第一篇：自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)三代核電技術(shù)2015年具備建設(shè)條件

中國廣東核電集團(tuán)獲悉，該集團(tuán)將于2013年底全面完成自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)先進(jìn)大型壓水方面核電技術(shù)ACPR1000研發(fā)工作，2015年前具備實(shí)施首堆建設(shè)條件。

中廣核集團(tuán)黨群工作部主任助理胡光耀介紹說，日本福島核電事故發(fā)生后，中廣核對(duì)自身核電安全進(jìn)行了一次嚴(yán)格的安全檢查。自投運(yùn)以來，中廣核所屬的核電 站一直保持著安全穩(wěn)定運(yùn)行，核電機(jī)組各項(xiàng)安全技術(shù)指標(biāo)均達(dá)到國際先進(jìn)水平。根據(jù)美國核電運(yùn)行研究所發(fā)布的2011年第一季度統(tǒng)計(jì)結(jié)果，與美國104臺(tái)機(jī)組 對(duì)比，大亞灣核電站4臺(tái)機(jī)組總體綜合指數(shù)為99.6，令國際同行矚目。截至28日，大亞灣核電站1號(hào)機(jī)組連續(xù)安全運(yùn)行的天數(shù)達(dá)3384天，在全球同類機(jī)組 中排名第一。

胡光耀說，大亞灣核電站投產(chǎn)以來，中廣核集團(tuán)每年投入1000多萬美元進(jìn)行技術(shù)開發(fā)和創(chuàng)新，迄今共投入約2億美元，先后進(jìn)行了700多項(xiàng)技術(shù)改造，實(shí) 現(xiàn)了安全技術(shù)水平的升級(jí)，極大地提高了核電站的安全性和經(jīng)濟(jì)性。2009年以來，為落實(shí)國家核電中長(zhǎng)期發(fā)展規(guī)劃，實(shí)現(xiàn)中國核電技術(shù)趕上國際先進(jìn)水平的目 標(biāo)，中廣核集團(tuán)在推進(jìn)CPR1000技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)化、集約化建設(shè)的基礎(chǔ)上，立足國內(nèi)科研、設(shè)計(jì)、建造與運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和在批量化建設(shè)CPR1000系列核電機(jī)組中建 立的工業(yè)體系，借鑒國際核電領(lǐng)域的最新技術(shù)反饋，開始了自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)百萬千瓦級(jí)核電技術(shù)ACPR1000的研發(fā)工作。ACPR1000技術(shù)具有更為安全、可靠，更為先進(jìn)、經(jīng)濟(jì)的特點(diǎn)，特別是汲取日本福島核事故的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)，重點(diǎn)在安全性與成熟性等方面進(jìn)行了多項(xiàng)重大技術(shù)創(chuàng)新。按計(jì)劃，中廣核集團(tuán)將于2013 年底全面完成ACPR1000的研發(fā)工作，2015年前具備實(shí)施首堆建設(shè)條件。為了滿足運(yùn)營(yíng)條件，中廣核積極進(jìn)行海外和國內(nèi)鈾資源勘探開發(fā)及天然鈾貿(mào)易，已與哈薩克斯坦國家原子能工業(yè)公司組建了謝米茲拜伊鈾有限合伙企業(yè)，在澳大 利亞成功收購了能源金屬公司，在烏茲別克斯坦成立了中烏鈾業(yè)公司。在國內(nèi)，中廣核也初步建立了新疆、廣東兩大鈾資源保障基地。

中廣核集團(tuán)黨群工作部主任張濤稱，為培養(yǎng)滿足核電規(guī)?；l(fā)展要求的人才隊(duì)伍，2005年，中廣核集團(tuán)成立了國內(nèi)核電行業(yè)第一所企業(yè)大學(xué)——中廣核集團(tuán) 核電學(xué)院，幾年來已培養(yǎng)超過1000多名大學(xué)生?，F(xiàn)已形成了7000多人的核電設(shè)計(jì)、工程管理和技術(shù)研發(fā)隊(duì)伍，核電運(yùn)營(yíng)技術(shù)人員超過3500人。

第二篇：核電安全及三代核電

核電安全與三代核電

鄭 巖

核電是人類利用能源重要組成部分，在石化能源探明儲(chǔ)量有限、環(huán)保要求嚴(yán)格的今天，顯得核電發(fā)展尤為需要。

核電是五大能源的載體，在可控狀態(tài)的核電工藝，是原子能、熱能、動(dòng)能、機(jī)械能、電能同時(shí)轉(zhuǎn)換，輸出潔凈能源廣泛利用，為人類造福。

核電是潛在的危險(xiǎn)源，一旦出現(xiàn)較大事故，其危害嚴(yán)重和慘烈、沉痛而深遠(yuǎn)、廣泛又無法逆轉(zhuǎn)。核電的安全要萬倍警覺、千倍防范、百倍布控，力求核事故傷害和財(cái)產(chǎn)損失在有限范圍內(nèi)。

核電是科技進(jìn)步的標(biāo)志，從1938年德國發(fā)現(xiàn)核裂變，到1939年法國居里和意大利費(fèi)米證實(shí)裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，至1942年費(fèi)米實(shí)現(xiàn)裂變反應(yīng)可控。核能首先被戰(zhàn)事軍用，延至1950年方轉(zhuǎn)為和平利用，出現(xiàn)核能發(fā)電技術(shù)。歷經(jīng)一代、二代核電的實(shí)踐和改進(jìn)，安全風(fēng)險(xiǎn)在逐步縮小，設(shè)施完備在不斷增多；人類在核電災(zāi)難后，認(rèn)識(shí)更清醒，設(shè)計(jì)更合理，審批更慎重?，F(xiàn)在，啟動(dòng)第三代核電，研發(fā)第四代核電，是全球利用核能向安全王國大步跨越。

一、核電安全是全球頂級(jí)事項(xiàng)

核電事故的偶然性、必然性、危害性眾人皆知；各國重視核安全，政府關(guān)注核安全，人們恐懼核事故，擔(dān)心核輻射后患，這是客觀事實(shí)。因?yàn)楹诵孤┦鹿瘦^其他事故的危害和影響廣、深、大、長(zhǎng)、遠(yuǎn)。由于核電事故的影響，英國核電停建十多年，美國凍結(jié)新建核電30年，因福島核電事故，我國于2011年3月16日理智的緩建十多座核電站，停止審批核電新項(xiàng)目，待《核電安全規(guī)劃》出臺(tái)方可復(fù)原，這是為子孫后代負(fù)責(zé)的明智之舉。

對(duì)核電的BOP的安全，要認(rèn)識(shí)安全原理，分析事故規(guī)律，掌握安全辯證法，剖析事故因果關(guān)系，知曉多重原因論，抑制危險(xiǎn)源擴(kuò)延，預(yù)測(cè)事故鏈生成，防范能量逸散，避免誤入禁區(qū)等，是各國共同研究安全的永恒課題。對(duì)核島及其相關(guān)系統(tǒng)，更要加倍、深化、細(xì)致研究核安全理念，設(shè)計(jì)更完善、更有效、更信賴的核安全設(shè)施。這是全球人類的共同期待。

4、核電核乏料處置：有較大輻射能量的核乏料目前是深埋在千余米的地下處置庫或再利用。美國、日本、前蘇聯(lián)等國家的核乏料的核輻射已有過公害，運(yùn)行了半個(gè)世紀(jì)的強(qiáng)國核乏料卻沒進(jìn)入地宮正寢，快速禁錮。中國不能走他們的老路，建設(shè)費(fèi)用雖昂貴，地下核廢料處理庫的選址、審批、建設(shè)刻不容緩。打破西洋和東洋的框框，走中國之路，早期建設(shè)，迎接核電運(yùn)營(yíng)高潮的到來。同時(shí)加速快中子堆核電站的規(guī)劃與建設(shè)，提高核燃料利用率，減小核乏料數(shù)量。

三、核電核泄漏事故等級(jí)

按國際原子能機(jī)構(gòu)制定的《國際核和放射事件分級(jí)表》標(biāo)準(zhǔn)，核泄漏事故共分7級(jí)。

1級(jí)2級(jí)：輕微、局部泄露；3級(jí)：較重泄露。（1-3級(jí)為事件級(jí)別）4級(jí)：對(duì)場(chǎng)外不會(huì)造成明顯危險(xiǎn)的事故。核設(shè)施有部分損壞，堆芯部分熔化，和（或）一名或多名工作人員遭受很可能致死的過量輻射。有輻射物外逸，輻射劑量超標(biāo)，對(duì)人構(gòu)成傷害。

5級(jí)：具有場(chǎng)外風(fēng)險(xiǎn)的核事故。導(dǎo)致核裝置嚴(yán)重?fù)p壞，和（或）外泄的放射性物質(zhì)活度達(dá)到一定水平放射性物質(zhì)“釋放量有限”，可能需要部分執(zhí)行應(yīng)急計(jì)劃對(duì)策。核設(shè)施損壞面較大，對(duì)周圍環(huán)境造成核輻射污染。（如1979年美國三哩島核電事故）

6級(jí)：重大核泄漏事故；有“相當(dāng)數(shù)量”的放射物外泄?？赡苄枰鎴?zhí)行應(yīng)急計(jì)劃對(duì)策，嚴(yán)重的健康影響。（如1957年蘇聯(lián)車?yán)镅刨e斯克核廢料事故）

7級(jí)：特大核泄漏事故。涉及放射性物質(zhì)“大量外泄”。按放射性核素碘131換算，放射物質(zhì)活度達(dá)到每小時(shí)數(shù)萬萬億貝克勒爾；可能有急性健康影響；大范圍地區(qū)有慢性健康影響；有長(zhǎng)期的環(huán)境后果，對(duì)公眾健康和環(huán)境造成廣泛影響。（如1986年前蘇聯(lián)切爾諾貝利核事故和2011年日本福島核電站事故）

四、核電安全常規(guī)評(píng)價(jià)

遵照墨菲法則、遵循逆向思維、考量戰(zhàn)事要素、防控恐怖襲擊等，要從事故理念、設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)、選廠方略、設(shè)備功能、自控邏輯、軟件管理、防

2011年3月11日福島核電站事故：沒有抵擋巨浪圍堤、沒有可靠備用電源、防止事故擴(kuò)大的決策失誤等原因，海嘯降臨之際，直毀福島核電站，成為核害之源。

暴力行為引發(fā)的核電事故：

1987年11月17日，伊拉克飛機(jī)轟炸伊朗南部在建的布歇赫爾核電站，三天兩炸，包括核專家及德國工程師等11人身亡，數(shù)人受傷。若運(yùn)行的核電被狂轟，其后果不想得知。

人為事件導(dǎo)致的核電事故：

1957年英國的溫德斯凱爾核電站事件，英國十幾年核電發(fā)展停滯不前。1979年3月28日，美國賓夕法尼亞州的三哩島核電站，2號(hào)機(jī)組反應(yīng)堆燃料棒發(fā)生熔毀及核泄漏事故，驚動(dòng)白宮，總統(tǒng)前往，人員疏散。由此美國30年核電建設(shè)叫停；此間，美國核能界只好走增容延壽的危險(xiǎn)之路。

1986年4月26日，在烏克蘭境內(nèi)的切爾諾貝利核電站發(fā)生了世界最嚴(yán)重的核島爆炸事故。先后6萬多人受核輻射死于非命，百年噩夢(mèng)揮之不醒。

歷史長(zhǎng)河里：十字軍東征能否再現(xiàn)，希特勒式狂人能否再生，薩達(dá)姆式肆瘧核電站能否重演，美國百層國貿(mào)雙塔會(huì)否再襲隕落，美國五角大樓能否再次撞毀，這些智者難以預(yù)料；地殼板塊微動(dòng)，兩極冰山溶化，淺層地震，近域海嘯，誰能阻擋。

上述極端事件有鐵的事實(shí)，事故災(zāi)難令人戰(zhàn)栗，我們要溫故知新。為此，我國不能否定核電建設(shè)和運(yùn)營(yíng)的規(guī)劃前景。但是，前車之鑒卻提示核電審批決策層，除常規(guī)核電安全風(fēng)險(xiǎn)評(píng)定外，核電站應(yīng)建在何處，必須認(rèn)真思索。無論在沿海還是在內(nèi)陸，不應(yīng)在人口稠密處、民眾飲水之源旁，建起新的核電站，也包括安全裕度較大的第三代核電站。

六、核電回顧與展望

2010年底世界運(yùn)營(yíng)核電機(jī)組442臺(tái)，總裝機(jī)容量3.7億千瓦，發(fā)電量占世界發(fā)電總量的16%。我國運(yùn)行核電機(jī)組13臺(tái)，裝機(jī)1080萬千瓦。美國有核堆64座，75.7%建在內(nèi)陸，封殺新建核電30年后又重新啟動(dòng)；前蘇聯(lián)核電站建在內(nèi)陸100%；我國內(nèi)陸5座核電正在安全論證；世界各國建設(shè)先

經(jīng)驗(yàn)。我國已掌握了現(xiàn)在普遍采用的壓水堆二代改進(jìn)技術(shù)。

第三代：先進(jìn)輕水堆（ALWR）：ABWR、APWR、System80+、AP600、AP1000、EPR及沸水堆：SWR-1000、ABWR-Ⅱ及ESBWR。

在第三代核電發(fā)展中，世界出現(xiàn)兩種走向：

歐洲型：法、德合作開發(fā)的歐洲動(dòng)力堆EPR。它立足于成熟技術(shù)、逐漸演進(jìn)，加大堆芯安全裕度，增加能動(dòng)安全系統(tǒng)，增強(qiáng)嚴(yán)重事故預(yù)防，強(qiáng)化緩解能力，提供數(shù)字化、信息化、模塊化，加大機(jī)組容量規(guī)模效應(yīng)。稱歐洲第三代核電為改良型，芬蘭正在建造世界上第一座EPR核電廠。

美洲型：美國西屋公司研發(fā)的以非能動(dòng)安全系統(tǒng)、簡(jiǎn)化設(shè)計(jì)、簡(jiǎn)約布置、模塊化建造為主要特色的APl000。采用加壓氣體、重力流、自然循環(huán)流以及對(duì)流等自然驅(qū)動(dòng)力；無需運(yùn)行人員操作，安全支持系統(tǒng)就能保證安全運(yùn)行，贏得3晝夜特別處置時(shí)間。因其融入新概念而稱為革新型。我國三門核電廠1號(hào)機(jī)組的建設(shè)將成為APl000的世界首堆工程。

第四代：規(guī)劃包括超臨界水堆在內(nèi)的6種堆型。技術(shù)更先進(jìn)、安全更可靠、裂變轉(zhuǎn)聚變；燃料利用率高，由1%到90%的飛躍，大大減少核乏料數(shù)量及處置。我國已加入了研發(fā)行列，已安排了超臨界水堆關(guān)鍵科研課題的基礎(chǔ)研究項(xiàng)目。

八、第三代核電非能動(dòng)技術(shù)

我國田灣核電站和法、德設(shè)計(jì)的EPR采用雙層安全殼。美國西屋公司的APl000則采用全新設(shè)計(jì)的非能動(dòng)冷卻安全殼及其輔助系統(tǒng)。

1、PA1000的電廠主要參數(shù)

設(shè)計(jì)壽命60年，電廠利用率93%，輸出電功率1117MW,核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)功率3415MW，電廠效率32.7%，設(shè)計(jì)地震烈度（地面加速度）0.3g，換料周期18個(gè)月。

核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)：額定蒸汽流量1888.7kg/s，蒸汽壓力5.61MPa，蒸汽溫度271℃，給水溫度226.7℃；蒸汽發(fā)生器△125型：設(shè)計(jì)壓力一次側(cè)17.13MPa、二次側(cè)8.17MPa；在RCS(反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng))穩(wěn)定運(yùn)行工況，冷卻劑壓力15.5MPa；設(shè)計(jì)溫度一次側(cè)343.3℃、二次側(cè)315.6℃。

第三篇：三代核電工程項(xiàng)目申請(qǐng)報(bào)告編制試卷

一、單選題 【本題型共5道題】

1.AP1000反應(yīng)堆堆芯采用（）盒高性能燃料組件。

A．177 B．193 C．121 D．157

用戶答案：[D]

得分：6.00

2.審批制只適用于（）。

A．企業(yè)投資項(xiàng)目

B．政府投資項(xiàng)目和使用政府性資金的企業(yè)投資項(xiàng)目 C．外資項(xiàng)目

用戶答案：[B]

得分：6.00

3.項(xiàng)目申請(qǐng)報(bào)告進(jìn)行經(jīng)濟(jì)影響分析時(shí)，是從（）的角度，通過經(jīng)濟(jì)費(fèi)用效益或費(fèi)用效果分析，評(píng)價(jià)擬建工程的經(jīng)濟(jì)合理性。

A．投資方 B．地方政府

C．社會(huì)資源優(yōu)化配置

用戶答案：[C]

得分：6.00

4.AP1000的堆芯熱功率為（）MW。

A．4040 B．3400 C．4000 D．3000

用戶答案：[B]

得分：0.00

5.“項(xiàng)目申請(qǐng)報(bào)告通用文本”共分（）章。

A．7 B．8 C．9

用戶答案：[B]

得分：6.00

二、多選題 【本題型共5道題】

1.下列那些屬于AP1000非能動(dòng)安全注射系統(tǒng)的非能動(dòng)注射水源（）。

A．堆芯補(bǔ)水箱 B．安注箱 C．除鹽水箱 D．換料水箱

用戶答案：[ABD]

得分：8.00

2.項(xiàng)目核準(zhǔn)制審核的重點(diǎn)內(nèi)容是（）。

A．合理開發(fā)利用資源

B．保護(hù)生態(tài)環(huán)境、保障公共利益 C．資金來源

D．優(yōu)化產(chǎn)業(yè)布局 E．產(chǎn)品技術(shù)方案

用戶答案：[ABD]

得分：8.00

3.AP1000的反應(yīng)堆換料周期為（）個(gè)月，具備（）個(gè)月?lián)Q料能力。

A．12 B．18 C．24 D．30

用戶答案：[BC]

得分：8.00

4.項(xiàng)目用地是否合理，除了符合國家的產(chǎn)業(yè)政策和國家的供地政策，還需要符合（A．核電廠選址要求 B．核電機(jī)組類型 C．土地利用規(guī)劃。）D．核電廠總平面布置要求 E．核電廠占地規(guī)模要求

用戶答案：[ACDE]

得分：8.00

5.核電項(xiàng)目屬于資源占用型項(xiàng)目，核電項(xiàng)目的資源需求包括（）。

A．核燃料 B．淡水資源 C．天然氣 D．建材

用戶答案：[ABD]

得分：8.00

三、判斷題 【本題型共3道題】

1.AP1000核電廠的正常余熱排出系統(tǒng)是非安全級(jí)的（）。

Y．對(duì) N．錯(cuò)

用戶答案：[Y]

得分：10.00

2.核電建設(shè)項(xiàng)目用地應(yīng)符合有關(guān)的供地政策，應(yīng)列入當(dāng)?shù)赝恋乩每傮w規(guī)劃。（Y．對(duì) N．錯(cuò)

用戶答案：[Y]

得分：10.00

3.AP1000發(fā)生一回路破口事故時(shí)，用安全殼噴淋系統(tǒng)降低安全殼壓力。（）

Y．對(duì) N．錯(cuò)

用戶答案：[Y]

得分：0.00）

第四篇：10三代核電工程HSE管理經(jīng)驗(yàn)-國核工程

三代核電工程HSE管理經(jīng)驗(yàn)

（國核工程有限公司）

各位領(lǐng)導(dǎo)、同事：

下午好！

根據(jù)會(huì)議安排，由我代表國核工程公司向會(huì)議介紹《三代核電HSE管理經(jīng)驗(yàn)》。

國核工程公司主要承擔(dān)三代核電AP1000三門、海陽依托項(xiàng)目4臺(tái)機(jī)組、國家重大專項(xiàng)CAP1400示范工程及CAP1000后續(xù)機(jī)組的建設(shè)管理。在依托項(xiàng)目建設(shè)管理中，通過與美國CBI公司HSE管理團(tuán)隊(duì)貼身學(xué)習(xí)和影子培訓(xùn)方式學(xué)習(xí)其先進(jìn)的HSE管理理念和方法，在充分借鑒依托項(xiàng)目HSE良好實(shí)踐基礎(chǔ)上，建立并有效運(yùn)行了一套國際化的HSE管理體系。截止到2016年4月25日，實(shí)現(xiàn)了全公司安全生產(chǎn)3165天，20萬工時(shí)事件率0.2（0.15<標(biāo)準(zhǔn)值<0.5）。其中，三門依托項(xiàng)目自開工以來未發(fā)生HSE目標(biāo)控制事故，保持國內(nèi)核電工程唯一無重傷及以上事故的安全紀(jì)錄，成為國內(nèi)核電工程安全業(yè)績(jī)的標(biāo)桿。

下面，我就國核工程公司HSE管理情況從三個(gè)方面進(jìn)行匯報(bào)：

一、HSE表單化管理

借鑒核安全法規(guī)規(guī)定：“凡影響核電廠質(zhì)量的活動(dòng)都必須

/ 10

按適用于該活動(dòng)的書面程序、細(xì)則或圖紙來完成”；貫徹“人的生命與健康高于一切，安全優(yōu)先，以人為本”的安全理念；融合核安全文化理念（INPO《卓越核安全文化八大原則》），進(jìn)一步擴(kuò)大HSE體系內(nèi)涵，將核安全文化管理的理念和方法引進(jìn)到HSE體系的管理；對(duì)標(biāo)美國CBI公司HSE管理程序、國內(nèi)HSE相關(guān)法律法規(guī)及安全生產(chǎn)標(biāo)準(zhǔn)化要求，國核工程建立了一套國際化、滿足國內(nèi)法律法規(guī)要求的HSE管理體系。

為提高HSE管理程序執(zhí)行效果和執(zhí)行效率，公司按照“管理程序化、程序表單化、表單信息化”的思路推行HSE表單化管理，即以“工作表單”為載體，提煉程序中關(guān)鍵點(diǎn)、流程、執(zhí)行內(nèi)容和細(xì)節(jié)，把程序轉(zhuǎn)化為簡(jiǎn)潔、全面、可執(zhí)行的工作表單。

通過對(duì)HSE管理程序、HSE相關(guān)法律法規(guī)比對(duì)、梳理，形成HSE工作表單167份，包括含業(yè)務(wù)審批流程的管理類表單85份，無審批流程的工具類表單82份。主要應(yīng)用于指導(dǎo)HSE人員日常監(jiān)督管理工作，提高工作實(shí)效，預(yù)防HSE監(jiān)督管理缺項(xiàng)；結(jié)合工作實(shí)際，持續(xù)優(yōu)化工作表單，指導(dǎo)優(yōu)化相應(yīng)管理程序；工作表單線上運(yùn)行，使用現(xiàn)場(chǎng)移動(dòng)辦公終端（手機(jī)/平板電腦）直接處理業(yè)務(wù)。

其中，管理類表單多是跨業(yè)務(wù)、跨部門流轉(zhuǎn)的表單，以《HSE停工令》工作表單為例，明確了適用范圍、工作判定標(biāo)準(zhǔn)、工作事項(xiàng)描述及工作流程等內(nèi)容，原則上可固化的內(nèi)

/ 10

容均設(shè)定為勾選內(nèi)容，確保工作表單簡(jiǎn)潔、實(shí)用高效。

HSE工具類表單主要是檢查類表單，以《受限空間許可安全檢查標(biāo)準(zhǔn)》工作表單為例，由檢查內(nèi)容、結(jié)果記錄、檢查結(jié)論、檢查簽字等內(nèi)容組成，確保檢查工作不漏項(xiàng)、且具有可追溯性。

二、HSE管理工具開發(fā)與應(yīng)用

按照“先僵化學(xué)習(xí)、后優(yōu)化創(chuàng)新、再固化提升”的思路學(xué)習(xí)、消化、吸收美國CBI公司先進(jìn)的HSE管理方法。依據(jù)國家安全法律法規(guī)，以解決HSE管理工作中的障礙為切入點(diǎn)，開發(fā)了AP/CAP核電工程HSE管理工具，并在所有項(xiàng)目推廣使用。

（1）“團(tuán)隊(duì)式”班前會(huì)

為提高班前會(huì)效果，項(xiàng)目現(xiàn)場(chǎng)推行“團(tuán)隊(duì)式”班前會(huì)，由班組長(zhǎng)組織作業(yè)人員圍成圓圈，“手指口述”檢查自己和工友安全狀態(tài)，灌輸“平等互助、主動(dòng)參與”思想，項(xiàng)目部和承包商HSE人員每天參加旁站監(jiān)督，驗(yàn)證班前會(huì)安全交底質(zhì)量。

（2）高風(fēng)險(xiǎn)作業(yè)HSE管理模型

為保證CAP1400/1000核電工程整個(gè)建造過程中涉及的高風(fēng)險(xiǎn)作業(yè)安全可控，借鑒依托項(xiàng)目良好實(shí)踐，并結(jié)合CAP1400/1000核電工程技術(shù)特點(diǎn)及施工邏輯，針對(duì)辨識(shí)出的19個(gè)高風(fēng)險(xiǎn)作業(yè)，開發(fā)了《CAP1400/1000核電工程高風(fēng)險(xiǎn)

/ 10

作業(yè)HSE管理模型》。明確各項(xiàng)高風(fēng)險(xiǎn)作業(yè)HSE先決條件和工序中存在的危險(xiǎn)源及控制措施，并借鑒質(zhì)量計(jì)劃（ITP）選點(diǎn)見證的方法，實(shí)施全過程HSE管控，確保了依托項(xiàng)目19項(xiàng)高風(fēng)險(xiǎn)作業(yè)全部安全實(shí)現(xiàn)。

例如在SG吊裝過程中：吊裝作業(yè)開始前，項(xiàng)目部和承包商的HSE部、施工部共同對(duì)吊裝作業(yè)的先決條件逐項(xiàng)進(jìn)行驗(yàn)證并簽字確認(rèn)。在確保所有安全措施全部落實(shí)，安全條件滿足要求的情況下，方可開始后續(xù)施工。

此外，項(xiàng)目部和承包商按照施工工序開展危險(xiǎn)源辨識(shí)、評(píng)價(jià)工作，辨識(shí)每道工序中存在的危險(xiǎn)因素，并制定相應(yīng)的消除或控制措施，實(shí)施分級(jí)管理。在落實(shí)危險(xiǎn)源的控制措施時(shí)，施工部和HSE部共同選點(diǎn)驗(yàn)證。

（3）項(xiàng)目HSE季度評(píng)估

借鑒美國CBI公司HSE體系評(píng)估方法，公司對(duì)各項(xiàng)目HSE監(jiān)督檢查采用季度HSE體系評(píng)估模式，每季度對(duì)各項(xiàng)目HSE管理體系的符合性、適用性和有效性進(jìn)行一次全面評(píng)估。

每次評(píng)估，由公司安全質(zhì)量部負(fù)責(zé)人帶隊(duì)組織4-5名經(jīng)驗(yàn)豐富的HSE工程師成立評(píng)估組，對(duì)項(xiàng)目文檔資料和現(xiàn)場(chǎng)15個(gè)專項(xiàng)進(jìn)行評(píng)估，評(píng)估周期為5天。

采用“自上而下，自下而上”的評(píng)估方法，重點(diǎn)評(píng)估程序執(zhí)行力，驗(yàn)證施工方案實(shí)施情況，查找HSE管理存在的缺陷，并從管理角度提出改進(jìn)意見；對(duì)現(xiàn)場(chǎng)重復(fù)性發(fā)生問題，4 / 10

要求項(xiàng)目專項(xiàng)治理；同一問題重復(fù)發(fā)生三次及以上，則對(duì)項(xiàng)目進(jìn)行HSE考核；所有問題的提出必有客觀依據(jù)，下發(fā)《HSE整改通知單》，并跟蹤整改、驗(yàn)證關(guān)閉，形成閉環(huán)管理。最后，引入暴露修正因子量化考核各評(píng)估要素，并采用HSE管理儀表盤顯示評(píng)估結(jié)果，直觀展現(xiàn)現(xiàn)場(chǎng)HSE管理狀態(tài)。

（4）“矩陣式”HSE專項(xiàng)檢查

項(xiàng)目部對(duì)承包商HSE檢查采用“矩陣式”HSE檢查模式。項(xiàng)目部每月根據(jù)現(xiàn)場(chǎng)安全趨勢(shì)，以“日歷表”的形式編制月度檢查矩陣，明確每天專項(xiàng)檢查類型和責(zé)任人。專項(xiàng)檢查覆蓋現(xiàn)場(chǎng)所有施工活動(dòng)，提高了HSE檢查的有效性，以更具專業(yè)性和針對(duì)性的“矩陣式”HSE檢查模式替代了傳統(tǒng)的“安全大檢查”。

HSE部配備HSE檢查工具（如：粉塵濃度測(cè)試儀、鉗式電阻測(cè)試儀等），HSE工程師開展“矩陣式”HSE專項(xiàng)檢查使用相應(yīng)專業(yè)工具，使檢查結(jié)果更具有客觀性。

（5）HSE領(lǐng)先指標(biāo)卡

為提高項(xiàng)目現(xiàn)場(chǎng)HSE預(yù)測(cè)預(yù)警能力，引進(jìn)美國核電項(xiàng)目“HSE領(lǐng)先指標(biāo)”主動(dòng)預(yù)測(cè)工具替代 “滯后指標(biāo)”管理模式。結(jié)合依托項(xiàng)目實(shí)際，從HSE管理活動(dòng)中選擇最關(guān)鍵的要素開發(fā)13類HSE領(lǐng)先指標(biāo)卡，并動(dòng)員項(xiàng)目部全員現(xiàn)場(chǎng)工作時(shí)觀察、填報(bào)指標(biāo)的安全數(shù)量、風(fēng)險(xiǎn)數(shù)量和重大風(fēng)險(xiǎn)數(shù)量。HSE部定期統(tǒng)計(jì)分析，判斷各項(xiàng)指標(biāo)的安全趨勢(shì)，并超前制定改

/ 10

進(jìn)措施，實(shí)現(xiàn)HSE管理關(guān)口前移。

此外，為便于員工參與和HSE領(lǐng)先指標(biāo)統(tǒng)計(jì)，海陽項(xiàng)目在現(xiàn)場(chǎng)區(qū)域設(shè)置了領(lǐng)先指標(biāo)卡選取板，并開發(fā)了IMS線上錄入分析系統(tǒng)，實(shí)時(shí)查看員工參與情況和安全趨勢(shì)。近一年收集HSE領(lǐng)先指標(biāo)卡2332張，安全指標(biāo)22709項(xiàng)，風(fēng)險(xiǎn)指標(biāo)1087項(xiàng)，員工參與度達(dá)80%以上。

（6）關(guān)鍵崗位人員HSE培訓(xùn)與授權(quán)

核電工程強(qiáng)調(diào)“任何工作都必須選擇和培訓(xùn)合適的人員，具備所要求的技能”，公司采用“HSE理論培訓(xùn)+實(shí)際操作培訓(xùn)”方式評(píng)估、驗(yàn)證、授權(quán)關(guān)鍵崗位人員從事相應(yīng)工作的資格。特別是特種作業(yè)人員，如：架子工、電工、起重指揮等，所從事工作專業(yè)性和安全風(fēng)險(xiǎn)較高，在其取得國家資質(zhì)的基礎(chǔ)上，對(duì)其安全技能進(jìn)行實(shí)操評(píng)估驗(yàn)證，合格人員方被授權(quán)上崗從事相關(guān)作業(yè)。

在廣泛調(diào)研了美國Vogtle核電項(xiàng)目和VC Summer核電項(xiàng)目實(shí)操技能培訓(xùn)基礎(chǔ)上，以示范工程項(xiàng)目為試點(diǎn)，建立了HSE培訓(xùn)/實(shí)操技能評(píng)估中心，作為員工實(shí)際操作培訓(xùn)和特種作業(yè)人員技能評(píng)估驗(yàn)證授權(quán)的基地。

（7）HSE管理可視化

核電工程現(xiàn)場(chǎng)立體交叉作業(yè)多、人員密集，為快速識(shí)別現(xiàn)場(chǎng)人員、設(shè)備設(shè)施符合管理要求，現(xiàn)場(chǎng)推行可視化管理，包括：

/ 10

①人員管理可視化，主要通過HSE培訓(xùn)授權(quán)帽貼和標(biāo)識(shí)崗位身份的反光背心實(shí)現(xiàn)。

②設(shè)備設(shè)施檢查可視化，主要通過檢查色標(biāo)直觀反映現(xiàn)場(chǎng)設(shè)備設(shè)施的檢查狀態(tài)。例如：對(duì)現(xiàn)場(chǎng)設(shè)備、工機(jī)具開展季度檢查，檢查合格后按季度次序分別掛設(shè)“綠、白、藍(lán)、黃”檢查色標(biāo)；腳手架檢查驗(yàn)收“合格”或“不合格”分別掛設(shè)“綠色”或“紅色”信息牌。

（8）工作危害分析/作業(yè)安全分析（JHA/JSA）為強(qiáng)化作業(yè)人員現(xiàn)場(chǎng)安全風(fēng)險(xiǎn)識(shí)別能力，對(duì)現(xiàn)場(chǎng)持續(xù)時(shí)間較長(zhǎng)（一天以上）的作業(yè)活動(dòng)，采用“工作危害分析法（JHA）”分析每道工序存在的安全風(fēng)險(xiǎn)，制定相應(yīng)預(yù)控措施，并作為施工方案附件和安全技術(shù)交底資料；對(duì)一般日常施工活動(dòng)，采用“作業(yè)安全風(fēng)險(xiǎn)法（JSA）” 簡(jiǎn)潔實(shí)用工具在班前會(huì)上對(duì)一項(xiàng)或若干項(xiàng)任務(wù)進(jìn)行安全分析，并記錄作為安全交底記錄材料。

（9）HSE根本原因分析方法（RCA）

核電工程HSE管理倡導(dǎo)公開、透明理念，對(duì)安全事件、重復(fù)性發(fā)生問題進(jìn)行根本原因分析（RCA），而不局限于表面原因分析。利用“原因樹、魚刺圖、變化分析、屏障分析”等專業(yè)方法，從管理方面查找系統(tǒng)根本原因進(jìn)行糾正，并將事件經(jīng)過、原因、預(yù)防措施等信息以“安全警戒卡”形式反饋到公司所有項(xiàng)目，舉一反三，落實(shí)相關(guān)管理措施。目前，7 / 10

公司已開發(fā)45個(gè)典型經(jīng)驗(yàn)反饋案例。

（10）安全時(shí)刻及安全文化分享

安全時(shí)刻是由國核工程公司在集團(tuán)內(nèi)率先推行使用的，是指會(huì)議開始前或參訪前由會(huì)議主持人或接待人員做出的安全提示，如疏散要求、人數(shù)清點(diǎn)等。安全文化分享是會(huì)議進(jìn)入正式主題前開展的安全導(dǎo)入活動(dòng)，如核安全文化宣貫、近期安全熱點(diǎn)話題、近期安全事故等。

此外，公司還開發(fā)了其他HSE管理工具，包括： ? 為推動(dòng)全員主動(dòng)參與HSE管理，現(xiàn)場(chǎng)推行使用“安全觀察卡（HELP卡）”。鼓勵(lì)員工發(fā)現(xiàn)安全隱患，現(xiàn)場(chǎng)糾正并填寫安全觀察卡。

? 為持續(xù)提升全員參與HSE管理的意識(shí)，項(xiàng)目現(xiàn)場(chǎng)開發(fā)《員工HSE自我評(píng)估卡》，鼓勵(lì)員工每月開展一次HSE自評(píng)。? 為強(qiáng)化項(xiàng)目現(xiàn)場(chǎng)員工“安全紅線”意識(shí)，公司建立“黑名單”制度，對(duì)違反公司發(fā)布的《安全生產(chǎn)“紅線十條”》和現(xiàn)場(chǎng)HSE違規(guī)累計(jì)三次的人員給予清場(chǎng)處理，并列入公司“黑名單”，凡被記入“黑名單”的人員禁止進(jìn)入工程公司所屬所有項(xiàng)目現(xiàn)場(chǎng)。

? 依據(jù)“以人為本”的原則，發(fā)布了由總經(jīng)理授權(quán)的“HSE停工授權(quán)卡”，提醒員工現(xiàn)場(chǎng)發(fā)現(xiàn)危及自身或他人的危險(xiǎn)時(shí)，有權(quán)叫停相應(yīng)的施工活動(dòng)。

三、施工本質(zhì)化安全水平提升

/ 10

美國核動(dòng)力運(yùn)行研究所（INPO）研究提出“再好的人員也有可能犯錯(cuò)，任何依賴于人的可靠性的系統(tǒng)是最不可靠的”。從安全角度講，本質(zhì)化安全是提升HSE管理水平的關(guān)鍵。國核工程公司借鑒美國核電項(xiàng)目施工理念和依托項(xiàng)目工程實(shí)踐，提出34項(xiàng)施工技術(shù)提升措施，主要包括提升施工技術(shù)和引進(jìn)先進(jìn)設(shè)備工機(jī)具兩方面。具體舉措如下： 3.1提升施工技術(shù)

（1）CA結(jié)構(gòu)模塊翻轉(zhuǎn)技術(shù)：項(xiàng)目現(xiàn)場(chǎng)采用CA結(jié)構(gòu)模塊翻轉(zhuǎn)平臺(tái)替代傳統(tǒng)雙機(jī)抬吊施工技術(shù)。操作簡(jiǎn)單、翻轉(zhuǎn)平穩(wěn)、可避免模塊變形，降低吊裝作業(yè)風(fēng)險(xiǎn)。

（2）CR10模塊整體組裝技術(shù)：依托項(xiàng)目核島CR10模塊采用散吊就位后再組裝，吊裝風(fēng)險(xiǎn)較大。公司對(duì)標(biāo)美國核電項(xiàng)目施工方法，在示范工程項(xiàng)目?jī)?yōu)化施工邏輯，采取CR10模塊整體組裝技術(shù)，先地面拼裝再吊裝就位，降低多次吊裝風(fēng)險(xiǎn)。

此外，還有CV貫穿件地面組裝、VCS風(fēng)管地面預(yù)組裝等，降低多次吊裝和高處作業(yè)風(fēng)險(xiǎn)。3.2引進(jìn)先進(jìn)設(shè)備工機(jī)具

（1）高空作業(yè)裝備的使用：項(xiàng)目現(xiàn)場(chǎng)結(jié)構(gòu)模塊拼裝、設(shè)備設(shè)施檢修使用高空作業(yè)車/升降車，降低腳手架的搭拆帶來的安全風(fēng)險(xiǎn)，提高工作效率，節(jié)省人工時(shí)。

（2）焊接煙塵凈化器的使用：項(xiàng)目現(xiàn)場(chǎng)焊接作業(yè)配備焊

/ 10

接煙塵凈化器，吸收焊接煙塵，降低對(duì)作業(yè)人員的職業(yè)危害。此外，還有全自動(dòng)鋼筋綁扎機(jī)、無塵打磨機(jī)、固定式電子點(diǎn)煙器等等的應(yīng)用。結(jié)束語

國核工程公司把HSE作為公司核心價(jià)值，在管理方面形成了一系列基礎(chǔ)性成果，但仍然需要從管理精細(xì)化方面深入挖掘，在總結(jié)經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上進(jìn)行持續(xù)改進(jìn)，將安全文化與實(shí)際工作有效融合，提升工作執(zhí)行能力，做到“固化于制、內(nèi)化于心、外化于行”，努力推進(jìn)“要我安全”到“我要安全”再到“我們（團(tuán)隊(duì)）要安全”的轉(zhuǎn)變。

/ 10

第五篇：核電各技術(shù)對(duì)比

核電各種技術(shù)簡(jiǎn)單分析

—中廣核準(zhǔn)員工論壇

一、自主品牌：CNP1000——中國百萬千瓦級(jí)核電站

CNP1000型核電站使中國百萬千瓦級(jí)核電站的設(shè)計(jì)壽期從目前的40年延長(zhǎng)到60年，核燃料換料周期從目前的12個(gè)月延長(zhǎng)到18個(gè)月，機(jī)組可利用率將從目前的75%左右提高到87%，上網(wǎng)電價(jià)可控制在5美分/千瓦時(shí)以下，CNP1000的比投資將下降到1300美元/千瓦以下

CNP1000無論是性能上、經(jīng)濟(jì)上、安全上都達(dá)到了國際上第二代改進(jìn)的水平。

NP1000主要性能指標(biāo)為：電站設(shè)計(jì)壽命60年，堆芯熱工裕量大于15%，堆芯熔化概率小于1X10-5/堆年，大量放射性物質(zhì)釋放概率小于1X10-6/堆年，機(jī)組可利用率大于87%，換料周期為18個(gè)月，比投資小于1500美元/千瓦。如批量生產(chǎn)，比投資可達(dá)到1300美元/千瓦以下。NP1000主要有10項(xiàng)設(shè)計(jì)改進(jìn)：

一、改進(jìn)堆芯設(shè)計(jì)，降低功率密度，提高堆芯安全裕度；

二、改進(jìn)電站布置設(shè)計(jì)，采用單堆布置和滿足實(shí)體分隔、防火要求的核島布置方案；

三、改進(jìn)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)，提高系統(tǒng)可靠性；

四、改進(jìn)安全殼系統(tǒng)設(shè)計(jì)，加大安全殼容積；

五、采用先進(jìn)的分布式數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)，提高電廠的可用性和安全性，提高自動(dòng)化控制水平和可操作性；

六、考慮了嚴(yán)重事故下的氫氣控制措施；

七、設(shè)置安全殼內(nèi)換料水箱，取消安注和噴淋再循環(huán)切換，提高系統(tǒng)可靠性；

八、設(shè)置堆腔淹沒系統(tǒng)，防止在嚴(yán)重事故下堆芯熔融物熔穿壓力容器；

九、采用LBB技術(shù)，取消或減少防甩裝置；

十、汽輪機(jī)組采用半速機(jī)，提高電廠效率。

CNP1000設(shè)計(jì)的主要特點(diǎn)

①燃料組件177盒，降低線功率密度，采用AFA3G燃料組件提高安全裕量。增大功率，提高經(jīng)濟(jì)性。

②18個(gè)月?lián)Q料，低泄漏，提高經(jīng)濟(jì)性。

③大直徑反應(yīng)堆壓力容器（內(nèi)徑為4340mm），增加水裝量，降低容器壁面中子注量，提高安全性，并滿足60年壽期要求。④穩(wěn)壓器容積為51m3，穩(wěn)壓能力增強(qiáng)。

⑤采用預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的有效措施，降低堆芯損壞和放射性大量釋放的概率。

⑥采用LBB技術(shù)，簡(jiǎn)化系統(tǒng)并有利于維護(hù)保養(yǎng)。

⑦高壓安注泵同上充泵分開，低壓安注泵同余熱泵共用，并形成兩個(gè)系列。⑧輔助給水系統(tǒng)設(shè)置兩臺(tái)汽動(dòng)泵和兩臺(tái)電動(dòng)泵,形成兩個(gè)系列。⑨采用半速汽輪機(jī)/發(fā)電機(jī)機(jī)組。⑩數(shù)字化I&C系統(tǒng)。

二、引進(jìn)創(chuàng)新：CPR －1000 中國改進(jìn)型壓水堆核電站 CPR1000作為“二代加”技術(shù)，在大亞灣核電站及嶺澳核電站一期的基礎(chǔ)上，通過持續(xù)科技進(jìn)步，不斷創(chuàng)新和改進(jìn)，逐漸趨近第三代。在探索的過程中提出許多新技術(shù)：

?事故處理規(guī)程由事故定向轉(zhuǎn)為狀態(tài)定向；

?首爐堆芯即采用18個(gè)月?lián)Q料方案

?壓力容器設(shè)計(jì)壽命達(dá)到60年

?采用堆坑注水技術(shù)

?主回路應(yīng)用破前漏（LBB）設(shè)計(jì)理念

?采用可視化進(jìn)度控制

?利用三維輔助設(shè)計(jì)進(jìn)行設(shè)計(jì)校核 CPR1000——主要技術(shù)、經(jīng)濟(jì)指標(biāo)

環(huán)路數(shù)

總體性能指標(biāo)

DNBR裕量＞15% 組可用率≥87%

壓力容器設(shè)計(jì)壽命60年 一回路壓力15.5 MP 一回路溫度T入/T出292.4℃/329.8℃ 均線功率密度186 W/cm 機(jī)組額定功率1080 MWe

燃料組件157組全M5的AFA3G組件 活性區(qū)高度3.66 m 換料周期18 月

堆容器內(nèi)徑/高度3.99 m/12.99 m 電廠熱循環(huán)效率36% 儀控系統(tǒng)DCS 電廠布置雙堆

安全殼單層 + 鋼內(nèi)襯

安全殼自由體積49000 m3 嚴(yán)重事故對(duì)策采取相應(yīng)措施 汽輪發(fā)電機(jī)組半速機(jī) 建設(shè)工期≤58 月

三、AP1000技術(shù)。其區(qū)別于二代加壓水堆核電機(jī)組的主要特點(diǎn)就是“非能動(dòng)”的安全系統(tǒng)

AP1000技術(shù)是美國西屋公司開發(fā)的第三代百萬千瓦級(jí)先進(jìn)壓水堆核電機(jī)組，其堆芯采用西屋的加長(zhǎng)型堆芯設(shè)計(jì)，這種堆芯設(shè)計(jì)已在比利時(shí)的Doel 4號(hào)機(jī)組、Tihange 3號(hào)機(jī)組等得到應(yīng)用；燃料組件采用可靠性高的Performance+；主回路設(shè)計(jì)類似于美國燃燒工程公司（CE）設(shè)計(jì)的System 80。采用增大的蒸汽發(fā)生器（?125型），和正在運(yùn)行的西屋大型蒸汽發(fā)生器相似；穩(wěn)壓器容積有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式電動(dòng)泵；主管道簡(jiǎn)化設(shè)計(jì)，減少焊縫和支撐；壓力容器與西屋標(biāo)準(zhǔn)的三環(huán)路壓力容器相似，取消了堆芯區(qū)的環(huán)焊縫，堆芯測(cè)量?jī)x表布置在上封頭，可在線測(cè)量。

AP1000 單臺(tái)機(jī)組NSSS的熱功率為3415MWe，電功率為1115MWe，熱效率約為33%，機(jī)組可利用率為93%，堆芯熔化頻率為：2.41×10-7／堆年，嚴(yán)重事故下大量放射性物資向環(huán)境釋放概率為：1.95×10-8／堆年；機(jī)組采用單堆布置，反應(yīng)堆廠房采用雙層安全殼，內(nèi)層為鋼安全殼，外層為混凝土結(jié)構(gòu)（其屋頂設(shè)置非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)儲(chǔ)水箱）；施工安裝過程采用模塊化的建造模式，有利于縮短建造工期。

AP1000區(qū)別于二代加壓水堆核電機(jī)組的主要特點(diǎn)就是“非能動(dòng)”的安全系統(tǒng)。“非能動(dòng)”設(shè)計(jì)概念就是利用固有的熱工水力特性，簡(jiǎn)化安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)，使核電站保證安全的措施不再依賴泵、風(fēng)機(jī)等能動(dòng)設(shè)備的運(yùn)行，從而大幅度地減少了安全級(jí)的閥、泵、電纜及抗震廠房；取消了1E級(jí)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)系統(tǒng)；減少了大部分安全級(jí)能動(dòng)設(shè)備；降低了大宗材料用量；系統(tǒng)簡(jiǎn)化使設(shè)計(jì)簡(jiǎn)化、工藝布置簡(jiǎn)化、施工量減少、運(yùn)行及維修量也相應(yīng)減少。設(shè)計(jì)中采用的非能動(dòng)的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施使安全性能得到提高，同時(shí)也提高了機(jī)組和經(jīng)濟(jì)性。

一、非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)

AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)包括非能動(dòng)余熱去除系統(tǒng)和安全注入系統(tǒng)。與傳統(tǒng)壓水堆應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)相比，AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)除了具有安全注射和應(yīng)急硼化的功能外，還具有堆芯應(yīng)急衰變熱導(dǎo)出和安全殼 pH 值控制的功能，替代了傳統(tǒng)壓水堆輔助（應(yīng)急）給水系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)的部分功能。在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中，引入一個(gè)非能動(dòng)熱交換器。當(dāng)冷卻劑泵失效時(shí)，水流 自然循環(huán)到該熱交換器，后者將熱量載帶到安全殼內(nèi)的換料水箱（IRWST）。傳熱過程無需動(dòng)力。當(dāng) IRWST達(dá)到飽和時(shí)，向安全殼大氣蒸發(fā)，非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)動(dòng)作，冷凝水沿殼壁流回環(huán)料水池，可以實(shí)現(xiàn)長(zhǎng)時(shí)間的堆芯冷卻。安全注入系統(tǒng)由兩臺(tái)堆芯補(bǔ)給水箱（CMT）、兩臺(tái)安全注射箱和IRWST 組成，連接于反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路并充滿硼水，注射依靠重力和氣體儲(chǔ)能的釋放。當(dāng)正常上充水系統(tǒng)失效時(shí)，可應(yīng)付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全 注射水箱和IRWST 為堆芯提供冷卻。依靠 IRWST 提供冷卻水注入保持LOCA后期冷卻和余熱去除，和安全殼冷卻系統(tǒng)一起建立再循環(huán)，使堆芯保持淹沒。

二、非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)

AP1000非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)與傳統(tǒng)壓水堆的安全殼噴淋系統(tǒng)的主要功能相同，其作用是發(fā)生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故發(fā)生在安全殼內(nèi)時(shí)，排出安全殼內(nèi)的熱量。非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)以鋼安全殼作為傳熱界面，將空氣從外層屏蔽殼入口引入，通過外部環(huán)廊到達(dá)底部，在空氣折流板底部轉(zhuǎn)向180度，進(jìn)入內(nèi)部環(huán)廊，再沿安全殼內(nèi)壁向上流動(dòng)。由于內(nèi)部環(huán)廊空氣被加熱和水蒸氣存在，造成內(nèi)外環(huán)廊空

氣密度差，形成空氣的自然循環(huán)，空氣最終從屏蔽殼頂部煙囪排出。在安全殼頂部設(shè)有可供72小時(shí)的冷卻水貯存箱，水依靠重力向下流，在鋼安全殼弧頂和殼壁外側(cè)形成一層水膜。當(dāng)安全殼內(nèi)壓力或溫度過高時(shí)，系統(tǒng)自動(dòng)開啟。由形成的水膜和空氣自然循環(huán)導(dǎo)出安全殼內(nèi)的熱量，降低安全殼的壓力，保證安全殼不受損壞。

三、非能動(dòng)安全殼裂變產(chǎn)物去除系統(tǒng)

AP1000在設(shè)計(jì)上沒有安全相關(guān)的安全殼噴淋系統(tǒng)用于去除安全殼中的裂 變產(chǎn)物。安全殼大氣中活性物質(zhì)的去除完全靠自然的過程（如沉淀、擴(kuò)散、熱遷移等）。事故后如安全殼內(nèi)放射性活度升高，由防火系統(tǒng)提供的非能動(dòng)安全殼噴淋系統(tǒng)在安全殼外充氮罐的壓力作用下進(jìn)行噴淋，以限制裂變產(chǎn)物的釋放。絕大多數(shù)非氣態(tài)活性物質(zhì)最終沉積在安全殼地坑冷卻水中。非能動(dòng)主控室可居留系統(tǒng)失去交流電源時(shí)，主控室非能動(dòng)應(yīng)急可居留系統(tǒng)向主控室通風(fēng)和充氣，維持工作人員可以繼續(xù)居留的環(huán)境至少72小時(shí)，并兼作主控室、儀間和直流設(shè)備室的非能動(dòng)熱阱

四、非能動(dòng)主控室可居留系統(tǒng)

失去交流電源時(shí)，主控室非能動(dòng)應(yīng)急可居留系統(tǒng)向主控室通風(fēng)和充氣，維持工作人員可以繼續(xù)居留的環(huán)境至少72小時(shí)，并兼作主控室、儀表間和直流設(shè)備室的非能動(dòng)熱阱。

四、三代技術(shù)：EPR

EPR是法馬通和西門子聯(lián)合開發(fā)的反應(yīng)堆，提高核電的經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力，EPR的發(fā)電成本將比N4系列低10%。EPR的主要特征

1、EPR是目前國際上最新型反應(yīng)堆（法國N4和德國近期建設(shè)的Konvoi 反應(yīng)堆）的基礎(chǔ)上開發(fā)的，吸取了核電站運(yùn)行三十多年的經(jīng)驗(yàn)。

2、EPR是漸進(jìn)型、而不是革命型的產(chǎn)品，保持了技術(shù)的連續(xù)性，沒有技術(shù)斷代問題。EPR采納了法國原子能委員會(huì)和德國核能研發(fā)機(jī)構(gòu)的技術(shù)創(chuàng)新成果。

3、EPR是新一代反應(yīng)堆，具有更高的經(jīng)濟(jì)和技術(shù)性能：降低發(fā)電成本，充分利用核燃料（UO2或MOX），減少長(zhǎng)壽廢物的產(chǎn)量，運(yùn)行更加靈活，檢修更加便利，大量降低運(yùn)行和檢修人員的放射性劑量。

4、EPR屬壓水堆技術(shù)。法國在運(yùn)行的核電站都是壓水堆。目前，全球共有440臺(tái)在運(yùn)行的核電機(jī)組，其中209臺(tái)是壓水堆。壓水堆是上國際上使用最廣泛的堆型。

5、EPR可使用各類壓水堆燃料：低富集鈾燃料（5%）、循環(huán)復(fù)用的燃料（源于后處理的再富集鈾，或源于后處理的钚鈾氧化物燃料MOX）。EPR堆芯可全部使用MOX燃料裝料。這樣，一方面可實(shí)現(xiàn)穩(wěn)定乃至減少钚存量的目標(biāo)，同時(shí)也可降低廢物的產(chǎn)量；

6、EPR的電功率約為1600兆瓦。具有大規(guī)模電網(wǎng)的地區(qū)適于建設(shè)這種大容量機(jī)組。另外，人口密度大、場(chǎng)址少的地區(qū)也適于采用大容量機(jī)組。未來20年，半數(shù)以上的新核電站將建在這類地區(qū)。

7、EPR的技術(shù)壽期為60年，目前在運(yùn)行的反應(yīng)堆的技術(shù)壽期為40年。由于設(shè)備方面的改進(jìn)，EPR運(yùn)行40年無需更換重型設(shè)備 EPR為單堆布置四環(huán)路機(jī)組，電功率1525MWe，設(shè)計(jì)壽命60年，雙層安全殼設(shè)計(jì)，外層采用加強(qiáng)型的混凝土殼抵御外部災(zāi)害，內(nèi)層為預(yù)應(yīng)力混凝土。作為新一代技術(shù)，EPR相比較與前幾代：

一、經(jīng)濟(jì)性能更高 EPR的發(fā)電成本將更低，比N4系列反應(yīng)堆低10%。主要優(yōu)化措施是：

1、EPR的功率（約1600兆瓦）比近期建設(shè)的反應(yīng)堆功率（約1450兆瓦）更高。

2、建設(shè)周期更短：從建造至商業(yè)運(yùn)行計(jì)劃用57個(gè)月。

3、能量效益提高到36%，這是輕水反應(yīng)堆最好的指標(biāo)。

4、EPR技術(shù)壽期將達(dá)到60年。

5、提高燃料的利用率。在發(fā)電量相同的條件下，EPR將減少使用15%的鈾，廢物產(chǎn)量因此降低。同樣，也降低了核燃料循環(huán)（從鈾濃縮到后處理等各個(gè)環(huán)節(jié)）的費(fèi)用。

6、EPR降低了運(yùn)行費(fèi)：

由于提高了人機(jī)接口的質(zhì)量和主控室的功效，操作簡(jiǎn)化，通過運(yùn)行支持系統(tǒng)，提升自動(dòng)化水平，減少了人工干預(yù)；

設(shè)備布局更合理，便于進(jìn)入工作區(qū)，簡(jiǎn)化了檢修，縮短了工期；可進(jìn)行不停運(yùn)的標(biāo)準(zhǔn)化保養(yǎng)維修；

停堆換料期減至16天；反應(yīng)堆壽期內(nèi)可利用率可達(dá)到91%，法國在役反應(yīng)堆的平均使用率為82%。

7、EPR的發(fā)電成本將降至30歐元/MWh，比主要競(jìng)爭(zhēng)對(duì)手—天然氣低20%。

二、更高的安全性

EPR滿足法德兩國核安全當(dāng)局提出的“加強(qiáng)防范可能損壞堆芯的事件，緩解堆芯熔化的放射性影響”兩方面的要求，具有更高的安全性。

1.加強(qiáng)防范損壞堆芯的事件

通過設(shè)計(jì)簡(jiǎn)單化、功能多樣化和冗余系統(tǒng)確保安全功能。自動(dòng)化水平更加先進(jìn)；EPR配置四個(gè)同樣的安全系統(tǒng)，具有非正常狀態(tài)下冷卻堆芯的功能。每個(gè)系統(tǒng)都能完全獨(dú)立發(fā)揮其安全功效。這四個(gè)系統(tǒng)分別設(shè)在四個(gè)廠房，實(shí)行嚴(yán)格的分區(qū)實(shí)體保護(hù)。因內(nèi)部事件（水災(zāi)、火災(zāi)等）或外部事件（地震）造成某一系統(tǒng)失靈時(shí)，另一系統(tǒng)代替有故障系統(tǒng)行使安全職能，實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆安全停堆。這些結(jié)構(gòu)性的安全系統(tǒng)將把在役壓水堆極低的堆芯破損概率再降低一個(gè)10次方。

2.安全殼具有非常高的密封性

如果萬一發(fā)生堆芯損壞事件，將對(duì)居民和環(huán)境采取防御性保護(hù)措施，使他們不受影響。

EPR的密封水平是國際上唯一的，反應(yīng)堆廠房非常牢固，混凝土底座厚達(dá)6米，安全殼為雙層，內(nèi)殼為預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)，外殼鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)，厚度都是1.3米。2.6米厚的安全殼可抵御墜機(jī)等外部侵襲。

即使發(fā)生概率極低的熔堆事故，壓力殼被熔穿，熔化的堆芯逸出壓力殼，熔融物仍封隔在專門的區(qū)域內(nèi)冷卻。這一專門區(qū)域的內(nèi)壁使用了耐特高溫保護(hù)材料，能夠保證混凝底板的密封性能。EPR的熔堆事故影響嚴(yán)格限制在反應(yīng)堆安全殼內(nèi)，核電站周邊的居民、土壤和含水層都受到保護(hù)。

3.降低運(yùn)行和檢修人員的輻照劑量

EPR運(yùn)行和檢修人員的輻射防護(hù)工作將進(jìn)一步加強(qiáng)：集體劑量目標(biāo)確定為0.4人希弗特/堆年，與目前經(jīng)濟(jì)合作與發(fā)展組織國家核電站的平均劑量（1人希弗特/堆年）相比，將降低一倍以上。

目前法國核電站檢修人員的人希弗特集體劑量水平約合人均劑量5毫希弗特/年（5mSv）。換言之，法國核電站工作人員的平均劑量等同于法國天然放射性當(dāng)量。

三、EPR更加環(huán)保

核電的優(yōu)勢(shì)是不排放二氧化碳、二氧化硫、二氧化氮、粉塵及其他溫室效應(yīng)氣體，EPR在可持續(xù)發(fā)展方面取得了重要的進(jìn)展：

EPR的堆芯設(shè)計(jì)有利于提高燃料的利用率，減少鈾的使用量，降低钚和長(zhǎng)壽命廢物的產(chǎn)量；有利于控制和降低钚的儲(chǔ)量；由于EPR的技術(shù)壽期將達(dá)到60年，在生產(chǎn)同等電力的情況下，EPR退役后的最終廢物數(shù)量將減少；利用核能有利于儲(chǔ)備本世紀(jì)中葉將逐漸枯竭的化石燃料

五、壓水堆原理

利用核能生產(chǎn)電能的電廠稱為核電廠。由于核反應(yīng)堆的類型不同，核電廠的系統(tǒng)和設(shè)備也不同。壓水堆核電廠主要由壓水反應(yīng)堆、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（簡(jiǎn)稱一回路）、蒸汽和動(dòng)力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)（又稱二回路）、循環(huán)水系統(tǒng)、發(fā)電機(jī)和輸配電系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)組成，其流程原理如圖2.1所示。通常將一回路及核島輔助系統(tǒng)、專設(shè)安全設(shè)施和廠房稱為核島。二回路及其輔助系統(tǒng)和廠房與常規(guī)火電廠系統(tǒng)和設(shè)備相似，稱為常規(guī)島。電廠的其他部分，統(tǒng)稱配套設(shè)施。實(shí)質(zhì)上，從生產(chǎn)的角度講，核島利用核能生產(chǎn)蒸汽，常規(guī)島用蒸汽生產(chǎn)電能。

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)將堆芯核裂變放出的熱能帶出反應(yīng)堆并傳遞給二回路系統(tǒng)以產(chǎn)生蒸汽。通常把反應(yīng)堆、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)合稱為核供汽系統(tǒng)。堆冷卻劑系統(tǒng)一般有二至四條并聯(lián)在反應(yīng)堆壓力容器上的封閉環(huán)路。每一條環(huán)路由一臺(tái)蒸汽發(fā)生器、一臺(tái)或兩臺(tái)反應(yīng)堆冷卻劑泵及相應(yīng)的管通組成。一回路內(nèi)的高溫高壓含硼水，由反應(yīng)堆冷卻劑泵輸送，流經(jīng)反應(yīng)堆堆芯，吸收了堆芯核裂變放出的熱能，再流進(jìn)蒸汽發(fā)生器，通過蒸汽發(fā)生器傳熱管壁，將熱能傳給二回路蒸汽發(fā)生器給水，然后再被反應(yīng)堆冷卻劑泵送入反應(yīng)堆。如此循環(huán)往復(fù)，構(gòu)成封閉回路。整個(gè)一回路系統(tǒng)設(shè)有一臺(tái)穩(wěn)壓器，一回路系統(tǒng)的壓力靠穩(wěn)壓器調(diào)節(jié)，保持穩(wěn)定。

一回路輔助系統(tǒng)主要用來保證反應(yīng)堆和一回路系統(tǒng)的正常運(yùn)行。壓水堆核電廠一回路輔助系統(tǒng)按其功能劃分，有保證正常運(yùn)行的系統(tǒng)和廢物處理系統(tǒng),部分系統(tǒng)同時(shí)作為專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)的支持系統(tǒng)。專設(shè)安全設(shè)施為一些重大的事故提供必要的應(yīng)急冷卻措施，并防止放射性物質(zhì)的擴(kuò)散。

二回路系統(tǒng)由汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)組、冷凝器、凝結(jié)水泵、給水加熱器、除氧器、給水泵、蒸汽發(fā)生器、汽水分離再熱器等設(shè)備組成。蒸汽發(fā)生器的給水在蒸汽發(fā)生器吸收熱量變成高壓蒸汽，然后驅(qū)動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電，作功后的乏汽在冷凝器內(nèi)冷凝成水，凝結(jié)水由凝結(jié)水泵輸送，經(jīng)低壓加熱器進(jìn)入除氧器，除氧水由給水泵送入高壓加熱器加熱后重新返回蒸汽發(fā)生器，如此形成熱力循環(huán)。為了保證二回路系統(tǒng)的正常運(yùn)行，二回路系統(tǒng)也設(shè)有一系列輔助系統(tǒng)。

循環(huán)水系統(tǒng)主要用來為冷凝器提供冷卻水。

發(fā)電機(jī)和輸配電系統(tǒng)的主要設(shè)備有發(fā)電機(jī)、勵(lì)磁機(jī)、主變壓器、廠用變壓器、啟動(dòng)變壓器、高壓開關(guān)站和柴油發(fā)電機(jī)組等組成。其主要作用是將核電廠發(fā)出的電能向電網(wǎng)輸送,同時(shí)保證核電廠內(nèi)部設(shè)備的可靠供電。發(fā)電機(jī)的出線電壓一般為22kV左右，經(jīng)變壓器升至外網(wǎng)電壓。為保證核電廠安全運(yùn)行，核電廠至少與兩條不同方向的獨(dú)立電源相連接，以避免因雷擊、地震、颶風(fēng)或洪水等自然災(zāi)害可能造成的全廠斷電。

每臺(tái)發(fā)電機(jī)組的引出母線上，均接有兩臺(tái)廠用變壓器。為廠用電設(shè)備提供高壓電源。高壓廠用電系統(tǒng)一般為6kV左右。該高壓廠用電系統(tǒng)直接向核電廠大功率動(dòng)力設(shè)備供電。對(duì)于小功率設(shè)備,經(jīng)變壓器降壓后供給380/220V低壓電源。通常高壓廠用電系統(tǒng)分為工作母線和安全母線兩部分，高壓廠用電系統(tǒng)的工作母線，可以由外電網(wǎng)或發(fā)電機(jī)供電，高壓廠用電的安全母線，除外網(wǎng)和發(fā)電機(jī)外，還可由柴油發(fā)電機(jī)供電。

在電廠正常功率運(yùn)行時(shí)，發(fā)電機(jī)發(fā)出的電能大部分經(jīng)主變壓器升壓至外網(wǎng)電壓輸送給用戶。同時(shí)，整個(gè)廠用設(shè)備的配電系統(tǒng)由發(fā)電機(jī)的引出母線經(jīng)廠用變壓器降壓后供電。當(dāng)發(fā)電機(jī)停機(jī)時(shí)，則由外部電網(wǎng)經(jīng)啟動(dòng)變壓器供電。當(dāng)外網(wǎng)和發(fā)電機(jī)組都不能供電時(shí)，則由柴油發(fā)電機(jī)組向安全母線供電，以保證核電廠設(shè)備的安全。

六、濃縮鈾反應(yīng)堆

如果使用含有3％鈾一235的濃縮鈾，就有可能使用普通的“輕”水作為冷卻劑，水中的氫作慢化劑。

氫可吸收中子，故不適用于含o．7％鈾一235的天然鈾燃料，但可用于濃縮鈾。在這類反應(yīng)堆中，水始終保持高壓狀態(tài)，使其不能沸騰。水把熱從反應(yīng)堆芯通過蒸汽發(fā)生器傳遞給二回路系統(tǒng)，該系統(tǒng)中保持較低的壓力，水被轉(zhuǎn)化為蒸汽，從而驅(qū)動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組。這種設(shè)計(jì)的反應(yīng)堆被稱為壓水反應(yīng)堆，簡(jiǎn)稱壓水堆(PWR)。

其它堆型也有采用低濃縮鈾的。慢化劑則使用普通水、重水、石墨或有機(jī)液體，使中子減速。冷卻劑可以是沸水、重水、氦、二氧化碳?xì)饣蛴袡C(jī)液體濃縮鈾反應(yīng)堆原理圖：如果鈾燃料被濃縮，水可被用來作慢化劑和冷卻劑。圖中顯示的壓水堆中，一回路水傳遞的熱使完全隔離的二回路中的水沸騰

七、沸水反應(yīng)堆

象壓水堆一樣，沸水堆的燃料也是濃縮度僅為2％的氧化鈾，它在高溫高壓下被燒結(jié)成圓柱形芯塊，裝入鋯合金管中．這些燃料棒被組裝成比在壓水堆中較為松散的組件。燃料棒基本方形排列包括6*

6、7*7或8*8，而壓水堆燃料組件為15X15或17X17。鈾的濃縮度也不相同，棒中濃縮鈾的數(shù)量與詼棒在陣列中所處的位置有關(guān)。這種排列能糾正沸水堆中由毗鄰組件之間水空間引起的畸變。某些棒不含鈾，而僅有水。十字形碳化硼控制棒在四個(gè)相鄰燃料組件之間從堆芯底部插入。其抽插依靠液壓系統(tǒng)或電磁螺旋驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)。遇有緊急情況，氮?dú)飧采w層之下充滿水的蓄壓箱驅(qū)動(dòng)液壓缸，把控制棒彈入堆芯。

這種反應(yīng)堆最顯著的特征是，允許冷卻劑水在堆芯內(nèi)沸騰．離開堆芯的蒸汽必須經(jīng)過去濕，這個(gè)過程在反應(yīng)堆容器上部進(jìn)行。象在壓水堆蒸汽發(fā)生器中一樣，蒸汽要經(jīng)過汽水分離器(在旋流葉片中，作用于蒸汽流的離心力迫使水滴甩在外壁上)和人字型干燥器，然后被傳輸?shù)狡啓C(jī)，再驅(qū)動(dòng)發(fā)電機(jī)產(chǎn)生電力。蒸汽在給水廠房冷凝后，形成凝結(jié)水，經(jīng)過再加熱后返回反應(yīng)堆容器。為確保穩(wěn)定運(yùn)行，反應(yīng)堆容器上接有若干條再循環(huán)環(huán)路，每條環(huán)路設(shè)一臺(tái)泵，該泵從反應(yīng)堆容器出口接管吸水并排水至人口接管。泵的流量變化可以改變平均水溫和蒸汽泡形成的水平。用這種方法能夠控制中子的慢化條件(密度低的蒸汽替代水或相反)，從而控制反應(yīng)堆的功率水平。在法國壓水堆設(shè)計(jì)弓1人新的控制系統(tǒng)和先進(jìn)靈敏的部件之前，這種調(diào)節(jié)功率水平的能力使得沸水堆勝過它的競(jìng)爭(zhēng)者。

因此，初看起來，這種反應(yīng)堆似乎比壓水堆簡(jiǎn)單；它們省去了蒸汽發(fā)生器，并在低得多的壓力下運(yùn)行(70—80巴，而不是150巴)。但是，它們也有自身的不足：反應(yīng)堆容器更高，更粗；由于設(shè)置了再循環(huán)回路，在連接壓力容器的蒸汽管道上必須設(shè)置安全閥，使得設(shè)計(jì)更為復(fù)雜；此外，堆芯內(nèi)的沸騰水必須連續(xù)凈化，以防止雜質(zhì)沉積在燃料包殼上，在經(jīng)過堆芯時(shí)必須將可能被活化的雜質(zhì)用過濾器濾掉。盡管采取這些措施，燃料元件破損造成放射性產(chǎn)物被夾帶于蒸汽中的可能性依然存在。這就要求汽輪機(jī)設(shè)計(jì)必須具有嚴(yán)格的密封性能，電廠的常規(guī)部分必須劃為易監(jiān)控區(qū)，具有適用于電廠操作人員的保健條例。

關(guān)于電廠安全，象壓水堆設(shè)計(jì)一樣，針對(duì)假設(shè)的冷卻劑喪失和蒸汽管道破裂事故，采取了預(yù)防措施，這就是為什么要把反應(yīng)堆(壓力容器和再循環(huán)泵)包容在能夠承受各種壓力的鋼制密封安全殼系統(tǒng)之中。蒸汽管道安全閥也置于安全殼之內(nèi)。

安全殼系統(tǒng)的設(shè)計(jì)能使逸出反應(yīng)堆的蒸汽噴到反應(yīng)堆容器旁的充水腔室并得到冷凝。簡(jiǎn)圖說明了這些設(shè)計(jì)特點(diǎn)的發(fā)展。象壓水堆一樣，也設(shè)有幾條管道，把安全殼外的冷水注入反應(yīng)堆容器以冷卻燃料。同時(shí)，通過噴淋包容反應(yīng)堆容器的腔室而冷卻安全殼自身。

在最終的分析中，沸水堆的發(fā)電成本與壓水堆相當(dāng)。