田湾核电站的主要技术特点
基于PLC技术的田湾核电燃料转运控制系统
基于PLC技术的田湾核电燃料转运控制系统田湾核电站是我国在大亚湾核电基地建设的第一座核电站，拥有两台核电机组。
由于核电站的特殊性，燃料转运控制系统非常重要。
本文将介绍基于PLC技术的田湾核电燃料转运控制系统。
PLC（可编程逻辑控制器）是一种专门用于工业控制的数字计算机。
它具有高可靠性、高性能、易编程等特点，被广泛应用于各个领域的自动化控制系统中。
田湾核电燃料转运控制系统采用了PLC技术，旨在对核电站的燃料转运进行精确控制，确保燃料的安全运输和储存。
该系统主要包括以下几个模块：1.燃料转运过程监控模块：通过传感器实时获取转运过程中的压力、温度、液位等参数，并将其数据传输给PLC进行处理和监控。
系统还能监测燃料转运过程中的异常情况，如压力异常、温度异常等，并及时发出警报。
2.转运车辆控制模块：该模块负责控制转运车辆的运行。
通过PLC控制车辆的启动、停止、前进、后退等运动，以及控制车辆的转向等动作。
系统还能实时监测车辆的状态，如速度、加速度、位置等，并进行相应的调整。
3.燃料仓储模块：该模块负责控制燃料在仓储过程中的运输和储存。
通过PLC控制燃料仓门的开关，确保燃料的储存和运输过程中的安全性。
系统还能监测燃料仓内的温度、湿度等参数，并及时发出警报。
4.报警与故障处理模块：该模块负责处理系统中发生的报警和故障。
系统通过PLC进行故障检测，并向操作人员发出警报。
系统还能记录故障发生的时间、位置等信息，方便后续的维修和处理。
1.高可靠性：PLC具有高可靠性，能够长时间稳定运行，并能够应对各种恶劣环境条件。
2.易编程：PLC的编程语言易于学习和掌握，操作人员能够快速掌握系统的使用方法。
3.灵活性：PLC的硬件可扩展性强，软件可定制性高，能够根据用户的需求进行灵活配置。
4.实时性：PLC能够实时采集控制系统中的各种参数，并进行实时处理和监控。
基于PLC技术的田湾核电燃料转运控制系统能够有效确保核电站燃料转运的安全性和可靠性。
田湾核电站旋转机械振动管理
田湾核电站旋转机械振动管理发表时间：2020-08-21T07:00:16.762Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年11期作者：鲁冰才[导读] 旋转机械最常见的故障就是振动故障，当振动故障出现时，设备的安全与稳定就会受到威胁。
中国核电工程有限公司华东分公司浙江省嘉兴市 314300摘要：旋转机械最常见的故障就是振动故障，当振动故障出现时，设备的安全与稳定就会受到威胁。
在大型发电厂中有较多的旋转机械，因此，要密切注意发电厂旋转机械的振动状态，通过合理的检测与管理，对旋转机械的振动故障进行防治。
本文通过阐述田湾核电站旋转机械的机械振动监测与防治方法，对田湾核电站旋转机械的振动防治实际案例进行分析，旨在为振动管理提供参考。
关键词：振动监测；案例分析；管理；旋转机械1 田湾核电站工程简述田湾核电站坐落在江苏省连云港市的田湾，厂区设计面积极大，可以容纳8台高达百万千瓦的核电机组，并且空余面积还可在规划4台相似的机组。
田湾核电站一期工程的一号机组在1999年10月开始施工，并且在2005年10月开始填料发电，二号机组在2000年9月开始施工，2007年5月开始填料发电，两机组都是使用的AES-91型号的压水堆核电机组，具有单机106万千瓦时的发电容量，能够运行至少40年。
田湾核电站的二期工程于2008年开始规划，在2013年开始3号机组的施工，2013年开始4号机组施工，并且已经于2018年完成建设，同时，田湾核电站5号和6号机组工程也已经提上日程，预计于2021年开始施工建设。
随着田湾核电站一期工程两台机组的运行，田湾核电站对于旋转机械的振动监测系统也开始搭建，并且1号与2号机组能够长期稳定运行，表明田湾核电站的旋转机械振动监测与管理方法是有效的，可以确保机组内汽轮发电机组、水泵具有旋转装置的设备安全、稳定运行，从而实现核电站的供电稳定性。
因此，对核电站旋转设备实行科学合理的检测与管理是具有重要意义的。
田湾核电站3、4号机组设计改进
设 计 改进 建议 收 集 工作 从 ２ ０ 年开 始 ，持 续 报告 ，以确 定最 终决 定 。 ０７
． ￣ ２ １ 年 年 底 ，总计 从 公 司各 部 门、俄 罗 斯设 计 １４ 采用信息化的手段 ，对 设计改进项 ］ １０ ０
院 、中方 设 计 院 以及 其 他相 关单 位 收集 到 上 千 项 反 馈 经验 。在 此基 础 上 ，公 司本 着 “ 审慎 审 议 ”
进 项
为 了保 证 设 计 改 进 建 议 能 够 得 到 俄 罗 斯 设
２
人 没 汁改进 项
计 院 的参 与 和 执行 ，从 对俄 合 同谈 判 期 间就 开始
经 中俄 双方 达 成一 致 由设 计 改 进建 议 转 为将 与 俄谈 判 、协 商 落实 设 计 改进 建 议 。首先 在 合 同 要 实施 的改进 项 总计有 ３ ０ ０ 余项 ，主要涵 盖 了对一 中确 定 田湾 核 电站 的建 设 原 则必 须 考 虑必 要 的 改 期工 程质 量 进 度 产生 较 大 影 响 的重 要设 备 不 符 合
田湾核电站2号核岛安全壳钢衬里施工焊接技术
钢衬 里 焊接 可 使用 手 工 电弧 焊 、 弧焊 等 方法 进 行焊 接 。 埋
３３ 焊 前 准 备 ． ３３１构 件 焊 接 之 前应 按 焊 接 工 艺评 定报 告 编 制 焊 接 工 艺 卡 ． ．．
并经 过 审批 。 ３ ３２焊 工 应 经 过 核 电 站 要 求 的 专 门 培 训 ， 得 相 应 资 格 。 ．． 取 ３ ３３焊 前 应 对 焊 接 工 艺 进 行 评 定 并 合 格 。 ．．
２ ３ 焊 接 材 料 采 用 与 母 材 匹 配 的 材 料 。 其 中 焊 条 型 号 为 ． Ｅ ０ ８ ，焊 丝 牌 号 为 Ｈ０ Ｍｎ ５ １ —１ ８ Ａ， 焊 剂 型 号 为 Ｈ ４ ２ （ 号 为 大 西 洋 Ｊ０ 牌
Ｃ ２１。 ＨＦ ０ ）
未 经工 艺 评定 的 定位 焊 缝 ， 能作 为 焊缝 的一 部 分 。 铲除 。 不 应
３ ５ 坡 口组 装 前 的 检 验 ．
目 视 检 验 和 尺 寸 检 验
２４ 简 身 钢 衬 里 共 分 ９层 。 一 般 情 况 下 每 层 分 十 二 至 十 三 块 ， ． 典 型 壁 板 的 结 构 尺 寸 为 ５０ Ｘ１０ ０ ｍ． ００ ２０ｒ 。 ａ
行 无 损 检 验 ， 体 项 目 、 例 、 收 标 准 如 下 ： ＋ ．２ ｍ 以 上 衬 里 ） 具 比 验 （ ８８ ５
技 术含 量 高、 工 工艺 复杂 等特 点 。 施
【 关键 词 】 核 电站 核 岛 安全 壳钢 衬 里施 工 焊 接 无 损检 测
１ 工 程 概 况
焊 材应 按 规 定验 收合 格 。
田 湾 核 电 站 核 岛 内 层 安 全 壳 内 侧 带 有 防 泄 漏 钢 衬 里 ． 衬 里 由 钢
田湾核电站核岛内安全壳球壳模板施工技术
田 湾 核 电 站 核 岛 内
安 全 壳 球 壳 模 板 施 工 技 术
◆ 文 ／张 守 龙
【 要】 摘 核 岛反 应 堆 厂房 内安 全 壳 为钢 筋 混 凝 土 结构 ， 内 穹顶 为 Ｉ＝ ３ 的半 球 体 。 对 于 穹顶 半 径 大 、 其 ￣ ２ｍ 针
矢 高 高 、 凝 土 曲 表 面 成型 难 度 大 等 特 点 ， 过 利 用 筒 身 圆 柱 形 外模 ， 用 相 应 的技 术 措 施 改 制 而成 球 面形 混 通 采
本 文 主要 介 绍利 用 筒 身 圆柱 曲 面 模板 改 制 成球 壳 外 模 板 ， 成 架 间 距 为 １６ ｍｍ ， 榀 挂 架 用 钢 管 扣 件 连 成 整 体 。 管 选 用 舛 ８普 完 ６５ 两 钢 内安 全壳 顶 混凝 土 浇 筑 的施 工 技术 。
２方 案 的 选 择
程之一。
ｂ ．垂 直 背 肋 ：选 用 高 ×宽 ＝ ０ ｘ ０ ｍ 的 ２０ ８ｍ
安 全 壳 是 反 应 堆 厂 房 最 后 一 道 放 射 性 物 质 的 实 体 隔 离 屏 障 。 木 工 字 梁 作 垂 直 背 肋 ， 为 ２ ５ ｍ 。 木 工 字 田 长 １０ ｍ 湾 核 电 站 采 用 了 最 安 全 的 双 层 安 全 壳 结 构 。 其 中 内 安 全 壳 是 预 应 力 梁 上 、 翼 缘 宽 为 ８ ｍｍ、 为 ４ ｍｍ、 宽 为 下 ０ 厚 ０ 腹 系 统 的 混 凝 土 墙 体 ． 为 二 部 分 ： 一 部 分 标 高 ＋ ．０ ～＋ ０．０ ｍ 为 ２ ｍ ． 木 工 字 梁 选 用 优 质 木 枋 整 体 加 工 。 分 第 Ｏ ８０ ５ ２ ０ ２ｍ 经 １２米 厚 的 空 心 圆 柱 体 称 内 安 全 壳 简 身 。 内 安 全 壳 筒 身 内 半 径 Ｒ＝ 特 殊 工 艺 处 理 并 刷 上 防 腐 涂 层 ． ． 自然 条 件 下 ２ ｍ、 半 径 Ｒ＝ ３ ２ ： 二 部 分 标 高 ＋ ０２ ０ ＋７ ．０ ｍ 之 间 为 切 不 产 生 变 形 。 每 榀 模 板 选 用 ｌ ２ 外 ２ ．ｍ 第 ５ ．０ 一 ２５ ０ Ｏ根 木 工 字 梁 。 球 体 称 内 安 全 壳 穹 顶 。 球 体 内 半 径 Ｒ＝２ ｍ、 半 径 Ｒ＝ ３ ． 球 体 间 距 为 １ ０ ３ ０ ｍ 之 间 。 切 ２ 外 ２ｍ 切 ８ — ３ｍ 垂 直 高 度 为 ２ ．ｍ ． 线 长 度 为 ３ ．５ ２３ 弧 ２ ４ ｍ。在 反 应 平面 尺 寸 为 ４５ ｘ ０ｍ 用 于 预应 张 拉 用 的扶 壁 柱 。 １３ ７０ ｍ １０ ｍ ， 顶 内 侧 设 有 一 层 ６ 厚 防 泄 漏 钢 衬 里 （ 筒 身 钢 衬 里 连 ００ ｍ 穹 ｍｍ 与 Ｃ 水 平 横 肋 ： 平 横 肋 选 用 双 槽 钢 ｆＯ拼 ． 水 １ 接 成 的 组 合 横 肋 ． 肋 用 Ｒ＝２ ．１ｍ 半 径 找 横 ３４ ８ ｄ 三 部 分 连 接 ： 合 板 直 接 用 铁 钉 镶 钉 ． 胶
中国的核电站情况
四、田湾核电站（中核） 位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建2至4台的余地。
一期工程，采用俄罗斯AES-91型压水堆技术，装机容量2×1Байду номын сангаас6万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约70%。于1999年10月20日正式开工（FCD），单台机组的建设工期为62个月，分别于2007年5月和2007年8月正式投入商运。
二期工程3号和4号机组的建设已启动，单机容量均为100万千瓦。
三期工程5号和6号机组的建设已启功，采用中国二代加CPR1000核电技术。
五、红沿河核电站（中广核） 辽宁红沿河核电站位于辽宁省大连市瓦房店东岗镇，地处瓦房店市西端渤海辽东湾东海岸。规划建设6台机组，采用中国改进型 CPR1000压水堆技术，单机容量100万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约60%，1号机组于2007年8月正式开工，至2012年建成投入商业运营。目前在建中....
二、四川重庆争建核电站(2003-9-18) 重庆市将在涪陵建设一座总装机容量为180万千瓦的核电站。而重庆市和四川省均已向国家有关部门提交了核电站的立项报告，双方都想让内陆首座核电站落户本地区。不过，结果尚未揭晓。
重庆市规划中的核电站将选址涪陵区白涛镇重庆建峰化工总厂（原816厂），初步规划总投资200亿元，年发电量达85亿千瓦小时。如果审批手续顺利，将于2007年动工建设，2013年首台机组并网发电，项目业主为中国电力投资集团。
到目前，中国有4座核电站11台机组运行。在建也不少。
一、秦山核电站（中核） 秦山核电站地处浙江省海盐县。
末晓明大国工匠精神生平事迹
末晓明大国工匠精神生平事迹核电是一种清洁的新型能源，然而核电站里面的物质一旦发生泄漏后果不堪设想，但核电站内部连接核反应堆输送管道的焊接难度极大，只能采用手工焊接。
未晓朋就是这样一位世界级的焊工，他所完成的核电站主管道焊接，将保障在40年的周期里，核电站反应堆主管道的安全。
在东部沿海的连云港，田湾核电站正在紧张建设。
密集布设的管道历尽曲折大都指向核电站的核心部位核反应堆。
这些管道实际上就是连接核电站心脏的血管。
特别是主管道。
在这个核反应堆设计寿命的40年全周期里，高辐射、高流速、高温、高压的介质日夜不息地在以主管道组成的回路当中流过。
这对主管道的焊接之处是一个极其严峻的考验。
中国核建中核二三公司核级管道焊工未晓朋：如果这个一旦泄漏了，那不得了。
核电站就相当于报废了。
对这个地方的生态环境会产生很大的影响。
出于最重要的核安全考虑这个核电站的主管道设计管壁厚达70毫米，是目前中国所有核电站主管道当中最厚的。
由于这种材料结构复杂，焊接难度大，目前只能采用手工焊接。
而这样的手工焊接需要世界级水平。
中国核建中核二三公司核级管道焊工未晓朋：核电领域里面，就属主管道（焊接难度）最高了。
最高水平的焊工才有资格学习干这个。
田湾核电站从一期工程开始就采用了难度极大的手工焊接技术。
未晓鹏的前辈师傅彭存利和姚军他们都参加了当年主管道的焊接。
到了田湾核电站二期建设时期，岁月已经让这些曾参与一期工程的资深焊工已超过了拿焊枪的年龄。
中国核建中核二三公司资深焊接专家姚军：眼睛会老花，而且体力慢慢（下降）。
你过了四十岁嘛。
主管道的焊接必须保证合格率为100%。
容不得任何安全隐患。
即便焊接技艺再高一旦过了40岁都必须退居二线。
中国核建中核二三公司资深焊接专家彭存利：我把我的技艺我的技术还有我的经验一代代去传给他们。
虽然师傅们都不能亲自参与二期工程的焊接，但他们在一期工程中的焊接技术和工作精神一直深深影响着年轻一代核电站管道电焊工。
中国核建中核二三公司连云港项目部核级管道焊工未晓朋：我说以后我就要干成这样，甚至比这个还要好。
田湾核电站_集先进压水堆技术特点于一身
田湾核电站一期工程采用的是俄罗斯ＡＥＳ－９１型核电机组，其核蒸汽供应系统为ＷＷＥＲ－１０００／４２８（简称Ｖ－４２８）型压水堆，汽轮机组为Ｋ－１０００－６０／３０００型全速汽轮机。
Ｖ－４２８型反应堆是根据前苏联设计制造的ＷＷＥＲ－１０００／３２０（简称Ｖ－３２０）系列核电机组的设计、建造和运行经验，吸取西方压水堆改进技术而完成的改良型设计。
其设计的基本原则是：最大限度地保留经过参考电站验证的良好特性，应用验证过的成熟的改进技术，不采用需要开发的新工艺。
首台Ｖ－３２０压水堆机组于１９８４年投产。
１９９７年年底，田湾核电站一期工程总合同签订时已有１４台机组在俄罗斯、乌克兰、保加利亚运行，积累了１１０堆年的运行经验。
从上世纪８０年代后期开始，国际原子能机构组织世界各国专家，花了近１０年时间对俄罗斯压水堆核电站技术进行了全面的审查。
审查结果表明：Ｖ－３２０反应堆的安全保障设施和实际安全运行指标基本上与西方国家同时期设计、建造和运行的百万千瓦级压水堆保持同一水平。
美国能源部也组织专家进行了评审，得出了同样的结论。
与Ｖ－３２０相比，Ｖ－４２８的主要改进包括：采用全锆燃料组件、增加控制棒组件数量、主泵径－轴向止推轴承由油润滑改为水润滑、反应堆厂房采用双层安全壳结构、安全系统采用完全独立和实体隔离的４系列设计、设置堆芯熔融物捕集器、安全壳消氢系统等。
为适应国际上对新一代压水堆在技术、经济和安全性方面的要求，田湾核电站１、２号机组在保持俄罗斯ＷＷＥＲ技术特点的基础上，进一步采用了西方经过验证的、成熟的先进技术和设备。
其中包括：安全壳预应力系统采用新型倒Ｕ形５０束◎江苏核电有限公司总工程师马一田湾核电站：集先进压水堆技术特点于一身建设回眸建设回眸西方采购应急柴油发电机、核级阀门等重要设备。
田湾核电站ＡＥＳ－９１型核电机组设计理念优于当今世界上正在运行的大部分核电机组，安全性与西方正在开发和建设的先进压水堆的目标一致。
田湾核电站2x1000MW机组热力系统介绍
田湾核电站2x1000MW机组热力系统介绍田湾核电站2x1000MW机组热力系统介绍1．总体介绍田湾核电站厂址位于江苏省连云港市东北部连云区高公岛乡田湾村，东临黄海，西南距连云港市新浦区直线距离约28公里，西北距连云港市连云区中心约11公里，北与连云港码头隔山相对，直线距离约5公里。
1.1 电厂规模田湾核电厂规划容量为4台1000MW级核动力发电机组，一次规划分期建设。
第一期工程建设两台俄罗斯设计制造的WWER-1000/428/AES-91型压水堆核动力发电机组。
每台机组由额定热功率为3012MW的WWER-1000/428/AES-91型反应堆装置、K-1000-60/3000改进型汽轮机及TBB-1000-2YZ型发电机组成。
核电站主要由反应堆、一回路系统、二回路系统和辅助系统组成。
1.2 机组主要参数田湾核电厂一期工程采用AES-91型核动力发电机组,它是在具有多年运行经验的WWER-1000/320型压水堆核动力发电机组的基础上改进设计和制造的。
反应堆为V428型压水堆，汽轮机为带有中间汽水分离和单级再热蒸汽的K-1000-60/3000型汽轮机，与汽轮机相配的是由“Electrosila”工厂生产的直驱式TBB-1000-2Y3型发电机。
汽轮机与WWER-1000型压水堆配套运行，压水堆热功率为3012MW，汽轮机采用饱和蒸汽。
AES-91型核动力发电机组主要设计参数：田湾核电厂新建工程安装两台ЛМЗ生产的额定功率为1000MW、全速、单轴（一个双流高压缸和4个双流低压缸）、八排汽、中间去湿再热机组。
主要技术参数如下∶汽轮机额定转速 3000 rpm核岛提供蒸汽供应系统热功率能力 3012 MW汽轮机额定功率 1060 MW高压缸阀前新蒸汽的额定绝对压力 5.88 MPa高压缸阀前新蒸汽的额定温度274.3℃高压缸阀前新蒸汽的最大温度293.6℃高压缸阀前蒸汽额定干燥度（湿度，％）0.995（0.5％）冷却水设计温度18℃冷却水最大允许温度33℃汽机跳闸和高压缸阀关闭时的最大绝对压力 7.85 MPa辅助用汽量60 t/h新蒸汽额定流量（包括再热蒸汽流量） 5870 t/h再热蒸汽压力0.55 MPa再热蒸汽温度250℃凝汽器蒸汽额定绝对压力 4.7 kPa至凝汽器的冷却水额定流量 170,000 t/h除氧器蒸汽额定绝对压力0.84 MPa给水温度218℃保证工况时总热耗量 10190 kJ/kWh 反应堆热功率 3000 MW环路数 4一回路压力15.7MPa反应堆入口冷却剂温度292℃反应堆出口冷却剂温度321.7℃2．热力系统介绍2.1汽轮机原则性热力系统汽轮机热力系统是将蒸汽发生器产生的蒸汽的热能转换成汽轮机的机械能，再通过发电机转变成电能，做过功的蒸汽经凝汽器冷却凝结成水，再加热到217.9℃送入蒸汽发生器。
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、AP1000AP1000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。
江苏田湾核电站
田湾核电站简介厂址位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建4台的余地。
一期工程建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80%，年发电量达140亿千瓦时。
电站简介江苏田湾核电站是中俄两国在加深政治互信、发展经济贸易、加强两国战略协作伙伴关系方针推动下，在核能领域开展的高科技合作，是两国间迄今最大的技术经济合作项目，也是我国“九五”计划开工的重点核电建设工程之一。
位于江苏省连云港市高公岛乡柳河村田湾境内。
公司股东江苏核电有限公司作为项目业主，负责田湾核电站的建设管理和建成后的商业运营。
公司股东和股比的构成是：中国核工业集团公司50%、中电投核电有限公司30%、江苏省国信资产管理集团有限公司20%。
计标准设田湾核电站采用的俄AES-91型核电机组是在总结VVER-1000/V320型机组的设计、建造和运行经验基础上，按照国际现行核安全法规，并采用一些先进技术而完成的改进型设计，在安全标准和设计性能上具有起点高、技术先进的特点。
其主要技术特点包括：反应堆厂房采用双层安全壳、安全壳预应力张拉系统采用新型倒U形50束钢缆张拉方式、安全系统采用完全独立和实体隔离的4通道(N+3)、设置堆芯熔融物捕集器与冷却系统等缓解严重事故后果的安全设施、使用铀-钆一体化全锆先进燃料组件、采用全数字化仪控系统等。
田湾核电站概率安全评价表明：发生堆芯严重损坏或熔化事故的概率小于3.3×10-6/堆年(当前世界上运行的核电站一般为10-4/堆年)，发生严重放射性泄漏事故的概率不超过6.4×10-8/堆年（当前一般为10-5/堆年）。
田湾核电站的安全性、可靠性和经济性与西方正在开发的先进压水堆的目标一致，在某些方面已达到国际上第三代核电站的要求。
根据中俄两国政府协议和总合同，俄方负责田湾核电站总的技术责任和核岛、常规岛设计及成套设备供应与核电站调试，中方负责工程建设管理、土建施工、围墙内部分设备的第三国采购、电站辅助工程和外围配套工程的设计、设备采购及核电站大部分安装工程。
田湾核电站安全壳预应力管道施工技术
山西建筑SHANXT ARCHITECTURE第47卷第1期0 0 2 -年1月Vvi. 57 Nv. 1Jan. 2021・93 •文章编号：1709-6825 （2021） 01 -6093-63田湾核电站安全壳预应力管道施工技术王祥德（江苏中核华兴特殊建筑工程有限公司，江苏南京2^）61）摘 要：田湾核电站3号、4号机组采用VVER 堆型，由俄罗斯圣彼得堡设计院负责总体设计，属于三代技术核电项目。
3号、4号机组反应堆厂房内壳采用VSL NC9X8预应力系统，管道施工具有管道孔径大、倒U 形布置、钢梯布置密集等特点,通过对预应力 管道施工技术的研究，为该类堆型预应力施工积累宝贵经验。
关键词:核电站,预应力，管道，安装中图分类号:TU776 文献标识码:A1工程概况田湾核电站二期工程2 x 1 000 MW 核反应堆采用双层 钟罩型安全壳结构,它由反应堆底板、内外筒体墙、内外穹 顶组成。
内壳为有粘结预应力混凝土结构，预应力采用的是▼3：1"（26-55后张拉体系。
它分布在核岛内安全壳底板、 筒体墙、穹顶部位。
分为水平环向和竖向预应力管道，水平 环向预应力管道计74根，其中筒体墙57根，穹顶1根，筒 体墙水平管道以筒体墙中心为圆心、R=22. 25 m 为半径绕 筒体墙360。
环型单层布置，水平管道的喇叭口分别位于同 一个扶壁柱的两侧;54根倒U 形管道由一侧筒体经过穹顶 到达另一侧筒体，导管两端喇叭口分布于+4 m 的廊道底 板上,竖向倒U 形钢束在穹顶部位分两层互成99。
布置。
预应力管道布置图如图 1 所示。
2施工工艺流程1预应力钢管制作工艺流程:材料验收一钢管切割一钢管弯曲一钢管扩口一标识一打包一堆放；2）预应力管道安装工艺流程:测量放线一定位钢梯安装一锚座安装一基准管安装一穿管一定位一密封一通球检查。
3技术要素分析34 钢管材料选型341 41 钢管钢管的主要作用是倒U 形孔道及水平弯曲孔道的成 孔,管道选型时应考虑管道弯曲、扩口性能，主控的技术指标 分别为断后延伸率及壁厚。
田湾核电站一、二期NFME 系统技术比较
科技与创新┃Science and Technology&Innovation ·140·2018年第03期文章编号：2095－6835（2018）03－0140－02田湾核电站一、二期NFME系统技术比较李榛（江苏核电有限公司，江苏连云港222000）摘要：对田湾核电站一、二期NFME系统的功能和组成结构、技术参数、硬件组成等方面进行了对比，同时，结合二期监造和安装的经验对NFME系统的一些改进项进行了探讨，为田湾二期NFME系统商运后的技术改进提供了参考。
关键词：田湾核电站；NFME系统；技术改进；反应堆中图分类号：TM623.8文献标识码：A DOI：10.15913/ki.kjycx.2018.03.140田湾核电站采用俄WWER1000反应堆AES-91标准型机组，机组满功率运行时单机发电量达1.06×106kW，设计寿命为40年。
田湾一期使用俄SNIIP-SYSTEMATOM公司设和制造的中子通量监测系统（英文缩写：NFME），该系统数字化程度高。
一期自商运以来，NFME系统运行稳定，其可靠性得到了验证。
鉴于良好的运行业绩，田湾二期工程依然使用俄SNIIP-SYSTEMATOM公司设计制造的NFME 系统，该系统在田湾一期的基础上升级更新，使可靠性及精度方面得到了提高。
本文对一、二期工程的NFME系统的功能和结构、硬件组成等方面进行对比。
1田湾一、二期NFME系统的比较NFME系统是核电厂重要的安全系统，它通过测量堆外热中子通量及其变化来计算反应堆核功率、周期和反应性等重要参数，在紧急情况下生成保护信号，为保护系统和控制系统提供必要的信号。
每个U核发生裂变反应释放出能量，平均有200MeV的能量转化为热能，而单位时间内核裂变总数则取决于核和中子相互作用而引起核裂变的概率。
在稳定的一段时间内，堆内单位时间裂变总数就取决于堆内中子总数。
如果考察堆内局部某一单位体积的功率，则取决于该单位体积中的中子密度，即中子通量。
田湾核电站厂区最终边坡工程控制爆破施工技术
Ｋ ｅ ｒ ｓ ｎ ｃｅｒｐ ｗｅ ｌｎ ；ｆ ａ ｌ ｅｓ ｐ ；ｃ ｎ ｒｌｎ ｌｓｉｇ；ｔｃ ｎ ｌｇ ｙ ｗｏ ｄ ： ｕ ｌａ ｏ ｒｐａ ｔ ｉ ｌ ｉ －ｌ ｅ ｏ ｔｏｌ ｇ ｂａｔｎ ｎ ｓｄ ｏ ｉ ｅ ｈ ｏｏ ｙ
１ 引 言
江苏 田湾核 电站 是 我 国“ 五 ” 间重 点建 设项 九 期 目， 是 中俄 两 国 合 作 建 设 项 目。其 土 石 方 工 程 Ⅱ 也
厂 区 基 岩 主 要 为 含 岩 块 二 长 浅 粒 岩 ， 性 坚 硬 岩
致 密 ， 物 理 力 学 性 质 ： 然 容 重 为 ２．４ｇ ｃ ， 其 天 ６ ／ｍ２ 单
轴 抗压 强 度烘 干 为 １０ ２ＭＰ ， ６ ． ａ 饱和 为 １ ８ ８ＭＰ ， ３ ． ａ 抗 拉强 度 为 ８ ０ＭＰ ，软化 系数 为 ０ ８ ， 弹 性模 ． ａ ．６ 静
Ｔ ｉｎｗａ ｕｃｅ ｒ ｐ ａ ｎ ｎ ｌａ ｏｗｅ ｌｎｔａ ｅ１ｔ ｉ ｉ ｚ ｈ ｌｓ ｉｇ ｉ ｐ ｃ ｉ ｌｓｉ ｅ ｓｏｐ ｒ ｐａ ｒ２ ｏ ｍ ｎ ｍｉｅ ｔ ｅ ｂａ ｔｎ ｍ ａ ｔｏｎ ｆｎａ ｌｄ —ｌ ｅ，ａ ｄ ｔ ｎ ｕ ｅ ｔ ｅ ｌｎｇ ｔ ｒ ｎ ｏ ｅ ｓ ｒ ｈ ｏ －ｅ ｍ ｓ ｅ ｄ ｎｄ ｓ ｆ ｔ ｆ ｅ ｒａ ｔｎｇ ｓｉ － ｌｐｅ Ｔ ｈ ｅａ ｉｎ ｈｉ ｅ ｗ ｅ ｎ ｔ ｅ ｓ ｉｔｎｇ， ｖｂ ａ ｉｎ ｒ ｄｕ ｔｏ ｔ ａ ｙ ａ ａ ｅ ｙ ｏ ｖｅ ｌｓ ｉ ｌ ｓｏ ． ｄｅ ｅ ｒ ｌｔｏ ｓ ｐ ｂ ｔ ｅ ｈｅ ｐｒ —ｐｌ ｉ ｔ ｉｒ ｔｏ ｅ ｃ ｉｎ， ｍ ｉ— ｌ ｌｓ ｃ ｄ ｂａ ｔｎ ｎ ｈｅｍ ａ ｍ ｕｍ ｉｇｌ ｅ ｏ ａｔｎ ｈａ ｇ ｎ ｏ ｅ ｅ ｐ ｈｏｅ ｌｒ ｔｇｅ ｉ ｎｔｏ ｃ ｄ． ｉｅ ｏｎ ｌｓｉ ｇ ａ ｄ ｔ ｘｉ ｓｎ ｅ ｄ ｔ ｎ ｉ ｇ ｃ ｒ ｅ ｉ ｐ ｎ ｄ ｅ － ｌ ａ ｇｅｓ ａ ｓｉ ｒ ｄｕ ｅ
连云港田湾核电站水下炸岩成孔技术
参加的“ 厂区 自备码 头水下钻孑 炸 岩专题 会” 文如下 ：先钻 大 Ｌ 成 “ 孑， Ｌ 穿透 ‘ 夹层 ’ 入基 岩 一定 深 度 ， 套管 ， 后再 在 套 管 内钻 进 下 尔 孑， Ｌ 使套 管封堵 住 ‘ 夹层 ’” 。 此法极不现 实。
炸岩任务 ， Ｌ 成孑 困难问题的解决成 为关键所在 。
２ 成 孔 困难 原 因 分 析
２ １ 工 程 概 况
２ ５ 初步解决 方案及效果 ． ２ ５ １ 抓 斗式挖泥船 清渣 ．． 采用 ８ 抓 斗式挖泥船 虽然 已清除 了岩 石上层 的大 量覆盖 ｍ。 物， 但施 工 区域仍遍 布块碎 石及 泥砂 等物 。同时 ， 斗对 大块石 抓 间的石渣及孤 石底 下 的覆盖 物 无 法清 除 ， 使钻 具 钻孑 达 到标 致 Ｌ 高要求拔 出后 ，Ｌ 孑 口被石渣等物堵 塞而不成孑 。 Ｌ
有塌 方发生 。尽管 采用 口径 ２ ０ ５ ｍｍ 冷 风管 ， 在 如此 水文 条 但 件下 ， 仅能达 到 ３ ｍ３ ｈ 无法解 决大方量 清渣问题 。 ～４ ／ ， ２ ５３ 抓斗式 挖泥船与空气提 升法相结合 清渣 ．． 挖泥船 清渣与潜 水员水 下清淤 共 同作业 ， 但延误 工期 ， 不 而 且存在许 多安全隐患 ， 不现实 。
维普资讯
总 第 ７ 期 ７ ２０ ０ ２年第 ４期 西部探矿 工程
ＷＥ ＳＴ— ＣＨ Ｕ Ｊ ＥＸＰＩ ＼ Ａ ０ＲＡ １ Ｉ ０Ｎ 、 ＥＮＧＩ ＮＥＥＲＩ ＮＧ
ｓ ｒ ｓＮｏ ７ ｅｉ ． ７ ｅ
文章编 号 ：Ｏ ４ ５ １ （ ０ ２ ０ — ８ ～ ０ １０— ７ ６ ２０ ）４ ３ ２
田湾核电站前池防波堤地下连续墙施工技术
潮 汐 特 征 值 如 下 ： 平 均 海 平 面 ０ ０ ｍ； 平 均 高 年 ．３ 年
潮 位 １ ９ ｍ； 平 均 低 潮 位 一１ ７ ｍ； 最 大 潮 差 ．２ 年 ．７ 年 ６ ０ ｍ； 平 均 潮 差 ３ ６ ｍ； 均 涨 潮 历 时 ５ ３ ｍｉ； ．４ 年 ．９ 平 ｈ ６ ｎ 平 均 落 潮 历 时 ６ ５ ｍｉ。 ｈ Ｏ ｎ
（ ） 水 潮 汐 涨 落 幅 度 较 大 ， 成 的 双 向水 头 ３海 形 压力对孔 壁破坏力极强 ， 孔漏 浆 、 塌严重 。 槽 坍
（） ４ 回填 的 开 山 石 超 径 现 象 严 重 ， 含 有 大 量 并
的孤 石 ， 用 冲 击 钻 机 施 工 ， 效 极 低 。 采 工
地 下 连 续 墙 是 在 海 滨 潮汐 区 、 填 块 石 层 中建 抛 造 的 ， 有 以下 施 工 特 点 ： 具
由于 回填 的块 石 层 结 构 松 散 ，Ｌ 度 较 大 ， 靠 泥 孑隙 仅
浆 难 以 固壁 ， 须 改 变 孑 壁 周 围 土 层 结 构 ， 死 渗 必 Ｌ 堵
积层 ， 由粘 土 、 土 组 成 ， 塑 至 硬 性 塑 状 ； 下 伏 粉 可 ③
基 岩 为细 粒花 岗 岩 。地 连 墙 在 防 波 堤 北 段 （ Ａ＋０ ０ ０
～
下 连 续 墙 防 渗 。 地 连 墙 由防 波 堤 段 和 北 护 岸 段 组
成 。 其 中 ， 波 堤 地 连 墙 起 于 防 波 堤 北 端 Ａ点 ， 防 止 于 东 护 岸 与 北 护 岸 交 汇 处 Ｃ 点 ，轴 线 全 长
漏 通 道 ， 能 成 槽 。钻 进 过 程 中经 常 向孑 内 回填 大 才 Ｌ 量 的粘 土 和碎 石 々 合 料 ， 合 料 进 入 孔 内后 ， 钻 昆 混 在
江苏田湾核电站
田湾核电站简介厂址位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建4台的余地。
一期工程建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80%，年发电量达140亿千瓦时。
电站简介江苏田湾核电站是中俄两国在加深政治互信、发展经济贸易、加强两国战略协作伙伴关系方针推动下，在核能领域开展的高科技合作，是两国间迄今最大的技术经济合作项目，也是我国“九五”计划开工的重点核电建设工程之一。
位于江苏省连云港市高公岛乡柳河村田湾境内。
公司股东江苏核电有限公司作为项目业主，负责田湾核电站的建设管理和建成后的商业运营。
公司股东和股比的构成是：中国核工业集团公司50%、中电投核电有限公司30%、江苏省国信资产管理集团有限公司20%。
计标准设田湾核电站采用的俄AES-91型核电机组是在总结VVER-1000/V320型机组的设计、建造和运行经验基础上，按照国际现行核安全法规，并采用一些先进技术而完成的改进型设计，在安全标准和设计性能上具有起点高、技术先进的特点。
其主要技术特点包括：反应堆厂房采用双层安全壳、安全壳预应力张拉系统采用新型倒U形50束钢缆张拉方式、安全系统采用完全独立和实体隔离的4通道(N+3)、设置堆芯熔融物捕集器与冷却系统等缓解严重事故后果的安全设施、使用铀-钆一体化全锆先进燃料组件、采用全数字化仪控系统等。
田湾核电站概率安全评价表明：发生堆芯严重损坏或熔化事故的概率小于3.3×10-6/堆年(当前世界上运行的核电站一般为10-4/堆年)，发生严重放射性泄漏事故的概率不超过6.4×10-8/堆年（当前一般为10-5/堆年）。
田湾核电站的安全性、可靠性和经济性与西方正在开发的先进压水堆的目标一致，在某些方面已达到国际上第三代核电站的要求。
根据中俄两国政府协议和总合同，俄方负责田湾核电站总的技术责任和核岛、常规岛设计及成套设备供应与核电站调试，中方负责工程建设管理、土建施工、围墙内部分设备的第三国采购、电站辅助工程和外围配套工程的设计、设备采购及核电站大部分安装工程。
江苏田湾核电站
跃。
步走”实施方案 ，今年将迈出新 《 环境空气质量标准 》
美 国将 不适 合人 类居 住
据悉 ，黄石国家公 园超级 火山上 一次 “ 灭性 喷 毁 发”大约在６ 万年到６ 万年前 。在过去２ ０ ０ ３ １ 万年中，该 超级火山总共 喷发过３ 次。一旦黄石国家公园地底下的
“ 超级火山”爆发 ，美国的三分之二地区都将可能被摧
毁 ，无法 再适 合人 类居 住 。
如果 该超级火 山像６ 多万年前那种 “ 别”一样 ０ 级 喷发 ，将会１１８ 年美国华盛顿洲的圣海伦火山喷发至 ￣ ９０ Ｌ
少 强 大 １０ 倍 ！ ００
的所有国控站点要完成Ｐ ． Ｍ２ 等设备的安装 ，同时开展 ５
形 象 的 话概 括 ，火 电是 “ 烧 水 ” ，而核 电是 “ 烧 煤 核
水 ”后 “ 水烧 水 ” 。
江 苏 田湾核 电站是一座怎样的核 电站？在全球能
据中国核 电公司规划 ，田湾核 电站一期工程建设４ 台百万千瓦级的发 电机组 ，其中１ 、２ 号 号机组 已并 网发
源危机 、日本福岛核危机背景下，田湾核 电站倍受人们
专 家 建议设 立 “ 常规监 控 ”
一
些研究 专家称 ，由于现代人类从来没有经历过
美 国黄 石公 园 火 山 正在 加 速 苏 醒
美 “ 级 火 山” 随时爆 发 超
一
“ 超级火山”的喷发 ，所以很难想象这种空难 。美国田 纳西州纳什维尔市范德比尔特大学的首席科学家瓜尔达
博 士称 ，像 黄石 国 家公 园这 样 的超级 火 山 “ 险 区 ”应 危
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田湾核电站的主要技术特点
数字说明田湾核电站的安全性
田湾核电站不仅满足国际现行的核安全和辐射安全标准要求，符合我国核安全法规、标准，而且其安全性优于当前世界上正在运行的大部分核电机组。
根据田湾核电站二级PSA(概率安全分析)报告：发生堆芯严重损坏或熔化事故的概率小于3.3×10-6/堆年(当前世界上运行的核电站一般为10-4/堆年)，发生严重放射性泄漏事故的概率不超过6.4×10-8/堆年(当前一般为10-5/堆年)，即发生严重放射性泄漏事故的概率千万年一遇。
双层安全壳
田湾核电站是目前国内独一无二的双层安全壳核电站。
双层安全壳内层采用钢缆预应力张拉系统的钢筋混凝土墙体，厚1.2米，内壁衬有6毫米厚的钢覆面；外层采用普通钢筋混凝土墙体，厚0.6米；内外壳之间为1.8米的带有碘和气溶胶过滤器通风系统的负压环形空间，能有效减少了放射性气溶胶和碘向周围环境的释放，外壳能够抵御地震、龙卷风和小型飞机等外力的撞击，从而达到有效防护的目的。
双层安全壳反应堆厂房外径51.2米，内径44米，总高度74.2米。
安全壳预应力钢缆系统
田湾核电站内安全壳采用后张预应力钢缆系统，共有水平环向360°预应力钢丝束70束，竖向倒U形预应力钢丝束50束，每束由55根低松弛性的七股钢绞线组成，该设计系国内首次采用的国际先进技术，设计内抗压能力达到0.5MP，最高可达0.7MP。
该系统能够大大提高安全壳的承压能力，提高了核电站的安全水平。
“N+3”的多重保护安全系统
田湾核电站的安全系统如堆芯应急冷却系统，事故浓硼注入系统、安全壳喷淋系统和事故给水系统等均由2通道改为4通道，即每个能动系统均有4个完全独立和实体隔离的通道组成。
如果一个通道处于检修状态，另一个通道发生与初始事件有关的故障，第三个通道发生单一故障，则还有一个通道可投入使用，这样在运行中形成了一个系统运行、三个系统备用的“N+3”的有效组合，比一般压水堆采用“N+1”或“N+2”的设计更加可靠，从而大大提高了核电站的安全性。
堆芯熔融物捕集器
田湾核电站在国际上首次设置了堆芯熔融物捕集器，其主要功能是在严重事故下收集并冷却堆芯熔融物，以防止堆芯熔融物与反应堆厂房的混凝土底板发生反应并导致底板熔穿，从而有效地防止了严重事故下放射性物质的泄漏，以缓解超设计基准事故的严重后果，该系统的设计得到国际原子能机构专家组的高度评价。
全数字化仪控系统
田湾核电站的仪控系统采用当今世界上先进的数字化分布控制系统（DCS），它由运行仪控“TXP”和安全仪控“TXS”两部分组成，是目前我国核电站首次引进的全数字化仪控系统。
运行仪控采用最新的软硬件标准、分层处理的体系结构、综合自动化控制的设计思想和统一的人机接口，可实现长运行寿命、
低运行成本及最佳可操作性；安全仪控采用可靠性硬件和软件、多重冗余和纠错技术，在反应堆保护专设安全设施驱动等系统应用中，满足了严格的安全要求。
由于DCS系统具有更高的可靠性、更强的监视和控制功能，以及安装、调试、维护更为方便等特点，将为核电站安全、可靠、高效地运行发挥重要作用。