秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告

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秦山三期CANDU核电厂堆芯结构

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。

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

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。

核电厂可行性研究报告

核电厂可行性研究报告

核电厂可行性研究报告一、引言核电是一种利用核能来产生热能并转化成电能的技术,它被广泛认为是可持续发展的清洁能源之一。

本报告旨在对核电厂的可行性进行研究,评估该项目的经济、环境以及社会可行性。

二、市场需求及背景核能作为一种清洁能源,得到了国际社会的广泛关注和支持。

随着全球对环境问题的重视,减少温室气体排放和替代传统能源已成为各国共同目标。

因此,核电厂在满足能源需求的同时也有利于减少碳排放,促进可持续发展。

三、技术可行性核电厂采用核裂变技术,其中核燃料通过裂变过程释放出巨大的能量。

核电技术经过数十年的发展已经相当成熟和安全,各国在核安全方面加强了立法和监管措施。

核电厂的建设和运营具备可行性,关键在于技术和人员的专业性。

四、经济可行性核电厂的建设需要庞大的资金投入,然而相对于传统化石燃料发电厂,核电厂具有更长的使用寿命和更低的燃料成本。

在长期运营中,核电厂能够实现更稳定的电力供应和较低的成本效益。

此外,核电技术的不断发展也有望进一步降低核电厂的建设和运营成本。

五、环境可行性与传统燃煤发电厂相比,核电厂在燃料燃烧过程中不会产生大量的二氧化碳和其他污染物,对大气环境的影响较小。

此外,核电厂所产生的放射性废物也能够通过科学、安全的处理方法得到妥善处置。

核电厂的建设和运营对环境保护和气候变化具有积极作用。

六、社会可行性核电厂的建设和运营将为当地创造就业机会,提供稳定的经济收入,并推动区域经济的发展。

此外,核电厂也能为当地居民提供可靠的电力供应,提高生活质量和社会福利水平。

在建设阶段,核电项目还可以促进技术转让和人员培训,推动国内科技水平的提升。

七、风险和挑战核电厂的建设和运营存在一定的风险,主要包括核安全、放射性废物处理和运输、核事故等。

然而,国际上已经建立了完善的法律和监管体系来管理和规范核电厂的运营。

通过科学规划和有效管理,可以有效降低这些风险,并确保核电厂的安全运行。

八、结论综上所述,核电厂在技术、经济、环境和社会等方面具备可行性。

中国的核电站情况

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。

秦山CANDU6重水堆应用RBGSS技术的可行性分析

秦山CANDU6重水堆应用RBGSS技术的可行性分析

Ab s t r a c t : RB GS S t e c h n o l o g y ma y p r o v i d e a n o t h e r wa y t o a p p r o a c h g u a r a n t e e d
s hut d o wn s t a t e f o r CANDU6 r e a c t o r . Thi s p a pe r i n t r o du c e s t he t e c h ni c a l s c he me o f RBGSS, a s s e s t he a dv a nt a g e s of RBGS S. Combi n i ng wi t h o pe r a t i n g p r a c t i c e s o f
s t a t e ) 的方 法一般是通 过将高浓度 硝酸钆 溶 液注 入慢 化 剂 使 之 过 度 中毒 实 现 的 , 简 称 OP GS S ( Ov e r P o i s o n e d GS S ) 。在 反应 堆启 动 阶段 , 通 过慢 化剂 净化 系统 的净 化树 脂除 去慢 化剂 的毒 物, 逐步使 反应 堆达 到 临界状 态 。
LI U Z h o n g ~ g u o ,W ANG We n — c o n g ,SHI Xi n g — j i n ,F ENG J i n — j u n 。
( 1 . C NNP Nu c l e a r P o we r Op e r a t i o n s Ma n a g e me n t C o .L t d . ,Z h e j i a n g 3 1 4 3 0 0 ,C h i n a 2 .Nu c l e a r s a f e t y c e n t e r ,ME P。 B e i j i n g 1 0 0 0 8 2 ,C h i n a )

秦山三核的管理模式对其他工程有重要借鉴意义

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 2 0 O8 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

. : . ~ 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

秦山核电站安全稳定运行(2篇)

秦山核电站安全稳定运行(2篇)

秦山核电站安全稳定运行秦山核电站已于日前超额完成全年发电任务并顺利与华东电网脱离,进入第五次换料检修阶段。

位于浙江海盐的秦山核电站是我国自主设计建造的第一座核电站,今年以来它共发电20.35亿千瓦时,向华东电网提供了19.03亿千瓦时的电力,储蓄满功率运行天数达到投运以来的第三位。

它的安全稳定运行,对我国核电国产化起着积极的推动作用。

有关专家透露,秦山核电站曾在第四次换料期间进行了全面的设备整修,今年的运行业绩表明,之前的预见性维修达到了预期的效果,与核安全相关的设备运行良好。

经环保部门监测表明,电站运行没有对周围环境造成影响,有关数据始终保持在国家法规限定的标准之内。

与此同时,秦山核电基地二期两台60万千瓦、三期两台70万千瓦核电站工程建设也进展顺利,已全面进入设备安装阶段,预计2002年、2003年将相继建成发电[1]秦山核电站安全稳定运行(2)秦山核电站是中国第一座商业运营的核电站,位于中国浙江省海盐县伯村镇,是中国核电产业的摇篮,也是中国电力工业水平的象征。

秦山核电站自1985年开始建设,1994年1月正式投产,目前已经稳定安全运行了数十年。

以下将对秦山核电站的安全稳定运行进行一一说明。

首先,秦山核电站在设计上具有高度安全性。

核电站的设计目标是最大限度地降低辐射风险。

秦山核电站采用了三级冷却系统,以确保核反应堆在任何情况下都能够保持稳定的冷却,避免核反应堆过热。

核电站还采用了多重安全壳和综合散热系统,以进一步提高安全性能。

此外,核电站还设计了高效的漏水探测和处理系统,以保证任何漏水事件都能够及时发现和应对。

其次,秦山核电站在建设和运行过程中,严格遵守了国际和国家的安全标准。

核电站在建设前经过了严格的环境评估和安全审批程序,确保了其建设和运行的合法性和安全性。

同时,在运行期间,核电站遵循国家和国际的安全规范,进行定期的安全评估和安全演练,及时发现和纠正任何潜在的安全隐患。

此外,秦山核电站的运营团队在技术和管理方面具有丰富的经验。

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

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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秦山三期工程管理信息系统的构建与应用

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 B I S
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 。B I S 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 B I S 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

重水堆

重水堆

重水堆核电站重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。

压力壳式的冷却剂只用重水,它的内部结构材料比压力管式少,但中子经济性好,生成新燃料钚-239的净产量比较高。

这种堆一般用天然铀作燃料,结构类似压水堆,但因栅格节距大,压力壳比同样功率的压水堆要大得多,因此单堆功率最大只能做到30 万千瓦。

因为管式重水堆的冷却剂不受限制,可用重水、轻水、气体或有机化合物。

它的尺寸也不受限制,虽然压力管带来了伴生吸收中子损失,但由于堆芯大,可使中子的泄漏损失减小。

此外,这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料,可省去补偿燃耗的控制棒。

压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。

这两种堆的结构大致相同。

(1) 重水慢化,重水冷却堆核电站这种反应堆的反应堆容器不承受压力。

重水慢化剂充满反应堆容器,有许多容器管贯穿反应堆容器,并与其成为一体。

在容器管中,放有锆合金制的压力管。

用天然二氧化铀制成的芯块,被装到燃料棒的锆合金包壳管中,然后再组成短棒束型燃料元件。

棒束元件就放在压力管中,它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。

在反应堆的两端,各设置有一座遥控定位的装卸料机,可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。

这种核电站的发电原理是:既作慢化剂又作冷却剂的重水,在压力管中流动,冷却燃料。

像压水堆那样,为了不使重水沸腾,必须保持在高压(约90大气压)状态下。

这样,流过压力管的高温(约300℃)高压的重水,把裂变产生的热量带出堆芯,在蒸汽发生器内传给二回路的轻水,以产生蒸汽,带动汽轮发电机组发电。

(2)重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站这种堆是英国在坝杜堆(重水慢化、重水冷却堆)的基础上发展起来的。

加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。

而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。

它的燃料管道内流动的轻水冷却剂,在堆芯内上升的过程中,引起沸腾,所产生的蒸汽直接送进汽轮机,并带动发电机。

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

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(E L A C) 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

2023年重水堆核电站的特点和发展趋势

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。

秦山三期核电站施工测量监理方法

秦山三期核电站施工测量监理方法

秦山三期核电站施工测量监理方法
赵宝贵
【期刊名称】《施工技术》
【年(卷),期】2009(038)006
【摘要】秦山三期核电站建设中测量工作量大面广.为了提高工程测量质量,根据专业特点、现场情况和监理规划编制了易于操作、详细的监理实施细则,确定了测量监理要点.通过"熟悉相关技术文件,做好事前预控工作;加强事中检查力度,狠抓薄弱环节;事后监督,发现问题及时处理"三方面进行测量质量控制,监理工作取得了成功.【总页数】4页(P23-26)
【作者】赵宝贵
【作者单位】中国核电工程有限公司北京四达贝克斯工程监理有限公司,河北,石家庄,050021
【正文语种】中文
【中图分类】TU271.5;TU198.6
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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.抓住机遇引进重水堆核电站—贺秦山三期核电站一号机组投入运行 [J], 蒋心雄
4.秦山三期重水堆核电站技术创新实践 [J], 张振华
5.秦山三期重水堆核电站流出物惰性气体^(133)Xe和^(85)Kr研究及监测改进 [J], 李厚文;王斌
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重水堆的数字化仪控系统应用可行性分析

重水堆的数字化仪控系统应用可行性分析

重水堆的数字化仪控系统应用可行性分析随着科技的不断发展,数字化仪控系统在各个行业中得到了广泛的应用。

而在核电领域,数字化仪控系统也被认为是提高安全性和效率的重要手段。

重水堆是一种重要的核反应堆类型,其数字化仪控系统的应用可行性值得深入分析和探讨。

本文将对重水堆数字化仪控系统的应用可行性进行详细分析,包括技术、安全性、经济性等方面,以期为相关领域的研究和实践提供参考。

一、技术可行性分析1. 现有技术水平目前,数字化仪控系统在核电站中的应用已经相对成熟。

各国的核电站均在不断推进数字化仪控系统的建设和更新工作,积累了丰富的经验。

美国的西屋电气公司和法国的阿海珐公司在数字化仪控系统方面拥有领先的技术和成熟的解决方案。

这为重水堆数字化仪控系统的应用提供了可靠的技术支持。

2. 技术适配性3. 技术风险评估在数字化仪控系统应用的过程中,技术风险是一个需要认真对待的问题。

针对重水堆数字化仪控系统应用的过程中可能遇到的技术风险进行全面评估,包括系统稳定性、抗干扰能力、数据传输安全性等方面。

并在技术方案设计和实施过程中,采取措施降低和控制技术风险。

1. 安全方面的考量在核电站中,安全始终是第一位的考量。

数字化仪控系统的应用需要对其在安全方面的可行性进行全面评价。

通过对数字化仪控系统在重水堆中的应用过程中可能涉及到的安全隐患和风险进行详细分析,以确保数字化仪控系统在应用过程中不会对重水堆的安全性产生负面影响。

2. 安全控制措施针对数字化仪控系统在重水堆中的应用,可以制定相应的安全控制措施和应急预案。

通过建立健全的安全管理机制和安全监管体系,对数字化仪控系统在重水堆中的应用过程进行全面监控和管理,及时发现并解决可能存在的安全问题,保障重水堆的安全运行。

1. 投资成本数字化仪控系统的建设和应用需要一定的投资成本。

通过数字化仪控系统的应用,可以提高核电站的运行效率,减少人力资源消耗,提高设备利用率和安全性,从长远来看,数字化仪控系统的应用是具有良好的经济效益的。

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秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告缩写本主要完成单位:上海核工程研究设计院主要完成人:林伟贤、夏祖讽、邱启运、顾树川、刘健研究起止时间:2000 年 7 月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" 在中国秦山合作建造两台CANDU6机组的意向性协议,进一步确立了双方在秦山建造核电站的意向。

此间,国务院下文,重水堆核电厂址考虑放在秦山,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" 秦山三期(重水堆)核电工程项目建议书" 由业主秦山核电公司编报,中核总预审,报电力工业部初审提出意见报国家计委审批。

同时委托上海核程研究设计工院编写" 秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告 "秦山三期(重水堆)核电厂预选的两个厂址系 1991 年在秦山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。

两个厂址均属于秦山地区,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,上海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,在浙江秦山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,减轻运输压力和改善环保条件都具有很重要的战略意义。

秦山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。

秦山三期核电工程以韩国月城 3#、4#机组为参考电厂。

CANDU6型 700MW级核电机组为经过实际验证的技术成熟的安全可靠的商用堆型,具有采用天然铀为燃料,重水为慢化剂和冷却剂、水平压力管式结构,不停堆更换燃料,负荷因子较高和建设周期较短等特点。

按投资估算,工程基础价为 18.6297 亿美元,固定价为 20.8756 亿美元,建成价为 28.7987 亿美元,投资回收期 11.74 年。

在交钥匙范围内的资金(包括租赁加拿大重水和首炉核燃料供应)全部由加方负责筹措贷款解决。

交钥匙以外部分的国内配套资金 24.9 亿人民币以资本金形式注入。

资本金占总投资的比例为建成价的 10%左右,资金来源由出资各方等措解决。

工程建设和管理模式采用在充分利用中方资源条件下由加拿大原子能公司( AECL)总承包的交钥匙方式,同时为充分发挥和调动中央和地方办核电的积极性,更有利于工程的建设和管理,秦山三期(重水堆)核电工程将由中核总、华东电力集团公司、上海市、江苏省、浙江省共同组建的有限责任公司作为项目法人进行工程的建设和运行管理。

第二册电力系统华东电网包括江苏、浙江、安徽及上海三省一市, 1994 年发电总量为 1624.66 亿 kWh。

目前,除有较强的 220kV 电网外,已初步建成 500kV 的主干网络,将三省一市主要的负荷中心联结一起。

随着迅猛的经济发展,电力需求逐年增长,预计全网发电量(亿 kWh)和最高负荷(万 kW),2000 年分别将为 2700 和 4380,2005 年为 4000 和 6690, 2010 年为 5450 和 9400。

发展核电是改进能源结构解决煤炭平衡及电力短缺而又缓解环境污染的一项重要战略措施。

根据电力部规划, 2000 年前规划开工的有秦山二期( 2 ×60 万 kW),秦山三期( 2×70 万 kW),江苏连云港( 2×100 万 kW)。

2000年后规划的有秦山四期、三门核电厂与山东海阳核电厂。

华东及浙江电网近年来虽发电设备增加较多,但仍不能满足负荷发展的需要,缺电仍较严重。

仅浙江省93 年全省拉电 78983 条次,损失电量 3.92亿kWh," 九·五" 期间仅浙江省缺电量将达 116 亿 kWh。

建设三期工程对缓和华东及浙江电网的缺电情况和提高能源利用率将起较大的作用。

华东电网目前装机容量大部分为火电,火电发电量占总发电量的 95.4 %。

核电是安全、清洁的能源,目前虽造价较高,建设周期长,但发电成本低,可减少煤炭作为化工有用资源的烧耗和环境污染。

建设三期工程可逐步改变电网的能源结构,有助于保护生态环境,从长远规划看,发展核电是非常必要的。

按初步可行性研究报告的审查意见,秦山地区出线走廊比较困难,三期与二期接入系统需统一考虑。

根据秦山地区的特点,二、三期工程机组均考虑接入 500kV电网。

具体接入系统方案有两个,经比较论证,采用第一方案。

其优点既减少了华东主网上 500kV变电所的落点,又使电网中 500kV线路的潮流分布比较合理。

两个核电厂建成后接入一个共用的 500kV开关站,以四回 500kV 线路与电网联接;其中二回至王店500kV变电所,另二回至杭东 500kV 变电所。

由于三期工程与500kV共用开关站之间距离仅为 1.3km,为节约 500kV配电装置设备投资及减少占地面积,三期工程厂内不设 500kV开关站,而采用发电机~变电器~ 500kV 线路的单元制方式直接接至 500kV 共用的开关站母线。

为提高运行的可靠性,在发电机回路内装设发电机开关。

在主变压器高压侧各装设一台500kV GIS 设备。

三期工程二台 70 万 kW核电机组的备用电源考虑由电网中的海盐 220kV 变电所架设一回专用的220kV线路供电,厂内设二台 220kV 备用变压器,分别作为二台机组专用的备用电源。

秦山二、三期工程的配套输、变电工程投资,包括 500kV 输电线, 500kV 变压器、 220kV 线路、220kV变压器及系统继电保护、远动、通讯在内,其总投资为 351120 万元( 1994 年价格)。

建议秦山三期配套变电工程投资,要在秦山三期工程总概预算中单列,由华东电力集团公司分别向国家开发银行和商业银行贷款。

第三册厂址选择1.地理位置及地形地貌秦山三期工程螳螂山厂址位于浙江省海盐县东南秦山山体向东延伸部分,即东径 120°57′28″,北纬 30°26′10″,属海盐县秦山镇管辖,厂址西靠沪杭公路,东临杭州湾,与上海市区直线距离为90km,杭州市区为78km,距秦山一期工程约800m,距秦山二期工程约2km。

螳螂山厂址属低山丘陵,呈半岛突向杭州湾,三面环海。

山体东西长 400m,南北宽 200m,最高点为海拔 56.6m,山体走向东西,山坡自然坡度 33°左右。

螳螂山两侧为海涂,南北海涂为第四系粉土、淤泥质粘土、和砂砾层等。

螳螂山山体基岩为上侏罗统黄尖组中酸性火山碎屑岩系。

螳螂山的地貌形态属剥蚀残丘。

2.人口分布按1994 年底统计,厂址 0.5km 半径范围内无居民, 3km半径范围内有居民 5488 人,一半人口在 2-3km子区域内,是承担秦山核电基地建设的职工;20km半径范围内有居民 34.4 万人,平均人口密度 738 人/km2。

厂址 50km半径范围内无百万人以上城市,20km范围内无 10 万人以上城市, 5km范围内无万人以上城镇。

3.环境、设施、资源情况a. 工业海盐县的地方企业主要以加工为主体,纺织工业是支柱产业,全县乡办企业 384 家;厂址 20km范围内无大、中型重工业企业。

15km半径范围内使用和贮存的危险品主要是石油、汽油、液化气。

从使用和贮存的规模和性质分析,不会构成危及工程安全的固定危险源。

b.交通厂址 15km半径范围内无铁路通过,陆上交通主要是公路。

沪杭公路离厂址为 3km,目前此公路由武原镇到厂址段已建成二级公路。

15km半径范围内还有由厂址通外的五条三级公路,厂址与杭州市,嘉兴市,上海市以及邻近县市、乡交通非常便利。

厂址 80km半径范围内铁路有三条,上海至杭州、上海至金山石化总厂、杭州至宁波的铁路线,离厂址最短直线距离约 26km。

厂址附近杭州湾水域内无固定的海上交通航线。

乍浦港已部分建成深水港,可停靠万吨轮,一期工程已投入使用。

秦山二期大件运输码头正在建造,可停靠 3000 吨级船舶,距厂址 3.5km。

内河水道除离厂址 8km的长山河可通航500 吨船只外,其余均小于 100 吨。

秦山一期施工建有小型内河码头,二期工程计划建 60 吨级的内河码头。

秦山三期工程大件运输将采用海运为主,陆运为辅,即先运往上海港码头,再通过水路运到老海塘二期大件运输专用码头,后经沪杭公路至厂区。

加拿大供应的核燃料可海运至上海港,后再水运至二期码头,或陆运直至厂址。

国内生产的核燃料可利用秦山一期设在金山卫的中转站进行运输。

c.农牧厂址 15km半径范围内的土地全部在海盐县境内。

全年粮食总产量22.4 万砘。

粮食作物为水稻、小麦,经济作物有油菜籽、棉花、蚕桑、蔬菜、柑桔等水果。

15km范围内无家畜养殖场和奶牛场。

对虾、青蟹养殖场最近距厂址约5km。

野生动物资源不多。

d. 海洋资源杭州湾水生动物主要来自海洋,终年栖息于河口的物种较少。

邻近海域生态调查表明,浮游动物 46 种,挠足类占绝对优势,主要代表种是安氏白虾和葛氏长臂虾。

4.气象三期工程厂址地处杭州湾北部,属于副热带季风区;冬季处于西伯利亚冷高压的前缘,吹偏北风;夏季受亚洲东部的夏季风影响,吹偏南风。

气候明显受季节风影响,温度湿润,四季分明,降水集中在夏秋两季,夏秋之交常受台风影响。

5.工程水文及供排水a.海洋水文抗州湾的潮汐属非正规半日浅海潮。

乍浦站历史最高天文潮位 4.01m,历史最低天文潮位 -3.39m(57.3) ,推算出厂址最高天文潮位为 4.52m,最低-3.73m。

厂址设计基准洪水位由可能最大风暴潮、历史最高天文潮位、风浪活动、25年一遇的江河洪水位四部分组成,数值如下:统计法确定论确定论(溢流后)历史最高天文潮位( m) 4.52 4.52 4.52可能最大风暴潮增水( m) 3.64 3.72 3.5425 年一遇江河洪水增水( m)0.03 0.03 0.03合计(m 8.19 8.27 8.09千年遇百分之一波高半波(m)2.85 2.85 2.85安全超高( m)0.46 0.38 0.56设计基准洪水位11.50 11.50 11.50b. 陆地水文本区的河网水系和杭嘉湖平原水系,西部苕溪水系,北部太湖流域水系及东部黄浦江水系构成完整的网络,又和长江相沟通。

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