三代非能动核电站稳压器压力控制特点浅析

在核电站中，稳压器是一种至关重要的维持各种硬件设施在适当状态下所需的

设备。在这样的场景中，压力控制是稳压器控制中的一个重要因素。三代非能动核电站稳压器的压力控制拥有自己的特点和应用，下面我们将对这些特点进行简单的分析。

第一特点：压力控制稳定

在核电站中，稳压器的一个重要作用是稳定其管理的设备/硬件的压力。而在

三代非能动核电站中，这种压力控制必须是相当稳定和精确的，以确保核反应堆和其他关键设备的稳定性和性能。即使出现一些紊流或波动，稳压器的压力控制设备也必须能够矫正或相应地反应，以维持压力的稳定性。

第二特点：完全依靠自然动力反馈

三代非能动核电站的重要特征是其完全依靠自然力驱动。这些核电站不依赖传

统的电源或其他外部资源，而是使用自然力来产生清洁的、绿色的、可持续的能源。这种自然力可以是水力、气力或重力等，但在所有这些情况下，稳压器的压力控制必须依赖自然动力反馈来进行。

第三特点：对设备故障的快速响应

当设备故障发生时，稳压器的压力控制系统必须能够快速地响应。由于核电站

中的设备和硬件通常都是相当复杂和重要的，任何设备故障都需要得到及时的响应和修复。稳压器压力控制的快速响应能力对于核反应堆和其他关键设备的运行和维护是至关重要的。

第四特点：同步性和协调性

三代非能动核电站中的稳压器压力控制也必须与其他控制系统同步和协调。这

包括与核反应堆、储存池、液压系统和其他硬件设施的协调。为了确保压力控制的同步性和协调性，这些核电站通常使用精密的控制系统，可以监控、控制、协调和管理多个硬件设备和系统的运行。

总结

稳压器的压力控制对于三代非能动核电站的稳定运行至关重要，其控制的特点

和应用也与传统的核电站不同。稳定的压力控制是最基本的要求，完全依靠自然动力反馈是其一大特点。此外，也需要对设备故障快速响应，并与其他控制系统同步和协调。随着技术的不断改进，未来的核电站稳压器压力控制也将变得更加高效、安全和稳定。

西电核电工程中测控技术的应用与发展综述报告

核电工程中测控技术的应用与发展 04109012 曲浩然 04109007 李浡然核电的发展始于二十世纪五六十年代二战时期为军事目的而发展的核技术转向民用发展核电，显示了美好的前景。一些发展核电的先行国，如美、英、法、原苏联、加拿大、瑞典等国，各自独立地进行了民用核能的开发。自世界上第一座核电站于1954年6月在前苏联建成，就一刻也没有离开过测控技术。从最早的第一代核电站到现在的第三代核电站，以及现在提出的第四代核电站，测控技术都在其中占据着及其重要的地位。核电站的设计建造的过程中最重要的便是安全稳定，而为了实现这一要求就完全离不开测控技术。首先是第一代核电站，其主要目的是为通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。苏联，美国等国最先建造的都是这类核电站，其除了发电外，同时也肩负着许多研究任务。然后就是第二代核电站，世界上绝大多数核电站都是第二代的，其是在第一代核电技术的基础上建成的，它实现了商业化、标准化等，包括压水堆、沸水堆和重水堆等，单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高，达到千兆瓦级。第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。与此同时第四代核能系统概念也被提出（有于核电技术或先进反应堆），美国能源部的核能、科学与技术办公室于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确；2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：

【知识】第三代核电站的特点以及与第二代核电站的主要差别

【知识】第三代核电站的特点以及与第二代核电站的主要差别 11-11-14 作者：佚名编辑：张惠雁 1、第三代核电站的特点世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验，尤其总结了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的经验教训之后，为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进，首先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ALWR）设计的技术基础，为设计美国下一代先进轻水堆(ALWR)，推行一项先进轻水堆ALWR计划，编制了一份美国核电用户要求文件(URD)，继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求 (EUR)文件。 URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下： 1）ALWR计划的目标：为未来的ALWR 提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。

2）ALWR的14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。 3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下：抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30分钟或更长时间)来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。防止堆芯损坏：防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。缓解事故能力：坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统；采用现实源项分析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于10-6／堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。

【核电站】安全注入系统(RIS)

1.3 专设安全设施 §1.3.1安全注入系统（RIS）安全注入系统由高压安注（HHSI）、中压安注（MHSI）和低压安注（LHSI）三个分系统组成。高压安注和低压安注（LHSI）的流程如图1，中压安注（MHSI）如图2所示。高压安注和低压安注为能动注入分系统，具有足够的设备和流道冗余度，即使发生单一能动或非能动故障，仍能保证运行安全的可靠性和连续的堆芯冷却。中压安注为非能动注入分系统，它包括两条单独的安注箱排放管线，每条连接到反应堆压力容器的一条注入管线上。一、RIS系统的功能 1.1主要功能在反应堆冷却剂系统发生失水事故或主蒸汽系统发生管道破裂事故时，安全注入系统（RIS）完成堆芯应急冷却功能。（1）在失水事故情况下，通过向堆芯注入冷却水，防止燃料包壳熔化，并保持堆芯的几何形状和完整性；（2）在主蒸汽管道破裂事故工况下，本系统向反应堆冷却剂系统快速注入浓硼溶液，以补偿由于不可控地产生蒸汽致使反应堆冷却剂过冷而引起地容积变化和反应性的增加，从而可以使反应堆迅速安全停堆，并防止反应堆重返临界；（3）在失水事故后的再循环注入阶段，本系统的部分承压边界作为安全壳的延伸，起安全壳屏障作用。 1.2 辅助功能（1）在换料冷停堆期间，向反应堆换料水池充水；（2）对反应堆冷却剂系统进行水压试验；（3）在失去全部电源时，向反应堆冷却剂泵注入密封水。二、高压安注分系统高压安注分系统包括： ——三台HHSI泵(卧式多级离心泵)和相关的管道； ——硼注入箱、缓冲罐、硼酸再循环泵（屏蔽式离心泵）及相关管道； ——通向RCP系统的注入管线；

——高压安注泵从PTR 001 BA的吸水管道。在一回路出现小泄漏或二回路蒸汽管道破裂引起一回路温度和压力下降到一定值时，立即投入高压安注系统，以补偿泄露并注入浓硼酸溶液。 1.高压安注泵（RCV001、002、003PO）高压安注泵是利用RCV系统的三台上充泵。在电厂正常运行时，它们作为RCV系统上充泵用于正常充水，其一台运行、一台备用、一台在维护。在事故工况下，转入RIS系统，由两台泵运行（一台在维护），在当时一回路压力下，从换料水箱通过硼注入箱向一回路注水。高压安注泵为卧式多级离心泵，其额定流量为34m3/h，额定流量下的总压头为1760~1802mLC，轴输入功率（最大）700kW。 2. 硼注入箱（RIS 004 BA）硼注入箱（BIT）位于高压安注泵的出口，使用容积 3.4 m3。正常运行时它充满C B=21000ppm的浓硼酸溶液。在事故情况下，根据安注信号打开隔离阀，由高压安注泵将硼溶液注入一回路冷段。由于箱内C B=21000ppm的硼结晶温度为63℃，为防止硼结晶，硼注入箱隔热，并由两组分别由A、B系列电源供电的电加热器加热，保持温度在72℃—82℃之间。 3. 硼注入箱再循环泵（RIS021，022PO）为了保持硼注入箱内温度和硼浓度的均匀性，设有由再循环泵和缓冲箱组成的再循环回路。再循环泵为屏蔽式离心泵，泵轴承由泵送的流体润滑，其额定流量 4.6m3/h，轴输入功率（最大）8.8 kW。一台泵连续运行，一台泵备用。泵设在隔热的箱体内由冗余的电加热器加热。为了在需要时能迅速启动，备用泵也充满水并连续加热。

AP1000与M310

AP1000是由西屋公司开发得第三代压水堆核电站，而M310是法国珐玛公司通设计得第二代压水堆核电站。AP1000在系统设计上大量地采用了非能动理念，大大简化了系统，减少了设备数量，提高了机组的安全性和经济性。AP1000核岛M310核岛在系统和设备上有很大区别，本文以山东海阳核电和广东大亚湾核电为例分别从反应堆冷却剂系统、反应堆辅助系统、专设安全设施三个方面对两个机组的核岛系统设备主要区别作一对比分析。 1.反应堆冷却剂系统区别 AP1000与M310的反应堆冷却系统由于同为压水堆，因此在工作原理上是一样的，但是AP1000结合了二代压水堆积累的运行和维护经验，在很多地方设计有很大的改动，如：反应堆布置，反应堆本体及压力容器、主泵等。 1.1反应堆冷却剂系统的系统设计区别 AP1000的反应堆冷却剂系统采用了二环路对称布置设计，每个环路由一台蒸汽发生器，两台主泵，一条热管段管道和两个冷管段及相关仪表、系统接口组成。其中一个环路的热管段与稳压器通过波动管相连接，用来调节系统压力。在稳压器上接有安全阀及自动卸压系统的前三级，自动卸压系统的第四级卸压管线接在两个环路的热管段上。正常运行时从反应堆压力容器出口流出来的冷却剂经过一条直径为78.7cm的热管段进入蒸汽发生器，经过蒸汽发生器二次侧给水冷却后由两台直接连接在蒸汽发生器冷侧腔室出口的屏蔽式水泵加压，经过两条直径为55.9cm的冷管段管道注入堆芯。当需要自动卸压系统动作时前三级卸压管线将蒸汽排到安全壳内换料水箱。同时当压力仍不能按要求下降时，第四卸压阀自动打开，向安全壳排放蒸汽。 M310的反应堆冷却剂系统由反应堆和三条并联的环路组成，这些环路以反应堆为中心，呈辐射状布置。每条环路由一台主泵，一台蒸汽发生器、一条热管段管道、一条过渡段、一条冷管道组成。在其中一个环路的热管段通过波动管与稳压器相连接来调节一回路压力。稳压器上部同样连有安全阀和卸压管线，当系统超压时稳压器上部的卸压管线将蒸汽排到卸压箱中。 1.2反应堆本体系统区别相比M310反应堆本体,AP1000在以下几方面做了改进：1、采用了一体化上封头，通过合并机组在换料大修期间上封头吊运的几个操作来缩短大修时间进而减少人员辐照剂量，另外一体化上封头减少了安全壳存放空间的要求。2、堆内核测仪表采用了42个自给能探测器可对堆内各个象限的中子注量率进行探测。且堆芯核测仪表的电缆从压力容器上封头导出，避免在压力容器下封头开孔，减小了堆芯融化时融穿压力容器的概率。而M310的核仪表从压力容器底部导管引入，且只能间断测量。3、M310压力容器的进出口管道是在同一水平线上，而AP1000压力容器的出口比进口高，且AP1000的还设有两个对称布置的直接注入管线，这样设计允许反应堆在堆芯组件不吊出反应堆的情况下半管运行，将蒸汽发生器的入口盲板挡上，对蒸汽发生器进行维修。4、AP1000的燃料组件的上管座是可以拆卸的而M310不可以拆卸，独特的插入连接和锁管设计是可拆卸上管座的关键设计特征。5、AP1000控制棒设计与M310不同，其可用控制棒跟踪负荷变化，避免调硼跟踪负荷时产生大量反射性废液，而M310的控制棒不具备这样的能力。 1.3主泵区别 M310核岛用的主冷却剂泵为空气冷却、立式、单级离心泵，带有可控泄露轴封装置。正常运行时，主泵在高温高压下工作，为防止带高温高压放射性冷却剂泄露，设置了特殊的轴封装置和热屏。轴封装置采用三道轴封，是可控泄露的，能保证放射性冷却剂不泄露到安全壳内。为了便于检修和更换泵轴承和轴封装置，电动机与水泵本体分开组装，中间以短轴

核反应堆安全分析概念复习

第一章核反应堆的安全的基本准则安全的总目标：核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，还确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率非常低。纵深防御原则：在核电厂设计中要求提供多层次的设备和规程，用以防止事故，或在未能防止事故时保证适当的防护（defense in depth） 1：防止偏离正常运行及防止系统失效 2：检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况 3：限制事故的放射性后果，保障公众的安全。 4：应付可能已超出设计基准事故的严重事故，并使放射性后果合理可行尽量低。多道屏障(Multi-barrier)：燃料元件包壳(cladding)，一回路压力边界(primary system envelope)，安全壳(containment) 安全设计的基本原则：单一故障准则（在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能）多样性原则（通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性）独立性原则（功能隔离或实体分离，防止发生共因故障或共模故障）故障安全原则（核系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态）定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的设计原则、运行人员操作优化的设计。核反应堆运行安全的管理三要素：管理层，操纵员，机组核安全文化：核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂安全问题由于它的重要性要保证得到应有的重视。核安全文化是所有从事与核安全相关工作的人员参与的结果，它包括电厂员工、电厂管理人员及政府决策层。第二章核电厂的安全系统确保反应堆安全的四种安全性要素： (1) 自然的安全性。只取决于内在负反应性系数、多普勒效应、控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性，事故时能控制反应堆反应性或自动终止裂变，确保堆芯不熔化。 (2) 非能动的安全性。建立在惯性原理(如泵惰转)、重力法则(如位差)、热传递法则等基础上的非能动设备(无源设备)的安全性，即安全功能的实现毋需依赖外来的动力。 (3) 能动的安全性。必须依靠能动设备(有源设备)，即需由外部条件加以保证的安全性。 (4) 后备的安全性。指由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保证。固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。固有安全堆：具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备安全性的反应堆体系被称为固有安全堆。

AP1000知识

AP1000的设计理念在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动”设计理念。“非能动安全系统”利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化： ●系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低； ●预防和缓解事故和严重事故的操作简化; ●安全性能显著提高；由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力。 AP1000总体概括及特点 1. 总体概况 AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。西屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。 AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。 2. 主要技术特点反应堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功地用于比利时Doel-4、Tihange-3和美国South Texas Project电站上。反应堆冷却系统为二环路设计，每个环路通过冷却剂管道联接有一台大容量蒸汽发生器和两台密封式的冷却剂泵，此外冷却系统上还联接有一台稳压器。采用非能动的安全系统。它采用双层安全壳，并保留了AP600的非能动安全系统的构架，系统设计简化，安全性大大提高。仪控系统是基于Sizewell B的全数字技术而开发完成的，特别采用了经验证的数字化安全系统，采用了紧凑型的工作站式的控制室，采用了基于影像技术的人-机接口。 AP1000的经济性 AP1000 安全系统采用非能动的理念，安全系统配置简化、安全支持系统减少、安全级设备和抗震厂房减少、IE级应急柴油机系统和很多能动设备被取消，以及大宗材料需求明显降低。AP1000的安全系统及其设备数量得到大量的减少，例如AP1000的安全级泵和阀门分别为6台（包括4台主泵）和599台，EPR则为88台和7000台。再加上模块化设计

数字化核电站中稳压器压力控制系统的结构和特点

数字化核电站中稳压器压力控制系统的结构和特点杜茂【摘要】稳压器压力控制系统是压水堆核电站中的重要调节系统.本文以福建福清核电站为参考核电站,介绍了采用数字化仪控系统(DCS)的核电站中稳压器压力控制系统的结构和特点.从压力信号采集及处理、控制系统结构、多重执行机构等方面介绍了稳压器压力控制系统的结构,同时介绍了使用数字化仪控系统(DCS)的核电站中稳压器压力控制系统的软硬件平台.通过分析系统的结构及软硬件平台,得出稳压器压力控制系统具有多传感器、PID控制、多重执行机构、执行机构多样性、控制处理器冗余等优点.反映出控制系统在核电站中特有的单一故障准则、多重冗余性、多样性等特点,体现出核电站中稳压器压力控制系统为提高安全性和稳定性而采取的特别措施.本文为核电站稳压器压力控制系统的调试和维护提供了一定的技术参考. 【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2018(000)011 【总页数】3页(P28-30) 【关键词】数字化核电站;稳压器压力控制;数字化仪控系统【作者】杜茂【作者单位】福建福清核电有限公司维修一处,福建福清 350300 【正文语种】中文【中图分类】TL362

0 前言随着我国核电事业的迅速发展 [1]，核电站控制系统的结构设计和软硬件实现也在不断进步。在压水堆核电站中，为了避免反应堆内的冷却剂产生泡核沸腾，避免损坏反应堆冷却剂系统的设备和部件，反应堆冷却剂压力必须严格控制在15.4MPa （相对压力，下同）附近。在压水堆核电站中，反应堆冷却剂压力通过一根波动管将一环路的热段和稳压器连接起来进行控制，稳压器的液腔和汽腔保持在平衡状态，以减少冷却剂的膨胀而引起的压力变化，反应堆冷却剂压力控制是由稳压器及其附属设备进行控制的，因此反应堆冷却剂压力控制是由稳压器压力控制系统来实现的。稳压器压力控制系统是核电站中一个非常重要的控制系统。福清核电站1、2号机组是M310加改进型压水堆核电机组，采用数字化仪控系统（DCS）和先进主控室设计，其稳压器控制系统的结构和实现有其代表性。本文研究了福清核电站1、2号机组的稳压器压力控制系统的结构和软硬件方面的特点。从稳压器压力测量单元、调节通道、执行机构三个方面分析了稳压器压力控制系统的结构，并简单介绍了软硬件实现，最后总结了福清核电站1、2号机组中稳压器压力控制系统的特点，如多重传感器测量、PID控制回路、执行机构冗余、多样化的执行机构、控制处理器冗余等，为核电站稳压器压力控制系统的调试和维护提供了一定的技术参考。 1 控制系统结构在福建福清核电站1、2号机组中，稳压器压力控制系统的结构如图1所示，包括测量单元、调节单元、执行机构三个部分。 1.1 稳压器压力测量单元稳压器的压力控制系统的压力测量采用3台罗斯蒙特公司生产的压力变送器 RCP013、014、015MP，量程为 11～18MPa，测量精度为 0.25%。3台压力变

AP1000核电技术特点介绍

AP1000核电技术特点介绍 2009-03-23 17:20 AP1000是西屋公司开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电。与传统的PWR安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、HVAC（加热、通风、空调系统）、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。通过这些设计改进，AP1000机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率3×1.0×10-7/堆年，远低于URD要求的1.0×10-5/堆年，进一步将AP600“非能动”理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。 AP1000的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求（URD），具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。AP1000 的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造，主要设计目标包括：机组额定电功率：≈1000MWe 电站设计寿命：60年堆芯损坏频率：＜1.0×1E-5/堆年严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：＜1.0×1E-6/堆年换料周期：18个月另外，AP1000的设计目标还包括从设计、认证、建设、运行、检测和维修等方面提供一个尽可能简化的核电站。模块化建设由于初投资大，因此核电发电成本对建设期的长短非常敏感，现有核电站的建设期太长就成为新建核电站在财务上的主要障碍之一。为此，AP1000将实行一种新的建设模式——虚拟建造技术和模块式建设方式。虚拟建造技术是利用虚拟现实技术的思想将三维工厂设计技术与施工进度计划管理结合在一起，以实现对AP1000的建造进行可视化计划编制和可视化进度仿真及优化的一项新技术。采用这项技术，有可能大幅度地提高核电厂施工现场的平行施工能力和工作效率，实现模块化设计和模块化施工，达到缩短AP1000施工工期的目的。模块式建设方式是在设计中根据AP1000整体系统结构（包括它们的支撑和部分土建结构）的特点将其归列为各自的模块，直接在工厂里按模块进行预制、组装，最后在核电站实行总装。模块化建设已作为AP1000电厂详细设计的组成部分，是AP1000实现压缩工期降低成本的重要措施之一，还能提高工程质量。AP1000的模块分为结构模块、管道模块和设备模块。西屋公司的设计已经有了具体的模块种类、数量及其安装位置。总体来看，模块化设计不再是一项新的技术，有过成熟的应用，也可以预期模块化安装将直接带来工期的缩短，同时潜在地节省后续机组的投资。但目前引进该项技术可能会受到制造业水平和大型施工机具能力的制约。由于系统的简化、模块化建造方式、虚拟技术的引入，将使AP1000的建设周期得到显着压缩。从现

核电设备研究报告

核电设备研究报告一、核电概况 1、基本概念核能是原子结构发生变化时释放出的能量。核能可以分为核聚变能及核裂变能。目前能成熟商用的是控制金属元素铀、钚的原子核发生裂变释放的能量。理论上1吨铀-235在裂变反应时释放的能量是1吨标准煤所释放能量的240万倍。据估测，地球上已探明的可开采的铀储量，如果以快中子堆加以利用的话，所提供的能量将大大超过石化能源储量的总和。核能发电就是利用U-235与中子发生的可控裂变反应所释放出的大量热能将水加热为蒸汽，用蒸汽冲动汽轮机从而带动发电机发电。与火电比，核电燃料成本不及火电的1/3，更兼CO2零排放、发电时数高、原料成本波动性小；与太阳能、风能比，成本低、容量大、电力稳定(太阳能风能都受到电网调峰瓶颈的限制)。核电虽然拥有诸多优势，但核电的发展仍然面临许多挑战。从安全性讲，核电虽然事故率很低，但一旦发生不可预料的破坏，造成的后果也是灾难性的；从核燃料讲，中国虽然铀储量很高，但实际供应能力有限，未来大量的铀可能都需要进口，其次产生的核废料目前尚没有很好的处理办法，只能通过深处埋藏的办法，以期未来的技术可以解决；从技术设备讲，中国目前仍然处在国产化进程的初步阶段，对于更先进的三代核技术，尚需要一段时间去消化吸收，而与此同时，核电站建设中仍有部分关键部件需要进口，这些都对核电成本的持续下降产生阻碍。 2、核电技术发展核能发电的核心装置是核反应堆。核反应堆按引起裂变反应的中子能量分为热中子堆和快中子堆。快中子是核裂变产生的中子，热中子是快中子慢化后的中子。热中子堆使用的燃料是天然铀(含量0.7%的U235)和低浓缩铀(含量3%的U235)。目前大量使用的是热中子堆。根据慢化剂、冷堆剂和燃料的不同，热中子堆又分为轻水堆(包括压水堆和沸水堆)、重水堆、石墨气冷堆、水墨水冷堆。世界上第一座核电站是1954年前苏联建成的5MWe石墨沸水堆核电站，1957年美国建成了60MWe的压水堆核电厂。1960年代后期，美国轻水堆的核电造价仅200$/KW，且美国承诺提供相关燃料富集铀，西方国家普遍放弃原先的天然铀路线，转而采购美国的轻水堆技术。第一代核电厂功率普遍较小，建造的主要目的是为了通过试验示范来验证核电的工程实施可行性。 1973年第一次石油危机引发了欧美各国的核电建设高潮。单堆功率大幅度提高，技术上有不小进步。通常人们将从这段时期开始建设的核电厂称为第二代。第二代核电厂实现了标准化、系列化、商用化和批量化，以提高经济性，是目前世界上投运核电厂的主力。二代核电机组的设计寿命已提高到60年，今后一段相当长的时期，二代核电机组将会和第三代核电机组长期共存。从1980年代中期开始，美国电力研究院(EPRI)根据轻水堆30多年的运行经验教训，制定并于1990年首次公布了一套使供货商、投资方、业主、核安全管理当局和公众各方面都能接受的电力公司要求文件(URD)，作为开发未来的先进轻水堆(ALWR)的明确、完整的技术准则。随后西欧亦相继制订出欧洲电力公司要求文件(EUR)。人们将按照URD、EUR等要求设计建造的核电厂称为先进核电厂，习惯上又称之为第三代核电厂。第三代核电，是在美国核电用户要求文件(URD)与欧洲核电用户要求(EUR)文件的基础上，针对主要的压水堆

华龙一号核电机组延伸运行优化控制探讨

华龙一号核电机组延伸运行优化控制探讨摘要：华龙一号是中核集团和中广核集团在我国三十余年核电科研设计、制造、建设和运行基础上有效借鉴核电技术先进理念以及丰富运行经验，采取国际最高安全标准研发设计的三代核电机型。对于华龙一号来讲，主要是采取了中核集团研发的177堆芯和CF3燃料组件，首次全面采取了能动＋非能动的安全系统设计，综合性考虑了严重事故预防和缓解措施，安全指标达到了核安全和放射性污染防治规划目标。华龙一号方案基于成熟的压水堆核电厂设计展开了相应的专项改进，充分验证了关键技术。充分考虑机组建设经济性需求，设备国产化率达到了85%之上，批量化堆型的国产化率达到了90%以上，可以减少成本，和其他核电机型相比较来看经济竞争力较高。在本篇文章中主要探究了华龙一号核电机组延伸运行的控制策略。关键词：华龙1号；核电机组；延伸运行；控制策略中核集团是华龙一号的主要研发设计单位，主要秉承自主创新和开发有着自主知识产权的先进核电技术理念，具体表现为以下多项技术特点。华龙一号堆芯采取了177组燃料组件，在提高核电厂发电能力的基础上提升了核电运行效率。采取了具有自主知识产权的先进燃料组件-CF3燃料组件。而且能动和非能动相结合的先进安全设计理念也是华龙一号的基本创新，华龙一号继承了传统压水堆核电机组成熟的能动技术特点，增加了诸多的非能动先进技术创新。相关技术人员基于核电安全运行的需求对非能动安全系统展开了有关的验证工作，提升了运行效率。在自主创新研究的基础上为华龙一号持续性优化提供了良好的科研支持。 1、华龙1号核电机组运行现状 1.1缺少规范性的维修规程

第一，核电厂把单个设备故障会导致停机、停堆以及功率大幅度波动的设备定义为了关键性敏感设备，所有关键敏感性设备检修都必须提前制定维修计划。第二，结合具体情况来看，依旧有部分关键敏感设备没有制定对应的规程，还存在着非关键敏感设备复杂预防性维修项目，此种设备没有划分为关键敏感设备。不过维修工作十分复杂，包含了多项专业作业，需要有着熟练的维修技能以及多种专业的工器具完成。 1.2规程内容不符合现场实际情况首先，按照同类型的设备编制的维修规程，在具体使用过程中，由于设备局部结构和厂家维修手册以及结构图纸存在着诸多的不同之处。此种规程需要以具体型号、尺寸及构造为主，优化规程内容，从而与现场标准要求相符合。第二，在现场作业开展过程中，没有按照维修规程开展工作，工程中存在着维修内容有误差或者不符合现场实际情况的现象，工作组反馈不到位，影响了规程适用性体现。 1.3规程内容没有包含设备预防性维修全部项目除此之外，在编写维修规程的过程中，尚未参考全部设备预防性维修项目，导致维修规程内容尚未包含预防性维修全部项目。第二，设备预防性维修项目已经修改，可是维修规程没有升级，使规程不符合预防性维修要求。 2、华龙一号核电机组延伸运行优化控制要点为了与华龙一号核电机组三代堆型总体设计要求相符，华龙一号核电机组设备设计方面和以往相比较来看，提出了新的要求。比如必须提升设备抗震鉴定要求，严重事故下执行特定功能的设备需要针对于严重事故环境条件，按照堆型要求的温度、压力加以鉴定，电气设备应当符合电池兼容的要求。提供电池兼容测试证明，反应堆厂房外部分电仪设备必须考虑耐辐照要求。核岛主设备以及不可更换设备要求鉴定寿命为60a。面对于设备设计和采购困难，华龙一号核电机组在设备管理上采取了风险管理体系动态性的识别存在的风险，遵循具体问题具体分析的基本原则，有效解决结合问题的难易程度确定问题，制定相应的风险应对措施。

第三代核电技术及发展

第三代核电技术及发展屈伟平【摘要】@@ 我国第三代核电发展历史rn在CPR1000体系的形成和运用过程中,共经历了中国核电工业制度变迁的三个阶段,如表1.1977年到1986年,是中国对核电行业深入探索的阶段.中国政府并没有因为先前苏南核电的失败放弃发展核电的信心,促成了中国与法国的第一次技术和商业合作,我国引入了法国的核电技术路线M310,并与法国核电公司充分合作,建立了在中国核电历史上占据重要位的大亚湾核电站. 【期刊名称】《电器工业》【年(卷),期】2010(000)006 【总页数】4页(P49-52) 【作者】屈伟平【作者单位】【正文语种】中文我国第三代核电发展历史在CPR1000体系的形成和运用过程中，共经历了中国核电工业制度变迁的三个阶段，如表1。1977年到1986年，是中国对核电行业深入探索的阶段。中国政府并没有因为先前苏南核电的失败放弃发展核电的信心，促成了中国与法国的第一次技术和商业合作，我国引入了法国的核电技术路线M310，并与法国核电公司充分

合作，建成了在中国核电历史上占据重要地位的大亚湾核电站。1979年，中广核集团引进了法国核电技术路线M310型压水堆。1987年开工的大亚湾核电站是中国与法国核电的首次接轨，由此也加深了中法两国的核电项目合作，使中国核电工作者有机会从近距离了解核电的管理、建设及运做等流程。进入中国核电工业整体低迷的阶段以后，中国广东核电集团仍然果断大胆地继续研究M310技术，从而使岭澳项目一举成为整个中国核电低迷阶段唯一的亮点，更开拓了关于整个CPR1000系列的前进方向，同时赢得了国际核电组织的认可，为集团在国际上的声望打下了坚实的基础。 1997年，中广核集团以大亚湾核电站为参考建成了岭澳核电站一期。该电站对 M3l0技术路线进行了52项重要技术改进。按照国际标准，实现了项目管理自主化、建筑安装施工自主化、调试和生产准备自主化，实现了部分设计自主化和部分设备制造国产化，形成了拥有自主知识产权的核电技术路线CPR1000。表1 我国CPR1000发展的三个阶段? 由于CPR1000通过了国际原子能机构的认证，在国际核电领域也得到了较高的认同，扩大了我国核电在国际核电领域的影响力，对我国未来的核电发展起到了积极的作用。CPR1000模仿早期的M310，并根据中国的国情完善和修改了技术，形成了属于自己的技术路线，之后得到了国际原子能机构的认可。CPR1000路线己逐渐成为我国自主核电工业的一面旗帜。由于大亚湾项目的顺利投产和良好运营，该运营商中国广东核电集团发现了一条可行的发展方案，并迅速抓住契机，从1994年开始，就大力投入到对大亚湾核电项目所使用的M3l0技术路线的改进和创新当中去，逐渐形成了拥有自主产权的中国压水堆核电技术路线一一CPR1000，并首次应用在岭澳项目中。1997年，岭澳核电项目第一次应用CPR1000技术路线，开创了我国核电自主核电技术的先河，中国核电第一次拥有了自己的品牌。CPR1000作为“二代加”技术，通过持续科

浅谈核电厂仪控设备的接地及屏蔽

浅谈核电厂仪控设备的接地及屏蔽摘要：国内在建核电厂仪控设备接地与屏蔽的设计，尤其是三代非能动核电项目中接地方案的实施情况。与传统仪控设备接地的设计进行了比较，重点分析了电缆屏蔽层双端通过设备外壳接地的运用，对今后新建核电项目的仪控设备接地与屏蔽方案提出了建议。关键词：核电厂；仪控；屏蔽引言目前我国正在建设的核电厂属于第三代非能动核电厂，其采用的都是数字化的技术设计，特别是在仪控系统当中，更是采用全数字化的技术设计方式，以此提高第三代非能动核电厂的安全等级，进而解决核电厂中存在的共因失效问题。同时，多元化的安全级或者是非安全级的仪控系统不仅能有效保证核电厂的安全运行，还能提供相应的信息现实和控制功能。由此可见，核电厂的仪控设备的接地与屏蔽能对核电厂的稳定运行和安全性运行产生非常大的影响。为了保证我国第三代非能动核电厂的顺利建成，推动我国核电事业的不断发展，技术人员应依据我国在建的第三代非能动核电项目的仪控接地系统、现场仪控设备的接地、屏蔽的标准、要求以及具体的实施情况，对国内外核电厂接地系统的设计、仪控设备的保护和电磁兼容等方面内容进行深入的分析与探讨，以期研究出符合我国在建核电项目的设计要求，满足我国核电厂功能发挥的基本需求。 1.接地与屏蔽的意义在核电厂中，存在着许多电磁干扰源，如大型感性负载的开关切换、故障时的高电流、静态开关及发电机或输电电压等级开关切换时的高能高频瞬态。这些噪声可能在信号源或者电缆中引起信号失真，可能造成测量误差和设备控制误动作，严重时会损坏设备。不同于以往核电厂的模拟仪表设备，新建核电项目大多采用全数字化集散式仪控系统。数字信号对于电磁干扰敏感度更高，若不能有效地抑制噪声，避免电磁干扰引起的问题，将由于输入信号失真或控制信号异常而导致计算机软件共因失效概率提高、仪控系统可靠性降低。因此，仪控设备必须采用有效的屏蔽和接地技术控制噪声，以保证仪表和设备正常工作。仪控设备接地一般基于两个接地系统的概念进行设计：保护接地和工作接地。国外表述为设备地（e-quipmentground）和信号参考地（signalreferenceground）。接地和屏蔽的功能要求是无论在正常或异常工况下，仪表箱、机架、电缆护套，或电缆屏蔽层和信号成对的接地都需要确保在设备附近的工作人员受到足够的保护，不致触电危及人身；同时应保证干扰信号不耦合至信号回路。 2.仪控系统设计规范研究我国核电厂曾经在仪控系统设计中，主要遵循EJ/T1065-1998《核电厂仪表和控制设备的接地和屏蔽设计准则》，在国外则为RDTC1-1T-1973，然而在仪控系统设计中，因特定环境制约，对仪控接地设备的要求各有不同，因此相关标准仅仅只能起到参考作用。在三代核电厂的建设中，我国依然遵循IEEE-1050-1996，该标准的设计发挥了一定指导意义。另外，核电厂中的仪表、机柜、盘台等设备因为不同厂商生产，据此设备安装要求、设备结构等方面均呈现出显著差异，核电厂在仪控系统设计方案中也提出了相关要求，设计人员在参考上述标准中，还应考虑到设备特点及安装规范。

核电站的结构

核电站的结构核电站是怎样发电的呢？简而言之，它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。危急冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。注：核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂变……，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。原子核在发生核裂变时，释放出巨大的能量称为原子核能，俗称原子能。1克铀-235完全发生核裂变后放出的能量相当于燃烧2.5吨煤所产生的能量。

浅析核电主泵的发展以及各代主泵的特点

浅析核电主泵的发展以及各代主泵的特点摘要：本文简要介绍了核电站主泵的发展以及各代主泵的优缺点，包括新型三代核电屏蔽式主泵的主要特点。关键词：核电主泵屏蔽引言从1954年前苏联成功建成世界第一座5兆瓦的实验性核电站到现在100万千瓦的先进压水堆核电站，民用核电站已经发展了三代。虽然其设计理念和电站结构都有很大的改动，但作为核电站心脏的主泵，其核心设备的地位一直未曾动摇。 1.二代主泵的特点一代核电站为实验堆，本文暂且不论。在商用核电站中，从二代到二代加的核电站机组，都是采用带轴封的单级离心主泵。以秦山二期100D主泵为例，该主泵从西班牙ENSA采购，是一台立式带飞轮的单级离心泵。该主泵的轴封采用串联的三级密封，第一层密封为可控液膜密封，第二层为压力平衡摩擦端面型密封，第三层为机械摩擦端面双效应型密封。该主泵的主要优点是效率高，但同时，其缺点也是显而易见的。首先，核岛内必须多增两套管路，一套轴封注水/冷却水管路和一套轴封泄露水回收管路，他们的泄露或失效都会导致核岛内核泄漏。轴封水温度检测、压力检测、液位检测和流量检测系统都是为了轴封专设的监测单元，增加了系统复杂性和操控难度。其次，不论采用多先进的轴封，其固有的特性决定了存在轴封失效的可能，一旦失效，将会对主泵乃至整个核电站造成严重的影响。即使只考虑正常的损耗，在核电站整个寿期内也需要多次更换，不利于核电站的长期稳定运行。而且，由于主泵位于核岛内，处于高辐射区，维修人员每次维修所接受到的放射剂量也是一个不容忽视的问题。 2.三代主泵的特点上世纪80年代的前苏联切尔诺贝利和美国三里岛核泄漏事故发生后，大众越来越关注核电站防止核泄漏以及电站安全运行的能力。在核电技术沉寂了近40年后，美国西屋公司研发出了新一代的核电技术--AP1000核电技术。 AP1000核电站采用非能动技术，即其安全系统完全不依赖外部能量，能够利用自然界的能量如势能、气体膨胀和密度差引起的对流、冷凝和蒸发来完成安

AP1000机型核电站仪控系统造价特点浅析

《AP1000机型核电站仪控系统造价特点浅析》摘要：AP1000核电站是当前国际上最为先进的第三代核电技术之一，也是我国核电领域今后将长期发展的技术路线之一。本文针对AP1000核电站重要组成部分——仪控系统，对其造价水平及特点结合技术特点、商务原因等影响因素进行了分析，以利于进一步成本控制和优化。关键词：AP1000 核电站仪控系统造价一、引言 AP1000（Advanced Passive PWR，1000是指其功率水平为百万千瓦级）是由美国西屋公司设计开发的第三代先进非能动型压水堆核电技术，于2006年底通过技术转让方式引进我国。AP1000采用单堆布置、两环路设计，电功率1250MW，设计寿命60年。AP1000核电站采用非能动安全系统，使电厂安全性得到大大提升，并使核安全级设备的数量降低了约45%。AP1000采用的模块化设计理念，缩短了建造周期、降低了建造风险。这些设计特点都在一定程度上利于AP1000建设成本的优化。然而从目前国内在建的AP1000核电站所收集到的资料来看，AP1000核电站的实际造价远远高于预期，其中仪控系统的造价相较于国内成熟二代加堆型（M310）提高了逾80%。为更好的理解AP1000仪控系统的造价特点，提出可行的成本优化及控制方法，本文对AP1000仪控各功能系统的造价的水平及影响因素进行了研究与分析。二、AP1000仪控系统总体特点核电厂仪控系统是为核电厂安全、有效的运行提供状态监测信息和控制功能，并辅助操作员依据状态信息进行分析和决策。核电厂仪控系统一般可分为三个层次。最底层是工艺系统接口层，监测工艺设备与工艺参数并根据控制指令控制工艺系统，主要包括检测仪表、传感器、执行器等。中间层是控制层次，主要是基于数据采集单元、DCS控制站、就地PLC机柜等，完成现场信号输入输出、自动控制，并通过操作设备对机组进行控制。最上层是全厂技术管理层，主要负责整个电厂的运营管理，通过网络接口设备接收电厂的一些必要的信息，使管理者对电厂的状况有所了解。AP1000仪控系统采用的是全数字化集散式仪控系统，其控制层、全厂技术管理层完全计算机化。其对全厂技术信息的监控采用先进的计算机化操作界面，在主控室、应急指挥中心等对全厂重要数据进行显示监控。AP1000的控制回路也根据计算机化的特点进行