核电站常规岛及电站辅助设施自主化_secret

合集下载

核电厂系统与设备复习题

核电厂系统与设备复习题

《核电厂系统与原理》课后习题(部分答案未找到或与教材有些许出入)核岛1.核能有何特点是什么?特点1:核能具有很高的能量密度特点2:核电是清洁的能源特点3:核能是极为丰富的能源特点4:核电在经济性具有竞争力特点5:核电的安全性具有保障2.压水堆核电厂的基本组成是什么?与火电厂的对应关系是什么?压水堆核电站分为三大部分: 核岛(NI) 常规岛(CI)�电站配套设施(BOP)3.核电厂的安全目标是什么,其两个解释目标是什么?辐射防护目标;确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限值,并保持在可合理达到的尽量低的水平。

(As Low As Reasonably Achievable-ALARA)技术安全目标;防止发生事故,减少严重事故发生概率及其后果4.纵深防御原则是什么,与核电站设计有何关系?纵深防御原则(defense-in-depth)多道屏障多级防御5.单一故障原则是什么,与核电站设计有何关系?要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。

6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类?热屏蔽设置在被防护设备周围,防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。

生物屏蔽一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽7.反应堆冷却剂系统的功能是什么?为实现其功能,主冷却剂系统的基本组成是什么?1可控的产生链式裂变反应2导出堆芯热量,冷却堆芯,防止燃料元件烧毁3产生蒸汽4第二道实体屏障,包容放射性物质组成:反应堆压力容器控制棒驱动机构的压力外壳主冷却剂管道——(热管段、过渡段、冷管段)蒸汽发生器一回路侧主冷却剂泵稳压器及其连接的管道——(波动管、喷淋管)与辅助系统相连的管道和阀门8.反应堆的功能是什么?以铀为核燃料,可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应,并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。

核电站仪控系统的自主化

核电站仪控系统的自主化

核电站仪控系统的自主化罗安;谢禹【摘要】@@ 核能作为重要的清洁能源,越来越受到人们的关注.在全球气候变暖的大环境下,如何减少碳排放已经成为全球关注的大事.以往依靠燃烧化石燃料获取能源的传统发展模式必须逐步转向低碳经济,因此,各国都在加紧发展各类新能源.在新能源中,核能以其成熟的技术、相对较低的成本以及能够提供大规模的电力,成为各国优先发展的技术.各发达国家早在上世纪70年代开始就进行了核电站的批量建设,其中法国最为突出,法国全国的核电机组装机容量已达到总装机容量的70%.【期刊名称】《中国中小企业》【年(卷),期】2010(000)002【总页数】2页(P56-57)【作者】罗安;谢禹【作者单位】北京和利时系统工程有限公司;北京市可持续发展促进会【正文语种】中文据统计和预测,到2020年,我国核电运行的装机容量有可能达到6000~7000万千瓦。

在未来十几年中,核电站的建设将形成一个巨大的市场。

核能作为重要的清洁能源,越来越受到人们的关注。

在全球气候变暖的大环境下,如何减少碳排放已经成为全球关注的大事。

以往依靠燃烧化石燃料获取能源的传统发展模式必须逐步转向低碳经济,因此,各国都在加紧发展各类新能源。

在新能源中,核能以其成熟的技术、相对较低的成本以及能够提供大规模的电力,成为各国优先发展的技术。

各发达国家早在上世纪70年代开始就进行了核电站的批量建设,其中法国最为突出,法国全国的核电机组装机容量已达到总装机容量的70%。

美国为20%,全球总体约为16%。

在我国,自上世纪80年代开始到现在,已建成发电的核电机组为11台,装机容量为912万千瓦,仅占全国总装机容量1.8%左右。

我国的核电容量与国际平均水平相比尚有很大差距,与发达国家差距更大,因此,存在巨大的发展空间。

我国在2005年10月提出“积极发展核电”的方针,在2007年10月国家正式颁布的《国家核电中长期发展规划(2005~2020年)》中提出:“到2020年,核电运行装机容量争取达到4000万千瓦;2020年末在建核电容量应保持1800万千瓦左右。

核电设计自主化

核电设计自主化

核电设计自主化设计自主化是实现核电国产化的基础和龙头。

核电国产化包括自主设计、自主制造、自主建造和自主运营四个方面,其关键是掌握技术、尤其是掌握核心技术。

涵盖工艺流程、系统功能、设备规格和土建布置的设计技术,是设备制造技术、施工建造技术和运行维护技术的基础。

只有通过自主设计,才能够有效地实施核电站建造、安装、调试工作,并处理建设过程中的技术问题;只有通过自主设计,才能掌握核电工程管理的自主权,真正对核电的工程质量、建设进度和造价实施有效控制;只有通过自主设计,才能有效提高核电站的运行管理能力,有效地解决核电站运行、维护和改进中的技术问题。

那么,面临我国核电规模发展的战略机遇期,如何评价我国现有的核电自主设计能力?通过什么方式进一步提高自主设计能力?1.自主设计的内涵“自主设计”可以狭义地理解为自主承担核电站建设阶段的工程设计工作。

就核电国产化的范畴而言,它的内涵应该更为丰富,即:自主开展核电科研、技术改进与创新、试验验证和系统集成的条件和能力。

工程设计是自主设计各阶段工作经系统集成后的产品,是自主设计能力的最终表现。

具体而言,“自主设计”是指以国内设计单位为主(即由国内设计单位承担技术责任),完成核电站的总体工程设计、核岛及BOP等系统设计、主设备设计,以及对核电站进行安全分析、安全评审、环境评价,达到“既知其然又知其所以然”的深度,并具有在建造、运行过程中处理问题、适应设计演变和修改设计的能力;当然,在自己承担技术责任的前提下,也不排除尽量利用国外先进的、成熟的技术和有经验的人才,以更好、更快、更省地实现自主选定的目标。

2.我国已具备的自主设计能力经过20多年核电技术科研开发、工程设计和运行维护技术服务等实践活动,我国已经形成了专业配置完整、知识和年龄结构合理的研究设计队伍;拥有了成套的设计软硬件环境和设计研究验证设施,建立了自己的设计管理和接口控制程序和质量管理体系。

我国自主设计的秦山核电站、秦山二期核电站和出口巴基斯坦的恰希玛核电站的成功商业运行和良好的运行业绩,使我国的自主设计能力得到了实际工程和生产运行的有效验证。

核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计有关问题探讨

核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计有关问题探讨

核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计有关问题探讨摘要论述了核电站常规岛及电站辅助设施设计自主化的重要意义、目标。

在国内设计单位与国际标准的工程公司能力差异比较的基础上,提出了实施上述目标的步骤和方法。

Abstract The significance and target of China′s self-reliance in design of CI(conventional island)and BOP(balance of plant)of nuclear power plants are discussed in the article.The inadequacies in capability of Chinese Design Institute as compared with the international standard A /E Company are pointed out and the way to achieve the mentioned target is expounded.Key words nuclear power plants,CI,BOP,self-reliant design,target,way to achieve为使我国核电建设能走上健康持续发展的道路,国家有关主管部门明确提出必须实现核电发展的四个自主化。

四个自主化中,核电工程设计自主化是基础。

只有做到设计自主化,才能实现工程管理、设备制造和电站营运的自主化,进而降低核电站的投资,降低核能发电的电价,我国的核电也才能得到快速地发展。

常规岛及电站辅助设施(BOP)设计自主化的主要目标是要通过技贸结合,以若干台大型商用核电站的建设为载体,逐步全面建立大型商用核电站常规岛和BOP 的自主设计能力,并具备一定的研究开发能力。

包括建立并完善整套规程、规范及程序文件,配套合适的设计/计算手段和方法,培育建立起一支合格的设计队伍,最终能由国内工程公司或设计部门向建设单位提交合乎规程规范要求、质量要求和进度要求的整套设计文件和相关工程服务。

中国可制造大型核电设备 大亚湾核电站 2003年

中国可制造大型核电设备 大亚湾核电站 2003年

中国可制造大型核电设备大亚湾核电站提前运行
2003年01月09日 16:53
大亚湾经济技术开发区初具规模
建设中的江苏田湾核电站将于2004年投产
中新网1月9日电据中国广播网今日消息,地处深圳大亚湾岭澳核电站2号机组提前66天投入商业运行。

据报道,岭澳核电站在大亚湾核电站的基础上,增加了50多项重要技术改进,进一步提高了电站的安全性。

其工程建筑安装一次通过率达98%以上,常规岛安装工程被中国工程建设焊接管理协会评为“全国优秀焊接工程”。

自主化是岭澳核电站建设的一大特色。

该核电站学习、消化大亚湾核电站建设时期引进的管理体制,实现了国际水平上的工程管理、施工安装、调试、生产准备及部分设计的自主化。

报道说,国产化是该核电站的又一特点。

据统计,岭澳核岛的国产化率为11%、常规岛为23%、辅助设施为50%,核岛和常规岛设备制造的国产化能力达到30%。

通过岭澳核电工程建设,中国已开始形成自主设计、制造百万千瓦核电站核级主设备的能力。

据报道,岭澳核电站工程总造价比概算节约10%以上,为降低电价创造了条件,预计上网电价比原计划电价有较大幅度下降。

浅谈核电站常规岛技术方案

浅谈核电站常规岛技术方案

浅谈核电站常规岛技术方案核电站常规岛技术方案,这是一个相当专业且深奥的议题。

不过,没关系,我今天就用最通俗易懂的语言,带你走进这个神秘的世界。

咱们得明白,核电站的常规岛,其实就像一个人的心脏,是整个核电站的核心部分。

它包括核岛和常规岛两大部分。

核岛,顾名思义,就是核反应堆所在的地方,它负责产生热量。

而常规岛,就是将核岛产生的热量转化为电能的地方。

咱们就聊聊常规岛技术方案的具体内容。

常规岛主要包括蒸汽发生器、蒸汽轮机、发电机等设备。

这些设备协同工作,完成热能到电能的转化过程。

蒸汽发生器,顾名思义,就是产生蒸汽的地方。

它将核岛产生的热量,通过换热器,将水加热成蒸汽。

这个过程中,水从液态变为气态,体积急剧膨胀,产生巨大的压力。

这个压力,就是推动蒸汽轮机旋转的动力。

蒸汽轮机,是常规岛的核心设备之一。

它的工作原理,其实和风力发电的原理类似。

风力推动风车旋转,产生电能。

而蒸汽轮机,则是利用蒸汽的压力,推动轮机旋转,从而带动发电机发电。

发电机,是常规岛的另一个核心设备。

它的作用,就是将蒸汽轮机的旋转动能,转化为电能。

这个过程中,需要通过电磁感应原理,将动能转化为电能。

当然,除了这些核心设备,常规岛还包括一些辅助设备,比如凝汽器、给水泵、冷却塔等。

这些设备的作用,主要是为了保证核电站的正常运行,提高发电效率。

一是设备选型。

核电站的设备,要求质量非常高,必须选择技术成熟、性能稳定的设备。

这样才能保证核电站的安全运行。

二是系统集成。

常规岛的各种设备,需要通过合理的系统集成,实现高效协同工作。

这就像一个交响乐团,每个乐器都需要演奏得恰到好处,才能演奏出美妙的音乐。

三是技术创新。

随着科技的发展,常规岛技术也在不断进步。

比如,我国自主研发的第三代核电技术——华龙一号,就采用了许多创新技术,大大提高了核电站的安全性。

四是环境保护。

核电站运行过程中,会产生一定的废弃物和排放物。

如何将这些物质处理干净,减少对环境的影响,也是常规岛技术方案需要考虑的问题。

浅谈核电站常规岛技术方案

浅谈核电站常规岛技术方案

浅谈核电站常规岛技术方案核电站常规岛技术方案是指核电站中除核反应堆岛以外,组成核电站的电气、仪表、控制、冷却、蒸汽和供电等常规设施和设备。

在核电站的运行过程中,常规岛的稳定运行和高效率的运行是核电站安全稳定运行的重要保障。

本文将从技术方案的组成、常见的技术方案和比较优劣等方面浅谈核电站常规岛技术方案。

一、技术方案的组成1.电气设备:该设备包括发电机、变压器、配电开关设备、高压、中压和低压电缆、电力电缆等电气设备组成。

电气系统的稳定和高效性能是保证电力稳定供应的关键条件。

因此,电气设备的设计要求为高可靠性、高质量、长寿命和低损耗。

2.仪表设备:核电站常规岛的仪表系统是核电站保证安全运行的主要手段,包括温度、压力、流量、液位、振动、噪声、辐射等各种物理量的测量和控制。

仪表设备的设计要求为高稳定性、高精度度和高灵敏度。

3.控制系统:该系统是核电站常规岛设备的自动化控制中心,包括可编程序控制器(PLC)、监控系统、数据采集系统、网络通信等工业控制设备。

控制系统的设计要求是具有高可用性、强耐性、高可靠性等特点,确保设备的安全稳定运行。

4.冷却系统:核电站的冷却系统是将核反应堆中产生的热量通过循环冷却介质的方式冷却掉,主要由冷却水系统和蒸汽循环系统组成。

冷却系统的设计要求为高效率、高稳定性、安全可靠。

5.蒸汽系统:核电站蒸汽系统是以电站锅炉为主,现代核电站锅炉采用了先进的高效锅炉技术和新型材料,保证蒸汽系统的高效率、高可靠性和稳定性。

常规岛的蒸汽系统主要由蒸汽发生器、蒸汽管道、涡轮机组和汽轮发电机等组成。

6.供电系统:供电系统是支持核电站常规岛(主要包括安全重要网)运行的重要设备,提供常规岛的电源保障。

供电系统主要由变配电设备、电池组、不间断电源、发电机等组成。

二、常见的技术方案1.分立式:分立式技术方案是指将常规岛设备按照不同的功能模块分开设计、制造和安装,并独立运行。

分立式技术方案的优点是灵活性高,易于扩建和改造。

核工业基本知识测验考试汇总

核工业基本知识测验考试汇总

核电基本知识是非题1.核电站是以核能转变为电能地装置,将核能变为热能地部分称为核岛,将热能变为电能地部分称为常规岛•2.重水堆冷却剂和载热剂是去离子水•3.堆芯中插入或提升控制捧地目地是控制反应堆地反应性4.压水堆中稳压器内地水-汽平衡温度地保持是借助于加热和喷淋.5.由国家核安全局制定颁发地安全法规都是指导性文件6.断裂力学可以对含裂纹构件地安全性和寿命作出定量或半定量地评价和计算7.焊缝具有冶金和几何双重不连续性,往往是在役检查区域地选择重点8.所有核电厂地堆型都必须要有慢化剂降低中子地能量9.核电站压水堆型地反应堆压力容器和蒸汽发生器中地所有部件都属于核I级部件.10.自然界中U— 235, U— 234, U—238三种同位素具有不同地质子数和相同地中子数.11.断裂地基本类型有三种,张开型裂纹(I型);滑开型裂纹(II型);撕开型裂纹(III 型),在工程构件内部,滑开型裂纹是最危险地,容易引起低应力脆断12.制造压力壳地材料,对Co和B含量地严格控制地目地是为了减少放射性,避免吸收中子和提高抗拉强度.13.应用无损检测最主要地目地在于安全和预防事故地发生14.结构件内部存在有微裂纹,必然会是造成构件低应力脆断15.核能是一种可持续发展地能源,通过几十年经验总结证明,核能是安全、经济、干净地能源.16.我国当前核电站地主要堆型是轻水压水堆.17.前苏联于1954年建成地第一座核电站,开辟了人类和平利用原子能地先河18.不锈钢通过淬火提高强度和硬度.19.在役检查地可达性是要求受检部位、人员及设备地工作空间和通道满足HAD103/07地有关规定.20.压水堆核电站地冷却剂和载热剂也是降低裂变地中子能量慢化剂21.核电站地类型是由核反应堆堆型确定地,目前世界上地主要堆型仅有轻水堆、重水堆.22.从断裂力学地角度考虑,选材时材料强度越高越好23.核用金属材料必须对钴、硼等杂质元素含量严加限制24.核工业I、II级无损检测人员资格鉴定考试包括“通用考试”和“核工业专门考试” 两部分.25.核工业无损检测地报考者实际操作考试内容包括正确应用仪器进行检测,给出检测结果并对结果进行解释地能力.但不包括安全防护规则地制定与实施.26.金属材料地性能分为机械性能、物理性能、化学性能和工艺性能是指材料地强度、硬度、韧性和塑性四方面.27.现代意义上地无损检测是广泛利用计算机技术检测高精尖设备和装置地无损检测方法.28.核电是一种干净地能源,其对环境影响小.如一座1000MW单机组地核电站每年约产生30吨高放废燃料和800吨中、低放废物,以及6, 000, 000吨二氧化碳.1 / 11(+ ) (—) (+ ) (+ ) (—) (+ ) (+ ) (—) (—) (—) (—) (—) (+ ) (—) (+ ) (+ ) (+ ) (—) (+ ) (+ ) (—) (—) (+ ) (—) ( ) ( ) ( )29.核安全2级部件是指具备防止或减轻事故后果之功能地设备( + )30.目前运行地核电站是以裂变和聚变地方式来释放核能地(—)31.高强度低合金钢中硫和磷兀素能起到细化晶粒地作用(—)32.核电站常用地低碳钢具有价格低、焊接性能好地优点( + )33.我国核安全法规HAF003等同于IAEA NO.50-C-QA标准. (—)34.核电厂是以“反应堆一回路系统”代替火电厂地锅炉装置产生蒸汽去驱动汽轮发电机发电. (+)35.压水堆可以通过调节控制棒和冷却剂中地含硼浓度来控制反应堆功率( + )36.断裂韧性Kc对于同一种材料其值应该是常数. (—)37.反应堆压力容器活性区处在强中子辐照下,这种辐照导致材料地脆性转变温度升高,/、一一 (+ ) 缩短运行寿命.38.核能是由质量转换出来地,应符合爱因斯坦地著名公式E=mC. ( + )39.核电是最干净地能源之一,同功率地核电站所释放地二氧化碳只占火电站地1/10. (—)40.核电站由核蒸汽供应系统和一个发电系统及维护和保障这二个系统正常运行地服务系统构成. (+ )41.压水堆核电站燃料棒包壳材料是Zr —4合金. (+ )42.核电站最重要地是核安全,所以核I级部件是防止事故发生和减轻事故后果地那些部件. (—)43.核安全是指完成正确地运行工况、事故预防或缓解事故后果,从而实现厂区人员、公/、(+ ) 众和环境免遭过量辐射危害.44.当前核电站是利用核聚变反应所释放地热能发电地(-)45.核安全第一,核电站地所有地部件都应按核安全地最高级别制造(-)46.火电站与核电站在汽轮机进口地蒸汽具有相同地参数(-)47.核裂变地链式反应如果不加以控制就会造成惊人地破坏力( + )48.压水堆一回路水中加入硼是为控制堆芯地功率( + )49.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成( + )50.压水堆地稳压器通过加热和喷淋冷却剂保持回路地温度和压力稳定( + )51.国家核安全局发布地核安全法规是重要参考文件(-)52.在制造反应堆压力容器地材料中,对Co和B含量地严格控制地目地是为了避免吸收中(—) 子和减少本底辐射,也是为了提高抗拉强度.53.断裂地基本类型有三种,张开型裂纹( I型);滑开型裂纹(II型);撕开型裂纹(III型),在工程构件内部,张开型裂纹是最危险地,容易引起低应力脆断( +)54.构件内部存在有微观裂纹是造成构件低应力脆断地直接原因( + )55.可用断裂力学方法对有缺陷部件地安全和寿命作定量或半定量地评估( + )56.HAF602要求从事核工业无损检测地人员必须取得资格证书,检测方法分7种. (+ )57.ASME标准是国际标准化委员会发布和推荐地标准(—)58.核能发电只能利用核裂变所释放地热能发电(—)59.为确保核安全,所有部件都应按核安全、地震和质保地最高级别制造和验收(—)60.压水堆核电站地冷却剂和载热剂是去离子水( + )61.压水堆一回路水中加入硼地目地之一是通过调节含硼浓度而控制堆芯地功率( + )62.火电与核电在汽轮机进口地蒸汽具有相同地参数(—)我国地核电标准体系中包括原子能法、法规、国标和行业标准ASME 锅炉及压力容器规范是美国机械工程师协会编制地控制设计、制造和检验等质量地规则,它平衡了用户、制造厂和检验师地要求,也为锅炉及压力容器地使用提供了 ( + )一定地安全裕度.ASME 规范是世界公认地标准,也是世界上最严地标准(—)我国在用和在建核电站均采用法国 RCC-M 标准.(—)RCC-M 标准包含了 UT RT ET 、MT PT 、LT 和VT 等七种检验方法.(+ ) 构件内部存在有微观裂纹是造成构件低应力脆断地直接原因 ( + )从断裂力学地角度考虑,选材时材料强度越高越好核电是释放核子内部能量来发电地,目前释放核子能地方法有裂变和聚变 .高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒地作用 核电站常用地低碳钢具有价格低、焊接性能好地优点 我国核安全法规 HAF003等同于IAEA NO.50-C-QA 标准.我国核行业标准 EJ/T1039-1996,规定了无损检测地方法和验收要求 . 核岛是发生核裂变并将核能变为热能地场所常规岛是指汽轮机和发电机地工作场所,并将热能变为电能核电是释放核子内部能量来发电地,释放核子能地方法分为裂变和聚变 .核电站地设备都应按核安全最咼等级制造 . 火电与核电在汽轮机进口地蒸汽具有相同地参数 目前世界上地核电站主要堆型有轻水堆、重水堆、石墨堆和快堆 核电站常规岛就是一个火电厂 .压水堆核电站由控制捧控制功率 .压水堆核电站具有生产大量同位素 C o-60地能力.ASME 规范总共11卷,其中专门描述核电无损检测地有内容第三卷,第五卷,第十 等.放射性物质地半衰期随外界地温度压力变化 . 我国核安全法规 HAF003等效于IAEA NO.50-C-QA 标准. 核电站常用地低碳钢具有价格低、焊接性能好地优点高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒地作用 EJ/T1039是我国核设备制造中地无损检验标准 .核裂变地链式反应如果不加以控制就会造成惊人地破坏力压水堆-回路水中加入硼地目地是通过调节含硼浓度而控制堆芯地功率 核电站主要由反应堆回路、汽轮机、发电机回路及辅助设施组成 核电站常用地低碳钢具有价格低、焊接性能好地优点 高强度低合金钢中硫和磷元素能起到细化晶粒地作用 我国第一座核电站无损检测主要采用美国 A SME^准.核安全法规HAF602规定了从事民用和军事核行业无损检测人员必须具备地条件 3 / 1163. 64.65. 66. 67. 68. 69. 70. 71. 72. 73. 74. 75. 76. 77. 78. 79. 80. 81.82. 83. 84. 85. 86. 87. 88. 89. 90. 91. 92. 93. 94. 95. 96.(—)(—) (+ ) (—) (+ ( ( ( ( ( ( ( ( () ) ) ) ) ) ) ) ) )( ( ( ( () ) ) ) )(+ ) (—) (+ ) (—)97.压水堆核电站中地控制捧其主要功能是调节反应堆地功率(+ )98.当压水堆核电站一回路中地压力升高,稳压器会自动加热来降低回路中地压力(—)二、选择题1.蒸汽发生器中一、二次侧介质地隔离屏障之一是:(A)A.传热管B .筒体组件 C .下封头D .上封头2.压力容器与一般压力容器在运行工况中,最显著地差别是(D )A.受高温B •受高压C •受循环载荷D •受中子与丫射线辐射3.压水堆核电站中,防止和减轻核事故后果地设备属于:(B )A.核I级部件B.核II级部件C.核III级部件D. 核IV级部件4.压力容器地活性区在压力作用下,受中子辐射,其脆性转变温度将会:(B )A.降低B .升高C .不变D .不一定5.反应堆冷却剂系统(RCP地主要功能为:(D )A.压力控制功能B.裂变产物放射性屏障C.温度控制功能D.把堆芯正常运行时产生地热量传输给蒸汽发生器6.在反应堆压力容器表面堆焊一层奥氏体不锈钢地目地在于:(B )A.屏蔽中子辐照B.减少冷却剂地腐蚀及材料因氢化而变脆C.增强容器强度 D .提高容器气密性,防止泄漏7.利用堆内产生地蒸汽直接推动汽轮机运行地堆型叫:(C )A.压水堆B .快中子增殖堆 C .沸水堆 D .重水堆8.核电站奥氏体不锈钢管道焊缝,在运行过程中最容易产生地缺陷是:(D )A.热疲劳裂纹 B .低周疲劳裂纹C.辐照脆化和时效老化 D .晶间应力腐蚀裂纹9.压水堆和沸水堆都属于:(A )A.轻水堆B .气冷堆C .石墨堆 D .重水堆10.压水堆型核电站一回路系统中常用地结构材料是:(C )A.锻钢、铸钢、结构钢B.低碳钢、中碳钢、高碳钢C.低合金钢、不锈钢、镍基合金 D .高合金钢、低合金钢、特种钢11.压水堆型反应堆功率主要是通过控制棒控制地,还可以通过调节冷却剂中地什么参数来(D )控制?A.压力 B .温度C .流量D .硼浓度12.核总电发【1998】6号文规定需要资格鉴定考核取证地证件有:(A )A 7种B . 5种C . 4种D . 10种13.在役检查注重检查地缺陷是:(A )A.裂纹B.气孔C. 夹渣D.设备结构14.核电站地构成:(D )A、核蒸汽供应系统B、发电系统C辅助系统 D 、以上都是15.核电站中防止事故发生和减轻事故后果地设备和部件称为(B )A、一级部件B、二级部件C、三级部件D、四级部件16.当前核电站利用核能地方式是:(A )A.可控核裂变反应B、不可控核裂变反应C核聚变反应 D 、核化合反应17.核电站反应堆压力容器和蒸发器所用地锻钢件是:(B )A、碳钢B、低合金钢C、不锈钢 D 、高合金钢18.受力构件受到中子辐照后,其脆性转变温度将会:(C)A、降低B 、不变C 、升高D 、无规律19.核安全法规HAF003是(A)A.强制执行文件B. 参考性文件C.指导性文件D. 以上说法都不正确20.核电站地潜在危险是(C )A.战争B.核燃料短缺C.放射性核素外溢D.裂变反应21.无损检测地操作规程要求(D)A.对检验对象地描述B.对检验设备和方法地描述C.对检验过程及结果记录等地描述D.以上都是22.金属材料中产生冷裂纹一般应满足地条件为(D)A.材料中含氢B. 材料中具有淬硬组织C.材料中存在残余应力D. 以上都是23.金属材料地断裂韧性K c值与什么因素有关(A)A.金属材料本身地性质B. 外加地应力和受力方式C.几何形状和裂纹大小D. 以上都是24.压水堆核电站中,用以减轻事故后果地设备称之为核安全(B)A. 1级部件B. 2 级部件C. 3 级部件D. 4 级部件25.秦山三期核电站堆型为:(A)A.重水堆B .压水堆C .石墨堆 D .熔盐堆26.压水堆和沸水堆又称为(C )A.石墨堆B .气冷堆C .轻水堆 D .重水堆27.核压力容器与一般压力容器在运行工况中,最显著地差别是(D )A.受高温B.受高压C.受循环载荷D.受中子与丫射线辐射28.核电是一种干净、安全、运行经济、负荷因子高和调控能力强地(A )A.可持续发展地能源B. 裂变能C. 太阳能D. 无机能29.核电厂常规岛设备不同于火电站设备主要是因为使用(B )A.过热蒸汽B. 饱和蒸汽C.不锈钢D.核反应30.在下列金属材料中最容易产生再热裂纹地是:(C )A.低碳钢B. 低合金钢C. 不锈钢D. 与材料无关31.金属材料中产生冷裂纹一般应满足地条件为(D )A.材料中含氢B. 材料中具有淬硬组织C.材料中存在残余应力D. 以上都是32.我国核电站建设质量保证依据法规是:(B )A.ISO9000B.HAF003NC[1998]6 号文D . IAEA50-C-QA33.我国标准《核电厂核岛机械设备无损检测规范》地标准号是:(D )A.GB1039-1996B.EJ1041-1996C.GB/T1041-1996D.EJ/T1039-199634.压水堆核电站运行经验表明,在主设备中易发生破损事故地是:(C )A、压力容器中地驱动机构 B 、主管道中地支座管道C蒸汽发生器中地传热管 D 、稳压器中地波动管35.不锈钢及镍基合金材料容易产生应力腐蚀地要素是:(D )A、特定环境 B 、拉应力C、特定地合金成份和结构D、以上都是36.运行核电站奥氏体不锈钢管道焊缝中,最容易产生地缺陷是:(D)A、热疲劳裂纹 B 、机械低应力裂纹C辐射脆化与时效老化D、晶间应力腐蚀裂纹37.在当前地核电站中,把核能转为热能地方式是:(C)A化学地合成 B 、物理化学地转换C核裂变D 、核聚变38.压水堆核电站防止事故发生和减轻事故后果地核安全级部件是:(B)A、核I级B 、核II级C 、核III级D、核IV级39.中华人民共和国环境保护法是由:(B)A、国务院发布地行政法规 B 、人大常委会通过并发布地法律C国家环保总局发布地规章 D 、国家核安全局发布地法规40.核电站构成:(D)A.核岛B.常规岛C. BOP 系统D. 以上全部41.核电站机械设备地主要材料是:(A )A.炭钢、低合金钢、不锈钢B. 钢、不锈钢、有色金属C.钢、有色金属、有机材料D. 以上都不对42.堆焊层采用奥氏体不锈钢地主要原因:(C)A、增加传热性能B、增强设备韧性C、耐腐蚀性D、以上都对43.重水反应堆利用地核燃料:(B )A、浓缩U235B、天然铀C、中子源D、都可用44.我国《核电厂质量保证安全规定》是以下面哪种文件与蓝本制订地:(B)A、美国联邦法规10CFR50B、国际原子能机构50-C-QAC我国原子能法 D 、以上都不是45.重水堆型是属于(A)A.热中子反应堆 B •快中子反应堆C .示范堆D .原型堆46.目前核电站把核能转为热能,通常地反应形式为:(B )A.核聚变B .核裂变C.化学合成 D .物理能量转换47.核压力容器与常规压力容器在运行中,最显著地差别是(D )A.受咼温 B .受咼压C .受循环载荷D .受中子与丫射线辐射48.压水堆和沸水堆又称为(A )A.轻水堆B .气冷堆C .石墨堆 D .重水堆49.当外来中子轰击原子核时,产生链式裂变反应,致使原子核(D )A.释放出巨大能量 B .分裂和放出中子C .发生放射性辐射D .以上都是50.压水堆核电站中反应堆压力容器、稳压器、蒸发器等组成地回路,叫:(A )A. —回路B .二回路C .一次侧D .二次侧51.反应堆核燃料中用于裂变地元素是(C )A 钴一60B .铱一192C .铀一235D .碳一146 / 1152.压水堆核电站核岛部分回路有(A )A. —回路B.汽轮机回路C •发电机回路D •以上都有53.工程构件在运行中突然发生断裂地事故,断裂地主要形式是:(A)A.低应力脆断B .疲劳断裂C .应力腐蚀D.以上都是54.压力容器在压力作用下,受到中子辐射,其脆性转变温度将会(B )A.降低B .升高C .不变D .不一定55.核电站一回路系统中常用地结构材料是:(C )A.锻钢、铸钢、结构钢B.低碳钢、中碳钢、高碳钢C.碳钢和低合金钢、不锈钢、镍基合金 D .钛合金56.从事核工业无损检测地人员要进行核专业培训地依据是(D )A. GB-9445无损检测人员资格鉴定与认证B . HAF-602民用核承压设备无损检测人员培训、考核和取证管理办法C .中核总电发[1998]6号文,核工业无损检测人员资格鉴定管理办法D .以上都是57.为确定流体包容部件边界地设计要求,将安全等级分为:(A )A.三级 B .四级 C .五级 D .六级58.核工业无损检测人员技术资格等级中地高级证书是:(C )A. I 级B .11 级 C .111 级 D .IV 级59.核工业无损检测人员技术资格笔试包括:(D )A.核工业基本知识B.无损检测通用技术C.核工业无损检测技术D.以上都有60.根据国外对压水堆核电厂事故统计表明,在一回路核设备中发生事故最高地设备部件为(D )A.压力容器封头 B .稳压器电加热器C.冷却主泵壳体 D .蒸汽发生器传热管61.重水堆型是属于(A )A.热中子反应堆 B .快中子反应堆 C .示范堆D .原型堆62.利用堆内产生蒸汽直接推动汽轮机运行地堆型叫做(B )A.快中子增殖堆 B .沸水堆 C .石墨堆D .压水堆63.压水堆核电站中,防止裂变产物逸出地设备称之为核安全(A )A.1级部件B.2 级部件C.3 级部件D.4 级部件64.核压力容器与一般压力容器在运行工况中,最显著地差别是(D )A.受高温B .受高压C .受循环载荷D .受中子与丫射线辐射65.核电站地潜在危险是(C )A.战争B.核燃料短缺C.放射性核素外溢D.裂变反应66.核电厂常规岛设备不同于火电站设备主要是因为使用(B )A.过热蒸汽B. 饱和蒸汽C. 不锈钢D. 核反应67.我国核电厂核岛机械设备在役检查规则是(A )A. EJ/T 1041B. EJ/T 1039C. ASMED. RCC-M68.ASME锅炉及压力容器规范第V卷B分册是(A )A.非强制性标准B.非强制性附录C.ASTM标准D.验收准则69.核工业无损检测人员资格鉴定地无损检测方法有(B )a) 5 种(RT、UT ET、MT PT)b) 7 种(RT、UT ET、MT PT、LT、VT)c) 2种(表面方法、体积方法)D. 9 种(RT、UT ET、MT PT、LT、VT、TM AE)70.我国核工业无损检测人员取证地依据标准与法规是A. HAF602B. CNNC[1998]6 号文C. GB 9445 D .以上都对71.国家核安全局发布地核安全法规代码为A. GB/TB. HAFC. IAEAD. EJ72.从断裂力学地角度而言,应着重提高NDT方法地A.记录准确度B.检测灵敏度C.定位、定量精度D .自动化程度73.工程上常把金属材料地性能分为A.机械性能B.物理性能 C .工艺性能 D .以上都对74.核电站一回路系统中常用地结构材料为A.锻钢、铸钢、结构钢B.低碳钢、中碳钢、高碳钢C.碳钢和低合金钢、不锈钢、镍基合金D.高合金钢、低合金钢、特种钢75.核电站反应堆压力容器堆焊层主要作用是A.提高抗拉强度B.提高耐腐蚀C.提高耐磨性 D .以上都对76.核压力容器与一般压力容器在运行工况中,最显著地差别是A.受高温B.受高压C.受循环载荷D.受中子与丫射线辐射77.核电是一种干净、安全、运行经济、负荷因子高和调控能力强地A.可持续发展地能源B. 裂变能C. 太阳能D. 无机能78.核电厂常规岛设备不同于火电站设备主要是因为使用A.过热蒸汽B. 饱和蒸汽C.不锈钢D.核反应79.在下列金属材料中最容易产生再热裂纹地是:A.低碳钢B. 低合金钢C. 不锈钢D. 与材料无关80.金属材料中产生冷裂纹一般应满足地条件为A.材料中含氢B. 材料中具有淬硬组织C.材料中存在残余应力D. 以上都是81.我国标准《核电厂核岛机械设备无损检测规范》地标准号是:A.GB1039-1996B.EJ1041-1996C.GB/T1041-1996D.EJ/T1039-199682.我国自行研制建造地第一座核电站是:A.重水堆B. 压水堆C. 石墨堆D. 熔盐堆83.秦山三期核电站采用地堆型是:A.重水堆B. 压水堆C. 石墨堆D. 熔盐堆84.核容器与一般压力容器在运行工况中,最显著地差别是A.受中子与丫射线辐射B .受高压C.受循环载荷D.受高温85.压水堆核电站中设备地核安全级别有A. 1级部件B. 2 级部件C. 3 级部件D. 以上都是(D )(B )(C )(D )(C )(B )(D )(A )(B )(C )(D )(D )(B )(A )(A )86.核电厂常规岛设备不同于火电站设备主要是因为使用(B )A.过热蒸汽B. 饱和蒸汽C. 不锈钢D. 核反应87.我国核工业无损检测人员取证地依据标准与法规是(D)A. HAF602B. CNNC[1998]6 号文C. GB 9445 D .以上都对88.核安全法规HAF003是(A )A.强制执行文件B. 参考性文件C.指导性文件D. 以上说法都不正确89.金属材料在制造工艺工程中裂纹地产生形式有(D )A.热裂纹B. 冷裂纹C. 再热裂纹D. 以上都有90.金属材料中产生冷裂纹一般应满足地条件为(D )A.材料中含氢B. 材料中具有淬硬组织C.材料中存在残余应力D. 以上都是91.压水堆和沸水堆又称为(A )A.轻水堆B .气冷堆C .石墨堆 D .重水堆92.用中子轰击原子核产生链式裂变则(D )A.释放出巨大能量 B •分裂和放出中子C •发生放射性辐射D •以上都是93.核工业无损检测人员技术资格考试包括:(D )A.核基本知识B .方法知识C.实践能力D.以上都有94.目前核电站把核能转为热能,通常反应形式为:(B )A、核聚变B 、核裂变C、化学合成D、物理能量转换95.核压力容器与一般压力容器在运行工况中,最显著地差别是:(A )A、受中子与r射线辐射B、受高温C、受高压D、受循环载荷96.压水堆和沸水堆又称为:(A )A、轻水堆 B 、气冷堆C、石墨堆D、重水堆97.当外来中子轰击原子核时,产生链式裂变反应,致使原子核:(D )A、释放能量 B 、分裂和放出中子C发出放射性辐射 D 、以上都是98.用于核反应堆地核燃料为:(C )A、钴-60 B 、铱-192 C 、铀-235 D 、碳-1499.工程构件在运行中发生断裂事故地主要原因是:(D )A、低应力脆断 B 、疲劳断裂 C 、应力腐蚀 D 、以上都是100.压力容器在压力作用下,受到中子辐射,其脆性转变温度将会:(B )A、降低B 、升高C 、不变D、不可知101.核电站一回路系统中常用地主要结构材料分为:(C )A、锻钢、铸钢、结构钢 B 、低碳钢、中碳钢、高碳钢C、碳钢和低合金钢、不锈钢、镍基合金 D 、钛合金102.核压力容器与一般压力容器在运行工况中,最显著地差别是(D )A.受高温B.受高压C.受循环载荷D.受中子与丫射线辐射103.在下列金属材料中最容易产生晶间因力腐蚀裂纹地是:(B )A.低碳钢B. 不锈钢C. 低合金钢D.与材料无关104.核电站地潜在危险是:(C )A.战争B.核燃料短缺C.放射性核素外溢D.裂变反应9 / 11105.核电是一种干净、安全、运行经济、负荷因子高和调控能力强地(A )A.可持续发展地能源B.裂变能C.太阳能D.无机能106.我国核电站建设质量保证依据法规是:(B)A.IS09000B.HAF003NC[1998]6 号文D . IAEA50-C-QA版权申明本文部分内容,包括文字、图片、以及设计等在网上搜集整理•版权为个人所有This article in eludes some parts, in cludi ng text, pictures, anddesig n. Copyright is pers onal own ership. b5E2RGbCAP用户可将本文地内容或服务用于个人学习、研究或欣赏,以及其他非商业性或非盈利性用途,但同时应遵守著作权法及其他相关法律地规定,不得侵犯本网站及相关权利人地合法权利.除此以外,将本文任何内容或服务用于其他用途时,须征得本人及相关权利人地书面许可,并支付报酬.plEanqFDPwUsers mayuse the contents or services of this article for personal study, research or appreciation, and other non-commercial or non-profit purposes, but at the same time, they shall abide by the provisi ons of copyright law and other releva nt laws, and shall not infringe upon the legitimate rights of this website and its releva nt obligees. In additi on, when any content or service of this article is used for other purposes, writte n permissi on and remun erati on shall be obta ined from the pers on con cer ned and the releva nt obligee. DXDiTa9E3d转载或引用本文内容必须是以新闻性或资料性公共免费信息为使用目地地合理、善意引用,不得对本文内容原意进行曲解、修改,并自负版权等法律责任.RTCrpUDGiTReproducti on or quotati on of the content of this article must bereas on able and good-faith citatio n for the use of n ews or in formativepublic free information. It shall not misinterpret or modify the original intention of the content of this article, and shall bear legal liabilitysuch as copyright. 5PCZVD7HXA。

浅谈核电站常规岛技术的方案

浅谈核电站常规岛技术的方案

浅谈核电站常规岛技术的方案核电站的设备选型和供货商的选择,应采用国际竞争性招标方式,在技术、经济、自主化、国产化等方面进行深入分析比较,来选定供货商和机型。

国外制造商必须选择国内设备制造厂作为合作伙伴,转让技术、合作生产,逐步全面实现自主化和设备国产化。

经初步研究,常规岛部分可供选择的国外主要设备潜在供货商有:英法GEC-ALSTHOM公司、美国西屋公司、日本三菱公司、美国GE 公司等。

到目前为止,ALSTHOM公司已同中国东方集团公司进行合作,形成一个联合体;美国西屋公司已同上海核电设备成套集团公司合资,组成西屋-上海联队。

其它公司到目前尚未进行合作。

根据ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核电设备制造商所提供的资料,按照堆型的不同和一回路的不同,可以形成四类技术方案:方案一——三环路改进型压水堆核电机组;方案二——ABB-CE的系统80(System 80)型压水堆核电机组;方案三——日本三菱公司的四环路压水堆核电机组;方案四——先进型沸水堆(ABWR)核电机组。

下面就各类技术方案分别进行分析。

1 三环路改进型压水堆核电机组此方案的一回路为标准的300 MW一个环路的三环路压水堆。

此类方案包括中广核集团公司提出的CGP1000、欧洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的P 1000和西屋-上海联队推出的CPWR1000三种压水堆核电机组。

1.1 CGP1000与 P1000核电机组CGP 1000由中广核集团提出,以大亚湾核电站为参考站,并借鉴美国西屋公司和ABB-CE公司的部分先进的设计,有选择地吸收了用户要求文件(URD)的要求,形成以300 MW一条环路的CGP1000技术方案。

常规岛部分,汽轮发电机组选用ALSTHOM的Arabelle1000型汽轮发电机组。

P1000由欧洲制造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根据法国核电计划及大亚湾核电站、岭澳核电站等工程的设计、制造、安装、运行及维修中积累起来的经验推荐给中国的核电机组。

核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计有关问题探

核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计有关问题探

核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计有关问题探【摘要】本文将探讨核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计相关问题。

在背景介绍将为读者提供对话题的整体认识。

接着,正文将围绕常规岛及辅助设施的概述、自主化设计的必要性、挑战、优势以及实施策略展开讨论。

通过对这些方面的深入探究,读者将更好地了解自主化设计在核电站建设中的重要性和影响。

结论部分将展望未来自主化设计在核电站领域的发展趋势,为读者提供对于该领域未来发展的启示。

通过本文的阐述,读者将对核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计有更全面的认识和理解。

【关键词】核电站、常规岛、辅助设施、自主化设计、必要性、挑战、优势、实施策略、发展展望1. 引言1.1 背景介绍随着科技的不断进步和发展,自主化设计在核电站的建设和运行中扮演着越来越重要的角色。

自主化设计可以提高核电站的安全性、可靠性和经济性,为核电站的长期运行和可持续发展提供更好的保障。

自主化设计也面临着各种挑战和困难,如技术难度、成本问题和人员素质等方面的挑战。

深入探讨核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计的相关问题,对于推动核电站技术的发展和提升具有重要意义。

下文将从常规岛及辅助设施概述、自主化设计的必要性、自主化设计的挑战、自主化设计的优势以及自主化设计的实施策略等方面展开讨论,以期为未来核电站的发展提供一定的借鉴和参考。

2. 正文2.1 常规岛及辅助设施概述常规岛是核电站中最重要的部分之一,它主要包括反应堆、蒸汽发生器、主冷却循环等核设施,并负责核反应的控制和核能的释放。

常规岛的设计和功能直接关系到核电站的安全性、可靠性和经济性,是核电站的核心。

辅助设施则是为常规岛的正常运行提供支持的设施,包括控制系统、安全系统、通风系统等。

这些设施相互协调工作,确保核电站的安全、高效运行。

常规岛及辅助设施的设计需要考虑诸多因素,如安全性、可靠性、经济性、自主化等。

自主化设计是指在不影响核安全的前提下,尽可能减少对外部资源的依赖,提高核电站的独立性和抗干扰能力。

核电站常规岛工作原理

核电站常规岛工作原理

核电站常规岛工作原理嘿,咱来聊聊核电站常规岛那超厉害的工作原理!这核电站常规岛啊,那可是核电站的重要组成部分,就像一个超级能干的大管家,默默为我们的生活提供着强大的能源支持。

核电站常规岛主要包括汽轮机、发电机和相关的辅助系统。

这汽轮机呢,就像是一个大力士,把核岛产生的蒸汽的能量转化为机械能。

那蒸汽呼呼地冲过来,汽轮机就开始高速旋转起来,这劲头,可足啦!想象一下,要是没有这汽轮机,那核岛产生的蒸汽不就白白浪费了吗?这可不行,所以汽轮机就得卖力地工作,把蒸汽的能量充分利用起来。

发电机呢,那就是个神奇的魔法师,能把汽轮机传来的机械能变成电能。

这电能可是我们生活中离不开的宝贝啊!发电机嗡嗡地运转着,就像一个不知疲倦的小蜜蜂,不停地为我们酿造着甜蜜的电能。

要是没有发电机,那我们的手机怎么充电?电视怎么看?晚上怎么亮堂堂的呢?再说那些辅助系统,就像一群勤劳的小助手,为汽轮机和发电机的正常运行保驾护航。

有了它们,常规岛才能稳定地工作,源源不断地为我们提供电能。

比如凝汽器,它能把汽轮机排出的蒸汽冷却成水,然后再送回核岛重新加热,形成一个循环。

这就好比我们喝水的时候,喝完了再倒满,继续喝,这样才能保证我们一直有水喝。

还有给水系统,它负责给核岛提供足够的水,让核岛能够产生蒸汽。

这就像是给汽车加油一样,没有油汽车怎么跑呢?核电站常规岛的工作原理其实并不复杂,但是却非常重要。

核岛产生的蒸汽就像一股强大的力量,推动着汽轮机旋转,汽轮机再带动发电机发电,最后电能就通过电网输送到我们的家里、工厂里、学校里。

这就像是一场接力赛,每一个环节都不能掉链子,大家齐心协力才能把电能送到我们需要的地方。

在核电站常规岛工作的人们也都非常了不起。

他们就像一群勇敢的战士,守护着核电站的安全运行。

他们每天都要认真检查设备,确保一切都正常。

要是有一点小问题,他们就得赶紧解决,不能让问题扩大。

他们的工作虽然很辛苦,但是他们却很自豪,因为他们知道自己的工作关系到千家万户的幸福生活。

核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计有关问题探讨

核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计有关问题探讨

核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计有关问题探讨1 设计自主化的目标为使我国核电建设能走上健康持续发展的道路,国家有关主管部门明确提出必须实现核电发展的四个自主化。

四个自主化中,核电工程设计自主化是基础。

只有做到设计自主化,才能实现工程管理、设备制造和电站营运的自主化,进而降低核电站的投资,降低核能发电的电价,我国的核电也才能得到快速地发展。

常规岛及电站辅助设施(BOP)设计自主化的主要目标是要通过技贸结合,以若干台大型商用核电站的建设为载体,逐步全面建立大型商用核电站常规岛和BOP的自主设计能力,并具备一定的研究开发能力。

包括建立并完善整套规程、规范及程序文件,配套合适的设计/计算手段和方法,培育建立起一支合格的设计队伍,最终能由国内工程公司或设计部门向建设单位提交合乎规程规范要求、质量要求和进度要求的整套设计文件和相关工程服务。

实现上述设计自主化的步骤是:a)在大型商用核电站的首两台机组的建设过程中,通过外方为主,中外合作设计,完成包括设计管理、设计规范、适用的计算机软件和数据库、系统的拟定、计算与优化、施工图设计技术以及各类工程文件编制在内的全面技术转让;b)3、4号机组的大部分设计责任转移到中方,仅少量关键性技术责任仍由外方承担;c)5、6号机组由中方承担全部设计责任。

考虑到我国核电站建设将走上系列化、标准化建设的道路,除少量改进项目之外,后4台机组的重新设计工作量将大大减少。

因此,1、2号机组设计技术转让的成功与否是设计自主化能否得以实现的关键。

2 设计自主化的现状2.1常规岛工程设计自主化现状从技术角度而言,核电站常规岛与常规火力发电厂汽轮机岛之间并无本质上的区别。

我国几个主要的电力设计院已经具备了600MW级火力发电厂的设计资格,在工程设计实践方面,也已有了相当的积累。

在核电工程方面,国内电力设计部门自主承担完成了秦山一期300MW机组常规岛设计任务,目前正开展秦山二期600MW级常规岛工程设计工作。

核电站惯例岛及电站辅佐设备

核电站惯例岛及电站辅佐设备

核电站惯例岛及电站辅佐设备1方案自立化的政策为使中国核电缔造能走上健康持续翻开的路途,国家有关主管有些明晰提出有必要完结核电翻开的四个自立化。

四个自立化中,核电工程方案自立化是根底。

只需做到方案自立化,才干完结工程处理、设备制作和电站营运的自立化,进而下降核电站的出资,下降核能发电的电价,中国的核电也才干得到活络地翻开。

惯例岛及电站辅佐设备(BOP)方案自立化的首要政策是要经过技贸联络,以若干台大型商用核电站的缔造为载体,逐渐悉数树立大型商用核电站惯例岛和BOP的自立方案才干,并具有必定的研讨开发才干。

包含树立并完善整套规程、标准及程序文件,配套适宜的方案/核算办法和办法,培养树立起一支合格的方案部队,终究能由国内工程公司或方案有些向缔造单位提交契合规程标准恳求、质量恳求和进展恳求的整套方案文件和有关工程效劳。

完结上述方案自立化的进程是:a)在大型商用核电站的首两台机组的缔造进程中,经过外方为主,中外协作方案,完结包含方案处理、方案标准、适用的核算机软件和数据库、体系的拟定、核算与优化、施工图方案技能以及各类工程文件编制在内的悉数技能转让;b)3、4号机组的大有些方案责任搬运到中方,仅少数要害性技能责任仍由外方承当;c)5、6号机组由中方承当悉数方案责任。

思考到中国核电站缔造将走上系列化、标准化缔造的路途,除少数改善项目以外,后4台机组的从头方案作业量将大大削减。

因而,1、2号机组方案技能转让的成功与否是方案自立化能否得以完结的要害。

2方案自立化的现状2.1惯例岛工程方案自立化现状从技能视点而言,核电站惯例岛与惯例火力发电厂汽轮机岛之间并无本质上的差异。

中国几个首要的电力方案院现已具有了600MW级火力发电厂的方案资历,在工程方案实习方面,也已有了恰当的堆集。

在核电工程方面,国内电力方案有些自立承当完结了秦山一期300MW机组惯例岛方案使命,如今正翻开秦山二期600MW级惯例岛工程方案作业。

而岭澳核电项目则在大型商业核电站惯例岛方案自立化方面迈出了榜首步。

核电站名词解释:核岛(NI)

核电站名词解释:核岛(NI)

核电站名词解释:核岛(NI)核电站由核岛(NI)、常规岛(CI)和辅助配套设施(BOP)组成,其中核岛是指核电站安全壳内的核反应堆及有关系统的统称,功能类似于常规电站的锅炉岛,其特殊性主要体现在两个方面:一是利用核能生产蒸汽,二是针对放射性风险配置了特殊的安全设施。

核岛主要包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统等。

核蒸汽供应系统由一回路(反应堆冷却剂循环系统)及相连接的系统所组成。

一回路中的冷却剂(高温高压的水流)将反应堆堆心产生的热量带到蒸汽发生器,传给二回路,生产蒸汽。

在一回路水中加入硼酸用来控制反应性的慢变化,稳压器维持压力的稳定并补偿冷态和热态时的体积变化,相联的化学和容积控制系统维持水量,调节冷却水硼酸浓度控制反应堆的反应性,对水进行净化处理除去裂变产物和腐蚀产物,在冷却剂中加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。

当一回路发生失水时,反应堆安全注射系统就作为安全给水系统,通过这几部分的协同工作保证堆芯的冷却,并使反应堆停堆。

核反应堆停堆后,余热冷却系统带走燃料元件因裂变产生的热量。

安全壳喷淋系统由两条独立的管线与喷淋泵、冷却器、喷头、换料水箱、阀门等设备组成。

当发生失水事故时,密封安全壳内的压力和温度升高,喷淋系统的主要作用是降低安全壳内的压力和温度,喷淋水中含有碱用以除去放射性碘。

辅助系统主要由以下六个部分组成:设备冷却水系统、反应堆腔室和废燃料冷却系统、辅助给水系统、通风和空调系统、压缩空气系统,以及放射性废物处理系统。

核岛设备,包括核电站反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主管道、主泵、堆内构件、控制棒驱动机构等。

国内制造企业主要有上海电气集团公司、东方电气集团公司、哈尔滨电站设备集团公司、中国第一重型机械集团、中国第二重型机械集团、四川三洲川化机核能设备制造有限公司等。

国内生产核岛辅助设备的企业主要有上海电气集团公司、东方电气集团公司以及部分起重机、泵、阀、容器等制造企业。

国内企业参与核岛设备制造起步较晚,主要设备的制造能力与供货质量与国外企业相比有较大的差距,目前,国内运行及在建核电站的重要核级泵和阀门大多需要进口。

核电常规岛建安一体化施工优势及自营模式(修改版)

核电常规岛建安一体化施工优势及自营模式(修改版)

核电常规岛及BOP建安一体化自营模式的优势核电施工建设项目具有工程量大、施工技术要求较高、施工比较复杂等特点。

决定了它是一个多种专业相互协作与配合的系统工程,建筑与安装工程间的协调配合显得尤为重要,并且贯穿施工工程的整个过程。

根据阳江核电3、4号机组常规岛工程建安一体化的施工经验,谈谈今后的建安一体建筑工程自营的优势与不足之处。

一、核电主体建安一体项目情况(大分包模式)阳江核电3、4、6号机组常规岛及BOP建安一体工程由广东火电承建,其建筑工程由中建二局大分包实施,当前,3号机组已顺利移交、4号机组建筑部分除地面装饰外已完成、6号机组处于框架实施阶段,从目前实施取得的效果来说,大分包实施基本符合合同要求。

在中建二局大分包实施期间,因出于建筑自身施工方便角度的考虑,以及沟通信息不十分及时和畅通,则安装的配合度与协调度尚有一定差异,导致安装工期受到一定程度的影响,也造成整体工期的延误,主要体现以下几个方面:1.1、PS/PX泵房因GD廊道出水段属于其他标段,因此与PX泵房0米以下施工的协同性出现一定程度的偏差,且PX泵房和常规岛厂房劳务队伍出于统筹策划,则GD廊道出水段实施协同性出现较大偏差而需PS/PX泵房赶工时,赶工所需资源不能够及时补充到位,延误了安装工期,出现了不应该的几种情况:1)PS厂房滞后PX厂房,导致PX厂房和PS厂房的轨道无法连通,再有0米基础施工及回填进度的延误,不得不采用了400吨履带吊将试吊块引入,即耽误了安装工期又造成不必要的额外投入。

若采取自营模式,基于安装工期的要求,在赶工资源方面会及时增加,在影响安装关键路径的方面会提前采取引入和设备存放的措施,尽量减少协同性偏差造成的影响。

2)鼓型滤网房间的移交延误,鼓型滤网安装工期一定程度的被压缩,安装投入几倍的人力和资金,才保证了循环水通水一级里程碑的实现。

若采取自营,基于安装工程量大、工期紧和难度大的情况,且是关键路径,就PX泵房建筑施工会作为重点,若因其他因素导致周边场地受限,主动采取措施或有效交叉作业方式来弥补。

坚持“四个自主”走核电国产化路子

坚持“四个自主”走核电国产化路子

2D核电系统十年管理创新项目坚持“四个自主"走核电国产化路子■核电秦山联营有限公司项目概要秦山核电二期工程(1、2号机组)在“以我为主,中外合作”的建设方针指引下,创新提出了“四个自主”(自主设计、自主建造、自主管理、自主运营)管理模式。

在这一管理模式的推动下,工程设计采取了总承包模式;在工程建设中在国内首次实施了“业主负责制——招投(议)标制——工程监理制”的核电工程项目管理模式,建立了“三级质保、两级质检”的质量保证体系,创造性实施了“安装提前介入土建、调试提前介入安装、运行提前介入调试”的施工组织模式,成功实现了工程“质量、进度、投资”三大控制。

1、2号机组投入商业运行以来,机组运行业绩良好,达到了世界核运营者协会(WANo)先进水平。

环境监测结果表明,电站投运后未对周围环境产生影响,取得了良好的经济效益、环境效益和社会效益。

万方数据万方数据核电系统十年管理创新项目的完工报告,对相关改进信息进行详细说明和介绍。

方便业主审查分析和存档。

其中一些安全相关的报告需提交国家核安全局审查。

2.自主建设由于核电项目具有投资巨大、建设周期长、工程子项多、技术难度大、安全要求高等诸多特点,使工程“质量、进度、投资”三大控制面临巨大挑战。

为了保障秦山核电二期工程建设的顺利进行,秦山二核采用科学的管理方法实现了“质量、进度、投资”三大控制。

(1)在国内首次实施了“业主负责制——招投(议)标制——工程监理制”的核电工程项目管理模式在国内尚缺乏可借鉴的建设管理经验时,采取业主负责制可以很好地协调设计、建造、设备制造、监理等各方关系。

选用招投(议)标方式,可以引进22竞争机制,实施货比三家,从严控制概预算。

在秦山核电二期工程建设中,无论设计、施工,还是设备采购都实现了招投(议)标方式。

采用工程监理是利用第三方监理公司的工程管理经验,受业主委托,承担项目控制中的部分工作。

1994年秦山二核与核工业四达建设监理公司签订了监理合同,这是国内核电站建设首次引入监理制。

核电厂系统与设备知识点

核电厂系统与设备知识点

核电厂系统与设备知识点2020年前要新建核电站31座,今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组我国发展核电的基本政策是:坚持集中领导,统一规划,并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策:自主,国产化,与压水堆配套;引进的基础上,消化,改进,国产化。

在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。

坚持“质量第一,安全第一”,坚持“以我为主,中外合作”我国确定发展压水堆核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。

常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。

配套设施:除核岛、常规岛的其余部分。

压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节,在四个主要设备中实现的:1)核反应堆:将核能经转变为热能,并将热能传给反应堆冷却剂,是一回路压力边界的重要部件。

2)蒸汽发生器:将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水,使其变为蒸汽。

在此只进行热量交换,不进行能量形态的转变;3)汽轮机:将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。

大亚湾核电厂共有348个系统核电厂平面布置原则:a.区分脏净,脏区尽可能在下风口;b.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉;c.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.d.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房.布置分区:核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置:T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。

L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。

我国采用T型布置。

安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准安全功能:1 安全停堆和维持安全停堆状态;2 停堆后余热导出;3 事故后防止放射性物质释放,以保证放射性物质释放不超过容许值。

发展核电必须走自主设计自产设备的国产化道路

发展核电必须走自主设计自产设备的国产化道路

发展核电必须走自主设计自产设备的国产化道路
陈广
【期刊名称】《上海工业》
【年(卷),期】1997(000)002
【摘要】一、我国核电的现状与发展前景随着我国国民经济的快速发展,对能源
特别是电力的需求也在快速增长。

为改善我国特别是沿海经济发达地区的能源结构,迫切需要发展核电。

我们设想到2010年全国核电装机容量力争达到2000万千瓦,2020年达到4000~5000万千瓦,则核电在全国发电总装机的比重将分别由2000年的1%提高到2010年的3%和2020年的5%左右。

如果照此设想,我国已建成的核电站有两座:一是自行设计建造的秦山一期30万万瓦核电站,二是利用外资成套进口国外设备建造的广东大亚湾2×98.4万千瓦核电站。

两座核电站装机共227万千瓦。

加上正在建设的核电站有:秦山二期2×60万千瓦、岭澳
2×100万
【总页数】4页(P12-15)
【作者】陈广
【作者单位】上海市核电办公室!副总工程师
【正文语种】中文
【中图分类】F427.51
【相关文献】
1.实现自主设计,完成核电主要设备国产化
2.核电设备国产化设备设计自主化是关键
3.浅谈我国核电建设的自主设计,自产设备
4.我国发展家用轿车应走自主研制的国产化道路
5.中国核电将坚持走自主发展道路
因版权原因,仅展示原文概要,查看原文内容请购买。

  1. 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性,平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
  2. 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
  3. 3、如文档侵犯您的权益,请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间:9:00-18:30)。

核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计有关问题
为使我国核电建设能走上健康持续发展的道路,国家有关主管部门明确提出必须实现核电发展的四个自主化。

四个自主化中,核电工程设计自主化是基础。

只有做到设计自主化,才能实现工程管理、设备制造和电站营运的自主化,进而降低核电站的投资,降低核能发电的电价,我国的核电也才能得到快速地发展。

常规岛及电站辅助设施(BOP)设计自主化的主要目标是要通过技贸结合,以若干台大型商用核电站的建设为载体,逐步全面建立大型商用核电站常规岛和BOP的自主设计能力,并具备一定的研究开发能力。

包括建立并完善整套规程、规范及程序文件,配套合适的设计/计算手段和方法,培育建立起一支合格的设计队伍,最终能由国内工程公司或设计部门向建设单位提交合乎规程规范要求、质量要求和进度要求的整套设计文件和相关工程服务。

实现上述设计自主化的步骤是:
a)在大型商用核电站的首两台机组的建设过程中,通过外方为主,中外合作设计,完成包括设计管理、设计规范、适用的计算机软件和数据库、系统的拟定、计算与优化、施工图设计技术以及各类工程文件编制在内的全面技术转让;
b)3、4号机组的大部分设计责任转移到中方,仅少量关键性技术责任仍由外方承担;
c)5、6号机组由中方承担全部设计责任。

考虑到我国核电站建设将走上系列化、标准化建设的道路,除少量改进项目之外,后4台机组的重新设计工作量将大大减少。

因此,1、2号机组设计技术转让的成功与否是设计自主化能否得以实现的关键。

2 设计自主化的现状
2.1 常规岛工程设计自主化现状
从技术角度而言,核电站常规岛与常规火力发电厂汽轮机岛之间并无本质上的区别。

我国几个主要的电力设计院已经具备了600 MW级火力发电厂的设计资格,在工程设计实践方面,也已有了相当的积累。

在核电工程方面,国内电力设计部门自主承担完成了秦山一期300 MW机组常规岛设计任务,目前正开展秦山二期600 MW级常规岛工程设计工作。

而岭澳核电项目则在大型商业核电站常规岛设计自主化方面迈出了第一步。

通过与常规岛供货商的合作,国内电力设计院具体承担了常规岛部分土建、工艺设计任务并完全承担了相应的技术责任。

整个设计工作按国际标准和惯例组织进行,目前工作已接近完成。

与国际标准的工程公司(A/E公司)相比,我们至少应在以下几个方面通过国际合作,从技术转让中获取相应的能力,才能真正谈得上设计的自主化。

a)项目管理的能力,包括项目管理队伍的组成和工作程序的建立等;
b)适当的计算机系统(硬件和软件)以及配套的工程数据库系统,其中工程数据库系统是问题的关键;
c)接口控制能力,包括接口的预见性和确立、控制等;
d)系统的计算拟定和优化(指工艺、电气、仪控等主要系统);
e)设备采购规范书的编制能力;
f)施工、安装、调试和运行文件的编制能力;
g)国际通用的标准、规范的理解和比较。

国际标准的A/E公司与国内设计单位(CDI)能力差异比较见表1和表2。

2.2 BOP设计自主化
国内设计院已基本具备了BOP设计自主化的能力。

特别是在岭澳核电站项目中,国内设计院与业主的经验和能力相结合,除个别系统由于商务、系统小成套等因素导致工艺设计由外方承担外,已全面实现了包括工程管理、采购、设计(工艺设计和土建设计)等各个环节的自主化。

表1 工程管理能力差异表
项目 A/E公司 CDI
项目经理能对工程实施全方位的控制,有职、责、权,对外代表公司对项目进行质量、工期和费用三大控制,拥有项目组内部人力调度和收入分配的权力。

主要从技术协调角度组织管理项目设计,基本没有人员调配、费用控制和收入分配的权力。

项目三大控制职责主要由生产处室实现,导致项目技术、工期、费用职责不清。

项目管理队伍有专责的项目经理工作班子,职能包括项目的计划,设计管理协调,商务、会计、质保、预算、采购、合同等与项目实施有关的各个方面。

不健全的项目工作班子,依靠生产处室实现管理的职能。

工作程序建立行之有效的工作程序并按程序办事,工作人员的个人表现基本能与公司体系运作的有效性进行适度的分离。

以工作经验和工作惯例为基础,工作程序不健全或不受重视,行政命令仍为主要工作手段之一。

工程数据库系统庞大适用的工程数据库系统,包括工程设计数据库、参考文档数据库等,
有利于建立快速报价体系,电站优化设计和提高设计效率与质量,降低工程投资。

工程数据库系统正在建立和积累,但适用于国际标准的工程数据库基本是空白。

质保体系正常运作的质保体系和较强的质保意识。

体系类似,运作的有效性和稳定性正常。

接口控制有丰富的接口控制经验,专门的管理程序和管理人员对接口的预见性和控制能力有待加强。

表2 工程设计能力差异表
项目 A/E公司 CDI
标准规范对国际通行的标准规范有广泛深入的了解,并运用于工程实践。

对国际通行的标准、规范的了解和使用有待加强。

系统设计
(System Design) 有较强的系统计算、分析、设计、选型和优化的能力,有丰富的计算机软件。

有一定的系统设计和分析计算能力,但仍以经验设计和引进设计为主,应变能力不强,适用计算机软件不够。

安装设计
(设备、管道、
电缆等) 有较强的设计布置、力学分析、支吊系统设计、材料和型号选择的经验和能力,有适用的参考数据库支持,具备了3D模型设计能力。

有丰富的设备、管道、电缆等设计布置的经验和能力,掌握了3D模型设计能力,但缺乏适用的数据库,所采用的设计计算软件也仅适用于国内工程。

土建设计成熟的结构计算与设计。

与国外设计能力大致相当,但大型动力设备基础的力学分析计算有待加强。

设备采购
规范书由专门的部门、人员和程序来完成,对各主要发电设备主、辅机供货商比较了解,所编设备采购规格书内容比较全面(包括商务、技术、材料、质保、包装、运输安装、服务等各方面内容)。

无专门的采购部门,以过往工作经验为主,以编写技术规格书为主,内容相对较简单。

安装、调试、
运行文件有较强的文件编写能力。

基本无经验,能力有待提高。

3 工程设计模式
3.1 常规岛工程设计模式
为了要实现设计自主化,必须最大限度地参与核电站的设计和管理实践活动,只有参与才能掌握,只有干才能学会,只有敢于承担风险才能取得胜利。

由于国内设计单位的资源、经验和能力的局限性,选择一家国际著名的工程公司进行合作设计可更有效地借鉴国外先进的管理手段,设计技术以及信息财富,有利于国内设计单位在较短的时间内尽快赶上国际先进水平。

在选择国外合作伙伴时要注意在电站工程设计方面,国际上流行着两种不同的模式,在这两种模式中,工程公司所起的作用也不同。

3.1.1 美国模式
a)设备制造商仅负责设计和提供直接由其制造的产品,国内俗称主机供应商;
b)工程公司在电站的成套设计、工程管理、采购、工程服务(土建、安装、调试运行、维修)等方面起着非常大的作用,并且有丰富的经验。

3.1.2 欧、日模式
a)设备制造商不但能负责设计和提供直接由其制造的产品,对主厂房内的工艺系统也有较强的设计和成套能力;
b)一般不请独立的工程公司协助其进行辅助系统的成套设计;
c)其工程设计力量是属于设备制造商的一部分,所提供的工程设计总是与公司的设备紧密联系在一起,属专门化的设计。

3.1.3 选择美国模式的优势
笔者认为,如创建合资的工程公司,则采取美国模式更为有利,主要因为:
a)从工程的观点看,美国模式无论是设备制造还是电站设计均十分接近我国传统的、成熟的火力发电项目建设实践,双方合作容易找到共同一致的基础。

b)美国的工程公司总是独立于设备制造之外,具有和多家厂商合作的经验,因而在电站设计方面,增强了灵活性,减少了局限性,可增强国内设计院的应变能力。

c)在主设备的招标评标过程中,唯有美国模式的工程公司才能公允地同参与竞争的各供货商进行评判。

若选择了欧洲某设备货商合作,将使自己陷入“唯一性”,而失去了“灵活性”和“公允性”。

d)美国工程公司由于其在工程项目中的地位和作用,积累了非常丰富和广泛灵活的经验,对提高国内设计单位的水平有利。

e)一般而言,美国公司在提供技术转让方面,持相对比较开放的态度。

3.2 BOP工程设计模式
可按岭澳核电项目现有的模式,继续扩大国内设计的份额,把设计自主化推上一个新台阶。

4 结语
大型商业核电站的自主化设计是设备国产化制造的基础,也是我国核电建设走上持续健康发展道路的关键。

在核电站常规岛及电站辅助设施自主化设计方面,我国已积累了相当的经验,建立了一定的能力。

通过技贸结合,以核电建设项目为依托,以组建中合作的工程公司为实施主体,在6台系列化、标准化机组的建设过程中,将设计责任逐步由外方转移到国内设计单位,进而全面实现设计自主化是完全必要和完全可能的。

相关文档
最新文档