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      高溫氣冷堆核電站

      時間: 2015年02月27日 來源: 作者:

      高溫氣冷堆核電站示范工程是世界首臺具備第四代核能系統安全特性的商用核電機組,具有固有安全性、發電效率高、用途廣泛等特點,在國際上受到廣泛的重視,將引領世界第四代核電技術發展與進步。

      一、項目歷程

      項目全稱為華能石島灣高溫氣冷堆核電站(以下簡稱“高溫氣冷堆 核電站示范工程”),位于山東省威海市所轄榮成市。規劃容量為 3800Mwe(兆瓦電力),分期建設,一期高溫氣冷堆核電站示范工程建設1臺200MWe高溫氣冷堆核電機組及其相應的配套設施。

       2004年4月,中國華能集團公司、中國核工業建設集團公司、清華大學向國家發改委聯合上報高溫氣冷堆核電站示范工程項目建議書。

      2008年2月15日,國務院常務會議并批準了《高溫氣冷堆核電站重大專項總體實施方案》,示范工程正式進入啟動實施階段。

      2008年10月7日,國家科技重大專項—高溫氣冷堆核電站示范工程揭牌儀式在北京釣魚臺國賓館舉行。

      2011年3月9日,國家科技重大專項—華能石島灣核電廠高溫氣冷堆核電站示范工程安裝工程施工承包合同簽字儀式在山東榮成舉行。

      2011年3月11日福島核電站事故發生, 高溫氣冷堆受其波及,已簽訂的合同延期生效。

      2012年12月9日,高溫氣冷堆核電示范工程澆筑核島底板第一罐混凝土,正式開工建設。

      2012年12月21日,高溫氣冷堆核電站示范工程核島底板第一罐混凝土澆筑圓滿完成。

      二、技術特點

      采用包覆顆粒燃料(TRISO)構成的“全陶瓷型”球形燃料元件,它具有在不高于1620℃的高溫下阻留放射性裂變產物釋放的能力。

      采用單區球床堆芯設計,球形燃料元件自上向下流動。

      堆芯設計保證在任何運行工況和事故情況下,燃料元件最高溫度不超過其安全限值1620℃。

      采用燃料元件連續裝卸、多次循環的燃料管理模式,即燃料元件從堆芯頂部裝入,從堆芯底部卸料管卸出,卸出的燃料元件逐個進行燃耗測量,已達到卸料燃耗的元件被排出堆外貯存,未達到卸料燃耗的元件則被重新裝入堆芯,實現燃料元件多次循環,使反應堆燃耗分布更為均勻。

      設置兩套獨立的停堆系統:控制棒系統和吸收球停堆系統,控制棒和吸收小球都依靠重力下落實現停堆功能,提高了停堆系統的可靠性。

      反應堆堆芯周圍全部由石墨和碳磚材料構成,該區域內沒有金屬部件,使堆芯結構部件能承受高溫。

      反應堆堆芯和蒸汽發生器分別設置在兩個殼體內,并由熱氣導管殼體相連接,構成一回路壓力邊界。三個殼體組成的壓力邊界均通以冷氦氣進行冷卻,使殼體不承受高溫。

      反應堆壓力容器、蒸汽發生器殼體和連接二者的熱氣導管殼體,均包容在混凝土結構的一回路艙室內,一回路艙室具有“包容性”功能,是阻止放射性釋放的第三道安全屏障。

      三、合同中規定的工程范圍

      中國核工業二三建設有限公司是華能山東石島灣高溫氣冷堆核電站示范工程承包商,全權負責高溫堆核電核島及其 BOP(輔助系統)安裝工程的施工管理工作。

      四、安裝工程總進度  

      高溫氣冷堆示范工程以核島反應堆廠房土建施工及一回路主設備安裝和調試作為施工關鍵路徑,總工期59個月,其中土建工期24.5個月,安裝工期18.5個月(大件設備吊裝至冷試),調試工期16個月。



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