广东台山核电站简介

广东台山核电站

来源：中国核工业二三建设有限公司 (2009-12-28) 〖大中小〗

广东台山核电站位于台山市赤溪镇，是迄今为止中法两国在核能领域的最大合作项目，也是我国首座、全球第三座采用EPR三代核电技术建设的大型商用核电站。该核电项目规划建设6台核电机组，一期工程建设2台欧洲压水堆(EPR)机组。

台山核电厂一期工程建设d 2台EPR型压水堆核电机组，单机容量175万千瓦，是目前世界上单机容量最大的核电机组。单台机组建设工期52个月，预计2013年底首台机组投入商业运行。该工程为中法合资项目，总投资约500亿元。台山核电站作为一个中外共同开发建设的第三代核电技术项目，其核岛设计供货由法国阿海珐集团与中广核工程公司、中广核设计公司组成的联合体承担，中方承担的设计工作和供货份额超过50%，主设备本地化比例达到50%；汽轮发电机组由中国东方电气集团与法国阿尔斯通公司（ALSTOM）提供，其中中方份额达到2/3；常规岛设计供货由中广核工程公司牵头，与中广核设计公司、阿尔斯通公司及广东电力设计院组成联合体承担；电站辅助设施的设计供货由中广核工程公司承担。项目业主广东台山核电有限公司承担工程项目管理和生产运营，并联合国内施工单位和中广核工程公司完成建安施工和调试等工作。通过中外双方共同建设模式，台山核电项目将加快实现EPR三代核电机组在设计、设备制造、建安施工、调试和运营等全方位的自主化目标，为积极推进我国核电建设作出新的贡献。

项目建成后，年上网电量可达260亿千瓦时。建设台山核电不仅可有效缓解广东省电力长期紧张局面，促进广东省能源结构优化调整，而且对推进广东省进一步加强国际合作发展核电产业具有重要意义。

台山核电站的建设对于我国加快核电建设步伐，紧密跟踪世界先进核电技术，培养高素质核电人才，加快实现三代核电机组在设计、设备制造、土建、安装、调试和运营等全方位的自主化目标，为推进我国核电建设作出新的贡献。同时，对贯彻落实科学发展观，加快广

东省资源节约型、环境友好型社会建设，进一步优化广东省电网结构和能源结构，发展核电装备制造业，实现广东能源、经济和生态环境可持续协调发展具有积极作用。

一、项目历程

1988年，台山核电站腰古厂址作为广东省第二代核电推荐厂址进行查勘工作；2003年7月，中国电力工程顾问集团公司对腰古核电厂址进行了复评，结论认为腰古厂址满足核电厂建设需求；2005年5月，中国广东核电集团公司全面启动台山核电可行性研究工作；2005年11月，台山核电筹备处正式成立，全面启动台山核电项目前期准备工作；2006年1月，中国广东核电集团公司向广东省发改委上报了《台山核电站一期工程项目建议书》；2006年3月，广东省发改委向国家发改委上报了台山核电站一期工程项目建议书；2007年7月，广东台山核电有限公司注册成立；2007年11月26日，在中国国家主席胡锦涛和法国总统萨科奇的共同见证下，中国广东核电集团公司与法国阿海珐集团、法国电力公司分别签署了合作建设台山核电EPR项目的系列协议，标志着集团开始迈向三代核电建设的新起点；2007年12月17日，国家发展改革委正式签发《关于同意广东台山核电项目一期工程开展前期工作的复函》；2008年4月7日，台山核电站一期工程常规岛设计供货合同意向书、联合体协议、以及前期工作协议签约仪式在大亚湾核电基地举行；2008年8月26日，台山核电站一期工程核岛负挖正式开始，标志着我国首座采用EPR三代核电技术的核电站进入工程开工前的准备阶段；2009年2月26日，台山核电站一期工程可行性研究报告审查会在台山举行，原则同意台山核电站一期工程可行性研究报告。

2008年10月15日，中国核工业第二三建设公司台山项目部正式成立；2009年，主体工程开工；2009年12月23日，中国核工业第二三建设公司与广东台山核电有限公司（管理和生产运营方、业主）在北京钓鱼台国宾馆共同签署了台山核电厂一期1、2#机组核岛主安装工程合同和台山核电厂一期1、2#机组核岛主系统安装工程合同。

二、技术方案

台山核电站采用的EPR技术，是在目前国际上最新型反应堆的基础上开发的改进型压水堆技术，其设计充分借鉴了世界上最先进核电站的经验反馈，分享优秀核电工程师的设计经验，采用了大量经过充分验证的成熟技术和优秀工艺，在竞争力、安全可靠、运行条件和环境保护等方面都取得了重大进步，并全面满足了EUR（欧洲用户要求文件）的要求。具体来说，台山一期工程具有四个突出的特点：卓越的安全性能、成熟的技术工艺、突出的经济竞争力和更高的环保水平。目前正在建设的芬兰奥尔基洛托3号核电机组（OL3）和法国弗拉芒维尔3号（FA3）机组都采用EPR技术，台山EPR核电项目将以法国弗拉芒维尔3号核电项目为参考，借鉴项目建设、调试和运行经验，这不但能大大降低建设成本和建设周期，最大程度地降低设备制造、工程建设拖期的风险；而且能在设计、调试安装、执照申请和运行方面获取大量的经验反馈和技术支持。

三、合同中规定的工程范围

中国核工业第二三建设公司是台山核电站一期1、2#机组核岛安装工程承包商，承担一期2台175万千瓦级压水堆核电机组的全部核岛设备的安装工程、调试服务和维护工作。安装工程计划于2010年11月1日开工。台山核电站核岛安装工程包括台山核电厂一期EM1

重型吊装设备安装、EM2主设备安装、EM3辅助设备安装、EM4辅助管道安装、EM5采暖、通风、空调的安装，EM6保温预制和安装、EM7现场储罐制造、EM8电气安装、EM9仪表安装、EM10小于40T的吊运设备安装，以及工程的调试服务等所有核岛安装工作。调试服务工作

主要包括役前检查的支持性服务，调试阶段的服务，调试阶段的测量、检查，吊车运行指示标记，主回路的调试服务，EESR后的工程服务等；调试服务和移交前设备维护以及合同范围内所涉及的技术改进项、设计修改、供货范围的修改、设计变更、现场修改等所对应的工作内容。

四、安装工程总进度

台山核电站一期工程1、2#机组总建造工期为62个月（从1号机组FCD到2号机组商运）。

1号机组建造工期为52个月，（从FCD到商业运行），其中土建工期20个月，安装工期22个月（穹顶吊装到冷试），调试10个月；

2号机组建造工期为52个月，（从FCD到商业运行），其中土建工期20个月，安装工期22个月（穹顶吊装到冷试），调试10个月，2号机组与1号机组间隔10个月。

(2020年整理)全国已建成或在建核电站分布.doc

全国核电站分布之二：全国在建核电站 1、岭澳核电站二期 项目地址：广东省深圳市龙岗区大鹏镇 投资方：中国广东核电集团公司 管理方：岭东核电有限公司 堆型：压水堆（CPR1000） 功率：2X1000MW 设计寿命：40年 建设进展：主体工程于XXXX年12月15日开工；XXXX 年6月28日，1号机组核岛安装工程比原计划提前17天开工；XXXX年9月23日，1号机组核岛比原计划提前38天完成穹顶吊装，工程建设从土建施工全面转向设备安装阶段。 预计首台商运时间：XXXX年10月 说明：岭澳核电站二期工程是我国“十五”期间唯一开工的核电项目，是国家核电自主化依托项目，项目采用中广核集团具有自主品牌的中国改进型压水堆核电技术路线 CPR1000，是我国CPR1000示范工程，在我国核电发展中具有承上启下的作用。通过项目建设，我国将加快全面掌握第二代改进型百万千瓦级核电站

技术，基本形成自主技术品牌核电站设计自主化和设备制造国产化能力，为高起点引进、消化、吸收第三代核电技术打下坚实的基础。 2、阳江核电站一期 项目地址：广东省阳江市东平镇 投资方：中广核集团公司 管理方：阳江核电有限公司 堆型：压水堆（CPR1000） 功率：2X1000MW（共建6台） 设计寿命：40年 建设进展：XXXX年9月26日负挖开始，目前前期工程正按计划顺利推进。 预计首台商运时间：XXXX年4月 说明：阳江核电站位于中广核集团在广东地区的第二核电基地。项目采用中广核集团具有自主品牌的CPR1000技术。阳江核电站的建设对满足广东省经济增长对电力的需求，进一步优化广东省电网结构和能

源结构，拉动广东省核电装备制造业升级，促进广东省经济社会和环境协调发展具有重要意义。 3、台山核电站 项目地址：广东省江门市台山市 投资方：中广核集团公司 管理方：台山核电有限公司 堆型：压水堆（CPR1000） 功率：2X1000MW（共建6台） 设计寿命：40年 筹备进展：目前项目建议书已上报国家发改委，各项筹建工作正按计划推进，建设条件已基本成熟。 预计开工时间：XXXX年 预计首台商运时间：XXXX年 说明：台山核电项目已被列为广东省“十一五”规划重大能源保障工程项目。 4、红沿河核电站一期

核电基础知识

核电基础知识 核电技术发展：自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电至今已有50多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16% 1、什么是核能 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 本书内提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素，天然铀由三种同位素组成： 铀－235 含量0.71% 铀－238 含量99.28% 铀－234 含量0.0058% 铀－235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。

当一个中子轰击铀－235原子核时，这个原子核能分裂成两个较轻的原子核，同时产生2到3个中子和射线，并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀－235原子核，能引起新的裂变。在链式反应中，能量会源源不断地释放出来。 铀－235裂变放出多少能量呢？1千克铀－235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。 2、核反应堆原理 反应堆是核电站的关键设计，链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多，核电站中使用最多的是压水堆。 压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块，装到锆合金管中，将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起，成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒，控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。 压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件，吸收

了核裂变产生的热能以后流出反应堆，进入蒸汽发生器，在那里把热量传给二次侧的水，使它们变成蒸汽送去发电，而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路，一回路高压由稳压器来维持和调节。 3、什么是核电站 火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。 核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方，这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种

核电科普知识介绍

核电科普知识介绍 前言 中国能源现状如何？中国未来能源需求状况如何？我国能源科技将如何应对？我国为什么要发展核电？核能发电有哪些优势？核能发电未来发展趋势是什么？核能开发利用的步骤是什么？核电站的安全措施有哪些？ 如何正确认识放射性?核电站会像原子弹一样爆炸吗？为帮助公众了解核电有关知识,本文分能源需求、核能及核电站原理、核电优势、核电发展情况、核安全及事故防护九个方面进行了简明扼要的介绍。 种新能源在短期内都无法满足的,核电与水电、火电一起构成世界电力的三大支柱。

2.什么是核能? 世界上一切物质都是由原子构成的，原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量，分别称为核聚变能和核裂变能，简称核能。 核能实验 3.什么是核电站？工作原理是什么？ 核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。 将原子核裂变释放的核能转换成热能，再转变为电能的系统和设施，通常称为核电站。

核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。 ───核电站工作原理图

5.为什么要发展核电？ 核电已日益成为当今世界的主要能源之一，在所有能源所占的比例也越来越大。没有核电，全世界16％的用电设备将无电可用。 核电与水电、火电一起构成世界电力的三大支柱。 迄今为止，世界能源需求的64%来自燃煤、石油、天然气等化石燃料。大量燃烧化石燃烧所产生的二氧化碳、二氧化硫、一氧化碳和颗粒物等，带来令人担忧的环境问题，而这些化石物质消耗的迅速增长，使它们在地球上的储量面临枯竭的境地。 5.中国核电站有多少？ 截止到2011年3月，中国已经有6个投入运营的核电站共11台机组，总核电容量有9百多万千瓦，仅占全国总发电量的2%。 6.核电厂是如何实现安全的? 核电厂的选址、设计、制造、建造、调试、运行直至退役始终都高度重视安全，同时这些过程自始至终都是在国家核安全监督管理部门强有力的监管下进行的。

我国第三代核电技术一览

我国第三代核电技术一览 我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。 1、AP1000 AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。 国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。 作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。 目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。 AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。 【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。三门核电站在全球率先采用第三代先进压水堆AP1000技术，其1号机组是全球首座AP1000核电机组。三门核电站位于浙江南部三门县，一期工程建设2004 年7月获得国务院批准并于2009年4月19日开工建设，总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。 AP1000技术特点：

核工业基本知识复习题

核工业基本知识复习题 是非题 一、核能基础知识 1.核能是一种可持续发展的能源，通过几十年经验总结证明，核能是安全、 （＋）经济、干净的能源。 2.核能是一种可持续发展的能源，其优越性是干净、经济、负荷因子高和功 （＋）率调节能力强。 3.核电站具有安全、经济、负荷因子高和污染少等优点。（+ ） 4.我国目前投入商业运行的核电站都是轻水堆型。（－） 5.核能是原子核内部的化学反应释放出来的能量。（—） 6.核能是由质量转换出来的，符合爱因斯坦的著名公式E=mc2。（＋） 7.核电是释放核子内部能量来发电的，目前释放核子能的方法是裂变。（＋） 8.我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。（＋） 9.我国压水堆核电站中所使用的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量 （＋）的慢化剂。 10.核电站的类型是由核反应堆堆型确定的，目前世界上的核电站堆型仅有轻 （—）水堆、重水堆。 11.核岛是发生核裂变并将核能变为热能的场所。（＋） 12.核电站的常规岛就是常规的火电站。（—） 13.核电站主要由核岛、常规岛和辅助设施组成。（＋） 14.核电站按冷却剂分类有水堆、气堆、液态金属堆和熔盐堆。（+） （＋）15.核电安全的三道安全屏障指的是核燃料元件包壳、一回路压力边界和安全 壳。 16.秦山一期核电站反应堆是用轻水作为慢化剂和冷却剂的。（＋） 17.铀－235链式裂变反应是核能发电的物理基础。（＋） 18.秦山三期核电站反应堆是用重水作为慢化剂，轻水作为冷却剂的。（—） 19.全世界当前拥有的核电站数量已超过400座。（＋） 20.当前核电站单机容量最大的核电站是重水堆核电站。（—） 21.目前大部分压水堆核电站的燃料棒包壳由锆合金管制成。（＋） 22.压水堆核电站中的蒸汽发生器其主要作用是将一回路高温高压的水转变（＋）

核电知识100问

核电知识 1、目前，核电产量占世界电力总产量的16%左右。 2、与同样装机容量的燃煤电厂相比，2台100万千瓦级核电机组每年将向环境减排二氧化碳1600万吨，减排烟尘、二氧化硫、氮氧化物100万吨，为环境保护做出贡献。 3、截至2007年9月，世界上共有439个核电机组运行，总装机容量达到3.72亿千瓦。 4、2009年中国的核发电量为692亿千瓦时。 5、2005年3月2日，国务院总理温家宝指示：“调整电源结构，大力开发水电、优化发展煤电、积极推进核电，适度发展天然气发电，鼓励新能源发电。” 6、铀-235（或钚-239）在中子的轰击下分裂成为两个（极少情况下会是三个）较轻的原子核（它们常常有放射性），同时放出2～3个自由中子，并释放巨大的能量，这个反应过程称为核裂变反应。 7、核裂变反应产生的新中子再引起第二代核裂变反应，如此代代相传，形成核裂变反应链，称为链式核裂变反应。 8、（原子核）反应堆是使原子核裂变的链式反应能够有控制地持续进行的装置，是利用核能的一种最重要的大型设备。 9、核电站的核反应堆是实现核裂变能转变为电能的装置。 10、压水堆核电站中的能量转换借助于三个回路来实现。 11、国家环境保护部和卫生部分别负责对环境质量和人身安全进行独立的监督检查和审评。 12、就人员伤亡概率而言，核电大大低于汽车、飞机的伤亡率，也大大低于某些建筑、矿山行业的伤亡率，所以说核电是低事故率、低风险的行业。 13、压水堆核电站一次冷却系统主要由蒸汽发生器、循环泵、稳压器和稳压器泄压罐等构成。其主要功能是维持堆壳体内的压力并把热量从堆芯载带出来，在蒸汽发生器产生蒸汽，供给汽轮发电机发电。 14、核电厂三废处理设施严格执行国家的环境影响评价制度，并与主体工程同时设计、同时施工、同时投产。 15、三废是指气态、液态和固态三种形态的废物。核电厂三废处理的原则是把放射性气态和液态流出物的排放降至合理的尽量低的水平。 16、当前世界上绝大多数核反应堆为热中子堆，简称“热堆”或“慢堆”。按用途，反应堆可分为研究堆、生产堆和动力堆。根据反应堆所使用的慢化剂材料不同，可分为轻水反应堆和重水反应堆。 17、在核电站中，发电后卸出反应堆的废物（称乏燃料）质量很少，是同等装机容量的火电站的万分之一左右。 18. 核电厂的设计、建造和运行，采用了纵深防御的原则。我们所说的纵深防御包括五道防线。 19、地方环保部门和核电厂营运单位分别独立进行环境监测和分析。核电厂排放的少量放射性废物都有严格控制和有效管理；核电厂产生的固态废物有严密的监管和定期的监测。20、物质所具有的核能比化学能大几百万倍至一千万倍以上。如一吨铀-235全部裂变时产生的核能相当于二百五十万吨标准煤燃烧时放出的能量。 21、核电站从选址、设计、建造、运行到退役等各个阶段都具有非常严格的要求，而且核电站本身就有一套非常严密的质量保证体系和内外部的安全监控措施。 22、凡是与物质直接或间接作用能使物质电离的辐射，称之为电离辐射。 23、人们生活在大自然中，每时每刻都在接受射线照射，这就是天然本底辐照。 24、放射性与我们生活紧密相连，在现代社会中，我们对人工放射性都习以为常了。核电厂的实际放射性影响是微不足道的。

广东台山核电站简介

广东台山核电站 来源：中国核工业二三建设有限公司 (2009-12-28) 〖大中小〗 广东台山核电站位于台山市赤溪镇，是迄今为止中法两国在核能领域的最大合作项目，也是我国首座、全球第三座采用EPR三代核电技术建设的大型商用核电站。该核电项目规划建设6台核电机组，一期工程建设2台欧洲压水堆(EPR)机组。 台山核电厂一期工程建设d 2台EPR型压水堆核电机组，单机容量175万千瓦，是目前世界上单机容量最大的核电机组。单台机组建设工期52个月，预计2013年底首台机组投入商业运行。该工程为中法合资项目，总投资约500亿元。台山核电站作为一个中外共同开发建设的第三代核电技术项目，其核岛设计供货由法国阿海珐集团与中广核工程公司、中广核设计公司组成的联合体承担，中方承担的设计工作和供货份额超过50%，主设备本地化比例达到50%；汽轮发电机组由中国东方电气集团与法国阿尔斯通公司（ALSTOM）提供，其中中方份额达到2/3；常规岛设计供货由中广核工程公司牵头，与中广核设计公司、阿尔斯通公司及广东电力设计院组成联合体承担；电站辅助设施的设计供货由中广核工程公司承担。项目业主广东台山核电有限公司承担工程项目管理和生产运营，并联合国内施工单位和中广核工程公司完成建安施工和调试等工作。通过中外双方共同建设模式，台山核电项目将加快实现EPR三代核电机组在设计、设备制造、建安施工、调试和运营等全方位的自主化目标，为积极推进我国核电建设作出新的贡献。 项目建成后，年上网电量可达260亿千瓦时。建设台山核电不仅可有效缓解广东省电力长期紧张局面，促进广东省能源结构优化调整，而且对推进广东省进一步加强国际合作发展核电产业具有重要意义。 台山核电站的建设对于我国加快核电建设步伐，紧密跟踪世界先进核电技术，培养高素质核电人才，加快实现三代核电机组在设计、设备制造、土建、安装、调试和运营等全方位的自主化目标，为推进我国核电建设作出新的贡献。同时，对贯彻落实科学发展观，加快广

台山核电厂廊道土建施工管理的经验反馈_赵葳

台山核电厂廊道土建施工管理的经验反馈 赵葳李龙洪君 台山核电合营有限公司广东省台山市赤溪镇台山核电现场办公室 529228 Management experience feedbacks for civil construction of galleries in Taishan Nuclear Power Plant Zhao Wei, Li Long, Hong Jun Taishan Nuclear Power Joint Venture Co.,Ltd. TSNP Project Site Office, Chixi Town, Taishan City, Guangdong Province 529228 Abstract: The phase one project of Taishan Nuclear Power Plant is built with a third generation EPR nuclear power technology. We have encountered some challenges and got some management experience during excavation, structure construction and backfilling. These challenges brought a certain affection on all aspects of progress, quality, safety and investment of project, which is worth summarizing and sharing. In this paper, based on typical actual construction examples, we summarized important experience feedbacks in all stage of gallery construction, and made some proposals for improvement, which provides an important reference for construction management of underground galleries in subsequent nuclear power plant project. Keywords: Nuclear power, plant, gallery, construction management, experience feedback. 摘要：台山核电厂一期工程采用EPR三代核电技术 建设。在全场廊道负挖、结构施工和回填等土建施 工管理阶段，我们遇到了一些值得总结的施工管理 经验和教训，这些经验教训对工程进度、质量、安 全和投资等各个方面均产生了一定影响。本文结合实际施工的典型事例，对廊道土建施工管理各阶段重要的经验反馈进行了总结，并提出了部分改进建议，从而为后续核电厂地下廊道施工管理提供了重要借鉴。 关键词：核电厂；廊道；施工管理；经验反馈 1 概述 台山核电厂一期工程引进法国AREVA 公司的第三代EPR核电技术，一期工程建设2台核电机组，单机容量175万千瓦，是目前世界上单机装机容量最大的核电机组。 1.1 廊道概况 台山核电厂一期工程廊道数量众多，共布置有18类廊道（详见表1），分别分布于核岛、常规岛及BOP辅助构筑物范围的各个地下区域。除部分廊道竖井外，全厂廊道相对标高均在0m以下，廊道结构最低相对标高为-32.5m，最高相对标高为-0.1m，全厂廊道均采用现浇钢筋混凝土结构。

核电知识答题部分答案

1、核能是一种（），它不像火电厂那样，每天排出大量的二氧化碳、二氧化硫、烟尘和固体废渣。正确答案：清洁能源 2、国际原子能机构（IAEA）总部设在（）。正确答案：奥地利维也纳 3、核事故早期主要防护措施有：撤离、隐蔽、服用稳定碘、避迁、食物控制等，这些防护措施的实施一般根据紧急防护行动的（）即可作出。正确答案：干预水平 4、在运行中既消耗易裂变材料，又产生新的易裂变材料，而且（），这种反应堆为通常所称的增殖堆。正确答案：所产多于所耗 5、放射性的衰变遵循指数规律，（）是指放射性核素的原子核数目因衰变而减少到它原来的一半所需要的时间。正确答案：半衰期 6、关于服用稳定碘化钾，描述正确的是（）。正确答案：成人每天服一片，不超过十天 7、有些元素可以自发地放出射线，这些元素叫做放射性元素，它们放出的射线分为α、β、γ三种，其中穿透性最弱的是（）。正确答案：α 8、核能分为核裂变能和核聚变能两种，它们是通过（）释放出的能量。正确答案：原子核变化 9、有些元素可以自发地放出射线，这些元素叫做放射性元素，它们放出的射线分为α、β、γ三种，其中穿透性最强的是（）。正确答案：γ 10、核电厂的反应堆不会像原子弹那样发生核爆，除两者设计原则、结构完全不同外，另一个根本的不同是原子弹的装料是（），而核电厂用的是（），就像白酒和啤酒，前者能燃烧，后者不能。正确答案：高浓铀或钚（铀－235富集度＞90%或钚－239含量＞93％）；低浓铀（铀－235富集度度＜5％） 11、由于核电利用原子核裂变产生的裂变能产生水蒸气发电，不耗氧，因而（）正确答案：不会产生温室效应气体 12、美国是全球核电比重（）的国家。正确答案：中等 13、压水堆是目前世界上用得最多的动力堆型，它以轻水作为（）和慢化剂。正确答案：冷却剂 14、电离辐射对任何物体产生照射，可用吸收剂量D来进行度量，吸收剂量的国际标准单位是（），其专用名称是戈瑞(Gy)。1Gy=1 J/kg。正确答案：焦耳/千克(J/kg) 15、室内烟雾报警器内采用的是那种放射源？正确答案：镅-24 16、（）是速度很高的光子，不带电，穿透力强，一般采用高原子序数（如铅、钨等）的材料进行屏蔽。正确答案：γ射线 17、秦山地区居民的天然放射性本底辐照剂量是0.24毫希沃特/年，而一座百万千万级核电厂周围的居民多接受的放射性为0.048毫希沃特/年，与每天吸（）支香烟的辐照剂量相当。正确答案：1 18、下列哪些不属于人工辐射？（）正确答案：土壤放射的γ射线 19、打开核能大门的钥匙是人类发现了（）。正确答案：中子 20、人类自古以来就每时每刻都在受到天然辐射源的照射，这句话是（）。正确答案：对的 21、国际核事件分级中最严重的为( )级。正确答案：7 22、原子核由中子和（）组成。正确答案：质子 23、能使铀-238发生裂变反应的中子，为（）。正确答案：快中子 24、核电历史上曾经发生了3次闻名于世的核事故。按照事故发生时间先后顺序排列正确的是（）。正确答案：三哩岛事故切尔诺贝利事故福岛核电站事故

核电站基本知识考试习题

核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 答：安全目标是建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、公众和环境免遭放射性危害。 辐射防护目标 确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 技术安全目标 防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果。 核能发电有何特点？ 1、核能具有很高的能量密度 2、核电是清洁的能源 3、核能是极为丰富的能源 4、核电在经济性具有竞争力 5、核电的安全性具有保障 纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 多道屏障：燃料芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界、安全壳 多级防御 预防，预防出现异常工况和系统故障； ——保守设计、高质量建造和运行 保护，异常工况的控制和故障检测； ——控制、保护系统和定期检查 限制，控制事故在设计基准事故内； ——工程安全设施和事故处置程序 缓解，防止事故的扩展，减轻严重事故的后果； ——备用措施和事故管理 应急，减轻大量放射性物质释放所造成的环境影响； ——厂外应急响应计划。 反应堆冷却剂系统的功能是什么？ 系统功能： 可控的产生链式裂变反应 导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 产生蒸汽 第二道实体屏障，包容放射性物质 反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生自持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。 由以下部分组成：堆芯、下部堆内构件、上部堆内构件、压力容器（含筒体及顶盖）、控制棒驱动机构。 主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？

功能：用于驱动冷却剂在RCP内的循环，连续不断地将堆芯产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧给水。 空气冷却、立式电动单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。 大流量、低扬程。 稳压器的基本功能是什么？如何实现？稳压器的压力与水位控制如何实现？ 压力控制—维持一回路压力在整定值附近，防止堆芯冷却剂汽化； 压力保护—系统超压时，安全阀自动开启，使RCP卸压； 作为一回路冷却剂的缓冲箱，补偿RCP水容积变化 在启堆时使RCP升压，停堆时使RCP降压。 化学和容积控制系统的基本功能是什么？ 启动前向一回路系统充水，进行水压试验。 运行中用于调节稳压器水位，保持一回路冷却剂系统水体积。 调节冷却剂系统硼浓度，控制反应堆反应性的慢变化 净化冷却剂，减少反应堆冷却剂中裂变产物和腐蚀产物的含量。 为主泵提供轴封水； 向反应堆冷却剂加入适量的腐蚀抑制剂，以保持一回路水质。 冷却剂泵停运后提供稳压器的辅助喷淋水。 RCV系统的功能如何实现？ 下泄回路 净化回路 上充回路 轴封水及过剩下泄回路 低压下泄管线 反应堆硼和水补给系统的功能是什么？ 为一回路系统提供除气除盐含硼水，辅助化容系统实现容积控制； 为进行水质的化学控制提供化学药品添加设备； 为改变反应堆冷却剂硼质量分数，向化容系统提供硼酸和除气除盐水； 为换料水储存箱、安注系统的硼注入罐提供硼酸水和补水，为稳压器卸压箱提供辅助喷淋冷却水，为主泵轴封蓄水管供水。 余热排出系统的功能是什么？ 当反应堆进入冷停闭的第二阶段以下时，用于排出堆芯余热，水和设备中的释热，以及运行的主泵在一回路中产生的热量。 在反应堆停堆及装卸料或维修时，导出燃料发出的余热，将一回路水保持在冷态温度。 换料操作后，余热排出泵可将反应堆换料腔中的水送回换料水箱。 主泵停止时，可以使一回路硼浓度均匀化。 与化容系统相连，当一回路压力过低时，可排放和净化一回路冷却剂。 用RRA排料腔水时，水由此去PTR水箱。 设备冷却水系统的功能是什么，系统有何特点？

台山核电站施工准备区强夯(试夯)施工方案

目录 一、工程概况及技术要求 (2) （一）、工程概况 (2) （二）、施工准备区配套设施 (2) （三）、强夯主要设计参数为： (2) （四）、夯点间距 (3) 二、强夯施工工艺 (3) 三、强夯试验 (3) 1、试夯步骤 (4) 2、强夯试夯需采集的试验数据 (5) 3、试夯数据处理 (5) 四、施工方法 (5) （一）、施工准备 (5) 五、强夯施工 (6) 1、施工准备 (6) 2、施工作业方法 (6) （3）满夯 (7) （4）强夯工序质量检验及施工监测 (8) 六、施工质量保证措施 (8) 七、施工安全管理措施 (8) 八、施工准备区道路强夯分区平面图 (9) 九、施工准备区道路试夯区域夯点布置平面图 (9) 十、施工准备区道路试夯进度计划 (9)

台山核电施工准备区强夯（试夯） 施工方案 一、工程概况及技术要求 （一）、工程概况 本工程为台山核电施工准备区路网、管网工程，主要包括西北-东南走向道路4条总长约3194m，西南-东北走向道路5条总长约3073.5m。此9条路为12m路宽（含3m硬路肩，路肩做法同路面）。道路施工包含以下内容： 1、路的地基强夯处理，包括铺夯填材料、夯填材料运输、点夯、满夯、强夯后回填补土碾压至设计高程，试验性强夯施工、强夯检测。 本次强夯工作范围的总面积约为115942㎡，其中A区面积约为55053㎡； B 区面积约为32006㎡； C区面积约为28883㎡。根据设计要求强夯后地基承载力特征值fak≥150kPa，变形模量E0≥10MP a；经强夯土层沉降后，从普夯面到设计标高处的高度应分层回填、碾压，压实系数λc≥0.95，土层承载力特征值fak≥150kPa，变形模量E0≥10MPa。 2、路基及路面，包括路基开挖碾压，16cm填隙碎石底垫层，16cm6%水泥石屑基层，22cmC30混凝土路面。 （二）、施工准备区配套设施 1、现浇混凝土电缆沟； 2、道路雨水排水沟（双侧）； 3、HDPE双壁波纹管（污水管）； 4、PE100（聚乙烯）给水、消防管； 5、道路照明系统； 6、消防系统。 （三）、强夯主要设计参数为： 1) 强夯施工遍数 A区：一遍点夯，一遍满夯。 B区：三遍点夯，一遍满夯。 C区：一遍点夯、一遍满夯。、

核电质量保证基础知识复习题

核电质量保证基础知识复习题 一、是非题 1.核电厂的质量保证体系，其作用是确保有计划、有系统和有控制地开展所有对质量有影响 的活动。 2.质量保证大纲文件可分为管理性文件和技术性文件两种基本类型。 3.管理性文件和技术性文件形成一个完整的文件体系，其目的既要做到每项工作都“有章可 循”。 4.质量保证部门在处理质量问题时，必须会同技术部门达成一致意见后做出处理决定。 5.文件变更控制方法可以比新编文件的控制方法简单。 6.记录是实现质量的客观证据，也是评价质量保证工作有效性的依据 7.无损检测人员使用的检测规程为技术性文件。 8.为保证质量而规定和完成的全部工作综合在一起构成质量保证大纲。 9.不符合项可以分为一般不符合项、较大不符合项和严重不符合项三类。 10.质量保证部门在处理质量时，应当独立行使质量监督职权。 11.由国家核安全局制定的核安全规定都是指导性文件。 12.由于时间紧急，可以越过H点实施下步活动。 13.质量保证职能是指质保部门人员所从事的职能。 14.核电无损检验只需有资格的人员使用合格的设备来进行就是可靠的。 15.质量保证部门在处理质量时，应当不受外界干扰的情况下既客观地又要独立地行使职权。 16.不符合项是指性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物项的质量变得不可接受或不能 确定。 17.我国核安全法规HAF003基本等效于IAEA No.50-C-QA标准。 18.非受控文件有时亦可作为工作的依据。 19.质量保证监查是验证质量保证大纲充分性和有效性的手段。 20.处理不符合项是组织内部的事，不必向买方报告。 二、选择题

1.合格的仪器应具备 A.合适的量程 B. 适当的精度和准确度 C. 正确的型号 D. 以上都是 2.对工作质量负主要责任的人是 A. 检验人员 B. 管理人员 C. 工作执行人员 D. 上级主管部门 3.营运单位制定的建造阶段质量保证大纲，须由什么部门审查认可 A. 核安全部门 B. 卫生部门 C. 中核集团公司 D. 技监局 4.质量保证大纲文件体系包括： A. 质保大纲和程序 B. 管理性和技术性文件 C. 检验规程和标准 D. 以上都不对 5.大纲程序的基本内容有 A. 目的和范围 B. 责任 C. 正文描述 D. 以上都是 6.质量保证记录分为： A. 临时性和长期记录 B. 文件化和表格化记录 C. 永久性和非永久性记录 D. 档案性和资料性记录 7.无损检测工艺规程为： A. 管理性文件 B. 标准化文件 C. 技术性文件 D. 以上都不是 8.选择质量控制的“三点”中的W点是 A．提供数据点B．停工待检点 C. 见证点D．机动点 9.通过质量保证，促进达到质量要求的途径是 A．确定所要求的技能B．选择合格的人员使用适当的设备C．明确承担任务者的个人职责D．以上都是 10.我国核电站建设质量保证依据法规是 A. ISO9000 B. HAF003 C. CNNC[1998]6号文D．IAEA50-C-QA 11.凡质量有影响的活动都要遵循质量保证的原则是 A．有章可循B．有人负责C．有据可查D．以上都是 12.文件控制的主要措施有： A．编、审、批制度B．发布和分发制度

核电站基础知识

[核电站概括] 核电站是利用原子核裂变所释放的的能量产生电能的发电站。 核电站一般分为两部分： 利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和 利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。 核电站使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。 现在使用最普遍的民用核电站大都是压水反应堆核电站，它的工作原理是：用铀制成的核燃料在反应堆内进行裂变并释放出大量热能；高压下的循环冷却水把热能带出，在蒸汽发生器内生成蒸汽，推动发电机旋转。 中国现有的核电站包括： 秦山核电站（运营中） 大亚湾核电站（运营中） 岭澳核电站（运营中） 田湾核电站（建设中） 三门核电站（建设中） [核能及其机理] 1. 原子的组成 原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。50万个原子排列起来相当一根头发的直径。如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。 2. 原子核的结构 原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。 3. 同位素 质子数Ｐ相同而中子数Ｎ不同的一些原子，或者说原子序数Ｚ相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。

我国核电站基本概况(表格)

省份名称状态技术规划装机容量开工日期黑龙江佳木斯核电站筹建待定待定待定吉林靖宇核电站筹建美国AP100压水堆4×1250兆瓦待定 辽宁红沿河核电站一期在建中国CPR1000压水堆6×1000兆瓦2007-08-18 东港核电站筹建待定4×1000兆瓦待定 徐大堡核电站筹建中国CPR1000压水堆6×1000兆瓦待定 北京中国实验快堆在建中科院、俄罗斯1×250兆瓦2008-05-10 山东 海阳核电站在建美国AP1000压水堆6×1250兆瓦2009-12-28 石岛湾核电站在建清华大学HTGR高温气冷堆1×200兆瓦2009-09 江苏田湾核电站一期运营俄罗斯AES91压水堆2×1060兆瓦1999-10-20 河南南阳核电站筹建美国AP1000核电站6×1250兆瓦待定 安徽芜湖核电站筹建待定4×1000兆瓦待定吉阳核电站筹建待定4×1000兆瓦待定 浙江 秦山核电站运营中国CNP300压水堆1×300兆瓦1985-03-21 秦山二期核电站运营中国CNP650压水堆2×650兆瓦1996-06-02 秦山三期核电站运营加拿大CANDU6重水堆2×728兆瓦1998-06-08 方家山核电站在建中国CNP1000压水堆2×1100兆瓦2008-12-26 三门核电站在建美国AP1000压水堆6×1250兆瓦2007-12-31 苍南核电站筹建待定6×1000兆瓦待定 龙游核电站筹建美国AP1000压水堆4×1250兆瓦待定 湖北大畈核电站筹建美国AP1000压水堆4×1250兆瓦待定松滋核电站筹建待定待定待定 四川三坝核电站筹建待定4×1000兆瓦待定重庆涪陵核电站筹建美国AP1000压水堆4×1250兆瓦待定 江西烟家山核电站筹建中国CPR1000压水堆4×1000兆瓦待定 彭泽核电站在建美国AP1000压水堆4×1250兆瓦2010-07-21 湖南小墨山核电站筹建美国AP1000压水堆6×1250兆瓦待定桃花江核电站筹建法国M310改进型压水堆4×1000兆瓦 福建宁德核电站在建中国CPR1000压水堆6×1000兆瓦2008-02-18 福清核电站在建法国M310改进型压水堆6×1000兆瓦2008-11-21 漳州核电站筹建美国AP1000压水堆6×1250兆瓦待定 三明核电站筹建中国二代改进型压水堆4×1000兆瓦待定 广西红沙核电站筹建中国CPR1000压水堆6×1000兆瓦待定 广东 大亚湾核电站运营法国M310压水堆2×984兆瓦1987-08-07 岭澳核电站一期运营中国CPR1000压水堆2×990兆瓦1998-05-15 岭澳核电站二期在建中国CPR1000压水堆2×1000兆瓦2005-12-15 台山核电站一期在建法国EPR压水堆2×1750兆瓦2009-12-31 阳江核电站在建中国CPR1000压水堆8×1000兆瓦2008-12-16 陆丰核电站一期筹建中国CPR1000压水堆6×1080兆瓦待定 海丰核电站筹建待定8×1000兆瓦待定

核电站320教材 传热学基础知识

传热学基础知识 1.2.1 传热的基本方式 热量总是从高温物体传到低温物体，传热学的任务就是研究热传递的规律。热传递的现象很多，但可归纳成三种基本的传热方式，即导热、对流和热辐射。 常用以下两个物理量来表征热传递的强弱： 热流量Q ——单位时间内通过某一传热面的热量，W/s ； 热流密度q ––––单位时间内通过单位面积的热量，W/(m 2?s) 。 1．导热 热量从物体中温度较高的部分传递到温度较低的部分，或者从温度较高的物体传递到与之接触的温度较低的另一物体的过程称为导热（又称热传导）。 从微观角度来看，气体、液体、固体的导热机理是有所不同的。气体中，导热是气体分子不规则热运动时互相碰撞的结果，气体的温度较高，其分子的运动动能越大，不同能量水平的分子相互碰撞的结果，使热量从高温处传到低温处；液体或固体是通过它们的微观粒子在其平衡位置附近的振动而形成弹性波来传递热能；金属则主要依靠自由电子的扩散作用产生热能传递。传热学研究的范围只是以宏观方法去研究导热过程，通常只使用宏观量把导热过程与物体的温度分布联系起来。 分析一维导热过程的基本公式是傅里叶定律。考察如图1.5所示的平板，假设两个表面均维持均匀温度，对于x 方向上任意位置一个厚度为dx 的微元层，根据傅里叶定律，单位时间通过该层的导热热量与其温度变化率及平板面积F 成正比，即： dx dt F Q λ-= 式中，λ为比例系数，称为导热系数（也称热导率），单位W/（m?℃）。负号表示热量传递的方向同温度升高的方向相反。 图1.5 通过平板的导热 假设λ不随温度变化，将上式积分，可得： δλt F Q ?-= 式中 δ——平板厚度，m ； ?t ——平板两边的温度差，℃ 。 该式又可表示为： F t Q λδ ?=

江门市人民政府办公室关于印发台山核电厂规划限制区安全保障与环

江门市人民政府办公室关于印发台山核电厂规划限制区安全 保障与环境管理规定的通知 【法规类别】核安全管理 【发文字号】江府办[2014]38号 【发布部门】江门市政府 【发布日期】2014.10.17 【实施日期】2014.12.01 【时效性】现行有效 【效力级别】地方规范性文件 江门市人民政府办公室关于印发台山核电厂规划限制区安全保障与环境管理规定的通知 （江府办〔2014〕38号） 台山市人民政府，市有关单位： 《台山核电厂规划限制区安全保障与环境管理规定》业经市政府十四届63次常务会议审议通过，现印发给你们，请认真贯彻执行。执行过程中遇到的问题，请径向台山市政府反映。 江门市人民政府办公室 2014年10月17日

台山核电厂规划限制区安全保障与环境管理规定 第一条为保护台山核电厂（以下简称核电厂）规划限制区的环境和公众安全，保障核电厂的安全运行，引导规划限制区经济和社会有序发展，根据《中华人民共和国放射性污染防治法》、《广东省民用核设施事故预防和应急管理条例》等法律法规，制定本规定。 第二条核电厂规划限制区是指以核反应堆为中心，半径为5000米的限制人口数量机械增加、对新建和扩建项目按本规定加以引导或限制的地区。 第三条核电厂及其规划限制区以及与限制区安全保障和环境管理有关的国家机关、企事业单位、社会团体和公民个人均应遵守本规定。 第四条核电厂必须严格按照操作规程操作，确保安全运行。 核电厂应当具备保障其工作人员、周围公众和环境免遭超过国家规定限值的核辐射照射和放射性污染的安全措施。 第五条核电厂应当定期对固体废物和气体、液体放射性排放物及冷却水进行监测。排放物监测的内容包括排放总量、排放物中放射性物质的浓度及主要放射性核素浓度的分析等。监测报告在报省有关部门的同时，应当抄报江门市和台山市两级环境保护主管部门、海洋主管部门。

第三章 核电厂事故分析基本知识

第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处