核电技术

“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。

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。

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。

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”。

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。

秦山核电自2013年起加入美国电科院（EPRI）核电板块会员，每年需支付上千万元会费。为保证此项支出产生相应收益，深挖企业、行业和员工实际需求，建立并规范了技术成果分级转化体系及工作流程，经两年执行和持续优化，已有方家山在役检查大纲优化等具体项目落地并获得EPRI技术成果转化奖等荣誉。核电成果分级转化工作流程包括对EPRI现有成果的分级、重要成果专项转化、一般成果分类归档、转化业务专业化支持等部分，有效减少重复的基础性工作，提升技术成果转化效率。

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。

4月20日召开的国务院常务会议核准浙江三门、山东海阳、广东陆丰3个核电新建机组项目。其中，中核集团浙江三门核电二期、国家电投山东海阳核电二期项目均采用国产化CAP1000技术，中广核广东陆丰核电项目采用华龙一号技术，两种技术均为三代压水堆核电技术。至此，我国依然保持核准及在建核电机组20台以上的规模，稳居世界首位，产业复苏势头明显。

福岛事故后，核安全监管当局开展了全面的行业内大检查，其中一项重要的问题是：现有的核电厂的严重事故管理导则（SAMG）主要应对功率运行工况，缺乏停堆低功率和乏燃料池严重事故缓解策略及相应的导则。为了填补这一项技术空白，本成果针对第三代非能动AP1000非能动核电厂，自主开发了涵盖功率运行、停堆低功率和乏燃料池事故管理的全范围严重事故管理导则。 全范围SAMG的开发过程中，停堆低功率及乏池事故由于设备仪表状态与功率运行存在差异，以及裂变产物屏障的改变，其薄弱环节的识别以及缓解策略的筛选是一个技术难点；另外，在开发出这些策略后，如何与功率运行导则整合，使得核电厂人员能简单便捷地使用也是一个关键的问题。鉴于此，本成果密切结合AP1000核电厂严重事故缓解相关设计特点，充分吸收福岛事故后国内外对于严重事故管理的经验教训以及来自核电厂操纵员的经验反馈，从严重事故管理导则开发的最基本原则出发，对非能动核电厂严重事故进程、裂变产物边界挑战、PSA主要见解、高级别操作等开展了深入的分析，在建立起严重事故管理的坚实技术基础之后，通过设置合理的导则框架，尤其是对优先级、整定值及接口、导则可实施性等关键技术的攻关，建立了涵盖功率运行、低功率停堆工况和乏燃料池严重事故的全范围严重事故管理导则（SAMG）。共形成研究报告40余份，成果鉴定1项，专利3项，技术秘密2项，发表论文10余篇 。 本成果开发完成后应用于三门核电的3次单项演习和1次综合演习中，顺利的经过了演习的验证，表明其能够充分应对全范围下严重事故的挑战。演习过程中还对福岛改进项相关的移动泵、移动电源进行了演练。同时事故应急人员通过日常对于该导则的培训与学习，加深了人员的认识和水平，也因此提高了三门核电应对严重事故的能力。 非能动核电厂全范围SAMG的开发及实施填补了国际上相关技术领域的空白，具有自主知识产权，达到国际同类技术先进水平，使得核电厂能够应对更多复杂的严重事故工况（包括功率运行、停堆工况和乏燃料池严重事故），有效地提高了核电厂在严重后果事故下的安全性，能够保护环境，保障公众健康，具有重要的工程应用价值和社会意义。目前，本研究成果已应用于三代非能动核电技术全球首堆-三门核电，并可供其他核电项目借鉴。