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1、核电站核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术
2009年3月31日14时06分 ，世界上首台AP1000核电机组三门核电站一号机组核岛第一罐混凝土浇注顺利完成，4月20日混凝土养护取得成功 。这是世界核电站工程建设中首次成功采用核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注的先进技术 ，中国成为首个成功掌握此项技术的国家 。核电站核岛筏基是核反应堆厂房的基础部分 ，其大体积混凝土一次性整体浇注，可以实现核电站核岛基础的一次整体成形 ，具有无接口 、防渗好等技术优点 ，特别适合安全性能要求较高的核电施工。但由于浇注后的养护是难点，一直是施工的一大技术难题 。该项技术的成功实施 ，可以有效缩短工期 ，将为未来第三代核电的批量化建设带来巨大的经济价值 。
2 、核岛钢制安全壳底封头成套制造技术
2009年12月21日15时28分，三门核电站一号机组核岛钢制安全壳底封头成功实现整体吊装就位 ，这一底封头的钢材制造、弧形钢板压制 、现场拼装焊接 、焊接材料生产、整体运输吊装等都是由中国企业自主承担完成的。AP1000首次采用在核电站反应堆压力容器外增加钢制安全壳的新技术 。钢制安全壳是AP1000核电站反应堆厂房的内层屏蔽结构 ，是非能动安全系统中的重要设备之一 。AP1000钢制安全壳底封头钢板的典型特征是大尺寸 、多曲率 、高精度，采用整体模压一次成型技术，尚属世界性难题。中方企业攻克了一系列世界性的技术难题和工艺难关 ，提升了我国核电装备制造和相关材料研制的水平 。
3、模块化设计与制造技术
2009年6月29日 ，三门核电站一号机组核岛最大的结构模块CA20模块成功吊装就位，开启了中国核电站工程模块化建造的新时代 。CA20模块的工厂化预制和现场拼装 、组焊 、整体吊装的顺利完成 ，标志着AP1000技术的模块化设计和施工的先进理念已经从理论变成了现实。CA20模块是AP1000的最大一个结构模块 ，长20.5米，宽14.2米 ，高20.7米 ，近7层楼高，由18个房间构成 ，包括32个墙体子模块和40个楼板子模块 ，结构总重达749吨，加上吊具等起吊总重量达到968吨 ，相当于700多辆小汽车的重量 。使用模块化建造方法 ，可以实现核电站核岛工程建设中的土建和安装的交叉施工，能大大缩短核电站的工程建设周期 。通过模块的工厂化预制，可有效提高工程建造的质量。
4、主管道制造关键技术
2010年1月11日 ，中国AP1000自主化依托项目国产化主管道采购合同在北京签订。国核工程公司与中国第二重型机械集团公司(德阳)重型装备股份公司签订了主管道采购合同 。核电站主管道是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的大厚壁承压管道 ，是核蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉 ”，是压水堆核电站的核一级关键设备之一 。AP1000机组采用了超低碳控氮不锈钢整体锻造技术 ，材质要求高 、加工制造难度大 ，堪称目前世界核电主管道制造难度之最。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 。中国二重集团等国内多家企业通过为时两年的科研攻关，自主突破了AP1000主管道制造的技术难关 ，制造的主管道1：1模拟件综合技术指标已完全符合美国西屋公司的设计技术标准 ，达到世界一流水平，大幅降低了主管道的采购成本 。
5 、关键设备大型锻件制造技术
2009年12月22日 ，中国一重承担的三门核电站2号机组蒸汽发生器管板锻件研制取得成功 ，在先前实现AP1000核岛反应堆压力容器锻件完全国产化的基础上，再次实现了蒸汽发生器锻件的完全国产化 ，一举攻克了制约我国核电发展的重大技术难关 ，大幅提升了中国核电装备制造的整体水平和技术能力，打破了国外企业在高端大型铸锻件市场的垄断。以前中国的大型铸锻件企业因制造能力和技术上的差距，使国内高端大型铸锻件市场和技术被国外巨头垄断 ，尤其是在核电大型铸锻件上 ，国外更是实行技术封锁 。除大型锻件外，反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵 、主管道 、钢制安全壳等核岛关键设备国产化工作均取得实质性进展 ，确保了中国后续三代核电批量化、规模化发展 。
核电站又称核电厂 ，它指用铀 、钚等作核燃料，将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂。核电厂主要以反应堆的种类相区别 ，有压水堆核电厂 、沸水堆核电厂、重水堆核电厂 、石墨水冷堆核电厂 、石墨气冷堆核电厂、高温气冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等 。
核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统） 、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施三大部分组成 。
核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛 ，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。核燃料在反应堆内产生的裂变能 ，主要以热能的形式出现 。它经过冷却剂的载带和转换 ，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电 。核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化 ，核电厂设置有多项安全系统。
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，汽轮发电机和危急冷却系统等 。它们在核电站中有各自的特殊功能。
主泵
主泵（RCP）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 。它的功用是在正常运行时 ，使冷却剂强迫循环通过堆芯，载出堆芯热量 ，然后流过蒸汽发生器传热管内侧 ，将热量传给蒸汽发生器二次侧给水；事故工况下，排出堆内衰变热 。
稳压器
稳压器（PRZ）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 。
蒸汽发生器
蒸汽发生器（SG）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。
安全壳
安全壳（Containment）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。
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 。
危急冷却系统
为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故（LOCA）的发生，近代核电站都设有危急冷却系统 。它是由安全注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后 ，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水 ，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延 。注射系统：当核电站一回路系统的管道或设备发生破损事故后 ，安全注射系统用来向堆芯紧急注入高硼冷却水 ，防止堆芯因失水而造成烧毁 。
安全注射系统设有两套安全注射管系。一套为安全注射箱（ACC）管系，在安全注射箱内储有一定容积的高硼水 ，并用氮气充压 ，使注射箱内维持恒定的压力 。当一回路系统一旦发生大破裂事故，其压力低于安全注射箱的压力时，安全注射箱内的硼水就通过止水阀自动注入一回路系统 。另一套为安全注射泵管系 ，当一回路系统因发生破损事故而压力下降至一定值时 ，安全注射泵就自动启动，将换料水箱内的硼水注射至一回路系统 ，换料水箱内的硼水被汲完后 ，安全注射泵可改汲从一回路系统泄露至安全壳底部的地坑水，使硼水仍能连续不断地注入一回路系统冷却堆芯。
在电站失去外电源情况下 ，安全注射泵的电源可由应急柴油发电机组自动供电 。
安全壳喷淋系统
在核电站发生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故时 ，安全壳内充满了带放射性高压蒸汽，安全壳喷淋系统将用来降低安全壳内压力和温度 ，使放射性蒸汽凝结下来 。
在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头 ，当安全壳内由于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时，安全壳喷淋系统的泵就自动启动 ，将换料水箱内的硼水和NaOH贮箱内供除碘用的NaOH溶液一起汲入 ，以一定的比例混合，再由喷淋头喷入安全壳内。当换料水箱的水被用尽后，喷淋泵可改汲安全壳内的地坑水 。此时 ，地坑水先由设备冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内 。
在核电站断电情况下 ，安全喷淋泵的电源也由应急柴油发电机组自动供电。 在核燃料和环境外部空气之间设置了四道屏障 。即第一道屏障：燃料芯块核然料放在氧化铀陶瓷芯块中，并使得大部分裂变产物和气体产物95%以上保存在芯块内 。第二道屏障：燃料包壳 ，燃料芯块密封在铅合金制造的包壳中构成核燃料芯棒错合金 ，具有足够的强度且在高温下不与水发生反应。第三道屏障：压力管道和容器冷却剂系统将核燃料芯棒封闭在20cm以上的钢质耐高压系统中避免放射性物质泄漏到反应堆厂房内。第四道屏障：反应堆安全壳用预应力钢筋混凝土构筑壁厚近100cm，内表面加有6mm的钢衬 ，可以抗御来自内部或外界的飞出物 ，防止放射性物质进入环境 。
核电站配置的外设安全系统有以下几个方面：
①隔离系统，用来将反应堆厂房隔离开来 ，主要有自动关闭穿过厂房的各条运行管道的阀门收集厂房内泄漏物质将其过滤后再排出厂外 。
②注水系统 ，在反应堆可能“失水 ”时，向堆芯注水 ，以冷却燃料组件避免包壳破裂。注入水中含有硼 ，用以制止核链式反应 。注水系统使用压力氮气，在无电流和无人操作情况下在一定压力下可自动注水 。
③事故冷却器和喷淋系统，用来冷却厂房以降低厂房的压力。在厂房压力上升时先启动空气冷却（风机— 换热器）的事故冷却器;再进一步可以启动厂房喷淋系统将冷水或含翻水喷入厂房 ，以降热和降压 。
以上所有安全保护系统均采用独立设备和冗余布置 ， 均备有事故电源，安全系统可以抗地震和在蒸汽— 空气及放射性物质的恶劣环境中运行 。万一发生了核外泄事故 ， 应启动应急计划。应急计划的内容主要包括：疏散人员 ，封闭核污染区（核反应堆及核电站），清除核污染 ，以保证人身安全和环境清洁 。 核电站常用的测量仪表有流量 、温度、液体 、压力四类检测仪表 ，如铠装热电偶 、薄膜热电偶、液柱式、热电偶温度计 、应变式等压力表和差压计 、差压式液位计、浮子式液位计 、雷达液位计 、差压式流量计、液体静力液位计 、转子流量计 、电磁流量计等都被广泛应用于核电领域 。除了这些常规测量仪器仪表，核电领域还需要振动测量、位移测量等机械量参数测量仪表 、分析测量仪表 、硼表以及大型仪表控制系统等。
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