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CPR1000土建施工管理(核电工程)

核岛及核岛BOP
4.

核辅助厂房（NX）
核辅助厂房长约50m，宽46m，高21.5m (排风和进风间除外)，位于两个反应堆厂房中间并紧靠着电气厂房，厂房内有核辅助系统的设备、两堆公用的放射性废料贮存和处理设施及其所需的通风和吊装设备。核辅助厂房的8NC/ND区与中间冷却系统(RRI) 区(该区有两部分(8NE和8NF)，长为46m，宽为 23m)共用一基础底板，8NA/NB与电气厂房的中间部分(8LX)共用一基础底板。基础底板和上部结构均为钢筋混凝土结构,两块基础底板和相应的上部结构之间设伸缩缝,厂房与相邻结构也用伸缩缝隔开,止水带嵌于缝中。

岭澳二期核电站2*900MW核反应堆安全壳为圆筒形带有球壳状穹顶的预应力混凝土结构，由基础地板，筒体墙，环梁和穹顶四部分组成，沿筒体墙外侧均匀分布四个扶壁柱，用来锚固筒体墙水平钢束。安全壳预应力钢束主要分布在筒体墙和穹顶内。预应力体系采用法国Freyssinet的“K”系统。预应力系统工程的施工主要包括：孔道成型（预埋管道），钢束的穿束，张拉和孔道的灌浆4大部分。
核岛及核岛BOP
4.

厂区保卫围栏系统
围栏系统分为3个等级，控制区（ZS）、保护区（ZP）、要害区（ZR）：

控制区（ZS）——现场边界四周的围栏；保护区（ZP）——辅助生产厂房四周的围栏、开关站周围的围栏；要害区（ZR）——核岛、联合泵房四周的围栏。
二、特殊的结构及专项工程
核电站建造中有不少特殊的结构及专项工程：一．安全壳预应力系统：
二、特殊的结构及专项工程
四．
特殊门
1.

核电特种门包括防火门、半气密门、气密门、生物屏蔽门、抗龙卷风飞射门（分轻型和重型）。防火门防火门的三个等级如下： — 耐火极限1小时的防火门； — 耐火极限1.5小时的防火门； — 耐火极限2小时的防火门。门两面耐火等级相同，装有温控开关装置，以熔丝在 70℃温度时激发起动。门框用1.5mm钢板，门扇双面均用1.2mm钢板，厚60mm。门芯填充料1和1.5小时耐火极限的硅酸铝纤维毡，硅酸铝纤维针刺毡；2小时耐火极限的全面采用硅酸铝纤维毡。

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CPR1000核电机组是中国自主研发的第三代核电技术，其汽轮机是关键设备之一。

在低功率平台核电机组中，汽轮机的高中压缸冷却方案显得尤为重要。

本文将针对CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案进行探索，并提出一些可能的优化方案。

我们需要了解高中压缸冷却的重要性。

汽轮机的高中压缸承受着高温高压蒸汽的冲击，如果冷却不到位，很容易出现过热、热应力过大等问题，从而影响汽轮机的安全运行。

设计一个有效的高中压缸冷却方案对于保障汽轮机的安全和稳定运行至关重要。

在CPR1000核电机组的低功率平台中，高中压缸冷却方案需要考虑以下几个方面：冷却介质的选择、冷却系统的设计、冷却效果的评估和性能优化等。

关于冷却介质的选择，通常在汽轮机中常见的冷却介质有水、空气等。

而对于高中压缸来说，通常采用的是水冷却，因为水冷却具有散热效果好、冷却速度快等优点。

水冷却也存在着一定的风险，比如水冷却系统本身需要消耗一定的能源，还可能会导致汽轮机系统内部的腐蚀和冷却介质泄露等问题。

在选择冷却介质的时候，需要兼顾其散热效果和安全性。

在冷却系统的设计方面，需要考虑冷却介质的输送、流动和冷却效果的均匀性等。

合理的冷却系统设计可以有效地提高冷却效果，保证高中压缸的安全运行。

冷却系统的设计也需要考虑到汽轮机运行中的变化情况，比如负荷变化、环境温度变化等因素，以确保冷却系统在各种工况下都能够正常工作。

冷却效果的评估是一个关键的环节。

一般来说，可以通过各种实验和仿真手段来评估冷却效果，比如温度分布、应力分布等参数。

通过对冷却效果的评估，可以及时发现潜在的问题，并进行相应的调整和优化。

针对CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案进行性能优化也是非常重要的。

性能优化可以采用各种手段，比如改进冷却系统的结构、优化冷却介质的使用方式、提高冷却系统的运行效率等。

通过性能优化，可以有效地提高汽轮机的整体性能，延长其使用寿命，保障核电站的安全和稳定运行。

CPR1000核电系统简介

备注
2021/1/10
38
按系统功能划分
• 化学和容积控制系统 • 反应堆硼和水补给系统 • 余热排出系统
CPR1000系统知识 • 反应堆冷却剂系统
• 反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统 • 设备冷却水系统 • 重要厂用水系统 • 核岛冷冻水系统 •电气厂房冷冻水系统
2021/1/10
• 安全注入系统 • 安全壳喷淋系统 • 辅助给水系统 • 安全壳隔离系统 • 安全壳大气监测的混合、取样和复合子系统
2021/1/10
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核岛主要系统
CPR1000系统知识
1.反应堆冷却剂系统
RCP
7.安全壳喷淋系统 EAS
6.安全注入系统 RIS
RCV
2.化学和容积控制系统
核岛
PTR
5.反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统
3.反应堆硼和水补给系统
2021/1/10
REA
RRA
4.余热排出系统
37
42
CPR1000系统知识
反应堆硼和水补给系统-REA
主要功能向稳压器泄压箱提供喷淋冷却水；向安全注入系统提供水或硼酸溶液；为化学和容积控制系统供给容积控制、化学控制和反应性控制所需的各种流体。
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余热排出系统-RRA
CPR1000系统知识
主要功能 RRA又称为反应堆停堆冷却系统，在反应堆正常停堆过程中，当一回路温度降到180℃ 及以下，绝对压力降到3.0MPa以下时，用余热排出系统排出堆芯余热、一回路水和设备的显热以及运行的主泵在一回路中产生的热量，使反应堆进入冷却停堆状态。
五、六十年代原型堆
运行业绩良好，还在增效延寿

CRP-1000中国改进型压水堆(1000MW)核电站

CRP－1000中国改进型压水堆（1000MW）核电站简介一、前言目前，世界上共有核电机组441座，其中压水堆有300多座，并且大部分都是百万千瓦级机组。

我国核电技术的引进是从法国开始的。

法国百万千瓦级核电技术的原型是美国西屋公司标准312堆型，通过改进批量化建设发展成为标准化的CPY技术。

为了提高法国核电的出口竞争力，法玛通公司在CPY的基础上形成了安全性和经济性较好的M310堆型。

大亚湾核电站引进的就是这种新型的M310堆型，同时我国开展了百万千瓦级大型商用核电技术的消化、吸收和创新工作。

岭澳一期核电站以大亚湾核电站为参考电站，维持热功率和其它主要运行参数不变，结合经验反馈和核安全技术发展要求，通过37项重大技术改进，进一步提高了电站安全水平和技术经济性能，总体性能达到了国际同类型在役核电站的先进水平。

在建的岭澳二期核电站在大亚湾和岭澳一期核电站的技术基础上，根据运行经验反馈和法国同类机组批量改造计划，进行了多项技术改进，其中重大改进有15项。

岭澳二期工程按“自主设计、部件采购”模式实施。

CRP－1000方案是最近由中广核集团推出的，它以岭澳一期和岭澳二期为参考基础，为进一步满足新版安全法规的要求，相应采纳了一些新技术。

在后续项目中，CRP －1000方案仍将结合经验反馈，陆续采用新技术，使其安全性和经济性进一步提高。

应该说，CRP－1000是目前国内自主化水平、安全可靠性、成熟性、经济性等各方面较具竞争力的核电技术方案。

是我国可以在“十一五”和“十二五”期间实现产业化的百万千瓦级“二代加”改进核电技术方案，可以为第三代核电技术成果示范后的批量建设打下坚实的技术基础，促进我国装备产业结构升级，加速实现新一代核电站的四个自主化。

二、未来十年我国核电建设的技术选型根据国家核电发展的长远规划，预计到2020年核电机组装机容量将达到4000万千瓦，在建机组容量为1800万千瓦。

由于我国引进、吸收、消化、建设第三代核电站或者自主研发需要工程验证的“二代加”新堆型都需要约十年实际的成功建设和运行示范后，才能开始批量化建设。

CPR1000压水堆1000MW级核电机组主变压器安装技术9页word

CPR1000压水堆1000MW级核电机组主变压器安装技术Yuan Zhixue(Shandong Electric Power Construction No.3 Engineering Corporation，Qingdao 266100，China)ABSTRACT：KEYWORDS：nuclear power station main transformer plant parameterinstallationtechnology引言福建宁德核电厂CPR1000压水堆核电机组常规岛包括3台单相主变压器、2台降压变压器、一台备用主变压器和一台备用降压变压器以及动力箱、控制箱；控制箱安装7面、电缆敷设约2400米、电缆端接约350头；变压器在线监测装置安装5台、盘柜安装1面、后台设备安装一套、变压器油温表及油位表安装28块。

主变压器安装在常规岛汽轮机房外部的南端，变压器容量为3×400MVA，单相的总重量约为288.2t，尺寸约为8500 mm×4500 mm×8500mm。

变压器(DFP-400000/500TH)主要参数：型式：户外、单相双绕组、铜导线油浸强迫油循环风冷变压器容量：3×400MVA相数：单相额定频率：50Hz额定电压：535/ 3 /24 kV高压侧最高运行电压：550kV额定容量：环境温度为40℃，额定连续容量400 MVA（线圈65K 温升）接线组别：三相联结组别YNd11，高压绕组按Y联接，中性点通过套管引出后直接接地，低压绕组通过封母按△联接）冷却方式：ODAF冷却器数量 4 组（含1 组备用）施工工序流程图一施工过程及措施（一）存放1.到货后应立即检查是否受潮:- 主体内部的氮气压力常温下不小于20kPa；- 主体内取箱底残油进行油样化验，符合耐压≥45kV/2.5mm含水量≤20μL/L。

2.充氮存放应符合下列规定：- 试验证明符合a）中的要求时，允许充氮存放；- 按相应的技术条件充入高纯度氮气(纯度≥99.99%，露点≤-40C，其压力为30kPa；- 每天至少巡查两次，记录压力及补入氮气；3.对于充油运输的拆卸件如套管式电流互感器等要带油存放。

CPR1000技术简介[1].doc

CPR1000技术简介从上世纪八十年代初首次引进国外技术建设大亚湾核电站，到今天采用自己的技术批量建设核电站，不到三十年的时间，中国核电完成了从引进技术到创建品牌的历史跨越，打破了核电技术长期被西方国家垄断的局面，国际核电俱乐部里终于有了“中国品牌”。

ＣＰＲ１０００：“三十年磨一剑”１９７８年，我国决定高起点起步，向国外购买先进核电技术，推进我国核电事业发展。

承担这一历史任务的中国广东核电，通过引进、消化、吸收、创新，到１９９４年大亚湾核电站１号机组建成投产时，已初步形成了自己的工程管理和运行管理队伍，为我国百万千瓦级商用核电站自主化和国产化积累了经验。

如果说，大亚湾核电站只是“入门”的话，到１９９７年５月开工建设的岭澳核电站一期时，中国核电已开始了初步的自主创新。

岭澳核电站一期以大亚湾核电站为参考，采用“翻版加改进”的技术方案，实施了５２项重大技术改进。

到２００５年１２月开工建设岭澳核电站二期时，国家已将它列为国家核电自主化依托项目，提出了工程建设中实现自主设计、自主制造、自主建设、自主运营，设备国产化率１号机组不低于５０％，２号机组不低于７０％的目标。

而日前开工的红沿河核电站四台百万千瓦级核电机组，则要求设备国产化比例在岭澳核电站二期的基础上进一步提高，其中关键设备国产化比例不低于８５％。

从大亚湾、岭澳一期，到岭澳二期、红沿河，不到３０年的时间，经过循序渐进、持续改进、自主创新，我国已经形成了具有自主品牌的中国改进型百万千瓦级压水堆核电技术——ＣＰＲ１０００，总体性能达到国际同类型在役核电站先进水平。

ＣＰＲ１０００“四要素”：成熟、安全、经济、先进这张经过引进、消化、吸收、创新之后而具有中国自主品牌的“通行证”，到底有些什么特征呢？据辽宁红沿河核电有限总经理胡文泉介绍，ＣＰＲ１０００是中广核集团以大亚湾核电站、岭澳核电站一期为基础，通过渐进式改进形成的我国百万千瓦级核电站技术。

它具有四大特征。

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
1.2沸水堆沸水堆也是一种轻水堆，它与压水堆的本质区别是降低了一回路的冷却水的工作压力，允许一回路冷却水在堆芯内发生沸腾。并将产生的蒸汽直接送到汽轮机发电。沸水堆冷却剂工作压力约为6.86MPa。另外，在沸水堆中采用再循环流程，通过再循环泵调节堆芯内冷却剂流量，采用这种系统，在控制棒位置不变动的条件下，功率可增加25%。
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
1.3重水堆重水堆是用重水（D2O）来作为慢化剂。重水具有中子吸收截面小而慢化性能好的特点，中子的利用率高。因此可也直接采用天然铀作为反应堆的燃料，而不受浓缩能力的限制，这是重水堆突出的优点。但是由于重水的价格较贵，为减少重水泄漏损失，相应的使反应堆及重水设备回路的设备制造复杂。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部二、 AP1000与EPR简介单击此处编辑母版标题样式
2.1 AP1000 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。简化的非能动设计提高了安全性和经济性。 AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
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
（4）对环境的污染小。由于采用性能稳定的氦气作为冷却剂，反应堆一回路放射性剂量较低，而且由于它的热效率高排除的废热也比轻水堆少35-40%。因此,它是核电站中较清洁的堆型，可以建在人口较密的城市。（5）有综合利用的广阔前景。如果氦气温度达到900C0，与氦气轮机直接连接，热效率可达50%。高温气冷堆出口温度较高，可以用与分解水，产生氢气和氧气，能量转换。我国清华大学正在研究，准备和华能一起建造高温气冷堆核电站。

CPR1000核电厂辐射监测系统网络结构及通道探测原理介绍

CPR1000核电厂辐射监测系统网络结构及通道探测原理介绍范伟【摘要】文章介绍了核电厂的辐射监测系统网络结构及其通道组成、测量、通讯原理,并对辐射监测系统的发展作了回顾,总结出目前辐射监测系统的优缺点,并对其以后的发展趋势作一总结概览.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2019(000)013【总页数】2页(P164-165)【关键词】辐射监测系统;探测器;CPR1000【作者】范伟【作者单位】辽宁红沿河核电有限公司,辽宁大连 116000【正文语种】中文【中图分类】TM6230 前言辐射监测系统是保证核电站运行、环境、人员安全的重要监测系统，通过对全厂区的辐射剂量监测确定机组的运行状态，为辐射防护和运行人员提供可靠的数据信息。

1 CPR1000辐射监测系统CPR1000 是我国核电自主研发的二代加堆型，其原型是法国珐玛通公司的 M310 堆，在此基础上进行了自主改进。

CPR1000 的辐射监测系统总体监测通道保持不变，但在一些监测点的选择上有所差异，根据已商运电站的经验反馈，进行改进，因此，在建电站与商运的CPR1000 电站辐射监测系统是有区别的。

2 系统网络介绍电厂辐射监测系统主要是有若干个通道组成，经过对各个通道数据采集后，上传至DCS。

包括以下主要设备：通道探测器、就地处理显示单元、数据采集机柜、供电箱等。

各部件组成为各探测器、就地处理显示单元组成一个监测通道，多个通道将数据上传至数据采集机柜，再将数据传至 DCS。

通讯方面：探测器将信号通过双绞屏蔽电缆传至就地处理显示单元，经过信号处理与数据计算、分析后，再通过 RS485 电缆上传至 DAS（数据采集机柜），DAS 将全部通道数据整理，通过 RS485 转 RJ45 再将数据上传至全厂DCS；同时，就地处理显示单元将数据通过硬接线传至 BUP，BUP 又通过硬接线与 DCS 的LEVEL1 通讯，LEVEL1 进行控制及相关动作。

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。

CPR1000

CPR1000核电厂棒位指示系统改进建议商静，等CPR1000核电厂棒位指示系统改进建议Suggestions for Improving the Rod Position Indication Systemin CPR1000 Nuclear Power Plant高I f董滅笱硗龙(深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳518172)摘要：RCC -P中要求核电厂要设计棒位测量与指示系统，用来测量、指示控制棒在堆芯内的高度，处理相关的报警指示以及测量落棒时间等。

为了满足反应堆安全运行的要求，确保核电厂的经济性，需要不断完善、优化棒位测量与指示系统的设计。

目前 C P R1000核电厂中棒位测量与指示系统R P I总体运行状况良好，同时也暴露了一些弊端。

通过对以往C P R1000中R P I在安装、调试、运行过程中遇到的问题进行调查、分析、总结，从系统功能、设备实现法案、信号处理、施工设计等方面提出若干合理化改进措施，为我国自主设计三代核电技术中的R P I系统提供参考建议。

关键词：核电厂C P R1000安全系统棒位棒控探测器传感器中图分类号：TH7;TP21 文献标志码： A D O I：10.16086/j. cnki. issnlOOO -0380.201511022Abstract：In RCC -P, the rod position measurement and indication system shall be designed in nuclear power plant for measuring and indicating the height of control rod in the core, handling relevant alarms and measuring the rod drop time, etc. In order to meet the requirements of safety operation of the reactor, and guarantee economic performance of nuclear power plant, continuous improvement of the design of the rod position measurement and indication system is necessary. At present, the operating conditions of rod measurement and indication (RPI) systems in CPR1000 nuclear power plants are good, but some malpractices are also exposed, through investigating, analyzing and summarizing the problems in installation, commissioning and operation processes of RPI in CPR1000, some rationalizing improvement measures are proposed from the aspects of system functions, equipment implementing scheme, signal processing and construction design, e t c., to provide reference suggestions for independently designing RPI systems in our 3rd generation nuclear power technology.Keywords ：Nuclear power plant CPR1000 Safety system Rod position and rod control Detector Sensor〇引言法国90万k W压水堆核电厂系统设计和建造准则RCC- P第2.1.1.3. 3章节中针对核电站中反应性控制明确规定:堆芯反应性控制方案应具有功能多样性，即能保证在各种正常运行工况下（包括从临界到功率运行，再到停堆过程）使用功能多样化的两种手段控制堆芯反应性。

CPR1000核电机组穹顶整体吊装施工工法(2)

CPR1000核电机组穹顶整体吊装施工工法CPR1000核电机组穹顶整体吊装施工工法一、前言CPR1000核电机组是我国自主研发的第二代压水堆核电机组，其建设需要使用到穹顶整体吊装施工工法。

穹顶整体吊装施工工法是一种高效和安全的施工方法，可以确保核电机组的穹顶能够准确地安装到指定位置，并保证施工质量达到设计要求。

本文将介绍该工法的特点、适应范围、工艺原理、施工工艺、劳动组织、机具设备、质量控制、安全措施、经济技术分析和工程实例。

二、工法特点穹顶整体吊装施工工法具有以下特点：1.高效快速：利用吊装设备将整个穹顶一次性吊装到指定位置，不需要分段吊装，从而加快了施工进度。

2. 安全可靠：吊装过程中采取了严格的技术措施，能够保证穹顶的稳定和安全，有效避免了吊装过程中的风险。

3. 设备简单：吊装设备相对简单，不需要大量的专业设备，可以减少施工成本。

4. 施工现场干净整洁：吊装整体完成后，不需要对现场进行大规模的拆除和清理，减少了施工现场的污染和环境影响。

三、适应范围穹顶整体吊装施工工法适用于CPR1000核电机组以及其他类似的大型核电机组的穹顶的施工。

由于该工法具有高效快速和安全可靠的特点，可以适应各种不同的建设环境和施工条件。

四、工艺原理穹顶整体吊装施工工法的工艺原理是通过吊装设备将整个穹顶一次性吊装到指定位置。

在施工前，需要根据施工图纸和设计要求，确定吊装位置以及吊装设备的选择和布置。

同时，还需要制定相应的施工工艺和技术措施，确保吊装过程中的稳定和安全。

五、施工工艺穹顶整体吊装施工工法主要包括以下施工阶段：1. 准备工作：包括确定吊装位置、布置吊装设备、检查吊装设备的安全性、组织人员进行安全交底等。

2. 预装吊钩：在穹顶上预装吊钩，确保吊装过程中的平衡和稳定。

3. 吊装准备：将吊装设备就位，根据设计要求将吊装设备连接到穹顶上的吊钩，并进行检查和试运行。

4. 吊装操作：对吊装设备进行操作，将整个穹顶吊装到指定位置，并通过调整吊装设备的工作参数和角度，确保穹顶的平衡和稳定。

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堆型不锈钢衬里焊接施工技术及推广应用

焊接时，相邻焊缝同时进行焊接，以免由于焊缝收缩而将焊点拉开。

相邻两条焊缝的施工顺序应保证协调一致，即相邻焊缝打底完成后，再同时进行填充、盖面。

焊接时，每一层焊缝的交接处应错开，即不允许将打底、填充或盖面的焊接接头出现在同一位置。

对于拐角焊缝的焊接，应保证拐角处每一层焊道的连续性，如图３ａ所示。

焊接顺序如图３ｂ所示，先将拐角一边焊缝打底、填充、盖面完成后，再焊另一边，将在拐角处产生很大的内应力，容易引起严重的焊接变形。

（ａ）（ｂ）图３拐角焊缝的焊接由于焊接产生的热应力容易使构件产生变形，为保证质量要求，则采用刚性固定法、反变形法等（图４）。

图４固定方法示意图３．３．３安装验收（１）衬垫型材（支撑角钢）的位置偏差为±１ｒ砌。

（２）不锈钢预埋板偏差要求（图５）。

图５不锈钢预埋板允许偏差（３）衬里与衬垫型材的最终焊缝为４ｍｍ±ｌ姗。

（４）衬里与不锈钢预埋板焊缝：衬里与墙面预埋板搭接焊缝为２０咖±５姗；底板衬里与预埋板的间隙为４Ｉ姗±ｌｍｍ，重叠１６ｍｍｏ（５）衬里与水池上部折弯角形构件及垂直衬垫型材焊缝，其重叠部分偏差为±５ｍｍ。

４不锈钢衬里检验在不锈钢衬里现场安装完成和无损检测合格后，所有装有不锈钢衬里的水池，均充满Ｂ级除盐水（满足ＲＣＣＭ／Ｆ１ＩＩ、Ｃｌ一≤０．００５％）进行全面的水压密封性试验（图６），以检查衬里焊缝、堵头、Ｒｘ水闸门和ｌⅨ水闸门等的密封性；充水试验时间为１５天，主要通过观察集水管有无水滴流出，判断不锈钢衬里是否渗漏。

图６水压密封性试验示意图岭澳核电二期ｃＰＲｌ０００工程水池不锈钢衬里施工质量，经上述试验验证了质量合格，完全满足不锈钢衬里泄漏率为０的要求。

５推广应用ＣＰＲｌ０００不锈钢衬里施工技术，经过大亚湾核电的引进，岭澳核电一期的自主化，岭澳核电二期的改进和完善，ＣＰＲｌ０００不锈钢衬里施工技术将在红沿河、宁德、阳江等核电中推广应用。

CPR1000核电厂辐射监测系统网络结构及通道探测原理介绍

强度或通量、剂量或剂量率。

图1
上图给出了电离室的脉冲图,从图可看出,其
小,上冲时间较大,下降时间较小等特性。

NaI闪烁体探测器:闪烁探测器一般分为两部分烁体和光电倍增管。

其机理是射线照射在闪烁体上激发出光子,光子打在光电倍增管的打拿极上经过光电增,产生的电流经过耦合、放大输出。

图2
脉冲图可看出,闪烁探测器的脉冲幅度
下降时间特性基本一致,半高宽(FWHM)
极脉冲上升时间:光电倍增管输出脉冲
10%上升到90%所需的时间。

极脉冲下降时间:光电倍增管输出脉冲下降到10%所需的时间。

-M计数管探测器:G-M计数管一般都
为端窗型和圆柱型。

其机理是射线进入
图3
由脉冲图可看出,G-M管的时间特性是跟回路的常数有着很大的关系,一般而言,RC值取得越小,
分辨率越好,当RC≠∞时,其脉冲形状成一个尖脉冲半导体探测器:目前半导体探测器主要有两
PN结半导体探测器,它包括扩散结半导体
面垒型半导体探测器和离子注入型半导体
另一类是锂漂移探测器。

工作原理:在半导
区载流子很少,当带电粒子射入结区后,损
形成电子-空穴对,在外加电场的作用下,电子漂移,在输出回路中形成电信号。

图4一个稳定的脉冲波。

如下图所示:
图5
处理后的波形里含有本底噪声,如宇宙射线、地磁干扰等,需对辐射信号进行甄别,信号进入单道甄别,去除高幅度脉冲和低幅度脉冲,只留取辐射脉冲进行计数。

这些信号的处理都在就地显示处理单元(LPDU)进行,而LPDU除了对信号处理外,还对数据进行计。

CPR1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介

CRP1000、CNP1000、ACP1000等核电机型的简介●AES-91是俄罗斯压水堆技术，单机容量106万千瓦。

●AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级），该机型为西屋公司设计的3代核电机型。

AP1000采用创新性的非能动技术。

AP1000及其国产化机型或将成为我国三代核电主流机型。

●EPR（欧洲先进反应堆）是国际上最新型反应堆（法国N4和德国建设的Konvoi反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。

在建示范堆处于世界先进水平。

●CPR1000是中广核推出的中国改进型百万千瓦级（1000MW）压水堆核电技术方案。

它是在引进、消化、吸收国外先进技术的基础上，结合20多年来的渐进式改进和自主创新形成的“二代加”百万千瓦级压水堆核电技术。

技术来源于法国引进的百万千瓦级机型——M310。

●CNP是China Nuclear Power的简写。

CNP650额定功率65万千瓦，是我国自主设计的高水平60万千瓦级商用压水堆核电机型。

该种机型主要应用在秦山核电二期项目中。

兄弟机型还有CNP350及CNP1000。

●ACP1000(Advanced China PWR)是中核根据CNP600（这个基本有自主产权）研制出来的，也在向着EPR靠近，融合了好些AP1000的非能动理念，具有自主知识产权。

据称，巴基斯坦将成为全球第一个应用中国具有自主知识产权的ACP1000核反应堆的国家。

有迹象显示，除巴基斯坦之外，阿根廷或许会成为ACP1000的下一个海外客户。

●CAP1000/CAP1400是国家核电技术公司在引进西屋AP1000核电技术的基础上“引进、吸收、消化、再创新”开发的三代核电机型。

国家核电技术公司目前的海外重点市场是南非和巴西，采用的机型将是具备自主知识产权的三代核电CAP1400。

●华龙一号核电技术是由中核集团和中广核集团联手打造的。