秦山核电讲解词.docx

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秦山核电讲解词

秦山核电讲解词（总12页）

展厅讲解词（草稿）

一、基地总体介绍

秦山核电基地是我国大陆核电的发源地，位于浙江省嘉兴市海盐县，紧傍风景秀丽的杭州湾，地处华东电网负荷的中心地区。

目前，秦山核电基地共有9台运行机组，总装机容量万千瓦，年发电量约500亿千瓦时，是我国核电机组数量最多、堆型最丰富、装机最大的核电基地。

秦山核电业主公司负责9台机组资产经营管理和运行监督，中核核电运行管理有限公司受业主公司委托负责9台机组运行管理。

自1981年国务院批准建设我国大陆首座核电站以来，秦山核电基地成功实现“中国核电从这里起步”、“走出一条核电国产化的道路”、“核电工程管理与国际接轨”、我国核电“从30万千瓦到100万千瓦”自主发展的历史跨越，形成了安全环保、自主创新、群堆管理、人才摇篮、文化引领、对外服务、公众沟通、企地共融的秦山特色，在我国核电事业发展中发挥着重要的示范作用，被誉为“国之光荣”。

秦山一期是我国自行设计、自行建造、自己运行管理的第一座原型压水堆核电站。

装机容量31万千瓦，设计年负荷因子65%，机组设计寿命30年，工程总投资为亿元人民币。

1981年，国务院批准秦山核电站开工建设；1985年3月20日，工程正式开工；1991年12月15日，首次并网发电；1994年4月1日，投入商业运行。

秦山一期30万千瓦级核电机组是国家“六五”计划重点建设项目之一，它的建成发电不仅结束了中国大陆无核电的历史，实现了零的突破，而且标志着中国核工业的发展上了一个新台阶，使我国成为继美、英、法、苏、加拿大、瑞典之后第七个能够自行设计、建造首座核电站的国家，被誉为“中国核电从这里起步”、“国之光荣”。

秦山一期30万千瓦级核电机组自1991年发电至今，已安全运行了24年。

（秦山一期30万级核电机组的压水型反应堆堆芯是由121组15×15方型排列的燃料组件组成，每一组燃料组件的高度约米，重量为。

每次堆芯换料需要更换40组新燃料组件。

堆芯总铀装量是吨。

）

秦山核电厂扩建项目（方家山核电工程）是目前我国百万千瓦级核电机组自主化、国产化程度最高的核电站之一，装机容量2×108万千瓦。

2008年11月12日国务院常务会议通过了项目核准申请。

两台机组分别于2008年12月26日和2009年7月17日开工。

1号机组于2014年11月4日首次并网发电、2014年12月15日具备商业运行条件；2号机组于2015年1月12日首次并网发电、2015年2月12日具备商业运行条件。

（方家山压水型反应堆堆芯是由157组17×17方型排列的AFA3G燃料组件组成，每一组燃料组件的重量为667kg。

每次堆芯换料需要更换52±4组新AFA3G燃料组件。

堆芯总铀装量是吨。

）

秦山二期1、2号机组是我国“自主设计、自主建造、自主管理和自主运营”的第一座国产化商用核电站，设备国产化率达55%；机组比投资仅1330美元/千瓦。

两台65万千瓦机组先后于2002年4月15日和2004年5月3日投入商业运行。

秦山二期1、2号机组作为我国首座国产化商用核电站，继秦山31万千瓦原型堆核电站后，是我国在自主建设商用核电站上实现的新的重大跨越，走出了一条适合国情、逐步掌握自主知识产权的核电发展道路，标志着我国核电事业发展进入了一个新的历史阶段，被誉为“走出了一条我国核电自主发展的路子”。

2006年4月秦山二期扩建工程3号、4号机组66万千瓦机组相继开工建设，设备国产化率达到75%以上，并于2010年10月5日和2011年12月29日实现商业运行。

（秦山二期压水型反应堆堆芯是由121组17×17方型排列的AFA3G燃料组件组成，每一组燃料组件的重量为667kg。

目前年换料机组，每次堆芯换料需要更换36±4组新AFA3G燃料组件；长燃料循环项目实施后，每次堆芯换料需要更换44±4组新AFA3GAA燃料组件。

堆芯总铀装量是吨。

）

秦山三期（重水堆）核电站是国家“九五”重点工程，是中国和加拿大两国迄今最大的贸易项目，被誉为“中加合作的成功典范”。

秦山三期采用加拿大坎杜-6型重水堆核电技术，装机容量2×728兆瓦。

设计寿命40年，设计年容量因子为85％。

工程概算投资为亿美元，折合人民币约240亿元。

该工程于1998年6月8日开工。

两台机组分别于2002年12月31日和2003年7月24日投入商业运行，整个工程比原计划55个月的工期提前了112天，创造了国际33座重水堆建设周期最短的纪录，比国家批准的投资概算节约%。

秦山三期是我国惟一的重水堆核电站，采用天然铀作燃料，铀资源利用率高，同时重水堆可大规模生产钴60等同位素，年产钴60约600万居里，可满足国内80%市场需求，打破了国外垄断。

钴60同位素在工农业生产、医疗卫生等领域都有着广泛的应用。

重水堆还可以直接利用压水堆回收铀，有利于完善核燃料闭式循环体系。

（秦山三期70万级机组的重水型反应堆堆芯是由380个燃料通道组成，其中每个燃料通道是有12个燃料棒束填充的，每个燃料棒束的重量为。

单台机组年换料约5000个燃料棒束。

堆芯总铀装量是吨）

二、重水堆模型介绍

接下来我就对照模型向各位领导介绍一下重水堆的特点：

大家看到的就是反应堆排管容器1：

10的一个微缩模型，这也就是电站的核心部位，类似于火电厂的锅炉。

既然是重水堆，那么它的首要特点就是采用了重水做冷却剂和慢化剂。

何谓重水，它实际上是一种氢的同位素氘与氧反应后形成的水D2O。

它在自然界是存在的，与我们通常喝得水看不出什么区别，在没有被活化的情况下，它也可以喝。

重水的慢化效果和冷却效果都是比较好的。

正是基于采用了重水作为慢化剂和冷却剂，也就使得重水堆可以使用天然铀作为燃料，这也是重水堆的第二个特点。

大家都知道，压水堆采用的是浓缩铀作为燃料，它的燃料中铀235的含量一般在2％以上，而在我们重水堆上，燃料富集度仅为％的天然铀拿过来就可以用，这样燃料的成本就大大地降低了。

我们的第三个特点就是不停堆换料，压水堆运行期间，燃料是封闭的，当燃料的燃耗达到一定值的时候，就必须停下来，把压力容器打开，把旧燃料拿出来，把新燃料装进去。

而重水采用不停堆换料的方式，操作员也基本上在主控室的盘台上就可以实现换料操作。

好，大家请看模型，大家可以直观地看到它是一个平躺的圆柱体。

这边是反应堆的端面，断面上有380个孔道，我们的燃料棒束就整齐地排列在每一个孔道当中，每个孔道可以放12个燃料棒束，那么大家可以计算一下，380乘12，一共有4560个燃料棒束放在排管容器当中。

这里是一个燃料棒束的实体模型，是在锆包壳中填充了天然铀做成的芯块，现在我们的燃料已经实现国产化，由集团公司202厂生产。

每一个孔道中除了燃料棒束，还流淌着重水。

这是的重水是作为冷却剂或者叫载热剂。

重水的入口温度是266度，流出时温度为310度。

这时的冷却剂经过四个出口集管被送入蒸汽发生器的一次侧，去加热二次侧的轻水，被加热的轻水产生蒸汽后，经过主蒸汽管道，推动汽轮机，汽轮机再带动发电机，这样电流就源源不断的产生出来。

刚才大致介绍了一下电站主热系统，那么对核电站来说，安全也是大家最最关注的话题，CANDU6型重水堆核电站具有一套完整的纵身防御体系，除了具有很强的可控性和可操作性以外，还有着十分完整的安全保护系统。

也就是除了正常工况下的调节系统外，还有两套专设停堆系统，第一套是在接收到异常工况信号时，就会以极快的速度将28根镉吸收棒插入堆芯，从而将堆芯的反应性降到一个极低的标准，必要时还可以使反应堆进入次临界状态。

第二停堆系统是在第一停堆系统失效的情况下，快速将硝酸钆溶液快速注入堆芯，钆具有极强的中子吸收能力，从而使反应性快速降下来。

在紧急的情况下，也可以同时触发两套停堆系统，确保安全。

在控制上，采用了三取二逻辑，这样既确保了安全，又防止了误动作。

除此以外，CANDU6型核电机组还具有四道安全屏障，燃料包壳是第一道屏障，压力管是第二到屏障，排管容器是第三道屏障，反应堆安全壳是第四道屏障。

在极端的情况，这四道屏障可以牢牢将放射性物质锁住，从而不会影响到周边环境。

三、经济和环境效益

秦山核电基地现有运行机组9台，总装机万千瓦，年发电量约500亿千瓦时，是目前国内核电机组数量最多、堆型品种最丰富、装机容量最大的核电基地。

根据国家颁布的《核电厂环境辐射防护》规定，秦山核电厂环境辐射监测范围为50公里。

历年环境监测结果表明，秦山地区环境辐射剂量率仍处于本底涨落范围内，排放的放射性物质对周围公众造成的最大个人年有效剂量当量仅占国家限值的%，三废排放量远远低于国家标准。

浙江省环保局综合历年监测结果认为，核电站运行以来未对周围辐射环境产生可察觉影响。

截至2014年12月31日，运行机组已安全运行74堆·年，累计安全发电亿千瓦时，相当于少消耗标准煤约亿吨，减排二氧化碳约亿吨、二氧化硫约万吨，相当于造林万公顷，为社会做出了显著的环保贡献。

目前，秦山核电基地每年依法缴纳各类税费约亿元。

截止2014年底，秦山核电已累计缴纳税费亿元，为国家经济社会发展做出了积极贡献。

2014年，海盐县核电关联产业联盟已经有76家，产业联盟总产值突破200亿元。

四、30万千瓦级核电机组模型讲解

秦山核电站31万千瓦机组主要厂房的模型。

常规火力发电站利用煤、石油和天然气发电，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。

这个圆柱型的建筑叫安全壳，是核电站预防放射性外泄的第三道屏障。

它横纵向采用1009根钢筋环绕组成及混凝土浇注而成，其外径为38米，内径为36米，壁厚为1米，内衬6毫米的钢筋衬板。

反应堆厂房内有许多重要设备，包括核反应堆、主给水泵、蒸汽发生器、稳压器等，这些设备和管道形成一个密闭的环路，被称为一回路系统。

密闭的一回路系统组成了防止放射性物质外泄的第二道屏障。

核反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。

核反应堆由压力容器和堆内构件组成。

反应堆的种类很多，有压水堆、沸水堆、重水堆、快中子堆、石墨堆、高温气冷堆等。

目前国际上使用最多的是压水堆。

核反应堆它是核电厂产生电力的动力源泉。

我们通常所说的核反应就是在这个厂房内完成。

反应堆堆芯内进行核裂变并稳定地释放热能，主给水泵将硼作为中子慢化剂高压冷却剂注入反应堆内，将核反应堆内链式反应产生的热量带出反应堆，再通过由2977根U型管组成的蒸汽发生器通过热交换将高压水中的热量传递给二回路部分。

由于采用稳压器提高系统内的水压，一回路的水受热后不会沸腾。

压水堆也因此得名。

二回路系统与一回路系统是完全分隔的。

这边就是04汽轮机厂房，汽水分离再热器将饱和蒸汽进行汽水分离进入气轮机的高压缸、低压缸内做功将热能转变为机械能，再通过发电机发电产生18KV电能。

它将核反应所产生的动力源源不断地转变成电力，并通过输变电系统GIS升压站、主变压器将电力传入华东电网输送与上海金山、嘉兴南湖、海宁有夹石方向。

蒸汽自汽轮机排出，被三回路的海水冷却后，再循环至蒸汽发生器加热。

这是02反应堆辅助厂房，它的作用重点是维护与支持反应堆主厂房的正常运行，这边的03燃料厂房用于提供和储存反应堆所使用的裂变核燃料。

这边的05厂房是电厂的核心所在，05厂房内有监督和控制整个核电厂正常运行的中心——主控制室，它全面掌握着电厂的运行安全。

五、方家山百万千瓦级核电机组一回路模型讲解

这是方家山扩建项目所采用的国产化百万千瓦级压水堆核电站最为核心的部分——反应堆及反应堆冷却剂系统和主设备的模型，也就是一回路模型。

三环路的设计，主要包括一个反应堆压力容器及其内部的燃料组件、堆内构件、堆顶结构和控制棒驱动机构；三台蒸汽发生器；三台主泵；一台稳压器。

此模型与原型的比例是1：

8。

1、反应堆压力容器系统

反应堆压力容器是反应堆及一回路压力边界上的重要设备，由顶盖、容器筒体、密封环、紧固件、三个冷却剂进口接管和三个冷却剂出口接管等部件组成。

容器内径为3990mm，壁厚200mm，高13210mm，反应堆堆芯装载有157根17×17燃料组件。

堆芯铀装量，堆芯高度米。

堆内构件主要由上部堆内构件、下部堆内构件组成。

堆内构件的功能是堆芯支承、导流、导向、定位和屏蔽。

控制棒驱动机构对应于堆芯每组控制棒的位置和数量，共有61束，安装在压力容器顶盖上。

控制棒驱动机构是反应堆系统中唯一的运动部件，通过控制棒组件在堆芯内的上下运动，以执行反应堆的启动、调节功率、正常停堆和紧急停堆等功能。

2、反应堆冷却剂系统与设备

反应堆冷却剂系统由并联在反应堆压力容器上的三条封闭的30万千瓦的冷却剂环路组成，每条冷却剂环路设有一台蒸汽发生器和一台冷却剂泵，通过冷却剂管道与反应堆压力容器相接。

此外，在其中一条环路的冷却剂管道上，接有一台稳压器。

从反应堆压力容器出来的反应堆冷却剂，进入蒸汽发生器U形传热管，将热能传给蒸汽发生器二回路的水并使其沸腾产生饱和蒸汽驱动汽轮机带动发电机发电。

（1）、蒸汽发生器

蒸汽发生器功能是：

一方面将反应堆所产生的热量传递给二回路的水，将水加热成为饱和蒸汽，从而推动汽轮机发电；另一方面起着将带放射性的反应堆冷却剂与不带放射性的二回路水隔离的作用。

（2）、主泵

在正常情况下，主泵功能是将冷却剂升压、补偿系统的压降、为反应堆堆芯提供足够的冷却流量并保证反应堆冷却剂的循环；在事故工况下，依靠主泵机组的惯性惰转，带出堆芯余热，保证反应堆的安全。

主泵主要由泵体、轴密封组件和电动机三个主要部分组成。

（3）、稳压器

稳压器是控制反应堆冷却剂系统压力变化的设备。

在稳态运行时，保持冷却剂系统压力；在瞬态过程中把系统压力控制在一定范围内，防止堆芯和设备损坏。

稳压器由上封头部件、筒体部件、下封头部件、支承部件组成。

六、核燃料模型介绍

这边有机玻璃内所展示的便是从天然的铀矿石提炼到最终浓缩到所需要富集度燃料的过程。

经过浓缩、烧结成型的UO2芯块被放置到包壳管内组成燃料棒，204支燃料棒再通过定位格架、上下管座的约束定位就构成了一组燃料组件。

每一组燃料在反应堆内都可使用三个循环也即三年多一点时间。

燃料组件由燃料棒、定位格架、组件骨架等部件组成。

燃料棒按15x15排列组成正方形珊格。

每个组件设有20根控制棒导向套管和1根中子通量测量管。

燃料芯块和密封的燃料包壳组成了防止放射性物质外泄的第一和第二道屏障。

秦山一期现在所使用的燃料是%富集度的U235燃料。

核燃料中的有效成分是铀—235，铀—235同样也是原子弹中的核炸药，那么核电站会不会像原子弹那样爆炸呢不必担心，绝没有这种可能性！

核燃料中铀—235的含量约为3%，而核炸药中铀—235含量高达90%以上。

核燃料引不起核爆炸，正像啤酒和白酒都含有酒精，白酒因酒精含量高可以点燃，而啤酒则因酒精含量低不能点燃一样。

原子弹同样是一项高技术产品，形成核爆炸有非常严格的条件。

原子弹必须用高浓度的铀－235或钚-239作核装料，以一套精密复杂的系统引爆高能烈性炸药，利用爆炸力在瞬间精确地改变核装料的形状或位置，才能形成不可控的链式裂变反应，发生核爆炸。

这种苛刻的条件，在核电站里是不可能的。

另外，压水式反应堆具有设计所赋予的内在安全特性。

当核能释放得太快时，反应堆能自动限制核能释放的速度，使反应堆维持在一个比较安全的水平上。

更何况核反应堆还有多重的安全保护系统，确保不会失控。

（延伸讲解）

切尔诺贝利核电站核事故（与压水堆比较）

大家可能会担心压水堆核电站会不会发生切尔诺贝利核电站那样的核事故。

1986年4月26日，前苏联切尔诺贝利核电站因人为的连续违反操作规程而导致事故发生，大量放射性物质因没有安全壳的包容直接向外泄漏，造成环境严格污染。

大家不用担心。

这样的事故不会在压水堆核电站中发生，因为两者是截然不同的核电站。

首先，切尔诺贝利核电站采用的是压力管式石墨慢化沸水反应堆，在低功率水平时呈不稳定状态，而压水堆式反应堆，在任何功率下均保持稳定运行。

第二、切尔诺贝利核电站用石墨作慢化剂，而石墨容易燃料；压水堆用水作慢化剂。

第三，切尔诺贝利核电站的控制棒需15秒才能完全下降至堆芯，发挥停堆功能，而压水堆这个过程只需2秒。

另外，切尔诺贝利核电站缺乏安全壳屏障，辐射容易外泄。

切尔诺贝利核电站是世界核电史上的一次大灾难，IAEA将事故定级为最高级7级。

而之前1979年发生的美国三里岛核事故，同样由于设备故障和人员误操作造成部分堆芯熔化，大量放射性物质释放，因为采用了压水堆式的设计，由于有了安全壳等保障，极大地限制了放射性物质向环境的释放，因此对环境和居民几乎没有造成影响。

六、放射性

相信大家听了上述的讲解，就不会谈核色变了。

另外，大家也用不着害怕放射性。

约在100年前，科学家发现某些物质能放出三种射线：

阿尔法射线、贝塔射线和伽玛射线。

类似的还有宇宙射线、中子射线等，统称粒子辐射,又称电离辐射，也称放射线。

电离辐射和电磁波、X射线等，统称电磁辐射。

辐射无色无味，无声无臭，看不见，摸不着。

不过辐射却可用仪器来探测和量度。

度量辐射剂量的单位是希沃特。

简称希。

1毫希等于千分之一希。

辐射无处不在，我们吃的食物、住的房屋、天空大地、山月草木，乃至人的身体都存在着放射性。

我国某些高本底地区毫希/年；宇宙射线毫希/年；胸部透视一次毫希；吸一包烟约毫希。

放射线可以被人类利用，在工业、医疗上。

但过量的放射性照射会对人体产生伤害，剂量越大，危害越大。

国家规定核电站工作人员每年平均接受的剂量限值为20毫希。

核电站运行对周围居民的辐射影响，远远低于天然辐射，也少于吸一包烟约毫希的剂量，可以说微乎其微。

另外，核电站严格执行国家辐射防护有关规定，制定各种防护措施，确保核电站工作人员和公众的安全，保证辐射工作人员的受照剂量低于国家规定限值。

七、核电站的三废处理

核电站的三废处理，也是公众关注的焦点。

核电站三废处理设施建设严格执行环境影响评价和“三同时”制度（即与主体工程同时设计、同时施工、同时投产）。

三废处理的原则是“合理可行尽量低”。

实际上，核电站正常运行时，三废中的放射性物质只是极少的一部分。

气体废物经处理和监测合格后向高空排放，低放射性废水经过处理、监测合格后排放，高放射性废水转化成固体废物。

固体废物经处理进行贮存和处置。

三废的排放方式和排放量严格按国家规定，地方环保部门和核电站同时对排放和环境进行“双轨”制监测。

在核电站周围设置许多监测点，定期采集空气、水样、土样和动植物样品进行分析。

各项监测结果都表明，环境放射性水平与各种环境介质中的放射性核素含量均未见异常，排出的气态流出物和液态流出物对周围环境未造成影响，环境质量良好。

气体废物主要有惰性气体、碘气溶胶、放射性微尘，处理方式主要有压缩贮存45-60天、利用高效过滤器等。

液体废物主要有运行过程中的渗漏水、排污水、去污水等。

一般处理方式有衰变贮存、树脂过滤、蒸发浓缩等。

固体废物主要有运行过程中产生的废树脂、浓缩液，检修过程中产生的废纸废布等。

一般采用贮存衰变、压缩、水泥固化等处理方式。

八、核电科普素材加点料

1、1公斤铀235所放出的热量相当于2700吨煤完全燃烧所放出的热量；

2、两套辐射检测系统。

一套是浙江省辐射环境检测站在秦山核电外围分布有9个全自动辐射监测点，测量数据上传到国家环保部和浙江省环保厅网站。

另秦山核电有一套独立于浙江省环境监测站的24小时连续辐射监测系统，共有13个固定监测点；

3、在核电站周围生活一年所受的计量为毫希，与坐一次北京到欧洲的飞机所受剂量相同。

而做一次胸透的剂量为毫希。

4、核电安全文化八大原则

原则一：

我——核安全人人有责；

原则二：

领——领导做安全的表率；

原则三：

信——建立组织内部的高度信任；

原则四：

安——决策体现安全第一；

原则五：

核——认识核技术的特殊性和独特性；

原则六：

疑——培育质疑的态度；

原则七：

学——建设学习型组织；

原则八：

常——评估和监督活动常态化。

5、四道安全屏障

（1）、第一道屏障——二氧化铀燃料芯块（能包容98%以上的核燃料和裂变产物）；

（2）、第二道屏障——核燃料包壳（能把核燃料及其裂变产物封闭起来）；

（3）、第三道屏障——反应堆压力容器（包容高温和高压的冷却剂，防止放射性冷却剂外泄）；

（4）、第四道屏障——反应堆安全壳（既能抵御外部破坏，又能在最严重事故情况下防止放射性物质外泄）

实践证明，秦山核电作为我国核电事业的先行者、开拓者，经过30年来的自主创新、探索实践、持续改进和安全发展，秦山核电基地已成功实现了从原型堆到商业堆、从30万到100万、从国内走向国际的重大跨越，逐步掌握了核电领域的多项关键技术，积累了自主设计、建造、运营、管理核电站的经验，对我国核电事业安全高效发展具有重大的现实意义。