yingwenziti:大亚湾核电站的详细资料

浅谈核电站常规岛技术方案
[日期：2004-10-23] 来源： 作者：广东省电力设计研究院 王小宁 [字体：大 中 小]

摘 要 根据国内外有关核电设备制造厂所提供的资料，形成四类可供我国将来核电站选择的常规岛技术方案，并对四类技术方案进行了分析。

核电站的设备选型和供货商的选择，应采用国际竞争性招标方式，在技术、经济、自主化、国产化等方面进行深入分析比较，来选定供货商和机型。国外制造商必须选择国内设备制造厂作为合作伙伴，转让技术、合作生产，逐步全面实现自主化和设备国产化。

经初步研究，常规岛部分可供选择的国外主要设备潜在供货商有：英法GEC-ALSTHOM公司、美国西屋公司、日本三菱公司、美国GE公司等。到目前为止，ALSTHOM公司已同中国东方集团公司进行合作，形成一个联合体；美国西屋公司已同上海核电设备成套集团公司合资，组成西屋-上海联队。其它公司到目前尚未进行合作。

根据ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核电设备制造商所提供的资料，按照堆型的不同和一回路的不同，可以形成四类技术方案：
方案一——三环路改进型压水堆核电机组；

方案二——ABB-CE的系统80(System 80)型压水堆核电机组；

方案三——日本三菱公司的四环路压水堆核电机组；

方案四——先进型沸水堆(ABWR)核电机组。

下面就各类技术方案分别进行分析。

1 三环路改进型压水堆核电机组

此方案的一回路为标准的300 MW一个环路的三环路压水堆。此类方案包括中广核集团公司提出的CGP1000、欧洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的CNP 1000和西屋-上海联队推出的CPWR1000三种压水堆核电机组。

1.1 CGP1000与 CNP1000核电机组

CGP 1000由中广核集团提出，以大亚湾核电站为参考站，并借鉴美国西屋公司和ABB-CE公司的部分先进的设计，有选择地吸收了用户要求文件(URD)的要求，形成以300 MW一条环路的CGP1000技术方案。常规岛部分，汽轮发电机组选用ALSTHOM的Arabelle1000型汽轮发电机组。

CNP1000由欧洲制造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根据法国核电计划及大亚湾核电站、岭澳核电站等工程的设计、制造、安装、运行及维修中积累起来的经验推荐给中国的核电机组。常规岛部分的汽轮发电机组也以Arabelle1000型汽轮发电机组作为推荐机组。

由于CGP1000和CNP1000的常规岛部分的汽轮发电机组均为Arabelle1000型，所以实际上为同一类核电机组。

ALSTHOM在总结54台第1代汽轮发电机组的运行经验基础上，组合出了Arabelle1000型汽轮发电机组，参考电站为Chooz B(2台1 450 MW机组已分别于1996年7月11月投入运行)。

1.1.1 Arabelle1000型汽轮发电机组的主要技术数据

a)最大连续电功率：1 051 MW；

b)转速：1 500 r/min；

c)机组效率：36.3%；

d)末级叶片长度：1 450 mm；

e)排汽面积：76.8 m2；

f)背压：5.5 kPa；

g)凝汽器冷却面积：68 633 m2；

h)发电机额定输出功率：1 050 MW；

i)发电机视在输出功率：1 235 MVA；

j)发电机额定功率因数：0.85；

k)发电机额定端电压：26 kV。

1.1.2 Arabelle1000型汽轮发电机组的主要特点

a)缸体结构：三缸四排汽(HP/IP+2×LP94)，汽轮机采用高中压组合汽缸并直接和2个双流低压缸相连接，含有流向相反的高压和中压蒸汽流道。低压缸为双流式，低压外缸体支承在冷凝器上面，不是直接装在汽机基础上，轴承座和内缸体直接座于汽机基础上；

b)由于末级叶片比较长，具有较大的排汽面积，可使蒸汽膨胀过程加长，减少余速损失，提高机组效率；

c)由于蒸汽在高／中压缸中膨胀过程是以干蒸汽单流方向进行，另外，在高、中压排汽口加装抽汽扩散器以增加效率，所以，Arabelle1000型汽轮机的高中压膨胀效率相对比较高；

d)发电机采用水氢氢冷却方式，励磁系统采用无刷励磁方式。

1.2 CPWR1000核电机组

CPWR1000由西屋-上海联队推出，由上海市核电办公室牵头，组织上海核工程研究设计院、华东电力设计院、西屋公司等单位联合展开CPWR1000概念设计工作，并于1997年6月份完成。

CPWR1000是建立在西屋公司成熟的、经过设计、工程实践验证的技术上，以西班牙的Vandellos Ⅱ为参考电站(该电站已有50 000 h以上的高利用率的运行业绩)，结合西屋先进型压水堆机组(APWR1000)技术，并进行适当改进而来。

1.2.1 CPWR1000汽轮发电机组主要技术数据

a)汽轮机型式：单轴、四缸、六排汽、凝汽式、二级再热装置；

b)转速：1 500 r/min；

c)主蒸汽门前蒸汽压力：6.764 MPa；

d)主蒸汽门前蒸汽温度：283.5 ℃；

e)主蒸汽门前蒸汽流量：5 493.5 t/h；

f)主蒸汽门前蒸汽湿度：0.25%；

g)回热抽汽级数：6级(1级高压加热器+1级除氧器+4级低压加热器)；

h)给水温度：223.9 ℃；

i)平均冷却水温度：23.0 ℃；

j)末级叶片长度：1 250 mm；

k)排汽压力：5 kPa；

l)净热耗率：9.788 kJ/(Wh)；

m)机组最大保证功率：1 071.09 MW；

n)发电机功率因数：0.9；

o)短路比：0.5；

p)冷却方式：水氢氢；

q)励磁系统：静态励磁系统。

1.2.2 APWR1000汽轮发电机组结构特点

汽轮发电机组采用1个双流式高压汽缸及3个双流式低压汽缸串联组合，汽轮机末级叶片长度为1 250 mm，六排汽口，配置2台一级汽水分离以及两级蒸汽再热的汽水分离再热器。

1.2.3 CPWR1000相对于Vandellos Ⅱ的主要改进

a)核电机组最大保证出力由982 MW改为1 071 MW；

b)主汽门前蒸汽参数由6.44 MPa、280.2 ℃改为6.76 MPa、283.5 ℃；

c)平均冷却水温度由17.8 ℃改为23 ℃；

d)末级叶片长度由1 117.6 mm改为1 250 mm；

e)汽轮机旁路容量由40%额定汽量改为85%；

f)汽轮机回热系统由不设除氧器改为带除氧器；

g)发电机电压拟由21 kV改为24 kV；

h)凝汽器压力由7 kPa改为5 kPa；

i)汽轮机净热耗率由10.209 kJ/(Wh)降到9.788 kJ/(Wh)以下；

j)加大凝结水精处理装置容量；

k)常规岛仪表控制采用微机分散控制系统。

2 ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组

此方案也是压水堆机组，较三环路方案不同之处是核岛部分为双蒸发器，由美国燃烧工程公司(ABB-CE)开发而成。此方案也为韩国核电国产化方案，核岛部分为ABB-CE的系统80反应堆，相匹配的常规岛部分为美国GE公司的汽轮发电机组。参考电站为韩国灵光3、4机组。

灵光3、4机组经过2～3 a的运行，设备运行状况良好。

目前由于还没有收集到GE公司关于灵光3、4机组常规岛部分的详细资料，汽轮发电机组的技术参数、型式、内部结构及热力系统等还暂时不能描述。

3 日本三菱公司的四环路压水堆核电机组

此方案亦属成熟技术的压水堆机组，其技术的先进性与安全水平与三环路和双蒸发器方案相当。日本三菱公司推荐的四环路压水堆核电机组方案，是以日本大饭3、4机组作为参考电站。

大饭3、4机组采用了美国西屋公司的Model 412的标准设计，与大饭1、2号机组完全一致(大饭1、2号机组均为西屋公司设备)，是一个技术成熟的、有丰富运行经验的机组。大饭3、4号机组已分别于1991年和1992年投入商业运行。

3.1 三菱公司提供的汽轮发电机组的主要技术数据

a)发电机端额定出力：1 036 MW；

b)汽轮机型式：TC6F-44；

c)转速：1 500 r/min；

d)主汽门前蒸汽参数：压力6.30 MPa(绝对压力)，温度279.6 ℃，湿度0.43%，额定出力时蒸汽流量5 844.129 t/h；

e)给水温度：226.7 ℃；

f)凝汽器压力：5.07 kPa(绝对压力)；

g)低压缸总的排汽面积：71 m2；

h)发电机冷却方式：水氢氢；

i)励磁方式：无刷励磁。

3.2 机组的主要特点

3.2.1 热力系统

热力系统为压水堆机组典型的热力系统，MSR再热为两级。汽轮机为1个高压缸和3个低压缸。回热系统为1级高压加热器+1级除氧器+4级低压回热器。

3.2.2 厂房布置

机组布置为平行式，即反应堆的轴线与汽轮发电机组的轴线平行，这样的布置比较紧凑，汽机房体积小，行车可以共用，电缆长度短，机组之间的交通方便，只需要在汽机房墙的设计上考虑叶片飞射物的保护厚度即可。

4 先进型沸水堆(ABWR)核电机组

此方案为美国通用电气公司(GE)推出的先进型沸水堆(ABWR)核电机组，能满足用户要求文件(URD)。以日本东京电力公司的柏崎6、7号机组作为参考电站。

柏崎6、7号机组是目前世界上唯一获得美、日两国设计批准的、已建成并投入商业运行的改进型沸水堆核电机组。反应堆和汽轮发电机组均由美国通用电气公司生产，柏崎6号机是世界上第1个ABWR机组，于1991年9月开始建设，1996年11月竣工投入商业运行。

沸水堆核电机组是以美国通用电气公司(GE)为主进行开发的。1957年首台沸水堆核电机组投入运行，其后，经过多年的改进，从BWR-1到BWR-6，最后到ABWR。

4.1 ABWR汽轮发电机组主要技术数据

a)额定功率：1 350 MW；

b)汽轮机型式：TC6F-52；

c)汽缸结构：四缸六排汽(1HP+3LP)；

d)主汽门前主蒸汽压力：6.79 MPa；

e)主汽门前主蒸汽流量：7 640 t/h；

f)主汽门前主蒸汽湿度：0.4%；

g)低压缸末级叶片长度：1 320.88 mm；

h)回热系统：4级低压加热器+2级高压加热器(无除氧器)。

4.2 ABWR核电机组的主要特点

4.2.1 热力系统

热力系统为直接循环系统，冷却剂直接作为汽轮机的工质，将PWR核电机组中的一回路和二回路并为1个回路。

ABWR和PWR的汽轮机回热抽汽系统没有什么两样，其参数相似，ABWR主蒸汽压力略高于PWR，MSR的再热采用两级，以提高热效率，4级低加、2级高加，不设除氧器。加热器的疏水泵将疏水打入前级凝结水管。

4.2.2 厂房布置

由于ABWR是反应堆核蒸汽直接通到汽轮机，因此汽机厂房需要考虑防放射性的措施，汽机高压缸、MSR、高压加热器均用屏蔽墙隔离，运行期间人员不能进入。汽轮机的抽汽机排汽需经过过滤排入排汽筒，整个汽机车间是闭式通风系统。主蒸汽通过的安全壳两侧都有开关隔离阀。ABWR在正常运转时，如核燃料包壳不破损，主蒸汽携带放射性核元素主要是N16，N16的半衰期仅7 s。新蒸汽部分，即高压缸部分、MSR、高压加热器部分是带放射性的，需要屏蔽，而低压缸、凝结水部分是不带放射性的，不做特殊屏蔽。

5 结束语

以上四类技术方案的核电机组均是目前世界上技术比较先进和成熟的机组，其参考电站均有良好的运行业绩，四类方案都是可以供我国将来核电站选择的常规岛技术方案

http://www.lwlm.com/show.aspx?id=1128&cid=60
**********************************************************

对于核能发电是当今世界各国都在大力发展的一种利用能源的途径，到现在我国已经建成投产的有浙江秦山和广东大亚湾两座核电站。在此我们选编了几篇介绍这方面内容的科普文章，希望同学们能对其有所了解，并从现在就努力，争取以后能为我国的核电发展事业做出大的贡献。

（一）核能及其机理

1. 原子的组成
原子是由质子、中子和电子组成的。世界上一切物质都是由原子构成的，任何原子都是由带正电的原子核和绕原子核旋转的带负电的电子构成的。一个铀-235原子有92个电子，其原子核由92个质子和143个中子组成。50万个原子排列起来相当一根头发的直径。如果把原子比作一个巨大的宫殿，其原子核的大小只是一颗黄豆,而电子相当于一根大头针的针尖。一座100万千瓦的火电厂，每年要烧掉约330万吨煤，要用许多列火车来运输。而同样容量的核电站一年只用30吨燃料。

2. 原子核的结构
原子核一般是由质子和中子构成的，最简单的氢原子核只有一个质子，原子核中的质子数（即原子序数）决定了这个原子属于何种元素，质子数和中子数之和称该原子的质量数。

3. 同位素
质子数P相同而中子数N不同的一些原子，或者说原子序数Z相同而原子质量数不同的一些原子，它们在化学元素周期表上占据同一个位置，称为同位素。所以，“同位素”一词用来确指某个元素的各种原子，它们具有相同的化学性质。 同位素按其质量不同通常分为重同位素(如铀-238、铀-235、铀-234和铀-233）和轻同位素（如氢的同位素有氘、氚）。

4. 核能
在50多年前，科学家发现铀-235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2—3个中子和大量的能量，放出的能量比化学反应中释放出的能量大得多，这就是核裂变能，也就是我们所说的核能。
原子弹就是利用原子核裂变放出的能量起杀伤破坏作用，而核电反应堆也是利用这一原理获取能量，所不同的是，它是可以控制的。

5. 轻核聚变
两个较轻的原子核聚合成一个较重的原子核，同时放出巨大的能量，这种反应叫轻核聚变反应。它是取得核能的重要途径之一。在太阳等恒星内部，因压力、温度极高，轻核才有足够的动能去克服静电斥力而发生持续的聚变。自持的核聚变反应必须在极高的压力和温度下进行，故称为“热核聚变反应”。
氢弹是利用氘氚原子核的聚变反应瞬间释放巨大能量起杀伤破坏作用，正在研究受控热核聚变反应装置也是应用这一基本原理，它与氢弹的最大不同是，其释放能量是可以被控制的。

6．铀的特性及其能量的释放
铀是自然界中原子序数最大的元素，天然铀由几种同位素构成:除了0.71％的铀-235（235是质量数）、微量铀-234外，其余是铀-238，铀-235原子核完全裂变放出的能量是同量煤完全燃烧放出能量的2700000倍。也就是说1克U-235完全裂变释放的能量相当于2吨半优质煤完全燃烧时所释放的能量。

7. 核能如何释放
核能的获得主要有两种途径，即重核裂变与轻核聚变。U-235，有一个特性，即当一个中子轰击它的原子核时，它能分裂成两个质量较小的原子核，同时产生2—3个中子和β、γ等射线，并释放出约200兆电子伏特的能量。
如果有一个新产生的中子，再去轰击另一个铀-235原子核，便引起新的裂变，以此类推，这样就使裂变反应不断地持续下去，这就是裂变链式反应，在链式反应中，核能就连续不断地释放出来。

8. 核聚变能量的释放
与铀相同数量的轻核聚变时放出的能量要比铀大几倍。例如1克氘化锂（Li-6）完全反应所产生的能量约为1克铀-235裂变能量的三倍多。实现核聚变的条件十分苛刻，即需要使氢核处于几千万度以上高温才能使相当的核具有动能实现聚合反应。

（二）核反应堆

1. 核反应堆及其组成
核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能—热能转换的装置。核反应堆是核电厂的 心脏，核裂变链式反应在其中进行。
1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置，从此开辟了核能利用的新纪元。
反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。
堆芯中的燃料：反应堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂变材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有U-235，它在天然铀中的含量仅有0.711％，另外两种同位素U-238和U-234各占99.238％和0.0058％，后两种均不易裂变。
另外，还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料U-233和Pu-239。
用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。
燃料包壳：为了防止裂变产物逸出，一般燃料都需用包壳包起来，包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。
控制与保护系统中的控制棒和安全棒：为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率；安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。
冷却系统中的冷却剂：为了将裂变的热导出来，反应堆必须有冷却剂，常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。
慢化系统中的慢化剂：由于慢速中子更易引起铀-235裂变，而中子裂变出来则是快速中子，所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料，就叫慢化剂，一般慢化剂有水、重水、石墨等。
反射层：反射层设在活性区四周，它可以是重水、轻水、铍、石墨或其它材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去，减少中子的泄漏量。
屏蔽系统：反应堆周围设屏蔽层，减弱中子及γ剂量。
辐射监测系统：该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。

2. 反应堆的结构形式和分类
反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。 目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆；按冷却剂分有轻水堆，即普通水堆（又分为压水堆和沸水堆）、重水堆、气冷堆和钠冷堆。按用途分有：（1）研究试验堆：是用来研究中子特性，利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究；（2）生产堆，主要是生产新的易裂变的材料铀-233、钚-239；（3）动力堆，利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。反应堆分类情况见后。

3. 研究实验反应堆
是指用作实验研究工具的反应堆，它不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆，如原型堆，零功率堆，各种模式堆等。研究实验堆的实验研究领域很广泛，包括堆物理，堆工程、生物、化学、物理、医学等，同时，还可生产各种放射性同位 素和培训反应堆科学技术人员。研究实验堆种类很多，例如：游泳池式研究实验堆：在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和冷却剂，又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池状的长圆形而得其名。
罐式研究实验堆：由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现，因此，必须采取加压罐式结构。
重水研究实验堆：重水的中子吸收截面小，允许采用天然铀燃料，它的特点是临界质量较大，中子通量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通量密度，就用浓缩铀来代替天然铀。
此外，还有固体慢化剂研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。

4. 生产堆
主要用于生产易裂变材料或其他材料，或用来进行工业规模辐照。生产堆包括产钚堆，产氚堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆，如果不是特别指明，通常所说的生产堆是指产钚堆。 该堆结构简单，生产堆中的燃料元件既是燃料又是生产钚-239的原料。中子来源于用天然铀制作的元件中的U-235。U-235裂变中子产额为2—3个。除维持裂变反应所需的中子外，余下的中子被U-238吸收，即可转换成Pu-239，平均烧掉一个U-235原子可获得0.8个钚原子。也可以用生产堆生产热核燃料氚。用重水 型生产堆生产氚要比用石墨生产堆产氚高7倍。

5. 动力反应堆
世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。核潜艇通常用压水堆做为其动力装置。商用规模的核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆和快堆等。
压水堆：
采用低浓（铀-235浓度约为3％）的二氧化铀作燃料，高压水作慢化剂和冷却剂。是 目前世界上最为成熟的堆型。

沸水堆：
采用低浓（铀-235浓度约为3％）的二氧化铀作燃料，沸腾水作慢化剂和冷却剂。

重水堆：
重水作慢化剂，重水（或沸腾轻水）作冷却剂，可用天然铀作燃料，目前达到商用水平的只有加拿大开发的坎杜堆，我国正建一座重水堆核电站。

石墨气冷堆：
以石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂，用天然铀燃料，最高运行温度为360℃，这种堆已有丰富的运行经验，到90年代初期已运行了650个堆年。

快中子堆：
采用钚或高浓铀作燃料，一般用液态金属钠作冷却剂。不用慢化剂。根据冷却剂的不同分为钠冷快堆和气冷快堆。

（三）核电站

1. 什么是核电站
核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。

2. 核电站工作原理
核电厂用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。

3. 压水堆核电站
以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站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等系统，其形式与常规火电厂类似。

4. 沸水堆核电站
以沸水堆为热源的核电站。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。
沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。

5. 重水堆核电站
以重水堆为热源的核电站。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。
重水堆核电站是发展较早的核电站，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站。

6. 快堆核电站
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站。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站堆型，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，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。

7. 世界上目前建造核电站情况
核电自50年代中期问世以来，目前已取得长足的发展。到1999年中期，世界上共有436座发电用核反应堆在运行，总装机容量为350676兆瓦。正在建造的发电反应堆有30座，总装机容量为21642兆瓦。
目前世界上有33个国家和地区有核电厂发电，核发电量占世界总发电量的17％，其中有十几个国国家和地区核电发电量超过各种的总发电量的四分之一，有的国家超过70％。据资料估计，到2005年核电厂装机容量将达到388567兆瓦。

8.核能是清洁的能源
目前环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的，化石燃料燃烧会放出大量的烟尘、二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物等，由二氧化碳等有害气体造成的“温室效应”，将使地球气温升高，会造成气候异常，加速土地沙漠化过程，给社会经济的可持续发展带来灾难性的影响，核电站并不排放这些有害物质，不会造成“温室效应”，与火电厂相比，它能大大改善环境质量，保护人类赖以生存的生态环境等。
在国外核电站的周围有人居住、游泳、放牧牛羊、钓鱼，有的核电站位于大城市附近，有的位于游览区。核电站是安全、经济、干净的能源，与火电站相比，更有利于保护环境。
核电厂和火电厂对环境影响的比较（电功率100兆瓦） ——核电站对周围环境无污染
居民受到的辐射剂量 氧化硫排放量
（吨/年） 烟灰和殊物质
（吨/年） 氧化氮排放量
（吨/年） 采矿面积
（亩/年） 危害健康的相对指数
燃煤发电厂 0.048 46000-127500 3500 26250-30000 1210 SO：32000 NOx：4530 烟灰：1100
压水堆核电站：0.018 0 0 0 30-42 氪氙 1
磷 20

9．核电站废物严格遵照国家标准，对人民生活不会产生有害影响
核电厂的三废治理设施与主体工程同时设计，同时施工，同时投产，其原则是尽量回收，把排放量减至最小，核电厂的固体废物完全不向环境排放，放射性液体废物转化为固体也不排放；像工作人员淋浴水、洗涤水之类的低放射性废水经过处理、检测合格后排放；气体废物经过滞留衰变和吸附，过滤后向高空排放。
核电厂废物排放严格遵照国家标准，而实际排放的放射性物质的量远低于标准规定的允许值。所以，核电厂不会对给人生活和工农业生产带来有害的影响。

10．核电站是经济的能源
世界上有核电国家的多年统计资料表明，虽然核电站的比投资高于燃煤电厂，但是，由于核燃料成本显著地低于燃煤成本，以及燃料是长期起作用的因素，这就使得目前核电站的总发电成本低于烧煤电厂。

11．核能是可持续发展的能源
世界上已探明的铀储量约490万吨，钍储量约275万吨。这些裂变燃料足够使用到聚变能时代。聚变燃料

大亚湾核电站EAM成功案例
中电网络 2004-12-21

大亚湾核电站信息化建设先上EAM后上ERP，大胆采用MRO公司的MAXIMO系统，成为该软件产品在全球核电行业的第一个客户，也为我国电力企业探索出了一条符合中国国情的信息化之路。

特殊行业 特殊需求

电站作为一个"特殊"的发电单位,它的运行安全问题异常敏感,涉及到政治和社会各方面，安全性,经济性是电站最为重要的两组指标体系,其两者之间又有紧密的关系，因此，在这个行业里实施信息化就具有许多特点：

首先，电厂管理基本上要围绕着调度、配送、维护、销售、采购、电力市场调节的发/输/配计划和金融/财务一体化来进行。这一切看起来简单，但是电力系统中的大型集团在尚未电力改革之前过于庞大，所辖全资、控股、参股发电公司及企业事业单位无数，因此对信息化提出的要求就可能更为庞杂。

其次，对于电站来说，它的管理始终围绕4个核心来进行：一个是以可靠性为中心的维修管理；第二就是以业绩为中心的质量管理，第三是以预防为主的安全管理，最后就是以效益为目的的成本管理。其中安全是第一位的，这就要求公司的生产、维修等操作过程要严格按规程进行，尽量减少人为的失误。

第三，在电力行业内，不存在所谓产品库存的概念存在，即使描述库存也是针对设备和备件，这些电力设备就是企业资产。电力行业的资产绝大部分是固定专用设备。

第四，在电力企业，出于对安全的考虑，流程不能够过分间或简化。比如原来一张工作单最多有19种状态，优化之后变成了16种，流程并没有被大幅度压缩或者扁平化。

正因为电力行业信息化的特殊性和敏感性，使得信息化建设在大亚湾核电站建设伊始就得到了高度的重视。但是，电力企业管理信息化建设在当时还处于一个较低层次，要真正建设与一流设备配套的管理信息系统还要勇于吃螃蟹，走出一条新路，信息化从何处切入就成了摆在企业面前的一道难题。

立足实际 路径选择

多年来，大亚湾自己开发的与生产管理密切相关的软件系统有14个之多，包括备品备件管理系统、生产仓库管理系统、采购管理系统、通用工具管理系统等等，这些不同时期、基于不同目的开发的系统提高了各自部门的工作效率，但从整体上说，由于各个部门业务流程相互独立，相互间衔接不畅，形成了14个完整的信息孤岛，对整个生产的管理也成了“见树木不见森林”。“欲穷千里目，更上一层楼”，要实现对生产的全面管理，就要引入一套先进、完善、集成的系统结束目前的割据局面。

决定开展管理信息系统集成改造之后，摆在领导面前的有两大难题：第一是究竟选择什么系统，是先上ERP还是先上EAM软件？第二是究竟选择哪家公司的产品？第一个问题是一个战略问题，又直接制约第二个问题。经过长时间的反复论证，公司最后选定先上EAM系统，参与整个信息化过程的杨晓晨说主要是基于以下两点考虑：

首先是管理现状的制约：ERP大而全，EAM则“小”而专。对大亚湾来说，当时选取管理软件的时候，可以选择先上ERP，但是它相对而言比较复杂，就当时核电站管理的实际情况来看，比较冒险。在核电这个行业，出现管理上的跳跃式发展基本上是不可能的。真正的ERP系统是面向企业管理的，实施存在很大的风险，必须在绝对可控的条件下整合这些系统。而且，现行的ERP系统中的设备维护功能非常薄弱，甚至没有。这显然与目前国内的电力企业需求有冲突。

其次是EAM系统自身的优势：对于电力行业中的发电企业来说，对设备的有效管理是信息化的第一步，而我们通常在其他行业中所说的ERP中最先应该实现的财务一体化反而成了最后的环节。而且，与ERP系统相比，EAM的管理范畴相对聚焦，涉及部门少(以设备部门为主)、牵涉流程简单(以设备维修、维护为主)、投资规模小(为ERP的1/5～1/10)、实施周期短、回报快(一年左右)，是电力企业信息化的最佳选择。

显然，在当时企业信息化水平还不高的情况下，专业的EAM更适合有着特殊要求的电力企业。

确定原则 谨慎选型

选型是信息化建设的关键一步，对于大亚湾核电站而言更是如此。公司领导也对此非常重视，制定了严格的“三个三”原则：第一个“三”是三个品牌，选择三个最知名的品牌货比三家；第二个“三”是三个层面，即考察围绕产品的三个层面的品质：供应商是否可靠，用户使用如何，代理商是否有足够的支持能力；第三个“三”是指性价比、质量和服务。

经过一年的技术论证和评价，从不同层次、方面、角度充分比较，选择合适的产品和系统集成商。对几个品牌的备选对象进行了多角度评估、论证：

通过对性能价格比、质量、服务等方面进行分析比较，最终选择了MRO公司的MAXIMO产品，作为大亚湾核电站生产管理信息系统的开发平台。在谈到对MAXIMO的选择的时候，当时负责的大亚湾常务副总经理周海涌回忆说：“相对于其它产品，MAXIMO融汇了更多的管理理念，具有先进性、成熟性和前瞻性。对我们来说，引进MAXIMO是一个新的管理理念、新的管理方法和新的商业模式的引进。比如说，在电厂里，一个设备和它所处的位置是不同的两个概念，位置是不变的，但是处于这个位置上的设备可能更换——我们一开始是把位置和设备作为一个概念管理的，但是最后发现一旦该位置上的设备更换，那换下去的设备去了哪里就没有记录了。现在利用这个软件分开管理，就能够追踪更换设备的去向，这只是其中一个例子。”

“这样我们就选了MRO公司的产品，其实我们是它在全球核电行业的第一个客户，所以说，当时也是冒了一定风险的。但是反复论证以后，我们选型时的标准是，既符合我们当时对改进管理的需求，又相对简单，同时还具有可扩展性，显然这个产品是合适的。”

系统运行 成效卓著

核电公司高层领导认为MAXIMO所带来的理念和方法符合企业的需求，因而给予了该项目高度的重视，形成以总经理部、维修部经理、生产部经理、电脑中心处长组成的领导小组，坚持让企业的员工充分理解该项目，并为项目的成功实施制定了周密的计划。

1999年2月到2000年5月，在迪斯公司、MRO的大力协助下，成功实施了MAXIMO 4.01，基本功能全部实现；2002.5-8月，在MRO公司配合下，依靠自己的力量实施MAXIMO 4.11，并且解决了多个原来实施的遗留问题，开发了与PROJECT 2000的接口，成功应用ANALYZER的统计分析功能，提高程序运行的速度和稳定性。

经过3年多的实施，大亚湾核电站最终用MAXIMO代替原来的工作过程管理、预防性维修、定期试验、仓库管理、订单管理采购计划挂历等系统，开发工具管理系统替代原有专用工具管理系统并与MAXIMO集成，同时与财务和安全管理系统建立接口。

新的生产管理系统在成功实施之后，为企业带来了巨大成效，管理者也真正体验到了这种新的管理方案所带的好处：

截止到2003年9月，COMIS系统共有授权用户3088人，(含大合同和承包商人员)，经历了第7、8二次大修的考验，目前第9次大修正在全面开展，大修的准备和计划安排全部通过COMIS系统进行。“一旦离开MAXIMO，企业内部赖以保证流程正常运转的票据就没法产生，相应的管理决策也就失去有效的依据。”

其次，加强了对设备维修的作业风险管理和维修质量控制，对近3年来未再出现人因跳机跳堆事件、大亚湾2号机大修创造32天的历史最好记录有着显著的贡献。

第三，有效地优化了库存管理。就2001年与2000年大亚湾核电站库存(只包括常用物资和战略备件)方面进行比较，物资消耗从1448.62万美元降到1071.12万美元；平均库存从10301.46万美元降到10271.0万美元；换料大修成本从1400万美元降到1390万美元。

更为重要的是，MAXIMO为公司带来了一个整合的系统，是以前各自分立的系统有机的整合到一起，克服了信息孤岛现象，形成了一体化高效的管理流程。