秦山核电讲解词
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展厅讲解词(草稿)
一、基地总体介绍
秦山核电基地是我国大陆核电的发源地,位于浙江省嘉兴市海盐县,紧傍风景秀丽的杭州湾,地处华东电网负荷的中心地区。目前,秦山核电基地共有9台运行机组,总装机容量656.4万千瓦,年发电量约500亿千瓦时,是我国核电机组数量最多、堆型最丰富、装机最大的核电基地。秦山核电业主公司负责9台机组资产经营管理和运行监督,中核核电运行管理有限公司受业主公司委托负责9台机组运行管理。
自1981年国务院批准建设我国大陆首座核电站以来,秦山核电基地成功实现“中国核电从这里起步”、“走出一条核电国产化的道路”、“核电工程管理与国际接轨”、我国核电“从30万千瓦到100万千瓦”自主发展的历史跨越,形成了安全环保、自主创新、群堆管理、人才摇篮、文化引领、对外服务、公众沟通、企地共融的秦山特色,在我国核电事业发展中发挥着重要的示范作用,被誉为“国之光荣”。
秦山一期是我国自行设计、自行建造、自己运行管理的第一座原型压水堆核电站。装机容量31万千瓦,设计年负荷因子65%,机组设计寿命30年,工程总投资为17.75亿元人民币。1981年,国务院批准秦山核电站开工建设;1985年3月20日,工程正式开工;1991年12月15日,首次并网发电;1994年4月1日,投入商业运行。秦山一期30万千瓦级核电机组是国家“六五”计划重点建设项目之一,它的建成发电不仅结束了中国大陆无核电的历史,实现了零的突破,而且标志着中国核工业的发展上了一个新台阶,使我国成为继美、英、法、苏、加拿大、瑞典之后第七个能够自行设计、建造首座核电站的国家,被誉为“中国核电从这里起步”、“国之光荣”。秦山一期30万千瓦级核电机组自1991年发电至今,已安全运行了24年。
(秦山一期30万级核电机组的压水型反应堆堆芯是由121组15×15方型排列的燃料组件组成,每一组燃料组件的高度约3.2米,重量为466.3kg。每次堆芯换料需要更换40组新燃料组件。堆芯总铀装量是35.92吨。)
秦山核电厂扩建项目(方家山核电工程)是目前我国百万千瓦级核电机组自主化、国产化程度最高的核电站之一,装机容量2×108万千瓦。2008年11月12日国务院常务会议通过了项目核准申请。两台机组分别于2008年12月26日和2009年7月17日开工。1号机组于2014年11月4日首次并网发电、2014年12月15日具备商业运行条件;2号机组于2015年1月12日首次并网发电、2015年2月12日具备商业运行条件。(方家山压水型反应堆堆芯是由157组17×17方型排列的AFA3G燃料组件组成,每一组燃料组件的重量为667kg。每次堆芯换料需要更换52±4组新AFA3G燃料组件。堆芯总铀装量是72.46吨。)
秦山二期1、2号机组是我国“自主设计、自主建造、自主管理和自主运营”的第一座国产化商用核电站,设备国产化率达55%;机组比投资仅1330美元/千瓦。两台65万千瓦机组先后于2002年4月15日和2004年5月3日投入商业运行。秦山二期1、2号机组作为我国首座国产化商用核电站,继秦山31万千瓦原型堆核电站后,是我国在自主建设商用核电站上实现的新的重大跨越,走出了一条适合国情、逐步掌握自主知识产权的核电发展道路,标志着我国核电事业发展进入了一个新的历史阶段,被誉为“走出了一条我国核电自主发展的路子”。2006年4月秦山二期扩建工程3号、4号机组66万千瓦机组相继开工建设,设备国产化率达到75%以上,并于2010年10月5日和2011年12月29日实现商业运行。
(秦山二期压水型反应堆堆芯是由121组17×17方型排列的AFA3G燃料组件组成,每一组燃料组件的重量为667kg。目前年换料机组,每次堆芯换料需要
更换36±4组新AFA3G燃料组件;长燃料循环项目实施后,每次堆芯换料需要更换44±4组新AFA3GAA燃料组件。堆芯总铀装量是55.5995吨。)
秦山三期(重水堆)核电站是国家“九五”重点工程,是中国和加拿大两国迄今最大的贸易项目,被誉为“中加合作的成功典范”。秦山三期采用加拿大坎杜-6型重水堆核电技术,装机容量2×728兆瓦。设计寿命40年,设计年容量因子为85%。工程概算投资为28.8亿美元,折合人民币约240亿元。
该工程于1998年6月8日开工。两台机组分别于2002年12月31日和2003年7月24日投入商业运行,整个工程比原计划55个月的工期提前了112天,创造了国际33座重水堆建设周期最短的纪录,比国家批准的投资概算节约10.6%。秦山三期是我国惟一的重水堆核电站,采用天然铀作燃料,铀资源利用率高,同时重水堆可大规模生产钴60等同位素,年产钴60约600万居里,可满足国内80%市场需求,打破了国外垄断。钴60同位素在工农业生产、医疗卫生等领域都有着广泛的应用。重水堆还可以直接利用压水堆回收铀,有利于完善核燃料闭式循环体系。
(秦山三期70万级机组的重水型反应堆堆芯是由380个燃料通道组成,其中每个燃料通道是有12个燃料棒束填充的,每个燃料棒束的重量为23.7kg。单台机组年换料约5000个燃料棒束。堆芯总铀装量是87.552吨)
二、重水堆模型介绍
接下来我就对照模型向各位领导介绍一下重水堆的特点:
大家看到的就是反应堆排管容器1:10的一个微缩模型,这也就是电站的核心部位,类似于火电厂的锅炉。
既然是重水堆,那么它的首要特点就是采用了重水做冷却剂和慢化剂。何谓重水,它实际上是一种氢的同位素氘与氧反应后形成的水D2O。它在自然界是存
在的,与我们通常喝得水看不出什么区别,在没有被活化的情况下,它也可以喝。重水的慢化效果和冷却效果都是比较好的。正是基于采用了重水作为慢化剂和冷却剂,也就使得重水堆可以使用天然铀作为燃料,这也是重水堆的第二个特点。大家都知道,压水堆采用的是浓缩铀作为燃料,它的燃料中铀235的含量一般在2%以上,而在我们重水堆上,燃料富集度仅为0.711%的天然铀拿过来就可以用,这样燃料的成本就大大地降低了。
我们的第三个特点就是不停堆换料,压水堆运行期间,燃料是封闭的,当燃料的燃耗达到一定值的时候,就必须停下来,把压力容器打开,把旧燃料拿出来,把新燃料装进去。而重水采用不停堆换料的方式,操作员也基本上在主控室的盘台上就可以实现换料操作。
好,大家请看模型,大家可以直观地看到它是一个平躺的圆柱体。这边是反应堆的端面,断面上有380个孔道,我们的燃料棒束就整齐地排列在每一个孔道当中,每个孔道可以放12个燃料棒束,那么大家可以计算一下,380乘12,一共有4560个燃料棒束放在排管容器当中。这里是一个燃料棒束的实体模型,是在锆包壳中填充了天然铀做成的芯块,现在我们的燃料已经实现国产化,由集团公司202厂生产。
每一个孔道中除了燃料棒束,还流淌着重水。这是的重水是作为冷却剂或者叫载热剂。重水的入口温度是266度,流出时温度为310度。这时的冷却剂经过四个出口集管被送入蒸汽发生器的一次侧,去加热二次侧的轻水,被加热的轻水产生蒸汽后,经过主蒸汽管道,推动汽轮机,汽轮机再带动发电机,这样电流就源源不断的产生出来。
刚才大致介绍了一下电站主热系统,那么对核电站来说,安全也是大家最最关注的话题,CANDU6型重水堆核电站具有一套完整的纵身防御体系,除了具有很强的可控性和可操作性以外,还有着十分完整的安全保护系统。也就是除了正