核电重大专项CAP1400初步设计通过审查我国核电自主化工作迈出重要一步
以核为始 以核为先
以核为始以核为先——国家电投集团中央研究院截至2020年9月，我国大陆地区共有13个核电基地，61台在建和在运行核电机组，其总装机容为64731MW。
这是我国核电机组的最新相关数据。
从秦山一期“零的突破”到如今“遍地开花”，我国核电事业走过了数十载的峥嵘岁月，期间有这样一批企业，他们“以核为始、以核为先”，为我国核电事业的创新发展提供了有力的支撑，国家电投集团科学技术研究院（以下简称“中央研究院”）就是其中之一。
作为国家电投科技创新体系的“宝塔尖”和“先导层”，中央研究院一直以国家重大科技专项任务、集团高层战略咨询决策为驱动，支撑集团产业集成创新，先后承担了国产自主化核电设计软件开发、“国和一号”核电安全系统试验验证、第三代核电关键共性技术研究、核电关键材料研发等方面的大型先进压水堆核电站国家科技重大专项课题26项，投入科研经费超12亿元。
为了集中核能研发的科研力量和资源，中央研究院于2020年6月整合成立了核能与核技术研究所（以下简称“核能所”），其业务领域涵盖先进核能系统和新堆型研发、核电软件自主化研发、核能试验技术研究与应用、核燃料和材料研发、核技术应用研发等方向。
1十载研发核电软件——COSINE走出自主创新之路提及中央研究院在核能方面的成就，“CO⁃SINE”是绕不开的关键词。
2007年前，党中央决定引进AP1000三代核电技术，开启我国三代核电“引进、消化、吸收、再创新”的自主化发展之路。
在此征程中，中央研究院牵头承担了国家科技重大专项课题，成功研发出了我国首套具有自主知识产权的核电关键设计软件——COSINE。
COSINE（COreand System INtegrated Engine for Design and Analysis）是中央研究院依托国家大型先进压水堆核电站的科技重大专项课题——核电关键设计软件自主化技术研究，联合国内10余家核电科研单位，严格按照国际核安全标准研发的国内首套具有完全自主知识产权的核电厂设计与安全分析软件包。
CAP1400自主核电次末级空心叶片制造技术研究
邓小龙,熊建坤,张峻铭,伍敏(东方电气集团东方汽轮机有限公司,四川德阳,618000)摘要:文章介绍了次末级叶片制造工艺流程,并详细阐述了内背弧模具设计及热压成型、装配、焊接等工序的技术要点和制造难点及解决方案,并最终试制成功,为后续空心静叶片制造提供理论支撑。
关键词:CAP1400自主核电,次末级叶片,热压成型,焊接中图分类号:TM623文献标识码:B文章编号:1674-9987(2023)04-0045-06 Study on Manufacturing Technology of CAP1400Autonomous Nuclear Power Sub-end Hollow BladesDENG Xiaolong,XIONG Jiankun,ZHANG Junming,WU Min(Dongfang Turbine Co.,Ltd.,Deyang Sichuan,618000)Abstract:This paper introduces the manufacturing process of the second and last stage blades,and elaborates the technical points, manufacturing difficulties and solutions for the design of the inner back arc mold,hot-pressing forming,assembly,welding and other processes,which provides theoretical support for subsequent hollow blade fabrication.Key words:CAP1400autonomous nuclear power,sub-last blade,hot pressing forming,welding第一作者简介:邓小龙(1988-),男,本科,工程师,毕业于合肥工业大学材料成型及控制工程专业,主要从事汽轮机焊接工艺的研究工作。
关于第三代核电站
关于第三代核电站关于第三代核电站前⾔能源危机与环境危机⽇益紧迫，使⽤新的清洁、安全、⾼效能源成为⼈类不争的共识。
除了煤炭、⽯油、天然⽓、⽔⼒资源外，如风能、太阳能、潮汐能、地热能等等新能源逐渐引起⼈们的重视，但是由于技术问题、开发成本及场地等因素，这些能源很难在近期内实现⼤规模的⼯业化⽣产和利⽤；⽽同各种化⽯能源相⽐起来，核能对环境和⼈类健康的危害更⼩，更是⼀种安全、可靠、清洁的能源，且在经济上具有竞争⼒的最为现实的替代能源。
第三代核反应堆是在汲取了第⼆代反应堆运⾏经验和事故教训后，于20世纪90年代后期发展出的安全性更⾼的先进反应堆技术，通常把满⾜《美国⽤户要求⽂件(URD)》或《欧洲⽤户要求⽂件(EUR)》价标准的核电⼚称为第三代核电站。
⽬前，世界上在建和规划待建的核电站，⼤部分将采⽤第三代核电技术。
近年来，我国核电产业发展取得了举世瞩⽬的成绩，核电技术研发和⼯程应⽤⾛在世界前列。
以“华龙⼀号”正式投产和“国和⼀号”成功研发（及其⽰范⼯程的开⼯建设）为标志，我国成为继美国、法国、俄罗斯等核电强国后⼜⼀个拥有独⽴⾃主三代核电技术和全产业链的国家。
核电站⼯作原理核电站是利⽤核分裂（核裂变）或核融合（核聚变）反应所释放的能量产⽣电能的发电⼚。
⽬前商业运转中的核能发电⼚都是利⽤核裂变反应⽽发电。
核电站常见的堆型有四种：压⽔堆、沸⽔堆、重⽔堆和快堆。
压⽔堆核电站发电原理图沸⽔堆核电站发电原理图现在⽐较普遍使⽤的核电站是压⽔反应堆核电站，我国在运、在建的第三代核电站采⽤的都是压⽔堆核电站，它的⼯作原理是：⽤铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发⽣裂变⽽产⽣⼤量热能，再⽤处于⾼压⼒下的⽔把热能带出，在蒸汽发⽣器内（进⾏热能交换，将热能传递给⼆回路供给的主给⽔）产⽣蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机⼀起旋转，电就源源不断地产⽣出来，并通过电⽹送到四⾯⼋⽅。
核电站由三个回路组成。
压⽔堆压⽔堆核电站由三个回路组成。
⼀回路：反应堆堆芯因核燃料裂变产⽣巨⼤的热能，由主泵泵⼊堆芯的⽔被加热成327度、155个⼤⽓压的⾼温⾼压⽔，⾼温⾼压⽔流经蒸汽发⽣器内的传热Ｕ型管，通过管壁将热能传递给Ｕ型管外的⼆回路主给⽔，释放热量后⼜被主泵送回堆芯重新加热再进⼊蒸汽发⽣器。
CAP1400 的总体设计和技术创新
ResearchNuclear Power—ReviewCAP1400的总体设计和技术创新郑明光*，严锦泉，申屠军，田林，王煦嘉，邱忠明Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, Chinaa r t i c l e i n f o摘要Article history:Received 9 October 2015Revised 7 February 2016Accepted 23 February 2016Available online 31 March 2016压水堆CAP1400是基于中国核工业研发体系和装备制造能力以及非能动压水堆AP1000的引进和消化吸收，并经过集成创新与再创新而形成的具有自主知识产权的第三代非能动先进压水堆核电型号。
本文通过对CAP1400的总体设计思路、主要性能指标和技术参数、电站安全设计，以及在安全性、经济性和先进性等方面的阐述，论述了CAP1400作为第三代压水堆堆型的技术内涵和技术创新。
此外，作为国家科技重大专项的成果，CAP1400型号的研发促进了中国自主核电在研发设计、试验和设备制造水平方面的整体提升，实现了核电设计与装备技术由第二代到第三代的升级。
© 2016 THE AUTHORS. Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering andHigher Education Press Limited Company. This is an open access article under the CC BY-NC-NDlicense (/licenses/by-nc-nd/4.0/).关键词CAP1400先进非能动技术总体设计自主化技术创新1. 引言工程技术、社会发展以及对核电的安全需求与认识推动了核电技术从第二代向第三代的转变。
三代核电反应堆压力容器结构对比
三代核电反应堆压力容器结构对比通过对国外核电技术的引进、消化和创新，我国核电已经走上了蓬勃发展的道路，目前我国主要建造的核电厂以三代核电为主。
主要分为CAP1000、AP1000和华龙一号等堆型，而其中反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭主容器。
文章对比了以上几种堆型的反应堆压力容器结构特点，并分析了其中的优缺点。
标签：压力容器；AP1000；华龙一号1 概述我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。
经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆核电厂的设计能力。
21世纪初，我国又引进了目前世界上最先进的三代核电技术AP1000，并买断了西屋关于AP1000的技术资料，为形成具有自主知识产权的核电技术创造了条件。
目前我国在建和已经运行的堆型主要是AP1000、CAP1400和华龙一号。
AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”；而CAP1400是国家核电技术公司吸收消化AP1000技術创新开发出的更大功率的非能动大型先进压水堆核电机组；华龙一号是我国吸收和创新最先进核电技术的产物，目前主要有两种分别是中核集团和中广核集团自主研发的具有完整自主知识产权的先进压水堆核电技术ACP1000和ACPR1000+。
ACP1000是中核集团在CP1000的基础上吸收AP1000核电技术研制的。
ACPR1000+是中广核在推进CPR1000核电技术的同时研发出来的。
反应堆压力容器是安置核反应堆并承受巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。
本文通过对比以上四种三代核电堆型反应堆压力容器的结构差异，为以后三代乃至四代核电反应堆压力容器设计提供充足的数据支持。
2 结构参数对比2.1 设计总参数如表1为四种堆型的反应堆压力容器的设计总参数，从表中看出，相比于AP1000和CAP1000，华龙一号采用了更高的水压试验压力，体现了更高的安全性，同时采用12根堆测接管以便于放置更多的测量设备来监测反应堆的运行。
我国第三代核电技术一览
我国第三代核电技术一览我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。
经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。
目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。
北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。
1、AP1000AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。
西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。
该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。
国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。
作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。
目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。
AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。
其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。
【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。
核电科技创新体系建设经验与展望
核电科技创新体系建设经验与展望摘要：建设科技创新体系是支撑“两个一百年”奋斗目标的关键，本文基于核电科技创新体系的特点，阐述核电科技创新体系的内涵与构建，并总结我国核电科技创新体系建设取得的成效和经验，同时分析在未来一段时期我国核电科技创新体系建设面临的挑战和机遇，以期能够更好的促进我国的核电科技发展。
关键词：核电科技；创新体系；建设经验；未来展望1 引言随着我国“十四五”规划和2035年远景目标纲要的发布，我国将全面建成小康社会，实现第一个百年奋斗目标，这标志着中国将开启全面建设社会主义现代化国家新征程。
在这一伟大征程中，科技创新的支撑作用日益凸显，为了更好地促进科技创新，我国核电科技创新体系建设需要围绕未来核电技术的发展方向、核电经济性以及环保等方面，加强科技创新顶层设计，深化体制机制改革，强化战略引领，深化国际合作。
2 核电科技的发展背景与意义2.1 我国核电科技的发展背景从20世纪70年代末开始，我国开展了以小型堆为代表的一系列核科学技术研究，形成了以大亚湾、岭澳、秦山等一批有影响的示范工程。
20世纪90年代初，我国开始引进国外先进技术，并开始了自主创新，2010年之后，我国核电进入快速发展阶段，自主研发的秦山二期和三门核电项目先后开工建设，实现了我国核电站从“四代”到“四代+”的跨越，“华龙一号”在世界上首次采用我国具有自主知识产权的三代核电技术。
截至2018年底，全国共有46座在建核电项目，总装机容量达到3650万千瓦，核电站建设发展也是中国从核电大国迈向核电强国的过程。
2.2 核电科技对我国的意义核电科技推动了我国能源结构的调整，对我国可持续发展具有重要意义，核电的发展在很大程度上缓解了我国电力需求日益增长与资源紧缺之间的矛盾，显著提高了我国能源利用效率，促进了电力结构的优化与调整。
同时，核能还可以有效地缓解我国能源结构中化石能源的比重过大、清洁能源比例过低等问题。
与此同时，核电科技推动了以自主三代核电技术为代表的重大创新技术的发展，提升了我国在世界核电领域的竞争力。
CAP1400半转速核电汽轮机低压缸支撑方式分析
ｔｒ ｉ ｅ ｄ ｙ Ｄｏ ｇａ ｇ Ｔ ｒ ｉｅ Ｃ ．，Ｌ ｄ ，ｔ ｅ ｄ ｓ ｎ ｐ ｏ ｅ ｓ ｏ Ｐ ｉ ｎ ｒ ａ ｄ ｏ ｔｒ ｃ ｓｎ ｒ ｕ ｄｎ ｔｌ ｓ ｕ ｂ ｎ ｓ ｍａ ｅ ｂ ｎ ｆｎ ｕ ｂ ｎ ｏ ｔ ． ｈ ｅ ｉ ｒｃ ｓ ｆ Ｌ ｎ ｅ ｎ ｕ ｅ ａ ｉ ｇ ｇ ｏ ｎ ｉ ｇ ｓ ｅ ｉ ｇ ｙ ｄ ｓ ｒｂ ｄ ｉ ｅａ ｌ ｎ ｉｈ ｉｈ ｓ ａ ｄ ｄ ｆ ｃ ｌ ｅ ｎ ｄ ｓ ｒ ｃ ｓ ｒ ｎ ｍｅ ａｅ ｍｐ ａｉａ ｌ． Ｉ ｉ ｅ ｎ ｔａｅ ｅ ｃｉ ｅ ｎ ｄ ｔｉ，ａ ｄ ｈｇ ｌ ｔ ｎ ｉ ｕ ｔ ｓｉ ｅ ｉ ｐ ｏ ｅ ｓ ａｅ ｅ ｕ ｒ ｔｄ ｅ ｈ ｔ ｌ ｙ ｔ ｓｄ ｍｏ ｓｒ ｔｄ ｇ ｉ ｉ ｎ ｇ ｃ ｔ ａ ｈ ｕ ｐ ￣ ｓｙｅ ｄ ｓｇ ｆ Ｌ ａ ｉ ｇ ｌｙ ｏ ｉ ｏ ｎ ａｉｎ ｆｒ ｔ ｅ Ｌ ａ ｉ ｇ ｉ ｄ ｐ ｎ ｅ ｔ ｄ ｓｇ ｆ ｔ ｅ ｔ ｉ ｈ ｔ ｅｓ ｐ ｏ ｔ ｔｌ ｅ ｉ ｏ Ｐ ｃ ｓｎ ａ ｓ ｓ ｌ ｆ ｕ ｄ ｔ ｏ ｈ Ｐ ｃ ｓｎ ｎ ｅ ｄ ｎ ｅ ｉ ｎ ｏ ｈ ｈ ｒ ｎ ｄ ｏ ｅ ｄ ｇ ｎ ｒ ｔ ｎ ｏ ＡＰ ４ ０ Ｐ Ｒ ｕ ｌ ａ ｏ ｅ ｔａ ｔ ｒ ｉｅ ｅ ｅ ａｉ ｆＣ １ ０ Ｗ ｏ ｎ ｃｅ ｒｐ ｗ ｒｓｅ ｍ ｕ ｂ ｎ ．
具 有 自主知 识 产 权 。通 过 三 元 、 维 软 件 反 复进 二 行 高 中压及 低压 通 流方 案设计 ， 通过 专 家评 审 ， 并 确定 汽轮机 采 用 全 新 设 计 的 １８８ｍ 动 叶 片 的 ２ ｍ 低压 模 块 。 低 压 缸 支 撑 方 式 全 新 设 计 ， 步 确 定 采 用 初 “ 压 内 、 缸 及 轴 承 落 地 ” “ 压 内缸 及 轴 承 低 外 或 低
全面推进核安全文化建设的实践与思考
全面推进核安全文化建设的实践与思考摘要：本文主要就全面推进核安全文化的实践措施进行分析：首先，对核安全文化的重要内涵进行总结，并对其理论提出的相关内容进行简要分析；其次，就企业中渗透核安全文化，对企业管控力、凝聚力以及发展活力等的相关举措；最后，就建设核安全文化的相关事项进行思考。
关键词：核安全文化；实践；思考引言近年来，我国核电产业发展取得了举世瞩目的成绩，核电技术研发和工程应用走在世界前列。
以“华龙一号”开工建设和CAP1400成功研发为标志，我国成为继美国、法国、俄罗斯等核电强国后又一个拥有独立自主三代核电技术和全产业链的国家，就在建规模和发展前景而言，我国已成为全球三代核电发展的产业中心。
实现能源结构的多元化和低碳化，是全球各国能源安全的战略选择，也是我国新时代能源供给侧结构性改革的重要内容。
目前，核电是世界三大主力电源之一，2016年核电发电量占全球发电量10.6%，其中，法国、英国、美国、俄罗斯核电发电量占比分别为72.3%、20.4%、19.7%和17.1%，而我国核电比例仅为总发电量的3.6%。
我们国家电力发展对电煤的依赖还是比较重的，接近70%了，一直以来核电的发展可以解决我们在能源供应方面的一些不平衡，不均衡问题，对我们调整能源电力结构，大规模减少污染排放、实现环境治理等方面能起到很大的作用，从而确保我们环境治理的目标实现，大地蓝天白云、青山绿水和人民安居乐业。
自主三代“华龙一号”核电示范工程建设按计划稳步推进。
基于我国核工业和核电几十年的技术积累，具有完全自主知识产权的“华龙一号”三代核电技术，安全性达到国际一流水平。
福建福清、广西防城港四台首批“华龙一号”机组示范工程进展总体顺利，是目前全球少数能够按照计划进度实施建设的三代核电机组。
就目前来看，中国广东核电集团有限公司在该方面取得成就比较显著，并且具有较为完整的核电站建设、工程管理、核电运营、核电维护、核能服务产业链。
无论是哪一地区的核电建设企业，在施工的前期都会积极对市场进行调研以及对国际相关规范规定及国家相关要求与需求进行全方位的考量，从而满足市场对核电资源的需求。
第三代核电技术及发展
第三代核电技术及发展发布时间：2022-07-12T07:30:41.818Z 来源：《中国科技信息》2022年5期3月作者：涂卫宁[导读] 从目前世界在运核电站的技术水平来看，大部分在运核电站都是二代、二代+的技术，而压水堆占据了其中的半数以上。
涂卫宁中核国电漳州能源有限公司福建漳州 363000摘要：从目前世界在运核电站的技术水平来看，大部分在运核电站都是二代、二代+的技术，而压水堆占据了其中的半数以上。
经过60多年的压水堆核电技术实际应用表明该类型核电机组技术较为成熟、安全性能优良、在经济上也有具竞争优势。
但由于第二代核电技术没有把预防和缓解严重事故作为必须采取的措施，上世纪发生了两起严重事故。
两次重大核事故后，国际更重视对核电安全性、经济性和核废物处置要求，美国由电力公司发起编制了适用下一代轻水核电站用户要求文件(URD) ，欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求(EUR)文件。
这两个用户文件成为了第三代核电技术发展的目标依据。
关键词：第三代核电技术；发展；研究前言URD和EUR规定先进反应堆的基本特征：抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数，采用最好的材料及水质，改进人机界面系统，采用成熟的诊断监测技术，留给操纵员足够时间来防止设备的损坏等；防止堆芯损坏：专设安全系统满足执照设计基准要求，有大的安全裕量，堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年。
预防/缓解事故能力：坚固、大容积的安全壳和相应的专设安全系统，控制可燃氢气的浓度，在累积发生频率大于10－6／堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。
一、我国第三代核电发展历史1983年，我国确定压水堆核电技术路线：《核电发展中长期规划（2005-2020）》中明确以压水堆为主要技术路线指导思想，即：在核电发展战略方面，坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线，按照热中子反应堆-快中子反应堆-受控核聚变“三步走”的步骤开展工作。
浅析我国核电发展中存在的问题
浅析我国核电发展中存在的问题【摘要】本文简要介绍了我国核电发展的历程和现状，分析了现阶段我国核电建设在技术路线、核电标准、核燃料保障以及核安全监管等方面存在的问题和争议，并结合实际提出了建议。
【关键词】核电问题建议2011年日本福岛第一核电站发生7级核安全事故后，各国都开始重新审视本国核电建设中暴露的问题和发展策略。
2011年3月16日国务院总理温家宝主持召开国务院常务会议，作出了立即组织对中国核设施进行全面安全检查，切实加强正在运行核设施的安全管理，全面审查在建核电站以及严格审批新上核电项目四项决定。
该决定表明，安全是核电的生命，我们必须吸取日本核危机的经验教训，认清我国核电发展形势，认真查找和解决核电建设中存在的问题，保证我国核电事业健康、稳步向前发展。
一、我国发展核电的意义目前核电已成为人类使用的重要能源之一，由于其具有不造成对大气污染的特点，因此在国际社会越来越重视温室气体排放、气候变暖的形势下，积极推进核电建设工程，是我国能源建设的一项重要举措。
积极发展核电对于满足经济和社会发展不断增长的能源需求，保障能源供应与安全，保护环境，实现电力工业结构优化和可持续发展，提升我国综合经济实力、工业技术水平都具有重要意义。
二、我国核电发展历程和现状为保障核能的和平利用，上世纪70年代国务院作出了发展核电的决定，1983年确定了压水堆核电技术路线，经过40多年的努力，我国核电从无到有，得到了长足的发展。
目前我国投入商业运营的核电机组共计13台，装机容量1080万千瓦，包括浙江海盐秦山核电站、浙江海盐秦山二期核电站及扩建工程、浙江海盐秦山三期核电站、广东深圳大亚湾核电站、广东深圳岭澳一期核电站、广东深圳岭澳二期核电站、江苏连云港田湾一期核电站。
截至2010年底，我国已核准13个核电项目共34台机组，核准规模3702万千瓦。
这些核电站大多位于东南沿海地区，包括浙江台州三门核电站、浙江海盐方家山核电站、山东海阳核电站、辽宁大连红沿河一期核电站、广东阳江核电站、广西防城港一期核电站、福建宁德一期核电站、福建福清核电站等。
第三代核电的核心关键技术及其优势
第三代核电的核心关键技术及其优势我国第三代核电自主化依托项目工程建设总体上进展顺利，安全、质量、进度都处于全面受控状态.在此过程中，我国引进消化吸收再创新和自主创新,在世界上率先掌握了第三代核电AP1000的五大核心关键技术.这五大核心关键技术分别是：核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术、核岛钢制安全壳底封头成套技术、模块设计和制造技术、主管道制造技术、核岛主设备大型锻件制造技术。
1、核电站核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术2009年4月19日，我国第三代核电自主化依托项目首台机组、世界上首台AP1000核电机组--浙江三门核电站一号机组核岛第一罐混凝土浇注及养护取得成功，已全面进入主体工程建设阶段。
三门核电站一号机组主体工程第一罐混凝土浇注工作取得了良好效果，这是迄今为止我国核电站工程建设首次采用核岛筏基混凝土一次性整体浇注的先进技术,创造了世界上核电站核岛筏基大体积混凝土整体连续浇注的成功范例。
大体积混凝土一次性整体浇注，可以实现核电站核岛基础的一次整体成形,具有无接口、防渗好等技术优点,特别适合安全性能要求较高的核电施工。
但由于浇注后的养护是难点，一直是施工的一大技术难题。
为确保浇注第一罐混凝土取得成功,2008年5月，国家核电技术公司、国核工程公司、三门核电现场启动了专项计划;2009年3月1日，完成了所有实体准备工作;3月10日，三门核电站一号机组核岛完全具备浇注混凝土实体条件，三门核电现场还进行过多次模拟浇注;3月11日，国家核安全局组织相关专家对一号机组核岛浇注进行检查验收;3月13日,三门核电现场完成对浇注工作的最后一次质量检查。
2、核岛钢制安全壳底封头成套制造技术2009年12月21日，三门核电站一号机组核岛钢制安全壳底封头成功实现整体吊装就位,这一底封头的钢材制造、弧形钢板压制、现场拼装焊接、焊接材料生产、整体运输吊装等都是由中国企业自主承担完成的.AP1000首次采用在核电站反应堆压力容器外增加钢制安全壳的新技术。
基于设计分析器的CAP1400核电厂非安全级仪控系统控制逻辑设计验证
V＆V 的理念， 采用设计分析器对 PLS 控制逻辑进 行设计验证。 1 设计过程中控制逻辑验证的要点 ① 控制逻辑图是一种用符号和框图形式表示的 某一系统 / 设备的控制逻辑示意图， 它描绘存在于 传感器、 控制器、 执行机构之间的逻辑功能和对有 关系统数据的逻辑处理， 以及与其他系统和本系 统其他部分交换的逻辑信号。 其主要功能包括： 描述系统内执行机构的控制、 监测和保护的逻辑 动作以及所产生的信息 （ 这些信息构成了系统控 制的逻辑部分） ； 详述系统间的信号交换 （ 接口 ） ； 指导组态人员进行组态软件编写； 辅助运行人员 确定故障原因等。 根据控制逻辑图的功能， 可以看出控制逻辑 验证的要点应包括逻辑功能验证、 接口验证和整 定值验证。 1． 1 逻辑功能验证 逻辑功能验证是控制逻辑图验证工作的最核 心内容， 它主要是验证控制逻辑功能是否符合上 游工艺（ 包括工艺、 暖通、 给排水及电气等， 下文 统称工艺系统） 专业提出的系统控制需求。 该需 求一般通过提资单、 说明书或功能需求文件等形 式体现。 对于一般工艺系统， 其系统功能通过系统中 各个设备的控制逻辑体现。 正常情况下， 单个设 备的控制逻辑主要包括： 手动控制、 自动控制、 超
①
核电厂可靠性要求的提高， 非安全级仪控系统的 V＆V 工作也受到越来越多的重视。 很多 DCS 厂 家在非安全级仪控系统的开发、 集成过程中也引 入了 V＆V 的概念， 对组态逻辑进行了相关的测试 与验证
［4 ， 7， 8 ］
。Hale Waihona Puke 然而在国内核电厂设计文件体系中， 核电厂 非安全级仪控系统的主要功能是通过控制逻辑图 DCS 厂家在进行控制逻辑组态时， 体现的。因此， 主要以设计院的控制逻辑图作为设计输入， 而且 组态之后的 V＆V 工作也主要是为了验证组态图 与控制逻辑图的一致性。这一点就反映出设计院 的设计工作， 尤其是控制逻辑图的设计工作， 在整 个电厂控制系统制造集成过程中的重要性 。 CAP1400 是在引进消化吸收 AP1000 技术的 基础上， 完全由上海核工程研究设计院自主开发 设计的三代加核电机组。CAP1400 的非安全级仪 控系统又 称 为 电 厂 控 制 系 统 （ Plant Control System， PLS ） 。 为 了 确 保 PLS 控 制 逻 辑 的 正 确 性， CAP1400 项 目 在 逻 辑 图 设 计 过 程 中 便 引 入 了
08_AP1000标准设计、重大专项CAP1400工作(上海核工院)
• 依托项目核岛设计文件 • NI design documents via self-reliance supporting projects • AP1000技转文件、资料和软件 • Documents and codes via AP1000 TT • AP1000技转培训和设计参与 • AP1000 TT Training and design participation
the technical introduction
of AP1000 and the development ，design， analysis of CAPs
一、AP/CAP1000进展情况汇报 AP/CAP1000 Development Introduction 二、 CAP1400进展情况汇报 CAP1400 Development Introduction
5、依托项目安全评审反馈问题落实：已关闭CP条件、DCD18/19版等 Feedback in safety review of self-reliance supporting projects including already closed CP condition, DCD Rev.18/19, etc.
Document study, Code Testing of engineers 2、专家开展技转交付和消化吸收的自评和独立评审 Self-
Expert evaluation and independent review for AP1000 TT Delivery and Digestion and Absorption. 3、工程上实现复现和工程验证 -AP1000自主化标准化设计 CAP1000 Technology Reproduction and Engineering Verification by CAP1000 self reliance design
浅谈不同技术路线下核设备制造标准化
浅谈不同技术路线下核设备制造标准化作者：王继福来源：《山东工业技术》2017年第14期摘要：核电设备制造厂对于不同技术路线的设备，可以针对不同的制造阶段，按照设计及制造文件的要求提取出通用的部分。
根据具体情况制定形成通用的企业标准。
根据不同技术路线的特殊要求，制定专项标准。
在采购原材料、生产制造直至发货过程中采用通用标准加专项标准共同使用的方式，可以缩短技术准备及制造周期，降低成本。
本文就核电制造制定标准的原则及基本方法、步骤进行探讨。
为核电设备制造标准化工作提供借鉴。
关键词：技术路线；制造；企业标准；专项标准；降低成本；缩短周期DOI：10.16640/ki.37-1222/t.2017.14.2251 技术路线概况目前我国在建商用核电厂主要包括AP1000、CAP1400、华龙1号等三代核电。
其中AP1000是引进西屋公司技术，材料及制造标准为ASME标准。
CAP1400是中国在非能动技术研究的基础上通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的非能动先进压水堆核电机组。
华龙1号是我国在30余年核电研究、设计、制造、建造基础上研发的先进性与成熟性统一，安全性和经济性平衡，能动与非能动结合的三代核电技术。
2 不同技术路线对设备制造厂的影响对于核设备制造厂来说，往往同时承担了各类不同技术路线的核电设备制造，涉及的材料及制造要求各不相同。
对于核设备制造厂来说，相似却又有差异的技术条件下，只能编制相互独立的技术文件，难以批量采购原材料、成品件、油漆等，即使相同的制造流程及要求，制造厂也需要按照不同的文件来制造，不便于批量化采购及生产制造，增加制造周期和成本，因此把核设备制造厂的不同技术路线下的从材料到产品的技术文件通用的要求编制形成企业标准是解决此类问题的有效途径。
3 制定技术标准的基本思路那么，如何将不同技术路线下的各类技术要求制定成标准呢？首先把技术要求分类，设备制造从原材料采购开始至产品运输出厂，涉及到采购规范、制造规范、工具工装、检验、包装运输等技术文件。
大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400示范工程(选址阶段)
时间； （4）渣土临时堆放场应加盖布条进行防护； （5）水泥等粉状建筑材料应妥善保管，不得露天随意存放； （6）加强施工管理，合理调度运输车辆等。 2）声环境 土石方工程施工期间， 开挖爆破以及各类施工和运输机具所产生的噪声对厂 址周围的声学环境将产生一定的影响。但由于爆破施工是阶段性的，集中在施工 初期，其影响时间短，影响范围有限。 建设单位将采取如下措施以减少核电厂建造过程中产生的噪声影响： （1）使用低噪声的施工设备； （2）合理安排施工进度，施工期间加强对高噪声设备的管理，避免同时使 用多个高噪声设备； （3）关注噪声敏感点，采用距离衰减的方式，必要时建立隔声屏障以降低 施工噪声对公众的影响。 3）水环境 水环境的污染主要来自于施工期间土石方和建筑材料的流失以及生产废水 和施工人员的生活污水排放。工程施工期间，少量建筑材料和产生的泥沙等易随 大风、降水等外界条件作用造成区域海水含沙量和浊度的增加，以及施工产生的 少量生产废水（含油污和泥沙）进入海域造成一定的污染，影响范围是局部的， 在施工结束后可恢复。 建设单位将采取如下措施以减轻核电厂在建造过程中对水环境的污染： （1）建造污水沉淀池，建筑污水在排放前必须经过沉淀以去除固体污染物； （2）施工材料妥善保管，堆放地宜远离水体，且需采取一定的防护措施； （3）加强对生活污水的管理，在电厂施工初期将首先建造适当规模的污水 处理站，施工期间产生的生活污水经过净化处理达标后，经专门排放管道排入受 纳水体，严禁直接排入环境； （4）加强对车辆和设备使用的油品管理，防止油品进入施工废水，进而污 染水环境。 对存在含油的污水， 将进入隔油池处理达标后， 才允许排入受纳水体。 4）生态环境 国核压水堆示范工程的建设由于场地平整、 道路施工等会造成当地植被资源
一、建设项目概况 1、地理位置 大型先进压水堆核电站重大专项 CAP1400 示范工程（以下简称“国核压水 堆示范工程” ）位于山东省威海市所辖荣成市石岛湾镇宁津所街道办事处东南。 西北距烟台市约 120km，西北距威海市约 68km，西北距荣成市约 23km，西南距 山东海阳核电厂址约 105km。国核压水堆示范工程地理位置图见图 1，效果图见 图 2。 2、建设性质 国核压水堆示范工程是 《国家中长期科学和技术发展规划纲要 （2006-2020） 》 确定的 16 个重大科技专项之一，其主要任务和总体目标是：在国家已经确定的 AP1000 三代核电技术的基础上进行消化、吸收，全面掌握以非能动技术为标志 的第三代核电技术， 并进一步研究开发出具有我国自主知识产权的大型先进压水 堆技术，建成大型先进压水堆核电站重大专项 CAP1400 示范工程。 2008 年 2 月 15 日国务院第 209 次常务会议审查并原则通过了《大型先进压 水堆核电站重大专项总体实施方案》。CAP1400 核电机组是在引进、消化、吸 收 AP1000 先进核电技术的基础上，通过自主研发和创新，形成具有我国自主知 识产权的第三代非能动大型先进压水堆核电机组， 通过国核压水堆示范工程的实 施推进国家核电自主设计和自主建造水平，提高设备国产化率。 3、建设规模和规划 山东石岛湾厂址已核准 1 台 200MWe 高温气冷堆核电机组，本项目拟再建 设 2 台 CAP1400 压水堆核电机组，同时山东石岛湾厂址还预留了后续核电机组 的扩建场地。根据国务院批准的《大型先进压水堆核电站重大专项总体实施方案 报告》要求，国核压水堆示范工程一号机组（示范机组）计划 2014 年 4 月浇灌 第一罐混凝土，建设总工期为 56 个月，2018 年年底建成投产；二号机组与一号 机组开工时间间隔 12 个月，建设总工期为 50 个月。
基于triz理论在检查实践中的应用研究
84研究与探索Research and Exploration ·生产管理与维护中国设备工程 2020.01 (上)《大型先进压水堆核电站CAP1400》是我国科技中长期发展规划的16个重大专项之一，是我国核电全面自主创新的标志，对保障我国能源结构优化和国家能源安全，加快推进核电强国建设进程，都将起到积极有效的促进作用。
主泵是反应堆压力边界内的唯一能动设备，是非能动型反应堆的关键主设备，因此，主泵为核电国产化卡脖子设备之一。
要发展中国的核电，特别是要实现核主泵的国产化，必须要掌握核主泵生产制造的关键性技术，在核反应堆冷却剂主泵上，水力密封槽的制造是主泵制造技术中的关键工艺。
传统的密槽的测量采用样板，或用刀具形状保证。
而此槽要求所有尺寸均需测量，针对此要求，我们进行技术方案研究。
1 存在的问题水力密封槽（如图1）所示，其尺寸相当于螺距为3的螺纹尺寸，但校之严格。
槽高度L 尺寸小、槽间距l 小（0.2～0.5mm ），夹角β小，还存在半角α测量，且槽底圆角只有0.76mm，常规检测工具很难放入密封槽中。
综合分析确定待解决问题目标：槽的角度、距离、底部半径均需测量，即必须全尺寸进行检查。
2 分析问题和解决问题的方法针对全尺寸测量的要求，采用了因果链分析、最终理想基于TRIZ 理论在检查实践中的应用研究王芳，田云，鞠传胜，刘洋，王良，李刚（沈阳鼓风机集团核电泵业有限公司，辽宁 沈阳 110869）摘要：本文主要阐述了应用TRIZ 技术创新方法其中的因果链分析法，最终理想解决技术矛盾，解决水力密封槽的全尺寸测量问题，得到牙模结合轮廓仪进行测量的方法，扩展了测量技术人员的工作思路。
关键词：TRIZ；全尺寸测量；轮廓仪；牙模中图分类号：TB472 文献标识码：A 文章编号：1671-0711（2020）01（上）-0084-02解和技术矛盾共3种方法进行分析问题解决问题。
2.1 首先采用因果链分析法进行分析，具体如图2。
“一带一路”倡议下三大核电集团的国际合作
“一带一路”倡议下三大核电集团的国际合作中国核工业集团有限公司“一带一路”是后金融危机时代，作为世界经济增长火车头的中国将自身的产业优势、技术和资 金优势、经验与模式优势转化为市场与合作优势，实现全方位开放的一大创举。
“一带一路”的倡议 不仅让世界分享中国发展的红利，也可以通过各国合作关系的加强推动地区合作一体化的步伐，构建 “政治互信、经济融合、文化包容”的“人类命运共同体”。
中国核工业集团有限公司（以下简称“中 核集团”）作为中国核能发展与核电建设的主体，充分发挥自身优势，积极推动向“一带一路”沿线 国家和地区“走出去”，与来自世界各国的合作伙伴，持续不断地推动国际核电事业的发展。
2018年初，重组后新的中核集团核科技工业创新链和产业链更加完备、完整，发展实力和竞争优 势明显增强。
经过这些年的积累和沉淀，中核集团国际化经营已积累了一定的优势。
一是拥有核工业全产业链。
中核集团几乎涵盖了所有核工业的环节，是世界上少数几个拥有完整 核工业全产业链的企业，中核集团产业链各环节相互配合、相互促进，可满足不同的市场需求，并提 供全产业链、全售期的服务保障。
二是具有良好的科研、研发基地。
中核集团有各类科研院所20余家，构成了一个完整的科技工 业体系，掌握了大量的科技和实验设施，拥有一支完整的科技力量和科技创新队伍，可根据市场需求 开发不同的产品。
此外中核集团在30多年的建设运营过程中，积累了丰富的建设管理经验，有能力 向外输出技术。
中核集团一直用实际行动助力“一带一路”沿线国家和地区发展核工业。
自2010年起，中核集 团与阿富汗开展了核电项目的合作。
2015年“华龙一号”落地巴基斯坦，工程按照计划进展顺利。
阿 根廷作为“华龙一号”出口最远的国度是中核集团践行“一带一路”、海上丝绸之路延伸线的重点国 家之一。
中核集团与约旦原子能委员会正积极开展核电项目合作。
同时中核集团也在积极参加沙特核 电的投标工作。
未来核电的国际市场发展潜力依然很大，中核集团将继续围绕国家“一带一路”倡议，共同坚持共商、共建、共享原则，充分发挥企业主体作用，坚持国际化经营，聚焦重点，精雕细琢，共同推动核产业和全产业链的国际合作，在核电领域中核集团将持续推动“华龙一号”为代表的海外核电合作，在核电领域继续深化国际合作，携手共赢，共同构建“政治互信、经济融合、文化包容” 的“人类命运共同体”。
CAP1400核电新突破
050INDUSTRY总第233期 2017/01/18CAP1400核电新突破国产化是自主的设计过程，自主创新则每个阶段都是攻坚战2016年12月29日,由上海核工程研究设计院自主设计并主持研发的CAP1400燃料定型组件在包头顺利下线,标志着国内自主化高性能燃料研发领域取得突破性进展。
此前,由上海核工程研究设计院牵头,上海电气下属企业上核、一机床等单位联合承担的压水堆重大专项CAP1400核岛重大设备设计技术研究课题通过了国家能源局正式验收。
“表明中国三代核电技术能力进展喜人。
”上海市核电办公室教授级高级工程师夏春申告诉《上海国资》。
新突破CAP1400是中国三代核电自主化的代表堆型,是在消化、吸收、全面掌握中国引进的第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上,通过再创新开发出具有中国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组。
示范电站由国家核电技术公司和中国华能集团公司共同出资设立的国核示范电站有限责任公司负责建设管理和建成后的商业运营,位于山东威海市荣成石岛湾厂址,拟建设2台CAP1400型压水堆核电机组,设计寿命60年,单机容量140万千瓦。
夏春申介绍,CAP1400由中国200多家企事业单位20000多人经过7年多努力最终成功研发,是功率更大、安全性更高的大型先进非能动核电型号。
跟AP1000相比,CAP1400对核反应堆及所有主设备都进行了全新的设计。
“反应堆、主设备、安全系统都经过了大量的实验验证,不仅功率更大,同时进一步增强了核电站抗击地震、外部水淹等极端自然灾害的能力。
各方面新突破不少。
”据悉,CAP1400燃料组件是国内基于世界先进堆芯和燃料运行与安全技术要求开发的,整体研发工作分为原型组件、定型组件和先导组件三个阶段,最终目标为实现自主化燃料的堆内辐照考验及商业应用。
CAP1400燃料定型组件作为第二阶段工作的标志性成果,具有承上启下的重要里程碑意义。
为下一阶段先导组件的研发工作以及CAP1400燃料组件的最终商业应用奠定了扎实基础。