秦山核电讲解词

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。

也就是除了正常工况下的调节系统外，还有两套专设停堆系统，第一套是在接收到异常工况信号时，就会以极快的速度将28根镉吸收棒插入堆芯，从而将堆芯的反应性降到一个极低的标准，必要时还可以使反应堆进入次临界状态。

第二停堆系统是在第一停堆系统失效的情况下，快速将硝酸钆溶液快速注入堆芯，钆具有极强的中子吸收能力，从而使反应性快速降下来。

在紧急的情况下，也可以同时触发两套停堆系统，确保安全。

在控制上，采用了三取二逻辑，这样既确保了安全，又防止了误动作。

除此以外，CANDU6型核电机组还具有四道安全屏障，燃料包壳是第一道屏障，压力管是第二到屏障，排管容器是第三道屏障，反应堆安全壳是第四道屏障。

在极端的情况，这四道屏障可以牢牢将放射性物质锁住，从而不会影响到周边环境。

三、经济和环境效益秦山核电基地现有运行机组9台，总装机656.4万千瓦，年发电量约500亿千瓦时，是目前国内核电机组数量最多、堆型品种最丰富、装机容量最大的核电基地。

根据国家颁布的《核电厂环境辐射防护》规定，秦山核电厂环境辐射监测范围为50公里。

历年环境监测结果表明，秦山地区环境辐射剂量率仍处于本底涨落范围内，排放的放射性物质对周围公众造成的最大个人年有效剂量当量仅占国家限值的0.2%，三废排放量远远低于国家标准。

浙江省环保局综合历年监测结果认为，核电站运行以来未对周围辐射环境产生可察觉影响。

截至2014年12月31日，运行机组已安全运行74堆·年，累计安全发电3327.46亿千瓦时，相当于少消耗标准煤约1.07亿吨，减排二氧化碳约3.5亿吨、二氧化硫约233.38万吨，相当于造林95.18万公顷，为社会做出了显著的环保贡献。

目前，秦山核电基地每年依法缴纳各类税费约24.4亿元。

截止2014年底，秦山核电已累计缴纳税费261.03亿元，为国家经济社会发展做出了积极贡献。

2014年，海盐县核电关联产业联盟已经有76家，产业联盟总产值突破200亿元。

四、30万千瓦级核电机组模型讲解秦山核电站31万千瓦机组主要厂房的模型。

常规火力发电站利用煤、石油和天然气发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站。

核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛，包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。

这个圆柱型的建筑叫安全壳，是核电站预防放射性外泄的第三道屏障。

它横纵向采用1009根钢筋环绕组成及混凝土浇注而成，其外径为38米，内径为36米，壁厚为1米，内衬6毫米的钢筋衬板。

反应堆厂房内有许多重要设备，包括核反应堆、主给水泵、蒸汽发生器、稳压器等，这些设备和管道形成一个密闭的环路，被称为一回路系统。

密闭的一回路系统组成了防止放射性物质外泄的第二道屏障。

核反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。

核反应堆由压力容器和堆内构件组成。

反应堆的种类很多，有压水堆、沸水堆、重水堆、快中子堆、石墨堆、高温气冷堆等。

目前国际上使用最多的是压水堆。

核反应堆它是核电厂产生电力的动力源泉。

我们通常所说的核反应就是在这个厂房内完成。

反应堆堆芯内进行核裂变并稳定地释放热能，主给水泵将硼作为中子慢化剂高压冷却剂注入反应堆内，将核反应堆内链式反应产生的热量带出反应堆，再通过由2977根U型管组成的蒸汽发生器通过热交换将高压水中的热量传递给二回路部分。