核电工程项目管理概述(37张幻灯片)课件.ppt
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- 核电 工程项目 管理 概述 37 幻灯片 课件
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1、2022-8-131核电工程项目管理核电工程项目管理2022-8-132核电工程项目管理-概论1.11.1我国核电的起步与发展我国核电的起步与发展 我国核电事业是自主起步的 我国核电已进入较大规模发展的新阶段 我国核电是世界核电的一部分 我国核电工程项目管理大有可为2022-8-133核电工程项目管理-概论表1.1我国已建核电厂工程项目概貌项目名称总电功率兆瓦堆型技术特征开工日期(第一罐混凝土)商业运行(并网发电)总造价a亿美元单位造价a美元/千瓦设备国产化比率秦山一期1300压水堆参考西屋设计1985.31994.4(1991.12)2.05(1)683(1)70%秦山二期2642压水堆参考
2、大亚湾1996.62002.4./2004.520.1(2)1676.2(2)(1359)56%秦山三期2728重水堆加拿大CANDU-61998.62002.12/2003.728.8(3)2057.1(3)(1960)(全部进口)大亚湾2984压水堆法国M3101987.81994.2/5(1993.8/1994.2)40.0(4)2222(4)(2030)(全部进口)岭澳2984压水堆大亚湾翻版1997.52002.5/2003.144.0(5)2445(5)(1900)20%田湾21060压水堆俄罗斯WWER-1000/428(AES-91)1999.10(预计2004.12/2005
3、.12)32.3(6)1616(6)(部分进口)恰希玛b1325压水堆参考秦山一期1993.8(2000.9.移交运行)5.8178580%2022-8-134核电工程项目管理-概论1.21.2我国核电中长期发展规模我国核电中长期发展规模2005年运行6座电厂11套机组,共890万千瓦,占电力总容量 2.2%2020年装机容量达3200 4000万千瓦,约占电力总容量4%;从“十五”末期开始,平均每年开工建造 1座2 100万千瓦核电厂。2035年装机容量超过1.5亿千瓦,核发电量占总发电量16%(目前世界平均水平)。2022-8-135核电工程项目管理-概论1.31.3世界核电发展前景世界核
4、电发展前景 IAEA统计2002年11月全球442套机组在运行,共357吉瓦,约占全球总发电量16%WEC/IIASA*“中等路径”预测 2050年约达2000吉瓦;2100年约达6000吉瓦。*WEC:世界能源协会 IIASA:策略分析国际研究所2022-8-136核电工程项目管理-概论1.41.4世界核电的一代又一代技术革新世界核电的一代又一代技术革新第一代20世纪50 60年代,早期原型堆第二代20世纪70年代,标准化商用堆(LWR-PWR与BWR,CANDU,VVER/RBMK*);第三代20世纪90年代开始,满足URD、EUR要求以非能动安全概念为主要特征;第四代21世纪核能系统新概
5、念,更加经济,更加安全,很少核废物,利于防扩散。*RBMK:前苏联大功率沸腾管式堆的俄文缩写2022-8-137核电工程项目管理-概论1.4.1 URD1.4.1 URD美国美国用户要求文件用户要求文件也译为电力公司要求文件,1990年出版。文件的目的是对未来压水堆和沸水堆核电厂提出电力公司的明确而完整的要求,包括一系列设计要求和经济指标。文件共分3卷。第一卷是政策声明和高层要求概要,包括:政策声明;高层设计要求;经济目标。第二卷涉及采用传统的、但有显著改进的能动安全系统的改良型先进轻水堆,要求简化电厂设计,在现有基础上有较大改进,电功率达1350MW。第三卷涉及采用新型非能动安全系统的革新型
6、先进轻水堆核电厂,要求设计更加简化,主要安全功能靠非能动系统(如利用自然循环、重力、储能等)来实现,电功率相对较小。2022-8-138核电工程项目管理-概论1.4.2 EUR1.4.2 EUR欧洲用户要求欧洲用户要求也译为欧洲电力公司要求,1994至1996年出版。文件共分4卷。第一卷涉及主要政策和主要设计目标等高层要求;第二卷涉及总的核岛要求;第三卷涉及具体设计中有针对性的核岛要求;第四卷涉及常规岛要求。EUR的详细程度不如URD,因为前者要考虑不同国家的具体情况。较为笼统的要求,为设计者提供了一定的灵活性。备注:日本、韩国和中国台湾也有不同内容和深度的用户要求文件,有的供开发未来标准化核
7、电厂之用,有的供招标使用。2022-8-139核电工程项目管理-概论1.4.1已进入认证程序的GIII设计*GIII的代表性设计有ABWR,AP600和System80+以及EPR。日本崎刈羽核电站的6、7号机组采用ABWR,分别于1995和1997年投入商业运行。System 80+在韩国尚未建成。AP600获FDA后至今未有用户。第一台EPR机组将在芬兰建设。堆型申请者特点2010年推广预期AP1000西屋公司(W)先进型非能动轻水堆可期望ESBWR(经济型简化沸水堆)通用电气公司(GE)先进型非能动轻水堆有可能SWR1000法马通ANP先进型非能动轻水堆有可能ACR700(先进坎杜堆)加
8、拿大原子能公司(AECL)重慢轻冷先进堆有可能IRIS(一体化安全反应堆)西屋公司(W)先进型非能动轻水堆不可能GTMHR(氦模块化反应堆)美国通用原子能公司(GA)高温气冷反应堆有可能PBMR(球床模块反应堆)南非PBMR开发有限公司高温气冷反应堆可期望2022-8-1310核电工程项目管理-概论1.4.2AP1000相对于AP600的变化燃料组件数由145增加到157(和M310相同),燃料活性段长度由12呎增加到14呎,堆热功率由1933MWt提高到3400MWt,保留了和AP-600相同大小的压力壳内径,其结果是燃料线功率密度高过比利时的Doel4/Tihange3,大LOCA(燃料中
9、心温度)落在典型第二代堆的数值范围内。和AP600相比,采用14呎长燃料组件,存在着潜在的弯曲可能。从重大部件看,比现有机组大50%的稳压器和大型蒸汽发生器以及大流量密封主泵,制造难度都不小。用堆芯围筒替代径向反射层。采用机械调节的反应堆控制进行负荷跟踪。堆芯内测量采取固定式探测器,其导管由压力壳顶部引出和固定。关键设备密封电动泵无需密封和油冷却系统,没有轴承密封泄漏或无需支持系统,具有良好的运行经验。改进的大惯量轴承。采用特大稳压器消除了动力卸压阀PORV的必要性并改善了对瞬变的响应。在处理严重事故方面采取了把堆芯保留在压力壳内的措施:壳外冷却,提供可靠的方法来冷却损坏了的堆芯,防止堆芯和混
10、凝土的交互作用。利用自动减压系统消除高压堆芯融化,利用点燃器和非能动的自动触媒复合器来防止氢爆。利用自动减压系统消除高压蒸汽爆炸,利用“保留在壳内”消除低压蒸汽爆炸。2022-8-1311核电工程项目管理-概论利用大量反应堆冷却剂系统的结构模块使建造周期缩短到三年。技术可行性已经建立;保留了AP600设计的细节,保留了成本估计和建造进度的可信度;建立了核安全监管的框架;功率提高了75%而投资费用只增加了15%;满足了近期新电厂经济目标。采用非能动安全系统使设备数量减少1000MWGII参考电厂AP1000安全阀门28441400泵280184安全级管道110,000LF19,000LF电缆9.
11、1mil.LF1.2mil.LF抗震建筑的体积12,700,000ft35,600,000ft32022-8-1312核电工程项目管理-概论1.4.3可用于第四代核电的6种反应堆概念气冷快堆系统(GFR)铅合金液态金属冷却快堆系统(LFR)熔盐反应堆系统(MSR)液态钠冷却快堆系统(SFR)超临界水冷堆系统(SCWR)超高温气冷堆系统(VHTR)2022-8-1313核电工程项目管理-概论1.5我国核电未来发展的基本特点 是一个具有可持续发展巨大潜能的产业部门;是一个具有自主化、国产化光明前景的产业部门;是一个必须统筹规划实现科学管理的产业部门。2022-8-1314核电工程项目管理-概论1.
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