表2-压水堆核电厂标准体系项目表(2013年修订版)

新能源政策法规目录汇编一、综合类1．1关于鼓励和引导民营企业发展战略性新兴产业的实施意见（国家发展改革委2011年7月23日发布发改高技【2011】1592号）1．2清洁发展机制项目运行管理办法（修订）（国际发展改革委科技部外交部财政部2011年8月3日发布国家发展改革委科技部外交部财政部令第11号）1．3海洋工程装备产业创新发展战略（2011-2020）（国家发展改革委科技部工业和信息化部国家能源局2011年8月5日发布发改高技【2011】1675号）1．4关于促进战略性新兴产业国际化发展的指导意见（商务部发展改革委科技部工业和信息化部财政部环境保护部海关总署税务总局质检总局知识产权局2011年9月8日发布商产发【2011】310号）1．5可再生能源发展基金征收使用管理暂行办法（财政部国家发展改革委国家能源局2011年11月29日发布财综【2011】115号）1．6国家能源科技“十二五”规划（2011-2015）（国家能源局2011年12月5日发布国能科技【2011】395号）1．7外商投资产为指导目录（2011年修订）（国家发展改革委商务部2011年12月24日发布国家发展改革委商务部令第12号）1．8海洋工程装备制造业中长期发展规划（工业和信息化部国家发展改革委科技部国资委国家海洋局2012年2月发布）1．9关于调整重大技术装备进口税收政策有关目录的通知（财政部工业和信息化部海关总署国家税务总局2012年3月7日发布财关税【2012】14号）1．10可再生能源电价附加补助资金管理暂行办法（财政部国家发展改革委国家能源局2012年3月14日发布财建【2012】102号）1．11国家能源局关于进一步加强能源技术装备质量管理工作的通知（国家能源局2012年4月14日发布国能科技【2012】121号）1．12国家能源科技重大示范工程管理办法（国家能源局2012年4月19日发布国能科技【2012】130号）1．13关于加快推动我国绿建筑发展的实施意见（财政部住房和城乡建设部2012年4月27日发布财建【2012】167号）1．14国务院关于加强进口促进对外贸易平衡发展的指导意见（国务院2012年4月30日发布国发【2012】15号）1．15高端装备制造业“十二五”发展规划（工业和信息化部2012年5月7日发布）1．16加强电力监管支持民间资本电力的实施意见（国家电监会2012年6月14日发布）1．17国家能源局关于鼓励和引导民间资本进一步扩大能源领域投资的实施意见（国家能源局2012年6月18日发布国能规划【2012】179号）1．18国家发展改革委关于印发可再生能源发展“十二五”规划的通知（国家发展改革委2012年7月6日发布发改能源【2012】1207号）二、风电2．1 国家能源局关于印发风电信息管理暂行办法的通知（国家能源局2011年5月3日发布国能新能【2011】136号）2．2 国家能源局关于印发风电场功率预测预报管理暂行办法的通知（国家能源局2011年6月9日发布国能新能【2011】177号）2．3 国家能源局关于加强风电并网运行管理的通知（国家能源局2011年6月11日发布国能新能【2011】182号）2．4 国家能源局关于“十二五”第一批拟核准风电项目计划安排的通知（国家能源局2011年7月1日发布国能新能【2011】200号）2．5 国家能源局、国家海洋局关于印发海上风电开发建设管理实施细则的通知（国家能源局国家海洋局2011年7月6日发布）2．6 国家能源局关于分散式接入风电开发的通知（国家能源局2011年7月12日发布国能新能【2011】226号）2．7 国家能源局关于印发风电开发建设管理暂行办法的通知（国家能源局2011年8月25日发布国能新能【2011】285号）2．8 国家能源局关于加强风电安全管理有关要求的通知（国家能源局2011年10月16日发布国能新能【2011】373号）2．9 国家能源局关于印发分散式接入风电项目开发建设指导意见的通知（国家能源局2011年11月17日发布国能新能【2011】374号）2．10 国家能源局关于印发风电功率预报与电网协调运行实施细则（试行）的通知（国家能源局2012年1月13日发布国能新能【2012】12号）2．11 国家能源局关于规范风电开发建设管理有关要求的通知（国家能源局2012年2月16日发布国能新能【2012】47号）2．12 关于加强风电安全工作的意见（电监会办公厅2012年3月1日发布电监安全【2012】16号）2．13 国家能源局关于“十二五”第二批风电项目核准计划的通知（国家能源局2012年3月19日发布国能新能【2012】82号）2．14 关于印发风电发电科技发展“十二五”专项规划的通知（科技部2012年3月27日发布国科发计【2012】197号）2．15 国家能源局关于加强风电并网和消纳工作有关要求的通知（国家能源局2012年4月24日发布国能新能【2012】135号）2．16 国家能源局关于印发风电发展“十二五”规划的通知（国家能源局2012年7月7日发布国能新能【2012】195号）三、三．太阳能3.1 关于组织实施2012年度太阳能光电建筑应用示范的通知（财政部办公厅住房和城乡建设部办公厅2011年12月16日发布财办建【2011】187号）3.2 关于做好2012年金太阳示范工作的通知（财政部科技部国家能源局2012年1月18日发布财建【2012】21号）3.3 太阳能光伏产业“十二五”发展规划（工业和信息化部2012年2月24日发布）3.4 太阳能发电科技发展“十二五”专项规划（科技部2012年3月27日发布国科发计【2012】198号）3.5 关于公布2012年金太阳示范项目目录的通知（财政部科技部国家能源局2012年4月28日发布财建【2012】177号）3.6 国家能源局关于印发太阳能发电发展“十二五”规划的通知（国家能源局2012年7月7日发布国能新能【2012】194号）3.7 国家能源局关于申报分布式光伏发电规模化应用示范区的通知（国家能源局2012年9月14日发布国能新能【2012】298号）3.8 国家电网公司关于做好分布式光伏发电并网服务工作的意见（暂行）（国家电网公司2012年10月29日发布）3.9 关于组织申报金太阳和光电建筑应用示范项目的通知（财政部办公厅科技部办公厅住房城乡建设部办公厅国家能源局综合司2012年11月7日发布财办建【2012】148号）四、水电4.1 国家能源局关于印发水电工程概算调整管理办法（试行）的通知（国家能源局2011年3月16日发布）4.2 国家能源局关于加强水电建设管理的通知（国家能源局2011年5月17日发布国能新能【2011】156号）4.3 国家能源局关于进一步做好抽水蓄能电站建设的通知（国家能源局2011年7月31日发布国能新能【2011】242号）4.4 国家能源局关于印发水电工程验收管理办法的通知（国家能源局2011年8月13日发布国能新能【2011】263号）4.5 国家发展改革委、环境保护部关于印发《河流水电规划报告及规划环境影响报告书审查暂行办法》的通知（国家发展改革委、环境保护部2011年10月18日发布发改新能【2011】2242号）4.6 国家能源局关于印发水电工程勘察设计管理办法和水电工程设计变更管理办法的通知（国家能源局2011年11月3日发布国能新能【2011】361号）4.7 国家能源局关于印发水电发展“十二五”规划的通知（国家能源局2012年7月7日发布国能新能【2012】200号）五、核电5.1 国家能源局关于发布《压水堆核电厂标准体系项目表》和《核电标准建设工作规则》的通知（国家能源局2009年10月12日发布国能科技【2009】274号）5.2 关于调整三代核电机组等重大技术设备进口税收政策的通知（财政部工业和信息化部海关总署国家税务总局2011年7月5日发布财关税【2011】45号）5.3 海峡两岸核电安全合作协议（海峡两岸关系协会财团法人海峡交流基金会2011年10月20日发布）5.4 国家环境保护“十二五”规划（国务院2011年12月15日发布国发【2011】42号）5.5 放射性废物安全管理条例（国务院2011年12月20日发布中华人民共和国国务院令第612号）5.6 关于印发《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》的通知（国家核安全局2012年6月12日发布国核安发【2012】98号）5.7 国家能源局、国家核安全局关于印发与核安全相关的能源行业核电标准管理和认可实施暂行办法的通知（国家能源局国家核安全局2012年7月25日发布国能科技【2012】226号）5.8 国务院批复《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》（环境保护部2012年10月10日发布）六、生物质6.1 国家发展改革委关于完善垃圾焚烧发电价格政策的通知（国家发展改革委2012年3月28日发布发改价格【2012】801号）七、部分地区7.1 安徽省“十二五”可再生能源建筑应用规划（安徽省住房和城乡建设厅2011年3月9日发布建科函【2011】204号）7.2 山东省“十二五”太阳能产业发展规划（山东省经济和信息化委员会山东省人民政府节约能源办公室2011年9月23日发布鲁经信资字【2011】526号）7.3 上海市新能源发展“十二五”规划（上海市人民政府2011年12月5日发布沪府发【2011】90号）7.4 天津市新能源新材料产业发展“十二五”规划（天津市发展和改革委员会天津市经济和信息化委员会2011年12月6日发布津发改规划【2011】1490号）7.5 北京市“十二五”时期新能源和可再生能源发展规划（北京市发展和改革委员会2011年12月26日发布京发改【2011】2287号）7.6 新疆维吾尔自治区太阳能光伏产业发展规划（2011-2015年）（新疆维吾尔自治区人民政府办公厅2012年3月16日发布新政办发【2012】31号）。

核辐射仪器仪表的检定与校准发布时间：2023-02-17T01:23:26.290Z 来源：《科学与技术》2022年第19期作者：殷振东[导读] 随着时代的发展，科技水平的发展。

殷振东西安中核核仪器股份有限公司陕西 710061摘要：随着时代的发展，科技水平的发展。

我国当前的核辐射仪器仪表应用的范围越来越广泛，核辐射仪器仪表已经渐渐地地实现了自动校准等自动化产业的技术革新.在推广核辐射仪器仪表进行质检时，一味地采用传统的检定方法，或多或少的都会给仪表计量检定的准确性带来很大的负面影响。

目前我国的仪表计量校准工作还有很大的提升空间，本文简单分析了核辐射仪器仪表在传统检定自动化应用中的技术及方法，推动核辐射仪器仪表在计量校准方面的进步。

关键词：核辐射仪器仪表，计量校准，标准化，自动检定技术无论是出于数据准确地考虑，还是为了规范质量体系要求，或是出于安全角度，对核辐射仪器仪表进行校验都是非常必要的。

只有通过定期校验，才能够减少核辐射仪器仪表在使用过程中产生的误差，保证测量结果的准确性和可靠性。

核辐射仪器仪表校准工作会受到很多因素的影响，比如人为因素、外部环境、设备因素等，要想做好核辐射仪器仪表校准工作就必须全面控制影响校准质量的因素。

?一、1我国核电标准现状1.1核电技术规范中应注意的问题随着我国科学技术的进步，核电厂的发展已取得了很大的成就，并有效地解决了国内的能源需求问题。

然而，在过去的一段时间里，关于核电站的建设，在很多方面都存在着巨大的分歧，在核电站的建设中，是要坚持自己的想法，还是要引进新的技术，要不要自己设计，要不要按照国外的标准，这就会对我国的核电发展造成很大的影响。

在此背景下，国内有关技术人员在开发和建造核电厂时，大多采取了“急用现编”的方针，这对我国核电厂的发展产生了一定的影响。

主要体现在：一是标准构建系统中缺少统筹考虑；其次，这些标准都是独立的，没有系统的。

第三，核电厂有关的标准存在着大量的重叠，使其在实际工作汇中难以进行有效的协调。

目次6.1 反应堆换料设计与换料安全评价 .................................................. 3 6.2 换料安全评价方法与要求 ........................................................ 3 6.3 关键安全参数选取原则 .......................................................... 4 范围..............................................................................1规范性引用文件....................................................................1术语和定义........................................................................1缩略语............................................................................2核电厂工况分类....................................................................3换料安全评价通用要求123456..............................................................36.4换料安全评价软件要求 .......................................................... 4 7 通用关键安全参数评价要求 .......................................................... 4 7.1 反应堆动力学通用关键安全参数 .................................................. 4 7.2 DBC-1工况包络功率分布的通用关键安全参数 ....................................... 5 7.3DBC-2工况反应堆保护定值的通用关键安全参数 ..................................... 5 8 特定关键安全参数评价要求 .......................................................... 6 8.1 硼稀释事故 .................................................................... 6 8.2 控制棒落棒事故 ................................................................ 7 8.3 次临界或低功率启动工况下控制棒组失控提出事故 .................................. 8 8.4 功率运行工况下单束控制棒失控提出事故 .......................................... 9 8.5 控制棒弹出事故 ................................................................ 9 8.6主蒸汽管道破裂事故 ........................................................... 10 9 报告编制要求 ..................................................................... 11 9.1 换料安全分析检验清单 ......................................................... 11 9.2 换料安全评价报告 . (11)压水堆核电厂反应堆换料安全评价通用要求1范围本文件规定了压水堆核电厂反应堆换料设计中的安全评价通用要求，给出了换料安全评价采用的方法和评价所需的通用关键安全参数与特定关键安全参数。

I C S27.120.30F48案15828-2005EJ/T 542－2005代替E J/T 542-1991烧三氧化二-二氧化块S peci f i cat i on f or si nt er ed gadol i ni um oxi de-uranium di oxi de pel l et s2005－04－11发布2005－07－01实施国防科学技术工业委员会前本标准代替EJ/T 542-1991《烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块技术条件》。

本标准与EJ/T 542-1991相比主要有以下变化：a) 对原标准“化学要求”一节中的杂质、氧金属比进行了修订，取消了原标准对气体含量的要求；) 取消对当量硼含量的要求；对原标准“物理要求”一节中的芯块密度以及表面缺陷等内容进行了修订；) 对原标准“试验方法”至“标志、包装、运输、贮存”的结构进行了调整；增加了“质量保证”一章。

本标准由中国核工业集团公司提出。

本标准由核工业标准化研究所归口。

本标准起草单位：中国核动力研究设计院。

本标准主要起草人：易伟、代胜平、唐月明、沈洪、邹从沛、戴受惠。

本标准于1991年10月首次发布。

氧化-氧化块1本标准规定了烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块的技术要求、批料要求，以及取样及试验、验收规则、标志、包装、运输、贮存和质量保证的要求。

本标准适用于轻水堆中使用的烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块，也适用于含有任何235U富集度的铀和不同三氧化二钆质量分数的三氧化二钆-二氧化铀芯块。

2下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。

凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包含勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。

凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。

GB/T 10265 核级可烧结二氧化铀粉末技术条件GB/T 11927 二氧化铀芯块的密度和开口孔隙度测定 液体浸渍法EJ/T 543 核级三氧化二钆粉末技术条件EJ/T 687 烧结二氧化铀芯块承载能力试验方法33.1使用符合GB/T 10265的二氧化铀粉末和EJ/T 543的三氧化二钆粉末作为制造三氧化二钆-二氧化铀芯块的原料。

核电站非安全级仪表选型概况摘要：随着我国科技的不断发展，我国的能源结构也逐渐发生了巨大的变化，从传统的依赖不可再生能源，转变为积极开展清洁能源以及可再生能源。

在这种情况下，核能成为了重要的能源。

本文以核电仪表选型为切入点，分析目前核电站非安全级仪表的选择标准，并且阐述仪表选择对于核电站的运行问题，供大家参考借鉴。

关键词：核电站；非安全级；仪表选型；标准体系引言：目前而言，随着我国科技的不断发展，我国的核电站技术也得到了有效地发展，并且取得了显著的成功，随着核电技术的不断成熟，我国的核电已经进入到大规模发生建筑的阶段。

核电站是人们在利用和发展核电过程中积累的经验和总结，能够有效地转变我国的能源结构，同时也能够更好地保护地球的生态环境。

但是，在发展核电站的过程中，一定要做好相关的保护工作，不仅需要拥有丰富经验的施工人员，同时也需要具备相应的硬件条件，比如，核电站的控制系统和仪表的选择，这些对于核电站的安全运行有着重要的意义和作用。

1我国核电标准现状1.1核电标准存在的问题随着我国科技的不断发展，我国在发展核电站的过程中取得了显著的成绩，有效地缓解了我国对于能源的需求问题。

但是，在过去很长的一段时间力，国内针对核电站的建设问题上有着较大的争议，比如，在核电站的建设过程中，是坚持自主建设还是引进相关的技术，是自主制定应用的标准，还是采用国外的相关标准，在一定程度上影响了我国核电发展的速度，同时也给我国核电发展带来了严重的困难。

在这种情况下，我国的相关技术人员，在发展建设核电站的过程中，针对于核电站的标准工作主要采用了“急用现编”的理念，这在一定程度上对于我国核电站的发展而言造成了严重的影响。

主要表现在以下几个方面，首先，标准建设体系缺乏统筹的考虑。

其次，标准独立不成体系，显得十分的零散。

最后，核电站相关的标准出现了大范畴的重复和交叉，导致在实际工作过程汇中无法有效地进行协调，除此之外，还有一些技术标准远远落后于发达国家的标准。

浅谈对RCC-M规范材料篇的认识肖羽;马晓利【摘要】分析了RCC-M规范第Ⅱ卷材料篇的特点、形成原因及其应用,特别是实施国产化方面应该注意的问题.【期刊名称】《化工装备技术》【年(卷),期】2017(038)004【总页数】6页(P41-45,48)【关键词】核电设备;RCC-M;材料标准;采购规格书;钢材;零件;产品【作者】肖羽;马晓利【作者单位】大连菱日电力设备有限公司;奥镁贸易(大连)有限公司【正文语种】中文【中图分类】TQ050.4《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》（RCC-M）第Ⅱ卷共两大册，其总标题为《材料》[1]。

从表面上看这与ASME规范第Ⅱ卷[2]很相似，但仔细分析后可知，其实质完全不同。

本文分析了RCC-M第Ⅱ卷材料篇的特点、形成原因及其应用，特别是实施国产化方面应该注意的问题。

RCC-M规范第Ⅱ卷材料篇的主要内容是102份采购规格书（procurement specifications），其所涉及的是制造法国法玛通公司设计的压水堆核电站核岛机械设备需要的材料。

该卷把这些采购规格书分成了两大类，即零件采购规格书（30份）和产品采购规格书（共72份），且每份都有分类标题，以资区分。

零件采购规格书的采购对象是制造核岛机械设备中某台具体设备上的某个具体零件的毛坯和材料。

表1是几个零件采购规格书的示例。

由表1可见，按这类零件采购规格书采购到的物项用在什么设备上，以及用在该设备的哪个部位，都表示得非常明确，丝毫没有改变或交换的可能。

例如按M2111采购的物项是圆筒形锻件，用于反应堆壳体上中子通量最大段，而不是用在其他区段，因为把高价格的优质材料用在不需要如此高质量的地方不符合设计的“经济性”原则。

反之，按M2112采购的物项虽然也是同标准、同等级的锻造圆筒，但由于要求较M2111稍低，故绝对不能将其用在高通量段。

产品采购规格书的采购对象是材料生产厂的标准产品，如钢板、钢管或棒材等。

应用范围虽然也很明确，但在一定范围内还有变通余地。

压水堆核电厂标准体系建设“十一五”规划国防科学技术工业委员会前言核电标准作为核电发展历程中技术和经验的总结，是规范核电技术行为、保障核电安全可靠的有效手段，也是推动核电技术进步、引导产业健康发展的重要基础。

一个国家没有与其自身工业基础和技术能力相适应的本国核电标准体系，就不可能实现真正意义上的核电自主化。

核电标准体系建设与核电自主化密切相关、互相促进。

一方面，核电自主化的发展，需要依靠标准为核电的设计、建造、运行、管理等提供统一的技术依据，核电标准体系是实现核电自主化的重要基础。

另一方面，核电标准是在核电设计、建造、运行、管理等活动中有关各方协同攻关、协商一致逐步建立和完善起来的，核电标准体系建设是核电自主化的重要内容。

经过近二十年的努力，我国基本具备了能满足国际80年代初期水平的核电机组建设需要的标准，核电标准在我国核电工程建设中发挥了积极的作用。

但是，与当前引进AP1000的消化、吸收和再创新及建设一批二代改进核电机组的新形势需要相比，我国核电标准还存在很大的差距，面临的形势相当严峻，今后任务十分繁重。

温家宝总理、曾培炎副总理等中央领导对建立我国核电标准体系高度重视，多次作出重要指示，要求加快我国核电标准体系建设。

为落实中央领导的指示，推进我国核电标准体系建设，国防科工委会同国家发展改革委、国家核安全局、国家标准化管理委员会等有关部门组织核、电力、机械、冶金等行业相关单位就有关问题开展了深入的研究和讨论，制定了《压水堆核电厂标准体系建设“十一五”规划》，用于指导和协调有关单位开展核电标准研究和编制工作，建立满足我国压水堆核电厂发展需要的标准体系。

一、形势与任务（一）我国核电标准的现状自1985年秦山核电厂开始建设至今，我国已建成和即将建成秦山一期、秦山二期、秦山三期、大亚湾、岭澳和田湾6座核电厂，秦山二期扩建、岭澳二期和辽宁红沿河核电工程已开工建设，福建宁德、浙江三门、山东海阳、广东阳江核电项目正在开展前期工作。

压⽔堆核电⼚⼆回路热⼒系统概要哈尔滨⼯程⼤学本科⽣课程设计（⼆）压⽔堆核电⼚⼆回路热⼒系统初步设计说明书2013 年6 ⽉⽬录摘要 (2)1 设计内容及要求 (2)2 热⼒系统原则⽅案确定 (3)2.1 热⼒系统原则⽅案 (3)2.2 主要热⼒参数选择 (4)3 热⼒系统热平衡计算 (5)3.1 热平衡计算⽅法 (5)3.2 热平衡计算流程 (6)3.3 计算结果及分析 (8)4 结论 (8)附录 (8)附表1 已知条件和给定参数 (8)附表2 选定的主要热⼒参数汇总表 (9)附表3 热平衡计算结果汇总表 (13)附图1 原则性热⼒系统图 (15)摘要⼆回路系统是压⽔堆核电⼚的重要组成部分，其主要功能是将反应堆⼀回路系统产⽣并传递过来的热量转化为汽轮机转动的机械能，并带动发电机组的转动，最终产⽣电能。

该说明书介绍了⼀个1000MWe核电⼚⼆回路热⼒系统设计及其设计过程。

该设计以⼤亚湾900MWe核电站为母型，选择了⼀个⾼压缸，三个低压缸，设有两级再热器的汽⽔分离器，四个低压给⽔加热器，⼀个除氧器，两个⾼压给⽔加热器。

蒸汽发⽣器的运⾏压⼒为6.5MPa，⾼压缸排⽓压⼒为0.78MPa，⼀级再热器抽汽压⼒ 2.8MPa，低压缸进⼝过热蒸汽压⼒为0.7045MPa,温度为265.9℃，冷凝器的运⾏压⼒为 5.9kPa，给⽔温度为224.69℃。

⾼压给⽔加热器疏⽔逐级回流送⼊除氧器，低压给⽔加热器疏⽔逐级回流送⼊冷凝器。

排污⽔经净化后排进冷凝器。

各级回热器和再热器的蒸汽分配合理，经过加热器后，蒸汽全部冷凝成疏⽔，整个系统电⼚效率为30.04%。

1、设计内容及要求本课程设计的主要任务，是根据设计的要求，拟定压⽔堆核电⼚⼆回路热⼒系统原则⽅案，并完成该⽅案在满功率⼯况下的热平衡计算。

本课程设计的主要内容包括：（1）确定⼆回路热⼒系统的形式和配置⽅式；（2）根据总体需求和热⼯约束条件确定热⼒系统的主要热⼯参数；（4）编制课程设计说明书，绘制原则性热⼒系统图。

压水堆核电厂主要物项分级依据1. 安全分级的基本依据：根据三项总的设计要求：①安全停堆②堆芯排出余热③减少放射性物质释放。

确保三项基本安全功能：①反应性控制②余热排出③放射性物质包容。

2. 抗震类别的确定：根据物项所执行的安全功能和发生地震时对物项的特殊要求而确定的。

3. 规范等级的确定：为满足不同安全等级的要求，根据设计建造规范（标准）对物项所规定的设计、建造等级。

在确定物项规范等级及相应的设计、建造要求时，除应考虑其安全等级，还要考虑物项的工作条件（压力、温度、载荷循环情况等）。

4. 质量保证等级：质量保证等级的高低首先要依靠安全等级，其次还要根据物项的设计、建造经验、工艺成熟性、运动部件多少、供货史、标准化程度等多种因素。

在此基础上将主要物项按等级分类统计列表分解介绍，作为核电物项采购控制把握的尺度。

压水堆核电厂一、二回路主要物项（构筑物、系统和部件）统计表备注：1、“适用的规范”栏中的“×”表示该设备的规范标准尚待制定；B篇、C篇、D篇、H篇、G篇和J篇系指GB/T 16702中的篇。

2、抗震类另一栏中的“NA”表示非核抗震类。

3、“适用的规范”栏中的参考资料a：美国动力管道国家标准（American National Standard for Power Piping, ANSI/ASME B31.1—1980. American Society of Mechanical Engineers, New York）b：如果事故时会危及安全壳，则其抗震类别应提高到抗震Ⅱ类。

复杂的主要设备部件的典型分解举例各种分级之间关系的对照1. 国标中的安全分级、抗震分类、规范分级和质量保证分级关系对照2. 与国外的分级对照。

HPR1000与VVER-1200技术产品竞争性分析摘要：文章介绍了中国的HPR1000和俄罗斯的VVER-1200两种第三代核电堆型的技术概况，重点从技术参数、安全设计、技术成熟性、标准体系及技术认证、乏燃料管理等方面进行对比，分析两种机型在国际核电市场上竞争性，从技术产品角度提出HPR1000在国际市场竞争的建议。

关键词：核电技术；HPR1000；VVER-1200；对比分析1当前国际核电市场竞争格局第三代核电技术于20世纪90年代后期开始研发，通常以满足美国“用户要求文件(URD)”或“欧洲用户要求(EUR)”作为衡量标准。

目前，世界各国在建和计划建设的核电站大都采用第三代核电技术。

国际上较成熟的主流第三代核电技术主要包括俄罗斯VVER-1200、美国AP1000、法国EPR、中国HPR1000、韩国APR1400。

这几种机型均有出口的海外项目，主要核电供应商的竞争较为激烈。

其中，俄罗斯三代核电技术成本较低、项目进度可控，加上激进的竞争策略，占据了近70%的海外核电市场份额，是强有力的竞争对手。

本文将着重对比分析HPR1000技术和VVER-1200技术。

2 HPR1000与VVER-1200概况HPR1000是中国核工业集团与中国广核集团联合自主研发的具有完全自主知识产权的安全、可靠、经济的三代百万千瓦级先进压水堆核电技术，技术方案采用“能动与非能动相结合”的设计理念，结合福岛核事故后的安全改进，以及近年来核电发展及研究领域的成果，满足IAEA以及中国最新的核安全法规要求及三代核电用户需求文件的指标要求。

其示范工程福清5&6号机组和海外出口机组巴基斯坦K2/K3号机组均已按期商运。

VVER-1200技术的V-491和V-392M两个型号的反应堆本体（包括核蒸汽供应系统等）都是由Gidropress设计，对于反应堆以外的部分，V-491型是圣彼得堡原子能设计院基于AES-91开发的，V-392M型是莫斯科原子能设计院基于AES-92设计的。

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压水堆核电厂标准体系表总序号类别代码序号 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa aa ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab ab 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 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非能动安全壳冷却系统设计要求非能动堆芯冷却系统设计要求核电厂常规岛汽水管道设计技术规范核电厂常规岛设计防火规范核电厂常规岛热工自动化设计技术规范核电厂水工设计技术规定核电厂工程仪表和控制术语核电厂安全重要仪表和控制系统设计、建造和运行的基本要求核电厂安全重要仪表和控制功能分类核电厂反应堆控制和保护准则核电厂堆芯过冷度监测准则核电厂事故监测仪表准则4/16压水堆核电厂标准体系表总序号类别代码序号 200 201 202 203 204 205 206 207 208 209 210 211 212 213 214 215 216 217 218 219 220 221 222 223 224 225 226 227 228 229 230 231 232 233 234 235 236 237 238 239 240 241 242 243 244 245 246 247 248 249 cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbd cbe cbe cbe cbe cbe cbe cbe cbe cbe 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 1 2 3 4 5 6 7 8 9 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名称目前状态待制定待修订正制定已制定正制定待修订正制定待修订待制定待修订待制定已制定待修订待修订正制定待修订正制定待制定待制定待制定待制定待制定待修订待制定正制定待修订待修订待修订待修订待修订已制定正制定正制定正制定正制定正制定正制定正制定正制定正制定正制定正制定正制定正制定正制定正制定正制定正制定核电厂应急柴油发电机润滑油系统设计准则核电厂应对全厂断电设计准则核电厂安全级电力系统及设备保护准则核电厂安全重要仪表和控制供气系统设计要求核电厂安全重要电缆系统设计和安装核电厂安全重要电缆通道设计安装和鉴定准则核电厂电气设备水灾防护实施方法核电厂安全级铅酸蓄电池安装设计和安装实施方法核电厂电气设备防外部撞击的保护核电厂安全级电力系统运行前试验大纲编制导则核电厂安全重要电气设备标识核电厂安全级电气设备和系统文件标识方法压水堆核电厂地下金属构筑物区域性阴极保护系统调试运行准则压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则压水堆核电厂核安全有关的混凝土结构设计规范压水堆核电厂预应力混凝土安全壳设计规范压水堆核电厂核安全有关的钢结构设计规范压水堆核电厂最终热阱构筑物设计要求压水堆核电厂主要厂房基础设计要求压水堆核电厂安全壳人员和设备空气闸门设计要求核电厂厂房设计荷载规范核安全相关结构抗震设计规范混凝土辐射屏蔽核电厂辐射防护门设计准则核电厂海工构筑物设计规范压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第3部分：燃料组件压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第4部分：燃料相关组乏燃料运输容器技术条件压水堆核电厂新燃料组件运输容器通用技术条件压水堆核电厂新燃料组件包装、运输、装卸和贮存规定压水堆燃料组件清洁度及清洗技术条件压水堆核电厂核岛机械设备设计规范压水堆核电厂核岛机械设备制造规范压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第1部分：通用要求压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第2部分：焊接填充材料的验收压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第3部分：焊接工艺评压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第4部分：焊接填充材料的评定压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第5部分：制造车间的技术评定压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第6部分：产品焊接压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第7部分：耐磨堆焊核电厂核岛机械设备无损检测第1部分：通用要求核电厂核岛机械设备无损检测第2部分：超声检测核电厂核岛机械设备无损检测第3部分：射线检测核电厂核岛机械设备无损检测第4部分：渗透检测核电厂核岛机械设备无损检测第5部分：磁粉检测核电厂核岛机械设备无损检测第6部分：管材制品涡流检测核电厂核岛机械设备无损检测第7部分：目视检测核电厂核岛机械设备无损检测第8部分：泄漏检测6/16压水堆核电厂标准体系表总序号类别代码序号 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