第一篇：自主知识产权三代核电技术2015年具备建设条件
中国广东核电集团获悉，该集团将于2013年底全面完成自主知识产权先进大型压水方面核电技术ACPR1000研发工作，2015年前具备实施首堆建设条件。
中广核集团党群工作部主任助理胡光耀介绍说，日本福岛核电事故发生后，中广核对自身核电安全进行了一次严格的安全检查。自投运以来，中广核所属的核电 站一直保持着安全稳定运行，核电机组各项安全技术指标均达到国际先进水平。根据美国核电运行研究所发布的2011年第一季度统计结果，与美国104台机组 对比，大亚湾核电站4台机组总体综合指数为99.6，令国际同行瞩目。截至28日，大亚湾核电站1号机组连续安全运行的天数达3384天，在全球同类机组 中排名第一。
胡光耀说，大亚湾核电站投产以来，中广核集团每年投入1000多万美元进行技术开发和创新，迄今共投入约2亿美元，先后进行了700多项技术改造，实 现了安全技术水平的升级，极大地提高了核电站的安全性和经济性。2009年以来，为落实国家核电中长期发展规划，实现中国核电技术赶上国际先进水平的目 标，中广核集团在推进CPR1000技术标准化、集约化建设的基础上，立足国内科研、设计、建造与运行经验和在批量化建设CPR1000系列核电机组中建 立的工业体系，借鉴国际核电领域的最新技术反馈，开始了自主知识产权百万千瓦级核电技术ACPR1000的研发工作。ACPR1000技术具有更为安全、可靠，更为先进、经济的特点，特别是汲取日本福岛核事故的经验教训，重点在安全性与成熟性等方面进行了多项重大技术创新。按计划，中广核集团将于2013 年底全面完成ACPR1000的研发工作，2015年前具备实施首堆建设条件。为了满足运营条件，中广核积极进行海外和国内铀资源勘探开发及天然铀贸易，已与哈萨克斯坦国家原子能工业公司组建了谢米兹拜伊铀有限合伙企业，在澳大 利亚成功收购了能源金属公司，在乌兹别克斯坦成立了中乌铀业公司。在国内，中广核也初步建立了新疆、广东两大铀资源保障基地。
中广核集团党群工作部主任张涛称，为培养满足核电规模化发展要求的人才队伍，2005年，中广核集团成立了国内核电行业第一所企业大学——中广核集团 核电学院，几年来已培养超过1000多名大学生。现已形成了7000多人的核电设计、工程管理和技术研发队伍，核电运营技术人员超过3500人。
第二篇：核电安全及三代核电
核电安全与三代核电
郑 岩
核电是人类利用能源重要组成部分，在石化能源探明储量有限、环保要求严格的今天，显得核电发展尤为需要。
核电是五大能源的载体，在可控状态的核电工艺，是原子能、热能、动能、机械能、电能同时转换，输出洁净能源广泛利用，为人类造福。
核电是潜在的危险源，一旦出现较大事故，其危害严重和惨烈、沉痛而深远、广泛又无法逆转。核电的安全要万倍警觉、千倍防范、百倍布控，力求核事故伤害和财产损失在有限范围内。
核电是科技进步的标志，从1938年德国发现核裂变，到1939年法国居里和意大利费米证实裂变链式反应，至1942年费米实现裂变反应可控。核能首先被战事军用，延至1950年方转为和平利用，出现核能发电技术。历经一代、二代核电的实践和改进，安全风险在逐步缩小，设施完备在不断增多；人类在核电灾难后，认识更清醒，设计更合理，审批更慎重。现在，启动第三代核电，研发第四代核电，是全球利用核能向安全王国大步跨越。
一、核电安全是全球顶级事项
核电事故的偶然性、必然性、危害性众人皆知；各国重视核安全，政府关注核安全，人们恐惧核事故，担心核辐射后患，这是客观事实。因为核泄漏事故较其他事故的危害和影响广、深、大、长、远。由于核电事故的影响，英国核电停建十多年，美国冻结新建核电30年，因福岛核电事故，我国于2011年3月16日理智的缓建十多座核电站，停止审批核电新项目，待《核电安全规划》出台方可复原，这是为子孙后代负责的明智之举。
对核电的BOP的安全，要认识安全原理，分析事故规律，掌握安全辩证法，剖析事故因果关系，知晓多重原因论，抑制危险源扩延，预测事故链生成，防范能量逸散，避免误入禁区等，是各国共同研究安全的永恒课题。对核岛及其相关系统，更要加倍、深化、细致研究核安全理念，设计更完善、更有效、更信赖的核安全设施。这是全球人类的共同期待。
4、核电核乏料处置：有较大辐射能量的核乏料目前是深埋在千余米的地下处置库或再利用。美国、日本、前苏联等国家的核乏料的核辐射已有过公害，运行了半个世纪的强国核乏料却没进入地宫正寝，快速禁锢。中国不能走他们的老路，建设费用虽昂贵，地下核废料处理库的选址、审批、建设刻不容缓。打破西洋和东洋的框框，走中国之路，早期建设，迎接核电运营高潮的到来。同时加速快中子堆核电站的规划与建设，提高核燃料利用率，减小核乏料数量。
三、核电核泄漏事故等级
按国际原子能机构制定的《国际核和放射事件分级表》标准，核泄漏事故共分7级。
1级2级：轻微、局部泄露；3级：较重泄露。（1-3级为事件级别）4级：对场外不会造成明显危险的事故。核设施有部分损坏，堆芯部分熔化，和（或）一名或多名工作人员遭受很可能致死的过量辐射。有辐射物外逸，辐射剂量超标，对人构成伤害。
5级：具有场外风险的核事故。导致核装置严重损坏，和（或）外泄的放射性物质活度达到一定水平放射性物质“释放量有限”，可能需要部分执行应急计划对策。核设施损坏面较大，对周围环境造成核辐射污染。（如1979年美国三哩岛核电事故）
6级：重大核泄漏事故；有“相当数量”的放射物外泄。可能需要全面执行应急计划对策，严重的健康影响。（如1957年苏联车里雅宾斯克核废料事故）
7级：特大核泄漏事故。涉及放射性物质“大量外泄”。按放射性核素碘131换算，放射物质活度达到每小时数万万亿贝克勒尔；可能有急性健康影响；大范围地区有慢性健康影响；有长期的环境后果，对公众健康和环境造成广泛影响。（如1986年前苏联切尔诺贝利核事故和2011年日本福岛核电站事故）
四、核电安全常规评价
遵照墨菲法则、遵循逆向思维、考量战事要素、防控恐怖袭击等，要从事故理念、设计标准、选厂方略、设备功能、自控逻辑、软件管理、防
2011年3月11日福岛核电站事故：没有抵挡巨浪围堤、没有可靠备用电源、防止事故扩大的决策失误等原因，海啸降临之际，直毁福岛核电站，成为核害之源。
暴力行为引发的核电事故：
1987年11月17日，伊拉克飞机轰炸伊朗南部在建的布歇赫尔核电站，三天两炸，包括核专家及德国工程师等11人身亡，数人受伤。若运行的核电被狂轰，其后果不想得知。
人为事件导致的核电事故：
1957年英国的温德斯凯尔核电站事件，英国十几年核电发展停滞不前。1979年3月28日，美国宾夕法尼亚州的三哩岛核电站，2号机组反应堆燃料棒发生熔毁及核泄漏事故，惊动白宫，总统前往，人员疏散。由此美国30年核电建设叫停；此间，美国核能界只好走增容延寿的危险之路。
1986年4月26日，在乌克兰境内的切尔诺贝利核电站发生了世界最严重的核岛爆炸事故。先后6万多人受核辐射死于非命，百年噩梦挥之不醒。
历史长河里：十字军东征能否再现，希特勒式狂人能否再生，萨达姆式肆疟核电站能否重演，美国百层国贸双塔会否再袭陨落，美国五角大楼能否再次撞毁，这些智者难以预料；地壳板块微动，两极冰山溶化，浅层地震，近域海啸，谁能阻挡。
上述极端事件有铁的事实，事故灾难令人战栗，我们要温故知新。为此，我国不能否定核电建设和运营的规划前景。但是，前车之鉴却提示核电审批决策层，除常规核电安全风险评定外，核电站应建在何处，必须认真思索。无论在沿海还是在内陆，不应在人口稠密处、民众饮水之源旁，建起新的核电站，也包括安全裕度较大的第三代核电站。
六、核电回顾与展望
2010年底世界运营核电机组442台，总装机容量3.7亿千瓦，发电量占世界发电总量的16%。我国运行核电机组13台，装机1080万千瓦。美国有核堆64座，75.7%建在内陆，封杀新建核电30年后又重新启动；前苏联核电站建在内陆100%；我国内陆5座核电正在安全论证；世界各国建设先
经验。我国已掌握了现在普遍采用的压水堆二代改进技术。
第三代：先进轻水堆（ALWR）：ABWR、APWR、System80+、AP600、AP1000、EPR及沸水堆：SWR-1000、ABWR-Ⅱ及ESBWR。
在第三代核电发展中，世界出现两种走向：
欧洲型：法、德合作开发的欧洲动力堆EPR。它立足于成熟技术、逐渐演进，加大堆芯安全裕度，增加能动安全系统，增强严重事故预防，强化缓解能力，提供数字化、信息化、模块化，加大机组容量规模效应。称欧洲第三代核电为改良型，芬兰正在建造世界上第一座EPR核电厂。
美洲型：美国西屋公司研发的以非能动安全系统、简化设计、简约布置、模块化建造为主要特色的APl000。采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力；无需运行人员操作，安全支持系统就能保证安全运行，赢得3昼夜特别处置时间。因其融入新概念而称为革新型。我国三门核电厂1号机组的建设将成为APl000的世界首堆工程。
第四代：规划包括超临界水堆在内的6种堆型。技术更先进、安全更可靠、裂变转聚变；燃料利用率高，由1%到90%的飞跃，大大减少核乏料数量及处置。我国已加入了研发行列，已安排了超临界水堆关键科研课题的基础研究项目。
八、第三代核电非能动技术
我国田湾核电站和法、德设计的EPR采用双层安全壳。美国西屋公司的APl000则采用全新设计的非能动冷却安全壳及其辅助系统。
1、PA1000的电厂主要参数
设计寿命60年，电厂利用率93%，输出电功率1117MW,核蒸汽供应系统功率3415MW，电厂效率32.7%，设计地震烈度（地面加速度）0.3g，换料周期18个月。
核蒸汽供应系统：额定蒸汽流量1888.7kg/s，蒸汽压力5.61MPa，蒸汽温度271℃，给水温度226.7℃；蒸汽发生器△125型：设计压力一次侧17.13MPa、二次侧8.17MPa；在RCS(反应堆冷却剂系统)稳定运行工况，冷却剂压力15.5MPa；设计温度一次侧343.3℃、二次侧315.6℃。
第三篇：三代核电工程项目申请报告编制试卷
一、单选题 【本题型共5道题】
1.AP1000反应堆堆芯采用（）盒高性能燃料组件。
A．177 B．193 C．121 D．157
用户答案：[D]
得分：6.00
2.审批制只适用于（）。
A．企业投资项目
B．政府投资项目和使用政府性资金的企业投资项目 C．外资项目
用户答案：[B]
得分：6.00
3.项目申请报告进行经济影响分析时，是从（）的角度，通过经济费用效益或费用效果分析，评价拟建工程的经济合理性。
A．投资方 B．地方政府
C．社会资源优化配置
用户答案：[C]
得分：6.00
4.AP1000的堆芯热功率为（）MW。
A．4040 B．3400 C．4000 D．3000
用户答案：[B]
得分：0.00
5.“项目申请报告通用文本”共分（）章。
A．7 B．8 C．9
用户答案：[B]
得分：6.00
二、多选题 【本题型共5道题】
1.下列那些属于AP1000非能动安全注射系统的非能动注射水源（）。
A．堆芯补水箱 B．安注箱 C．除盐水箱 D．换料水箱
用户答案：[ABD]
得分：8.00
2.项目核准制审核的重点内容是（）。
A．合理开发利用资源
B．保护生态环境、保障公共利益 C．资金来源
D．优化产业布局 E．产品技术方案
用户答案：[ABD]
得分：8.00
3.AP1000的反应堆换料周期为（）个月，具备（）个月换料能力。
A．12 B．18 C．24 D．30
用户答案：[BC]
得分：8.00
4.项目用地是否合理，除了符合国家的产业政策和国家的供地政策，还需要符合（A．核电厂选址要求 B．核电机组类型 C．土地利用规划。）D．核电厂总平面布置要求 E．核电厂占地规模要求
用户答案：[ACDE]
得分：8.00
5.核电项目属于资源占用型项目，核电项目的资源需求包括（）。
A．核燃料 B．淡水资源 C．天然气 D．建材
用户答案：[ABD]
得分：8.00
三、判断题 【本题型共3道题】
1.AP1000核电厂的正常余热排出系统是非安全级的（）。
Y．对 N．错
用户答案：[Y]
得分：10.00
2.核电建设项目用地应符合有关的供地政策，应列入当地土地利用总体规划。（Y．对 N．错
用户答案：[Y]
得分：10.00
3.AP1000发生一回路破口事故时，用安全壳喷淋系统降低安全壳压力。（）
Y．对 N．错
用户答案：[Y]
得分：0.00）
第四篇：10三代核电工程HSE管理经验-国核工程
三代核电工程HSE管理经验
（国核工程有限公司）
各位领导、同事：
下午好！
根据会议安排，由我代表国核工程公司向会议介绍《三代核电HSE管理经验》。
国核工程公司主要承担三代核电AP1000三门、海阳依托项目4台机组、国家重大专项CAP1400示范工程及CAP1000后续机组的建设管理。在依托项目建设管理中，通过与美国CBI公司HSE管理团队贴身学习和影子培训方式学习其先进的HSE管理理念和方法，在充分借鉴依托项目HSE良好实践基础上，建立并有效运行了一套国际化的HSE管理体系。截止到2016年4月25日，实现了全公司安全生产3165天，20万工时事件率0.2（0.15<标准值<0.5）。其中，三门依托项目自开工以来未发生HSE目标控制事故，保持国内核电工程唯一无重伤及以上事故的安全纪录，成为国内核电工程安全业绩的标杆。
下面，我就国核工程公司HSE管理情况从三个方面进行汇报：
一、HSE表单化管理
借鉴核安全法规规定：“凡影响核电厂质量的活动都必须
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按适用于该活动的书面程序、细则或图纸来完成”；贯彻“人的生命与健康高于一切，安全优先，以人为本”的安全理念；融合核安全文化理念（INPO《卓越核安全文化八大原则》），进一步扩大HSE体系内涵，将核安全文化管理的理念和方法引进到HSE体系的管理；对标美国CBI公司HSE管理程序、国内HSE相关法律法规及安全生产标准化要求，国核工程建立了一套国际化、满足国内法律法规要求的HSE管理体系。
为提高HSE管理程序执行效果和执行效率，公司按照“管理程序化、程序表单化、表单信息化”的思路推行HSE表单化管理，即以“工作表单”为载体，提炼程序中关键点、流程、执行内容和细节，把程序转化为简洁、全面、可执行的工作表单。
通过对HSE管理程序、HSE相关法律法规比对、梳理，形成HSE工作表单167份，包括含业务审批流程的管理类表单85份，无审批流程的工具类表单82份。主要应用于指导HSE人员日常监督管理工作，提高工作实效，预防HSE监督管理缺项；结合工作实际，持续优化工作表单，指导优化相应管理程序；工作表单线上运行，使用现场移动办公终端（手机/平板电脑）直接处理业务。
其中，管理类表单多是跨业务、跨部门流转的表单，以《HSE停工令》工作表单为例，明确了适用范围、工作判定标准、工作事项描述及工作流程等内容，原则上可固化的内
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容均设定为勾选内容，确保工作表单简洁、实用高效。
HSE工具类表单主要是检查类表单，以《受限空间许可安全检查标准》工作表单为例，由检查内容、结果记录、检查结论、检查签字等内容组成，确保检查工作不漏项、且具有可追溯性。
二、HSE管理工具开发与应用
按照“先僵化学习、后优化创新、再固化提升”的思路学习、消化、吸收美国CBI公司先进的HSE管理方法。依据国家安全法律法规，以解决HSE管理工作中的障碍为切入点，开发了AP/CAP核电工程HSE管理工具，并在所有项目推广使用。
（1）“团队式”班前会
为提高班前会效果，项目现场推行“团队式”班前会，由班组长组织作业人员围成圆圈，“手指口述”检查自己和工友安全状态，灌输“平等互助、主动参与”思想，项目部和承包商HSE人员每天参加旁站监督，验证班前会安全交底质量。
（2）高风险作业HSE管理模型
为保证CAP1400/1000核电工程整个建造过程中涉及的高风险作业安全可控，借鉴依托项目良好实践，并结合CAP1400/1000核电工程技术特点及施工逻辑，针对辨识出的19个高风险作业，开发了《CAP1400/1000核电工程高风险
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作业HSE管理模型》。明确各项高风险作业HSE先决条件和工序中存在的危险源及控制措施，并借鉴质量计划（ITP）选点见证的方法，实施全过程HSE管控，确保了依托项目19项高风险作业全部安全实现。
例如在SG吊装过程中：吊装作业开始前，项目部和承包商的HSE部、施工部共同对吊装作业的先决条件逐项进行验证并签字确认。在确保所有安全措施全部落实，安全条件满足要求的情况下，方可开始后续施工。
此外，项目部和承包商按照施工工序开展危险源辨识、评价工作，辨识每道工序中存在的危险因素，并制定相应的消除或控制措施，实施分级管理。在落实危险源的控制措施时，施工部和HSE部共同选点验证。
（3）项目HSE季度评估
借鉴美国CBI公司HSE体系评估方法，公司对各项目HSE监督检查采用季度HSE体系评估模式，每季度对各项目HSE管理体系的符合性、适用性和有效性进行一次全面评估。
每次评估，由公司安全质量部负责人带队组织4-5名经验丰富的HSE工程师成立评估组，对项目文档资料和现场15个专项进行评估，评估周期为5天。
采用“自上而下，自下而上”的评估方法，重点评估程序执行力，验证施工方案实施情况，查找HSE管理存在的缺陷，并从管理角度提出改进意见；对现场重复性发生问题，4 / 10
要求项目专项治理；同一问题重复发生三次及以上，则对项目进行HSE考核；所有问题的提出必有客观依据，下发《HSE整改通知单》，并跟踪整改、验证关闭，形成闭环管理。最后，引入暴露修正因子量化考核各评估要素，并采用HSE管理仪表盘显示评估结果，直观展现现场HSE管理状态。
（4）“矩阵式”HSE专项检查
项目部对承包商HSE检查采用“矩阵式”HSE检查模式。项目部每月根据现场安全趋势，以“日历表”的形式编制月度检查矩阵，明确每天专项检查类型和责任人。专项检查覆盖现场所有施工活动，提高了HSE检查的有效性，以更具专业性和针对性的“矩阵式”HSE检查模式替代了传统的“安全大检查”。
HSE部配备HSE检查工具（如：粉尘浓度测试仪、钳式电阻测试仪等），HSE工程师开展“矩阵式”HSE专项检查使用相应专业工具，使检查结果更具有客观性。
（5）HSE领先指标卡
为提高项目现场HSE预测预警能力，引进美国核电项目“HSE领先指标”主动预测工具替代 “滞后指标”管理模式。结合依托项目实际，从HSE管理活动中选择最关键的要素开发13类HSE领先指标卡，并动员项目部全员现场工作时观察、填报指标的安全数量、风险数量和重大风险数量。HSE部定期统计分析，判断各项指标的安全趋势，并超前制定改
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进措施，实现HSE管理关口前移。
此外，为便于员工参与和HSE领先指标统计，海阳项目在现场区域设置了领先指标卡选取板，并开发了IMS线上录入分析系统，实时查看员工参与情况和安全趋势。近一年收集HSE领先指标卡2332张，安全指标22709项，风险指标1087项，员工参与度达80%以上。
（6）关键岗位人员HSE培训与授权
核电工程强调“任何工作都必须选择和培训合适的人员，具备所要求的技能”，公司采用“HSE理论培训+实际操作培训”方式评估、验证、授权关键岗位人员从事相应工作的资格。特别是特种作业人员，如：架子工、电工、起重指挥等，所从事工作专业性和安全风险较高，在其取得国家资质的基础上，对其安全技能进行实操评估验证，合格人员方被授权上岗从事相关作业。
在广泛调研了美国Vogtle核电项目和VC Summer核电项目实操技能培训基础上，以示范工程项目为试点，建立了HSE培训/实操技能评估中心，作为员工实际操作培训和特种作业人员技能评估验证授权的基地。
（7）HSE管理可视化
核电工程现场立体交叉作业多、人员密集，为快速识别现场人员、设备设施符合管理要求，现场推行可视化管理，包括：
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①人员管理可视化，主要通过HSE培训授权帽贴和标识岗位身份的反光背心实现。
②设备设施检查可视化，主要通过检查色标直观反映现场设备设施的检查状态。例如：对现场设备、工机具开展季度检查，检查合格后按季度次序分别挂设“绿、白、蓝、黄”检查色标；脚手架检查验收“合格”或“不合格”分别挂设“绿色”或“红色”信息牌。
（8）工作危害分析/作业安全分析（JHA/JSA）为强化作业人员现场安全风险识别能力，对现场持续时间较长（一天以上）的作业活动，采用“工作危害分析法（JHA）”分析每道工序存在的安全风险，制定相应预控措施，并作为施工方案附件和安全技术交底资料；对一般日常施工活动，采用“作业安全风险法（JSA）” 简洁实用工具在班前会上对一项或若干项任务进行安全分析，并记录作为安全交底记录材料。
（9）HSE根本原因分析方法（RCA）
核电工程HSE管理倡导公开、透明理念，对安全事件、重复性发生问题进行根本原因分析（RCA），而不局限于表面原因分析。利用“原因树、鱼刺图、变化分析、屏障分析”等专业方法，从管理方面查找系统根本原因进行纠正，并将事件经过、原因、预防措施等信息以“安全警戒卡”形式反馈到公司所有项目，举一反三，落实相关管理措施。目前，7 / 10
公司已开发45个典型经验反馈案例。
（10）安全时刻及安全文化分享
安全时刻是由国核工程公司在集团内率先推行使用的，是指会议开始前或参访前由会议主持人或接待人员做出的安全提示，如疏散要求、人数清点等。安全文化分享是会议进入正式主题前开展的安全导入活动，如核安全文化宣贯、近期安全热点话题、近期安全事故等。
此外，公司还开发了其他HSE管理工具，包括： 为推动全员主动参与HSE管理，现场推行使用“安全观察卡（HELP卡）”。鼓励员工发现安全隐患，现场纠正并填写安全观察卡。
为持续提升全员参与HSE管理的意识，项目现场开发《员工HSE自我评估卡》，鼓励员工每月开展一次HSE自评。 为强化项目现场员工“安全红线”意识，公司建立“黑名单”制度，对违反公司发布的《安全生产“红线十条”》和现场HSE违规累计三次的人员给予清场处理，并列入公司“黑名单”，凡被记入“黑名单”的人员禁止进入工程公司所属所有项目现场。
依据“以人为本”的原则，发布了由总经理授权的“HSE停工授权卡”，提醒员工现场发现危及自身或他人的危险时，有权叫停相应的施工活动。
三、施工本质化安全水平提升
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美国核动力运行研究所（INPO）研究提出“再好的人员也有可能犯错，任何依赖于人的可靠性的系统是最不可靠的”。从安全角度讲，本质化安全是提升HSE管理水平的关键。国核工程公司借鉴美国核电项目施工理念和依托项目工程实践，提出34项施工技术提升措施，主要包括提升施工技术和引进先进设备工机具两方面。具体举措如下： 3.1提升施工技术
（1）CA结构模块翻转技术：项目现场采用CA结构模块翻转平台替代传统双机抬吊施工技术。操作简单、翻转平稳、可避免模块变形，降低吊装作业风险。
（2）CR10模块整体组装技术：依托项目核岛CR10模块采用散吊就位后再组装，吊装风险较大。公司对标美国核电项目施工方法，在示范工程项目优化施工逻辑，采取CR10模块整体组装技术，先地面拼装再吊装就位，降低多次吊装风险。
此外，还有CV贯穿件地面组装、VCS风管地面预组装等，降低多次吊装和高处作业风险。3.2引进先进设备工机具
（1）高空作业装备的使用：项目现场结构模块拼装、设备设施检修使用高空作业车/升降车，降低脚手架的搭拆带来的安全风险，提高工作效率，节省人工时。
（2）焊接烟尘净化器的使用：项目现场焊接作业配备焊
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接烟尘净化器，吸收焊接烟尘，降低对作业人员的职业危害。此外，还有全自动钢筋绑扎机、无尘打磨机、固定式电子点烟器等等的应用。结束语
国核工程公司把HSE作为公司核心价值，在管理方面形成了一系列基础性成果，但仍然需要从管理精细化方面深入挖掘，在总结经验的基础上进行持续改进，将安全文化与实际工作有效融合，提升工作执行能力，做到“固化于制、内化于心、外化于行”，努力推进“要我安全”到“我要安全”再到“我们（团队）要安全”的转变。
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第五篇：核电各技术对比
核电各种技术简单分析
—中广核准员工论坛
一、自主品牌：CNP1000——中国百万千瓦级核电站
CNP1000型核电站使中国百万千瓦级核电站的设计寿期从目前的40年延长到60年，核燃料换料周期从目前的12个月延长到18个月，机组可利用率将从目前的75%左右提高到87%，上网电价可控制在5美分/千瓦时以下，CNP1000的比投资将下降到1300美元/千瓦以下
CNP1000无论是性能上、经济上、安全上都达到了国际上第二代改进的水平。
NP1000主要性能指标为：电站设计寿命60年，堆芯热工裕量大于15%，堆芯熔化概率小于1X10-5/堆年，大量放射性物质释放概率小于1X10-6/堆年，机组可利用率大于87%，换料周期为18个月，比投资小于1500美元/千瓦。如批量生产，比投资可达到1300美元/千瓦以下。NP1000主要有10项设计改进：
一、改进堆芯设计，降低功率密度，提高堆芯安全裕度；
二、改进电站布置设计，采用单堆布置和满足实体分隔、防火要求的核岛布置方案；
三、改进安全系统设计，提高系统可靠性；
四、改进安全壳系统设计，加大安全壳容积；
五、采用先进的分布式数字化仪表控制系统，提高电厂的可用性和安全性，提高自动化控制水平和可操作性；
六、考虑了严重事故下的氢气控制措施；
七、设置安全壳内换料水箱，取消安注和喷淋再循环切换，提高系统可靠性；
八、设置堆腔淹没系统，防止在严重事故下堆芯熔融物熔穿压力容器；
九、采用LBB技术，取消或减少防甩装置；
十、汽轮机组采用半速机，提高电厂效率。
CNP1000设计的主要特点
①燃料组件177盒，降低线功率密度，采用AFA3G燃料组件提高安全裕量。增大功率，提高经济性。
②18个月换料，低泄漏，提高经济性。
③大直径反应堆压力容器（内径为4340mm），增加水装量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并满足60年寿期要求。④稳压器容积为51m3，稳压能力增强。
⑤采用预防和缓解严重事故的有效措施，降低堆芯损坏和放射性大量释放的概率。
⑥采用LBB技术，简化系统并有利于维护保养。
⑦高压安注泵同上充泵分开，低压安注泵同余热泵共用，并形成两个系列。⑧辅助给水系统设置两台汽动泵和两台电动泵,形成两个系列。⑨采用半速汽轮机/发电机机组。⑩数字化I&C系统。
二、引进创新：CPR －1000 中国改进型压水堆核电站 CPR1000作为“二代加”技术，在大亚湾核电站及岭澳核电站一期的基础上，通过持续科技进步，不断创新和改进，逐渐趋近第三代。在探索的过程中提出许多新技术：
•事故处理规程由事故定向转为状态定向；
•首炉堆芯即采用18个月换料方案
•压力容器设计寿命达到60年
•采用堆坑注水技术
•主回路应用破前漏（LBB）设计理念
•采用可视化进度控制
•利用三维辅助设计进行设计校核 CPR1000——主要技术、经济指标
环路数
总体性能指标
DNBR裕量＞15% 组可用率≥87%
压力容器设计寿命60年 一回路压力15.5 MP 一回路温度T入/T出292.4℃/329.8℃ 均线功率密度186 W/cm 机组额定功率1080 MWe
燃料组件157组全M5的AFA3G组件 活性区高度3.66 m 换料周期18 月
堆容器内径/高度3.99 m/12.99 m 电厂热循环效率36% 仪控系统DCS 电厂布置双堆
安全壳单层 + 钢内衬
安全壳自由体积49000 m3 严重事故对策采取相应措施 汽轮发电机组半速机 建设工期≤58 月
三、AP1000技术。其区别于二代加压水堆核电机组的主要特点就是“非能动”的安全系统
AP1000技术是美国西屋公司开发的第三代百万千瓦级先进压水堆核电机组，其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、Tihange 3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；主回路设计类似于美国燃烧工程公司（CE）设计的System 80。采用增大的蒸汽发生器（125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。
AP1000 单台机组NSSS的热功率为3415MWe，电功率为1115MWe，热效率约为33%，机组可利用率为93%，堆芯熔化频率为：2.41×10-7／堆年，严重事故下大量放射性物资向环境释放概率为：1.95×10-8／堆年；机组采用单堆布置，反应堆厂房采用双层安全壳，内层为钢安全壳，外层为混凝土结构（其屋顶设置非能动安全壳冷却系统储水箱）；施工安装过程采用模块化的建造模式，有利于缩短建造工期。
AP1000区别于二代加压水堆核电机组的主要特点就是“非能动”的安全系统。“非能动”设计概念就是利用固有的热工水力特性，简化安全系统的设计，使核电站保证安全的措施不再依赖泵、风机等能动设备的运行，从而大幅度地减少了安全级的阀、泵、电缆及抗震厂房；取消了1E级应急柴油发电机系统；减少了大部分安全级能动设备；降低了大宗材料用量；系统简化使设计简化、工艺布置简化、施工量减少、运行及维修量也相应减少。设计中采用的非能动的严重事故预防和缓解措施使安全性能得到提高，同时也提高了机组和经济性。
一、非能动堆芯冷却系统
AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统。与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳 pH 值控制的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流 自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。传热过程无需动力。当 IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST 组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全 注射水箱和IRWST 为堆芯提供冷却。依靠 IRWST 提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。
二、非能动安全壳冷却系统
AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180度，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空
气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜。当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。
三、非能动安全壳裂变产物去除系统
AP1000在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂 变产物。安全壳大气中活性物质的去除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、热迁移等）。事故后如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中。非能动主控室可居留系统失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、仪间和直流设备室的非能动热阱
四、非能动主控室可居留系统
失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通风和充气，维持工作人员可以继续居留的环境至少72小时，并兼作主控室、仪表间和直流设备室的非能动热阱。
四、三代技术：EPR
EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆，提高核电的经济竞争力，EPR的发电成本将比N4系列低10%。EPR的主要特征
1、EPR是目前国际上最新型反应堆（法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆）的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。
2、EPR是渐进型、而不是革命型的产品，保持了技术的连续性，没有技术断代问题。EPR采纳了法国原子能委员会和德国核能研发机构的技术创新成果。
3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。
4、EPR属压水堆技术。法国在运行的核电站都是压水堆。目前，全球共有440台在运行的核电机组，其中209台是压水堆。压水堆是上国际上使用最广泛的堆型。
5、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料（5%）、循环复用的燃料（源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量；
6、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。未来20年，半数以上的新核电站将建在这类地区。
7、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进，EPR运行40年无需更换重型设备 EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层为预应力混凝土。作为新一代技术，EPR相比较与前几代：
一、经济性能更高 EPR的发电成本将更低，比N4系列反应堆低10%。主要优化措施是：
1、EPR的功率（约1600兆瓦）比近期建设的反应堆功率（约1450兆瓦）更高。
2、建设周期更短：从建造至商业运行计划用57个月。
3、能量效益提高到36%，这是轻水反应堆最好的指标。
4、EPR技术寿期将达到60年。
5、提高燃料的利用率。在发电量相同的条件下，EPR将减少使用15%的铀，废物产量因此降低。同样，也降低了核燃料循环（从铀浓缩到后处理等各个环节）的费用。
6、EPR降低了运行费：
由于提高了人机接口的质量和主控室的功效，操作简化，通过运行支持系统，提升自动化水平，减少了人工干预；
设备布局更合理，便于进入工作区，简化了检修，缩短了工期；可进行不停运的标准化保养维修；
停堆换料期减至16天；反应堆寿期内可利用率可达到91%，法国在役反应堆的平均使用率为82%。
7、EPR的发电成本将降至30欧元/MWh，比主要竞争对手—天然气低20%。
二、更高的安全性
EPR满足法德两国核安全当局提出的“加强防范可能损坏堆芯的事件，缓解堆芯熔化的放射性影响”两方面的要求，具有更高的安全性。
1.加强防范损坏堆芯的事件
通过设计简单化、功能多样化和冗余系统确保安全功能。自动化水平更加先进；EPR配置四个同样的安全系统，具有非正常状态下冷却堆芯的功能。每个系统都能完全独立发挥其安全功效。这四个系统分别设在四个厂房，实行严格的分区实体保护。因内部事件（水灾、火灾等）或外部事件（地震）造成某一系统失灵时，另一系统代替有故障系统行使安全职能，实现反应堆安全停堆。这些结构性的安全系统将把在役压水堆极低的堆芯破损概率再降低一个10次方。
2.安全壳具有非常高的密封性
如果万一发生堆芯损坏事件，将对居民和环境采取防御性保护措施，使他们不受影响。
EPR的密封水平是国际上唯一的，反应堆厂房非常牢固，混凝土底座厚达6米，安全壳为双层，内壳为预应力混凝土结构，外壳钢筋混凝土结构，厚度都是1.3米。2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。
即使发生概率极低的熔堆事故，压力壳被熔穿，熔化的堆芯逸出压力壳，熔融物仍封隔在专门的区域内冷却。这一专门区域的内壁使用了耐特高温保护材料，能够保证混凝底板的密封性能。EPR的熔堆事故影响严格限制在反应堆安全壳内，核电站周边的居民、土壤和含水层都受到保护。
3.降低运行和检修人员的辐照剂量
EPR运行和检修人员的辐射防护工作将进一步加强：集体剂量目标确定为0.4人希弗特/堆年，与目前经济合作与发展组织国家核电站的平均剂量（1人希弗特/堆年）相比，将降低一倍以上。
目前法国核电站检修人员的人希弗特集体剂量水平约合人均剂量5毫希弗特/年（5mSv）。换言之，法国核电站工作人员的平均剂量等同于法国天然放射性当量。
三、EPR更加环保
核电的优势是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉尘及其他温室效应气体，EPR在可持续发展方面取得了重要的进展：
EPR的堆芯设计有利于提高燃料的利用率，减少铀的使用量，降低钚和长寿命废物的产量；有利于控制和降低钚的储量；由于EPR的技术寿期将达到60年，在生产同等电力的情况下，EPR退役后的最终废物数量将减少；利用核能有利于储备本世纪中叶将逐渐枯竭的化石燃料
五、压水堆原理
利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图2.1所示。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。
反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽发生器给水，然后再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭回路。整个一回路系统设有一台稳压器，一回路系统的压力靠稳压器调节，保持稳定。
一回路辅助系统主要用来保证反应堆和一回路系统的正常运行。压水堆核电厂一回路辅助系统按其功能划分，有保证正常运行的系统和废物处理系统,部分系统同时作为专设安全设施系统的支持系统。专设安全设施为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。
二回路系统由汽轮机发电机组、冷凝器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、给水泵、蒸汽发生器、汽水分离再热器等设备组成。蒸汽发生器的给水在蒸汽发生器吸收热量变成高压蒸汽，然后驱动汽轮发电机组发电，作功后的乏汽在冷凝器内冷凝成水，凝结水由凝结水泵输送，经低压加热器进入除氧器，除氧水由给水泵送入高压加热器加热后重新返回蒸汽发生器，如此形成热力循环。为了保证二回路系统的正常运行，二回路系统也设有一系列辅助系统。
循环水系统主要用来为冷凝器提供冷却水。
发电机和输配电系统的主要设备有发电机、励磁机、主变压器、厂用变压器、启动变压器、高压开关站和柴油发电机组等组成。其主要作用是将核电厂发出的电能向电网输送,同时保证核电厂内部设备的可靠供电。发电机的出线电压一般为22kV左右，经变压器升至外网电压。为保证核电厂安全运行，核电厂至少与两条不同方向的独立电源相连接，以避免因雷击、地震、飓风或洪水等自然灾害可能造成的全厂断电。
每台发电机组的引出母线上，均接有两台厂用变压器。为厂用电设备提供高压电源。高压厂用电系统一般为6kV左右。该高压厂用电系统直接向核电厂大功率动力设备供电。对于小功率设备,经变压器降压后供给380/220V低压电源。通常高压厂用电系统分为工作母线和安全母线两部分，高压厂用电系统的工作母线，可以由外电网或发电机供电，高压厂用电的安全母线，除外网和发电机外，还可由柴油发电机供电。
在电厂正常功率运行时，发电机发出的电能大部分经主变压器升压至外网电压输送给用户。同时，整个厂用设备的配电系统由发电机的引出母线经厂用变压器降压后供电。当发电机停机时，则由外部电网经启动变压器供电。当外网和发电机组都不能供电时，则由柴油发电机组向安全母线供电，以保证核电厂设备的安全。
六、浓缩铀反应堆
如果使用含有3％铀一235的浓缩铀，就有可能使用普通的“轻”水作为冷却剂，水中的氢作慢化剂。
氢可吸收中子，故不适用于含o．7％铀一235的天然铀燃料，但可用于浓缩铀。在这类反应堆中，水始终保持高压状态，使其不能沸腾。水把热从反应堆芯通过蒸汽发生器传递给二回路系统，该系统中保持较低的压力，水被转化为蒸汽，从而驱动汽轮发电机组。这种设计的反应堆被称为压水反应堆，简称压水堆(PWR)。
其它堆型也有采用低浓缩铀的。慢化剂则使用普通水、重水、石墨或有机液体，使中子减速。冷却剂可以是沸水、重水、氦、二氧化碳气或有机液体浓缩铀反应堆原理图：如果铀燃料被浓缩，水可被用来作慢化剂和冷却剂。图中显示的压水堆中，一回路水传递的热使完全隔离的二回路中的水沸腾
七、沸水反应堆
象压水堆一样，沸水堆的燃料也是浓缩度仅为2％的氧化铀，它在高温高压下被烧结成圆柱形芯块，装入锆合金管中．这些燃料棒被组装成比在压水堆中较为松散的组件。燃料棒基本方形排列包括6*
6、7*7或8*8，而压水堆燃料组件为15X15或17X17。铀的浓缩度也不相同，棒中浓缩铀的数量与诙棒在阵列中所处的位置有关。这种排列能纠正沸水堆中由毗邻组件之间水空间引起的畸变。某些棒不含铀，而仅有水。十字形碳化硼控制棒在四个相邻燃料组件之间从堆芯底部插入。其抽插依靠液压系统或电磁螺旋驱动系统。遇有紧急情况，氮气覆盖层之下充满水的蓄压箱驱动液压缸，把控制棒弹入堆芯。
这种反应堆最显著的特征是，允许冷却剂水在堆芯内沸腾．离开堆芯的蒸汽必须经过去湿，这个过程在反应堆容器上部进行。象在压水堆蒸汽发生器中一样，蒸汽要经过汽水分离器(在旋流叶片中，作用于蒸汽流的离心力迫使水滴甩在外壁上)和人字型干燥器，然后被传输到汽轮机，再驱动发电机产生电力。蒸汽在给水厂房冷凝后，形成凝结水，经过再加热后返回反应堆容器。为确保稳定运行，反应堆容器上接有若干条再循环环路，每条环路设一台泵，该泵从反应堆容器出口接管吸水并排水至人口接管。泵的流量变化可以改变平均水温和蒸汽泡形成的水平。用这种方法能够控制中子的慢化条件(密度低的蒸汽替代水或相反)，从而控制反应堆的功率水平。在法国压水堆设计弓1人新的控制系统和先进灵敏的部件之前，这种调节功率水平的能力使得沸水堆胜过它的竞争者。
因此，初看起来，这种反应堆似乎比压水堆简单；它们省去了蒸汽发生器，并在低得多的压力下运行(70—80巴，而不是150巴)。但是，它们也有自身的不足：反应堆容器更高，更粗；由于设置了再循环回路，在连接压力容器的蒸汽管道上必须设置安全阀，使得设计更为复杂；此外，堆芯内的沸腾水必须连续净化，以防止杂质沉积在燃料包壳上，在经过堆芯时必须将可能被活化的杂质用过滤器滤掉。尽管采取这些措施，燃料元件破损造成放射性产物被夹带于蒸汽中的可能性依然存在。这就要求汽轮机设计必须具有严格的密封性能，电厂的常规部分必须划为易监控区，具有适用于电厂操作人员的保健条例。
关于电厂安全，象压水堆设计一样，针对假设的冷却剂丧失和蒸汽管道破裂事故，采取了预防措施，这就是为什么要把反应堆(压力容器和再循环泵)包容在能够承受各种压力的钢制密封安全壳系统之中。蒸汽管道安全阀也置于安全壳之内。
安全壳系统的设计能使逸出反应堆的蒸汽喷到反应堆容器旁的充水腔室并得到冷凝。简图说明了这些设计特点的发展。象压水堆一样，也设有几条管道，把安全壳外的冷水注入反应堆容器以冷却燃料。同时，通过喷淋包容反应堆容器的腔室而冷却安全壳自身。
在最终的分析中，沸水堆的发电成本与压水堆相当。
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