核电厂简介

汉语拼音：hédiànchǎng

核电厂使用的是铀或者钚的裂变反应，这种裂变反应的实际质能转换比例非常低，但是由于物质转化后的能量很大，也算是很高效的一种方式。

对于核废料的回收来说，由于回收成本较大而且也比较危险，从经济角度来说并不划算。

将原子核裂变释放的核能转变为电能的系统和设备，通常称为核电站也称原子能发电站。核燃料裂变过程释放出来的能量，经过反应堆内循环的冷却剂，把能量带出并传输到锅炉产生蒸汽用以驱动涡轮机并带动发电机发电。核电站是一种高能量、少耗料的电站。以一座发电量为100万千瓦的电站为例，如果烧煤，每天需耗煤 7000～8000吨左右，一年要消耗200多万吨。若改用核电站，每年只消耗1.5吨裂变铀或钚，一次换料可以满功率连续运行一年。可以大大减少电站燃料的运输和储存问题。此外，核燃料在反应堆内燃烧过程中，同时还能产生出新的核燃料。核电站基建投资高，但燃料费用较低，发电成本也较低，并可减少污染。

核电厂简介

核电站是怎样发电的呢？简而言之，它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。

核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机等。它们在核电站中有各自的特殊功能。

核电厂主泵

如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。

核电厂稳压器

又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。

核电厂蒸汽发生器

它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。

核电厂安全壳

用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。

核电厂汽轮机

核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。

注：

核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂变……，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。原子核在发生核裂变时，释放出巨大的能量称为原子核能，俗称原子能。1克铀-235完全发生核裂变后放出的能量相当于燃烧2.5吨煤所产生的能量。

自1942年，恩里科·费米在芝加哥大学负责设计建造了人类历史上第一座核反应堆（Chicago Pile-1核反应堆）以来，世界上已经出现了各种各样的核电厂堆型。由于反应堆是一个非常复杂的系统，并且随着发展人们已经开发出了许多种不同结构、不同用途的反应堆，因此对反应堆的分类也无法简单的采用单一的一种方法进行。一般来说，反应堆会按照冷却剂、慢化剂、用途、中子能量等标准进行分类，如下表。

反应堆分类示意表

目前，最常见的分类方法是按冷却剂和慢化剂分类，大家比较熟悉的有压水堆、重水堆、高温气冷堆、钠冷快堆等。

（1）压水堆核电厂：以压水堆为热源的核电厂。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电厂核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统，其形式与常规火电厂类似。

（2）沸水堆核电厂：以沸水堆为热源的核电厂。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电厂系统有：主系统（包括反应堆）、蒸汽-给水系统、反应堆辅助系统等。

（3）重水堆核电厂：以重水堆为热源的核电厂。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电厂是发展较早的核电厂，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电厂。

（4）钠冷快堆核电厂：由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电厂。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。

目前，世界上已商业运行的核电厂堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1%~2%，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，可以认为，快堆可将铀资源的利用率提高到60%~70%。

1954年，前苏联奥布宁斯克核电厂并网发电，揭开核能用于发电的序幕。半个世纪以来，核电经历了20世纪60年代的起步阶段，20世纪70—80年代的快速发展阶段和20世纪80年代一直到21世纪初的缓慢发展阶段以及21世纪以来的复苏阶段。

起步阶段：20世纪50年代中期至60年代初。在此期间，世界共有38个机组投入运行，属于早期原型反应堆，即“第一代”核电厂。除1954年苏联建成的第一座核电厂外，还包括1956年英国建成的45兆瓦原型天然铀石墨气冷堆核电厂、1957年美国建成的60兆瓦原型压水堆核电厂、1962年法国建成的600兆瓦天然铀石墨气冷堆和1962年加拿大建成的25兆瓦天然铀重水堆核电厂。

高速发展阶段：20世纪60年代中期至80年代初。其间，世界共有242个核电机组投入运行，属于“第二代”核电厂。由于受石油危机的影响，核电经历了一个大规模高速发展阶段，鼎盛时期平均每17天就会有一座新核电厂投入运行。美国成批建造了500〜1 100兆瓦的压水堆、沸水堆，并出口其他国家；苏联建造了1 000兆瓦石墨堆和440兆瓦、1 000兆瓦的VVER型压水堆；日本、法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术，其核电发电量均增加了20多倍。

减缓发展阶段：20世纪80年代初至21世纪初。由于1979年的美国三哩岛核电厂事故以及1986年的苏联切尔诺贝利核泄漏事故，全球核电发展迅速降温。在此阶段，人们开始重新评估核电的安全性和经济性。为确保核电厂的安全，世界各国加强了安全设施，制定了更严格的审批制度。据国际能源机构统计，在1990—2004年间，全球核电总装机容量年增长率由此前的17%降至2%。

开始复苏阶段：21世纪以来，随着世界经济的复苏以及越来越严重的能源危机，核能作为清洁能源的优势重新受到青睐。同时，经过多年的技术发展，核电的安全可靠性进一步提高，世界核电的发展开始进入复苏期，世界各国制定了积极的核电发展规划。美国、欧洲、日本开发的先进的轻水堆核电厂，即“第三代”核电厂取得重大进展。

第三代核能系统派生于目前运行中的第二代核能系统，并吸取了这些反应堆几十年的运行经验，进一步采用经过开发验证且可行的新技术，旨在提高现有反应堆的安全性。首次建成的采用第三代技术的核电机组是日本1997年投入运行的柏崎刈羽核电厂的两台先进型沸水堆机组（ABWR）。

2010年5月，国际原子能机构总干事天野之弥在讨论《不扩散核武器条约》的会议上指出，核能作为一种清洁、稳定且有助减缓气候变化影响的能源正为越来越多的国家所接受。

尽管2011年日本福岛核事故为世界核电工业发展蒙上了一层阴影，但是核电作为安全、清洁、高效的能源依然被国际认可。在能源紧缺、全球变暖的时代背景下，考虑到各国的国情和经济发展需要，大多数国家仍选择继续审慎发展核电工业。据国际原子能机构预测，全球有60多个国家计划发展核能，包括30个无核国家，全球核能发电量在今后20年将会提高一倍。

在此过程中，核电系统设计也进入了第四代，第四代核能系统的发展目标是增强能源的可持续性，提高核电厂的经济竞争性、安全和可靠性以及防扩散和防止外部侵犯能力。目前提出的第四代的反应堆概念有6种：气体冷却快堆（GFR）、铅冷却快堆（LFR）、钠冷却快堆（SFR）、熔盐堆（MSR）、超临界水冷堆（SCWR）和超高温气冷堆（VHTR）。

第四代核能系统与前几代完全不同，必须以大量的技术进步为前提。目前这些系统正处在研究之中。

2012年2月和3月，美国率先在全球内批准了四台AP1000核电机组的建造和运行联合许可证（COL）。这也是在自三哩岛事故之后，美国34年来首次启动核电建设项目。此外，美国核管会（NRC）于2011年3月至12月底，先后批准10台核电机组延寿至60年。

虽然全球核电复苏一定程度上受到了福岛核事故的影响，但是中国坚持安全高效发展核电的决心并未改变，近年来发布的核电中长期发展规划明确提出，到2020年，我国在运核电装机容量将达到5 800万千瓦，在建核电装机容量接近3 000万千瓦。截至2015年6月，全球在建核电机组67台，装机容量约为6 548万千瓦，其中超过70%的在建核电机组集中在亚洲的中国、印度和欧洲的俄罗斯等国家。总之，世界核电的发展是在“弃核”与“启核”的交叠中进行，但前进的脚步从未停歇。

全球首座商用核动力电站开始于20世纪50年代，目前31个国家拥有445台商业核动力反应堆，总装机容量达387GW，这一发电量超过法国或德国所有电力来源的3倍不止。另外还有64座商用核动力反应堆在建，相当于目前核电装机容量的18%。同时，已有150多座商用核动力反应堆具有明确的建设计划，相当于目前核电装机容量的一半

全球16个国家在很大程度上依赖于核电，其核电占比超过本国电力供给的1/4。法国电力来源中，核电贡献3/4左右；比利时、捷克、芬兰、匈牙利、斯洛伐克、瑞典、瑞士，斯洛文尼亚，乌克兰等国的核电占比达1/3或更多；南韩、保加利亚核电提供30%以上的电能；美国、英国、西班牙、罗马尼亚核电占各国电能的20%；日本过去很大成分上依赖核电，占比超过1/4，目前期望返回当时水平。在那些不持有核电厂的国家中，意大利和丹麦，能源供给中，有10%来自于核电。

（1）美国核电状况

美国以最多的运行核电厂数量奠定了其核电领域的霸主地位。美国的费米反应堆也使人类首次实现了自持核反应，率领人类进入了核能时代。西屋公司设计了第一座商业化反应堆，通用公司设计了首座沸水堆、率先设计出非能动三代压水堆。可以看到，美国的核电一直走在世界最前列。

目前，美国的新能源战略是均衡的、全面的能源战略，它考虑了三大要素：支持经济增长和创造就业机会、提高能源安全、发展低碳能源技术并为清洁能源的未来奠定基础。核能作为美国最重要的低碳能源之一，对美国能源低碳化有着积极的历史贡献，也是未来不可或缺的重要组成。

美国在运核电厂中内陆地区核电厂占据多数（不考虑河口厂址达到61.5%）。美国在人口众多的大城市周边建设运营了核电厂，如纽约的印第安角核电厂周边50英里范围内人口多达1 800万。

美国在运核电厂多在三哩岛核事故前建成投产，部分机组陆续达到设计寿命，但美国政府和业主并没直接让这些“老旧落后”的机组停运，而是针对这些机组进行安全评估，决策是否继续使用（延寿）。全美累计有100台申请延寿运行，截至2013年10月，其中78台获得批准，部分机组已经开始延寿运行。不仅是延寿，美国还积极开展核电机组的功率提升改造，至1977年9月19日Calvert Cliffs1号机组扩容改造以来，已有154台次机组进行了扩容改造，合计提升堆功率21 104.8兆瓦、电功率7 034.9兆瓦。

美国在建的3座核电厂5台机组分别为VCSummer核电厂2、3号机组、Vogtle核电厂3、4号机组和Watts Bar2号机组，全部坐落于美国的内陆地区。

（2）法国核电状况

法国煤炭、石油、天然气资源不多。水力资源利用率高达95%以上。因此随着能源消耗的增加，能源自给率在核能未大规模开发前不断下降。为满足经济发展对电力的需求，法国政府坚持“能源独立”的政策，决定优先发展核电，早在1974年就宣布新建电站都是核电厂，不再建火电站。目前法国核电厂提供全国77%左右的电力供应。在世界上，法国的核电装机总量仅次于美国，是世界上核电对核电依赖程度最高的国家。

核电给法国人带来的好处一目了然。因为运营成本低，核电电价仅是传统煤电电价的60%，所以法国人一直享受着欧洲最廉价的电力。因为大量使用核电，法国早就实现了能源独立，并且每年约有20%的电力输送到意大利、荷兰、德国和比利时“卖电赚钱”，创造了大量的利润。同时，因为核电厂遍布法国各地，所以它会给当地人提供大量就业机会。由于大规模采用核电，法国温室气体排放量相对较低。有统计数字表明，发展核电使法国每年少排放3.45亿吨二氧化碳，而其每千瓦小时的碳排放量仅是英国或者德国的1/10。法国的核电技术还经常推销到海外，赚取大量的外汇。

法国核电的统一性非常强。把19座现役核电厂列出来，可以明显看到这种统一：1985年以前投产运行的9座现役核电厂，全部使用900兆瓦压水反应堆；此后再投产的核电厂，清一色的1 300兆瓦压水反应堆(2000年和2002年投产的舒兹、西沃两座核电厂除外，分别使用了1 450兆瓦和1 495兆瓦压水堆)。所有现役核电厂，都属于二代核电技术，再加上发电机组高度统一，这样的好处就是大大节省了管理和运营成本，提高了安全系数。也正是因为以上这些原因，法国才能在油价不断上涨的今天，长期保持稳定而低廉的民用和工业电价。

因为从一开始就下决心发展核电，法国核电的布局也非常合理，濒海的西部，还有内陆靠近河流的地区，都有核电厂分布。精心布设的核电网络避免了远距离、大功率传输的成本和损耗，这也是法国保持低廉电价的重要原因。

（3）日本核电状况

日本是一个陆地面积仅有37.8万平方千米的岛国，人口为1.26亿，人口密度高达每平方千米337人，由于受到自然条件的限制，其常规能源资源十分缺乏。在常规能源的供应中，海外依存度达到80%，石油几乎全部依赖进口。多年的实践，尤其是1973年和1978年两次石油危机的冲击，使日本严重地意识到，依靠进口能源，对于保障能源供应是十分脆弱的。为了提供安全稳定的能源供应，日本一方面采取厉行节能的政策，另一方面实行能源供应多元化，尤其强调大力发展核能。1973年石油危机后，加速了核电的发展；前苏联切尔诺贝利核电厂事故发生后，日本国内的反核情绪上升，使核电发展的阻力加大；近年来，尤其是京都会议以后，日本政府认为核电是解决生态环境、减少二氧化碳排出量和保障能源稳定供应的有效途径。目前，日本是世界第三大核能发电大国，次于美、法两国。

2011年福岛核事故给全球滚热的核电市场狠狠地泼了盆冷水，全球的核电格局也受到了影响。由于事故后民间对发展核电极力反对，日本政府尝试关闭国内全部的核电厂。但是由于核电在其能源结构中作用重大，日本目前已经放弃“无核化”。

（4）韩国核电状况

韩国自然资源十分贫乏，除拥有少量煤炭、木材和水力资源外，它所消耗的绝大部分化石燃料(煤炭、石油、天然气)依靠进口，两次石油危机的冲击，大大地损害了韩国的经济，因此韩国制定了推行多渠道发展各种不同能源的政策，逐步减少对国外进口能源(尤其是石油)的依赖程度，其中特别强调了核能的发展。重视引进国外先进技术，努力实现核电的国产化。

韩国发展核电只有30余年的历史，但是韩国却成为国际核电市场新的有力竞争者，2009年韩国与阿联酋签订200亿美元的核电建设协议。韩国的迅速崛起也打破了由美、法、日三国主导的核电市场格局。目前韩国已经成为世界第三个具备自行研发第三代核电技术的国家。

（5）俄罗斯核电状况

1954年，前苏联建成了世界上第一座核电机组。尽管1986年的切尔诺贝利核事故给俄罗斯造成了很大的灾难，但是在政府支持下，俄罗斯核电产业朝着重视技术研发、大力推动核电出口发展。核能出口成为俄罗斯实现经济增长目标的一项重要措施。

在停滞十多年后，电力需求每年以3%的速度递增；其次，俄罗斯在欧洲的大约50吉瓦的发电厂在2010年达到设计使用寿期；再次，Gazprom公司考虑到向西方国家出口天然气将获利5倍，因此，在近两年中将发电用的天然气供应量削减了12%，并且，到2020年，西西伯利亚油田将被开采殆尽，届时，他们只能提供俄罗斯目前发电量1/10的燃料（目前是3/4）。考虑到这些紧缩以及20世纪90年代核电厂的改进，俄罗斯政府于2000年底决定延长最早的12个核电厂的运行寿期，共5.76吉瓦，占核电总装机容量的29%。仅仅由于核电厂的性能改进从而大大提高了核发电量。2001年的核发电量达到125太瓦时，占总发电量的15%。出于成本效益考虑，即完成已部分建造的9吉瓦核电厂的平均成本为680美元/千瓦，而新建的燃气电厂成本（包括必要的基础设施）为950美元/千瓦（新建核电厂的成本预计为900美元/千瓦），因此俄罗斯原子能部建议迅速增加核电容量。

同时，俄罗斯还将核电技术出口到中国等其他国家，在国外有3个反应堆建造项目，全部都是VVER-1000机组。

（6）加拿大核电状况

加拿大在核能领域的科研和开发方面有着与英国和美国同样悠久的历史。加拿大自主研发的坎杜（CANDU）堆型是加拿大的核电支柱，技术成熟、无需浓缩、不用燃料后处理、无任何钚积存，成为许多国家的追求的堆型。

（7）德国核电状况

由于对核电存在环保和安全方面的顾虑，德国计划不再建设新的核电厂，并在福岛事故后关闭了8台核电机组。尽管德国大力发展可再生能源，但是远不能弥补关闭所有核电厂造成的电力短缺。德国目前还有9台核电机组，并从法国大量引进核电，可以说也在间接的享受着核电。德国想跟核电说再见，不太容易！

（8）英国核电状况

英国曾是世界上核电发展领先的国家，但自20世纪70年代起，北海油田的开发使其能源状况得到改善，加上对核电安全的顾虑，英国的核电发展步入冬天。30年后的21世纪初，英国重新开启核电的大门。

（9）欧洲核电状况

在欧洲，除了英、法、德外还有很多国家国内建有核电厂，这些国家建造的核电厂具有规模小、年代久的特点。由于建造年代久远，近年来的安全测试不是很乐观，但是为了解决能源问题，它们还是坚持发展核电。

（10）拉美核电状况

拉丁美洲目前有6核电机组，其中巴西、阿根廷、墨西哥各2台。另有2个在建核电厂，其中巴西的安哥拉3号机组将于2015年完工，阿根廷的阿图查2号机组在2012年试运行。委内瑞拉政府在福岛核事故之后冻结了国内的核电计划。

根据统计数据，截至2017年7月16日，我国已投运核电机组37座，运行装机容量为3474万千瓦，其中压水堆34座，重水堆2座，快中子反应堆1座，压水堆数量占比高达91.89%；我国在建核电机组20座，其中压水堆19座，高温气冷堆1座，压水堆数量占比达95%。

根据中国工程院在2011年的研究预测，我国在2020年发电装机将达到171420万千瓦，2030年达到234916万千瓦。

根据对我国中长期发电装机总量和除核电外各类电源装机情况的预测，可推算出核电的装机容量，即核电在2020年、2030年的装机容量将分别达到8 030万千瓦和16 055万千瓦，分别占当年装机总量的4.7%和6.8%。

相应地，中国工程院又对我国各类电源中长期发电量情况进行了预测。我国在2020年、2030年的总发电量将分别达到70 660亿千瓦时、104 520亿千瓦时，核电在2020年、2030年的发电量将分别达到6 000亿千瓦时、12 000亿千瓦时，分别占当年总发电量的8.5%、11.5%。

我国核电发展已从起步阶段进入安全高效发展阶段，从建设第二代核电厂发展到建设第三代核电厂，从建设沿海核电厂发展到考虑建设内陆核电厂。

我国目前采用的核电技术路线都是第二代改进技术和第三代技术。第二代核电的设计没有把预防和缓解严重事故作为必须要求有的措施，世界上核电厂运行50多年以来发生的三次严重事故表明：第二代核电的设计低估了发生严重事故的可能性。因此，第三代核电把预防和缓解严重事故作为设计上必须要满足的要求。这是第三代与第二代在安全要求上的根本差别。

中国现在主要有3套第三代核电设计方案，分别是华龙一号、AP1000/CAP1400、EPR

华龙一号：由中国两大核电企业中国核工业集团和中国广核集团联合研发，该技术实现了先进性和成熟性的统一、安全性和经济性的平衡、能动与非能动的结合，主要技术指标和安全指标满足我国和全球最新安全要求，具有完全自主知识产权，具备国际竞争比较优势和参与国际竞标条件。华龙一号已在福建福清核电厂开始建设。

AP1000是美国西屋电气公司在传统反应堆基础上研发的一种新堆型。其设计理念是：在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，引入安全系统非能动化理念。采用非能动的简化型设计和模块化设计建造技术，在大量减少设备数量（特别是能动设备）的同时提高系统的可靠性，并缩短建造周期，从而在进一步提高安全性的同时提高其经济性。2007年，AP1000技术进入中国，确定AP1000依托项目，西屋电气公司向中国有关单位转让AP1000相关技术。（CAP1400型压水堆核电机组是在消化、吸收、全面掌握我国引进的第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上，通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组。目前我国所建的示范电站位于山东威海市荣成石岛湾厂址，拟建设2台CAP1400型压水堆核电机组，设计寿命60年，单机容量140万千瓦。）

EPR（欧洲先进压水堆）是法国法玛通公司和德国西门子公司在法国N4和德国的Konvoi反应堆的基础上联合改进开发的反应堆。EPR吸取了法德核电厂运行三十多年的经验，保持了技术的连续性，没有技术断代的问题。EPR采取了“增加专设安全系统”的思路，即在第二代的基础上再增加和强化专设安全系统。重要的专设安全系统都由二系列增加为四系列，同时增设缓解严重事故后果的设备。这样，提高了安全性，相应核电厂系统比第二代更复杂。同时通过提高机组容量，与二代堆相比具有更高的经济和技术性能。广东台山核电一期工程建设两台EPR 核电机组，单机容量为175万千瓦，是目前世界上单机容量最大的核电机组。

核电厂验收是指核电厂业主和总承包商或供货商之间为澄清双方就完成合同规定的有关供货责任而达成协议并通过证书的形式予以确认的过程。一般分为临时验收和最终验收两个阶段。

中文名称

核电厂验收

英文名称

acceptance of nuclear power plant

定　　义

核电厂业主和总承包商或供货商之间为澄清双方就完成合同规定的有关供货责任而达成协议并通过证书的形式予以确认的过程。一般分为临时验收和最终验收两个阶段。

应用学科

电力（一级学科），核电（二级学科）

对核蒸汽供应系统和汽轮发电机组等核电厂主设备的性能以及对核电厂满功率运行时的关键运行指标进行考核，以检验核电厂建成后是否达到合同规定的性能保证值的试验工作。当核电厂完成全部单系统试验、预运行试验、装料、临界和各台阶的功率试验之后，若条件允许应及时进行核电厂的性能试验。核电厂性能试验要求机组在满功率附近进行，而满功率示范运行对机组功率有类似要求，所以核电厂性能试验一般情况下可与满功率示范运行结合起来做。一般情况下，性能考核应在商业运行日之前完成，性能考核试验也是整个调试阶段的一部分，但也有可能由于供货商或业主的原因要将某项考核试验予以推迟或在采取纠正行动后重复进行，为此要在供货合同中规定相应条款。

试验时的运行工况 在进行性能试验时机组应已在额定功率下稳定运行了若干小时，且机组功率稳定在95%~100%额定功率范围内。核电厂应保证正常运行时需投运的所有系统应均投入使用。蒸汽发生器排污和二回路补水等系统应暂停。电网频率，发电机功率因数，一、二回路的温度、压力和流量以及蒸汽发生器水位、凝汽器真空等主要参数应尽可能保持稳定不变。这样可以减少对测定数据的修正。

试验方法和要求 性能试验一般由业主组织进行，设备供应商可以参与性能试验的全过程，性能试验的全部或部分也可以由业主与供货商双方认可的独立第三方进行。在核电厂的供货合同中一般都规定了有关性能试验的试验方法、试验标准和考核要求。根据这些试验方法、标准和要求，业主编写或委托编写全部性能试验的试验程序，经设备供货商审核同意并由业主最终批准后实施。试验结束后完成试验报告，给出试验结果是否满足合同要求的分析结论。

试验仪表 性能试验所用仪器仪表可以由业主提供，供货商认可，也可以由供货商提供，业主认可。试验仪表必须符合合同规定的对试验仪表的技术要求，尤其是精确度要求。试验仪表在试验前应由业主和供货商双方认可的独立第三方进行标定，且双方均可对标定过程进行见证。

试验项目 核电厂性能试验按照合同规定一般需进行核蒸汽供应系统输出热功率及其出口端蒸汽湿度、机组电功率、机组热耗率、厂用电消耗、机组噪声、振动等各项性能试验。每项试验可以单独进行，也可以插在满功率示范运行过程中进行。单独试验时，应在机组连续运行24h之后进行。

核蒸汽供应系统输出热功率及其出口端蒸汽湿度 通过核蒸汽供应系统输出端蒸汽参数的测量，可得到其输出热功率。对于采用自然循环式蒸汽发生器的压水堆和沸水堆而言，其输出端为饱和蒸汽。为确定其焓值，除测量出口端的蒸汽压力外还必须测定其相对湿度，而且相对湿度本身也往往就是合同规定所要考核的输出端蒸汽品质的指标。测量相对湿度的办法一般是在给水中加入一定浓度的放射性示踪元素(一般为24Na)或稳定化学元素(一般为铯)，通过测量输出端蒸汽凝结水中所含添加元素的浓度即可推算出蒸汽的相对湿度。

在考核试验之前，一般先在低于额定功率的工况下通过测定输出端热功率来标定反应堆的核测量仪表(输出端的热功率要扣减反应堆冷却剂泵的热功率份额和稳压器电加热份额才是反应堆的热功率)。然后才能按照标定后的核测量仪表指示把反应堆功率提升并稳定在额定值，并在此额定功率水平下测定输出端蒸汽参数。对于压水堆核蒸汽供应系统，合同所保证的输出端参数一般都考虑了蒸汽发生器的堵管率和污垢系数，在对实测数据分析时要扣除新蒸汽发生器对蒸汽参数带来的附加裕量。

机组电功率 指汽轮机在规定的终端参数下运行时通过发电机输出端测得的发电机输出电压和电流计算的发电机输出电功率。机组最大连续功率(MCR)是由供货商给定的当汽轮机运行在额定参数条件下的汽轮发电机组输出端的电功率。在发这一功率时，机组能在规定的终端参数下，在不超过设计寿命的条件下可无限期地运行。该功率通常对应有一热耗率保证值，这时汽轮机调节阀不一定要全部开启。最大连续功率也称额定功率、额定出力或额定负荷。

机组热耗率 指机组发出单位电量(kW·h)所消耗的核蒸汽供应系统热功率(kJ)，其计算公式是：机组热耗率=机组额定热功率(MW)×3600/机组额定电功率(MW)。由于机组热耗率是衡量机组整个热力系统热效率的参数，整个热力系统中的相关热力设备的性能要求都应在合同中加以规定，作为机组热耗率保证值测量所依据的条件。如果给水回热加热器不包括在汽轮机供货商的合同范围，买方最好在其技术条件中提供附有充分数据的给水加热系统图，以便于计算出整个装置的热耗率保证值，否则供货商应在合同中阐明计算保证热耗率时采用的给水加热器数目和分布、各给水加热器的端差和汽轮机到各加热器之间的压降。汽水分离再热器若不包括在汽轮机供货合同中则也应采取同样方法进行处理。如果汽轮机供货合同包括了给水回热加热系统，则应将给水抽汽回热级数、加热器数目和分布、给水泵在给水加热系统中的位置、供货终端所要求的给水温度及其允许偏差、加热器的端差等技术要求在合同中加以规定。如果有些装置不属于供货商的范围，如加热器、阀门、管道或泵，而其性能与保证值所依据的条件有所不同，则在合同阶段汽轮机供货商应有机会或者调整其保证值，或者对热力验收试验结果按商定办法进行修正。

厂用电消耗 一般是通过实际测量在机组正常运行时需连续运行或运行时间超过50%的电机负荷，或测量厂用变压器的负荷，再进行计算的。对厂用电各项负荷，在合同中均按项列出。

其他考核项目 有些合同中规定，要考核运行能力，如最大负荷变化率、甩负荷不停堆能力、甩负荷不停机能力等。有些合同还规定要考核机组噪声、振动和发电机温升、发电机漏氢率等。具体项目与数据，均在合同中列出。对于循环水泵流量的测量一般在循环水系统调试结束时就可进行，类似这样的性能试验可在机组性能试验之前进行。

性能试验结果的处理 由于性能试验不一定是在合同规定的试验条件下进行的，因此考核其出力、效率的保证性能时，应对实测结果以适当的修正曲线加以修正。其中对试验结果影响最大的是循环冷却水的温度。试验时的温度如与设计温度有偏离，则应按给定曲线进行修正。对厂用电要进行电压、温度、湿度和取水水位等修正。

满功率示范运行 目的是考验核电厂能在设计的额定功率下安全可靠地连续运行。一般要求按核电厂正常运行工况连续满功率稳定运行100~120h，功率波动应保持在 0~-5%范围内，不能发生功率降低或中断运行的情况。试验过程要由记录仪监测发电机总电功率、反应堆热功率水平、蒸汽发生器的给水流量和水位以及主蒸汽流量等。每班必须对运行情况，包括负荷变化的原因和设备不正常情况等做好详细记录。在满功率示范运行过程中可以结合进行性能测定试验，因为核电厂已经处于较长时间的满功率稳定工况下运行，对于进行性能测定试验是十分有利的。当连续100~120h满功率运行结束，达到了考验目的，并且核电厂的主要系统和部件以及辐射防护方面均未发生不可接受的异常情况时，核电厂将投入商业运行，同时业主将开始与设备供货商着手设备的验收工作。有些合同规定，在性能试验前，进行四个星期或700h的试运行作为示范运行。试运行时的功率不低于满功率的80%，并包括100h的连续满功率运行。

当核电厂完成机组调试、性能试验和示范运行，核电厂的系统和设备经试验考核全部达到其技术性能和要求时，核电厂投入正常运行。这时，核电厂的管理由业主的工程建设部门移交给业主的生产运行部门，核电厂正式投入商业运行。2100433B

《核电厂消防》根据中国核工业集团公司的要求而编写，可作为核电厂全体员工及其承包商基本安全授权培训的学习教材。本教材讲解了有关消防法律、法规，燃烧和火灾基础知识，燃烧产物对人体的影响；讲解了核电厂消防的特点，核电厂运行期间防火安全要求和措施，灭火原理及灭火方法，核电厂灭火组织和火灾响应，火场逃生方法和注意事项；介绍了核风险的特殊考虑、对核电厂消防系统和设备的要求、火灾自动报警系统和灭火系统等内容。本教材可以帮助核电厂人员及其承包商了解燃烧和火灾基础知识、核电厂防火安全要求和措施、灭火方法和火场逃生方法，尽可能使他们在今后的工作中运用这些要求和措施，防止火灾发生以及火灾时能履行自己的职责，从而确保自己的安全以及确保电厂安全、可靠、经济地运行。