AP1000核电机组本土化研究进展

欧阳予

AP1000核电机组本土化研究进展

欧阳予

编者按：AP1000核电技术作为第三代核电技术代表之一，引入了安全系统非能动理念，在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施，大大降低了发生人因错误的可能性，进一步提高了核电厂的安全性，同时也会降低核电机组建设和运营的成本。针对我国AP1000核电机组本土化研究进展，本刊专访了核电专家欧阳予院士。

《中国核电》：核能在当今能源和经济领域中发挥着重要的作用，请您介绍一下核能发电技术的发展历程。

欧阳予：核能发电可以分为几个阶段：1954年，苏联建成了电功率为5 000 kW的实验性核电站；1957年，美国建成了电功率为9万kW的希平港原型核电站，从而证明了利用核能发电技术的可行性，国际上把这种实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。

20世纪60年代后期以来，一些国家陆续建成了一些电功率30万kW以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，不仅进一步证明了核能发电技术的可行性，也证明了核电在经济性上能与火电、水电相竞争。目前，世界上正在商业运行的400多台核电机组绝大部分是在这段时期建成的，这些机组被称为第二代核电机组。我国目前已经运行的核电机组都属于第二代核电机组。

1979年和1986年分别发生的三哩岛和切尔诺贝利核事故，使得人们重新重视核电的安全性。科研人员针对第二代核电机组不足之处，进一步采用经过开发验证可行的新技术，以显著改善核电机组的安全性和经济性，满足美国URD文件、欧洲EUR文件和国际原子能机构NUSS建议法规（修订第二版）的要求。国际上把满足上述要求的核电机组称为第三代核电机组。目前，经核安全监管当局批准，可以进行商用建造的第三代核电机组有AP1000、EPR、SYSTEM80+等。我国正在建设的浙江三门核电站、山东海阳核电站就是采用了第三代AP1000核电技术。

同时，科研人员也在积极研发第四代核能系统。2000年1月，在美国能源部的倡议下，10个有意发展核能利用的国家派专家联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月共同约定合作研究开发第四代核能系统（GenⅣ）。第四代核能系统开发的目标是要在2030年或更早一些时间创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展性、防核扩散、防恐怖袭击等方面都有显著的先进性和竞争能力；它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应堆装置，还应把核燃料循环也包括在内，组成完整的核能利用系统。中国原子能科学研究院研发的中国试验快堆就属于第四代核能系统。

《中国核电》：您提到了第三代核电机组比第二代更加安全，请具体介绍一下第三代核电机组的安全性。欧阳予：第二代核电机组是在20世纪七八十年代根据老的安全法规设计的，没有把严重事故（即堆芯熔化事故和放射性向环境大量释放事故）作为设计基准，仅考虑有限的防范和缓解。同时，第二代核电厂的安全壳也没有考虑对严重事故的负载。

第三代核电技术吸取了第二代的运行经验和成熟技术，充分使用几十年来的科技进步成果，按照URD、EUR或NUSS的新安全法规设计，为提高安全性，必须要有预防和缓解严重事故的设施，并考虑安全壳对严重事故的负载。

它首先是着重于设置预防和缓解严重事故的措施，将出现堆芯熔化和安全壳失效导致放射性大量释放到环境的概率降到很低的水平（现已分别定为不大于10-5/堆・年和10-6/堆・年）。科研人员从两条不同的技术路线来进行这方面的工作：一条技术路线是在第二代基础上再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；相应地，应急安全电源等支持系统也由二系列增加为四系列；以及增设堆芯熔融物捕捉和冷却系统以防止安全壳熔穿等。另一条技术路线是从根本上革新，利用自然界固有的规律来保障安全，即利用重力、惯性，流体自然对流、扩散、蒸发、冷凝等原理，在事故应急时带走堆芯余热，确保冷却反应堆厂房（安全壳）完好无损。这就是以AP1000为代表的第三代核电技术所采用的“非能动”安全系统的技术路线。这条路线，既简化了系统、减少了设备和部件，又大大提高了安全性。发生事故时，人机接口简化，人因错误的可能性也相应降低。所以，从技术上讲，非能动技术路线显然先进一些。

《中国核电》：我国的浙江三门核电站、山东海阳核电站采用了AP1000核电技术，请您谈谈AP1000核电技术的成熟性。

欧阳予：AP1000核岛主系统的主设备，即反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器等，主要都是在已有运行经验的设备基础上选用或改进设计的，所以说技术上是不用担心的。

AP1000反应堆堆芯是西屋公司标准的“314”型，由157件长度为14英尺的燃料组件所组成，这种反应堆堆芯已有两套在比利时（Doel 4，Tihange 3）运行，已有20多年的运行经验。虽然西屋公司AP1000的“314”型与比利时的“314”型相比略有改进，但都属于同一型号在分期建造中的改良，属于翻版加改进的性质。

AP1000所用的△125型蒸汽发生器与已有运行经验的△75型（已用于V.C.SUMMER核电厂）、△94型（已用于SOUTH TEXSAS核电厂）和△109型（已用于ARKANSAS核电厂）的结构、性能和容量大体相同而略有改进，也属于翻版加改进的性质。

关键是AP1000所用的屏蔽电机主泵。屏蔽泵虽然在小功率的核电站上用过，在核潜艇、核航空母舰和石化工业上大量使用过，证明了它有很多优点，但在大功率核电机组上还没使用过。所以，对AP1000大型屏蔽电机泵必须经过充分的试验验证，鉴定合格，以证明其确已满足工程使用的要求。西屋公司及屏蔽泵供应商EMD公司已制订了详细的试验验证计划，正在组织实施，我们必须密切加以关注。

主泵供应商EMD公司分别在2009年9月、2010年2月做了2次中间试验，主泵轴承还存在一些问题。西屋公司、EMD公司正在分析、查找原因，EMD公司也在积极地进行中间试验。

至于专设的核安全保障系统和设施，在电站运行时一般只是“站岗放哨”的“保卫部门”，正常发电时一般是不动作的，只是在事故应急时才动作（这种情况最好不发生）。所以，衡量它们的成熟性主要不是看它陪着核电站主系统运行了多长时间，而是要看是否已经过充分的论证和试验验证，鉴定合格，并经政府主管部门和核安全当局批准。

AP1000设计控制文件（DCD）已于2004年9月经美国核管理委员会批准，已给西屋公司颁发了最终设计批准书（FDA），2005年12月又颁发了设计证书，肯定了它的成熟性。

《中国核电》：请您谈谈我国在AP1000核电技术项目上的历程。

欧阳予：对于我国来说，应该通过自主开发与引进技术相结合，达到能自主设计和建造第三代百万千瓦级大型先进压水堆核电机组的目标，形成先进的、标准化的、能批量建造的产业规模，优质、高速、安全地发展核电。在此基础上还应不断改进、创新，开发出具有我国自主知识产权的中国品牌的先进核电机组。

为此，国务院领导决定，以浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化依托工程，引进技术，建设4套第三代压水堆核电机组。通过这4套机组建设和消化吸收引进技术，使我国不仅具有独立自主设计建造和系列发展第三代百万千瓦级核电机组的能力，而且具有继续改进、提高、创新、发展的后劲，能针对其不足之处和发展空间自主进行研究开发，力争在一定时期内设计出具有我国自主知识产权的第三代大型先进核电机组，并着手建造示范机组，然后逐步推广。

2003年9月，启动了三代自主化依托项目国际招标，主要在AP1000和EPR二者之间选择。2006年12月16日，中美两国政府签署《关于在中国合作建设先进压水堆项目及相关技术转让的谅解备忘录》。2007年3月1日，国家核电技术公司会同浙江三门、山东海阳项目业主与美国西屋联合体签署了《核岛采购框架合同》和《技术转让框架合同》。2007年7月24日，我国第三代核电自主化依托项目签字仪式在人民大会堂举行。国家核电技术公司、三门核电公司、山东核电公司与美国西屋联合体及其分包商分别签定了依托项目4台机组的核岛采购合同和技术转让合同。按照合同规定，中方将与美方合作设计、建造4台AP1000机组，并从美方采购部分设备。美方转让AP1000设计技术、设备制造技术、建造技术及机组成套等技术。合同规定，在合作设计、建设依托项目和中方消化吸收转让技术的同时，中方将自主地、系统地开展“AP1000验证设计”，美方有责任对“验证设计”进行复核，以确认其可用于AP1000后续工程。合同还明确，我国在掌握转让技术的基础上自主创新，设计建成额定电功率不小于135万kW的非能动核电机组，即拥有我国的自主知识产权，并可出口国外。

《中国核电》：请您谈谈我国目前在AP1000核电技术上取得了哪些成果。

欧阳予：经过几年的努力，我国已在世界上率先掌握了模块预制、拼装组焊、整体吊装的工艺和技术，掌握了钢制安全壳CV底封头、筒体的钢材研制、弧形钢板压制、拼装焊接、焊材本土化生产和整体运输吊装的工艺和技术，掌握了AP1000核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注的工艺和技术。

经过浙江三门核电站1号机组的工程实践，及时总结、反馈经验，使其他机组相应节点的工期进一步缩短，质量进一步提高，专业化管理的优势得到体现，为依托项目后续节点和AP1000后续项目建设积累了宝贵的经验。

目前，国内企业在主管道、压力容器、蒸汽发生器锻件本土化、CV钢板研制和底封头、1号环的制造、安注箱、堆芯补水箱、余热排出热交换器研制等方面都取得了成功。

在技术转让方面，国家核电技术公司作为三代核电技术引进消化吸收和再创新的主要载体和研发平台，正在稳步推进AP1000的技术转让和消化吸收工作。据了解，目前技术转让进展比较顺利，第三方软件引进取得突破，TP3（初步安全分析报告）的所有文件已完全交付，已报送国家核安全局审查。对其余文件正在进行检查、整理，组织消化吸收。国家核电技术公司正在与有关部门和单位沟通，制定AP1000技术在国内的分许可办法。

目前，适应于浙江三门、山东海阳两厂址的AP1000工程设计，由美方负责，正在美国匹茨堡进行，我方派人参加。另有部分BOP等子项分包给我国设计。但是，单靠参加这些设计工作，我们并不能达到真正能独立自主设计AP1000后续项目的目的。

因此，要结合消化吸收引进技术，开展验证设计，从反应堆物理、热工、水力、堆芯及核燃料性能、结构力学到主回路系统、安全系统、安全分析等根本性能做起，做一整套完整的设计，在其中实际使用和验证引进的技术，必要时还得做验证试验，做到“不仅知其然，而且知其所以然”，这样才能早日设计制造出拥有自主知识产权的第三代核电机组。

Independent Research Progress of AP1000 Nuclear Power Plant

OUYANG Yu