核电工程项目管理培训第一章概论.ppt

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核电工程项目管理
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1我国核电的起步与发展
核电工程项目管理---概论
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我国核电事业是自主起步的
我国核电已进入较大规模发展的新阶段
我国核电是世界核电的一部分
我国核电工程项目管理大有可为
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核电工程项目管理---概论
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　我国已建核电厂工程项目概貌
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核电工程项目管理---概论
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2005年　运行6座电厂11套机组，
共890万千瓦，占电力总容量～ %
2020年　装机容量达3200～ 4000万千瓦，
约占电力总容量4%；
从“十五”末期开始，平均每年开工建造
2我国核电中长期发展规模
2035年　，核发电量占
总发电量16%（目前世界平均水平）。
1座2× 100万千瓦核电厂。
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3世界核电发展前景
核电工程项目管理---概论
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IAEA统计
2002年11月　全球442套机组在运行，
共357吉瓦, 约占全球总发电量16%
WEC/IIASA* “中等路径”预测
2050年　约达2000吉瓦；
2100年　约达6000吉瓦。
WEC：世界能源协会
IIASA：策略分析国际研究所
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核电工程项目管理---概论
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4世界核电的一代又一代技术革新
第一代　20世纪50～ 60年代，早期原型堆
第二代　20世纪70年代，标准化商用堆
（LWR-PWR与BWR，CANDU，VVER/RBMK *);
第三代　20世纪90年代开始,满足URD、EUR要求
以非能动安全概念为主要特征；
第四代　21世纪核能系统新概念，
更加经济，更加安全，很少核废物，利于防扩散。
RBMK：[前苏联]大功率沸腾管式堆的俄文缩写
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URD－美国《用户要求文件》
也译为《电力公司要求文件》，1990年出版。
文件的目的是对未来压水堆和沸水堆核电厂提出电力公司的明确而完整的要求，包括一系列设计要求和经济指标。
文件共分3卷。第一卷是政策声明和高层要求概要，包括：政策声明；高层设计要求；经济目标。
第二卷涉及采用传统的、但有显著改进的能动安全系统的改良型先进轻水堆，要求简化电厂设计，在现有基础上有较大改进，电功率达1350MW。
第三卷涉及采用新型非能动安全系统的革新型先进轻水堆核电厂，要求设计更加简化，主要安全功能靠非能动系统（如利用自然循环、重力、储能等）来实现，电功率相对较小。
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核电工程项目管理---概论
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EUR－《欧洲用户要求》
文件共分4卷。第一卷涉及主要政策和主要设计目标等高层要求；第二卷涉及总的核岛要求；第三卷涉及具体设计中有针对性的核岛要求；第四卷涉及常规岛要求。
备注：
也译为《欧洲电力公司要求》，1994至1996年出版。
EUR的详细程度不如URD，因为前者要考虑不同国家的具体情况。较为笼统的要求，为设计者提供了一定的灵活性。
日本、韩国和中国台湾也有不同内容和深度的用户要求文件，有的供开发未来标准化核电厂之用，有的供招标使用。
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核电工程项目管理---概论
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＋设计*
* GIII的代表性设计有ABWR，AP－600和System80+以及EPR。日本崎刈羽核电站的6、7号机组采用ABWR，分别于1995和1997年投入商业运行。System 80+在韩国尚未建成。AP－600获FDA后至今未有用户。第一台EPR机组将在芬兰建设。
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AP1000相对于AP600的变化
核电工程项目管理---概论
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AP1000相对于AP600的变化
燃料组件数由145增加到157（和M310相同），燃料活性段长度由12呎增加到14呎，堆热功率由1933MWt提高到3400MWt，保留了和AP-600相同大小的压力壳内径，其结果是燃料线功率密度高过比利时的Doel4/Tihange3，大LOCA（燃料中心温度）落在典型第二代堆的数值范围内。和AP－600相比，采用14呎长燃料组件，存在着潜在的弯曲可能。
从重大部件看，比现有机组大50%的稳压器和大型蒸汽发生器以及大流量密封主泵，制造难度都不小。
用堆芯围筒替代径向反射层。采用机械调节的反应堆控制进行负荷跟踪。堆芯内测量采取固定式探测器，其导管由压力壳顶部引出和固定。关键设备密封电动泵无需密封和油冷却系统，没有轴承密封泄漏或无需支持系统，具有良好的运行经验。改进的大惯量轴承。采用特大稳压器消除了动力卸压阀PORV的必要性并改善了对瞬变的响应。
在处理严重事故方面采取了把堆芯保留在压力壳内的措施：壳外冷却，提供可靠的方法来冷却损坏了的堆芯，防止堆芯和混凝土的交互作用。利用自动减压系统消除高压堆芯融化，利用点燃器和非能动的自动触媒复合器来防止氢爆。利用自动减压系统消除高压蒸汽爆炸，利用“保留在壳内”消除低压蒸汽爆炸。
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