秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告

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秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告

秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告

秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告缩写本主要完成单位:上海核工程研究设计院主要完成人:林伟贤、夏祖讽、邱启运、顾树川、刘健研究起止时间:2000 年 7 月目录第一册总论第二册电力系统第三册厂址选择第四册工程方案第五册环境影响评价第六册安全评价第七册经济分析第八册质量保证第九册图册(略)第一册总论遵照国务院领导关于不改变我国发展压水堆核电站技术路线的前提下,可以适当引进重水堆发电能力的指示,中国核工业总公司与加拿大原子能公司( AECL)之间经过双方多次组团互访,协商讨论,确定了利用加方贷款购买两台加拿大 CANDU6型核电机组的意向。

1995 年 5 月中核总和加原子能公司签署了" 在中国秦山合作建造两台CANDU6机组的意向性协议,进一步确立了双方在秦山建造核电站的意向。

此间,国务院下文,重水堆核电厂址考虑放在秦山,按国家有关项目审批程序,抓紧提出项目建议书,报国家计委审批。

1995 年 8 月" 秦山三期(重水堆)核电工程项目建议书" 由业主秦山核电公司编报,中核总预审,报电力工业部初审提出意见报国家计委审批。

同时委托上海核程研究设计工院编写" 秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告 "秦山三期(重水堆)核电厂预选的两个厂址系 1991 年在秦山再建三十万千瓦核电站工程选用的厂址。

在原审查意见的基础上,结合重水堆核电站对厂址要求的特点,做了大量的数据收集、补充评估,试验验证工作,具有很好的选用基础。

两个厂址均属于秦山地区,邻近抗州湾,厂址总平面布置系一山体,不占良田,不需拆迁,位于区域地壳稳定性分区中的稳定区内。

附近区域内无发震构造,水文地质条件简单,无不良地质现象。

1995 年 8 月,初可研究报告审查通过,纪要明确了螳螂山厂址。

按纪要精神要求,为了更好深入对厂址进行可行性研究,上海核工程研究设计院提出了有关厂址条件的水文,水工、地质、地震、环境保护等 18 个内容专题,对外委托专项课题进行试验研究。

秦山三期CANDU核电厂堆芯结构

秦山三期CANDU核电厂堆芯结构

秦山三期CANDU核电厂堆芯结构摘要:详细描述了秦山三期CANDU核电厂的堆芯结构,堆内构件的组成及其功能。

这些堆内构件包括排管容器、堆腔室、燃料通道组件和反应性控制组件。

关键词:坎杜堆,排管容器,堆腔室,燃料通道组件,反应性控制组件1堆芯结构概述CANDU26反应堆堆芯的总体布置如图1所示。

反应堆堆芯组件包括:一个水平安置的不锈钢排管容器,排管容器内贯穿排列着380个排管,反应性控制机构在排管之间垂直或水平方向穿过排管容器。

整个反应堆组件安装在混凝土的排管容器室即堆腔室,并且由堆腔室两头的端屏蔽墙支撑。

图1 CANDU26反应堆堆芯总体布置图1———排管容器;2———排管容器外壳;3———排管容器管;4———嵌入环;5———换料机栅格板;6———端屏蔽延伸管;7———端屏蔽冷却管;8———进出口过滤器;9———钢球屏蔽;10———端部件;11———进水管;12———慢化剂出口;13———慢化剂入口;14———通量探测器和毒物注入;15———电离室;16———抗震阻尼器;17———堆室壁;18———通到顶部水箱的慢化剂膨胀管;19———薄防护屏蔽板;20———泄压管;21———爆破膜;22———反应性控制棒管嘴;23———观察口;24———停堆棒;25———调节棒;26———控制吸收棒;27———区域控制棒;28———垂直通量探测器;29———排管容器管板2排管容器和堆腔室图2是排管容器结构简图,排管容器的两头由端屏蔽墙封闭和支撑。

每个端屏蔽包括内管板和外管板,380根排管及内含的燃料通道贯穿通过,排管以中心间距为28.6cm的正方形栅格排列,管板同周边的壳体联结。

两头的端屏蔽墙一起为排管容器和燃料通道提供支撑,每个端屏蔽的内外管板之间填充有钢球和轻水,为工作人员提供屏蔽。

端屏蔽冷却是堆腔室冷却系统的一部分。

排管容器内充满低温低压的重水慢化剂,重水慢化剂从两边对应且呈扇形分布于壳体侧边的管嘴进入排管容器,从排管容器底部的两个出口排出。

秦山核电三期工程(BOP)项目管理浅析

秦山核电三期工程(BOP)项目管理浅析

秦山核电三期工程(BOP)项目管理浅析一、概况秦山核电站三期工程是国家“九五”期间重点建设项目,工程安装2台70万千瓦级重水堆核电机组,时为我国与加拿大两国政府合作的最大贸易项目。

工程采用加拿大成熟的坎杜(CANDU-6型)重水堆核电站技术,并利用国、内外融资建设,工程总承包商AECL(加拿大原子能有限公司)采用交钥匙合同方式进行工程建造。

接轨国际工程项目管理是一项创新性和系统性工程。

秦山核电站三期工程完全依据国际惯例进行项目建设管理,运用“垂直管理,分级受权,相互协作,横向约束,程序化和信息化运作”的管理模式。

浙江省火电建设公司通过秦山核电站三期BOP(核电站汽轮发电机及辅助设施)工程建设,借鉴国际先进的管理思想并结合工程特点,摸索出了一套适合中国国情的核电工程项目管理经验,建立了一套符合实际情况的项目管理体系。

在施工管理中充分应用运筹学、信息技术、系统工程等理论对项目实施技术、进度、安全、质量、经营、人力资源、物资等进行科学管理。

二、项目管理主要特点(一)质量保证体系管理根据核安全法规规定,必须制定并有效地实施核电站质量保证总大纲及其各分包商的质量保证分大纲。

按秦山核电站建造质量保证大纲要求,火电项目部建立起有效的质量保证组织和体系,编制了BOP工程建造管理质量保证手册和87个有关要素支持性程序。

保证BOP工程所有与质量有关的活动都是由有资格的人员,按照审查批准的大纲和程序,使用合格的工具、仪器和材料在受控的状态下进行工作,以满足设计技术文件的要求。

项目部制定年度质量保证内部监查计划,每年对BOP工程质量保证体系进行监查,以确保有效性。

业主——TQNPC (秦山第三核电有限公司)和总承包商每年分别对项目部的管理及质量体系运转进行一次全面的质量保证监查,主要审查内容为:目前组织机构的适宜性、内/外部监查报告、质量趋势分析报告、培训情况、产生的重大不符合项、审查结果及产生的纠正措施要求和建议等,使得项目管理持续改进。

中国核电项目汇总

中国核电项目汇总

前言进入新世纪以后,在“积极推进核电发展”方针的指导下,中国政府制定了核电“2020年建成4000万千瓦,在建1800万千瓦”的规划目标,核电进入一个快速发展的阶段。

2005年以来,在国家的支持下,广东、浙江、辽宁、福建、山东等沿海地区正在建设一批新的核电站,与此同时,在电力需求的强力推动下,湖北、湖南、江西、安徽、四川、重庆等内陆省市也在竞相成为我国第一批内陆核电站的所在地,过去几十年只能在沿海地区发展核电的格局正在被打破,核电建设正向我国内陆地区迈进。

2008年初,突如其来的冰雪灾害进一步引起政府的思考,加大了发展核电的决心,且有大大增加原定规划目标的迹象。

鉴于对核电发展的关心,鄙人收集了大量资料,现将中国内陆的核电项目简单编辑,以供关心核电发展的同仁参考。

本汇编中,包括已建核电项目、在建及即将开工核电项目、拟建核电项目三部分。

由于国家政策(比如电力体制改革)及宏观环境(比如四川地震影响)变化,所编项目的准确性不代表最新情况;由于鄙人水平有限及时间仓促,疏忽、错误之处难免,敬请谅解。

备注:本资料仅凭个人兴趣编制,代表个人观点,仅供参阅、交流。

王仁松二○○八年六月二十七日目录第一章已建核电项目 11、大亚湾核电站12、岭澳一期核电站13、秦山核电站(一期)24、秦山二期核电站35、秦山三期(重水堆)核电站46、田湾核电站4第二章在建及即将开工核电项目 61、岭澳核电站二期62、阳江核电站一期73、台山核电站74、红沿河核电站一期75、福建宁德核电站86、福清核电站97、三门核电站一期98、秦山核电厂扩建项目(方家山核电工程)109、秦山核电站二期扩建1010、山东海阳核电站11第三章拟建核电项目121、吉阳核电站一期(安徽)123、桂东核电站(广西)134、白龙核电站(广西)135、海南核电(海南)136、大畈核电厂(湖北)147、小墨山/九龙山核电站(湖南)148、桃花江核电站(湖南)149、常德核电站(湖南)1410、大唐华银核电厂(湖南)1511、三明核电站(福建)1512、漳州核电(福建)1513、吉林核电站(吉林)1514、辽宁第二核电厂(辽宁)1515、徐大堡核电站(辽宁)1616、广东第四核电——汕尾的甲东或揭阳的乌屿(广东)1617、广东第五核电——肇庆或韶关(广东)1618、荷包岛核电站(广东)1619、河源核电站(广东)1621、岭澳核电站三期(广东)1722、四川核电站(四川)1723、重庆石柱核电厂(重庆)1724、江西核电——彭泽帽子山和万安烟家山(江西)1725、石岛湾核电站(山东)1726、红石顶核电(山东)1827、田湾核电站二期(江苏)18第一章已建核电项目(1/2)说明:中国核电从1985年开始起步,在1985年到目前的23年间,一共建设了11台核电机组,总装机容量为910万千瓦。

我国小型堆发展概况及需要解决的问题继续教育考试题及答案

我国小型堆发展概况及需要解决的问题继续教育考试题及答案

•1、熔盐堆的中子能谱是快中子。

A、对B、错正确答案B•2、俄罗斯已经建造的10艘核动力破冰船中,5艘已退役,4艘在役,1艘正在试航。

A、对B、错正确A•3、美国在非轻水先进堆方面,钠冷快堆和高温气冷堆技术成熟度较高,但是目前还处于研发阶段,还没有提交NRC进行设计认证的堆型。

A、对B、错正确A•4、模块化设计可以大大缩短现场施工时间,压缩小型堆项目建设时间,从而降低了小堆的建造成本。

A、对B、错正确A•5、小型堆与大型核电厂相比由于功率小无任何经济性可言。

A、对B、错正确B•6、美国始终注重战略研究与科技创新工作,认为小型堆是核电未来最具前景的领域之一。

A、对B、错正确A•7、发展核电是解决当前及未来能源安全问题和环境污染问题的必然选择。

A、对B、错正确A•8、发展核电是推进“一带一路”和核电“走出去”战略实施的明智抉择A、对B、错正确A•9、多用途小堆通过非能动安全设计实现固有安全特性,即使反应堆发生事故,厂址周围环境也不会受到污染,不需要周围居民紧急撤离,有望取消厂外应急。

A、对B、错正确A•10、核能城市区域供热对单堆容量的需求较小,而对安全性和厂址条件提出了更高的要求,靠近热用户,距人口密集区较近,必须采取安全措施来保证安全供热。

A、对B、错正确A•11、秦山一期核电站的功率只有300MWe,所以它属于第一代核电厂。

A、对B、错正确答案B•12、我国发电量的主体来自火电和水电。

A、对B、错正确A•13、日本的美浜1号核电站属于第一代核电厂。

A、对B、错正确A•14、超临界水堆的中子能谱只有热中子没有快中子。

A、对B、错正确B•15、我国海洋国土面积接近300万平方公里,海岸线长达1.8万公里,海上钻井平台和远离大陆的海岛,极地考察永久基地等都存在建设小堆进行供电供水的需求。

A、对B、错正确A•16、AP1000可以实现72小时内无需操作员干预。

A、对B、错正确A•17、福岛核事故之后,我国国务院要求立即组织对我国核设施进行全面安全检查。

核工业试模拟练习题及参考答案

核工业试模拟练习题及参考答案

核工业试模拟练习题及参考答案一、单选题(共47题,每题1分,共47分)1.天然辐射源主要来源有: ( )A、宇宙辐射B、陆地上的辐射源C、体内放射性物质D、以上都对正确答案:D2.无损检测活动质量保证的主要作用为 ( )A、使 NDT 活动在受控条件下进行B、及时发现工件中的缺陷C、消除缺陷并执行纠正措施D、以上都不对正确答案:A3.我国自行研制建造的第一座核电站是: ( )A、石墨堆B、熔盐堆C、重水堆D、压水堆正确答案:D4.从断裂力学的角度而言,应着重提高 NDT 方法的 ( )A、记录准确度B、检测灵敏度C、定位、定量精度D、自动化程度正确答案:C5.核安全法规 HAF003 是A、强制执行文件B、参考性文件C、指导性文件D、以上说法都不正确正确答案:A6.蒸汽发生器中一、二次侧介质的隔离屏障是: ( )A、上封头B、下封头C、传热管D、筒体组件正确答案:C7.放射性工作人员的平均年照射的最大允许剂量当量为: ( )A、100mRemB、50RemC、20mSvD、100mSv正确答案:C8.核安全法规 HAF003 原则除适用于核电厂外,还适用于 ( )A、核供热堆B、军用核反应堆C、移动式反应堆D、以上都是正确答案:A9.蒸汽发生器中的一、二次侧介质的隔离屏障是: ( )A、传热管B、筒体组件C、支撑及管板D、管束组件正确答案:A10.在下列金属材料中最容易产生晶间因力腐蚀裂纹的是: ( )A、不锈钢B、低碳钢C、与材料无关D、低合金钢正确答案:A11.压力容器与一般压力容器在运行工况中,最显著的差别是A、受高压B、受循环载荷C、受中子与γ射线辐射D、受高温正确答案:C12.放射性的活度是指:A、单位面积上的静态力B、单位时间粒子数C、单位时间的衰变数D、单位面积上的衰变数正确答案:C13.秦山三期核电站堆型为: ( )A、石墨堆B、重水堆C、压水堆D、熔盐堆正确答案:B14.辐射防护实践的正当性是指 ( )A、不得损害人的健康B、保护环境,保护公众C、具有正当的理由,利益大于代价D、以上都不对正确答案:C15.详细说明一项活动目的和范围,规定在什么时候、什么地方、由谁怎样执行这项活动,称为:A、程序B、质量保证C、监督D、质量控制正确答案:A16.核容器与一般压力容器在运行工况中,最显著的差别是 ( )A、受循环载荷B、受高压C、受中子与γ射线辐射D、受高温正确答案:C17.为确定流体包容部件边界的设计要求,将安全等级分为: ( )A、三级B、五级C、六级D、四级正确答案:A18.辐射防护的原则:A、正当化B、最优化C、个人剂量限值D、以上都是正确答案:D19.放射性的强度是用什么来度量的 ( )A、活度B、尺寸大小C、源的种类D、能量正确答案:A20.通过质量保证,促进达到质量要求的途径是: ( )A、确定所要求的技能B、选择合格的人员使用适当的设备C、明确承担任务者的个人职责D、以上都是正确答案:D21.剂量当量的单位是A、希沃特(雷姆)B、伦琴C、贝克勒尔(居里)D、戈瑞(拉德)正确答案:A22.质量保证大纲是指:A、质保手册、工作程序、指令等一整套文件B、为保证实现质量而制定和实施的全部活动C、检查和试验计划、进度控制D、执行检验的方法正确答案:B23.对受控辐射源而言,辐射防护的原则是: ( )A、辐射实践的正当性B、辐射防护的最优化C、个人剂量限性D、以上都是正确答案:D24.在核电站停堆检修期间,外照射的主要风险来源为: ( )A、中子B、α射线C、γ射线D、β射线正确答案:C25.无损检测工艺规程为: ( )A、管理性文件B、标准化文件C、技术性文件D、以上都不是正确答案:C26.核电厂主要放射性物质有 ( )A、裂变产物B、活化产物C、活化腐蚀产物D、以上都有正确答案:D27.压水堆和沸水堆都属于:A、重水堆B、轻水堆C、石墨堆D、气冷堆正确答案:B28.松散的表面污染对人具有的风险是: ( )A、外照射B、内照射C、AABD、无风险正确答案:C29.我国对放射工作实行什么样的管理制度: ( )A、备案制度B、审批备案制度C、许可登记制度D、合同管理制度正确答案:C30.秦山三期核电站采用的堆型是: ( )A、压水堆B、重水堆C、熔盐堆D、石墨堆正确答案:B31.从事核工业无损检测的人员要进行核专业培训的依据是 ( )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、以上都是正确答案:D32.剂量当量的单位是 ( )A、戈瑞(拉德)B、希沃特(雷姆)C、伦琴D、贝克勒尔(居里)正确答案:B33.压水堆和沸水堆又称为: ( )A、轻水堆B、石墨堆C、气冷堆D、重水堆正确答案:A34.放射性的强度是用什么来度量的: ( )A、源的种类B、能量C、尺寸大小D、活度正确答案:D35.对工作质量负主要责任的人是: ( )A、工作执行人员B、上级主管部门C、管理人员D、检验人员正确答案:A36.质量保证大纲实施的评价大致可分为: ( )A、独立评价和内外部监查B、技术审查和同行评估C、自我评价和独立评价D、监督监查和同行评估正确答案:C37.质量保证部门在处理质量问题时,行使质量管理职权应: ( )A、听从最高领导指挥后B、服从经济和进度后C、与各部门协商一致后D、独立地、客观地正确答案:D38.反应堆冷却剂系统(RPC ) 的主要功能为: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的热量传输给蒸汽发生器正确答案:D39.利用堆内产生蒸汽直接推动汽轮机运行的堆型叫做 ( )A、石墨堆B、快中子增殖堆C、沸水堆D、压水堆正确答案:C40.压力容器的活性区在压力作用下,受中子辐射,其脆性转变温度将会:A、不变B、不一定C、降低D、升高正确答案:D41.我国核电站建设质量保证依据法规是: ( )A、ISO9000B、HAF003C、CNNC[1998]6 号文D、IAEA50-C-QA正确答案:B42.电离辐射时按其照射方式可分为: ( )A、外照射和内照射B、外照射和表面照射C、环境辐射和直接照射D、以上都不对正确答案:A43.放射性工作人员的平均年照射的最大允许剂量当量为: ( )A、50mSvB、20mSvC、50RemD、100mRem正确答案:B44.质量保证大纲的有效实施取决于工作的: ( )A、管理人员B、检验人员C、上述三类人员D、执行人员正确答案:C45.当外来中子轰击原子核时,产生链式裂变反应,致使原子核:( )A、释放能量B、分裂和放出中子C、发出放射性辐射D、以上都是正确答案:D46.放射性的强度是用什么来度量的。

中国的核电站情况

中国的核电站情况
三期工程,采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术,装机容量2×100万千瓦,设计寿命40年,预计2011年开工建设。
四、田湾核电站(中核) 位于江苏省连云港市连云区田湾,厂区按4台百万千瓦级核电机组规划,并留有再建2至4台的余地。
一期工程,采用俄罗斯AES-91型压水堆技术,装机容量2×1Байду номын сангаас6万千瓦,设计寿命40年,综合国产化率约70%。于1999年10月20日正式开工(FCD),单台机组的建设工期为62个月,分别于2007年5月和2007年8月正式投入商运。
二期工程3号和4号机组的建设已启动,单机容量均为100万千瓦。
三期工程5号和6号机组的建设已启功,采用中国二代加CPR1000核电技术。
五、红沿河核电站(中广核) 辽宁红沿河核电站位于辽宁省大连市瓦房店东岗镇,地处瓦房店市西端渤海辽东湾东海岸。规划建设6台机组,采用中国改进型 CPR1000压水堆技术,单机容量100万千瓦,设计寿命40年,综合国产化率约60%,1号机组于2007年8月正式开工,至2012年建成投入商业运营。目前在建中....
二、四川重庆争建核电站(2003-9-18) 重庆市将在涪陵建设一座总装机容量为180万千瓦的核电站。而重庆市和四川省均已向国家有关部门提交了核电站的立项报告,双方都想让内陆首座核电站落户本地区。不过,结果尚未揭晓。
重庆市规划中的核电站将选址涪陵区白涛镇重庆建峰化工总厂(原816厂),初步规划总投资200亿元,年发电量达85亿千瓦小时。如果审批手续顺利,将于2007年动工建设,2013年首台机组并网发电,项目业主为中国电力投资集团。
到目前,中国有4座核电站11台机组运行。在建也不少。
一、秦山核电站(中核) 秦山核电站地处浙江省海盐县。

重水研究堆年度报告

重水研究堆年度报告

重水研究堆年度报告尊敬的领导、各位专家:大家好!首先,我代表重水研究堆团队向各位领导和专家报告我们在过去一年中的工作和成果。

一、研究进展在过去的一年里,重水研究堆团队在重水研究方面取得了一系列重要进展。

首先,我们以国家级相关项目为基础,对重水的提取与制备进行了深入研究。

通过不断优化提取技术和改进制备工艺,我们成功地提高了重水的纯度和产量,实现了大规模生产并满足了国家需求。

其次,在重水的应用研究方面,我们团队开展了多个领域的研究。

例如,在核能领域,我们研究了重水在核反应堆中的应用,进一步提高了核能利用效率,并确保其安全性。

在医学领域,我们研究了重水在肿瘤治疗中的潜力,并进行了初步实验验证,取得了一定的突破。

在化学领域,我们探索了重水在有机合成中的应用,推动了重水化学的发展。

二、创新研究为了推动重水研究的进一步发展,我们团队在过去一年中加大了创新研究的力度。

我们新研发了一种高效的重水制备方法,大大降低了制备成本,并提高了重水的产量。

此外,在应用研究方面,我们团队开展了一系列基础研究,在重水的催化性能、电化学特性等方面取得了一些有意义的发现。

三、国际交流与合作我们高度重视国际交流与合作,与国内外重水研究领域的专家学者保持密切的联系与合作。

在过去的一年中,我们与国内多家高校和科研院所进行了合作研究,并积极参与国际重水研讨会和学术交流活动。

这些合作不仅促进了我们团队成员的学术成长,还帮助我们与国际重水研究领域的前沿技术保持了对接。

四、安全保障重水的研究与应用都涉及安全问题,我们团队在过去一年中高度重视安全保障工作。

我们建立了全面的安全管理制度,加强了现场安全培训,并严格执行安全操作规程。

同时,我们与相关部门保持密切联系,及时了解最新的安全技术和管理要求,确保研究过程中的安全可控。

五、展望与计划展望未来,我们将继续深化重水研究,并在以下几个方面进行重点工作:1. 提高重水制备技术的稳定性和经济性,进一步推动重水产业的发展;2. 深入研究重水在核能、医学、化学等领域的应用,推动相关技术的进一步创新;3. 加强国际合作与交流,借鉴国际重水研究的先进经验与技术;4. 不断加强安全管理与技术保障,确保研究过程中的安全可控。

重水--核能的生力军

重水--核能的生力军

重水--核能的生力军
宋建平;陈牮
【期刊名称】《科学24小时》
【年(卷),期】2003(000)006
【摘要】@@ 2002年11月19日10时21分,我国首座商用重水堆核电站--秦山三期重水堆核电站一号机组并网发电成功,开始向华东电网输送清洁、安全的电能.1008年6月正式开工建设的秦山三期重水堆核电站,采用加拿大成熟的坎杜6重水堆核电技术.重水堆是一种用天然铀作燃料,重水作慢化剂和冷却剂的核反应堆.【总页数】1页(P11)
【作者】宋建平;陈牮
【作者单位】无
【正文语种】中文
【相关文献】
1.核能行业协会将为我国核能事业持续健康发展服务——中国核能行业协会筹备领导小组组长张华祝访谈录 [J], 杨金凤
2.重水D2O与半重水HDO的转化分析与研究 [J], 王镭
3.重水供应系统重水泵盘根磨损原因分析及处理 [J], 江东飞
4.核能的无限可能——从2018春季高峰会议看我国核能发展新生态新时代核能有位更有为 [J], 王晨香
5.钍基重水核能系统燃料的物理特性研究 [J], 王煜宏;王侃
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秦山CANDU6重水堆应用RBGSS技术的可行性分析

秦山CANDU6重水堆应用RBGSS技术的可行性分析

Ab s t r a c t : RB GS S t e c h n o l o g y ma y p r o v i d e a n o t h e r wa y t o a p p r o a c h g u a r a n t e e d
s hut d o wn s t a t e f o r CANDU6 r e a c t o r . Thi s p a pe r i n t r o du c e s t he t e c h ni c a l s c he me o f RBGSS, a s s e s t he a dv a nt a g e s of RBGS S. Combi n i ng wi t h o pe r a t i n g p r a c t i c e s o f
s t a t e ) 的方 法一般是通 过将高浓度 硝酸钆 溶 液注 入慢 化 剂 使 之 过 度 中毒 实 现 的 , 简 称 OP GS S ( Ov e r P o i s o n e d GS S ) 。在 反应 堆启 动 阶段 , 通 过慢 化剂 净化 系统 的净 化树 脂除 去慢 化剂 的毒 物, 逐步使 反应 堆达 到 临界状 态 。
LI U Z h o n g ~ g u o ,W ANG We n — c o n g ,SHI Xi n g — j i n ,F ENG J i n — j u n 。
( 1 . C NNP Nu c l e a r P o we r Op e r a t i o n s Ma n a g e me n t C o .L t d . ,Z h e j i a n g 3 1 4 3 0 0 ,C h i n a 2 .Nu c l e a r s a f e t y c e n t e r ,ME P。 B e i j i n g 1 0 0 0 8 2 ,C h i n a )

核电站工作原理

核电站工作原理

核电站工作原理核电厂用的燃料是铀。

用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。

1.1 压水堆核电站以压水堆为热源的核电站。

它主要由核岛和常规岛组成。

压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。

在核岛中的系统设备主要有压水堆本体,一回路系统,以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。

常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统,其形式与常规火电厂类似。

1.2 沸水堆核电站以沸水堆为热源的核电站。

沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。

沸水堆与压水堆同属轻水堆,都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。

它们都需使用低富集铀作燃料。

沸水堆核电站系统有:主系统(包括反应堆);蒸汽给水系统;反应堆辅助系统等。

1.3重水堆核电站以重水堆为热源的核电站。

重水堆是以重水作慢化剂的反应堆,可以直接利用天然铀作为核燃料。

重水堆可用轻水或重水作冷却剂,重水堆分压力容器式和压力管式两类。

重水堆核电站是发展较早的核电站,有各种类别,但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。

1.4 快堆核电站由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。

快堆在运行中既消耗裂变材料,又生产新裂变材料,而且所产可多于所耗,能实现核裂变材料的增值。

目前,世界上已商业运行的核电站堆型,如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增值堆型,主要利用核裂变燃料,即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料,它对铀资源的利用率也只有1%—2%,但在快堆中,铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用,但考虑到各种损耗,快堆可将铀资源的利用率提高到60%—70%。

1.5 气冷堆核电站冷气堆是指用石墨慢化、二氧化碳或氦气冷却的反应堆。

秦山三期重水堆核电站流出物惰性气体^(133)Xe和^(85)Kr研究及监测改进

秦山三期重水堆核电站流出物惰性气体^(133)Xe和^(85)Kr研究及监测改进

秦山三期重水堆核电站流出物惰性气体^(133)Xe和^(85)Kr
研究及监测改进
李厚文;王斌
【期刊名称】《辐射防护》
【年(卷),期】2014(0)4
【摘要】通过秦山三期CANDU6核电站惰性气体产生、转移与释放机理的分析,指出核电站放射性源项报告中惰性气体排放量计算方法产生偏差的原因,并进一步明阐明CANDU6核电站流出物中133Xe、85Kr与131mXe等主要惰性气体活度的定量关系。

利用该研究结果,通过测量133Xe的活度来估算探测下限值很高的85Kr与131mXe活度,从而大大降低核电站惰性气体的统计排放量,这一方法也可应用于压水堆核电站。

【总页数】7页(P193-198)
【关键词】85Kr;放射性惰性气体;气态流出物;破损燃料;源项
【作者】李厚文;王斌
【作者单位】中核核电运行管理有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】X771;X837
【相关文献】
1.秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展 [J], 吴宜灿;陈珊琦;王强龙;黄群英;汪建业;张振华;陈明军;曾春;宋明海;苏长松;彭晓春;胡丽琴;张刚平;李亚洲;罗月童;袁润;王芳;王家群;顾晓慧;汪进
2.正常运行工况下核电厂气态流出物中85Kr与133Xe的关系 [J], 李付平;刘辉;刘衡;张杨;陈利刚;孙伟
3.抓住机遇引进重水堆核电站—贺秦山三期核电站一号机组投入运行 [J], 蒋心雄
4.秦山三期(重水堆)核电站的技术改进 [J], 张振华
5.秦山三期重水堆核电站流出物氚排放的比较分析 [J], 张晶;李厚文
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秦山三期(重水堆)核电站工程进展报告

秦山三期(重水堆)核电站工程进展报告

秦山三期(重水堆)核电站工程进展报告
康日新;Petr.,K
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1999(20)2
【摘要】秦山三期(重水堆)核电站工程由中国核工业总公司(CNNC)和加拿大原子能有限公司(AECL)以交钥匙合同模式在中国浙江省秦山现场建设的两座700MW级CANDU核电机组组成。

项目业主为秦山第三核电有限公司(TQNPC)。

核级设备和工程设计主要由AEC...
【总页数】1页(P191-191)
【关键词】重水堆;核电站;中国;工程进展报告
【作者】康日新;Petr.,K
【作者单位】AECL副总裁兼项目主管
【正文语种】中文
【中图分类】TM623;F426.23
【相关文献】
1.秦山三期(重水堆)核电站工程建设和重大技术创新 [J], 中核集团秦山第三核电有限公司
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3.秦山三期(重水堆)核电站工程进展概况 [J], 钱剑秋
4.秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告审查会在京召开 [J],
5.完善人才引育机制打造核电创新基地——记秦山三期(重水堆)核电站工程 [J], 无
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秦山三期重水堆锆-2.5铌压力管辐照伸长性能分析

秦山三期重水堆锆-2.5铌压力管辐照伸长性能分析
得 出 的结果 十分 接 近 。因第 一次换 料 的Z 编码 轴
表 中的偏 差 一 列 是 第 三 种 方 法 与第 一 种 趋 势 分析 结 果 的相对 误 差 ,绝 大 多数 误 差都 在5 % 以内 ,只有 个别 边 区压力 管 的相 对误 差偏 大 , 主 要原 因是边 区燃 料通 道换 料 次数 偏少 , 随 运行 但 时 间 延 长 , 料 次数 增 加 , 们 的误差 会 进 一 步 换 他 减小 。 总之 , 这三 种统 计方 法相 对误 差较 小 , 能够 反 映真 实情 况 , 都是 可 以采用 的 。
秦 山三期重水堆锆 一 . 2 铌压 力管 5
辐照伸长性能分析
唐炯然
( 山第 三核 电有 限公 司, 秦 浙江 海 盐 3 4 0 ) 1 3 0
摘 要 :根 据秦 山三期 两座C N U 6 应 堆 的锆 一 .铌 压 力 管 长度 实测 数 据 的统 计 分析 . A D } 垂 唐 炯 然 : 山三 期 重 水 堆 锆 一 5铌 压 力臣璧 舡 伸 长 性 能, 析 . D 《 壹 秦 2. 管辐 照 捌暇察蓑、 分
秦 山 三期 两 台C ND 一 反 应 堆4 个 燃 料通 A U 6 4
的误 差 。
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长 率 与燃料 通 道 功率 ( 或平 均 快 中子 注量 率 呈 )
乘 幂关 系 。 二条 规律 在 以前发 表 的论 文 中很少 第

中国核电工程有限公司_企业报告(业主版)

中国核电工程有限公司_企业报告(业主版)
1.1 总体指标 ...........................................................................................................................1 1.2 需求趋势 ...........................................................................................................................1 1.3 项目规模 ...........................................................................................................................2 1.4 行业分布 ...........................................................................................................................3 二、采购效率 ...............................................................................................................................11 2.1 节支率分析 .....................................................................................................................11 2.2 项目节支率列表 ..............................................................................................................11 三、采购供应商 ...........................................................................................................................14 3.1 主要供应商分析 ..............................................................................................................14 3.2 主要供应商项目 ..............................................................................................................15 四、采购代理机构........................................................................................................................19 4.1 主要代理机构分析 ..........................................................................................................19 4.2 主要代理机构项目 ..........................................................................................................19 五、信用风险 ...............................................................................................................................22 附录 .............................................................................................................................................25

西安中核核仪器股份有限公司_企业报告(供应商版)

西安中核核仪器股份有限公司_企业报告(供应商版)


2399.0
公告时间 2022-08-22 2022-09-27 2022-05-11 2022-07-08 2022-05-30 2022-04-07 2022-07-05 2022-05-30 2022-07-18
本报告于 2023 年 02 月 20 日 生成
3 / 20
TOP10
中核四 0 四有限公司辐射防护仪表 配件委托采购项目中标结果公告
中核四 0 四有限公司
*项目金额排序,最多展示前 10 记录。
2159.4
2022-07-29
1.4 地区分布
近 1 年西安中核核仪器股份有限公司中标项目主要分布于北京、陕西、福建等省份,项目数量分布为 27 个、15 个、12 个,占比企业近 1 年项目总数的 41%。从中标金额来看,北京、四川、福建的中标 总金额较高,表现出较高的地区集中度。
中国核电工程有限公 司
中国核工业二三建设 有限公司
中国核电工程有限公 司
中国核电实物保护维护服务集采项 福建福清核电有限公
目中标结果公告

海南昌江核电厂 3、4 号机组工程 及海南昌江多用途模块式小型堆示 范工程(ACP100)全厂通信系统设 备采购中标结果公告
中国核电工程有限公 司
徐大堡核电站 3、4 号机组工程实 中国核电工程有限公
1.1 总体指标 ..........................................................................................................................1 1.2 业绩趋势 ..........................................................................................................................2 1.3 项目规模 ..........................................................................................................................2 1.4 地区分布 ..........................................................................................................................4 1.5 行业分布 ...........................................................................................................................6 二、竞争能力 .................................................................................................................................9 2.1 中标率分析 ......................................................................................................................9 三、竞争对手 .................................................................................................................................9 3.1 主要竞争对手....................................................................................................................9 3.2 重点竞争项目..................................................................................................................10 四、服务客户 ...............................................................................................................................11 4.1 关联客户中标情况 ..........................................................................................................11 4.2 主要客户投标项目..........................................................................................................11 五、信用风险 ...............................................................................................................................13 附录 .............................................................................................................................................16
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秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告缩写本主要完成单位:上海核工程研究设计院主要完成人:林伟贤、夏祖讽、邱启运、顾树川、刘健研究起止时间:2000年7月目录第一册总论第二册电力系统第三册厂址选择第四册工程方案第五册环境影响评价第六册安全评价第七册经济分析第八册质量保证第九册图册(略)第一册总论遵照国务院领导关于不改变我国发展压水堆核电站技术路线的前提下,可以适当引进重水堆发电能力的指示,中国核工业总公司与加拿大原子能公司(AECL)之间经过双方多次组团互访,协商讨论,确定了利用加方贷款购买两台加拿大CANDU6型核电机组的意向。

1995年5月中核总和加原子能公司签署了"在中国秦山合作建造两台CANDU6机组的意向性协议,进一步确立了双方在秦山建造核电站的意向。

此间,国务院下文,重水堆核电厂址考虑放在秦山,按国家有关项目审批程序,抓紧提出项目建议书,报国家计委审批。

1995年8月"秦山三期(重水堆)核电工程项目建议书"由业主秦山核电公司编报,中核总预审,报电力工业部初审提出意见报国家计委审批。

同时委托上海核程研究设计工院编写"秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告"秦山三期(重水堆)核电厂预选的两个厂址系1991年在秦山再建三十万千瓦核电站工程选用的厂址。

在原审查意见的基础上,结合重水堆核电站对厂址要求的特点,做了大量的数据收集、补充评估,试验验证工作,具有很好的选用基础。

两个厂址均属于秦山地区,邻近抗州湾,厂址总平面布置系一山体,不占良田,不需拆迁,位于区域地壳稳定性分区中的稳定区内。

附近区域内无发震构造,水文地质条件简单,无不良地质现象。

1995年8月,初可研究报告审查通过,纪要明确了螳螂山厂址。

按纪要精神要求,为了更好深入对厂址进行可行性研究,上海核工程研究设计院提出了有关厂址条件的水文,水工、地质、地震、环境保护等18个内容专题,对外委托专项课题进行试验研究。

浙江省具有建设核电站的比较良好的自然条件,华东电网又具有承受装设大容量核电机组的能力,在浙江秦山建设大容量核电站以缓解华东电网和浙江省的缺电局面是十分必要的,对改善华东地区的能源结构,保证电网安全,减轻运输压力和改善环保条件都具有很重要的战略意义。

秦山三期工程是利用加拿大的重水堆技术,以购买发电容量为目的的交钥匙工程,从加拿大引进两座CANDU6型700MW级重水堆核电机组,每台机组总电功率为728MW,同时考虑其配套的送变电工程。

秦山三期核电工程以韩国月城3#、4#机组为参考电厂。

CANDU6型700MW级核电机组为经过实际验证的技术成熟的安全可靠的商用堆型,具有采用天然铀为燃料,重水为慢化剂和冷却剂、水平压力管式结构,不停堆更换燃料,负荷因子较高和建设周期较短等特点。

按投资估算,工程基础价为18.6297亿美元,固定价为20.8756亿美元,建成价为28.7987亿美元,投资回收期11.74年。

在交钥匙范围内的资金(包括租赁加拿大重水和首炉核燃料供应)全部由加方负责筹措贷款解决。

交钥匙以外部分的国内配套资金24.9亿人民币以资本金形式注入。

资本金占总投资的比例为建成价的10%左右,资金来源由出资各方等措解决。

工程建设和管理模式采用在充分利用中方资源条件下由加拿大原子能公司(AECL)总承包的交钥匙方式,同时为充分发挥和调动中央和地方办核电的积极性,更有利于工程的建设和管理,秦山三期(重水堆)核电工程将由中核总、华东电力集团公司、上海市、江苏省、浙江省共同组建的有限责任公司作为项目法人进行工程的建设和运行管理。

第二册电力系统华东电网包括江苏、浙江、安徽及上海三省一市,1994年发电总量为1624.66亿kWh。

目前,除有较强的220kV电网外,已初步建成500kV的主干网络,将三省一市主要的负荷中心联结一起。

随着迅猛的经济发展,电力需求逐年增长,预计全网发电量(亿kWh)和最高负荷(万kW),2000年分别将为2700和4380,2005年为4000和6690,2010年为5450和9400。

发展核电是改进能源结构解决煤炭平衡及电力短缺而又缓解环境污染的一项重要战略措施。

根据电力部规划,2000年前规划开工的有秦山二期(2×60万kW),秦山三期(2×70万kW),江苏连云港(2×100万kW)。

2000年后规划的有秦山四期、三门核电厂与山东海阳核电厂。

华东及浙江电网近年来虽发电设备增加较多,但仍不能满足负荷发展的需要,缺电仍较严重。

仅浙江省93年全省拉电78983条次,损失电量3.92亿kWh,"九·五"期间仅浙江省缺电量将达116亿kWh。

建设三期工程对缓和华东及浙江电网的缺电情况和提高能源利用率将起较大的作用。

华东电网目前装机容量大部分为火电,火电发电量占总发电量的95.4%。

核电是安全、清洁的能源,目前虽造价较高,建设周期长,但发电成本低,可减少煤炭作为化工有用资源的烧耗和环境污染。

建设三期工程可逐步改变电网的能源结构,有助于保护生态环境,从长远规划看,发展核电是非常必要的。

按初步可行性研究报告的审查意见,秦山地区出线走廊比较困难,三期与二期接入系统需统一考虑。

根据秦山地区的特点,二、三期工程机组均考虑接入500kV电网。

具体接入系统方案有两个,经比较论证,采用第一方案。

其优点既减少了华东主网上500kV变电所的落点,又使电网中500kV线路的潮流分布比较合理。

两个核电厂建成后接入一个共用的500kV开关站,以四回500kV线路与电网联接;其中二回至王店500kV变电所,另二回至杭东500kV变电所。

由于三期工程与500kV共用开关站之间距离仅为1.3km,为节约500kV配电装置设备投资及减少占地面积,三期工程厂内不设500kV开关站,而采用发电机~变电器~500kV线路的单元制方式直接接至500kV共用的开关站母线。

为提高运行的可靠性,在发电机回路内装设发电机开关。

在主变压器高压侧各装设一台500kV GIS设备。

三期工程二台70万kW核电机组的备用电源考虑由电网中的海盐220kV 变电所架设一回专用的220kV线路供电,厂内设二台220kV备用变压器,分别作为二台机组专用的备用电源。

秦山二、三期工程的配套输、变电工程投资,包括500kV输电线,500kV 变压器、220kV线路、220kV变压器及系统继电保护、远动、通讯在内,其总投资为351120万元(1994年价格)。

建议秦山三期配套变电工程投资,要在秦山三期工程总概预算中单列,由华东电力集团公司分别向国家开发银行和商业银行贷款。

第三册厂址选择1.地理位置及地形地貌秦山三期工程螳螂山厂址位于浙江省海盐县东南秦山山体向东延伸部分,即东径120°57′28″,北纬30°26′10″,属海盐县秦山镇管辖,厂址西靠沪杭公路,东临杭州湾,与上海市区直线距离为90km,杭州市区为78km,距秦山一期工程约800m,距秦山二期工程约2km。

螳螂山厂址属低山丘陵,呈半岛突向杭州湾,三面环海。

山体东西长400m,南北宽200m,最高点为海拔56.6m,山体走向东西,山坡自然坡度33°左右。

螳螂山两侧为海涂,南北海涂为第四系粉土、淤泥质粘土、和砂砾层等。

螳螂山山体基岩为上侏罗统黄尖组中酸性火山碎屑岩系。

螳螂山的地貌形态属剥蚀残丘。

2.人口分布按1994年底统计,厂址0.5km半径范围内无居民,3km半径范围内有居民5488人,一半人口在2-3km子区域内,是承担秦山核电基地建设的职工;20km半径范围内有居民34.4万人,平均人口密度738人/km2。

厂址50km半径范围内无百万人以上城市,20km范围内无10万人以上城市,5km范围内无万人以上城镇。

3. 环境、设施、资源情况a. 工业海盐县的地方企业主要以加工为主体,纺织工业是支柱产业,全县乡办企业384家;厂址20km范围内无大、中型重工业企业。

15km半径范围内使用和贮存的危险品主要是石油、汽油、液化气。

从使用和贮存的规模和性质分析,不会构成危及工程安全的固定危险源。

b. 交通厂址15km半径范围内无铁路通过,陆上交通主要是公路。

沪杭公路离厂址为3km,目前此公路由武原镇到厂址段已建成二级公路。

15km半径范围内还有由厂址通外的五条三级公路,厂址与杭州市,嘉兴市,上海市以及邻近县市、乡交通非常便利。

厂址80km半径范围内铁路有三条,上海至杭州、上海至金山石化总厂、杭州至宁波的铁路线,离厂址最短直线距离约26km。

厂址附近杭州湾水域内无固定的海上交通航线。

乍浦港已部分建成深水港,可停靠万吨轮,一期工程已投入使用。

秦山二期大件运输码头正在建造,可停靠3000吨级船舶,距厂址3.5km。

内河水道除离厂址8km的长山河可通航500吨船只外,其余均小于100吨。

秦山一期施工建有小型内河码头,二期工程计划建60吨级的内河码头。

秦山三期工程大件运输将采用海运为主,陆运为辅,即先运往上海港码头,再通过水路运到老海塘二期大件运输专用码头,后经沪杭公路至厂区。

加拿大供应的核燃料可海运至上海港,后再水运至二期码头,或陆运直至厂址。

国内生产的核燃料可利用秦山一期设在金山卫的中转站进行运输。

c. 农牧厂址15km半径范围内的土地全部在海盐县境内。

全年粮食总产量22.4万砘。

粮食作物为水稻、小麦,经济作物有油菜籽、棉花、蚕桑、蔬菜、柑桔等水果。

15km范围内无家畜养殖场和奶牛场。

对虾、青蟹养殖场最近距厂址约5km。

野生动物资源不多。

d. 海洋资源杭州湾水生动物主要来自海洋,终年栖息于河口的物种较少。

邻近海域生态调查表明,浮游动物46种,挠足类占绝对优势,主要代表种是安氏白虾和葛氏长臂虾。

4. 气象三期工程厂址地处杭州湾北部,属于副热带季风区;冬季处于西伯利亚冷高压的前缘,吹偏北风;夏季受亚洲东部的夏季风影响,吹偏南风。

气候明显受季节风影响,温度湿润,四季分明,降水集中在夏秋两季,夏秋之交常受台风影响。

5. 工程水文及供排水a. 海洋水文抗州湾的潮汐属非正规半日浅海潮。

乍浦站历史最高天文潮位4.01m,历史最低天文潮位-3.39m(57.3),推算出厂址最高天文潮位为4.52m,最低-3.73m。

厂址设计基准洪水位由可能最大风暴潮、历史最高天文潮位、风浪活动、25年一遇的江河洪水位四部分组成,数值如下:统计法确定论确定论(溢流后)历史最高天文潮位(m) 4.52 4.52 4.52可能最大风暴潮增水(m) 3.64 3.72 3.5425年一遇江河洪水增水(m)0.03 0.03 0.03合计(m 8.19 8.27 8.09千年遇百分之一波高半波(m)2.85 2.85 2.85安全超高(m)0.46 0.38 0.56设计基准洪水位11.50 11.50 11.50b. 陆地水文本区的河网水系和杭嘉湖平原水系,西部苕溪水系,北部太湖流域水系及东部黄浦江水系构成完整的网络,又和长江相沟通。

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