田湾核电站

摘要： 换料机控制系统用于控制换料机执行换料工作,田湾二期换料机网络组成与一期有着很大的差异。针对田湾二期3、4号机组换料机控制系统网络的安装与调试,分析了换料机控制网络与田湾一期的差异,对换料机就地网络调试中出现的相关问题进行了梳理,并采用合理的办法优化网络,解决了换料机网络通讯不畅的问题。

摘要： 江苏核电有限公司是中核集团重要子企业,田湾核电站是全球在运和在建总装机容量最大的核电基地。当前,核工业迎来了重要发展机遇期,如何做好新形势下核工业宣传思想工作,推动融媒体工作室建设,进一步展形象、举旗帜、聚民心、育新人、兴文化,为田湾发展聚力赋能,助推建设世界一流核能多堆型综合利用产业群和多能互补零碳示范能源基地的“两个一流”田湾核电基地发展,是需要重点思考的问题。

摘要： 本文总结了历年核电管道焊接工程获得优质焊接工程奖的监理良好实践做法,如做好分级管控和源头控制、制定专项监理规划监理,做好工艺链的关键环节的质量风险辨识和分析,控制质量计划选点及工序链接口,明确监理质控重点和焊接先决条件,根据工艺流程图及焊缝布置图,清单式控制焊工资质、焊接工艺评定、热处理工艺评定、焊接工艺规程及相应数据包,做好焊材复验及使用管理,试验室、QC及试验人员行为见证监督,符合性检查和成品保护,阶段性工作总结等良好实践。这些经验总结可给各行业焊接工程提供良好借鉴。

摘要： 机器轰鸣,人声沸腾,5月27日,伴随着打桩机的轰鸣声,第一罐混凝土在江苏连云港的田湾核电蒸汽供能项目能源站正式浇筑。这标志着全国工业园区首个核能供汽工程一一中核集团田湾核电蒸汽供能项目全面拉开建设帷幕。该工程预计将在2023年底正式完工,届时,零碳排放的清洁蒸汽将从田湾核电站源源不断地输向江苏连云港徐圩新区石化基地,国内核能供汽也将真正迈向实践应用,我国的核能综合利用由此又向前推进了一大步。

摘要： 5月27日,国内首个工业用途核能供汽工程--中核集团田湾核电站蒸汽供能项目全面拉开建设帷幕,拓展了核能工业化利用的新方向。此次中核集团率先启动的田湾核电蒸汽供能项目将为连云港石化产业基地供汽,是核能与石化行业耦合发展的标志性成果。

摘要： 在巍峨的云台山麓、广袤的黄海之滨,坐落着中俄核能合作典范项目——田湾核电站。筚路蓝缕,栉风沐雨,历经25载,中核田湾人传承“两弹一星”精神和核工业精神、大力弘扬“强核报国、创新奉献”的新时代核工业精神,把追求卓越的精神一点一滴融入血脉、浸入灵魂,克服了一道道难题,取得了一次次成功,实现了一个个跨越,把曾经一片荒芜的扒头山建设成为全球在运和在建总装机容量最大的核电基地,使追求卓越的精神在这片热土上落地生根、茁壮成长、开花结果,更为中俄两国能源合作、中核集团战略发展贡献了田湾力量、田湾智慧和田湾方案。

摘要： 田湾核电站1、2号机组安全系统采用四列冗余设计,安全性较高。根据设计特点和良好的运行经验,对安全系统的定期试验周期和机组允许后撤时间开展了风险指引型论证优化。对安全系统在线维修的合理性和可行性进行评估论证,依据论证结果,可将安全系统维修工作安排在功率运行期间进行,实现安全系统在线维修。项目获得批准后电站修改了执照文件和维修执行文件,并成功在1、2号机组实施。项目的实施对改善核电厂经济性和维修灵活性发挥了重要作用,具有优越的经济效益和社会效益。

摘要： 郁郁苍梧海上山,蓬莱方丈有无间。在江苏连云港海上云台景区不远处的高公岛乡,有个叫田湾的小渔村,20多年前,中俄的核电专家在这里开始建设一座被誉为“中俄核能合作典范”的田湾核电站。20多年间,先后有上千位俄罗斯核电专家来到连云港,为中俄两国核能合作作出巨大努力,取得了优异成果,他们也在这里和当地人民结下了深厚的友谊。2013年,时任俄罗斯原子能建设出口公司总裁瓦列里·利马连科因在中俄核能合作及田湾核电站建设中作出的突出贡献,荣获当年的中国政府友谊奖。

摘要： 我国首个工业园区核能供汽工程田湾核电蒸汽供能项目,预计将在2023年底完工。届时,零碳排放的清洁蒸汽将从田湾核电站源源不断地输向江苏连云港徐圩新区石化基地,国内核能供汽也将真正迈向实践应用。伴随着打桩机有节奏的轰鸣声,中国核工业集团有限公司(以下简称中核集团)田湾核电蒸汽供能项目(以下简称蒸汽供能项目)能源站不久前正式浇灌下第一罐混凝土。

摘要： 10月20日,田湾核电站8号机组堆芯捕集器容器平稳落位至堆芯竖井埋件上,田湾核电站8号机组第一台堆芯主设备吊装顺利完成,至此,8号核岛主设备安装工作正式开始。堆芯捕集器是严重事故管理系统的主要设备,其主要作用是事故状态下包容含大量放射性裂变产物的堆芯融熔物,以确保安全壳的完音进新征程时代整性,堆芯捕集器容器是堆芯底部最主要的收纳熔融物部件,对极端安全事故的处置起着至关重要的作用.

摘要： 2009年8月在田湾核电站附近海域进行了海洋浮游植物及环境因子的现状调查，在14个调查站位共鉴定浮游植物4门36属81种，其中，硅藻门25属63种，占种数的77.78%。甲藻门9属16种，占种数的19.75%，蓝藻门1属1种，占种数的1.23%，金藻门1属1种，占种数的1.23%。调查海域浮游植物生态类型主要以低盐近岸性类群为主，辅以少量的广温广盐性类群。浮游植物的丰度范围为0.458×105～3.134×105ind/L，平均值为1.180×105ind/L。主要优势种为斯托几内亚藻、短角弯角藻、拟旋链角刺藻、扭链角刺藻。优势度分别为0.688、0.207、0.142、0.103。各类指数变幅较大(种类数为19～43，丰富度指数为1.064～2.364，多样性指数为2.069～3.428，均匀度指数为0.485～0.677)。多样性指数均值为2.926，均匀度指数均值为0.592，丰富度指数均值为1.753。相关性分析表明，浮游植物细胞丰度、种类数、多样性指数、丰富度指数与水质环境因子之间均没有显著的相关性，仅均匀度指数与水温之间具有显著的相关性，相关系数（r）为0.544，P<0.05，水温越高，均匀度指数越高。田湾核电站近岸海域水质状况的生物多样性指数评价显示，目前该海域水质总体处于轻污染，尚适宜浮游植物的生长。

摘要： 以田湾核电站燃料水池冷却系统的管道振动处理为例，介绍了自2007年以来，对该管道振动问题进行的多次处理方案及改造效果，并根据有关规范的要求，对改造后的管道进行了振动评价．总结了核电站管道振动处理的方法和经验，确认最佳的管道减振处理方法是消除激励源，可为类似管道的振动处理提供参考。

摘要： 缩短大修工期，提高电站负荷因子，是田湾核电站历次大修的主要目标之一。本文介绍了田湾核电站反应堆控制棒棒控棒位系统综合试验的内容、先决条件、试验限制条件，重点介绍了减少反应堆控制棒棒控棒位系统综合试验占用大修主线时间的优化论证过程及实践成果。

摘要： 本文以田湾核电站为例，使用热工水力瞬态分析程序DINAMIKA-97计算分析WWER-1000型核电站主泵转予瞬间卡死事故，给出了主要的计算分析结果。计算结果表明，在该事故工况下各项验收准则均能满足。

摘要： 反应堆热平衡测量试验是利用能量平衡原理计算确定反应堆热功率，它是反应堆核功率校核的基准。本文主要通过对反应堆热平衡测量原理进行全面的描述，给出在田湾核电站反应功率计算中所使用的几种方法，及功率标定方法。

摘要： 本文简要介绍田湾核电站换料启动初始临界、低功率物理试验以及提升功率过程中的物理试验项目、试验目的、试验方法以及验收准则等，并介绍了田湾核电站物理试验优化结果及后续开展的优化计划。

摘要： 田湾核电站一期工程引进了2台俄罗斯的WWER-1000型压水堆核电机组，这2台机组分别于2007年5月和8月投入商业运行，2010年完成了第3次换料，目前正运行在第4个燃料循环。本文简要描述了田湾核电站WWER-1000型反应堆堆芯，介绍了在年度换料燃料管理策略下的燃料组件以及堆芯燃料装载特点。田湾核电站计划实施18个月换料的燃料管理策略，本文也概述了电站采用长周期换料的背景、实施计划以及新型燃料组件特点。

摘要： 目的:分析田湾核电站运行初期30km范围内居民年恶性肿瘤发病情况,为评估核电站辐射对人群的影响提供科学依据。rn 方法:分析连云港市恶性肿瘤登记报告系统中2007～2008年报告的恶性肿瘤数据。rn 结果:恶性肿瘤发病率为149.66/10万,标化发病率为177.40/10万。恶性肿瘤发病前10位依次是:肺癌、肝癌、胃癌、乳腺癌、食管癌、结肠癌、直肠癌、膀胱癌、宫颈癌和白血病。与核辐射相关的白血病和甲状腺恶性肿瘤发病率依次为3.80/10万和2.33/10万。rn 结论：暂未发现核电站此期间对周围居民恶性肿瘤发病造成影响,需在该地区持续开展恶性肿瘤发病报告,进行进一步的监测和评估。

摘要： 本文介绍了田湾核电站TLD系统的刻度原理及其与传统TLD系统在刻度方法上的区别和优点，并介绍了田湾核电站根据实际情况制定的刻度方法。

摘要： 根据HAD103/02《核电厂调试》的规定，参照IAEA安全导则No．NS-G-2．9《核电厂调试》，参考田湾核电站1号机组调试试验结果和国内其它核电站的调试经验，对2号机组调试大纲部分试验项目进行了优化和调整，并最终经国家核安全局审查批准。同时为了做好换料启动物理试验的准备，根据1号机组情况，对2号机组物理试验测量用电离室也进行了调整。

摘要： 本发明涉及用于核电站(2)减压的方法和相应装置，该核电站包括封罩放射性载体的安全壳(4)和用于泄压流的出口(10,10')，泄压流通过配设有过滤系统的泄流管道(12,12')从安全壳(4)被导入大气，该过滤系统包括具有过滤室入口(124)、过滤室出口(128)和位于其间的吸附过滤器(18)的过滤室(16)，该泄压流首先在高压部段(70)中导向流动，随后在节流机构(72)处被膨胀减压，随后至少部分被导送经过带有吸附过滤器(18)的过滤室(16)，最后被吹出到大气中。为了能实现对泄压流所含放射性载体的很高效的有效截留，本发明规定，通过该节流机构(72)被减压的泄压流就在其即将进入过滤室(16)之前被引导经过过热部段(80)，该泄压流在过热部段中通过来自在高压部段(70)内的尚未减压的泄压流的直接传热或间接传热被加热到这样的温度，该温度比存在于那里的露点温度高至少10°C，优选高20°C～50°C。

摘要： 本发明涉及核电站安全技术领域，公开了一种核电站安全状态的评估方法、系统及核电站设备。核电站安全状态的评估方法包括：获取预先建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的全部核电站安全参数的运行状态；根据预先设置的核电站安全参数的安全评估规则和安全等级对获取的全部核电站安全参数的运行状态进行安全等级评估，以获取全部核电站安全参数的安全等级；以及根据建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的安全参数逻辑关系对获取的全部核电站安全参数的安全等级进行逻辑运算处理，以获取核电站整体安全状态的安全等级。相对于现有技术，本发明提高了核电站安全状态评估的便捷性、准确性和可靠性，提升了核电站的安全性和可靠性。

摘要： 本申请适用于核电站信息化建设技术领域，提供了一种核电站系统、核电站方法、装置、工控机以及计算机可读存储介质，包括：获取语音信息，从接收终端组中确定接收语音消息的目标接收终端组，基于与目标接收终端组中每一个目标接收终端之间的通话关系，发送语音信息至目标接收终端组中每一个目标接收终端，以指示目标接收终端向目标接收人员播放语音信息。本申请实施例利用工控机将发送人员的语音信息并发外呼传达给多个接收人员，在发送人员需要将信息同时传达给多个接收人员的应用场景下，不需要通过发送人员依次拨打多个接收人员的电话进行联系并告知内容，达到缩短传达信息的时间、提高信息传达效率以及提高信息传达准确率的效果。

摘要： 本发明涉及一种核电站安全壳用清扫设备，所述安全壳外侧设置有空气流通通道，所述清扫设备包括：压缩空气源；压缩空气管路；多个吹扫口，邻近安全壳顶封头外表面设置；和吹扫控制单元，其中：所述压缩空气管路连通压缩空气源与所述多个吹扫口，所述多个吹扫口吹扫顶封头外表面；所述吹扫控制单元适于控制基于吹扫口的吹扫操作。本发明还涉及一种具有该清扫设备的核电站，以及一种核电站安全壳用清扫方法。

摘要： 本发明涉及用于核电站(2)减压的方法和相应装置，该核电站包括封罩放射性载体的安全壳(4)和用于泄压流的出口(10,10')，泄压流通过配设有过滤系统的泄流管道(12,12')从安全壳(4)被导入大气，该过滤系统包括具有过滤室入口(124)、过滤室出口(128)和位于其间的吸附过滤器(18)的过滤室(16)，该泄压流首先在高压部段(70)中导向流动，随后在节流机构(72)处被膨胀减压，随后至少部分被导送经过带有吸附过滤器(18)的过滤室(16)，最后被吹出到大气中。为了能实现对泄压流所含放射性载体的很高效的有效截留，本发明规定，通过该节流机构(72)被减压的泄压流就在其即将进入过滤室(16)之前被引导经过过热部段(80)，该泄压流在过热部段中通过来自在高压部段(70)内的尚未减压的泄压流的直接传热或间接传热被加热到这样的温度，该温度比存在于那里的露点温度高至少10°C，优选高20°C～50°C。

摘要： 本发明的课题是一种核电站热效率诊断系统(10)，具有：暂时设定给水流量的给水冷凝水流量设定单元(13)；计算加热器中的给水和冷凝水的热量交换的加热器热收支计算单元(14)；假定核电站的高压涡轮输出计算单元(15)，假定核电站的高压涡轮的出口的干燥度，求出高压涡轮的输出计算值；高压涡轮输出校正单元(16)，校正上述高压涡轮的出口处的干燥度，以校正高压涡轮的输出计算值；计算高压涡轮的内部效率的高压涡轮内部效率计算单元(17)；设定低压涡轮的入口处的蒸气条件的低压涡轮入口蒸气条件设定单元(18)；求得低压涡轮的输出计算值的低压涡轮输出计算单元(21)；校正低压涡轮的输出计算值的低压涡轮输出校正单元(22)；计算低压涡轮的内部效率的低压涡轮内部效率计算单元(23)；确定成为核电站的性能降低因素的构成要素的性能降低因素设备确定单元(25)。

摘要： 本申请涉及一种核电站严重事故应对系统、方法和核电站，该核电站严重事故应对系统包括加压水箱组和常压水箱组；加压水箱组包括至少两个加压水箱，各加压水箱分别通过对应的DVI管线连接反应堆压力容器；常压水箱组包括至少两个常压水箱，各常压水箱组通过对应的冷管段连接反应堆压力容器；加压水箱组和常压水箱组，用于在核电站严重事故发生后，且反应堆压力容器内的一回路压力小于对应水箱内的水压时向堆内注水。上述核电站严重事故应对系统，相当于采用全非能动式的注水方式，无需使用注水泵，就可以实现核电站严重事故后的注水冷却，能应对核电站全站停电的极端情况，有利于扩展核电站严重事故应对系统的应用场景。

摘要： 本发明公开了一种核电站湿保养用组合物，所述组合物包括卡巴腙、pH调节剂、催化剂和水，所述组合物中卡巴腙的质量百分比为0.5％‑2％，所述催化剂用于加快卡巴腙的还原反应速率；所述pH调节剂用于调节所述组合物为碱性。优选的卡巴腙的质量百分比为0.7％‑1.8％。本发明的核电站湿保养用组合物，采用卡巴腙和用于加快其还原速率的催化剂，生态毒性低于联氨，且反应产物主要为氮气、水和二氧化碳，不会产生有害的副产物，能够解决核电站蒸汽发生器湿保养阶段用联氨具有生态毒性、室温保养效果差等问题。

摘要： 本发明公开一种核电站的管道安装系统以及核电站的管道安装方法，所述核电站的管道安装方法包括以下步骤：将移动机构置于反应罐内；基于起吊机构，将管道转运至所述移动机构的承载区域上；基于所述移动机构，将所述管道转运至穿过所述反应罐的第一通孔；获取所述第一通孔内的设定位置，并基于调节机构，将所述管道转移至所述设定位置；对所述第一通孔进行扩孔，获得以所述设定位置为圆心的第二通孔；通过法兰盘将所述管道连接至所述第二通孔。通过所述移动机构和所述调整机构移动所述管道以及调姐所述管道的位置，操作简单，缩短现场安装时间，能够将管道精准地安装于反应罐，并且是将整个管道进行安装，使得安装偏差小、近乎没有偏差。

摘要： 本申请公开了一种压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站。其中，冷却系统，包括：安全壳、第一水箱、换热器、堆内熔融物滞留(In Vessel Retention，IVR)水箱以及压力容器；第一水箱设置于安全壳的外周；换热器设置于第一水箱内，且换热器的入口和出口分别与安全壳的收容空腔连通；IVR水箱设置于安全壳的收容空腔中，且换热器的出口与IVR水箱的第一端连通；压力容器设置于安全壳的收容空腔中，且IVR水箱的第二端与压力容器连通；其中，第一水箱的水平高度大于IVR水箱的水平高度，且IVR水箱的水平高度大于压力容器的水平高度。本申请实施例能够提升对安全壳内蒸汽的冷却效率。