核电技术

4月28日，成都核总公司核工程技术服务事业部正式揭牌成立，这是成都核总公司加速实体化运行的一项重大举措。院长、院党委副书记、成都核总公司总经理王丛林出席活动并讲话。院党委委员、副院长、成都核总公司副总经理唐传宝主持揭牌仪式。

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”。

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。

“华龙一号”安全壳钢衬里作为反应堆厂房预应力钢筋混凝土安全壳的重要组成部分，与预应力混凝土结构共同组成核反应堆的第三道安全屏障。其功能主要是在正常运行期间为反应堆堆芯和冷却剂系统提供屏障，控制周围环境对安全壳内部设施的影响,当发生事故时，用于包容气载放射性的释放物，阻止外泄。其分为钢衬里底板部分、筒体部分及穹顶三大部分。钢衬里外观呈圆柱形，直径 46.8m，高 77.93m，由 6mm 厚特制 Q265HR 钢板、外侧加强型钢背肋、锚固钉焊接而成的密封容器结构，且其中又包含 45 个环吊牛腿、194 个贯穿件、3 个大型闸门套筒、1054 个锚固件等附属构件，其制作、安装难度大且精度要求高。钢衬里属于核安全 2 级设备，质保等级 QA1 级，抗震类别Ⅰ类，连接以焊接为主，设计要求采用的钢板弹性性能好，并具备较高的可焊性。整个钢衬里对密封性有严格的要求。特别是焊缝质量要经过目视检测（VT）、渗透检测（PT）、真空盒检漏（LT）、射线检测（RT）的检验。安全壳钢衬里施工位于关键路线上，且与土建交叉施工，管理难度大，前期策划要求高、过程实施工作强度大，通过采用三维模拟信息技术、辅助胎具、制定合理的焊接工艺顺序、变形工装、有限元分析技术、设备改造等技术措施，确保钢衬里制作、安装工作顺利开展，提高工作效率，保证施工安全，确保施工进度。 “华龙一号”钢衬里施工关键技术适应我国自主研发的三代压水堆核电技术建设需求，形成多项专利、施工工法等科技成果，综合考虑了施工进度、质量、安全等方面因素，实践证明在“华龙一号”钢衬里施工关键技术在核电建设施行业具有较高的创新性、先进行和使用性，对“华龙一号”新型压水堆核电技术的推广和应用具有指导意义，福清 5、6 号机组钢衬里施工已充分验证关键技术的实施效果，随着我国核电技术的发展，“华龙一号”钢衬里施工关键技术在核电建设中具有广阔的应用前景。

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。

“华龙一号”是由我国自主研发的第三代百万千瓦级压水堆核电技术，已成为中国制造的“新名片”，核电“走出去”离不开中国核电制造装备产业链， 中广核工程公司总结 CPR1000 项目质量国际标杆建设和安全评价的成功经验，深入分析国内核电装备制造业质量管理、核安全文化建设的基础和提升难点，开发了一套核电设备产业链评估机制，持续提升质量管理和核安全文化建设水平，夯实“中国制造”基础，最终实现带动整个产业链“走出去”的战略目标。 质量管理体系在于解决人们应该怎么做的问题，但无法充分解决如何使人们那么做的问题。而核安全文化的核心则是通过使人形成“安全第一、质量第一”的态度和特性，并自发约束和规范个人的行为，解决如何使员工按照规定执行的问题。核电设备产业链评估机制，包括质量管理评估和核安全文化评估两套标准，两者相互补充，充分融合，从体系管理到核安全文化意识，实现对设备产业链供应商的全方位评估和推进提升。 通过建立和实施核电设备产业链评估机制，为工程公司在建核电项目顺利推进提供了保障，自身的质量管理水平得到大幅提升，全面掌握了核电设备产业链整体发展状况，取得了良好的效果。建立了一套设备产业链评估标准，在产业链形成争当标杆的良好学习氛围，为“走出去”

2011 年-2015 年，国家电投集团科学技术研究院通过承担大型先进压水堆核电站重大专项“核电关键设计软件自主化技术研究”课题，牵头研发国内第一套具有完全独立自主知识产权的一整套压水堆核电厂工程设计与安全分析软件。在该课题立项之前，我国核电厂的设计软件高度依赖国外软件，因此迫切需要研究如何在自主研发的过程中克服知识产权壁垒，促进创新成果知识产权保护、管理和运用的途径和方法，从而实现核电软件的自主化，保障国产核电软件自主研发成果的市场自由。 为提供全面的、深入的、具有实践经验的核电软件知识产权理论研究保障，在 2013 年国家电投集团科学技术研究院承担了国家核电技术公司的“核电软件的知识产权战略研究”软课题。该软科学研究课题于 2015 年 11 月通过验收，其研究成果为我国核电行业完善知识产权保护策略和知识产权管理制度提供了参考依据，为核电企业进行核电软件知识产权保护工作提出了建议，对于保护核电软件的创新成果、防范知识产权风险具有指导意义。 本成果主要通过调研和分析，运用现行通用的知识产权研究理论和方法，开展了国内外软件知识产权保护体系及特点研究、国内外核电企业软件知识产权保护特点和现状研究、相关问题研究、对策研究和运用软件知识产权制度的做法和经验总结。

7月3日，中核集团党组与航空工业集团党组开展学习贯彻习近平新时代中国特色社会主义思想主题教育联学活动，传达学习习近平总书记在二十届中央国家安全委员会第一次会议上的重要讲话精神和习近平总书记关于国家安全的相关论述，集体学习《论党的自我革命》部分章节，聚焦“‘核’力发展，‘翼’起飞翔”主题开展研讨交流。

《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。