CAP1400

大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项是国家16项重大专项之一，CAP1400核电型号作为该重大专项的主要研发内容，是我国在多年核电研发设计、建设运行经验基础上，基于AP1000技术引进和自主创新，开发的具有自主知识产权的先进技术，其功率更大，安全性、经济性和相容性都达到三代核电先进水平。 CAP1400采用非能动安全系统应对设计基准事故，同时，设置了完善的严重事故缓解措施以缓解严重事故。在堆芯失去冷却情况下，堆芯逐渐熔化，熔融物下落至下封头，利用安全壳内高位水箱海没堆腔，通过压力容器外壁冷却下封头中的熔融物，带出衰变热，使得堆芯熔融物带留在压力容器内，避免熔融物进入安全壳带来的各种挑战。熔融物堆内带留（IVR）是CAP1400最关键的严重事故缓解措施。然而，IVR所涉及的物理现象是极其复杂的，这包括：堆芯熔化、熔融池在堆芯中形成、熔融物下落、熔融物与冷却水相互作用（可能的蒸汽爆炸）、高温熔融物相互作用（二氧化轴、二氧化错、钻金属、铁金属熔融物相互作用可能会产生轴错铁共晶熔融物）和重力分层、下封头熔融池对压力容器的传热、压力容器下封头外壁临界热通量、压力容器下封头在压差、重力和温差作用下的结构完整性，另外CAP1400由于堆芯功率的提高，对IVR的有效性带来了更大的挑战。

本项目创新点主要有：CB20整体吊装的应力应变分析、整体吊装布架和分配器的设计及受力分析计算、CB20整体吊装方案编制、可调拉杆、吊装棉架的应力监控方案。“AP1000/CAP1400核岛施工CB20模块变形分析、整体吊装方案研究与优化”成果得到核能行业协会、国家核电技术公司、国核工程公司等外部权威单位的认可，得到了核电系统单位的高度好评。并为公司历史性的首次中标CAP1400示范工程2#核岛安装和取到海阳核电1#、2#机组CB20模块拼装的施工合同作出突出贡献。因此，从根本上解决了CB20整体吊装技术难题。同时与浙江大学建立吊装技术战略合作关系，为核岛投标及反应堆压力容器、蒸汽发生器、大型结构模块（CA01、CA03、CA20）等核岛大件吊装编制技术方案奠定了良好的基础。同时与华电重工郑州机械设计研究院、巨力索具等科研院所和制造厂家建立良好的合作关系。获得浙江省火电建设公司2013年度科技成果一等奖和由中国电力建设企业协会组织的2013年电力建设优秀吊装论文评选一等奖：申请了发明专利“吊装大型薄型安全壳和非能动水箱的分配器及传力方法”和实用新型专利“一种用于大型薄壁安全壳和非能动水箱吊装的分配器及传力方法”。

非能动余热排出热交换器（PRHR HX）是第三代先进非能 动核电厂（AP 系列）特有的核安全一级设备，是非能动堆芯 冷却系统的关键安全设备之一，对核电厂在各种瞬态及事故 工况下堆芯衰变热导出及安全性有重要影响。本项目属于 “大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项”中 “CAP1400 核岛重大设备设计技术研究”课题的一个重要研 究内容，开发了非能动余热排出热交换器热工水力、结构力 学及流致振动等分析方法和试验技术，实现了该设备高精度 全尺寸安全分析及设计，为第三代先进非能动核电厂的核安 全审评和 AP 系列核电厂设备的国产化提供了重要支持。本成果对非能动余热排出热交换器结构设计、安全分析 和安全审评都有重要的参考价值，项目过程中产生的技术、 程序均具有自主知识产权，填补了国内空白，同时可以推广 应用于在役核电厂类似设备的技术改造，具有显著的经济效 益和社会效益。

核电厂包括一百多个执行不同功能的复杂流体管网系统，系统级流体仿真是工艺系统设计的核心环节，分析结果用于评估系统设计方案、系统运行工况、流体设备性能、运行规程等，是保证设计合理性的重要环节，是确保系统各项功能实现的重要保障。 工艺系统涉及不可压、可压缩、流动、传热、稳态、瞬态、两相流等复杂物理现象，单系统元件数量超过1000，全厂数量超过10万，系统级流体仿真面临建模工作量大、输入参数变化多、局部流场偏差高等问题。为此，自2013年开始，上海核工院开展核电厂热流体仿真设计平台开发，突破多类型复杂管网设计模型转换的技术难题。 本项目已应用于三门一期和海阳一期调试、CAP后续项目、CAP1400示范工程以及余热排出泵试验台架，具有良好的社会效益和经济效益。可以推广到各行业复杂管网系统的仿真分析，在能源、航空、航天、船舶、汽车、石油、化工等领域具有广泛市场。本项目已申请2项发明专利、获得2项企业技术秘密、4项软件著作权、发表论文5篇。复杂管网设计模型转换技术获得西门子公司“系统级流体仿真贡献奖”，现已授权西门子公司联合开展商用推广。核电厂热流体仿真设计平台开发及应用的研究，通过了中国核能行业协会成果鉴定，专家评价：研究成果解决了复杂管网设计模型转换的技术难题，提高了系统级仿真的分析效率和精度，已应用于AP/CAP系列核电厂设计和调试工作，国内首创、达到国际先进水平。

本项目依托CAP1400重大专项课题，结合我国在海外的现有技术服务市场及未来技术发展等需求，研发了一套能够完整支持核电厂物理启动试验，软、硬件相结合的先进反应性测量系统SMART，实现了相关软、硬件设备和技术的国产化和自主化，摆脱了对国外技术、设备的依赖，并出口到巴基斯坦恰希玛核电站，实现了工程应用。 本项目成果可用于支持国内、外的二代和三代核电厂采用包括动态棒价值测量技术在内的先进物理启动技术，高效、准确地完成调试、换料启动期间的物理试验，有效节省关键路径时间，相对于传统方法，每次大修能够节约约1天的关键路径时间，显著提升核电厂的负荷因子，带来可观的经济效益，同时减少物理试验期间的硼废水排放，具有显著的环保效益。 本项目成果依据大量的试验经验，进行了创新性设计，除了能够完整支持动态棒价值测量和物理启动试验以外，与国内、外同类技术相比，还具有如下优势：1）采用高度集成设计的软硬件系统，通过软件设计优化，挖掘反应性仪硬件系统的功能和性能，掘弃了传统反应性仪采用周期信号仪、多笔记录仪等辅助设备的设计，有利于减少硬件投资，降低硬件故障风险。2）采用可扩展接口设计。具有通用性强的可扩展接口，必要时可以连接其它仪表组成新的测量系统，从而最大程度增强灵活性，减少用户硬件投资。3）高度容错式设计。采用容错式软件设计，对于试验期间的潜在用户输入、操作失误，可在离线分析时予以纠正，从而最大程度地避免重复试验过程。

根据核电厂安全评价需要，核电厂选址受到地震背景、水源等因素的严重制约，同时需考虑环境对核电厂、核电厂对环境的影响，可选择厂址的范围将十分有限。若在核电厂选择过程中还需考虑地基的约束条件，将严重制约核电厂址选择的发展前景。本项目以CAP1400核电厂为研究对象，开展了核电厂地基适宜性研究，以解决核电厂址选择方面的瓶颈，提升核电厂设计技术水平。本项目的完成为国核示范项目的顺利实施做出了重要贡献，也为后续CAP1400核电站的国际化应用提供了有力的支撑。 CAP1400核电厂是我国全面引进美国西屋公司的第三代核电技术，消化吸收再创新的成果。由于依托项目仅转让与三门、海阳基岩厂址相关的分析、设计技术，西屋公司并未对非基岩厂址相关技术进行技术转让，也未提供设计文件。本项目通过自主技术研发，完成相关科技成果，实现了非基岩地基研究技术的突破。

本成果工作内容来源于重大专项“CAP1400 反应堆结构水力模拟试验研究”(ZB06)课题，是重大专项示范电站核岛关键设备的设计改进与创新的重要组成部分。本课题主要研究了大型先进压水堆核电厂反应堆水力性能关键技术研究及创新设计。CAP1400 反应堆为我国自主开发的第三代非能动核反应堆，是国内首次开发“四进两出”的 AP/CAP 系列反应堆。对于该类堆型，其反应堆的水力学特性在国内尚无研究经验，本项目为国内首次针对该类型反应堆开展水力学研究。 由于 CAP1400 反应堆在 AP1000 基础上大大提高，其需提供的系统流量大幅提高，同时造成系统阻力，尤其是反应堆阻力大幅提高，这使得主泵的扬程和流量参数也大大提高，从国内目前主泵设计和制造能力来看几乎无法满足如此大流量高扬程的设计要求，这是 CAP1400 项目开展之初的重大技术难点之一。同时，由于 CAP1400 反应堆的功率提高，燃料组件数量和堆芯布置也发生重大变化，这导致堆芯入口流量分配特性也发生显著变化，该水力学特性是确保堆芯安全的关键因素之一。 为了解决这两大影响 CAP1400 反应堆开发的重大技术难题，本成果从反应堆整体水力模拟试验和理论分析两个角度详细研究了 CAP1400 反应堆本体的水力学特性，并开发了 CAP1400 反应堆创新结构，使得 CAP1400 反应堆在水力学性能方法达到国内领先水平，并在堆芯入口流量分配特性方面达到国际领先水平。

大型先进压水堆核电厂设计仿真分析验证系统利用先进的计算机技术，全面梳理核电站设计、分析、评价流程， 实现设计、分析、验证的闭环研发体系流程，形成自主知识 产权的平台，且组成平台的各要素所涉及到的计算方法和产 品也可单独形成自主知识产权成果。研发平台采用国际上先 进的技术方法和标准体系，保障了平台的通用性及先进性， 同时降低了平台的建设成本。本平台可实现数据共享和知识 积累，减少人为失误和因人而异造成的知识孤岛。支持多堆 型、全寿期多个阶段应用的综合数字验证，形成了一套核电 厂特有的数字化设计验证体系，能够解决新型号核电厂在研 发设计验证过程中的各类总体性、综合性的关键技术问题。 本平台借鉴了西屋公司电仪一体化平台的研发理念和 思路，在国内核电行业首次覆盖核电设计全专业计算分析流 程，创新地实现了专业设计流程的平台化自动流转，主要设 备及构筑物形成设计分析一体化软件包，集成了核心专业软 件，利用自动化流程针对 CAP1400 开展工程应用和验证，建 立了首套非能动核电厂数字化综合验证平台，实现了专业接 口固化、自动化，提高了设计质量、效率。

2011 年福岛发生了核事故，其中泄漏至安全壳外以及乏燃料池厂房的氢气发生爆炸，恶化了事故，引发了民众恐慌，从而使氢爆风险成为严重事故预防和缓解的关注热点。CAP 系列（包括 CAP1000 和 CAP1400）核电厂作为先进的三代非能动核电技术，对氢气控制系统及设备提出了更高的要求，而现有的传统氢气控制设备都无法满足 CAP 系列核电厂的需求。中国作为首个建设 CAP 系列核电厂的国家，必须掌握氢气控制系统的核心技术，实现关键设备的国产化，以提高我国的第三代核电自主化设计能力，也支持我国核电技术和装备的“走出去”战略。 本项目依托国家重大科技专项（大型先进压水堆及高温气冷堆核电站）中的关键技术研发任务“CAP1400 关键设计技术研究”课题，研究开发了一套严重事故后安全壳氢气控制系统关键设备性能验证和可用性验证的方法，并通过该方法成功研制出具有完全自主知识产权的非能动氢复合器、氢点火器和安全壳氢气浓度监测仪等三件安全壳氢气控制系统关键设备，性能均优于国内/国际同类设备、达到国际领先/先进水平，搭建了可用于全尺寸非能动氢复合器自然循环试验、氢气爆燃试验和高氢浓度控制和测量试验的台架，试验能力达到国际领先/先进水平，极大地提高了我国在氢气控制领域的系统设计能力、设备研发能力，为我国核电站提高其安全性能奠定了坚实的基础，也对保障人民生命和财产安全有着十分重要的意义。 本项目的实施，取得了丰硕的成果，共取得发明专利 20 件（已授权 9 件）、实用新型专利11 件，内容包括安全壳氢气控制系统的关键设备、关键部件、关键试验方法和装置等能够保护项目主要知识产权的方面，有利于本项目成果开拓市场、占领市场，并大大推动了行业技术水平的提升和产业研发和制造技术的进步。目前本项目的成果已经成功应用到工程上，其中非能动氢复合器已签订了三门二期（CAP1000）、海阳二期（CAP1000）以及石岛湾（CAP1400）示范工程的供货合同，合同总金额共计 1800 万，氢点火器和氢浓度监测仪表已签订了上述机组供货意向协议，上述产品和技术不仅可应用 CAP 系列核电机组，同时也可以应用于其他型号核电机组，具有良好的社会和经济效益。

根据HAF003中需对设计变更影响进行评估，以及核安全监管单位对核级设备设计提出的应开展设计变更影响评估的要求，上海核工程研究设计院有限公司（以下简称“院”）紧密结合管控现代化的管理理念，基于多年设计变更管理的实践经验，完成了设计变更评估与影响分析流程的构造，优化了设计变更管理方法，并利用院设计质量管理平台实现了流程电子化，填补了设计变更评估和影响分析管理的空白。 新流程的上线解决了困扰院里多年的设计变更程序虽有设计变更影响分析的相关要求，但是直存在的缺乏具体化、流程化以及可操作、可记录的问题，改变了不同专业人员间只能线下沟通，而缺乏沟通记录的质保困境。在能够形成有效的设计变更评估与影响分析记录的同时，还促进了院各专业之间的协同配合，改善了设计的自洽性和互恰性。将设计人员、专业负责人、项目管理人员以及项目经理等都被纳入到发起设计变更和评估设计变更的管理环节中，从而实现了技术管理和项目管理双管齐下改善设计变更质量的目的。 另外，该成果的积极意义还在于不但大大提升了单个设计变更本身的正确性、适用性和可实施性，而且实现了要求变更发起人员系统性地考虑设计变更的后续连锁效应，推动单个变更向着系统性变更深入发展的目的，从而达到设计变更落实和管理的系统性和完整性要求。