第三代核电范文

第三代核电范文第1篇

撰文： 《中国经济周刊》 记者 李凤桃

引进吸收再创新，我们不搞“交钥匙”做法

在引入美国西屋公司的第三代核电技术AP1000之后，我国就要实现这一技术的自主化和再创新。党中央国务院决定成立国家核电技术公司（下称“国家核电”）来完成这一任务。作为时任国家核电筹备组组长，我参与了组建国家核电。

2007年2月13日，中组部和国资委宣布了以王炳华为董事长和党组书记的国家核电领导班子。我被中组部任命为该公司独立董事。国家核电为一股份制公司，国资委代表国家控股60%，中核集团、广核集团、中电投集团和通用机械集团各占10%股份。国家核电的任务是：代表国家受让第三代先进核电技术，实施AP1000依托工程项目管理，通过消化吸收再创新形成我国具有自主知识产权的核电技术品牌。

中国不仅要消化AP1000技术，实现核电设计的自主化和设备的国产化，还要在AP1000的基础上开发出中国自主品牌的CAP1400、CAP1700大型压水堆。这是我国核电事业中一项极具挑战性的艰巨任务。 公司被冠以“国家”二字，这在国企中是少有的，表明党中央国务院对该公司的重视和寄托的希望。

国家专项投资百亿元研发CAP1400

由于再创新的研发需要大量投入，我国三代核电技术自主化需要资金支持。

那时候，正好科技部牵头制定“国家中长期科技发展规划”。根据规划，国家计划通过核心技术突破和资源集成，在一定时限内完成多项科技研发，完成战略产品、关键共性技术和重大工程，设立16个重大专项，包括高级芯片研制、商用大飞机等，其中有一个重大专项就是“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”项目。

2006年6月，国务院召开常务会议，对这个规划的纲要进行讨论研究。总理主持会议。在会议中，我也做了发言，我建议大型先进压水堆项目必须和正在招标引进的第三代压水堆项目结合，在引进技术基础上，通过进一步研发再创新，开发出具有自主产权的更先进的中国品牌的大型压水堆。在引进的先进技术平台上更上一个台阶，避免从头开始。我建议，国家将这个引进消化吸收再创新的项目列为重大专项之一，并给予各方面的支持。当时，总理和分管教育科技的国务委员陈至立同志都表示赞同。指出，核电只搞一个项目，即要在引进的核电技术基础上进行投入研发，不能搞“两张皮”。

几个月后，国际招标确定了引进AP1000技术之后，国家核电及时提出了在AP1000技术基础上开发更大功率的非能动型压水堆 CAP1400项目建议。2008年2月15日，国务院第209次常务会议上通过重大专项总体实施方案，并将CAP1400的研发和示范工程建设列为重大专项的重点任务，由国家核电牵头，实行产学研结合，广泛吸收有关单位共同攻关。这个专项国家投资逾百亿元，并要求用开发的成果建设一座示范核电站。

“CHINA”的“AP1000”，

很不简单

重大专项的任务包含了两层要求：一个是通过消化吸收实现AP1000的自主化，更为重要的是开发出中国自主品牌的CAP1400，并进行更大功率的CAP1700的预研。

在AP1000的自主化方面，首先是设计的自主化。通过几年努力，自主化的AP1000的标准设计已完成，这是AP1000技术消化吸收基本完成的标志。我们命名自主化的AP1000为“CAP1000”，也就是中国（CHINA）的“AP1000”。相比西屋公司的AP1000，我们吸收了依托工程中众多经验反馈以及AP1000设计在建设过程中的改动，并针对AP1000原设计的一些不足之处，以及设备国产化的需要，对其进行了必要的改进和升级。

设计自主化过程并不简单。我们不能照抄AP1000，而需要真正吃透并验证其设计工艺和软件，并做必要的改进。

其中，工作量很大的是英制转换成公制，以适应中国标准。AP1000设计的计量单位是英尺、英寸、磅等，我们要把它变成厘米、毫米，公斤、克。简单地把英寸乘一个系数变成厘米，这样得出的是小数点后带几位尾数的厘米数。我们转公制的目的是选用中国的材料和设备，而中国材料和设备的标准，不可能有小数点后带几位零头的标准。这就需要根据英制数据寻求国内相近的材料和设备，而两者的差别就需要我们通过评估、计算甚至试验来选定中国的材料和设备，既能满足美方原设计的技术要求，又实现了国产化替代。无论是主设备、辅助设备，还是材料都存在这个问题。

此外，重要的设计改动都要经过周密的计算、论证，甚至试验。我们与西屋签合同时，西屋的设计是DCD-15版。随着美国核安全部门（NRC）陆续提出新的要求（如屏蔽厂房要能抗击商用大飞机的撞击等），AP1000的设计不断改进和升版，2011年12月，美国核管会批准了DCD-19版。自DCD-15版以来AP1000的基本设计没有改变，主要是纳入了前面说的飞机冲撞评估规则，此外，各种支持系统的细节和厂址特征得到调整，以简化美国业主取证的过程。在合同中规定，合同签订后直至核电站建成的过程中，西屋公司设计的任何改进和升版都必须及时通知中方，并要应用于依托工程项目中。所以到目前，DCD-19版的设计变更，除了针对软地基的设计修改不适用于三门和海阳的岩体地基，以及针对抵御大型商用飞机恶意撞击我国尚无法律要求外，其余设计变更均已在三门、海阳的4台机组中得到同步应用。有人说，中国签合同买了西屋公司已过时的设计（即DCD-15版），人家已发展到DCD-19版了，这是由于不了解情况而产生的误解。

在自主化的基础上，再创新的技术难度更大。在引进时，AP1000的实际发电能力最高达到125万千瓦，经过我们的自主研发，我们CAP1400的实际发电能力可以达到155万千瓦。在再创新过程中，我们把反应堆的功率加大，重新设计了反应堆堆芯、压力容器、蒸汽发生器、主泵、主管道、钢制安全壳、汽轮发电机组等关键设备，并根据依托工程的经验反馈做了很多改进，包括将热效率提高，增加应对外部事件（如地震、水淹等）的能力等，并根据福岛核事故的经验教训补充了一些安全设施。

当前，我们已完成CAP1400的初步设计并通过了国家审查，施工设计已完成62%，大部分关键设备已研制成功，有的已开工制造，有的正在制造样机，示范工程的场地准备已近完成，预计近几个月内将正式开工。我们还计划让CAP1400走出国门。在之前的讲述中，我们提到在引进AP1000时，我们和西屋公司达成协议，在CAP1400、CAP1700出口美国和日本时，我们将与西屋合作，而在除美国和日本之外的国际市场，中国将完全拥有CAP1400、CAP1700的自主知识产权。

设备制造，

我们不搞“交钥匙”做法

依托工程和重大专项还大大推动了我国机械制造业的技术和管理升级，因为三代核电站对设备质量和可靠性提出了更高的要求。在主泵、数字化仪控、蒸汽发生器用的大量690传热管、锆材等过去依靠进口的设备和材料，也在发展三代核电过程中逐步填补了空白。此外，在三代AP1000特有的设备，如钢制安全壳、一体化锻造型主管道、爆破阀等设备的改进中也大大提高了我们的创新和自主化能力。下面我就设备国产化讲几个故事。

设备国产化是我国核电自主化的重要内容。对于设备制造，在谈判时我们就提出，我们不搞“交钥匙”的做法。“交钥匙”，就是核电站整个设计建造和设备全由外方负责，而中国需要支付昂贵费用，许多技术也学不到，而在合同签订后，外方又把许多工作和设备低价反包给中方干，从中获取巨大利益。所以，我们要求，在AP1000的依托工程中，第一，我们自己做土建安装；第二，我们要尽可能地实现设备国产。

在设备方面，我们要求只买西屋公司的一套关键设备（设备分关键设备和辅助设备，关键设备是指压力容器等核岛里的主要部件，辅助设备是指一般性的设备）。这些关键设备相比“二代加”的变化很大，一是使用寿命达到60年，二是可靠性和安全性增强。比如，原来二代核电设备很多是由众多组件焊接而成的，而AP1000的设备尽量整体锻造，不焊接或尽量减少焊接，这样就要求锻件很大，工艺难度大大提高。

按照我们开始时达成的协定，在依托工程的4台机组中，从第二台机组开始，西屋公司便派人帮我们在中国工厂按照三代核电技术标准进行设备生产。AP1000的依托工程有两个，分别是三门核电站和海阳核电站，分属中国核工业集团公司和中国电力投资集团公司两个业主。由于两个业主都希望有一套国外原装的机组，于是两大核电站各自的1号机组关键设备都改变为由国外供货。这样最后合同中关键设备进口两套，另两套用西屋的技术在国内制造。这些关键设备有压力容器、蒸汽发生器、主泵等。当前在中国制造的关键设备进展不错，有的已交货，正在实现国产化。

主泵的国产化是我们遇到的一大难题。屏蔽主泵的制造难度的确非常大。在之前的谈判中，我们和西屋公司商定，在4台机组中，3台机组的主泵由西屋公司提供，第四台机组的主泵实现国产化。但合同落实时，西屋公司的主泵承包商EMD公司负责人前来参观中国的设备工厂，他们说，按照你们工厂的设备条件和技术经验，你们无法按照工期要求供货。参观考察过美国的主泵工厂后，我们也认识到屏蔽主泵制造工艺难度的确很大，我们制造主泵的相关工厂缺少必要的设备，也缺少技术经验和管理经验。另外，我们也知道，美国公司也非常希望多卖几台泵，增加收益。

第三代核电范文第2篇

【关键词】第三代核电技术；AP1000编码；三门核电

0.前言

在建的三门核电项目采用美国西屋公司开发的第三代压水堆核电技术AP1000建造，规模为6台1250MW的核电机组。1号、2号机组建设是国务院批准实施首个三代核电自主化依托项目，其中1#机组是全球首台AP1000核电机组，通过三门核电项目的建设掌握第三代核电技术工程设计和设备制造技术，建立健全核电标准体系，使我国的核电技术水平得到快速发展。

AP1000编码系统贯穿整个核电工程的设计、安装、调试、运行和维护等活动，通过AP1000编码可以非常直观检索到区域、系统、设备部件所需的信息。

1.AP1000编码的格式和结构

1.1文件编码基本规则

文件码分成四段，每段之间采用连字符隔开，结构如下：

1.2电站设别代码

SMx为电站识别码，可以SM1、SM2、SMG；“SM1”代表三门电厂1号机组，“SM2”代表三门电厂2号机组，“SMG”代表三门电厂一期工程1#、2#机组公用部分。

1.3 定位代码

1.3.1定位码种类

定位码有5种，分区定位码、系统定位码、物资定位码、一般定位码、特殊定位码。

1.3.2选择定位码的一般规则

a） 如果文件与基于建筑物、标高或分区的电站立体视图有关，应采用分区定位码；现场土建采用分区定位码。

b） 如果文件主要关系到电站系统，应采用系统定位码；现场安装采用系统定位码。

c） 如果文件主要关系到某类电站部件，应采用物资定位码。

d） 如果文件与具体系统、电站物理分区无关，而是着眼于整体，应采用一般定位码。

e）只有当大量文件必须在同一组并且这些文件与电站实际分区、电站系统、电站设备组或一组通用电站特殊性无关时，应分配特殊定位代码。

1.3.3分区定位码

分区定位码包含三项数据：设施子项代码+标高代码+分区子代码；分区定位码主要用于与电站具体实际分区有关的电站文件，分区定位代码由3～5个数字构成，主要有以下3种类型：

1）三位数分区定位代码：不与标高代码和分区子代码同时使用；如果在文件编码中使用三位数设施代码，则标高代码和分区子代码不作进一步划分，如网控楼（分区定位代码为014）的所有文件。

2）四位数分区代码：从左至右依次由两位设施代码、标高子代码和分区子代码组成，如：分区定位代码为2070，其中20是设施子项代码；7是标高代码；0是分区子代码；

3）五位数分区定位代码：实际是“物资编码系统”中规定的房号序列号部分。与四位数分区定位使用相同的设施子代码和标高子代码。但是五位数分区定位代码使用两位数字串的“房号”取代了四位数分区定位代码中的分区子代码，以此来进一步定义电站中的房间。

在使用分区定位代码进行编码的过程中应注意以下几点：

1）2位数字设施子代码要与标高、区域子码配合使用；

2）3位数字设施子代码独立使用，不需要与标高和区域子代码配合使用；

3）5位数字房间号在物资编码程序中有规定的专用。

因此使用分区定位代码进行编码时一般都是用三位数分区定位码或者四位数分区定位代码。

1.3.4系统定位码

AP1000核电站由100多个系统构成，文件或物项以AP1000电站某类系统为重点或与其相关时，编码就需采用系统定位代码。如ASS代表辅助蒸汽供应系统。

1.3.5物资定位码

文件以具体电站设备为重点或其有关时，文件编码就采用物资定位代码。物资定位代码的目的是满足项目需求。由于物资定位代码与电站设备部件或具体电站设备有关，因此设备类型代码用作构建物资定位代码的依据。

项目类型代码一般按照工程设计分组，如：机械、结构、电气、仪表和控制、建筑等，规定的物资定位代码以设备类型代码开始，并有数字后缀使每个物资定位代码独一无二。

例如：“MT”是储罐的设备类型代码，除盐水储存箱采用物资定位代码MT5D。通过分配物资定位代码，可方便找到用于特定电站设备的所有文件。

1.3.6一般定位码

一般定位码用于不受具体电站实际分区、电站系统或电站设备组限制的文件。一般定位码以字母“G”开头，并且与编制该文件的单位有关。在对一些管理性的文件进行编码时一般都是用一般定位码。

1.3.7特殊定位码

只有当大量文件必须在同一组并且这些文件与电站分区、电站系统、电站设备组或一组通用电站特性无关时，才应分配特殊定位码，如应急方案、环评报告等。

1.4 文件类别码

文件类别码一般以三位字母表示，表示文件（表式）的唯一类型，按照三门核电业主的程序SM-PRC-TEH023《文件编码系统》，以管理类别和文件种类进行诠释。有以下几种类型：

1）项目管理文件

2）监理报审文件

3）施工记录及质量验收文件

4）检验报告

对于部分质量技术表式由于有较为细化的专业分类，再加上表式类型子码加以区别。

1.5 序列码规则

NNNN为序列码，电站识别码和定位码相同的，必须使用不同的序列码；电站识别码和定位码不同的可以使用同一个序列码。

当定位码为系统码或区域码时，序列号前加单位代码，如ZT表示为浙江火电三门核电项目，以区分于不同单位在同一个系统或区域作业时产生的文件编码出现重复。

当定位码为一般定位码，序列号前不需要单位代码。

对于复杂的质量记录文件类型，可以用组合的阿拉伯数字序列号进行表示，如调试报告、无损理化报告。

1.6 文件编码规则的应用举例及说明

1.6.1 通用文件编码

1）通用管理、报审文件编码结构：SMx-GZT-YYY-SSSS；

SMx为电站识别码，可以SM1、SM2、SMG。

GZT为通用类文件的“定位码”，用GZT表示浙江火电三门核电工程项目。

YYY为“文件类型码”。适用的文件种类：管理程序、施工组织设计、材料报审、资质报审等。

SSSS为序列号，由四位阿拉伯数字组成，在0001～9999的范围内顺序使用。电站识别码和文件类型码相同的，必须使用不同的序列号；电站识别码和文件类型码不同的可以使用同一个序列号。

报审表编码与报审文件编码相同，如果文件升版、但文件编码不变。

1.6.2 分区定位码和系统定位码

1）不符合项（NCR）编码结构：SMx-LLLL-GNR-ZTSSSS；

SMx为电站识别码，可以SM1、SM2、SMG。

LLLL为“定位码”，NCR有2种定位码，现场土建不符合项（NCR）采用“分区定位码”（由3-5位阿拉伯数字组成）；现场安装不符合项（NCR）采用“系统定位码”（一般由3位大写英文字母组成）。

GNR为“文件类型码”代表“不符合项报告”，其中GN代表“不符合项”，R代表“报告”。

SSSS为序列号，由四位阿拉伯数字组成，在0001～9999的范围内顺序使用。

2） 检查试验计划（ITP）编码结构：SMx-LLLL-GQH-ZTNNNN；

SMx为电站识别码，可以SM1、SM2、SMG；

LLLL为“定位码”，ITP有2种定位码，现场土建ITP采用“分区定位码”（由3-5位阿拉伯数字组成）；现场安装ITP采用“系统定位码”（一般由3位大写英文字母组成）。

GQH为“文件类型码”代表“检查和试验计划”。

NNNN为序列号，电站识别码和定位码相同的ITP，必须使用不同的序列号；电站识别码和定位码不同的ITP可以使用同一个序列号。

为了确保同一专业编码的使用，序列号采用分段码：

序列号的专业划分：系统验收0001～0999；结构1001～1999；建筑2001～2999；机务3001～3999电气4001～4999；热控5001～5499；化学5500～5999调试6001～6999；水电7001～7999；暖通8001～8499 消防 8501～8999。

3）报审文件编码

涉及系统和区域的监理报审文件编码结构：SMx-LLLL-XXX-ZTSSSS；

SMx为电站识别码，可以SM1、SM2、SMG；

LLLL为“定位码”，现场土建采用“分区定位码”（由3-5位阿拉伯数字组成）；现场安装采用“系统定位码”（一般由3位大写英文字母组成）。

XXX为“文件类型码”。

NNNN为序列号，电站识别码和定位码相同的，必须使用不同的序列号；电站识别码和定位码不同的可以使用同一个序列号。

1.6.3 质量记录文件编码

1） ITP模式质量记录的编码

a）施工记录的ITP模式编码结构为：

2）质量文件的国标编码模式

对于记录、签证、验评等文件记录，为了满足国家行业有关验收规程规范的要求，建立另外一套编码，与质量检验计划对应，质量记录文件的序列号中应体现出相应的单位分部分项信息。

质量验评国标码（以土建专业举例）

a）单位工程验评用

土建：SM1-GZT-GQQ-NN NNN NNN；其中 NN NNN NNN，为专业 单位工程 流水号。

b）分部工程验评用

土建：SM1-GZT-GQQ-NN NNN NN NN NN NNN；其中 NN NNN NN NN NN NNN，为专业 单位（子单位）分部（子分部）流水号。

c）分项工程验评用

土建：SM1-GZT-GQQ-NN NNN NN NN NN NN NNN；其中 NN NNN NN NN NN NNN，为专业 单位（子单位）分部（子分部）分项 流水号。

d）检验批工程验评用

土建：SM1-GZT-GQQ-NN NNN NN NN NN NN NN NNN；其中 NN NNN NN NN NN NN NN NNN，

为专业 单位（子单位）分部（子分部）分项 检验批 流水号。

2 AP1000编码系统的特点

1）编码简化、精练，结构简单，通过“-”连接符分成4段，使得编码结构更为清晰；

2）运用了英文单词的缩写，首字母组合等方式，使得编码结构更为形象易懂。

3）使用字母、数字组合、容量辨别，有利于文件管理，使使用者非常容量辨别文件、设备所属的位置、系统等信息，从而知道文件所适用的对象。

3.AP1000编码系统存在的不足

1）AP1000文件编码手册核岛内容比较齐全，但对核电工程常规岛及BOP部分的系统、设备、模块等内容还需继续完善改进；

2）由于AP1000编码系统涉及区域、系统、电站部件较多，对技术管理人员要求比常规火电相比较要求更高。因此要求技术人员尽快熟悉电站的各区域、系统、部件，才能使在施工过程中生成各项文件，准确选择区域、系统，正确选择文件类型，避免不必要的返工。

3）部分代码标准不一，使用混乱。如在核电工程常规岛及BOP施工中，管理程序文件编码类型为GMP，设计变更为GEF，但在核岛施工中为管理程序文件编码类型为GBP；设计变更为Z6F。原因在于对编码怎么组成的理解不一样，所以作为施工单位在开工时只有根据建设单位或总包单位的文件编码程序编制适用于本合同范围内的文件编码程序，像这些问题有待于继续完善。

4.结论

综上所述，AP1000编码系统符合AP1000电厂标准化、模块化建造的思想，在工程建设中比较方便使用者通过系统管理、编制、形成、检索、索引技术文件，同时对于竣工文件的管理和利用，为同类工程的建设提拱有用信息、提供借鉴。

作者简介：

第三代核电范文第3篇

关键词：CAE；第三代核电；设备国产化；AP1000

中图分类号：TM623.4；TB115 献标志码：B

Goals and direction of CAE analysis technology of

third generation nuclear power equipment localization

ZHAO Feiyun, YU Hao, HE Yinbiao, YAO Weida

(Department of Component Research and Design, Shanghai Nuclear Engineering

Research and Design Institute,Shanghai 200233, China)

Abstract： As to the major project of largescale advanced pressurized water reactor nuclear power plant in China, the experiments of CAE analysis technology in structure and thermalhydraulic analysis and the application of CAE analysis technology in AP1000 research and development are introduced, and three main tasks on third generation nuclear power equipment localization of China is summarized. CAE analysis technology should offer a variety of reference for the design to ensure the optimum conception design. The test verification should be gradually replaced to provide support for rational structure design. Cosimulation platform for design and analysis should be built to provide optimization schemes for design verification and decrease the cost of test significantly.

Key words： CAE; third generation nuclear power; equipment localization; AP1000

作者简介： 赵飞云(1979―)，男，江苏镇江人，工程师，硕士研究生，研究方向为反应堆结构力学，（Email).cn0引言

大型先进压水堆核电站重大专项是《国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006―2020）》确定的16个国家重大科技专项之一，也是我国建设创新型国家的标志性工程之一.按照党中央、国务院的战略决策，该重大专项的目标是在消化、吸收和全面掌握我国引进的第三代核电AP1000先进技术基础上，通过再创新开发形成具有我国自主知识产权的、功率更大的大型先进压水堆核电技术品牌.

2006年12月，我国决定引进具有国际领先水平的美国AP1000第三代核电技术，并在浙江三门和山东海阳进行自主化依托项目建设.与第二代核电技术相比，第三代核电在国产化过程中不仅将对国家的装备制造业产生长远影响，而且在技术引进过程中，美国西屋电气公司的先进设计技术尤其是核电设备CAE分析技术必将使我国的核电研发设计能力大幅提升.［1］

上海核工程研究设计院作为承担第三代核电技术引进消化吸收和再创新重任的国家核电技术公司的核心单位，通过对AP1000技术的消化和吸收，在核电设备CAE分析技术方面积累了丰富经验，逐渐明确核电设备CAE分析技术在第三代核电国产化中的任务和方向.

1我国核电设备CAE分析技术方案的经验积累从20世纪90年代起，随着计算机技术的快速发展，CAE技术逐渐成为工程应用的主要工具之一.［2］在核电设计领域，从20世纪90年代后期CAD技术逐渐取代传统的手绘图纸；2000年以后，三维CAD技术逐渐取代二维设计，大大提升工程设计的效率.与CAD技术给设计领域带来的变革相呼应，CAE分析技术也在核电设备的分析验证中得到充分应用和发展.

在20世纪80年代之前，国内的核电设计基本依靠试验验证的方法确保核电设备的安全并开展对各种复杂工况的研究.在秦山一期核电站的建设过程中，上海核工程研究设计院联合各科研院所先后建立零功率试验、反应堆模拟体水力与流致振动试验以及燃料组件水力试验等22个装置，并应用和改建原有的核科技设施进行400多项科研试验，结合大量的理论分析工具和自编有限元程序，有效地保证设计、设备制造和工程建设的顺利进行，奠定我国核电自主设计的基础.［3］

20世纪80年代末，大型计算机在我国开始应用到核电领域.在结构设计方面，ANSYS等CAE分析软件在抗震分析和强度计算方面逐渐取代部分试验，成为设备验证的主要工具.在热工水力分析方面，也逐渐应用FORTRAN和C等语言自编大量的分析程序.1998年，秦山一期核电站在第四次大修时发现堆内构件部分损坏，为完成修复工作，上海核工程研究设计院会同西屋电气公司采用计算流体力学（Computational Fluid Dynamics, CFD）分析技术对堆内流场分布进行初步分析.2000年以后，在巴基斯坦恰希玛核电项目中，核电设备采用以详细应力分析、载荷组合、热工流体分析和应力评定为基础的“分析法设计”方法进行设计.CAE分析技术在国内核电设备设计过程中得到进一步应用和发展，并完成核电厂承压设备“分析法设计”软件系统和平台.

2AP1000技术中设备CAE分析技术的应用AP1000技术是西屋电气公司在总结整理第二代核电技术并创新完成的AP600技术基础上发展而来的，它充分吸收CAE技术在核电设备设计过程中的作用，最大限度地应用CAE分析技术，降低研发过程中的成本，使CAE分析技术在核电设备特别是主设备中的应用得到更广阔的发展.AP1000反应堆压力容器应力分布见图1.

图 1AP1000反应堆压力容器应力分布

Fig.1Stress distribution of AP1000 reactor pressure vessel

在结构设计方面，AP1000技术中的核安全相关设备都有相应的分析报告支持，ANSYS和GTSTRUDL等许多结构分析软件被广泛应用到载荷分析、抗震分析以及安全裕度评估等工作中.在热工水力方面，CFX和FLUENT等商业化CAE分析软件逐渐取代各种专用软件，成为流场分析和温度场分析的主要工具.同时，西屋电气公司借助商业软件平台，自行研发多种专用的分析程序，拓展和延伸CAE在核电设备设计中的应用.

3CAE分析技术在第三代核电设备国产化过程中的三大任务第三代核电设备国产化以及核电技术路线的统一是国家能源政策的重要布局之一.第三代核电设备国产化的过程是大幅提高我国装备制造业水平的重要契机［4］，在确保核设备安全性的同时努力降低设备造价、缩短研发周期，就要在设备设计过程中大量应用CAE分析技术.参考AP1000核设备设计中的应用，CAE分析技术在第三代核电设备国产化过程中主要有3大任务：

(1)为设计提供多种参考，保证概念设计的最优化.在消化吸收AP1000后，为实现大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400设计的最优化，应采用CAE技术进行概念设计，及时剔除不合理的设计方案以确保概念设计的最优化，并提高设计的经济性.

(2)逐渐取代成熟设计的试验验证，为设计的结构合理性提供支持依据.在核电工程设计中，很多设备依据之前的设备设计沿用而来，核电抗震技术在CAE中已经比较成熟，因此多数设备可以直接用CAE中的抗震分析取代试验验证.

(3)建立协同仿真设计分析平台［5］，为设计验证提供优化方案，大幅降低试验造价.如针对反应堆辐照监督管结构失效原因，通过流场、流致振动及磨损机理等方面的分析找出多方面原因，提供优化设计方案，形成改造后结构的优化形式，并通过分析和评定满足相关规范要求.设计―分析―完整性评价系统见图2.其中，如果没有要求，则可省略试验验证环节.

图 2设计―分析―完整性评价系统

Fig.2Evaluation system for designanalysisintegrity

为验证核电设备设计的合理性，必须对核安全相关的主设备进行必要试验，以验证设计分析结果的可靠性.以堆内构件为例，为确保堆内构件能实现图 3反应堆内流场分布

Fig.3Flow field distribution

in reactor

较好的堆芯流量分配以及防止与降低流致振动危害，在设计时采用CFD仿真计算进行优化设计，形成仿真虚拟产品.在此基础上，将优化产品进行模型缩比，并通过缩比模型的水力模拟和流致振动试验进行验证.采用CFD技术完成的反应堆内流场分布见图3.

4结束语

在充分吸收AP1000设备设计分析的基础上，CAE分析技术在第三代核电设备国产化过程中将不断完善结构抗震、瞬态疲劳以及结构跌落等CAE分析的计算方法，提升核电设备CAE分析的精确性，并通过CAE仿真与试验相结合的方法，逐渐降低试验验证的比重、提升设计效率、降低设计成本，进一步推动CAE分析技术在核电设备分析领域的应用.

参考文献：

［1］林诚格. 非能动安全先进核电厂AP1000［M］. 北京: 原子能出版社, 2008: 415.

［2］钟万勰. 发展自主CAE软件的战略思考［J］. 计算机辅助工程, 2008, 17(3): III.

ZHONG Wanxie. Strategic thinking on independent development of CAE software in China［J］. Comput Aided Eng, 2008, 17(3): III.

［3］李鹰翔. 国之光荣――秦山核电站建设者之歌［M］. 北京: 原子能出版社, 1992: 15.

［4］孙汉虹. 第三代核电技术AP1000［M］. 北京: 中国电力出版社, 2010: 220225.

［5］陆仲绩，韩华，王菲菲，等. 建设自主CAE服务平台, 实现工程科学国家战略［J］. 计算机辅助工程, 2008, 17(4): 12.

LU Zhongji，HAN Hua, WANG Feifei, et al. Establishing independent CAE service platform, achieving national engineering science strategy［J］. Comput Aided Eng, 2008, 17(4): 12.

第三代核电范文第4篇

关键词：第三代核电站 建设运营 信息化管理

1.我国核电产业发展及第三代核电站建设的基本情况

近年来，随着节能减排政策的不断深入，我国能源产业结构不断调整，全民环保意识逐渐增强，以化石能源消费为主的能源供需体系得到了有效改善。基于传统火力发电对煤炭依赖性强、环境影响大，新能源产业快速发展的同时，我国核电产业也得到了广泛关注与飞速发展。

第三代核电发展是基于二代核电技术的基础上，国家宏观考虑能源产业及核电技术的中长期发展，通过合作交流引入美国西屋公司AP1000技术，在我国进行第三代核电站推广建设。第三代核电站采用的AP1000技术涵盖了新的设计与施工理念、先进的技术方法手段以及高标准的管理运营要求，其设备、安装、调试运行等各方面都发生了巨大变化。

由于我国核电产业发展尚处于初级快速发展阶段，第三代核电技术需要不断通过引进、消化、吸收，才能逐步完成自主建造运营的能力，并且新的工艺、标准、流程都为第三代核电站建设运营带来了新的要求，因此，全面积累首批试点工程建设经验，掌握有效的工程建设基础数据，建立完善的运营管理体系，对未来第三代核电站建设的运营管理至关重要。

2.基于分区门禁管理的建设施工数据采集分析信息化系统构建

随着我国社会经济的快速发展，第三代核电站建设从人工、材料、机械等各方面成本上升明显，然而，三代核电技术在我国刚刚起步，缺乏有效的工程施工基础数据及分析参考手段，因此，工程造价管理及成本控制面临着巨大挑战。

（1）建立科学的工程编码体系

结合工程概算费用构成及科目划分依据，完善工程项目、相关单位、设备、安装、人材机等各类别编码体系，结合门禁系统分区管理将实际工程数据对应到概算科目中，形成细化到单位工程和安装系统的人材机数据库及数据统计分析平台。

（2）建立有效的分区管理体系

充分利用施工现场已有的道路、建设围栏，对各主要工程子项进行分区，合理规划核岛施工区、常规岛施工区、各项目施工区、临建区、办公区、力能区等区域，制定科学的区域制定与管理原则，推进基础数据采集整理。

（3）建立完善的门禁监控系统

各分区门岗建立门禁系统，聘用临时人员进行管理。门禁系统配置人员通道、车辆通道、后台设备、刷卡机等，并开发现场人材机统计软件，对所有出入工程现场的人材机信息进行统计，各门禁系统实现网络互联。项目现场所用混凝土全部甲供，每天混凝土生产量、使用量、损耗量和混凝土所用材料都有详细记录。

3.核电站综合运营信息化优化管理研究

（1）建立基于“四个统一”的信息化管理原则

首先明确“统一领导”的发展方向，构建第三代核电站运营集团公司及直管单位信息化专业管理机构体系，保证企业信息化工作科学、协调、有序发展；其次确定“统一规划”方针，保证企业整体信息化建设科学、合理，最大程度满足业务、管理需要，对公司信息化实行统一规划、统筹考虑；然后制定合理的“统一标准”，依据集团公司信息化标准体系逐步建立直管公司各项信息化标准、规范；最后实现“统一管理”体系，保障企业信息化工作实行统一归口管理，信息化专业管理部门负责信息化规划、实施计划、资金预算管理、组织实施，业务部门负责业务需求提出和信息系统功能需求确认，分工协作。

（2）建立全面的应用系统管理体系

第三代核电站运营管理需要复杂的多方面应用系统作为支撑，因此应该科学加强各应用子系统建设。CIMS业务系统建设——实现工程建设从设计、采购、进度、合同、施工、安全、质量等方面的建设期数据的集中存储、共享，达到信息有效沟通；协同管理系统建设——提供企业日常工作平台，为CIMS业务系统强化完善；邮件系统建设——为企业管理者及员工信息交流与提供有力支撑；VPN系统建设——为企业移动办公用户建立虚拟专用通道，以及访问公司内网资源提供基础；内网及门户网站建设——为企业有效宣传及各种信息的提供保障；另外也要强化办公用品管理系统、核电资料管理系统、员工日常工作及生活的管理系统等方面的建设。

（3）建立有效的信息化安全管理制度

核电运营具有显著的高安全要求标准，同时，针对第三代核电技术刚刚起步，建立有效的信息化安全管理制度必不可少。合理控制企业内网及互联网接入，制定明确的禁止条理；强化用户终端管理，制定有效的应用规定，明确终端使用形式及使用原则；形成体系化的网络账号开通、变更及注销管理流程，保障账户安全；明确VPN、电子邮件、共享文件盘使用规定，防止保密文件及重要信息流失。为综合提高核电站运营安全提供可靠保障。

4.总结

本文明确了强化信息化管理在第三代核电站建设运营管理体系中的重要性。结合构建分区门禁管理优化建设施工数据采集分析，为后续工程建设提供参考依据；结合运营信息化建设基本原则、应用系统管理体系建设、信息化安全体系建设等方面，提出了综合优化核电站建设运营管理的措施。实现核电站运营企业资源管理系统的流程优化、资源共享、工作效率与管理水平的全面提升。

参考文献：

[1]邱杰峰、商幼明.中国核电信息化建设的现状及前瞻[C]，中国核学会2009年学术年会论文集，2009

第三代核电范文第5篇

关键词：化学与容积控制系统 压水堆 设计特点 对比

中图分类号：TM62 文献标识码：A 文章编号：1672-3791（2015）11（c）-0058-02

化学与容积控制系统（CVS）是反应堆冷却剂系统（RCS）的一个主要的辅助系统。对RCS进行水化学控制、容积控制，同时也提供了反应性控制手段，在反应堆启动、停运及正常运行过程中起着十分重要的作用。就三代堆型CVS与传统压水堆型中的化学与容积控制系统（RCV）作比较，分析两系统的设计差异。

1 三代核电CVS设计和流程

三代核电CVS提供安全隔离、终止RCS意外硼稀释、保持RCS压力边界完整性、隔离超量补水、CVS下泄隔离的安全相关功能。同时提供补充RCS水装量、RCS硼化、稳压器辅助喷淋的纵深防御功能。

CVS由下泄热交换器、再生热交换器、离子交换器、补水泵、过滤器、水箱及相关阀门、管道及仪表组成。系统由一个位于反应堆安全壳厂房内的净化回路和位于安全壳厂房外的补水下泄设备构成（图1）。

CVS包括以下功能子系统。

净化环路子系统：净化回路位于安全壳内，运行在RCS压力下，由反应堆冷却剂泵（主泵）来提供净化流量的驱动压头。在功率运行期间，冷却剂通过整个净化环路连续循环。从主泵出口开始，通过再生热交换器，被上充流冷却后，经过下泄热交换器进一步被冷却。下泄冷却剂通过混床（必要时再通过阳床）再通过后置过滤器，最后回流至再生式热交换器内加热，回到主泵入口。由于净化回路的驱动力是由闭合的RCS回路主泵压头提供的，所以维持净化不需要补水泵运行。

补水子系统：包括高压补水泵及相关的吸入排出管道。通过一根入口母管从硼酸储存箱和/或除盐水系统取水。两台补水泵的出口管道合并成补水总管，然后与反应堆冷却剂过滤器下游的净化回路相连。补水泵用于向RCS提供补水、向RCS添加化学药品、一回路充水和压力试验，以及为稳压器辅助喷雾提供硼化补水。

下泄子系统：包括反应堆冷却剂过滤器下游的排水管线。流体通过一个下泄孔板和安全壳隔离阀，输送到放射性液体废物系统。下泄管线的功能是在正常电站运行、功率变化、启动和停堆期间降低RCS装量。

锌/氢注入子系统：来自注锌组件和氢添加管线的管道合并成一条母管，进入安全壳内，连接到净化回路再生热交换器壳侧出口管的下游。氢气由位于厂区的高压氢气瓶提供。注锌组件位于汽轮机厂房以极小的流量和高于RCS运行的压力向RCS添加醋酸锌溶液。

辅助喷淋子系统：是再生热交换器下游净化回流管线上的分支管线，需要时向稳压器供应喷淋含硼水。

2 第二代电站RCV的设计和流程

RCV由4部分组成，还有一条低压下泄管线和一条除硼管线（图2）。

净化回路：下泄流经一个三通阀进入混合离子床，进入间断运行的除阳离子床。再经后过滤器进入容积控制箱。当下泄流温度高于570 ℃时，混合离子床前的三通阀便受控将下泄流导向旁路，经下游的三通阀流入硼回收系统。

下泄回路：经两个隔离阀进入再生热交换器壳侧，实施下泄流的一次降温。再经一组减压孔板，实施一次降压。下泄流经隔离阀进入下泄热交换器的管侧，壳侧由设冷水将下泄流二次降温。经压力调节阀二次降压后，进入过滤器滤去悬浮颗粒。

上充回路：下泄流经三通阀进入容积控制箱。当容积控制箱液位高时，三通阀则将下泄的部分或全部导向硼回收系统。容积控制箱为上充泵提供水源，上充泵将下泄流的压力提高。

轴封水及过剩下泄回路：轴封水流经过滤器除去固体杂质后进入主泵1号轴封。轴封水大部分顺轴而下冷却轴承后进入RCP，剩余部分则经1号轴封的结合面作为轴封水回流被回收。轴封水回流经过滤器除去固体颗粒并经轴封回流热交换器冷却后返回上充泵入口。

低压下泄管线：当RCP压力较低时，从三组降压孔板下泄的流量很小。此时将从余热排出热交换器出口引出下泄流经气动阀，从降低孔板下游进入下泄回路，此管线称为低压下泄管线。在反应堆处于换料或维修冷停堆时，下泄流经净化回路处理后，不经过容积控制箱和上充泵，直接返回余热排出系统。

除硼管线：如果RCP硼浓度太高，则要进行除硼操作。此时，由一个三通阀把下泄流引向除硼单元，经处理后，再经返回容积控制箱。

3 CVS和RCV的对比

3.1 安全级别方面

当一回路发生失水事故时，RCV上充泵还将作为高压安注泵将硼水注入一回路的冷端或冷、热双端。三代技术非能动安全设施以及不调硼负荷跟踪技术的应用，CVS不再执行相关安全功能，上充泵只用作上充，不兼顾高压安注功能，也不参与负荷跟踪，取消了硼回收系统。CVS由主泵提供驱动压头，其他部分位于安全壳以外，不构成冷却剂的承压边界。因此降低为非安全级，除少量隔离设施外，系统中其他设施均为非安全相关设施。

3.2 净化方面

RCV利用上冲泵提供净化流量的驱动压头，完成一回路水质净化；CVS净化回路位于安全壳内，由主泵来提供净化流量的驱动压头，取消了容积控制箱，实现安全壳内高压净化，并简化了系统。

3.3 加氢方面

当一回路含氧量增加时会导致加大化学腐蚀，所以正常运行时，化学与容积控制系统要向一回路加入一定量的氢气来抑制水辐照分解产生氧。RCV向容控箱内充入氢气，通过上充泵进入一回路，而CVS取消了容积控制箱，氢是通过直接向RCS注入高压氢气来实现的。

3.4 主泵的改动引起CVS不同

二代电站中的主泵采用的是轴密封冷却剂泵，需要RCV保持连续的上充流和下泄流，来提供主泵的轴封水，第三代核电的主泵采用无轴密封的全屏蔽式结构，取消了主泵轴封水系统，因此化学与容积控制系统不需保持连续的上充流和下泄流，并杜绝了轴封注水管线破裂事故，不仅降低了系统的要求、简化了系统，还提升了安全性。

4 结语

通过两种堆型化学与容积控制系统的对比，差异主要体现CVS有较大的简化，其主要特点如下：取消了硼回收系统和容积控制箱，采用高压加氢技术；CVS净化回路利用运行主泵的压头作为净化流的驱动力，实现安全壳内高压净化；第三代核电的主泵采用了无泄漏且不需要轴封注入的屏蔽式泵，取消了主泵轴封水系统，因此CVS不需保持连续的上充流和下泄流；棒控系统可以在不调硼的条件下进行负荷跟踪，故正常运行时位于安全壳外的CVS子系统不需要连续运行。

参考文献

[1] 陈国伟.600 MW压水堆电站热力系统建模分析与研究[D].重庆大学，2009.

[2] 潘超祥，段卫江，邹廷云.秦山300 MW核电机组全范围仿真机一回路辅助系统建模[J].核动力工程，1996（2）：141-146，140.

第三代核电范文第6篇

3月16日，世界首套第三代核电主管道在四川德阳面世。

17日，大雾致全国多条高速公路通行受限。

18日，我国首部专门针对革命老区加快发展的规划正式出台。

19日，314国道新疆阿克陶段发生雪崩。

21日，《东北振兴“十二五”规划》获批。

22日，商务部决定对欧美日进口相纸征收反倾销税。

23日，财政部向社会公开2012年中央财政预算。

25日，环杭州湾7城市首日公布PM2.5监测数据均符合新国标。

26日，全国政法委书记首期培训班在北京开班。

27日，国土部等六部委建立联动机制打击违法用地。

28日，国务院常务会议决定设立温州市金融综合改革试验区。/国务院决定任命梁振英为香港特别行政区第四任行政长官。

29日，国务院常务会议原则通过《校车安全管理条例（草案）》。

30日，一批传播谣言的互联网站被依法查处。

4月1日，多家航空公司上调燃油附加费。

2日，中国佛教泰斗本焕长老圆寂。

3日，发改委透露，我国一季度GDP增长8.4%，CPI涨幅3.5%。

4日，个人信息保护指南正式报批。

5日，外交部发言人称，南海准则由中方与东盟直接商定。

6日，公安部公布第三批认定的恐怖活动人员名单。/中央军委批准成立全军审计领导小组从严治军。

7日，我国承诺到2020年消除麻风病危害。

8日，中国福基会免费午餐基金财务报告。/中国外长致信伊朗感谢营救中国船员。

9日，厦蓉高速贵州段发生12车连环相撞事故。/最高法规范办理房屋征收补偿非诉行政执行案件。

10日，中共中央决定对同志严重违纪问题立案调查。

11日，云南景东183名学生疑似食物中毒。

12日，中国2012年地质灾害防治工作全面启动。

13日，财政部公布发行今年首期记账式贴现国债150亿元。/贵州紧急启动自然灾害应急救助三级响应。

15日，部分进口物品税率今起开始调整。

国际

3月16日，美国在霍尔木兹海峡加强海军部署。

17日，叙利亚反对派宣布成立新联盟。

18日，高克当选第11任德国总统。

19日，国际空间站将首次迎来私营飞船。

20日，美国宣布11国将免遭伊朗制裁牵连。

21日，西非国家马里突发。

23日，美国务卿批准对埃及军事援助。/巴基斯坦西北部自杀式袭击13人死亡。

25日，智利发生里氏7.0级地震。

26日，以色列宣布与联合国人权理事会断绝关系。

27日，美国宣布乌克兰移出所有高浓缩铀。/首尔核安全峰会在韩国举行。

28日，美国决定暂停对朝鲜食品援助。

29日，金砖国家领导人第四次会晤发表《德里宣言》。

30日，古巴与世界卫生组织签署合作协定。/美国宣布制裁叙利亚国防部长等高官。

4月1日，昂山素季当选缅甸联邦议员，承诺削弱军队影响。

2日，俄罗斯客机坠毁，多人遇难至少12人生还。

4日，世卫组织135个成员将共同打击烟草走私。/印度租来俄罗斯核潜艇，跻身“水下核大国”。/美日俄等各国航天机构都拒绝参观朝鲜卫星发射。

5日，西共体军事首脑讨论应对马里局势作战计划。

6日，也门新总统调整军队和地方政府重要职位，解职萨利赫当政时的多名军政高官。

7日，巴基斯坦北部雪崩。/伊朗首次承认有制造核武器能力。

8日，“叙利亚自由军”表示愿意停火。/十国空军联合军演在巴林举行。

9日，法国大选正式开锣。

11日，印尼发生8.5级强震。

12日，几内亚比绍发生兵变。

13日，朝鲜发射首颗应用卫星，随后宣布发射失败。

14日，伊朗核会谈在伊斯坦布尔举行。

第三代核电范文第7篇

受此影响，核电概念股如干柴遇上火种，一点即燃。周二核电核能板块部分个股午后出现拉升，中核科技一马当先最高涨逾6%，带动沃尔核材（002130）、兰太实业（600328）上涨。周三，流通盘高达22.9亿的中国一重强势涨停，同样有着巨大流通盘的上海电气（601727）、东方电气（600875）涨幅也都超过7%。这无疑宣告大资金开始重新关注被边缘化的核电板块。

三代核电技术唱主角

即将出台的《核电安全规划》提出，基于第三代技术安全性更优、设备质量稳定性更佳的考虑，未来新上核电项目要全面引进包括AP1000（美国西屋公司独创先进非能动压水堆）和EPR（法国阿海珐公司研发欧洲压水堆）在内的第三代核电技术，大力推进第三代核电技术发展。这一基调将对国内已掌握第三代核电设备制造能力的企业带来利好，相关设备商将长期受益。

据了解，目前国内在建的第三代核电示范项目已达6个，这其中包括4个从美国西屋公司引进的AP1000和2个从法国阿海珐引进的EPR技术项目。这些项目计划到2014年前建成。同时，此次规划还提出推动国内主要核电设备商全面提升核电设备设计与制造的融合能力，以及设备关键材料的自主研发能力。争取到2015年前，实现稳定年产12套左右核岛设备和常规岛汽轮机等关键设备的生产能力。

目前，国内一些龙头核电设备制造商普遍具备了AP1000三代技术的成套制造能力。中国一重承建的国内首台自主研制的第三代AP1000核电机组――山东海阳核电站反应堆压力容器项目已经正式开工，公司承制了我国9个在建核电项目中8个项目的反应堆压力容器和核电铸锻件，其在核电领域龙头地位显著。上海电气核电核岛设备在手订单突破180亿元，核电核岛产品覆盖了所有国内市场在建核电项目。去年底成功签署内陆首个核电站――湖南省益阳桃花江核电站4台第三代核电AP1000机组核电供货订单。东方电气也已经获得AP1000控制棒和堆内构件的制造资质，全面进入第三代核电技术市场，未来将会瓜分目前由上海电气独享的蛋糕。公司目前在手核电订单约为400亿元，订单数为同类上市公司之冠，其中核电核岛数额120亿元，核电常规岛数额280亿元，根据交付进程，预计公司2011年核电总销售收入将达到100亿元左右。而公司去年中报显示，彼时其核电收入仅有14.61亿元，为总收入的8.64%，最近一年多以来增长明显。

核电配角不甘寂寞

好花尚需绿叶配，生产核岛配套设备的公司也同样受益核电的重新放行，由于专攻核电某一领域特种设备，因而相关公司往往成为某个领域的行业龙头。

第三代核电范文第8篇

2005年，一重开始投身核电装备、设备的研发制造，目前已成为中国核电领域唯一能够成套供应基础材料的企业。当核电放缓，而且新建核电机组被要求必须使用三代技术时，一重面临着技术升级及订单下滑的压力，但这同时也是机遇。

经济不景气对一重的影响不是太大

《中国经济周刊》：今年全球经济不景气，中国经济增长也放缓，这对一重这样的装备制造企业有什么影响？

吴生富：机械装备行业是一个传统产业，主要是给国民经济的各个行业提供装备，经济下行对装备工业是有影响的。相比往年，今年增长速度下降了。

对一重的影响主要体现在我们的新增订货量上，大约减少了5%～8%。由于一重前10年的发展打下了比较好的基础，企业竞争力较强，即使经济不景气，对我们的影响还不是太大。但对于这个行业，一些企业还是非常困难的。

《中国经济周刊》：您预计这种低迷还会持续多久？

吴生富： 这是宏观经济的问题。作为企业，我们也在不断地研究、探索。去年10月我们就感觉到经济可能会有下滑的趋势，因此极早作出了安排。这个社会总是在波浪式地运动、螺旋式地上升，经济也会这样，有高有低。至于未来什么时候会好转，我也不能给出一个很好的预计，但我会密切关注。

三代核电技术促使一重技术升级

《中国经济周刊》：虽然核电重启，但相比日本福岛事故之前，中国核电建设的速度是慢了下来，一重在核电板块的业务有哪些变化？

吴生富：福岛事故之后，国家对已运行和在建的核电项目进行安全检查，我们审查原来的一些单子，核查没有问题的可以继续生产。应该说，中国核电没有完全停下来，但速度放缓了。去年，我们核电的营业额为18亿元人民币，而今年只有12亿元左右。

最近，国家规定新建核电项目将使用第三代核电技术。我们的第三代核电技术还没有完全成熟，因此也不可能大规模生产。以后，我国在安全的考量下发展核电的速度不会太快，而对一重来说，在不断扩大业务范围的情况下，营收还是会进一步增长的。

《中国经济周刊》：这是否意味着第二代设备的订单全都面临毁约？

吴生富：按照新的核安全规划，使用三代核电技术后，核安全事故的发生几率从原来10-5降低到10-6，那么，核电站对材料的要求也会进一步提高，需要进一步核算原来的材料能不能满足新的要求。满足了，可以继续使用；不满足，得重新制造。

《中国经济周刊》：一重当前的设备制造技术和水平是否能达到三代核电机组的要求？

吴生富：一重三代机组的锻件在质量的稳定性上还有一些问题。我们不断地对生产线进行专业化、自动化、流水化的改造，进一步提高产品质量的稳定性。经过这一段时间的努力，废品率已大幅度降低。

第三代核电范文第9篇

关键词 第三代核电站；风管漏风量；检测

中图分类号 TK8 文献标识码 A 文章编号 1674-6708（2016）160-0165-01

风管漏风量是指单位面积的风管在一定时间内泄漏的风量容积，风管漏风量检测是在风管安装阶段进行的风管严密性检测，它是验证风管系统预制和安装严密性的一个重要指标。因此，在核电工程通风系统施工过程中，风管漏风量必须满足设计要求。

传统M310核电站在风管安装阶段的严密性检测是根据GB50243-2002《通风与空调工程施工质量验收规范》中相关规定执行的，相比M310核电堆型，第三代核电在风管漏风量方面提出了特殊的要求。第三代核电设计规范根据HVAC系统设备等级的不同，将HVAC系统分为2个泄漏等级，制定出不同等级风管及壳体的漏风量限值，并规定了漏风量检测的具体要求。

1 第三代核电和M310核电堆型漏风量设计要求分析

1.1压力等级

三代核电设计规范将风管系统的工作压力划分为4个等级，比M310核电和GB50243-2002规定的风管系统均多出一个压力等级范围，具体压力等级规定见表1。

1.2 泄漏等级

第三代核电站的设计规范将通风系统的泄漏等级划分为泄漏Ⅰ级和泄漏Ⅱ级，根据不同的泄漏等级，确定系统容许泄漏率（占系统额定流量的百分比）数值。通风系统的泄漏等级与系统的设备等级（不含D设备等级）存在一定的内在联系，见表2。

从表中可以看出，泄漏Ⅰ级的风管系统均为R设备等级，该部分风管系统主要为空气净化系统，要求空气洁净，无放射性污染；泄漏II级的风管系统为L设备等级或R设备等级，该部分风管系统主要用于一般要求的加热、通风和空调系统。

1.3 漏风量检测要求及分析

M310核电堆型在风管安装阶段进行的风管严密性检测遵照GB50243-2002规定要求。GB50243-2002对风管漏风量检测要求是在漏光法检测的基础上提出的。规定指出：低压风管系统漏光检测不合格后，按照5%的抽检率进行漏风量检测。若合格，则不需要进行漏风量检测；中压风管系统漏光检测合格后，按照20%的抽检率进行漏风量检测；高压风管系统不做漏光检测，应全数进行漏风量检测。

三代设计规范对处于正压和负压的风管系统均要求做正压检测。试验时，可以整个系统做检测，当系统不具备整体检测条件时，也可以分段进行检测，实际施工中多分段进行漏风量检测。规范要求对L设备等级的风管系统进行定性试验，对R设备等级的风管系统进行定量试验。

定性试验的试验压力为压力等级范围的上限，见表1。对于X压力等级的风管系统，由设计给定试验压力值。定性试验的验证方法采取泡沫检漏法或音响检漏法，其优点是不需要进行详细数据的计算，只要找出漏点的位置并进行密封处理即可。其不足之处主要有2点：一是对泡沫溶液质量要求高，溶液涂抹要求均匀且容易产生气泡，微小气泡不容易观察。若采用音响检漏法，则需要一个比较安静的环境，实际施工中很难达到；二是无论采取上述哪一种检漏方法，都需要有足够的操作及检查空间。

定量试验方法有2种，一是压力衰减法，二是恒压法。压力衰减法的试验压力要求为压力等级范围上限的1.25倍。恒压法试验压力为压力等级范围上限，对于X压力等级的风管系统，同样由设计给定试验压力值。定量试验只需将实际泄漏量与设计允许泄漏量比较，若在允许的泄漏量范围内，则合格。反之，则需要按照定性试验中查找漏点的方法进行查漏处理。三代核电设计规范允许用定量试验代替定性试验，实际施工中的分段定量试验验收标准见公式（1）：

公式（1）是针对面积为a的风管试验段，计算的最大允许泄漏量。为了进一步与国标中最大允许漏风量计算公式进行比较分析，将Ls转换为单位面积单位时间最大允许漏风量并统一单位，见公式（2）：

比较公式（2）和公式（3）可知：三代设计规范对风管系统最大允许漏风量的计算取决于系统的额定流量和额定面积，与工作压力无关，而国标对风管系统最大允许漏风量的计算取决于系统工作压力。

2 结论

第三代核电范文第10篇

关键词：第三代先进压水堆核电厂；通信系统；可靠性

随着科学技术的发展，核电厂将成为能源工业的重要组成部分，当前国内现役核电厂中，通信系统的设计以有线通信作为主要通信手段，系统间相互独立，无法实现数据共享，维护使用效率低。第三代先进压水堆核电厂通信系统采用分层架构，保证了系统良好的灵活性和可扩展性。根据现役核电厂运行经验的反馈，无线通信系统的便捷性和实时性是有线系统无法比拟的。以下对第三代先进压水堆核电厂通信系统的总体结构、主要通信系统的功能、设计特点等进行分析。

1第三代先进压水堆核电厂通信系统总体结构及设计原则

1．1总体结构。第三代先进压水堆核电厂为单堆布置两环路机组，电功率1250MW，设计寿命60年［1］，通信设计理念以无线通信为主，主要包括无线通信、自动电话系统、应急自动电话系统、呼叫通话系统、警报与广播系统、声力电话以及时钟系统。总体结构见图1。1．2设计原则。a．可行性和适应性。保证系统在技术上的可行性、经济上的可能性。b．实用性和经济性。系统建设应始终贯彻面向应用、注重实效的方针，坚持实用、经济的原则。c．先进性和成熟性。系统设计既要采用先进的概念、技术和方法，又要注意结构、设备和工具的相对成熟。d．开放性和标准性。为了满足系统所选用的技术和设备匹配性，满足投资的长期效应以及不断扩展的功能需求，必须追求系统的开放性和标准性。e．可靠性和有效性。通信各子系统采用相对独立、运行方式各不相同但功能重叠的模式，从而保证了整个通信系统的可靠性和多样性。f．安全性和保密性。系统设计中不但要考虑信息资源的充分共享，更要注意信息的保护和隔离。g．可扩展性和易维护性。为了适应系统变化的要求，必须充分考虑系统扩展和维护的便利。h．核电厂通信系统的基础支撑系统如综合布线、供电系统和机房等也有与常规电厂不同之处，设计的难点和特殊要求在于要考虑连接核岛内外的通信线缆系统的通信贯穿件，并充分考虑通信贯穿件有一定的传递衰耗等特性。综合布线要考虑核电厂的特殊要求，采用低烟无卤阻燃的特种电缆［2］。

2通信子系统功能与结构

2．1无线通信系统。目前国内投入运行的核电站的通信手段主要为有线通信，工作的灵活性和高效性受到限制。建设一套低功率、低干扰、抗辐射的无线电话系统可大大提高核电站工作人员的沟通效率，并保证在一些极端事故下通讯的有效性。第三代先进压水堆核电厂的设计中，第一次提出了将无线通信系统作为常规事务和应急处理时的首选通信方式，首次要求覆盖全厂，在确认无线系统对核电站的安全相关设备没有干扰的前提下，核电站运行期间可以使用。无线系统采用无线保真（Wi－Fi）技术，Wi－Fi可以提供热点覆盖、低移动性和高数据传输速率。基于无线网络的特点，适宜在核电前期设置一套无线系统设备，在电厂建设期间投运，满足建设期的语音通信需求。电厂建成投产以后，可方便增加相关设备，对系统进行扩容，满足电厂运行期间的通信需求［2］，并可与电厂前期的系统做到无缝连接。无线电话系统在第三代核电通信系统的设计为创新型设计，携带无线电话的工作人员可在厂区的主要区域内被呼叫，该系统由中央控制单元、便携式手持机、便携式头戴耳机、基站和天线及其他设备组成，所以无线通信系统的设计也是整个通信系统设计的重点，国内某在建第三代压水堆核电站无线系统的设计分为应用服务层，网络交换层和终端接入层。应用服务层：为无线电话系统的用户注册、存储、呼叫信令处理、媒体和业务控制、互联接入、展示服务平台。网络交换层：作为软交换网的承载网络，其作用和功能就是将边缘接入层中的各种媒体网关、控制层中的软交换机、业务应用层中的各种服务器平台、各种通信终端等软交换网网元连接起来。终端接入层：可接入的终端具有很大的灵活性，可以支持SIP协议的有线／无线通信终端，实现核电站厂房内外通信调度需求。2．2自动与应急电话系统。自动电话系统与无线通信系统互为备用，提供全厂范围内的常规语音通信，并与所需的厂外通信链路连接。系统由交换机、配线架、电话机和相关设备组成，是非安全相关系统。该系统提供所有话站间的全双工语音通讯，具有呼叫转移、支持包括无线电话系统手持机用户在内的多方电话会议。应急电话系统用于电厂重要岗位之间的备用通信联系，可以转移呼叫且能够提供多方电话会议功能。该系统的规模小于自动电话系统，系统话机主要设置在主控室、远程停堆操作室、技术支援中心和其他关键操作区域。2．3警报与广播系统。2．3．1警报系统。警报系统独立于其他所有的通信子系统，由设置在全厂范围内的声光报警显示屏及报警器等设备组成。该系统通过警报器发出警报，在厂房公共区域及高噪音环境区域设置声光报警显示屏，在主控制室和远距离停堆室提供警报触发及警报信息选择功能。发生事故时，由控制按钮触发警报系统发出相应的声警报信号和文字信息显示方式的光警报，通知人员撤离或紧急撤离，并且在事故排除后能够发出警报解除。2．3．2广播呼叫系统。广播呼叫系统的功能是在全厂范围内呼叫和调度指挥核电厂工作人员，为全厂通信系统提供更多的适应性和可靠性。该系统由通话站、功放、扬声器、调度主机、调度台与自动电话系统及应急自动电话系统的接口电路和其他相关设备组成，并且系统线路独立，不会对厂内外的其他系统施加干扰，反之亦然。系统调度台可生产广播信息和调度指令，对某一区域广播，也可对几个或全部区域广播。2．4声力电话。声力电话作为核电站内部设备的调试及检修专用的通信系统，能提供核电站内部任意2点或多点之间的通信联系，通过声音产生的动力，在无需任何供电的情况下，适合长时间的连续通话，可用于核电站执行任务的工作人员间的常规通讯。由手持机、声力电话插座、便携式头戴机、中央配线盘及相关设备组成。该系统故障不会危及安全相关的系统，并且不会妨碍安全停堆。声力电话主要用于以下3个回路。a．换料回路。添加燃料过程所涉及的区域中的通信话站配有换料回路声力电话插座盒，每个插座盒上设有3个通道。b．维修／测试回路。遍布于主控室的所有的通信话站、当地的控制面板、设备支架、电机控制中心（MCC）、开关设备以及大型机电都配有声力维修／测试回路插座盒。c．工厂停堆操作。战略性地配置插座盒，以便在控制室被撤走的情况下提供便利的语音通信。位于启动给水泵区、上水泵区、柴油发电机房、配电室以及主蒸汽排放阀区域的通信站配有带3个通道的声力电话插座盒。2．5时钟系统。时钟系统用来建立一个精确的时间基准，为该系统内所有子钟和电厂其他所需系统提供准确的时间信号。时钟系统采用全球定位系统（GPS）和接收机来提供一个精确的时间基准信号。使用时间基准进行校时的时钟（母钟和子钟）设置在需要同步时间的区域。

3应用中存在的问题及解决措施

第三代先进压水堆核电厂规模大、参与方多、技术性高、无成熟堆型以及项目管理的综合性增加了交流和沟通难度。由于各参与方有不同要求和对项目有不同的期望，导致在采购过程中需要多次反复地沟通和协调。第三代先进压水堆核电厂通信系统比较特殊，部分通信设备的主控单元安放在核岛，但常规岛／电站辅助设施（CI／BOP）的设备需接入核岛主控单元，从而实现通信功能，这就要求在采购设备的时候需要与业主充分沟通：首先，要理解总目标及业主的意图，尽可能保持通信设备接口的一致性及各级设备之间的匹配性；其次，在项目执行过程中，尽可能的多与业主进行交流，使业主对项目进展及时了解和跟进，避免业主反复修改技术方案导致的进度计划的拖延。3．1通信系统设备供电负荷。在项目执行过程中，非核级配电系统（EDS）配电盘负荷配置已满，以至于通信系统的负荷不断要求被压缩。由于整个核岛通信系统的部分系统主机（自动电话系统，广播呼叫与警报系统，无线系统）为2个核岛共用，且均布置在1号核岛，从而导致1号核岛用电负荷紧张。建议可以将自动电话系统，广播呼叫与警报系统，无线系统的主机根据负荷进行布置，将某些用电负荷大的设备主机移至2号核岛，从而减轻1号核电的用电负荷。3．2系统间的可靠性。自动电话系统，广播呼叫与警报系统，无线系统之间相互连接，均通过自动电话系统的交换机进行通讯，因此，对于自动电话系统的可靠性提出了很高的要求，一旦自动电话系统的主机故障，将导致广播呼叫与警报系统和无线系统之间通信中断。后续项目设计中，可以考虑冗余连接，保证系统可靠性。3．3安全壳内通信设备。第三代先进压水堆核电厂安全壳内布置了功放、话站、喇叭等，通信设备中大多为电路板等电子器件，在壳内辐照环境下，设备很快就会故障损坏。第一，影响系统的使用；第二，增加采购成本。壳内通信设备主要是为了核电站换料检修阶段施工人员的使用而设置的，在电站正常运行下，上述设备并不使用，因此，在后续设计中，可将这些设备列为可摘卸设备，仅在换料检修期间安装使用，运行期间拆除。3．4时钟系统。第三代先进压水堆核电厂时钟系统采用的传输方式仍为IRIG－B码，与目前主流的基于网络时间协议（NTP）传输方式存在滞后性，因此在与闭路电视系统连接时就存在传输方式不统一，需要增加额外的转换设备。时钟系统的GPS天线距离主机较远，且需要通过同轴电缆传输。基于同轴电缆传输距离的限制，如此布置可能导致接收信号的不准确。建议将GPS信号接收机前置的方案，无论从系统精确性角度，还是从拉线布置方面，时钟系统都得到了优化。

4结束语

本文分析了第三代先进压水堆核电厂通信系统的总体结构、主要系统功能和设计特点，并结合在项目执行过程中遇到的问题提出改进建议：将通信系统设备根据负荷进行布置；考虑系统间冗余连接；仅在换料检修期间安装使用安全壳内通信设备；将时钟系统的GPS信号接收机前置。由于核电厂通信系统覆盖面广，通信技术的发展和更新换代快，如何将新技术的采用和核电厂通信安全有效结合是一个很大的研究课题，需要设计方、供货方和业主充分沟通，以达到最佳工程实践的目标，随着依托项目的不断推进，对整个系统的认识和理解也将逐步深入。

作者:邹颖男 严振杰 单位:国核工程有限公司

参考文献：

［1］林诚格．非能动安全先进核电厂AP1000［M］．北京：原子能出版社，2008．