽出凝结水,经四级低压加热器输送至除氧器;

4)接收各疏水箱的疏水,并维持系统的凝水量;

5)向一些系统和设备提供冷却水和轴封用水。

[ 凝结、除气、抽真空、收集、输送 ]

2、简述凝结水控制原理?

包括三个控制系统:

1)冷凝器水位控制:通过调节补给水阀CEX022VD使冷凝器水位保持在整定值上,控制信号为真实水位与整定值的差,

2)再循环流量控制:通过再循环控制阀CEX024VL控制再循环流量,来保证凝水泵的最小流量,防止凝结水泵流量过低而发生汽蚀。信号是流过流量变送器的流量。在负荷变化时,用于平衡流量。

3)除氧器水位控制:在正常运行时,除氧器水位保持在 2.5 m,通过控制调节阀025VL和026VL来保持除氧器水位。控制信号来自除氧器水位变送器。

3、低压给水加热系统ABP的功能是什么?简述其组成,加热汽源来自何处?

功能:利用汽轮机低压缸抽汽加热凝水,提高机组热力循环效率。(形成回热循环一部分)

组成:系统由四级低加,第3、4级低加的疏水系统,连接管道和阀门等组成。

1)第1,2级低压加热器组合在同一壳体内,称为复合式加热器。共三个。复合式加热器并联成三列分别布置在各自冷凝器的喉部,分布在凝结水管线中,各流过1/3额定凝结水流量。

2)第3,4级低压加热器各两个分A、B两列并联在凝结水管线中,各流过1/2额定凝结水流量。在每列中第3,4 级加热器是串联的,并设有独立的疏水系统(ACO)。

除此之外,该系统根据其流程可分成凝结水系统、抽汽系统、疏水系统和排气系统及卸压装置五部分组成。

汽源:各级低压加热器的加热蒸汽来自三台汽轮机低压缸抽汽。

1)1号低压加热器加热蒸汽分别来自1、2、3低压缸的前后流道的第4级后抽汽,每台加热器有4根抽汽管;

2)2号低压加热器加热蒸汽分别来自1、2、3号低压缸的前后流道第3级后抽汽,每台加热器有2根抽汽管;

3)3号低压加热器加热蒸汽分别来自1、3号低压缸前后流道的第2级后抽汽,两根抽汽管汇集成一根管子进到一台加热器;

4)4号低压加热器加热蒸汽来自2号低压缸的前后流道第1级后抽汽,每台加热器有1根抽汽管。

4、简述给水除氧器系统ADG的功能和结构

功能:

1、对给水进行除氧和加热,提供合格的含氧量不大于 5 μg/kg的给水,防止设备腐蚀;

2、保证给水泵所需的吸水压头,和一定的水量;

3、接收相关系统和设备的疏水、冷却水、蒸汽和引漏水;

4、将不凝结气体排放至主冷凝器或大气。

5、作为第五级给水加热器使用(混合式),凝水温度从139.9℃加热到167.84 ℃,温升27.94 ℃

结构:除氧器由除氧水箱、4个凝结水进口(或给水)喷雾器、两个主蒸汽分配装置、一个辅助蒸汽分配装置、6个给水泵再循环分散器、两个第6级高压加热器疏水分散器、再循环泵、安全阀接管、氮气接管及支座等组成。

5、除氧器有几个加热汽源?各在什么情况下使用及运行压力?

1)辅助蒸汽。在机组启动时。由控制阀维持除氧器内(绝对)压力为0.143 MPa。

2)高压缸排汽。在机组正常运行工况下。此时除氧器内压力取决于高压缸的排汽绝对压力,在0.75~0.17MPa之间(变参数运行)。

3)新蒸汽。在汽轮机脱扣、甩负荷、低负荷等瞬态工况下使用。为了维持除氧器压力不低于0.17 MPa,防止主给水泵发生气蚀和保证除氧效果。

6、简述高压给水加热系统AHP的功能及其组成?

功能:利用汽轮机高压缸的抽汽加热给水,并接收汽水分离再热器的疏水,进一步提高机组热力循环效率。

组成:高压给水加热系统分成 A列和B列,两列有容量各为50%的6号和7号高压加热器。每列的6号和7号加热器串联布置组成两级加热。每台加热器各设一个疏水接收箱。高压给水加热器系统流程可分为:给水系统、抽汽系统、疏水系统、放气系统、卸压系统。

7、简述高、低压给水加热系统的疏水方式

AHP(高压给水加热系统):

1、当水位过高时,开启应急疏水阀(120/220VL)直接把疏水排入冷凝器。

2、当机组负荷小于40%额定负荷时,由于抽汽压力较低,使6号高压加热器内压力不足以把疏水送到除氧器,也开

启应急疏水阀把疏水直接排往冷凝器。

3、抽汽管道逆止阀前后都设置有疏水管线。负荷高于30%额定负荷时,由疏水器进行疏水。

ABP(低压给水加热系统):

1、抽汽管道疏水。第3,4级低压加热器抽汽管道上逆止阀前后设有疏水器和电动旁路疏水阀当机组负荷小于30%

额定负荷时,电动旁路阀开启连续疏水;

2、加热器疏水。第1、2级复合式加热器的疏水采用逐级自流方式。第1级和第2级加热器设有大口径U形溢流管。

1、说明蒸汽发生器排污系统APG的功能和排污水的排放方式?

功能:

1)通过对蒸汽发生器在不同工况下的连续排污,以保持蒸汽发生器二次侧的炉水水质符合要求;

2)对蒸汽发生器的排污水进行收集和处理;

3)实现蒸汽发生器二次侧安全疏水;

4)蒸汽发生器干、湿保养的充氮气和充水;

5)在必要时可调节蒸汽发生器水位。

有三种排放方式:

1、正常运行时,经采样分析水质合格,送往机组的冷凝器继续使用;

2、处理后排放:当经处理的排污水不能引向冷凝器时或水质不合格,则经隔离阀041VL排放至废液排放系统(TER);

3、不经处理的排放:当处理设施故障或冷凝器不能投运但还需排污时,则开启隔离阀018VL把排污水经连续监测后,直接排放到废液排放系统(TER)。

2、冷凝器真空系统CVI的功能是什么?

在不同运行工况下,抽出冷凝器中随蒸汽带入的不凝结气体和由大气漏入的空气,建立和保持冷凝器真空度。提高汽轮机组的经济性。系统能满足汽轮机在各种运行工况下抽真空的要求,同时能有效地将冷凝器内不凝气体排出。

3、试述液环式真空泵的动作原理?

1、环式真空泵的工作介质为水。其抽真空原理仍属于离心式机械泵。

在圆筒形泵壳内偏心安装着叶轮转子,其叶片为前弯式。

2、当叶轮旋转时,工作水在离心力作用下形成沿泵壳旋流的水环,由

于叶轮偏心位置,水环相对叶片作相对运行,使相邻两叶片之间的空间

容积呈周期性变化。有如液体“活塞”在叶栅中作径向往复运行。

3、例如位于图中右侧的叶片从右上方旋转到下方时,每两叶片间的“水

活塞”就离心向外推去使这空间容积由小逐渐变大,到最下部时达最

大。于是就从轴向吸气口把气体吸进来。当叶片由最下方向左上方转动

过程中,“水活塞”向轴心方向作相对运动,两叶片间的空间又逐渐由

大变小,于是将吸入的气体渐渐压缩,通过排气口排出。

由此可见,转子带动液环旋转一圈,完成了对空气的吸入、压缩和排出

过程,并在吸入进口处形成高度真空(即进口处是整个凝汽器汽侧空间

压力最低的)。

4、GGR(汽轮机润滑油、顶轴油和盘车系统)的功能是什么?并简述该系统的启动及正常运行过程。(P106)

功能:

1、向汽轮发电机组的轴颈轴承和推力轴承提供润滑油,在轴颈及轴瓦间形成润滑油膜,减少摩擦阻力,同时将摩擦产生的热量通过润滑油带出;

2、向发电机氢气密封油系统提供密封油;

3、向汽轮发电机组轴颈轴承提供开始转动和停运时所需的顶轴油;汽轮发电机组投盘车之前,必须先启动顶轴油泵,托起机组转子形成油膜,防止轴颈与轴瓦之间发生干摩擦。

4、在机组启动和停运时投入电动或手动盘车。低速转动转子使转子均匀加热或冷却,防止大轴弯曲;

5、供给汽轮机保护系统的脱扣油缸用油。

启动

1、如果润滑油温度低于20℃,汽轮机不能启动。通过机组净化装置的循环和用电加热器(GTH:汽轮机润滑油处理系统)将油温升到30℃,才能启动汽轮机。

2、先启动主油箱排风机、再启动交流电动油泵向各轴承、顶轴油泵送油,并为主油泵充油。

3、当顶轴油泵吸入侧表压力大于 0.025 MPa时,允许启动顶轴油泵。

在以下条件满足时,可启动电动盘车装置:

(1)顶轴油压达到 3 650 m 水柱(35.8MPa);(2)盘车装置已具有足够的润滑油压;(3)发电机密封油表压高于氢压0.1 MPa;(4)手动盘车装置的孔盖未开启。

盘车带动汽轮发电机组以 37 r/min稳定旋转,然后汽轮机冲转,当转速升至 250 r/min时,盘车机构和顶轴油泵将自动停运;当转速升至 2 000r/min时,主油泵开始工作;当转速升至 3 000 r/min时,才允许手动停运交流

正常运行

当汽轮发电机正常运行时,主油泵、增压泵/油涡轮机已正常工作,保证向各轴承提供表压力为 0.1MPa、温度为38℃(最高 45℃)的润滑油。

当润滑油表压降到 0.09 MPa时,主控室显示报警;油表压降到 0.08 MPa时,交流电动油泵自动投入,油表压继续降低到 0.07 MPa时,直流电动油泵启动,并将油直接送往各轴承。

若润滑油表压仍不能保持,进一步下降到0.025 MPa(最低值),不管直流电动油泵能否恢复润滑油压,将使汽轮机保护系统(GSE)的润滑油压低脱扣活塞动作,汽轮机脱扣。

停运

当汽轮发电机组停运时,首先主油泵因转

速降低不能正常工作,若转速下降到2700 r

/min、润滑油表压降至 0.08 MPa时,交流

电动油泵自动启动。当转速降至250 r/min

时,顶轴油泵自动投入。

如果盘车装置启动条件满足,根据转速信

号启动盘车装置电机,当转速降至 37 r/

min时,盘车装置离合器动作与汽轮发电机

转子啮合,保持汽轮机转子以37 r/min转

动。

当高压缸温度降到 150 ℃时,可手停盘

车装置。

当汽轮机转子转速小于6 r/min时,可

以停运顶轴油泵、主油箱排气机及回油密封

箱排气机。

Ⅱ-第五章

1、理解循环水系统流程简图。(P161)

通过两条独立的进水渠向每台冷凝器和辅助冷却水系统的增压泵提供冷却海水。

循环水泵从旋转滤网内侧取水升压后沿钢筋混凝土制成的圆形截面进水渠(直径3m)进入汽轮机厂房,为防止海生物在水渠内部滋生,要求循环水流速不小于3 m/s。送到冷凝器入口水室,流经冷却管束带走热量,经出口水室和排水渠送回大海。

在循环水泵出口还接有向辅助冷却水系统(SEN)提供海水的管线。

经旋转滤网过滤的海水还供向重要厂用水系统(SEC)。由于SEC系统属专设安全设施系统,向SEC系统供水必须得到充分保证。

2、常规岛闭路冷却水系统SRI的功能及组成?(P164)

功能:将常规岛系统设备及部分BOP(核电厂配套设施)设备运转产生的热量导出,保证这些设备的安全运行。

组成:1台高位水箱,3台各为50%容量的卧式离心泵,3台各为50%容量的板式冷却器,除盐冷却水母管,各用户冷却器。常规岛闭路冷却水系统是一个闭式回路。在正常情况下,两台泵运行,一台泵备用。

3、辅助冷却水系统SEN的功能及组成?

功能:为常规岛闭路冷却水系统(SRI)的冷却器和冷凝器抽真空系统(CVI)的冷却器提供过滤后的冷却水,将常规岛设备运转产生的热量排放到环境。

组成:4台各为50%流量的增压泵,1台自动清洗过滤器,3台各为50%容量的闭路冷却水系统SRI系统冷却器,3台冷凝器抽真空系统CVI系统液环式真空泵的密封水冷却器。

Ⅱ第七章

1、试述厂内外供电网络的功能及组成(P188)

功能:1)在任何工况下(正常或事故工况下),为电站的附属设备提供安全、可靠的电源;2)为与核安全有关的系统和设备提供应急电源,以保证核电站的安全运行。

组成:1)厂外电源,2)厂内交流配电系统,3)厂内直流供电系统。

2、厂内用电附属设备如何分类?

1)“机组厂用设备”:电站正常运行所必需的厂用设备(例如:反应堆冷却剂泵,循环水泵等);

设备也可停运(例如:空气压缩机,盘车装置等);

3)“应急厂用设备”包括:核电机组发生事故时,为维持反应堆处于安全状态,从核安全观点所必需的IE级厂用设备(例如:安注泵,余热导出泵等)。假如不运行,会导致核电机组设备的重大损坏的厂用设备(例如:控制棒驱动机构、冷却装置等);

4)“共用附属设备”:两个机组共用的一般厂用设备及厂区的用电设备(例如:除盐水生产厂房,核废物处理厂房的设备,等等)。

还包括在机组停运期间也需要保持供电的设备,如照明、公共服务设施等。

Ⅱ-第八章

1、写出六种标准工况的名称及其主要特征(温度、压力、功率等)?

一、反应堆功率运行模式(RP),功率运行—反应堆临界,功率大于2%。本运行模式具有如下特性:

(1)一回路满水,但稳压器处于双相状态;

(2)一回路冷却剂平均温度介于 291.4(+3,-2)℃和 310 ℃之间;

(3)一回路系统压力调节至 15.5±0.1MPa;

(4) RRA系统与一回路系统间处于隔离状态;(5)反应堆临界或处于逼近临界阶段;(6)慢化剂的温度系数必须是负数。

二、蒸汽发生器冷却正常停堆模式(NS/SG)也包括热停堆,本运行模式具有如下特性:

(1)一回路满水,稳压器双相状态;

(2)一回路冷却剂的硼浓度在热停堆所需要的硼浓度至 2 500 μg/g( PPM )之间;如果 2.4 MPa<P或 160 ℃<T,则一回路冷却剂的硼浓度在冷停堆所需要的硼质量分数至 2 500 μg/g之间;

(3)一回路冷却剂平均温度介于 160 ℃和 291.4(+3,-2)℃之间;

(4)一回路压力在 2.4~15.5 MPa之间;

(5) RRA系统与一回路系统间处于隔离状态。

热停堆--指反应堆冷却剂平均温度为291.4℃,压力由稳压器控制在 15.5 MPa,反应堆处于次临界的停堆状态。三、RRA冷却正常停堆模式(NS/RRA),也称正常冷停堆。本运行模式具有如下特性:

(1)一回路满水,稳压器单相或双相状态;

(2)一回路冷却剂的硼浓度在冷停堆所需要的硼浓度至 2 500 μg/g之间,反应堆的次临界度≥1000pcm;(3)一回路冷却剂温度介于 10℃~180 ℃之间;

(4)一回路压力在 0.5~3.0MPa ;

(5) RRA系统与一回路系统连接(至少RRA系统的入口隔离阀门已经打开);(6)G棒在堆内,S、R棒在堆外。四、维修停堆模式(MCS)。本运行模式有如下特性:

(1)一回路水位高于RRA最低工作水位;

(2)一回路冷却剂的硼质量分数在 2 300~2 500 μg/g,保证反应堆的次临界度大于5000pcm;

(3)一回路冷却剂温度介于 10 ℃和 60 ℃之间;

(4)一回路打开或微开,压力为大气压力,一回路系统封闭时,压力应小于等于 0.5MPa;

(5) RRA系统与一回路系统相连接;(6)所有控制棒都在堆内。

五、换料停堆模式(RCS)。本运行模式具有如下特性:

(1)反应堆厂房换料水池内水位必须高于或等于:

a)15 m,如果反应堆厂房换料水池内水闸门尚未就位;

b)19.3 m,如果反应堆厂房换料水池内水闸门已就位。

(2)一回路冷却剂的硼浓度在 2 300~2 500 μg/g,保证反应堆的次临界度大于5 000pcm

(3)一回路冷却剂温度介于 10 ℃和 60 ℃之间;

(4)反应堆压力容器的顶盖已被打开;

(5)RRA系统与一回路系统相连接;

(6)至少还有一组燃料组件处于反应堆厂房内;

(7)所有控制棒都在堆内。

六、反应堆完全卸料模式(RCD)

本运行模式包括了反应堆厂房内没有任何燃料组件的反应堆工况。所有核燃料在核辅助厂房内。

2、绘出RCP运行的P-T图,并指出各限制曲线的意义?

A. RCP温度和压力的限制

1、饱和曲线 (p---Tsat)

稳压器内汽水两相平衡,蒸汽发生器二次侧是汽水混合物,它们都工作在饱和曲线上。

但是,一回路的冷却剂在任何情况下都应工作在饱和曲线左方并保持一定距离。

2、RCP的运行温度上限

(1)除稳压器外一回路不允许出现沸腾现象

(2)避免主泵运转时泵吸入口局部汽化,造成主泵的汽蚀。

因此,平均温度应比运行压力对应的饱和温度低 50℃, 即:Tav≤Tsat-50℃(Tav-冷却剂的平均温度;

Tsat-一回路压力所对应的饱和温度)

15.5MPa下,饱和温度为344.72℃,反应堆出口温度为327.3℃,保证反应堆出口温度低于Tsat。

3、温度下限

考虑到稳压器和一回路主管道之间的波动管的两端温差所造成的温差应力,RCP运行的冷却剂平均温度不得比一回路压力所对应的饱和温度低 110℃即:Tav≥Tsat-110 ℃。

连接稳压器与一回路管道之间的波动管两端,其热应力随温差增大而增大,需要限制热应力对波动管的损害,温差不大于110℃。

4、额定运行压力线

RCP的额定运行表压力为15.4MPa,它的规定是受回路设计的机械强度的限制。为了防止超压对设备造成破坏,在稳压器上有三个安全阀,其动作(绝对)压力分别定在16.6,17.0,17.2MPa.

5、蒸汽发生器管板两侧最大压差的限制线

管板是一块开有许多小孔的平板,由于受机械强度和应力的限制,管板两侧的压差不得大于11.0MPa。即

PRCP

6.主泵启动的最低压力限制线

主泵启动前必须使1号轴封动、静环端面分离,但是当轴封二侧压差大于 1.9MPa 时,l号轴封端面才能分离,且此时的泄漏量应大于50 L/h,才能满足对轴承的润滑和冷却。

另外主泵启动也要求泵的入口压力大于 1.79MPa 才能避免叶轮的汽蚀,所以,主泵的最低启动表压力规定大

7.RRA余热排出系统运行参数限制线

RRA系统设计的最高运行温度为180℃,最高运行表压力为2.9MPa。RRA退出运行的最低温度为 160℃。是为了防止反应堆压力容器在温度较低时发生脆性断裂。

但是在反应堆寿期末,当RCP低于160℃时,RRA也必须投入连接,因为,如果此时RCP压力意外升高时,可利用RRA的二个不同定值的安全阀进行保护(定值分别为3.9MPa和4.4MPa),否则,压力升高的保护只有依靠稳压器安全阀16.5MPa 。这在反应堆容器寿期末是危险的。

8.硼结晶温度限制线

硼酸在水中的溶解度随温度降低而减少,为防止低温时一回路水中硼酸结晶而析出,限制一回路水温不得低于 10 ℃。因为,在 10℃时,硼酸在水中的溶解度为 3.51%(相当于硼浓度为6 140 μg/g)。

9.主泵启动温度线

当反应堆冷却剂温度达到或超过70℃时,至少应有一台主泵已在工作,以避免启动第一台主泵时造成RCP系统超压的危险。

因为在主泵启动前,由RCV供给的主泵轴封水有一部分流进RCP系统,造成泵腔及附近主管道内温度较低当反应堆冷却剂温度大于70℃再启动主泵时,泵腔内的冷水进入蒸汽发生器被反向加热,有可能造成冷却剂体积膨胀而超压(此时稳压器是满水状态,对温度引起的体积膨胀极为敏感)。

10、NS/RRA模式压力低限线(5 × 105Pa)

NS/RRA模式压力高于5 × 105Pa 是为了防止控制棒驱动机构卡涩。

关于宁德核电项目部转包、违法分包及挂靠等违法行为的自查报告

关于华兴宁德核电厂一期工程 转包、违法分包及挂靠等违法行为自查报告我项目部在收到建设公司下发的《关于治理工程领域违法违规行为检查的通知》后,项目部领导对此高度重视。在认真学习领会通知要求和精神后,立即行动,在项目部内组织成立了相关检查组,要求组员在了解学习住建部下发的《建筑工程施工转包违法分包等违法行为认定查处管理办法(试行)》后,明确任务,落实责任,对照该文件要求,积极开展对项目部内部是否存在转包、违法分包及挂靠等行为进行了摸底自查。 一、检查整体概况 检查组由商务器材部、党政办公室、财务部等相关部门成员组成,检查组在遵从《建筑工程施工转包违法分包等违法行为认定查处管理办法(试行)》文件要求,结合建设公司通知附件2(施工(总承包、专业承包、分包)企业检查表)相关内容以及项目部现阶段实际情况,对易发生转包、违法分包及挂靠等违法行为的情形进行梳理排查后,开展了自查工作。经查我项目部能够严格按照建设工程领域法律法规及核电事业部相关要求从事项目管理和工程建设,但在工作中也存在一些不足,并对这些不足之处进行了分析,并制定了整改措施、落实单位。 二、具体检查项目 现将我项目部自查情况从以下几个方面进行汇报如下: (一)、项目管理机构及人员情况 根据此次企业检查表中具体内容,对我项目部是否依法设立项目管理机构及主要管理层相关情况进行了严格的检查。

1、我项目部组织机构健全、规章制度清晰、各职能部门和人员岗位职责明确,在《项目部组机构与各部门职责描述》和项目部岗位说明书中均予以明确。 2、项目部主要管理人员项目经理、质量安全负责人、技术负责人、施工负责人、商务负责人、财务负责人与建设公司签订了劳动合同书,并在有效期内,在项目经理的领导下,负责整个建设项目不同岗位的领导管理,依据合同中岗位职责要求到岗履职。 3、我项目有主要管理人员社保及工资缴纳凭证;与我项目部有合同关系的分包单位现场负责人也可提供与其所在单位的相关所需人事关系及社保、工资缴纳凭证,均不存在有此类挂靠的情形。 (二)、合同管理方面 1、合同管理基础工作及分包商的选择 ○1项目部商务器材部专门设置有合同组,负责本项目主合同及其他工程合同资料的归口管理具体工作,严格按照合同管理制度进行合同签订工作,使签订的合同规范化、合理化。同时,依托部门程序,建立起了完善的合同管理制度,并将制度办法下发给相关各部门及负责人,要求各部门认真学习文件内容,履行在合同管理方面的职责。 ○2在分包商的选择方面,在对潜在分包商进行选择时,要先对专业分包商的资格进行评价,评价工作的实施详细参考《专业分包商资格评价》;劳务分包商资格评价工作的实施按照核电事业部《劳务分包商资格评价》程序进行,最终形成合格分包商名录,并有商务器材部负责统一管理及更新工作。项目部在进行专业分包商选择时必须从合格分包商清单中选择;

中广核联手大唐 福建大型核电站呼之欲出重点

中广核联手大唐福建大型核电站呼之欲出 总容量相当于3个“大亚湾”,一期项目投资估算241亿元 或许无须太久,福建省将拥有一座自己的核电站,而它相当于3个“大亚湾”核电站。 确切的消息是,中国广东核电集团公司(下称“中广核”)与大唐国际发电股份有限公司(下称“大唐国际”)联合组成的福建宁德核电有限责任公司筹备领导小组和筹备处日前已在福建省宁德市正式成立。这个领导小组的宏伟蓝图是在宁德福鼎市建成规划总容量为6台百万千瓦机组的核电站,其中一期建设2台,计划“十一五”开工,估算投资241亿元。 来自福建省宁德市政府的消息称,该项目已纳入该省“十一五”重点工程项目规划,并积极向国家发改委等部门申报。 知情人士透露,该项目虽尚未正式获批,但“已经得到重要人物的默许”。 一期建成一个“大亚湾” 据知情人士透露,在福鼎市拟建的核电站由中广核控股、大唐参股共同负责工程建设和运营,总容量为6台百万千瓦机组,一期建设2台,计划“十一五”开工,“十二五”初期投产。该站建成后参与“十二五”的电力电量平衡,电量首先在福建省内消纳,兼顾华东电网。 这意味着福建核电站一期规模相当于拥有2台百万千瓦级机组的我国首座大型商业核电站———广东大亚湾核电站。 宁德市政府一位负责人告诉记者,即使获批,正式开工“恐怕要后年”,明年进入“五通一平”阶段。“仅气候风向就需观测整整1年,‘五通一平’需要1年,而动工到完成建设只需3年。” 鉴于该项目进入前期启动阶段,福建省环保局负责人近期专程前往宁德市对项目的环保审批前期准备工作进行实地调研指导。该局表示,将积极与国家环保总局核安全局沟通,为此提供积极的服务和有效的监督管理。 低调推进积极申报 在采访中,各方极其低调,称秉持“只做不说”和“边做边报”的原则。“该项目尚处于非常前期的阶段,是我公司前期研究跟踪项目。”大唐国际有关新闻发言人士告诉《第一财经日报》,虽然公司方面对该项目抱有热望,但能否获批“一点谱都没有”,在此之前不便多言。 但这位人士透露,如获批准,一期建设2台,二期“至少建2 台”。 “现在没有更多确切的消息可说。”中广核新闻发言人亦称,项目还在启动阶段。 记者获悉,目前福建省内另有福州长乐市、连江县以及泉州市惠安县向核电巨头抛去绣球。但最早酝酿建设的惠安县由于当地居民顾虑甚大,曾通过人大代表提出反对意见,使申报事宜一度搁浅。 宁德市政府有关负责人称,该项目已纳入该市和福建省“十一五”规划,目前正处于“边做边报”阶段。 他对福建宁德核电有限责任公司年底挂牌成立的传言予以否认:“没

近期发生的在建核电厂建造事件

附件 近期发生的在建核电厂建造事件 一、红沿河核电厂、宁德核电厂和阳江核电厂循环水过滤系统(CFI)系列共性事件 2012年6月,陆续发现红沿河、宁德、阳江等核电厂循环水过滤系统(CFI)存在管线贯穿重要厂用水系统(SEC)泵坑的A、B列隔墙以及管道材料和安装过程不满足该系统的核级安全要求,需要进行系统的重新设计和管路更换。 该事件产生的直接原因是:CFI系统的设计和供货单位缺乏承担核级系统供应的经验和能力,对技术要求未完全消化理解。事件的根本原因是:总承包单位误将核级的CFI系统纳入了非核级BOP包进行采购控制,未完全按照核级要求控制,且对供应商的资质审查和能力评价不到位,设计交底和设计审查未有效进行,设计与采购接口管理也不够明确。最终导致CFI系统设计、采购和安装的质量保证体系运转失效。 处理措施:红沿河、宁德和阳江核电厂已重新按照核级要求进行了系统设计、采购和安装,并实施了永久的改造,保证了实体隔离等核安全功能的实现。 二、福清核电厂1号机组主管道焊缝不符合项事件 2012年6月,福清核电厂1号机组主管道完成焊接并进行100%射线检验过程中,发现2C4焊接接头在主管道侧距离焊缝边缘线1

毫米处存在超标缺陷显示,以及3U4焊接接头在主管道弯头侧距离焊缝边缘线1毫米处也存在超标缺陷显示。经过对比分析,判定这两处超标缺陷并非焊接过程引起,而是母材原有的铸造缺陷。 该事件产生的直接原因是:主管道铸件存在制造缺陷,虽满足产品母材制造的验收标准,但不满足焊接检验的评定标准。对于焊接接头区域,管道母材制造和焊接规范之间对于缺陷判定方法和准则不同,易发生此类缺陷按母材制造规范判定合格,而按照焊接规范评定时超标的情况。事件的根本原因是:主管道制造期间的质量过程控制不严格,存在气孔和夹渣类缺陷,对母材制造和焊接规范之间存在的差异也未能及时识别。 处理措施:经过对缺陷尺寸和性质进行安全评估和分析后,认为对于这两处焊接接头区域可以接受;但要求营运单位在役检查工作中加强对于类似缺陷的监测和跟踪,对缺陷可能的扩展情况予以重点关注。为避免此类问题重复发生,主管道在设备出厂和安装之前,进行焊接接头临近区域检验时,应按照焊接检验规范要求进行检验和评定,并消除超标缺陷。 三、红沿河核电厂2号机组三个环路的蒸汽发生器泄漏事件 自宁德核电厂1号机组二环路蒸汽发生器传热管与管板密封焊发生渗漏以后,2012年5月至11月期间,红沿河核电厂2号机组三台蒸汽发生器在现场进行二次侧水压试验时,也相继发生密封焊焊缝渗漏,需要在核岛现场进行大量的排查和返修工作。 该事件产生的直接原因是:蒸汽发生器制造过程中,传热管与管板密封焊的清洁度及工艺控制存在不足,导致密封焊缝内存在较多的

宁德核电#3机组海生物侵袭跳堆事件分析及建议

宁德核电#3机组海生物侵袭跳堆事件分析及建议 发表时间:2016-08-25T15:57:07.363Z 来源:《电力设备》2016年第12期作者:夏仕峰[导读] 13:55 3CFI A/B列鼓网压差(3CFI309/320KM)开始小幅波动。 夏仕峰 (福建宁德核电有限公司运行二部福建省福鼎 355209)摘要:随着我国投入运行的核电机组不断增加以及海洋环境和气候环境的不断变化,最近一年来,我国在运核电机组多次遭遇了因海生物侵袭导致机组负荷减载甚至跳机跳堆的异常事件。本文以宁德核电站#3机组因海地瓜入侵造成循环冷却水泵故障停运从而导致跳堆事件为例,详细地描述了事件发展的过程以及期间电站的主要干预行动。在此基础上,文章进一步分析了在整个事件过程中的异常和运行干 预行动的不足之处,并从多角度提出了后续应对类似事件的改进建议。关键字:海生物;侵袭;跳堆;事件分析;不足;建议 前言 2015年8月8日,宁德核电站#3机组因海地瓜【注1】侵袭3CFI取水口导致3CRF001/2PO异常停运从而导致机组跳堆,笔者作为事件发生期间的当班运行人员,希望通过对本次事件的详细总结和分析,发现我们工作中可以进一步完善和提高的部分,以便后续能够更好地应对此类事件。 一、事件发展主要过程 1.事件产生阶段 【8月7日】 13:55 3CFI A/B列鼓网压差(3CFI309/320KM)开始小幅波动。3CFI B列鼓网3CFI004MO/006MO(中/高速电机)频繁根据压差自动启停4次;3CFI A列滤网压差出现波动,旋转滤网切换至中速运行后3CFI803KA(3CFI003MO中速电机综合故障)触发, 3CFI003MO(中速电机)保持运行,无法自动切换到3CFI005MO(高速电机)运行;14:10 主控派出现场人员就地查看CFI运行情况以及进水前池水面杂物情况,未发现海面异常和进水堵塞情况;14:30 3CFI B列鼓网压差快速达到高4定值(0.8m)导致循环水泵(3CRF002PO)跳闸,主控开始快速降负荷(50MW/MIN)至660MW,此期间机组相关参数如图一: 图一事件产生阶段相关参数变化趋势2.事件发展阶段 14:59 第一次启动3CRF002PO,随后3CFI鼓网压差高4触发3CRF002PO跳闸;15:10 冷源小组使用消防水对3CRF032TF进行冲洗;15:28 CFI A列滤网压差稳定后为控制ΔI,向电网申请升功率至800MW(为抗台原计划要求8日03:00减载至840MW);16:22 第二次启动3CRF002PO,2分30秒后3CFI鼓网压差再次达到高4触发3CRF002PO跳闸; 18:00 OIC临时解除两列3CFI高4信号联调CRF泵信号;20:00 召开专题讨论分析会,确定在下次高潮位之前完成3CRF002PO并明确启动3CRF002PO监视及干预方案;21:40 配合清理海生物工作,将3CFI032TF(B列鼓网)切至高速运行。此时电气人员担心3CRF002MO两次跳闸对CRF泵运行有影响,对3CRF002MO开始测绝缘。 3. 事件发生阶段 【8月8号】 22:30 冷源小组反馈A列鼓网处打捞出的不名海生物有减少趋势;00:06第三次启动3CRF002PO,因压差持续超过0.8m,主控手动停运3CRF002PO;01:20 由于台风导致海生物大量出现且风势雨势逐渐加大,人工清理海生物困难;A列鼓网中速电机过电流运行导致电机温度逐步上升,可能导致A列鼓网跳闸,当班值接令紧急减载停机;01:22当班值向电网申请紧急停机,鉴于主控观察3CFI A/B列滤网压差稳定,向电网申请以20MW/MIN速率降负荷停机,主控开始准备程序并按照电网要求填写紧急停机申请单;01:46 主控发现3CFI A列滤网压差出现上涨,1分钟后上涨至满量程。01:49 ,A列鼓网压差快速上涨到1.03米,主控手动停运3CRF001PO,汽机自动停运,反应堆自动停堆,执行SOP事故规程。期间相关参数变化如图二: 图二 #3机组跳堆时CFI相关参数变化趋势4.事件演变阶段

(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

核电厂人员行为导致的典型运行事件

附件 核电厂人员行为导致的典型运行事件 一、多个核电厂人员违反程序误操作导致的运行事件 1.宁德核电厂现场操作人员误开阀门导致排气烟囱总β活度短时超化学技术规范限值运行事件 2016年8月30日,宁德核电厂4号机组处于功率运行模式。现场操作人员跟踪硼回收系统(TEP)除气器(4TEP002DZ)状态时,发现除气器压力偏高,在未通知主控人员且无操作指令的情况下,未依据泄压操作程序开启排含氢废气隔离阀(4TEP430VY),而是凭经验在辅助控制室两次错误开启排含氧废气隔离阀(4TEP426VA),导致含氢废气排向废气处理系统(TEG)含氧子系统,经TEG风机进入核辅助厂房通风系统烟囱,触发烟囱排气低量程惰性气体β活度一级、二级报警,违反最终安全分析报告中关于特殊排放的安全承诺。事件发生后,当班值违规补写临时操作指令单,且营运单位并未在第一时间向我局或地区监督站报告该事件,事件原因仍在进一步调查中。 2.宁德核电厂化学人员取样错误导致稳压器液相硼浓度失去定期监测的运行事件 2016年9月6日,宁德核电厂2号机组处于功率运行模式。在进行核取样系统阀门内漏处理过程中,隔离经理查询最近一次稳压器液相定期取样记录时,发现稳压器液相取样阀近期无开启记录。

经进一步查询得知,自2016年8月15日,稳压器液相取样阀无开启记录。经查,化学人员在进行取样过程中,开启了化学和容积控制系统除盐床取样阀,导致稳压器液相硼浓度取样错误,自2016年8月15日后失去定期监测,违反了化学与放射化学技术规范的相关规定。排查发现,1、4号机组也存在稳压器液相硼浓度失去定期监测的类似问题。 3.阳江核电厂调试人员误操作公用机组防火分区风门动作按钮导致已运行机组碘排风回路不可用的运行事件 2016年5月25日,阳江核电厂3号机组处于功率运行模式,4号机组处于热态功能试验准备阶段。调试人员在进行4号机组安全壳环廊通风系统(DVW)逻辑试验时,因未遵守多机组相互影响工作管理的相关规定,在未经核实情况下,主观认为3、4号机组之间的数字化仪控系统(DCS)通讯没有建立,通过4号机组主控操作公用机组防火分区风门动作按钮(8SFZ520KG)发出关闭指令,导致3号机组碘排风回路风门关闭,碘排风回路全部不可用,产生DVW随机第一组I0,违反运行技术规范。 4.宁德核电厂维修人员误拔通讯柜光纤插头导致电站计算机信息和控制系统(KIC)不可用的运行事件 2016年5月1日,宁德核电厂3号机组处于功率运行模式。工作人员在处理主控制室系统(KCS)A列通讯柜Ⅱ系CPU(COM-A-Ⅱ系)与堆芯监测机柜B系CPU通讯故障时,由于工作文件包不完善、重复工作过程验证失效及风险分析不足等原因,在插拔Ⅱ系光纤插头进行故障定位过程中,误拔临近的I系CPU光纤插头,导致4个

基于核电站辐射防护的思考

产业与科技论坛2018年第17卷第1期 Industrial &Science Tribune 2018(17)1 基于核电站辐射防护的思考 □董正鹏 高 涵 【内容摘要】本文首先进行了针对射线对人类身体的伤害性以及相关防护手段、方法的研究,然后从核电站防护工作开展过程 中应用的防护技术进行了阐述,其中包括依照控制区划分计算辐射以及防护安全的相关方式讲解,最后从核电站内部从业人员在工作期间应该遵守的防护辐射制度角度进行了详细分析。此次研究的目的是为了更好地提升我国当前阶段中核电站辐射防护工作开展水平。 【关键词】核电站;辐射防护;安全管理制度;射线探伤【作者简介】董正鹏,男,山西太原人;福建宁德核电有限公司工程师;研究方向:核电站的辐射防护管理 高涵,福建宁德核电有限公司 一、核电站辐射对于人类身体健康的负面影响及相关防 护方法 (一)辐射对人类身体的伤害。一般情况下,大部分人所 受到辐射的危害源头主要来自于生活周边的电离辐射,该种辐射产生的辐射效应主要包括理化以及生物变化[1] 。从电离辐射的根本上来讲,其对于人类机体的伤害本质是对生物 细胞的损害, 一旦被伤害致死的人体生物细胞达到一定的数量群, 人类身体就会由于器官组织细胞数量过少导致器官不能正常运行而出现各种疾病,最严重者会造成人类机体死亡。 (二)防护辐射的相关防护方法。在核电站的正常工作 过程中,从业人员通常需要遵从《核电站射线防护原则》开展 日常工作内容, 最大程度上将辐射发生的随机效应控制在合理的接受范围之内,确保将由于辐射带来的危害因素导致的 工作安全事故发生率降至最低[2] 。与此同时,要尽可能去除 一回路的放射性物质、 尽可能的远离辐射源头、减少与辐射物接触的时间、选用诸如混凝土铅屏蔽等屏蔽材料进行辐射防护,如此才能把辐射伤害降到最小。 二、核电站辐射来源以及相关应用状况目前阶段,国际原子能机构在相关的规定中提出,进行射线危害程度划分时,主要依据放射源头对人类身体健康、人类社会生存环境的负面影响程度有效划分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、Ⅴ五个等级,由高至低。如果依照辐射源头的密封程度这一条件进行划分时,会分为密封源和非密封源。 作为一个较大的辐射源场所,核电站在正常运行期间会 同时存储大量的射线装置,其中最大射线源为60 Co ∏类,还包 括Ⅲ、 Ⅳ、Ⅴ类、豁免源等。在进行射线探伤检查工作时,应用到的放射源一般包括192Ir 、137Cs 、60 Co 或者X 光机。通常情 况下,辐射源的活跃距离在10 100居里之间, X 光机管电流为几个mA 。在辐射源一米范围内的剂量率一般为几十mSv /h ,部分剂量率会达到几百mSv /h ,辐射最大剂量率能够达到Sv /h 量级。 三、核电站辐射防护的思考 (一)从安全防护技术应用角度开展辐射防护工作。在 进行核电站辐射防护工作时, 尤其是射线探伤环节作业时, 一定要严格进行控制区域划分,最大程度确保参与作业人员 以及周边生活居民的人身生命安全。通常情况下,辐射面向 各个方向射出的射线伤害程度不尽相同, 主要包括三种不同的辐射区域。如图1。 1.源容器屏蔽2.探伤研究对象图1 应用屏蔽物的具体控制区域 L1区域:辐射效果无变化要求进行控制的区域范围。L2区域:有研究价值线束方向经检验后研究对象屏蔽后要求进行控制的区域范围。 L3区域:有研究价值之外的经原容器、相关屏蔽物要求进行控制的区域范围。 在以上基础上,如果应用的是移动型号探伤机械,需要将控制区域范围边界中的当量剂量率维持在15μGy /h 左右, 具体的计算公式为L1=a 1?1.63。其中, a 1的具体取值范围需要在 《工业λ射线探伤放射防护标准》中选取;1.63指边界剂量率修正参数值L1指控制范围具体距离参数值,由L1分 别乘以与半值层数相互对应的因子构成L2、 L3。为了能够将具体的L1、L2、L3数值计算得出,决定以λ射线探伤活跃程度为1.85?1012Bq 的192 Ir 源,研究对象厚度为24mm 的建筑钢结构,厚度为25mmd 的钨制放射源屏蔽物为例进行说明。统计一系列的计算能够得出详细的计算结 果,即L1=146.7米、 L2=73.35米、L3=7.33米。由此可知,人类只要是距离源容器屏蔽背面7.34米之外的距离就是相对比较安全的,如果处于没有任何防蔽物的正面则需要处于距离146.7。 (二)从安全管理层面角度开展辐射防护工作。 · 67·

浅谈设备制造完工报告的整理方法-以宁德核电一期工程EOMR整理为例

浅谈设备制造完工报告的整理方法 ——以宁德核电一期工程EOMR整理为例 福建宁德核电厂一期工程采用工程总承包(EPC)模式,由中广核工程有限公司负责工程项的设计、采购、安装等工作。 在整个核电站的建造过程中,会有大大小小的设备进入核电厂,进行运输、安装、调试;尤其是一些大型主设备,如蒸汽发生器、反应堆压力容器、汽水分离再热器等。因此,在这些设备完成安装之后,就会形成核电站特有的一种工程技术文件,我们称为:设备制造完工报告(以下均简称为EOMR: End of Manufacturing Reports)。简单来讲,EOMR是设备制造的过程文件、记录、报告,是设备质量控制的追溯文件,可以作为设备在安装、调试、在役和退役过程中的备查资料。 国家核安全局颁发的核安全法规(HAF003)也明确规定:核电厂的一切可能影响安全和质量的所有活动,都必须按照已编制并批准的书面程序、指令或图纸进行。任何活动结束都必须书面记录,用以证明对核电厂有影响的各项活动均已按规定要求完成,并已达到和保持所要求的质量。 在整个核电站的工程建设过程中,我们每天都会陆陆续续的收到各家供货商提交的EOMR。如何使各家厂商提交规范、格式统一、符合程序的文件,我们再将收到的这些文件进行整理、组卷向业主移交,是我们所需要做的工作。我们有责任和义务对供应商进行要求和指导,

使其对设备制造过程中产生的各类文件进行收集与归档,保证编制的EOMR文件内容真实、完整、准确,字迹清晰可读,具有可追溯性,编制格式规范统一,便于检索查阅。 供应商应向工程公司提交EOMR原件,如不能提交原件,须在EOMR 文件的符合性申明(或质量证明书)中说明原因,声明复印件与原件内容的一致性,并加盖供应商的公章。对于需要工程公司质量监督人员审查的EOMR,供应商应提交由监督人员审查后并在封面签字的EOMR 文件。 EOMR的内容应由封面、目录及各章节内容构成,EOMR中的文件按目录顺序编制,对同一类别的文件一般应按日期顺序或文件编码顺序排列,文件不重复、不缺漏。供应商可按相对独立、完整的制造序列(部件/组件)分别编制独立的EOMR文件。在每份EOMR的第一卷建立总文件目录,总文件目录应细化到卷、章节以及对应的卷号、页码。EOMR各章节文件之间应用彩色隔页纸隔开,并在每张隔页纸上标明该章节文件的章节号及名称。 通常来讲,在封面目录中,一般会涵盖以下内容,如:符合性申明(或质量证明书)、相关的产品合格证、材料清单、材料质量证明文件(包括所用材料的原始和/或入厂复验的质量证明文件)、最终阶段的质量跟踪文件(包括质量计划清单、签字版的质量计划及H点的放弃证明文件)、技术变更及澄清文件等文件。 按照合同要求,供货商在设备制造的阶段就需要收集、整理完工报告文件,以便在设备制造完工阶段尽快编制EOMR,防止相关文件遗

[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

宁德考察报告

宁德经济概况 一、城市概况 宁德市,别称闽东、蕉城,属于福建省,1999年设立地级市,是国务院批准的全国农村开放促开发扶贫综合改革试验区,南连福州,北接浙江,西邻南平,东面与台湾省隔海相望,是福建离“长三角”和日本、韩国最近的中心城市。 全市现辖蕉城区、福安、福鼎2市和霞浦、柘荣、寿宁、古田、屏南、周宁等6县。土地面积1.34万平方公里,人口330万,其中市区蕉城区面积1537平方千米,人口42万。 地形以丘陵山地兼沿海小平原相结合为特点,属中亚热带海洋性季风气候,年平均气温13.4℃~20.2℃。

(一)人口结构、收入及消费水平 1、人口结构 宁德市户籍人口已达330万人,0-14岁人口所占比重为23.8%,65岁及以上人口所占比重为13.5%。老少比达56.7%,这说明宁德市人口结构老龄化正在加速。外来人口占宁德市常住人口的比重较低,约 2.5%。外出人口比重较大,约占常住人口的24%。(2009年数据) 三大产业的从业人口占总人口比重如下图所示: 重较低,从侧面说明该地区的城市化水平偏低。 2、收入情况 宁德市城乡居民收入水平还比较低,城市建设发展还比较慢,城镇居民的可 支配收入以及农民的现金收入总体上偏低。2009年,全市城镇居民人均可支配 收入仅为15147元,低于厦门(26131元)、泉州(22913元)、福州(20289元),

居福建省末位,比福建省平均水平低4430元;农民人均纯收入仅为5838元,低于厦门(9153元)、泉州(8563元)、福州(7669元),亦位居福建省末位,比全省平均水平低842元。收入水平偏低,影响了城乡居民的消费的需求。 2006-2009年宁德市城镇居民可支配收入和居民消费支出表 2007-2010年宁德市GDP总值和人均GDP情况表 1、农业 宁德茶叶、水产、食用菌、药材、果蔬、畜牧业等已基本形成基地化、规模化生产经营格局。目前,宁德是全国最大的绿茶种植基地,年产量占全国的9%;最大的大黄鱼养殖基地,年产量占70%;最大的银耳产区,年产量占90%以上。 2、工业 宁德的工业以机电、食品为支柱,化工、医药、建材、船舶为重点。 (1)机电工业 机电工业主要有电机电器、三车配件、医疗保健器械以及电子产品。以福安电机为代表的电机电器工业是闽东工业的支柱产业。福安被誉为“中国电机电器城”。闽东现有电机电器工业企业600多家,从业人员3.5万人,2002年产值40亿元,占全区工业产值的18%。机电产品出口生产体系已形成,有13家企业被国家确定为“机电产品出口基地企业”。电机电器产品中,福建万达、闽东

大亚湾核电站10年大修经验

广东核电报:大亚湾核电站十年大修启示录 2006年5月13日清晨5时零6分,大亚湾核电站1号机组顺利完成第一个十年换料大修,一次并网成功,将电力源源不断地输送到粤港两个电网。此次换料大修的顺利完成,标志着大亚湾核电站经过12年的运营,走过了核电站除退役之外的所有关键路径,以骄人的业绩证明了引进、消化、吸收和创新的这条具有中国特色核电发展之路的必要性与正确性。 在享受十年换料大修成功的喜悦之时,再一次沿着时光轨迹重温大亚湾核电站走过的奋斗历程,对总结经验,展望未来,鼓舞和鞭策广大核电人再接再厉,在新的征程中取得更大的成绩,无疑有重要意义。 消化吸收篇 大亚湾核电站是改革开放的产物,是在引进国外先进技术和管理经验的基础上建成的。正因为如此,国内外对中国人能否自主运营这样的大型商业核电站心存疑虑。 面对外界的顾虑和担忧,中广核人没有退缩,因为我们知道,低头靠勇气,抬头靠实力。要承认落后,才能改变落后;要学习先进,才能赶超先进。 为了尽早掌握核电站运营的关键技术,中广核人充分发挥敢为人先、敢争第一的精神,建立了一支核电发展的“种子队”。从核电站的筹建开始,大亚湾核电站就派出114名青年技术人员去法国和英国学习,前后历时6年,人均费用高达120万法郎,被称为“黄金人”。实践证明,这笔钱花得非常值得,他们熟练掌握了核电站的生产和管理技能,迅速成长为核电站各部门和各岗位的骨干。 大亚湾核电站还充分调动一切有利于提高水平、提升业绩的积极因素。大亚湾核电站积极开展国际合作,加入国际核电站的大家庭,加入了国际原子能机构(IAEA)、世界核营运者组织(WANO)等国际机构,定期与国内外核电站交流学习。大亚湾核电站还先后与国外7家核电站建立了姊妹电厂的关系,不断通过取长补短来提升自己的运营水平。 功夫不负有心人。1997年7月1日将成为中国核电行业一个值得纪念的日子。这一天,大亚湾核电站比原计划提前两年由中方人员正式担任厂长。这标志着中国人已经具备了独立自主管理大型商运核电站的能力,从此,中广核人开始了自主运营管理大亚湾核电站的新征程。 创新赶超篇 在自主运营管理大亚湾核电站后,中广核人开始思索一个新问题:核电站虽然是自己管了,但怎样才算管好一个核电站? 答案是:创新,超越,追求卓越。 首先要实现的是技术创新。自投入商运以来,大亚湾核电站共进行了700多项技术改进和改造。2001年开始实施的18个月换料模式改造,将大亚湾核电站从标准年度换料循环转变到了18个月换料循环,每台机组可以平均三年减少一次换料大修,大修成本降低25%。每年发电量增加3~5亿千瓦时,同时为反

核电工作总结.docx

20XX年,许继变压器凭借行业内一流的设计制造能力,在没有核电行业业绩的不利条件下,一举成功中得中广核工程有限公司LOT66包,广东阳江核电1#&2#机组站用变压器,总金额:631,4840.00元,;福建宁德3#&4#机组站用变压器,总金额:629,3040.00元。这是变压器公司自成立以来第一次签订核电行业的订单,具有划时代意义。 合同正式生效,彻底点然了公司各部门人员的激情。此时此刻全公司都聚焦于技术部。为啥?赶紧设计啊。没有图纸,大伙只能干等着急。而此时此刻的技术部,连办公桌上的电脑都亢奋起来了。骨干员工享受着这份挑战带来的喜悦,年轻的员工们正庆幸这次难得的大项目历练机会,大伙摩拳擦掌,跃跃欲试! 当时,在张虹部长的组织带领下,技术部门同事们畅所欲言,集思广益,根据技术协议要求制定了详尽的设计方案,随即召开设计方案论证会。经过反复讨论修改,凝结着大家心血的样机图纸终于全部设计完成。 有了图纸,样机很快顺利制作完成。在核电站相关负责人和行业内专家的共同见证下,在上海同济大学抗震试验室里,1#&2#机组变压器样机与ABB低压柜的联合抗震试验一次性通过;3#&4#机组变压器样机与施耐德低压柜厂家的联合抗震试验也一次性通过。两次实验的完美收官,见证了技术部同仁们严谨工作的工作态度和精益求精的责任心。有了图纸,产品顺利生产并完成交付。 正当大家觉得可以松一口气的时候,谁也没有料到一场扩日持久的大挑战正在逼近——核电站的项目管理。 文档的制作和递交工作: 核电项目的接口管理与其他项目不同。对原材料的供应商资质递交,到原材料的采购计划、生产过程中的质量控制、包装运输、出厂试验以及现场安装试验程序完工报告等,要求特别详尽。而且供货厂商必须按照文件要求来执行。这些要求多达46项,按照要求制定的资料交由中广核文档处进行仔细的审核。由于国家对核电管理特别严格,使得每一次递交过去的资料都要经过相关审核人员反复的讨论,并经过至少三次以上的修改后方能满足要求。最终讨论修改后的文档将交由中广核文档处进行存档。仅此文档制作和提交一项工作就做了整整3年,到现在还在继续执行。 售后服务的联络和开展: 核电项目验收非常严格,每一根铜排,每一颗螺栓都有4-5个人进行循环检查,诸如:如果铜排上有手触摸后留下的汗渍,就必须重新镀银,否则会导致氧化,为了解决这个问题,每一块进厂的铜排加工过程中不允许手部皮肤直接接触铜排,电镀后必须严密包装,直到现场验收完毕;螺母上有划痕就不允许再使用,海风夹带的空气腐蚀性很强,会很快把螺母锈蚀。由于公司是第一次执行核电站行业供货任务,没有相关的经验,通常都是按照常规的做法来进行。所以每一次交货后一大繁琐问题接踵而来,对外:需要与核电站建设部门和核电站物资管采购部门反复进行联络沟通,对内:需要下发通知单到生产、采购、试验等部门进行整改。工业品毕竟不是工艺品,很难做到完美无瑕,这对公司首来说无疑是一个很大的挑战。但最终,在公司各部门共同努力下,圆满完成了宁德阳江核电站的全部供货任务。 在项目管理执行过程中,也遇到了不少突发的问题,譬如:阳江核电项目由于建设方操作失误导致烧毁一台变压器,紧急增订了一台变压器;阳江核电项目合同交货后设计院要求对温控器进行节点返厂整改;宁德核电项目温控器节点也整改了3次;由于现场安装条件限制,临时要求安装Z型母排……….所有的突发问题在项目管理员的协调联络下,公司各部门密切配合,全部按照业主方要求按时完成,赢得了核电客户的高度赞扬。 资金回笼: 广东阳江核电1#&2#机组站用变压器,合同总金额:631,4840.00元,已收到汇款568,3356.00元,还剩余63,1484.00元;福建宁德3#&4#机组站用变压器,合同总金额:

我国核电站基本概况(表格)

省份名称状态技术规划装机容量开工日期黑龙江佳木斯核电站筹建待定待定待定吉林靖宇核电站筹建美国AP100压水堆4×1250兆瓦待定 辽宁红沿河核电站一期在建中国CPR1000压水堆6×1000兆瓦2007-08-18 东港核电站筹建待定4×1000兆瓦待定 徐大堡核电站筹建中国CPR1000压水堆6×1000兆瓦待定 北京中国实验快堆在建中科院、俄罗斯1×250兆瓦2008-05-10 山东 海阳核电站在建美国AP1000压水堆6×1250兆瓦2009-12-28 石岛湾核电站在建清华大学HTGR高温气冷堆1×200兆瓦2009-09 江苏田湾核电站一期运营俄罗斯AES91压水堆2×1060兆瓦1999-10-20 河南南阳核电站筹建美国AP1000核电站6×1250兆瓦待定 安徽芜湖核电站筹建待定4×1000兆瓦待定吉阳核电站筹建待定4×1000兆瓦待定 浙江 秦山核电站运营中国CNP300压水堆1×300兆瓦1985-03-21 秦山二期核电站运营中国CNP650压水堆2×650兆瓦1996-06-02 秦山三期核电站运营加拿大CANDU6重水堆2×728兆瓦1998-06-08 方家山核电站在建中国CNP1000压水堆2×1100兆瓦2008-12-26 三门核电站在建美国AP1000压水堆6×1250兆瓦2007-12-31 苍南核电站筹建待定6×1000兆瓦待定 龙游核电站筹建美国AP1000压水堆4×1250兆瓦待定 湖北大畈核电站筹建美国AP1000压水堆4×1250兆瓦待定松滋核电站筹建待定待定待定 四川三坝核电站筹建待定4×1000兆瓦待定重庆涪陵核电站筹建美国AP1000压水堆4×1250兆瓦待定 江西烟家山核电站筹建中国CPR1000压水堆4×1000兆瓦待定 彭泽核电站在建美国AP1000压水堆4×1250兆瓦2010-07-21 湖南小墨山核电站筹建美国AP1000压水堆6×1250兆瓦待定桃花江核电站筹建法国M310改进型压水堆4×1000兆瓦 福建宁德核电站在建中国CPR1000压水堆6×1000兆瓦2008-02-18 福清核电站在建法国M310改进型压水堆6×1000兆瓦2008-11-21 漳州核电站筹建美国AP1000压水堆6×1250兆瓦待定 三明核电站筹建中国二代改进型压水堆4×1000兆瓦待定 广西红沙核电站筹建中国CPR1000压水堆6×1000兆瓦待定 广东 大亚湾核电站运营法国M310压水堆2×984兆瓦1987-08-07 岭澳核电站一期运营中国CPR1000压水堆2×990兆瓦1998-05-15 岭澳核电站二期在建中国CPR1000压水堆2×1000兆瓦2005-12-15 台山核电站一期在建法国EPR压水堆2×1750兆瓦2009-12-31 阳江核电站在建中国CPR1000压水堆8×1000兆瓦2008-12-16 陆丰核电站一期筹建中国CPR1000压水堆6×1080兆瓦待定 海丰核电站筹建待定8×1000兆瓦待定

福建宁德核电厂一、二号机组 调试阶段核安全监督检查大纲

附件: 福建宁德核电厂一、二号机组 调试阶段核安全监督检查大纲 国家核安全局 二○一二年二月 —3—

目 录 1.检查目的 (5) 2.适用范围 (5) 3.检查依据 (5) 4.组织和职责分工 (6) 4.1 组织 (6) 4.2 职责分工 (8) 4.2.1国家核安全局 (8) 4.2.2华东监督站 (8) 4.2.3技术支持单位 (9) 5.检查的实施 (9) 5.1 日常核安全检查 (9) 5.2 例行核安全检查 (10) 5.3 非例行核安全监督检查 (11) 5.4控制点检查 (12) 5.4 调试试验专项检查 (12) 6.大纲的管理 (13) 附录A (15) 附录B (24) —4—

1.检查目的 在福建宁德核电厂一、二号机组调试阶段,通过执行本大纲,查明营运单位是否按相关法规和已认可的调试大纲等文件的要求,在管理、程序、人员、试验用仪器仪表及质量保证等方面作了有效的准备;是否对所有安全重要的构筑物、系统和部件进行了适当的试验,试验结果是否能够证明福建宁德核电厂一、二号机组的建造和设备安装已按设计要求完成,它们的性能和功能是否满足有关核安全法规的要求和最终安全分析报告中的承诺。 福建宁德核电厂一、二号机组调试阶段的监督检查结果将为国家核安全局颁发首次装料批准书和运行许可证提供重要依据。 2.适用范围 本大纲适用于福建宁德核电厂一、二号机组的调试阶段,即适用于从构筑物、系统和部件的建造和安装基本完成之日起到完成满功率运行试验时止整个期间所进行的核安全监督检查活动。 3.检查依据 实施福建宁德核电厂一、二号机组调试阶段核安全监督检查的主要依据有: (1)《中华人民共和国放射性污染防治法》; (2)国家核安全法规: ①《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》(HAF001)及其实施细则; ②《核电厂核事故应急管理条例》(HAF002)及其实施细则; —5—

宁德核电厂三、四号机组环境影响报告书

宁德核电厂三、四号机组 环境影响报告书 (设计阶段) (简本) 福建宁德核电有限公司 二○○九年六月

项目名称:宁德核电厂三、四号机组 环境影响报告书(设计阶段)(简本) 评价单位:苏州热工研究院有限公司 法人代表:束国刚 证书编号:国环评证甲字第 1904 号

目录 第一章概述 1.1项目概况 1.2评价标准 第二章厂址与环境 2.1 厂址地理位置 2.2 人口分布 2.3 土地利用及资源概况 2.4 气象 2.5 水文 2.6 地质地震 2.7 环境质量现状 第三章电厂 3.1 厂区规划及平面布置 3.2 反应堆和蒸汽-电力系统 3.3 电厂用水和散热系统 3.4 输电系统 3.5 专设安全设施 3.6 放射性废物系统 3.7 化学物质排放 3.8 生活废物 3.9 放射性物质运输 第四章电厂施工建设过程对环境的影响

第五章电厂运行的环境影响 5.1 散热系统运行的影响 5.2 正常运行的辐射影响 5.3 其它影响 5.4 退役 第六章 电厂事故的环境影响 6.1 电厂放射性事故 6.2 放射性物质运输事故 6.3 其它事故 第七章流出物监测和环境监测7.1 运行前的环境监测方案7.2 运行期间的环境监测方案7.3 运行期间流出物监测方案7.4 质量保证计划 第八章应急准备 第九章公众参与 第十章结论

第一章 概述 1.1 项目概况 本项目核电厂名称为“宁德核电厂”,由福建宁德核电有限公司投资建设,并负责电厂建成后的运营和管理。福建宁德核电有限公司依照《中华人民共和国公司法》于2006年3月23日在福建省宁德市注册成立,公司的投资方为广东核电投资有限公司、大唐国际发电股份有限公司和福建省煤炭工业(集团)公司,三个股东方所持股比分别为46%、44%和10%。 宁德核电厂一期工程四台机组建设规模为4×1000MW级压水堆核电机组,采用CPR1000压水堆核电机组。根据初步计划,三号机组于2014年7月投入商业运行,四号机组于2015年3月投入商业运行。 苏州热工研究院有限公司受福建宁德核电有限公司的委托,针对宁德核电厂三、四号机组开展环境影响评价。本环境影响报告书是福建宁德核电有限公司申请宁德核电厂三、四号机组建造许可的重要技术支持文件。 1.2 评价标准 1.2.1剂量约束值 (1)正常运行期间(包括预计运行事件)的剂量控制值 按《核电厂环境辐射防护规定》(GB6249-86)的规定,每座核电厂放射性流出物向环境排放对公众造成的剂量约束值为0.25mSv/a。 宁德核电厂一期工程建设四台机组,本次环境影响评价确定宁德核电厂一期工程向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量不高于0.16mSv/a。 (2)事故工况下的剂量限值 依据国家标准《核电厂辐射防护规定》(GB6249-86)针对设计基准事故的剂量限值要求: — 在每发生一次大事故(工况Ⅲ)时,公众中任何个人(成人)可能受到的有效剂量控制在5mSv以下,甲状腺当量剂量控制在50mSv以下; — 在每发生一次重大事故(工况Ⅳ)时,公众中任何个人(成人)可能受到的有

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