时间：2023-05-30 10:35:52
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篇三门核电站，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。
【关键词】AP1000；核电站；常规岛；技术管理
0.引言
浙江三门核电站是国家首先确定的建造国际上最先进的第三代核电技术的厂址之一，其核岛供应于2004年9月正式向国际招标，于2007年2月正式确定采用美国西屋联队的AP1000核电技术，其常规岛部分采用三菱-哈动设备。三门核电厂健跳厂址规划建设容量为6台百万千瓦级核电机组，一次规划、分期建设。一期工程建设规模为2×1251MW机组，设计寿命为60年。我公司主要承担一期工程常规岛及BOP的安装施工任务。
浙江省火电建设公司三门核电项目施工技术室作为项目技术管理的归口管理部门，其主要职责是主持项目各专业技术活动，协调处理各项技术问题，并负责项目对外的技术联系、协调等工作。其目的是通过积极贯彻国家电力建设技术标准和管理制度，严格执行业主和公司的技术管理制度，以技术措施为保障，科学规范地进行管理，力保施工安全、质量和进度控制稳定有序。
综合考虑各项影响因素，三门核电厂常规岛施工技术管理主要有以下特点。
1.坚持四个凡事，重点在落实
结合核电的技术要求和核安全文化编制管理程序、工作程序及施工方案，通过落实、宣贯、技术交底等措施，统一工艺标准、技术要求和施工规范。做到核电质保的“四个凡事”即：凡事有章可循、凡事有人负责、凡事有人验证、凡事有据可查。先后编制了《图纸会检管理程序》、《技术交底管理程序》、《焊接过程管理程序》、《施工过程控制管理程序》、《焊接工艺评定管理程序》、《开工报告管理程序》、《工作程序、施工方案的编制管理程序》、《现场技术澄清及设计变更管理程序》、《现场材料代换管理程序》、《现场二次设计管理程序》等施工技术相关的管理程序。前期策划并形成了“图纸催交计划”、“设备催交计划”、“适用国家标准、规范清单”、“施工方案和工作程序编制计划”、“过程控制策划表”、“设备安装过程拍摄计划”、“施工工艺标准示范手册”、“焊接分项工程一览表”等文件。对于各施工方案及工作程序，按具体内容划分为一般方案、重要方案及重大方案，分别采取不同层次的编制、审核、批准模式。各项管理要求及计划策划内容重点宣贯、定期检查，确保落实到位。
2.强化图纸会审，熟悉施工接口界限、设计分工界限、设备供货界限
AP1000核电技术作为国际上最先进的第三代核电技术，三门核电厂作为全球首个三代核电技术示范工程，整个工程的设计是以美国西屋公司为首的联合团队共同完成的，设计团队主要包括美国西屋公司、美国绍尔公司、上海核工程研究设计院、日本三菱重工、华东电力设计院等。在我公司承担的一期工程常规岛及BOP施工范围内的施工图纸，涉及到上述所有设计单位，图纸来源广泛，各施工图纸设计风格迥异、接口众多。同时，不同于以往常规火电项目各系统由一家设计单位独立完成，三门核电厂多数工艺系统由一家设计院来做系统设计、多家设计院分工完成施工图纸。而对于某些连接核岛厂房与常规岛厂房的工艺系统，又存在多家施工单位共同完成的情况，这些系统中的设备、管道、阀门等由三门核电业主、核岛承包商、常规岛承包商三方多家共同供货。这样的情况对于布置于常规岛厂房的核岛14个系统（即NI14个系统：是指本应布置于核岛厂房，因厂房空间受限而布置于常规岛厂房的14个系统）尤其普遍。因此，加强图纸会审，熟悉施工界限、设计分工界限、设备供货界限，了解各个系统的接口，显得非常重要。针对上述特殊情况，我们积极参加各种设计交底会，工程施工协调会，设备供货盘点会，加强外部技术沟通、内部技术管理，将各技术问题在工程施工前尽量解决，推动整个工程的进展。
3.汽轮发电机厂房为半地下式建筑物、多层布置，设备众多，拖运方案需统筹考虑
三门核电常规岛汽轮发电机厂房为半地下式建筑物，厂房按六层布置，地下两层，地上四层。各层相对标高分别为FL-16.05m、FL-7.5m、FL0m、FL8.5m、FL15.5m、FL23.2m。且不同于其它核电站的是，在汽轮发电机厂房与核岛辅助厂房之间，增设了一个五层的混凝土构筑物，与汽轮发电机厂房相连，称之为汽机房第一跨，主要用于布置NI14个系统的设备。该跨各层相对标高分别为FL-7.5m、FL0m、FL5.4m、FL10.7m、FL16.2m，轴线跨度为7682mm。整个汽轮发电机厂房结构复杂、空间紧凑，在0m层及其以下，布置有众多的设备，与常规火电厂相比，增加了设备拖运的困难。因而在这些设备安装之前，必须要结合其安装位置及整个厂房的结构，整体规划每个设备的拖运通道。
经过统筹规划，对于汽机房地下结构内布置的设备，主要通道有四条：1.汽机房扩建端0m层吊物孔；2.经汽机房扩建端0m层吊物孔吊至8.5m层，通过高压缸基础孔向下吊装拖运；3.经汽机房扩建端0m层吊物孔吊至8.5m层，通过凝结水泵吊物孔向下吊装拖运；4.经汽机房扩建端0m层吊物孔吊至8.5m层，通过#4楼梯口向下吊装拖运（#4楼梯缓建）。如下图1所示。
对于汽机房0m层设备，主要通道有四条：1.汽机房扩建端0m层吊物孔；2.汽机房F排外，T4～T5轴处临时通道；3.汽机房第一跨外E～F排处临时通道；4.汽机房A排外，T4～T7轴处临时通道。如下图2所示。
对于同一拖运通道上的设备，还必须考虑先后拖运顺序，并将这一信息及时反馈给业主物资处，确保设备供货满足一定的逻辑关系，避免部分设备到货后而不能及时拖运就位。
4.大件、重件设备多，要求配备大型起吊机械，并重点考虑设备运输、拖运通道
三门核电厂二回路主蒸汽性能参数较低（设计压力8.17MPa，设计温度316℃），而电厂的最大电功率为1251MW，势必主蒸汽流量很大，这样造成了各辅助设备尺寸较大、重量较重。事实上三门核电厂多项设备的尺寸、重量均创造了世界之最。如除氧器水箱外形尺寸为（外径×长度）为Φ4768×43617mm，重约250t，发电机定子外形尺寸为（长×宽×高）11.8×5.62×5.46m，重约445t。整个电厂中吊装运输困难最大、最复杂的属凝汽器，AP1000凝汽器采用模块化供货，由膨胀节、将军帽、凝汽器本体3部分共6块组成，其中膨胀节整体重量约为45t，将军帽由3块组成，各部分重量为52t、19t、52t，凝汽器本体由2块组成，每部分重量均为220t。组合完成后的凝汽器整体尺寸约为（纵向长度×上部横向宽度×下部横向宽度×高度）10×10×18×19.2m。
在整个核岛厂房和常规岛汽轮发电机厂房的地下四周，设计布置有综合管廊，管廊内部布置有电缆桥架及全厂生活水管道、生产水管道和消防水管道等工艺系统，综合管廊本体除覆土载荷外只考虑了20kN/㎡的地面均布载荷。而大件设备吊装时必须要经过已完成的综合管廊，吊装时设备及车辆对地载荷大大超过了综合管廊能承受的均布载荷，因而必须要考虑对综合管廊进行加固。凝汽器的吊装还必须占用部分变压器区域场地，由于整个吊装工期较长，会对电厂倒送电节点的按时完成带来一定的影响。因此，我们综合汽轮机厂房周边区域的施工情况，重点考虑设备运输、拖运方案，合理安排进度，完成了各项设备的吊装就位。
5.重视工艺小管道、仪表管、小桥架的二次设计
三门核电一期工程设计院在进行施工图纸设计时，对于口径小于2寸的工艺小管道、明敷φ50以下的仪表管及200mm以下的小桥架均不出施工图纸，而是由承包商根据现场实际情况进行二次设计。不同于以往常规火电模式，上述施工范围在施工前，承包商必须先将二次设计图纸，并报送监理、业主审核批准后才能指导现场施工。为了提高设计水平，我公司与华东电力设计院进行合作，采用设计院PDS三维软件平台模型，对三门核电常规岛工艺小管道、仪表管及小桥架的布置进行二次设计。设计图纸经过技术人员严格审核后，确定适用于现场施工的，及时上报监理、业主审核批准。批准用于施工的图纸严格受控分发，并最终作为工程竣工资料的一部分组卷移交。
6.结论
目前，国内核电事业已进入快速发展的轨道，三门核电厂作为全面引进AP1000核电技术的自主化依托项目，三门核电厂的顺利实施，将为后续国内陆续批量建设的AP1000机组积累宝贵的经验。当前，三门核电厂#1机组常规岛及BOP已全面进入安装阶段，逐步迈向施工高峰。正是因为重视施工技术管理，策划当先，做精、做细、做实各项前期准备工作，顺利完成了管理方指定的各项节点，取得了良好的效果。
这是中国核电产业的一个大事件，标志着世界首台AP1000核电机组核岛建设的核心工程全部完成。
国家核电技术公司（下称国核技）董事长王炳华在现场督战，吊装成功之后，他指着三门一号高达百米的核岛厂房，对现场人员说，“这是我们大家的孩子”。据悉，该项目自2009年开工以来，他几乎每月到三门推进相关建设。 三门核电站一号机组屏蔽厂房钢穹顶吊装现场。
当天，另一位为中国核电忙碌的人，是国家能源局局长吴新雄，他在上海主持召开了核电设备国产化研讨会。此前，他刚调研了清华核研院、三门核电基地和秦山核电基地，与业界密集探讨中国核电的发展方向。
度过2011年日本福岛核电危机后，好消息接踵传来。11月25日，总理访问罗马尼亚期间，中国广核集团（下称中广核）与罗马尼亚国家核电公司签订合作意向书；翌日，巴基斯坦最大的核电项目宣布启动，中核集团将全面参与项目建设。这标志着中国核电“走出去”取得了实质性突破。
中国急切的清洁能源转型需求，使得核电万众瞩目。核电企业的一位高层人士在接受《财经》记者采访时表示，中国核电的远期规划将高达4亿千瓦左右。目前中国已投产核电机组18个，总量仅为1600万千瓦，未来市场空间巨大。
出于安全担忧，普通民众仍对核电发展心存疑虑。
目前，中国核电处于蓄势和复苏阶段。真正的高速增长时代，将在2020年之后到来。在此之前，中国核电行业若能理顺体制，解决争端，普及核电常识，将使得整个产业受益。 国核技“首胎”
引进美国西屋技术的AP1000能否顺利建成发电，关乎国核技的未来发展。
按照原计划，三门一号应于今年底并网发电。但该机组属于AP1000世界首堆，设备商普遍缺乏新设备的制造经验，相关部件到厂时间出现了延误。
最新的信息显示三门一号的发电时间为2015年。据介绍，不只是中国一重、二重这样的国产设备制造商出现了设备交货延期，即便经验丰富的韩国斗山集团和美国EMD公司亦未能幸免。
事实上，世界首台新型号核电机组出现工期延误是普遍情况。首台EPR（另一种三代核电技术路线）机组建于芬兰，原定2009年竣工。但因缺乏相关建设经验，工期一拖再拖，至今仍未能并网发电。
中国环保部核与辐射中心总工程师柴国旱称，AP1000技术先进、设计巧妙，这是业界共识。但是将图纸变为现实需要一个过程，有很多实际问题仍待解决。三门一号已将相关建设经验反馈给了AP1000的第二台机组山东海阳一号，目前海阳一号设备到厂顺利，工期正常。
2007年，国核技正式成立，代表国家承担引进消化吸收AP1000的任务。但中国核电业界对于AP1000存在争议，中核集团、中广核均有高管认为，“AP1000固然先进，但核电关系重大，需要保守决策，成熟性远比先进性重要。”
福岛核事故之前，反对者以二代核电机组更加成熟为由，认为中国不应大规模建设三代AP1000机组；福岛核事故后，全球普遍提高了核电的安全标准，反对者则改口称，中国应在已经成熟的二代机组上加以升级改造，使其符合三代安全标准，而不是建设全新的AP1000。
不过国核技回应，AP1000主系统均采用成熟设备，并经过了大量严苛的验证。
对国核技而言，三门一号战略意义重大，他们需要通过该项目证明AP1000不仅先进，而且可靠。
完成了钢穹顶吊装后，三门一号的核岛主体工程基本完工，将进入调试和安装阶段。
王炳华坦言，AP1000国产化依托工程可能目前造价稍高，但随着建设经验的积累和国产化程度的提升，新建AP1000机组造价将不断下降。更关键的是，AP1000使用非能动安全设计，构造大为简化，未来在价格上定会非常有竞争力。
与此同时，国核技下属的研究机构上海核工院，正在进行AP1000的升级版CAP1400的研发工作。按照中美此前达成的协议，如果中方能将单机功率升至135万千瓦以上，中国将完全拥有其自主知识产权。
国内首台CAP1400核电机组将在明年开工建设，这对中国核电产业而言，又是一个全新的挑战。 争夺核电站牌照
面对AP1000和国核技，中国核电领域的两大传统势力中核集团和中广核心态复杂。
福岛事故后，中国宣称，未来必须使用符合三代安全标准的核电技术，AP1000貌似迎来春天。但中核集团和中广核分别宣布，将研发符合三代安全标准的ACP1000和ACPR1000+，“二代”和“三代”之争消弭后，三代核电的技术路线选择，再起波澜。
欲在核电大发展中获益，掌握核电技术是重要的先决条件之一，三代技术路线之争由此引发。
不过，核电主管部门国家能源局与环保部核安全局态度鲜明。2012年底核电重启后，能源局与核安全局高层多次拜访国核技总部和上海核工院，强调AP1000及其升级版的CAP1400将是未来中国的主流机型，并要求他们要把正在进行中的AP1000依托工程做好。
来自核电主管部门的高层人士告诉《财经》记者，“中国核电不存在技术路线之争，AP1000是国务院决策引进的三代核电技术，国内未来核电机组肯定将以此为主。”
他同时透露，对于ACP1000和ACPR1000+两种技术，核电主管部门的做法可能是“各批一个至两个机组，主要是为了方便该技术出口，而不是在国内建设”。
目前，世界各国在引进先进核电技术和堆型时，是否已有建成并网的成熟核电站，成为其重要考虑因素。俄罗斯国家原子能公司在福岛事故后订单不断，江苏田湾核电站的示范作用非常明显。
环保部核安全局一直要求，中核集团和中广核应将其两种技术路线合二为一。柴国旱称，“这两种技术，来源一致，技术原理近似，实在没必要分开做，不利于核电技术路线统一。”
今年5月，中广核总工程师赵华在受访时亦透露，中广核将与中核集团成立合资公司，推动核电技术统一。
除了几大核电技术巨头，寄希望从中国核电大发展中获益的还有其他核电业主。核电单机容量大，投产后盈利稳定，但只有成为核电业主才能分享这部分丰厚利润。
目前只有中核集团、中广核和中电投集团拥有核电运营牌照，可以控股核电站。国核技、华能集团、大唐集团等涉核企业，都对核电运营牌照觊觎已久。
华能集团目前拥有石岛湾高温气冷堆的控股资格。但高温气冷堆属于中国特批的核电示范项目，华能取得控股资格，并不等同于获得了核电站运营牌照。
国核技亦面临同样的情况。该公司可能将于明年取得石岛湾CAP1400示范工程的控股资格，但这亦属于“特事特办”，不意味着国核技可以控股其他核电站。
出于安全考虑，国家主管部门对核电控股资质审批异常严格，要求业主必须具有丰富的核电建设和运行经验。华能集团和国核技希望通过建设运营示范工程站住脚跟，进而再向能源主管部门申报核电运营资质。
大唐集团亦有相同战略布局。今年10月底，大唐核电公司正式挂牌，此前大唐参股了中广核控股的福建宁德核电站。大唐高层寄希望借此积累经验，为获得核电运营牌照打下基础。
《财经》记者获悉，山东石岛湾厂址拟再建设四台AP1000机组，华能集团和国核技正在展开合作，双方都希望借此真正获得控股核电站的资质，具体合作细节目前正在商讨之中。 内耗不利“出海”
在国内核电装机大发展的同时，中国核电行业一直在筹谋“出海”，实现自主核电技术的出口，这是中国核电业界奋斗30年的梦想。
韩国核电与中国几乎同时起步。但2009年后，韩国自主核电技术APR1400接连在阿联酋和土耳其等国中标，给了国人极大的刺激。直至今日，中国核电仍未完全实现核电知识产权自主化。
福岛核事故之后，世界核电产业面临全面升级换代。中核集团、中广核和国核技开始分头出击，希望借此机会实现“出海”突破。
中核集团的主攻方向为南美的阿根廷，中广核与国核技则希望在土耳其、南非和英国项目上取得突破。
目前取得突破性进展的是中广核。该公司此前联合法国电力公司入主英国核电项目，近日还与罗马尼亚国家核电公司签订了合作意向书。
据国核技相关人士表示，南非和英国亦对国核技表现出了浓厚兴趣。今年10月底，南非副总统莫特兰蒂考察了国核技以及CAP1400的研发工作。明年，南非能源部部长将拜访中国，考察国核技和中广核，正式开启南非核电“全球选秀”。
此前，中广核和国核技分别联合“阿海珐-法电”联合体与“西屋-东芝”联合体，竞标英国一家名叫地平线的核电业主公司，但国资委认为该项目存在风险，将两大中国央企召回。
今年10月，英国财政大臣公开表示，欢迎中国企业投资英国核电项目，并对CAP1400技术表现出强烈的兴趣，而后中广核正式入股欣克利角（Hinkley Point C）核电项目。不过此项目将采用阿海珐的EPR核电技术，中广核只以财务投资者的身份介入，而不推进相关自主核电技术。
中国核电出海还面临着国外对手的挑战，最大威胁来自俄罗斯。在本轮核电复兴中，俄罗斯表现出色，连续拿下海外订单，遥遥领先于其他核电大国。
在2012年度报告中，俄罗斯国家原子能公司宣称，其海外订单的业务总额达到665亿美元，同比增长30.7%。该公司2013年的目标，是将海外订单总额提高到720亿美元。
在南非项目中，中广核和国核技正面临着俄国同行的巨大压力。目前俄方已先发制人，11月25日，俄罗斯国家原子能公司总经理基里延科在“Atomex-非洲”原子能供应商国际论坛上称，该公司已与南非能源部草签了一项协议，计划在南非再建八台核电机组。
俄罗斯原子能建设出口公司总裁瓦列里·利马连科在接受《财经》记者采访时表示，其对南非项目信心十足。他认为，俄罗斯核能的主要优势是经验丰富、造价低廉，其王牌堆型AES-2006已在世界各地建设了大批核电项目。
由于核电的特殊性，核电出口与国际政治关系密不可分。俄罗斯经验表明，他们充分利用了其政治影响力。目前正在建设俄罗斯机组的捷克、白俄罗斯、越南和印度等国，均处于俄罗斯政治辐射范围之内。
王炳华亦表示，国核技的主要优势是技术先进，且造价上有竞争力。但多位中国核电业界人士呼吁，中国政府应将核电出口上升至国家战略层面。
推进核电出海已“机不可失”。中核集团科技委副主任叶奇蓁表示，核电容量小的国家，一旦选择了其他国家的技术，意味着中国永久失去了这部分市场；容量大的国家在引进核电技术后，为保证稳定性，也很难再考虑其他技术。
其实，中央对内陆核电的定调至今未变，仍然处于“研究论证”阶段;中央对核电安全性的要求始终如一，那就是“必须绝对保证安全”。需要说明的一点是，内陆核电能否真正开工，其安全论证报告的审批权（或者说初审权）在国家环保部和核安全局，而不是工程院或核能行业协会。
诚然，核工业界对内陆核电安全性的论证是完全必要的，也是重要的。笔者只是希望此类“安全论证”最好不要是力主内陆核电专家们的独角戏，更不要成为排斥不同意见的一言堂。毕竟，以长江流域为代表的内陆核电站是否启动，不仅是核电业界的事，它还事关国家的长治久安和百姓的切身利益。
笔者此前曾发表《湘鄂赣三省发展核电的安全风险不容低估》、《总理为什么要求核电必须“绝对保证安全”》等文章，论述了“我国与欧美内陆核电站的厂址条件迥异”、“所采用的AP1000技术在全世界尚无实践验证、关键设备试制还未过关、给AP1000技术当试验场的我国三门和海阳核电站已严重拖期”等问题，剖析了“确保我国核电安全亟须高度重视的几大短板”。
长江流域核电站的安全论证绝不能“想当然”：（1）只有拍胸脯式的“研究结论”即“内陆核电厂安全性有保障”，而没有具体详实的、可追根溯源的“论证依据和论证过程”;（2）只讲“技术标准、安全标准如何高”，而不讲“如何通过已经工程实践充分验证的、成熟可靠的技术措施来真正实现高标准”！（3）只谈核电对能源需求和CO2减排的意义，而不谈一旦发生核泄漏并沿江而下，我们如何应对水源危机、土地危机、粮食危机、社会稳定危机……
按照中央对核电“必须绝对保证安全”的要求，目前核电业界所谓的“内陆核电研究论证”还有很多关键问题有待深入研究和论证，“安全性有保障”这一结论也下得为时过早、过于轻率。鉴于社会公众并不知道内陆核电的安全性到底是“怎么论证和确保的”，且相关业界机构对公众质疑的问题一直未给予正面回答，因此笔者再撰此文，就“内陆核电安全论证”中不容回避和含糊的十个关键问题公开求教，请所有认为“内陆核电厂安全性有保障”的专家学者及相关研究机构、核电管理部门给予公开解答。
“内陆核电安全论证”不能回避和含糊的十个关键问题
1、内陆核电的“安全论证”，能不考虑“Nuclear Security”所要求的“防范、抵御敌人有意造成的事故、损害和伤亡”吗？
中央强调的“确保安全”指的是“Nuclear Security”（核安保），而不只是“Nuclear Safety”（核安全）。前者内涵远远大于后者，然而，有关机构的内陆核电安全论证，却把“中子弹（战术核武器）、恐怖袭击、网络攻击、人为破坏等外部风险”均列入“不予考虑的剩余风险”，原因是“发生概率极低，且目前也没有合理可行的应对措施”！虽然“小概率事件”无法预知和阻止，但不能对其严重后果“根本不予考虑”，老天爷也绝不会因为我们“没有合理可行的应对措施”而替我们“专门排除”某些“天灾人祸”。极端自然灾害和人为恶意攻击在国际核电界是必须考虑的安全事项。
2、为何2004年修订的《核动力厂设计安全规定》（HAF102）至今也不升级？内陆核电安全评价为何依据早已过时的核安全法规和导则？
针对全球日渐频发的极端自然灾害和大型飞机撞击等小概率高危害事件的安全威胁，IAEA已于2012年6月核电厂设计和运行的新标准和法规。2012年10月国务院明确要求“对不合时宜的系列法规应不拖延地修改或升级”、“新建电站必须采用国际最高安全标准”。然而，对欧美早已是“强制性”的安全要求（如抗大飞机撞击），我国核安全监管机构和核电界在福岛核事故后仍一直强调“中国核安全法规（HAF102）没有这项规定”，且至今也未根据国务院有关要求，修改升级核电安全法规和安全导则。
3、“均按AP1000设计”的我国内陆核电站连美国的安全标准都达不到，何以是“全球最高安全标准”呢？
众所周知，我国引进的AP1000并不满足美国本土在建核电站的安全标准，日本东芝控股的西屋公司辩称“中国内陆核电站采用的是CAP1000、不是AP1000”，而我国核安全监管部门指出“CAP1000与AP1000没有本质区别”。抛开这种概念游戏不说，即使CAP1000比AP1000真有重大改进，那也要经过工程验证、确认是成熟可靠机型后才能推广，怎能直接拿长江流域再当试验场呢？我们当作“最成熟、最先进、最经济”技术引进的三门和海阳4台AP1000机组，一直是“边设计、边施工、边修改”的“三边工程”，且已陷入“设计难以固化、成本难以预计、风险难以承受”的困境中。这一深刻教训绝不能在内陆地区特别是长江流域的核电站重演。
4、AP1000主回路的核心设备（屏蔽电机泵、爆破阀等）毫无核电厂实际运行经验，至今主泵还在试制中，连可靠性数据库都谈不上，又是如何得出“AP1000的事故概率已经低到10-7”、“60年免维修”的？
我国2006年高价引进、原定于2013年投入商运的三门和海阳AP1000核电站，却成了西屋公司及其日本大老板不用承担任何风险和损失的“试验场”，且全部知识产权为西屋所有。在设备工程耐久性试验、鉴定试验、系统调试都从未进行的情况下，何以就认定“60年免维修”、“内陆核电站安全性有保障”呢？2011年西屋公司推出比中国AP1000安全标准高的升级版AP1000在英国投标时遭安全评审出局，却能于更早的2006年就在我国顺利通过安全评审，值得深思！
5、国际核电界已认识到“概率安全评价方法不宜单独用于确定性决策判断”，为何国内还有机构基于“主观概率”就断定“内陆核电是安全的”？
由于33年间世界443座核电机组就发生了三起重大核事故，用二代技术宣称的“万年一遇”事故概率很难解释，国际核电界深刻认识到“用概率安全评价方法分析外部事件（地震、海啸、飓风、洪水等）具有很大的不确定性，两个主观概率参数不宜单独用作核电安全性的判据”、“要防止被滥用于确定性的决策判断”。2015年7月17日英国核安全监管机构在ABWR沸水堆通用设计评估中，就否定了日立-通用电气公司提交的“概率安全分析”并将其升级为监管问题，然而我国核电界及相关研究机构目前仍然只讲两个主观概率参数，并作为“三代核电比二代安全性提高100倍、内陆核电安全性有保障”等“确定性决策”的依据。
6、我国大部分内陆核电厂址是与欧美迥异的小静风天气，完全超出了美国“高斯烟羽模型”的适用范围，为何还套用此工具评估对大气环境的影响、又是如何得出“符合排放标准”结论？
大气弥散条件是内陆核电选址的重要决定因素之一。美国内陆核电厂址年均风速均>2米/秒、年静风期不超过1周，而我国湘鄂核电厂址年均风速≤2米/秒、年静风期分别高达60天和29天，非常不利于核电站正常运行时放射性气载污染物的扩散，容易形成“核雾霾”。用根本不适用的美国“高斯烟羽模型”工具评估我国内陆核电厂对大气的影响，还得出“符合标准”的结论，这一做法本身就不科学。
7、湘鄂赣核电站装机容量之高没有国际先例可循，巨量废热排放将对局地气候产生什么影响？
湘鄂赣核电站装机容量均高达500万千瓦，是美国内陆核电厂平均装机规模的3倍，是目前火电厂最高功率的5倍！核电厂热效率（33%～37%左右）低于火电，约2/3的热量以废热被排放到环境中。2012年OECD报告就已指出“需要注意内陆核电在某些气候变化呈干旱趋势的区域产生的新问题”。长江流域多次有连续三年大旱的记录，而素以水量丰富著称的湘赣两省近年均出现了鄱阳湖和洞庭湖湖底大面积干裂、人畜饮水困难的严重旱情。每个内陆核电站每天向空中排放2000亿大卡废热，这一史无前例且几乎贯穿全年的巨量热污染对长江流域旱情的加重不容忽视。
8、何以做到“最严重事故工况下核污水可封堵、可贮存、可控制，最多只有4800～7000立方米且都被控制在安全壳内”？
为何没有“事故情况下放射性气体通过降雨流入江河湖泊”的应急预案？福岛核电站[作者注]至今也控制不住核污水以每天400吨的速度增长，场区50多万吨核污水早已堆满为患，不得不排向大海;号称“环境影响微不足道”的美国三里岛事故核污水高达9000吨，耗时14年才处理完！切尔诺贝利重污染区和轻污染区分别为1万和5万平方公里。我国内陆核电安全论证严重低估了核事故的复杂性：既没有可信可靠的技术措施证明核污水如何“封堵控”，也没考虑“放射性气体逸出厂区、通过雨水进入地下和江河湖泊”的应急预案。
9、我国内陆核电站周边人口密度远远高于欧美，安全论证中是如何考虑场外应急的可行性和具体措施的？
电站方圆80公里范围内，我国湘鄂赣人口均高达600万～700万，而美国平均只有142万。美国每个核电站都有详细的紧急情况响应计划，且每两年每个核电站就进行一次全面的应急演习。我国内陆核电站周边人口稠密，如何建立起行之有效的省内、省间以及长江流域上下游之间的应急响应和撤离体系，必须在上马前缜密考虑和设计，而不能建立在“核电站不会出事”的乐观预想上，或者“等遇到问题再说”！
10、发达国家频频发生的核废料泄漏事故如何在我国避免？如何攻克“核设施退役和高放废液处理”的风险隐患？
“内陆核电安全论证”绝不能抛开核废料处理和核电站退役这两大“世界性天价难题”。最近几年美国频频发生核废料泄漏，事故处理耗资惊人且时间漫长，国际核电界不断呼吁“核电发展前提是想好核废料如何处理，否则这个问题终会成为挥之不去的梦魇”。
[作者注：日本朝日新闻社2015年9月26日报道了日本名古屋大学等对福岛核电站的最新调查发现：“2号机组核燃料可能全部失踪”（即“有放射性物质释放，70%～100%核燃料可能从堆芯中熔穿掉落，目前还不清楚熔落核燃料的具置”）。这一报道再次引起世界瞩目，因为长半衰期、高放射性核素进入土壤和地下水，其污染将造成极其严重的后果！比如，高毒高放射性的钚元素在人体内最大允许剂量仅为0.6微克。]
关于我国核电“安全发展”的五点政策建议
1、核电部署必须有，内陆敏感地区不宜启动核电站建设。
既然目前全世界的核电技术水平也不可能做到100%安全，且核电站一旦投入运行就会成为“请神容易送神难”的巨大负担，那么我国核电站部署必须有、有红线，比如首都圈、敏感的长江流域、国防和经济发展的战略核心地带等，绝对不能放置核电站，更不能作为未经实践充分验证的核电技术的试验场。内陆地区核电论证绝不能仅从能源电力需求、CO2减排出发，必须从“一旦发生核事故，国家要付出多大代价”来考虑。不管事故概率多小，只要有可能发生，都必须慎之又慎，不能有任何侥幸和轻判。
2、严格做好在运在建核电站的安全监管，切实履行“安全至上”。
目前我国核电安全监管部门的工作理念与中央对核电“必须绝对保证安全”、“安全大于天”的要求尚有较大距离，比如不断强调“要可接受的安全”、“核电要可持续发展，就要把握好经济性与安全性两个因素”、“安全是利益和代价的平衡”等。如果安全监管部门不履行“安全至上”而是“安全性要兼顾或让位于经济性”的话，新建核电站的安全评审及在运在建核电站的安全监管不能不令人担忧。核安全监管部门承担着“核安全的国家责任”，考虑经济性是越位和失职。核安全和经济性的平衡应归国家更高层级部门考虑。福岛核事故祸根是“日本原子能保安院默许东电公司将自身经济利益置于公众安全利益之上”，这一教训需要我国核电安全监管部门和产业界高度重视。
3、尽快修订HAF102等早已过时的核安全法规和安全导则。
恪守“安全至上”必须从法规、标准做起，从源头上提高核电的安全水准。当务之急是抓紧修改早已过时的HAF102等核安全法规和安全导则，把“抗大型飞机撞击”等国际最新要求反映在法规里，并用新法规严格审核所有新建项目。我国核安全监管机构要切实提高独立评审能力和监督检查能力，确保安全评审不受任何来自商业利益、地方政府的影响和干扰，确保重要安全事项的真实性，负责核电项目安全评审的专家委员会要依法对评审结果负法律责任。
4、应把核能发展重点移师海上，为海岛防御和海路安全提供重要能源保障。
福岛核事故后美国、俄罗斯都在致力于“浮动核电站”的研发建造，除了选址简单、占地面积小、投资成本低、事故下环境影响小等优点之外，还可为目前难以通电的地区提供能源保障。鉴于当前国际安全形势，将核能发展重点移师海上――全面提升作战舰艇和远洋舰船的各种性能、为南海诸岛的驻军防御提供能源补给，既是当代军事发展和维护国家的迫切需要，又能保障我国海上石油通道的安全，还可积累核电安全运行的经验。船舶舰艇、浮动电站所需核动力较小，所需的天然铀资源仅为大型核电站的1/10～1/20。一旦出现“突发事件”、海上运输通道“被切断”，我国自给的天然铀资源也完全可以应对。
1 秦山核电站
秦山核电站是我国自行设计、建造和管理的第一座30万千瓦压水堆核电站，地处浙江省海盐县，秦山核电站工程建设自1985年3月20日开工，1991年12月15日并网发电，秦山核电站的建成发电，结束了中国内地无核电的历史。
秦山核电站于1994年4月投入商业运行，1995年7月顺利通过国家验收，在自2002年至2005年的第六、七、八个燃料循环内，秦山核电站分别连续满功率运行331天、443天和448天，连续三次刷新国内核电站运行的最好纪录，作为原型堆能够达到此纪录在国际上也是罕见的，经过14年的安全稳定运行，秦山地区尚未发现因核电厂运行引起的放射性污染，周围地区民众对秦山核电站给予了良好的评价。
2 秦山二期核电站及扩建工程
秦山二期核电站，是我国首座自主设计、建造、管理、运营的2×65万千瓦商用压水堆核电站，设计寿命为40年，秦山二期核电站1、2号机组先后于1996年6月2日、1997年3月23日开工，经过近8年建设，两台机组分别于2002年4月15日、2004年5月3日投入商业运行，使我国实现了由自主建设小型原型堆核电站到自主建设大型商用核电站的重大跨越，为我国自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实的基础，并将对促进我国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展发挥重要作用，秦山二期核电站采用当今世界上技术成熟、安全可靠的压水堆型，它的设计与建设采用国际标准，根据上世纪90年代国际先进压水堆核电站的要求，在堆芯设计、安全系统设计等方面有多项重大创新，优化了设备设计和系统参数，提高了核电机组的出力，最大出力可达689MWe，平均出力670MWe，高于600MWe的设计值，出力是所有2环路核电站中最高的，秦山二期核电站投资比为1330美元／千瓦。是国内已经建成的核电站中最低的，低于发达国家平均造价，它的上网电价为0.414元／千瓦时，是国内已经建成的核电站中电价最低的，秦山二期核电站1、2号机组每年可向华东电网输送超过80亿千瓦时的电力。
由于1、2号机组的成功建成及投产后的良好运行业绩，国家已经同意秦山二期核电站扩建两台同类型核电机组(即3、4号机组)，预计2011年前后，3、4号机组将先后投人商业运行，届时，秦山二期核电站的装机容量将达到260万千瓦。每年可向华东电网输送超过160亿千瓦时的电力。
3 秦山三期核电站
秦山三期(重水堆)核电站是我国首座商用重水堆核电站，也是中国和加拿大两国迄今为止合作的最大项目，电站采用加拿大坎杜6重水堆核电技术，建造两台700兆瓦级核电机组，截至2005年12月31日，两台机组总累计发电达288亿千瓦时，有效缓解了华东地区电力紧张状况。
4 田湾核电站
田湾核电站位于江苏省连云港市连云区田湾，厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建4台的余地，一期工程建设2台单机容量106万千瓦的压水堆核电机组，年发电量达140亿千瓦时。
田湾核电站在安全标准和设计性能上具有起点高、技术先进的特点，其主要技术特点包括：反应堆厂房采用双层安全壳、安全壳预应力张拉系统采用新型倒U形50束钢缆张拉方式、安全系统采用完全独立和实体隔离的4通道、设置堆芯熔融物捕集器与冷却系统等缓解严重事故后果的安全设施，田湾核电站概率安全评价表明：发生堆芯严重损坏或熔化事故的概率小于3.3×10－6／堆年(当前世界上运行的核电站一般为10－4／堆年)，发生严重放射性泄漏事故的概率不超过6.4×10－8／堆年(当前一般为10－5堆年)，田湾核电站的安全性、可靠性和经济性与西方正在开发的先进压水堆的目标一致，在某些方面已达到国际上第三代核电站的要求。
田湾核电站1号机组于2005年10月18日开始首次装料，12月20日反应堆达到l临界，2007年5月17日正式投入商业运行，截至2007年7月2日24时，1号机组累计发电量36.07亿千瓦时，累计上网电量32.54亿千瓦时，2号机组于2007年5月1日反应堆首次达到临界，5月14日首次并网成功，到2007年7月2日24时为止，2号机组累计发电量3.32亿千瓦时，累计上网电量2.96亿千瓦时。
田湾核电站可容纳8台百万千瓦级机组，总装机容量可达800～1000万千瓦，年发电600～700亿千瓦时，产值250亿元以上，田湾核电站全面建成后，将形成国家又一个大型核能源基地。
在积极推进田湾核电站一期工程建设的同时，江苏核电有限公司正在积极开展扩建工程前期准备和长远规划，同时，田湾核电站作为我国首家获得全国工业旅游示范点的核电站，丰富了当地旅游资源，成为向公众宣传核电是安全、可靠、清洁、高效的新能源的重要窗口。
5 大亚湾核电站
大亚湾核电站是我国大陆第一座百万千瓦级大型商用核电站，拥有两台98.4万千瓦的压水堆核电机组，截至2006年1月，大亚湾核电站累计实现上网电量1563.96亿千瓦时，其中输往香港1061.55亿千瓦时：累计偿还基建贷款本息53.81亿美元，占还本付息总额的94.9％。
6 岭澳核电站
Abstract: This paper introduces the basic idea of modular nuclear power, analyzes and studys the application history and current status of domestic nuclear power modular technology, and through the construction of AP1000 Nuclear Power Plant and the construction status studys the influence of modular technology to the construction of nuclear power plants and gives notes and some improvement measures to provide reference ideas for the development of modular technology.
关键词:核电厂;模块;模块化;人力需求;模块产能;AP1000;建造和施工
Key words: nuclear power plant;module;modular;human needs;module production capacity;AP1000;building and construction
中图分类号:TL3 文献标识码:A文章编号:1006-4311(2010)25-0123-02
0引言
模块化技术有很多优点,早已在造船、航空、石化、能源等建设项目中得到成功的应用,有着不错的建造历史和较好的建造经验。因此,美国URD文件在ALWR(先进轻水反应堆)可建造性的政策声明中要求应用先进的模块化技术,尤其要求非能动的ALWR更广泛地采用模块化建造方式。基于此,当今的第三代核电厂大都采用了模块化的设计和建造方法,模块化也几乎成了第三代核电厂的特征之一。
1国内现状
模块的应用在我国也有二十多年的历史,最早用在核岛厂房穹顶钢衬里施工技术中。例如我国第一座核电站秦山一期即采用了核岛厂房钢衬里预制和吊装技术,但当时没有称作模块化技术。模块化技术这个称呼的出现是最近几年的事。如今在核电行业流行的模块化设计、建造技术应用其实始于秦山三期CANDU反应堆建造,也是真正意义上的模块化技术应用。
1.1 穹顶钢衬里模块穹顶钢衬里实际是模块,也可称为“穹顶钢衬里模块”。上世纪七八十年代,秦山一期核电站的穹顶被设计成了上下两层预制,分别吊装,以减少吊装重量。之后的恰希玛核电站建造改进了这个设计,采用整体预制并吊装完成。八十年代的大亚湾核电站的穹顶建造和安装,按照法国的吊装方法进行,即穹顶分为A、B两片穹顶分别预制,吊装就位后再拼接。如今这项技术经过改进,“穹顶钢衬里模块”为整体预制,一次性吊装。
1.2 反应堆厂房钢衬里模块应用国内反应堆钢衬里的安装一般是单块钢板吊装定位,再与其它钢板焊接成环,不是一整层钢衬里吊装,然后与其它层拼接,通常不称作模块化技术。我国钢衬里模块化技术应用始于台山核电#1机组(EPR技术)。2010年3月20日和5月18日,首层和第二层核岛厂房筒体钢衬里模块吊装成功。
1.3 其它模块应用
除了穹顶钢衬里模块、核岛钢衬里模块之外,秦山三期CANDU堆建造中也应用了一些其它模块,包括机械模块和钢结构模块。其中最有代表性的是“下穹顶模块”、 “喷淋钢模块”[1]。下穹顶模块是一个钢结构模块,与普通穹顶模块外观差不多,在地面预置完成由大型吊车一次性吊装就位。当下穹顶在地面预置时,反应性控制机构平台同时安装部件,反应堆厂房也开始安装设备,做到了平行施工。喷淋钢模块是一个机械模块,位于反应堆厂房顶部。包括了大量的钢结构、喷淋系统管道、阀门、设备、电气和仪表等部件,共分为6个子模块。对照以前同样的项目,仅这一个模块就节省了三个多月的建造工期[2]。即将开始建造的山东石岛湾核电站,即20千瓦的高温气冷堆核电站(HTR-PM)也将利用模块化技术建造,包括了广义和狭义模块化的两种概念。
1.4 三门核电模块化我国正在浙江三门、海阳采用西屋AP1000技术建造四个核反应堆,大量使用了模块化技术,包括机械、结构两大类。西屋比任何其它NSSS供应商更彻底地、高度依赖于模块化技术,尽最大可能地使用模块化技术来评估AP1000的42个月的建造工期(FCD～COD),其中FCD～FLD的建造工期只需要36个月。西屋认为,36个月的建造计划最大的单一驱动力就是模块技术[2]。在AP1000核电厂中,结构模块大部分为双层墙体模块,即CA模块。墙体模块吊装就位后,混凝土再浇注在双层钢板中形成墙体。由于模块是在工厂预制,现场组装拼接成整体,因此相对传统的混凝土墙体可以节省绑扎钢筋和支模板的时间,做到了平行施工,节省建造工期。也因为如此,AP1000核电厂的许多区域都布置有结构模块,他们分布在核岛厂房的大部分区域。除了结构模块之外,整个核岛厂房和汽轮机厂都分布着大量的机械模块。
1.5 三门核电模块化存在的问题目前,三门核电机一期工程正处于建造中,大体上来说情况不错。但由于AP1000没有建造过首堆,因此出现了不少问题,要实现50个月建造周期(FCD~FLD,理论计划应为36个月)困难很大。表现在:
1.5.1 模块的数量发生变化因为没有建造过首堆,模块施工设计未完成,因此数量一直变化,趋势如图1。
1.5.2 模块详细设计要求不明模块设计初期,模块设计只有一本技术规格书,规定了模块技术总要求,但模块的详细要求、图纸的细节等没有制定,设计反复修改,浪费大量时间。
1.5.3 模块设计进度滞后模块设计未及时完成造成了三门、海阳核电厂建造进度滞后。例如KB10、KB13两个模块,位于厂房最底层,2008年10月左右才完成REV.0版图纸,此时距离三门FCD只有5个月时间。
1.5.4 采购进度滞后采购进度滞后影响模块设计和预制,因而又造成现场施工进度滞后。
1.5.5 模块安装问题多(设计变更工作量巨大)AP1000建造经验表明,各个模块碰撞多、安装困难等问题较多,设计变更数量大,进度受到很大影响。
2模块化注意事项
核电厂模块化应结合各个厂址不同的厂址特征条件进行具体考虑,并进行详细评估,以实现模块化建造的目标。除了上述问题之外,核电模块产能不足和核电建设人力不足两个方面问题也需重视。
2.1 模块产能不够目前我国仅有一座已建成模块工厂,产量为年产两座AP1000核电厂模块。而另外两座核电模块厂(中核二三公司益阳核电设备厂和中核华兴南京核电设备厂)处于建造计划中,其产能估计都在年产两座AP1000模块,且投产日期都将在2012年初左右。考虑到ASME取证等影响因素,投产日期可能滞后。根据世界核协会(WNA)的报道,我国目前采用AP1000技术的核电项目有48个反应堆,近两年之内也有将近18个堆。
2.2 核电厂建造人力资源不够根据美国能源局(USDOE)NP2010计划对第三代核电厂建造人力资源需求的预测,一个堆顶峰时期人力需求大约需要2400人,如表1。秦山三期经验表明,两座70万千瓦重水堆建造高峰期(2001年)的建造人力数约为7000人,此时,现场仍然需要双班工作。考虑到子分包商以、业主、AECL等的人力,其现场总人力高峰期超过8000人。根据美国和中国的实际国情,考虑到双堆建造时间间隔、双堆建造人力资源的优化作用、模块化建造的节约人力作用以及QS III的模块化施工情况,估计每个双堆建造总人数高峰期应在5000~6000人之间。我国在建和近期(2011年底之前)计划建设的机组共有56台机组(含AP1000技术)和更多规划中的机组。按照25台双机组估算,2011年底前,熟练工的数量需求也达8.8~10.5万左右,高学历人才将在3.8~4.5万之间(据表1)。然而目前我国高校本科核专业毕业人数不到1000人/年[4],各主要施工单位熟练工人数也无法满足需要,缺口巨大。
2.3 模块设计和进度管理优化三门和海阳AP1000核电厂的建造经验表明AP1000模块设计必须在至少三个方面重新优化:①模块设计;②模块设计进度;③模块建造进度管理。模块设计优化包括模块设计和和材料国产化两方面,并应综合起来考虑,方便制图、采购和安装,减少碰撞等问题,做优施工设计。模块设计应在建造开始前完成,以方便设备采购、预制和其它工作,减少变更,从而加快施工进度。QSIII的经验表明,最终的施工设计图纸和文件至少需要比FCD提前9个月完成并到达现场。而日本的经验则显示,提前完成设计还可以节约现场人力大约40%。
2.4 其它需要考虑的问题除了上述问题之外,模块工厂本身和模块运输两个问题也需要认真关注。模块工厂考虑应集中于模块工厂的产能、硬件设施、管理水平和模块预制经验等,这些都可能成为制约模块生产进度的短板。当模块预制工厂短缺,利用其它工厂如船厂、普通的模块工厂时,这些因素必须考虑到。而运输方面则应集中于场外运输条件。三门和海阳的模块运输采用水路运输+短途陆路(要求为沿途无桥梁与隧道的国内二级公路标准道路)方式,交通比较方便。对于内陆AP1000厂址,场内运输作为AP1000核电厂的特征之一,厂内运输能够很好解决。但场外运输也许要借助全陆路运输或者内河航运,公路与河道的运输条件能否满足要求则需要仔细评估。
3结束语
模块化技术及其理念是一种很好的核电设计、建造方法,理论上能为核电建造节约不少时间和投资费用,因此吸引了许多用户。得益于模块化技术的发展进步和AP1000技术在我国的大规模推广应用,我国的模块应用水平得到了快速发展和提高。然而,模块化技术也有它的局限性。三门和海阳的模块化建设经验表明,我国的核电模块化建造还远未达到成熟的水平。上文的分析探讨显示,模块化技术的应用需要解决的问题很多,挑战很大。理论上的好处能否转化为实实在在的利益应结合厂址进行具体、详细的分析和论证,并在设计建造技术实力、项目管理水平达到足够的高度和建造参与各方的密切配合下才能实现。
参考文献:
[1]年发扬.国内核电站模块化建造浅析.工业技术.2009,17:59-60.
据美国核能研究所(NEI)的最新统计，截至2011年1月，中国在建核电站超过了全球的40％，在建规模居世界第一。
但在日本发生的核泄漏事故无疑给中国泼了一盆冷水。中国核电战略该往何处发展成为人们普遍关注的话题。
中国需要核电
核电专家、中国能源研究会常务理事鲍云樵在接受本刊记者采访时指出，中国的工业化发展需要强大的能源支撑，在能源结构转型的背景下，中国的核电产业虽然受日本福岛事故影响发展放缓，但不会影响到整体发展规划。
“美国的能源消耗总量是中国的5倍，人口却只有中国的1／5，中国如果达到美国目前人均水平则需要提高25倍，这意味着全世界所有能源加在一起也不够用。所以，中国能源发展必须走低能耗、低碳的道路。”鲍云樵说，核电作为清洁能源，对改变中国的能源结构非常必要。
鲍云樵曾任中国“863”高技术计划能源领域、能源发展战略研究专家组组长，国务院核电办公室核电专家组组长。1965年，他在原子能研究所参加过中国第一个核电发展规划研究，而当时日本的核电同样处于起步阶段。四十多年后，日本核电装机已经占本国总电源装机容量的35％，而中国只占1.5％。煤炭依然是中国能源消耗的绝对主力，占70％，其次是石汕，占10％。
中国经济重心偏东南，能源资源偏西北，北煤南运、西电东送是能源消费的独特状态，必须通过发展水电、核电来改变这种能源资源与经济中心错位分布的格局。
鲍云樵对本刊记者说，核电的优势主要体现在三个方面：
首先，核电作为现代化资源，能量密度很大，且可以在选址上靠近用电负荷中心。一座装机容量100万千瓦的核电站一年只需30吨燃料，一专列即可运至现场。但如果是煤电则需要350万吨煤炭，这意味着需要1000列火车输送。苏联、美国等国家都在远离煤炭资源的地区建立核电站。
第二，发展核电在经济上处于优势。最近几年，国际市场上煤、石油大幅度涨价，但是核燃料价格却一直比较稳定。即使面临核燃料涨价，由于核燃料成本占核发电成本的比重很小，核电的电价受核燃料涨价的冲击比火电小得多。越是往后，发展核电的经济优势就越明显。
第三，煤炭等传统能源开发已接近饱和，虽然国家规划在全国建设13个亿吨级的煤炭生产基地，但依然供不应求。10年后，中国的能源需求将达到45亿吨标准煤，比现在增加近1／3，能源缺口巨大。
复旦大学核科学与技术系副主任陈建新教授也认为，从能源战略角度，中国必须考虑到核电发展的重要性。按照目前世界能源消耗水平来看，已探明的煤炭还可供开采用200年，石油仅够30年-50年，从提供稳定的动力能源这点上，目前除了核电外，还没有大规模的替代能源。
管住“关起来的老虎”
由于核能是以致命武器的面目问世的，在很多人心里，核意味着“恐怖”。
鲍云樵说，核电站就像―只被关起来的“老虎”，只有出来了才会咬人，人们也应该看到核电安全的一面。
“中国目前的核电站是在二代核电技术上进行的改进，从安全性能上发生堆芯融化的几率很低，应对类似日本福岛核事件没有问题。”他说。此外，中国的核电站没有建在地震带上，只要没有不可预测的特大事故，就是安全的。
据他介绍，过去核电站设计思路是用“加法”因为“老虎”很可怕，就找个笼子(冷却方法)罩住；一个笼子不够，再罩一个笼子；还不够，再罩一个笼子a新型设计的原则是用“减法”，拿中国将要发展的第三代核电站来说，它采用了固有的、非能动的系统，无须预备电源便可实现堆芯自动冷却。
陈建新教授对“非能动”安全系统做了更详细的解释。他说，该系统就是在反应堆上方顶着多个千吨级水箱，―旦遭遇紧急情况，不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，巧妙地冷却反应堆堆芯，并对安全壳外部实施喷淋，实现降温从而恢复核电站的安全状态。
“核事故的发生，既是坏事，也是好事，使得人们想出各种办法来管住‘老虎’。”鲍云樵说，第三代核电技术即使遇到比日本更严重状况，也可以依靠堆内自身系统保障安全。同时，电站也配备多种电路、多种电网、自备电源等预防多种状况发生。
美国、法国等国家已公开宣布今后不再建造第二代核电机组，只建设第三代核电机组。中国未来的发展重点也是如此。第三代核电站将采用美国西屋最先进的第三代先进压水堆核电技术(APl000)，从设计上吸取了国际很多核事故的经验，把预防和缓解严重事故作为设计上的必备要求，发生严重事故的概率比第二代核电机组小一百倍以上。
按照中美合作计划，世界上第一座第三代APl000核电站将于2013年在中国浙江三门建成。
反思非常必要
日本福岛核泄漏事故后，世界上反对核电的声音越来越高，德国、瑞典、西班牙、意大利等国家都已经声明核电计划要谨慎。
发生在1986年的切尔诺贝利核事故，使得核能的利用在世界范围出现了近二十年的萧条期；这次日本福岛核电事故的发生，又一次引起人们对核电的争议。
陈建新教授认为。在全世界面临能源缺口的大环境下，世界各国，尤其是经济大国不会放弃核电。譬如，法国对核电的依赖程度达到78％，很难想象法国离开核能会出现怎样的状况；日本今后发展核电势必会遇到更大的阻力，但作为一个缺少能源的国家，放弃核电也是不可能的。
在一些国家比如德国，核电的发展不仅是经济问题，而是成为政治手段。鲍云樵在德国曾经参观过SNR-300核电站，这是一座电功率达30万千瓦的快中子增殖堆核电站，但是由于环保组织反对强烈，该州州长在竞选时打出“无核电发展”的竞选牌，因此从建成后从未使用过。鲍云樵认为，即使有部分国家目前决定退出核电发展，但在将来到了能源问题很难解决的时候，他们籽再次面临抉择。
福岛核危机也为中国核电近年来井喷式的发展提供了一次降温和自查的契机。
3月16日，国务院连发5条措辞严厉的规定，立即组织全面安全检查；加强正在运行核设施的安全管理；全面审查在建核电站；不符合安全标准的要立即停止建设；严格审批新上核电项目。
“放缓是正确的和必要的，但中国不会因为此次核事故就改变发展核电的决心。”鲍云樵估计，由于之前国务院要求在核安全规划批准前暂停审批核电项目，而短时间内核安全规划难以出台，因此核电新项目将在一定时期内无法上马。这将使核电中长期规划面临一些调整，中国计划2020年核电发展到8600万千瓦的目标可能达不到了。
作为一生都在为推广核电建设而努力的核电专家，鲍云樵认为，日本核危机是人类面临的共同灾难，中国 必须进行反思。由于种种原因，中国的原子能法还没有出台，法律支持条件尚不充分，核电行业多头领导，发改委、科技部、环保部等多部门交叉管理导致机构重叠、管理松散且职责不明确，有必要进行机构改革。
此外，鲍云樵认为，核电发展绝不能盲目跟风，“认为有钱有地皮就可以建核电站的思想必须改变，千万不能与民用产品的生产要求等同起来”。他指出，虽然发展核电有安全审批制度、行业标准与规范，但是地方官员对核电的复杂性、特殊性的认识仍然不足。
陈建新也认为，日本作为一个防灾意识较强的国家，在面临意想不到的特大海啸时也如此措手不及，中国在发展核电方面不能存有万分之_的侥幸。他指出，对核电运行操作技术人员在上岗前的培训务必严格把关。
但令人不能轻松的现实是，中国核科技人才严重紧缺，实验教学仪器设备的购置费用动辄以百万元计，近年来，虽然全国有四十多所高校开设了核专业，但拥有高水准师资和完备教学设备的十分有限。
应急机制不可或缺
目前，环保部和国家核安全局已经启动了为期数月的核电大检查，检查范围包括中国13个运营核电机组，近30个在建机组和90多个筹建机组。
国家环保部核安全和环境专家委员会委员郁祖盛说，此次安全检查的标准是国际上最先进的标准――核安全导则HADl02，按照这份核安全规定，二代核电站--以及二代改进型电站不完全符合要求，必须要有安全预防措施。
郁祖盛说，检查的范围中，已运行的13个机组设备与日本福岛相比晚了20年，比较而言虽技术略先进，但在预防严重事故方面尚有差距；在建的28台机组中，有6台采用第三代核电站技术，另外22台由于与新的安全法规有差距，因此成为检点。
对于筹建机组，是继续建第二代改进型核电厂，还是直接采用第三代技术，目前在业界还有争议。郁祖盛认为・“这已经不是技术层面的争论，从核安全专家的角度，我个人认为不应再建二代电厂，因为二、三代安全水平差别很大。”
“按照总体检查情况来看，中国的核电站总体安全是可以接受的，但还有改进的余地。”郁祖盛说。
事故的应急处理，是保障核电安全的另一方面。
国家核事故应急协调委员会办公室是全国核事故应急工作的行政管理机构，负责收集情况，组织分析研判，提出报告和建议。
“日本核事故发生后，中国国家核事故应急协调机制也立即启动。”国家核事故应急协调委员会办公室副主任许平介绍说，除工作人员24小时加强值班外，辐射监测、辐射防护、医学应急等核事故应急技术支持中心和救援分队的专家也全天候待命，以最快的速度分析研究并反馈研判结果。国家核事故应急协调委员会根据研判结果进行每日会商并权威，做到信息公开、透明、及时、准确，对民众负责。
许平介绍说，中国目前核事故应急采取国家、省(区、市)、核电运营单位三级管理体系。国家核事故应急协调委员会由国务院和军队系统的20个部门组成，省级核事故应急委员会组成部门还要多一些。
自从福岛核电事故发生以来，无数媒体用自己各自的视角对事故进行剖析，兜兜转转，却始终少有人把目光落在装备上。实际上，虽然核电是人类高科技思想的结晶，但其最后的落脚点依然是装备。
有人算过一笔经济账，一座百万千瓦双堆核电站，按比投资1，500美元/千瓦计算，造价即达30亿美元，约合人民币250亿元。如果按2020年中国核电市场8，600万千瓦核电装机容量计算，中国将在未来9年中投资近万亿元。以现在CPR1000核电系统投资比例来作参照：核岛、常规岛、辅助设备和非设备投资将分别占到投资的50%、23%、15%和12%，这意味着其中核电设备投资比例大约在50%左右。未来9年，中国核电设备的市场基础规模将达到5，000亿左右。如果再加上核电作为高技术密集的产业涉及材料、冶金、化工、机械、电子、仪器制造等众多行业的投资扩大效应，装备制造业在未来因核电所带来的投资规模将难以估算……
对于这样庞大市场，没有任何一个国家愿意把份额拱手相让，美国不会，法国不会，日本不会，中国当然也不会。虽然现在市场对于核电重启已经聚焦显微，但从私下企业与政府的沟通来看，这样的关注与事情本身火热的差距依然相去甚远。在某论坛上，某位生产核电装备的企业领导表现出对未来设备过剩的顾虑，但相关领导却表示，未来核电设备市场将是诸位难以想象的广阔。正因为如此，推进核电装备的自主化进程将成为未来中国经济最重要的任务之一。
谁在生产核电装备？
1983年国务院下发的110号文，将大型核电站装备列为国家级重大技术装备。自此，中国核电装备开始了一条自主创新之路。凭借秦山一期、二期、岭澳二期等核电工程的建设作为依托，中国装备用开展核电站相关装备的自主攻关，采用消化吸收与合作制造相结合的方式逐步掌握关键技术的设计与制造。2010年9月，有着中国自主品牌之称的CPR1000岭澳二期投产，其一号机组设备国产化率达55%、二号机组国产化率达73%，“这样的水平充分是值得肯定的”，原国务院重大技术装备办公室副主任董必钦说。
但是随着AP1000第三代核电技术逐渐成为中国和核电未来的主流，装备制造企业急需在自身基础上再升级来适应三代核电项目的要求。那么国家重点扶植的大型核电装备企业最近几年发展如何，对新的技术标准做了怎样的准备？让我们盘点一番。
说起核电企业，有三大集团是不得不提的。国家发改委曾在《核电中长期发展规划（2005年至2020年）》中明确指出：设备制造方面未来还要以三大集团为骨干，同时发挥其他相关企业的专业优势，逐步实施技术改造和产业升级，共同建立起较完整的核电设备制造体系。这三大集团分别是东方电气、上海电气和哈电集团。
在核岛、常规岛的技术及供货业绩方面，东方电气的优势是其它企业所没有的。自1997年分包制造岭澳一期汽轮发电机组以来，东方电气一直在核电领域保持领先态势。2005年东方电气在百万千瓦级半转速核电机组核岛、常规岛方面实现突破更是使其订单源源不断。像2007年的辽宁红沿河、福建宁德两个百万千瓦级核电站常规岛主设备6台机组的供货任务、宁德核岛主设备和红沿河部分核岛主设备的供货任务，2008年红沿河、宁德、方家山、福清、台山核电站常规岛汽轮发电机组供货合同（其山2×1750MW核电站常规岛汽轮发电机组，为世界最大容量的核电站常规岛汽轮发电机组），2009年湖南桃花江核电工程蒸汽发生器及反应堆压力容器订货合同、海阳核电1# 2#机组稳压器合同等，现在东方电气是世界上唯一集AP1000、EPR和二代加核岛重型设备和常规岛汽轮发电机组设备制造企业。
目前东方电气拥有德阳、武汉、广州三大核电设备生产基地，其中德阳基地主要生产核电汽轮发电机（7-8套），主泵和控制棒驱动机；武汉基地拥有年产百万级核电站堆内构件4-6台（套）、压力容器800吨以及“专项工程”堆内构件、再生式热交换器、非再生式热交换器和非能动余热排出冷凝器等1.5-2台（套）的能力；广州基地主营核电站核岛主要承压设备（包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器及安注箱、硼注射器等），常规岛汽水分离再热器等，兼营核电辅助机械、大型石化容器等，主要产品为反应堆压力容器（RPV）、稳压器（PRZ）、蒸汽发生器（SG）、汽水分离再热器（MSR）。
与东方电气相比，上海电气拥有国内最强大的核电设备成套能力。目前，上海电气具有同时采用AP1000、EPR三代核电技术的能力，核岛产品覆盖了所有中国市场在建核电项目。根据上海电气业务划分，它在核岛部分现在可以生产堆内构件、控制棒驱动机构、压力容器、蒸发器、稳压器和核泵；常规岛部分可以生产核电汽轮发电机组；辅机部分可以生产冷凝器、除氧器和高、低压加热器。核岛主设备产能到2012年提升到4-6 台（套），堆内构件和控制棒驱动机构已形成8-10 台（套）产能。此外，其临港重装备制造基地目前正在进行核电二期技术改造，2012年临港基地将成为全球规模最大、业务最集中、能力最完整的先进核电主设备制造基地。
虽然哈电集团核电起步比东方电气与上海电气稍晚，但其依旧是核电领域不可忽视的力量。2009年哈电集团成为浙江三门、山东海阳核电厂AP1000项目4台常规岛和主泵电机的国内唯一承制商，让它在三代核电技术上占了一点先机。近几年，哈电集团先后投资三十多亿元发展核电，新建了秦皇岛重装基地、核电主泵基地、阀门基地、常规岛及辅机基地，目前，哈电集团拥有年产2套百万千瓦级核岛主设备以及4套常规岛设备自主设计制造能力，已成为中国核电设备的主供货商之一。
除了以上的核电电力装备，核电锻件是中国另外一个重点市场，其竞争者为中国一重和中国二重。其中中国一重公司是国内最早开发生产核能设备的企业，产品包括核反应堆压力容器、蒸发器、稳压器，以及主管道、主泵等，是国内唯一既有大型加氢反应器、核反应堆压力容器又有核锻件制造能力和业绩的企业。目前，中国一重的二代加核电锻件已实现批量生产，第三代AP1000核电锻件研制取得了成功，承担的国家大型先进水堆重大专项完成了阶段性任务，部分锻件制造达到了世界领先水平。根据其企业展望资料，在未来，中国一重除为能生产160万千瓦、SYSTEM 80+（135 万千瓦）核电机组、重水堆及其它堆型核电机组核承压设备外，还留有国际先进、安全性较好的高温气冷堆机组及未来第四代核电快堆机组重型部件的制造能力。
虽然中国一重在核电领域发展迅猛，但中国二重却凭借研发在这个领域独辟蹊径。中国二重是国内唯一的核电设备全套装备铸锻件供应商，其能够供货的核岛设备包括：核反应堆压力容器、主泵壳、主管道、蒸汽发生器和稳压器铸锻件等设备，并在全球率先成功研制成功AP1000 主管道和国内首件1100MW核电半速发电机转子，目前，中国二重已经实现对二代加核电锻件的批量供货，部分关键锻件已进入研发制造收尾阶段。
随着中国核电设备国产化进程的逐渐加快，核级阀门已经成了核级设备国产化的关心的一个重要问题，一方面它是核电站安全运行的重要保障、另一方面它却迟迟未能达到国产化的要求。在这一领域，中核科技已处于领先态势。
中核科技是国内五家具备设计生产核Ⅰ级阀门的企业之一，也是中国核工业集团公司下属唯一一家上市公司，拥有的“H”、“ SUFA”阀门产品商标，在国内阀门行业中有着较大的影响和市场优势。目前，中核科技的产品主要为产核 1、2、3 级阀门，具体包括闸阀、截止阀、止回阀、节流阀、球阀、蝶阀等各种阀门种类。据其材料统计，其可生产 80%左右的核电站需用阀门，占阀门总价值量的约20%。
总体来看，中国大型装备制造企业现在已经有了生产高质量的核电装备能力，国务院提出的“自主设计、自主制造、自主建设、自主运营”的核电方针在核电装备领域初步得到落实。下一时期，AP1000国产化将成为这些企业竞争的焦点。
AP1000 未来国产设备的主角
从目前来看，AP1000核电设备将成为未来中国核电主体已是不争的事实。据有关单位统计，在未来数年间，要实现前四套机组国产化比例30%、50%、60%和 70%的跨越，并从第五套设备开始可以基本实现国产化。而作为新的核电技术，其核岛主设备和常规岛关键设备及部分辅助设备的国产化分外惹人关注。这里面主要包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂循环泵、主管道、爆破阀和堆芯补水箱。
AP1000压力容器是在原有成熟机组基础上进行设计，与传统二代及二代改进型压水堆核电站设备总体上类似。AP1000压力容器高约12200mm，堆芯区内径4040mm，总重为425.3t，由SA-508-3锻件和低合金钢板制造。AP1000反应堆压力容器所需的大型铸锻件必须满足60 年寿命的要求，目前，国内反应堆压力容器制造厂家主要有一重和二重，它们是我国第三代核电技术自主化项目重要的配套供应商。一重已研制成功“二代加”核岛主设备全部锻件，并实现批量生产，现已实现AP1000核岛反应堆压力容器锻件的完全国产化，部分锻件制造达到世界领先水平。2010年5月，由一重承制的中国首台国产化AP1000反应堆压力容器——三门核电2号机组压力容器在一重大连核电石化事业部开工制造。这也是中国制造企业首次尝试制造成套的第三代核反应堆压力容器。
而在蒸汽发生器上，AP1000机组采用2台Delta125型直立式U形管蒸发器。该设计以标准的西屋F堆型技术为基础，每套机组热功率达到1707.5MW。Delta125 型蒸汽发生器的传热管采用耐腐蚀的 lnconel-690合金材料，采用不锈钢梅花孔传热管支撑板，带有过滤、除气和防水锤外的给水分配系统，以及纯度最低为99.75%的汽水分离器。这些措施使该设计可以满足AP1000长期可靠使用的性能要求。每台蒸汽发生器下封头悬吊2台主泵，主泵入口管和蒸汽发生器的下封头上的出口管通过焊接连接在一起。蒸汽发生器总高度22454mm，上壳体内径 5334mm，下壳体内径4191mm，管板厚度787mm，重量约600t。目前，国内蒸汽发生器锻件生产厂家主要有一重、二重和上重，设备生产厂家主要有上电、哈电重装和东电。AP1000蒸汽发生器核心部件U型管由上海宝山钢铁股份有限公司与江苏银环精密钢管股份有限公司合资组建的宝银特种钢管有限公司生产。2010年1月，中国国内首个核电蒸汽发生器用U型管项目在江苏宜兴经济开发区正式投产，但还不能满足国内对U形管的需求，目前主要是从法国Valinox、日本住友和瑞典Sandvik进口。AP1000蒸汽发生器又一核心部件管板是超大特厚饼形件，探伤要求严，锻造难度相当大。2009年12月，一重承制的三门核电2号机组蒸汽发生器管板锻件机械性能试验合格；2010年4月，二重成功锻制出2支AP1000核电管板。
AP1000 反应堆冷却剂循环泵国产化进程
与蒸汽发生器同样备受关注的还有AP1000的核主泵（它是屏蔽泵），这是美国EMD独自开发用于AP1000的主泵。与以往的轴封式主泵相比，其加工精度高、配件均是非商品级的，国产化难度较大。由于AP1000核主泵还没有原型，国内厂家更是缺乏相关技术和制造经验，需要等美国EMD完成制造并经鉴定合格后才能转让技术和培训，国内制造厂家尚需要进行相应的技术改造，国内主泵技术受让单位为沈鼓与哈电，国产化目标为在第四台核电机组上至少有2台国产屏蔽泵参与机组运行。2008年3月，沈鼓、哈电分别与美国EMD签订了2台国产核主泵分包制造合同，这是AP1000屏蔽主泵逐步实现国产化的重要里程碑，标志着AP1000屏蔽主泵国产化已进入了实施阶段。2008年，沈鼓、哈电最终通过了ASME授权检验机构进行的ASME N及NPT认证。哈电、沈鼓在美国EMD的指导下，已开始部分设备的采购，并确保所采购的“缺口”设备在性能上满足AP1000核主泵生产的要求。2010年6月，一重与沈鼓等单位已经开始了AP1000主泵泵壳合作研制相关工作。目前，哈电AP1000核主泵电机制造厂房已基本建成，沈鼓的核主泵厂房也已进行施工， 并于2011年投入使用。
在主管道国产化进程上，AP1000主管道不同于第二代核电站采用的铸造不锈钢管，采用的是整体锻造、加工、弯管的不锈钢管道，这要求有更多的不锈钢水，其冶炼、浇铸、铸造、热处理、深孔加工和弯管等工艺都有较大难度。AP1000主管道是中国AP1000自主化依托项目中唯一没有引进国外技术的核岛关键设备。目前，AP1000主管道研制厂家主要有渤船重工、一重、二重、上重和吉林中意，自主化取得较大进展，钢锭化学成份完全满足西屋公司的技术要求。通过主管道科研攻关，国内大型超纯净奥氏体不锈钢电渣锭技术已达到国际领先水平（国内2007年以前的电渣锭技术最大为45吨水平，现在可以达到150吨水平）；AP1000主管道冷弯管核心技术取得突破，目前已达到国际同步水平；超低碳纯净不锈钢基础性理论研究和认识已接近世界同步水平。渤船重工、二重、上重研制的全尺寸主管道模拟件已成功；吉林中意完成了主管道模拟件弯制。
爆破阀是AP1000核岛的组成部件，其中的驱动装置是由炸药爆炸切断原来密闭的管道封板，以满足应急打开要求，对核岛实施保护作用，主要用于核电站第四级自动卸压系统、低压安注系统以及安全壳再循环系统中。其主要工作原理是在严重事故工况下，通过开启阀门信号触发爆破单元，产生的高压气体推动阀门中的活塞运动，切断阀门通径的盲管，冷却水即可进入堆芯进行冷却。爆破阀能够有效缓解和预防严重事故，可减少核电机组安全设备数量，改善机组安全性和经济性，是AP1000核电机组的技术亮点之一。每台机组中有12台三种规格、两种口径和两种压力参数的爆破阀。此次是从美国SPX引进爆破阀技术，通过引进消化吸收，争取实现从设计、制造、检测到实验等各方面技术的国产化。AP1000爆破阀研制厂家主要有中核苏阀科技实业股份有限公司（简称中核苏阀）和陕西应用物理研究所（简称213所），这两家单位已开展了大量实质性工作，已经被美国SPX公司认定为指定用户。国家核电技术公司明确由中核苏阀和213所首批完成山东海阳2#12台爆破阀的国产化任务，此后将采取市场竞争方式进行。中核苏阀已获得ASME颁发的“N”和“NPT”证书；SPX公司和西屋公司对中核苏阀进行了联合质保审查。中核苏阀和213所已与SPX公司签订了关于分包海阳2#12台爆破阀的谅解备忘录。目前正在进行分包合同商务条款的谈判工作。另外，哈尔滨电站阀门有限公司也将参与爆破阀的国产化工作，中方将派遣34名工程师参与SPX爆破阀QME试验计划的开发及其它设计任务。大连大高阀门有限公司和山西江淮重工也有一定的基础，已向国家核电技术公司提出申请拟参与此项工作，大连大高阀门有限公司也已取得ASME“N”和“NPT”钢印资质。
最后，我们来说一下核电的堆芯补水箱的国产化情况。堆芯补水箱是AP1000所具有的三个非能动水源之一（其他两个为安注箱和安全壳内换料水贮存箱），其芯补水箱功能为：当冷却剂装量丧失时将水注入反应堆冷却剂系统（RCS），而RCS中的蒸汽（如果冷段产生空泡）或水（如果冷段是液体的）则流入堆芯补水箱以取代冷的注入水。堆芯补水箱子系统仅有的控制部件是并联气动阀（AOVS），位于堆芯补水箱的两条流出管道上，在正常运行时关闭，事故情况下打开。另外，堆芯补水箱每条出口管道上还布置有止回阀，这些阀门正常时处于开启状态。根据RCS的状态，堆芯补水箱内的含硼水有两种注入模式：失水事故下，冷段处于充满水的状态，堆芯补水箱的运行方式为热水/冷水自然循环方式；失水事故下，冷段的水已经汽化，堆芯补水箱的运行方式为蒸汽/冷水自然循环方式。目前，国内堆芯补水箱生产厂家主要有哈电重装和上电。
安全将是重启后的重中之重
通过上面的介绍我们不难看出，虽然近几年中国核电装备制造业进步迅猛，但其“大而不强”的局面依然存在，以AP1000国产化为例，部分基础产品质量不稳定，技术标准不统一，企业研发能力不足，一些关键部件、关键材料和关键技术迟迟难以突破已成了制约中国核电发展的一大瓶颈。
目前，中国核电装备制造业发展的主流是向专业化、批量化、规模化和集约化方向发展，现已形成以上海电气、东方电气、哈电集团为主体的三大核电装备制造基地；中国一重、二重和上重为主的大型锻件和反应堆容器制造集团；以及一批核级泵阀、堆内构件、控制棒驱动机构、环吊、主管道、核级电缆等配套设备的专业厂家。但即使这样，在百万千瓦核电机组成套设备上生产依旧困难，很多已开工项目的主机、大件和关键件要从国外进口，国内制造企业供应的设备普遍存在拖期情况。
当然，出现这种现象的原因是多方面的，但总体来看产品质量不稳定、技术标准不统一、和关键设备、材料和软件瓶颈是其中的主要原因。
“产品质量不稳定主要存在大型铸造锻件领域。”一位最近去各大核电企业调研后的调研员告诉记者。大型铸造锻件是生产核岛设备关键部件的基础材料，现在各企业的铸锻件生产设备都十分先进，但废品率很高。其中，一些生产企业以往主要制造常规电力设备，制造核级装备时安全意识不强、质量保证体系不健全、过程控制方面存在缺陷等问题，导致核电设备不符合验收标准或其它质量问题屡有发生。
而目前中国技术标准不统一是指中国截止到现在尚未对同一机型制定统一的设备标准与设计规范。由于历史原因，中国是多种核电技术并存最多的国家，而各技术对装备的要求并不一致，这主要反映在核设施营运单位或工程公司在设备采购时执行的标准不完全相同，例如，同样的二代核电机组部件，但不同的核电运营商订购就会采用不同企业、不同机型其设计尺寸不同这一方式。这样的情况使得核电装备制造企业变成了“个性化”需求商，每生产一件就必须重新设计、重新试验。完全制约了这些企业的批量化、系列化生产优势，降低了设备生产速度。
邻避效应
“邻避”，意为“不要建在我家后院”。指居民或当地单位因担心建设项目（如垃圾场、核电厂、殡仪馆等邻避设施）对身体健康、环境质量和资产价值等带来诸多负面影响，从而激发人们的嫌恶情结，滋生“不要建在我家后院”的心理，及采取的强烈和坚决的、有时高度情绪化的集体反对甚至抗争行为。
B2C（Business-to-Customer缩写），即通常所说的“直接面向消费者或者客户”的模式。将这一原本起源于电子商务领域的概念引入核电行业，用于公众沟通工作，是中国核能电力股份有限公司（以下简称“中国核电”）工作方式的一次重大转变，也是工作理念的重要创新，意味着中国核电的公众沟通工作将更加接地气、有土壤、求精准和重实效。
“B2C”引入中国核电公众沟通工作的创举
进入21世纪，随着我国能源结构调整步伐的加快，作为清洁能源重要成员的核电也迎来了大发展的机遇期。但日本福岛核事故以后，由于公众沟通的不充分，不少核相关项目遭遇了“邻避效应”引发的，多个项目被迫搁置，为核电的发展敲响了警钟。
这反映出公众对重大项目的知情权、参与权和监督权的强烈诉求，也揭示出核电或涉核企业在社会管理和公众沟通方面还有很多工作要做。如何将核电可能遭遇的“邻避效应”转化成合作共赢的“迎臂效应”，成为中国核电人必须回答的生死攸关的“斯芬克斯之谜”。
经过正反两方面的经验和教训，中国核电越来越深刻地认识到，虽说核电公司仍是典型的B2B（Business-to-Business缩写）企业，但核电的发展需要公众的支持和信任已经是不可抗拒的时代潮流。因而必须以更透明、更开放的方式，顺应大势，加强与包括普通公众在内的所有相关方的全方位沟通，实现公众沟通从B2B到B2C的扩展。
以前核电企业的沟通，往往是为了沟通而沟通，没有真正考虑到受众是否愿意接收企业所传递的信息。为此，在中国核电项目工程选址、建设之前，会特别强调公众需求的调查，切实了解公众希望获得哪些信息，并作为依据去做沟通。
之前在三门核电，中国核电曾做过一次“您希望获得哪些信息”的调查，发现65.58%的公众对于“核辐射与防护常识”非常关注、36.14%的公众想了解“核能的安全高效环保等细节原理”，还有19%的公众想了解核能发展的历史与现状。这一组数据为中国核电做好公众沟通奠定了非常好的基础，使沟通更有针对性，沟通更见实效。
除了了解公众沟通所需，还要探索公众沟通的新路径。为了做好沟通，中国核电打造了“总部统筹、上下联动、专业支持”的一体化工作机制，创新推进公众沟通工作，努力提升社会公众对我们的认同感和接受度。
至今，中国核电已经连续4年举办了“魅力之光”核电科普活动，吸引了来自全国34个省（区、市）的70多万人参加，网络关注人次达到7600万。通过比赛，中国核电每年会选取获奖的中学生参加夏令营，邀请他们实地参观核电基地，动手进行环境监测，与核电站操纵员面对面交流，让他们更好地走近核电，了解核电，体验核电。
有一位名叫琴幌愕男媚铮是来自贵州大山深处的侗族女孩，连续参加过三届魅力之光核电科普夏令营。大伙都叫她凤凰妹。3年前，吴倩香第一次和核电结缘，参加了中国核电在江苏田湾核电站举行的核电夏令营。未曾走出大山的她在参加活动前，想象中的核电站竟是一片荒漠。当她参加了竞赛和夏令营，才发现核电站原来如此干净美丽。当吴倩香第二次参加夏令营时，眼里的担忧已经荡然无存，而是主动地去听、去看、去提问题。2016年，再看到吴倩香时，她变得更阳光、自信、爱笑，甚至变成了核电小使者，快乐地分享核电知识，传递着成长的快乐。这样的故事，在中国核电还有很多。
中国核电公众沟通工作的追求
更加真诚的沟通之道：真诚沟通交流，相知相伴永远。中国核电公众沟通工作良好的传统和基础一直可以追溯到我国第一座自主核电站――秦山核电站的设计建造时期。30多年来，核电企业在公众沟通工作上的用心用力得到了广泛的认可和赞誉。中国核电的公众沟通工作被WANO（世界核电运营者协会）CPR（电力公司总部同行评估）评为强项。中国核电坚持以透明、公开、平等、广泛、便利的原则，与公众进行全方位沟通工作，根据不同的沟通方案，保证每一位公众享有了解核电真实信息的权力和发表不同意见的机会。
在加强与政府、上下游企业等重要利益相关方沟通的同时，中国核电特别注重与普通公众的沟通，建立全新的3C公众沟通模式，即以信心（Confidence）、联结（Connection）、协同（Coordination）的“3C”沟通理念创新公众沟通实践，深化公众对核电的科学认知，最大限度地消除公众恐核心理，携手公众促进核电事业的可持续发展。
更加有担当的企业形象：增强公众信心，勇担国家名片。2015年，中国核电成为国内A股首家纯核电上市公司。作为我国核电事业的开拓者和引领者，中国核电把安全视为核电事业的生命线，创造了120堆年安全无事故的良好运行业绩，打造了安全核电品牌，也增强了公众对核电的信心。
在国家大力倡导“走出去”之际，中国核电以擦亮“国家名片”为己任，用行动擦亮中国的核电品牌。2015年5月7日，福清5号机组实现首罐混凝土浇灌（FCD），标志着“华龙一号”全球首堆工程正式开工建设。“华龙一号”是我国目前唯一实现“走出去”的自主三代核电技术，标志着我国从“核大国”向“核强国”迈进的重要一步，也是国家“一带一路”战略的最佳实践之一。
更加全面的沟通实践：敞开沟通之门，无限联结你我。中国核电开拓信息公开渠道，建立全方位核电信息平台矩阵。通过网络信息公开、媒体信息公开、社会责任报告、新闻会和媒体见面会等多种途径，向公众公开核电相关信息。
为帮助公众理性认识核电，中国核电通过微漫画、微视频、动画等大众喜爱的方式，将深奥难懂的核电知识传递给公众。与此同时，敞开沟通之门，通过参观核电基地、“魅力之光”核电科普知识竞赛、“核你在一起”公众开放周、科普展馆建设等活动，让公众近距离接触核电、了解核电，并进一步感受魅力核电。
关键词：超声波；文丘里管；AP1000；主给水流量
中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1009-2374（2013）15-0040-04
1 概述
核电站二回路主给水系统的主要功能是为蒸汽发生器提供给水，并保持其液位，同时蒸汽发生器可以通过换热作用，利用反应堆产生的热量加热给水并产生蒸汽来推动汽轮发电机发电。给水通过主给水泵和启动给水泵输送，流量过大可能导致蒸汽发生器液位过高，从而影响产生的蒸汽品质，蒸汽中水分过高会损坏汽轮机叶片；流量太小可能导致蒸汽发生器液位过低，从而无法充分导出反应堆产生的热量，在造成功率浪费的同时也可能引起堆芯过热的危险。当电厂处于稳态运行时，热功率测量系统需要使用主给水流量信号来精确测量一回路系统总的热功率。另外，主给水流量还用于其他一些关联的试验项目。因而对二回路给水流量的准确测量就显得非常重要。
为了更加精确地测量二回路给水的流量，AP1000三门项目采用了不同于一般电站的测量方法，使用多种流量测量装置相结合的方法，特别是引入了一套高精度的超声波流量测量装置，使测量结果更具代表性和参考价值。这套测量装置的整体测量优势明显，但并没有得到充分利用，本文针对其高精度特点，对其用途进行扩展分析，使其适用于支持小幅提升机组功率，提高利用率。
2 AP1000三门项目二回路主给水流量测量
2.1 测量方法
二回路主给水的测量采用三种流量测量装置相结合的方法，其测量回路如图1所示。在进入蒸汽发生器的两条主给水管道上，最下游是一套文丘里管流量测量装置，提供给水流量测量的基础数据，信号用于调节主给水控制阀和启动给水控制阀，也用于总的热功率计算。中间是一个多孔的节流孔板，主要用于减小紊流，提高下游文丘里管流量计的测量精度，不做信号出。上游是一套超声波流量测量装置，精度比较高，主要用于校准下游的文丘里管流量计，并提供给水的压力和温度数据，但不用于控制连锁。
2.2 文丘里管流量测量装置
文丘里管是一种节流件，如图2所示，流体经过节流件产生差压，利用差压和流速的关系测出流量，这就是差压式流量计的基本原理。
充满管道的流体，当它流经管道内的节流件时，流速将在节流件处形成局部收缩，因而流速增加，静压力降低，于是在节流件前后便产生了压差。流体流量越大，产生的压差就越大，这样就可以依据压差来衡量流量的大小。这种测量方法是以流动连续性方程和伯努利方程为
基础：
式中：
qm和qv――质量流量和体积流量
C――流出系数
ε――可膨胀性系数
d――节流件开孔直径
β――直径比d/D
D――管道内径
ρ1――被测流体密度
?ρ――差压
差压变送器通过引压管线和文丘里管装配在一起配套使用，把差压通过计算转化为对应的流量数据，提供给DCS系统用于显示和控制。三门项目在每个文丘里管上配备了三个窄量程和三个宽量程的差压变送器，完成主给水流量控制以维持蒸汽发生器液位。
2.3 节流孔板
文丘里管流量计上游装有一个多孔的节流孔板，安装在主给水管道的截面上，该节流孔板不用于流量测量，没有配备对应的差压变送器，主要是想利用多孔节流孔板相对于单孔节流孔板具有减小紊流的特点，用于改善流体质量，以提高其下游文丘里管流量计的测量精度。
多孔节流孔板每个孔的尺寸和分布都是基于特殊的公式和测试数据而定制的，称为函数孔。当流体穿过圆盘的函数孔时，流体将被平衡整流，减少了涡流的形成和紊流摩擦，降低了动能的损失，形成近似理想流体，从而还可以大大降低死区的形成，并保证脏污介质顺利通过多个孔，减少了流体孔被堵塞的机会，其最小直管段也只需要0.5D（管道直径）左右。如图3所示，我们可以清楚地看出多孔节流孔板相对于单孔节流孔板对流体的改善作用。
2.4 超声波流量测量装置
超声波在流动的流体中传播时可以载上流体流速的信息，因此我们通过接收到的超声波就可以检测出流体的流速，从而换算成流量。AP1000三门项目主给水流量测量应用了西屋LEFM技术超声波流量计，采用传播速度差法，通过测量顺逆流传播的时间差法来计算流体流量。其中LEFM（Leading Edge Flow Meter，Leading Edge）是一种信号检测的方式，即所谓的上升沿触发，当检测器检测到信号波形发生突增时，认为信号到达。LEFM技术超声波流量计通常也叫“前沿流量计”，其发源就是三门项目核岛设计方美国西屋公司，验证精度可高达0.3%。
三门项目采用的LEFM超声波流量计在传感器部分，采用了交叉的八声道设计，声道与管道成45°角，如图4所示，这样可以提高测量精度。另外在超声波流量计的直管段上，还配有一个压力变送器以及一个四线制的RTD（热电阻），用作流体流量计算的补偿。其中压力变送器用于流体介质密度和流量的计算，无报警和控制功能，在主控室有显示；RTD用于流体介质的密度、热焓及流量的计算，无报警和控制功能，在主控室有显示。另外，一台专用的超声波流量计机柜，用于接收和处理就地侧超声波流量计测得的数据，包括传播时间间隔、介质压力及温度等，计算得到主控室显示所需要的流量、温度、压力及故障诊断等信号。
这里以单声道为例，来说明超声波流量计的流量计算原理，如图5所示：
假设流向为从左到右，即AB，那么就有：
式中：
Tup――声波由BA的传播时间
Tdown――声波由AB的传播时间
L――AB之间斜线距离
C――声波在介质中的传播速度
V――介质的流速
θ――AB斜线与水平管道之间的夹角
于是我们可以计算出介质的平均流速V：
由公式我们可以看出，依照这种方法测得的介质流速与声波在介质中的传播速度没有关系，因此不受介质的温度、密度和化学成分等的影响。同时，八支声道同时工作，再通过积分算法，更加提高了测量精度。
最终介质的质量流量或体积流量由流速、密度以及管道截面积计算得到，而且介质密度是一个由温度和压力补偿计算得到的在线实时值。
式中：
qm和qv――质量流量和体积流量
n――声道数
S――两声道之间的过水断面面积
3 与常规主给水流量测量方法对比
3.1 常规主给水流量测量方法
目前国内核电站对于主给水流量的测量大都是采用单纯的差压测量方法，即采用流量孔板加配宽窄量程差压变送器的方法。孔板式流量计是目前应用最广泛的流量计，结构简单牢固，性能稳定，使用寿命较长，测量精度一般在2%左右。
3.2 两种测量方法的区别和分析
AP1000三门项目所采用主给水流量测量方法比常规核电要复杂，但测量信号的基础还是差压式流量计，只是精度和可靠性更高。这种方法的优势体现在：
3.2.1 以文丘里管流量计保证测量的稳定可靠性。文丘里管流量计具有孔板流量计结构牢固、性能稳定和使用寿命长的优点。同时文丘里管的节流部位无锐缘，不存在积污条件，能量损失小，压头损失约为测得压头的10%。法国的Grave lines和国内的岭澳、大亚湾等核电，就曾出现过由于孔板结垢引起孔板几何尺寸变化导致主给水流量测量不准确的问题。
3.2.2 多孔节流孔板的采用，更加提高了文丘里流量计的测量精度。如果能完全按照ASME标准精确制造，文丘里管流量计测量精度可以达到0.5%，但是国产文丘里管由于其制造技术问题，精度很难保证。三门项目采用的进口文丘里管流量计精度为1%，而多孔节流孔板对流体品质的改善，又可以有效地保证该精度。
3.2.3 高精度交叉式超声波流量计用于校准文丘里流量计。超声波流量计相对于文丘里管和孔板流量计，精度要高，直管段要求低，还可做非接触式测量，无流动阻扰，无压力损失。
另外孔板在运行期间受到安装质量、迎面角的磨损、迎面光洁度的变化、孔板变形、孔板结垢、测量管道结垢等因素影响，可能会出现孔板流量测量的误差随着使用时间的增长而增大，导致主给水流量测不准的情况出现。同样对于文丘里管，流体对喉管的长期冲刷，致使其磨损严重，无法保证长期的测量精度。从而影响到反应堆热功率的准确性。同时这些因素是在孔板和文丘里管运行期间无法估计并监测到的。而不同于孔板和文丘里管类的机械式流量计，超声波流量计作为电子技术流量计，除了可以获得高精度的流量数据以外，还可以实现实时的自诊断和状态检测，有利于及时发现问题。
4 超声波流量测量装置用于小幅提升功率
4.1 超声波流量计利用率低问题
由上述可知，目前AP1000三门项目的主给水流量测量方式，较传统的孔板测量方式在性能上有明显优势，但是成本较高。该方式主体还是运用文丘里管流量计测量得到的数据，只有这些数据用于相关的连锁控制、实验和计算等；而更高精度的超声波流量计数据，只限于主控室的显示和诊断报警功能，用于人为地核对校准文丘里管流量计数据，以便及时发现文丘里管流量计出现的问题，并未参与到实际的运行控制中。这样就造成了高精度数据利用率的浪费。
4.2 主给水流量信号用于计算一回路总热功率
根据核电的设计要求，当电厂处于稳态运行时，热功率测量系统使用主给水流量信号来精确测量一回路系统总的热功率：
式中：
QSG――蒸汽发生器热功率，三门项目单台机组有2台蒸汽发生器
Gf――主给水流量
Gd――排污流量
hs――蒸汽发生器出口蒸汽比焓
hf――主给水比焓
hd――排污比焓
hs=hg-x（hg-hw）
式中：
hg――蒸汽发生器饱和蒸汽比焓
x――蒸汽发生器出口蒸汽湿度
hw――蒸汽发生器饱和水比焓
4.3 高精度数据用于提升功率可行性分析
根据核安全标准，考虑到仪表有制造误差，故鉴于仪表的这种不确定性，为了保证反应堆的安全裕量，核电执照许可的热功率水平必须留有2%的裕度，这个余量用来在汽轮发电机上设计一个更高的额定容量，保证堆芯安全。这样反应堆的实际出力最大可达102%的额定值，由于超声波流量计0.3%的精度相对于常规核电孔板流量计2%的精度，主给水流量测量精度提高了1.7个百分点，即不超过反应堆实际出力的101.7%，就能满足反应堆安全裕度，这就为功率提升创造了必要的条件，如图6所示：
目前主要是考虑到超声波流量计对主给水流量的测量在国内没有实际的运行经验，故AP1000三门项目虽然采用了该装置，但并没有让其参与到实际的运行控制中。通过后续的设计改造，并不难实现其参与实际的电厂控制
计算。
4.4 性价比分析
相对于常规流量测量仪表2%的不确定度，这种交叉式的超声波流量计相对提高了1.7个百分点，根据热功率计算，若是认为提高的热功率转换成对应的电功率，粗略估算，保守估计提升1.5个百分点。
根据三门项目单台机组1250MW的额定功率，再按照7000h的年利用小时数，可以得出单台机组年增加发电量为：1.5×1250WM×7000h=131250MWh。
上网电价按照0.4元/kWh计算，即400元/MWh，可以得出单台机组年增收益额为：1312580MWh×400元/MWh=5250万元。
进叉超声波流量计成本比较高，预估为3000万元。另外，超声波流量计还需要维护费用，主要包括每个大修周期（18个月）4万元的数据分析费用，探头寿命3个换料周期，每次更换费为20万元。平均每个大修周期的维护费用为：4万元+20万元/3=10.7万元。
从上我们可以看出，在一个换料周期内就可以收回采购成本，每年的增益额还是很可观的。
美国核电站目前普遍采用“交叉超声波流量测量”技术来进行主给水流量的测量，来消除运行期间主给水流量测不准的问题，保证与之相关联的其他试验的准确性，既能确保核安全，又能充分发挥机组出力能力，是小幅提升机组功率的一种有效的途径，对提高电站的经济效益有明显的作用。
5 结语
由于二回路主给水流量测量的准确性直接关系到核电运行的安全和机组总的热功率计算，AP1000三门项目采用了更加先进、稳定和准确的测量方法和设备来保证主给水流量数据的测量，本文详细阐述了其不同于常规核电的测量方法及设备构成，并对比分析其优缺点，提出功能扩展。分析表明，三门项目在主给水流量测量上具有更高的稳定性和精确度，并为机组小幅提升功率创造了条件，能够明显提高电站的经济效益，性价比较高，可为国内核电站二回路主给水流量测量的设计提供一定的参考。
参考文献
[1] 顾军，等.AP1000核电厂系统与设备[M].北京：原子能出版社，2010：209-223.
[2] 孙淮清，王建中.流量测量节流装置设计手册[M].北京：化学工业出版社，2005.
[3] 梁国伟，蔡武昌.流量测量技术及仪表[M].北京：机械工业出版社，2005.
【关键词】工器具 优化 节约成本
一、工器具库存优化实施背景
（一）工器具种类多、占用库存大
为了进一步适应建设――调试――生产阶段三门核电站工器具管理专业化要求，统一并高效地为维修工作提供合格的工器具，核电站自配的工器具不仅要满足业主现有维修工作的需求，而且要不断地放宽承包商工器具的借用权限。每年我们都要升板一次工器具规划方案，对现有工器具进行种类和数量上的扩充。
（二）工器具管理要求不断地提高
随着工程进展，现场维修工作如火如荼，为满足现阶段日常工器具借用及日后1#机组大修2#机组商运的工器具配备要求，管理上我们面临着需要不断提升管理水准、提高管理效率、降低管理成本的多重考验。
二、工器具库存优化设计
（一）数据模型
本文的数据来源于三门核电SPMS系统的工器具管理模块，数据的准确性对于库存的优化设计具有重要意义，这里将通过建立一个数据模型来表述其中的关系。
Ai=Xi×ti
Ai：每项工器具最优化库存数量；
Xi：每项工器具的借用数量；
ti：每项工器具借用系数；
其中ti数值说明：ti数值的选取是根据三门核电2013年至2015年工具借用频率和工具在借用者手中使用的时间进行选取，是一种比率值。ti取值0.1 至0.5 之间，表示用完就还、周转率高的工器具；ti取值0.5至0.8之间，表示借用较频繁，借用时间较长的工器具；ti取值0.8至1之间，表示借用很频繁，借用时间很长的工器具；
（二）工器具优化方案
通过从SPMS系统导出的基础数据与建立的数据模型，我们可以初步尝试对部分功能类似的工器具型号进行优化合并，根据借用记录选用借用频率高的工器具作为最终确定下来的型号，合理分配货架库位，优化工器具存储空间，同时也减少工器具后期的采购型号，便于集中采购，降低采购价格和采购成本。本文建议对如下几种工器具进行优化：
1.气动工具类
由于气动工具在使用时需要用到气源，使用不方便，现场维修工人很少借用此类工器具。即使借用做完工单也会很快归还给库房。结合借用记录，ti取值0.4，可以对部分气动工具进行封存。实际情况是气动棘轮扳手借用率底，普通棘轮扳手借用率高；气动抛光机借用率低，电动磨光机借用率高；气动手枪钻近一年没有借用记录，可完全由电动手枪钻代替；气动虎钳完全可以用普通虎钳代替。
2.起重工具类
库房里起重工具是按照一号机组大修、二号机组商运的数量配置。目前项目处于调试阶段，起重工器具的借用率低，大部分的起重工器具都处于闲置状态，每年需要花费大量的检定费用。结合SPMS的基础数据和建立起来的数学模型ti取值0.2，可以对绝大部分的起重工器具封存管理。手拉葫芦的借用主要集中在1T×3m、2T×3m、2T×6m等小吨位，大吨位的借用非常少，因此可以对2T×5m（用2T×6m替代）、10T×3m、10T×6m 、10T×8m 全部进行封存，10T×5m、16T×3m部分进行封存，这样大小吨位的手拉葫芦都可以覆盖到。卸扣类工具借用主要集中在弓形卸扣，D型卸扣的借用几乎为零，因此可以对95%的D型卸扣全部进行封存。吊装带类的工具，借用主要集中在圆形吊装带，并且圆形吊装带从小吨位到大吨位全面覆盖，因此可以对扁平吊装带全部封存。
3.通用工器具类
套筒类工具进行优化，目前库房的套筒分为英制套筒和公制套筒，借用主要集中在公制套筒，英制套筒借用较少，因此对1/2英制十二角套筒、1/4英制六角套筒、3/8英制十二角套筒对半进行封存。扳手类工具进行优化，目前库房的扳手同样分为英制扳手和公制扳手，借用以公制扳手居多，因此对英制梅花敲击扳手、英制口扳手、英制双梅扳手全部进行封存，英制两用扳手部分进行封存。
4.计量器具类
计量器具的优化对目前工器具库房是迫在眉睫的，计量器具间已经放不下新采购的工器具，但整个计量器具间工器具周转率底，有部分计量器具长期不被借用，例如Gradienter 水平仪、逻辑笔、蓄电池内阻测试仪、蓄电池活化仪等待。因此把这部分不被借用的计量器具封存，统一存放在二楼封存区，不但优化了空间，而且节省了检定费用。
三、最优化库存实现方法
为实现最优化工器具库存管理，首先我们根据上述数据模型与工器具种类优化原则，制定出工器具最优化库存的初步清单，并且用六个月的时间来试验其可行性。通过六个月的实践最终我们会得出一份最终清单，使得工器具库存达到最合理的范围。对于不在工器具最终清单上的工器具全部进行封存，并对工器具管理系统SPMS进行升级使其具备库存预警功能，合理调拨工器具，对于经常借用紧张而无法调拨的工器具，我们也将相应的进行补充采购，不断提高工器具管理水平，使工具的采购有据可依。
四、效益成果
通过实践工器具库存最优化管理，不但能够优化工器具库房空间、而且节约下来的费用也是相当可观的。库房对上述四类工器具中的各项进行逐一优化管理，共计封存4021件工器具。按照工器具维护保养平均成本50元计算，节约4021*50=20.1万元。封存的4021件工具中起重工器具、计量工器具共计封存3857件，按照送检费用平均成本200元计算，节约：3857*200=77.1万元。两项费用共计为库房管理节约97.2万元。
参考文献：
[1]周永务，王圣东. 库存控制理论与方法[M].北京：科学出版社，2008.
多途径引进
中国高铁从2004年前的一无所有，在短短几年做到运营规模及速度世界第一，走完了发达国家近半个世纪的历程。高铁技术的快速突破，有赖于铁道部公开招投标及有针对性的技术转让规定，促使国际企业转让关键技术，只有和中方建立合资企业才能准入中国高铁市场。
自2004年起，受中国巨大的市场份额的吸引，法国阿尔斯通、加拿大庞巴迪、日本川崎重工及德国西门子等外企逐个进入，最终使铁道部及下属的中国南车集团、中国北车股份有限公司等国有企业得以以优惠的价格，从国外合作伙伴中获得高铁开发急需的各项关键技术。
无独有偶，中国核电亦然。自1991年中国核电工业开始自主设计及建造国产压水反应堆，陆续引进了法国的M310（二代，大亚湾）、加拿大的CANDU-6（二代，秦山三期）、俄罗斯的AES-91（二代，田湾一期）、美国的AP1000（三代，山东海阳与浙江三门）及法国的EPR（ 三代，广东台山）。除了基于国外引进技术的“本土化”机型（二代半的CPR1000，规划中三代的CAP1000），国内还和俄罗斯合作建造和运行中国实验快堆（四代，北京房山25MW）,并计划对同属第四代核电技术的高温气冷堆工业化放大（清华大学核研院10MW实验堆、华能山东石岛湾200MW示范工程）。
从设计标准化、操作安全、维护简易性的角度来看，无论是高铁还是核电最好基于一个统一的平台。尤其是核电，在任何一个国家，同时运行维护过多种类的反应堆都是一种非常危险的发展模式。因此，中国应考虑集中人力、物力专注于一个到两个标准化的核反应堆型的研究、开发与推广。
同样，高铁和核电的发展也面临其他问题：首先，技术来源多元化所导致的整合难度过大，具体体现在国内企业快速消化、吸收、升级国外技术的能力，以及相关人员培训、监管机制等皆有制约。更不可忽视的是，行业急剧扩张导致的安全隐患。
凡此种种表明，如何规避技术风险、改进非独立监管体制，并避免潜在恶性事故的发生是高铁和核电都必须全力应对的挑战。
技术
自2004年，铁道部“拟采购时速200公里的铁路电动车组，共计200列”的招标公告至今，中国高铁可分为三个发展阶段：第一阶段为时速200公里，第二阶段为时速300公里，前两个阶段皆在引进、消化、吸收、再创新国外技术和设备；第三阶段时速300公里以上，则融入了中国自主创新技术。如果说温州动车事故使技术缺陷和人员素质不足等因素浮出水面，京沪高铁的事故频发则表明，新技术在正式商业化前需要更充分的磨合与消化时间。
然而，即便在这个事故多发之夏，出于拉动经济的迫切需求以及对技术的自信，中国铁路建设规划的总目标并未有丝毫动摇，铁道部副部长胡亚东在6月公布，“十二五”期间新线投产规模达到3万公里。这意味着至2015年，中国国家铁路运营的总里程将从目前的9.1万公里增长到12万公里左右。其中，快速铁路能达到4.5万公里。并且，铁路的复线率和电气化率也将分别提高到50％和60％，同时将有一大批先进的技术装备投入运用。
核电的机遇则源于，中国政府没有简单的应对之术来同时解决所有的政策挑战，不得不在各种能源之间进行艰难权衡：高碳排且重污染的煤炭；引发能源安全问题和污染环境的石油；资源短缺并且投资成本高昂的天然气；影响生态系统的水电工程；技术风险高的核电；相对昂贵且供应不稳定的可再生能源。
分析以上条件可见，为了应对诸多的能源和环境挑战，中国的核电装机容量的增长无可避免。当前中国核电运行装机总容量约1080万千瓦，2007年的《核电中长期发展规划》计划在2020年前核电增加到4000万千瓦，而进一步将2020年核电开发的目标上调到7000万千瓦至8600万千瓦的可能性很大。
中国核工业的部分专家甚至称2020年全国核电运行装机总容量可达10000万千瓦的水平。毫不夸张地说，在福岛事故之前，中国核电中长期规划在利益集团的推动下，已做好在全国范围发起的准备。
有鉴于福岛事故的严重性，中国政府决定暂停审批新的核电项目，并调整完善核电发展中长期规划。此举标志着中国这个有着全球最雄心勃勃核电发展规划的国家，变得更加谨慎起来。
但可惜的是，由于国内对利益集团缺乏有效的制约机制，最近又出现了核电的苗头。今年7月的《国家“十二五”科学和技术发展规划》中明确提到，核电业“要全面掌握AP1000核电关键设计技术和关键设备材料制造技术，自主完成内陆厂址标准设计。完成中国的装机容量为1400兆瓦的先进非能动核电技术（CAP1400）标准体系设计并建设示范电站，2015年底具备倒送电和主控室部分投运条件”。
相对中国核电技术本土化的“高效率”，同样的时间可能还不够一个经合组织国家的核电投资人申请项目开工前的相关许可证。
尤其令人担忧的是，已开工建设、并因福岛核危机被国内政府部门及核电行业寄予厚望的AP1000，其安全可靠性还始终被美国公众及国会质疑。开发商西屋公司为满足申请美国原子能管理委员会设计认证证书的最新要求，已经对在2007年3月转让给中国的AP1000原设计基础上做了较大的安全改进。
此外，中国政府需对在内陆地区大规模地开发核电项目持审慎的态度。由于核电站的运行需要消耗大量的水资源，中国当前所有的已运营核电站都建在沿海地区并采用海水冷却。出于拉抬地方经济发展、应对电力需求迅猛增长的考量，最近几年各级地方政府已经一窝蜂式地规划开发非海水冷却核电项目，就连甘肃这样严重缺水的地方，也上报了核电项目。
值得提醒的是，核电站排放的废水经过多道程序的处理，还是具有一定的放射性。即便内陆核电站采用比沿海地区更加严格的环保标准，大规模扎堆建设导致的低放射性废水排放，使流域累计效应给国内本已非常稀缺的淡水资源带来巨大的环境风险。一旦发生重大事故，后果不堪设想。
为了消除在内陆省份大规模开发核电的必要性、降低全国电力传输的平均损耗率、并且保护国内宝贵的淡水资源，中国政府应首先考虑在全国范围内优化地区间电力容量的不合理现有分配体制。在国内充分消化、吸收第三代核电技术的前提下，再考虑稳步有序地推动内陆核电站的建设开发。
安全难掌控
“7・23”事故后，CTCS系统多次被提及，这是铁道部组织专家研制的一套适合中国国情、且代表国际先进水平的中国列车控制系统。从理论上来说，配备了CTCS的两动车在铁路系统其他安全机制的保障下，是绝对不会发生碰撞事故的。
温州动车追尾，以及历史上发生的核事故表明，任何技术上的创新都无法完全消除在设计、建设、操作、维护、退役以及事故应对过程中人为失误带来的潜在风险。这点对于核电安全尤其重要。
福岛核事故引发的安全挑战，使中国政府可能会放弃重复建造已有的第二代核反应堆技术，转而采用更加先进的核电技术。这将包括更加现代和“被动”的安全系统，即允许核电站紧急情况下在没有操作人员干预与电力系统反馈的条件下安全停机。虽然这种转变合乎逻辑，不过中国决策层要尽量避免过分相信如AP1000这类还没有经过实践充分检验的新技术。不管第三代核电技术在理论上如何先进，都应清醒地意识到，这类技术还没有在世界任何国家得到充分的检验。
任何新一代技术从设计经验、施工安全和操作稳定性的角度来看，还是存在着巨大的风险。另外，“7・23”事故也表明，理论上再安全的技术还是可能因为设计失误、人员经验不足、硬件故障等原因而失灵。
鉴于核电技术路线上存在的不确定性过多，核电开发的巨大风险与不确定性亦陡增，因此，国内核电规划短期内还是求稳为宜。2020年核电运行装机容量4000万千瓦的规划目标最好不宜在“十二五”期间上调。如果“十二五”期间，第三代核电技术的引进能够顺利进行，中国2020年核电规划目标完全可以在“十三五”期间再行调整。
否则，过高的核电规划目标会对核电开发主管部门及安全监管部门带来过大的管理压力与人力资源挑战。
如果在“7・23”事故后，中国还坚持匆忙上马大干核电项目，未来十年建造大量核反应堆的任何一个环节出错，都可能成为潜在事故的引爆点。考虑到因为人力资源挑战而产生的附加风险，任何形式的核电都可能会因为一场灾难而以悲剧告终。
关键词：三门核电；堆内仪表系统；核反应堆；信号处理机柜；探测器 文献标识码：A
中图分类号：TM623 文章编号：1009-2374（2015）22-0081-02 DOI：10.13535/ki.11-4406/n.2015.22.040
1 概述
三门核电堆内仪表系统对反应堆功率及堆芯出口温度进行测量，并将堆芯热功率、停堆反应性限值裕量、堆芯出口温度等信息在主控室进行连续显示，对操纵员评估堆芯工况有重要意义。
2 系统功能
2.1 堆芯出口温度监测
堆内仪表系统对所选堆芯位置的燃料组件的出口温度进行监测，并可在事故后提供反应堆堆芯出口的主冷却剂温度信息，作为操纵员在事故情况下评估堆芯工况的重要依据。
2.2 堆芯功率监测
堆内仪表系统对堆芯功率进行监测，生成3D堆芯功率分布图并在主控进行实时显示。此外，还可以根据堆芯功率分布信息计算出实际的堆芯峰值因子，连续显示这些限值裕量信息，使反应堆操纵员可评估实际堆芯工况，并在低裕量和超限时提醒操纵员。
3 系统结构
堆内仪表系统设备主要包括堆内仪表套管组件、仪表格架组件、信号处理机柜和应用服务器。
3.1 堆内仪表套管组件
核电厂的堆内核测系统可分为移动式和固定式两种。移动式测量系统的探测器不能长期安装在堆芯内，只能定期插入堆芯进行短时间测量，因此不能对堆芯进行实时监测。三门核电堆内仪表系统采用固定式测量，将堆内仪表套管组件（IITA）固定安装在堆芯进行实时监测。堆内仪表系统共有42个IITA，每个IITA中有1个堆芯出口热电偶（CET）和7个不同长度的自给能中子探测器（SPD），其中最长的SPD覆盖了整个堆芯活性区域的高度，其他6个SPD以最长探测器的1/7长度顺序递减，见图1。探测器的引出电缆布置在活性区域以上，保证了每个SPD的电缆长度一致，因此通过探测器间的差分比较消除电缆噪声电流对SPD信号的干扰。
3.2 仪表格架组件
三门核电堆内仪表系统采用从压力容器顶盖插入的方案，利用一个可移动的仪表导向通道系统（即仪表格架组件IGA），将IITA从顶盖外面引入压力容器内，在停堆换料时可以将活化的IITA随IGA和上部堆内构件留在水下。在IITA贯穿顶盖处，采用8个快速连接装置（Quickloc）实现一回路压力边界密封，并能在停堆换料时快速地拆除与连接。
仪表格架组件为IITA在压力容器内部提供连续的导向通道，引导IITA穿过上部堆内构件的42个支撑柱，并最终引导至42个不同位置燃料组件的仪表导向管内。
IGA主要由仪表格架板、导向套筒、IGA IITA管束及支撑结构、Quickloc棒束、仪表导管和套管组件等组成。
仪表导管固定连接在仪表格架板底部，而套管则套装在仪表导管的外部，两者可以相对滑动。在正常运行位置时，仪表导管和套管重合套在一起，并插入在上支撑柱内，套管底部由上支撑柱下面的仪表转接器托住。在停堆换料期间，当提升仪表格架组件时，仪表导管随仪表格架板向上提升，套管起初由仪表转接器托住，在支撑柱内保持不动。当IGA提升约燃料组件长度的一半高度时，仪表导管完全从上支撑柱中抽出，而套管还在上支撑柱中；在IGA提升剩余一半高度的燃料组件长度时，套管在仪表导管的带动下也从上支撑柱中逐渐抽出，但套管底部始终在上支撑柱内。IGA的这个设计特点，为IITA提供了完整的导向通道，这样即使IGA在完全提升位置，IITA在整个长度上都处于导向通道的保护中。
3.3 信号处理机柜及应用服务器
堆内仪表系统的信号处理机柜接收到SPD电流信号后，通过放大器卡件对信号中中子响应特性有关的信号响应延迟进行补偿，并将探测器数据格式化后送给通讯卡件，再送至媒体转换器组件，媒体转换器组件将电信号转换成光信号后送给应用服务器进行运算处理，生成3D堆芯功率分布图。
堆内仪表系统采用冗余配置，每个放大器卡件将处理后的SPD信号分别送到两个独立的通讯卡件，再经两个独立媒体转换器组件转换后送至两个独立的应用服务器进行运算处理，因此每个应用服务器得到的都是全部SPD信息，从而在任意一个通道故障的情况下都能保证堆内仪表系统功能的完整性不受影响。
信号处理机柜位于安全壳内，应用服务器位于计算机房间的数据显示和处理系统（DDS）机柜内。信号处理机柜在不少于22.5个月的平均故障间隔时间内，能承受安全壳内临近处的所有非事故的，预期可能存在的温度、湿度、辐照剂量水平和电磁干扰的环境条件，设备的性能不会降低。
4 三门核电堆内仪表系统的特点
4.1 探测器特点分析
4.1.1 采用超长探测器，提高探测器热中子灵敏度。由于中子灵敏物质的质量越大其热中子灵敏度就越高，因此可以通过增加发射体体积（长度或直径）来提高热中子灵敏度。但由于发射体的直径受β粒子在发射体中最大射程的限制，增加直径所带来的提升不大，所以增加发射体的长度是提高热中子灵敏度的最有效方法。三门核电采用钒中子探测器，但由于钒的热中子灵敏度较低，因此采用增加发射体长度的方式提高探测器的热中子灵敏度。
VVER1000也采用固定式的堆内核测系统，其选用的铑探测器长度为250mm，而三门核电的钒探测器最短约为610mm，最长约为4300mm，分别是VVER1000铑探测器长度的2.4和17.2倍，因此大大提升了钒探测器的热中子灵敏度。
4.1.2 探测器寿命长。由于钒探测器具有低燃耗的特性，因此三门核电的钒探测器设计寿命较长。VVER1000中铑探测器的设计寿命为4.6年，而三门核电的钒探测器的设计寿命为20年，是铑探测器寿命的4倍以上。
4.2 IGA特点分析
4.2.1 使探测器从压力容器顶盖插入，降低泄露风险。秦山一期压力容器底封头有中子测量贯穿件，如果底部贯穿件失效，造成LOCA事故，并有堆芯的危险。
三门核电堆内仪表是从压力容器顶盖插入的，取消下封头贯穿件，避免因下封头贯穿件失效而引起的LOCA事故。
4.2.2 贯穿件数量少。秦山一期压力容器顶盖有2个热电偶贯穿件，底封头有30个中子测量贯穿件，共有32个，贯穿件数量较多。
三门核电堆内仪表系统通过IGA上8个Quickloc棒束将42个IITA固定在堆芯的指定位置，因此只需要8个贯穿件就能完成全部的堆芯出口热电偶和中子测量通道。
4.2.3 为探测器提供保护通道。IITA安装并固定在仪表格架组件上。在停堆换料期间，当换料水池充满水后，通过提升仪表格架组件将42个IITA从燃料组件中抽出，这个设计特点为IITA提供从IGA至上支撑柱连续导向通道。当IITA完全从燃料组件仪表导向管抽出时，将IGA相对于上部堆内构件固定，然后随上部堆内构件一起从压力容器内移至存放台架上。
4.2.4 降低辐射剂量。在整个换料操作过程中，IITA的高放射性部分始终维持在足够深度的水面之下，为操作人员提供安全的辐射屏蔽。Quickloc快速连接装置实现压力边界密封迅速拆除和回装，减少职业辐照暴露时间及缩短停堆换料时间，提高核电厂经济性。
5 结语
三门核电堆内仪表系统采用固定在线式，能实时连续地给出三维堆芯功率分布和堆芯参数，操纵员可以根据堆芯状况变化趋势提前采取措施，防止堆芯偏离正常运行限制。三门核电堆内仪表系统与国内运行核电站的堆内仪表系统有较大区别，尤其是仪表格架组件和Quickloc快速连接装置在国内核电站尚属首次应用，因此带来的密封
泄漏风险、IITA更换操作等问题需要予以关注。
参考文献
[1] 顾军.AP1000核电厂系统与设备[M].北京：原子能出版社，2010.
