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核电站名词解释
RCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，已被法国政府采纳，是法国核电标准RCC系列的一个分支。 RCC系列（RCC-C、RCC-E、RCC-M、RCC-MR和RSE-M五部分）规范标准的原始基础是美国轻水堆核电标准，法国在20世纪70年代初期引进了美国西屋公司的90万千瓦级核电机组技术，启动了压水堆核电发展计划，按照美国ASME－III等标准陆续建成一批90万千瓦级核电机组。为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主（EDF）对制造和检测的要求，法国相关部门对引进的标准增设了相关的附加规定。此后，法国相关部门又把附加规定与设计和建造标准全部收集到一套完整的文件中。这就是RCC系列标准的由来。自1980年10月出版{dy}版以来，应法国国内及国外项目建设的需要，AFCEN不断对RCC-M进行升级或补遗，截至目前{zx1}版本2007版，共计有7个版本。RCC-M是针对不同核电项目建设而不断进行升级的。在RCC-M标准的使用过程中，世界上任意一家使用方均可提出修改要求。AFCEN定期举行小型会议（每年10～20次），由50～100个会员参加，综合考虑各种情况和问题，如法规和涉及标准的变化、国际范围内管理要求的更新以及工业发展情况等对RCC-M标准进行更新。 RCC-M主要用于安全级设备，在法国和其他国家（如中国）供买卖双方在合同签订时作为依据性文件使用。RCC-M中所给出的规则主要借鉴了"ASME锅炉及压力容器规范"第III卷核动力装置设备（NB、NC、ND、NG、NF）各篇的有关内容，并吸收了法国在工业实践中取得的成果。RCC-M所给出的制造和检验规则是法国本身核工业实践经验的具体体现，这些规则是法国对外出口技术的承诺。 同时，RCC-M规范的出版，对推动法国本国核工业设备的国产化做出了突出的贡献。法国从1982年中止与西屋的合同后，首座xx自主化核电站开始建造，在核电设备国产化过程中，得到了法国国家政策的支持，编写了自己的核电标准，EDF也形成了自己的相对固定供应商，不断地向供应商进行经验反馈，各供应商根据EDF的经验反馈对其设备进行改进，从而提高产品质量。同时，由于供应商的相对固定，也大大降低了造价。 核环吊主要包括起升机构单一故障保护系统、多传动交流变频调速系统、自动定位系统、大车旋转锥形车轮、高清晰度工业摄像系统、无线遥控系统、容错的故障安全型CPU及PLC冗余、钢结构抗震计算及对策和箱形钢结构压力平衡等几部分。由于核电设备的特殊性，对核环吊性能有很高要求：能满足在核岛（核反应堆）事故环境（65～180℃高温、5.2大气压）条件下不损坏，在工作环境（核辐射和高湿度95%）中具有高可靠性（起升机构单一故障保护）、高安全防护性能（抗震构造及多重安全措施）、高定位精度（mm级）、高寿命（40年）的特点。 国外多家公司具备第二代核电站用核环吊设计制造能力，第三代核电技术尚无完工业绩工程，各公司还没有相应的核环吊制造业绩。国外具备核环吊设计能力的公司主要有美国PAR公司、P&H公司，法国EIFFEL公司、REEL公司，德国PWH公司、诺尔（NOELL）公司等；具备核环吊制造能力的公司有：美国PAR公司、P&H公司，韩国斗山，法国阿尔斯通、EIFFEL公司、REEL公司、PHB公司，日本东芝、日立，德国PWH公司等。 蒸发器（evaporator）是指通过加热使溶液浓缩或从溶液中析出晶粒的设备，主要由加热室和蒸发室两部分组成。加热室向液体提供蒸发所需要的热量，促使液体沸腾汽化；蒸发室使气液xx分离。加热室中产生的蒸气带有大量液沫，到了较大空间的蒸发室后，这些液体借自身凝聚或除沫器等的作用得以与蒸气分离。通常除沫器设在蒸发室的顶部。蒸发器按操作压力分常压、加压和减压3种。按溶液在蒸发器中的运动状况分有： 锆属于一种稀有金属，具有惊人的抗腐蚀性能、极高的熔点、超高的硬度和强度，被广泛应用于航空航天、军工、核领域。锆基合金由于其与核燃料优良的相容性，优异的耐蚀性和加工性能，大量用于核燃料的包壳、格架、端塞和其他堆芯材料。锆生产的原料主要是氧氯化锆和金属镁，这两种材料均是中国向外出口的优势产品，占世界贸易的40%以上。美国西屋公司每年生产锆材约1400吨，其原材料全部从中国采购。 由于我国尚未xx掌握核级海绵锆的三大关键技术：锆铪分离、沸腾氯化合还原蒸馏技术，只能生产工业级海绵锆和火器级的海绵锆（国内标准，比工业级品质略低）。火器级海绵锆是以锆砂为原料，不经锆铪分离，经碳化或直接氯化，镁还原后制得的含铪海绵锆，其成分仅适用于军工企业用作火炮添加剂，因而被称为火器锆。经过几十年的努力，我国虽然在稀有金属提炼方面取得了较大的成绩，但锆铪冶炼技术仍存在工艺落后，流程冗长、物料和能源消耗大，金属回收率低等不足，与国际水平存在较大的差距，我国核级锆材基本全部从国外进口。而在海绵锆的前端，由于发达国家出于环境污染以及劳动力成本的考虑，基本不参与氧氯化锆等初级产品的加工生产，我国占据着较大的市场份额，大量出口，这使得我国绝大多数锆铪生产企业在国际上处于产业链的{zd1}端。 反应堆压力容器（reactor pressure vessel）是安置核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳，是压水堆核电站中的关键设备，具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点，而且是不可更换的设备，必须保证其在核电站40年寿命期内{jd1}安全可靠。反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的xx反应限制在一个密封的空间内进行，它和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。反应堆压力容器分为钢和预应力混凝土两类。钢压力容器可用于各种类型的核反应堆，预应力混凝土压力容器成功地用于气冷堆，正在探索用于其他类型的核反应堆。 第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。20世纪60年代末～70年代，世界上建造了大批单机容量在600～1400MWe的标准化和系列化核电站。第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。 第三代核电站：20世纪90年代，为解决公众关注的核安全和核废料问题，在第二代基础上研发的先进轻水堆核电站称为第三代，实际上是第二代技术沿着提高安全性和经济性的方向不断改进的结果。第三代技术=第二代技术+严重事故预防+安全系统的改进提高，安全可靠性从设计上得到进一步提高，经济性则依赖设计、制造、施工安装和运行管理水平的提高。就主要核电站设备而言，大部分技术是通用的，单台设备容量向大型化发展，同时，建设工期缩短为4～5年。目前，第三代核电技术的代表为美国西屋公司AP1000技术和法国法玛通公司EPR技术。其中美国机型向简化和非能动化发展，百万千瓦级核电站（120万千瓦）的核岛由3回路减为2回路，循环系统大量采用依靠自然循环的非能动设计，并使用屏蔽式循环水泵；法国机型核岛由3回路增加至4回路，常规岛主设备向大型化发展，单台设备容量加大。 目前，第二代核电站运行业绩良好，尚有改进潜力和很大发展空间；第三代核电的设计目标要求比第二代具有更好的安全性和经济性，尤其是非能动安全系统和严重事故应对措施,可减少故障演变成事故的风险，从而使堆芯熔化和大量放射性释放的概率进一步降低。第三代的压水堆核电机组目前尚未取得实际运行经验，没有成熟的商用机型，达到批量规模建设的阶段还需要有个过程。2005年9月，世界首台第三代核电机组（EPR）在芬兰开工建设。2006年12月，国家决定引进具有{sjlx}水平的美国AP1000第三代核电技术，并在浙江三门和山东海阳进行自主化依托项目建设。2007年11月26日，我国引进法国三代核电EPR建设两台机组的合同也已签署。由于第三代压水堆核电站刚开始建设，在经济性方面尚难以显现竞争优势，但可以预计，随着第三代核电站的批量建设，经济性的优势将得到逐步体现。 第四代核能系统：第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），{zx0}由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会。2000年1月，美国能源部发起，并约请其他八个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了"九国联合声明"。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了"第四代核能系统国际论坛（GIF）"，拟于2～3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是：在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。 AP1000和EPR的安全系统采用了两种xx不同的设计理念。AP1000安全系统采用"非能动"的设计理念，更好地达到"简化"的设计方针。安全系统利用物质的自然特性：重力、自然循环、压缩气体的能量等简单的物理原理，不需要泵、交流电源、1E级应急柴油机，以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统（它们只在发生事故时才动作），降低了人因错误。"非能动"安全系统的设计理念是压水堆核电技术中的重大革新。EPR安全系统在传统第二代压水堆核电技术的基础上，采用"加"的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性。安全系统全部由两个系列增加到四个系列，EPR在增加安全水平的同时，增加了安全系统的复杂性，是在原有基础上的改良。 目前，世界上共有核电机组441座，其中压水堆有300多座，并且大部分都是百万千瓦级机组。百万千瓦级压水堆核电站也是国家早在1983年就已经明确的核电技术路线。中广核集团20多年来一直坚持这一路线，积极开展系列化、标准化百万千瓦级压水堆核电站的建设，并已形成一套自有的产业化经验。为了在第三代先进核电站大批量建设之前的过渡时期，能够满足国家核电发展规划对核电站建设进度的要求，同时，为第三代核电技术的引进、消化、吸收、创新建立坚实的技术平台和工业基础，中国广东核电集团公司推出中国改进型压水堆（1000MW）核电站―CPR1000技术选型方案。 广东核电起步是从引进法国技术开始的。法国百万千瓦级核电技术的原型是美国西屋公司标准312堆型，通过改进批量化建设发展成为标准化的CPY技术。为了提高法国核电的出口竞争力，法玛通公司在CPY的基础上形成了安全性和经济性较好的M310堆型。大亚湾核电站引进的就是这种新型的M310堆型，并从高起点起步，开展了百万千瓦级大型商用核电技术的消化、吸收和创新工作。 岭澳一期核电站以大亚湾核电站为参考电站，维持热功率和其它主要运行参数不变，结合经验反馈和核安全技术发展要求，通过37项重大技术改进，进一步提高了电站安全水平和技术经济性能，总体性能达到了国际在役核电站的先进水平。概率安全分析（PSA）表明，在同等评估条件下，岭澳一期的堆芯熔化频率（CDF）进一步降低，安全性进一步提高，并在实现自主建设和自主运营的同时基本具备了自主设计能力。 CPR1000是目前国内自主化水平、安全可靠性、成熟性、经济性等各方面综合比较{zj0}的核电技术方案；是我国可以在"十一五"和"十二五"期间实现产业化的百万千瓦级"二代改进型"核电技术方案；是以中国广东核电集团从法国引进的百万千瓦级核电机组为基础，结合技术改进形成的中国大型商用压水堆技术方案；是目前我国设计自主化、装备自主化、建设自主化、运营自主化水平{zg}且以国内运行业绩{zj0}核电站为参考基础的百万千瓦核电技术方案；是根据世界上同类型机组1000多堆年运行经验不断持续改进的技术结晶；是立足于国内已有主流技术基础上的核电站；是符合核电科技发展规律，可与第三代核电技术平稳过渡衔接，为第三代核电技术成功示范后的批量建设打下坚实的技术基础，并促进装备产业结构升级，加速实现新一代核电站的自主设计、自主制造、自主建设和自主运营。 PBMR(Pebble Bed Modular Reactor)是球床模块高温气冷堆的简称。PBMR单机热功率为265MW，输出电功率是110MW，热效率为42％-50％，美国主导的PBMR甚至可以达到57%的效率。PBMR使用球状燃料，采用惰性气体作冷却剂。事故状态下，堆芯热量的导出采用非能动方式，排除了堆芯熔化事故，安全性好。由于PBMR采用低浓度铀燃料（原子弹必须用高浓度铀），符合美国极力推行的核不扩散政策，所以美国支持PBMR商业化，尤其是在发展中国家推广。PBMR被认为是最有希望满足新一代核能系统要求的堆型，与我国的高温气冷实验堆的原理类似。 核级仪控的数字化应用，除了对硬件的严格要求以外，还要保证核级仪控产品中软件的安全性。核级仪控软件的安全性保证包括软件的安全开发技术和软件的验证与确认技术（即通常所说的Validation & Verification 认证，简称V&V）两个方面。目前，国内还没有建立相应的V&V认证程序。按照核法规要求，V&V是保证软件的安全性与可靠性的必要步骤，必须通过V&V过程才能证明和确认数字化核级仪控产品中软件的安全性和可靠性，产品才能被允许应用于核电站安全功能的执行。V&V研究的内容确定为在软件开发上，按照严格建立的软件工程步骤管理和执行，尽可能排除开发过程中引入的错误，保证产生的软件具有透明性、行为的确定性和可测试性。按照核法规要求，在V&V认证上，要建立实施V&V的过程、步骤及方法、建立V&V的辅助工具，为V&V工作的正确开展提供科学的指导意见。 第三代欧洲压水堆EPR（Europe Pressure Reactor）是法国法马通和德国西门子联合开发的反应堆。目前已经完成了技术层面的开发工作，现已进入建设阶段。EPR满足了欧洲电力公司在"欧洲用户要求文件"中提出的全部要求，达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准，提高了核电的经济竞争力，其发电成本将比N4系列低10％。EPR主要优点如下： 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，已成为一种成熟的能源。我国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。我国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由我国自己研究设计建造的。 “二代加”核电站常规岛主管道涉及的系统主要包括：主蒸汽管道系统（VVP）、高压给水加热器系统(AHP)、给水流量控制系统(ARE)、电动给水泵系统（APA）及启动给水泵系统（APD）等。主要管道材料为WB36CN1（由WB36S1衍生并增加了控铬要求的国产化管道材料，CN1指中国核电管道国产化{dy}号；WB36S1是按德国技术监督局的规范2001年版本459/2生产的一种专门用于核电厂的主给水或主蒸汽管道用材料）。 Inconel690-U型管是采用Inconel690合金材料制成的U型管。Inconel690合金是一种含铬30%的高铬镍合金，在核辐射和纯水的环境中，具有较强的抵抗应力腐蚀功能。U型管是核电蒸汽发生器中的核心部件，起交换热量作用，属核一级部件。为了防止管内纯水的腐蚀，这类U型管通常采用抗应力腐蚀开裂能力很强的高铬镍合金材料制成，其管径约为10～12mm，管顶高度约为7000～8000mm。为了提高热交换的效率，一个蒸汽发生器中往往有几千组的U型管。 目前，我国国内核电站使用的合金材料,90%以上来自进口。核电蒸发器用Inconel690-U型管因技术含量极高，是核电站安保屏障的关键部件，{bfb}依赖进口。国际上Inconel690-U型管的供给由法国Valinox、日本住友和瑞典Sandvik三大公司垄断，每吨材料售价高达320万元左右。未来15年内，国家规划新建31座核电站，将使用Inconel690-U型管至少7500吨,按目前的市场价格约需要240亿元。 核电站安全的基本目标是，确保公众和厂区工作人员在所有运行工况下受到的辐射照射保持在适当的规定限值之内；在事故工况下受到的辐射保持在可接受的限值之内。为了实现这一基本目标，保证充分的安全性，核电站设计必须满足下列总的安全要求：提供手段以确保在所有运行工况下，在事故工况期间和之后能实现安全停堆并维持安全停堆状态、从堆芯排除余热；提供手段以减少可能的放射性物质释放，确保在运行工况期间和之后的任何释放不超过规定的限值，同时，确保在事故工况期间和之后的任何释放不超过可接受的限值。为此，核电站设计中设置了四道反应堆安全屏障。 核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及相连接的系统所组成。一回路中的冷却剂（高温高压的水流）将反应堆堆心产生的热量带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽。在一回路水中加入硼酸用来控制反应性的慢变化，稳压器维持压力的稳定并补偿冷态和热态时的体积变化，相联的化学和容积控制系统维持水量，调节冷却水硼酸浓度控制反应堆的反应性，对水进行净化处理除去xx产物和腐蚀产物，在冷却剂中加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。当一回路发生失水时，反应堆安全注射系统就作为安全给水系统，通过这几部分的协同工作保证堆芯的冷却，并使反应堆停堆。核反应堆停堆后，余热冷却系统带走燃料元件因xx产生的热量。 核岛设备，包括核电站反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主管道、主泵、堆内构件、控制棒驱动机构等。国内制造企业主要有上海电气集团公司、东方电气集团公司、哈尔滨电站设备集团公司、中国{dy}重型机械集团、中国第二重型机械集团、四川三洲川化机核能设备制造有限公司等。国内生产核岛辅助设备的企业主要有上海电气集团公司、东方电气集团公司以及部分起重机、泵、阀、容器等制造企业。国内企业参与核岛设备制造起步较晚，主要设备的制造能力与供货质量与国外企业相比有较大的差距，目前，国内运行及在建核电站的重要核级泵和阀门大多需要进口。 根据对世界上400多台核电机组统计，使用全速机的核电机组约为1/4，其单机容量多在400MW以下，而世界上已投运的单轴百万千瓦级及以上的核电机组大约共有219台（包括大亚湾及岭澳核电站4台1000MW等级机组），其中半速机209台，全速机10台。在电网频率是60Hz的国家中，几乎全部采用半速机组，在电网频率为50Hz的国家中，全速机和半速机都有使用，但绝大多数为半速机。我国大陆已投运的核电机组中，只有秦山三期的汽轮发电机组为半速机，其余全部为全速机。 另外中广核在建的CPR1000中的汽轮发电机组为半速机。从各大核电汽轮发电机组制造商制造的产品来看，西门子（西屋已被其收购）、三菱、日立、东芝生产的百万千瓦级以上的核电汽轮发电机组全部为半速机，ABB和ALSTOM既生产半速机又生产全速机。俄罗斯生产全速机。从当前核电机组的发展趋势来看，对于1000MW及其以上等级的汽轮发电机组，大多采用半速机。半速机的设计、制造、运行经验远比全速机丰富。
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| 待到那朝霞映红了海面，看我们的战舰又要起锚。 | |
| 发表于 2010-6-10 18:55:53 | | | | | |
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