第三代核电范文
时间：2023-03-30 09:33:35
导语：如何才能写好一篇第三代核电，这就需要搜集整理更多的资料和文献，欢迎阅读由公务员之家整理的十篇范文，供你借鉴。
篇1
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。
篇2
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
篇3
据美国核能研究所(NEI)的最新统计，截至2011年1月，中国在建核电站超过了全球的40％，在建规模居世界第一。
但在日本发生的核泄漏事故无疑给中国泼了一盆冷水。中国核电战略该往何处发展成为人们普遍关注的话题。
中国需要核电
核电专家、中国能源研究会常务理事鲍云樵在接受本刊记者采访时指出，中国的工业化发展需要强大的能源支撑，在能源结构转型的背景下，中国的核电产业虽然受日本福岛事故影响发展放缓，但不会影响到整体发展规划。
“美国的能源消耗总量是中国的5倍，人口却只有中国的1／5，中国如果达到美国目前人均水平则需要提高25倍，这意味着全世界所有能源加在一起也不够用。所以，中国能源发展必须走低能耗、低碳的道路。”鲍云樵说，核电作为清洁能源，对改变中国的能源结构非常必要。
鲍云樵曾任中国“863”高技术计划能源领域、能源发展战略研究专家组组长，国务院核电办公室核电专家组组长。1965年，他在原子能研究所参加过中国第一个核电发展规划研究，而当时日本的核电同样处于起步阶段。四十多年后，日本核电装机已经占本国总电源装机容量的35％，而中国只占1.5％。煤炭依然是中国能源消耗的绝对主力，占70％，其次是石汕，占10％。
中国经济重心偏东南，能源资源偏西北，北煤南运、西电东送是能源消费的独特状态，必须通过发展水电、核电来改变这种能源资源与经济中心错位分布的格局。
鲍云樵对本刊记者说，核电的优势主要体现在三个方面：
首先，核电作为现代化资源，能量密度很大，且可以在选址上靠近用电负荷中心。一座装机容量100万千瓦的核电站一年只需30吨燃料，一专列即可运至现场。但如果是煤电则需要350万吨煤炭，这意味着需要1000列火车输送。苏联、美国等国家都在远离煤炭资源的地区建立核电站。
第二，发展核电在经济上处于优势。最近几年，国际市场上煤、石油大幅度涨价，但是核燃料价格却一直比较稳定。即使面临核燃料涨价，由于核燃料成本占核发电成本的比重很小，核电的电价受核燃料涨价的冲击比火电小得多。越是往后，发展核电的经济优势就越明显。
第三，煤炭等传统能源开发已接近饱和，虽然国家规划在全国建设13个亿吨级的煤炭生产基地，但依然供不应求。10年后，中国的能源需求将达到45亿吨标准煤，比现在增加近1／3，能源缺口巨大。
复旦大学核科学与技术系副主任陈建新教授也认为，从能源战略角度，中国必须考虑到核电发展的重要性。按照目前世界能源消耗水平来看，已探明的煤炭还可供开采用200年，石油仅够30年-50年，从提供稳定的动力能源这点上，目前除了核电外，还没有大规模的替代能源。
管住“关起来的老虎”
由于核能是以致命武器的面目问世的，在很多人心里，核意味着“恐怖”。
鲍云樵说，核电站就像―只被关起来的“老虎”，只有出来了才会咬人，人们也应该看到核电安全的一面。
“中国目前的核电站是在二代核电技术上进行的改进，从安全性能上发生堆芯融化的几率很低，应对类似日本福岛核事件没有问题。”他说。此外，中国的核电站没有建在地震带上，只要没有不可预测的特大事故，就是安全的。
据他介绍，过去核电站设计思路是用“加法”因为“老虎”很可怕，就找个笼子(冷却方法)罩住；一个笼子不够，再罩一个笼子；还不够，再罩一个笼子a新型设计的原则是用“减法”，拿中国将要发展的第三代核电站来说，它采用了固有的、非能动的系统，无须预备电源便可实现堆芯自动冷却。
陈建新教授对“非能动”安全系统做了更详细的解释。他说，该系统就是在反应堆上方顶着多个千吨级水箱，―旦遭遇紧急情况，不需交流电源和应急发电机，仅利用地球引力、物质重力等自然现象就可驱动核电厂的安全系统，巧妙地冷却反应堆堆芯，并对安全壳外部实施喷淋，实现降温从而恢复核电站的安全状态。
“核事故的发生，既是坏事，也是好事，使得人们想出各种办法来管住‘老虎’。”鲍云樵说，第三代核电技术即使遇到比日本更严重状况，也可以依靠堆内自身系统保障安全。同时，电站也配备多种电路、多种电网、自备电源等预防多种状况发生。
美国、法国等国家已公开宣布今后不再建造第二代核电机组，只建设第三代核电机组。中国未来的发展重点也是如此。第三代核电站将采用美国西屋最先进的第三代先进压水堆核电技术(APl000)，从设计上吸取了国际很多核事故的经验，把预防和缓解严重事故作为设计上的必备要求，发生严重事故的概率比第二代核电机组小一百倍以上。
按照中美合作计划，世界上第一座第三代APl000核电站将于2013年在中国浙江三门建成。
反思非常必要
日本福岛核泄漏事故后，世界上反对核电的声音越来越高，德国、瑞典、西班牙、意大利等国家都已经声明核电计划要谨慎。
发生在1986年的切尔诺贝利核事故，使得核能的利用在世界范围出现了近二十年的萧条期；这次日本福岛核电事故的发生，又一次引起人们对核电的争议。
陈建新教授认为。在全世界面临能源缺口的大环境下，世界各国，尤其是经济大国不会放弃核电。譬如，法国对核电的依赖程度达到78％，很难想象法国离开核能会出现怎样的状况；日本今后发展核电势必会遇到更大的阻力，但作为一个缺少能源的国家，放弃核电也是不可能的。
在一些国家比如德国，核电的发展不仅是经济问题，而是成为政治手段。鲍云樵在德国曾经参观过SNR-300核电站，这是一座电功率达30万千瓦的快中子增殖堆核电站，但是由于环保组织反对强烈，该州州长在竞选时打出“无核电发展”的竞选牌，因此从建成后从未使用过。鲍云樵认为，即使有部分国家目前决定退出核电发展，但在将来到了能源问题很难解决的时候，他们籽再次面临抉择。
福岛核危机也为中国核电近年来井喷式的发展提供了一次降温和自查的契机。
3月16日，国务院连发5条措辞严厉的规定，立即组织全面安全检查；加强正在运行核设施的安全管理；全面审查在建核电站；不符合安全标准的要立即停止建设；严格审批新上核电项目。
“放缓是正确的和必要的，但中国不会因为此次核事故就改变发展核电的决心。”鲍云樵估计，由于之前国务院要求在核安全规划批准前暂停审批核电项目，而短时间内核安全规划难以出台，因此核电新项目将在一定时期内无法上马。这将使核电中长期规划面临一些调整，中国计划2020年核电发展到8600万千瓦的目标可能达不到了。
作为一生都在为推广核电建设而努力的核电专家，鲍云樵认为，日本核危机是人类面临的共同灾难，中国 必须进行反思。由于种种原因，中国的原子能法还没有出台，法律支持条件尚不充分，核电行业多头领导，发改委、科技部、环保部等多部门交叉管理导致机构重叠、管理松散且职责不明确，有必要进行机构改革。
此外，鲍云樵认为，核电发展绝不能盲目跟风，“认为有钱有地皮就可以建核电站的思想必须改变，千万不能与民用产品的生产要求等同起来”。他指出，虽然发展核电有安全审批制度、行业标准与规范，但是地方官员对核电的复杂性、特殊性的认识仍然不足。
陈建新也认为，日本作为一个防灾意识较强的国家，在面临意想不到的特大海啸时也如此措手不及，中国在发展核电方面不能存有万分之_的侥幸。他指出，对核电运行操作技术人员在上岗前的培训务必严格把关。
但令人不能轻松的现实是，中国核科技人才严重紧缺，实验教学仪器设备的购置费用动辄以百万元计，近年来，虽然全国有四十多所高校开设了核专业，但拥有高水准师资和完备教学设备的十分有限。
应急机制不可或缺
目前，环保部和国家核安全局已经启动了为期数月的核电大检查，检查范围包括中国13个运营核电机组，近30个在建机组和90多个筹建机组。
国家环保部核安全和环境专家委员会委员郁祖盛说，此次安全检查的标准是国际上最先进的标准――核安全导则HADl02，按照这份核安全规定，二代核电站--以及二代改进型电站不完全符合要求，必须要有安全预防措施。
郁祖盛说，检查的范围中，已运行的13个机组设备与日本福岛相比晚了20年，比较而言虽技术略先进，但在预防严重事故方面尚有差距；在建的28台机组中，有6台采用第三代核电站技术，另外22台由于与新的安全法规有差距，因此成为检点。
对于筹建机组，是继续建第二代改进型核电厂，还是直接采用第三代技术，目前在业界还有争议。郁祖盛认为・“这已经不是技术层面的争论，从核安全专家的角度，我个人认为不应再建二代电厂，因为二、三代安全水平差别很大。”
“按照总体检查情况来看，中国的核电站总体安全是可以接受的，但还有改进的余地。”郁祖盛说。
事故的应急处理，是保障核电安全的另一方面。
国家核事故应急协调委员会办公室是全国核事故应急工作的行政管理机构，负责收集情况，组织分析研判，提出报告和建议。
“日本核事故发生后，中国国家核事故应急协调机制也立即启动。”国家核事故应急协调委员会办公室副主任许平介绍说，除工作人员24小时加强值班外，辐射监测、辐射防护、医学应急等核事故应急技术支持中心和救援分队的专家也全天候待命，以最快的速度分析研究并反馈研判结果。国家核事故应急协调委员会根据研判结果进行每日会商并权威，做到信息公开、透明、及时、准确，对民众负责。
许平介绍说，中国目前核事故应急采取国家、省(区、市)、核电运营单位三级管理体系。国家核事故应急协调委员会由国务院和军队系统的20个部门组成，省级核事故应急委员会组成部门还要多一些。
篇4
关键词：核电站；厂房；结构；设计
目前核电技术已经发展到第三代“欧洲压水堆（European pressurized water reactor，EPR）”，它是这一种改进型产品，它是以被验证的技术为基准，由法马通和西门子根据欧洲用户要求联合开发，以提高安全性和经济性。
1工程概况
某核电工程采用第三代核电机组，装机容量为2×1750MW，常规岛厂房纵向长度109.85m，共10排柱，最大柱距14.5m，其他柱距8-13.5m，横向仅一跨，跨度57.2m，厂房柱柱脚标高-14.5m，零米层以下除-7.5m作为中间层外，某些局部还有一些夹层作为设备平台，厂房零米层仅南端的局部有楼板，其余位开空，零米以上的主要楼层为标高10.9m的运转层，在零米和运转层间有局部设备夹层，运转层以上直到标高约为42.3m的屋架下弦为空旷空间，汽轮机纵向布置在常规岛厂房中央，与汽轮机基座柱连接的各平台采用滑动支座，汽水分离再热器(MSR)采用立式布置，底部球绞支座支撑在混凝土立柱上，中部在10.9m与结构楼层连接，传递水平作用力，HM厂房设置有一台额定起重量300t/100t的主行车和一台额定起重量20t的辅助行车，另有一台悬挂于主行车大车上，额定起重量100t的MSR安装及检修吊车。在四台电动给水泵上方还有一台额定起重量40t的起吊给水泵的吊车，悬挂标高约在-2.5m处，用于MSR安装及检修吊车的拆装。
2 常规岛厂房结构布置特点
该核电工程常规岛厂房采用钢框架架构，周边框架柱采用带支撑的架构体系，柱脚与基础固接；各层钢平台采用柱脚固接的框架结构体系，平台钢梁通过刚接方式与平台柱连接；平台钢梁与汽机基础的连接采用滑动支座的方式，屋盖采用双坡梯形钢屋架，屋架上下弦杆均与框架柱连接，形成钢屋架与钢柱间刚接结构体系，以减小柱的计算长度。框架柱截面为上下小、中间大的型式，充分考虑构建的受力需求。
3厂房结构分析
3.1 设计荷载及组合
3.1.1 荷载工况
第三代核电常规岛主厂房设计主要荷载：恒荷载、工艺荷载、活荷载、吊车荷载、风荷载、地震作用。
3.1.2 荷载组合
第三代核电常规岛主厂房结构构件设计时主要考虑以下几种荷载工况组合，各工况的组合值系数根据相应规范合理选取：抗震工况组合；安装工况组合；正常运行工况组合；试水工况组合；无风荷载、无地震，吊车空载工况组合；无风荷载、无地震，吊车满载工况组合；有风荷载、无地震，吊车满载工况组合。
3.2 自振特性
常规岛主厂房的主要设备如MSR、高低加热器、除氧器等都集中在靠近1轴线一侧，而10轴一侧因设备少，荷载相应也小很多。因此，荷载的合力中心偏向于1轴线，结构布置上充分考虑荷载合力中心与结构刚度中心的重合问题，将1轴一侧的框架、支撑截面适当加大，以避免过早出现扭转振型。调整后结构的前三阶段振型分别为横向平动、纵向平动及转动；周期分别为1.065、1.046、0.820 s，两个平动周期相近，且大于转动周期较多，自振特性是合理的。与常规火电项目主厂房相比，第三代核电常规岛主厂房的自振周期较小，其主要原因为核电厂主厂房的设备及管道荷载较大，从而要求结构的构建截面比常规火电项目要大，所以核电厂主厂房结构刚度大于常规火电，核电厂主厂房自振周期较小。
3.3 抗震设计
根据中国地震局地质研究所提供的相关报告，该核电工程常规岛主厂房框架结构弹性分析按7度，地震动峰值加速度0.1g，场地类别为I类，特征周期0.25s。
对于HM厂房，结构弹性阶段地震作用按上述报告中提供的常规岛地面加速度反应谱计算，并补充进行SSE级地震下的弹塑性变形验算，以保证结构在SSE级地震下不会倒塌。
抗震分析采用振型分解反应谱法并按CQC组合方式计算横向和纵向地震作用，计算中钢结构阻尼比按多层钢结构考虑取0.035，计算重力荷载代表值的组合值系数ψi (也用作模态分析时各参振质点质量的折减系数)按表1取用。
抗震分析时按主行车停靠在1轴一侧（主行车的停车位置）进行质量源计算，不考虑主行车运行在其他位置上的地震作用。
表1 重力荷载代表值的组合值系数
荷载类别 组合值系数ψi
恒荷载 1.0
一般设备荷载 1.0
MSR 0.8
除氧器和加热器 0.8
吊车 1.0
计算框架用的楼面活荷载 0.5
汽机房屋面荷载 0
MSR立式布置是抗震 的布置方式，其下部连接，只传递竖向力，中部与运转层楼面水平向连接，所受地震力全部传到运转层，模态分析时可以发现MSR设备对结构的振型影响很大，设计中合理布置运转层与MSR的水平传力钢梁，使地震力合理、明确地传到框架结构上。
根据第三代核电常规岛主厂房的布置特点可知，除周边结构为带支撑的框架结构以支撑为主要水平抗震体系外，其余各榀均匀为钢框架结构。由于框架结构自身承受水平地震力，主厂房的中间层（-7.5m）及运转层（10.9m）为混凝土楼面结构，可以有效地加强结构的整体性。
由抗震分析可知，在纵向地震作用下，因设备质量分布均匀，结构的抗震性能良好，两侧支撑承担大部分水平地震力；而在横向地震作用下，因设备集中在1轴一侧，此侧水平地震力远大于另一侧，所以设计中将1轴处垂直支撑加大，另一方面因为支撑截面的加大，1轴处的抗侧向力刚度也有显著提高，结构的刚度中心向此侧偏移，接近横向水平地震力合力中心，结构更加合理。
第三代核电常规岛主厂房抗震由位移控制，MSR设备要求运转层（10.9m）在地震作用下控制位移不超过18mm，柱脚标高-14.5m，柱高h=25.4m,层间位移角θe =1/1411，远小于《建筑抗震规范》规定的多、高层钢结构[θe]=1/300。为满足位移要求在运转层以下周边框架均设置交叉支撑，增加刚度，而在运转层以上采用单撑。
3.4 屋面结构设计
该核电工程常规岛主厂房采用有檀体系双层压型钢板轻型屋面，(1)横向跨度大，达57.2m，属于大跨度屋面结构；(2)主厂房框架结构设计要求屋架与框架柱刚接；(3)屋架上需考虑设置一台40t的吊车。
据上述特点设计时主要考虑了网架、平面衍架、带托架的平面衍架及空间衍架4中方案。
平面衍架结构受力明确，在电力领域有成熟的设计、制造、安装经验，可以工地拼装、整体吊装，施工快捷，它的特点在于屋面支撑和檀条受长细比和挠度控制，强度没有充分发挥，用钢量稍大。
带托架的平面衍架结构是在平面衍架结构的基础上衍生出来的，平面衍架不仅仅支撑在框架柱上，还生根与框架柱间的托架上，这种结构可以有效地减少平面衍架中每榀衍架承受的载荷，从而减小构件截面，并且由于衍架间距减小，屋面的檀条截面也可以有效地减小，檀条更为经济，但考虑到该核电工程汽机房屋面结构与框架柱之间的连接为刚接，次方案在托架处要做到刚接相当复杂，且衍架构件和檀条截面减小的代价是增加了衍架的榀数，综合用钢量的节省效益不明显，故不采用此方案。
空间衍架结构采用钢管焊接成倒三角形的载面，用刚量小、受力明确、结构合理，而且简洁美观，钢管之间是采用相贯焊接，但对施工工艺要求较高，施工时局部还要搭设脚手架，对设备安装工期会有影响，业主和施工单位顾虑颇大。
对以上几种方案分别建模计算，虽然从经济性角度看网架和空间衍架结构更有优势，但综合考虑设计、施工、功能、安全、工期以及业主需求等多种因素条件，最终确定采用平面衍架结构方案，该结构简洁、传力清晰、受力合理，同时与工艺专业配合，将屋顶吊车移至屋架间距最小的主跨内，以减小吊车对屋架结构的不利影响，做到最合理的设计。
4 注意事项
（1）该工程常规岛主厂房结构布置复杂，夹层较多，设计时需要充分考虑其结构的不规则性，进行合理布置。
（2）抗震设计时需要着重考虑设备荷载的不均匀分布，合理布置结构的抗侧力构件，是结构的荷载合力中心与结构的抗侧力刚度中心接近，以减小扭转效应，降低地震不利影响。
（3）MSR立式布置虽然在平面上节约空间，但由于其水平力通过一点传递到主厂房结构，从主厂房抗震角度考虑不利布置，设计时需要着重考虑，采取有效措施降低不利影响。
篇5
一边是国家首脑兼任“推销员”，为核电出口铺路；另一边是中国自主研发的第三代核电技术在国内尚无一个落地项目。
与近邻韩国、日本主推一种堆型不同，目前中国有“华龙一号”与CAP1400两种第三代核电技术在国内外同场竞争。
好在全球核电蛋糕足够大。尽管有着日、韩、俄、美及法等核电强国的竞争压力，在全球低碳经济的压力下，中国核电的海外空间依然不小。
相比其他清洁能源，核电是目前少数可以稳定、大规模获取的。国际原子能机构2013年乐观预测，到2030年世界核电装机容量将从目前的373吉瓦增长到722吉瓦。
出海的中国核电，面临一场内炼与外修。
“走出去”呼声高涨
一个常被提起的说法是：出口一个核电站，相当于出口100万辆桑塔纳轿车。
“核电‘走出去’首先发声于设备制造领域。设备制造能力在满足国内需求之后，仍有余力，需要走出国门。”中国核能行业协会副理事长、国家核安全局原局长赵成昆告诉《望东方周刊》。
自2005年起，中央政府开始在广东、浙江、辽宁、福建、山东等沿海地区布局新建核电站，并于2007年确定了“2020年建成4000万千瓦，在建1800万千瓦”的目标。
为适应核电发展，核电设备制造企业特别是上海电气、东方电气、哈尔滨电气，以及一重、二重，先后投入300多亿元，全方位提高设备加工能力。
至今，中国的核电制造行业已经形成每年8到10套核电主设备生产能力，并有望在两三年内达到每年14套的能力。
福岛核电站危机前夜的两三年，更是中国核电突飞猛进的时代：每年都有6到9台机组获批，目前在建的30多台机组大部分都是那时获批的。
到2010年，“十二五”规划中将2020年的核电装机目标提高到“8600万千瓦，在建规模在4000万千瓦”。
不过福岛危机的突袭，使得中国政府谨慎下调了数字：“到2020年建成运作装机5800万千瓦，在建3000万千瓦”。
如此，每年6套机组产能过剩，亟待寻找出口。“今年任务还可以，假如明后年没有新的任务，我们就有了挑战。”日前在北京的中国国际核电工业装备展览会上，上海一家核电装备企业销售主管向本刊记者透露。
在此背景下，中国核企及设备制造企业多次呼吁实施核电“走出去”的国家战略。
最近一次集体发声是2014年两会， 核电全产业链的11位全国政协委员联名呼吁国家支持核电出口。
“从长远看，中国核电企业要走出去，在世界上占有一席之地。带动国内技术进步、产业升级，为民创利，符合世界能源发展的大趋势，也是对发展中国家的强有力支持。”赵成昆说。
海外激烈拼杀
等待中国核企的，是一场激烈的海外拼杀。
2009年底，韩国电力公司在阿联酋竞标中，一举击败老牌法国企业等强手，获得200亿美元的核电项目。
过去几年，韩、日在海外屡获大单。福岛危机后，虽然日本国内核电定位尚不明朗，首相安倍晋三在海外推销日本核电却不遗余力。
韩日核电的崛起，大大压缩了中国的市场空间。
2013年4月，安倍到沙特阿拉伯推销日本核电技术。次年2月19日，沙特阿拉伯王子萨尔曼就到东京与安倍缔结了核能协议。
2013年底，国家能源局局长吴新雄曾造访沙特，推介中国核电产品。尽管当时双方“达成多项重要共识”，但现在沙特留给中国的份额已经变少。
业内不乐观地认为，中国可能失去沙特核电市场。
赵成昆说：“俄罗斯是全球核电的最大赢家，占据了近四成世界市场，在中国、中亚、印度、伊朗、越南等地都有收获。”
中国核企姗姗来迟：过去两年收获了4个订单，相继签约巴基斯坦、英国、罗马尼亚、阿根廷。此前，中国在海外仅有4个核反应堆，均为在巴基斯坦的二代技术。
此次出口巴基斯坦的ACP1000反应堆，是中国具有自主知识产权的三代核电技术第一次走出国门。
而罗马尼亚、阿根廷的项目都是与加拿大共建的二代重水堆。其与安全性能更好的三代机组比，已不是市场主流。
承建上述项目的中国广核集团有限公司（以下简称中广核）没有独立自主知识产权，与加拿大康杜公司（Candu Energy Inc.）合建，以融资、建安的优势介入。
最为轰动的还是中广核获得英国巨额反应堆扩建项目，这是中国核企首次进入发达国家的核电市场。
其实此次英国项目160亿英镑的合作中，中广核出资140亿英镑，与法国电力公司共建，却持股30%至40%。中方资本输出的方式与日韩的技术输出有着本质区别。
中国三大核企，主攻阵地各有侧重。中国核工业集团公司（以下简称中核）的目标为阿根廷、非洲；中广核的阵地是英国、罗马尼亚、乌克兰及泰国、越南等东南亚国家；国家核电技术公司（以下简称国核技）的重点则是南非和巴西。
久不落地的示范堆
第三代核电技术将主宰未来核电市场，但中国还没有一个独立自主知识产权的三代核反应堆落地。
愿意第一个吃螃蟹的人很少。中国核企在海外推销技术，已经不止一次被买家质疑：“你们自己都没有使用过，怎么让我们放心”。
俄罗斯的VVER核电技术，连获20多个海外合同，也得益于它在国内、中国田湾核电站成功运行的示范作用。
“核电项目如没有经过技术、经济性和安全性的工程考验，走出去有一定困难。‘走出去’最紧要的是拥有自主知识产权，建一个示范堆，给人家信心。”赵成昆说。
掌握自主知识产权也是掌控核电市场的先决条件之一，否则“只有当小伙伴”。
据赵成昆及国家核电技术公司专家委员会专家郝东秦介绍，中国现在有两种具备自主知识产权的三代核电技术，国产化率都已达到85%以上。
一个是国核技在引进、消化、吸收美国西屋公司AP1000的基础上，自主研发的第三代非能动大型先进压水堆核电机组CAP1400。
另一个是中核、中广核在过去30年核电发展基础上研究的“华龙一号”。这也是国家能源局解决中国核电技术路线不统一的产物。
2012年英国一个核电项目招标，中广核、国核技分别联手法国阿海珐公司、美国西屋电气搭档竞标。
在南非，三家企业也是争相邀请对方来中国考察。在中国三代核电尚未真正出口之时，这样的内部竞争让人慨叹“相煎何急”。
中核ACP1000、中广核ACPR1000+，源头都是法国的核电技术。2011年国家有关主管部门提出将两者合并，中核、中广核谈判十多次没有进展。直到2013年4月，国家能源局负责人找双方负责人谈话，才促成“华龙一号”的合并。
郝东秦是“华龙一号”设计评审委员会的专家之一。他告诉《望东方周刊》：“设计标准有消除大量放射性物质释放的可能性、纵深防御、抗震抗洪、寿命60年、良好的经济性等标准。”
“华龙一号”落地的前提是，通过国家能源局、核安全局等单位的评审。
赵成昆透露，CAP1400在国家能源局的初步设计审查从2013年就开始做了，国家核安全局的安全审查也正在进行中。按照常规，接到任务到给出评价需要一年。
郝东秦也是国家核安全局评审专家库的成员之一，他说：“目前还没有听说谁被选中去作评价。”
而CAP1400也在等待最终审查结论。目前它的问题是，其前身AP1000最重要的主泵，美国西屋公司同意转让，却在制造中遭遇困难。
CAP1400主泵的容量更大。国核技预见到困难，打算更换国产化的屏蔽电动机主泵、湿绕组主泵。上海电气、沈鼓集团正在开发这两种零件。
国核工程有限公司本来计划2014年8月在山东石岛湾建造两台CAP1400机组，现已很难实现。郝东秦说：“8月底前，国核技已经做好开工准备，年底之前可能开工。”
客观形势也催促着核企与审查者们。按照到2020年的目标，中国还需要十几个堆。建核电厂周期5～6年，也就是说今明两年有十几个堆要开工。而现在2014年过半，还没有一个堆开工。
2014年4月18日，总理在国家能源委员会的会议上说：“要在采用国际最高安全标准、确保安全的前提下，适时在东部沿海地区启动新的核电重点项目。”到6月13日，在主席主持的中国财经领导小组会上，“适时”变成了“抓紧”。
资本优势助力出海
此前业界曾传说：主管部门确定“华龙一号”只用于出口。
本刊记者向赵成昆、郝东秦等人求证，均未获肯定。
“理论上都可以出口，近期‘华龙一号’也许更加现实一点。走出去还是要先建示范堆，技术、运行等等需要工程检验。‘华龙一号’属于渐进式的，技术设备一步步过来，到目前为止所有重要实验都完成了，它的风险，我个人认为要低一些。”赵成昆说。
郝东秦则认为：“两个技术都有‘走出去’的潜能，世界上要建设核电的国家很多，国情各不相同，对核电也各有需求。每一种机组机型都要与国外技术竞争，独立参加招投标。”
赵成昆的理解是，“华龙一号”既然能走出去，表明有技术、经济上的竞争力。中国是一个需要发展核电的国度，在一个大国内采用两种技术，并不为过，也可避免风险。
曾有专家向本刊记者坦言，AP1000当年的引进、消化、吸收，国家花费了大量资金。如果“华龙一号”进展顺利，在国内获得成功，那AP1000处境将十分尴尬。
“华龙一号”、CAP1400尚未落地，两大核电巨头与国核技之间就有些剑拔弩张。
目前国核技并没有核电运营牌照，还不是核电业主单位。“国核技打算和拥有核电运营牌照的中电投合并，操作到很深的地步了，不知道最近进展如何。我本人支持这种合并，于国家于企业都有利。”赵成昆透露。
出海之前，新的核电格局下已是暗潮涌动。
为在海外形成合力，4月初，三家核企发起成立了中国核电技术装备“走出去”产业联盟，邀请14家核电产业链单位参加。
三家核企轮值主席，国家能源局派遣观察员参与秘书处工作。
如果说“走出去”产业联盟是核企发起的一场内炼，那么后起之秀如何在激烈的竞争中谋得一席之地，也需要在海外循序渐进地“修行”。
如上文所述，中广核以资本优势与法国公司一道叩开英国核电大门，这是中国核企进入海外项目的一条典型路径。
“科学地分析国际核电市场，找准位置，稳扎稳打。当前可跟国外组成联队，一道寻找项目，争取把优势发挥出来，争取到项目，不可能一下子达到整体出口的标准。在整个过程中学习先进的技术、管理，积累方方面面的经验。”赵成昆说。
中国核电的优势首先是充裕的资金。英国项目中，正是英国公用事业企业森特理克集团及法国电力公司前期融资不够，才有了中广核的机会。
此前30年，中国企业是全球唯一没有间断核电建设的企业，建造技术和能力得到国际认可。2012年秋天，国际原子能机构将其全世界唯一的核电建设培训机构――核电建设国际培训中心设在了中核二三公司。该中心面向孟加拉国、印度尼西亚、马来西亚、菲律宾、泰国、越南核电同行展开培训，这些国家都是亚洲新兴的核电市场。
而且，中国核电厂运行20多年，在7级事故标准中，还没有发生过2级或2级以上的事件和事故，未发生环境事故。
篇6
关键词：核电站；严重事故；设备鉴定
中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1009-2374（2013）24-0104-03
1 概述
HAF102《核动力厂设计安全规定》“设备鉴定”要求：必须采用设备鉴定的程序来确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件下执行其安全功能的要求。在可能的范围内，应该以合理的可性度表明在严重事故中必须运行的设备能够达到设计要求。
设备鉴定是指：制造及维护的证据以证明设备在符合鉴定规范的情况下，满足其具体的工况条件。对于设备鉴定，已有相应的标准及规范，但相关研究均是针对二代加核电站，并且是基于设计基准事故下的鉴定，对于严重事故下的设备鉴定，目前尚未有具体研究或相关标准。
福岛核事故发生后，核安全更加受到重视。根据《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》：我国核电厂具有一定的严重事故预防和缓解能力，安全风险处于受控状态，安全是有保障的。为了进一步提高我国核电厂的核安全水平，国家核安全局依据检查结果对各核电厂提出了改进要求，包括“应急补水及相关设备技术要求”等8项改进，其中部分改进（例如应急补水及相关设备技术要求）与严重事故相关。
根HAF102的规定：核动力厂状态一般包括：正常运行、预计运行事件、设计基准事故和严重事故。超设计基准事故中的某些概率很低的核动力厂状态，可能由安全系统多重故障而引起，并导致堆芯明显恶化，它们可能危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性。这些事件序列被称之为严重事故。
目前，国内已开展ACP1000等自主化三代核电站的设计，三代核电站较二代核电站的重要改进即为安全性能的提升，其中有更多的系统及设备用于严重事故的预防和缓解，应对严重事故下设备鉴定展开的研究。但严重事故下的设备由于其所处的复杂工况，设备是否进行鉴定或如何鉴定，目前尚无标准或要求。因此，有必要对国际上已有的三代核电站AP1000及EPR在严重事故下的设备鉴定展开研究，以作为国内自主化三代核电站的参考。
对于自主化第三代核电站，在严重事故工况下，哪些设备需要保证可用，这些设备如何能执行其功能，也需要展开研究。
综上所述，本文研究了国际三代核电站（AP1000、EPR）在严重事故下设备鉴定；基于此，对自主化三代核电站是否在严重事故下进行设备鉴定进行了论述，并对自主化三代核电站在严重事故下如何进行设备鉴定进行了探讨，并给出了自己的见解。
2 国际三代核电站对于严重事故下设备鉴定的研究
2.1 AP1000核电站对严重事故下设备鉴定的要求
AP1000要求：安全相关的设备必须在与设计基准事故相关的环境条件下执行其功能。对于设计基准事件，通过设备要求提供的确保等级即为“设备鉴定”。NRC提供了一个必要设备在严重事故环境条件下和一定的时间期间内在一个合理水平的保证能工作的准则。这个准则涉及“设备生存能力”。
设备生存能力评价是在独特的安全壳环境条件下，在堆芯损坏后的严重事故期间评价所要使用的设备和仪表的可用性，以使严重事故达到一个可控稳定的状态。
美国核管会（NRC）在SECY-93-087中推荐：只用于严重事故保护下的设备不必遵守10CFR50.49设备鉴定要求。然而，缓解特征必须设计成可以提供合理的保证，使设备在严重事故环境下能够按照其设计要求运行并超过其要求的时间范围。
AP1000规定，专门应对严重事故的设备不需要进行设备鉴定，不过这些设备的设计要以一定合理地保证在严重事故条件下可工作。专门应对严重事故的设备只要进行所谓的设备生存能力评价。
对于不是专门应对严重事故，但在缓解严重事故时可能用到的安全级设备，按要求要进行设备鉴定。这个鉴定仅是在正常、异常、紧急、设计基准事故条件下的鉴定。并不涉及严重事故下的环境条件鉴定。
用于证明设备生存能力的方法是：确定用于达到一个可控的、稳定状态的高可用性；定义每个高可用性的事故时间期限；确定在每个时间期限内，用于诊断、执行和判定高可用性的设备和仪表；确定每个时间期限的边界环境；对设备能够在执行其功能的严重事故环境下生存进行证明。
2.2 EPR核电站对严重事故下设备鉴定的要求
EPR核电站在设计中明确要求对机械和电气设备的进行鉴定。
2.2.1 在“确定环境条件所考虑的状况”中规定：在严重事故中用于状态诊断的主要仪器仪表，其鉴定要求应考虑在达到这些事故条件前可能遭受的环境条件。
2.2.2 在“严重事故苛刻环境条件的鉴定要求”中规定：在严重事故中（DEC-B）运行的设备鉴定要求应由设备任务的具体情况决定。
2.2.3 “环境条件的鉴定数据（压力、温度和辐射）”对严重事故下的厂房环境条件进行了规定，反应堆厂房和安全厂房会受到严重事故的影响，其环境条件（包括压力、温度和辐照）如下：
（1）反应堆厂房（HRA）环境条件：
压力：在反应堆厂房的严重事故中，除了氢燃烧时的2分钟，安全壳内压力不会超过5.5bar abs。在这很短的时间内，压力维持在6.5bar abs以下。12小时后启动安全壳热量导出系统，使压力降到2bar abs。
温度：严重事故中，安全壳内温度不会超过156℃。12小时后EVU的启动将导致温度降到110℃。
辐照：设备可能受到的辐射要设备实际情况，由其功能、位置和形状（对辐射敏感元件屏蔽）确定。设计规定要减少严重事故时运行设备对辐射的敏感性。这些规定包括：尽可能避免对辐射敏感的设备的使用、保护设备对P辐射最敏感的部分以及远离设备对辐射最敏感的部分，严重事故中可能堆积放射性同位素的地方。
（2）安全厂房（HLF-HLI）中环境条件：
压力和温度：安全壳内严重事故不与安全厂故结合。严重事故导致活性水泄漏于安全厂房内。
辐照：辐射由安全壳内活性水的泄漏引起的。安全壳内的活性水，严重事故时在安全厂房管道中循环流动，其放射性以后将会测出。
2.3 国际三代核电站对于严重事故下设备鉴定的小结
AP1000和EPR对严重事故设备的鉴定的要求不相同：相比之下，AP1000仅要求证明设备在严重事故下的生存能力。该要求可以通过分析的方法完成；EPR对严重事故下设备鉴定要求更加严格，EPR在设计中明确提出了设备鉴定要求，并给出了严重事故下的厂房环境条件。根据以往设备鉴定的要求，通常需要以试验的方式证明设备在环境条件的可用性。
3 自主化三代核电站严重事故下设备鉴定的研究
上述研究表明，AP1000和EPR对严重事故设备的鉴定的要求不相同。相比之下，EPR对严重事故下设备鉴定要求更加严格。对于自主化第三代核电站，相应的设计要求应不低于目前已有的三代核电站。
此外，根据HAF102对于设备鉴定的要求，除了设计基准外，设计中还必须考虑核动力厂在特定的超设计基准事故包括选定的严重事故中的行为。应该以合理的可性度表明在严重事故中必须运行的设备能够达到设计要求，随着国际社会对核安全的更加重视以及公众对核安全日益关注，在设计中有必要保证设备在严重事故下能够执行功能。因此，自主化三代核电站在设计中应考虑严重事故下设备的鉴定。
3.1 自主化三代核电站严重事故下鉴定设备的确定
自主化三代核电站严重事故下需鉴定设备，应从下列方面确定：
3.1.1 严重事故工况的确定。首先，要确定严重事故工况。严重事故工况具体包括环境工况和介质参数。严重事故工况的确定即要确定相应的环境工况和详细的介质参数。通过堆芯计算，分析出可能的严重事故工况，主要包括温度、压力参数以及辐照剂量等。
3.1.2 确定对应严重事故工况下的系统。根据严重事故工况，分析出在严重事故工况下需要投入的系统。对于自主化三代核电站，当发生严重事故时，反应堆冷却剂系统快速卸压系统以及非能动安全壳热量导出系统等相关系统将会投入使用。
3.1.3 确定出系统中需进行严重事故鉴定的设备。系统经过功能分析，确定出最终需进行严重事故鉴定的设备。对于自主化三代核电站，当发生严重事故时，稳压器快速卸压阀、相关系统的安全壳隔离阀等机械设备以及堆芯出口温度测量等仪表设备将需要动作或使用，因此，需对这些设备进行严重事故下鉴定。
3.2 自主化三代核电站如何进行严重事故下的设备鉴定
严重事故下设备的鉴定很重要的工作是要明确各设备在严重事故下所处的环境条件，在此基础上设备的鉴定可以借鉴已有的方法或标准。对于机械设备，可以参考ASME QME-1的方法；对于电气设备，可以参考IEEE 344或RCC-E的方法。
对于严重事故环境下设备的鉴定，应结合设计基准事故下的鉴定一起分析。如果设备所处的严重事故环境条件可以被设计基准事故条件所包络，那么设备已有的鉴定就可以覆盖严重事故下的设备鉴定；如果设备所处的环境条件超出了已有的设计基准事故条件，那么对于此类设备，需要单独进行严重事故下的鉴定。
4 结语
本文对三代核电站在严重事故下的设备鉴定进行了研究，结论如下：AP1000和EPR在设计中均对设备在严重事故工况下的可用性提出了要求，并且EPR明确要求设备在严重事故下进行鉴定；作为国内自主化三代核电站，设计中也必须考虑严重事故下设备鉴定要求。应进行严重事故工况分析，确定出需进行严重事故下鉴定的设备，然后对设备展开如何进行鉴定的研究；对于目前国内二代加核电站，如果涉及到严重事故下的相关改进，也应考虑相关设备的鉴定；核电设计中应重视严重事故下设备鉴定的研究，并应尽快建立严重事故下设备鉴定相关标准。
参考文献
[1] 国家核安全局.HAF102核动力厂设计安全规定[S].2004.
[2] 国家核安全局.福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求[S].
[3] 核电站能动机械设备的鉴定（ASME QME-1）[S].2007.
篇7
关键词：三代核电；大口径电动闸阀；技术研究
1 概述
第三代大型先进压水堆核电项目是《国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006-2020）》确定的16个国家科技重大专项之一的子项，也是我国建设创新型国家的标志性工程之一。
阀门作为关键部件之一，其重要性是不可小视。本次研究的课题便是关键阀门之一：大口径电动闸阀。
本类型阀门为大口径电动闸阀，该阀适用于RCS、RNS、CVS、SGS、PCS和PXS系统，阀门电动装置采用1E级直流电动机驱动，保证了在事故工况下，阀门仍能获得驱动其动作的电源，并按系统的要求执行其预期的安全有关功能。
2 三代核电阀门与二代+阀门对比
我国引进的第三代核电技术，虽然其核级阀门的数量大为减少，但技术要求、技术难度、零部件加工制造要求更高；试验、鉴定都有一些特定的要求；分析、计算尤其是可靠性分析等方面有特殊要求。
三代与二代+阀门相比存在以下差别（三代/二代+）：
（1）设计标准：ASME，但部分要求高于ASTM/RCC-M；（2）设计寿命：60年/40年；（3）操作循环：一般开关类阀门手动
6000次、电动3000 /隔离阀1500次；（4）地震加速度：6g/4g；（5）空间尺寸、重量及重心限定：包络图/无确切要求；（6）可靠性：“D-RAP”、“R”/无确切文件要求；（7）材料：部分阀门堆焊控制钴含量/无要求；（8）热附着工况：数据表中表述/无表述；（9）阀门导向面材料：有要求/无明确规定；（10）阀门细节结构（唇边焊、螺纹啮合长度、密封面倒角、电装缓冲装置等）：有较多细致规定/相对少；（11）鉴定的文件要求：明确，基本按照ASME QM1-1的要求/不明确。
3 主要技术参数
阀门名称：核一级大口径电动闸阀；阀门型号：H1-10Z20WA2L-DU1U3（YJ）；公称通径：DN250；公称压力：2060lb；安全等级：SC-1；地震等级：QSA1；质保等级：I；工作温度：350℃；工作压力：17.2MPa；工作介质：反应堆冷却剂；阀门与管道连接方式：对接焊；主体材料：SA-351MCF3M；执行机构：电动、1E级、抗震I类、直流；阀位指示：开、关位置各一个；设计寿命：60年（易损件除外）；循环寿命：3000次（5次事件）。
4 设计规范和标准
（1）ZB02K06A-V04-001-BG，大口径电动闸阀研制任务书。（2）ZB02K06A-V04-002-BG，核级阀门1E级直流电动装置研制任务书。（3）ASME BPVC-Ⅲ，核设施部件建造规格（2007版+2008补遗）。（4）ASME BPVC-Ⅺ，核设施设备在役检查规则（2007版+2008补遗）。（5）ASME NQA-1，核设施质量保证大纲要求。（6）MSSP-61，钢制阀门压力试验。（7）ASME B16.34，法兰、螺纹和焊接端连接的阀门。
5 结构设计
5.1 总体结构设计
大口径电动闸阀样机的总体设计方案如图1所示，闸板选用的是弹性闸板结构，入口端闸板上开有直径不超过6mm的泄压孔，防止压力锁定和阀盖异常升压，闸板密封面堆焊STL6硬质合金，使阀门在运行条件下防止咬住和粘连。阀体、阀盖通过螺栓连接，并设计成密封焊结构，中法兰处用缠绕式垫片并设计成防过压结构；阀门的开关位置指示器采用了topworx的接近开关，阀杆与阀杆螺母连接的传动螺纹全部采用梯形螺纹，达到能自锁的目的，电动执行机构选择由常州电站辅机总厂来配套。总体结构如图1所示。
5.2 零件结构设计
5.2.1 阀杆与阀杆螺母的自锁结构
阀杆与阀杆螺母连接的传动螺纹全部采用梯形螺纹，螺距采用GB/T5796优先选用螺距，能够保证阀杆与阀杆螺母的摩擦系数小于等于0.07时自锁。
5.2.2 阀体与阀盖的密封结构
阀体与阀盖的密封结构是通过拎紧螺母螺柱使阀体、中腔垫片、阀盖三者之间行成密封形式。该结构简单且密封性好，在定期的维护、检修中只需拆除螺栓螺母，即可轻松拆装阀门。
5.2.3 填料密封结构
填料为模压的环形结构，填料组中上、下两圈为抗挤压的编织填料环，中间为柔性石墨环，采用动载荷的形式，并对碟形弹簧位置指示以保证碟簧的压紧量和填料压盖的应力。如图2所示。
5.2.4 阀门位置指示结构
阀门位置指示结构如图3所示。
阀门设置了位置指示器，位置指示器采用topworx的产品，位置指示器的结构如图4所示。
图4
5.2.5 阀门扭矩的测试结构
阀杆在填料上方设有大于76mm长的光滑区域，用以安装传感器以测量阀门的推力和扭矩，阀杆上永久安装了应变片，应变片带有连接到试验设备上的插头。
6 试验验证方案
针对该样机的研制，后期将通过出厂试验（包括壳体水压试验、阀座密封试验、上密封试验、填料密封试验、动作性能试验、阀座气密封试验）以及型式试验（包括循环动作寿命试验、热冲击试验、振动老化试验、动态特性探测试验、抗震试验）来进行验证。目前已完成所有试验的试验大纲编写工作。
6.1 循环动作寿命试验
试验目的：被鉴定的阀门在模拟工况下进行开关3000次循环操作，检查其功能能否保持，如压力边界能否保持完整、主要零部件有无损伤、开关动作是否正常、阀座处泄漏率是否超标等。
试验依据：ZB02K06A-V04-001-BG，大口径电动闸阀研制任务书；ASME BPVC-Ⅲ（2007版+2008补遗），核设施部件建造规格；ASME QME-1-2007版核电厂用能动机械设备的鉴定。
6.2 热冲击试验
试验目的：热冲击试验，是用来证实试验阀门在高温时，管线系统中压力不利的组合下开启和关闭的能力。测定试验阀门在工况下的开启和关闭的最长时间。
试验依据：ZB02K06A-V04-001-BG 大口径电动闸阀研制任务书；
ASME BPVC-Ⅲ（2007版+2008补遗）核设施部件建造规格；
ASME QME-1-2007版核电厂用能动机械设备的鉴定。
6.3 振动老化试验
试验目的：验证振动环境对阀门装置的影响。试验是在阀门装置中产生一种随机的，但是适当的振动激振水平，代表正常电厂所产生的振动。
试验依据：ZB02K06A-V04-001-BG 大口径电动闸阀研制任务书；
ASME BPVC-Ⅲ（2007版+2008补遗）核设施部件建造规格；
ASME QME-1-2007版核电厂用能动机械设备的鉴定。
6.4 动态特性探测试验
试验目的：动态特性探测试验是用来确定试验阀门装置的自然频率，其试验所确定的自然频率用以判断试验阀门装置是柔性的还是刚性的，以及验证阀门自然频率计算方法和结果。
试验依据：ZB02K06A-V04-001-BG 大口径电动闸阀研制任务书；
ASME BPVC-Ⅲ（2007版+2008补遗）核设施部件建造规格；
ASME QME-1-2007版核电厂用能动机械设备的鉴定。
6.5 抗震试验
试验目的：通过整机的动力试验，考核其压力边界的完整性和在地震工况条件时可运行性。同时可了解阀门的薄弱部位在地震载荷作用下的动力响应及控制电流的连续性。
试验依据：ZB02K06A-V04-001-BG 大口径电动闸阀研制任务书；
ASME BPVC-Ⅲ（2007版+2008补遗）核设施部件建造规格；
ASME QME-1-2007版核电厂用能动机械设备的鉴定。
7 结束语
核一级大口径电动闸阀的研制对于发展我国三代核电技术和产业具有重大意义，谨通过以上初步技术研究作抛砖引玉之举。
参考文献
[1]ASME BPVC-III.核设施部件建造规则（2007版+2008补遗）[S].
篇8
关键词：
自主化软件； 核电技术； 研发体系； 方法； 建议
中图分类号： TM623.4文献标志码： B
0引言
为加快推进核电技术的发展与创新，我国决定引进具有世界先进水平的AP1000三代核电技术，并通过建设三门和海阳2个依托项目，组织对关键技术的消化、吸收、攻关和研发，走出一条消化―吸收―再创新的核电自主发展的新道路.自2004年国务院启动三代核电技术引进工作以来，我国核电在研发设计、设备制造、试验验证以及其他硬件等方面迅速发展，大设计、大台架和大装备的实现正逐步缩小与国际先进核电技术的差距.特别是2006年的《国家中长期科学和技术发展规划纲要》将大型先进压水堆和高温气冷堆核电站确定为16个重大科技专项之一，从此我国核电进入跨越式发展的新阶段.
消化―吸收―再创新发展模式的根本目标是形成具有自主知识产权的核电技术及品牌，而实现核电技术自主化的关键是设计自主化，包括设计能力、设计手段和设计工具的自主化.相比硬件自主化水平的提升，我国核电软件自主化水平发展相对比较薄弱，同时，由于核电信息化程度和管理效率方面的落后使得自主化软件发展远落后于核电发达国家.核电软件自主化发展滞后，严重影响国内核电行业的核心竞争力和核电研发企业的可持续发展能力.因此，大力推动自主化软件的发展对核电先进研发体系建设和核电技术自主创新发展都具有重要意义.
1核电自主化软件的发展现状
软件是随着计算机技术的迅速发展而逐渐形成的.在60多年的世界核电技术发展过程中，西方国家将其与计算机技术的发展相结合，形成多种计算机辅助设计专用软件.著名商用有限元软件ANSYS最早就是在美国西屋公司计算机部门的几名员工开发的专用电厂分析软件的基础上逐步发展起来的.
我国计算机产业起步较晚，大规模的发展和普及是在新世纪以后.我国核电的早期发展主要建立在手算和试验验证的基础上.例如，秦山一期核电厂建设过程中，上海核工程研究院完成400多项针对设备的试验以支撑工程设计试验.20世纪90年代起，随着我国计算机产业的崛起，核电设计中开始采用大量的软件辅助设计.随着第三代核电技术的引进，核电辅助设计软件也越来越广泛.归纳我国第三代核电研发软件的来源大致可以分为4类.
1）通用商业软件.通用商业软件是计算机辅助工程发展的必然结果.这类软件不限于核电产业，需求量大且更新换代速度快，有强大的社会需求和市场竞争力，可极大地提高工业设计效率.如数学计算软件Mathcad和Mathematics等.
2）专用商业软件.这类软件具有专业共性特点，一般经历从专用程序向通用程序的转化过程，市场竞争相对较强，是一段时期内技术发展最新成果的集中体现.如CAD软件Inventor和CAE软件ANSYS等.
3）技术转让软件.技术转让软件是跨国公司技术独享成果的集中体现.例如，西屋公司等核电巨头在50多年多个堆型的核电设计中，将积累的经验通过转化成程序的方法进行固化.早期这些程序都是公司的技术秘密，在技术转让过程中都以高额的价格卖出，如堆内压降THRIVE程序，蒸汽发生器二次侧三维两相流场ATHOS程序和安全壳分析WGOTHIC程序等.
4）自主开发软件.这类软件在核电研发中占比较低，主要是因为我国核电规模化建设一直没有成型，体现不出专用程序开发的价值，仅在秦山自主设计过程中，形成零星的几个程序，如Pipe728程序等.
从上面的梳理不难看出，核电技术的发展过程需要多种软件的支撑，但这些软件的价值却有所不同：通用商业软件和专用商业软件可以通过市场采购，技术转让软件可以通过买断技术获得，但自主开发软件却需要长期坚持研究和经验积累才能具备.核电自主软件依然是我国核电先进研发体系建设的薄弱环节.如何加强和加快适合我国核电技术需要的具有自主知识产权的软件研发，以推动核电技术的可持续发展，已成为摆在核电研发企业面前的重要任务.
2自主化软件在核电先进研发体系中的作用
自主化软件对核电先进研发体系的支撑作用，主要体现在以下几个方面.
1）软件是技术传承的重要载体.
核电专用软件集成研发过程中得到的数据、经验和成果，具有传承性，可以让后人少走前人走过的弯路.专用软件可以极大地提高系列产品的研发进程，有效地节约产品开发成本，减少试验验证工作量.
例如，在CAP1400核电厂研发过程中，开展蒸汽发生器一次侧流阻试验和反应堆水力模型试验等，获得一回路主设备局部流阻系数.在此基础上开发一维计算软件，可专门用于计算一回路压降，该软件计算结果可由电厂实际测量数据验证或修正，提高程序的准确性.此后，堆型研发中的类似试验工作由此计算程序分析代替，可大大提高研发效率和工程可靠性，见图1.
软件是企业核心竞争力的重要体现.在核电站堆型设计中，必定要开发大型设备，如果将整个设计流程规范化形成程序，将成熟的设计分析方法通过程序进行固化，会形成一大批设备设计、系统设计以及仪器控制设计的标准程序.这些程序代表最先进的设计理念、最核心的竞争力，人员可以流动、可以新老更替，但这些程序标准的固化能有效保证设计能力的持续提升.此外，通过软件自主化发展能够形成软件品牌，对提升企业经济效益和推进技术发展都有举足轻重的作用.
2）软件是设计研发规范化的重要组成部分.
核电先进研发体系的重要标志之一就是通过规范化的运作实现研发的规范化.与传统的设计方法不同，核电要想实现规模化发展，就必须建立持续的经验反馈机制，通过标准化设计过程，形成一套能应用于所有类似项目的规范化解决方案.这种固化设计流程的工作，通过软件实现是切实可行的.为形成具有自主知识产权的CAP1400核电厂，在整个研发过程要注意设计流程、设计方法和设计思想的规范化、标准化和程序化.一个好的工程师不是把所有的经验和知识装在自己脑子里，而是能够形成一个可以共享的资源，形成具有规范化和标准化的程序或方法.这也是提高整个团队设计能力的重要途径.
3）软件是提高设计效率重要手段.
核电不仅需要考虑安全性，还需要考虑经济性.自主开发软件的应用可以大大提高设计效率，压缩设计成本，从而降低电厂的建造成本，提高经济性.因此，具有国际发展战略的核电设计机构都应该加强自主软件的开发，从而在激烈的市场竞争中脱颖而出.
3自主化软件的发展措施和建议
西屋公司在第三代核电技术研发过程中形成大量自主化程序，这些程序的来源基本分为2个部分.一部分是通过对试验数据的总结形成分析软件，如非能动安全壳分析程序WGOTHIC，其程序中实现控制容积、流道和固体构件的模型都是西屋1991年购买的GOTHIC中的基本模型.西屋公司通过对GOTHIC的改进，增加流传热传质关系式、液膜分布模型、一维壁面导热模型和壁面间的辐射传热模型，模拟PCS系统的热导出能力.经过大量试验验证，包括与基本算例的比较和与试验结果的对比，西屋在GOTHIC基础上开发形成WGOTHIC程序，并得到认可.另一部分是西屋通过与专门的软件公司合作开发的专业软件，如蒸汽发生器二次侧热工水力分析程序ATHOS最早是美国电力研究院出资由CFD软件公司CHAM开发，后来西屋公司引进后进行改进，使软件的功能更加完善.同时，西屋公司借助外协CFD公司的力量开发大量的分析软件.可以看出，在软件自主化过程中，除由核电工程师总结开发外，与专业软件公司合作更重要.专业公司可针对核电领域的问题开发专用程序，并通过验证和修正形成专用软件.
我国从20世纪70年代开发第一座核电厂开始，核电研发设计已经走过了40多年.[9]虽然老一代核电人建立起具有自主知识产权的秦山核电站，基本掌握核电设计技术，但是由于各种条件制约，这一过程中所创建的自主化软件一直可谓是凤毛麟角.在当前新一波核电建设与研潮中，每个核电技术设计人员、领导层和决策层均应抓住机会，重视和关注设计方法、设计思路和设计手段的程序化与规范化，努力实现自主化软件的发展.
因此，加强自主软件开发，特别是三代核电技术自主软件开发，提升核电设计软实力，进一步完善核电研发设计体系，显得尤为重要.自主软件发展总体思路如下.
1）推动我国三代核电软件自主化发展必须坚持自主创新，在自主创新的基础上加强国际合作与竞争，实现更高层次的自主创新.国家在软件领域的竞争优势，不可能产生于要素禀赋依赖的比较优势，更不可能从对国外技术的引进和模仿、跟踪中获得，而是来自关键核心技术的获取和突破.国际合作和竞争要以自主创新为前提，不断增强自主创新能力.努力加快完善软件技术创新体制，推动科研机构、高等院校与企业建立产学研互动创新的体制，开发面向产业化、市场化的项目，支持以企业为核心的产学研联合，充分发挥各方优势，实现集成互动创新.
2）推动软件体系的更新换代、二次开发与系统集成.根据工程设计研发需求及最新研究成果，提出核电专业软件研制或改进开发的需求，并组织国内外科研院所、研发中心、高校、软件开发机构等单位完成软件设计、模型开发、试验研究、软件编程以及软件测试和认证（包括软件二次开发与系统集成）等工作，实现核心软件的自主开发与持续改进，逐步实现以引进实施为主到自主实施为主的转变，进而开发出自主知识产权的系统功能完善的核电专用软件.
具体开发措施如下.
1）充分消化吸收已引进的成熟软件，结合国内设计环境和特点开发自主知识产权专用软件.这类自主化软件从功能和适用范围上可优于原有程序，其实现方法具有快捷性和针对性.如蒸汽发生器热工水力软件ATHOS的开发[11]：首先对ATHOS软件进行消化吸收，认识ATHOS是采用多孔介质引入分布阻力对二次侧管束区进行模拟；然后，充分调研国内开展多孔介质研究的高校或研究机构在此领域已有的理论基础，将分析管束区的流动和换热情况等成熟技术与核电工程相结合；最后，开发用于蒸汽发生器二次侧管束流场分析的专用软件，形成可替代ATHOS的自主知识产权专用软件.国际上已形成的类似软件见表1.
2）对国内已有的专业软件进行验证和功能扩展，形成软件品牌.如引进于西屋公司的GENF程序专门用于蒸汽发生器一维稳态热工水力计算，是蒸汽发生器设计的关键程序.国内也有类似的程序，早在进行300 MW核电厂蒸汽发生器设计中，上海核工程研究院曾与国内某高校合作开发类似功能的程序.由于该程序开发基于当时的设备规模结构，随着蒸汽发生器传热管数量的增多，目前已不适用于AP1000或CAP1400等设备的设计.因此，可以结合国内专业软件公司或高校的力量，通过资源共享的合作方式，进一步对已有程序的限制参数和适用范围进行改进和完善，快速形成有效的自主化软件.
3）结合重大专项研究，对试验数据进行总结处理形成可连续开发的工具和软件.试验既费时又费力，一项大型试验要花费大量资金和时间投入，如高温高压回路中开展的蒸汽发生器传热管流阻试验（见图2），蒸汽发生器缩比模型试验获得进出口管嘴流阻系数试验（见图3）.试验花费大量人力物力，所以应充分利用试验结果.科研单位不能仅仅停留在证明自己设计的东西好用就行，将试验台架、数据丢弃不用，下次研发再重复建设，缺乏长远目光、缺少长久规划.应对一次成功大型试验形成的珍贵数据充分分析利用，总结寻找规律性，形成程序，以替代类似试验.
4结束语
过去，我们对于知识和经验传承不够重视，知识相传还停留在口手相传，过多依赖人为因素，没有形成可持续发展的软件开发能力.这一不足导致大量试验台架废弃，珍贵的试验数据得不到充分利用.试想，如果能够把秦山一期等电厂设计中一些关键的设计分析方法、设计流程程序化后形成自主化程序.这些经过电厂试验和运行数据验证的自主化程序在重大专项研发中可以大展拳脚，可以少做大量试验，少走很多弯路，节约大量研发经费和设计时间.
总之，作为核电先进研发体系建设的重要内容，自主化软件的发展不仅有利于提升企业的设计水平和核心竞争力，培养一批高水平的研发设计队伍，同时也有利于提升核电厂数字化的设计水平，为我国核电技术的连续性和可持续发展提供支撑和保障.
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]孙汉虹. 第三代核电技术AP1000[M]. 北京： 中国电力出版社， 2010： 15.
[3]赵飞云， 于浩， 贺寅标， 等. CAE分析技术在三代核电设备国产化中的任务和方向[J]. 计算机辅助工程， 2011， 20（3）： 8587.
ZHAO Feiyun， YU Hao， HE Yinbiao， et al. Goals and direction of CAE analysis technology of third generation nuclear power equipment localization[J]. Comput Aided Eng， 2011， 20（3）： 8587.
[4]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.
[5]李黎明. ANSYS有限元分析实用教程[M]. 北京： 清华大学出版社， 2005： 16.
[6]赵飞云. 从设计与制造上的源头提升三代核电设备安全性和可靠性的基本思考[J]. 核安全， 2015， 14（1）： 6570.
ZHAO Feiyun. Basic discussion on safety and reliability improvement of nuclear power equipment for third generation nuclear power plant[J]. Nucl Safety， 2015， 14（1）： 6570.
[7]赵飞云， 姚彦贵， 于浩， 等. 从核设备设计提升核电安全性的基本思考[J]. 核安全， 2013， 12（1）： 5154.
ZHAO Feiyun， YAO Yangui， YU Hao， et al. Basic discussion on nuclear power safety improvement based on nuclear equipment design[J]. Nucl Safety， 2013， 12（1）： 5154.
[8]靖剑平， 张春明， 陈妍， 等. 浅谈核电领域中的热工水力分析程序[J]. 核安全， 2012， 11（3）： 7074.
JING Jianping， ZHANG Chunming， CHEN Yan， et al. Discussion on the thermalhydraulic analysis codes in the field of nuclear power[J]. Nuclear Safety， 2012， 11（3）： 7074.
[9]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.
[10]陆仲绩， 韩华， 王菲菲. 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. Establishing independent CAE service platform， achieving national engineering[J]. Comput Aided Eng， 2008， 17（4）： 12.
篇9
据能源专家预计，在短期内，该进展对法国和全球市场的影响有限。法国对核能的依赖度很高，因此不会像德国一样迅速淘汰核反应堆。法国一度被视为美国核复兴的典范，但现在已经失去了在全球竞争者中的领先地位。“全球核扩张的最新领导者是中国和韩国。”麻省理工学院核科学与工程教授安德鲁・卡达克（Andrew Kadak）如是说。卡达克等专家还预测说，从长期来看，法国如果在未来放弃核能，将会严重影响全球核研发。
奥朗德在去年竞选期间称，截止到2025年，法国要把核能在电力供应的比例下调至50%。如果全国性辩论对这一大规模削减予以确认，那么国有公用事业单位法国电力公司（EDF）计划于2016年在诺曼底启用的新反应堆将可能会成为最后一个反应堆。
“法国减少对核能的支持必然会对核电的声誉造成打击，”杜克大学全球变化中心（Duke University’s Center on Global Change）技术政策专家杨启仁（Chi-Jen Yang）说。然而，杨启仁、卡达克和其他专家都同意，最大的输家将是法国，因为该国的技术出口能力可能会被削弱，出口技术指的是法国核能技术公司阿海珐（Areva）的第三代欧洲压水堆，也是法国电力公司正在使用的设计。
阿海珐公司正使用这个新设计在芬兰建设一座核电厂，并参与全球招标，希望建造更多核电厂，包括为芬兰修建第二座核电厂。法国电力公司正在中国修建两个类似的核电厂，并提出要在美国和英国等国的电厂项目中使用这项技术。
法国正努力在蓬勃发展的中国核电市场找到立足点。杨启仁认为，法国可能已经失去了中国市场，市场已被西屋公司和其第三代APl000反应堆占据，中国现有四个这样的反应堆在建。西屋几年前同意与中国的合作伙伴分享其技术，而法国还没有采取这种做法。
专家认为，虽然在反应堆市场上的地位已经出现下滑，但是法国仍然是发展新进核能技术的主要力量，这些技术在未来数十年内都会发挥作用。法国原子能委员会――相当于美国能源部――每年出资15亿欧元（20亿美元）用于“未来核技术”的研发。与此相比，美国国会2011年提供给能源部的8.85亿美元的核能开发费用相形见绌。
如果法国减少对核能的整体投入，那么包括能力在内的投资成果将会不复存在。卡达克提到法国将乏燃料后处理技术进行工业化的能力，世界最终可能需要这一技术对核废料进行管理。“显然，法国在这一领域是领先国家，”卡达克说。如果法国减少投入，那么再加工开发将会“在全球范围内受到冲击，我们的核燃料循环能力也会受到影响。”
伯顿里克里特（Burton Richter）是斯坦福大学物理学家、诺贝尔奖得主以及阿海珐美国子公司的前董事会成员。他认为，在研发所谓的第四代反应堆方面，法国的能源机构一直“比美国的实验室更有效”。这些先进的反应堆可以通过对未浓缩的铀进行照射和转化，进而“培育”自己的燃料。其他的设计可以分解废核燃料。
法国的能源辩论定于今年7月结束，政府预计会在10月草拟法例、建议立法。反核人士称他们获得舆情支持，他们引用了绿色和平组织去年委托进行的调查，其中80%的受访者赞成“法国过分依赖核能”这一说法。
对此，核能支持者予以反驳，他们认为这次辩论会使法国重返核能，因为国内对就业状况的担忧日益增长。另外，法国汽车制造非常支持电动车技术，而没有法国的反应堆，这些车辆很难使用低碳能源充电。
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.
关键词:核电厂;模块;模块化;人力需求;模块产能;AP1000;建造和施工
Key words: nuclear power plant;module;modular;human needs;module production capacity;AP1000;building and construction
中图分类号:TL3 文献标识码:A文章编号:1006-4311(2010)25-0123-02
0引言
模块化技术有很多优点,早已在造船、航空、石化、能源等建设项目中得到成功的应用,有着不错的建造历史和较好的建造经验。因此,美国URD文件在ALWR(先进轻水反应堆)可建造性的政策声明中要求应用先进的模块化技术,尤其要求非能动的ALWR更广泛地采用模块化建造方式。基于此,当今的第三代核电厂大都采用了模块化的设计和建造方法,模块化也几乎成了第三代核电厂的特征之一。
1国内现状
模块的应用在我国也有二十多年的历史,最早用在核岛厂房穹顶钢衬里施工技术中。例如我国第一座核电站秦山一期即采用了核岛厂房钢衬里预制和吊装技术,但当时没有称作模块化技术。模块化技术这个称呼的出现是最近几年的事。如今在核电行业流行的模块化设计、建造技术应用其实始于秦山三期CANDU反应堆建造,也是真正意义上的模块化技术应用。
1.1 穹顶钢衬里模块穹顶钢衬里实际是模块,也可称为“穹顶钢衬里模块”。上世纪七八十年代,秦山一期核电站的穹顶被设计成了上下两层预制,分别吊装,以减少吊装重量。之后的恰希玛核电站建造改进了这个设计,采用整体预制并吊装完成。八十年代的大亚湾核电站的穹顶建造和安装,按照法国的吊装方法进行,即穹顶分为A、B两片穹顶分别预制,吊装就位后再拼接。如今这项技术经过改进,“穹顶钢衬里模块”为整体预制,一次性吊装。
1.2 反应堆厂房钢衬里模块应用国内反应堆钢衬里的安装一般是单块钢板吊装定位,再与其它钢板焊接成环,不是一整层钢衬里吊装,然后与其它层拼接,通常不称作模块化技术。我国钢衬里模块化技术应用始于台山核电#1机组(EPR技术)。2010年3月20日和5月18日,首层和第二层核岛厂房筒体钢衬里模块吊装成功。
1.3 其它模块应用
除了穹顶钢衬里模块、核岛钢衬里模块之外,秦山三期CANDU堆建造中也应用了一些其它模块,包括机械模块和钢结构模块。其中最有代表性的是“下穹顶模块”、 “喷淋钢模块”[1]。下穹顶模块是一个钢结构模块,与普通穹顶模块外观差不多,在地面预置完成由大型吊车一次性吊装就位。当下穹顶在地面预置时,反应性控制机构平台同时安装部件,反应堆厂房也开始安装设备,做到了平行施工。喷淋钢模块是一个机械模块,位于反应堆厂房顶部。包括了大量的钢结构、喷淋系统管道、阀门、设备、电气和仪表等部件,共分为6个子模块。对照以前同样的项目,仅这一个模块就节省了三个多月的建造工期[2]。即将开始建造的山东石岛湾核电站,即20千瓦的高温气冷堆核电站(HTR-PM)也将利用模块化技术建造,包括了广义和狭义模块化的两种概念。
1.4 三门核电模块化我国正在浙江三门、海阳采用西屋AP1000技术建造四个核反应堆,大量使用了模块化技术,包括机械、结构两大类。西屋比任何其它NSSS供应商更彻底地、高度依赖于模块化技术,尽最大可能地使用模块化技术来评估AP1000的42个月的建造工期(FCD～COD),其中FCD～FLD的建造工期只需要36个月。西屋认为,36个月的建造计划最大的单一驱动力就是模块技术[2]。在AP1000核电厂中,结构模块大部分为双层墙体模块,即CA模块。墙体模块吊装就位后,混凝土再浇注在双层钢板中形成墙体。由于模块是在工厂预制,现场组装拼接成整体,因此相对传统的混凝土墙体可以节省绑扎钢筋和支模板的时间,做到了平行施工,节省建造工期。也因为如此,AP1000核电厂的许多区域都布置有结构模块,他们分布在核岛厂房的大部分区域。除了结构模块之外,整个核岛厂房和汽轮机厂都分布着大量的机械模块。
1.5 三门核电模块化存在的问题目前,三门核电机一期工程正处于建造中,大体上来说情况不错。但由于AP1000没有建造过首堆,因此出现了不少问题,要实现50个月建造周期(FCD~FLD,理论计划应为36个月)困难很大。表现在:
1.5.1 模块的数量发生变化因为没有建造过首堆,模块施工设计未完成,因此数量一直变化,趋势如图1。
1.5.2 模块详细设计要求不明模块设计初期,模块设计只有一本技术规格书,规定了模块技术总要求,但模块的详细要求、图纸的细节等没有制定,设计反复修改,浪费大量时间。
1.5.3 模块设计进度滞后模块设计未及时完成造成了三门、海阳核电厂建造进度滞后。例如KB10、KB13两个模块,位于厂房最底层,2008年10月左右才完成REV.0版图纸,此时距离三门FCD只有5个月时间。
1.5.4 采购进度滞后采购进度滞后影响模块设计和预制,因而又造成现场施工进度滞后。
1.5.5 模块安装问题多(设计变更工作量巨大)AP1000建造经验表明,各个模块碰撞多、安装困难等问题较多,设计变更数量大,进度受到很大影响。
2模块化注意事项
核电厂模块化应结合各个厂址不同的厂址特征条件进行具体考虑,并进行详细评估,以实现模块化建造的目标。除了上述问题之外,核电模块产能不足和核电建设人力不足两个方面问题也需重视。
2.1 模块产能不够目前我国仅有一座已建成模块工厂,产量为年产两座AP1000核电厂模块。而另外两座核电模块厂(中核二三公司益阳核电设备厂和中核华兴南京核电设备厂)处于建造计划中,其产能估计都在年产两座AP1000模块,且投产日期都将在2012年初左右。考虑到ASME取证等影响因素,投产日期可能滞后。根据世界核协会(WNA)的报道,我国目前采用AP1000技术的核电项目有48个反应堆,近两年之内也有将近18个堆。
2.2 核电厂建造人力资源不够根据美国能源局(USDOE)NP2010计划对第三代核电厂建造人力资源需求的预测,一个堆顶峰时期人力需求大约需要2400人,如表1。秦山三期经验表明,两座70万千瓦重水堆建造高峰期(2001年)的建造人力数约为7000人,此时,现场仍然需要双班工作。考虑到子分包商以、业主、AECL等的人力,其现场总人力高峰期超过8000人。根据美国和中国的实际国情,考虑到双堆建造时间间隔、双堆建造人力资源的优化作用、模块化建造的节约人力作用以及QS III的模块化施工情况,估计每个双堆建造总人数高峰期应在5000~6000人之间。我国在建和近期(2011年底之前)计划建设的机组共有56台机组(含AP1000技术)和更多规划中的机组。按照25台双机组估算,2011年底前,熟练工的数量需求也达8.8~10.5万左右,高学历人才将在3.8~4.5万之间(据表1)。然而目前我国高校本科核专业毕业人数不到1000人/年[4],各主要施工单位熟练工人数也无法满足需要,缺口巨大。
2.3 模块设计和进度管理优化三门和海阳AP1000核电厂的建造经验表明AP1000模块设计必须在至少三个方面重新优化:①模块设计;②模块设计进度;③模块建造进度管理。模块设计优化包括模块设计和和材料国产化两方面,并应综合起来考虑,方便制图、采购和安装,减少碰撞等问题,做优施工设计。模块设计应在建造开始前完成,以方便设备采购、预制和其它工作,减少变更,从而加快施工进度。QSIII的经验表明,最终的施工设计图纸和文件至少需要比FCD提前9个月完成并到达现场。而日本的经验则显示,提前完成设计还可以节约现场人力大约40%。
2.4 其它需要考虑的问题除了上述问题之外,模块工厂本身和模块运输两个问题也需要认真关注。模块工厂考虑应集中于模块工厂的产能、硬件设施、管理水平和模块预制经验等,这些都可能成为制约模块生产进度的短板。当模块预制工厂短缺,利用其它工厂如船厂、普通的模块工厂时,这些因素必须考虑到。而运输方面则应集中于场外运输条件。三门和海阳的模块运输采用水路运输+短途陆路(要求为沿途无桥梁与隧道的国内二级公路标准道路)方式,交通比较方便。对于内陆AP1000厂址,场内运输作为AP1000核电厂的特征之一,厂内运输能够很好解决。但场外运输也许要借助全陆路运输或者内河航运,公路与河道的运输条件能否满足要求则需要仔细评估。
3结束语
模块化技术及其理念是一种很好的核电设计、建造方法,理论上能为核电建造节约不少时间和投资费用,因此吸引了许多用户。得益于模块化技术的发展进步和AP1000技术在我国的大规模推广应用,我国的模块应用水平得到了快速发展和提高。然而,模块化技术也有它的局限性。三门和海阳的模块化建设经验表明,我国的核电模块化建造还远未达到成熟的水平。上文的分析探讨显示,模块化技术的应用需要解决的问题很多,挑战很大。理论上的好处能否转化为实实在在的利益应结合厂址进行具体、详细的分析和论证,并在设计建造技术实力、项目管理水平达到足够的高度和建造参与各方的密切配合下才能实现。
参考文献:
[1]年发扬.国内核电站模块化建造浅析.工业技术.2009,17:59-60.
