秦山三期(重水堆)核电站工程建设和重大技术创新

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【01】工程师应知应会

工﹡程﹡师﹡应﹡知﹡应﹡会工﹡﹡程﹡﹡师﹡﹡应﹡﹡知﹡﹡应﹡﹡会——目录——一. 序言………………………………………………………… P2二. 原子能和原子能发电站……………………………………… P3三. 发展核电的优越性及其前景………………………………… P5四. 创建中国核工业, 核工业的历史丰碑……………………… P6五. 关于核电厂物项分级的简要说明…………………………… P8六. 关于阀门核规范级与核安全级的说明……………………… P10七. 关于阀门采购和安装的原则规定…………………………… P11八. 关于管道材料采购的原则规定……………………………… P13九. 安装与调试工作的接口和分工……………………………… P13十. 关于暂缓施工焊口的原则规定……………………………… P15十一核辅助管道施工……………………………………………… P15 十二管道对接焊缝射线检验的规定……………………………… P18十三主回路设备安装总程序……………………………………… P19十四主管道安装焊接总程序……………………………………… P19十五压水堆核电站建造里程碑（仅供参考）…………………… P20十六核电工程专用名词俗语（仅供学习参考）………………… P21附表1 压水堆核电站一回路工艺系统一览表…………………… P25附表2 压水堆核电站常用符号、代号名称一览表……………… P26工﹡程﹡师﹡应﹡知﹡应﹡会工﹡程﹡师﹡应﹡知﹡应﹡会一. 序言1991年12月15日,这是一个值得令每一个中国人永远纪念的日子。

这天，我国自行设计、自行建造的第一座核电站--秦山核电站胜利建成发电了！从此结束了中国大陆无核电的历史,从此开创了我国和平利用原子能的新纪元。

迄今为止,中国大陆已有11座核电站在安全运行,在东海之滨杭州湾畔的秦山核电基地,就有5座核电站在安全稳定运行，有4座核电站在顺利建设中。

秦山核电站建成发电,显示了我国的综合国力和科学技术水平。

123456打造卓越企业安全文化

A
安全文化
nq ua nw e n h ua
: 构建电力企 V. 安全文化的探索 " I
贺体龙
(桐庐县供电局，浙江桐庐 31巧0 ) 0
电力安全文化是有关电力安全的一切物质和意识形态的总和，是企业文化在安全管理领域的表现形式，是安全价值观和安全行为准则的综合。安全文化建设，就是通过创造良好的安全人文氛围和人际关系，对人的理念、意识、态度和行为等形成从无形到有形的影响，从而对人的不安全行为进行控制，以达到减少人为事故的目的。
的安全管理模式的精髓，通过规范化促进程序化，即通过程序化推动信息化，三化”合一带动安全文 “ 化的发展。工程全面建成以通过制度建设使“ 来，三化运作”管理模式得到进一步深化和落实，公司生产运营业绩得到持续提升。公司 “ 三化”运作的安全管理模式得到国家发改委稽察组的肯定，认为秦山三期所建立的责权分明的安全领域的垂直指挥系统，横向协作、监督和制约的机制，规范化、程序化和信息化运作的管理模式，为引进国际先进的安全管理方法、管理技术，实施核电工程管理与国际
J
经验交流 in g ya nj ia o liu
电力安全技术
第9卷 ( 2007年第10期)
123456”打造卓越企业安全文化
王少华
(秦山第三核电有限公司，浙江海盐 314300)
自2003 年7 月秦山三期( 重水堆) 投产以来，秦山第三核电有限公司在继承中发展、在开拓中前进，不断深化和创新文化管理，逐步形成了以安全
未发生重大及以上火灾事故，未发生重大及以上责任交通事故，未发生放射性物质超限值排放事故，
4 “ 四个创造” “ 四个创造”即 “ 为企业创造价值，为股东创造利润，为员工创造前途，为社会创造财富” 。自投人商业运营至今，公司秉行 “ 四个创造”经营理念，下大力气狠抓安全生产，在保持机组持续安全运行的情况下，连续4 年盈利。自2002 年 11月首次并网发电以来，已连续4 年超额完成年度安全目标、发电目标和经营指标，至2007 年4 月底，电站累计安全发电440 亿 kW h ，有效地缓解了华东地区电力供应紧张的局面，推动了华东地区的

秦山核电三期工程(BOP)项目管理浅析

秦山核电三期工程(BOP)项目管理浅析一、概况秦山核电站三期工程是国家“九五”期间重点建设项目，工程安装2台70万千瓦级重水堆核电机组，时为我国与加拿大两国政府合作的最大贸易项目。

工程采用加拿大成熟的坎杜（CANDU-6型）重水堆核电站技术，并利用国、内外融资建设，工程总承包商AECL（加拿大原子能有限公司）采用交钥匙合同方式进行工程建造。

接轨国际工程项目管理是一项创新性和系统性工程。

秦山核电站三期工程完全依据国际惯例进行项目建设管理，运用“垂直管理，分级受权，相互协作，横向约束，程序化和信息化运作”的管理模式。

浙江省火电建设公司通过秦山核电站三期BOP（核电站汽轮发电机及辅助设施）工程建设，借鉴国际先进的管理思想并结合工程特点，摸索出了一套适合中国国情的核电工程项目管理经验，建立了一套符合实际情况的项目管理体系。

在施工管理中充分应用运筹学、信息技术、系统工程等理论对项目实施技术、进度、安全、质量、经营、人力资源、物资等进行科学管理。

二、项目管理主要特点（一）质量保证体系管理根据核安全法规规定，必须制定并有效地实施核电站质量保证总大纲及其各分包商的质量保证分大纲。

按秦山核电站建造质量保证大纲要求，火电项目部建立起有效的质量保证组织和体系，编制了BOP工程建造管理质量保证手册和87个有关要素支持性程序。

保证BOP工程所有与质量有关的活动都是由有资格的人员，按照审查批准的大纲和程序，使用合格的工具、仪器和材料在受控的状态下进行工作，以满足设计技术文件的要求。

项目部制定年度质量保证内部监查计划，每年对BOP工程质量保证体系进行监查，以确保有效性。

业主——TQNPC （秦山第三核电有限公司）和总承包商每年分别对项目部的管理及质量体系运转进行一次全面的质量保证监查，主要审查内容为：目前组织机构的适宜性、内/外部监查报告、质量趋势分析报告、培训情况、产生的重大不符合项、审查结果及产生的纠正措施要求和建议等，使得项目管理持续改进。

核反应堆安全分析考试重点

核反应堆安全分析DBA：设计基准事故LOFA：失流事故：反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升。

缓解因素：主泵惰转特性（增大主泵惰转流量仍有可能）；快速停堆功能（改进余地已很小）。

LOCA：失水事故或冷却剂丧失事故：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。

PSA：概率安全评价法知识要点：第一章核反应堆安全的基本原则1. 目前投入商业运行的有哪些堆型？有无熔盐堆？（1）压水堆（2）重水堆：秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆；（3）沸水堆（4）高温气冷堆：60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段？2. 核安全总目标？总目标：在核电厂里建设并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。

辅助目标：（1）辐射安全目标：确保在正常运行时从核电站释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平；（2）技术安全目标：有很大把握预防事故的发生，确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的，确保严重事故发生的概率非常低。

3. 设计基准事故（DBA）（事故工况）是什么？（4）核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。

4. 纵深防御原则（1-P40）包括三道设计防御措施：①考虑对事故的预防，为核电站建立一套质量保证和安全标准；②防止运行中出现的偏差发展成为事故，由可靠保护装置和系统完成；③限制事故引起的放射性后果，以保障公众的安全。

④对每个核电站制定应急计划。

（1）纵深防御的出发点：保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使之不增加事故危害的风险。

（2）纵深防御的应用：纵深防御的五个层次：预防、检测、保护、缓解、应急；多道实体屏障：燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳；（3）纵深防御的执行要求：用于所有阶段、所有时间，同时具备所有防御层次；采用可靠的保护装置，安全系统的自动触发，运行人员的行动，提供设备和规程。

十年历程业绩不凡

。
核 2 0 0 3 年 10 月和 2 0 0 5 年 9 月
胡锦
十年历程业绩不凡
秦山三期 (重水堆 )核电站采用加拿大坎杜
6
核电技
，
的坎杜
、
6 型核电站
，
。
秦山三期工程工程投资大建设周期
、
术装机容量为
，
2
，
台
728
兆瓦机组设计寿命 4 0 年设
，
秦山三核在总承包框架下
，
采用新
，
型合作模式明确落实业主的五项权利
、
即技术资料知情权技术设计审查权工
、
程质量监督权项目管理介入权重大问
、、
题处置权等确保了业主对工程全过程
，
、
全方位的介入和控制规格书进行认真审查
、
．
的光辉历程
政府的大力支持下
在中核集团公司和
．
秦山
三
期 f 重水堆 1核电站是中央从
它的建设和运营
。
秦山三核董事会的正确领导下通过公
司各级组织和全体员工的共同努力建
．
国家战略高度和我国核事业发展大局出发决策引进的
，，
，
限公司
一
。
、
强化业主权责
，

中国的核电站情况

三期工程，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，预计2011年开工建设。
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。

中国的核电站有哪些

中国的核电站有哪些中国的核电站情况到目前，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。

一期工程，采用中国CNP300压水堆技术，装机容量1×30万千瓦，设计寿命30年，综合国产化率大于70%，1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土（FCD），1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。

经过十多年的管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。

二期工程及扩建工程，采用中国CNP650压水堆技术，装机容量2×65万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率二期约55%，二扩约70%，1#、2#机组先后于1996年6月和1997年3月开工，经过近8年的建设，两台机组分别于2002年4月、2004年5月投入商业运行，使我国实现了由自主建设小型原型堆核电站到自主建设大型商用核电站的重大跨越，为我国自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实的基础，并将对促进我国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展发挥重要作用。

扩建工程（3#、4#机组）是在其设计和技术基础上进行改进，2006年4月28日开工，3#机组计划于2010年12月建成投产，4#机组力争2011年年底投产。

秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆技术（CANDU 6），装机容量2×728兆瓦，设计寿命40年，综合国产化率约55%，参考电厂为韩国月城核电站3号、4号机组。

1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。

2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。

二、广东大亚湾核电站（中广核）大亚湾核电站是采用法国M310压水堆技术，装机容量2×98.4 万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率不足10%，1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。

中国核工业大事记(2006年9-10月)

维普资讯
ｊｌ目
大事记
中国核工业大事记
（０６年９１２０ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ￣）０月
９月１日秦山核电二期扩建前了２４天。
工程３号反应堆厂房底板钢衬里、
９月中国原子能科学研究院
工阶段。
技部部长徐冠华、中核集团公司总建设核电项目框架协议后，双方合１０月２日辽宁红沿河核电３
国核工业华兴建设限公司、中国
１０月１０日中核四川环保工经理康日新等先后在开幕式上致作迈出了实质性的一步。
期（一）四次换料大修合同顺Ｃ１第９月中核集团与红沿河核电
建设公司与岭东核电有限公司、中广利签订。
９月１中核集团公司与湖核工程有限公司。深圳市大亚湾核５日在
南省人民政府签署核应用技术产业电基地正式签署广东岭澳核电站二有限公司共同签署《红沿河核电站化基地建设战略性框架协议，并与期核岛安装工程大宗材料采购协议。
界生产力科学院院士” 号，称并被评大年度人物 ” 。
工程３号机组核燃料厂房一３４板．ｍ
２０９月 “ 华尔泰” 塑板荣获中国选为 “０６推动中国品牌国际化十铝
混凝土浇注ＩＮ完成，比原计划提名牌产品称号。ｌｉＯ
中国核Ｔ业
ＺＩＧＧＵＨＥＰＯＮＯＩＧＯＮＥＧＹ
——— 丽
面

秦山三核的管理模式对其他工程有重要借鉴意义

感谢三核历届领导班子成员在这十年间所作的重大的贡献。通过参与秦山三期工程建设，我们的管
理也与国际进行了接轨，在管理能
解，因为西方的管理文化中没有这样的内涵。所以离开中国的特点，完全按照西方的思维模式来考量中国的事情，是不合适的。同样，发展中国核
培养大量人才。我们有些经济学家喜欢用西方的模式衡量中国，但有些东西，按西方模式是行不通的。像在北京奥运会开幕式上，人敲一个鼓２０Ｏ８点，谁能办得到？只有中国人才能办
得到！
电站的先进水平；生产运营阶段，在
通过五年的磨砺，秦山三核技术水平和管理水平不断提高，运营业绩和管理绩效也取得重大成绩，我非
电，完全按照西方的模式进行肯定是行不通的，们要有自己的东西！我
点高，管理方法、管理手段先进，工程阶段取得成功之后，再把前面几
年累积的经验不断深化，不断提升人员素质，生产运行阶段，较容到就
评
．：．～一
秦山三期重水堆核电站在工程建设阶段取得了举世瞩目的重大成就，程进度、量达到了国际同类工质
Байду номын сангаас
其实，参与项目工作就是一种培训。通过几年工作锻炼，如果他到一个新地方就会把这种科学的管理理念和方法带到新的环境中。
程项目，具有重要的借鉴意义。都
中国核电要走在世界的前列，最终还要坚持自主原则，秉承核工业的优秀文化，充分发挥中国人的特点，艰苦奋斗，努力拼搏，以促进中国核

我国核电发展现状及未来发展趋势

我国核电发展现状、未来发展趋势一、我国核电发展现状：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。

经过起步和小批量两个阶段的建设，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。

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。

当前我国运行的核电有11台机组、900万千瓦发电运行，占全国发电装机总容量的2%左右，分别是秦山核电站、秦山二期核电站及扩建工程、秦山三期核电站，广东大亚湾核电站、广东岭澳核电站一期和江苏田湾核电站一期。

目前建设中核电站：广东：岭澳核电站二期、阳江核电站、台山核电站一期；辽宁：红沿河一期；福建：宁德核电站一期、福清核电站；浙江：秦山核电站一期扩建工程、三门核电站；山东：海阳核电站一期、石岛湾核电站。

筹建中的核电站：湖南：桃花江核电站；湖北：大畈核电站；江西：彭泽核电站；海南：昌江核电站一期；广东：陆丰核电站、海丰核电站；广西：红纱核电站；辽宁：徐大宝核电站、东港核电站；重庆：涪陵核电站；四川：三坝核电站；浙江：龙游核电站；安徽：芜湖核电站、吉阳核电站；吉林：靖宇核电站；湖南：小墨山核电站；河南：南阳核电站；福建：漳州核电站、三明核电站。

秦山一期核电站已经安全运行18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。

秦山三期工程管理信息系统的构建与应用

程进行管理和控制，必须有一套完善的工程编
码体系．所有系统都通过统一规范的编码来交换信息，做到协同管理。
核电工程涉及的管理属众多，以下是秦山三期核电工程主要领域的信息编码。
① 基本主题索引编码ＢＩＳ
息系统平台（图１。见）
家“ 九五 ” 问大型重点工程，中国和加拿大期是
两国至今经济技术合作的最大项目。由于陔项
信息交流平台主要由电子邮件、主页、共享
目建设周期短、次性投资大、目管理复杂等一项
特点．主合同双方在项目初期就确定了以信息化来提高项目管理水平的目标。因此在核电站
码。ＢＩＳ编码由五位数字分为三段组成，如图３
信息系统建设．采用了“ 建立完善的编码体系和
管理制度，住重点系统开发．抓逐步建立一套完
所示。所有信息系统的信息关联均通过ＢＩＳ编
码来确定，通过Ｂ［Ｓ编码将电站分解为一系列领域和系统，于对电站进行分类管理，于信便便
文件夹、Ｂ等信息交换系统组成，ＢＳ向工程参与
人员提供信息交换服务。
信息管理平台是核电工程管理信息系统的核心，负责核电工程三大控制过程中各种信息的管理、集、贮和处理，收存以及工程管理流程的信息化管理。知识积累平台负责将核电工程建造过程中

秦山三期(重水堆)核电站工程项目建设可行性研究报告

秦山三期（重水堆）核电站工程可行性研究报告目录第一册总论第二册电力系统第三册厂址选择第四册工程方案第五册环境影响评价第六册安全评价第七册经济分析第八册质量保证第九册图册（略）第一册总论遵照国务院领导关于不改变我国发展压水堆核电站技术路线的前提下，可以适当引进重水堆发电能力的指示，中国核工业总公司与加拿大原子能公司（AECL）之间经过双方多次组团互访，协商讨论，确定了利用加方贷款购买两台加拿大CANDU6型核电机组的意向。

1995年5月中核总和加原子能公司签署了"在中国qs合作建造两台CANDU6机组的意向性协议，进一步确立了双方在qs建造核电站的意向。

此间，国务院下文，重水堆核电厂址考虑放在qs，按国家有关项目审批程序，抓紧提出项目建议书，报国家计委审批。

1995年8月"qs三期（重水堆）核电工程项目建议书"由业主qs核电公司编报，中核总预审，报电力工业部初审提出意见报国家计委审批。

同时委托sh核程研究设计工院编写"qs三期（重水堆）核电站工程可行性研究报告"qs三期（重水堆）核电厂预选的两个厂址系1991年在qs再建三十万千瓦核电站工程选用的厂址。

在原审查意见的基础上，结合重水堆核电站对厂址要求的特点，做了大量的数据收集、补充评估，试验验证工作，具有很好的选用基础。

两个厂址均属于qs地区，邻近抗州湾，厂址总平面布置系一山体，不占良田，不需拆迁，位于区域地壳稳定性分区中的稳定区内。

附近区域内无发震构造，水文地质条件简单，无不良地质现象。

1995年8月，初可研究报告审查通过，纪要明确了螳螂山厂址。

按纪要精神要求，为了更好深入对厂址进行可行性研究，sh核工程研究设计院提出了有关厂址条件的水文，水工、地质、地震、环境保护等18个内容专题，对外委托专项课题进行试验研究。

浙江省具有建设核电站的比较良好的自然条件，华东电网又具有承受装设大容量核电机组的能力，在浙江qs建设大容量核电站以缓解华东电网和浙江省的缺电局面是十分必要的，对改善华东地区的能源结构，保证电网安全，qs三期工程是利用加拿大的重水堆技术，以购买发电容量为目的的交钥匙工程，从加拿大引进两座CANDU6型700MW级重水堆核电机组，每台机组总电功率为728MW，同时考虑其配套的送变电工程。

秦山三期工程体现了中国人的实力

论是业主还是施工单位，在建造技术、工程管理和监理等方面都有所创
监理，是我们第一次对国外总承包商实施的工程监理，而且到目前为止也
新和突破，这让我感到非常高兴！涵
中国人在核电建设领域扬眉吐气
秦山三期核电项目是党中央国
包括浙江火电有没有能力搞好这样一个国际化的核电工程施工？后来事实证明，中国的施工队伍打了一场漂亮仗，加拿大对此评价也很高。第三，在三四
的合作学到的。
第一次对国外总承包商实施工程监理
核电站监理是比较特殊的工作，是挑毛病的，因此有时不太好干。但在参与秦山三期工程监理过程中，我们得到了秦山三核和各施工单位的大力支持和帮助。加拿大原子能有限公司（ＥＬＡＣ）是秦山三期工程建设的总承包单位。
庆开竿辇建．１刊“ 祝程工言暨胃专工十年成年周夔一
秦山三期工程体现了中国人的实力
在参与秦山三期工程建设中，二二公司从中学到了很多东西。其中印象最深刻的是，秦山三期工程建设体现了中国人的实力。秦山三核与外方合作伙伴在责任上划分得很清楚，让我们感到自己有能力不让外国人牵着鼻子走。同时，我们还对有些项目进行了技术创改小围堰等。通过参与国际核电工程建设合作，我们学习了国际先进的工程管理和企业管理知识。体会较深的是：第
中布国核
年内，秦山三核有没有能力培养出一支
务院的正确决策，但更与中核总领导
班子的努力争取是分不开的。在项目建设过程中，康日新亲自指挥，并组织领导班子研究了当时面临

秦山三期CANDU核电厂堆芯结构

秦山三期CANDU核电厂堆芯结构摘要：详细描述了秦山三期CANDU核电厂的堆芯结构,堆内构件的组成及其功能。

这些堆内构件包括排管容器、堆腔室、燃料通道组件和反应性控制组件。

关键词：坎杜堆，排管容器，堆腔室，燃料通道组件，反应性控制组件1堆芯结构概述CANDU26反应堆堆芯的总体布置如图1所示。

反应堆堆芯组件包括:一个水平安置的不锈钢排管容器,排管容器内贯穿排列着380个排管,反应性控制机构在排管之间垂直或水平方向穿过排管容器。

整个反应堆组件安装在混凝土的排管容器室即堆腔室,并且由堆腔室两头的端屏蔽墙支撑。

图1 CANDU26反应堆堆芯总体布置图1———排管容器;2———排管容器外壳;3———排管容器管;4———嵌入环;5———换料机栅格板;6———端屏蔽延伸管;7———端屏蔽冷却管;8———进出口过滤器;9———钢球屏蔽;10———端部件;11———进水管;12———慢化剂出口;13———慢化剂入口;14———通量探测器和毒物注入;15———电离室;16———抗震阻尼器;17———堆室壁;18———通到顶部水箱的慢化剂膨胀管;19———薄防护屏蔽板;20———泄压管;21———爆破膜;22———反应性控制棒管嘴;23———观察口;24———停堆棒;25———调节棒;26———控制吸收棒;27———区域控制棒;28———垂直通量探测器;29———排管容器管板2排管容器和堆腔室图2是排管容器结构简图,排管容器的两头由端屏蔽墙封闭和支撑。

每个端屏蔽包括内管板和外管板,380根排管及内含的燃料通道贯穿通过,排管以中心间距为28.6cm的正方形栅格排列,管板同周边的壳体联结。

两头的端屏蔽墙一起为排管容器和燃料通道提供支撑,每个端屏蔽的内外管板之间填充有钢球和轻水,为工作人员提供屏蔽。

端屏蔽冷却是堆腔室冷却系统的一部分。

排管容器内充满低温低压的重水慢化剂,重水慢化剂从两边对应且呈扇形分布于壳体侧边的管嘴进入排管容器,从排管容器底部的两个出口排出。

核电发展的思考

核电发展的思考摘要：核电发展的规模和速度是能源战略的重点。

当前我国除大规模水力发电外，核电成为唯一的低碳排放的基本发电方式。

核电装机在我国比例偏低，从优化能源结构、保障能源供应出发，核电肯定要发展，但关键是怎么发展。

必须制定科学的核电发展的战略目标和规划，建立控制风险的有效机制，统筹考虑整体能源布局，注重标准化建设和技术的引进吸收。

关键字：核电发展战略引言：当前,我国已加快发展核电。

根据我国核电中长期发展规划,到2020 年,我国核电装机容量将达到4000 万千瓦, 占全部装机容量的4 % 。

核电的规模发展受诸多方面的因素影响,在此进行探讨和分析的基础上,对如何促进我国核电快速发展,提出了一些具体措施和建议。

再者，对我国核电发展现状,中长期积极发展核电的必要性和进行了探讨,提出了促进我国核电持续发展的基本思路。

“十一五”期间，国家要把积极发展核电作为加强基础产业设施建设的重要举措，这是具有重大战略意义的，值得深入研究和落实。

但在我国核电产业界落实“十五”计划中“适度发展核电”的方针，思考中长期核电发展规划时，我国核电却面临许多艰难的问题。

对于我国核电如何走上持续发展的道路，更是众说纷纭。

我国核电的发展现状按照“自主设计、自主制造、自主建设、自主运营”的方针，我国独立设计建设了第一座30万千瓦核电站——秦山核电站。

1991年12月秦山核电站并网发电，1994年4月开始商业运行。

从此，我国成为世界上少数完全依靠自己力量发展核电的国家，实现了我国大陆核电发展零的突破。

建设秦山核电站，是我国核工业在国防科技工业战略调整大局下，向保军转民方向迈出的重要一步，是核工业第二次创业的里程碑。

秦山核电站并网发电不久，中国—巴基斯坦出口核电站正式协议签字生效。

2000年6月出口到巴基斯坦的恰希玛30万千瓦核电站建成投产。

这个数亿美元的高技术出口项目，被誉为“南南合作”的成功典范，使中国成为世界上第八个能出口核电站的国家。

核工业：民族自立的脊梁

完成了改革脱困的艰巨任务，实现了企业发展的重大转
核电设计的重要力量、核电工程的总承包商、核燃料专营
的生产供应商，肩负着国家战略核力量建设和加快发展
核能事业的使命与责任。
变。经过脱胎换骨，团公司队伍更加精干，集主业更加突
出，核科技工业体系更加完整。这种军民结合、上下游结合、科研与生产结合的新型核科技工业体系，是我国战略核力量的重要体现，发，力推进核电建设。们在确保国全我
点项目取得重大进展。着力自主创新，核科技能力水平显著提升整个核从
工业体系的转型到中国核电的起步发展，从核电零的突
破到国产化的重大跨越，从核电站的成功出口到工程管
从整个核工业体系的转型到中国核电的起步发展从核电零的突破到国产化的重大跨越从核电站的成功出口到工程管理与国际接轨都离不开自主创新自主创新是核工业可持续发展的基石和灵魂近年来军民两用核动力实验研究基地成功建成自主研发成功百万千万级压水堆核电实验快堆工程取得15多项自主创新技术成环流器2a装置获得一系列核聚变研究新的实验结果一系列重大科技创新有力地提升了我国战略核力量的能力水平和核能发展的核心竞争一支年轻的高素质科技人才队伍已成长为核科技工业的中坚力量宝贵经验深刻启示核工业改革开放3是坚持解放思想深化改革坚持军民结合富国强军坚持自主创新勇攀高峰的回首历程总结经验我们可以获得启示汲取前进的力量纪念改革开放30周年41求是杂志20091坚持军民结合始终将核军工科研生产放在首要位置
核工业：民族自立的脊梁
■ 中共中国核工业集团公司党组

2023年重水堆核电站的特点和发展趋势

重水堆核电站的特点和发展趋势核反应堆是核电站中最关键的设备，也是不同类型核电站的主要差别所在。

1954年，前苏联建成世界第一座试验核电站奥勃灵斯克核电站。

1957年，美国建成世界第一座商用压水堆核电站希平港核电站。

经过半个多世纪的进展和筛选，已进展成商业规模并且不断有后续建筑项目的核电反应堆主要有3种类型：压水堆、沸水堆和重水堆。

压水堆和沸水堆源于1953年美国原创开发胜利的核潜艇动力堆；而重水堆则主要是由加拿大原创开发的特地用于核能发电的压力管式重水反应堆，也叫CANDU（坎杜）堆。

第一座示范CANDU堆于1962年建成并投入运行。

CANDU机组大部分建在加拿大，近年来进展到韩国、阿根廷、罗马尼亚和中国等6个国家。

我国大陆已建成和在建共有11台核电机组，其中秦山三期核电站的两台机组采纳CANDU堆，其余都用压水堆。

CANDU堆的核燃料加工成简洁短小的燃料棒束组件，每根燃料棒长约50厘米，外径约10厘米。

堆芯由几百个水平的压力管式燃料通道组成，每个压力管内一般装有12个燃料棒束组件。

高压冷却水从燃料棒束的缝隙间冲刷流过，不断把热量带出堆芯。

冷却水加了很高的压力之后，温度可以保持较高而不发生沸腾。

在燃料通道外侧的是低温低压的重水慢化剂，慢化剂与压力管内的高温高压冷却水是分隔开的。

核裂变产生的热量从燃料棒传递到高压冷却水，冷却水又在蒸气发生器的U型管内把热量传递给管外的一般轻水，一般轻水沸腾所产生的高温高压蒸气去驱动汽轮发电机发电。

目前的重水堆核电站所使用的冷却水是昂贵的重水，在新一代先进重水堆设计中，冷却水将采纳轻水，而重水的用途只限于作慢化剂，因而绝大部分重水可以省掉。

CANDU堆由于它的燃料棒束组件简洁短小，又加上反应堆堆芯是水平管道式的，所以在更换燃料的时候不需要停堆。

更换核燃料时，两台机器人式的换料机分别与一个通道的两端对接，一台换料机从一端将燃料棒束一个个通过燃料通道，顺着冷却剂流淌的方向推入堆芯；另一台换料机在另一端接收卸出的乏燃料棒束。

秦山三期(重水堆)核电站工程进展报告

秦山三期(重水堆)核电站工程进展报告
康日新;Petr.,K
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1999(20)2
【摘要】秦山三期（重水堆）核电站工程由中国核工业总公司（ＣＮＮＣ）和加拿大原子能有限公司（ＡＥＣＬ）以交钥匙合同模式在中国浙江省秦山现场建设的两座７００ＭＷ级ＣＡＮＤＵ核电机组组成。

项目业主为秦山第三核电有限公司（ＴＱＮＰＣ）。

核级设备和工程设计主要由ＡＥＣ...
【总页数】1页(P191-191)
【关键词】重水堆;核电站;中国;工程进展报告
【作者】康日新;Petr.,K
【作者单位】ＡＥＣＬ副总裁兼项目主管
【正文语种】中文
【中图分类】TM623;F426.23
【相关文献】
1.秦山三期(重水堆)核电站工程建设和重大技术创新 [J], 中核集团秦山第三核电有限公司
2.秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展 [J], 吴宜灿;陈珊琦;王强龙;黄群英;汪建业;张振华;陈明军;曾春;宋明海;苏长松;彭晓春;胡丽琴;张刚平;李亚洲;罗月童;袁润;王芳;王家群;顾晓慧;汪进
3.秦山三期（重水堆）核电站工程进展概况 [J], 钱剑秋
4.秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告审查会在京召开 [J],
5.完善人才引育机制打造核电创新基地——记秦山三期（重水堆）核电站工程 [J], 无
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多堆型共同发展下的闭式燃料循环策略探讨

多堆型共同发展下的闭式燃料循环策略探讨发布时间：2021-03-15T07:26:54.071Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年25期作者：潘文鑫[导读] 以及四代水平核电站如山东石岛湾高温气冷堆（HTR200）和霞浦示范快堆工程。

中核工程咨询有限公司北京 100073摘要：本文简述了我国商用核电厂的主要堆型，对各类堆型的所产生的乏燃料组件的特点进行了分析和比较，结合我国乏燃料管理现状，重点从乏燃料元件外形尺寸结构、燃耗深度、经济性三个方面分析了各个堆型乏燃料后处理的技术特点，对各类核电堆型发展乏燃料闭式循环提出了建议。

关键词：后处理；核电；乏燃料；1 我国核电主要堆型我国大陆核电机组主要分布于沿海8个省份。

截至2021年1月30日，在运核电机组数量已经达到49台，我国核电站堆型种类多，技术各异。

目前，已经商运核电厂机组型号有10种，均属于二代、二代改进机组和三代机组。

其中包括我国自主研发和改进的CNP-300、CNP-600、CNP-1000、ACPR1000、华龙一号ACP1000等核电技术，还有国外引进的核电机组，主要来自于美国（AP000）、法国（EPR、M310）、加拿大（CANDU6）和俄罗斯（VVER）；在建核电站机组有多种型号，如中核研发建设的海南昌江小堆示范工程（ACP100），还有存量在建的二代改进、三代核电机组，以及四代水平核电站如山东石岛湾高温气冷堆（HTR200）和霞浦示范快堆工程。

2 各类型核燃料元件我国核电机组种类多，其使用的核燃料组件也不尽相同，需要由不同的生产线生产加工。

现在国内主力堆型仍为压水堆，其大量使用的AFA-3G元件由国内元件厂引进生产线并批量生产。

其他的反应堆组件类型还有：秦山一期的300WM元件，重水堆元件、高温气冷堆元件、田湾VVER-1000元件和TVS-2M、AP-1000元件、EPR元件等。

其中田湾VVER-1000元件、TVS-2M元件、重水堆元件、高温气冷堆球形元件、AP-1000元件已都在国内建成或正在建设独立的生产线，台山核电EPR元件由法国提供。