CPR1000压水堆核电站在役检查不可达研究 (1)
CPR1000核电厂液态流出物排放系统排放能力探讨10.17
厂在设计上考虑了严重事故情况下放射性
流出物滞留和包容的措施。 但在实际运行中，难免存在个别与设
计要求不一致的现象。
2017/10/18
环境保护部华南核与辐射安全监督站
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引言
如笔者在例行核安全检查中发现，CPR1000机
组常规岛废液排放系统（SEL）部分时段三个贮槽
全部投运，不满足“三个SEL贮槽中一个接收废液， 一个混合、取样和监测排放废液，另一个备用”
湾核电站做了设计修改，专门建造了一个建筑物（ QB），容纳常规低放 废液排放系统，代号SEL。SEL于1997年建成投运，包含有三个容量与TER 相同的贮槽。系统的主要功能是保证常规岛废液排放系统可以通过SEL贮 槽进行排放，也部分地负担在应急事故下废液的排放。核岛废液由原先 在QA厂房的TER贮槽排放，同时也部分地完成事故情况下的排放功能。 不难看出，即便是修改后的流出物贮存排放系统，仍然在贮槽总容量 上低于法国同类机组，而且 TER003BA 和 SEL003BA 承担的应急收贮的容量 也仅为参考电厂的三分之二。
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环境保护部华南核与辐射安全监督站
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1.核电厂废液排放系统及其技术特点
M310/CPR1000核电厂液态流出物根据来源不同分 为核岛废液和常规岛废液，两种废液分别通过不同的
系统进行收集、处理、贮存后进行槽式排放。核岛废 液通过TER( 核岛废液排放系统)排放，常规岛废液通 过 SEL(常规岛废液贮存和排放系统)排放。
环境保护部华南核与辐射安全监督站
1.设计基准及国家标准的要求
2017/10/18
SEL运行需要“两用一备”同时也是全监督站
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2.与参考电厂的设计比较
为了更深入地搞清楚SEL “两用一备”问题，笔者对相关单位进行了
国内CPR1000核电技术详细介绍
恰希玛核电站 向巴基斯坦出口的恰希玛核电站，功率为1×30万千瓦，2000年
并网发电，现正在稳定运行。我国因此成为核电站出口国 之一。
一、概述
4、我国计划建设（已开始建设）的核电站包括：
序 号
核电站名称
计划装机容量 （万千瓦）
序 号
核电站名称
计划装机容量 （万千瓦）
1 岭澳二期
2×100
8 广东台山
一、概述
70.00%
中国与世界能源结构对比
69%
60.00%
50.00%
36.80%
40.00%
27.20%
世界
30.00%
22.30% 23.70%
中国
20.00% 10.00% 0.00% 石油
2.50%
天然气 煤炭
6.20% 5.40% 6.10% 1.15%
水力
核能
一、概述
2、蓬勃发展的世界核电
一、概述
➢从发展趋势来看，在今后30年内将会有更 多国家和地区拥有核电站。预计到2030年， 世界核电站总数将达1000座，核发电量将占 总量的三分之一。
➢核能除了用来发电外，还可以作为船舶、 火箭、宇宙飞船、人造卫星等的动力能源。 特别是核动力不需要空气助燃，因而它是在 缺乏空气环境下的地下、水下、空间等的特 殊动力，它将是人类开发的理想能源。
四、核电站的发展
➢核废物处理3条：要有完整的解决方案；解决方案 被公众接受；废物量要最小。
➢防核扩散的3条：对武器扩散分子的吸引力小；内 在的和外部的防止核扩散能力强；对防止核扩散要经 过评估。
第四代核电站的主要堆型： 第四代核电站主要包括：超临界水冷堆、超高温气冷 堆、气冷快堆、液态钠冷快堆、铅冷快堆和熔盐反应 堆。
CPR1000介绍
核工业工程技术研究设计院
2009-06-24
前言
CPR1000是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦 是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦 级核电机组为基础, 级核电机组为基础,结合技术改进形成的中国大型商用压 水堆技术方案; 水堆技术方案; CPR1000是目前我国设计自主化,设备本地化,建设自主 是目前我国设计自主化, 是目前我国设计自主化 设备本地化, 化,运行自主化水平最高且以国内运行业绩最佳核电站为 参考基础的技术方案; 参考基础的技术方案; CPR1000是根据世界上同类型机组 是根据世界上同类型机组1000堆多年运行经验 是根据世界上同类型机组 堆多年运行经验 不断持续改进的技术结晶; 不断持续改进的技术结晶; CPR1000是立足于国内已有主流技术基础上的核电站; 是立足于国内已有主流技术基础上的核电站; 是立足于国内已有主流技术基础上的核电站
环路数 Loop Number
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CPR 1000 主 要 技 术 , 经 济 指 标
总体性能指标 Total Performance Figure DNBR裕量 DNBR Allowance 裕量 机组可用率 Unit Available Rate 压力容器设计寿命 Pressure Vessel Design Lift 一回路压力 Primary Coolant Pressure 一回路温度T入 出 一回路温度 入/T出 Primary Coolant Temperature T inlet / T outlet 平均线功率密度 Average Power Density 机组额定功率 Unit Rated Power 燃料组件 Fuel Assembly 活性区高度 Active Height 换料周期 Refueling Period 堆容器内径/高度 堆容器内径 高度 Reactor Vessel Inside Diameter / Height 电厂热循环效率 Plant Thermal Cycling Efficiency 仪控系统 Instrument Control System 电厂布置 Plant Lay-out 安全壳 Containment 安全壳自由体积 Containment Free Volume 严重事故对策 Serious Accident Solution 汽轮发电机组 Turbine Generator 建设工期 Construction Period >15% ≥87% 60年 / 60 Years 年 15.5 MP 292.4℃/329.8℃ ℃ ℃ 186 W/cm 1080 MWe 157组全 的AFA3G组件 组全M5的 组件/157 sets of 组全 组件 AFA3G assembly with M5 3.66 m 18 月 / 18 Months 3.99 m/12.99 m 36% DCS 双堆 / Double Units 单层 + 钢内衬 Single Layer + Steel Lining 49000 m3 采取相应措施 Adopting the Corresponding Measure 半速机 Half Speed Engine ≤58 月/ ≤58 Months
CPR1000核电机组一回路水压试验超压保护方案优化研究
CPR1000核电机组一回路水压试验超压保护方案优化研究摘要：本文介绍了中国改进型三环路压水堆机组（CPR1000）机组一回路水压试验的超压保护方案及其改进方案设计内容。
超压保护是一回路水压试验的重要环节，用于防止一回路系统设备受到超压或失压损伤，通过研究历史大修一回路水压试验超压保护的设计方案和实施情况，针对普遍存在的静载压力计RCP017LP漏油故障，提出超压保护取消RCP017LP和RCP016MP （一回路系统压力与RCP017LP压力值的压差计）而全部采用定值触发保护逻辑的改进方案。
该方案可有效避免RCP017LP的设备漏油故障和人因操作失误，提高超压保护防失压功能水平关键词：中国改进型三环路压水堆（CPR1000）；一回路水压试验；超压保护；方案优化2015年1月16日，红沿河核电厂2号机组非常规大修（H299）一回路水压试验期间，因静载压力计RCP017LP漏油未及时干预使RCP016MP （一回路系统压力与RCP017LP压力值的压差计）数值超过保护值而触发一回路水压试验泵RIS011PO信号跳闸，致使压降达15 bar（1bar=105Pa，表压，下同）。
后续宁德核电厂3、4号机组第1次换料大修/红沿河核电厂3号机组第1次换料大修（N301/N401/H301）中，一回路水压试验时静载压力计RCP017LP发生不同程度的漏油情况并在线处理操作，其中H301大修的RCP017LP漏油故障决策和处理时间达2 h，影响了大修关键路径工作。
针对相关漏油故障或误操作可能带来的停泵致设备损坏或消耗瞬态风险，通过分析现有超压保护方案内容和外部电厂相关改进情况，对中广核集团的中国改进型三环路压水堆（CPR1000）机组一回路水压试验超压保护方案进行优化和改进。
1超压保护方案现状由于反应堆冷却剂系统（RCP）安全阀动作后无法控制降压速率，一回路水压试验时稳压器上的SEBIM阀的保护阀RCP020/021/022VP开启，隔离阀RCP017/018/019VP关闭并电隔离，超压保护方案的现状主要根据一回路系统压力状态分为3个阶段：①离开27bar之前余热排出系统（RRA）连接时，开启RRA安全阀防止超压；②27 bar和154 bar之间时，超压保护系统发出报警和开启安注系统（RIS）阀门RIS124VP保护信号来实现保护措施；③154 bar和206 bar之间时，超压保护系统发出报警、停RIS011PO泵和开启RIS124VP保护信号来实现。
核电科普知识竞赛题库及分析
核科技未来1、核聚变是两个较轻的原子核聚合为一个较重的原子核，并释放出能量的过程。
自然界中最容易实现的聚变反应是氘与氚的聚变，这种反应在太阳上已经持续了50亿年。
未来可控核聚变能够一劳永逸的解约人类的能源问题，请问用于核聚变的氘和氚是哪个元素的同位素？A、氦B、锂C、氢答案：C解析：氚和氘的质量数分别为3和2，均为氢的同位素。
2、利用核能的最终目标是要实现受控核聚变，现有的反应堆依靠重原子核裂变而释出能量，如铀、钚等，而聚变反应则由较轻的原子核聚合而释出能量，如氢的同位素氘和氚聚合形成氦元素，反应产物是无放射性污染的氦，因此你认为聚变能具有如下哪个优点？A、清洁，不产生长半衰期的重放射性元素，如锶-90、铯-137B、经济，发电成本比传统核电厂低C、工程上更容易建造和运行聚变反应堆答案：A解析：聚变反应堆使用轻核聚变产生能量，不会产生重放射性元素，因此更为清洁。
B选项经济性没有提及，C选项表述也未提及。
3、聚变反应堆利用的氘是氢的一种同位素，天然氢中含氘%, 氘在水中存在。
1L 水中含氘相当于300L 汽油的能量，海洋3m厚的水层含氘可供世界5000万年能源需要，取之不尽用之不竭。
因此你认为聚变反应堆具有如下哪个优点？A、聚变堆的燃料储量丰富B、聚变反应堆更容易建造C、聚变反应堆体积更小答案：A解析：建造可控的聚变反应堆是利用核能的最终目标，聚变反应则由较轻的原子核聚合而释出能量，如氢的同位素氘和氚聚合形成氦元素，而海水中蕴含着大量的氘和氚元素，氘可从海水中提取，储量极为丰富，因此选A。
B和C题目未提及。
4、加速器驱动的次临界系统——ADS嬗变系统，可以使长寿命高放核废料嬗变为短寿命低放核废料，因此ADS可以用于：A、实现稳定的氢核聚变反应B、处理乏燃料，降低核废料放射性C、产生淡化海水答案：B解析：乏燃料中含有长寿命的放射性核素，难以处理，ADS系统可以是的这些核素转变成为短寿命的放射性核素，可用于处理乏燃料，降低放射性，选择B。
谈CPR1000型压水堆核电厂内照射控制
谈 CPR1000型压水堆核电厂内照射控制摘要：本文介绍了CPR1000型压水堆核电厂内照射的来源、危害，分析总结了内照射控制与防护措施，并对控制限制、内污染监测手段进行了总结，丰富现场作业人员内照射防护的理论素养，同时也为在建核电厂及其他存在内照射风险的相关单位在内照射控制方面提供参考和借鉴。
关键字：核电厂；内照射；控制防护1.核电厂内照射的来源CPR1000型压水堆核电厂的放射性物质存在于一回路系统中，绝大部分在燃料组件的包壳中，核电厂运行过程中，反应堆冷却剂回路是重要的辐射源项；反应堆冷却剂在流经堆芯时将核裂变热带出反应堆，也将反应堆的放射性裂变产物及系统内活化了的腐蚀产物带至冷却系统及与之相连的辅助系统，如化学和容积控制系统，余热排除系统等。
CPR1000型压水堆核电厂导致内污染的放射性核素有裂变产物、活化产物。
裂变产物包括137Cs，131I，133I，134Cs,144Ce等核素；活化产物包括51Cr，58Co, 60Co，54Mn,59Fe，55Fe，65Zn，3H，124Sb,110m Ag，63Ni, 59Ni，93Zr，93Mo等核素。
放射性物质进入人体的途径包括：•吸入被放射性物质污染的空气；•食用被放射性物质污染的食物和水，或口腔接触了被污染的器具和物品；•接触放射性物质，导致放射性物质从破损的皮肤直接进入体内，或者通过完好的皮肤渗透入体内。
内照射主要发生方式包括：•未采取任何防护措施进入空气污染场所；•放射性管道开口作业，风险识别不到位，未进行有效控制；•放射性设备切割打磨时未采取必要的控制手段；•污染颗粒再次悬浮；•放射性液体异常扰动；•表面污染转移体内。
1.内照射的特点及危害内照射是指放射性物质进入人体内，造成对人体器官或组织的持续照射。
与外照射不同，在内照射的情况下，人员即使脱离了造成内照射的环境，已经进入体内的放射性物质依然会造成对人体的照射。
在其它因素相同的情况下，穿透能力较弱的、辐射引起的内照射危害性远大于穿透能力较强的X辐射引起的内照射危害性。
CPR1000核电机组压力容器水压试验实施过程概述
CPR1000核电机组压力容器水压试验实施过程概述赵博文 赵伟华 李茂超 谢剑芳 张鼎超 江奎融(苏州热工研究院有限公司深圳分公司 广东深圳 518000)摘要：CPR1000核电机组是我国核电版图的重要组成部分，该项技术是在引进法国M310技术后改良、优化，形成的核电技术。
CPR1000机组的压力容器需结合法系规范《压水堆核电厂核岛机械部件在役检查规则》（RSE-M）对容器在一定的周期实施水压试验，用以验证容器的密封性和完整性，以保障容器在役阶段的安全可靠运行。
安全有序的试验实施有助于压力容器的性能验证，重点介绍压力容器水压试验实施的关键步骤，为CPR1000核电机组压力容器水压试验工作过程管理提供参考。
关键词：水压试验 压力容器 实施过程 临时特殊装置（TSD）中图分类号：TU753文献标识码：A 文章编号：1672-3791(2023)20-0082-04 An Overview of the Implementation Process of the Hydrostatic Test of the Pressure Vessel of the CPR1000 Nuclear Power UnitZHAO Bowen ZHAO Weihua LI Maochao XIE Jianfang ZHANG Dingchao JIANG Kuirong (Shenzhen Branch of Suzhou Nuclear Power Research Institute Co., Ltd., Shenzhen, Guangdong Province,518000 China)Abstract:The CPR1000 nuclear power unit is an important part of China's nuclear power layout. This technique is a nuclear power technique formed by improving and optimizing the introduced French M310 technique. The pressure vessel of the CPR1000 unit needs to carry out a hydrostatic test on the vessel in a certain period in combi‐nation with the French code Code on the In-Service Inspection of Mechanical Components on Nuclear Islands of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plants (RSE-M) to verify the tightness and integrity of the vessel, so as to ensure the safe and reliable operation of the vessel during the in-service period. The implementation of safe and orderly tests helps to verify the performance of pressure vessels. This article will focus on the introduction of the key steps of implementing the hydrostatic test of pressure vessels, so as to provide a reference for the management of the hydrostatic test process of the pressure vessel of the CPR1000 nuclear power unit.Key Words: Hydrostatic test; Pressure vessel; Implementation process; Temporary special device (TSD)核电厂压力容器工作在高压、高温、放射性等恶劣条件下，对压力容器的密封性和完整性产生巨大考验，容器水压试验是验证压力容器在连续承压状态下的密封性和完整性的重要在役检查方法，对于保障承压容器设备的安全性和可靠性起到重要作用。
CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案探索
CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案探索1. 引言1.1 背景介绍随着能源需求的不断增长和环境问题日益严重，核能作为清洁、高效的能源形式备受关注。
CPR1000核电机组作为中国自主研发的第三代核电技术，具有较高的安全性和经济性，受到了广泛应用。
其中汽轮机作为核电机组的重要组成部分，其高中压缸冷却技术对核电机组的运行稳定性和效率有着至关重要的影响。
目前，针对CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案还存在一些问题和挑战。
在运行过程中，由于冷却不足或不合理设计，可能导致汽轮机运行不稳定甚至故障，进而影响到核电机组的正常发电。
对于CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案进行深入探索和优化具有重要的研究意义和实践价值。
本文将围绕CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案展开研究，通过分析现有技术和存在问题，探索更加有效和可靠的方案，并提出实施策略，为核电行业的发展和未来提供相关参考。
1.2 研究意义[CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案探索]汽轮机是核电厂中的核心设备之一，其工作性能直接影响到整个核电机组的运行效率和安全性。
而高中压缸是汽轮机中的关键部件之一，其冷却技术对汽轮机性能和寿命有着至关重要的影响。
对低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案进行探索和研究具有重要的意义。
通过研究CPR1000核电机组概述和汽轮机高中压缸冷却技术概述，可以更好地了解该核电机组的基本情况和汽轮机中高中压缸的功能和作用。
分析存在的问题可以帮助我们发现目前方案存在的不足和局限性，从而提出更加切实有效的解决方案。
最重要的是，通过探索低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案以及制定实施策略，可以为提高汽轮机性能、延长设备寿命、提高核电机组安全性奠定基础。
本研究的意义在于为核电行业提供技术支持和借鉴，为提升核电机组性能和安全性提供理论指导和实践经验，具有重要的现实意义和价值。
中广核面试经验
1.踏实。
中广核喜欢出身普通，能够接受在偏僻地区长久生活的人，因为核电站都是在偏僻地区嘛2.直接。
中广核喜欢说话简单直接的人，这个直接指的是说话直接说到点子上，不要拖泥带水，不要施加粉饰。
3.低调。
中广核不喜欢张扬的人，群面的时候中庸是最好的，但是要提出自己的观点。
一面：第一个环节是自我介绍，你要注意时间，不要超时，而且不能表现出你的紧张，即使你紧张，你的语调语速也不能乱！切记！！还有就是自我介绍一定要表现出你的特点，与众不同的地方，这样才能吸引面试官的注意，从应聘者中脱颖而出。
第二个环节是小组讨论，给你一个议题，这个议题并没有固定答案，所以考验你的就是你的思维逻辑能力和语言表达能力。
首先是应聘者就刚才的问题发表自己的观点，要努力活跃自己的思维。
千万要表明自己的观点！！！这很重要！！这次面试就是有同学两方面都讲了讲，就是没说自己的观点！！说自己观点时，可以有意的运用总结的方法，1.2.3摆个几条，条理清楚观点说完就是小组讨论了。
小组讨论过程中不要沉默，你的沉默就是把表现机会拱手让给他人。
讨论过程中，应该实施的表现自己的见解，但是注意一个度，不要表现欲太强，面试官不会喜欢的。
讨论过程中，要努力说服别人，但是当你的意见和大多数人意见相左的时候，要学会改变。
面试官会注意到你的团队合作意识的。
总之，小组讨论，你要表现出你的思维，表达能力，领导才能，和团体意识。
PS：其实一面很重要的，不仅仅是你通向二面的桥梁，更是给面试官第一印象的环节，可以说，一面表现很好的话，基本就能确定通过二面了。
所以一面其实比二面更重要！！二面：恭喜，如果你顺利通过了一面，你将有大概50％的机会通过二面，很残酷，的确！二面没有具体的形式，气氛比较活跃，所以也就没有什么要特别交代的。
面试官就是和你聊聊，不过他们想了解的问题，基本是聊完了也就知道了，面试官都是高手啊。
只要把大学生积极向上的精神风貌表现出来就好了，还有就是实话实说，别瞎掰，一定要诚实！！PS：有一些小细节不妨注意一下，小组讨论后，注意到把椅子摆放整齐，可以帮没注意到的同学摆一下，表现出你的细心。
中国改进型压水堆核电技术——CPR1000的形成
国核电技术经过消化吸收、 持续改进 、 自主创新 ， 完成 了从高起点引进到创建品牌的历史性跨越 ， 形成了具 有 自主 品牌 的 中 国改进 型 百万 ｋ 级 压水 堆 核 电技 Ｗ 术——ｃ Ｒ ００ 总体性能达到国际同类先进水平。 Ｐ １０ ，
计改进和更换 、 增设凝结水精处理系统、 核燃料传输 装置改进、． ２ １％硼（ 质量分数） 回路改造 、 提高燃料
５ ４ 中 国工 程 科 学
维普资讯
减少 中子 的径 向泄漏 ， 增加堆芯的反应性 ， 提高燃料
的卸料燃耗 ， 同时采用钆棒 （ ｄＯ ） Ｇ 作可燃毒物来
抑制 功率 峰 。改 用带实 现 了在 可能 发生 的严 重 事 故 工 况 下 ， 压 力 壳 裂 对
施了 １ ５项设计变更。可 以说 ， 在设计方面， 国际上 ８ ０年代中期成熟 的技术和研究成果大部分应用在
［ 稿 日期 ］ ２ ０ 收 ０ ７—０ ８—１ ８
１ 个月换料方案将采用“ ８ 内一外” 装料方式 ， 以
［ 作者简介］ 濮继龙（ ９ ３ ， ， １４ 一） 男 江苏江都市人 ， 研究员级高级工程师 ， 方向 ： 研究 核工程与核安全
亚湾核电站商运 以来 的运行情 况进行 分析 ， 对蒸汽 发 生器 堵管 份额 、 芯 功率 峰 因子 、 堆 长期 低 功率稳 定
运行 （ 灰棒全抽 出） 等运行参数进行了优化。 ｌ 个月换料实施过程 中， ８ 大亚湾核电站通过与 法 国签订一 系列工程服务 、 术转让 、 技 支持服务 合 同， 提升了核电站运行水平和国内设计 自主化能力 ， 同时实现了先进燃料制造的国产化 。
变产物边界 和安全壳第 ３道屏 障的保 护 ， 针对性地
缓 解严 重 事故 的后 果 ， 而减 少 对 电站 周 围环 境 的 进 放 射 性 释放 ， 最后 使事 故 机组恢 复 到可 控 、 定 的状 稳 态 。根据 估算 ，Ａ Ｓ ＭＧ 的实 施 可 以使 严 重事 故 工 况
CPR1000核电机组压力容器水压试验管理
一、前言
CPR1000核电机组在役阶段的压力容器水压试验是 《压水堆核电厂核岛机械部件在役检查规则》（RSE— M）强制要求的再鉴定项目。CPR1000核电机组是在我
国引进的法国M310机组的基础上消化吸收、改良成形 的“二代半”核电技术。
目前我国拥有包括岭澳二期、红沿河、宁德以及 阳江等核电站共计20余台在运CPR1000机组，占据我国 核电版图的重要组成部分。CPR1000机组的压力容器水 压试验要求遵循RSE—M规范，其功能旨在验证压力容 器在连续承压状态下的密闭性和完整性，以确保承压设 备在持续承压情况下保持满意的安全水平。
给出了在ASME标准体系下，核电阀门高温分析的 常规流程和方法。NH分卷适用于高温使用的1级部件， 对于核二级和核三级阀门，当设计温度超过第Ⅱ卷D篇 最高温度界限时，同样可以参照来分析评定。
参考文献 [1] ASME锅炉及压力容器委员会． ASME BPVC 第Ⅱ
卷（2004版）[S]．上海发电设备成套设计研究院，
58 通用机械 2020年 第3-4期
上海核工程研究设计院， 译．上海：上海科学技术 文件出版社，2007． [2]彭新英，李军业．ASME Ⅲ.5 规范高温反应堆核电 阀门用选材分析[J] ．通用机械，2018（11）． [3]ASME锅炉及压力容器委员会． ASME BPVC 第III卷 （2004版）[S]．上海发电设备成套设计研究院，上 海核工程研究设计院 ，译．上海：上海科学技术文 件出版社，2007．
（3）压力表 压力表的量程为试验压力的1.5～3 倍，精度为1.0 级及以上，表盘直径≥100mm，安全装 置（如安全阀）应在试验前按规定进行压力整定，防止 试验过程中误动作。
目前国内AP1000、CPR、EPR1000三种核电站的比较
1、EP1000主要的设计特点包括：
降低运行和检修人员的辐照剂量 EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进一步加强：集体 剂量目标确定为0.4人希弗特/堆年，与目前经济合作与发 展组织国家核电站的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比， 将降低一倍以上。 目前法国核电站检修人员的人希弗特集体剂量水平约合人 均剂量5毫希弗特/年（5mSv）。换言之，法国核电站工 作人员的平均剂量等同于法国天然放射性当量。 EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年，在电 站寿期内可用率平均达到90%，正常停堆换料和检修时间 16天，运行维护成本比现在运行的电站低10%，经济性高。 建造EPR的投资费用低于1300欧元/千瓦，发电成本低于3 欧分/kWh。
1、EP1000主要的设计特点包括：
安全性高 EPR通过主要安全系统4列布置，分别位于安全厂房4个隔 开的区域，简化系统设计，扩大主回路设备储水能力，改 进人机接口，系统地考虑停堆工况，来提高纵深防御的设 计安全水平。EPR满足法德两国核安全当局提出的“加强 防范可能损坏堆芯的事件，缓解堆芯熔化的放射性影响” 两方面的要求，具有更高的安全性。
1、AP1000主要的设计特点包括：
仪控系统和主控室设计 AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样 化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发 生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技 术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
1、1994年，欧洲用户集团会同西屋公司及其工业合作伙伴 GENESI（一个意大利企业集团，包括ANSALDO和 FIAT），启动了一项名为 EPP（欧洲非能动型核电站）的 计划，以评估西屋公司非能动核电站技术在欧洲的应用前 景。已完成以下主要工作：（1）评估了欧洲用户要求 （EUR）对西屋核岛设计的影响；（2）确定了满足EUR 的1000MWe级非能动核电站的基准设计（EP1000）， 并期望在欧洲获得设计许可。对于安全系统和安全壳，基 准电站设计基本上采用了西屋公司简化压水堆（SPWR） 的设计，而在EP1000基准设计中的辅助系统设计部分， 则是根据AP600进行设计的。但是，EP1000同样具有满 足EUR和欧洲取证许可要求的特点
CPR1000压水堆主回路系统介绍
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 单击此处编辑母版标题样式 优点：沸水堆直接产生蒸汽，压力壳所承受的压力较 小.压力容器厚度较薄，但反应堆周围还设置有喷射泵， 汽水分离器和干燥器等设备，使得沸水堆的压力壳尺寸 要比压水堆大。 沸水堆采用堆内再循环系统，减少了反应堆压力壳 开孔接管，也大大地缩小了它的直径，从而使电站失水 事故的可能性及严重性大大的降低了。因此，从这一点 来说，沸水堆核电站比压水堆更安全。沸水堆电站燃料 比功率小。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 单击此处编辑母版标题样式 简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与 正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗 震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采 用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。 西屋公司以对AP1000作的经济分析表明，AP1000隔夜价低 于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。建造中大量 采用模块化建造技术 通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备 安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中 从第一罐混凝土到装料只需36个月。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部
2.2 欧洲先进压水堆EPR技术 单击此处编辑母版标题样式 1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆 设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故 概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物 处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。 欧洲先进压水堆EPR设计特点： EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命 60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外 部灾害，内层为预应力混凝土。
输送反应堆芯产生的热量至蒸汽发生器，并把热量 从蒸汽发生器输送至二回路； 中子减速剂； 堆芯反应性控制； 反应堆冷却剂压力控制。
CPR1000核电系统简介
中广核与2004年推出该技术
❖ 岭澳核电站二期、红沿河核电站、阳江核电站采用CPR1000技术方案。
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CPR1000采用的新技术
• 事故定向转为状态定 向
• 采用堆坑注水技术
• 主回路采取LBB理念
设计理念
设计工具
CPR1000主要特性
• 数字化仪控技术 • 半速汽轮发电机组 • 堆芯新型燃料 • 新型压力容器
• 三维工具进行设计校 核、碰撞检验
• 三维可视化进度控制
新型设备
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事故定向转为状态定向
CPR1000主要特性
➢ 减轻操作员负担，降 低人因失误； ➢ 有利于处理多重事故； ➢ 有利于与严重事故处 理规程接口。
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堆坑注水技术
CPR1000主要特性
➢ 有利于防止或延迟压力容器RPV熔穿； ➢ 防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿； ➢ 抑制安全壳内氢的产生量； ➢ 安全壳保持完好性的概率提高 。
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数字化仪控系统
CPR1000主要特性
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有助于提高核电厂安全性、经济性
扩展性好，可及时采纳先进计算机技术
有利于专家系统的建立
可较大程度上适应仪控设备更新换代
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采用半速汽轮机组
CPR1000主要特性
➢ 提高机组效率，继而提升电价竞争力； ➢ 半速机组的供货商选择范围较大，可以形成多 家厂商竞争的局面。
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Contents
核电站发展趋势 核电站基础知识 CPR1000主要特性 CPR1000核岛结构 CPR1000系统知识
压水堆核电厂在役检查-国家核电学习系统
必须记录、保存和分析有关在役检查的数据，以确认性能符
合设计假设和对设备可靠性的预期。
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2 在役检查相关法规及标准
2.1 HAD103/07《核电厂在役检查》 核电厂在役检查安全导则（HAD103/07）于1988年10月由国家核安
全局批准发布，它是我国核电厂在役检查工作的指导性文件。
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1 在役检查与役前检查
1.1 在役检查定义（续） 因此，有必要对核电厂系统和部件进行检查，找出可能的损伤，来 判断它们对核电厂安全是否可接受，或必要采取纠正措施。核安全 导则HAD103/07将这种在核电厂运行寿期内进行的检验，定义为在
役检查。
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2 在役检查相关法规及标准
2.2 NB/T 20003标准《核电厂核岛机械设备无损检测》 NB/T 20003（2010）《核电厂核岛机械设备无损检测》规定了核电 厂核岛机械设备的无损检测方法、检测结果的质量分级和推荐性的 验收标准，针对具体设备的无损检测方法选择和结果评定应按照相
关产品设计文件和采购技术条件的规定执行。
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2 在役检查相关法规及标准
2.3 ASME 第XI卷《核电厂设备在役检查规则》（续） 该标准第1分卷《轻水堆核电厂设备检查和试验规则》各章主要由范
围和职责、检验和检查、缺陷评定标准、修理/更换活动、系统压力
试验、以及记录和报告等所组成。该分卷对要求检查的区域、职责、 可达性和可达性的保证、检验方法和程序、人员考核，检查计划、
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2 在役检查相关法规及标准
2.1 HAF103《核电厂运行安全规定》 HAF103《核电厂运行安全规定》对核电厂在役检查提出了原则要求： 营运单位必须制定并实施安全重要构筑物、系统和部件的在
国家核安全局关于同意辽宁红沿河核电厂二期工程CPR1000机组在役检查无损检验技术能力验证方案的复函
国家核安全局关于同意辽宁红沿河核电厂二期工程CPR1000机组在役检查无损检验技术能力验证方案的复
函
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2020.07.10
•【文号】国核安函〔2020〕64号
•【施行日期】2020.07.10
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核能及核工业
正文
关于同意辽宁红沿河核电厂二期工程CPR1000机组在役检查
无损检验技术能力验证方案的复函
国核安函〔2020〕64号辽宁红沿河核电有限公司：
你公司《关于提请审查〈辽宁红沿河核电厂二期工程CPR1000机组在役检查能力验证方案〉的请示》（辽红核〔2019〕54号）收悉。
经审查，我局认为你公司《辽宁红沿河核电厂二期工程CPR1000机组在役检查能力验证方案》（A2版）满足《压水堆核电厂核岛机械部件在役检查规则》（RSE-M1997版+2000补遗）规范基本要求，可用于红沿河核电厂二期工程CPR1000机组在役检查无损检验技术能力验证工作。
你公司应有效运行核质量保证大纲及相关控制程序，严格按照有关核安全法规和标准规范的要求开展核电厂在役检查工作，并接受生态环境部东北核与辐射安全
监督站的监督检查。
特此函复。
国家核安全局
2020年7月10日。
特种作业人员(焊工)资格培训考试(CV)试题
特种作业人员（焊工）资格培训考试（CV）试题1、焊工项目考试时，角焊缝考试试件无需进行外观检验。
对错2、对于焊接操作工管材焊接,适用范围为大于考试施焊最小直径。
对错3、核电站始终坚持“质量第一,安全第一”的原则，核电站的设计、建造和运行,采用了纵深防御的原则。
对错4、管材试件H-L045焊接位置认可了生产工件上所有的焊接位置。
对错（正确答案）5、碘片能保护来自于体外的放射性和被身体吸收的除碘以外的放射性物质。
对错，6、辐射是恒久以来就广泛存在于宇宙和人类生存环境的自然现象。
7、压水堆核电厂的放射性废物有放射性废气、放射性废液和放射性固体废物。
对（正确答案）错8、辐射防护的三大方法即时间防护、距离防护和屏蔽防护。
对（正确答案）错9、焊工项目考试进行外观检验时不允许有咬边缺陷。
对错10、对于螺柱焊试件，仰焊位置考试结果适用于任何位置的螺柱焊试件。
对错11、三废处理系统不包括。
A、废气处理B、废液处理C、固体废物处理D、废核燃料处理12、安全壳钢衬里执行安全功能。
A、停堆B、导出余热C、防止主管道破裂D、防止放射性物质扩散；）13、核电厂正常运行时，绝大多数放射性产物保存在。
A、燃料包壳内—）B、一回路冷却剂中C、放射性废水储存罐D、放射性废气储存罐14、外照射防护法中在人与源之间设置屏蔽层称为。
A、距离防护法B、时间防护法C、屏蔽防护法（：加「D、源项控制法15、压水堆核电厂反应堆主管道不包括。
A、凝管B、热管段C、过渡管段D、冷管段16、不属于核电站产生的废物分类的是。
A、低放射性废物B、中放射性废物C、高放射性废物D、超高放射性废物（正研17、对于核电站的运行维修人员而言，外照射的防护主要针对中子和射线。
A、XB、αc、DD、Y18、下列不是反应堆冷却剂系统主要作用的是。
A、将反应堆裂变产生的热量导出B、控制反应堆裂变反应程度C、将机械能转换为电能D、调节一回路介质压力19、电离辐射作用于人体，可能造成器官或组织的损伤表现出各种。
CPR1000压水堆核电站在役检查共6页
CPR1000压水堆核电站在役检查1 压水堆核电站主要系统介绍本文以中国改进型压水堆核电技术路线CPR1000核电站为对象的在役检查技术进行介绍。
CPR1000核电站按照国家“翻版加改进”的技术路线，以岭澳一期为参考电站，参照岭澳二期，进行必要的技术改进建设。
改型机组占国内现有核电机组一半以上。
压水堆核电站主要由主回路――反应堆冷却剂系统、一回路辅助系统、辅助冷却水系统、专设安全设施、其它系统和常规岛各系统构成。
其中反应堆冷却系统为核电站最重要的系统，该系统各部件都是在役检查重点对象。
反应堆冷却剂系统的主要设备及管道包括核反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主冷却剂泵、系统接口。
2 核电站在役检查执行的核安全法规、规范和标准为了保证为保证核电站在役检查活动得到规范化、标准化和强制性的实施，核电站在役检查严格执行我国国家法律、核安全法规和相关法规的规定，核电站业主还严格依据在役检查规范要求针对各类型的核电站组织和执行在役检查活动。
根据核安全导则、标准和规范的要求核电站业主必须编制各种在役检查管理及技术类文件，并通过多种手段质量控制手段及对在役检查检验系统的检验能力进行验证，以保证在役检查工作的质量。
2.1 管理类文件和技术类文件编制在役检查文件编制包括管理类文件和技术类文件的编制。
主要包括在役检查总大纲、在役检查计划；质量保证大纲；检验程序；辅助程序；设备有效性报告；设备技术规格书；质量计划；专用计划；检验报告。
质量计划、检验结果报告页、各项综合检验报告、检验结果汇总报告。
2.2 在役检查可靠性控制在役检查整个活动中必须始终体现质量保证，在役检查质量的控制涵盖在役检查活动的各个环节，特别是人员、设备、试块、校验、检验过程、记录、报告等。
在役检查工作必须由合格人员完成每项检验工作。
首先检验人员必须取得无损检测人员资格证书。
还得参加相关的上岗前培训，合格后才能参加相应的在役检查项目。
所用的在役检查仪器和装备，必须是计量合格和性能测试合格的。
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CPR1000压水堆核电站在役检查不可达研究-电气论文CPR1000压水堆核电站在役检查不可达研究
谢杰刘鹏
（苏州热工研究院有限公司深圳分公司，广东深圳518124）
【摘要】本文从国内外有关压水堆核电厂在役检查可达性的标准和规范的要求出发，全面分析了CPR1000核电站在役检查不可达实例及原因，并提出了解决不可达问题的建议，可以有效降低核电厂在役检查成本。
关键词核电厂；在役检查；可达性
核电站在运行过程中，设备不可避免的会受到温度、应力、辐照、氢吸附、腐蚀、震动和磨损等多种因素的影响，引起部件性能的下降[1]，导致设备材料性能恶化，工件有效承载截面减薄，各种形式的裂纹萌生并扩展，从而对设备和系统的正常运行，甚至核安全产生重大影响。
因此，在定期在役检查（In-Service Inspection，缩写符号为ISI）过程中通过实施适当方法的无损检测，及时发现设备缺陷，消除事故隐患，对于确保机组正常运行及保障核安全意义重大。
在役检查工作在实施过程中应该考虑设备或管道在役检查可达性的要求，如果设备或管道不具备可达性的要求，将无法实施无损检测，影响在役检查计划大纲的实行以及实际的工作进度，进而有可能影响到核电厂的安全运行，因此有必要针对核电厂在役检查的可达性问题进行深入的研究。
本文主要从以下三个方面来探讨核电厂在役检查的可达性。
1 在役检查可达性的标准和规范
目前针对核电厂在役检查可达性的国内外标准和规范主要有：RCC-M Z册附录ZS《压水堆核电厂机械设备结构设计中在役检查的可达性要求》（2000版
＋2002补遗，2007版）[2]，NB/T 20191-2012《压水堆核电厂结构设计中在役检查的可达性准则》[3]。
其中标准NB/T 20191-2012《压水堆核电厂结构设计中在役检查的可达性准则》主要参考了RCC-M（2000版+2002补遗）《压水堆核电站核岛机械设备设计和建造规则》Z册附录ZS节的有关要求，与之相比，主要变化体现在RCC-M Z册附录ZS中所引用的RCC-M其他分册要求修改为相应的国内标准。
NB/T 20191-2012《压水堆核电厂结构设计中在役检查的可达性准则》规定了压水堆核电厂核岛系统、设备、部件及其布置的在役检查（包括役前检查）的可达性设计原则，适用于压水堆核电厂核岛系统、设备、部件及其布置的在役检查的设计。
该标准规定了设计、制造、安装阶段以及保温层和支架的相关可达性要求，如在设计阶段应考虑到对系统、设备、部件及其布置所要求的检验和试验的可达性，并满足专用检验设备的具体要求；在制造阶段应该充分考虑受检区的范围、相关的标识标记、表面状态、修补要求、标准试块等因素的可达性要求；在安装阶段应考虑到受检区的空间、保健物理措施（射线防护）、脚手架、管道的特殊要求等因素。
2 CPR1000核电站常见不可达
尽管相关的标准和规范对核电厂设备检验的可达性提出了详细的要求，但在实际过程中会因为现场的各种因素而造成检验的不可达，下面对国内某核电厂CPR1000型机组在役检查常见不可达实例进行总结，并分析其不可达原因。
2.1 支撑遮挡
由于支撑遮挡所造成的检验过程的不可达主要集中于渗透检验和射线检验中，而由于支撑遮挡所造成的不可达现象在很多系统中都存在，如RCV、ARE、ASG、
RRA系统的管道与支撑焊缝，以及ARE系统的阀门与蒸汽发生器之间的环焊缝等。
下面以ASG系统的某管线支撑焊缝的渗透检验为例，说明其详细的现场情况。
如图1所示：
由于支撑的遮挡，造成总长的50%左右不可达。
如图2所示：
2.2 空间狭小
由于空间狭小所造成的检验过程的不可达主要集中于渗透检验和射线检验中，渗透检验的不可达主要存在于ASG系统的管道与支撑焊缝以及RRA系统的阀门连接焊缝。
下面以ASG系统的某管线与支撑焊缝的渗透检验为例，说明其详细的现场情况。
如图3所示：
由于空间狭小，远小于“NB/T 20191-2012”要求的距受检表面大于600mm的空间，造成总长的20%左右不可达。
射线检验的不可达主要集中于RCP和RCV系统焊缝，下面以RCV系统的其它焊缝（检查高使用因子（fu＞0.4）或承受热-液压现象的焊缝）为例，来说明现场的具体情况。
如图4所示：
其由于空间狭小，造成的不可达区域约为检验区域的30%。
2.3 结构原因
由于结构原因造成的检验过程的不可达主要集中于渗透检验和超声检验中，常见的结构原因造成的不可达如蒸汽发生器二次侧安全端与主蒸汽管嘴的焊缝的
超声检验，RPV顶盖吊耳与封头的焊缝的超声检查、蒸汽发生器支撑腿倒角的渗透检查，支撑裙等。
具体见表1：
下面以蒸汽发生器安全端与主蒸汽出口管嘴的连接焊缝S/C004的超声检查为例，来具体说明现场的不可达情况。
如图5所示。
每台蒸汽发生器二次侧安全端与主蒸汽出口管嘴连接焊缝处出口管嘴侧由于结构原因，45°、60°超声探头在主蒸汽出口管嘴侧无法检验，仅在安全端侧进
行检验，存在部分不可达区，约为50%。
2.４焊缝自身设计原因
由于焊缝自身设计原因所导致的检验过程的不可达主要集中于ASG管嘴与ARE管嘴焊缝的超声检查，蒸汽发生器与主蒸汽管下游第一个弯管或U形弯头管段之间的环焊缝的超声检查，管板与下封头焊缝（包括过渡连接区1A）的超声检查等。
下面以ASG管嘴与ARE管嘴焊缝的超声检查为例，来说明现场的具体不可达情况，如下图6所示：
即由于ASG与ARE系统连接管座焊缝的特殊几何形状和结构，使探头在焊缝两侧都无法100%进行扫查，存在部分不可达区域，45°探头约为65%，60°探头约为50%。
2.５其它不可达原因。
另外还存在一些其它不可达原因，如由于螺栓遮挡造成的除主管道以外的核安全一级管道环焊缝的渗透检验的不可达，由于墙体遮挡造成的RIS系统管道与支
撑焊缝的渗透检验的不可达，由于长度不够2D造成的RCV系统调节阀下游焊缝以及焊缝下游区域的射线检查的不可达等，在此不再一一详述。
3 对应的解决措施
通过上述CPR1000核电站常见不可达原因的实例的分析，我们提出如下可供参考的解决措施。
3.1 设计阶段
在设计阶段应考虑到受检件的结构布置需满足在役检查时的检验（特别是射线检验和超声波检验）要求。
比如：在进行渗透检验时，应为检验人员留出距受检表面大于600mm的空间，γ射线检验时，源机到射线源最终位置之间的距离不得超过15m（取决于检验装置到射线源之间的缆管最大长度）。
在焊缝设计时，应充分考虑实际现场的特殊情况，特别是管道焊缝的布置应使其具有足够的可达性。
同时设计时应考虑到受检区域的接近方法（平台、人行栈桥、脚手架、操作机构等），以及专用检验设备的具体要求（例如γ射线源的定位）。
正如前面所述的：ASG管嘴与ARE管嘴焊缝的超声检查由于焊缝设计原因，造成部分不可达。
详细的不可达信息参考第2章节描述。
3.2 实施阶段
当现场无法满足在役检查可达性要求时，可以考虑采用无损检测方法的替代，如射线检验存在不可达现象时，在满足检验要求的前提下，可以考虑用超声检验的方法来替代射线检验。
当一条焊缝的检验不可达时，可以考虑通过增加其上下游焊缝的检验，来推断该段设备的运行工况是否正常。
4 结语
核电厂在役检查的可达性问题关系到核电厂的安全运行，由于现场实际原因如支撑遮挡、结构原因等造成的无损检验实施过程的不可达现象，在设计及实施阶段应考虑其检验的可达性的要求，尽量在设计阶段就避免产生不可达的原因。
本文从不可达原因出发，提出了部分可行性建议，对压水堆核电厂的在役检查工作的顺利实施具有一定的借鉴作用。
参考文献
［１］彭志珍,李玉龙,尹芹.压水堆核电站在役检查常见无损检测方法简介[J].科技资讯,2012,8:124-125.
［２］RCC-M 压水堆核岛机械设备设计和建造规则(2000版＋02补遗,2007)[S].
［３］NB/T 20191-2012 压水堆核电厂结构设计中在役检查的可达性准则[S].
［责任编辑：杨玉洁］。