时间：2023-05-30 09:04:36
开篇：写作不仅是一种记录，更是一种创造，它让我们能够捕捉那些稍纵即逝的灵感，将它们永久地定格在纸上。下面是小编精心整理的12篇第三代核电，希望这些内容能成为您创作过程中的良师益友，陪伴您不断探索和进步。
国家原子能机构主任孙勤也在同日宣布，我国决定在利用已经掌握的第二代改进型核电技术，建设一批二代改进型核电机组的同时，引进具有国际先进水平的三代核电技术，建设浙江三门和山东海阳二个核电自主化依托项目。
“我国把积极推进核电建设作为重要能源战略，制定了到2020年实现运行核电装机容量达到4000千万瓦、在建容量1800万千瓦的宏伟目标。”孙勤说。
核电示范工程启动
我国在第一代、第二代核电建设中引进了法国、俄罗斯等多个国家的技术，第三代核电技术目前是国际上最先进、最成熟的核电技术。
据了解，为加速中国核电工业现代化进程，在较高的起点上自主创新，我国从2003年启动了第三代核电自主化依托项目的招标组织工作。2004年9月，核电自主化依托项目对外招标文件向国外潜在投标商正式发售。国际上多家厂商参与了竞标。
2006年12月，我国与美国西屋公司签约，以全面技术转让的方式引进第三代核电技术AP1000，建设浙江三门、山东海阳核电示范工程，共四台核电机组。这表明我国核电自主化依托项目正式确定选用西屋联合体的AP1000方案，这两个项目也是世界上第一个进入商业化运作的第三代核电技术AP1000项目，计划将于2013年建成。
“四年多来，山东核电有限公司围绕海阳核电厂址规划、审评、动迁、海域使用、土地预审和施工准备等，全力推进了山东海阳核电项目的前期工作。”据中国电力投资集团公司总工程师俞培根介绍，截至2007年3月底，海阳核电项目规划的6台百万千瓦级机组建设场地一次平整完成，护堤工程全部完工，进厂道路、供水、供电、供暖条件全部具备，主体工程施工配套设施准备全面展开。目前，项目公司正围绕核岛主合同谈判、常规岛采购招标和正式开工建设等全面展开各项工作，为顺利推进海阳核电建设积极准备。
据孙汉虹介绍，我国将会在前四台核电机组中逐步提高国产化率，平均为50%，从第五套设备开始，可以基本实现国产化，包括哈锅、上海电气、一重、大连起重、哈电机等有能力制造的国产化部件。
引进三代核电技术是加快我国核电自主化进程的重要途径。不过，中国核能行业协会理事长、国家原子能机构原主任张华祝认为，在做好三代核电技术引进工作的同时，近期内应加快二代改进型核电技术的批量化建设，再安排一批二代改进型核电项目建设，以提升自主化能力，促进我国核能产业的规模化发展。
张华祝解释说，从世界核电机组的技术构成看，绝大多数在役机组属于第二代及第二代改进技术，实践证明这类核电机组的技术比较成熟，安全性能良好，经济上也具有较好的竞争力。近年来，以美国为代表的一些核电大国通过对运行核电机组的技术改造，增效延寿，普遍把原来40年的设计寿期延长到60年，在保证安全的前提下，挖掘了核电机组的潜力，进一步提高了核电的经济性。与此同时，一些国家新开工的项目还在继续选用第二代改进型技术，说明第二代改进技术在当前仍然具有较大的生存和发展空间。
俞培根也承认，AP1000采用非能动的简化设计，并通过设计改进提高主控室的先进性和大量模块化建造等技术提高安全性和经济性，但世界范围内首次设计建造，尚无实践验证，在核电厂建设、运营中必定存在不确定因素。
山东海阳和浙江三门作为依托项目，在初次引进中直接采用非全交钥匙的合同分包采购、中外联合项目管理的模式，是核电建设的全新尝试。“项目设计、建造技术转让和自主化进程对国内外各参与方都提出了更高的要求，存在风险是客观事实。”俞培根说。
能源结构需转型换代
2002年至2006年，我国国内生产总值从102398亿人民币上升至209407亿人民币，翻了一番。与此同时，一次能源消费总量也从2002年的151797亿吨标准煤，增加到2006年的245669亿吨标准煤，也翻了一番。但煤炭在一次能源消费的比重仍然维持在七成左右，以传统燃煤为主的能源结构并没有重大改变。巨大的煤炭产能和燃煤消费方式已经成为我国经济有别于同等水平国家的经济特色，也是难以实现节能、降耗双减目标的体系性原因。
而从总的能源效率看，技术的落后也制约了效率的提高。按现行汇率计算，我国单位GDP能源消耗比世界平均水平高2.2倍左右，比美国、欧盟、日本和印度分别高2.4倍、4.6倍、8倍和0.3倍。
目前，我国的能源消费结构大致为：煤炭为68.7%、油气为24%，水电及核电为7.3%。能源问题专家武建东认为，我国能源结构需要彻底的转型换代。
中国核科技信息与经济研究院科技委副主任石侠民也认为，为了保证21世纪我国能源的可持续发展，核电是惟一可以大规模取代化石燃料的成熟的洁净能源。
“目前最好的替代品就是核能。”4月21日，国家发展和改革委员会副主任陈德铭在博鳌亚洲论坛2007年年会表示，世界矿产能源是非常有限的，石油和天然气只有几十年的使用时间，煤也就是150至200年。这就说明急需替代品，而核能有非常大的优点，它不排放二氧化碳，对环境保护有好处。
作为世界能源建设的重要组成部分，核电以其清洁、高效、安全等优势被越来越多的国家所重视，核电已经与火电、水电一起构成了当今世界电力的三大支柱。截止2005年底，全球在役运行的核电机组443座，核电年发电量超过2.98万亿千瓦时，占世界发电总量的16%，西欧OECD国家的电力有43%来自核电。
2006年3月，国务院审议通过《核电中长期发展规划》，确定到2020年中国的核电装机总量将从现在的870万千瓦提高到4000万千瓦，也即今后每年需要开工建设3-4座百万千瓦的核电机组，静态投资超过3000亿人民币。武建东认为，我国将是亚太地区一个巨大的核电市场。据悉，美国西屋公司、法国阿海珐公司与德国西门子公司等都在争抢这块市场。
自主研发能力形成
“早在上世纪八十年代，我国就已经确定了核电发展技术方向。”据中国核工业集团公司科技委常委张禄庆介绍，我国通过对当时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，自主实现了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，自主研发CNP1000和对法国M310技术的改进。
2006年，我国在役核电厂安全稳定运行，发电量达548亿千瓦时，全年平均负荷因子达到88%，核电建设项目顺利进行，新项目的前期工作稳步推进。孙勤认为，在核电建设中，我国已成功地解决了不同核电技术和管理方式带来的困难和问题，在吸纳国外建设经验的基础上，一条适合中国国情的核电发展道路正在形成。
2006年4月28日，我国首座国产大型商用核电站――秦山二期核电工程1、2号机组顺利通过国家竣工验收。同时，二期扩建工程3、4号机组正式开工，成为我国“十一五”期间第一个开工的国产化核电项目。
据国防科工委介绍，秦山二期工程是中国核电自主化发展的成功典范，以此为基础改进建设的二期扩建工程，其可靠性和安全性将提高到一个新水平。这标志着我国自主设计的大型商用核电机组CNP600已经成熟，具备了批量建设的条件和能力，对推动我国后续核电项目自主化建设具有重要意义。
据中国核工业集团公司计划局原副总工程师温鸿钧介绍，在设计技术方面，上世纪九十年代，美国西屋公司研发AP600时，中国核动力研究设计院研究了AP600的设计方案，并针对其缺点提出了一个改进方案，定名为CAP600，即中国的AP600，得到国际原子能机构和国际同行的好评，西屋公司把此方案纳入其系列，称为AP600C，即AP600的中国方案。目前，西屋公司AP1000方案两个关键验证试验：水力流致振动试验和水力模拟试验尚未完成，西屋公司已经同中国核动力院商议，上述两个关键验证试验将交给核动力院代为完成。
“由此说明，中国核动力院具备了核电机型设计相当的设计能力。”温鸿钧介绍，我国核工业二院和上海核工程设计院在核电站电厂设计上也有相当的能力。我方设计院在招标工程设计建设中，有能力较多地参与。当然，参与要在不影响由美方负总责的前提下进行。
据悉，作为中国装备制造业最大的企业集团之一，上海电气集团今年6月将在临港基地建成核岛和常规岛主设备生产能力提升项目，形成具有承制年产2套1000MW级压水堆的核岛主设备(压力容器、蒸发器、稳压器等)、1700MW第三代压水堆常规岛半速机组和195MW高温气冷堆压力壳、蒸发器等关键设备的能力。到2008年底，总投资60多亿元的上海电气核电制造产业链将全面建成，成为中国投入最多、设施最集中、专业化能力最强的核电设备制造新基地，这也将使上海成为我国唯一拥有核电成套供应能力的大型基地。
不过，在引进消化技术的同时，经营核电的体制也应当抓紧改革。武建东表示，我国经营核电的公司主要有三个，即中国核工业集团公司(中核集团)，中国广东核电集团公司(中广核)和中国电力投资集团公司。这种类似专营权的经营体系，仍然有着计划经济的思想，并不有利于中国核电事业的发展。武建东建议，应该立足区域经济和重点产业，大力推进中国核电立省、核电立市、核电立厂的全新战略。
事实上，发展核电有利于调动地方的积极性。据中核集团科技委常委汪兆富说，从我国核电发展历史来看，核电项目会从经济、税收、教育、三产服务等方面极大地拉动项目所在地的发展。
汪兆富说，核电属于高科技产业，核电站的建设技术复杂，投资量大，资金密集，参建人员多，建设工期长。每建造1台百万千瓦级的核电机组，就需要投资人民币100亿元左右，如此巨大的投资，对当地经济社会发展必将产生巨大的拉动效应。
汪兆富认为，秦山核电站所在地浙江海盐县的发展历程充分验证了这一点，目前秦山核电站5台核电机组创造的效益占海盐县GDP的1/3左右，“海盐从一个名不见经传的小地方到连续几年跻身全国百强县之列，核电站在拉动经济发展方面发挥的作用显而易见。”
■相关链接
一、二、三、四代核电
一代：核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为五千千瓦的实验性核电站；1957年，美国建成电功率为九万千瓦的希平港原型核电站。这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
二代：上世纪60年代后期，在试验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明：可与火电、水电相竞争。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展，目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，称为第二代核电机组。
三代：上世纪90年代，为消除三里岛和切尔诺贝利核电站事故的负面影响，世界核电界集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台“先进轻水堆用户要求”文件和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足这两份文件之一的核电机组称为第三代核电机组。
对第三代核电机组，要求能在2010年前进行商用建造。在国际上，目前已比较成熟的第三代核电压水堆有AP-1000、ERP和System80+三个型号，System80+虽已经美国NRC批准，但美国已放弃不用。
第三代核电技术问世以后，受到全球核电用户的普遍关注，包括中国在内的一些核电业主已经选用或准备选用更安全、更经济的第三代核电技术进行新的核电机组建设。
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：
在日本福岛核泄漏事故发生后，世界各国对于核电站都持谨慎态度。本刊记者实地探访三门核电站，揭开核电的神秘面纱。
核电站施工酷似“搭积木”
位于浙江省台州市三门县境内的三门核电站，是世界上第一座采用第三代核电技术AP1000的核电站。它使用了由美国西屋公司开发的AP1000技术，不仅安全性比第二代核反应堆提高百倍，而且寿命也延长了20年，达到60年。今年2月3日，本刊记者就探访了这座正在兴建当中的核电站。
换上特制的防砸皮鞋，穿上反光背心，戴上能显示准入区域的安全帽，记者搭乘核电站专车，穿过一条隧道，来到位于海边的三门核电工程现场。这里矗立着一个巨型的钢制安全壳，壳体被巨大的塔吊包围着，壳体外遍布脚手架。
“这就是核岛，核反应堆主系统都在这里面。”三门核电站工作人员介绍说。
三门核电站采用“模块化”的施工方法来建设，AP1000核电机组共有119个结构模块和65个设备模块。在运抵核电站施工现场之前，各个模块可以在不同的工厂同时制造。而后，它们就可以在工地上像搭积木一样拼装起来，从而节约施工时间。
不过，想要搭好这些“给巨人玩的积木”，也需要起重能力超群的吊车助力。考虑到AP1000核电站建设过程中大型模块和设备较多，三门核电站于2007年引进了当时全球起重量最大的履带式大吊车。最大起吊能力达2358.2吨，可在100米起吊半径上起吊500吨以上的重物，满足施工中的起重需求。
第三代核电站强调安全
当三门核电站的施工进度稳步推进的时候，人们也不免有些担忧：这座核电站的安全性究竟如何？或者说，假如发生自然灾害或者工作人员操作失误，它会不会成为又一个“切尔诺贝利”，让核电站周围的土地成为“废土”？
“经常有人问我：‘核电站会像原子弹一样爆炸么？’人们会提出这个问题，乃至谈‘核’色变，恰恰反映出公众核能科技知识的缺乏。”三门核电站工作人员说，“‘二战’末期美国对日本广岛和长崎的核打击，给人们留下了深刻的印象，也让‘核’成为一个令人胆寒的词。不过，虽然原子弹中的核装料和核电站中的核燃料都含有铀-235或钚-239，但它们的纯度相差很大，前者高达90%以上，后者仅为3%左右，所以核电站不会像原子弹那样发生核爆炸。这就好比是高度白酒和低度啤酒一样，白酒因酒精含量高可以被点燃，而啤酒因酒精含量低，就不能被点燃。”
不仅如此，担心中国的核电站变成下一个“切尔诺贝利”也同样可谓多虑。这是因为中国的核电事业起步较晚，因此具有“后发优势”，可以选择更安全的反应堆堆型。而三门核电站采用的AP1000，属于第三代核电技术，安全性更是大幅增强。举例而言，以往核电站在发生事故时，很多应急措施需要由操作人员和工程技术人员在短时间内做出决断，但人在巨大压力下很容易判断失误，有可能导致核电站事故雪上加霜。因此，第三代核电站在保证安全方面，有意减少了“人”的因素。三门核电站使用的AP1000压水堆，在发生事故后的72小时内，无需人工干预即可自动启动安全系统，维持反应堆堆芯的完整性和乏燃料池的冷却，从而为核电站的操作人员和工程技术团队留出更长的决断时间。
从三门核电站排出的冷却水，也不像人们想象的那样会带有核辐射。三门核电站工作人员说：“三门核电站使用的AP1000压水堆，其‘双回路’的工作原理就保证了有辐射的水不会流向外界。在这个反应堆里，高温高压的一回路冷却水把热能带出反应堆，并在蒸汽发生器内把热量传给二回路的水，使它们变为蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。这就好比说一回路是个热水袋，里面的水有辐射；二回路是一脸盆水，这里的水被热水袋加热，但与热水袋之间是隔绝的，因此脸盆里的水没有辐射。至于从三门湾取得的海水，只是为了冷却脸盆里的水，那么从核电站排回大海的水就更没有辐射了。”
核电不应被“妖魔化”
尽管三门核电站采用的第三代核电技术已经极大地提高了安全性，但与“核”有关的诸多负面词汇，比如“核泄漏”“核辐射”，早已随着此前的历次核事故深入人心，让不少人对核电是否真正安全充满疑虑。
自从前苏联在1954年6月建成奥布宁斯克核电站以来，人类利用核电站生产电能的历史，至今已有将近60年。在这期间，人类共经历了3次重大核事故，分别是1979年的美国三哩岛核事故，1986年的前苏联切尔诺贝利核事故和2011年的日本福岛核事故。
“这3起历史上的核电站事故，各有其起因。每一次事故，都提醒人们关注此前设计、建设和管理核电站时忽视的一些问题，让核电变得更为安全。”清华大学工程物理系副教授俞冀阳告诉记者。
俞冀阳介绍说，三哩岛核事故开始于一次工作人员的错误操作，而后，由于一系列设备故障，以及紧急情况下其他工作人员的错误操作，使一次小的故障急剧扩大，造成了堆芯熔化的严重事故。幸运的是，由于主要的工程安全设施都自动投入，而且反应堆设有几道安全屏障，因此没有造成人员伤亡，对环境的影响也极小。在三哩岛核事故之后，提高核电设备的质量和可靠性得到了全球核工业界的重视，最终催生了极为重视安全和可靠性的AP1000技术。
根据中国国家发改委主任马凯与美国能源部长鲍德曼共同签署的《中华人民共和国和美利坚合众国政府关于在中国合作建设先进压水堆核电项目及相关技术转让的谅解备忘录》（下称《备忘录》），中国国家核电技术招标机构选择了美国西屋公司(Westinghouse)和肖工程公司联合体作为优先中标方，引进AP1000技术建设浙江三门、山东海阳共计四台百万千瓦级核电机组。其中浙江三门项目由中国核工业集团公司（下称中核集团）控股和承建，山东海阳项目则由中电投控股40%。
作为中国五大发电集团之一，中电投的出现，意味着一直由中核集团和中国广东核电集团有限公司（下称中广核集团）垄断的核电领域坚冰乍破。
一位接近中电投集团的人士告诉《财经》记者：“中电投也几乎在签约前的最后一刻才接到通知。”据悉，协议的价格还没有最终确定，很可能将交由业主与技术提供方进一步谈判。
美方对于招标结果显然非常满意。据路透社报道，美国能源部长鲍德曼在签约后表示，这一合作可为美国国内创造大约5500个工作机会。
法方则沉默以对。“无论结果如何，我们都尊重客户的选择。”在10月下旬招标工作的最后关头，法国阿海珐公司（Areva）总裁罗薇曾如此告诉《财经》记者。
发电集团跻身核电领域
长期以来，中核集团和中广核集团一直垄断着中国的核电领域。但在新一轮核电浪潮中，传统电力企业，尤其是电力体制改革之后的发电企业，野心勃勃地打算进入核电领域，其中，以中电投最为抢眼。
在2002年电力体制改革划分资产时，原国家电力公司所有的核电资产一并划归中电投，使中电投成为五大电力集团中惟一拥有核电资产的企业，权益核电装机容量为135万千瓦，占中电投集团当时总权益装机容量的6.08%，包括浙江秦山二期6%、秦山三期20%、广东大亚湾7.5%、广东岭澳10%、江苏田湾30%的股份。但在所有这些资产中，中电投都不是真正的控制者。
近年来，中电投一直在积极筹划进入核电领域。2003年，国家发改委批准山东海阳核电项目进入筹备，中电投拥有该项目40％的控股权。
当年9月，中电投控股的山东核电有限公司揭牌。2004年12月20日，中电投又成立了中电投核电有限公司。在整合现有核电存量资产的同时，中电投一直在努力推进山东海阳和辽宁红沿河两个核电项目。当年年底，中电投总经理王炳华在一次内部讲话时指出，国务院及有关部门已明确表示，将中电投作为国内进行核电建设开发的第三家企业集团。
2004年9月启动的第三代百万千瓦级核电招标工作，显然加速了中电投进入核电领域的进程。在此前的公开报道中，中国提出的招标项目一直是广东阳江和浙江三门的四台核电机组，这两个项目的控股方即承建方分别为中广核集团和中核集团。在此次招标结果中，山东海阳项目却顶替广东阳江，成为中国优先建设的核电项目。
“这对于电力企业来说是一件好事，我们将与核电集团从一个起点上赛跑了。”一位五大电力集团的人士告诉《财经》记者。这位人士还透露，中国对广东阳江两台百万千瓦核电机组的招标，最终仍有可能选择法国阿海珐的技术。
“这是一次巧妙的安排。一方面打破了核电体制的垄断，引入了电力集团成为核电的业主，同时也确保了各方面利益的平衡。”一位接近中电投集团的人士告诉《财经》记者。
为什么是AP1000
最后的抉择主要在美国西屋公司的AP1000和阿海珐公司的EPR技术间展开。10月下旬，核电招标组专程召开了一次内部评标会议，对西屋公司的AP1000与阿海珐的EPR的技术进行比较评估。
专家们普遍认为，两者都符合第三代核电的技术标准，各有优缺点。EPR安全性较高、技术成熟，但技术复杂，不易掌握；AP1000的价格较低、设计理念先进，代表了未来的方向，但目前没有应用先例，不确定因素多，风险较大。
招标会议结束不久，国家核电技术公司将初步评标结果上报国务院，西屋电器公司以其技术和价格等因素被作为优先推荐的方案。之后，国务院召开多次会议，在考虑了技术、经济、政治等诸多因素后，选定AP1000技术。
去年3月11日，日本福岛发生核泄漏事故。16日，中国宣布暂停审核新核电项目，国务院常务会议确定了针对核电行业的“国四条”――暂停新建核电项目的审批；在全国进行核设施安全性检查；抓紧编制核安全规划；调整完善核电发展中长期规划。这意味着中国核电重启，需要跨过四条门槛。
这次核电重启，国务院为当前和未来核电建设定下了一个谨慎的基调：在建设节奏上要“合理把握”、“稳步推进”，“稳妥恢复正常建设”；在准入门槛上，“新建核电机组必须符合三代安全标准”，“按照全球最高安全要求新建核电项目”。同时还明确规定，“十二五”时期只在沿海安排少数经过充分论证的核电项目厂址，不安排内陆核电项目。
内陆核电再次搁浅
此次核电重启最受瞩目的，是内陆核电项目再次搁浅的问题。
由于核电发电成本远低于火电，再加上核电站能为当地带来巨大的税收以及相关的经济带动力，内陆省份竞相抢占核电项目。包括江西、湖南、湖北、安徽、河南、四川、重庆、甘肃和吉林等地都陆续公布过核电发展计划。《国家电网报》2010年7月的数据称，在中国43个审查完成初步可行性报告的核电项目中，内陆核电站占31个。
目前，中核湖南桃花江核电站、中广核湖北成宁核电站、中电投江西彭泽核电站都是首批拿到国家发改委“路条”（即同意开展前期工作的批复）的内陆核电站。这三家核电站曾经为争取成为“内陆首家核电站”而展开激烈竞争，此时都只能静待“开禁”，身陷其中的，除了中核、中广核、中电投等央企，还有多家参与运作的上市企业。
按照这三大内陆核电站的投资数据，三大电站投资额总计超过2000亿元，前期运作费用超过100亿元，其中大部分源于银行贷款。有核电企业人员估算，核电项目告停之后，维护厂址的费用每年在l亿以上。目前，中广核正着手将湖北咸宁项目的设备搬往广东陆丰厂址，而中核也已经将其桃花江项目的设备、人员迁向辽宁徐大堡。
当地政府的日子同样难堪。湖南为支持桃花江核电项目这个“有史以来投资最大的工程”，仅打通一条通往核电站7公里长的“桃荷公路”就耗资2亿元资金；江西彭泽为了给核电站让路，仅用7天时间就搬走了项目所在地帽子山船形村、沪西村的482户居民，搬迁成本高达3亿元左右。
此前，与江西彭泽县一江之隔的安徽望江曾为其核电项目深感不安。望江四位退休官员经过调研写成《吁请停建江西彭泽核电厂的陈情书》，直指彭泽核电项目在民意环节上“舞弊”，其选址存在种种弊端：突破人口密度红线，地震标准不符，临近工业集中区等。望江县人民政府也专门发文，呼吁停建彭泽核电厂，这也是内地核电站被广泛关注的导火索。
而事实上，比起沿海核电站，内陆核电站甫一发展，就遭到众多阻力。内陆核电厂大多依水而建，其对饮用水安全、农业灌溉及环境的影响不容小觑，核电人士透露，特别是水利部，由于担心内陆水系受核电污染，反对态度鲜明。
最终提交国务院常务会议审议的《核安全规划》中，关于内陆核电的内容被全部删去；而在国家能源局的《中长期规划》中，相关表述则改为“在‘十二五’期间不安排内陆核电站建设”。中国能源研究会常务副理事长周大地表示，“不建设内陆核电站，不是技术和经济上的考量，而是政治上的考量，核电站并不是天经地义要建设在海边。”
尽管目前内陆核电站至少还要静待三年，但也并非永远冻结。一位不愿透露姓名的核电专家表示，目前各申请核电站的内陆城市仍然没有放弃希望，态度十分积极。而另一方面，由于国内诸多项目搁浅，一些核电企业便将扩张版图伸向国外。
据了解，中国已经向巴基斯坦旁遮普省恰希玛核电站的两座反应堆提供了设备，其三号和四号反应堆的建设也已经于2011年底破土动工。今年1月，沙特和中国签署了一项以和平为目的的核能开发和利用合作协议；土耳其总理埃尔多安也于4月访华时，邀请中国对土计划中的斯诺普核电站提供帮助。
今年8月，南非标准银行首席执行官杰科・马里表示，该银行已与中国广东核电集团达成在南非建设核电厂的协议；中广核最近还表示，有意在罗马尼亚唯一的核电站切尔纳沃德核电站投资修建两个新的核反应堆。
技术路径争议不定
此次国务院常务会议要求“新建核电机组必须符合三代安全标准”，在技术标准的选择上，这个措辞大有深意。
从现实情况来看，目前中国已经运行的15台机组，皆采用的是二代加技术（第二代改进型技术），而在建的26台机组中，只有浙江三门和山东海阳建设的4台采用从美国西屋公司引进的A P1000技术，以及广东台山建设的2台从法国阿海珐公司引进的EPR技术，属于三代技术，其余机组皆采用的是二代加技术。
中国从1983年开始制定核电政策，最初采用“以我为主，中外合作”的方针，确立了“引进+国产化”为主的路线，1985年中核集团的秦山核电站（一期）为自主开发，而中国广东核电集团则在大亚湾引进法国技术，从此―直走法国技术路线，形成了以法国技术为主导的“万国牌”格局。前面提到的“二代加”，则是指在法国堆型的基础上加以改进的两种堆型。
上世纪90年代，中国开始经历“以纯粹购买电容为目的（不包含技术转让内容）”的第二轮引进，相继从加拿大、法国、俄罗斯引进了三种二代技术堆型。目前中国建成投运的15台核电机组中，除秦山一期30万千瓦机组为自主设计以外，其余10台皆是引进技术。
“中国是‘万国牌’，引进了几个国家的堆型，每个电站都不一样，这样发展下去肯定不行，一定要统一技术。”原国家能源局局长张国宝曾回忆称，每个人的背景不一样，主张也不一样，统一到哪一边去，存在分歧，但大家有一个共识，“最终要有自己的核电技术”。
2004年9月，中国首个第三代核电技术项目向全球。经过3年的招标和评标，美国西屋电气公司的APl000技术战胜法国阿海珐公司的EPR技术而中标。以承担第三代核电技术AP1000自主化为任务的国家核电技术公司由此步入战局。国家核电技术公司专家委员会汤紫德称，中国核电重启后必须考虑AP1000等第三代技术，如果现有的二代和“二代加”核电技术不进行改造，必将被淘汰出局。但业内也有人质疑美国西屋公司的AP1000技术尚停留在实验理论层面，迄今还未经过任何实际运转的检验。
另一方面，中广核和中核都不愿放弃自身积累多年的优势，相继展开了对二代技术的升级工作，他们声称将推出“符合三代技术安全标准”的国产技术：中核为ACPl000，中广核则为ACPR1000+。中广核还表示，吸取福岛核事故的教训，将对其“二代加”技术再加以改进，推出同样符合三代核电安全标准的过渡技术ACPR1000。
【关键词】第三代移动通信技术 现代通信技术 问题 影响
1 第三代移动通信技术概述
要想深入探究第三代移动通信技术究竟如何影响现代通信技术，那么首先要对其定义及特征有所了解，对其简要概述如下：
1.1 第三代移动通信技术之定义
第三代通信技术一般被人们称为3G，由英文3rd Generation缩写而来。主要相对第一代模拟式手机（也就是1G），和第二代GSM、TDMA等数字手机（也就是2G）而言。具体而言，第三代通信技术是指，将无线通信和国际互联网等其他多媒体通信相结合，一种新兴的移动通信系统。它不仅能够对音乐、视频流、图像等多媒体形式进行处理，还能够提供诸如电话会议、电子商务、网页浏览等多种多样的信息服务。但是，要想其能够实现这些功能，就必须保证无线网络达到支持该项活动发生的数据传输速度。
1.2 第三代移动通信技术之特征
通过查阅相关文献，结合工作实际，可以看到第三代移动通信技术主要由以下几点特征：第一，与第一、二代移动通信技术相比，其可实现全球无缝覆盖、高频谱利用率、高服务质量、高保密性、低成本等特点。第二，第三代移动通信技术具备了支持从话音到多媒体业务转换的能力，尤其是在支持互联网业务方面有着出色的表现。
2 当前发展第三代移动通信技术所面临的问题
虽然第三代移动通信技术在许多方面比第一、第二代移动通信技术更为便捷、高效，但是在发展过程中仍然面临着一些问题，对其主要存在的问题归纳如下：
2.1 时延扩展问题
时延扩展问题是指，来自不同路径的信号会产生不同的传播时延，而一旦时延超过检测脉冲宽度的百分之十，脉冲之间的干扰就会变得十分明显，从而对移动通信的数据传输速率产生影响，受到限制。
2.2 多径衰落问题
这一问题在几乎所有的移动通信系统中都有可能会产生。主要是因为，无线电波在传播的过程中会发生反射、散射、折射现象，这样一来就会产生多条传播路径。当不同路径的信号同时到达接收机的时候，受到天线位置、极化、方向不同的因素影响，接受信号的相位、幅度也会产生起伏状的变化，从而导致较为严重的衰落现象。
2.3 多址干扰问题
多址干扰是3G系统所独有的一种干扰，产生的原因主要是，用户不同的扩频码字相互之间的干扰。因为3G系统采用的是CDMA技术，也就是利用不同的扩频码字对用户进行区分，正因为如此，各个用户的扩频码就必须几倍较强的自相关性和较弱的互相关性。但是，即便自相关性很强，互相关性很弱，也不可能保证各个用户之间的互相干扰完全消失。因此，CDMA系统就会收到干扰限制。
2.4 远近效应问题
远近效应所带来的问题，主要是因为各个移动台在发射信号的时候都是使用相同的频率，而基站在接收信号的时候，对较近的移动台发射出来的信号接收功率要远远大于较远处的。简单来说，远近效应问题就是指近处打工了信号对远处的小功率信号产生较强的干扰。这种干扰不仅仅在3G系统中存在，但是在3G系统中表现得最为明显。
3 第三代移动通信技术对现代通信技术的影响
随着第三代移动通信技术的发展和推广，其对现代通信技术带来了重大的影响。最为主要的表现形式就是，为人们生活、工作、学习等提供了更为优质的通信服务。具体而言，可以分为以下几类：
3.1 移动支付服务
移动支付也被人们成为手机支付，一般是指用户在购买商品、服务时，直接用手机进行支付。例如，支付宝推出的当面付、扫码付等服务项目，都属于移动支付。在移动通信产生的最初时期，重点主要是最基本的通信，随着移动通信技术的不断发展和推进，已经延生到了生活的各个方面，极大的方便了人们的生活。一些技术较为成熟的城市，已经推出了同时具备公交卡、银行卡、信用卡等多重功能的手机卡。在移动支付服务的实现过程中，需要银行、商家、运营商等多方配合，才能保证完成，并确保支付安全。
3.2 定位服务
定位服务又叫做位置服务，主要是讲移动通信网络与卫星定位系统相互校核，为消费者提供的一种通信增值业务。通常是借助使用者的移动终端，在某种具体的定位技术下，将用户所处位置进行确定。
3.3 可视电话服务
相比较传统的电话通信方式而言，第三代移动通信技术以其技术的先进性，设备的现代化，实现了可视电话服务功能。普通的电话只能够实现语音的传输，但是第三代移动通信技术能够将“顺风耳”变成“千里眼”。
3.4 视频留言服务
视频留言服务是，当用户在拨打对方电话无人接听或者自动转接到留言信箱的情况下，借助用户手机的摄像头及录音设备录制音频、视频这一类多媒体留言的服务。被呼叫用户在有网络数据传输的情况下，能够在手机或者网页上查看留言。
4 结语
第三代移动通信技术是通信业与互联网业相互融汇、结合的产物。用户只要拥有一台支持3G网络的手机，除了在完成日常通信需求之外，还能够及时、方便、迅速的实现购物、视频等多媒体通信。并能能够直接在手机屏幕上写字绘画，在十分短的时间内传输给另外一台手机。除此之外，还能够利用3G技术实现实时位置共享、电话会议、多媒体彩铃等服务。随着近年来对第三代移动通信技术的普及，越来越多的城市对移动运营商发放了3G牌照，越来越多的人们体会到3G通讯技术带来的便利与快捷。因此，第三代移动通讯技术将对现代通讯技术的发展产生重大影响。
参考文献
[1]钟伟.21 世纪第三代移动通信技术的发展模式研究[J].通信技术，2008，41（10）：218-220.
[2]刘芸.3G技术对我国移动通讯服务市场的影响[J].机电产品开发与创新， 2007，20（3）：62-63.
[3]孙伊伦.中国通信产业步3G时代[J].上海信息化，2009（02）：44-48.
【关键词】先进轻水堆；用户要求文件；设计控制文件；反应堆冷却剂系统；电厂控制系统 ；保护和安全监测系统 ；特殊监测系统
前言
AP1000是西屋公司设计提供的第三代核电轻水反应堆，它与传统的第二代或二代改进型的核电厂的主要差别之一就在于引入非能动安全系统，最大的特点设计简练，易于操作。充分利用自然力来应对影响核安全的事故，从而使得传统核电厂冗余的安全能动系统设计得以简化，并且使大部分电气系统降为非安全级。本文从技术引消吸的角度对AP1000核电厂主泵电气回路进行分析和研究。
核电厂冷却剂回路循环泵是核蒸汽供应系统主回路中除控制棒驱动机构外唯一能动部件。主泵是核反应堆一回路的压力边界，其承压部件是核电厂防止放射性释放的第二道屏障。主泵电气回路的持续、安全、可靠对反应堆的安全高效运行十分重要，有必要对其详细研究。
1.AP1000主泵电机介绍
AP1000采用全密闭的屏蔽主泵，利用屏蔽主泵的外壳构筑反应堆压力容器一回路的压力边界，降低了一回路泄露的风险，减少二代核电站主泵必需而又复杂的轴承密封系统。AP1000主泵是重要的一回路设备，采用美国EMD公司研制的屏蔽电动机泵。该主泵采用屏蔽电机的无轴封离心泵，带有高惯量的惰性飞轮。在假定丧失电源后，该转动惯量能提供强制流量和后续反应堆冷却剂系统RCS的自然循环一起充分冷却堆芯。AP1000主泵由水力部件和电机部件两部分组成。水力部件主要是由泵壳、叶轮和导叶等部件组成。屏蔽电机是一种专门设计的立式、水冷、单绕组、四极、三相、鼠笼式的带有屏蔽转子和定子的感应电机。电机的转子和定子绕组均采用屏蔽套，并完全浸没在一回路冷却剂中。主泵可以正反转，不设置防逆转装置。泵的本体安装了振动、速度、温度、电流、电压等传感器。主泵的内部结构参见详图1。目前主泵暂时只能美国制造引进，该屏蔽电机电源采用三相、6.9kV、60Hz的电源。主泵电机的电功率为5500kW，额定转速为每分钟1800转。
AP1000主泵安装在蒸汽发生器底部，每台蒸汽发生器配置两台，倒置对称布置。作用是将一回路的冷却剂从热管段引入至蒸汽发生器，经蒸汽分生器冷却后再送至冷管段进入反应堆压力容器。AP1000主泵的主要功能是在高温高压下输送反应堆冷却剂，并维持反应堆一回路的压力边界完整性。参见AP1000核蒸汽供应系统简图2。
2.AP1000主泵运行模式分析
AP1000主泵在正常功率运行时，四台主泵中任意一台发生故障停运，反应堆需要紧急停堆。在启动运行期间，四台主泵需同时按照事先预订的转速平台（0-315-900-1580-1800），分步骤把每台泵按照预订的转速同时提升或下降。若四台主泵不同时在同一个转速平台启动或停止，则未启动成功或停止运行的泵会倒转。主泵发生事故停止运行时，经检查无误要再恢复时，需要将其它主泵转速降至315转。再将故障主泵送电，使故障主泵缓慢启动后再升速至同一转速平台315转。之后再继续提升恢复。
如果主泵设计有防逆转装置，同一环路两台主泵吸入口加隔离措施，则可能实现一台主泵停运后，机组维持低功率运行。
3.AP1000主泵电气一次回路的设计
AP1000双环路四台主泵分别由常规岛的四段10kV中压母线通过馈线断路器供电至中压变频器，再由变频器通过两个串联的1E级中压断路器经电气贯穿件后再供电给主泵电机。参见AP1000主泵电气回路图3。同一环路上的两台主泵，电源分别取自两台带分裂绕组的高压厂用变压器。当主电源（发电机供电）、优先电源（电网通过主变倒送，再经高压厂用变压器供电）失电或故障停运时，电源自动切换至辅助电源供电。
一回路主泵主要为反应堆冷却剂传导堆芯的热功率提供直接动力，功率大，运行周期长。主泵采用变频器能降低反应堆冷却剂在冷态运行下低速启动的电机功率。用变频器启动可以使主泵在受控下逐步升速，再增加功率，电动机在启动过程中不会过载，大大降低了对电机容量和过载能力的要求。但也正是由于屏蔽泵的使用，限制了主泵的尺寸和功率，惰性飞轮转动惯量也较小。随着制造工艺的进步和对材料研究的深入，可适当放大主泵的尺寸和功率，加大惰性飞轮的转动惯量，增加安全的裕度。
AP1000设计控制文件DCD最初是在主泵启动和反应堆冷却剂低温运行时启用变频器来驱动主泵。但在功率运行时，变频器自动被旁路退出运行。美国电网和国内电网的频率不一致，分别为60Hz和50Hz，导致在国内AP1000核电厂主泵在功率运行时变频器必须提供主泵电机所需要的60Hz电源。主泵制造材料和加工工艺要求非常高，目前国内暂时还不能研发制造50Hz国产化产品，因此在国内AP1000核电项目中对主泵变频器的可靠性和可用性指标提出了很高的要求。除了变频器关键的元器件外，控制器及附属冷却支持系统都必须考虑可靠性及可用性指标。另外变频器长时间运行还需考虑电子器件的老化问题。随着50Hz主泵的研制和国产化，可以在后续的AP1000核电项目使用同美国一样的运行方式，以降低对变频器的依赖。
AP1000主泵电气回路除两个串联的1E级断路器及其贯穿件、变频器之后的连接电力电缆需要考虑在0-60Hz的频率范围内工作外，变频器断路器和变频器之前的连接电力电缆只需要按照0-50Hz工频工作考虑即可。主泵1E级断路器执行安全功能，可靠地断开主泵电动机，可靠性要求高。当主泵电机失电后，转子线圈剩磁切割定子线圈，反馈电能至定子线圈，形成制动并将降低主泵惰转的时间，所以1E级断路器要求采用快速断路器。在1E级断路器断开的同时，还需要将其跳闸信号快速反馈给变频器执行输出闭锁。1E级断路器和变频器断路器柜均采用金属封闭型开关柜，断路器采用真空断路器。
4.AP1000主泵电气二次回路设计
主泵变频器断路器由电厂控制系统PLS控制，并接受变频器故障信号联锁跳闸。其控制回路采用硬接线，测量和保护相关信息通过微机综保装置以通讯方式传送至PLS。
变频器自带双重冗余备用的控制器，分别通过两根独立的光纤通道连接至PLS。PLS与变频器之间的接口信号主要有三类：变频器控制命令信号、变频器状态反馈信号及其变频器自身监测信号。
主泵1E级断路器1和2均采用硬接线，控制回路连接至PMS。PLS通过冗余的双通讯通道连接到保护和安全监测系统PMS。两者均受PMS和PLS控制，但PMS系统的控制命令优先于PLS系统。两个断路器与PMS之间的接口采用核安全级模块作为隔离措施。当PLS控制指令发出时，通过冗余的双通讯通道传送至PMS，再由PMS输出执行相关操作。PMS操作主泵1E级断路器时，传送两个独立的分、合闸操作指令分别至相应序列的主泵1E级断路器。主泵1E级断路器1对应于B序列，主泵1E级断路器2对应于C序列。PMS和PLS均接收来自于两个断路器的状态反馈信号，只不过PLS接收状态信号是通过PMS中转。
主泵变频器断路器至变频器回路，设置配电馈线微机保护装置。主要配置有速断、过流、接地保护功能，直接动作于主泵变频器断路器跳闸。
主泵1E级断路器1设置两套独立的电气贯穿件微机保护装置。设置有低电压、逆功率、负序电流、负序电压、过载、速断、过流、过电压、频率保护功能，直接动作于主泵1E级断路器1跳闸。
主泵1E级断路器2设置两套独立的主泵电机微机保护装置。设置有低电压、逆功率、负序电流负序电压、过负荷、速断、过流、频率保护功能，直接动作于主泵1E级断路器2跳闸。
变频器自带保护，其主要的保护功能有电动机保护：包含速断、过流、带时延接地过电压保护、过电压、电机超速、输出缺相。另外对输入电气回路的保护：包含输入过电压、输入电压丢失、输入相平衡、输入缺相、输入接地故障、输入隔离变压器温度过高。
主泵电机本体带有震动传感器，将主泵运转时的震动信息送至专用监测系统SMS。还带有速度传感器，将转速信息送至PMS。温度传感器将温度信号送至PLS。通过该三个传感器实现对主泵电机本体的监视。
5.结语和展望
AP1000作为革新型的三代核电站，一个主要的创新点就是改进了二代核电站主泵设计。AP1000主泵的电气回路电气设备众繁多，运行方式复杂，与外部系统接口众多。对AP1000主泵的电气回路详细分析和研究有助于主泵及其1E级断路器的国产化研究。
目前国内在二代和二代加的核电厂电气设计上有着丰富的经验，但与AP1000等为代表的三代核电厂电气设计方案相比有了较大的变化。在将来的三代核电厂电气设计工作中，可充分消化、吸收和借鉴ALWR URD的资料及其AP1000项目宝贵经验，逐步发展并形成自主化设计的第三代核电厂。
参考文献
[1]林诚格，郁祖盛等.非能动安全先进核电厂AP1000 [M].第1版，原子能出版社，2008年8月
关键词：通风空调系统；设备鉴定；环境鉴定；抗震鉴定；鉴定方法
引言
核电站核岛通风空调系统对于核电站正常运行和环境保护起着重要的作用，是反应堆重要的辅助屏障系统，也是核电站的纵深防御措施之一。通风空调设备是核岛通风空调系统的重要组成部分，对于核安全级（简称核级）的通风空调设备，需要进行鉴定以验证其在规定的使用条件下具备所要求的功能能力。核岛通风空调系统的主要设备包括风机类、风阀类、空调类和净化类，因设备功能不同，这些设备类别又分为多种系列、型号和规格，选择有代表性的样机进行鉴定成为必然。文章在目前国内在建的某第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统关键设备的研制基础上，对鉴定样机的选择原则、鉴定方法的选择、鉴定输入条件、鉴定内容、鉴定结论进行了分析总结。
1 设备鉴定
1.1 设备鉴定的目的
根据NB/T 20036.1[1]，设备鉴定的目的是证明被鉴定设备在规定的使用条件下具备所要求的功能能力，并产生相应的证据。
1.2 设备的分级
HAF102[2]在设计总准则一章中针对核电厂的设计提出了“必须明确规定构筑物、系统和部件的全部安全功能。构筑物、系统和部件必须按其安全的重要性进行分级。”从而根据其安全级别对物项的设计和评定提出相应的鉴定要求。根据TS-X-NIEP-TCYV-DC-20001[3]，第三代先进压水堆核电站核岛通风空调设备功能安全分级、电气分级、地震分级之间的对应关系如表1所示。
1.3 设备鉴定的内容
设备鉴定包括设备的环境鉴定和抗震鉴定，只有经过设备鉴定合格的设备，才能用于核设施。环境鉴定是验证设备在正常与事故环境条件下的性能，环境鉴定包括长期正常运行工况下的老化鉴定和事故环境工况下的LOCA鉴定；抗震鉴定是验证设备在地震载荷的作用下能否正常工作，保持其要求的性能，以履行其安全功能。
针对国内在建的某第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统关键设备，依据该项目设备技术规格书以及相关规范标准，如TS-X-NIEP-TCYV-RN-20054[4]、BTR67C00303[5]、HAF J0053[6]、NB/T 20036.2-2011[7]、IEEE 334-2006[8]等的要求，选择了8台代表性样机。样机的选取原则是：每种类型的设备选择一台有代表性的进行鉴定，所选择的代表性样机是本类型设备系列中工况条件最恶劣的。8台样机的鉴定要求如表2所示。
1.4 设备鉴定的方法
对于设备的环境鉴定，一般采用试验方法；
对于设备的抗震鉴定，可采用试验法、分析法、相似法、经验法或以上方法的适当组合。
2 设备的环境鉴定
从表2可知，8台样机没有事故环境工况下的LOCA鉴定要求。本课题所涉及的电气设备鉴定要求均为K3。这些电气设备均按RCC-E[9]的要求进行了环境鉴定或者被已作环境鉴定的同类设备所包络。对于样机本身，需作环境鉴定的是设备中含有的一些环境敏感的非金属材料，如密封垫、脂和油漆，这些材料的环境鉴定均按NB/T 20036.3[10]规定的试验方法进行。
3 设备的抗震鉴定
3.1 抗震鉴定方法选择的一般原则
抗震鉴定方法的具体应用应遵守NB/T 20036.1[1]的要求。在选择抗震鉴定方法时宜考虑待鉴定设备的安全功能、可能的失常、可利用的鉴定资源以及设备类型、尺寸、形状、复杂性，是否实际可行，是否只凭结构完整性就可评定所要求的安全功能，结论的可靠性等。
对于非能动机械设备的抗震鉴定，选择分析法进行；对于无核电厂使用经验的能动机械设备，应采用试验法鉴定其原型设备（特殊情况除外）。
抗震分析法是采用有限元分析的方法，利用ANSYS程序计算设备的固有频率，然后采用谱分析（计算时采用的地震载荷谱为该项目同一类型同一结构型式的所有核级设备地震谱的包络谱）与静力分析相结合的方法计算设备在自重、压力、风管载荷（如有）以及地震载荷共同作用下的应力和变形，并根据相关标准进行应力评定。
抗震试验法鉴定的试验过程如下：
基准试验：检验正常运行条件下的功能，并取得基准数据；
老化试验（如有）：热老化、辐照老化、运行老化（磨损、振动）；
地震试验：规定地震条件下的振动和功能试验；
最终检验：即最后的功能试验，以便与基准试验比较。
3.2 核级通风空调设备的抗震鉴定过程和结论
3.2.1 核级密闭型离心风机和核级高压轴流风机的抗震鉴定过程
核级密闭型离心风机和核级高压轴流风机的抗震鉴定采用试验法进行。电机作为风机的配套设备，与风机一起进行抗震试验，电机本身则采用相似法进行验证。抗震试验的内容和顺序如下：
（1）基准试验，包括：外观及尺寸检查、动平衡检验、机械运转试验、性能试验。
（2）极限工况性能，即20%超速试验。
（3）事故工况试验。
即地震试验，试验采用多频波法在试验设备的三个正交轴向同时输入人工模拟加速度（取地震阻尼比为4%时楼层反应谱的包络谱水平方向和垂直方向的最大加速度）时程进行激振。采用地震台台面的加速度信号作为控制信号完成5次1/2DBE和1次DBE地震试验，每次试验时间30s。在模拟核安全事故工况下，风机可靠运行。该试验在中国核动力设计研究院核级设备鉴定实验室完成。
楼层反应谱的包络谱是按照核级风机所处的厂房和标高，选择每个厂房最大的楼层反应谱，然后对所选择的楼层反应谱以4%阻尼比的曲线进行包络分析得到核级风机的SSE包络谱；
（4）最终检验，是地震试验后的功能试验，与基准试验进行比较。
抗震试验结果表明，核级密闭型离心风机和核级高压轴流风机样机在正常工况下以及事故工况下都满足规范的要求。
3.2.2 核级密闭型隔离风阀和核级多叶密闭型止回风阀的抗震鉴定过程
核级密闭型隔离风阀和核级多叶密闭型止回风阀的抗震鉴定采用分析法和试验法相结合的方法进行。
（1）分析法的抗震鉴定过程
对核级密闭型隔离风阀和核级多叶密闭型止回风阀进行抗震分析与应力评定，验证结构的完整性，分析过程中采用有限元分析方法。
考虑核级风阀垂直管道和水平管道安装方式，以及最不利的风管安装方式的核级风阀开、关两个位置建立有限元模型。
确定边界条件：在进行模态分析时，核级风阀的边界条件是将风阀与风管连接的所有螺栓的对应节点进行固定约束；在进行风阀抗震分析时，模型边界条件为在支架和预埋板焊接处的相应节点上固支约束。
确定载荷组合和地震载荷，地震载荷采用核级风阀楼层反应谱的SSE包络谱。
确定评定准则，包括设备应力限值，支承件应力限值，变形限值，连接螺栓应力评定准则。
利用ANSYS程序计算核级风阀的固有频率，然后采用谱分析的方法计算核级风阀在自重、压力、地震载荷共同作用下的应力和变形。计算和评定的内容有：模态分析，地震响应分析，各使用等级下计算和评定（包括应力分析结果及评定，变形分析结果及评定，轴的评定，连接螺栓的评定）。
依照RCC-M[11]规范对结构进行强度评定，结构的变形参考ASME AG-1[12]以及BTR67C00503[13]进行评定。结果表明核级密闭型隔离风阀和核级多叶密闭型止回风阀的设计满足规范的要求。
（2）试验法的抗震鉴定过程
核级密闭型隔离风阀和核级多叶密闭型止回风阀分别采用垂直管道和水平管道两种安装方式进行抗震试验以实现包络。电动装置作为核级密闭型隔离风阀的配套设备，与核级密闭型隔离风阀一起进行抗震试验。电动装置本身也按IEEE 382-2006[14]采用抗震试验的方法单独进行验证。
a.基准试验，包括：外观及尺寸检查、动作灵活性试验、外泄漏试验、内泄漏试验
b.极限工况试验，包括：叶片变形量试验、最大耐压试验
c.性能随时间变化试验，包括：500次循环试验、循环试验后外观及尺寸检查、循环试验后外泄漏试验、循环试验后内泄漏试验
d.事故工况试验
即地震试验，试验采用多频波法在试验设备的三个正交轴向同时输入人工模拟加速度（取地震阻尼比为4%时楼层反应谱的包络谱水平方向和垂直方向的最大加速度）时程进行激振。采用地震台台面的加速度信号作为控制信号完成5次1/2DBE和1次DBE地震试验，每次试验时间30s。在模拟地震试验过程中及试验后，风阀能够保持结构完整性的同时，也能实现其功能。该试验在中国核动力设计研究院核级设备鉴定实验室完成。
e.最终检验，是地震试验后的功能试验，与基准试验进行比较。
抗震试验结果表明，核级密闭型隔离风阀和核级多叶密闭型止回风阀样机在正常工况下以及事故工况下都满足规范的要求。
3.2.3 核级冷风机组的抗震鉴定
核级冷风机组的抗震鉴定采用分析法进行。风机作为核级冷风机组的配套设备，与核级冷风机组一起进行整机的抗震分析，风机和电机本身的能动性则通过相似法被已通过鉴定的同类设备所包络。
首先，对核级冷风机组的结构特点进行分析，建立有限元模型，确定边界条件，分析材料特性；
其次分析载荷条件，分别对自重（DW）、压力（P）和地震载荷进行分析，确定使用等级及对应的载荷组合方式，地震载荷采用核级冷风机组楼层反应谱的SSE包络谱；
然后确定评定准则，包括应力评定准则、变形评定准则和连接螺栓评定准则；
接着进行计算得出结果并根据RCC-M[11]和ASME AG-1[12]对结果进行评定，分别得出模态分析结果、地震响应分析结果、各使用等级下计算结果及评定（包括应力分析结果及评定、变形分析结果、连接螺栓评定、预埋板载荷）；
最后依照RCC-M[11]规范对结构进行强度评定，结构的变形参考ASME AG-1[12]进行评定。结果表明核级冷风机组的设计满足规范的要求。
3.2.4 核级高压致密型过滤器箱体的抗震鉴定
核级高压致密型过滤器箱体的抗震鉴定采用力学分析法进行。
首先，对核级高压致密型过滤器箱体的结构特点进行分析，建立有限元模型，确定边界条件，分析材料特性；
其次分析载荷条件，分别对自重（DW）、静压（P）、风管施加的载荷（W）和地震载荷进行分析，确定使用等级及对应的载荷组合方式，地震载荷采用核级高压致密型过滤器箱体楼层反应谱的SSE包络谱；
然后确定评定准则，包括应力评定准则、连接螺栓评定准则和稳定性评定准则；
接着进行计算得出结果并根据RCC-M[11]对结果进行评定，分别得出模态分析结果、地震响应分析结果、各使用等级下计算结果及评定（包括应力分析结果及评定、变形分析结果、连接螺栓评定、预埋板载荷、焊缝强度校核、稳定性（屈曲）分析和评定）；
最后依照RCC-M[11]规范对结构进行强度评定，结构的变形参考BTR67C00703[15]进行评定。结果表明核级高压致密型过滤器箱体的设计满足规范的要求。
3.2.5 核级预过滤器/高效过滤器排架的抗震鉴定
核级预过滤器/高效过滤器排架的抗震鉴定采用力学分析法进行。
首先，对核级预过滤器/高效过滤器排架的结构特点进行分析，建立有限元模型，确定边界条件，分析材料特性；
其次分析载荷条件，分别对自重（DW）、静压（P）和地震载荷进行分析，确定使用等级及对应的载荷组合方式，地震载荷采用核级预过滤器/高效过滤器排架楼层反应谱的SSE包络谱；
然后确定评定准则，包括应力评定准则和连接螺栓评定准则；
接着进行计算得出结果并根据RCC-M[11]对结果进行评定，分别得出模态分析结果、地震响应分析结果、各使用等级下计算结果及评定（包括应力分析结果及评定、变形分析结果、连接螺栓评定）；
最后依照RCC-M[11]规范对结构进行强度评定，结构的变形参考BTR67C00703[15]进行评定。结果表明核级预过滤器/高效过滤器排架的设计满足规范的要求。
3.2.6 DVD分体式核级空气处理机组的抗震鉴定过程
DVD分体式核级空气处理机组由4部分组成，分别为：DVD-AHU通风机组、DVD-AHU压缩机机组、DVD-AHU室外机组和DVD-AHU就地控制柜，采用冷媒管路和电缆将4部分连接而成的整套机组。
DVD分体式核级空气处理机组均安装在同一厂房同一标高的楼层上，选择4%阻尼比的曲线作为其SSE反应谱。
4 结束语
文章对第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统设备：核级密闭型离心风机、核级高压轴流风机、核级密闭型隔离风阀、核级多叶密闭型止回风阀、核级冷风机组、DVD分体式核级空气处理机组、核级高压致密型过滤器箱体和核级预过滤器/高效过滤器排架的鉴定分别进行了总结，对核岛通风空调系统设备的抗震鉴定如何应用规范标准进行了分析总结，总结出适用于核岛通风空调系统关键设备的样机选择原则，鉴定方法的选择，包络性地震载荷的确定，鉴定的实施，和鉴定结论。该鉴定总结对于其他核电站核岛通风空调系统核级设备的鉴定具有较高的参考价值和指导意义。
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[11]RCC-M.压水堆核电站核岛机械设备设计与建造规则[S].
[12]ASME AG-1.核空气和气体处理规范[S].
[13]BTR67C00503.Valves and Dampers for HVAC Circuits in Nuclear Power Plants.
[14]IEEE 382-2006.Qualification of Safety-Related Actuators for Nuclear Power Generating Stations.
关键词：DAS；PMS；电动阀；气动阀
1 概述
AP1000核电站PMS主要用于监视机组关键参数，探测机组异常状态，触发紧急停堆及相应专设安全设施，是机组紧急故障下仍能处于安全状态的关键屏障。为了减轻PMS系统共模故障的影响，减少由于PMS系统共模故障导致的概率风险评估中堆芯损坏频率和大释放频率，在AP1000第三代核电厂中设置了DAS系统。
2 系统介绍
2.1 PMS系统
PMS系统基于ComQ平台，该系统配置有四个冗余序列，停堆及专设驱动逻辑为四取二。主要用于完成监测电厂关键参数、触发反应堆停堆、驱动专设安全设施动作以及事故后监视等安全功能。
2.2 DAS系统
DAS系统基于高级逻辑系统（ALS）平台，是对PMS系统不太可能发生的软件共模故障的多样性备用系统，通过控制停堆断路器上游的电动发电机实现停堆，提高了紧急停堆的可靠性，从根本上限制了ATWS事故的产生率和后果。但由于控制棒的插入失效等原因仍不可避免的发生，DAS还提供了停机和堆芯的非能动余热排出功能，作为事故后的缓解。
3 DAS与PMS系统就地控制执行机构控制特点分析
DAS系统作为PMS备用系统，通过独立的就地仪表和处理器平台，在发生紧急事故并且PMS系统不可用的极端状态下，通过给停堆断路器断电实现安全停堆，驱动非能动余热导出（PRHR）/堆芯换料水箱（IRWST），堆芯补水箱（CMT），触发爆破阀等一系列保护动作，预防和缓解ATWS事故。它与PMS系统控制相同的就地设备，但在实现方式上存在差异。
3.1 停堆功能
PMS系统停堆命令通过反应堆停堆逻辑矩阵（RTM TU）直接驱动停堆断路器，导致本序列对应的停堆断路器打开。当两个序列的停堆断路器断开，控制棒驱动机构断电，控制棒落棒，实现停堆功能。DAS系统停堆命令由开关量输出卡件输出，在硬件上将两个触点信号（分别由DAS两个处理器控制输出）串联实现2取2逻辑，使停堆输出继电器上电，断开停堆断路器上游的电动发电机组的励磁开关，使控制棒驱动机构断电，控制棒落棒，实现停堆功能。DAS与PMS的停堆功能尽管都是由控制棒驱动机构断电实现的，但PMS通过断开断路器实现停堆动作，而DAS通过给停堆断路器断电实现。
3.2 电动阀
DAS与PMS共同控制的电动阀共13个：安全壳冷却阀和ADS 1-3级阀门。其中ADS1-3级电动阀，DAS系统只能通过主控室手动开关对其进行一对一控制。
PMS由设备接口卡件（CIM）发出阀门开关命令，共控制两个线圈：阀门开命令线圈和阀门关命令线圈，线圈上电后，相应的触点闭合，电机正转/反转执行相应的开关功能。阀门动作到位后，阀位反馈信号会送回到CIM卡件。
DAS系统只能给控制的电动阀发出开命令，其控制信号由ALS开关量输出卡件输出，共控制一个线圈，线圈上电，相应的触点闭合，电机上电驱动，阀门打开。DAS系统不能接收阀门阀位反馈信号。
3.3 气动阀
DAS与PMS系统通过控制气动阀供气管线上的电磁阀实现对气动阀的控制。PMS控制的电磁阀回路湿电压由1E级直流电源和不间断电源系统（IDS）供电，共控制一个驱动电磁阀，电磁阀上电，气源供给/失气，阀门动作。DAS控制的电磁阀回路湿电压由非1E级直流电与UPS系统（EDS）供电，此电磁阀为双线圈电磁阀，即电磁阀内没有设置弹簧复位装置，内部设置两个线圈：驱动线圈和复位线圈，相关线圈上电，气源供给/失气，实现阀门开/关控制。
3.4 爆破阀
AP1000核电机组共12个爆破阀：ADS第4级（4个），IRWST注入隔离阀（4个），安全壳再循环阀（2个），安全壳再循环/IRWST排水阀（2个）。DAS仅可以在主控室手动触发爆破阀，其共控制12个爆破阀点火器，对上述12个爆破阀实行1对1控制。PMS通过CIM卡件可手动/自动触发爆破阀，其共控制16个爆破阀点火器，除ADS第4级爆破阀冗余控制两个点火器外，其余8个爆破阀实行1对1控制。除此之外，CIM卡件会接受到爆破阀阀位反馈信号。
4 DAS对PMS系统就地执行机构控制影响分析及调试策略
4.1 DAS对PMS系统气动阀控制上的影响分析
对于DAS与PMS共同控制的气动阀，由于DAS控制的气动阀电磁阀位于PMS控制电磁阀的上游，其控制的优先级大于PMS优先级，即当DAS发出驱动信号，驱动电磁阀上电，使气源管线供气/失气，PMS将无法控制此气动阀。DAS发出驱动命令后，气动阀动作，若要复位此气动阀，只能使用DAS的手动硬手操开关进行复位。在对DAS与PMS共同控制气动阀的调试过程中，建议首先对DAS控制的电磁阀进行调试，保证其上游气源供给的可控性；或在对PMS控制的气动阀调试时，应确保DAS控制的气动阀驱动信号复位，否则阀门将不能执行PMS命令。
4.2 DAS对PMS系统电动阀控制上的影响分析
对于DAS与PMS共同控制的电动阀，由于DAS开命令的输出触点与PMS关命令的输出触点串联，当DAS控制的线圈上电后，与PMS关命令串联的DAS开命令输出触点断开，PMS将不能执行此阀门的关动作，需将DAS开命令复位后，PMS才能对其执行控制命令。在对DAS与PMS共同控制电动阀的调试过程中，应注意DAS复位电动阀的方法。为了防止当DAS在控制电动阀执行开命令时，PMS发出关命令对其产生干扰，在电动机控制机柜（MCC柜）内硬件设计上，将DAS发出的驱动命令转换为保持信号。若要复位DAS控制的电动阀，需将MCC柜电源断电，复位DAS的驱动信号后，再将MCC柜上电，从PMS或PLS侧复位此阀门。
5 结束语
文章主要通过介绍DAS和PMS的停堆方式，电动阀，气动阀，爆破阀的控制方式，阐述两者在就地执行机构控制方式上的差异，及在电动阀和气动阀控制上DAS命令对PMS命令的影响。在机组调试或生产活动中，对于两者共同控制的断路器、电动阀和气动阀，若发现拒动现象，在对上游仪控系统的故障排查过程中，除了检查PMS/PLS系统驱动命令是否发出外，不要忽略对DAS系统进行驱动命令是否复位及其控制就地阀门回路湿电压是否上电的排查。
参考文献
[1]张思成，许江.AP1000电站保护和安全监控系统预运行测试分析[J].华电技术，2013.
关键词：华龙一号核电机组；M310核机组；配电系统；差异
福建福清核电厂（福清核电）1-4号机组为M310核电机组，5、6号机组为具有自主知识产权的华龙一号核电机组。其中福清核电5号机组是华龙一号全球首台机组，具有重要意义。华龙一号核电机组作为第三代核电机组，与第二代的M310核电机组之间存在许多差异，包括配电系统的差异。分析华龙一号核电机组与M310核电机组配电系统之间的差异，可以比较它们的安全性和可靠性。
16.6kV公用配电系统差异
M310机组（以福清核电1、2号机组为例）的6.6kV公用配电系统是9LGI，该系统有两段母线，即9LGIA与9LGIB，其供电关系如图1中左图所示，图中黑色方块代表闭合状态的开关，黑色方框代表断开状态的开关（下同）。当1、2号机组都正常运行时，9LGIA由1LGC供电，9LGIB由2LGC供电，1LGC、2LGC有两路电源，分别来自厂用变压器（厂变）和辅助变压器（辅变），这两路电源可以通过自动慢切换装置进行切换。但1LGC、2LGC均是单元机组的厂用电母线，单元机组大修时会停役。当1LGC或2LGC失电时，通过手动合上9LGIA与9LGIB之间的母线联络开关，可让9LGIA或9LGIB转由另一台机组供电。
华龙一号机组（以福清核电5、6号机组为例）的6.6kV公用配电系统是7ESH和7ESI，每个系统有两段母线，即7ESHA与7ESHB和7ESIA与7ESIB，6.6kV公用负荷接在7ESHB和7ESIB上，其供电关系如图1中右图所示。当5、6号机组都正常运行时，7ESHA由5ESF供电，7ESHB由7ESHA供电，7ESIA由6ESF供电，7ESIB由7ESIA供电：当5ESF或6ESF失电时，7ESHA或7ESIA母线的电源将自动慢切换到由辅变供电；当厂外辅助电源也失去时，通过手动合上7ESHB与7ESIB之间的母联开关，可让7ESHB或7ESIB转由另一台机组供电。
由此可见，华龙一号机组6.6kV公用配电系统可直接由辅变供电，不受单元机组6.6kV正常配电系统停役检修的影响，其供电可靠性较M310机组有所提高。
2华龙一号机组增加380V交流不间断电源系统
对比M310机组，华龙一号机组增加380V交流不间断电源系统EAW和EAY。EAW和EAY系统用于向严重事故发生时需要使用的阀门供电，在全厂失电（SBO）后的72小时内，提供相关阀门动作一次的电能。EAW和EAY均有各自独立的蓄电池组。
380V交流不间断电源系统供电的用户主要包括：稳压器快速卸压阀；主泵密封高低压泄漏电动隔离阀、氮气密封电动隔离阀；二次侧非能动凝水隔离阀。其中稳压器快速卸压阀和二次侧非能动凝水隔离阀为华龙一号机组特有阀门，主泵密封高低压泄漏电动隔离阀和氮气密封电动隔离阀为华龙一号机组与M310机组共有阀门。
M310机组的主泵密封高低压泄漏电动隔离阀和氮气密封电动隔离阀仅由380V交流应急配电系统LLI或LLN一路供电，而华龙一号机组的由交流不间断电源系统供电，供电可靠性显著增加。特别是在全厂断电的严重事故工况下，交流不间断电源系统蓄电池的供电能够保证阀门的可操作性，有利于缓解事故后果。
3华龙一号机组增加72小时电源系统
对比M310机组，华龙一号机组新增一套72小时电源系统，它由220V直流电源系统ETE、ETF和220V交流不间断电源系统EAU、EAV组成。ETE和ETF系统给堆腔注水冷却系统（CIS）和非能动安全壳热量导出系统（PCS）的驱动装置供电，同时为EAU、EAV系统逆变器提供220V直流电源。EAU和EAV系统给主控室应急照明和事故后DCS机柜供电。ETE、EAU为A列，ETF、EAV为B列。图2是ETE、EAU供电关系图，ETF、EAV的供电关系与之类似。
ETE系统的一台整流器由EEK供电，另一台整流器由ERE供电，当发生全厂断电事故时，可改由SBO电源系统EES供电。ETE和ETF均有各自独立的蓄电池组，并且满足对负荷连续72小时供电的要求。
华龙一号机组新增的72小时电源系统为事故后的DCS机柜、非能动系统驱动装置和主控室应急照明提供72小时不间断电源，给华龙一号机组事故后72小时不干预创造条件，可以降低华龙一号机组堆芯融化概率和大量放射性物质外泄概率。
水能：海洋能发展空间广阔
水能是一种可再生能源，是清洁能源，是指水体的动能、势能和压力能等能量资源。广义的水能资源包括河流水能、潮汐水能、波浪能、海流能等能量资源；狭义的水能资源指河流的水能资源。是常规能源，一次能源。
就河流发电而言，中国是水电大国，2012年中国水电发电总量达到8641亿千瓦时，居全球第一。同年，美国的水电发电量为2793亿千瓦时，居世界第二。位于中国湖北省的三峡水电站，是目前世界上最大的水电站，总装机容量为2250万千瓦；位于巴西和巴拉圭的伊泰普水电站是世界第二大水电站，装机容量为1400万千瓦。但是，伊泰普水电站的全年发电量达到946.84亿度，超过了三峡水电站的843.7亿度，这是由于三峡水电站每年会经历6个月的枯水期，水量不足限制了其发电量，而巴拉那河供应伊泰普水电站的充沛水量几乎不受季节影响。
就河流而言的水能发电技术已经相对成熟，水能发电的技术新领域是海洋能发电，海洋波浪能。这是一种取之不尽用之不竭的无污染可再生能源。在各国的新能源开发计划中，海洋波能的利用都占有一席之地。日本、美国、英国，印度都建有海洋波能发电站。海洋波能虽然取之不尽，但也有难以搜集的难点。海洋波能发电，对人类能源利用而言，还是一块尚待技术突破的领域。
氢能：触手可及却面临技术瓶颈
氢气是另外一种环保能源，氢燃料有很多优点。氢气燃烧后产物为水，不污染环境，氢气泄漏后，自动升空，不会聚集，爆炸危险相对较小，1公斤氢气的热值，是汽油的三倍。氢氧焰温度高达2800度，高于常规液气。氢氧焰火焰挺直，热损失小，利用效率高。氢能来源于水，燃烧后又还原成水，理论上具备循环利用可能。氢气是活性气体催化剂，可以与空气混合方式加入催化燃烧所有固体、液体、气体燃料。加速反应过程，促进完全燃烧，达到提高焰温、节能减排之功效。氢气来源广泛：氢气可由水电解制取，水取之不尽，每公斤水可制备1860升氢氧燃气，即产即用。
氢能的缺点是，目前的制取成本较高，电解水制氢工艺耗电量大。目前，科学界研发出一种氢电池，已经装备在新能源汽车上，中国的氢电池技术目前主要装备在客车领域，这种电池工作原理是：圆形容器内装有一种特殊成分硅化钠，与水相遇时便会产生氢气。反应过程安全而且环保，唯一的副产品是一点点水蒸气，使用时只需向下部容器中放置一些水，容器内的化学药剂便能通过反应提取氢元素并为电池充电。日本已经将这种技术装备到轿车生产领域。
核能：让最危险的核反应变得安全
核能是通过转化其质量从原子核释放的能量，符合爱因斯坦的方程E=mc^2，其中E=能量，m=质量，c=光速常量。核能的释放主要有三种形式：
核裂变，是通过一些重原子核（如铀-235、钚-239等）的裂变释放出的能量，是目前核电站普遍运用的发电核反应，核裂变发电的技术已经发展到三代，目前正在进行四代核技术攻关。
核聚变，由两个或两个以上氢原子核（如氢的同位素―氘和氚）结合成一个较重的原子核，同时发生质量亏损释放出巨大能量的反应，这也是太阳的发热原理。相比于核裂变，核聚变几乎不会带来放射性污染等环境问题，而且其原料可直接取自海水中的氘，来源几乎取之不尽，是理想的能源方式，人类已经可以实现不受控制的核聚变，如氢弹的爆炸，但是还不能稳妥、持久地控制核聚变的速度和规模，实现持续、平稳的能量输出，相关技术正在研究过程中。中国、美国、法国、英国的核聚变研究处在世界前列，知名的国际研究项目有美国的国家点火装置，法国的热核聚变实验堆，中国的EAST可控核聚变实验装置。
核衰变，是一种自然的慢得多的裂变形式，因其能量释放缓慢而难以加以利用。
就目前核电站普遍应用的核裂变发电技术而言，已经从上世纪60年代的第一代，发展到了现今的第四代。发生事故的切尔诺贝利可算作“第一代”核电站――石墨反应堆，既无内安全壳，更无外安全壳；福岛可算“第二代”核电站――有内安全壳，但无外安全壳。中国在2012年底通过的《核电安全规划》明确，新建核电站必须符合三代核电站安全标准：内外安全壳兼有。中国的第三代核电站，采用AP1000技术，配备“非能动”安全系统，在反应堆上方顶着多个千吨级水箱，一旦遭遇地震等紧急情况，无需交流电源和应急发电机，仅利用地球引力、物质重力等自然现象就可驱动核电厂的安全系统，冷却反应堆堆芯，带走堆芯余热，恢复核电站的安全状态。中国内陆的首家核电站目前已经选址在湖南桃江，进入前期施工准备阶段。
第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。包括钍基核电站，钍基核电站用金属钍代替铀作为核电站原料，钍基熔盐反应堆主要优势是：一旦发生地震导致的电力供应中断，反应堆内的固态盐就会熔解，液态燃料流入储存池并固化，核裂变反应终止。钍基核电研发的难点在于，熔盐的腐蚀性较大，对核电站的部件材料要求较高。
一般而言，一种新型核电技术研发成功都需要数年甚至数十年，而只在核电技术舞台上活跃不满两年时间的“华龙一号”，为什么能够扛起我国自主三代、具有完全自主知识产权的核电大旗？它的身世之谜是什么？它拥有哪些先进的理念和技术，让国人引以为傲……
为揭开笼罩在“华龙一号”的神秘面纱，记者先后走访承担其设计、研发工作的科研单位――中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司等科研基地，探寻其背后的故事。
从无到有
1997年，一个静谧的午后，在中国核动力研究设计院老基地一栋办公楼里，一阵阵激烈的争论声充斥着整个楼道。原来，十几个技术人员正聚集在一间办公室里，讨论着中国自主百万千瓦级核电站方案的主参数。
或许那时，他们谁也没有预料到，这就是“华龙一号”孕育17年的起点。
核动力院承担着“华龙一号”反应堆及一回路设计工作，了解“华龙一号”“心脏”的诞生，必然以这里为起点。长期担任核电工程项目技术负责人的核动力院科技委副主任、原副院长张森如说，早在1996年，原国家计委在上海组织召开关于核电发展的研讨会，提出国家发展核电的方向不再是60万千瓦级，而是100万千瓦级。这促使大家萌发了自主研发百万千瓦级核电技术的念头。
当时恰逢岭澳核电站二期正走自主设计、自主制造、自主建造、自主运营的建设路线，规划建设两台百万千瓦级压水堆核电机组。据张森如介绍，为拿下岭澳核电站二期工程，核动力院在秦山二期60万千瓦核电技术（CNP600）的基础上，开发了百万千瓦压水堆核电技术CPR1000。CPR1000在换料周期、设计寿命、数字化仪控、专设安全系统优化等方面进行了25项改进。在CNP600、CPR1000的基础上，中国第二代核电技术逐渐定型并取得了骄人的战绩，相继运用于浙江秦山二期扩建两台机组、广东岭澳二期两台机组、辽宁红沿河一期四台机组、福建福清一期两台机组、浙江方家山两台机组、广东宁德两台机组、广东阳江两台机组、海南昌江两台机组的设计。遗憾的是，CNP600、CPR1000均是法国进口机型M310的改进型，在堆芯设计，特别是在燃料元件设计制造技术上，不具有完全自主知识产权，不能实现出口。
为了突破核电技术发展长期受制于人、不能实现出口的困局，振兴国内装备制造业。从1997年开始，核动力院在CNP600“121堆芯”、CPR1000“157堆芯”的基础上，自主创新地提出“177堆芯”的概念，功率确定为100万千瓦，机型确定为 CNP1000，随后开展了主参数论证、概念设计、方案设计、模拟初步设计、工程初步设计，完成了反应堆整体水力模拟试验、反应堆堆内构件流致振动试验等一系列关键性验证性试验。2005年10月，国家环保总局核安全中心对《CNP1000核电厂初步安全分析报告》进行了预审评。审评认为：CNP1000设计比国内同类核电技术在安全方面的设计更加全面和周到，将CNP1000核电技术定位于“二代改进型”核电技术是准确和符合实际的，经局部设计改进后具备上工程的条件。
后由于国家引进AP1000技术，为给引进三代核电技术预留更多的厂址，CNP1000未能上工程。直至2007年4月，中核集团公司将CNP1000更名为CP1000，在前期研发工作的基础上，开展了CP1000工程总体设计、初步设计工作，同时开展了概率安全分析、重大设计方案研究及初步安全分析报告编制工作，并在2010年4月，通过中国核能行业协会组织的国内专家审查，获得业界认可，完全具备上工程的所有条件。2011年，国家核安全局已经受理以福清核电5、6号为项目背景CP1000安全审评工作，第一次初步安全分析报告对话会在同年2月28日、3月1日两天召开。此时，福清现场负挖已经启动，预计当年年底实现福清5号机组浇灌第一罐混凝土。
正当大家期待我国自主百万千瓦级核电就要落地成为现实时，2011年3月11日，日本福岛核事故发生。国务院提出，今后国内新建核电站必须以世界最高安全标准来审查，并满足第三代核电技术要求，代表中国二代核电技术发展最高水准的CP1000再次搁浅。
为应对世界核电形势变化，中核集团启动核电技术重点科技专项，在CP1000工程设计的基础上，消化吸收引进的三代核电技术，充分考虑日本福岛核事故后的经验反馈，依据国家最新核安全法规要求，研发具有我国自主知识产权的三代核电技术ACP1000。ACP1000被视为中核集团占领核电技术制高点的重要标志性工程，肩负着带动核电相关领域关键技术提升、实现工程化应用、真正树立我国自主核电品牌、实现核电“走出去”目标的使命。基于此前十多年的研发基础，6个月完成了ACP1000顶层设计方案，并通过专家评审。“按正常推进，顶层设计方案需要1年到1年半的时间。虽然时间压缩得很短，但是工作的过程充满了自信和希望。”中国核电工程有限公司ACP1000出口项目设计经理张翔宇说。
2013年4月，在国家能源局和国家核安全局的指导下，为步调一致抢占国际核电市场，在ACP1000技术的基础上，中核集团和广核集团将各自的百万千瓦级技术进行融合，形成我国自主知识产权、自主品牌的三代核电技术“华龙一号”。
“十多年的自主创新之路，‘华龙一号’经历了诸多‘从无到有’的突破，相当曲折，前方的路布满荆棘，我们依旧选择最初的那份坚守，在坚守中不断壮大、提高自己的技术水平，更加自信地推动我们的梦想向现实加速前行。”中核集团“华龙一号”总设计师、中国核电工程有限公司副总经理兼总工程师邢继如此表述这段曲折的梦想之路。
创新之路
十七年研发历程，寥寥千言，意犹未尽，总感觉缺少点什么？那就是，没有为那些致力我国自主三代核电研究贡献智慧和青春的平凡科研工作者留下只言片语。
在“华龙一号”的研发中，中国核动力研究设计院的刘昌文承担了本院“华龙一号”总设计师的任务，对他而言，有一件事记忆犹新，如鲠在喉。在福岛事故前，为争取CP1000尽快实现福清5、6号机组上工程，核动力院考虑从美国西屋公司购买蒸汽发生器。然而，西屋公司设置很多条件，其中有一款大意是在国外核电市场，CP1000不能与AP1000竞争。
“核心技术掌握在别人手里，命运就掌握在别人手里。我们咬紧牙攻关，也要开发属于自己的拳头产品。”刘昌文对核动力院院长罗琦在核电工作会上的讲话至今记忆犹新。后来，核动力院自筹经费成功地研发了蒸汽发生器，并为此完成了四项工程验证性实验。
显然，翻版别人的设计，是不能让中国从核电大国变成核电强国的！只有搞自主化，实现自主品牌，才能获得国际认可，实现“走出去”。
为此，科研人员也是朝着这个方向努力的。
为“华龙一号”安全性能满足三代要求，在对反应堆薄弱环节进行梳理时，为将事故后操纵员不干预时间由10分钟提高到30分钟，课题组攻关人员对各种假想事故的薄弱环节进行梳理，提出改进措施，进行理论计算，如此反复上百遍，不厌其烦，白天晚上连轴转，一点点向前推进，最终实现攻克。
为能够最真实模拟蒸发器二次侧非能动余热排除系统，实验人员采用1：1比例，近60米的台架高耸云端，近20米的蒸发器U型管模拟，可谓煞费苦心。
科学研究是枯燥的，但同时也是紧张并富有挑战性的。不少科研人员，上有老下有小，小孩生病、老母亲又生病，医院、办公室两地不停地来回跑。刘昌文说：“这样的例子很多。每次看见他们一副身心疲惫的样子，晚上还要继续加班，心很酸，对不起他们。”
