核电站工作原理（5篇）

第一篇：核电站工作原理

核电站工作原理

中国核电网

| 发表于：2014-04-12 | 来源：原创

核电站工作原理

核电站（nuclear power plant）是利用核裂变(Nuclear Fission)或核聚变(Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。

1“铀”发裂变

如果除去核反应堆，核电站和火电站除了生成蒸汽的热源不同外，差异很少。而建造一个核反应堆需要一种特别的铀。铀是地球上一种相当普通的元素，在地球形成时就存在于这个行星中了。而最有价值的，是铀-235。

虽然，铀-235占据了所有铀存量中的0.7%，但它有一个奇特的特性，那就是：它是少数能够诱发裂变的物质之一。它既可以用于核能发电，也可以用于制造核弹。

除了铀-235之外，核电站的另一种燃料就是：钚-239。钚-239可以使用中子轰击铀-238而得到———这是核反应堆中时时刻刻发生着的事。

铀-235原子捕捉一个正在穿过的中子的概率非常高。

在正常工作的核反应堆中（称为临界状态），每次裂变释放出的中子都会导致另一次裂变的发生。而，铀-235原子捕捉中子并发生分解的过程非常迅速，单位以皮秒计算（1皮秒=一万亿分之一秒）。

当单个原子分解时，会有巨大的能量通过热和伽马辐射的形式释放出来。

所有核电站反应堆的基本原理都是利用核裂变反应，对水进行加热并将其转化为蒸汽。再用蒸汽推动蒸汽轮机，而蒸汽轮机则带动发电机来发电。2密闭结构里的反应

通常，铀被制作成直径相当于一枚硬币大小、长度为2.5厘米左右的燃料元件。燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒又被组装成燃料组件。

燃料组件通常被浸泡在压力容器中，容器中的水起冷却作用。

为使反应堆工作，浸泡在水中的燃料组件必须处于稍微超临界的状态。这意味着，如果没有其他设备，铀最终将会过热并熔化。

为防止这种情况出现，由吸收中子的材料制成的控制棒通过升降装置插入到燃料组件中，操作员通过升降控制棒来控制核反应的程度。

当操作员希望铀堆芯产生更多的热量时，可将控制棒从铀燃料组件中升起。要使热量减少，则降低控制棒以插入到铀燃料组件中。在发生事故或者更换燃料时，控制棒还能被完全插入铀燃料组件中以关闭核反应堆。

铀燃料组件是一个能够产生极高能量的热源，它加热水并将其转化为蒸汽。蒸汽推动蒸汽轮机，而汽轮机则带动发电机来发电。

在某些反应堆中，反应堆产生的蒸汽通过二级中介热交换装置，将另一个回路的水加热为蒸汽来转动汽轮机。这种设计的好处是：放射性的水或者水蒸气不会接触到汽轮机。

同样，在某些反应堆中，与反应堆堆芯接触的冷却流体是气体（如二氧化碳）或者液态金属（如钠或钾），这种类型的反应堆允许堆芯在更高的温度下工作。反应堆的压力容器通常被放置在一个用作辐射防护的混凝土衬里内。

这个衬里被安装在一个更大的钢制密闭容器中，这个容器中有反应堆堆芯以及供工作人员维护反应堆的硬件设施（吊车等），容器的作用是防止放射性气体或液体泄漏。

最后，这个密闭容器被外部的混凝土建筑保护，它的强度能够承受喷气式飞机的撞击。这些二级密闭结构对防范如在三里岛事故中那样的辐射或放射性蒸汽的泄漏是必要的。

前苏联的核电站中由于没有二级密闭结构，最终导致了切尔诺贝利核电站事故。中国核电站分布

中国大陆现有的核电站

当今的技术

现今正在运营的核反应堆可依裂变的方式区分为两大类，各类中又可依控制裂变的手段区分为数个子类别：

核裂变反应堆通过受控制的核裂变来获取核能，所获核能以热量为形式从核燃料中释出。现行核电站所用的全为核裂变反应堆，这也是本段的主述内容。核裂变反应堆的输出功率为可调。核裂变反应堆也可依世代分类，比如说第一、第二和第三代核反应堆。现在的标准核反应堆都为压水式核反应堆（PWR）。

快中子式核反应堆和热中子式核反应堆的区别会在稍后讲到。总体来说，快中子式反应堆产生的核废料较少，其核废料的半衰期也大大短于其它型式反应堆所产生的核废料，但这种反应堆很难建造，运营成本也高。快中子式反应堆也可以当作增殖型核反应堆，而热中子式核反应堆一般不能为此。

A.压水反应堆（PWR）

这种反应堆完全以高压水来冷却并使中子减速（即使在温度极高时也是这样）。大部分正在运行的反应堆都属于这一类。尽管在三哩岛出事的反应堆就是这一种，一般仍认为这类反应堆最为安全可靠。这是一种热中子式核反应堆。中国大陆秦山核电站一期工程、大亚湾核电站和台湾核三厂的反应堆为此型。

B.沸水反应堆（BWR）

这些反应堆也以轻水作为冷却剂和减速剂，但水压较前一种稍低。正因如此，在这种反应堆内部，水是可以沸腾的，所以这种反应堆的热效率较高，结构也更简单，而且可能更安全。其缺点为，沸水会升高水压，因此这些带有放射性的水可能突然泄漏出来。这种反应堆也占了现在运行的反应堆的一大部分。这是一种热中子式核反应堆。台湾核一厂和核二厂两座发电厂的反应堆为此型。

C.压重水式核反应堆（PHWR）

这是由加拿大设计出来的一种反应堆，（也叫做CANDU），这种反应堆使用高压重水来进行冷却和减速。这种反应堆的核燃料不是装在单一压力舱中，而是装在几百个压力管道中。这种反应堆使用天然铀为核燃料，是一种热中子式核反应堆。这种反应堆可以在输出功率开到最大时添加核燃料，因此能高效利用核燃料（因为可作精确控制），并节省浓缩铀的成本；只是重水很贵。大部分压重水式反应堆都位于加拿大，有一些出售到阿根廷、中国、印度（未加入防止核武器扩散条约）、巴基斯坦（未加入防止核武器扩散条约）、罗马尼亚和南韩。印度也在它的第一次核试爆后运行了一些压重水式核反应堆（一般被称为“CANDU的变种”）。中国大陆秦山核电站三期工程的反应堆为此型。

D.石墨轻水型核反应堆（RBMK）

这是一种苏联的设计，它在输出电力的同时还产生钚。这种反应堆用水来冷却并用石墨来减速。RBMK型与压重水型在某些方面具有相同之处，即可以在运行中补充核燃料，并且使用的都是压力管。但是与压重水型不同的是，这种反应堆不稳定，并且体积太大，无法装置在外罩安全壳的建筑物里，这点很危险。RBMK型还有一些很重大的安全缺陷，尽管其中一些在切尔诺贝利核事故后被改正了。一般认为RBMK型是最危险的核反应堆型号之一。切尔诺贝利核电站拥有四台RBMK型反应堆。

E.气冷式反应堆（GCR）和高级气冷式反应堆（AGCR）

这种反应堆使用石墨作为减速剂，并用二氧化碳作为冷却剂。其工作温度较压水式反应堆更高，因此热效率也更高。一部分正在运行的反应堆属于这一类，大部分位于英国。老式的核电站（也就是Magnox式）已经或即将关闭。但高级气冷式核反应堆还会继续运行10至20年。这是一种热中子式核反应堆。关闭这种核电站的费用很高，因其反应炉核心很大。F.液态金属式快速增殖核反应堆（LMFBR）

这种反应堆使用液态金属作为冷却剂，而完全不用减速剂，并且在发电的同时生产出比消耗量更多的核燃料。这种反应堆在效率上很接近压水式反应堆，而且工作压力不需太高，因为液态金属即使在极高温下也不需加压。法国的超级凤凰核电站和美国的费米-I核电站用的都是这种反应堆。1995年，日本的“文殊”实验反应炉发生液态钠泄漏，预计将会在2008年重新开始运行。这三个核电站都用到了液态钠。这是一种快速中子式反应堆而不是热中子式反应堆。液态金属式反应堆分为两种：

液态铅式反应堆

这种反应堆使用液态铅来作为冷却剂，铅不但是隔绝辐射的绝佳材料，还能承受很高的工作温度。还有，铅几乎不吸收中子，所以在冷却过程中损失的中子较少，冷却剂也不会变成带放射性。与钠不同的是，铅是惰性元素，所以发生事故的机率也较小，但是，应用如此大量的铅就不得不考虑毒性问题，而且清理起来也很麻烦。这种反应堆经常用的是铅铋共熔合金。在这种情况下，铋会产生一些小的放射性问题，因为它会吸收少量中子，而且也比铅更容易变得带放射性。

液态钠式反应堆

大部分液态金属式反应堆都属于这一种。钠很容易获得，而且还能防止腐蚀。但是，钠遇水即剧烈爆炸，所以使用时一定要小心。虽然这样，处理钠爆炸并不比处理压水式核反应堆中超高温轻水的泄漏麻烦到哪里去。

放射性同位素温差发电机

通过被动的衰变来获取热量。一些放射性同位素温差发电机被用来驱动太空探测器（比如卡西尼-惠更斯号），苏联的一些偏远地区灯塔，和某些心脏起搏器。这种发电机产生的热会随着时间逐渐减少，其热能通过热电效应转换成电能。

工作原理

一般核电站的关键部分是： 核燃料 反应炉燃料棒 中子减速剂 冷却剂 控制棒 反应炉压力槽

反应炉中心紧急冷却系统 反应堆保护系统

蒸汽发生器（沸水式反应堆中没有这个）安全壳建筑 ·

水泵 ·

涡轮机 ·

发电机 ·

冷凝器

一般的热电厂都有燃料供应来产生热，比如说天然气、煤或石油。对于核电厂来说，它需要的热来自于核反应堆中的核裂变。当一个相当大的可裂变原子核（一般为铀-235或钚-239）被一个中子轰击时，它便分裂为两个或更多个部分，同时释放出能量和中子，这个过程就叫做核裂变。原子核释放出的中子会继续轰击其它原子核。当这个链式反应被控制的时候，它释放出的能量便可用来烧水，产生出的水蒸气会驱动涡轮机，从而产生电能。需要记住的是，核爆炸中发生的是“不受控制的”链式反应，而核反应堆中的裂变速度无法达到核爆炸所需要的速度，这是因为商业用核燃料的浓度还不够高。（参看浓缩铀）

链式反应被一些能够吸收或减慢中子的材料控制着。在以铀为核燃料的反应堆当中，中子需要被减慢速度，因为当慢速中子轰击铀-235原子核时是更容易发生裂变的。轻水反应堆使用普通水来减慢中子并进行冷却。当水的温度升高到一定程度时，它便达到了工作温度，此时它的密度会降低，因此没被它吸收的少量中子会被减得足够慢，然后去引发新的裂变。负反馈将裂变速度保持在一定水平。

1.什么是核电站

核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电 站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆 型。

2.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。

3.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。

4.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。

5.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。

6.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殖。

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殖堆型，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>％。

7.世界上目前建造核电站情况

核电自50>年代中期问世以来，目前已取得长足的发展。到1999>年中期，世界上共有436>座 发电用核反应堆在运行，总装机容量为350676>兆瓦。正在建造的发电反应堆有30>座，总装机容量为21642>兆瓦。

目前世界上有33>个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17>％，其中有十几 国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70>％。据资料估计，到2005>年核电厂装机容量将达到 388567>兆瓦。

根据世界核能协会2012年8月的数据，全世界31个国家有435座工作反应堆

第二篇：核电站工作的安全性

http://www.xiexiebang.com/promotion/chat/zgh/

另外，他们之前问了很多关于核安全的问题，有一个同学问：我是一个学电气工程与自动化专业的学生，我对自己的专业比较感兴趣，听说中广核在招聘，很高兴，想问一个问题，如果我这个的专业毕业生到中广核工作会不会受到辐射的影响，对身体会不会有伤害，因为核电的领域对于大多数来讲是比较神秘的领域，说起核电站大家想起了核爆炸，想请问一下，对于大家所说的核安全是怎么样的？

乔军平：这是很多没有接触过核电站的同学普遍关心的问题，如果你们有同学、亲友在核电站工作，或者参加过我们夏令营，到核电站参观过，看到我们的生活环境，就会马上发现，可能是你们在这方面了解的信息太少了，事实胜于雄辩，这里面有两个事实，第一个从科学数据来看，我核电站工作的员工受的辐射剂量为0.01毫希/年，我们核电站有专门的测试系统，有大量的检测设备在围绕着核电站，核电站对每个员工，每个人剂量情况有一个具体的记录，这是一个非常严肃认真的事情，不是开玩笑的，统计结果表明大亚湾核电站从运行到现在，对当地环境没有任何影响，以前是多少还是多少。而我们员工每年测的剂量还少于你做一次长途飞机从北京到欧洲的剂量（0.15毫希/趟），所以从这个角度讲（开个玩笑），我们经常坐飞机的人，更愿意待在大亚湾而不愿意坐飞机。当然，稍微吃一点飞机的剂量是有益无害的。

至于说对身体的伤害，更是事实胜于雄辩，我们有很多员工家属是不上班的，家属有时候为了方便，自己有时候不做饭，更多到是我们核电基地去，住在宿舍里面，跟先生在一起，或者是周末长期住在那里，很多还是孕妇。我们核电站附近住了很多原来的村民，这些村民在我们核电站周围生活了这么多年之后，都认为核电站是非常安全的、希望我们越近越好，因为工作生活靠近我们也是非常便利的。

最好大家有时间，有机会亲自去看一看，或者通过你相信的同学、学长、老师、亲戚、朋友去实地了解一下，你会发现核电站其实是非常安全的。欧阳晖：听完乔总介绍之后，我觉得你可以不相信乔总，但是你不能不相信乔总提供的数字，数字是权威的。

乔总这么一说，我觉得我工作的环境很严酷，我每天出差非常多，都在飞机上，我坐一次飞机比你们员工一年剂量还要高。刚才我问了一个女生的问题，下面这个问题涉及到男生和女生的，所以覆盖面是百分之百，这个问题是听说新员工是不是必须进入公司五年内就要求结婚生育？这个问题我觉得挺严重的，请乔总给我们全国同学们澄清一下。

乔军平：这个是对核比较陌生的同学都会有这个担心，包括我们以前也是，去了以后会不会影响后代，这个问题现在看起来都是非常可笑，但是对于不了解的同学们，这是个很实际的问题，实际上这个问题，对于什么时候结婚、对身体是不是有伤害等，答案是“没有”。不管什么时候结婚、生小孩都可以，现在就我们员工了解了核电站以后都发现这是一个可笑的问题。科学的研究结论，我们事实上所有从事这个行业的同志们，我在核电站工作20多年了，我小孩才10岁，没有说哪个核电站的员工生的小孩会因为在这里工作而有什么影响，到现在为止没有任何一个这样的事例，大家请放心。

电站工业安全

 2007年，大亚湾核电站工业安全事故率达到WANO业绩指标先进水平。 2003年至2006年，岭澳核电站一期持续保持WANO业绩指标先进水平

0.450.40.350.30.250.20.1570.150.10.************20070.1320.1370.1290.1240.0740.1440.1120.0700.2160.432大亚湾0.3680.319岭澳0.066

 据大亚湾核电基地10公里半径范围内10个监测站点长期跟踪监测数据表明，大亚湾核电基地周边地区的环境放射性水平与运行前的本底数据相比没有发生变化，区域内陆地海洋生物种群数量没有发生变化。

 随机选取的岭下站点(AS4)历年来γ辐射数据均值与本底数据对照图

第三篇：核电站岗位

中广核工作岗位

运行操作类

运行操作”岗位主要负责机组正常运行和大修期间主控室的控制界面的监督、控制操作，及电站设备和系统的就地操作，确保机组和设备的安全、稳定和经济运行。运行人员需要熟悉整个电站的工作原理和生产流程，具备系统和全面地分析和解决问题的能力，具有较高的职业素养和良好的工作习惯。

运行操作类岗位需要自动控制、电气、反应堆工程、发电厂及电力系统、热能动力等各方面专业人才。

技术支持类

技术支持类岗位的工作范围涉及到核电站的设备管理、燃料管理、防腐、性能试验、工程改造、技术改进、合同采购、文档服务等技术支持与管理工作，为机组的安全、稳定和经济运行，提供充分的技术支持、文件服务、商务服务和物资供应等支持性工作。技术支持类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力、、土建、防腐、国际贸易、工商管理、图书信息、法律、档案等各方面专业的人才。

生产准备类

核电站的生产准备工作范围涉及到电站的工程建设、安装、调试、移交和试运行等诸多阶段。所从事的工作包括工程设计审查、运行和维修经验反馈、工程建设中的技术支持、电站设备制造过程中的监造、数字化仪控系统控制界面的设计、生产准备计划管理、管理程序和技术程序编写、执照申请、备品备件管理等工作。

生产准备类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力、土建、工程管理、技术经济及管理等各方面专业的人才。

维修类

全面负责公司营运电站的设备、系统日常维修及换料大修，保证公司营运电站的设备、系统和厂房处于良好的状态，为电站的安全、稳定和经济运行提供必要的条件。维修类包括的工作内容包括电站大修的组织、管理及优化工作、日常维修组织与协调工作以及维修技术管理；电站所有机械设备和系统、电气设备和系统、仪控设备和系统、电梯、行车、空调等的日常维修和大修工作；核燃料装卸、废物管理、核清洁及工具管理等工作。

维修类岗位需要机械、仪器仪表、电气、电子、发电厂及电力系统、反应堆工程、热能动力等各类专业人才。设计管理类

主要负责全厂总体设计、初步设计、施工设计的设计管理和审查；以项目为基础的设计管理工作主要包括执照申请及技术支持、设计质量监督、技术方案选择的评价、设计进度控制、设计接口控制、设计变更控制、设计文件控制等；承担部分设计工作；设备采购（技术方面），包括采购方案策划和确定、承包商技术资格审查、合同文件技术部分的编制、技术部分的评标、采购进度与质量控制等；设备制造和监造活动的监督、协调和有效性评价以及对各项目提高业务和资源支持。工作类别主要包括技术协调、总体及执照申请、核岛设计、常规岛及BOP设计、电气设计、仪控设计、土建设计、设备监造等。施工管理类

一方面承担项目现场的施工管理职责；另一方面，承担公司集约化施工管理的责任，统筹公司在施工管理、技术控制和施工人才储备等方面的工作，包括向各异地项目提供施工管理的技术支持和人力支持等。工作类别主要包括物资管理、土建施工、施工支持、核岛安装、常规岛及BOP安装、电仪安装等。监造等。

调试类

主要承担核电站正式运营之前电站设备和系统及机组的调试工作，其主要目的是全面检验核电站的设计，设备制造和施工安装质量，验证核电站各个部件，系统和机组的性能是否符合设计要求；验证电站各种构筑物，设备，系统及整个机组在所有工况下能否安全运行；对设备，系统的性能参数与运行指标进行验证和调试，暴露并消除潜在的系统设计和设备制造隐患和缺陷，确保核电站安全运行，同时提高机组的可用率。其核心业务是调试管理和调试技术、项目的调试策划和准备。目前主要承担中广核集团在建核电项目的调试工作。工作类别主要包括：核岛调试、常规岛及BOP调试、DCS调试、电气调试、技术管理等。计划经营类

所从事的工作主要是新项目的项目总体策划与开发；新项目开发阶段的现场管理；组织工程委托合同的编制、谈判、签订、变更和执行情况的分析、报告；建立和维护各项目的工程计划和进度的管理体系、风险和经验反馈体系、报告体系、项目绩效评价和考核体系，并实施总体控制，同时根据公司政策和各项目的需求，对各项目提供业务和资源支持；并归口管理各异地项目协调办公室的工作。工作类别主要包括：经营策划与项目管理、工程计划、科技管理等。质量保证类

主要负责建立和维护质量和环境管理体系，实施核电工程建设质量保证活动。具体包括工程公司质量和环境管理体系策划、内外审核、管理评审；参与合同采购中的资格评审、合同文件编写、评标、合同签订等活动；对供应商、承包商实施质保监督、监查；负责核安全文化的培育和推进。

工作类别主要包括：公司管理体系建设与维护；施工活动质量保证专业工作；设计和设备采购活动质量保证专业工作。

合同与采购类 主要负责供应合同，服务合同和施工合同的签订和核电设备的采购以及相关的一些法律保险事务。具体包括：采购合同的行政和商务控制，包括法律及保险事务、建和护公司通用的和项目专用的采购合同商务控制程序和规范、规则体系，建立和维护通用的和项目专用的合同外发接口程序和工作规则，组织承包商资格评审，维护合格承包商清单（和禁入承包商清单），组织招投标活动和合同谈判，发布生效合同，合同执行过程的商务跟踪和监督，合同支付、变更、索赔、奖励、处罚的控制；项目的合同采购的策划，包括潜在承包商的数量和业绩评估、采购物项或服务项目的组合方式、承包方的组织形式、风险管理等；公司（包括各项目和分公司）合同采购专业人员的资格管理；对各项目的合同采购活动提供专业指导、支持和监督并对各个项目工作进行业务和资源支持。设计类

组织本工程的设计工作，贯彻工程审批文件和各级审定的设计原则，全面负责本专业技术、进度、投资、质量和信息、文件、资料管理。抓好设计策划、设计接口、设计输入与输出，设计验证、设计确认、设计评审、设计更改的设计控制。组织专业设计方案的研究，协调专业间的分工与衔接，指导设计人员进行设计方案和技术经济比较，提出技术先进、经济合理的方案。研发类

研发类主要以提高核电机组的安全性、可靠性和经济性为目标，搭建核电共用技术平台，解决核电工程建设和生产运营的应用问题，为中广核多项目、多基地提供技术支持与服务，提高中广核集团的科技创新能力。主要从事以下六大板块的工作：：以堆芯设计、燃料管理、安全分析、源项计算与评价、环境影响评价等为核心的反应堆工程与核燃料技术研究；以设备监造、材料留样、工艺评定、设备鉴定、金属材料性能评估、设备运行状态评估（含腐蚀管理、安全评定、可靠性管理、在役检查等）、强度评估、寿命评估与老化管理等为核心的核电站设备质量与可靠性技术研究；以电站工程改造、运行评估、经验反馈、根本原因分析、运行与维修优化、热能动力技术等为核心的提高核电站绩效运行技术研究；核电工程建设与生产运营相结合的信息应用技术研究；核电站模拟机（仿真技术）技术研究，先进核能技术与新能源（太阳能、风能等）技术研究。

操作员是指在现场工作的运行人员，操纵员是在主控室工作的运行人员

第四篇：秦山核电站实习

核技术与自动化工程学院

实习报告

实习内容：□课程设计 □生产实习□参观实习实习形式：□集中 □分散 专业名称：核工程与核技术 核技术 指导老师（职称）：

实习单位：中核核电运行管理有限公司 实习时间：年月 日至年月日

2013年5月

秦山核电站实习

摘 要

本次报告主要介绍了秦山核电站的总体概况、核电站运行过程、海水防腐蚀措施及管理、二期工程反应堆保护系统的研制、核电站的无线通信设计特点以及核电站所在地区的环境问题的了解与调查。

关键词：秦山核电站 运行

海水防腐 通信

目 录

第1章 前 言...........................................................................................................................4 2.1实习目的.................................................................................................错误！未定义书签。2.2实习内容.................................................................................................错误！未定义书签。

2.2.1 概述...............................................................................................................................6 2.2．2反应堆结构...............................................................................................................11 2.2.3 堆芯组成.....................................................................................................................18 2.2.4 蒸汽发生器结...........................................................................................................20 2.2.5 汽轮机结构.................................................................................................................21 2.2.6 除氧器.......................................................................................................................23 2.2.7秦山全数字化仪控系统..............................................................................................26 第1章 前 言

实习地介绍

本次我们实习的地点是秦山核电站，秦山核电站坐落于浙江省嘉兴市海盐县秦山镇双龙岗，面临杭州湾，背靠秦山,这里风景似画、水源充沛、交通便利，又靠近华东电网枢纽，是建设核电站的理想之地。秦山核电站是中国大陆第一座自己研究、设计和建造的核电站，汽轮机、发电机、蒸汽发生器、堆内构件、核燃料元件等重要设备都由我国自己制造，进口设备主要有反应堆厂房环形吊车、压力壳、主泵等，电站动力装置主要由反应堆和一、二回路系统三部分组成。秦山核电站设计广泛采用了国外现行压水堆核电站较成熟的技术，并进行了相当规模的科研和试验工作，始终把安全放在首位。

秦山核电站穿过隧道是二、三期核电基地。二期工程是国家“八五“期间的重点工程。由中国核工业总公司、浙江省、上海市等投资联营建设的，规模为两台60万千瓦核电机组的商用核电站，已分别于2002年2月6日和2004年5月3日建成发电。秦山核电站三期总装机容量为两台728兆瓦核电机组，是中国与加拿大联营建设的，二台机组分别于2002年12月31日和2003年6月12日建成发电。秦山核电站已成为总装机容量为300万千瓦的中国核电基地。

中国自行设计和建造的第一座实用型核电站。位于浙江省海盐县东南秦山。由上海核工程研究设计院等单位设计。采用世界上技术成熟的压水堆，核岛内采用燃料包壳、压力壳和安全壳3道屏障，能承受极限事故引起的内压、高温和各种自然灾害。电站1984年开工，一期工程包括建设一座30万千瓦核反应堆,安装 3台共30万千瓦汽轮发电机组及建设配套厂房和输电设施，1991年建成投入运行。年发电量为17 亿千瓦时。二期工程将在原址上扩建2台60万千瓦发电机组，1996年已开工。

秦山核电站位于中国浙江省海盐县，是中国大陆建成的第一座核电站，在经过多次扩建后，现已发展成一处大型核电基地。该电站是中国第一座自己研究、设计和建造的核电站，一期工程额定发电功率30万千瓦，采用国际上成熟的压水型反应堆，1984年破土动工，1991年12月15日并网发电，设计寿命30年，总投资12亿元。厂区主要包括七个部分：核心部分、废物处理、供排水、动力供应、检修、仓库、厂前区等。全厂设备约28,000余台件，由国内585个工厂和10余个国家（地区）供货，汽轮机、发电机、蒸汽发生器、堆内构件、核燃料元件等重要设备都由中国自己制造，进口设备主要有反应堆厂房环形吊车、压力壳、主泵等，电站动力装置主要由反应堆和一、二回路系统三部分组成。秦山核电站设计广泛采用了国外现行压水堆核电站较成熟的技术，并进行了相当规模的科研和试验工作，始终把安全放在首位。为阻止放射性物质外泄，设置了三道屏障，第一道锆合金管把燃料蕊块密封组成燃料元件棒；第二道为高强度压力容器和封闭的一回路系统；第三道屏障则为密封的安全壳，防止放射性物质外泄。加外还有安全保护系统、应急堆蕊冷却 系统、安全壳、喷淋系统、安全壳隔离系统、消氢系统、安全壳空气净化和冷却系统、应急柴油发电机组等，使反应堆在发生事故时，能自动停闭和自动冷却堆蕊。秦山核电站的建成结束了中国大陆无核电的历史，投产以来，机组运一直处于良好状态，成为中国自力更生和平利用核能的典范。

秦山核电站总投资17亿多元，所产生的清洁电能源源不断地输入华东电网，有助于缓解浙江省和长三角区域长期的能源供应吃紧状态。

实习目的

（1）训练从核电站业设计、施工、监理及系统运行管理等工作所必须的各种基本技能和实践动手能力；

（2）了解核电站整体的运行情况，以及各个设备的工作原理与工作过程。（3）培养理论联系实际、从实际出发分析问题、研究问题和解决问题的能力；

（4）培养热爱劳动、不怕苦、不怕累的工作作风

实习内容

(1)第一周：秦山核电站整体运行情况参观与了解

(2)第二周：关于《二回路系统水化学的改进》及《二期工程反应堆系统》的学习与了解(3)第三周：师傅带领参观海水反腐系统构造并讲解原理以及对核电站无线通信系统的认识

（4）第四周：关于核电站辐射对当地环境的影响实践与认知 第2章

秦山核电站运行过程

2.1 概述

核动力装置的组成及工作原理

核力装置是一个由各种仪器、系统、设备和机构组成的综合体，用于将核燃料裂变时放出的核能变换成电能、机械能和热能。核动力装置由两部分组成：一是反应堆装置，其作用是使核燃料中的易裂变核素产生裂变，释放热量，并把热量传递给工质（冷却剂）；二是汽轮发电机组（包括汽轮机和发电机），其作用是将工质（蒸汽）热能转为机械能和电能，在大多数核动力装置中，作为工质的冷却剂和蒸汽的回路是分开的。其中，冷却剂回路称为一回路．水蒸气回路称为二回路。一回路是带放射性的，二回路则是安全的。

秦山核电站一期工程建设的两台单机容量为100万千瓦级的俄罗斯ASE-91/99型压水堆核电机组即为双回路设计。其中，一回路由1个反应堆、1台稳压器和4个环路组成，如图2-2-1所示。

2-1-1 一回路组成

每个环路又包括1台蒸汽发生器、1台主泵和主管道。冷却剂在主泵的作用下．按照从反应堆一蒸汽发生器一主泵一反应堆的流程在一回路中循环流动。一回路内的压力由稳压器稳定在15.7 MPa，在冷却剂通过反应堆堆芯时，吸收核裂变释放出的热量，温度从t=290℃加热到t=322℃，因此冷却剂在正常情况下处于欠饱和状态。被加热的

冷却剂然后沿主管道进入蒸汽发生器，并在蒸汽发生器的传热管内流动，将热量传递给传热管外侧的二回路工质（给水），使给水沸腾，从而转变为饱和蒸汽，蒸汽的压力为6.28MPa，温度为278℃。同时'一回路冷却剂被二回路工质（给水）冷却，温度从320℃下降到290℃，然后沿主管道重新进入堆芯。

在蒸汽发生器内产生的饱和蒸汽沿蒸汽管线进入汽轮机。蒸汽在流过汽轮机膨胀做功，使其热能转换成汽轮机转子旋转的机械能。由于汽轮机转子与发电机转子通过联轴器连接在一起，因此汽轮机在转动的同时带动发电机转子旋转，继而在发电机定子上产生感应电流，这样就将机械能转换成电能，如图2-1-2所示。

2-1-2 二回路热力系统

由于随着蒸汽在汽轮机内的膨胀，蒸汽的湿度增加，而这有可能导致汽轮机零件的汽蚀磨损。所以，汽轮机分为高压缸和低压缸，并且在高压缸和低压缸之间设置汽水分离再热装置，对蒸汽进行干燥和加热。干燥后的微过热蒸汽进入低压缸做功，并最终排入凝汽器。

在凝汽器中布置有传热管，传热管内循环流动着海水，用于冷却汽轮机排出的乏蒸汽，使乏蒸汽转变为凝结水，同时保持凝汽器内为恒定的真空。海水的水温通常在13～33℃，海水的循环依靠循环泵实现。

凝汽器中蓄积的蒸汽凝结水称为主凝结水，由凝结水泵抽出，经过低压加热器加入除氧器。低压加热器是利用从汽缸中抽出的蒸汽加热凝结水，有利于提高热循环效率，同时也可将汽轮机内的水分带出，有利于汽轮机的安全运行。在秦山核电站共设有四级低压加热器，其中一号低加为并列布置的4个表面式加热器，二号低加是一个混合式加热器，三号低加是一个表面式加热器，四号低加也是一个表面式加热器。

在除气器中，利用汽轮机高压缸的抽汽将凝结水加热至饱和温度，使溶 在水中的氧和二氧化碳等气体被释放出来并排出二回路，避免金属设备腐蚀，可见除氧器。经过除氧后的凝结水称为主给水。

主给水由主给水泵抽出，经过高压加热器加热后进入蒸汽发生器，高压加热器同样是利用从高压缸中抽出的蒸汽加热给水，有利于提高热循环效率。在秦山核电站，高压加热器均为表面式加热器，共设有两级并且分AB两个并列运行系列。例如，A系列依次布置有一个五号高加和一个六号高加，B系列与A系列完全相同。

从以上对二回路热力系统的描述可知：二回路做功的工质从初始的饱和蒸汽，经过几个不同的热力过程后，仍然回到初始状态，这个周而复始的热力循环即是朗肯循环。

如图2-2-3所示，朗肯循环由以下几个热力过程组成：

2-1-3 核电厂郎肯循环

8→1→2，表示二路的给水在蒸汽发生器中吸收一回路冷却剂释放的热量后转变为饱和蒸汽的过程，是一个定压吸热过程。2→3：表示饱和蒸汽在高压缸中膨胀做功，将蒸汽的内能部分地转化为转子旋转的机械能，是一个绝热膨胀过程。

3→4：表示高压缸的排汽在汽水分离再热器中的汽水分离过程，使蒸汽的湿度减小。

4→5：表示高压缸的排汽在汽水分离再热器中的再热过程，使蒸汽的内能增加。

5→6：表示饱和蒸汽在低压缸中膨胀做功，将蒸汽的内能部分地转化为 转子旋转的机械能，是一个绝热膨胀过程。

6→7：表示汽轮机排汽在凝汽器中被冷凝成凝结水的过程，是一个定压放热过程。

7—8：表示水在泵中的加压过程，是一个绝热压缩过程。

核电厂的热循环效率，通常用表示，它是指工质完成一循环所做的静功与工质在循环中从高温热源吸收的热量的比值，它表示输入的热量转变为功的份额。

从朗肯循环可知，工质在循环中从高温热源吸收的热量q1，是点1→2→3→4→5→6→90→10→7→8所 所围成的面积，工质在循环中向低温冷源释放的热量q2，是点6→9→10→7所 围成的面积；工质完成一个循环所做的净功即是吸收的热量与释放的热量之差，因此，核电厂的热循环效率可以用下式表示：(2-1-1)

由于q1与蒸汽的初始参数（温度、压力）有关，q2与蒸汽的终参数有关，因此初始参数越高，则热循环效率越高；终参数下降，初始参数不变，则热循环效率越高。

由于核电厂蒸汽的初始参数低于火电厂蒸汽参数，因此核电厂的热循环效率较低。为了提高热循环效率，核电厂普遍采用了给水回热循环。采用给水回热循环的意义在于：从汽轮机中抽出一部分蒸汽，加热给水，提高了蒸汽发生器的给水温度，减少了给水在蒸汽发生器中的吸热q1。同时，可使抽汽不在凝气器中令凝放热，减少冷源损失2。，因此在蒸汽初、终参数相同的条件下，采用给水回热循环的热效率比朗肯循环高。

秦山核电站运行工况

秦山核电站按照现行俄罗斯标准和IAEA标准设计有以下4种运行工况：(1)正常运行工况

正常运行工况是指电站所有系统和设备的状态符合所设计的正常运行限值和条件。正常运行工况包括有功率运行、最小可监测功率水平、热态、冷态、维修冷停堆、换料冷停堆，加热和冷却8个状态。(2)预期运行事件

预期运行事件是指所有能够预期的机组正常运 行的偏离，在运行期间发生一次或几次但是由于设计中规定了相应的措施，不会对安全重要部件造成大的破坏，不会导致事故状态。预期运行事件诸如：多台或者单台主泵停运、汽轮机主汽门关闭或者外部负荷丧失、蒸汽发生器安全阀、大气释放阀或者旁排阀意外打开等。(3)设计基准事故

设计基准事故是指由设计中的初始事件引发的事故，设计有符合单一故障准则的安全系统以限制事故的后果。设计基准事故诸如：稳压器安全阀意外打开并且停留在开位置、一回路小破口、一回路大破口、蒸汽发生器给水管破裂等。如图2-2-4 反应堆的组成(4)超设计基准事故

超设计基准事故是指由设计基准事故所没有预想到的初始事件弓发的事故，或者是设计基准事故叠加安全系统故障。超设计基准事故可能会导致严重的后果，甚至是堆芯熔化。超设计基准事故诸如：8小时和24小时全部交流电源故障、给水完全丧失、大/小破口跌加堆芯应急冷却系统能动部分故障、不停堆的预期瞬态、在反应堆顶盖移开和反应堆密封的情况下应急和计划冷却系统的排热长时间（超过24小时）丧失。

秦山核电站运行模式

秦山核电站有以下3种运行模式'即“N”模式、“T”模式和“C”模式。

(1)“N”模式（机跟堆运行模式）：是指反应堆功率控制系统控制反应堆功率，使反应堆功率保持在设定范围内；汽轮机自动控制系统调节汽轮机调门开度，使机组负荷跟随反应堆功率的变化而变化，从而保证主蒸汽集管压力恒定。

(2)“T”模式（堆跟机运行模式）：是指汽轮机自动控制系统控制机组负荷，使机组负荷保持在设定范围内，而反应堆功率控制系统调节控制棒的棒位，使反应堆的功率跟随机组负荷的变化而变化，从而保证主蒸汽集管压力恒定。“T”模式是电站的主要运行模式。(3)“C”模式（功率分布控制运行模式）：控制棒由MCDS的功率分布控制器控制，目的是进行反应堆功率分布控制。反应堆功率控制器监测主蒸汽集管压力，当主蒸汽集管压力大于限值时，自动强制转换到“T”模式。

秦山核电站的主要运行参数 2-1-5反应堆装置在正常运行工况下的运行参数

2.2反应堆结构

反应堆的作用和组成

热中子核反应堆的主要作用是：

(1)将核燃料所有形式的裂变能部分地转交成热能，并将热能传递给一回路冷却剂；

(2)在反应堆堆芯内建立可控的链式核裂变反应；

(3)在O～3000 Mw功率水平范围内能保持堆芯可控链式核裂变反应。

反应堆的组成部分如图1-2-1所示，包括有：反应堆压力容器，堆芯吊篮，堆芯围板，保护管组件、堆芯（燃料组件、控制棒组件、可燃毒物棒组件）、上部组件、堆内监测仪表、保护钢结构、上部组件热屏蔽、支承环、止推环、支承衍架、止推衍架、控制棒驱动机构，隔离波纹节、主密封件、接管区热屏蔽和生物屏蔽、干保护、堆内及堆外核测和堆芯捕集器。反应堆压力容器

反应堆压力容器作为一回路的压力边界，是防止堆芯内放射性裂变产物逸出的第三道屏障。压力容器用于容纳堆内构件，堆芯部件及其它相关部件。

反应堆压力容器是由容器法兰，接管区段上壳段，接管区段下壳段，支撑壳段，上部圆筒壳段，下部圆筒壳段和椭圆底封头7部分焊接而成，共有6环焊缝，如图2-2-1所示。

堆芯吊篮

堆芯吊篮是一个带椭圆形底的立体式圆筒体，其主要作用是：固定堆芯围板和燃料组件，使一回路冷却剂以均匀的流量在堆芯内流动，同时依靠其金属壳体，减少反应堆压力容器的入射中子量。

堆芯吊篮又法兰部分，多孔壳段，圆筒壳段，燃料组件支撑管，隔板，底封头，防断支撑等部件组成，如图2-2-2所示。

堆芯围板

堆芯围板安装固定在吊篮内，与吊篮一起装入或卸出压力容器，结构如图2-2-3所示。

堆芯

反应堆压力容器内进行裂变链式反应的区域。堆芯通常由燃料组件、中子源、可燃毒物、慢化剂(根据需要)和控制棒组件等组成。它们之间流过冷却剂，以带出裂变反应产生的热量。堆芯的主要性能参数见下表2-2-4

控制棒驱动机构

控制棒驱动机构的作用是驱动控制棒组件，是控制棒组件能够在堆芯中上下移动，实现反应堆启动、功率调节、剩余反应性补偿和停维；另外，通过位置传感器，可以向主控室传送控制棒在堆芯的位置信号，见图2-2-5。

控制棒驱动机构主体由承压壳体、电磁部件、运动部件、驱动杆和步长位置指示器组成。

承压壳体是由不锈钢支撑的带法兰的套管，用于安置控制棒驱动机构的内、外部件，保证控制棒驱动机构在一回路参数下工作。

运动部件安装在密封的承压壳内，通过与电磁部件之间的相互作用实现驱动枰和控制组件的移动。运动部件包括3个主要部分：提升组件、固定组件以及弹簧组件。其中：

(1)提升组件：用于实现驱动杆的步进式移动，包括提升线圈可动磁极（1个）锁紧线圈可动磁极（2个）、提升线圈不可动磁极（1个）以及可动棘爪。

(2)固定组件：用于保持驱动杆处于某一固定位置，包括有固定线圈不可动磁极（1个）、固定线罔可动磁极（1个）以及固定棘爪。驱动杆上部分是一个带齿的圆柱形套管，齿间间距为20 mm，可与运动部件中可动部件连接。在驱动杆下部端头有夹持装置，可与控制棒组件星形构架连接。在驱动杆内布置有13个由导磁不锈钢制成的分流器，各分流器之间由垫圈隔离，依靠分流器与步长位置传感器线圈之间的相互作用，形成驱动杆位置指示信号。步长位置指示器用于监测驱动杆和控制棒组件的位置，它可以提供控制棒组件在堆芯每20mm行程的位置指示，它通过控制棒驱动杆带动驱动杆内的分流器移动造成位置指示器内9组电感线圈电势的变化测出控制棒的棒位。

堆芯捕集器

秦山电站在世界上首次设置了堆芯熔融物捕集和冷却装置（简称堆芯捕集器），以减轻堆芯熔化并熔穿反应堆压力容器的严重事故后果。堆芯捕集器的作用是包容含有大量放射性裂变产物的堆芯熔融物和确保安全壳的完整性，从而使严重事故后果降低到对周围居民和环境规定的限值水平。

如果没有堆芯捕集器，那么在这样的严重事故下，高温、高化学活性的堆芯熔融物就会与安全壳构筑物直接作用，使其丧失密封完整性。在此情况下，不仅气态和气溶胶放射性产物．而且大量长寿命的液态和固态放射性物质将释人环境，这将导致灾难性的后果。因此，设置捕集堆芯熔融物并使其长期冷却的装置作为预防措施是必要的，这种代价带来的潜在效益就是使核电站的安全性显著提高。堆芯捕集器由托盘、通风集管、牺牲材料填料篮以及热交换器四部件组成，如图2-2-6所示。整个堆芯捕集器放置在反应堆本体的正下方。

在发生堆芯熔化的超设计基准事故时，堆芯捕集器投入运行。堆芯熔融物首先流至托盘表面，然后沿托盘流人填料篮，通过与牺牲材料之间的热物理一化学反应（吸热反应），吸收部分热量，同时堆芯熔融换热物锆、铬、铝等氧化物组成的熔渣上升浮于熔化金属上层，阻止非挥发性裂变产物释出。另外，当堆芯燃料组件出口汽一气混合物温度达到400℃时，操纵员投入堆内构件检查井水应急使用系统（JNB），即打开堆内构件检查并与堆芯捕集器连接管线上的门阀，使堆内构件检查井中的蓄水（683m3）依靠重力（非动能）进入堆芯捕集器换热器组件，通过水的沸腾蒸发冷却堆芯熔融物，蒸汽由排放通道排入安全壳。在熔融物流出压力容器50min后，操纵员将乏燃料水池的蓄水引至熔融物表面，以冷却熔融物。在事故发生24小时内，堆内构件检查井和乏燃料水池的蓄水足以满足熔融物衰变余热并排出要求。在核电恢复后，通过JMN系统和FAK系统向堆内构件检查井和乏燃料水池补水，以确保堆芯捕集器的长期冷却。堆芯捕集器中的物质完全固化，需要至少10个月的时间。2.3 堆芯组成

燃料组件

堆芯中共装载有163个燃料组件，每个燃料组件都是由上管座、下管座和燃料棒束部分组成，如图2-3-1所示。

燃料组件的结构允许向燃料组件中插入控制棒组件、可燃毒物棒组件、中子—温度测量通道以及装卸料专用工具，燃料组件的特性参数见表2-3-2。

堆芯中的燃料组件按照组成的不同分为两类，即标准型燃料组件和混合型燃料组件。其中，混合型燃料组件又分为含钆的燃料组件和不含钆的燃料组件，如图2-3-3所示。2.4 蒸汽发生器结

蒸汽发生器的功能与组成

秦山核电站一回路冷却剂系统的每个环路设置有1台蒸汽发生器ΠΓB-1000M，其中KKS代码为JEA10,20,30,40AC001，并且围绕反应堆布置在反应堆厂房内，如图2-4-1所示。

蒸汽发生器作为一回路的主要设备，主要功能包括：

（1）将一回路冷却剂的热量通过传热管传递给二回路的给水，加热给水至沸腾，经过汽水分离后产生驱动汽轮机组的饱和蒸汽；

（2）作为一回路的压力边界，承受一回路压力，并与一回路其他压力边界共同构成防止放射性裂变产物逸出的第三道安全屏障；

（3）在预期运行事件、设计基准事故工况以及过度工况下保证反应堆装置的可靠冷却。

蒸汽发生器的主要技术参数见表2-4-2。

2.5 汽轮机结构

汽轮机的作用

汽轮机是热动设备，属于正常运行设备，其作用是不断的将水蒸气流的热能转变为汽轮机转子转动的机械能。汽轮机的工作原理

蒸汽的热能转变成机械能是通过汽轮机中级的工作来完成的。因此，要了解汽轮机的工作原理．必须首先掌握级的概念和工作原理。

汽轮机的级，是汽轮机最基本的工作单元，由一列喷嘴和一列动叶栅构成。汽轮机通常由许多级组成．在多级汽轮机中，蒸汽的热能转变成机械能就是通过各个级的工作来完成成的。汽轮饥级的结构如图2-5-1所示，静叶片固定在隔板中．两个相邻静叶片间的汽流通道称为喷嘴。动叶片固定在叶轮上，动叶片的剖面称为动叶栅。在隔板与转轴之间设置有减少蒸汽旁流的密封装置，称为隔板汽封；在动叶片顶部设有围带，围带顶部设有减少蒸汽旁流的密封装置，称为围带汽封。

当具有一定温度和压力的蒸汽通过汽轮机级时，首先在喷嘴中将蒸汽所具有的热能转变为动能，然后在动叶栅组成的汽流通道中将蒸汽的动能转变为机械能。换句话说，在汽轮机的级中，蒸汽总焓降的一部分转变为功。根据工作原理的不同，汽轮机的级分为冲动级和反动级两种类型。其中，冲动级又包括纯冲动级和带有一定反动度的冲动级。

级的反动度用ρ表示，是指动叶栅理想焓与级数的焓降之比，它表示蒸汽在动叶栅中的膨胀程度。

(1)如果ρ=0，称为纯冲动级，即蒸汽只在喷嘴中膨胀，在动叶栅中不膨胀。

(2)如果O<ρ<0.25，称为带有一定反动度的冲动级，即蒸汽不仅在喷嘴中膨胀。叶栅中也膨胀，并产生附加的反作用力，推动叶轮旋转。

(3)如果ρ=0.4～0.6及以上，称为反动级，即蒸汽在喷嘴和动叶栅中 都膨胀。

根据级的工作原理，汽轮机分为冲动式汽轮机、反动式汽轮机和冲动反动联合式汽轮机。

秦山核电站汽轮机结构

秦山核电站采用K-1000-60/3000型汽轮机，是列宁格勒金属工厂在长期设计、生产和运行高速汽轮机的经验基础上改进的。

K-1000-60/3000是汽轮机型号，其中： K——表示凝汽式汽轮机；

1000——表示额定功率为1000MW；

60——表示汽轮机前的蒸汽额定压力位60kgf/cm2(5.88MPa)； 3000——表示汽轮机的转速为3000r/min；

秦山核电站K-1000-60/3000型汽轮机由4个低压缸和1个高压缸组成，如图2-5-2所示。

2.6 除氧器

给水除氧的必要性及除氧方式

进入蒸汽发生器的给水必须经过除氧．这是因为给水中含有氧气，将会使给水管管道 汽发生器传热管以及汽轮机通流部分遭受腐蚀，缩短设备的寿命。防止腐蚀最有效的办法 是除去水中的溶解氧和其他气体，这一过程称为给水的除氧。

给水除氧的方式分为物理除氧和化学除氧两种。物理除氧是设置除氧器，利用汽轮机 的抽汽加热除氧器中的凝结水，达到除氧的目的。化学除氧是在凝结水中加入化学试剂极 限除氧。

秦山核电站同时使用了物理除氧和化学除氧两种方式，以达到除氧的目的。除氧器的作用 在秦山核电站的二回路热力系统中设置有除氧器。如前所述，除氧器的主要作用就是除去蒸汽发生器给水中的氧气及其他气体，保证给水的品质。同时，除氧器本身又是给水回加热系统中的一个混合式加热器，起到了加热给水，提高给水温度的作用。

除氧器的工作原理

水中溶解气体量的多少与气体的种类、水的温度以及各种气体在水蔺上的分压力有关，除氧器工作原理是：把压力稳定的蒸汽（通常是汽轮机高压缸的抽汽）送入除氧器，加热除氧器中的水。在加热过程中，水面上水蒸气的分压力逐渐增加，而其他气体的分压力逐渐降低．水中的气体就不断地分离析出。当水被加热到除氧器压力下的饱和温度时，水面上的空间全部被水蒸气充满，各种气体的分压力趋于零，此时水中的氧气及其他其他即被除去。

从上述的工作原理可以看出，热力除氧必须满足以下两个条件：，第一，必须将除氧器中的水加热到除氧器压力对应的饱和温度；

第二，必须及时排出从水中分离析出的气体。

如果第一个条件不满足，则气体不能全部从水中分离出来；如果第二个条件不满足，则已分离出来的气体会重新回到水中。因此，除氧器加热蒸汽的汽源也是至关重要。

对于秦山核电站，除氧器在加热和启动阶段，加热蒸汽来自厂用蒸汽，而厂用蒸汽可以来自主蒸汽集管、辅助锅炉或者临近机组。在汽轮机启动后并且抽汽的压力达到一定值时，加热蒸汽则来自汽轮机的三级抽汽。

还需要指出的是，气体从水中分离析出的过程并不是在瞬间能够完成的，需要一定的持续时间，气体才能分离出来。

除氧器结构

秦山核电站除氧器为淋水盘式除氧器，主要由上部的除氧塔和下部的除氧水乡组成，如图2-6-1所示。其中除氧塔是容积为150 m3，长度为3 m直径为2.2m

3的圆筒状容器，除氧水箱是一个容积为400 m，长度为3.8 m，直径为3.6 m的圆筒状容器。

在除氧塔顶部装有4个射流喷嘴，其作用是将进入除氧塔的主凝结水分散成束状水流 和水滴'以增加水和蒸汽之间的接触面积，改善传热效果，提高除氧效率，在射流喷嘴的下方设置有筛状多孔的淋水盘，称为上部淋水盘。喷嘴出口的束状水流首先落至上不淋水盘，除此之外，温度较低的除氧器补水、辅助给水泵的循环水以及蒸汽发生器的排污水等也是直接送至上部淋水盘。因此上部淋水盘的作用即是将凝结水及其他疏水和补水分解成细小的水滴。

在上部淋水盘下部还设置有一层筛状多孔的淋水盘，称为下部淋水盘。加热用的蒸汽从除氧塔两端经挡板送至下部淋水盘下部。加热蒸汽由下向上流动，与下落的束状水流接触换热，将水加热至饱和温度，使水中的气体不断分离逸出，并由塔顶的排气管排出，凝结水则下流至除氧塔底部。因此下部淋水盘的作用出了分散水流外，还有展平水流和气流的作用，使水流与汽流充分接触。

在除氧塔和下部的除氧水箱之间设有连接管。除氧塔中的水经连接短管的水流通道进入除氧水箱。在除氧水箱中设置再沸腾管，可将一部分加热蒸汽从除氧水箱的两侧引入除氧水箱的底部（正常水面以下）。设置再沸腾管的目的：一是在机组启动前可以加热水箱中的给水；二是在正常运行中，可以使水箱内的水经常处于沸腾状态，同时水箱液面上的汽化蒸汽还可以把除氧水与水中分离出来的气体隔离，从而保证除氧效果。再沸腾管由横向木管和立式支管组成．支管底部为封头多孔段。蒸汽进入母管后沿管道进入各支管，然后从支管底部的汽孔进入除氧水箱，加热水箱中的水至饱和温度。

在除氧水箱的蒸汽空间里除了有凝结水沸腾产生的蒸汽外，还有直接进入除氧水箱的高温流体（如高加凝结水、汽水分离再热器凝结水等它们的温度高于除氧器中水的饱和温度）汽化所形成的蒸汽。混合蒸汽由下向上流动，经连接短管内的蒸汽通道进入到除氧塔的下部淋水盘，在此与加热蒸汽的主流混合。综上所述，除气塔中的射流喷嘴和两层淋水盘以及除氧水箱中的再沸腾管保证了除氧器的有效除氧。

2.7秦山全数字化仪控系统

核电站仪控系统的功能

核电站仪控系统控制着整个电能生产的主要和辅助过程，并在所有运行模式及紧急情况下维护电厂的安全性、可靠性和可用性，以及在正常运行工况下维护环境的正常状态。仪控系统具有两大功能：信息功能和控制功能。

秦山核电站全数字化仪控系统的组成

秦山核电站采用全数字化仪控系统，又称全数字集散控制系统（或DCS-分散式控制系统）主要由正常运行仪控系统Teleperm XP(TXP)和安全仪控系统Teleperm XS(TXS)、堆本体仪控系统（堆外核测、堆内核测、棒控棒位等系统）和BOP仪控系统4部分组成，如图11-1-1所示。

秦山核电站全数字化仪控系统的功能分级

TNPS全厂仪控系统按照功能可以划分成3级，即现场及自动化级、机组级和全厂级仪

控系统。其中：

(1)现场及自动化级仪控系统：基于TXP、TXS、其他微处理器系统以及网络通讯设施构成，用于实现对工艺过程及设备的测量、监视、控制和保护；

(2)机组级仪控系统：基于OM690操作监视系统构成，用于实现正常运行和应急工况下对机组的监视、控制和保护；

(3)全厂级仪控系统：基于OM690操作监视系统构成，用于实现对全电厂的监视和控制、与核电系统连接的监视和控制等。

秦山核电站全数字化仪控系统的安全分级

从安全角度考虑，根据国际原子能机构颁布的核安全导则D3／D8，将仪控系统分为3个安全等级：安全(1E)、安全相关(SR)和非安全(NS)。反应堆保护系统功能全部在TXS中实现，安全相关功能的一部分在TXS中实现另外一部分在TXP中实现。TXP系统也用做对非安全功能进行控制。

第三章 秦山核电站海水系统防腐蚀措施及管理

3.1秦山核电站地理背景简介

秦山核电站是我国大陆自主设计、建造、运行的第一座核电站。该30万kW核电机组1991年12月首次并网发电，1994年4月投入商业运行。秦山核电站的冷却用海水取自于钱塘江、长江与东海交汇处的杭州湾。杭州湾海水中氯离子的含量高达7 250 ×10-6，海水中夹带有大量黏性细颗粒粉砂，最大含砂量可达5～12 kg/m3，是非常复杂的“含大量氯离子的双相流”。同时，海水中有机质丰富，富含有机酸，贝类等海生物生长迅速。由于秦山地区的海水泥沙含量大，腐蚀性强，对设备的磨损和腐蚀作用显著，具有磨损（冲刷）腐蚀、微生物腐蚀、电偶腐蚀、缝隙腐蚀、点蚀等多种腐蚀作用，故海水系统的防腐蚀管理是一个难点问题，也具有很强的代表性。

3.2 秦山核电站海水系统流程 3.2.1 系统概述

秦山核电站海水系统根据用户不同分为一回路海水系统和二回路海水循环冷却水系统。

一、二回路海水系统共用49号海水泵房及海水取排水设施。杭州湾的海水经取水方涵、拦污栅 再通过取水隧道，经过海水泵房内3台旋转滤网的过滤后进入泵坑。4台一回路海水泵和6台二回路海水循环水泵再将海水泵房泵坑内的海水通过管道输送给各用户进行热交换。在完成热交换后，二回路海水循环冷却水系统的排水汇集到排水母管经虹吸井、排水方涵、连接井、排水隧洞排入最终热阱杭州湾。来自02号核岛辅助厂房的一回路海水系统排水接排入虹吸井后的排水方涵，与二回路排水汇流；供给07号应急柴油机厂房的一回路海水统的排水直接排入厂区边坡排水沟。

3.2.2 一回路海水系统一回路海水系统也叫作重要厂用水系统，其功能是在机组各种运行工况下向02号厂房设备冷却水热交换器以及07号厂房应急柴油发电机组套泵房泵坑内取水后汇集于A、B两根水母管内，再分成4根进水管通过二次滤网过滤后分别供应 给两台凝汽器的A、B两侧进行热交换，排水经4根排水管汇集于两根回水母管后排入虹吸井。两根进水母管各引出一根支管将海水供应给04号汽轮机厂房内的其他用户构成海水冷却水系统。海水管式水冷器提供充足的冷却水,并将收集的热负荷输送到最终热阱，即杭州湾，确保反应堆机组在正常运行和事故运行条件下安全运行。一回路海水系统有4台100%容量的海水泵,分为两个冗余系 列，即1号、2号泵在一根输水母管上为A系列；3号、4号泵在另一根输水母管上为B系列。该系统满足核安全三级，抗震I类要求。一回路海水系统流程如图3-2-1所示。

3.2.3 二回路海水循环冷却水系统

二回路海水循环冷却水系统包括为凝汽器供应冷却海水的海水循环水系统和为其他用户提供冷却海水的海水冷却水系统。6台循环水泵从海水冷却水系统设两台海水过滤器，过滤海水中的杂物，以免堵塞各用户管束。3台海水升压泵是专为7.2 m标高处的发电机空冷器设计的。其他用户因布置在0 m标高层，海水压力足够高，故不另设升压泵供水。海水冷却水系统的用户主要有发电机空冷器，工业水冷却器和发电机定转子水冷却器。冷却完各用户后的海水排水分别经两根支管汇集到两根回水母管中。二回路海水循环冷却水系统的流程如图 3-2-2所示。

3.3海水系统现有防腐蚀措施 3.3.1 外防腐措施

由于海水的腐蚀性很强，而土壤或大气的腐蚀性相对较弱，故秦山核电站海水系统外防腐措施相对较为简单。埋地部分一般用环氧树脂加玻璃丝布包缠（四油三布）进行外防腐，配合厂区地下金属埋设物区域性阴极保护系统进行外壁联合保护；厂房内部分一般用环氧玻璃丝布或环氧类防腐漆进行外防腐。3.3.2 一回路海水系统

秦山核电站一回路海水系统输水管道大部分为管沟铺设，一少部分为埋地铺设。管道内表面衬有聚合物水泥砂浆衬里；4台一回路海水泵泵壳材质为奥氏体不锈钢，为保护泵壳免受含泥沙海水的腐蚀及冲刷，均采用高聚陶瓷类修复材料对泵壳内表面进行了防腐涂装；设备冷却水热交换器前的2台一回路海水过滤器用双相不锈钢及钛材进行制造，以保证良好的耐海水腐蚀性能；3台设备冷却水热交换器壳体为16MnR材料，海水侧水室有衬胶层保护，传热管及管板为钛材；应急柴油机冷却水及中冷水热交换器壳体材料为16MnR，海水水室有衬胶层，传热管为HAl77-2A铝黄铜材料，管板为HSn62-1锡黄铜材料，这两种铜合金均有 较好的耐海水腐蚀性能；07号厂房内使用衬塑管道连接热交换器和室外的砂浆衬里海水管道。

3.3.3 二回路海水循环水系统

二回路海水循环水系统中，碳钢类循环水泵部件与海水接触部分均有熔融环氧涂层或环氧沥青漆等防腐涂层进行保护，叶轮仓部位安装有锌合金牺牲阳极保护块；循环水泵叶轮叶片由于泥沙冲刷磨损严重，曾使用高聚陶瓷类冷涂层及超音速火焰热喷涂WC-Co-Cr涂层进行保护，现在还处于验证阶段；循环水系统管道中室外部分均为埋地铺设，管道内表面大部分衬有水泥砂浆衬里，局部为熔融环氧或防腐涂层；为加强对循环水系统管道的保护，该部分管道加有厂区海水管道内壁阴极保护系统，由16个镀铂钛辅助阳极装置向管内海水释放电流对管道内壁进行阴极保护；在输水母管互通闸阀两侧直径1.6 m和2.6 m渐缩管段内壁加有铝合金牺牲阳极进行阴极保护；04号厂房内凝汽器本体至海水进出口蝶阀间的海水管道内壁涂有重防腐环氧沥青漆涂料，并结合铝合金牺牲阳极对管道进行保护；4台二次滤网筒体及凝汽器进出口水室和折回水室内表面衬有橡胶防腐层。

3.3.4 二回路海水冷却水系统 二回路海水冷却水系统，从进水母管接口开始直至04号厂房内海水过滤器前后的海水管道以及04号厂房至回水母管的排水管道均为砂浆衬里，其余去各用户的海水管道内表面大为熔融环氧，局部冲刷严重管段用高聚陶瓷类耐磨材料进行防护；不锈钢材质的海水过滤内表面使用高聚陶瓷类涂层加以保护，以防止海水的点蚀和冲刷；3台海水升压泵泵壳内表面也使用高聚陶瓷涂层加以保护以抵御含泥沙海水的冲刷腐蚀；工业水冷却器与海水接触部分如水室、传热管、管板均为钛材质，具有良好的耐海水腐蚀性能；定转子冷却器内与海水接触的水室或接管也都有衬胶或衬塑防腐层进行防护；发电机空冷器传热管及管板为钛材，碳钢材质的海水进出口短管内表面用熔融环氧加高聚陶瓷耐磨涂层进行联合保护，空冷器端盖均用高聚陶瓷涂层进行防护。

3.4海水系统防腐蚀管理

3.4.1 海水系统防腐蚀管理策略

秦山核电站是我国大陆第一座核电站，受当时条件限制，海水系统选材及防腐 蚀初始设计中存在一些不足，造成运行前期海水系统发生一些腐蚀问题。由于一开始并没有成立专业的防腐科室对海水系统进行管理，故前期海水系统的防腐管理还是以消缺性管理为主。随着海水系统腐蚀问题的日益突出，为从根本上解决问题公司通过一系列、大范围的变更改造，并不断探索新的防腐蚀手段，引进新的防腐蚀材料和工艺，对海水系统进行防护，现在海水系统的状态已经比较稳定。随着电站累积运行时间的不断延长，腐蚀问题日益引起公司管理层的关注。通过成立材料防腐科专业科室对防腐工作进行归口管理和中长期规划，完善防腐相关管理制度，并建立了《系统设备防腐大纲》以及一、二回路海水系统设备预防性防腐大纲等子程序，初步实现了海水系统防腐管理文件体系的建立，现在海水系统的

防腐管理工作已经过渡到以预防性维修为主，持续改进的新阶段。同时，为保证海水系统在改造过程中防腐性能不降低，材料防腐科负责对系统设备变更、技改等项目的材料和防腐技术条件进行归口审查，可以从源头上保证选材的正确性和防腐手段的有效性，从而保持海水系统良好的防腐蚀性能。现有的海水系统防腐蚀管理工作主要分为预防性防腐和缺性防腐两种。其中，预防性防腐工作占有很大的比重。一方面通过对阴极保护系统的不断维护，保证系统的连续稳定运行，对海水管道内外壁进行持续的阴极保护，阻止或减缓海水对系统管道的腐蚀；另一方面，根据海水系统设备预防性防腐大纲合理安排防腐项目，利用每次换料大修或日常期间设备、管道解体的时间窗口，对设备、管道内表面的防腐层进行检查及修复，保证防腐层的完好，发挥最佳的保护效果；此外，还通过合理选材和改进防腐材料及工艺等手段来达到预防腐蚀的目的。由于海水的腐蚀性很强，且各种保护手段也存在一定的失效概率，因此尽管采取了以上种种预防性防腐措施，仅仅单纯依靠它们仍不能保证海水系统不发生腐蚀问题。一旦发生意料外的海水系统腐蚀问题，就需要采取消缺性防腐行动。一般消缺性防腐工作有如下几个来源：运行人员巡检发现腐蚀问题填报缺陷报告（DR）；检修或腐蚀调查人员在设备检修过程中发现腐蚀问题填报质量缺陷报告（QDR）；电站工作人员发现腐蚀问题填报状态报告（CR）。这些报告均有标准的处理流程，都会流转到材料防腐科，并由材料防腐科组织专业人员进行消缺处理，可以保证缺陷得到及时、有效的控制和处理以及记录。以预防性防腐为主辅以临时性消缺处理，双管齐下，方可保证海水系统的长期安全、可靠运行。由于防腐涉及的工作面比较宽，工作量大，考虑到科室人力资源有限，为此我们与国内多家优秀承包商单位建立了长期、稳定的战略合作伙伴关系，整合利用他们的技术、人力、材料等优势资源，不断提高我们的防腐管理水平，实现了合作各方的共赢。

3.4.2 海水系统防腐蚀管理文件体系

为了保证海水系统防腐蚀管理工作的规范和有效，材料防腐科专业人员有组织、有计划地不断建立和完善相关的管理制度和技术文件。《系统设备腐蚀监督与防腐管理制度》以及《外委防腐施工监督程序》是对包括海水系统在内的生产相关工艺系统进行防腐管理的指导性文件。为保证阴极保护系统的有效运作，实现对厂区海水循环水管道内壁和埋地部分海水管道外壁的有效保护，编写和逐步完善了《54号阴极保护站管理制度》、《54号阴极保护站检修规程》、《54号阴极保护站运行规程》等技术文件。为使包括海水系统在内的防腐工作能够达到预防性维修的水平，材料防腐科投入大量精力建立了《系统设备防腐大纲》，并编制了《一回路海水系统设备预防性防腐大纲》、《海水循环冷却水系统设备预防性防腐大纲》等子程序以及相关的检查及修复操作规程，即《腐蚀检查规程》、《橡胶衬里检查及修复规程》、《涂层检查及修复规程》、《水泥砂浆衬里检查及修复规程》、《玻璃钢检查及修复规程》，从而实现对海水系统进行有计划、标准化的腐蚀调查和预防性防腐处理工作。通过对上述预防性防腐大纲的编制，对海水系统内腐蚀敏感设备一一进行了分析筛选，结合设备的材质、运行工况、腐蚀环境等进行了综合分析，最终确定设备的腐蚀模式，并对防腐蚀措施及防腐要求加以明确，建立了海水系统设备防腐基础信息数据库。同时，在大纲中也明确规定了针对具体设备的防腐工作清单，包括工作内容、工作周期、工作时机、使用的规

程等。只要依据大纲就可以安排好每次大修中的腐蚀调查及防腐施工项目，实现预防性维修的最终目的。同时，这些大纲也是不断完善、持续改进的。根据几个循环的腐蚀调查和防腐施工结果，可以对大纲中的相关要求或规定进行修改和调整，以保证程序最佳的科学性和可操作性。按照预防性防腐大纲对海水系统进行预防性维修管理，可有效地维持整个海水系统处于较好的工作状态，做到防患于未然。随着海水系统防腐蚀管理的不断深入和完善，今后将根据工作的需要，在完善现有制度和程序的基础上，编写新的管理制度和技术文件，以完善整个防腐管理文件体系，对海水系统实施更加有效的、规范的管理。

3.5 海水系统防腐蚀管理难点问题 3.5.1泥沙冲刷问题

由于秦山地区海水含沙量较高，且沙粒的硬度很高，对海水系统设备尤其是叶轮等转动部件以及阀后管道或泵出口水室等海水流向急剧变化的静机部件的冲刷、磨蚀较严重，导致了一系列的腐蚀问题。循环水泵叶轮因冲刷磨损严重，导致备件更换频繁。现已采用多种防腐手段如前面所述冷涂、热涂耐磨涂层等进行防护，但现在均还处于防护效果验证阶段，还没能最终确定一种较好的解

决方案。一回路海水泵叶轮、口环等部件也存在类似的冲蚀问题，今后将继续探索新的防腐手段来解决这一问题。一回路海水泵及海水升压泵泵壳内表面等静机部件已经用高聚陶瓷类防腐耐磨涂层进行保护，经一个燃料循环约400天的现场实际运行考验后，涂层保持完好，取得了很好的保护效果。我们将不断调研、探索新的

防腐手段和材料来逐步解决上述悬而未决的腐蚀问题。

3.5.2 衬胶老化问题

虽然秦山核电站海水系统中的衬胶设备并不是很多，但随着机组累积运行时间的不断增长，像凝汽器这样重要的设备以及各热交换器和二次滤网内的衬胶层均面临着衬胶老化的问题。由于现在还没有掌握橡胶老化诊断的有效方法，未能建立相关管理程序，对海水系统中衬胶设备的防腐管理还存在着不足。现在对老化衬胶的处理方法为用电火花检测后对老化部分用橡胶修复材料进行修复处理。今后将努力改进，尽快掌握橡胶老化诊断技术，实现衬胶老化的有效管理，及时判断衬胶寿期，合理安排工期，对老化衬胶进行整体更换。

3.6 秦山核电站海水系统总结

通过引进先进的防腐材料和工艺，结合一系列、大范围的设备改造，成立材料防腐科专业科室进行专门管理，逐步建立和完善海水系统防腐蚀管理技术文件体系，秦山核电站对海水系统的管理工作已经实现从被动消缺到预防性维修管理的根本性转变。虽然海水系统的防腐管理工作已经取得了较大的进步，但由于秦山地区海水泥沙含量高等自然因素的限制，秦山核电站海水系统的防腐管理工作仍面临着严峻的挑战。同时，我

们在衬胶老化管理等方面还存在着诸多的不足，今后将加强与兄弟单位的沟通和协作，借鉴他们好的经验和方法，通过不断的努力、持续改进，将秦山核电站海水系统的防腐蚀管理工作推进到更好的水平。

第4章 秦山核电二期工程反应堆保护系统的研制

4.1秦山二期反应堆保护系统背景介绍

反应堆保护系统功能重要、设计制造标准严格、技术要求和难度均很高，在系统性能，尤其是可靠性方面的要求，是核电厂所有电气、电子类设备中最高的。中国核动力设计研院承担了国家“八五”科研攻关课题——600MW 核电站反应堆保护系统设计研究与设备研制的任务。在实验室工程样机研制成功的基础上，直接将研究成果用于了秦山核电二期工程的工程设计和建造活动。

反应堆保护系统包括从探测器到安全驱动器输入端的所有设备，其功能是监测与安全有关的核电厂变量，在需要时触发安全系统动作，将重要参数维持在规定的范围内，保证反应堆的安全。文章重点介绍了逻辑处理部分(RPR)的设计。

4.2 设计依据与准则 4.2.1.设计依据

秦山核电二期工程总体上参考了大亚湾核电站的设计，但由于其主回路为二环路，因此对保护系统的某些功能进行了重新设计分析，对保护参数的选取、各保护参数的监测通道数、系统的允许与联锁信号、触发的保护动作等作出了相应的修改和必要的调整，以构成系统的设计依据。

4．2.2 设计准则

秦山核电二期工程反应堆保护系统设计中，严格遵守现行国家标准与核安全法规并参照了有关法国标准(如 HAD102/

10、GB4083-83、RCC-E 等)。系统的设计符合以下设计准则：①所有保护动作应能自动触发；②反应堆保护系统具有足够的冗余度，满足单一故障准则；③在运行期间能对反应堆保护系统进行定期试验和故障检测；④控制与保护系统间设置隔离性接口，防止控制系统的故障延伸到保护系统；⑤提供针对共因故障 的保护；⑥提供保护动作手动启动能力；⑦系统设备满足质量鉴定要求；⑧有条件的系统旁通；⑨向控制室提供准确、完整的信息；⑩对安全驱 动器的闭锁能力。

4.3 反应堆保护系统结构

秦山核电二期工程反应堆保护系统在总体上是 4 个测量通道、A 和 B 两个冗余逻辑系列，每个系列X和Y两个半逻辑的结构(图4-3-1)。由RPR上游 4 个测量通道阈值继电器送出的保护动作初始启动信号，经去耦组件隔离后分两路分别送到半逻辑 X、Y，信号分别在 X、Y 逻辑线路中进行逻辑处理，逻辑处理后的信号经放大器放大驱动输出继电器。由输出继电器接点实现 X 和 Y 逻辑输出信号的 “与”，最后将保护动作触发信号送到停堆断路器和专设安全设施驱动器。与大亚湾核电站保护系统比较，秦山核电二期工程反应堆保护系统在输出部分实现了彻底的保护系列半逻辑输出分离，提高了系统的可维修性。

4-3-1 秦山核电二期工程反应堆保护系统结构框图

4.4紧急停堆系统与专设安全设施驱动系统

保护系统分紧急停堆和专设安全设施驱动两个子系统。其保护功能如下： 4.4.1 紧急停堆系统

其特性是维持燃料包壳的完整性，以及维持反应堆冷却剂系统的完整性。

紧急停堆系统的动作限制 II 类工况、III 类工况和IV 类工况的恶化，保护堆芯。执行的保护功能为①打开停堆断路器，使控制棒插入堆芯；②汽轮机刹车。

4.4.2 专设安全设施系统

专设安全设施驱动系统在Ⅲ类和Ⅳ类工况时启动专设安全设施，减轻或限制事故的后果，它也可能在某些Ⅱ类工况时动作。执行以下保护功能：①安全注入；②安全壳喷淋；③安全壳 A 阶段隔离；④安全壳 B 阶段隔离；⑤蒸汽管道隔离；⑥给水隔离；⑦启动辅助给水；⑧启动柴油发电机。

4.4.3 预期瞬态不停堆事故缓解系统(ATWT)为了解决预期瞬态不停堆的有关问题，增加了一个附加的预期瞬态不停堆事故缓解系统，称为 ATWT 系统。其任务是在工况要求时给出紧急停堆信号，启动辅助给水系统、使汽轮机刹车。为了体现功能多样性，该系统采用了不同于保护系统的专用信号。

4.4.4 定期试验

为了能对反应堆保护系统进行故障检测，系统设计中还考虑了定期试验的要求。反应堆保护系统定期功能试验由 3 个部分组成：模拟仪表试验、保护逻辑试验、输出电路及驱动器试验。这些试验是相互重叠的，即试验信号输入点位于上一级试验信号采集点前，保证了试验的完整性，覆盖了保护系统的各个部分。

4.5设备研制 4.5.1 设备组成

RPR 系统绝大部分属 1E 级电气设备，在性能，尤其是可靠性方面的要求很高。系统应具有在较苛刻的现场环境条件下工作、抵抗各种电磁干扰和抗地震等方面的能力。RPR 系统单台机组的设备包括：35 个电气机柜(8 个隔离柜，12 个紧急停堆系统柜，14 个专设安全设施驱动系统柜，1 个 ATWT 柜)，1 台保护逻辑定期试验装置(T2 试验装置)和 4 个继电器机架。反应堆保护系统设备设计成在冗余线路之间保证有最大限度的实体分隔与电气隔离。A 系列和 B 系列逻辑分别放在实体分隔的机柜中，连接电缆分隔敷设。紧急停堆逻辑独立于专设安全系统逻辑。另外，逻辑柜与信号柜之间、逻辑柜与输出柜之间、信号与输出柜之间在电气上也是相互隔离的。

4.5.2逻辑处理方式 在保护逻辑线路中，针对不同情况采用失激励(失去电压)动作和激励(接通电压)动作 2 种逻辑处理方式。采用失激励动作方式体现了故障安全原则。而在误动作往往带来比较严重的后果的地方，则采用激励动作的方式以减小误动几率。

4.5.3 设备器件的选择

在设备器件的选择方面，鉴于本项目在设备国产化方面的要求，尤其是考虑到反应堆保护系统的重要性和高度可靠性的要求，确定系统的核心部分采用成熟技术。相对于大亚湾核电站 RPR系统设备选用的磁性逻辑部件，秦山核电二期工程 RPR 系统设备使用 CMOS 件作为基本逻辑功能部件，它具有抗干扰能力强，有成熟的使用经验，系统响应速度快，功耗低,发热量小等优点。

4.5.4 ATWT 系统

对于 ATWT 系统采用继电器设备实现其功能，体现设备的多样性。

4.5.5 T2 试验装置

对于非 1E 级设备的 T2 试验装置，采用先进的计算机技术，自行开发研制。

4.5.6 性能试验

在工程样机制造和秦山核电二期工程的设备 制 造 中，根 据 有 关 的 规 定 和 要 求(参 照GB13625-92、GB8993-88、GB6833-86 等国标)，对系统进行了一系列的性能试验：抗震试验、环境试验、电磁兼容性试验、电源负荷测试、系统响应时间测试、电源波动测试等试验。试验结果都满足设计要求。

4.6 反应堆保护系统研制总结

反应堆保护系统的高可靠性是由合理的系统设计和可靠的设备来保证的。秦山核电二期工程反应堆保护系统与参考电站保护系统相比，在技术方面有一定程度的改进。秦山核电二期工程 1号机组的成功运行表明：反应堆保护系统设计和设备研制是成功的。‘

第5章 秦山核电站的无线通信设计特点

核电站在应急工况下, 通信的畅通与否关系到应急响应及相应信息能否及时实施和传达到位.为保证应急通信的可靠性, 核电站通信系统的设置应有足够的冗余性和多样性.秦山核电二期扩建工程设计了无线通信系统, 将其工业无线终端注册到语音服务器, 实现内部通讯和对外呼叫,提供了最便捷先进的通信方式, 组建了完全自主使用的无线通信系统.5.1秦山核电站无线通信系统及系统方案

本工程无线网的总体覆盖目标: 在核岛厂房内、常规岛厂房内、BOP 厂房内及厂房外形成一个完整的无线局域网络, 实现信息互通, 与每个无线用户方便灵活地实时接入.5.1.1秦山核电站无线通信系统的构成 秦山核电站无线通信系统由无线局域网、语音交换服务器和工业无线终端组成.其中无线局域网是由有线以太网和无线通信节点组成, 其终端是众多的便携式电脑和 W i F i手机.此外, 还有无线控制器和服务器.其总体架构如图5-1-1所示

39.5-1-1 秦山核电站无线通信系统的总体架构

.5.1.2系统方案

(1)有线以太网网络方案

无线通信系统是建立在无线局域网基础上的, 无线局域网是整个无线通信系统的核心, 有线局域网和无线覆盖部分构成.无线覆盖部分是依托于有线局域网的结构, 所以有线网络为整个网络提供信息通道, 是整个无线通信系统不可或缺的重要部分.整个无线通信系有线局域网采用星型拓扑结构, 网络分核心和接入层 2层, 网络中心节点配置 3层交换机作路由热备, 接入交换机采用 12口和 24口带 POE堆叠功能交换机.可根据用户的多种不同需求, 将网络单独划分成与其相对的虚拟局域网VLAN, 用于各自的系统运行.(2)无线局域网系统设计方案

包括组网设计方案和整体集成方案.根据现有需求, 组网设计方案采用无线控制器 + 无线节点的无线覆盖形式.该方案的无线网络升级不需要变动现有网络,非常简单方便.根据现有基础网络部署情况, 整体集成方案使用集中控管式系统架构, 在有线网络架构上部署无线网络.无线局域网由无线接入点+ 无线控制器构成.无线控制器放在中心机房, 利用现有的信息点将防辐射无线节点布置在需要布置的地方.无线节点可以穿越交换机和路由器, 与无线控制器相连.40

(3)语音交换服务器设计方案

在中心机房部署语音交换服务器(IP? PBX), 基本的无线通信业务可以通过 IPPBX实现.IP?PBX支持标准的IP通信协议, 包含了软交换、呼叫控制、媒体控制等多种功能, 支持互动式语音应答 IVR.在部署时, 可以根据注册用户数量的多少灵活控制, 多台IP PBX之间可以集联, 因此具有良好的扩展能力.对于应用最广泛的无线网络部分, 直接利用无线信终端就可以顺利组成无线通信系统.将无线终端注册到 IPPBX, 成为无线通信系统的有效分机, 就可以与有线终端实现互通, 并借助 IPPBX的中继线路与 PSTN实现互通.(4)无线通信系统基本功能方案

包括基本通信业务、会议功能、语音信箱、收发短信, 以及互动式语音应答 I VR, 录音服务, 群组呼叫, 呼叫详细记录, HA双机热备。

(5)无线通信系统抗核辐射防护方案

由于核电站核岛内外和各厂房工作环境的特殊性, 以及秦山核电站位于海边、空气中的盐雾浓度很高的特点, 需要对无线节点作特殊的防护处理.该无线通信系统所有的无线通信节点从电子元器件到外壳材料的选取都要充分考虑核电站运行环境的特殊性, 并在无线通信节点外采取抗辐射和盐雾的防护措施.2无线网络的安全保障措施。.1集中的安全管理

无线系统的安全管理是将防火墙, 虚拟专用网 VPN, 安全认证, 防病毒, 无线入侵监测, 以及RF电磁波管理等多项安全功能汇聚到无线控制器上完成的, 这就从根本上解决了传统无线网对安全分散管理给用户带来的不安全感, 摆脱了对有线网安全的依赖性.5.2多种用户认证方式和访问控制

该无线系统支持目前各种用户认证的方式(802.1X, W EB认证, MAC, SSI D, VPN 等), 用户可以根据需要方便地进行选择.用户状态防火墙是无线控制器的独特功能,是针对无线接入的特性设计的.传统的网络防火墙是没有用户这一概念的, 对它的保护只是基于IP地址或物理端口制定的防火墙策略, 所以对于没有固定接入点的无线终端, 这种防火墙的功效不大.而该无线系统的防火墙功能则是与用户认证捆绑在一起的, 当无线用户成功通过认证后, 就会获得一个预设的用户状态防火墙, 不同的无线用户有不同的防火墙策略, 从而极大方便用户的安全管理.5.2.1无线接入点安全侦测和保护

采用无线系统的 RF侦测功能和保护机制可以实时监测核电站无线网覆盖区域

内的所有无线节点的接入情况, 如相邻房间的无线节点、设置错误的无线节点, 以及未经认可而连接到网络中的无线节点等.5.2.2无线网络入侵侦测及病毒防护

该无线系统的特点是无线控制器由专用的网络处理器和加密处理器组成, 且内置一个无线入侵模式库, 实时检测异常的无线数据包.当该无线系统侦测出有入侵时, 会记录和显示入侵的格式,并对入侵做出自动保护响应.该无线系统针对无线终端的病毒防护主要从无线终端的准入检查, 以及对无线终端发出数据进行有效的检查和监控两个层面进行.5.3无线通信系统的 RF智能控管及QoS 5.3.1无线通信系统的 RF智能控管 干扰问题一直是控制系统设计、安装, 以及维护过程中关注的重要问题, 随着无线技术的应用越来越普遍, 对这一问题的研究, 特别是对核电这一敏感领域的实证研究变得越来越迫切.核电站控制系统对抗干扰能力的要求相当高, 因此无线通信系统的 RF 射频功率控管就显得非常重要.该无线系统的 RF智能控管具有自动调节网上所有无线节点的电波特性.启动了 RF智能控管, 无线节点与无线节点之间就会自动互传有关无线电波的信息、调整电波的参数, 直到无线节点之间达到一个最优化的无线电波运行环境.5.3.2无线通信系统的 QoS 无线通信系统的服务质量 QoS是非常重要的.其带宽管理能力使得在移动音视频应用方面

表现出很强的优势.该无线系统可在每个用户的权限内, 达到用户无线连接的最高带宽.对于不同的 IP服务, 无线系统也可透过无线控制器设置定义不同的 QoS队列.例如无线语音的应用, 可将SIP和 RTP协议设定在高的队列, 而一般应用则将 http和 ftp设定在低的队列.无线系统可允许用户设置专有的语音 SSI D,将单纯的数据传输用户和无线通信终端用户分开.但也可以在单一 SSID内同时传送数据和语音, 关键是怎样保证语音传输的质量.该无线控制器内的用户防火墙可把 SIP /RTP等 VoIP协议数据包置于较高的优先队列, 从而在数据和语音同时传送时, 可确保语音质量不受影响.在一个语音SSI D内, 可以优先级队列处理 SIP和 H.323等无线语音数据.5.4核电站无线通信系统总结

无线通信系统必将大大提高核电站工作人员在调试运行、维修等方面的工作效率, 避免因缺乏及时沟通而造成的工作延误.国外核电站已有成功使用无线通信系统的先例, 因此在核电站建设无线移动通信系统是可行的.考虑到核电通信解决方案的发展趋势、技术成熟与发展方向、终端及运营维护成本等因素, 在核电站建设一套专用的低功率、低干扰、抗辐射的无线通信系统将是国内核电站通信建设的发展方向.42

第6章 秦山核电厂二回路系统水化学的改进

6.1秦山核电厂二回路系统水化学背景介绍

秦山核电厂是我国自行设计、建造和运行的第一座压水堆核电厂，装机容量为 310 MW。1991 年 12月 15 日正式并网发电，至今已经安全稳定运行近16年。特别是近几年，电厂的各项性能指标都有了较大的提高，WANO（世界核营运者协会）十项技术性能指标基本达到世界中值水平，有几项已经进入世界先进水平。秦山核电厂良好运行业绩的取得，是和核电厂管理水平不断提高以及在设备改造上的投入分不开的。WANO 化学性能指标也随着二回路系统水化学管理理念的更新和水质控制的改进和而不断改善，通过改变运行方式及增加除铁置减少二回路系统的腐蚀和腐蚀产物的转移、对凝结水精处理装置的优化运行以及大修及启动过程的水质的严格控制等措施，使电厂的 WANO 化学性能指标不断进步，到 2006 年已经达到世界先进水平。图 1 列出了 1997 年以来秦山核电厂 WANO 化学性能指标的变化情况。6.2二回路系统水化学的改进 6.2.1 管理理念的更新

压水堆核电站二回路系统化学控制的主要目的是减少二回路系统的腐蚀，保证二回路系统设备特别是蒸汽发生器结构材料的完整性，提高核电站的运行安全性和可利用率。WANO 化学性能指标的计算选取的参数就是二回路系统的六个控制参数，由此也可以看出二回路系统化学控制的重要性。秦山核电厂设计上二回路系统的主要水质控制规范如表 1 所示。针对秦山核电厂所采取的蒸汽发生器传热管为 Incoloy800 材料的核电厂，WANO化学性能指标计算参数的世中值也列在表 6-2-1 中，从表中可以看出，世界中值和控制指标相比有数量 级的差别。

6-2-1 WANO 化学性能指标变化趋势图

秦山核电厂早期的化学管理的理念主要是保证关键水质不超标运行，也没有过多地考虑 WANO化学性能指标的问题。随着秦山核电厂管理水平的提高，对水化学的认识也不断加深，对水质的控制也越来越严格。秦山核电厂化学管理的理念也不是仅仅保证水质不超标，而是要求杂质离子的含量越低越好。因为只有在使杂质离子控制在尽量低的水平，才能有效地降低二回路系统的腐蚀，防止蒸汽发生器传热管的腐蚀开裂。秦山核电厂二回路水化学的管理目标转变成以达到世界先进电厂的水化学管理水平为目标，即 WANO化学性能指标达1.00，也就要求参与 WANO 化学性能指标计算的所有 6 个控制参数的运行值就必须小于世界中值。

表6-2-2 二回路系统主要控制参数设计指标及 WANO 化学性能指标计算世界中值

*注： 设计时无该控制参数指标要求

只控制水质不超标是容易的，而要使控制参数低于世界中值就比较难了。为此，秦山核电厂在实践中不断总结经验，对二回路系统水质控制的各个环节进行认真分析，总结出水质控制的环节从过程上看包括以下几个方面： 1)大修过程控制，为下一燃料循环水质控制打好基础； 2)启机过程中二回路完全冲洗、净化；

3)运行期间水质的调节和控制，及时调整水质偏差。从控制杂质的来源看包括以下几个方面：

1)补给水的质量控制，减少由补给水带进的杂质含量；

2)化学品的控制，包括化学添加剂及使用于现场的一些辅助材料； 3)防止凝汽器泄漏；

4)优化凝结水精处理装置的运行，减少其带来的负面影响。从改善二回路系统运行环境来看包括：

1)选择适当的二回路系统的 pH 值；

2)针对电厂的具体情况选择更适当的pH值调节剂； 3)控制适当的联氨浓度； 4)阴阳离子摩尔比的控制。

通过观念上的更新，秦山核电厂开始注重对水质控制的每个环节都进行考虑，对于薄弱环节采取改进措施。通过加强对以上各个环节的控制，秦山核电厂 WANO 化学性能指标不断改善，不过离世界先进水平还有点差距。为了进一步实现达到世界先进水平的目标，秦山核电厂于 2004 年专门成立了改善 WANO学性能指标小组，重点解决影响WANO 化学性能指标的给水铁及蒸汽发生器排污水中钠含量偏高问题。该小组在改善二回路系统运行环境重点进行高 AVT 处理； 在控制杂质来源重点进行凝结水精处理装置的优化运行；在水质控制的过程中重点完善大修启动过程中的化学控制。通过对这些薄弱环节的改进，使二回路系统的水质不断改善，WANO 化学性能指标也不断进步，并最终达到世界先进水平。图6-2-3 是 2004 年到 2005 年 WANO化学性能指标及影响水质变化月趋势图。

6-2-3 WANO 化学性能指标及影响水质变化月趋势图

6.3 减少二回路系统腐蚀及腐蚀产物转移

6.3.1 二回路系统采取高 AVT 秦山核电厂由于凝汽器出现泄漏的次数比较多，故以前一直采取的运行方式是维持凝结水全流量处理，这样即使二回路属于无铜系统，其 pH 值也无法控制在较高的水平。秦山核电厂二回路系统主要是碳钢材料，由于pH 值无法控制在比较高的范围，随着设备的老化，二回路系统的腐蚀比较严重，反映在给水中铁含量相对较高，这些腐蚀产物转移到蒸汽发生器，对于蒸汽发生器传热管会造成不利的腐蚀环境，有可能影响蒸汽发生器结构材料的完整性。为解决秦山核电站给水中铁含量相对较高的问题，从化学控制上可以采取变更 pH 值调节剂（如从高挥发性的氨改为挥发性较低的乙醇胺）和高 AVT 处理两种方式进行纠正。高 AVT 处理主要采取的是提高二回路系统 pH 值的方法，以减少二回路系统的腐蚀。由图 6-3-1可以看出，对于碳钢和低合金钢，其腐蚀速率随 pH值的升高而降低。所以采取高 pH 值运行可以有效地控制二回路系统的腐蚀。另外高 pH 值还可以有效地降低腐蚀产物向蒸汽

发生器的转移。图6-3-2是Fe3O4的溶解度与溶液 pH值和温度的关系，从图中可以看出，在酸性和弱碱性溶液中，Fe3O4在 77℃显示了最大溶解度，而且随温度上升，Fe3O4溶解度迅速降低。这表明在低 pH 值的给水中，腐蚀产物中铁会从给水设备或管道上溶解，并随着给水最终进入蒸发器，给水进入蒸发器后给水温度的升高，溶解度降低，腐蚀产物就沉积在蒸发器中，从而对蒸发器的运行造成不利影响。因此，提高给水的 pH 值，能有效的防止腐蚀产物向蒸发器转移。

6-3-1 pH 值和金属材料腐蚀速率关系图

6-3-2 温度和 pH 值对 Fe3O4溶解度的影响

秦山核电厂在采取增加循环海水二次滤网、对海水旋转滤网进行改造、加强对凝汽器钛管的在役检查、采取预防性堵管等措施后，目前凝汽器泄漏的次数和以前相比明显降低。所以秦山核电厂 2004 年开始决定采取提高二回路系统的 pH 值的方法来降低给水中铁的含量，即把给水的 pH 值由 9.4 提高到9.7，而与此同时，凝结水精处理装置的处理流量由100 %下降到 30 %。从整个二回路系统腐蚀产物的变化情况来看，在提高二回路系统的 pH 值以后，腐蚀产物含量都有明显下降。具体铁含量变化情况如下：a.MSR（汽水分离再热器）疏水的铁含量由30 μg/L 左右下降到目前的 10 μg/L 左右，试验期间约为试验前的 1/3。b.高加疏水中铁含量约降低40 %。c.给水中铁含量由 5 μg/L 降到 3 μg/L 左右，降幅约为 40 %。d.蒸发器炉水中的铁含量降低到原来的 50 %左右。e.汽中的铁含量变化不大，但凝混出口的铁含量由于处理流量的下降而有所升高。图 6-3-3是提高 pH 值试验 2004 年 4 月两周的给水及 MSR 疏水铁含量变化趋势图（4 月 12 日开始提高二回路系统的 pH 值）：

6-3-3 给水及 MSR 疏水铁含量变化图

6.4 凝汽器热井中加装磁力过滤器

秦山核电厂凝结水中的腐蚀产物也是给水以及蒸汽发生器中腐蚀产物的重要来源之一。在对凝结水进行全流量处理时，凝结水精处理装置兼做除铁过滤器，给凝结水精处理装置带来不少负担，同时容易造成树脂的污染。在二回路系统进行高 AVT 处理后，凝结水只能进行部分流量处理，凝结水中的大部分腐蚀产物又有可能旁路凝结水精处理装置而直接进入给水系统，并最终进入蒸汽发生器。根据这个情况，秦山核电厂在第 7 燃料循环运行试验的基础上，从R8 开始在 1#、2#凝汽器热井底部共安装了 56 片磁栅，每片磁栅覆盖的面积约 0.5 m2。在二回路系统启动过程中进行小循环冲洗后，这 56 片磁栅上就吸附了很多的腐蚀产物，循环冲洗结束后磁栅取出进行了清洗，清洗干净后重新放入凝汽器，运行一个燃料周期后再取出清洗。二回路系统启动前的小循环冲洗过程中，磁栅能吸附 20 kg 左右的腐蚀产物，而一个燃料循环，约能吸附近70 kg 的腐蚀产物。由此可以看出磁栅在吸附凝结水中的腐蚀产物方面具有良好的效果。图 6-4-1 为磁栅吸附腐蚀产物的效果图。

6-4-1 磁栅吸附腐蚀产物的情况

6.5凝结水精处理装置的优化运行

6.5.1 消除树脂性能下降对水质的影响

秦山核电厂从开始运行至现在，凝结水精处理装置中的树脂进行过两次更换。一次是 1998 年，另外一次是2003 年。秦山核电厂根据对 1997 年蒸汽发生器炉水中的阳离子电导率、硫酸根离子含量以及树脂物理性能的分析，判断引起蒸汽发生器二次侧硫酸根及阳离子电导率的升高的原因是有碎树脂进入二回路系统，于是决定于 1998 年对所有凝结水精处理装置的树脂进行更换。从表 2中列出的 1998 年以后的数据来看，蒸汽发生器二次侧中硫酸根离子和阳离子电导率在树脂更换后明显下降。2003 年对于凝结水精处理装置的树脂的更换，主要是考虑到树脂的交叉污染已造成蒸汽发生器二次侧钠含量的升高。更换新树脂更强调了阴、阳树脂的分离性能，对于其粒径范围及均一系数都提出了严格的要求。

6.5.2 新树脂处理

新树脂在投运初期有一个过渡期，过渡期采取和平时一样的再生及处理工艺不能够很好地控制混床出水的水质，对二回路系统的钠离子含量会造成明显的影响。所以在新树脂的过渡期内，应采取不同的再生及处工艺，以降低树脂过渡期内树脂床对二回路系统钠的影响。秦山核电厂对于新树脂的处理措施是失效树脂再生前，对树脂进行碱浸泡（2~16 h）处理，然后对阳树脂用倍量酸

第五篇：核电站实习报告

2012年中美暑期实习班

（HEU-TAMU）

专题报告

实习地点：哈尔滨工程大学 红沿河、三门及大亚湾核电站 班 级 ： 091517 学 号 ： 2009151728 姓 名 ： 宋天昊 指导老师：高璞珍 实习时间：2012.7.29-8.9 题目：AP1000与ACPR1000+技术特点的比较分析

Title：The comparative analysis of the technical characteristics of AP1000 and ACPR1000+ 摘要: 本文通过分析AP1000和ACPR1000+各自的技术特点和发展过程，展现了其设计思路并分析比较了其安全性、经济型、建造成本等方面的优劣。Summary:

This article shows design ideas of AP1000 and ACPR100+ by analyzing their technical characteristics and development process.It analyzes and compares the pros and cons of their security, economic, and construction costs.关键词：三代技术 非能动 自主 AP1000 ACPR1000+ Key Words: The 3rd generation Passive Independent technology AP1000 ACPR1000+ 引言: 此次实习过程中参观了三门核电站全球首个AP1000机组的建设现场和以M310机组发展来的CPR1000为主要堆型的红沿河核电站和大亚湾、岭澳核电站。并听取了有关以CPR1000技术为基础的自主化第三代核电技术ACPR1000+的介绍。

AP1000和ACPR1000+作为我国核电技术未来发展的两个主导方向，有着其各自不同的技术特点和各自的优势。分析比较其各自的特点和优势，对于理解现代反应堆的设计思路、加深对第三代核电的认识具有重要意义。

Introduction: During this study tour, we visited the construction site of the world's first AP1000 unit of the Sanmen Nuclear Power Plant and CPR1000 which develops from the M310 unit in Hongyanhe, Daya Bay and Lingao Nuclear Power Plants.We had listened to the introduction of ACPR1000+ technology, our own third-generation nuclear power technology which is based on CPR1000.As the two dominant directions of the future development of nuclear power technology in China, the AP1000 and ACPR1000+ have different technical characteristics and their respective advantages.Analysis comparing their respective features and advantages has an important significance for understanding modern reactor design ideas, and a better understanding of third-generation nuclear power technology.主体内容

一、AP1000的技术特点

1、设计思路

AP1000 是美国西屋公司在AP600先进压水堆技术的基础上设计的第三代核电堆型。

AP1000技术的最大特点是运用了非能动安全设计。AP1000压水堆的基本设计思路是：在设计基准事故情况下，电站无需人工操作、电源或泵，同样能实现安全停堆并维持安全停堆状态。AP1000并非借助能动设备如柴油应急发电机和水泵，而是依靠自然力如重力、自然循环和压缩空气来防止堆芯和安全壳过热。

2、非能动安全

非能动安全技术是AP1000堆型最大的特点。非能动安全是指不依赖外来的触发和动力源，而靠自然循环、重力、蓄势等简单有效但又从不失效的物理规律来实现安全功能的系统。

AP1000的非能动安全设计可以使系统处于长时间停堆状态，根据概率安全分析AP1000满足美国核管会确定的安全准则和概率风险准则，并有很大裕量。概率风险评估的结果表明起事故概率为目前运行电站的1/100。

AP1000的非能动安全系统主要包括非能动余热排出系统、非能动安注系统和非能动安全壳冷却系统。其中非能安全壳的设计最为独特。安全壳采用双层设计，钢制安全壳本身就是非能动安全系统的一部分。非能动安全壳系统（PCS, Passive Containment System）可以将热量从壳体传到环境中，非能动水箱中的水可以将堆芯冷却持续72小时以上，留有足够的时间来处理应急事故。非能动安全壳利用自然对流使空气流经双层安全壳之间的通道来提供额外冷却。

3、简化设计

AP1000设计过程中，采用了简化设计的思路。简化的非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件。减少了50%安全相关闸阀，减少了80%安全相关管道，减少了85%控制电缆，减少了35%的泵类，减少了45%的抗震建筑。这些使简化设计使反应堆节约了反应堆建造成本，缩短了反应堆的建造周期，也使反应堆的运行更具经济型。西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh。

与现役核电站相比，在相同的发电能力下，AP1000占地面积更小。它的电站布置将安全相关系统和非安全相关系统分离开。电站由核岛、汽轮机厂房、附属厂房、柴油发电机厂房放射性废物厂房等几个关键建筑结构组成，每个建筑各自独立。

4、成熟技术

AP1000保留了很多在现有电站和改进型电站中的能动安全相关系统，主回路系统和设备设计采用成熟电站设计。[6]AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。

5、数字化控制

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。AP1000测量系统有42个固定测量仪表并可以形成3D图像。AP1000的数字化仪控系统是核电站控制系统的一大进步。

6、模块化建造

模块化建造(Modulized Construction)是AP1000建设的另一特点。模块是一个名词，在这里用来指一个由材料和部件组装而成的组合件。车间预制后模块作为一个整体单元，方便和加速了现场的建造。在模块就位前对其预制和组装，避免了在其最终位置的狭窄空间进行过多的工作，这样就允许安装和土建并行作业。

AP1000机组的模块包括结构模块（structure module）、安全壳模块（containment vessel module）和机械模块（mechanical module）。其中，结构模块一般由钢板和型钢及内部混凝土构成，形成完整厂房结构。钢板和型钢组成的结构在车间预制，混凝土在结构件现场就位后浇注。钢制安全壳（CV）是先进电站采用模块化建造的关键设备之一，分为底封头、4个中间环段和顶封头，共5个模块。采用分段预制，再进行现场组装的方式建造。机械模块由设备、管道、管道支架、泵等组成。其作为一个单元在车间预制和装配，最后运输到现场，并被安装进各个区域。机械模块设计成带有自我支撑钢结构形式。

AP1000机组共包含300余个模块为铁路—海运（rail-shippable equipment modules），50余个大型结构模块（large structural modules）为现场建造。

模块化建造的优点在于：（1）提高了设备的质量和安全性

（2）展开工作面。提高了整体施工的进度。（3）钢筋混凝土板的抗震性相对较高 模块化建造的缺点在于：

(1)模块体积大、需要大型施工机械和专用道路，抬高了建造成本。模块化建造需要重载道路（Heavy Haul Road），CV装配区（CV assembly area），兰普森起重机（Lampson Crane）和施工现场自备码头（Site Wharf）。这些基础设施的建设都增加了核电站的建造成本。

(2)模块精度要求高、测量难度大，容易变形，施工质量控制难度加大。(3)模块化建造给产品保护提出了更高的要求。模块化建造要求很多设备在土建施工阶段就安装就位。但是AP1000机组采用开顶法施工，土建和安装作业深度交叉，给提前安装的设备模块的成品保护带来很多困难。尤其是设备模块上安装的一些电机、泵、热交换器等设备。

(4)模块化材料成本较高。为了确保模块不超重，减少位置冲突，减少变更工作量，目前模块严格限制材料代换，模块大部分材料仍为美标材料，不管是国外采购还是国内定制生产，其采购时间和成本均较高。而且模块化施工采用的自密实混凝土、水泥用量较多，成本相对普通混凝土非常高。

(5)设备模块布置给今后检修带来困难。AP1000采用大量设备模块，这些设备模块上的管道、阀门、热交换器等设备布置紧凑，且固定在钢结构框架上，没有太多检修空间，这给今后模块上部件的检修和更换带来了困难。

7、AP1000的燃料国产化问题

AP1000由于是美国纯进口技术，所以其燃料目前需要进口，但AP1000的燃料国产化工作进展缓慢，所以如果其燃料长期依赖进口，必然影响其运行的经济性，降低其运营效益。

8、AP1000的大型设备换装问题

AP1000由于采用开顶施工法，并没有留出大型设备换装的通道。大型设备，如蒸汽发生器等如果出现问题将无法更换。AP1000使用的蒸汽发生器为增大型蒸汽发生器（D215），其设计寿命为50年。而现役蒸汽发生器实际设计寿命为15年左右，所以该新型蒸汽发生器能否正常使用50年仍是一个未知数，如果由于传热管破裂等因素使其使用寿命达不到50年，就必然涉及到大型设备的换装问题。但AP1000机组由于没有设备换装通道，所以这是挑战AP1000机组的一大问题。

二、ACPR1000+技术特点以及发展过程

1、CPR机型的发展

CPR1000是China Pressurized Reactor的简称，它是中国广东核电集团有限公司出的中国改进型百万千瓦级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。

CPR1000由大亚湾核电机组所使用的M310机组发展而来。岭澳一期核电以大亚湾核电站为基础，保持其功率不变，进行了多项技术改进，进一步提升了其安全水平和经济性，使其达到了“二代加”核电站的先进水平。CPR1000方案是以大亚湾和岭澳一期核电站为参考基础，为进一步满足新版核安全法规的要求，相应的采纳了一些新技术。在后续项目中，CPR1000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。

CPR1000基于M310的主要技术改进有：（1）18个月换料方案，减少换料大修次数，降低大修成本、燃料循环成本、放射性废物的产生量、反应堆压力容器的中子流量和工作人员的受辐照剂量，提高电站的可利用率和年发生电量。（2）设计寿命60年的压力容器改进（3）可视化进度控制

（4）堆腔注水，有利于防止或延迟压力容器熔穿，防止堆芯熔融物与混凝土反应，防止安全壳底板熔穿，抑制安全壳内氢的产生量，提高安全壳保持完整性的概率。

CPR1000的主要特点是：

（1）技术成熟，有丰富的运行经验，国际上基于M310机组的反应堆有1000堆年的安全运行经验。

（2）技术先进。作为基于M310机组的二代技术的改进，其运营水平达到了国际同类核电站的先进水平

（3）经济性好。由于基本实现了自主化和设备的国产化，其工程造价大大降低。而且基于大亚湾核电站的良好的运行经验，CPR1000的运行成本也大大降低，提高了其经济性。

2、CPR1000在国内的推广应用

CPR1000作为中广核集团的主推堆型，在中广核集团所属的在建的核电站中大量建设应用。采用CPR1000机组的堆型的核电基地有：

(1)岭澳核电站二期

岭澳核电站二期是中广核集团在广东地区建设的第三座大型商用核电站。项目建设两台百万千瓦级压水堆核电机组，采用CPR1000建设方案。2004年7 月 21 日，国家批准建设岭澳核电站二期项目建议书，2005 年 3 月 14 日 国家核准了可行性研究报告，2005 年 3 月 16 日，岭澳核电站二期工程主要合同在北京人民大会堂签定。2005 年 9 月 5 日，国家发改委核准岭澳核电站二期工程。2005年12月15日，岭澳二期核电站主题工程开工，2010年7月15日，岭澳二期首次开机成功并并网发电。

(2)红沿河核电站

辽宁红沿河核电站位于大连瓦房店市，规划建设六台CPR1000机组，其中一期工程4台机组已经全面开工建设。红沿河核电是东北地区投资最大的能源项目和东北地区第一座核电站。辽宁红沿河核电站1号机组将于2012年底正式建成发电，到2014年底，四台机组将全面发电，届时年发电量将达到300亿度，相当于大连地区售电量的1.25倍。

(3)福建宁德核电站

福建宁德核电站规划建设六台百万千瓦级压水堆核电机组，一期工程采用CPR1000技术，建设四台百万千瓦级压水堆核电机组。2006年9月1日，国家发展改革委同意宁德核电站一期工程开展前期工作。其主体工程于2008年2月18日正式开工，首台机组计划于2012年投产，2010年12月28日，福建宁德核电站工程技术人员在使用我国首台自主研发的核电站全范围模拟机。

(4)阳江核电站

阳江核电站是中广核集团在广东地区的第二核电基地。项目采用CPR1000技术，一期工程拟建设四台百万千瓦级压水堆核电机组，由中广核集团阳江核电有限公司负责建设和运营。国家核电自主化工作领导小组于 2004 年9月2日同意项目建议书。项目规划建设 6 台百万千瓦级或更大容量的核电机组，分两到三期建设，首期建设两台。其主体工程已于2007 年开工，首期两台机组 2013年左右建成投入商业运行。

3、ACPR1000+技术特点

ACPR1000+是Advanced China Pressurized(water)Reactor的简称，是中广核集团主推的在CPR1000的基础上发展的三代核电的堆型。

ACPR1000是中广核集团设计开发的自主核电品牌。拥有自主知识产权，主要指标达到三代标准。ACPR1000+的设计采用了经过验证的成熟技术，充分借鉴了压水堆核电厂建设和运行的经验反馈。具有良好的安全性，同时也兼顾了经济性，可以满足国内外不同用户的多种要求。其主要特点有：

(1)ACPR1000+的设计目标：

1、寿命60年，建造周期50个月；

2、机组可利用率≥90%，热效率约37%；

3、机组为三环路压水堆；

4、堆芯事故率≤1X10-7堆·年；

5、电厂电功率1150MW；

6、换料周期18个月；

7、电场布置单堆。

(2)ACPR1000+的安全性：

1、采用预防、监测、保护、包容、应急五级防御机制。ACPR1000是我国自主开发的第三代核电品牌，各项技术均达到国际先进水平，按照最先进的标准进行设计，能够应对各类突发性事件，安全性能得到显著改善，2、采用双层安全壳结构，实现非能动停堆。提高了核电站的抗震能力，在高达7级地震的情况下能够保证正常停堆。

3、ACPR1000+提高了安全壳的抗撞击能力，可以抵抗飞机直接撞击安全壳。

4、吸取了日本福岛311事故的教训，备用柴油机采用远距离布置，保证其在海啸的情况下实现正常停堆。

(3)ACPR1000+的数字化仪控系统：在CPR1000的DCS-level2系统的基础上，采用核电厂实时信息监控系统 KNS，使其达到DCS-level3。KNS系统是中广核工程有限公司设计院仪控所自主设计开发的针对核电站的厂级实时信息监控系统。KNS系统主要性能：

1、其可用率＞99%；

2、大量数据库20万点，且可扩充；

3、至少保存五年历史数据；

4、主要设备均为冗余配置热备用，确保可用性；

5、重要设备两路供电，确保数据采集存储可靠性；

6、骨干网光纤连接且冗余结构，确保抗干扰能力以及可用性。

三、AP1000和ACPR1000+的比较

1、在大型事故工况下安全性的比较

在大型事故工况下，AP1000采用了非能动安全设计。利用钢制双层安全壳来实现自主停堆。安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），大大降低了人因错误。“非能动”安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的一次重大革新。AP1000在发生事故后的堆芯损坏频率为5.0894×10-7/堆·年，大量放射性释放概率为5.94×10-8/堆·年，而且AP1000采用的设备可靠性数据均比较保守可信。

ACPR1000+也采用了双层安全壳结构，但由于其留出了供蒸汽发生器等大型设备换装的换装通道，这对于双层安全壳结构有极其不利的影响，一般认为其设计并不成熟，在实现非能动停堆的能力上不及AP1000。在应对地震、海啸等方面，ACPR1000+采用了备用柴油机远距离布置的方式，但由此带来的设备管线的保护问题也随之而来。如果由于柴油机对主控设备的供电管线在极端情况下出现断裂，那么ACPR1000+所采用的柴油机远距离布置的方式将没有任何意义。

2、建造成本的比较

AP1000的建造采用大量的模块化建造，旨在降低降建造成本并缩短建造时间。但是从我国三门核电站的建造实际来看，由于需要建设自备码头、重载道路、专用路轨、大型施工机械等，实际建造成本并未降低，且比在役核电站和其他在建核电站建造成本高。由于主要大型设备生产厂家并无建造AP1000所用诸多设备的经验，且由于首次建造细节设计多次更改，AP1000的建造时间也并为缩短，目前，我国三门核电站的实际建造速度已经比原始进度表延后了一年左右。

ACPR1000+由于并未实际建造也没有完成详细设计，所以不可比较具体建造成本。但由于ACPR1000+借鉴了大量CPR堆型的建造的成熟技术，且并未采用模块化建造，因此CPR的建造对于ACPR1000+具有很好的参照价值。CPR1000作为中国在建型号最多的核电机组，其建造成本并不高。以红沿河核电站为例，红沿河核电站计划6台机组，投资约500亿人民币。而三门核电站一期工程两台机组就计划投资250亿，且在实际建设过程中，其建造成本已经远超250亿。由此看来，ACPR1000+的建造成本在目前阶段应该低于AP1000

3、运行效益的比较

改善核电站性能意味着少花钱多发电。AP1000通过以下几项设计改善核电站性能和提高人员安全：18个月燃料周期提高了燃料利用率同时降低燃料总成本 ；显著减少维修、测试和检修要求以及人员量；减低辐射泄漏和电站废物、93%可利用率以及60年的使用寿命。

同时，因其更小更简单的电站设计，AP1000需要更少的设备及基础设施用于电站的测试及维护。操作和维护需求的降低同时也因需要较少的维护人员而节省成本。选择可靠设备保证了高度可靠性，减少了维护。设备标准化减少了零部件库存、培训需要，从而降低了维护周期。另外，重要设备配备了内置测试功能。

虽然AP1000的设计理念超前，但是由于其并没有实际运行建造经验，所以其实际运行成本还有待考证。

与AP1000相比，CPR机型在中国有着良好的运营经验。大亚湾核电站和岭澳核电站作为目前中国盈利最多、收益最好的核电站，无疑证明了CPR机型在中国的成功。基于CPR技术的ACPR1000+的运营效益也会得到业内的认可。

四、总结

AP1000第三代核电技术运用了以非能动安全、模块化建造为主的超前的设计理念，其设计和建造都实现了划时代的跨越，有着重要的意义。基于美国核电多年的技术积累，其设计先进且成熟。但由于AP1000的建造、运营等方面缺乏经验，所以其在初期遇到的问题比较多，建造周期、建造成本等很多方面都没有达到预期的目的。其日后的改进尚需时日。

ACPR1000+作为中广核集团自主研发的第三代核电技术，其设计目标是要达到第三代核电的要求，其技术基于目前在中国广泛建造的CPR1000机型，ACPR1000+多基于成熟的技术。但基于广核工程公司设计院的自身的经验积累以及设计水平的限制，ACPR1000+更多的带有“二代加”的色彩，其在非能动安全等方面的设计并不十分成熟。

AP1000和ACPR1000+都是我国三代核电优先发展的堆型。我们并不能单一地判断孰优孰劣，其优劣将由其日后的实际运营情况决定。

参考文献：

【1】三门核电站讲座以及展板

【2】ACPR1000+宣传视频以及中广核集团讲座 【3】《AP1000技术手册》，西屋公司，2009 【4】《船舶和动力装置》，彭敏俊，哈尔滨工程大学