三代核电厂

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。

核电厂严重事故是由于反应堆堆芯失水后熔化，破坏反 应堆压力容器（RPV）及安全壳完整性导致放射性物质泄漏， 造成环境污染、人身伤亡的事故。习近平总书记多次强调核 安全是国家安全的重要组成部分，事关国家安危，人民健康。 严重事故研究成为核安全研究领域的重中之重。目前我国在 运、在建的近 60 台核电机组多数采用二代核电技术，缺乏 专用的严重事故堆芯熔融物滞留应对系统。如何开展严重事 故应对和防止放射性物质释放，保障核电厂安全，成为三代 核电厂安全水平提升亟待解决的难题。本项目在国防科工局 核能开发科研项目等课题支持下，依托我国自主研发的三代 核电厂“华龙一号”开展全面攻关。

主泵变频器是三代非能动压水堆核电厂 CAP1400 的关键 电气设备，为反应堆冷却剂泵（主泵）提供频率变换和限制 主泵启动电流等功能，也是主泵供电的唯一电源。每个核电 机组配备 4 台主泵变频器，任意 1 台主泵变频器失效，则核 反应堆非计划停堆，并停止发电，经济损失极大。除了高可 靠性要求，主泵对主泵变频器还有苛刻的性能要求，因此国 外仅美国西屋（联合西门子公司）能进行独家供货，渠道单 一，采购周期长、价格昂贵，但设备容量也无法满足 CAP1400 屏蔽电机主泵要求，严重制约核电自主化发展和装备产业升 级。而在项目立项之初，国内在水冷变频设备方面为空白， 甚至连主泵变频器用大功率水冷移相变压器也无成熟产品。 在国家重大专项支持下，项目组历经八年多科研攻关，成功 研制 CAP1400 主泵变频器并实现工程化应用，已应用在国核 压水堆示范工程 CAP1400 二号机组，为实现我国自主化三代 核电 CAP1400 机组建设提供了重要支撑。