POWER
中国核
大型先进压水堆核电站重大专顷十年回顾
范霁红
(国家电力投资集团公司，北京100033)
I摘要：文章回顾了大型先进压水堆核电站重大.项实施十年来取得的主要成绩和具体进展，主要包括：完成了AP1000技术的消化吸收，开发出安全和经济性能领先的具有自
生知识产权的CAP14D0大画非能动核电站，攻克了屏蔽电机主泵、核电站数字化仪控
系统、爆破阀、大型汽轮发电机、全锻造主管道、反应堆钢制安全壳、核电站用大型锻
件、铟科镍690传热管等系列关键设备和材料，组织开发了以COSINE为核心的电厂工
程设计与安全分析软件包，建立起一批世界水平的非能动安全试验台架并完成CAP1400
非能动安全系统试验和设计验证，研究并形成了我国三代核电标准体系，建立了政、
产、学、研、用相结合的核电技术创新体系和人才队伍。预期大_先进压水堆核电站重
大专项确定的各项目标将全面达到，但由于示范工程开工延迟，建成的时间也将延迟。
关键词：压水堆；核电站；国家科技重大专项；AP1000; CAP10Q0
中图分类号：TL4 文献标识码：A 文章编号：1674-1617 (2018) 01-0080-04
DOI：10. 12058/zghd. 2018. 01. 080
A Retrospect to the Past 10 Years of the Major Project of Large Advanced PWR Nuclear Power Plant
FAN Ji-hong
(State Power Investment Corporation, Beijing 100033，China) I
I Abstract：This article reviews the major achievements and concrete progress made by the major project of large
advanced PWR nuclear power plant during the past ten years. The team has finished the digestion and absorption of AP1000 technologies，developed CAP1400 large passive safety nuclear power plan
t with leading performance and independent intellectual property rights，mastered the technologies for large canned motor pump, advanced digital instrument and control system, squib valve，large steam turbine and generator, full forging coolant pipe, largg steel containment vessel? large forgings? Inconel 690 heat transfer tube and other key equipment and materials for third generation nuclear power plants. The team has deTCloped the core software package COSINE for nuclear power plant design and analysis, has established a number of world-class passive safety test facilities and completed the required test and verification，has developed the third generation nuclear power standard system in China，and established the Innovation nuclear power system and talent pool involving government agenciesf manufacturers, universities，institutions and utilities.
Key words ：pressure water reactor；nuclear power plant；major national science and technology project；completion
CLC number：TL4 Article character：A Article ID：1674-1617 (2018) 01-0080-04
大型先进压水堆核电站国家科技重大专项(以下简称压水堆专项）在2008年2月通过国务院常务会议的审查后正式启动，转眼已是整整十年。回顾十年的历程，由国家核电技术公司牵头的压水堆专项攻关实施团队根据《大型先进压水堆核电站重大专项总体实施方案I确定的目标，克服了重重难关，推动了第三代核电技术在中国的落地生根，使中国在第S代核电技术应用上走
收稿日期：2017-1,2-25
作者简介：范霁红（19_一），男，四川仪陇人，物理学博士，现任国家电力投资集团公竜科技研发总监兼科技管理部重大专项办公 室总经理，从事核I业科技规划和科技发展研究，2007年开始担任大型先进压水堆重大专项办公室主任。
核电规划Nuclear Power Planning
在了世界前列•而且带动了我国高端装备制造企业的成长，推动了中菌制造向中国创造的转变^通过十年的不懈努力.压水堆专项形成了数千项专利和技术秘密，取得了数百项重大技术突破.—大批新材料新工艺得到应用^A P1000中国版具备批量化建造条件，具有自主知识产权的大型非能动安全C A P1400核电站已经完成了设计*大量关键设备已经研制完毕.具备开工建设条件。
1围绕国家战略、务实确立目标2Q06年，中央决定引迸_国》^1000核电技术，并通过实施大型先进压水堆核电站鼠家科技重大专项，高起点实现我画三代核电技术的自主化。根据国家科技重大专项管理要求，当时给压 水堆专项确立的目标，一是消化吸收A P1000核 电技术.包括设计、建造、运行技术和关键设备设计、制造技术，核燃料组件和核级锆材制造技术。二裝完成具有自主知识产权的C A P1400核 电站开发•并建成示范工程。^是开展1700 W M 级大型非能动先进核电关键技术攻关。四是开展 压水堆重大共性技术和关键设备与材料攻关，提 覉核电产_业整体技术能力…：其中•C A P1I M Q开发是压水堆专项的核心任务9C A P1400核电站的设计水乎，检验我们对A P1000技术的理解和掌握程度，以及对核电技术创新的能力。
C A P1.400设备的_研制也将裣验我们在核电关.键设备、材料设计和制造技术方面的能力。关于 c A P:l.*j_o o的具体指标.可以禽*点也可以低一-点，但核心的三点必须达到：一是实现自主知识产权，二是
姿全性和经济性不低f A P l d g o，三 是进度在2020年左右完成。在围绕这样的窗层要求论证C A P1400的具体开发自标时，受到S
时国内核电设计和装备制造能力的很多制约。在 2〇〇7年《实施方案报告》论怔时，甚至在2Q08 年C A P1400概念设计论证时，国内太型屛蔽电机泵的设计制造经验还很缺乏，当时A P1000的 屏蔽电机盡泵也没有完成制造，因此确定
C A P1.400的主遼方案成为一个难题。一友面，_^C A P1400与A P l.O
D O都是两环_路核电站，而C A P U O O功率必须比A P l'00.0增加以i i 才能获得自主：如识产权s要求C A P140Q主蒙歯添鶯必须湘应增加s男：一方面，A P100.©的重泵屏蔽电机已经是当时世界上最大的屏蔽电机了，设计制造更大的屏蔽电机难度非常大。C A P1400设计团队既希望为C A P1400选择一款较为理想的主泵，又要考虑设备设计制造的可行性。要是 =愈泵造不.出来，再.好猶_C A P W T O设计也只是纸上谈兵》当肘没有人能保证为C A P1400研制一款更大功率的屏蔽电机_。A P1000的主泵电机频率是60 H z，使用时要求变频器长期X作•有的专象..提出C A P iW O主泵:：龜该将A P1:000的60 H z. I?■蔽龟机改为适#中鼠的50 H z.繂：蔽电机。大多 数专家的想法是既想改.又怕因为改不成影响了C A P1400的整体进展，为此专家们进行了激烈的争论•晕后大多数专家考虑国内制造业的能力，.考虑：到C.A P I I M O作为一个重太标志性成果及时交付的重要性，都支持了设i t团队暂不修改主杲电机频寧*留
待C A P14.0.Q：蔚義机组再将主泵 电机频率从6Q H z修改为30 H z的考虑:。最后:.國家能源局批准的C A P1400概念设计.主泵电机保持60 H z不变.通过降低主泵扬程.实现增加流量以满足C A P1400堆芯流#增太的需求。这样一 个方案，虽然使C A P1400机组毛功率超过1初0 M W，满足中方获得自主知识产权这样一个合同约定的基本条件，但是反应堆的参数显然不是最优的s但在；当时，是一个切实可行的决策。
2砥砺前行中不断超越
在i E水堆专项实施过程中，设计人员不断优化C A P14Q0方案，同时越来越感觉主泵成为制约C A P14Q0性能优化的重大障碍6尤其是随着中方对A P1000技术的消化吸收，技术信心不断增强，其他制约C A P l t t O总体参数优化的因素不断被克服，主泵电机不改已经不能满足
C A P l_4:0._O的儀署了。在这个过程中，哈电和沈. 鼓等主泵设计制造企业对外方转让的主泵设计，制造技术的掌握也越来越深人。尤其是中方主泵设计和制造团队全程参与了A P1000主泵1程试 验和耐久性试验，在过程中与外方一起不断发现问题和鲜决问题，中方对.大慮#蔽电机泵的设计、制造也越来越有狺心，具备T为C A P1400 童：新设计主東.的能力。为C A P14C IS壘身打造一款主泵成为团队的新共识.在这个过程中，C A P1400.的.参数：不断优化-就主簾的..要求也不.断的变化，始终保持了与C A P1400反应堆参数达到最隹匹配s定型的主泵方案.电机频率50 _H z•机功率比A P1OO.0磨泵增大2Q，興。
现在.，C A P14:0〇主東J：程样机已经造出来，通过第一阶段的试验，表明其流量、扬程、效率1惰转等
中国核电第11卷2018年3月
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关键指标达到设计要求。
在压水堆专项实施过程中.实施管理固队就是这样根据新的认识和苛能不断提出新的要求，超越原定隱标。最J I的结果，就是C A P1400的 总体性能指标远远高子最初的设想，设备自主化的程度也远远高等原定的设想。
压水堆专项实施伊始，就为C A P14Q0制订了明确的自主知识产权目标。但是拥有完整自主知识产权并不等同于出口不受限制6要做到出H 不受限制，还必须解决好供应链中关键环节的自主化。一开始，对C A P1400的出口考虑得并不多，也未在专项中有针对性安排。其中的原因，一方面因中国是世界上最大的核电市场，有明确 的核电发展雷求，C A P1400嘗先应满足国内核电发展的需要.在国内建设的数量可]以达到几十台，在这个过程中可以不断提升供应链的自主化水平.国内发展一段时间再进人国际市场似乎也不迟。另一方面，国际压水堆市场（除巴基斯坦外）有西屋、阿海珐、俄罗斯原子能公司等厮杀.
我们_时没有明确的目标市场.新的国际市场开拓的时间周期长、前期投人巨大^但是专项启动不久，尚：铁的成功走出去和韩属在阿联宵核 电项I目中标，极大地刺激了我国核电界，压水堆专项实施管理团队因此全面、系统地考虑起C A P1400走出去问题。经认真分析后，认识到在压水堆专项原定的攻关任务实现后，还必须解决好三太生要：问题•C A P1400走出.去才会_更.加 顺畅。一是开发自虫化的核电设计分析软件&原 定的任务专注于C A P1400的开发，开发C A P1400所需的软件X具当然是用西屋成熟的软件I具为好<)但是C A P1400如果出R到国外，如果没有自己的核心软件具就一定会因此受制于人。第二是核燃料组件及其所用的锆材。西屋 公司已J5.将当时量先进..的P e r fo r m a n c e晨料组件加：!制造技术和相应的核级锆材技术许可给我们在國内使用.，完全能满足.C A P14:00在..国内建设 运行的需：要。但是如果出P C A P1400，澡有自主知识权的核燃料组件及包壳材料也势必受制于人。第三是核电站仪控系统设备》A P1000仪 控系统由西屋公司设计.主要设备分别由A B B 公司和艾默生公司生产。虽然C A P1400仪控系统由我方设计，但是当时国内并没有相应的仪控系统设备可供选用。而仪控系统设备不但在核岛设备中价格占比大，而且可靠性要求高，只有少 数国外供应商可以生产•也很容易受制于人。
为了解决制约C A P1400出口三大障碍，属 家核电技术公司采取了三大措施。
一是组建核电软件中心•开发具有自主知识产权的核电站设计分析核心软件。这个决定一开始是很有争议的。一方面核电软件开发所需资金大、时间长.短期难见效，另一方面茵家核电技术公司当时并无这方面
的人才队伍和机构.而且核级软件由于使用者有限，很难为公司带来经济效益。但是缺乏自主核电软件确是行业的切肤之痛，因此公司的决心得到了菌家能源局和核电业界的支持6公司白手起家，组建了国内第一家专业的核电软件开发中心•大胆创新机制，分别从上海交大、华北电大请来杨燕华老师、陈义学老师做核电软件中心的主任、：親_愈任#充分授权，将上海交太.、西安交大和华北电大=多位核电软件方面的专家引人开发团队，并在这些大学建立T
核电软件工作站。在核电软件开发的很多决策中，从软件的名丨譬C O S I N E到具体方式、内容、组织模式，公司充分尊重了开发团队的意见。同 时，公司王炳华董事长每每在关键时刻为核电软件团队站台，协调公司内部各种资源支持软件的开发、验证和应用。目前，C O S I N E软件包已经进人工程试用阶段。reactor pressure vessel
=是开发核燃料组件及其所用的锆材。核电 站所用燃料组件开发难度大、技术复杂、开发周 期长。在国家能源局和多个兄弟单位的支持下，核燃料组件开发团队悉心策划.用系统工程的方法周密部署各开发线路的|作.已经完成核燃料组件所用锆合金材料配方确定，锆合金I I锭和 管、板、带工艺攻关，材料堆外试验，材料堆内 试验.核燃料组件设计，燃料元件试制，燃料小 组件和定型组件试制等多项任务，目前小组件已 绘具备人堆辐照条件.定型组件已经通过验收。
三是发核电站数字化仪控系统。核电站数字化仪控是核电站的神経系统，技术难度高、经 济附加值大西
屋公苛对燃料组件和数字化仪控系统技术严格把控，设立了很多专利和技术障碍。压水堆专项仪控攻关团队先后完成了多样化驱动系统、棒控棒位系统、辐射检测系统、堆内 核测系统、堆外核测系统、反座堆控制系统和反应堆保护系统的开发。尤其是在反座堆保护系统开发中.通过与美国洛克希德•马丁公司合作，开发出具有自主知识产权的基于F P G A技术的核电站反应堆保护系统平台，B经通过中美两国核安全監管当局的认证，获得进人全球核电市场
核电规划Nuclear Power Planning
许可u
A P1000特有的钢制安全壳和全锻造主管道，最初的方案是首堆由意大利安萨尔多完成研制并向中方供货，然后将生产技术转让给中方。在供 货谈判中童：太：利方面报出翕价，中方决定开展自主研制，最后成功实现了首堆的供货。原来引进技术消化吸收课题变成了中方&主研制课题。
C A P1400蒸汽发生器最初没想大改.但是现在笨：全量新研制。：非能动鸯全表靈体.试验會，最初_的方案是自建锅炉供应试验蒸汽•现在是利用一个发电厂的蒸汽，但5E是由于发电厂提供的试验蒸汽保障，使这个台架在世界i变得难于超越。
3成绩斐然，意义深远
截至2017年12月底•压水堆专项围绕
A P1000技术消化吸收、C A P1400研发、压水堆重大共性技术与关键设备材料研制•共部署了1.14.项重大课题.•中央财政资金投人约f4亿.元，引导社会资金投人数百亿元》200多家企业、科 研院所、，高等院校的2万余名科技人员参与了课题研究*形成圓内外专项约_35:00.余顶.、技.术标 准近1000项。
压水堆专项的实施•有效填补了我西核电产业的空白领域，加强了薄弱环节，显著提升了我国核电技术自金创新能力，推动我国核电从二代向j代的跨越式发展，带动核电装备制造水平进人世界先进行列。
打造了先进的核电研发设计体系，自主研发 了先进核电设计软件，建成了一批国际领先的非能动麦全试验设施。国内有关.单位..新.建试验合 W个、改造12个。开展了大量试验•积累了海量试验数据。完善了核电设备鉴定平台和体系，建立了三代核电标准体系，提升了核电安全审评软硬件实力，培养和锻炼了一支掌握先进核电技术的人才队伍。.
提升了核电装备自主设i f与制造能力，全面 掌握了屏蔽电机主泵、反应堆压力容器、蒸汽发生器、数字化仪控系统、燃料组件、核级泵阀、大型汽轮发电机组等三代核电关键设备技术》实 现了关键材料国产化•成功研制出超大型锻件、690合金管、核级锆材、核级焊材和核级电缆等。支持形成了一批具有世界
先进水平的设备材料制造基地和由16.0.余家企业组成的向_：内外 的三代核电设备供应链体系，具备了批量'制造核 电设备的能力。
全面掌握了^代核电施工技术.构建了完整的核电違造技术体系和連造标准，突破了大体积混凝土一次性浇灌成型、模块化施工、特殊部件自动焊接等关键技术.核岛土建、安装和施工管理技术达到世界先进水乎，世界上：最大的3800 t 级履带式大吊车已成功应用宁工犇施工。
压水堆专项研发的C A P1400是目前世界上功率最大、安全等级最高的非能动型压水堆核电站，具有较强的经济竞争力和非常好的环境友好性。电功率1M万k W左右•设计寿命60年，电站可利用率大于93.%。具备抵御类似福岛海啸、地震的能力，可避免氢气燃烧引起的安全壳破裂；具备抗大型商用飞机恶意撞脅能力。
C A P liO O,S废排放达到：国际最严_格标准，敢射性废气、废液和废固处理方法进一步优化，排放 物浓度进一步下降。
G A P140Q示霞1_施：1：菌：已邀澤成99. 2%，开l i t的各项芏怍已经全部就绪满足开工后连续施I要求。
从压水堆专项目前进展可以判断：如不考虑C A P M00示范：工務期黎响，：厲水堆专项确定的各项攻关目标均将圆满完成，相_多的M标超 过原定要求.将给国家交上^份优质的答卷…
(责任编辑：王丹）

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