三代核电

三代先进压水堆核电站采用全新的安全和技术设计理念，主回路管道作为核电站第二道安全屏障，在结构设计和材料加工工艺进行了大量创新，这也对主回路管道的检查提出了极大的挑战。三代主回路管道主要包括主管道（MCL）、主蒸汽管道（VVP）和主给水管道（ARE），这些管道焊缝数量众多，且处于高剂量辐射环境中，部分焊缝位于40°或90°弯头位置，主回路管道内长期容纳着高温、高压、高流速以及放射性介质。上述工况可能会导致焊缝产生应力腐蚀裂纹、碰撞和减薄等管道降质情况对在役检查提出了较高的挑战。

反应堆衰变热在反应堆运行阶段和事故处置阶段应用广泛，是关乎机组安全和提升机组运行灵活性的关键参数。机组正常运行阶段，精准的燃料组件衰变热帮助改善机组运行策略，例如应用反应堆自身余热作为动能，停堆期间保持关键系统的正常运行，从而大幅度减少停堆关键路径。发生核安全事故时，对指导事故处置，监督事故进程，缓解事故后果有着至关重要的作用。在经历国内外调研后发现，海阳核电与传统电厂使用的燃料组件相比，存在燃料组件中包含不同富集度的铀元素等诸多差异，当前没有适用于三代核电机组的反应堆衰变热分析方法。

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。

本项目属于管理创新成果 作为全球 AP1000 首堆示范工程，三门核电一期工程自开工以来就面临设计深度不足、设计进度滞后、关键设备研发制造难度大、合同模式复杂、建造和调试无参考借鉴经验等多重客观困难和挑战，项目进度不断延误。随着 1 号机组由建安收尾向全面调试阶段转变，AP1000 首堆的设计、建造进入全面验证阶段，各类设计设备问题集中爆发，进度延误进一步加大。作为总承包模式下的业主单位，面对新的攻坚阶段，三门核电实施全面“管理穿透”创新，在不打乱原有管理模式、不转移合同责任的前提下，会同各个管理层次与问题解决最终方直接协调，压缩管理层次，减少中间环节，提高解决问题的效率，有效推动了工程进展。三门核电自 2015 年 10 月开始实施以体系为保障，以目标为指引，以计划为龙头，以问题为导向，以会议为抓手，以考核激励为手段，以文化引领为基石，以培育技术能力为目的的全面“管理穿透”，至 2018 年 11 月三门核电一期工程全面建成投产，共应用 3.1 年。通过实施全面“管理穿透”管理创新，增强了首堆建设队伍凝聚力和战斗力，推动三门核电一期工程项目顺利建成投产；最大限度缓解了进度延误，1 号机组缩短和优化关键路径工期 7个月 2 号机组缩短和优化关键路径工期 7.5 个月；项目安全质量可控，绩效突出，自 2004 年 7 月一期工程建设获得国务院批准，至2018 年 11 月 2 台机组全面建成投产，三门核电项目连续 172 个月未发生重伤及以上伤亡事故和重大设备事故，创下中国核电成员单位安全管理最佳纪录；三门核电技术能力显著增强，为电厂长期安全稳定运行奠定了坚实基础。 项目建成投产，全面实现“依托项目”的目标和使命。三门一期的顺利投产不仅对项目本身意义重大，其“依托”效应的发挥更是对我国三代核电战略的顺利实施做出了重要贡献。设计方面，验证并固化 AP1000 标准设计，推动 CAP 系列的再创新。设备方面，带动国内核电装备制造业整体水平的提升。工程建设方面，提升三代核电工程建造能力。调试方面，完成首堆调试工作，验证技术可靠性。运行方面，生产领域建立 AP 系列标准体系。顺利实现项目的社会价值和商业价值。三门核电一期工程全面建成投产，对浙江省调整电力结构、节能减排、双控、蓝天保卫战以及清洁能源示范省的创建有重大意义。

福建福清核电项目为国家重点工程，一次规划、分期建设6台百万千瓦压水堆核电机组，总投资约900亿元。其中1-3号机组已分别于2014年11月、2015年10月、2016年10月建成投产，4号机组预计将于2017年11月建成投产。5、6号机组采用了我国具有完全自主知识产权的第三代核电技术“华龙一号”，其技术的先进性、安全性、经济性等与美国的AP1000、法国的EPR技术相媲美。2015年4月15日，国务院常务委员审议核准福清核电5、6号机组采用中国自主研发的三代核电机组——“华龙一号”技术，并作为示范工程进行建设。2015年5月7日，华龙一号示范工程全球首堆福清核电5号机组正式开工建设。两台机组国产化比例不低于85%，首堆工程建设总工期按62个月控制。核电首堆工程建设难度大，基本都面临目标工期延误甚至延误很大的问题，福清核电有限公司作为华龙一号示范工程建设的业主单位（以下简称业主公司），通过福清1-4号机组的建设积累了大量进度管控和项目管理经验，在此基础上，对华龙一号首堆示范工程建设管理创新性地提出了业主负责下的总承包管理模式，业主公司和工程公司在工程建设管理中双方明确合同职责，在项目管理上优势互补，形成合力、共担风险。开工两年多来，福清核电5、6号机组所有里程碑节点均提前或按期完成，2017年5月25日，5号机组钢穹顶整体吊装成功，首堆工程土建阶段以24.5个月工期（提前目标工期0.5个月）创造了当前国际上三代核电首堆施工建设史上的奇迹。从而也验证了前期业主公司在进度管控体系创新和方法实践的有效性，为“华龙一号”走出去树立了信心，为国内后续批量化建设起到了推动作用，更为项目创造了实实在在的经济效益。

1.1 项目背景与来源 根据我国《核电中长期发展规划（2005-2020）》，确定了我国核电发展经过引进、消化、吸收、再创新，形成具有自主知识产权的核电技术路线。2009 年 3 月引进美国西屋公司三代核电技术AP1000 首堆工程开工建设。三代核电技术以其非能动安全系统、模块化、标准化、数字化设计，将成为我国今后核电发展的主流堆型。在国家能源局和国标委发布的《压水堆核电厂标准体系建设规划》的指导思想和体系建设原则的指导下和《压水堆核电厂标准体系》框架基础上，结合我国核电的发展方向和技术路线，立足于总结提炼并固化 AP1000 技术消化吸收成果，兼容并蓄我国既有标准规范、监管体制和工业基础，研究并完善适应我国工业体系、满足我国自主化核电建设和技术发展需求的三代非能动压水堆核电厂的标准。2013 年国核工程有限公司组织开展三代非能动核电厂重要设备安装技术标准编制申报，经核电标准技术委员会专家评审、国家能源局批准，由我公司主编《非能动压水堆核电厂反应堆压力容器安装及验收技术规程》、《压水堆核电厂钢制安全壳组装、安装及验收技术规程》和《压水堆核电厂机械模块安装及验收技术规程》及研究。 本项目的实施，在掌握先进核电技术的同时，研究掌握先进核电建造技术，加快其标准化进程，在完善和补充我国压水堆核电厂标准体系基础上，加快技术推广应用，保证后续核电建设质量、降低建设成本，合理控制工程进度，从而提高参建各方的经济效益和工程项目的经济性，

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。

《压水堆核电厂失去厂外电源试验技术导则》是在福岛核事故后，核电厂厂用电源的可靠性以及压水堆核电厂失去厂外电源试验结果越来越受到重视的背景下。根据国家能源局文件“国能科技[2014]298 号”下达的 2014 年核电行业标准编制任务（能源 20140590），由中广核工程有限公司组织编制。主要规定压水堆核电厂失去厂外电源试验方面的内容，本标准适用于指导压水堆核电厂失去厂外电源调试的检查、试验和验收。本标准于 2017-4-1 发布（国家能源局 2017年第 7 号公告），于 2017-10-1 开始实施。 核电厂失去厂外电源试验是核电厂调试启动阶段重大专项试验之一。在本标准颁布之前，核电厂失去厂外电源试验的整体框架体系设置原则还未完全统一，造成试验体系存在差异，存在试验项目设置不完整的风险。为提高调试启动阶段对失去厂外电源事故工况验证的有效性、针对性及高效性，满足行业标准的适应性和深度要求，本标准结合 CPR1000、CNP1000、AP1000、EPR 项目核电工程实践经验和国内其他核电厂及国内电力行业的相关经验，同时考虑国外相关标准要求。结合目前国内现有压水堆核电厂失去厂外电源试验的技术体系，通过整合加提炼的形式框架完整、全面，能涵盖压水堆核电厂失去厂外电源试验的重点验收项目，达到验证设计功能的效用的试验技术导则。有效规范了压水堆核电失去厂外电源的试验整体框架，对指导压水堆核电厂在调试启动阶段相应的失电试验大纲及试验程序的编制具有积极意义。同时，压水堆核电厂失去厂外电源试验调试技术标准的统一，有利于核安全监管单位统一监督标准，进一步提高监督的有效性。此外，本标准在编制之初就已考虑三代技术的失去厂外电源试验的技术特点，使其具有更普遍的实际意义及用途。 本标准统一了核能行业内部失去厂外电源试验的内容，符合福岛后最新安全要求，为核安全监管提供了依据，指导了 CPR1000 以及 AP1000、EPR、华龙等三代核电、高温气冷堆、海洋核动力平台等先进核能技术的电气设计与试验策划实施，在颁布实施后的近 3 年时间里，在红沿河、防城港、阳江、宁德等各核电项目现场得到了有效应用，有效地保证了核电土建施工的工程质量，获得了良好的反响，并成功支撑国内核电技术“走出去”，使 CNPEC 专家赴芬兰提供技术服务，应用前景十分宽阔。

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。