常规岛范文10篇

常规岛范文篇1

核电站的设备选型和供货商的选择，应采用国际竞争性招标方式，在技术、经济、自主化、国产化等方面进行深入分析比较，来选定供货商和机型。国外制造商必须选择国内设备制造厂作为合作伙伴，转让技术、合作生产，逐步全面实现自主化和设备国产化。

经初步研究，常规岛部分可供选择的国外主要设备潜在供货商有：英法GEC-ALSTHOM公司、美国西屋公司、日本三菱公司、美国GE公司等。到目前为止，ALSTHOM公司已同中国东方集团公司进行合作，形成一个联合体；美国西屋公司已同上海核电设备成套集团公司合资，组成西屋-上海联队。其它公司到目前尚未进行合作。

根据ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核电设备制造商所提供的资料，按照堆型的不同和一回路的不同，可以形成四类技术方案：

方案一——三环路改进型压水堆核电机组；

方案二——ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组；

方案三——日本三菱公司的四环路压水堆核电机组；

方案四——先进型沸水堆(ABWR)核电机组。

下面就各类技术方案分别进行分析。

1三环路改进型压水堆核电机组

此方案的一回路为标准的300MW一个环路的三环路压水堆。此类方案包括中广核集团公司提出的CGP1000、欧洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的CNP1000和西屋-上海联队推出的CPWR1000三种压水堆核电机组。

1.1CGP1000与CNP1000核电机组

CGP1000由中广核集团提出，以大亚湾核电站为参考站，并借鉴美国西屋公司和ABB-CE公司的部分先进的设计，有选择地吸收了用户要求文件(URD)的要求，形成以300MW一条环路的CGP1000技术方案。常规岛部分，汽轮发电机组选用ALSTHOM的Arabelle1000型汽轮发电机组。

CNP1000由欧洲制造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根据法国核电计划及大亚湾核电站、岭澳核电站等工程的设计、制造、安装、运行及维修中积累起来的经验推荐给中国的核电机组。常规岛部分的汽轮发电机组也以Arabelle1000型汽轮发电机组作为推荐机组。

由于CGP1000和CNP1000的常规岛部分的汽轮发电机组均为Arabelle1000型，所以实际上为同一类核电机组。

ALSTHOM在总结54台第1代汽轮发电机组的运行经验基础上，组合出了Arabelle1000型汽轮发电机组，参考电站为ChoozB(2台1450MW机组已分别于1996年7月11月投入运行)。

1.1.1Arabelle1000型汽轮发电机组的主要技术数据

a)最大连续电功率：1051MW；

b)转速：1500r/min；

c)机组效率：36.3%；

d)末级叶片长度：1450mm；

e)排汽面积：76.8m2；

f)背压：5.5kPa；

g)凝汽器冷却面积：68633m2；

h)发电机额定输出功率：1050MW；

i)发电机视在输出功率：1235MVA；

j)发电机额定功率因数：0.85；

k)发电机额定端电压：26kV。

1.1.2Arabelle1000型汽轮发电机组的主要特点

a)缸体结构：三缸四排汽(HP/IP+2×LP94)，汽轮机采用高中压组合汽缸并直接和2个双流低压缸相连接，含有流向相反的高压和中压蒸汽流道。低压缸为双流式，低压外缸体支承在冷凝器上面，不是直接装在汽机基础上，轴承座和内缸体直接座于汽机基础上；

b)由于末级叶片比较长，具有较大的排汽面积，可使蒸汽膨胀过程加长，减少余速损失，提高机组效率；

c)由于蒸汽在高／中压缸中膨胀过程是以干蒸汽单流方向进行，另外，在高、中压排汽口加装抽汽扩散器以增加效率，所以，Arabelle1000型汽轮机的高中压膨胀效率相对比较高；

d)发电机采用水氢氢冷却方式，励磁系统采用无刷励磁方式。

1.2CPWR1000核电机组

CPWR1000由西屋-上海联队推出，由上海市核电办公室牵头，组织上海核工程研究设计院、华东电力设计院、西屋公司等单位联合展开CPWR1000概念设计工作，并于1997年6月份完成。

CPWR1000是建立在西屋公司成熟的、经过设计、工程实践验证的技术上，以西班牙的VandellosⅡ为参考电站(该电站已有50000h以上的高利用率的运行业绩)，结合西屋先进型压水堆机组(APWR1000)技术，并进行适当改进而来。

1.2.1CPWR1000汽轮发电机组主要技术数据

a)汽轮机型式：单轴、四缸、六排汽、凝汽式、二级再热装置；

b)转速：1500r/min；

c)主蒸汽门前蒸汽压力：6.764MPa；

d)主蒸汽门前蒸汽温度：283.5℃；

e)主蒸汽门前蒸汽流量：5493.5t/h；

f)主蒸汽门前蒸汽湿度：0.25%；

g)回热抽汽级数：6级(1级高压加热器+1级除氧器+4级低压加热器)；

h)给水温度：223.9℃；

i)平均冷却水温度：23.0℃；

j)末级叶片长度：1250mm；

k)排汽压力：5kPa；

l)净热耗率：9.788kJ/(Wh)；

m)机组最大保证功率：1071.09MW；

n)发电机功率因数：0.9；

o)短路比：0.5；

p)冷却方式：水氢氢；

q)励磁系统：静态励磁系统。

1.2.2APWR1000汽轮发电机组结构特点

汽轮发电机组采用1个双流式高压汽缸及3个双流式低压汽缸串联组合，汽轮机末级叶片长度为1250mm，六排汽口，配置2台一级汽水分离以及两级蒸汽再热的汽水分离再热器。

1.2.3CPWR1000相对于VandellosⅡ的主要改进

a)核电机组最大保证出力由982MW改为1071MW；

b)主汽门前蒸汽参数由6.44MPa、280.2℃改为6.76MPa、283.5℃；

c)平均冷却水温度由17.8℃改为23℃；

d)末级叶片长度由1117.6mm改为1250mm；

e)汽轮机旁路容量由40%额定汽量改为85%；

f)汽轮机回热系统由不设除氧器改为带除氧器；

g)发电机电压拟由21kV改为24kV；

h)凝汽器压力由7kPa改为5kPa；

i)汽轮机净热耗率由10.209kJ/(Wh)降到9.788kJ/(Wh)以下；

j)加大凝结水精处理装置容量；

k)常规岛仪表控制采用微机分散控制系统。

2ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组

此方案也是压水堆机组，较三环路方案不同之处是核岛部分为双蒸发器，由美国燃烧工程公司(ABB-CE)开发而成。此方案也为韩国核电国产化方案，核岛部分为ABB-CE的系统80反应堆，相匹配的常规岛部分为美国GE公司的汽轮发电机组。参考电站为韩国灵光3、4机组。

灵光3、4机组经过2～3a的运行，设备运行状况良好。

目前由于还没有收集到GE公司关于灵光3、4机组常规岛部分的详细资料，汽轮发电机组的技术参数、型式、内部结构及热力系统等还暂时不能描述。

3日本三菱公司的四环路压水堆核电机组

此方案亦属成熟技术的压水堆机组，其技术的先进性与安全水平与三环路和双蒸发器方案相当。日本三菱公司推荐的四环路压水堆核电机组方案，是以日本大饭3、4机组作为参考电站。

大饭3、4机组采用了美国西屋公司的Model412的标准设计，与大饭1、2号机组完全一致(大饭1、2号机组均为西屋公司设备)，是一个技术成熟的、有丰富运行经验的机组。大饭3、4号机组已分别于1991年和1992年投入商业运行。

3.1三菱公司提供的汽轮发电机组的主要技术数据

a)发电机端额定出力：1036MW；

b)汽轮机型式：TC6F-44；

c)转速：1500r/min；

d)主汽门前蒸汽参数：压力6.30MPa(绝对压力)，温度279.6℃，湿度0.43%，额定出力时蒸汽流量5844.129t/h；

e)给水温度：226.7℃；

f)凝汽器压力：5.07kPa(绝对压力)；

g)低压缸总的排汽面积：71m2；

h)发电机冷却方式：水氢氢；

i)励磁方式：无刷励磁。

3.2机组的主要特点

3.2.1热力系统

热力系统为压水堆机组典型的热力系统，MSR再热为两级。汽轮机为1个高压缸和3个低压缸。回热系统为1级高压加热器+1级除氧器+4级低压回热器。

3.2.2厂房布置

机组布置为平行式，即反应堆的轴线与汽轮发电机组的轴线平行，这样的布置比较紧凑，汽机房体积小，行车可以共用，电缆长度短，机组之间的交通方便，只需要在汽机房墙的设计上考虑叶片飞射物的保护厚度即可。

4先进型沸水堆(ABWR)核电机组

此方案为美国通用电气公司(GE)推出的先进型沸水堆(ABWR)核电机组，能满足用户要求文件(URD)。以日本东京电力公司的柏崎6、7号机组作为参考电站。

柏崎6、7号机组是目前世界上唯一获得美、日两国设计批准的、已建成并投入商业运行的改进型沸水堆核电机组。反应堆和汽轮发电机组均由美国通用电气公司生产，柏崎6号机是世界上第1个ABWR机组，于1991年9月开始建设，1996年11月竣工投入商业运行。

沸水堆核电机组是以美国通用电气公司(GE)为主进行开发的。1957年首台沸水堆核电机组投入运行，其后，经过多年的改进，从BWR-1到BWR-6，最后到ABWR。

4.1ABWR汽轮发电机组主要技术数据

a)额定功率：1350MW；

b)汽轮机型式：TC6F-52；

c)汽缸结构：四缸六排汽(1HP+3LP)；

d)主汽门前主蒸汽压力：6.79MPa；

e)主汽门前主蒸汽流量：7640t/h；

f)主汽门前主蒸汽湿度：0.4%；

g)低压缸末级叶片长度：1320.88mm；

h)回热系统：4级低压加热器+2级高压加热器(无除氧器)。

4.2ABWR核电机组的主要特点

4.2.1热力系统

热力系统为直接循环系统，冷却剂直接作为汽轮机的工质，将PWR核电机组中的一回路和二回路并为1个回路。

ABWR和PWR的汽轮机回热抽汽系统没有什么两样，其参数相似，ABWR主蒸汽压力略高于PWR，MSR的再热采用两级，以提高热效率，4级低加、2级高加，不设除氧器。加热器的疏水泵将疏水打入前级凝结水管。

4.2.2厂房布置

由于ABWR是反应堆核蒸汽直接通到汽轮机，因此汽机厂房需要考虑防放射性的措施，汽机高压缸、MSR、高压加热器均用屏蔽墙隔离，运行期间人员不能进入。汽轮机的抽汽机排汽需经过过滤排入排汽筒，整个汽机车间是闭式通风系统。主蒸汽通过的安全壳两侧都有开关隔离阀。ABWR在正常运转时，如核燃料包壳不破损，主蒸汽携带放射性核元素主要是N16，N16的半衰期仅7s。新蒸汽部分，即高压缸部分、MSR、高压加热器部分是带放射性的，需要屏蔽，而低压缸、凝结水部分是不带放射性的，不做特殊屏蔽。

常规岛范文篇2

根据ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核电设备制造商所提供的资料，按照堆型的不同和一回路的不同，可以形成四类技术方案：

方案一——三环路改进型压水堆核电机组；

方案二——ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组；

方案三——日本三菱公司的四环路压水堆核电机组；

方案四——先进型沸水堆(ABWR)核电机组。

下面就各类技术方案分别进行分析。

1三环路改进型压水堆核电机组

此方案的一回路为标准的300MW一个环路的三环路压水堆。此类方案包括中广核集团公司提出的CGP1000、欧洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的CNP1000和西屋-上海联队推出的CPWR1000三种压水堆核电机组。

1.1CGP1000与CNP1000核电机组

CGP1000由中广核集团提出，以大亚湾核电站为参考站，并借鉴美国西屋公司和ABB-CE公司的部分先进的设计，有选择地吸收了用户要求文件(URD)的要求，形成以300MW一条环路的CGP1000技术方案。常规岛部分，汽轮发电机组选用ALSTHOM的Arabelle1000型汽轮发电机组。

CNP1000由欧洲制造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根据法国核电计划及大亚湾核电站、岭澳核电站等工程的设计、制造、安装、运行及维修中积累起来的经验推荐给中国的核电机组。常规岛部分的汽轮发电机组也以Arabelle1000型汽轮发电机组作为推荐机组。

由于CGP1000和CNP1000的常规岛部分的汽轮发电机组均为Arabelle1000型，所以实际上为同一类核电机组。

ALSTHOM在总结54台第1代汽轮发电机组的运行经验基础上，组合出了Arabelle1000型汽轮发电机组，参考电站为ChoozB(2台1450MW机组已分别于1996年7月11月投入运行)。

1.1.1Arabelle1000型汽轮发电机组的主要技术数据

a)最大连续电功率：1051MW；

b)转速：1500r/min；

c)机组效率：36.3%；

d)末级叶片长度：1450mm；

e)排汽面积：76.8m2；

f)背压：5.5kPa；

g)凝汽器冷却面积：68633m2；

h)发电机额定输出功率：1050MW；

i)发电机视在输出功率：1235MVA；

j)发电机额定功率因数：0.85；

k)发电机额定端电压：26kV。

1.1.2Arabelle1000型汽轮发电机组的主要特点

a)缸体结构：三缸四排汽(HP/IP+2×LP94)，汽轮机采用高中压组合汽缸并直接和2个双流低压缸相连接，含有流向相反的高压和中压蒸汽流道。低压缸为双流式，低压外缸体支承在冷凝器上面，不是直接装在汽机基础上，轴承座和内缸体直接座于汽机基础上；

b)由于末级叶片比较长，具有较大的排汽面积，可使蒸汽膨胀过程加长，减少余速损失，提高机组效率；

c)由于蒸汽在高／中压缸中膨胀过程是以干蒸汽单流方向进行，另外，在高、中压排汽口加装抽汽扩散器以增加效率，所以，Arabelle1000型汽轮机的高中压膨胀效率相对比较高；

d)发电机采用水氢氢冷却方式，励磁系统采用无刷励磁方式。

1.2CPWR1000核电机组

CPWR1000由西屋-上海联队推出，由上海市核电办公室牵头，组织上海核工程研究设计院、华东电力设计院、西屋公司等单位联合展开CPWR1000概念设计工作，并于1997年6月份完成。

CPWR1000是建立在西屋公司成熟的、经过设计、工程实践验证的技术上，以西班牙的VandellosⅡ为参考电站(该电站已有50000h以上的高利用率的运行业绩)，结合西屋先进型压水堆机组(APWR1000)技术，并进行适当改进而来。

1.2.1CPWR1000汽轮发电机组主要技术数据

a)汽轮机型式：单轴、四缸、六排汽、凝汽式、二级再热装置；

b)转速：1500r/min；

c)主蒸汽门前蒸汽压力：6.764MPa；

d)主蒸汽门前蒸汽温度：283.5℃；

e)主蒸汽门前蒸汽流量：5493.5t/h；

f)主蒸汽门前蒸汽湿度：0.25%；

g)回热抽汽级数：6级(1级高压加热器+1级除氧器+4级低压加热器)；

h)给水温度：223.9℃；

i)平均冷却水温度：23.0℃；

j)末级叶片长度：1250mm；

k)排汽压力：5kPa；

l)净热耗率：9.788kJ/(Wh)；

m)机组最大保证功率：1071.09MW；

n)发电机功率因数：0.9；

o)短路比：0.5；

p)冷却方式：水氢氢；

q)励磁系统：静态励磁系统。

1.2.2APWR1000汽轮发电机组结构特点

汽轮发电机组采用1个双流式高压汽缸及3个双流式低压汽缸串联组合，汽轮机末级叶片长度为1250mm，六排汽口，配置2台一级汽水分离以及两级蒸汽再热的汽水分离再热器。

1.2.3CPWR1000相对于VandellosⅡ的主要改进

a)核电机组最大保证出力由982MW改为1071MW；

b)主汽门前蒸汽参数由6.44MPa、280.2℃改为6.76MPa、283.5℃；

c)平均冷却水温度由17.8℃改为23℃；

d)末级叶片长度由1117.6mm改为1250mm；

e)汽轮机旁路容量由40%额定汽量改为85%；

f)汽轮机回热系统由不设除氧器改为带除氧器；

g)发电机电压拟由21kV改为24kV；

h)凝汽器压力由7kPa改为5kPa；

i)汽轮机净热耗率由10.209kJ/(Wh)降到9.788kJ/(Wh)以下；

j)加大凝结水精处理装置容量；

k)常规岛仪表控制采用微机分散控制系统。

2ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组

此方案也是压水堆机组，较三环路方案不同之处是核岛部分为双蒸发器，由美国燃烧工程公司(ABB-CE)开发而成。此方案也为韩国核电国产化方案，核岛部分为ABB-CE的系统80反应堆，相匹配的常规岛部分为美国GE公司的汽轮发电机组。参考电站为韩国灵光3、4机组。

灵光3、4机组经过2～3a的运行，设备运行状况良好。

目前由于还没有收集到GE公司关于灵光3、4机组常规岛部分的详细资料，汽轮发电机组的技术参数、型式、内部结构及热力系统等还暂时不能描述。

3日本三菱公司的四环路压水堆核电机组

此方案亦属成熟技术的压水堆机组，其技术的先进性与安全水平与三环路和双蒸发器方案相当。日本三菱公司推荐的四环路压水堆核电机组方案，是以日本大饭3、4机组作为参考电站。

大饭3、4机组采用了美国西屋公司的Model412的标准设计，与大饭1、2号机组完全一致(大饭1、2号机组均为西屋公司设备)，是一个技术成熟的、有丰富运行经验的机组。大饭3、4号机组已分别于1991年和1992年投入商业运行。

3.1三菱公司提供的汽轮发电机组的主要技术数据

a)发电机端额定出力：1036MW；

b)汽轮机型式：TC6F-44；

c)转速：1500r/min；

d)主汽门前蒸汽参数：压力6.30MPa(绝对压力)，温度279.6℃，湿度0.43%，额定出力时蒸汽流量5844.129t/h；

e)给水温度：226.7℃；

f)凝汽器压力：5.07kPa(绝对压力)；

g)低压缸总的排汽面积：71m2；

h)发电机冷却方式：水氢氢；

i)励磁方式：无刷励磁。

3.2机组的主要特点

3.2.1热力系统

热力系统为压水堆机组典型的热力系统，MSR再热为两级。汽轮机为1个高压缸和3个低压缸。回热系统为1级高压加热器+1级除氧器+4级低压回热器。

3.2.2厂房布置

机组布置为平行式，即反应堆的轴线与汽轮发电机组的轴线平行，这样的布置比较紧凑，汽机房体积小，行车可以共用，电缆长度短，机组之间的交通方便，只需要在汽机房墙的设计上考虑叶片飞射物的保护厚度即可。

4先进型沸水堆(ABWR)核电机组

此方案为美国通用电气公司(GE)推出的先进型沸水堆(ABWR)核电机组，能满足用户要求文件(URD)。以日本东京电力公司的柏崎6、7号机组作为参考电站。

柏崎6、7号机组是目前世界上唯一获得美、日两国设计批准的、已建成并投入商业运行的改进型沸水堆核电机组。反应堆和汽轮发电机组均由美国通用电气公司生产，柏崎6号机是世界上第1个ABWR机组，于1991年9月开始建设，1996年11月竣工投入商业运行。

沸水堆核电机组是以美国通用电气公司(GE)为主进行开发的。1957年首台沸水堆核电机组投入运行，其后，经过多年的改进，从BWR-1到BWR-6，最后到ABWR。

4.1ABWR汽轮发电机组主要技术数据

a)额定功率：1350MW；

b)汽轮机型式：TC6F-52；

c)汽缸结构：四缸六排汽(1HP+3LP)；

d)主汽门前主蒸汽压力：6.79MPa；

e)主汽门前主蒸汽流量：7640t/h；

f)主汽门前主蒸汽湿度：0.4%；

g)低压缸末级叶片长度：1320.88mm；

h)回热系统：4级低压加热器+2级高压加热器(无除氧器)。

4.2ABWR核电机组的主要特点

4.2.1热力系统

热力系统为直接循环系统，冷却剂直接作为汽轮机的工质，将PWR核电机组中的一回路和二回路并为1个回路。

ABWR和PWR的汽轮机回热抽汽系统没有什么两样，其参数相似，ABWR主蒸汽压力略高于PWR，MSR的再热采用两级，以提高热效率，4级低加、2级高加，不设除氧器。加热器的疏水泵将疏水打入前级凝结水管。

4.2.2厂房布置

由于ABWR是反应堆核蒸汽直接通到汽轮机，因此汽机厂房需要考虑防放射性的措施，汽机高压缸、MSR、高压加热器均用屏蔽墙隔离，运行期间人员不能进入。汽轮机的抽汽机排汽需经过过滤排入排汽筒，整个汽机车间是闭式通风系统。主蒸汽通过的安全壳两侧都有开关隔离阀。ABWR在正常运转时，如核燃料包壳不破损，主蒸汽携带放射性核元素主要是N16，N16的半衰期仅7s。新蒸汽部分，即高压缸部分、MSR、高压加热器部分是带放射性的，需要屏蔽，而低压缸、凝结水部分是不带放射性的，不做特殊屏蔽。

常规岛范文篇3

根据公司、西屋公司、三菱公司和公司等核电设备制造商所提供的资料，按照堆型的不同和一回路的不同，可以形成四类技术方案：

方案一——三环路改进型压水堆核电机组；

方案二——的系统型压水堆核电机组；公务员之家版权所有

方案三——日本三菱公司的四环路压水堆核电机组；

方案四——先进型沸水堆核电机组。

下面就各类技术方案分别进行分析。

三环路改进型压水堆核电机组

此方案的一回路为标准的一个环路的三环路压水堆。此类方案包括中广核集团公司提出的、欧洲公司包括、、推出的和西屋上海联队推出的三种压水堆核电机组。

与核电机组

由中广核集团提出，以大亚湾核电站为参考站，并借鉴美国西屋公司和公司的部分先进的设计，有选择地吸收了用户要求文件的要求，形成以一条环路的技术方案。常规岛部分，汽轮发电机组选用的型汽轮发电机组。

由欧洲制造商、、根据法国核电计划及大亚湾核电站、岭澳核电站等工程的设计、制造、安装、运行及维修中积累起来的经验推荐给中国的核电机组。常规岛部分的汽轮发电机组也以型汽轮发电机组作为推荐机组。

由于和的常规岛部分的汽轮发电机组均为型，所以实际上为同一类核电机组。

在总结台第代汽轮发电机组的运行经验基础上，组合出了型汽轮发电机组，参考电站为台机组已分别于年月月投入运行。

型汽轮发电机组的主要技术数据

最大连续电功率：；

转速：；

机组效率：；

末级叶片长度：；

排汽面积：；

背压：；

凝汽器冷却面积：；

发电机额定输出功率：；

发电机视在输出功率：；

发电机额定功率因数：；

发电机额定端电压：。

型汽轮发电机组的主要特点

缸体结构：三缸四排汽×，汽轮机采用高中压组合汽缸并直接和个双流低压缸相连接，含有流向相反的高压和中压蒸汽流道。低压缸为双流式，低压外缸体支承在冷凝器上面，不是直接装在汽机基础上，轴承座和内缸体直接座于汽机基础上；

由于末级叶片比较长，具有较大的排汽面积，可使蒸汽膨胀过程加长，减少余速损失，提高机组效率；

由于蒸汽在高／中压缸中膨胀过程是以干蒸汽单流方向进行，另外，在高、中压排汽口加装抽汽扩散器以增加效率，所以，型汽轮机的高中压膨胀效率相对比较高；

发电机采用水氢氢冷却方式，励磁系统采用无刷励磁方式。

核电机组

由西屋上海联队推出，由上海市核电办公室牵头，组织上海核工程研究设计院、华东电力设计院、西屋公司等单位联合展开概念设计工作，并于年月份完成。

是建立在西屋公司成熟的、经过设计、工程实践验证的技术上，以西班牙的Ⅱ为参考电站该电站已有以上的高利用率的运行业绩，结合西屋先进型压水堆机组技术，并进行适当改进而来。

汽轮发电机组主要技术数据

汽轮机型式：单轴、四缸、六排汽、凝汽式、二级再热装置；

转速：；

主蒸汽门前蒸汽压力：；

主蒸汽门前蒸汽温度：℃；

主蒸汽门前蒸汽流量：；

主蒸汽门前蒸汽湿度：；

回热抽汽级数：级级高压加热器级除氧器级低压加热器；

给水温度：℃；

平均冷却水温度：℃；

末级叶片长度：；

排汽压力：；

净热耗率：；

机组最大保证功率：；

发电机功率因数：；

短路比：；

冷却方式：水氢氢；

励磁系统：静态励磁系统。

汽轮发电机组结构特点

汽轮发电机组采用个双流式高压汽缸及个双流式低压汽缸串联组合，汽轮机末级叶片长度为，六排汽口，配置台一级汽水分离以及两级蒸汽再热的汽水分离再热器。

相对于Ⅱ的主要改进

核电机组最大保证出力由改为；

主汽门前蒸汽参数由、℃改为、℃；

平均冷却水温度由℃改为℃；

末级叶片长度由改为；

汽轮机旁路容量由额定汽量改为；

汽轮机回热系统由不设除氧器改为带除氧器；

发电机电压拟由改为；

凝汽器压力由改为；

汽轮机净热耗率由降到以下；

加大凝结水精处理装置容量；

常规岛仪表控制采用微机分散控制系统。

的系统型压水堆核电机组

此方案也是压水堆机组，较三环路方案不同之处是核岛部分为双蒸发器，由美国燃烧工程公司开发而成。此方案也为韩国核电国产化方案，核岛部分为的系统反应堆，相匹配的常规岛部分为美国公司的汽轮发电机组。参考电站为韩国灵光⒊机组。

灵光⒊机组经过～的运行，设备运行状况良好。

目前由于还没有收集到公司关于灵光⒊机组常规岛部分的详细资料，汽轮发电机组的技术参数、型式、内部结构及热力系统等还暂时不能描述。

日本三菱公司的四环路压水堆核电机组

此方案亦属成熟技术的压水堆机组，其技术的先进性与安全水平与三环路和双蒸发器方案相当。日本三菱公司推荐的四环路压水堆核电机组方案，是以日本大饭⒊机组作为参考电站。

大饭⒊机组采用了美国西屋公司的的标准设计，与大饭⒈号机组完全一致大饭⒈号机组均为西屋公司设备，是一个技术成熟的、有丰富运行经验的机组。大饭⒊号机组已分别于年和年投入商业运行。

三菱公司提供的汽轮发电机组的主要技术数据

发电机端额定出力：；

汽轮机型式：；

转速：；

主汽门前蒸汽参数：压力绝对压力，温度℃，湿度，额定出力时蒸汽流量；

给水温度：℃；

凝汽器压力：绝对压力；

低压缸总的排汽面积：；

发电机冷却方式：水氢氢；

励磁方式：无刷励磁。

机组的主要特点

热力系统

热力系统为压水堆机组典型的热力系统，再热为两级。汽轮机为个高压缸和个低压缸。回热系统为级高压加热器级除氧器级低压回热器。

厂房布置

机组布置为平行式，即反应堆的轴线与汽轮发电机组的轴线平行，这样的布置比较紧凑，汽机房体积小，行车可以共用，电缆长度短，机组之间的交通方便，只需要在汽机房墙的设计上考虑叶片飞射物的保护厚度即可。

先进型沸水堆核电机组

此方案为美国通用电气公司推出的先进型沸水堆核电机组，能满足用户要求文件。以日本东京电力公司的柏崎⒍号机组作为参考电站。

柏崎⒍号机组是目前世界上唯一获得美、日两国设计批准的、已建成并投入商业运行的改进型沸水堆核电机组。反应堆和汽轮发电机组均由美国通用电气公司生产，柏崎号机是世界上第个机组，于年月开始建设，年月竣工投入商业运行。

沸水堆核电机组是以美国通用电气公司为主进行开发的。年首台沸水堆核电机组投入运行，其后，经过多年的改进，从到，最后到。公务员之家版权所有

汽轮发电机组主要技术数据

额定功率：；

汽轮机型式：；

汽缸结构：四缸六排汽；

主汽门前主蒸汽压力：；

主汽门前主蒸汽流量：；

主汽门前主蒸汽湿度：；

低压缸末级叶片长度：；

回热系统：级低压加热器级高压加热器无除氧器。

核电机组的主要特点

热力系统

热力系统为直接循环系统，冷却剂直接作为汽轮机的工质，将核电机组中的一回路和二回路并为个回路。

和的汽轮机回热抽汽系统没有什么两样，其参数相似，主蒸汽压力略高于，的再热采用两级，以提高热效率，级低加、级高加，不设除氧器。加热器的疏水泵将疏水打入前级凝结水管。

厂房布置

由于是反应堆核蒸汽直接通到汽轮机，因此汽机厂房需要考虑防放射性的措施，汽机高压缸、、高压加热器均用屏蔽墙隔离，运行期间人员不能进入。汽轮机的抽汽机排汽需经过过滤排入排汽筒，整个汽机车间是闭式通风系统。主蒸汽通过的安全壳两侧都有开关隔离阀。在正常运转时，如核燃料包壳不破损，主蒸汽携带放射性核元素主要是，的半衰期仅。新蒸汽部分，即高压缸部分、、高压加热器部分是带放射性的，需要屏蔽，而低压缸、凝结水部分是不带放射性的，不做特殊屏蔽。

常规岛范文篇4

1设计自主化的目标

为使我国核电建设能走上健康持续发展的道路，国家有关主管部门明确提出必须实现核电发展的四个自主化。四个自主化中，核电工程设计自主化是基础。只有做到设计自主化，才能实现工程管理、设备制造和电站营运的自主化，进而降低核电站的投资，降低核能发电的电价，我国的核电也才能得到快速地发展。

常规岛及电站辅助设施(BOP)设计自主化的主要目标是要通过技贸结合，以若干台大型商用核电站的建设为载体，逐步全面建立大型商用核电站常规岛和BOP的自主设计能力，并具备一定的研究开发能力。包括建立并完善整套规程、规范及程序文件，配套合适的设计／计算手段和方法，培育建立起一支合格的设计队伍，最终能由国内工程公司或设计部门向建设单位提交合乎规程规范要求、质量要求和进度要求的整套设计文件和相关工程服务。

实现上述设计自主化的步骤是：

a)在大型商用核电站的首两台机组的建设过程中，通过外方为主，中外合作设计，完成包括设计管理、设计规范、适用的计算机软件和数据库、系统的拟定、计算与优化、施工图设计技术以及各类工程文件编制在内的全面技术转让；

b)3、4号机组的大部分设计责任转移到中方，仅少量关键性技术责任仍由外方承担；

c)5、6号机组由中方承担全部设计责任。

考虑到我国核电站建设将走上系列化、标准化建设的道路，除少量改进项目之外，后4台机组的重新设计工作量将大大减少。因此，1、2号机组设计技术转让的成功与否是设计自主化能否得以实现的关键。

2设计自主化的现状

2.1常规岛工程设计自主化现状

从技术角度而言，核电站常规岛与常规火力发电厂汽轮机岛之间并无本质上的区别。我国几个主要的电力设计院已经具备了600MW级火力发电厂的设计资格，在工程设计实践方面，也已有了相当的积累。

在核电工程方面，国内电力设计部门自主承担完成了秦山一期300MW机组常规岛设计任务，目前正开展秦山二期600MW级常规岛工程设计工作。而岭澳核电项目则在大型商业核电站常规岛设计自主化方面迈出了第一步。通过与常规岛供货商的合作，国内电力设计院具体承担了常规岛部分土建、工艺设计任务并完全承担了相应的技术责任。整个设计工作按国际标准和惯例组织进行，目前工作已接近完成。

与国际标准的工程公司(A／E公司)相比，我们至少应在以下几个方面通过国际合作，从技术转让中获取相应的能力，才能真正谈得上设计的自主化。

a)项目管理的能力，包括项目管理队伍的组成和工作程序的建立等；

b)适当的计算机系统(硬件和软件)以及配套的工程数据库系统，其中工程数据库系统是问题的关键；

c)接口控制能力，包括接口的预见性和确立、控制等；

d)系统的计算拟定和优化(指工艺、电气、仪控等主要系统)；

e)设备采购规范书的编制能力；

f)施工、安装、调试和运行文件的编制能力；

g)国际通用的标准、规范的理解和比较。

国际标准的A／E公司与国内设计单位(CDI)能力差异比较见表1和表2。

2.2BOP设计自主化

国内设计院已基本具备了BOP设计自主化的能力。特别是在岭澳核电站项目中，国内设计院与业主的经验和能力相结合，除个别系统由于商务、系统小成套等因素导致工艺设计由外方承担外，已全面实现了包括工程管理、采购、设计(工艺设计和土建设计)等各个环节的自主化。

表1工程管理能力差异表

项目A／E公司CDI

项目经理能对工程实施全方位的控制，有职、责、权，对外代表公司对项目进行质量、工期和费用三大控制，拥有项目组内部人力调度和收入分配的权力。主要从技术协调角度组织管理项目设计，基本没有人员调配、费用控制和收入分配的权力。项目三大控制职责主要由生产处室实现，导致项目技术、工期、费用职责不清。

项目管理队伍有专责的项目经理工作班子，职能包括项目的计划，设计管理协调，商务、会计、质保、预算、采购、合同等与项目实施有关的各个方面。不健全的项目工作班子，依靠生产处室实现管理的职能。

工作程序建立行之有效的工作程序并按程序办事，工作人员的个人表现基本能与公司体系运作的有效性进行适度的分离。以工作经验和工作惯例为基础，工作程序不健全或不受重视，行政命令仍为主要工作手段之一。

工程数据库系统庞大适用的工程数据库系统，包括工程设计数据库、参考文档数据库等，有利于建立快速报价体系，电站优化设计和提高设计效率与质量，降低工程投资。工程数据库系统正在建立和积累，但适用于国际标准的工程数据库基本是空白。

质保体系正常运作的质保体系和较强的质保意识。体系类似，运作的有效性和稳定性正常。

接口控制有丰富的接口控制经验，专门的管理程序和管理人员对接口的预见性和控制能力有待加强。

表2工程设计能力差异表

项目A／E公司CDI

标准规范对国际通行的标准规范有广泛深入的了解，并运用于工程实践。对国际通行的标准、规范的了解和使用有待加强。

系统设计

(SystemDesign)有较强的系统计算、分析、设计、选型和优化的能力，有丰富的计算机软件。有一定的系统设计和分析计算能力，但仍以经验设计和引进设计为主，应变能力不强，适用计算机软件不够。

安装设计

(设备、管道、

电缆等)有较强的设计布置、力学分析、支吊系统设计、材料和型号选择的经验和能力，有适用的参考数据库支持，具备了3D模型设计能力。有丰富的设备、管道、电缆等设计布置的经验和能力，掌握了3D模型设计能力，但缺乏适用的数据库，所采用的设计计算软件也仅适用于国内工程。

土建设计成熟的结构计算与设计。与国外设计能力大致相当，但大型动力设备基础的力学分析计算有待加强。

设备采购

规范书由专门的部门、人员和程序来完成，对各主要发电设备主、辅机供货商比较了解，所编设备采购规格书内容比较全面(包括商务、技术、材料、质保、包装、运输安装、服务等各方面内容)。无专门的采购部门，以过往工作经验为主，以编写技术规格书为主，内容相对较简单。

安装、调试、

运行文件有较强的文件编写能力。基本无经验，能力有待提高。

3工程设计模式

3.1常规岛工程设计模式

为了要实现设计自主化，必须最大限度地参与核电站的设计和管理实践活动，只有参与才能掌握，只有干才能学会，只有敢于承担风险才能取得胜利。

由于国内设计单位的资源、经验和能力的局限性，选择一家国际著名的工程公司进行合作设计可更有效地借鉴国外先进的管理手段，设计技术以及信息财富，有利于国内设计单位在较短的时间内尽快赶上国际先进水平。

在选择国外合作伙伴时要注意在电站工程设计方面，国际上流行着两种不同的模式，在这两种模式中，工程公司所起的作用也不同。

3.1.1美国模式

a)设备制造商仅负责设计和提供直接由其制造的产品，国内俗称主机供应商；

b)工程公司在电站的成套设计、工程管理、采购、工程服务(土建、安装、调试运行、维修)等方面起着非常大的作用，并且有丰富的经验。

3.1.2欧、日模式

a)设备制造商不但能负责设计和提供直接由其制造的产品，对主厂房内的工艺系统也有较强的设计和成套能力；

b)一般不请独立的工程公司协助其进行辅助系统的成套设计；

c)其工程设计力量是属于设备制造商的一部分，所提供的工程设计总是与公司的设备紧密联系在一起，属专门化的设计。

3.1.3选择美国模式的优势

笔者认为，如创建合资的工程公司，则采取美国模式更为有利，主要因为：

a)从工程的观点看，美国模式无论是设备制造还是电站设计均十分接近我国传统的、成熟的火力发电项目建设实践，双方合作容易找到共同一致的基础。

b)美国的工程公司总是独立于设备制造之外，具有和多家厂商合作的经验，因而在电站设计方面，增强了灵活性，减少了局限性，可增强国内设计院的应变能力。

c)在主设备的招标评标过程中，唯有美国模式的工程公司才能公允地同参与竞争的各供货商进行评判。若选择了欧洲某设备货商合作，将使自己陷入“唯一性”，而失去了“灵活性”和“公允性”。

d)美国工程公司由于其在工程项目中的地位和作用，积累了非常丰富和广泛灵活的经验，对提高国内设计单位的水平有利。

e)一般而言，美国公司在提供技术转让方面，持相对比较开放的态度。

3.2BOP工程设计模式

可按岭澳核电项目现有的模式，继续扩大国内设计的份额，把设计自主化推上一个新台阶。

常规岛范文篇5

常规岛及电站辅助设施(BOP)设计自主化的主要目标是要通过技贸结合，以若干台大型商用核电站的建设为载体，逐步全面建立大型商用核电站常规岛和BOP的自主设计能力，并具备一定的研究开发能力。包括建立并完善整套规程、规范及程序文件，配套合适的设计／计算手段和方法，培育建立起一支合格的设计队伍，最终能由国内工程公司或设计部门向建设单位提交合乎规程规范要求、质量要求和进度要求的整套设计文件和相关工程服务。

实现上述设计自主化的步骤是：

a)在大型商用核电站的首两台机组的建设过程中，通过外方为主，中外合作设计，完成包括设计管理、设计规范、适用的计算机软件和数据库、系统的拟定、计算与优化、施工图设计技术以及各类工程文件编制在内的全面技术转让；

b)3、4号机组的大部分设计责任转移到中方，仅少量关键性技术责任仍由外方承担；

c)5、6号机组由中方承担全部设计责任。

考虑到我国核电站建设将走上系列化、标准化建设的道路，除少量改进项目之外，后4台机组的重新设计工作量将大大减少。因此，1、2号机组设计技术转让的成功与否是设计自主化能否得以实现的关键。

2设计自主化的现状

2.1常规岛工程设计自主化现状

从技术角度而言，核电站常规岛与常规火力发电厂汽轮机岛之间并无本质上的区别。我国几个主要的电力设计院已经具备了600MW级火力发电厂的设计资格，在工程设计实践方面，也已有了相当的积累。

在核电工程方面，国内电力设计部门自主承担完成了秦山一期300MW机组常规岛设计任务，目前正开展秦山二期600MW级常规岛工程设计工作。而岭澳核电项目则在大型商业核电站常规岛设计自主化方面迈出了第一步。通过与常规岛供货商的合作，国内电力设计院具体承担了常规岛部分土建、工艺设计任务并完全承担了相应的技术责任。整个设计工作按国际标准和惯例组织进行，目前工作已接近完成。

与国际标准的工程公司(A／E公司)相比，我们至少应在以下几个方面通过国际合作，从技术转让中获取相应的能力，才能真正谈得上设计的自主化。

a)项目管理的能力，包括项目管理队伍的组成和工作程序的建立等；

b)适当的计算机系统(硬件和软件)以及配套的工程数据库系统，其中工程数据库系统是问题的关键；

c)接口控制能力，包括接口的预见性和确立、控制等；

d)系统的计算拟定和优化(指工艺、电气、仪控等主要系统)；

e)设备采购规范书的编制能力；

f)施工、安装、调试和运行文件的编制能力；

g)国际通用的标准、规范的理解和比较。

国际标准的A／E公司与国内设计单位(CDI)能力差异比较见表1和表2。

2.2BOP设计自主化

国内设计院已基本具备了BOP设计自主化的能力。特别是在岭澳核电站项目中，国内设计院与业主的经验和能力相结合，除个别系统由于商务、系统小成套等因素导致工艺设计由外方承担外，已全面实现了包括工程管理、采购、设计(工艺设计和土建设计)等各个环节的自主化。

表1工程管理能力差异表

项目A／E公司CDI

项目经理能对工程实施全方位的控制，有职、责、权，对外代表公司对项目进行质量、工期和费用三大控制，拥有项目组内部人力调度和收入分配的权力。主要从技术协调角度组织管理项目设计，基本没有人员调配、费用控制和收入分配的权力。项目三大控制职责主要由生产处室实现，导致项目技术、工期、费用职责不清。

项目管理队伍有专责的项目经理工作班子，职能包括项目的计划，设计管理协调，商务、会计、质保、预算、采购、合同等与项目实施有关的各个方面。不健全的项目工作班子，依靠生产处室实现管理的职能。

工作程序建立行之有效的工作程序并按程序办事，工作人员的个人表现基本能与公司体系运作的有效性进行适度的分离。以工作经验和工作惯例为基础，工作程序不健全或不受重视，行政命令仍为主要工作手段之一。

工程数据库系统庞大适用的工程数据库系统，包括工程设计数据库、参考文档数据库等，有利于建立快速报价体系，电站优化设计和提高设计效率与质量，降低工程投资。工程数据库系统正在建立和积累，但适用于国际标准的工程数据库基本是空白。

质保体系正常运作的质保体系和较强的质保意识。体系类似，运作的有效性和稳定性正常。

接口控制有丰富的接口控制经验，专门的管理程序和管理人员对接口的预见性和控制能力有待加强。

表2工程设计能力差异表

项目A／E公司CDI

标准规范对国际通行的标准规范有广泛深入的了解，并运用于工程实践。对国际通行的标准、规范的了解和使用有待加强。

系统设计

(SystemDesign)有较强的系统计算、分析、设计、选型和优化的能力，有丰富的计算机软件。有一定的系统设计和分析计算能力，但仍以经验设计和引进设计为主，应变能力不强，适用计算机软件不够。

安装设计

(设备、管道、

电缆等)有较强的设计布置、力学分析、支吊系统设计、材料和型号选择的经验和能力，有适用的参考数据库支持，具备了3D模型设计能力。有丰富的设备、管道、电缆等设计布置的经验和能力，掌握了3D模型设计能力，但缺乏适用的数据库，所采用的设计计算软件也仅适用于国内工程。

土建设计成熟的结构计算与设计。与国外设计能力大致相当，但大型动力设备基础的力学分析计算有待加强。

设备采购

规范书由专门的部门、人员和程序来完成，对各主要发电设备主、辅机供货商比较了解，所编设备采购规格书内容比较全面(包括商务、技术、材料、质保、包装、运输安装、服务等各方面内容)。无专门的采购部门，以过往工作经验为主，以编写技术规格书为主，内容相对较简单。

安装、调试、

运行文件有较强的文件编写能力。基本无经验，能力有待提高。

3工程设计模式

3.1常规岛工程设计模式

为了要实现设计自主化，必须最大限度地参与核电站的设计和管理实践活动，只有参与才能掌握，只有干才能学会，只有敢于承担风险才能取得胜利。

由于国内设计单位的资源、经验和能力的局限性，选择一家国际著名的工程公司进行合作设计可更有效地借鉴国外先进的管理手段，设计技术以及信息财富，有利于国内设计单位在较短的时间内尽快赶上国际先进水平。

在选择国外合作伙伴时要注意在电站工程设计方面，国际上流行着两种不同的模式，在这两种模式中，工程公司所起的作用也不同。

3.1.1美国模式

a)设备制造商仅负责设计和提供直接由其制造的产品，国内俗称主机供应商；

b)工程公司在电站的成套设计、工程管理、采购、工程服务(土建、安装、调试运行、维修)等方面起着非常大的作用，并且有丰富的经验。

3.1.2欧、日模式

a)设备制造商不但能负责设计和提供直接由其制造的产品，对主厂房内的工艺系统也有较强的设计和成套能力；

b)一般不请独立的工程公司协助其进行辅助系统的成套设计；

c)其工程设计力量是属于设备制造商的一部分，所提供的工程设计总是与公司的设备紧密联系在一起，属专门化的设计。

3.1.3选择美国模式的优势

笔者认为，如创建合资的工程公司，则采取美国模式更为有利，主要因为：

a)从工程的观点看，美国模式无论是设备制造还是电站设计均十分接近我国传统的、成熟的火力发电项目建设实践，双方合作容易找到共同一致的基础。

b)美国的工程公司总是独立于设备制造之外，具有和多家厂商合作的经验，因而在电站设计方面，增强了灵活性，减少了局限性，可增强国内设计院的应变能力。

c)在主设备的招标评标过程中，唯有美国模式的工程公司才能公允地同参与竞争的各供货商进行评判。若选择了欧洲某设备货商合作，将使自己陷入“唯一性”，而失去了“灵活性”和“公允性”。

d)美国工程公司由于其在工程项目中的地位和作用，积累了非常丰富和广泛灵活的经验，对提高国内设计单位的水平有利。

e)一般而言，美国公司在提供技术转让方面，持相对比较开放的态度。

3.2BOP工程设计模式

可按岭澳核电项目现有的模式，继续扩大国内设计的份额，把设计自主化推上一个新台阶。

常规岛范文篇6

核电站的设备选型和供货商的选择，应采用国际竞争性招标方式，在技术、经济、自主化、国产化等方面进行深入分析比较，来选定供货商和机型。国外制造商必须选择国内设备制造厂作为合作伙伴，转让技术、合作生产，逐步全面实现自主化和设备国产化。

经初步研究，常规岛部分可供选择的国外主要设备潜在供货商有：英法GEC-ALSTHOM公司、美国西屋公司、日本三菱公司、美国GE公司等。到目前为止，ALSTHOM公司已同中国东方集团公司进行合作，形成一个联合体；美国西屋公司已同上海核电设备成套集团公司合资，组成西屋-上海联队。其它公司到目前尚未进行合作。

根据ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核电设备制造商所提供的资料，按照堆型的不同和一回路的不同，可以形成四类技术方案：

方案一——三环路改进型压水堆核电机组；

方案二——ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组；

方案三——日本三菱公司的四环路压水堆核电机组；

方案四——先进型沸水堆(ABWR)核电机组。

下面就各类技术方案分别进行分析。

1三环路改进型压水堆核电机组

此方案的一回路为标准的300MW一个环路的三环路压水堆。此类方案包括中广核集团公司提出的CGP1000、欧洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的CNP1000和西屋-上海联队推出的CPWR1000三种压水堆核电机组。

1.1CGP1000与CNP1000核电机组

CGP1000由中广核集团提出，以大亚湾核电站为参考站，并借鉴美国西屋公司和ABB-CE公司的部分先进的设计，有选择地吸收了用户要求文件(URD)的要求，形成以300MW一条环路的CGP1000技术方案。常规岛部分，汽轮发电机组选用ALSTHOM的Arabelle1000型汽轮发电机组。

CNP1000由欧洲制造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根据法国核电计划及大亚湾核电站、岭澳核电站等工程的设计、制造、安装、运行及维修中积累起来的经验推荐给中国的核电机组。常规岛部分的汽轮发电机组也以Arabelle1000型汽轮发电机组作为推荐机组。

由于CGP1000和CNP1000的常规岛部分的汽轮发电机组均为Arabelle1000型，所以实际上为同一类核电机组。

ALSTHOM在总结54台第1代汽轮发电机组的运行经验基础上，组合出了Arabelle1000型汽轮发电机组，参考电站为ChoozB(2台1450MW机组已分别于1996年7月11月投入运行)。

1.1.1Arabelle1000型汽轮发电机组的主要技术数据

a)最大连续电功率：1051MW；

b)转速：1500r/min；

c)机组效率：36.3%；

d)末级叶片长度：1450mm；

e)排汽面积：76.8m2；

f)背压：5.5kPa；

g)凝汽器冷却面积：68633m2；

h)发电机额定输出功率：1050MW；

i)发电机视在输出功率：1235MVA；

j)发电机额定功率因数：0.85；

k)发电机额定端电压：26kV。

1.1.2Arabelle1000型汽轮发电机组的主要特点

a)缸体结构：三缸四排汽(HP/IP+2×LP94)，汽轮机采用高中压组合汽缸并直接和2个双流低压缸相连接，含有流向相反的高压和中压蒸汽流道。低压缸为双流式，低压外缸体支承在冷凝器上面，不是直接装在汽机基础上，轴承座和内缸体直接座于汽机基础上；

b)由于末级叶片比较长，具有较大的排汽面积，可使蒸汽膨胀过程加长，减少余速损失，提高机组效率；

c)由于蒸汽在高／中压缸中膨胀过程是以干蒸汽单流方向进行，另外，在高、中压排汽口加装抽汽扩散器以增加效率，所以，Arabelle1000型汽轮机的高中压膨胀效率相对比较高；

d)发电机采用水氢氢冷却方式，励磁系统采用无刷励磁方式。

1.2CPWR1000核电机组

CPWR1000由西屋-上海联队推出，由上海市核电办公室牵头，组织上海核工程研究设计院、华东电力设计院、西屋公司等单位联合展开CPWR1000概念设计工作，并于1997年6月份完成。

CPWR1000是建立在西屋公司成熟的、经过设计、工程实践验证的技术上，以西班牙的VandellosⅡ为参考电站(该电站已有50000h以上的高利用率的运行业绩)，结合西屋先进型压水堆机组(APWR1000)技术，并进行适当改进而来。

1.2.1CPWR1000汽轮发电机组主要技术数据

a)汽轮机型式：单轴、四缸、六排汽、凝汽式、二级再热装置；

b)转速：1500r/min；

c)主蒸汽门前蒸汽压力：6.764MPa；

d)主蒸汽门前蒸汽温度：283.5℃；

e)主蒸汽门前蒸汽流量：5493.5t/h；

f)主蒸汽门前蒸汽湿度：0.25%；

g)回热抽汽级数：6级(1级高压加热器+1级除氧器+4级低压加热器)；

h)给水温度：223.9℃；

i)平均冷却水温度：23.0℃；

j)末级叶片长度：1250mm；

k)排汽压力：5kPa；

l)净热耗率：9.788kJ/(Wh)；

m)机组最大保证功率：1071.09MW；

n)发电机功率因数：0.9；

o)短路比：0.5；

p)冷却方式：水氢氢；

q)励磁系统：静态励磁系统。

1.2.2APWR1000汽轮发电机组结构特点

汽轮发电机组采用1个双流式高压汽缸及3个双流式低压汽缸串联组合，汽轮机末级叶片长度为1250mm，六排汽口，配置2台一级汽水分离以及两级蒸汽再热的汽水分离再热器。

1.2.3CPWR1000相对于VandellosⅡ的主要改进

a)核电机组最大保证出力由982MW改为1071MW；

b)主汽门前蒸汽参数由6.44MPa、280.2℃改为6.76MPa、283.5℃；

c)平均冷却水温度由17.8℃改为23℃；

d)末级叶片长度由1117.6mm改为1250mm；

e)汽轮机旁路容量由40%额定汽量改为85%；

f)汽轮机回热系统由不设除氧器改为带除氧器；

g)发电机电压拟由21kV改为24kV；

h)凝汽器压力由7kPa改为5kPa；

i)汽轮机净热耗率由10.209kJ/(Wh)降到9.788kJ/(Wh)以下；

j)加大凝结水精处理装置容量；

k)常规岛仪表控制采用微机分散控制系统。

2ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组

此方案也是压水堆机组，较三环路方案不同之处是核岛部分为双蒸发器，由美国燃烧工程公司(ABB-CE)开发而成。此方案也为韩国核电国产化方案，核岛部分为ABB-CE的系统80反应堆，相匹配的常规岛部分为美国GE公司的汽轮发电机组。参考电站为韩国灵光3、4机组。

灵光3、4机组经过2～3a的运行，设备运行状况良好。

目前由于还没有收集到GE公司关于灵光3、4机组常规岛部分的详细资料，汽轮发电机组的技术参数、型式、内部结构及热力系统等还暂时不能描述。

3日本三菱公司的四环路压水堆核电机组

此方案亦属成熟技术的压水堆机组，其技术的先进性与安全水平与三环路和双蒸发器方案相当。日本三菱公司推荐的四环路压水堆核电机组方案，是以日本大饭3、4机组作为参考电站。

大饭3、4机组采用了美国西屋公司的Model412的标准设计，与大饭1、2号机组完全一致(大饭1、2号机组均为西屋公司设备)，是一个技术成熟的、有丰富运行经验的机组。大饭3、4号机组已分别于1991年和1992年投入商业运行。

3.1三菱公司提供的汽轮发电机组的主要技术数据

a)发电机端额定出力：1036MW；

b)汽轮机型式：TC6F-44；

c)转速：1500r/min；

d)主汽门前蒸汽参数：压力6.30MPa(绝对压力)，温度279.6℃，湿度0.43%，额定出力时蒸汽流量5844.129t/h；

e)给水温度：226.7℃；

f)凝汽器压力：5.07kPa(绝对压力)；

g)低压缸总的排汽面积：71m2；

h)发电机冷却方式：水氢氢；

i)励磁方式：无刷励磁。

3.2机组的主要特点

3.2.1热力系统

热力系统为压水堆机组典型的热力系统，MSR再热为两级。汽轮机为1个高压缸和3个低压缸。回热系统为1级高压加热器+1级除氧器+4级低压回热器。

3.2.2厂房布置

机组布置为平行式，即反应堆的轴线与汽轮发电机组的轴线平行，这样的布置比较紧凑，汽机房体积小，行车可以共用，电缆长度短，机组之间的交通方便，只需要在汽机房墙的设计上考虑叶片飞射物的保护厚度即可。

4先进型沸水堆(ABWR)核电机组

此方案为美国通用电气公司(GE)推出的先进型沸水堆(ABWR)核电机组，能满足用户要求文件(URD)。以日本东京电力公司的柏崎6、7号机组作为参考电站。

柏崎6、7号机组是目前世界上唯一获得美、日两国设计批准的、已建成并投入商业运行的改进型沸水堆核电机组。反应堆和汽轮发电机组均由美国通用电气公司生产，柏崎6号机是世界上第1个ABWR机组，于1991年9月开始建设，1996年11月竣工投入商业运行。

沸水堆核电机组是以美国通用电气公司(GE)为主进行开发的。1957年首台沸水堆核电机组投入运行，其后，经过多年的改进，从BWR-1到BWR-6，最后到ABWR。

4.1ABWR汽轮发电机组主要技术数据

a)额定功率：1350MW；

b)汽轮机型式：TC6F-52；

c)汽缸结构：四缸六排汽(1HP+3LP)；

d)主汽门前主蒸汽压力：6.79MPa；

e)主汽门前主蒸汽流量：7640t/h；

f)主汽门前主蒸汽湿度：0.4%；

g)低压缸末级叶片长度：1320.88mm；

h)回热系统：4级低压加热器+2级高压加热器(无除氧器)。

4.2ABWR核电机组的主要特点

4.2.1热力系统

热力系统为直接循环系统，冷却剂直接作为汽轮机的工质，将PWR核电机组中的一回路和二回路并为1个回路。

ABWR和PWR的汽轮机回热抽汽系统没有什么两样，其参数相似，ABWR主蒸汽压力略高于PWR，MSR的再热采用两级，以提高热效率，4级低加、2级高加，不设除氧器。加热器的疏水泵将疏水打入前级凝结水管。

4.2.2厂房布置

由于ABWR是反应堆核蒸汽直接通到汽轮机，因此汽机厂房需要考虑防放射性的措施，汽机高压缸、MSR、高压加热器均用屏蔽墙隔离，运行期间人员不能进入。汽轮机的抽汽机排汽需经过过滤排入排汽筒，整个汽机车间是闭式通风系统。主蒸汽通过的安全壳两侧都有开关隔离阀。ABWR在正常运转时，如核燃料包壳不破损，主蒸汽携带放射性核元素主要是N16，N16的半衰期仅7s。新蒸汽部分，即高压缸部分、MSR、高压加热器部分是带放射性的，需要屏蔽，而低压缸、凝结水部分是不带放射性的，不做特殊屏蔽。

常规岛范文篇7

核电站的设备选型和供货商的选择，应采用国际竞争性招标方式，在技术、经济、自主化、国产化等方面进行深入分析比较，来选定供货商和机型。国外制造商必须选择国内设备制造厂作为合作伙伴，转让技术、合作生产，逐步全面实现自主化和设备国产化。

经初步研究，常规岛部分可供选择的国外主要设备潜在供货商有：英法GEC-ALSTHOM公司、美国西屋公司、日本三菱公司、美国GE公司等。到目前为止，ALSTHOM公司已同中国东方集团公司进行合作，形成一个联合体；美国西屋公司已同上海核电设备成套集团公司合资，组成西屋-上海联队。其它公司到目前尚未进行合作。

根据ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核电设备制造商所提供的资料，按照堆型的不同和一回路的不同，可以形成四类技术方案：

方案一——三环路改进型压水堆核电机组；

方案二——ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组；

方案三——日本三菱公司的四环路压水堆核电机组；

方案四——先进型沸水堆(ABWR)核电机组。

下面就各类技术方案分别进行分析。

1三环路改进型压水堆核电机组

此方案的一回路为标准的300MW一个环路的三环路压水堆。此类方案包括中广核集团公司提出的CGP1000、欧洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的CNP1000和西屋-上海联队推出的CPWR1000三种压水堆核电机组。

1.1CGP1000与CNP1000核电机组

CGP1000由中广核集团提出，以大亚湾核电站为参考站，并借鉴美国西屋公司和ABB-CE公司的部分先进的设计，有选择地吸收了用户要求文件(URD)的要求，形成以300MW一条环路的CGP1000技术方案。常规岛部分，汽轮发电机组选用ALSTHOM的Arabelle1000型汽轮发电机组。

CNP1000由欧洲制造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根据法国核电计划及大亚湾核电站、岭澳核电站等工程的设计、制造、安装、运行及维修中积累起来的经验推荐给中国的核电机组。常规岛部分的汽轮发电机组也以Arabelle1000型汽轮发电机组作为推荐机组。

由于CGP1000和CNP1000的常规岛部分的汽轮发电机组均为Arabelle1000型，所以实际上为同一类核电机组。

ALSTHOM在总结54台第1代汽轮发电机组的运行经验基础上，组合出了Arabelle1000型汽轮发电机组，参考电站为ChoozB(2台1450MW机组已分别于1996年7月11月投入运行)。

1.1.1Arabelle1000型汽轮发电机组的主要技术数据

a)最大连续电功率：1051MW；

b)转速：1500r/min；

c)机组效率：36.3%；

d)末级叶片长度：1450mm；

e)排汽面积：76.8m2；

f)背压：5.5kPa；

g)凝汽器冷却面积：68633m2；

h)发电机额定输出功率：1050MW；

i)发电机视在输出功率：1235MVA；

j)发电机额定功率因数：0.85；

k)发电机额定端电压：26kV。

1.1.2Arabelle1000型汽轮发电机组的主要特点

a)缸体结构：三缸四排汽(HP/IP2×LP94)，汽轮机采用高中压组合汽缸并直接和2个双流低压缸相连接，含有流向相反的高压和中压蒸汽流道。低压缸为双流式，低压外缸体支承在冷凝器上面，不是直接装在汽机基础上，轴承座和内缸体直接座于汽机基础上；

b)由于末级叶片比较长，具有较大的排汽面积，可使蒸汽膨胀过程加长，减少余速损失，提高机组效率；

c)由于蒸汽在高／中压缸中膨胀过程是以干蒸汽单流方向进行，另外，在高、中压排汽口加装抽汽扩散器以增加效率，所以，Arabelle1000型汽轮机的高中压膨胀效率相对比较高；

d)发电机采用水氢氢冷却方式，励磁系统采用无刷励磁方式。

1.2CPWR1000核电机组

CPWR1000由西屋-上海联队推出，由上海市核电办公室牵头，组织上海核工程研究设计院、华东电力设计院、西屋公司等单位联合展开CPWR1000概念设计工作，并于1997年6月份完成。

CPWR1000是建立在西屋公司成熟的、经过设计、工程实践验证的技术上，以西班牙的VandellosⅡ为参考电站(该电站已有50000h以上的高利用率的运行业绩)，结合西屋先进型压水堆机组(APWR1000)技术，并进行适当改进而来。

1.2.1CPWR1000汽轮发电机组主要技术数据

a)汽轮机型式：单轴、四缸、六排汽、凝汽式、二级再热装置；

b)转速：1500r/min；

c)主蒸汽门前蒸汽压力：6.764MPa；

d)主蒸汽门前蒸汽温度：283.5℃；

e)主蒸汽门前蒸汽流量：5493.5t/h；

f)主蒸汽门前蒸汽湿度：0.25%；

g)回热抽汽级数：6级(1级高压加热器1级除氧器4级低压加热器)；

h)给水温度：223.9℃；

i)平均冷却水温度：23.0℃；

j)末级叶片长度：1250mm；

k)排汽压力：5kPa；

l)净热耗率：9.788kJ/(Wh)；

m)机组最大保证功率：1071.09MW；

n)发电机功率因数：0.9；

o)短路比：0.5；

常规岛范文篇8

1常规岛起吊设备的制造过程监督控制

起吊设备主要由焊接结构件、锻件、电器件等组成，主要焊接结构件包括主梁、端梁、联合起吊梁、卷筒、小车架等。锻件包括车轮、车轮轴、滑轮轴、吊钩、吊钩横梁、吊钩螺母、花键轴等。电器件包括电气控制柜、电动机、减速器、制动器、变频器等。针对上述特点，重点在主梁焊接、小车及桥架装配以及机械和电气试验等关键工序上加强了质量控制，确保最终向核电站提供合格的产品。设备制造过程监督控制需根据桥式起重机功用、吨位等，对起吊设备的大车、小车、起升机构、运行机构及轨道、电气控制、组装试验等部件制造和装配活动开展针对性的工作。在核电厂常规岛起吊设备众多，这些起吊设备起重量不同，桥机的重要程度不同，所对应的质保等级不同，不宜采取统一的监督控制方式，而应根据其重要程度和制造质量控制难宜程度采用不同的方式。常规岛主桥机用于吊装汽轮机及发电机重要部件，重件码头固定起重机均为500t左右大起重量起吊设备，所以二者质量要求高，质保等级也高，宜采取文件审核、重要质量控制点见证与巡视监督相结合的监督控制方式。而除主桥机和重件码头固定起重机以外的起吊设备(如BOP厂房起吊设备等)采取对开工条件、最终试验和最终放行实施见证，以及文件审核的方式进行监督控制。重要质量控制点包括焊接结构件的焊缝焊接及焊缝无损检测工序，锻件的力学性能试验及无损检测工序，电气控制柜的出厂检验工序，小车装配及桥架装配的尺寸检查工序，整台设备的机械及电气试验、油漆检查、包装装箱检查和完工文件审查工序。

1.1主梁等机构件焊接的质量控制

在起吊设备制造过程中，结构件焊接工序占有很大的比例，是制造过程中重要的环节。焊接质量的好坏将直接影响到产品的最终质量，而焊接过程主要的是要控制焊接变形，因此，对焊接过程的控制是全过程的控制。焊接前应进行各种准备工作，包括焊接工艺评定工作及焊接材料的采购和验收工作、焊接数据包的提交审核等。产品焊接分焊前、焊中、焊后三个不同时间阶段进行，不同阶段监督重点有所区别。焊接工艺评定(WPQ)的目的是为了验证拟用焊接工艺的正确性(或可用性)，通过测定焊接接头是否具备所要求的检验要求(包括破坏性检验和非破坏性检验)，从而判断该工艺是否合理，并验证拟用于焊接结构的焊件是否具有该结构所预期的使用性能。焊接工艺评定总的原则要求是工艺评定的试验条件必须与产品条件相对应。焊接工艺必须有对应的工艺评定文件支持，只有评定合格的工艺规范才能在实际产品上进行使用。焊接工艺评定由制造商根据工艺要求自行实施评定，评定最终应形成正式文件，监督人员应对评定文件进行认真检查，对评定过程进行过程跟踪，对评定报告进行审查。监督人员应对上述过程进行跟踪监督。上述准备工作均应在正式产品生产前完成。一个合格的焊材制造商是保证焊材质量的重要前提，制造厂应重视对焊材的采购验收工作。焊材采购前应由技术部门编制焊材采购技术条件，作为采购人员选择焊材制造商的依据，采购技术条件同时也是焊材制造商进行焊材制作的依据。对焊材的验收应按相关标准规定进行，制造厂应加强对产品验收环节的管理，并由具有一定焊接知识的人员组织对焊材的验收工作，保证只有合格的焊材用于产品焊缝的焊接。焊前的条件性检查起到预防质量问题发生的作用。主要从影响质量的因素方面进行检查。内容包括:1)文件检查主要检查各种评定报告、焊接数据包、焊接工艺卡及质量计划等是否满足要求;2)人员资格检查主要是检查焊工资格及相关检验人员资格情况;3)设备检查包括焊机状况、测量仪表的标定情况等，此外还应注意检查母材及焊材的质量状况，质量证书等证明文件是否齐全等。对焊接过程的控制应着重注意焊接装配是否满足图纸要求，环境温度是否达要求，施焊过程中对焊接工艺规程中相关内容的执行情况，尤其是焊接电流、电压及速度、层间温度等参数是否符合要求，观察焊缝成形是否良好。施焊过程应注意对焊缝周边母材的保护，注意焊接过程的及时记录。焊接结束后，应对焊接记录等进行核查。焊后监督主要包括检查焊缝的外观形状、几何尺寸是否符合图纸要求。见证监督后序所要进行的焊缝无损检验工作，验证无损检验结果符合规范要求。

1.2小车装配及桥架装配的质量控制

主要是对装配后的尺寸检查工序进行重点控制。小车装配的主要尺寸有轨距的极限偏差、主动轮和从动轮的水平及垂直偏斜，车轮平面度等。桥架装配的主要尺寸有主梁上拱度、主梁水平弯曲、桥架对角差、大车跨度偏差、车轮支承点高低差、大车轮同位差等。

1.3厂内调试和试验的质量控制

试验目的是为了验证设计的正确性，检查设备的完整性、正确性、可用性、可靠性。试验应严格按照试车大纲进行，各项试验必须按规定逐一先后进行。试验基本分小车、桥架、电控系统和平衡梁四个部分。依次进行小车和桥架整体组装检查，各机构的空运转试验，电控系统的联调，主小车厂内模拟载荷试验和平衡梁厂内静载试验等。主要试验包括起升机构载荷试验、联合起吊梁静载试验、电气设备接地、绝缘试验、空载试验、耐久试验、静载试验、动载试验等。试车前要求供应商对起重机进行全面仔细的检查、整理和清洁工作，试验中注意按照试验大纲核查是否逐项进行，记录相关试验结果，供应商试验完成后编写试验报告，要再次逐项核实是否满足设计要求。

2制造过程中的无损检测

制造全过程要进行的无损检测主要有主梁及端梁的射线探伤、磁粉探伤和超声波探伤。对其过程的监督重点是检查无损检测条件(操作文件、人员资格、探伤设备和材料、工件条件等)的符合性，探伤人员操作的规范性，探伤结论的评判，必要时抽样复评。

3结语

在我国逐步实现核电站制造国产化的今天，对核电产品的制造过程进行监督的过程中认真负责，积极跟踪，严把质量关，对在制造过程中发现的各种问题能够做到及时与相关方沟通并解决，在监造过程中坚持重点工序旁站监理，坚持现场见证与巡视见证相结合，对发现的一些质量隐患和问题及时督促制造单位进行预防和改正，避免质量问题的发生，同时也为今后核电站建设积累宝贵的经验。

作者:郭红芳 姜志远 刘立 单位:苏州热工研究院有限公司

参考文献:

［1］广东核电培训中心.900MW压水堆核电站系统与设备［M］．北京:原子能出版社，2004.

常规岛范文篇9

关键词：第三代先进压水堆核电厂；通信系统；可靠性

随着科学技术的发展，核电厂将成为能源工业的重要组成部分，当前国内现役核电厂中，通信系统的设计以有线通信作为主要通信手段，系统间相互独立，无法实现数据共享，维护使用效率低。第三代先进压水堆核电厂通信系统采用分层架构，保证了系统良好的灵活性和可扩展性。根据现役核电厂运行经验的反馈，无线通信系统的便捷性和实时性是有线系统无法比拟的。以下对第三代先进压水堆核电厂通信系统的总体结构、主要通信系统的功能、设计特点等进行分析。

1第三代先进压水堆核电厂通信系统总体结构及设计原则

1．1总体结构。第三代先进压水堆核电厂为单堆布置两环路机组，电功率1250MW，设计寿命60年［1］，通信设计理念以无线通信为主，主要包括无线通信、自动电话系统、应急自动电话系统、呼叫通话系统、警报与广播系统、声力电话以及时钟系统。总体结构见图1。1．2设计原则。a．可行性和适应性。保证系统在技术上的可行性、经济上的可能性。b．实用性和经济性。系统建设应始终贯彻面向应用、注重实效的方针，坚持实用、经济的原则。c．先进性和成熟性。系统设计既要采用先进的概念、技术和方法，又要注意结构、设备和工具的相对成熟。d．开放性和标准性。为了满足系统所选用的技术和设备匹配性，满足投资的长期效应以及不断扩展的功能需求，必须追求系统的开放性和标准性。e．可靠性和有效性。通信各子系统采用相对独立、运行方式各不相同但功能重叠的模式，从而保证了整个通信系统的可靠性和多样性。f．安全性和保密性。系统设计中不但要考虑信息资源的充分共享，更要注意信息的保护和隔离。g．可扩展性和易维护性。为了适应系统变化的要求，必须充分考虑系统扩展和维护的便利。h．核电厂通信系统的基础支撑系统如综合布线、供电系统和机房等也有与常规电厂不同之处，设计的难点和特殊要求在于要考虑连接核岛内外的通信线缆系统的通信贯穿件，并充分考虑通信贯穿件有一定的传递衰耗等特性。综合布线要考虑核电厂的特殊要求，采用低烟无卤阻燃的特种电缆［2］。

2通信子系统功能与结构

2．1无线通信系统。目前国内投入运行的核电站的通信手段主要为有线通信，工作的灵活性和高效性受到限制。建设一套低功率、低干扰、抗辐射的无线电话系统可大大提高核电站工作人员的沟通效率，并保证在一些极端事故下通讯的有效性。第三代先进压水堆核电厂的设计中，第一次提出了将无线通信系统作为常规事务和应急处理时的首选通信方式，首次要求覆盖全厂，在确认无线系统对核电站的安全相关设备没有干扰的前提下，核电站运行期间可以使用。无线系统采用无线保真（Wi－Fi）技术，Wi－Fi可以提供热点覆盖、低移动性和高数据传输速率。基于无线网络的特点，适宜在核电前期设置一套无线系统设备，在电厂建设期间投运，满足建设期的语音通信需求。电厂建成投产以后，可方便增加相关设备，对系统进行扩容，满足电厂运行期间的通信需求［2］，并可与电厂前期的系统做到无缝连接。无线电话系统在第三代核电通信系统的设计为创新型设计，携带无线电话的工作人员可在厂区的主要区域内被呼叫，该系统由中央控制单元、便携式手持机、便携式头戴耳机、基站和天线及其他设备组成，所以无线通信系统的设计也是整个通信系统设计的重点，国内某在建第三代压水堆核电站无线系统的设计分为应用服务层，网络交换层和终端接入层。应用服务层：为无线电话系统的用户注册、存储、呼叫信令处理、媒体和业务控制、互联接入、展示服务平台。网络交换层：作为软交换网的承载网络，其作用和功能就是将边缘接入层中的各种媒体网关、控制层中的软交换机、业务应用层中的各种服务器平台、各种通信终端等软交换网网元连接起来。终端接入层：可接入的终端具有很大的灵活性，可以支持SIP协议的有线／无线通信终端，实现核电站厂房内外通信调度需求。2．2自动与应急电话系统。自动电话系统与无线通信系统互为备用，提供全厂范围内的常规语音通信，并与所需的厂外通信链路连接。系统由交换机、配线架、电话机和相关设备组成，是非安全相关系统。该系统提供所有话站间的全双工语音通讯，具有呼叫转移、支持包括无线电话系统手持机用户在内的多方电话会议。应急电话系统用于电厂重要岗位之间的备用通信联系，可以转移呼叫且能够提供多方电话会议功能。该系统的规模小于自动电话系统，系统话机主要设置在主控室、远程停堆操作室、技术支援中心和其他关键操作区域。2．3警报与广播系统。2．3．1警报系统。警报系统独立于其他所有的通信子系统，由设置在全厂范围内的声光报警显示屏及报警器等设备组成。该系统通过警报器发出警报，在厂房公共区域及高噪音环境区域设置声光报警显示屏，在主控制室和远距离停堆室提供警报触发及警报信息选择功能。发生事故时，由控制按钮触发警报系统发出相应的声警报信号和文字信息显示方式的光警报，通知人员撤离或紧急撤离，并且在事故排除后能够发出警报解除。2．3．2广播呼叫系统。广播呼叫系统的功能是在全厂范围内呼叫和调度指挥核电厂工作人员，为全厂通信系统提供更多的适应性和可靠性。该系统由通话站、功放、扬声器、调度主机、调度台与自动电话系统及应急自动电话系统的接口电路和其他相关设备组成，并且系统线路独立，不会对厂内外的其他系统施加干扰，反之亦然。系统调度台可生产广播信息和调度指令，对某一区域广播，也可对几个或全部区域广播。2．4声力电话。声力电话作为核电站内部设备的调试及检修专用的通信系统，能提供核电站内部任意2点或多点之间的通信联系，通过声音产生的动力，在无需任何供电的情况下，适合长时间的连续通话，可用于核电站执行任务的工作人员间的常规通讯。由手持机、声力电话插座、便携式头戴机、中央配线盘及相关设备组成。该系统故障不会危及安全相关的系统，并且不会妨碍安全停堆。声力电话主要用于以下3个回路。a．换料回路。添加燃料过程所涉及的区域中的通信话站配有换料回路声力电话插座盒，每个插座盒上设有3个通道。b．维修／测试回路。遍布于主控室的所有的通信话站、当地的控制面板、设备支架、电机控制中心（MCC）、开关设备以及大型机电都配有声力维修／测试回路插座盒。c．工厂停堆操作。战略性地配置插座盒，以便在控制室被撤走的情况下提供便利的语音通信。位于启动给水泵区、上水泵区、柴油发电机房、配电室以及主蒸汽排放阀区域的通信站配有带3个通道的声力电话插座盒。2．5时钟系统。时钟系统用来建立一个精确的时间基准，为该系统内所有子钟和电厂其他所需系统提供准确的时间信号。时钟系统采用全球定位系统（GPS）和接收机来提供一个精确的时间基准信号。使用时间基准进行校时的时钟（母钟和子钟）设置在需要同步时间的区域。

3应用中存在的问题及解决措施

第三代先进压水堆核电厂规模大、参与方多、技术性高、无成熟堆型以及项目管理的综合性增加了交流和沟通难度。由于各参与方有不同要求和对项目有不同的期望，导致在采购过程中需要多次反复地沟通和协调。第三代先进压水堆核电厂通信系统比较特殊，部分通信设备的主控单元安放在核岛，但常规岛／电站辅助设施（CI／BOP）的设备需接入核岛主控单元，从而实现通信功能，这就要求在采购设备的时候需要与业主充分沟通：首先，要理解总目标及业主的意图，尽可能保持通信设备接口的一致性及各级设备之间的匹配性；其次，在项目执行过程中，尽可能的多与业主进行交流，使业主对项目进展及时了解和跟进，避免业主反复修改技术方案导致的进度计划的拖延。3．1通信系统设备供电负荷。在项目执行过程中，非核级配电系统（EDS）配电盘负荷配置已满，以至于通信系统的负荷不断要求被压缩。由于整个核岛通信系统的部分系统主机（自动电话系统，广播呼叫与警报系统，无线系统）为2个核岛共用，且均布置在1号核岛，从而导致1号核岛用电负荷紧张。建议可以将自动电话系统，广播呼叫与警报系统，无线系统的主机根据负荷进行布置，将某些用电负荷大的设备主机移至2号核岛，从而减轻1号核电的用电负荷。3．2系统间的可靠性。自动电话系统，广播呼叫与警报系统，无线系统之间相互连接，均通过自动电话系统的交换机进行通讯，因此，对于自动电话系统的可靠性提出了很高的要求，一旦自动电话系统的主机故障，将导致广播呼叫与警报系统和无线系统之间通信中断。后续项目设计中，可以考虑冗余连接，保证系统可靠性。3．3安全壳内通信设备。第三代先进压水堆核电厂安全壳内布置了功放、话站、喇叭等，通信设备中大多为电路板等电子器件，在壳内辐照环境下，设备很快就会故障损坏。第一，影响系统的使用；第二，增加采购成本。壳内通信设备主要是为了核电站换料检修阶段施工人员的使用而设置的，在电站正常运行下，上述设备并不使用，因此，在后续设计中，可将这些设备列为可摘卸设备，仅在换料检修期间安装使用，运行期间拆除。3．4时钟系统。第三代先进压水堆核电厂时钟系统采用的传输方式仍为IRIG－B码，与目前主流的基于网络时间协议（NTP）传输方式存在滞后性，因此在与闭路电视系统连接时就存在传输方式不统一，需要增加额外的转换设备。时钟系统的GPS天线距离主机较远，且需要通过同轴电缆传输。基于同轴电缆传输距离的限制，如此布置可能导致接收信号的不准确。建议将GPS信号接收机前置的方案，无论从系统精确性角度，还是从拉线布置方面，时钟系统都得到了优化。

4结束语

本文分析了第三代先进压水堆核电厂通信系统的总体结构、主要系统功能和设计特点，并结合在项目执行过程中遇到的问题提出改进建议：将通信系统设备根据负荷进行布置；考虑系统间冗余连接；仅在换料检修期间安装使用安全壳内通信设备；将时钟系统的GPS信号接收机前置。由于核电厂通信系统覆盖面广，通信技术的发展和更新换代快，如何将新技术的采用和核电厂通信安全有效结合是一个很大的研究课题，需要设计方、供货方和业主充分沟通，以达到最佳工程实践的目标，随着依托项目的不断推进，对整个系统的认识和理解也将逐步深入。

作者:邹颖男 严振杰 单位:国核工程有限公司

参考文献：

常规岛范文篇10

1.1中国核电发展与能源结构。核电作为新能源清洁无污染，发电效率较高，运行成本较低，将满足我国电力需求，优化能源布局，维护国家能源安全；缓解火电带来的环境污染，降低温室气体二氧化碳的排放量，减少二氧化硫等污染物排放，保护生态环境，缓解国际舆论压力；将振兴我国相关装备制造业，带动地方经济发展。资源贫乏、结构失衡、需求剧增、缺口很大、能效不高、减排困难，这是当前中国能源的基本状况；中国一次能源（石油、天然气、煤炭）消费总量很大，仅次于美国，位于世界第二，以煤为主的消费现状是中国在二氧化碳排放上跃居世界首位，这也是一些国家用来诟病和限制中国经济发展的重要“手段”。中国的能源现状和环境危机决定发展核电是解决我国能源与环境问题的必由之路。

1.2公众态度影响核电发展。公众态度对一个国家核能发展的政策、技术、经济性等问题都会产生影响。如果公众对核能存在较大争议，甚至引发冲突，其所造成的巨大社会成本是政府在进行换能决策时不得不考虑的主要问题之一。由于公众反对，一些核能项目会在公众的反对和质疑声中被拖延或中止，同样也会造成巨大的经济损失。公众对核电态度的改变不取决于对核电技术了解，而是受到很多社会、心理因素的影响。核电的公众接受性是一个涉及社会、技术、心理、公共管理等多个领域的交叉性课题。因此，要改变核电的公众接受性，首先就要加强对核电的科普宣传。由于各国对核电科普宣传的重视程度不同，加之政治、经济、社会、文化、技术等方面的差异，各国民众对核电接受性也不尽相同。由于核电宣传基础较好，法国、英国、日本等国家对发展核电的支持率较高，这几个国家的核电发展预期也较好。

1.3核事故危机公关处理与核电发展。日本福岛核事故无疑给全球核电复苏态势带来巨大打击，一段时期内核电复苏步伐将有所放缓，但不太可能出现上两次核电事故后长达二三十年的萧条期。目前，主要核电国家均宣称要继续保有核电。美国、法国、英国等老牌核电国家表示坚持核能发展立场，并采取措施，全面审视和评估本国核电站安全，尽最大可能保证核能的安全利用。但是我们同时也看到正是因为这些事故才使得我们的安全性能不断完善，保护措施不断升级，例如在三里岛事故后导致更严格的安全标准的核电站出现。

2、核电科普宣传促进核电发展

2.1国内外核电工作认知度和接受度。由于政治、经济、社会、文化、技术等方面的差异，各国核能接受性不尽相同。核能公众接受性从20世纪80年代以来一直处于低迷状态，至今仍未走出低谷。国际原子能机构对全球18个国家18000人进行的一项大范围的调查显示，62%的被调查者同意现有核电站继续运行，但59%的人反对建设新的核电站，相对而言，法国、美国、日本等国家对新建核电站的支持率较高。中国的核电处于初级阶段，能否大力发展最终将取决于公众的接受度，福岛核事故后，我国对于核电的发展态度是中性偏接受的，但公众对核电的担心和反对是存在的，公众反对成为中国发展核电当前面临的主要挑战。中国在核电公众宣传方面开展的工作还很不够。

2.2核事故对核电宣传工作的响应。日本福岛核事故后，与日本民众的冷静、淡定不同，由于对核知识科学理解的匮乏，中国各地区的许多群众听信碘盐能预防、治疗核辐射的传言，疯狂抢购食用碘盐。探究“抢盐风波”发生的原因，还是在于老百姓对核电知识本身了解太少，面对核事故的发生不知道应如何进行科学的防护。这件事深刻地反映出我国在核科普公众宣传方面的缺失与不足。面对日本大地震引发的种种谣言，国家有关部门积极回应，动员方方面面的科技力量，通过多种形式，正面回应日本福岛核电站核泄露事件引发的社会关注，引导公众正确认识、科学理解这一热点问题。

2.3公众核电态度与核电产业发展。随着中国新一轮核电发展规划，核电安全越来越引起国内公众的关注。现在，已经有部分省市的居民向核安全局写信反对在当地建造核电站。可以说，公众不理解、不支持已经成为影响我国核电产业发展的一道障碍，向公众进行核电科普教育和宣传已经成为一个刻不容缓的问题。福岛核事故之后，我国核电包括核电产业回归理性发展。我们应在确保核电安全的同时，将面向公众的科普宣传纳入核电发展的重点，这也是此次福岛核事故带给我们的启示之一。一个与公众积极沟通，面向公众开展的核电科普宣传工作新局面正向我们走来。

3、核电安全宣传工作的方向及建议

3.1探索核电宣传工作常规举措。利用学校、社区等场所积极宣传核电，对比核能与其他能源的优势、可能产生的环境影响、将会采用的污染控制措施等等。充分尊重公众的知情权，消除公众对核电的疑惑和畏惧心理。利用电视、广播、报纸、杂志等传统的传播媒介，与公众建立有效沟通，增进公众对核能的了解，并在核能的风险接受性问题上达成一致。通过博客、微博、手机报、移动传媒等新媒体即时宣传核电。

3.2加强核电事故的应急。建立全国性核与辐射事故信息资源库，并向公众主动推送相关信息。资源库的内容主要包括三个方面：一是我国核电及相关事业发展的基本状况、可能发生的各种事故类型等信息，即基础信息子库；二是应对核与辐射事故的常规知识、技能、流程，以及相关法规政策等信息，即知识与政策子库；三是世界各国应对核与辐射事故的案例信息，即经典个案子库。