導語：如何才能寫好一篇第三代核電，這就需要搜集整理更多的資料和文獻，歡迎閱讀由公務員之家整理的十篇范文，供你借鑒。

篇1

【關鍵詞】第三代核電技術；AP1000編碼；三門核電

0.前言

在建的三門核電項目采用美國西屋公司開發(fā)的第三代壓水堆核電技術AP1000建造，規(guī)模為6臺1250MW的核電機組。1號、2號機組建設是國務院批準實施首個三代核電自主化依托項目，其中1#機組是全球首臺AP1000核電機組，通過三門核電項目的建設掌握第三代核電技術工程設計和設備制造技術，建立健全核電標準體系，使我國的核電技術水平得到快速發(fā)展。

AP1000編碼系統(tǒng)貫穿整個核電工程的設計、安裝、調試、運行和維護等活動，通過AP1000編碼可以非常直觀檢索到區(qū)域、系統(tǒng)、設備部件所需的信息。

1.AP1000編碼的格式和結構

1.1文件編碼基本規(guī)則

文件碼分成四段，每段之間采用連字符隔開，結構如下：

1.2電站設別代碼

SMx為電站識別碼，可以SM1、SM2、SMG；“SM1”代表三門電廠1號機組，“SM2”代表三門電廠2號機組，“SMG”代表三門電廠一期工程1#、2#機組公用部分。

1.3 定位代碼

1.3.1定位碼種類

定位碼有5種，分區(qū)定位碼、系統(tǒng)定位碼、物資定位碼、一般定位碼、特殊定位碼。

1.3.2選擇定位碼的一般規(guī)則

a） 如果文件與基于建筑物、標高或分區(qū)的電站立體視圖有關，應采用分區(qū)定位碼；現場土建采用分區(qū)定位碼。

b） 如果文件主要關系到電站系統(tǒng)，應采用系統(tǒng)定位碼；現場安裝采用系統(tǒng)定位碼。

c） 如果文件主要關系到某類電站部件，應采用物資定位碼。

d） 如果文件與具體系統(tǒng)、電站物理分區(qū)無關，而是著眼于整體，應采用一般定位碼。

e）只有當大量文件必須在同一組并且這些文件與電站實際分區(qū)、電站系統(tǒng)、電站設備組或一組通用電站特殊性無關時，應分配特殊定位代碼。

1.3.3分區(qū)定位碼

分區(qū)定位碼包含三項數據：設施子項代碼+標高代碼+分區(qū)子代碼；分區(qū)定位碼主要用于與電站具體實際分區(qū)有關的電站文件，分區(qū)定位代碼由3～5個數字構成，主要有以下3種類型：

1）三位數分區(qū)定位代碼：不與標高代碼和分區(qū)子代碼同時使用；如果在文件編碼中使用三位數設施代碼，則標高代碼和分區(qū)子代碼不作進一步劃分，如網控樓（分區(qū)定位代碼為014）的所有文件。

2）四位數分區(qū)代碼：從左至右依次由兩位設施代碼、標高子代碼和分區(qū)子代碼組成，如：分區(qū)定位代碼為2070，其中20是設施子項代碼；7是標高代碼；0是分區(qū)子代碼；

3）五位數分區(qū)定位代碼：實際是“物資編碼系統(tǒng)”中規(guī)定的房號序列號部分。與四位數分區(qū)定位使用相同的設施子代碼和標高子代碼。但是五位數分區(qū)定位代碼使用兩位數字串的“房號”取代了四位數分區(qū)定位代碼中的分區(qū)子代碼，以此來進一步定義電站中的房間。

在使用分區(qū)定位代碼進行編碼的過程中應注意以下幾點：

1）2位數字設施子代碼要與標高、區(qū)域子碼配合使用；

2）3位數字設施子代碼獨立使用，不需要與標高和區(qū)域子代碼配合使用；

3）5位數字房間號在物資編碼程序中有規(guī)定的專用。

因此使用分區(qū)定位代碼進行編碼時一般都是用三位數分區(qū)定位碼或者四位數分區(qū)定位代碼。

1.3.4系統(tǒng)定位碼

AP1000核電站由100多個系統(tǒng)構成，文件或物項以AP1000電站某類系統(tǒng)為重點或與其相關時，編碼就需采用系統(tǒng)定位代碼。如ASS代表輔助蒸汽供應系統(tǒng)。

1.3.5物資定位碼

文件以具體電站設備為重點或其有關時，文件編碼就采用物資定位代碼。物資定位代碼的目的是滿足項目需求。由于物資定位代碼與電站設備部件或具體電站設備有關，因此設備類型代碼用作構建物資定位代碼的依據。

項目類型代碼一般按照工程設計分組，如：機械、結構、電氣、儀表和控制、建筑等，規(guī)定的物資定位代碼以設備類型代碼開始，并有數字后綴使每個物資定位代碼獨一無二。

例如：“MT”是儲罐的設備類型代碼，除鹽水儲存箱采用物資定位代碼MT5D。通過分配物資定位代碼，可方便找到用于特定電站設備的所有文件。

1.3.6一般定位碼

一般定位碼用于不受具體電站實際分區(qū)、電站系統(tǒng)或電站設備組限制的文件。一般定位碼以字母“G”開頭，并且與編制該文件的單位有關。在對一些管理性的文件進行編碼時一般都是用一般定位碼。

1.3.7特殊定位碼

只有當大量文件必須在同一組并且這些文件與電站分區(qū)、電站系統(tǒng)、電站設備組或一組通用電站特性無關時，才應分配特殊定位碼，如應急方案、環(huán)評報告等。

1.4 文件類別碼

文件類別碼一般以三位字母表示，表示文件（表式）的唯一類型，按照三門核電業(yè)主的程序SM-PRC-TEH023《文件編碼系統(tǒng)》，以管理類別和文件種類進行詮釋。有以下幾種類型：

1）項目管理文件

2）監(jiān)理報審文件

3）施工記錄及質量驗收文件

4）檢驗報告

對于部分質量技術表式由于有較為細化的專業(yè)分類，再加上表式類型子碼加以區(qū)別。

1.5 序列碼規(guī)則

NNNN為序列碼，電站識別碼和定位碼相同的，必須使用不同的序列碼；電站識別碼和定位碼不同的可以使用同一個序列碼。

當定位碼為系統(tǒng)碼或區(qū)域碼時，序列號前加單位代碼，如ZT表示為浙江火電三門核電項目，以區(qū)分于不同單位在同一個系統(tǒng)或區(qū)域作業(yè)時產生的文件編碼出現重復。

當定位碼為一般定位碼，序列號前不需要單位代碼。

對于復雜的質量記錄文件類型，可以用組合的阿拉伯數字序列號進行表示，如調試報告、無損理化報告。

1.6 文件編碼規(guī)則的應用舉例及說明

1.6.1 通用文件編碼

1）通用管理、報審文件編碼結構：SMx-GZT-YYY-SSSS；

SMx為電站識別碼，可以SM1、SM2、SMG。

GZT為通用類文件的“定位碼”，用GZT表示浙江火電三門核電工程項目。

YYY為“文件類型碼”。適用的文件種類：管理程序、施工組織設計、材料報審、資質報審等。

SSSS為序列號，由四位阿拉伯數字組成，在0001～9999的范圍內順序使用。電站識別碼和文件類型碼相同的，必須使用不同的序列號；電站識別碼和文件類型碼不同的可以使用同一個序列號。

報審表編碼與報審文件編碼相同，如果文件升版、但文件編碼不變。

1.6.2 分區(qū)定位碼和系統(tǒng)定位碼

1）不符合項（NCR）編碼結構：SMx-LLLL-GNR-ZTSSSS；

SMx為電站識別碼，可以SM1、SM2、SMG。

LLLL為“定位碼”，NCR有2種定位碼，現場土建不符合項（NCR）采用“分區(qū)定位碼”（由3-5位阿拉伯數字組成）；現場安裝不符合項（NCR）采用“系統(tǒng)定位碼”（一般由3位大寫英文字母組成）。

GNR為“文件類型碼”代表“不符合項報告”，其中GN代表“不符合項”，R代表“報告”。

SSSS為序列號，由四位阿拉伯數字組成，在0001～9999的范圍內順序使用。

2） 檢查試驗計劃（ITP）編碼結構：SMx-LLLL-GQH-ZTNNNN；

SMx為電站識別碼，可以SM1、SM2、SMG；

LLLL為“定位碼”，ITP有2種定位碼，現場土建ITP采用“分區(qū)定位碼”（由3-5位阿拉伯數字組成）；現場安裝ITP采用“系統(tǒng)定位碼”（一般由3位大寫英文字母組成）。

GQH為“文件類型碼”代表“檢查和試驗計劃”。

NNNN為序列號，電站識別碼和定位碼相同的ITP，必須使用不同的序列號；電站識別碼和定位碼不同的ITP可以使用同一個序列號。

為了確保同一專業(yè)編碼的使用，序列號采用分段碼：

序列號的專業(yè)劃分：系統(tǒng)驗收0001～0999；結構1001～1999；建筑2001～2999；機務3001～3999電氣4001～4999；熱控5001～5499；化學5500～5999調試6001～6999；水電7001～7999；暖通8001～8499 消防 8501～8999。

3）報審文件編碼

涉及系統(tǒng)和區(qū)域的監(jiān)理報審文件編碼結構：SMx-LLLL-XXX-ZTSSSS；

SMx為電站識別碼，可以SM1、SM2、SMG；

LLLL為“定位碼”，現場土建采用“分區(qū)定位碼”（由3-5位阿拉伯數字組成）；現場安裝采用“系統(tǒng)定位碼”（一般由3位大寫英文字母組成）。

XXX為“文件類型碼”。

NNNN為序列號，電站識別碼和定位碼相同的，必須使用不同的序列號；電站識別碼和定位碼不同的可以使用同一個序列號。

1.6.3 質量記錄文件編碼

1） ITP模式質量記錄的編碼

a）施工記錄的ITP模式編碼結構為：

2）質量文件的國標編碼模式

對于記錄、簽證、驗評等文件記錄，為了滿足國家行業(yè)有關驗收規(guī)程規(guī)范的要求，建立另外一套編碼，與質量檢驗計劃對應，質量記錄文件的序列號中應體現出相應的單位分部分項信息。

質量驗評國標碼（以土建專業(yè)舉例）

a）單位工程驗評用

土建：SM1-GZT-GQQ-NN NNN NNN；其中 NN NNN NNN，為專業(yè) 單位工程 流水號。

b）分部工程驗評用

土建：SM1-GZT-GQQ-NN NNN NN NN NN NNN；其中 NN NNN NN NN NN NNN，為專業(yè) 單位（子單位）分部（子分部）流水號。

c）分項工程驗評用

土建：SM1-GZT-GQQ-NN NNN NN NN NN NN NNN；其中 NN NNN NN NN NN NNN，為專業(yè) 單位（子單位）分部（子分部）分項 流水號。

d）檢驗批工程驗評用

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

為專業(yè) 單位（子單位）分部（子分部）分項 檢驗批 流水號。

2 AP1000編碼系統(tǒng)的特點

1）編碼簡化、精練，結構簡單，通過“-”連接符分成4段，使得編碼結構更為清晰；

2）運用了英文單詞的縮寫，首字母組合等方式，使得編碼結構更為形象易懂。

3）使用字母、數字組合、容量辨別，有利于文件管理，使使用者非常容量辨別文件、設備所屬的位置、系統(tǒng)等信息，從而知道文件所適用的對象。

3.AP1000編碼系統(tǒng)存在的不足

1）AP1000文件編碼手冊核島內容比較齊全，但對核電工程常規(guī)島及BOP部分的系統(tǒng)、設備、模塊等內容還需繼續(xù)完善改進；

2）由于AP1000編碼系統(tǒng)涉及區(qū)域、系統(tǒng)、電站部件較多，對技術管理人員要求比常規(guī)火電相比較要求更高。因此要求技術人員盡快熟悉電站的各區(qū)域、系統(tǒng)、部件，才能使在施工過程中生成各項文件，準確選擇區(qū)域、系統(tǒng)，正確選擇文件類型，避免不必要的返工。

3）部分代碼標準不一，使用混亂。如在核電工程常規(guī)島及BOP施工中，管理程序文件編碼類型為GMP，設計變更為GEF，但在核島施工中為管理程序文件編碼類型為GBP；設計變更為Z6F。原因在于對編碼怎么組成的理解不一樣，所以作為施工單位在開工時只有根據建設單位或總包單位的文件編碼程序編制適用于本合同范圍內的文件編碼程序，像這些問題有待于繼續(xù)完善。

4.結論

綜上所述，AP1000編碼系統(tǒng)符合AP1000電廠標準化、模塊化建造的思想，在工程建設中比較方便使用者通過系統(tǒng)管理、編制、形成、檢索、索引技術文件，同時對于竣工文件的管理和利用，為同類工程的建設提拱有用信息、提供借鑒。

篇2

受此影響，核電概念股如干柴遇上火種，一點即燃。周二核電核能板塊部分個股午后出現拉升，中核科技一馬當先最高漲逾6%，帶動沃爾核材（002130）、蘭太實業(yè)（600328）上漲。周三，流通盤高達22.9億的中國一重強勢漲停，同樣有著巨大流通盤的上海電氣（601727）、東方電氣（600875）漲幅也都超過7%。這無疑宣告大資金開始重新關注被邊緣化的核電板塊。

三代核電技術唱主角

即將出臺的《核電安全規(guī)劃》提出，基于第三代技術安全性更優(yōu)、設備質量穩(wěn)定性更佳的考慮，未來新上核電項目要全面引進包括AP1000（美國西屋公司獨創(chuàng)先進非能動壓水堆）和EPR（法國阿?，m公司研發(fā)歐洲壓水堆）在內的第三代核電技術，大力推進第三代核電技術發(fā)展。這一基調將對國內已掌握第三代核電設備制造能力的企業(yè)帶來利好，相關設備商將長期受益。

據了解，目前國內在建的第三代核電示范項目已達6個，這其中包括4個從美國西屋公司引進的AP1000和2個從法國阿?，m引進的EPR技術項目。這些項目計劃到2014年前建成。同時，此次規(guī)劃還提出推動國內主要核電設備商全面提升核電設備設計與制造的融合能力，以及設備關鍵材料的自主研發(fā)能力。爭取到2015年前，實現穩(wěn)定年產12套左右核島設備和常規(guī)島汽輪機等關鍵設備的生產能力。

目前，國內一些龍頭核電設備制造商普遍具備了AP1000三代技術的成套制造能力。中國一重承建的國內首臺自主研制的第三代AP1000核電機組――山東海陽核電站反應堆壓力容器項目已經正式開工，公司承制了我國9個在建核電項目中8個項目的反應堆壓力容器和核電鑄鍛件，其在核電領域龍頭地位顯著。上海電氣核電核島設備在手訂單突破180億元，核電核島產品覆蓋了所有國內市場在建核電項目。去年底成功簽署內陸首個核電站――湖南省益陽桃花江核電站4臺第三代核電AP1000機組核電供貨訂單。東方電氣也已經獲得AP1000控制棒和堆內構件的制造資質，全面進入第三代核電技術市場，未來將會瓜分目前由上海電氣獨享的蛋糕。公司目前在手核電訂單約為400億元，訂單數為同類上市公司之冠，其中核電核島數額120億元，核電常規(guī)島數額280億元，根據交付進程，預計公司2011年核電總銷售收入將達到100億元左右。而公司去年中報顯示，彼時其核電收入僅有14.61億元，為總收入的8.64%，最近一年多以來增長明顯。

核電配角不甘寂寞

篇3

據美國核能研究所(NEI)的最新統(tǒng)計，截至2011年1月，中國在建核電站超過了全球的40％，在建規(guī)模居世界第一。

但在日本發(fā)生的核泄漏事故無疑給中國潑了一盆冷水。中國核電戰(zhàn)略該往何處發(fā)展成為人們普遍關注的話題。

中國需要核電

核電專家、中國能源研究會常務理事鮑云樵在接受本刊記者采訪時指出，中國的工業(yè)化發(fā)展需要強大的能源支撐，在能源結構轉型的背景下，中國的核電產業(yè)雖然受日本福島事故影響發(fā)展放緩，但不會影響到整體發(fā)展規(guī)劃。

“美國的能源消耗總量是中國的5倍，人口卻只有中國的1／5，中國如果達到美國目前人均水平則需要提高25倍，這意味著全世界所有能源加在一起也不夠用。所以，中國能源發(fā)展必須走低能耗、低碳的道路。”鮑云樵說，核電作為清潔能源，對改變中國的能源結構非常必要。

鮑云樵曾任中國“863”高技術計劃能源領域、能源發(fā)展戰(zhàn)略研究專家組組長，國務院核電辦公室核電專家組組長。1965年，他在原子能研究所參加過中國第一個核電發(fā)展規(guī)劃研究，而當時日本的核電同樣處于起步階段。四十多年后，日本核電裝機已經占本國總電源裝機容量的35％，而中國只占1.5％。煤炭依然是中國能源消耗的絕對主力，占70％，其次是石汕，占10％。

中國經濟重心偏東南，能源資源偏西北，北煤南運、西電東送是能源消費的獨特狀態(tài)，必須通過發(fā)展水電、核電來改變這種能源資源與經濟中心錯位分布的格局。

鮑云樵對本刊記者說，核電的優(yōu)勢主要體現在三個方面：

首先，核電作為現代化資源，能量密度很大，且可以在選址上靠近用電負荷中心。一座裝機容量100萬千瓦的核電站一年只需30噸燃料，一專列即可運至現場。但如果是煤電則需要350萬噸煤炭，這意味著需要1000列火車輸送。蘇聯(lián)、美國等國家都在遠離煤炭資源的地區(qū)建立核電站。

第二，發(fā)展核電在經濟上處于優(yōu)勢。最近幾年，國際市場上煤、石油大幅度漲價，但是核燃料價格卻一直比較穩(wěn)定。即使面臨核燃料漲價，由于核燃料成本占核發(fā)電成本的比重很小，核電的電價受核燃料漲價的沖擊比火電小得多。越是往后，發(fā)展核電的經濟優(yōu)勢就越明顯。

第三，煤炭等傳統(tǒng)能源開發(fā)已接近飽和，雖然國家規(guī)劃在全國建設13個億噸級的煤炭生產基地，但依然供不應求。10年后，中國的能源需求將達到45億噸標準煤，比現在增加近1／3，能源缺口巨大。

復旦大學核科學與技術系副主任陳建新教授也認為，從能源戰(zhàn)略角度，中國必須考慮到核電發(fā)展的重要性。按照目前世界能源消耗水平來看，已探明的煤炭還可供開采用200年，石油僅夠30年-50年，從提供穩(wěn)定的動力能源這點上，目前除了核電外，還沒有大規(guī)模的替代能源。

管住“關起來的老虎”

由于核能是以致命武器的面目問世的，在很多人心里，核意味著“恐怖”。

鮑云樵說，核電站就像―只被關起來的“老虎”，只有出來了才會咬人，人們也應該看到核電安全的一面。

“中國目前的核電站是在二代核電技術上進行的改進，從安全性能上發(fā)生堆芯融化的幾率很低，應對類似日本福島核事件沒有問題?！彼f。此外，中國的核電站沒有建在地震帶上，只要沒有不可預測的特大事故，就是安全的。

據他介紹，過去核電站設計思路是用“加法”因為“老虎”很可怕，就找個籠子(冷卻方法)罩??；一個籠子不夠，再罩一個籠子；還不夠，再罩一個籠子a新型設計的原則是用“減法”，拿中國將要發(fā)展的第三代核電站來說，它采用了固有的、非能動的系統(tǒng)，無須預備電源便可實現堆芯自動冷卻。

陳建新教授對“非能動”安全系統(tǒng)做了更詳細的解釋。他說，該系統(tǒng)就是在反應堆上方頂著多個千噸級水箱，―旦遭遇緊急情況，不需交流電源和應急發(fā)電機，僅利用地球引力、物質重力等自然現象就可驅動核電廠的安全系統(tǒng)，巧妙地冷卻反應堆堆芯，并對安全殼外部實施噴淋，實現降溫從而恢復核電站的安全狀態(tài)。

“核事故的發(fā)生，既是壞事，也是好事，使得人們想出各種辦法來管住‘老虎’。”鮑云樵說，第三代核電技術即使遇到比日本更嚴重狀況，也可以依靠堆內自身系統(tǒng)保障安全。同時，電站也配備多種電路、多種電網、自備電源等預防多種狀況發(fā)生。

美國、法國等國家已公開宣布今后不再建造第二代核電機組，只建設第三代核電機組。中國未來的發(fā)展重點也是如此。第三代核電站將采用美國西屋最先進的第三代先進壓水堆核電技術(APl000)，從設計上吸取了國際很多核事故的經驗，把預防和緩解嚴重事故作為設計上的必備要求，發(fā)生嚴重事故的概率比第二代核電機組小一百倍以上。

按照中美合作計劃，世界上第一座第三代APl000核電站將于2013年在中國浙江三門建成。

反思非常必要

日本福島核泄漏事故后，世界上反對核電的聲音越來越高，德國、瑞典、西班牙、意大利等國家都已經聲明核電計劃要謹慎。

發(fā)生在1986年的切爾諾貝利核事故，使得核能的利用在世界范圍出現了近二十年的蕭條期；這次日本福島核電事故的發(fā)生，又一次引起人們對核電的爭議。

陳建新教授認為。在全世界面臨能源缺口的大環(huán)境下，世界各國，尤其是經濟大國不會放棄核電。譬如，法國對核電的依賴程度達到78％，很難想象法國離開核能會出現怎樣的狀況；日本今后發(fā)展核電勢必會遇到更大的阻力，但作為一個缺少能源的國家，放棄核電也是不可能的。

在一些國家比如德國，核電的發(fā)展不僅是經濟問題，而是成為政治手段。鮑云樵在德國曾經參觀過SNR-300核電站，這是一座電功率達30萬千瓦的快中子增殖堆核電站，但是由于環(huán)保組織反對強烈，該州州長在競選時打出“無核電發(fā)展”的競選牌，因此從建成后從未使用過。鮑云樵認為，即使有部分國家目前決定退出核電發(fā)展，但在將來到了能源問題很難解決的時候，他們籽再次面臨抉擇。

福島核危機也為中國核電近年來井噴式的發(fā)展提供了一次降溫和自查的契機。

3月16日，國務院連發(fā)5條措辭嚴厲的規(guī)定，立即組織全面安全檢查；加強正在運行核設施的安全管理；全面審查在建核電站；不符合安全標準的要立即停止建設；嚴格審批新上核電項目。

“放緩是正確的和必要的，但中國不會因為此次核事故就改變發(fā)展核電的決心?！滨U云樵估計，由于之前國務院要求在核安全規(guī)劃批準前暫停審批核電項目，而短時間內核安全規(guī)劃難以出臺，因此核電新項目將在一定時期內無法上馬。這將使核電中長期規(guī)劃面臨一些調整，中國計劃2020年核電發(fā)展到8600萬千瓦的目標可能達不到了。

作為一生都在為推廣核電建設而努力的核電專家，鮑云樵認為，日本核危機是人類面臨的共同災難，中國 必須進行反思。由于種種原因，中國的原子能法還沒有出臺，法律支持條件尚不充分，核電行業(yè)多頭領導，發(fā)改委、科技部、環(huán)保部等多部門交叉管理導致機構重疊、管理松散且職責不明確，有必要進行機構改革。

此外，鮑云樵認為，核電發(fā)展絕不能盲目跟風，“認為有錢有地皮就可以建核電站的思想必須改變，千萬不能與民用產品的生產要求等同起來”。他指出，雖然發(fā)展核電有安全審批制度、行業(yè)標準與規(guī)范，但是地方官員對核電的復雜性、特殊性的認識仍然不足。

陳建新也認為，日本作為一個防災意識較強的國家，在面臨意想不到的特大海嘯時也如此措手不及，中國在發(fā)展核電方面不能存有萬分之_的僥幸。他指出，對核電運行操作技術人員在上崗前的培訓務必嚴格把關。

但令人不能輕松的現實是，中國核科技人才嚴重緊缺，實驗教學儀器設備的購置費用動輒以百萬元計，近年來，雖然全國有四十多所高校開設了核專業(yè)，但擁有高水準師資和完備教學設備的十分有限。

應急機制不可或缺

目前，環(huán)保部和國家核安全局已經啟動了為期數月的核電大檢查，檢查范圍包括中國13個運營核電機組，近30個在建機組和90多個籌建機組。

國家環(huán)保部核安全和環(huán)境專家委員會委員郁祖盛說，此次安全檢查的標準是國際上最先進的標準――核安全導則HADl02，按照這份核安全規(guī)定，二代核電站--以及二代改進型電站不完全符合要求，必須要有安全預防措施。

郁祖盛說，檢查的范圍中，已運行的13個機組設備與日本福島相比晚了20年，比較而言雖技術略先進，但在預防嚴重事故方面尚有差距；在建的28臺機組中，有6臺采用第三代核電站技術，另外22臺由于與新的安全法規(guī)有差距，因此成為檢點。

對于籌建機組，是繼續(xù)建第二代改進型核電廠，還是直接采用第三代技術，目前在業(yè)界還有爭議。郁祖盛認為?“這已經不是技術層面的爭論，從核安全專家的角度，我個人認為不應再建二代電廠，因為二、三代安全水平差別很大?！?/p>

“按照總體檢查情況來看，中國的核電站總體安全是可以接受的，但還有改進的余地。”郁祖盛說。

事故的應急處理，是保障核電安全的另一方面。

國家核事故應急協(xié)調委員會辦公室是全國核事故應急工作的行政管理機構，負責收集情況，組織分析研判，提出報告和建議。

“日本核事故發(fā)生后，中國國家核事故應急協(xié)調機制也立即啟動?！眹液耸鹿蕬眳f(xié)調委員會辦公室副主任許平介紹說，除工作人員24小時加強值班外，輻射監(jiān)測、輻射防護、醫(yī)學應急等核事故應急技術支持中心和救援分隊的專家也全天候待命，以最快的速度分析研究并反饋研判結果。國家核事故應急協(xié)調委員會根據研判結果進行每日會商并權威，做到信息公開、透明、及時、準確，對民眾負責。

許平介紹說，中國目前核事故應急采取國家、省(區(qū)、市)、核電運營單位三級管理體系。國家核事故應急協(xié)調委員會由國務院和軍隊系統(tǒng)的20個部門組成，省級核事故應急委員會組成部門還要多一些。

篇4

關鍵詞：核電站；廠房；結構；設計

目前核電技術已經發(fā)展到第三代“歐洲壓水堆（European pressurized water reactor，EPR）”，它是這一種改進型產品，它是以被驗證的技術為基準，由法馬通和西門子根據歐洲用戶要求聯(lián)合開發(fā)，以提高安全性和經濟性。

1工程概況

某核電工程采用第三代核電機組，裝機容量為2×1750MW，常規(guī)島廠房縱向長度109.85m，共10排柱，最大柱距14.5m，其他柱距8-13.5m，橫向僅一跨，跨度57.2m，廠房柱柱腳標高-14.5m，零米層以下除-7.5m作為中間層外，某些局部還有一些夾層作為設備平臺，廠房零米層僅南端的局部有樓板，其余位開空，零米以上的主要樓層為標高10.9m的運轉層，在零米和運轉層間有局部設備夾層，運轉層以上直到標高約為42.3m的屋架下弦為空曠空間，汽輪機縱向布置在常規(guī)島廠房中央，與汽輪機基座柱連接的各平臺采用滑動支座，汽水分離再熱器(MSR)采用立式布置，底部球絞支座支撐在混凝土立柱上，中部在10.9m與結構樓層連接，傳遞水平作用力，HM廠房設置有一臺額定起重量300t/100t的主行車和一臺額定起重量20t的輔助行車，另有一臺懸掛于主行車大車上，額定起重量100t的MSR安裝及檢修吊車。在四臺電動給水泵上方還有一臺額定起重量40t的起吊給水泵的吊車，懸掛標高約在-2.5m處，用于MSR安裝及檢修吊車的拆裝。

2 常規(guī)島廠房結構布置特點

該核電工程常規(guī)島廠房采用鋼框架架構，周邊框架柱采用帶支撐的架構體系，柱腳與基礎固接；各層鋼平臺采用柱腳固接的框架結構體系，平臺鋼梁通過剛接方式與平臺柱連接；平臺鋼梁與汽機基礎的連接采用滑動支座的方式，屋蓋采用雙坡梯形鋼屋架，屋架上下弦桿均與框架柱連接，形成鋼屋架與鋼柱間剛接結構體系，以減小柱的計算長度?？蚣苤孛鏋樯舷滦　⒅虚g大的型式，充分考慮構建的受力需求。

3廠房結構分析

3.1 設計荷載及組合

3.1.1 荷載工況

第三代核電常規(guī)島主廠房設計主要荷載：恒荷載、工藝荷載、活荷載、吊車荷載、風荷載、地震作用。

3.1.2 荷載組合

第三代核電常規(guī)島主廠房結構構件設計時主要考慮以下幾種荷載工況組合，各工況的組合值系數根據相應規(guī)范合理選?。嚎拐鸸r組合；安裝工況組合；正常運行工況組合；試水工況組合；無風荷載、無地震，吊車空載工況組合；無風荷載、無地震，吊車滿載工況組合；有風荷載、無地震，吊車滿載工況組合。

3.2 自振特性

常規(guī)島主廠房的主要設備如MSR、高低加熱器、除氧器等都集中在靠近1軸線一側，而10軸一側因設備少，荷載相應也小很多。因此，荷載的合力中心偏向于1軸線，結構布置上充分考慮荷載合力中心與結構剛度中心的重合問題，將1軸一側的框架、支撐截面適當加大，以避免過早出現扭轉振型。調整后結構的前三階段振型分別為橫向平動、縱向平動及轉動；周期分別為1.065、1.046、0.820 s，兩個平動周期相近，且大于轉動周期較多，自振特性是合理的。與常規(guī)火電項目主廠房相比，第三代核電常規(guī)島主廠房的自振周期較小，其主要原因為核電廠主廠房的設備及管道荷載較大，從而要求結構的構建截面比常規(guī)火電項目要大，所以核電廠主廠房結構剛度大于常規(guī)火電，核電廠主廠房自振周期較小。

3.3 抗震設計

根據中國地震局地質研究所提供的相關報告，該核電工程常規(guī)島主廠房框架結構彈性分析按7度，地震動峰值加速度0.1g，場地類別為I類，特征周期0.25s。

對于HM廠房，結構彈性階段地震作用按上述報告中提供的常規(guī)島地面加速度反應譜計算，并補充進行SSE級地震下的彈塑性變形驗算，以保證結構在SSE級地震下不會倒塌。

抗震分析采用振型分解反應譜法并按CQC組合方式計算橫向和縱向地震作用，計算中鋼結構阻尼比按多層鋼結構考慮取0.035，計算重力荷載代表值的組合值系數ψi (也用作模態(tài)分析時各參振質點質量的折減系數)按表1取用。

抗震分析時按主行車?？吭?軸一側（主行車的停車位置）進行質量源計算，不考慮主行車運行在其他位置上的地震作用。

表1 重力荷載代表值的組合值系數

荷載類別 組合值系數ψi

恒荷載 1.0

一般設備荷載 1.0

MSR 0.8

除氧器和加熱器 0.8

吊車 1.0

計算框架用的樓面活荷載 0.5

汽機房屋面荷載 0

MSR立式布置是抗震 的布置方式，其下部連接，只傳遞豎向力，中部與運轉層樓面水平向連接，所受地震力全部傳到運轉層，模態(tài)分析時可以發(fā)現MSR設備對結構的振型影響很大，設計中合理布置運轉層與MSR的水平傳力鋼梁，使地震力合理、明確地傳到框架結構上。

根據第三代核電常規(guī)島主廠房的布置特點可知，除周邊結構為帶支撐的框架結構以支撐為主要水平抗震體系外，其余各榀均勻為鋼框架結構。由于框架結構自身承受水平地震力，主廠房的中間層（-7.5m）及運轉層（10.9m）為混凝土樓面結構，可以有效地加強結構的整體性。

由抗震分析可知，在縱向地震作用下，因設備質量分布均勻，結構的抗震性能良好，兩側支撐承擔大部分水平地震力；而在橫向地震作用下，因設備集中在1軸一側，此側水平地震力遠大于另一側，所以設計中將1軸處垂直支撐加大，另一方面因為支撐截面的加大，1軸處的抗側向力剛度也有顯著提高，結構的剛度中心向此側偏移，接近橫向水平地震力合力中心，結構更加合理。

第三代核電常規(guī)島主廠房抗震由位移控制，MSR設備要求運轉層（10.9m）在地震作用下控制位移不超過18mm，柱腳標高-14.5m，柱高h=25.4m,層間位移角θe =1/1411，遠小于《建筑抗震規(guī)范》規(guī)定的多、高層鋼結構[θe]=1/300。為滿足位移要求在運轉層以下周邊框架均設置交叉支撐，增加剛度，而在運轉層以上采用單撐。

3.4 屋面結構設計

該核電工程常規(guī)島主廠房采用有檀體系雙層壓型鋼板輕型屋面，(1)橫向跨度大，達57.2m，屬于大跨度屋面結構；(2)主廠房框架結構設計要求屋架與框架柱剛接；(3)屋架上需考慮設置一臺40t的吊車。

據上述特點設計時主要考慮了網架、平面衍架、帶托架的平面衍架及空間衍架4中方案。

平面衍架結構受力明確，在電力領域有成熟的設計、制造、安裝經驗，可以工地拼裝、整體吊裝，施工快捷，它的特點在于屋面支撐和檀條受長細比和撓度控制，強度沒有充分發(fā)揮，用鋼量稍大。

帶托架的平面衍架結構是在平面衍架結構的基礎上衍生出來的，平面衍架不僅僅支撐在框架柱上，還生根與框架柱間的托架上，這種結構可以有效地減少平面衍架中每榀衍架承受的載荷，從而減小構件截面，并且由于衍架間距減小，屋面的檀條截面也可以有效地減小，檀條更為經濟，但考慮到該核電工程汽機房屋面結構與框架柱之間的連接為剛接，次方案在托架處要做到剛接相當復雜，且衍架構件和檀條截面減小的代價是增加了衍架的榀數，綜合用鋼量的節(jié)省效益不明顯，故不采用此方案。

空間衍架結構采用鋼管焊接成倒三角形的載面，用剛量小、受力明確、結構合理，而且簡潔美觀，鋼管之間是采用相貫焊接，但對施工工藝要求較高，施工時局部還要搭設腳手架，對設備安裝工期會有影響，業(yè)主和施工單位顧慮頗大。

對以上幾種方案分別建模計算，雖然從經濟性角度看網架和空間衍架結構更有優(yōu)勢，但綜合考慮設計、施工、功能、安全、工期以及業(yè)主需求等多種因素條件，最終確定采用平面衍架結構方案，該結構簡潔、傳力清晰、受力合理，同時與工藝專業(yè)配合，將屋頂吊車移至屋架間距最小的主跨內，以減小吊車對屋架結構的不利影響，做到最合理的設計。

4 注意事項

（1）該工程常規(guī)島主廠房結構布置復雜，夾層較多，設計時需要充分考慮其結構的不規(guī)則性，進行合理布置。

（2）抗震設計時需要著重考慮設備荷載的不均勻分布，合理布置結構的抗側力構件，是結構的荷載合力中心與結構的抗側力剛度中心接近，以減小扭轉效應，降低地震不利影響。

（3）MSR立式布置雖然在平面上節(jié)約空間，但由于其水平力通過一點傳遞到主廠房結構，從主廠房抗震角度考慮不利布置，設計時需要著重考慮，采取有效措施降低不利影響。

篇5

一邊是國家首腦兼任“推銷員”，為核電出口鋪路；另一邊是中國自主研發(fā)的第三代核電技術在國內尚無一個落地項目。

與近鄰韓國、日本主推一種堆型不同，目前中國有“華龍一號”與CAP1400兩種第三代核電技術在國內外同場競爭。

好在全球核電蛋糕足夠大。盡管有著日、韓、俄、美及法等核電強國的競爭壓力，在全球低碳經濟的壓力下，中國核電的海外空間依然不小。

相比其他清潔能源，核電是目前少數可以穩(wěn)定、大規(guī)模獲取的。國際原子能機構2013年樂觀預測，到2030年世界核電裝機容量將從目前的373吉瓦增長到722吉瓦。

出海的中國核電，面臨一場內煉與外修。

“走出去”呼聲高漲

一個常被提起的說法是：出口一個核電站，相當于出口100萬輛桑塔納轎車。

“核電‘走出去’首先發(fā)聲于設備制造領域。設備制造能力在滿足國內需求之后，仍有余力，需要走出國門?！敝袊四苄袠I(yè)協(xié)會副理事長、國家核安全局原局長趙成昆告訴《望東方周刊》。

自2005年起，中央政府開始在廣東、浙江、遼寧、福建、山東等沿海地區(qū)布局新建核電站，并于2007年確定了“2020年建成4000萬千瓦，在建1800萬千瓦”的目標。

為適應核電發(fā)展，核電設備制造企業(yè)特別是上海電氣、東方電氣、哈爾濱電氣，以及一重、二重，先后投入300多億元，全方位提高設備加工能力。

至今，中國的核電制造行業(yè)已經形成每年8到10套核電主設備生產能力，并有望在兩三年內達到每年14套的能力。

福島核電站危機前夜的兩三年，更是中國核電突飛猛進的時代：每年都有6到9臺機組獲批，目前在建的30多臺機組大部分都是那時獲批的。

到2010年，“十二五”規(guī)劃中將2020年的核電裝機目標提高到“8600萬千瓦，在建規(guī)模在4000萬千瓦”。

不過福島危機的突襲，使得中國政府謹慎下調了數字：“到2020年建成運作裝機5800萬千瓦，在建3000萬千瓦”。

如此，每年6套機組產能過剩，亟待尋找出口?！敖衲耆蝿者€可以，假如明后年沒有新的任務，我們就有了挑戰(zhàn)?！比涨霸诒本┑闹袊鴩H核電工業(yè)裝備展覽會上，上海一家核電裝備企業(yè)銷售主管向本刊記者透露。

在此背景下，中國核企及設備制造企業(yè)多次呼吁實施核電“走出去”的國家戰(zhàn)略。

最近一次集體發(fā)聲是2014年兩會， 核電全產業(yè)鏈的11位全國政協(xié)委員聯(lián)名呼吁國家支持核電出口。

“從長遠看，中國核電企業(yè)要走出去，在世界上占有一席之地。帶動國內技術進步、產業(yè)升級，為民創(chuàng)利，符合世界能源發(fā)展的大趨勢，也是對發(fā)展中國家的強有力支持。”趙成昆說。

海外激烈拼殺

等待中國核企的，是一場激烈的海外拼殺。

2009年底，韓國電力公司在阿聯(lián)酋競標中，一舉擊敗老牌法國企業(yè)等強手，獲得200億美元的核電項目。

過去幾年，韓、日在海外屢獲大單。福島危機后，雖然日本國內核電定位尚不明朗，首相安倍晉三在海外推銷日本核電卻不遺余力。

韓日核電的崛起，大大壓縮了中國的市場空間。

2013年4月，安倍到沙特阿拉伯推銷日本核電技術。次年2月19日，沙特阿拉伯王子薩爾曼就到東京與安倍締結了核能協(xié)議。

2013年底，國家能源局局長吳新雄曾造訪沙特，推介中國核電產品。盡管當時雙方“達成多項重要共識”，但現在沙特留給中國的份額已經變少。

業(yè)內不樂觀地認為，中國可能失去沙特核電市場。

趙成昆說：“俄羅斯是全球核電的最大贏家，占據了近四成世界市場，在中國、中亞、印度、伊朗、越南等地都有收獲?！?/p>

中國核企姍姍來遲：過去兩年收獲了4個訂單，相繼簽約巴基斯坦、英國、羅馬尼亞、阿根廷。此前，中國在海外僅有4個核反應堆，均為在巴基斯坦的二代技術。

此次出口巴基斯坦的ACP1000反應堆，是中國具有自主知識產權的三代核電技術第一次走出國門。

而羅馬尼亞、阿根廷的項目都是與加拿大共建的二代重水堆。其與安全性能更好的三代機組比，已不是市場主流。

承建上述項目的中國廣核集團有限公司（以下簡稱中廣核）沒有獨立自主知識產權，與加拿大康杜公司（Candu Energy Inc.）合建，以融資、建安的優(yōu)勢介入。

最為轟動的還是中廣核獲得英國巨額反應堆擴建項目，這是中國核企首次進入發(fā)達國家的核電市場。

其實此次英國項目160億英鎊的合作中，中廣核出資140億英鎊，與法國電力公司共建，卻持股30%至40%。中方資本輸出的方式與日韓的技術輸出有著本質區(qū)別。

中國三大核企，主攻陣地各有側重。中國核工業(yè)集團公司（以下簡稱中核）的目標為阿根廷、非洲；中廣核的陣地是英國、羅馬尼亞、烏克蘭及泰國、越南等東南亞國家；國家核電技術公司（以下簡稱國核技）的重點則是南非和巴西。

久不落地的示范堆

第三代核電技術將主宰未來核電市場，但中國還沒有一個獨立自主知識產權的三代核反應堆落地。

愿意第一個吃螃蟹的人很少。中國核企在海外推銷技術，已經不止一次被買家質疑：“你們自己都沒有使用過，怎么讓我們放心”。

俄羅斯的VVER核電技術，連獲20多個海外合同，也得益于它在國內、中國田灣核電站成功運行的示范作用。

“核電項目如沒有經過技術、經濟性和安全性的工程考驗，走出去有一定困難?！叱鋈ァ罹o要的是擁有自主知識產權，建一個示范堆，給人家信心?！壁w成昆說。

掌握自主知識產權也是掌控核電市場的先決條件之一，否則“只有當小伙伴”。

據趙成昆及國家核電技術公司專家委員會專家郝東秦介紹，中國現在有兩種具備自主知識產權的三代核電技術，國產化率都已達到85%以上。

一個是國核技在引進、消化、吸收美國西屋公司AP1000的基礎上，自主研發(fā)的第三代非能動大型先進壓水堆核電機組CAP1400。

另一個是中核、中廣核在過去30年核電發(fā)展基礎上研究的“華龍一號”。這也是國家能源局解決中國核電技術路線不統(tǒng)一的產物。

2012年英國一個核電項目招標，中廣核、國核技分別聯(lián)手法國阿?，m公司、美國西屋電氣搭檔競標。

在南非，三家企業(yè)也是爭相邀請對方來中國考察。在中國三代核電尚未真正出口之時，這樣的內部競爭讓人慨嘆“相煎何急”。

中核ACP1000、中廣核ACPR1000+，源頭都是法國的核電技術。2011年國家有關主管部門提出將兩者合并，中核、中廣核談判十多次沒有進展。直到2013年4月，國家能源局負責人找雙方負責人談話，才促成“華龍一號”的合并。

郝東秦是“華龍一號”設計評審委員會的專家之一。他告訴《望東方周刊》：“設計標準有消除大量放射性物質釋放的可能性、縱深防御、抗震抗洪、壽命60年、良好的經濟性等標準?！?/p>

“華龍一號”落地的前提是，通過國家能源局、核安全局等單位的評審。

趙成昆透露，CAP1400在國家能源局的初步設計審查從2013年就開始做了，國家核安全局的安全審查也正在進行中。按照常規(guī)，接到任務到給出評價需要一年。

郝東秦也是國家核安全局評審專家?guī)斓某蓡T之一，他說：“目前還沒有聽說誰被選中去作評價?！?/p>

而CAP1400也在等待最終審查結論。目前它的問題是，其前身AP1000最重要的主泵，美國西屋公司同意轉讓，卻在制造中遭遇困難。

CAP1400主泵的容量更大。國核技預見到困難，打算更換國產化的屏蔽電動機主泵、濕繞組主泵。上海電氣、沈鼓集團正在開發(fā)這兩種零件。

國核工程有限公司本來計劃2014年8月在山東石島灣建造兩臺CAP1400機組，現已很難實現。郝東秦說：“8月底前，國核技已經做好開工準備，年底之前可能開工。”

客觀形勢也催促著核企與審查者們。按照到2020年的目標，中國還需要十幾個堆。建核電廠周期5～6年，也就是說今明兩年有十幾個堆要開工。而現在2014年過半，還沒有一個堆開工。

2014年4月18日，總理在國家能源委員會的會議上說：“要在采用國際最高安全標準、確保安全的前提下，適時在東部沿海地區(qū)啟動新的核電重點項目?！钡?月13日，在主席主持的中國財經領導小組會上，“適時”變成了“抓緊”。

資本優(yōu)勢助力出海

此前業(yè)界曾傳說：主管部門確定“華龍一號”只用于出口。

本刊記者向趙成昆、郝東秦等人求證，均未獲肯定。

“理論上都可以出口，近期‘華龍一號’也許更加現實一點。走出去還是要先建示范堆，技術、運行等等需要工程檢驗?！A龍一號’屬于漸進式的，技術設備一步步過來，到目前為止所有重要實驗都完成了，它的風險，我個人認為要低一些?！壁w成昆說。

郝東秦則認為：“兩個技術都有‘走出去’的潛能，世界上要建設核電的國家很多，國情各不相同，對核電也各有需求。每一種機組機型都要與國外技術競爭，獨立參加招投標?！?/p>

趙成昆的理解是，“華龍一號”既然能走出去，表明有技術、經濟上的競爭力。中國是一個需要發(fā)展核電的國度，在一個大國內采用兩種技術，并不為過，也可避免風險。

曾有專家向本刊記者坦言，AP1000當年的引進、消化、吸收，國家花費了大量資金。如果“華龍一號”進展順利，在國內獲得成功，那AP1000處境將十分尷尬。

“華龍一號”、CAP1400尚未落地，兩大核電巨頭與國核技之間就有些劍拔弩張。

目前國核技并沒有核電運營牌照，還不是核電業(yè)主單位?！皣思即蛩愫蛽碛泻穗娺\營牌照的中電投合并，操作到很深的地步了，不知道最近進展如何。我本人支持這種合并，于國家于企業(yè)都有利。”趙成昆透露。

出海之前，新的核電格局下已是暗潮涌動。

為在海外形成合力，4月初，三家核企發(fā)起成立了中國核電技術裝備“走出去”產業(yè)聯(lián)盟，邀請14家核電產業(yè)鏈單位參加。

三家核企輪值主席，國家能源局派遣觀察員參與秘書處工作。

如果說“走出去”產業(yè)聯(lián)盟是核企發(fā)起的一場內煉，那么后起之秀如何在激烈的競爭中謀得一席之地，也需要在海外循序漸進地“修行”。

如上文所述，中廣核以資本優(yōu)勢與法國公司一道叩開英國核電大門，這是中國核企進入海外項目的一條典型路徑。

“科學地分析國際核電市場，找準位置，穩(wěn)扎穩(wěn)打。當前可跟國外組成聯(lián)隊，一道尋找項目，爭取把優(yōu)勢發(fā)揮出來，爭取到項目，不可能一下子達到整體出口的標準。在整個過程中學習先進的技術、管理，積累方方面面的經驗。”趙成昆說。

中國核電的優(yōu)勢首先是充裕的資金。英國項目中，正是英國公用事業(yè)企業(yè)森特理克集團及法國電力公司前期融資不夠，才有了中廣核的機會。

此前30年，中國企業(yè)是全球唯一沒有間斷核電建設的企業(yè)，建造技術和能力得到國際認可。2012年秋天，國際原子能機構將其全世界唯一的核電建設培訓機構――核電建設國際培訓中心設在了中核二三公司。該中心面向孟加拉國、印度尼西亞、馬來西亞、菲律賓、泰國、越南核電同行展開培訓，這些國家都是亞洲新興的核電市場。

而且，中國核電廠運行20多年，在7級事故標準中，還沒有發(fā)生過2級或2級以上的事件和事故，未發(fā)生環(huán)境事故。

篇6

關鍵詞：核電站；嚴重事故；設備鑒定

中圖分類號：TM623 文獻標識碼：A 文章編號：1009-2374（2013）24-0104-03

1 概述

HAF102《核動力廠設計安全規(guī)定》“設備鑒定”要求：必須采用設備鑒定的程序來確認安全重要物項能夠在其整個設計運行壽期內滿足處于需要起作用時的環(huán)境條件下執(zhí)行其安全功能的要求。在可能的范圍內，應該以合理的可性度表明在嚴重事故中必須運行的設備能夠達到設計要求。

設備鑒定是指：制造及維護的證據以證明設備在符合鑒定規(guī)范的情況下，滿足其具體的工況條件。對于設備鑒定，已有相應的標準及規(guī)范，但相關研究均是針對二代加核電站，并且是基于設計基準事故下的鑒定，對于嚴重事故下的設備鑒定，目前尚未有具體研究或相關標準。

福島核事故發(fā)生后，核安全更加受到重視。根據《福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求》：我國核電廠具有一定的嚴重事故預防和緩解能力，安全風險處于受控狀態(tài)，安全是有保障的。為了進一步提高我國核電廠的核安全水平，國家核安全局依據檢查結果對各核電廠提出了改進要求，包括“應急補水及相關設備技術要求”等8項改進，其中部分改進（例如應急補水及相關設備技術要求）與嚴重事故相關。

根HAF102的規(guī)定：核動力廠狀態(tài)一般包括：正常運行、預計運行事件、設計基準事故和嚴重事故。超設計基準事故中的某些概率很低的核動力廠狀態(tài)，可能由安全系統(tǒng)多重故障而引起，并導致堆芯明顯惡化，它們可能危及多層或所有用于防止放射性物質釋放的屏障的完整性。這些事件序列被稱之為嚴重事故。

目前，國內已開展ACP1000等自主化三代核電站的設計，三代核電站較二代核電站的重要改進即為安全性能的提升，其中有更多的系統(tǒng)及設備用于嚴重事故的預防和緩解，應對嚴重事故下設備鑒定展開的研究。但嚴重事故下的設備由于其所處的復雜工況，設備是否進行鑒定或如何鑒定，目前尚無標準或要求。因此，有必要對國際上已有的三代核電站AP1000及EPR在嚴重事故下的設備鑒定展開研究，以作為國內自主化三代核電站的參考。

對于自主化第三代核電站，在嚴重事故工況下，哪些設備需要保證可用，這些設備如何能執(zhí)行其功能，也需要展開研究。

綜上所述，本文研究了國際三代核電站（AP1000、EPR）在嚴重事故下設備鑒定；基于此，對自主化三代核電站是否在嚴重事故下進行設備鑒定進行了論述，并對自主化三代核電站在嚴重事故下如何進行設備鑒定進行了探討，并給出了自己的見解。

2 國際三代核電站對于嚴重事故下設備鑒定的研究

2.1 AP1000核電站對嚴重事故下設備鑒定的要求

AP1000要求：安全相關的設備必須在與設計基準事故相關的環(huán)境條件下執(zhí)行其功能。對于設計基準事件，通過設備要求提供的確保等級即為“設備鑒定”。NRC提供了一個必要設備在嚴重事故環(huán)境條件下和一定的時間期間內在一個合理水平的保證能工作的準則。這個準則涉及“設備生存能力”。

設備生存能力評價是在獨特的安全殼環(huán)境條件下，在堆芯損壞后的嚴重事故期間評價所要使用的設備和儀表的可用性，以使嚴重事故達到一個可控穩(wěn)定的狀態(tài)。

美國核管會（NRC）在SECY-93-087中推薦：只用于嚴重事故保護下的設備不必遵守10CFR50.49設備鑒定要求。然而，緩解特征必須設計成可以提供合理的保證，使設備在嚴重事故環(huán)境下能夠按照其設計要求運行并超過其要求的時間范圍。

AP1000規(guī)定，專門應對嚴重事故的設備不需要進行設備鑒定，不過這些設備的設計要以一定合理地保證在嚴重事故條件下可工作。專門應對嚴重事故的設備只要進行所謂的設備生存能力評價。

對于不是專門應對嚴重事故，但在緩解嚴重事故時可能用到的安全級設備，按要求要進行設備鑒定。這個鑒定僅是在正常、異常、緊急、設計基準事故條件下的鑒定。并不涉及嚴重事故下的環(huán)境條件鑒定。

用于證明設備生存能力的方法是：確定用于達到一個可控的、穩(wěn)定狀態(tài)的高可用性；定義每個高可用性的事故時間期限；確定在每個時間期限內，用于診斷、執(zhí)行和判定高可用性的設備和儀表；確定每個時間期限的邊界環(huán)境；對設備能夠在執(zhí)行其功能的嚴重事故環(huán)境下生存進行證明。

2.2 EPR核電站對嚴重事故下設備鑒定的要求

EPR核電站在設計中明確要求對機械和電氣設備的進行鑒定。

2.2.1 在“確定環(huán)境條件所考慮的狀況”中規(guī)定：在嚴重事故中用于狀態(tài)診斷的主要儀器儀表，其鑒定要求應考慮在達到這些事故條件前可能遭受的環(huán)境條件。

2.2.2 在“嚴重事故苛刻環(huán)境條件的鑒定要求”中規(guī)定：在嚴重事故中（DEC-B）運行的設備鑒定要求應由設備任務的具體情況決定。

2.2.3 “環(huán)境條件的鑒定數據（壓力、溫度和輻射）”對嚴重事故下的廠房環(huán)境條件進行了規(guī)定，反應堆廠房和安全廠房會受到嚴重事故的影響，其環(huán)境條件（包括壓力、溫度和輻照）如下：

（1）反應堆廠房（HRA）環(huán)境條件：

壓力：在反應堆廠房的嚴重事故中，除了氫燃燒時的2分鐘，安全殼內壓力不會超過5.5bar abs。在這很短的時間內，壓力維持在6.5bar abs以下。12小時后啟動安全殼熱量導出系統(tǒng)，使壓力降到2bar abs。

溫度：嚴重事故中，安全殼內溫度不會超過156℃。12小時后EVU的啟動將導致溫度降到110℃。

輻照：設備可能受到的輻射要設備實際情況，由其功能、位置和形狀（對輻射敏感元件屏蔽）確定。設計規(guī)定要減少嚴重事故時運行設備對輻射的敏感性。這些規(guī)定包括：盡可能避免對輻射敏感的設備的使用、保護設備對P輻射最敏感的部分以及遠離設備對輻射最敏感的部分，嚴重事故中可能堆積放射性同位素的地方。

（2）安全廠房（HLF-HLI）中環(huán)境條件：

壓力和溫度：安全殼內嚴重事故不與安全廠故結合。嚴重事故導致活性水泄漏于安全廠房內。

輻照：輻射由安全殼內活性水的泄漏引起的。安全殼內的活性水，嚴重事故時在安全廠房管道中循環(huán)流動，其放射性以后將會測出。

2.3 國際三代核電站對于嚴重事故下設備鑒定的小結

AP1000和EPR對嚴重事故設備的鑒定的要求不相同：相比之下，AP1000僅要求證明設備在嚴重事故下的生存能力。該要求可以通過分析的方法完成；EPR對嚴重事故下設備鑒定要求更加嚴格，EPR在設計中明確提出了設備鑒定要求，并給出了嚴重事故下的廠房環(huán)境條件。根據以往設備鑒定的要求，通常需要以試驗的方式證明設備在環(huán)境條件的可用性。

3 自主化三代核電站嚴重事故下設備鑒定的研究

上述研究表明，AP1000和EPR對嚴重事故設備的鑒定的要求不相同。相比之下，EPR對嚴重事故下設備鑒定要求更加嚴格。對于自主化第三代核電站，相應的設計要求應不低于目前已有的三代核電站。

此外，根據HAF102對于設備鑒定的要求，除了設計基準外，設計中還必須考慮核動力廠在特定的超設計基準事故包括選定的嚴重事故中的行為。應該以合理的可性度表明在嚴重事故中必須運行的設備能夠達到設計要求，隨著國際社會對核安全的更加重視以及公眾對核安全日益關注，在設計中有必要保證設備在嚴重事故下能夠執(zhí)行功能。因此，自主化三代核電站在設計中應考慮嚴重事故下設備的鑒定。

3.1 自主化三代核電站嚴重事故下鑒定設備的確定

自主化三代核電站嚴重事故下需鑒定設備，應從下列方面確定：

3.1.1 嚴重事故工況的確定。首先，要確定嚴重事故工況。嚴重事故工況具體包括環(huán)境工況和介質參數。嚴重事故工況的確定即要確定相應的環(huán)境工況和詳細的介質參數。通過堆芯計算，分析出可能的嚴重事故工況，主要包括溫度、壓力參數以及輻照劑量等。

3.1.2 確定對應嚴重事故工況下的系統(tǒng)。根據嚴重事故工況，分析出在嚴重事故工況下需要投入的系統(tǒng)。對于自主化三代核電站，當發(fā)生嚴重事故時，反應堆冷卻劑系統(tǒng)快速卸壓系統(tǒng)以及非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)等相關系統(tǒng)將會投入使用。

3.1.3 確定出系統(tǒng)中需進行嚴重事故鑒定的設備。系統(tǒng)經過功能分析，確定出最終需進行嚴重事故鑒定的設備。對于自主化三代核電站，當發(fā)生嚴重事故時，穩(wěn)壓器快速卸壓閥、相關系統(tǒng)的安全殼隔離閥等機械設備以及堆芯出口溫度測量等儀表設備將需要動作或使用，因此，需對這些設備進行嚴重事故下鑒定。

3.2 自主化三代核電站如何進行嚴重事故下的設備鑒定

嚴重事故下設備的鑒定很重要的工作是要明確各設備在嚴重事故下所處的環(huán)境條件，在此基礎上設備的鑒定可以借鑒已有的方法或標準。對于機械設備，可以參考ASME QME-1的方法；對于電氣設備，可以參考IEEE 344或RCC-E的方法。

對于嚴重事故環(huán)境下設備的鑒定，應結合設計基準事故下的鑒定一起分析。如果設備所處的嚴重事故環(huán)境條件可以被設計基準事故條件所包絡，那么設備已有的鑒定就可以覆蓋嚴重事故下的設備鑒定；如果設備所處的環(huán)境條件超出了已有的設計基準事故條件，那么對于此類設備，需要單獨進行嚴重事故下的鑒定。

4 結語

本文對三代核電站在嚴重事故下的設備鑒定進行了研究，結論如下：AP1000和EPR在設計中均對設備在嚴重事故工況下的可用性提出了要求，并且EPR明確要求設備在嚴重事故下進行鑒定；作為國內自主化三代核電站，設計中也必須考慮嚴重事故下設備鑒定要求。應進行嚴重事故工況分析，確定出需進行嚴重事故下鑒定的設備，然后對設備展開如何進行鑒定的研究；對于目前國內二代加核電站，如果涉及到嚴重事故下的相關改進，也應考慮相關設備的鑒定；核電設計中應重視嚴重事故下設備鑒定的研究，并應盡快建立嚴重事故下設備鑒定相關標準。

參考文獻

[1] 國家核安全局.HAF102核動力廠設計安全規(guī)定[S].2004.

[2] 國家核安全局.福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求[S].

[3] 核電站能動機械設備的鑒定（ASME QME-1）[S].2007.

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關鍵詞：三代核電；大口徑電動閘閥；技術研究

1 概述

第三代大型先進壓水堆核電項目是《國家中長期科學和技術發(fā)展規(guī)劃綱要（2006-2020）》確定的16個國家科技重大專項之一的子項，也是我國建設創(chuàng)新型國家的標志性工程之一。

閥門作為關鍵部件之一，其重要性是不可小視。本次研究的課題便是關鍵閥門之一：大口徑電動閘閥。

本類型閥門為大口徑電動閘閥，該閥適用于RCS、RNS、CVS、SGS、PCS和PXS系統(tǒng)，閥門電動裝置采用1E級直流電動機驅動，保證了在事故工況下，閥門仍能獲得驅動其動作的電源，并按系統(tǒng)的要求執(zhí)行其預期的安全有關功能。

2 三代核電閥門與二代+閥門對比

我國引進的第三代核電技術，雖然其核級閥門的數量大為減少，但技術要求、技術難度、零部件加工制造要求更高；試驗、鑒定都有一些特定的要求；分析、計算尤其是可靠性分析等方面有特殊要求。

三代與二代+閥門相比存在以下差別（三代/二代+）：

（1）設計標準：ASME，但部分要求高于ASTM/RCC-M；（2）設計壽命：60年/40年；（3）操作循環(huán)：一般開關類閥門手動

6000次、電動3000 /隔離閥1500次；（4）地震加速度：6g/4g；（5）空間尺寸、重量及重心限定：包絡圖/無確切要求；（6）可靠性：“D-RAP”、“R”/無確切文件要求；（7）材料：部分閥門堆焊控制鈷含量/無要求；（8）熱附著工況：數據表中表述/無表述；（9）閥門導向面材料：有要求/無明確規(guī)定；（10）閥門細節(jié)結構（唇邊焊、螺紋嚙合長度、密封面倒角、電裝緩沖裝置等）：有較多細致規(guī)定/相對少；（11）鑒定的文件要求：明確，基本按照ASME QM1-1的要求/不明確。

3 主要技術參數

閥門名稱：核一級大口徑電動閘閥；閥門型號：H1-10Z20WA2L-DU1U3（YJ）；公稱通徑：DN250；公稱壓力：2060lb；安全等級：SC-1；地震等級：QSA1；質保等級：I；工作溫度：350℃；工作壓力：17.2MPa；工作介質：反應堆冷卻劑；閥門與管道連接方式：對接焊；主體材料：SA-351MCF3M；執(zhí)行機構：電動、1E級、抗震I類、直流；閥位指示：開、關位置各一個；設計壽命：60年（易損件除外）；循環(huán)壽命：3000次（5次事件）。

4 設計規(guī)范和標準

（1）ZB02K06A-V04-001-BG，大口徑電動閘閥研制任務書。（2）ZB02K06A-V04-002-BG，核級閥門1E級直流電動裝置研制任務書。（3）ASME BPVC-Ⅲ，核設施部件建造規(guī)格（2007版+2008補遺）。（4）ASME BPVC-Ⅺ，核設施設備在役檢查規(guī)則（2007版+2008補遺）。（5）ASME NQA-1，核設施質量保證大綱要求。（6）MSSP-61，鋼制閥門壓力試驗。（7）ASME B16.34，法蘭、螺紋和焊接端連接的閥門。

5 結構設計

5.1 總體結構設計

大口徑電動閘閥樣機的總體設計方案如圖1所示，閘板選用的是彈性閘板結構，入口端閘板上開有直徑不超過6mm的泄壓孔，防止壓力鎖定和閥蓋異常升壓，閘板密封面堆焊STL6硬質合金，使閥門在運行條件下防止咬住和粘連。閥體、閥蓋通過螺栓連接，并設計成密封焊結構，中法蘭處用纏繞式墊片并設計成防過壓結構；閥門的開關位置指示器采用了topworx的接近開關，閥桿與閥桿螺母連接的傳動螺紋全部采用梯形螺紋，達到能自鎖的目的，電動執(zhí)行機構選擇由常州電站輔機總廠來配套。總體結構如圖1所示。

5.2 零件結構設計

5.2.1 閥桿與閥桿螺母的自鎖結構

閥桿與閥桿螺母連接的傳動螺紋全部采用梯形螺紋，螺距采用GB/T5796優(yōu)先選用螺距，能夠保證閥桿與閥桿螺母的摩擦系數小于等于0.07時自鎖。

5.2.2 閥體與閥蓋的密封結構

閥體與閥蓋的密封結構是通過拎緊螺母螺柱使閥體、中腔墊片、閥蓋三者之間行成密封形式。該結構簡單且密封性好，在定期的維護、檢修中只需拆除螺栓螺母，即可輕松拆裝閥門。

5.2.3 填料密封結構

填料為模壓的環(huán)形結構，填料組中上、下兩圈為抗擠壓的編織填料環(huán)，中間為柔性石墨環(huán)，采用動載荷的形式，并對碟形彈簧位置指示以保證碟簧的壓緊量和填料壓蓋的應力。如圖2所示。

5.2.4 閥門位置指示結構

閥門位置指示結構如圖3所示。

閥門設置了位置指示器，位置指示器采用topworx的產品，位置指示器的結構如圖4所示。

圖4

5.2.5 閥門扭矩的測試結構

閥桿在填料上方設有大于76mm長的光滑區(qū)域，用以安裝傳感器以測量閥門的推力和扭矩，閥桿上永久安裝了應變片，應變片帶有連接到試驗設備上的插頭。

6 試驗驗證方案

針對該樣機的研制，后期將通過出廠試驗（包括殼體水壓試驗、閥座密封試驗、上密封試驗、填料密封試驗、動作性能試驗、閥座氣密封試驗）以及型式試驗（包括循環(huán)動作壽命試驗、熱沖擊試驗、振動老化試驗、動態(tài)特性探測試驗、抗震試驗）來進行驗證。目前已完成所有試驗的試驗大綱編寫工作。

6.1 循環(huán)動作壽命試驗

試驗目的：被鑒定的閥門在模擬工況下進行開關3000次循環(huán)操作，檢查其功能能否保持，如壓力邊界能否保持完整、主要零部件有無損傷、開關動作是否正常、閥座處泄漏率是否超標等。

試驗依據：ZB02K06A-V04-001-BG，大口徑電動閘閥研制任務書；ASME BPVC-Ⅲ（2007版+2008補遺），核設施部件建造規(guī)格；ASME QME-1-2007版核電廠用能動機械設備的鑒定。

6.2 熱沖擊試驗

試驗目的：熱沖擊試驗，是用來證實試驗閥門在高溫時，管線系統(tǒng)中壓力不利的組合下開啟和關閉的能力。測定試驗閥門在工況下的開啟和關閉的最長時間。

試驗依據：ZB02K06A-V04-001-BG 大口徑電動閘閥研制任務書；

ASME BPVC-Ⅲ（2007版+2008補遺）核設施部件建造規(guī)格；

ASME QME-1-2007版核電廠用能動機械設備的鑒定。

6.3 振動老化試驗

試驗目的：驗證振動環(huán)境對閥門裝置的影響。試驗是在閥門裝置中產生一種隨機的，但是適當的振動激振水平，代表正常電廠所產生的振動。

試驗依據：ZB02K06A-V04-001-BG 大口徑電動閘閥研制任務書；

ASME BPVC-Ⅲ（2007版+2008補遺）核設施部件建造規(guī)格；

ASME QME-1-2007版核電廠用能動機械設備的鑒定。

6.4 動態(tài)特性探測試驗

試驗目的：動態(tài)特性探測試驗是用來確定試驗閥門裝置的自然頻率，其試驗所確定的自然頻率用以判斷試驗閥門裝置是柔性的還是剛性的，以及驗證閥門自然頻率計算方法和結果。

試驗依據：ZB02K06A-V04-001-BG 大口徑電動閘閥研制任務書；

ASME BPVC-Ⅲ（2007版+2008補遺）核設施部件建造規(guī)格；

ASME QME-1-2007版核電廠用能動機械設備的鑒定。

6.5 抗震試驗

試驗目的：通過整機的動力試驗，考核其壓力邊界的完整性和在地震工況條件時可運行性。同時可了解閥門的薄弱部位在地震載荷作用下的動力響應及控制電流的連續(xù)性。

試驗依據：ZB02K06A-V04-001-BG 大口徑電動閘閥研制任務書；

ASME BPVC-Ⅲ（2007版+2008補遺）核設施部件建造規(guī)格；

ASME QME-1-2007版核電廠用能動機械設備的鑒定。

7 結束語

核一級大口徑電動閘閥的研制對于發(fā)展我國三代核電技術和產業(yè)具有重大意義，謹通過以上初步技術研究作拋磚引玉之舉。

參考文獻

[1]ASME BPVC-III.核設施部件建造規(guī)則（2007版+2008補遺）[S].

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關鍵詞：

自主化軟件； 核電技術； 研發(fā)體系； 方法； 建議

中圖分類號： TM623.4文獻標志碼： B

0引言

為加快推進核電技術的發(fā)展與創(chuàng)新，我國決定引進具有世界先進水平的AP1000三代核電技術，并通過建設三門和海陽2個依托項目，組織對關鍵技術的消化、吸收、攻關和研發(fā)，走出一條消化―吸收―再創(chuàng)新的核電自主發(fā)展的新道路.自2004年國務院啟動三代核電技術引進工作以來，我國核電在研發(fā)設計、設備制造、試驗驗證以及其他硬件等方面迅速發(fā)展，大設計、大臺架和大裝備的實現正逐步縮小與國際先進核電技術的差距.特別是2006年的《國家中長期科學和技術發(fā)展規(guī)劃綱要》將大型先進壓水堆和高溫氣冷堆核電站確定為16個重大科技專項之一，從此我國核電進入跨越式發(fā)展的新階段.

消化―吸收―再創(chuàng)新發(fā)展模式的根本目標是形成具有自主知識產權的核電技術及品牌，而實現核電技術自主化的關鍵是設計自主化，包括設計能力、設計手段和設計工具的自主化.相比硬件自主化水平的提升，我國核電軟件自主化水平發(fā)展相對比較薄弱，同時，由于核電信息化程度和管理效率方面的落后使得自主化軟件發(fā)展遠落后于核電發(fā)達國家.核電軟件自主化發(fā)展滯后，嚴重影響國內核電行業(yè)的核心競爭力和核電研發(fā)企業(yè)的可持續(xù)發(fā)展能力.因此，大力推動自主化軟件的發(fā)展對核電先進研發(fā)體系建設和核電技術自主創(chuàng)新發(fā)展都具有重要意義.

1核電自主化軟件的發(fā)展現狀

軟件是隨著計算機技術的迅速發(fā)展而逐漸形成的.在60多年的世界核電技術發(fā)展過程中，西方國家將其與計算機技術的發(fā)展相結合，形成多種計算機輔助設計專用軟件.著名商用有限元軟件ANSYS最早就是在美國西屋公司計算機部門的幾名員工開發(fā)的專用電廠分析軟件的基礎上逐步發(fā)展起來的.

我國計算機產業(yè)起步較晚，大規(guī)模的發(fā)展和普及是在新世紀以后.我國核電的早期發(fā)展主要建立在手算和試驗驗證的基礎上.例如，秦山一期核電廠建設過程中，上海核工程研究院完成400多項針對設備的試驗以支撐工程設計試驗.20世紀90年代起，隨著我國計算機產業(yè)的崛起，核電設計中開始采用大量的軟件輔助設計.隨著第三代核電技術的引進，核電輔助設計軟件也越來越廣泛.歸納我國第三代核電研發(fā)軟件的來源大致可以分為4類.

1）通用商業(yè)軟件.通用商業(yè)軟件是計算機輔助工程發(fā)展的必然結果.這類軟件不限于核電產業(yè)，需求量大且更新?lián)Q代速度快，有強大的社會需求和市場競爭力，可極大地提高工業(yè)設計效率.如數學計算軟件Mathcad和Mathematics等.

2）專用商業(yè)軟件.這類軟件具有專業(yè)共性特點，一般經歷從專用程序向通用程序的轉化過程，市場競爭相對較強，是一段時期內技術發(fā)展最新成果的集中體現.如CAD軟件Inventor和CAE軟件ANSYS等.

3）技術轉讓軟件.技術轉讓軟件是跨國公司技術獨享成果的集中體現.例如，西屋公司等核電巨頭在50多年多個堆型的核電設計中，將積累的經驗通過轉化成程序的方法進行固化.早期這些程序都是公司的技術秘密，在技術轉讓過程中都以高額的價格賣出，如堆內壓降THRIVE程序，蒸汽發(fā)生器二次側三維兩相流場ATHOS程序和安全殼分析WGOTHIC程序等.

4）自主開發(fā)軟件.這類軟件在核電研發(fā)中占比較低，主要是因為我國核電規(guī)模化建設一直沒有成型，體現不出專用程序開發(fā)的價值，僅在秦山自主設計過程中，形成零星的幾個程序，如Pipe728程序等.

從上面的梳理不難看出，核電技術的發(fā)展過程需要多種軟件的支撐，但這些軟件的價值卻有所不同：通用商業(yè)軟件和專用商業(yè)軟件可以通過市場采購，技術轉讓軟件可以通過買斷技術獲得，但自主開發(fā)軟件卻需要長期堅持研究和經驗積累才能具備.核電自主軟件依然是我國核電先進研發(fā)體系建設的薄弱環(huán)節(jié).如何加強和加快適合我國核電技術需要的具有自主知識產權的軟件研發(fā)，以推動核電技術的可持續(xù)發(fā)展，已成為擺在核電研發(fā)企業(yè)面前的重要任務.

2自主化軟件在核電先進研發(fā)體系中的作用

自主化軟件對核電先進研發(fā)體系的支撐作用，主要體現在以下幾個方面.

1）軟件是技術傳承的重要載體.

核電專用軟件集成研發(fā)過程中得到的數據、經驗和成果，具有傳承性，可以讓后人少走前人走過的彎路.專用軟件可以極大地提高系列產品的研發(fā)進程，有效地節(jié)約產品開發(fā)成本，減少試驗驗證工作量.

例如，在CAP1400核電廠研發(fā)過程中，開展蒸汽發(fā)生器一次側流阻試驗和反應堆水力模型試驗等，獲得一回路主設備局部流阻系數.在此基礎上開發(fā)一維計算軟件，可專門用于計算一回路壓降，該軟件計算結果可由電廠實際測量數據驗證或修正，提高程序的準確性.此后，堆型研發(fā)中的類似試驗工作由此計算程序分析代替，可大大提高研發(fā)效率和工程可靠性，見圖1.

軟件是企業(yè)核心競爭力的重要體現.在核電站堆型設計中，必定要開發(fā)大型設備，如果將整個設計流程規(guī)范化形成程序，將成熟的設計分析方法通過程序進行固化，會形成一大批設備設計、系統(tǒng)設計以及儀器控制設計的標準程序.這些程序代表最先進的設計理念、最核心的競爭力，人員可以流動、可以新老更替，但這些程序標準的固化能有效保證設計能力的持續(xù)提升.此外，通過軟件自主化發(fā)展能夠形成軟件品牌，對提升企業(yè)經濟效益和推進技術發(fā)展都有舉足輕重的作用.

2）軟件是設計研發(fā)規(guī)范化的重要組成部分.

核電先進研發(fā)體系的重要標志之一就是通過規(guī)范化的運作實現研發(fā)的規(guī)范化.與傳統(tǒng)的設計方法不同，核電要想實現規(guī)模化發(fā)展，就必須建立持續(xù)的經驗反饋機制，通過標準化設計過程，形成一套能應用于所有類似項目的規(guī)范化解決方案.這種固化設計流程的工作，通過軟件實現是切實可行的.為形成具有自主知識產權的CAP1400核電廠，在整個研發(fā)過程要注意設計流程、設計方法和設計思想的規(guī)范化、標準化和程序化.一個好的工程師不是把所有的經驗和知識裝在自己腦子里，而是能夠形成一個可以共享的資源，形成具有規(guī)范化和標準化的程序或方法.這也是提高整個團隊設計能力的重要途徑.

3）軟件是提高設計效率重要手段.

核電不僅需要考慮安全性，還需要考慮經濟性.自主開發(fā)軟件的應用可以大大提高設計效率，壓縮設計成本，從而降低電廠的建造成本，提高經濟性.因此，具有國際發(fā)展戰(zhàn)略的核電設計機構都應該加強自主軟件的開發(fā)，從而在激烈的市場競爭中脫穎而出.

3自主化軟件的發(fā)展措施和建議

西屋公司在第三代核電技術研發(fā)過程中形成大量自主化程序，這些程序的來源基本分為2個部分.一部分是通過對試驗數據的總結形成分析軟件，如非能動安全殼分析程序WGOTHIC，其程序中實現控制容積、流道和固體構件的模型都是西屋1991年購買的GOTHIC中的基本模型.西屋公司通過對GOTHIC的改進，增加流傳熱傳質關系式、液膜分布模型、一維壁面導熱模型和壁面間的輻射傳熱模型，模擬PCS系統(tǒng)的熱導出能力.經過大量試驗驗證，包括與基本算例的比較和與試驗結果的對比，西屋在GOTHIC基礎上開發(fā)形成WGOTHIC程序，并得到認可.另一部分是西屋通過與專門的軟件公司合作開發(fā)的專業(yè)軟件，如蒸汽發(fā)生器二次側熱工水力分析程序ATHOS最早是美國電力研究院出資由CFD軟件公司CHAM開發(fā)，后來西屋公司引進后進行改進，使軟件的功能更加完善.同時，西屋公司借助外協(xié)CFD公司的力量開發(fā)大量的分析軟件.可以看出，在軟件自主化過程中，除由核電工程師總結開發(fā)外，與專業(yè)軟件公司合作更重要.專業(yè)公司可針對核電領域的問題開發(fā)專用程序，并通過驗證和修正形成專用軟件.

我國從20世紀70年代開發(fā)第一座核電廠開始，核電研發(fā)設計已經走過了40多年.[9]雖然老一代核電人建立起具有自主知識產權的秦山核電站，基本掌握核電設計技術，但是由于各種條件制約，這一過程中所創(chuàng)建的自主化軟件一直可謂是鳳毛麟角.在當前新一波核電建設與研潮中，每個核電技術設計人員、領導層和決策層均應抓住機會，重視和關注設計方法、設計思路和設計手段的程序化與規(guī)范化，努力實現自主化軟件的發(fā)展.

因此，加強自主軟件開發(fā)，特別是三代核電技術自主軟件開發(fā)，提升核電設計軟實力，進一步完善核電研發(fā)設計體系，顯得尤為重要.自主軟件發(fā)展總體思路如下.

1）推動我國三代核電軟件自主化發(fā)展必須堅持自主創(chuàng)新，在自主創(chuàng)新的基礎上加強國際合作與競爭，實現更高層次的自主創(chuàng)新.國家在軟件領域的競爭優(yōu)勢，不可能產生于要素稟賦依賴的比較優(yōu)勢，更不可能從對國外技術的引進和模仿、跟蹤中獲得，而是來自關鍵核心技術的獲取和突破.國際合作和競爭要以自主創(chuàng)新為前提，不斷增強自主創(chuàng)新能力.努力加快完善軟件技術創(chuàng)新體制，推動科研機構、高等院校與企業(yè)建立產學研互動創(chuàng)新的體制，開發(fā)面向產業(yè)化、市場化的項目，支持以企業(yè)為核心的產學研聯(lián)合，充分發(fā)揮各方優(yōu)勢，實現集成互動創(chuàng)新.

2）推動軟件體系的更新?lián)Q代、二次開發(fā)與系統(tǒng)集成.根據工程設計研發(fā)需求及最新研究成果，提出核電專業(yè)軟件研制或改進開發(fā)的需求，并組織國內外科研院所、研發(fā)中心、高校、軟件開發(fā)機構等單位完成軟件設計、模型開發(fā)、試驗研究、軟件編程以及軟件測試和認證（包括軟件二次開發(fā)與系統(tǒng)集成）等工作，實現核心軟件的自主開發(fā)與持續(xù)改進，逐步實現以引進實施為主到自主實施為主的轉變，進而開發(fā)出自主知識產權的系統(tǒng)功能完善的核電專用軟件.

具體開發(fā)措施如下.

1）充分消化吸收已引進的成熟軟件，結合國內設計環(huán)境和特點開發(fā)自主知識產權專用軟件.這類自主化軟件從功能和適用范圍上可優(yōu)于原有程序，其實現方法具有快捷性和針對性.如蒸汽發(fā)生器熱工水力軟件ATHOS的開發(fā)[11]：首先對ATHOS軟件進行消化吸收，認識ATHOS是采用多孔介質引入分布阻力對二次側管束區(qū)進行模擬；然后，充分調研國內開展多孔介質研究的高?；蜓芯繖C構在此領域已有的理論基礎，將分析管束區(qū)的流動和換熱情況等成熟技術與核電工程相結合；最后，開發(fā)用于蒸汽發(fā)生器二次側管束流場分析的專用軟件，形成可替代ATHOS的自主知識產權專用軟件.國際上已形成的類似軟件見表1.

2）對國內已有的專業(yè)軟件進行驗證和功能擴展，形成軟件品牌.如引進于西屋公司的GENF程序專門用于蒸汽發(fā)生器一維穩(wěn)態(tài)熱工水力計算，是蒸汽發(fā)生器設計的關鍵程序.國內也有類似的程序，早在進行300 MW核電廠蒸汽發(fā)生器設計中，上海核工程研究院曾與國內某高校合作開發(fā)類似功能的程序.由于該程序開發(fā)基于當時的設備規(guī)模結構，隨著蒸汽發(fā)生器傳熱管數量的增多，目前已不適用于AP1000或CAP1400等設備的設計.因此，可以結合國內專業(yè)軟件公司或高校的力量，通過資源共享的合作方式，進一步對已有程序的限制參數和適用范圍進行改進和完善，快速形成有效的自主化軟件.

3）結合重大專項研究，對試驗數據進行總結處理形成可連續(xù)開發(fā)的工具和軟件.試驗既費時又費力，一項大型試驗要花費大量資金和時間投入，如高溫高壓回路中開展的蒸汽發(fā)生器傳熱管流阻試驗（見圖2），蒸汽發(fā)生器縮比模型試驗獲得進出口管嘴流阻系數試驗（見圖3）.試驗花費大量人力物力，所以應充分利用試驗結果.科研單位不能僅僅停留在證明自己設計的東西好用就行，將試驗臺架、數據丟棄不用，下次研發(fā)再重復建設，缺乏長遠目光、缺少長久規(guī)劃.應對一次成功大型試驗形成的珍貴數據充分分析利用，總結尋找規(guī)律性，形成程序，以替代類似試驗.

4結束語

過去，我們對于知識和經驗傳承不夠重視，知識相傳還停留在口手相傳，過多依賴人為因素，沒有形成可持續(xù)發(fā)展的軟件開發(fā)能力.這一不足導致大量試驗臺架廢棄，珍貴的試驗數據得不到充分利用.試想，如果能夠把秦山一期等電廠設計中一些關鍵的設計分析方法、設計流程程序化后形成自主化程序.這些經過電廠試驗和運行數據驗證的自主化程序在重大專項研發(fā)中可以大展拳腳，可以少做大量試驗，少走很多彎路，節(jié)約大量研發(fā)經費和設計時間.

總之，作為核電先進研發(fā)體系建設的重要內容，自主化軟件的發(fā)展不僅有利于提升企業(yè)的設計水平和核心競爭力，培養(yǎng)一批高水平的研發(fā)設計隊伍，同時也有利于提升核電廠數字化的設計水平，為我國核電技術的連續(xù)性和可持續(xù)發(fā)展提供支撐和保障.

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篇9

據能源專家預計，在短期內，該進展對法國和全球市場的影響有限。法國對核能的依賴度很高，因此不會像德國一樣迅速淘汰核反應堆。法國一度被視為美國核復興的典范，但現在已經失去了在全球競爭者中的領先地位?！叭蚝藬U張的最新領導者是中國和韓國?！甭槭±砉W院核科學與工程教授安德魯?卡達克（Andrew Kadak）如是說?？ㄟ_克等專家還預測說，從長期來看，法國如果在未來放棄核能，將會嚴重影響全球核研發(fā)。

奧朗德在去年競選期間稱，截止到2025年，法國要把核能在電力供應的比例下調至50%。如果全國性辯論對這一大規(guī)模削減予以確認，那么國有公用事業(yè)單位法國電力公司（EDF）計劃于2016年在諾曼底啟用的新反應堆將可能會成為最后一個反應堆。

“法國減少對核能的支持必然會對核電的聲譽造成打擊，”杜克大學全球變化中心（Duke University’s Center on Global Change）技術政策專家楊啟仁（Chi-Jen Yang）說。然而，楊啟仁、卡達克和其他專家都同意，最大的輸家將是法國，因為該國的技術出口能力可能會被削弱，出口技術指的是法國核能技術公司阿海琺（Areva）的第三代歐洲壓水堆，也是法國電力公司正在使用的設計。

阿?，m公司正使用這個新設計在芬蘭建設一座核電廠，并參與全球招標，希望建造更多核電廠，包括為芬蘭修建第二座核電廠。法國電力公司正在中國修建兩個類似的核電廠，并提出要在美國和英國等國的電廠項目中使用這項技術。

法國正努力在蓬勃發(fā)展的中國核電市場找到立足點。楊啟仁認為，法國可能已經失去了中國市場，市場已被西屋公司和其第三代APl000反應堆占據，中國現有四個這樣的反應堆在建。西屋幾年前同意與中國的合作伙伴分享其技術，而法國還沒有采取這種做法。

專家認為，雖然在反應堆市場上的地位已經出現下滑，但是法國仍然是發(fā)展新進核能技術的主要力量，這些技術在未來數十年內都會發(fā)揮作用。法國原子能委員會――相當于美國能源部――每年出資15億歐元（20億美元）用于“未來核技術”的研發(fā)。與此相比，美國國會2011年提供給能源部的8.85億美元的核能開發(fā)費用相形見絀。

如果法國減少對核能的整體投入，那么包括能力在內的投資成果將會不復存在。卡達克提到法國將乏燃料后處理技術進行工業(yè)化的能力，世界最終可能需要這一技術對核廢料進行管理?！帮@然，法國在這一領域是領先國家，”卡達克說。如果法國減少投入，那么再加工開發(fā)將會“在全球范圍內受到沖擊，我們的核燃料循環(huán)能力也會受到影響?！?/p>

伯頓里克里特（Burton Richter）是斯坦福大學物理學家、諾貝爾獎得主以及阿?，m美國子公司的前董事會成員。他認為，在研發(fā)所謂的第四代反應堆方面，法國的能源機構一直“比美國的實驗室更有效”。這些先進的反應堆可以通過對未濃縮的鈾進行照射和轉化，進而“培育”自己的燃料。其他的設計可以分解廢核燃料。

法國的能源辯論定于今年7月結束，政府預計會在10月草擬法例、建議立法。反核人士稱他們獲得輿情支持，他們引用了綠色和平組織去年委托進行的調查，其中80%的受訪者贊成“法國過分依賴核能”這一說法。

對此，核能支持者予以反駁，他們認為這次辯論會使法國重返核能，因為國內對就業(yè)狀況的擔憂日益增長。另外，法國汽車制造非常支持電動車技術，而沒有法國的反應堆，這些車輛很難使用低碳能源充電。

篇10

Abstract: This paper introduces the basic idea of modular nuclear power, analyzes and studys the application history and current status of domestic nuclear power modular technology, and through the construction of AP1000 Nuclear Power Plant and the construction status studys the influence of modular technology to the construction of nuclear power plants and gives notes and some improvement measures to provide reference ideas for the development of modular technology.

關鍵詞:核電廠;模塊;模塊化;人力需求;模塊產能;AP1000;建造和施工

Key words: nuclear power plant;module;modular;human needs;module production capacity;AP1000;building and construction

中圖分類號:TL3 文獻標識碼:A文章編號:1006-4311(2010)25-0123-02

0引言

模塊化技術有很多優(yōu)點,早已在造船、航空、石化、能源等建設項目中得到成功的應用,有著不錯的建造歷史和較好的建造經驗。因此,美國URD文件在ALWR(先進輕水反應堆)可建造性的政策聲明中要求應用先進的模塊化技術,尤其要求非能動的ALWR更廣泛地采用模塊化建造方式?；诖?當今的第三代核電廠大都采用了模塊化的設計和建造方法,模塊化也幾乎成了第三代核電廠的特征之一。

1國內現狀

模塊的應用在我國也有二十多年的歷史,最早用在核島廠房穹頂鋼襯里施工技術中。例如我國第一座核電站秦山一期即采用了核島廠房鋼襯里預制和吊裝技術,但當時沒有稱作模塊化技術。模塊化技術這個稱呼的出現是最近幾年的事。如今在核電行業(yè)流行的模塊化設計、建造技術應用其實始于秦山三期CANDU反應堆建造,也是真正意義上的模塊化技術應用。

1.1 穹頂鋼襯里模塊穹頂鋼襯里實際是模塊,也可稱為“穹頂鋼襯里模塊”。上世紀七八十年代,秦山一期核電站的穹頂被設計成了上下兩層預制,分別吊裝,以減少吊裝重量。之后的恰希瑪核電站建造改進了這個設計,采用整體預制并吊裝完成。八十年代的大亞灣核電站的穹頂建造和安裝,按照法國的吊裝方法進行,即穹頂分為A、B兩片穹頂分別預制,吊裝就位后再拼接。如今這項技術經過改進,“穹頂鋼襯里模塊”為整體預制,一次性吊裝。

1.2 反應堆廠房鋼襯里模塊應用國內反應堆鋼襯里的安裝一般是單塊鋼板吊裝定位,再與其它鋼板焊接成環(huán),不是一整層鋼襯里吊裝,然后與其它層拼接,通常不稱作模塊化技術。我國鋼襯里模塊化技術應用始于臺山核電#1機組(EPR技術)。2010年3月20日和5月18日,首層和第二層核島廠房筒體鋼襯里模塊吊裝成功。

1.3 其它模塊應用

除了穹頂鋼襯里模塊、核島鋼襯里模塊之外,秦山三期CANDU堆建造中也應用了一些其它模塊,包括機械模塊和鋼結構模塊。其中最有代表性的是“下穹頂模塊”、 “噴淋鋼模塊”[1]。下穹頂模塊是一個鋼結構模塊,與普通穹頂模塊外觀差不多,在地面預置完成由大型吊車一次性吊裝就位。當下穹頂在地面預置時,反應性控制機構平臺同時安裝部件,反應堆廠房也開始安裝設備,做到了平行施工。噴淋鋼模塊是一個機械模塊,位于反應堆廠房頂部。包括了大量的鋼結構、噴淋系統(tǒng)管道、閥門、設備、電氣和儀表等部件,共分為6個子模塊。對照以前同樣的項目,僅這一個模塊就節(jié)省了三個多月的建造工期[2]。即將開始建造的山東石島灣核電站,即20千瓦的高溫氣冷堆核電站(HTR-PM)也將利用模塊化技術建造,包括了廣義和狹義模塊化的兩種概念。

1.4 三門核電模塊化我國正在浙江三門、海陽采用西屋AP1000技術建造四個核反應堆,大量使用了模塊化技術,包括機械、結構兩大類。西屋比任何其它NSSS供應商更徹底地、高度依賴于模塊化技術,盡最大可能地使用模塊化技術來評估AP1000的42個月的建造工期(FCD～COD),其中FCD～FLD的建造工期只需要36個月。西屋認為,36個月的建造計劃最大的單一驅動力就是模塊技術[2]。在AP1000核電廠中,結構模塊大部分為雙層墻體模塊,即CA模塊。墻體模塊吊裝就位后,混凝土再澆注在雙層鋼板中形成墻體。由于模塊是在工廠預制,現場組裝拼接成整體,因此相對傳統(tǒng)的混凝土墻體可以節(jié)省綁扎鋼筋和支模板的時間,做到了平行施工,節(jié)省建造工期。也因為如此,AP1000核電廠的許多區(qū)域都布置有結構模塊,他們分布在核島廠房的大部分區(qū)域。除了結構模塊之外,整個核島廠房和汽輪機廠都分布著大量的機械模塊。

1.5 三門核電模塊化存在的問題目前,三門核電機一期工程正處于建造中,大體上來說情況不錯。但由于AP1000沒有建造過首堆,因此出現了不少問題,要實現50個月建造周期(FCD~FLD,理論計劃應為36個月)困難很大。表現在:

1.5.1 模塊的數量發(fā)生變化因為沒有建造過首堆,模塊施工設計未完成,因此數量一直變化,趨勢如圖1。

1.5.2 模塊詳細設計要求不明模塊設計初期,模塊設計只有一本技術規(guī)格書,規(guī)定了模塊技術總要求,但模塊的詳細要求、圖紙的細節(jié)等沒有制定,設計反復修改,浪費大量時間。

1.5.3 模塊設計進度滯后模塊設計未及時完成造成了三門、海陽核電廠建造進度滯后。例如KB10、KB13兩個模塊,位于廠房最底層,2008年10月左右才完成REV.0版圖紙,此時距離三門FCD只有5個月時間。

1.5.4 采購進度滯后采購進度滯后影響模塊設計和預制,因而又造成現場施工進度滯后。

1.5.5 模塊安裝問題多(設計變更工作量巨大)AP1000建造經驗表明,各個模塊碰撞多、安裝困難等問題較多,設計變更數量大,進度受到很大影響。

2模塊化注意事項

核電廠模塊化應結合各個廠址不同的廠址特征條件進行具體考慮,并進行詳細評估,以實現模塊化建造的目標。除了上述問題之外,核電模塊產能不足和核電建設人力不足兩個方面問題也需重視。

2.1 模塊產能不夠目前我國僅有一座已建成模塊工廠,產量為年產兩座AP1000核電廠模塊。而另外兩座核電模塊廠(中核二三公司益陽核電設備廠和中核華興南京核電設備廠)處于建造計劃中,其產能估計都在年產兩座AP1000模塊,且投產日期都將在2012年初左右。考慮到ASME取證等影響因素,投產日期可能滯后。根據世界核協(xié)會(WNA)的報道,我國目前采用AP1000技術的核電項目有48個反應堆,近兩年之內也有將近18個堆。

2.2 核電廠建造人力資源不夠根據美國能源局(USDOE)NP2010計劃對第三代核電廠建造人力資源需求的預測,一個堆頂峰時期人力需求大約需要2400人,如表1。秦山三期經驗表明,兩座70萬千瓦重水堆建造高峰期(2001年)的建造人力數約為7000人,此時,現場仍然需要雙班工作?？紤]到子分包商以、業(yè)主、AECL等的人力,其現場總人力高峰期超過8000人。根據美國和中國的實際國情,考慮到雙堆建造時間間隔、雙堆建造人力資源的優(yōu)化作用、模塊化建造的節(jié)約人力作用以及QS III的模塊化施工情況,估計每個雙堆建造總人數高峰期應在5000~6000人之間。我國在建和近期(2011年底之前)計劃建設的機組共有56臺機組(含AP1000技術)和更多規(guī)劃中的機組。按照25臺雙機組估算,2011年底前,熟練工的數量需求也達8.8~10.5萬左右,高學歷人才將在3.8~4.5萬之間(據表1)。然而目前我國高校本科核專業(yè)畢業(yè)人數不到1000人/年[4],各主要施工單位熟練工人數也無法滿足需要,缺口巨大。

2.3 模塊設計和進度管理優(yōu)化三門和海陽AP1000核電廠的建造經驗表明AP1000模塊設計必須在至少三個方面重新優(yōu)化:①模塊設計;②模塊設計進度;③模塊建造進度管理。模塊設計優(yōu)化包括模塊設計和和材料國產化兩方面,并應綜合起來考慮,方便制圖、采購和安裝,減少碰撞等問題,做優(yōu)施工設計。模塊設計應在建造開始前完成,以方便設備采購、預制和其它工作,減少變更,從而加快施工進度。QSIII的經驗表明,最終的施工設計圖紙和文件至少需要比FCD提前9個月完成并到達現場。而日本的經驗則顯示,提前完成設計還可以節(jié)約現場人力大約40%。

2.4 其它需要考慮的問題除了上述問題之外,模塊工廠本身和模塊運輸兩個問題也需要認真關注。模塊工廠考慮應集中于模塊工廠的產能、硬件設施、管理水平和模塊預制經驗等,這些都可能成為制約模塊生產進度的短板。當模塊預制工廠短缺,利用其它工廠如船廠、普通的模塊工廠時,這些因素必須考慮到。而運輸方面則應集中于場外運輸條件。三門和海陽的模塊運輸采用水路運輸+短途陸路(要求為沿途無橋梁與隧道的國內二級公路標準道路)方式,交通比較方便。對于內陸AP1000廠址,場內運輸作為AP1000核電廠的特征之一,廠內運輸能夠很好解決。但場外運輸也許要借助全陸路運輸或者內河航運,公路與河道的運輸條件能否滿足要求則需要仔細評估。

3結束語

模塊化技術及其理念是一種很好的核電設計、建造方法,理論上能為核電建造節(jié)約不少時間和投資費用,因此吸引了許多用戶。得益于模塊化技術的發(fā)展進步和AP1000技術在我國的大規(guī)模推廣應用,我國的模塊應用水平得到了快速發(fā)展和提高。然而,模塊化技術也有它的局限性。三門和海陽的模塊化建設經驗表明,我國的核電模塊化建造還遠未達到成熟的水平。上文的分析探討顯示,模塊化技術的應用需要解決的問題很多,挑戰(zhàn)很大。理論上的好處能否轉化為實實在在的利益應結合廠址進行具體、詳細的分析和論證,并在設計建造技術實力、項目管理水平達到足夠的高度和建造參與各方的密切配合下才能實現。

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