秦山三期_重水堆_核电站的技术改进

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

这些堆内构件包括排管容器、堆腔室、燃料通道组件和反应性控制组件。

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

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

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

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

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

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

端屏蔽冷却是堆腔室冷却系统的一部分。

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

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

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

接轨国际工程项目管理是一项创新性和系统性工程。

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

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

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

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

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

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

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

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

核反应堆安全分析DBA：设计基准事故LOFA：失流事故：反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升。

缓解因素：主泵惰转特性（增大主泵惰转流量仍有可能）；快速停堆功能（改进余地已很小）。

LOCA：失水事故或冷却剂丧失事故：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。

PSA：概率安全评价法知识要点：第一章核反应堆安全的基本原则1. 目前投入商业运行的有哪些堆型？有无熔盐堆？（1）压水堆（2）重水堆：秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆；（3）沸水堆（4）高温气冷堆：60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段？2. 核安全总目标？总目标：在核电厂里建设并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。

辅助目标：（1）辐射安全目标：确保在正常运行时从核电站释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平；（2）技术安全目标：有很大把握预防事故的发生，确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的，确保严重事故发生的概率非常低。

3. 设计基准事故（DBA）（事故工况）是什么？（4）核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。

4. 纵深防御原则（1-P40）包括三道设计防御措施：①考虑对事故的预防，为核电站建立一套质量保证和安全标准；②防止运行中出现的偏差发展成为事故，由可靠保护装置和系统完成；③限制事故引起的放射性后果，以保障公众的安全。

④对每个核电站制定应急计划。

（1）纵深防御的出发点：保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使之不增加事故危害的风险。

（2）纵深防御的应用：纵深防御的五个层次：预防、检测、保护、缓解、应急；多道实体屏障：燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳；（3）纵深防御的执行要求：用于所有阶段、所有时间，同时具备所有防御层次；采用可靠的保护装置，安全系统的自动触发，运行人员的行动，提供设备和规程。

秦山三期核电站施工测量监理方法
赵宝贵
【期刊名称】《施工技术》
【年(卷),期】2009(038)006
【摘要】秦山三期核电站建设中测量工作量大面广.为了提高工程测量质量,根据专业特点、现场情况和监理规划编制了易于操作、详细的监理实施细则,确定了测量监理要点.通过"熟悉相关技术文件,做好事前预控工作;加强事中检查力度,狠抓薄弱环节;事后监督,发现问题及时处理"三方面进行测量质量控制,监理工作取得了成功.【总页数】4页(P23-26)
【作者】赵宝贵
【作者单位】中国核电工程有限公司北京四达贝克斯工程监理有限公司,河北,石家庄,050021
【正文语种】中文
【中图分类】TU271.5;TU198.6
【相关文献】
1.秦山三期核电站反应堆筒墙滑模施工测量技术 [J], 赵宝贵
2.秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展 [J], 吴宜灿;陈珊琦;王强龙;黄群英;汪建业;张振华;陈明军;曾春;宋明海;苏长松;彭晓春;胡丽琴;张刚平;李亚洲;罗月童;袁润;王芳;王家群;顾晓慧;汪进
3.抓住机遇引进重水堆核电站—贺秦山三期核电站一号机组投入运行 [J], 蒋心雄
4.秦山三期重水堆核电站技术创新实践 [J], 张振华
5.秦山三期重水堆核电站流出物惰性气体^(133)Xe和^(85)Kr研究及监测改进 [J], 李厚文;王斌
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秦山三期(重水堆)核电站工程进展报告
康日新;Petr.,K
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1999(20)2
【摘要】秦山三期（重水堆）核电站工程由中国核工业总公司（ＣＮＮＣ）和加拿大原子能有限公司（ＡＥＣＬ）以交钥匙合同模式在中国浙江省秦山现场建设的两座７００ＭＷ级ＣＡＮＤＵ核电机组组成。

项目业主为秦山第三核电有限公司（ＴＱＮＰＣ）。

核级设备和工程设计主要由ＡＥＣ...
【总页数】1页(P191-191)
【关键词】重水堆;核电站;中国;工程进展报告
【作者】康日新;Petr.,K
【作者单位】ＡＥＣＬ副总裁兼项目主管
【正文语种】中文
【中图分类】TM623;F426.23
【相关文献】
1.秦山三期(重水堆)核电站工程建设和重大技术创新 [J], 中核集团秦山第三核电有限公司
2.秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展 [J], 吴宜灿;陈珊琦;王强龙;黄群英;汪建业;张振华;陈明军;曾春;宋明海;苏长松;彭晓春;胡丽琴;张刚平;李亚洲;罗月童;袁润;王芳;王家群;顾晓慧;汪进
3.秦山三期（重水堆）核电站工程进展概况 [J], 钱剑秋
4.秦山三期(重水堆)核电站工程可行性研究报告审查会在京召开 [J],
5.完善人才引育机制打造核电创新基地——记秦山三期（重水堆）核电站工程 [J], 无
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秦山三期（重水堆）核电站工程可行性研究报告目录第一册总论第二册电力系统第三册厂址选择第四册工程方案第五册环境影响评价第六册安全评价第七册经济分析第八册质量保证第九册图册（略）第一册总论遵照国务院领导关于不改变我国发展压水堆核电站技术路线的前提下，可以适当引进重水堆发电能力的指示，中国核工业总公司与加拿大原子能公司（AECL）之间经过双方多次组团互访，协商讨论，确定了利用加方贷款购买两台加拿大CANDU6型核电机组的意向。

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

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

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

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

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

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

附近区域内无发震构造，水文地质条件简单，无不良地质现象。

1995年8月，初可研究报告审查通过，纪要明确了螳螂山厂址。

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

浙江省具有建设核电站的比较良好的自然条件，华东电网又具有承受装设大容量核电机组的能力，在浙江qs建设大容量核电站以缓解华东电网和浙江省的缺电局面是十分必要的，对改善华东地区的能源结构，保证电网安全，qs三期工程是利用加拿大的重水堆技术，以购买发电容量为目的的交钥匙工程，从加拿大引进两座CANDU6型700MW级重水堆核电机组，每台机组总电功率为728MW，同时考虑其配套的送变电工程。

回收铀在重水堆的应用随着核电总装机容量增加，天然铀的消耗势必加剧，导致价格上涨。

回收铀相对便宜，在重水堆使用可以提高铀资源利用率。

为了完善我国的闭式燃料循环战略和保障核燃料供应，需要对占乏燃料94%左右的回收铀的加以利用。

本文叙述了我国核电发展规划，采取的核技术路线。

等效天然铀在秦山三期重水堆利用的国内技术现状，优势所在。

等效天然铀利用已经完成示范验证试验，相关技术路线已经打通。

本课题主要研究方向和内容，以及技术实现后的经济效益。

标签：回收铀、重水堆、0 引言近期，全国多地再受雾霾天气侵袭。

以化石能源为主的能源结构带来的环境问题愈发突出，抑制化石能源消费已经成为人们的共识。

而核电是清洁、安全、高效的能源，核电不排放硫氧化物、氮氧化物和温室气体，在实现减排、减少污染，建设环境友好型、资源节约型社会方面具有其他能源不可替代的作用。

核电发展对核燃料供应保障提出了很大的挑战。

2006年经济合作与发展组织（OECD）/国际原子能机构（IAEA）公布的全球得到确认的可经济开采的铀资源储量为470万吨。

按照创新型核反应堆与燃料循环国际项目（INPRO）第8次指导委员会预计，到2020年如全球的核电装机容量将达到10亿千瓦时将累计消耗铀资源达400万吨左右，接近耗尽经济开采的铀资源储量。

对我国而言，2007年我国总装机容量为906.8万千瓦，年消耗约1800吨天然铀，累积消耗了15000吨。

按我国的核电发展形势测算：2015～2020年间我国的总装机容量达到4500万千瓦时，每年将需要约10340吨天然铀，累计需要约91364吨；2020～2030年总装机容量达到8500万千瓦时，每年需要约18148吨，累计需要约237714吨；到2050年如果总装机容量达到16496万千瓦时，则每年需要天然铀33766吨，累计需要约764672吨。

重水堆在回收铀和钍资源利用方面具有较大的潜力和优势，可以在燃料循环中发挥重要作用。

1942年美国科学家费米在芝加哥大学运动场看台下面的石墨反应堆内，首次实现了原子核链式反应，开创人类利用核能新纪元。

经过几十年的不断发展，核能是公认的经济、清洁、技术先进且具有广泛发展前景的能源。

根据国际原子能机构2011年1月公布的最新数据，目前全球正在运行的核电机组共433个，核电发电量约占全球发电总量的16％；正在建设的核电机组65个。

在当前以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的主要有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、高温气冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）等五种堆型。

在运行的核电站中，压水堆占67.2%，沸水堆占21.1%，重水堆占6.3%，气冷堆2.8%，快堆0.2%，其他堆型2.4%。

石墨堆：以石墨作慢化剂材料，以水（轻水）作为冷却剂。

切尔诺贝利事故后，即废止此堆型的建设。

压水堆：最初是美国为核潜艇设计的一种热中子堆堆型。

使用水（轻水）作为慢化剂和冷却剂。

它主要由核岛和常规岛组成。

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。

一环路、燃料包壳、安全壳构成压水堆的三道安全屏障。

压水堆经过一系列的重大改进，已经成为技术上最成熟的一种堆型。

压水堆最显著的特点是结构紧凑，堆型的功率密度大。

同时与其他核电堆型比，经济上基建费用低、建设周期短、轻水价格便宜。

三里岛核事故中发生堆芯损坏的为压水堆。

目前我国已运行和在建的核电机组大部分为压水堆。

沸水堆：使用水（轻水）作为慢化剂和冷却剂。

沸水堆只有一个回路。

水通过反应堆堆芯，转化为蒸汽后直接到汽轮机厂房做功。

因此，沸水堆具有直接循环、工作压力低、堆型出现空泡安全系数高等特点。

由于减少了一个回路，虽然与压水堆相比减少了大量的设备降低了成本，但也带来不足，如导致汽轮机带有放射性，辐射防护和废物处理复杂。

重水堆核电站技术简介
陈伯清
【期刊名称】《福建能源开发与节约》
【年(卷),期】1996(000)003
【摘要】引言从最初发展核电站起,就对以重水为慢化剂的堆型给予相当的注意。

主要原因是重水的慢化性能好,吸收中子少,能最有效地利用天然铀,不用建造昂贵的铀同位素分离工厂或依赖外国进口浓缩铀而受制于人。

世界各国为发展核电选择堆型时,除考虑各种堆型固有优缺点外,还有核燃料资源情况、核工业基础、机械制造水平、反应堆早期研究发展史等。

就热中子堆型选择的技术路线而言,主要可区别为天然铀堆型和浓缩铀堆型。

美苏两国由于早期发展核武器的需要,建设了大型扩散厂,在储备了大量核弹头后,浓缩铀生产能力过剩。

所以,美苏两国对民用核电站均采用浓缩铀堆型——以轻水作为慢化剂的压水堆和沸水堆。

【总页数】2页(P47-48)
【作者】陈伯清
【作者单位】无
【正文语种】中文
【中图分类】TL423
【相关文献】
1.抓住机遇引进重水堆核电站—贺秦山三期核电站一号机组投入运行 [J], 蒋心雄
2.重水堆核电站堆腔混凝土冷却风机电机性能提升改造 [J], 王天蔚; 刘凯; 钟骏
3.超声波流量测量技术在重水堆核电站应用 [J], 徐海心
4.启动仪表在重水堆核电站的应用及改进 [J], 仇庭盛
5.重水堆核电站功率调节控制棒电机禁止单元国产化设计 [J], 王镭
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xx三期取水口工程施工技术难点总结1 背水封门确保安全xx三期xx与xx之间有四个3.3×3.3（m）的钢筋混凝土管道，各管道外端已设封堵板叫做端帽。

但端帽与外侧水下沟槽爆破距离均较小，其中1号端帽与岩体之间只有47 cm的距离。

为了防止沟槽爆破开挖时将端帽炸坏，使海水灌进正在施工的xx及汽机厂房，确保xx三期全面建设正常进行，xx三核确定在端帽内侧背水面即xx外墙四道管口处各设一道钢封堵门。

钢封堵门要设在20多m深的xx底部的背水面，每道门要承受200多t的水压力，xx墙面与大围堰下引水管段混凝土早已施工完毕，外表光滑，无任何设施能把将要承受200多t水压力的钢封堵门固定住。

如果该门无论是在设计上还是在安装上稍微出现丝毫问题都将会导致严重的后果，三期大部分正在紧张建设的项目将会陷入瘫痪。

这是一项高难度、高风险的项目。

为了使取水口海上沟槽炸礁顺利进行，xx三核的有关领导和部门决定将钢封堵门的设计和安装任务交给海军工程兵来完成，这是对我们的高度信任和支持。

为了不辜负xx三核的期望，我们争分夺秒，连夜组织技术骨干进行研讨设计，反复调研，提出在钢封堵门周边用50个、底20个M30螺栓，采用"喜利得"植筋技术种植在已浇混凝土墙和底板内的方案。

经上海708船舶设计研究所的论证和CMT结构专家的审核，最后通过了xx三核的批准，很快进入了安装阶段。

"喜利得"植筋技术是国际上认可的在岩石或已达到设计强度的混凝土中快速种植钢筋或螺栓的先进技术。

成孔后只需几分钟就可将螺栓种植（安装）到混凝土孔内，在0~10℃的气温下，一小时则可达到100%的锚固力。

成孔是采用"喜利得"专用环刀钻成孔，速度比较快，就在此时又出了新问题。

每个门周边的50个孔中有十几个孔内遇到纵向钢筋无法切断，成了钢封堵门能否成功安装的一道难题。

采用气割、电焊都无能为力，只好采用"电锤"安上合金钢钻头，24小时不停地在孔内钻磨也清不出一个孔，四道门有60多个孔不能成形。