三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用-华南理工大学
AP1000第三代核电站采用非能动的预防和缓解严重事故的措施
AP1000第三代核电站采用非能动的预防和缓解严重事故的措施
第三代核电 2009-09-25 22:19 阅读15 评论0
字号：大中小
AP-1000采用非能动的预防和缓解严重事故的措施,主要有：
1 设置熔融堆芯滞留设施，在发生堆芯融化事故时，堆腔淹没系统将水注入堆内的同时，也注入压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间，以冷却从堆芯落到压力容器下封头上的堆芯熔融物，保证下封头不被熔穿，使堆芯熔融物保持在反应堆压力容器内，避免堆芯熔融物与安全壳混凝土底板发生放热反应，这样来防止安全壳底板直接受热破损和蒸汽爆炸的发生。
2 在一回路设置非能动安全注射系统和多级的非能动自动泄压系统（ADS），当事故时安全注射、泄压，以防止高压熔堆。
AP-1000多级自动泄压系统的特征是除了稳压器上已有的三组安全泄压阀外，ADS第4级还设有大容量的自动爆破开启的阀门（爆破阀squib valve），以保证非能动泄压。
3 设置非能动的安全壳冷却系统（PCS），事故时依靠钢安全壳外壁气流通道的空气对流和冷却水蒸发，带走安全壳内的热量，防止安全壳内超温超压。
冷却水的水箱设在安全壳头顶上，水依靠重力
下流。
4 设置非能动的堆芯冷却系统（PXS），利用一回路再循环水的自然对流和换料水箱内水的热
容量来排出堆芯余热。
5 在安全壳内设置氢点火器和氢复合器来防止氢气燃爆。
“安全兜底”——第三代核电技术的精髓
（核能科普 ABC）
������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������������
DOI:10.16642/ki.ncdg.2019.01.069
新方法廉价制备 下一代太阳能电池材料
研究人员使用超快红外成像技术对 这 种 材 料 的 结 构 与 组 成 进 行 了 观 察 ，发 现 它 十 分 柔 软 ，即 使 原 子 发 生 大 规 模 振 动 ，也 能 保 持 晶 体 结 构 。 而 处 理 硅 等 材 料时，需要将晶体硬化来抑制原子振动。
现大量、低成本生产。
（新华网）
第 27 卷 2019 年第 1 期 农村电工 61
三代，用了二十几年的时间。而如手机通信，从 2G（第 二代）升级到 4G（第四代）只用了 10 年左右的时间。 2 第三代和第二代的根本差别
第三代核电技术与第二代核电技术最为根本的一
第三代核电技术，基本不会发生类似福岛和切尔 诺贝利事故那样的灾难，这是深刻总结了已发生过的 事 故 ，采 取“ 安 全 兜 底 ”的 反 应 堆 设 计 技 术 取 得 的 成 就。目前看来，考验三代核电的最大挑战是其经济性
随后，欧洲也出台了《欧洲用户要求文件（EUR）》， 成为当今国际上核电技术的主流。世界上核电发达国
我国率先掌握第三代核电五大关键技术
展 ， 常规 岛 结构 设 计对 新 技 术 的要 求 也不 断提 高 ，设计人 员应加 强有关技 术 的开发和应 用 。 （ １ ）半速 汽 机 发 电机 是 现 在 和 将 来 核 电站 的主 导 机 型 ， 对 于 欧 洲 百 万 级 半 速 机 组 ，弹
簧 隔 振 的弹 性 基 础 是 最 佳 的 结 构 型 式 。采 用 Ｓ ＡＲＤＹＮＥ Ｓ ２ ０ 国 际通 用 的成 熟 软件 Ｔ 和 ＡＰ ０ ０
Ｓ ２ ０ 成 熟 的专业 软 件 进行 优 化 设计 ，并配 ＡＰ ０ ０
合物 模试验 使技术 经济指 标更优 。 （ ２ ）抗 震 性 能 分 析 是 常 规 岛 结 构 设 计 的 重
点 ， 由于２ ０ 年 ８ 前 国 内没 有 规 范 明确 常规 ０８ 月
量 蕊
酗
我国率先掌握第三代核电五大关键技术
房 相 关设 备 震动 输 入 的重 要 依据 ，在 核 电站 动 力 分析 中是 一个 重 要 的部 分 。 目前三 代 核 电基 本 采用 半 地 下室 布 置 ，主 厂 房基 础采 用 筏基 ，
结 构计 算 模 型宜 计 入地 基 与 结构 的相 互 作用 ，
４ 结语
在 中 国核 电全面 进 入 “ 二代 半 ”同 时大力
核电厂承包商人员安全意识提升软件研制与应用
2022年 3月 March 2022Digital Technology &Application 第40卷 第3期Vol.40 No.3数字技术与应用192中图分类号:TM623 文献标识码:A 文章编号:1007-9416(2022)03-0192-03DOI:10.19695/12-1369.2022.03.61核电厂承包商人员安全意识提升软件研制与应用核动力运行研究所 夏立民核电厂工程建设与换料大修工作主要由协助单位的承包商人员来完成，但是由于部分承包商人员安全知识存在短板，安全意识薄弱，给核电厂安全生产工作带来风险。
如何补足承包商人员安全知识短板，并提高安全意识，是亟需解决的问题。
解决这一问题最好的方法就是开发一套基于“互联网+学习”解决方案的手机移动端软件，根据承包商人员的工作岗位，以每日答题打卡的方式训练岗位相关安全知识，并定期分析用户学习数据，按照分析结果针对性推送学习资源进行补短。
本文介绍了核电厂承包商人员安全意识提升软件的研制与应用。
中国核电企业在建阶段的工程建设工作与运行阶段的换料大修活动主要由承包商人员来完成，近几年国内核电行业的快速发展，在建核电项目和投入运行的核电机组逐年增多，相关外包业务越来越多，但是承包商群体存在以下问题：(1)外委承包商人数众多，人员流动性大；(2)部分人员安全意识薄弱，风险辨识能力较差；(3)文化水平差异大，自主管理能力差。
作为核电业主方，主要通过承包商入厂基本安全授权培训和考试来普及核电现场作业安全知识，但难以取得长期实效，承包商人员只能在课堂短暂学习相关安全知识，但遗忘速率快，安全意识也会随之弱化，这也是现场安全事故频发的主要原因。
在疫情防控期间，国内中小学采取了“互联网+学习”方式对学生开展线上讲课教学，减少了人员聚集触发的疫情风险，同时保障了学生居家的正常学习。
针对核电承包商人员群体，可应用移动互联网技术，开发手机应用程序（Application，以下简称App），根据个人岗位相关的作业类型定制推送学习内容，实现承包商人员随时随地得到有针对性的安全知识收稿日期:2021-12-26作者简介:夏立民(1983—),男,湖北通山人,本科,工程师,研究方向:核电厂人因管理。
浅谈核电厂操纵人员严重事故缓解能力培训
浅谈核电厂操纵人员严重事故缓解能力培训
炊晓东
【期刊名称】《科技与企业》
【年(卷),期】2014(000)008
【摘要】本文从严重事故的成因、破坏形式及预防和缓解措施入手，分析核电厂操纵人员在严重事故工况下需要的知识技能。
通过与现有操纵人员培训方案对比，分析操纵人员严重事故缓解能力的培训要求，总结出操纵人员严重事故缓解能力需要培训的主要内容，为核电厂操纵人员严重事故缓解能力的培训提供参考。
【总页数】2页(P86-87)
【作者】炊晓东
【作者单位】核动力运行研究所湖北武汉 430223
【正文语种】中文
【相关文献】
1.恰希玛核电厂二号机组严重事故预防和缓解措施的分析及实施
2.AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较
3.新建核电厂操纵人员培训效果影响因子分析
4.方家山核电厂严重事故下安全壳内氢气的产生及缓解
5.CPR1000核电厂全厂断电事故情况下严重事故缓解措施有效性研究
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
EPR第三代核电站预防和缓解严重事故措施
EPR第三代核电站预防和缓解严重事故措施
第三代核电 2009-09-25 22:20 阅读15 评论0
字号：大中小
EPR的预防和缓解严重事故措施主要有：
1 为了降低发生严重事故的概率，在采用传统的第二代安全设计的基础上，增加和强化专设安全系统，例如，安全注射、堆芯余热排出等系统由二系列增加为四系列，相应的应急安全电源等支持系统也由二系列增加为四系列，并增强实体隔离和多样性等措施。
2 设置堆芯熔融物稳定设施来避免熔融物烧穿安全壳底板。
具体说，当堆芯熔融物烧穿压力容器下封头而落到堆坑底部时，熔融物将融化塞（Melt plug）融化打开，往散布室（Spreading compartme nt）散布，由换料水箱来的水和位于散布室及相关通道中的牺牲混凝土（Sacrificial concret,具有吸热反应特性）吸收其热量，再由安全壳将热量排走，以使堆芯熔融物保持（retention）稳定，不再蔓延，这个过程是自动的（非能动的）。
但是它只能保持约12个小时的冷却使安全壳压力不超限值；为了继续长时间冷却安全壳底板和堆芯熔融物，使安全壳不超压，则需要启动由泵驱动的能动的安全壳冷却系统(CHRS)。
3 为了防止在严重事故时发生高压熔堆和安全壳被直接加热，要使一回路降压。
具体做法是除了在稳压器顶部装有第二代核电站已有的三组（每组由2个串联）共6个SEBIM安全阀外，再并联增设两台电动的大排量泄压阀；当压力容器内温度超过650℃时，将这两台电动阀开启，直接向安全壳内排放流体，降低一回路压力，并降低氢的生成量。
大排量泄压阀是要用电力驱动的能动设备。
4 在安全壳内放置了被动催化式复合器以控制氢的浓度，通过测量安全壳内的压力来监测氢复
合器的功能和氢的爆燃。
福岛核事故回顾及我国自主三代核电技术的应对能力评价
福岛核事故回顾及我国自主三代核电技术的应对能力评价发布时间：2021-06-08T03:43:55.537Z 来源：《建筑学研究前沿》2021年5期作者：史海丽范黎胡月飞[导读] 2011年3月11日发生的日本福岛第一核电站核事故引起了全世界对核安全的高度关注中国核电工程有限公司北京 1000001 福岛核事故回顾2011年3月11日发生的日本福岛第一核电站核事故引起了全世界对核安全的高度关注。
在东京电力公司运行的福岛第一核电站，地震对电站的供电线路造成了破坏，海啸洪水则给电站安全基础设施造成了重大破坏，地震和海啸的并发效应导致了厂外和厂内电力丧失。
这使得多个在运反应堆机组以及乏燃料贮存池丧失了冷却功能，发生了堆芯熔化的严重事故。
氢气从反应堆压力容器释放出来，导致1号、3号和4号机组的反应堆厂房发生了氢气爆炸，放射性核素从核电站释放到了大气、陆地和海洋中。
福岛核事故对世界核电发展造成了深远影响。
此次事故总结有以下几点特征：①事故由极端外部事件引起，包括超设计基准地震以及海啸；②地震加海啸导致厂外电、厂内交流电源完全丧失，继而导致蓄电池组失效，造成长时间的全厂断电；③反应堆失去冷却，造成严重事故，堆芯熔融、压力容器熔穿；④高温燃料包壳与水发生置换反应产生氢气，氢气爆炸损毁反应堆厂房，造成放射性物质失去最终密封屏障。
2 我国自主三代核电技术华龙一号的事故应对能力评估华龙一号遵循中国最新核安全法规要求，对标国际最新的核安全标准以及国际先进轻水堆核电厂用户要求（URD和EUR）作为设计依据，按照既定的研发总体技术方案，华龙一号便具备了相当的应对类似福岛核事故情景的能力，具体如下所述。
2.1提升抗震设计基准华龙一号核岛厂房采用水平和竖直方向均为0.3g的地面峰值加速度作为抗震设计输入；反应堆厂房、燃料厂房、电气厂房与安全厂房位于一个整体筏基上以提高抗震能力；所有的安全相关构筑物采用抗震I类设计。
安全相关部件和设备的抗震分类均设置为抗震I类，安全级的机械和电气设备能够满足安全停堆地震工况下地面峰值加速度0.3g的要求。
2023年专家介绍我国已完成核电三代关键设备攻关
通过持续不断的研发和创新，我国的三代核电设备性能得到了显著提升。在核反应堆的热力设计、 核燃料的设计和制造、防护和安全系统等方面进行了一系列创新，提高了设备的效率和安全性能， 并增强了核电行业的竞争力。
3. 商业化应用取得突破
我国的三代核电设备已经成功应用于商业化项目，并获得了良好的运行效果和经济效益。这些成功 案例进一步证明了我国核电三代设备在商业化运营方面的可行性和可靠性，并为我国核电产业的发 展积累了宝贵的经验。
另一方面，我国在核电三代关键设备的研发过程中也面临了一些挑战和问题。首先，核电设备的研发需要强大的技术和人才支 持。尽管我国在人力资源方面取得了重要进展，但在核电行业的高端人才培养和引进上仍存在一定的短板。因此，我们需要加 大对核电领域人才培养的投入，积极引进国际先进的技术和人才，以提高我国核电设备的研发能力。
我国三代核电设备成功突破
在我国核电行业的不断发展和自主创新的努力下，已经取得了显著的突破，具体表现在以下几个方 面：
1. 设备关键技术突破
我国成功攻克了核电三代关键设备的核心技术难题，实现了自主设计、制造核岛设备。我国自主研 发的第三代核电设备，在安全性、可靠性和经济性方面都取得了令人瞩目的成果，成为核电科技进 步的引领者。
TEAM
感谢观看!
Jessie 2023/8/10
关键设备
材料 设计 制造
自主创新能力
三代核电设备完成国产化
1. 水平凝结器可靠性与性能提升
在攻关过程中，我国核电行业通过改进设计和材料选择，显著提高了水平凝结器的可靠性和性能。 相关技术的国产化成功，使得水平凝结器在新一代核电站中发挥了重要作用。
2. 机械泵系统本土化实现
通过改进设计和加强制造工艺，我国核电行业成功实现了核电三代机械泵系统的本土化。这一成就 不仅降低了机械泵系统的制造成本，还提高了其稳定性和性能，为我国核电行业的发展提供了有力 保障。
中核集团又一项三代核电关键技术国际领先
中核集团又一项三代核电关键技术国际领先
佚名
【期刊名称】《电力勘测设计》
【年(卷),期】2018(0)4
【摘要】据北极星电力网讯:4月12日,由中核集团中国核动力研究设计院自主研制的第三代棒控棒位系统,通过了中国核能行业协会组织的国内知名院士专家鉴定评审。
鉴定认为:该系统具备“全数字化、智能化、高可靠、小型化”等特点,技术达到国际领先水平,对全面提升我国核电自主化水平并支撑核电“走出去”战略具有重要意义。
第三代棒控棒位系统是核电厂“神经系统”的重要组成部分。
该系统通过提升、保持和插入反应堆控制棒,实现反应堆的启堆、停堆、快速功率调节等重要功能,对整个核电机组的安全、可靠、经济运行起着至关重要的作用。
【总页数】1页(P80-80)
【关键词】国际领先水平;中核集团;核电厂;第三代;技术;“走出去”战略;神经系统;专家鉴定;
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
【相关文献】
1.打造国际核电安全品牌——中广核集团获国际同类营运机组安全业绩挑战赛三项冠军 [J],
2.核电国产化的又一次成功实践——访中核集团公司顾问、核电秦山联营有限公司董事长赵宏 [J], 丁锡平
3.又一个崭新的开始——中核集团核电秦山联营有限公司2006年发展纪实 [J], 谢智华;王国清
4.中核集团三项核电国际标准在ISO成功立项 [J],
5.中核集团三项核电国际标准在ISO成功立项 [J], 无;
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
华南理工大学破解技术难题 支撑VOCs 治理工程
华南理工大学：破解技术难题 支撑VOCs治理工程文/潘慧 吴幸雷华南理工大学是直属教育部的全国重点大学，1995年进入“211工程”行列，2001年进入“985工程”行列，2017年入选“双一流”建设A类高校名单，2020年在“世界大学学术排名”中排名第151~200位。
学校以雄厚的原始科研创新能力推动一流大学建设，建有27个国家级科研平台、185个部省级科研平台，数量位居全国高校前列、广东高校首位。
学校大力推进科技成果转化，自2009年以来，以第一专利权人获奖总数达到38项（含2金3银），专利获奖总数排名全国高校首位。
今年，华南理工大学又新添创新成果——“大风量低浓度工业挥发性有机物污染治理策略与关键技术及应用”项目荣获2020年度广东省科技进步奖一等奖。
作为项目牵头单位，华南理工大学与广州同胜环保科技有限公司、广东省环境科学研究院、广州艾尔环保工程有限公司、深圳市富可森环保科技股份有限公司和广东敦诚环保科技有限公司等环保专业治理公司及研究机构长期合作，建立了紧密的合作关系，共同完成了本项目的研发和技术应用工作。
项目研发过程中，项目团队边工作边发展，形成了一支高水平的研发和工程应用队伍，在国内产生较大影响。
项目负责人叶代启教授重点专注于工业有机废气技术政策与标准规范研究、污染控制技术及装备研发与产业化工作，是国内大气污染治理领域知名的专家学者，担任华南理工大学环境与能源学院院长，兼任中国环境科学学会常务理事，中国环境科学学会挥发性有机物控制专业委员会常务副主任委员兼秘书长，挥发性有机物污染治理技术与装备国家工程实验室主任,大气环境与污染控制广东省重点实验室主任等。
协作创新出成果 治污技术达国际先进水平珠三角作为全国大气污染治理的先行示范区，在全国最早面临臭氧和细颗粒物复合污染的问题，其中挥发性有机物（VOCs）是造成复合性大气污染的重要前体物，也是来源最广泛、成分最复杂的污染物。
项目团队针对VOCs的最主近年来，华南理工大学不断加大科技改革力度，创新科技管理体制机制，高度重视基础研究及应用基础研究，积极促进各学科交叉融合，大力推进科技成果转化，涌现出一大批在国际国内有重大影响的高水平科技创新成果。
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。
第三代核电技术
第三代核电技术第一篇：第三代核电技术概述第三代核电技术是指相对于以前的核电技术而言，基于更先进的设计思路和新的安全理念，采用更先进的核反应堆设计，更有效的燃料循环技术，更高效的安全控制和应急措施等综合技术，能够更好的满足社会对安全、环保和经济效益的要求。
第三代核电技术的核心在于反应堆本身的设计。
相对于以前的反应堆类型而言，第三代反应堆更加高效、稳定、安全和可靠。
例如欧洲压水堆（EPR）和沃尔法恩堆（AP1000）等第三代堆型，都采用多道隔离、多重保险、快速反应过程等技术，使得安全性能得到了大幅提升。
同时，第三代堆型还在燃料循环和废物处理等方面做出了许多技术上的创新，例如无锡核电站等采用了“先进燃料棒技术”，使得燃料寿命更加长，使用效率更高，同时可有效减少核废物的产生。
此外，第三代核电技术还注重安全控制和应急措施。
在安全控制方面，第三代核电站采用多重安全系统，使得在各种事故情况下仍能保持反应堆的稳定性；在应急措施方面，第三代核电站配备了多种自动和手动应急措施，以提高事故发生时的反应速度和效率。
与此同时，第三代核电技术也在经济方面做出了大量优化。
采用更加高效稳定的反应堆设计和更加先进的燃料循环技术，可以使得核电站的经济性得到极大提升。
例如，沃尔法恩堆采用AP1000反应堆设计，每天可创造约25万美元的电费收入，同时燃料成本和运行费用也远低于以往的核电站类型。
总的来说，第三代核电技术的出现解决了以往核电技术的安全、环保和经济性问题，成为当前核电技术的主流发展方向之一。
第二篇：第三代核电技术在我国的现状和前景随着我国经济的高速发展和能源消耗的不断增加，如何保证能源供给和环境保护已成为亟需解决的问题。
在此背景下，我国优先发展核能成为不少专家和学者的共识。
而第三代核电技术，作为目前最先进的核电技术之一，也在我国得到了广泛的重视和研发投入。
截至目前，我国已有多个第三代核电站在建或计划建设。
例如广东台山核电站、福建海丰核电站等均采用了AP1000反应堆技术，而山东、浙江等地也在建设或计划建设更多的第三代核电站。
非能动技术在自主化三代核电技术的应用
大大降低堆芯损坏频率渊CDF冤及大量放射性释放频率渊LRF冤遥 图 3 给 出了 ACP1000 核电厂内部事件堆芯损伤频率渊CDF冤与二代核电厂及 其他三代核电厂的比较袁可以看出 野能动与非能动相结合冶的安全措 施的应用袁有效提高了电厂的安全水平遥
图 2 ACP1000 能动+非能动事故缓解措施
图 3 二代/三代核电厂内部事件 CDF 对比 源 结论
能动和非能动安全技术各有其不同的优势和局限性遥 在充分利用 能动安全系统成熟设计的基础上袁进一步应用非能动技术能够有效提 高核电厂的安全性遥ACP1000 创新性地提出了野能动与非能动冶相结合 的设计理念袁以能够有效应对动力源丧失的非能动安全系统作为经过 工程验证尧稳定高效的能动安全系统的补充袁很好地实现了先进性和 成熟性的平衡袁安全性能和经济性能都得到了极大的提高遥
3 先进核电厂核和改进型先进核 电厂渊能动冤两种不同的技术潮流遥 能动安全系统和非能动安全系统具 有不同的特点遥 从系统设计角度来讲袁非能动核电厂采用非能动的安 全系统应对设计基准事故袁使系统设计更加简化遥 但是非能动系统也 存在事故后可操作性和可干预性差的问题遥 随着对非能动技术的进一
事实上袁在核能技术发展伊始非能动安全技术即已被应用袁不过 早期的非能动技术应用是离散尧非系统性的遥 美国西屋公司将非能动 安全作为 AP1000 核电厂的安全设计理念袁从总体设计上对非能动技 术进行整体性的考虑和应用袁设计了非能动的堆芯冷却系统和非能动 安全壳冷却系统袁 两者作为一个协同的非能动的事故预防和缓解措 施袁使得核电厂安全系统的设计发生了革新性的变化遥
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。
第三代核电技术及发展
第三代核电技术及发展摘要：从目前世界核电站的技术组成来看，大部分在运行的核电站都是二、二代的技术改造，而压水反应堆占据了超过半数。
经过12000多个堆年的实际应用，表明该型式核电机组技术较为成熟，安全性能优良，在经济上也有一定的竞争优势。
近几年，美国等几个主要核电厂，都在进行技术改造，一般能将30年的寿命延长到40~50年，有既能保障核电机组的安全，又能充分发挥其经济价值。
同时，部分国家的新建工程仍在采用二代改进型技术，表明二代改造技术在目前仍有很大的发展空间。
关键词：第三代核电技术；发展；研究前言90年代，为应对切尔诺贝利事件造成的广泛民众对核能的使用，国际原子能机构致力于防止核灾难的发生和减轻灾害的努力，美国、欧洲相继提出了满足用户要求的新理念。
第三代核动力技术主要是在核电厂中引入非能动的安全系统，增加冗余度，增设工程措施，减少核设施的重大事故，提高核设施的安全性。
这说明核能技术正朝着安全和经济发展的方向发展。
第三代核电技术的出现，引起了世界各国的广泛关注，世界很多国家也纷纷选择或准备采用新一代核电技术。
一、我国第三代核电发展历史CPR1000系统的建立与应用，经过了我国核电产业体制的三个历史时期。
一九七七年至一九八六年间，我国已经在核电领域展开了深入的研究。
中广核在一九七九年引进法国M310技术。
大亚湾核电工程于一九八七年正式投产，标志着我国首次与法国建立核电标准，中法核电工程将深入开展合作，为我国核电产业提供一个认识核电管理、建设和运行的契机。
在我国核电行业步入衰退期之后，广东核电集团依然坚定地对M310技术进行了深入的研究，使岭澳核电站成为了我国核电行业最大的亮点之一，也是CPR1000系列产品走向成功的关键。
CPR1000已经获得了 IAEA的认可，并在世界范围内获得了广泛的认可，并在全球范围内拓展其影响，为未来我国的核能发展作出了有益的努力。
CPR1000是根据M310的技术特点，根据我国国情，对其进行了改良，从而形成了自己的工艺技术，并得到了国际原子能机构的认可。
2022年高考总复习时事政治教学课件：《我国三代核电发展战略价值研究报告》发布
热点解读
1.科技创新是提高社会生产力和综合国力的战 略支撑，必须摆在国家发展全局的核心位置。要坚 持走中国特色自主创新道路，增强创新驱动发展新 动 力 。 我国三代核电发展的优势基本形成 ， 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。
热点解读
2.加快转变经济发展方式，是关系我国发展全局 的战略抉择，要着力推进供给侧结构性改革，更多依 靠科技进步、劳动者素质提高、管理创新驱动。三代 核电技术的发展是新时代实现我国能源安全供应、供 给侧结构改革和生态文明建设的重要保证，也是国家 战略性高科技装备制造业发展的重要驱动。
创新演练
1.近几年，我国在能源转方式、调结构、促改革等方面进行积 极探索，为进一步推进能源转型升级打下一定基础，但能源供 求结构失衡、要素配置不合理、资源环境压力大等问题仍很突 出。为此，推动能源供给侧改革需要（ ） ①优化产品产业结构 ②强化科技创新驱动 ③改善能源消费结构 ④推行绿色生活方式 A. ①② B. ①③ C. ②③ D. ②④
创新演练
2.在国家电力上，我国对电煤的依赖还比较重，核电发展需 要得到支持。环境污染是民生之患、民心之痛，要铁腕治理。 为此，政府部门应该（ ） ①领导立法工作，严格规范环境保护的行政执法行为 ②进行宏观调控，加快推进相关产业结构和布局调整 ③坚持依法行政，发挥社会主义事业领导核心的作用 ④推进生态文明建设，激励新能源的研发和推广工作 A. ①③ B. ②③ C. ①④ D. ②④
2022年高考总复习时事 政治教学课件：《我国 三代核电发展战略价值研究报告》Biblioteka 布新闻播报新闻播报
2018 年 4月23日，中国核能行业协会首次发布《我国三代核电 发展战略价值研究报告》 ， 报告显示，我国三代核电发展的优势基 本形成，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。三代核电技术的发展是新时代实现我国 能源安全供应、供给侧结构改革和生态文明建设的重要保证，也是 国家战略性高科技装备制造业发展的重要驱动。 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。三代核电作为浓缩了大量高科技研发、高端设备制造和 复杂工程集成的特殊产业，技术密集，辐射面广，产业带动能力强， 对我国从制造“大国”向制造“强国”跨越具有极强的拉动作用， 有力支撑中国制造2025战略的实施。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
附件4：
2018年度广东省科学技术奖公示表
项目名称三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用
主要完成单位中山大学
中广核研究院有限公司中广核工程有限公司华南理工大学
主要完成人（职称、完成单位、工作单位）1. 陈鹏（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）
2. 张小英（教授、中山大学、中山大学）
3. 展德奎（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）
4. 刘东杰（高级工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司）
5. 杨方青（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）
6. 张雷（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）
7. 梁峻铭（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）
8. 李华（实验师、华南理工大学、华南理工大学）
9. 王春发（工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司）
10. 王彪（教授、中山大学、中山大学）
11．林继铭（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）
12.张会勇（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）
13.冉小兵（研究员级高级工程师，中广核工程有限公司、中广核工程有限公司）
14.杨志飞（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）15．段承杰（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）
项目简介
项目面向自主三代核电厂严重事故应对能力安全技术提升，成功提出了一回路系统分析内耦合高精度和高稳定性的安全分析程序，三维堆芯熔化进程模拟程序；形成自主化的三代压水堆堆芯熔融物冷却滞留系统，形成完整的核电厂金属保温层工程设计、制造、施工工艺体系以及严重事故诊断响应支持系统，对于自主三代核电堆型“华龙一号”安全水平提升具有重大意义。
主要技术创新包括：
1.提出了自主第三代大型压水堆堆芯与蒸汽发生器的直接耦合分析理论和高精度快速求解算法，实现全范围瞬态工况下反应堆一回路的热工水力分析。
开发了三维堆芯熔化精细化模拟程序。
2.建设了三维IVR整体试验装置，攻克加热、密封等试验难题，获取国际首套1:5
比例三维IVR相关试验数据，首次采用“非能动自然循环+能动”与“堆坑注水+堆内注水”方案，发明了具有自主知识产权的熔融物滞留系统。
3.研发完整的核电厂金属保温层工程设计、制造与施工工艺体系，实现规模化生产，打破国外技术及产品的垄断。
4.形成了多机组、全范围的严重事故分析和应对能力，提出并自主开发了一体化的核电厂严重事故诊断与响应支持系统和平台，为应急响应支持提供了重要支撑。
该项目取得授权专利8项，软件著作权9项，国内、外权威期刊发表论文30篇（SCI 论文8篇），研究成果已推广应用于我国自主三代核电机组中，鉴定认为“性能达到国际领先水平”，“整体技术达到国际先进水平”，实现核电厂从“二代”向“三代”的跨越，经济效益及社会效益显著。
代表性论文专著目录论文1：<Introduction of three methods used for
the nuclear accident diagnosis/The 25th international conference on nuclear engineering>
论文2：<An accident diagnosis system for nuclear power plant/The 23th international conference on nuclear engineering>
论文3：< Development of a steady-state sub-channel code for small reactor on the basis of combined cross momentum and non-linear conduction/ Nuclear Engineering and Design>
论文4：< Simulations for cooling effect of PCCS in hot leg SB-LOCA of 1000 MW/ Nuclear Engineering and Design >
论文5：< Ablation and thermal stress analysis of RPV vessel under heating by core melt/ Nuclear Engineering and Design >
论文6：< Transient 3D simulation for heating and melting process of PWR core after SBO/ Annals of Nuclear Energy >
论文7：< Numerical simulation of wall condensation and direct contact condensation in containment suppression pool of PWR/ Annals of Nuclear Energy >
论文8：< CFD analysis of flow field in a 5 × 5 rod bundle with multi-grid/ Annals of Nuclear Energy >
论文9：< IVR中堆芯及下支撑板瞬态熔融模拟/核动力工程>
论文10：< LOCA事故后堆芯瞬态传热及熔融过程数值研究/核动力工程>
知识产权名称专利1：<金属反射型保温板块>（ZL201410621120.3）
专利2：<核电站可实现辐射屏蔽的金属反射型保温板>（ZL201410188667.9）
专利3：<核电站严重事故缓解系统>（ZL201620454420.1）
专利4：<一种核电站的卸压系统>（ZL201520059869.3）
专利5：<核电厂保温层观察窗>（ZL201420617365.4）
专利6：<一种金属保温板块保温性能检测装置>（ZL201620330305.3）
专利7：<一种均温装置以及具有该均温装置的保温性能检测系统>（ZL201721173311.3）
专利8：<核电站反应堆压力容器保护装置>（ZL201320453689.4）
软件著作权1：<严重事故堆内熔融池三层传热模型分析程序（简称>（2014SR012765）软件著作权2：<淹没堆芯所需的冷却剂系统注水流量分析软件>（2014SR213040）软件著作权3：<核电厂事故诊断系统V1.0>（2015SR93537）
软件著作权4：<堆芯再淹没应急决策软件>（2015SR183795）
软件著作权5：<堆芯余热排出应急决策软件>（2015SR183568）
软件著作权6：<安全壳排气的体积流量分析软件V1.0>（2014SR212344）
软件著作权7：<安全壳氢气燃烧和氢爆判断分析软件>（2014SR212343）
软件著作权8：<安全壳卸压时氢气浓度及风险分析软件>（2014SR212341）
软件著作权9：<排出长期余热所需的注水流量分析软件>（2014SR213081）
推广应用情况
本项目突破多项大型压水堆严重事故应对及诊断预测能力的关键技术，开发了适用于自主三代核电厂的严重事故分析、诊断、应对安全系统，以上成果应用于‘华龙一号’核电堆型国内、外核安全评审以及计算分析、论证中，并多个核电站中推广应用，累计创收、节省建设经费近10亿元，应用情况如下：
1）所开发的压水堆热工水力分析及三维精细化堆芯升温、熔化分析程序，可得到事故进程的特征时间和高清熔融图像，为事故应对提供大量重要数据。
该程序已被应用到‘华龙一号’等反应堆的设计校算、安全审评当中。
2）所开发的严重事故应对安全系统，可不依靠外部动力情况下持续冷却反应堆压力容器；所研制金属保温层也已应用于在建核电站以及华龙一号机组中，成功实现产业化应用。
以上成果至今已成功应用于防城港3、4号、阳江5、6号、田湾5、6号等核电机组中。
3）所开发的严重事故综合测量系统及事故诊断平台，采用更精细的事故模拟预测模型，可在部分严重事故测量的仪表不可用时，仍保证系统运行的可靠性，在兼顾计算速度和精度的基础上，能给出更真实、贴近实际的计算结果。
该系统除用于广东合营核电有限公司、岭澳核电有限公司等核电公司外，还用于香港城市大学，作为教学、学术研究平台使用。