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俺所意识的核电(4)——中国核电的前世与今生—续1(AP1000的引进和CAP1400的研发)

2021-12-31 05:18分类:融资方法 阅读:

4.3.9 AP1000的引进和CAP1400的研发(2006年/2014年)4.3.9.1 AP1000的引进

AP1000是第三代核电技术中革新式逆答堆的代外,引进AP1000是中国最高决策者为统一核电技术路线、促进核电事业发展而于2006年作出的强盛决策。

2003年初,随着中国经济重上快车道,能源总量缺少和能源结构欠安成为大题目,国务院也有心推动核电发展。但那时对于是大力发展国内即将完满自立化的二代加技术(CPR1000和CNP1000等)还是从国外引进第三代核电并异国益的决策。

一方面,二代加在国内有运走实践,三代核电技术活着界范围内都还异国全数摊开,茫然引进会不会有题目?那时不少人认为,在国内已经掌握二代核电技术基础上改进而成的二代加是那时运走得最益的核电技术。

但在国际上,彼时三代核电的雏形已经出现,2002年3月28日,西屋公司向美国核管会挑交了AP1000的最后设计照准以及标准设计认证的申请,意味着AP1000的诞生。

而EPR则更早,1993年5月,法国和德国的核安全当局就挑出在改日压水堆设计中采用共同的安全方法,议决降矮堆芯熔化和厉重事故概率和挑高安全壳能力来挑高安全性,从放射性爱怜、废物处理、补葺改进、削减人造失误等方面根本改善运走条件。1998年,EPR完满了基本设计。2000年3月,法国和德国的核安全当局的技术增援单位IPSN和GRS完满了EPR基本设计的评审任务,并于2000年11月颁发了一套适用于改日核电站设计建造的细密技术导则。

在云云的时间和走业背景下,6位核电走业的专家给中心写信提出引进三代技术。收到信后,曾培热总理很重视,这也是国务院开首关注三代核电技术的开头。这件事被业内戏称为‘核电六正人上书’”。他们的提出大致内容为:今朝俺国己掌握的二代改进型核电技术落后、不服安,在厉重事故预防、缓解措施等方面与国际上新的核安全标准还存在差距,不及重修。国际上的三代核电技术已经成熟,许多国家都在准备建三代核电,中国要大规模发展核电,答采用起先辈和最安全的三代技术。必要议决国际招标,依附比夙昔更彻底的全套引进国外“成熟的先辈第三代核电技术”,由外国核电供答商负责为俺国建造头两台第三代机组,再在外国供答商的增援下建设后续的另两台机组。在2010年之前开首实施这栽引进机型的批量建设,并于2020年达到4000万千瓦的目标。今后中国的核电机组必须悉数采用这栽技术,从而实现“一步跨越”统一堆型。在构造上依附走政权力成立一个新核电公司来实施全盘引进。

这六位专家离异是汤紫德、许连义、林诚格、郁祖盛、金菊荪和夏国钧。

汤紫德,教授级高级工程师,是俺国的核工业资深专家,1961年结业于华中工学院电机系。先后在第一呆板工业部八局军工处、第一办公室、国务院呆板工业委员会军民结合局、国家经委国防局、国务院核电领导小组办公室、国家计委核电办公室、国家计委国家强盛建设项目稽察特派员办公室、国家核电技术公司专家委员会任职。赓续两届受聘中咨公司能源项目专家构成员。先后获国家科协、国家计委、呆板部及国防科工委一、二、三等科技进取奖。

许连义,则是钻研员级高工,曾任呆板工业部电工局局长、强盛装备司司长、中国呆板工业说合会核电办公室主任。

林诚格,是原国家核安全局副局长兼总工程师,国家核电技术公司专家委委员。钻研员级高级工程师,1955年结业于交通大学电力工程系,参加俺国第一座逆答堆建设。先后在国家原子能钻研院、逆答工程钻研所、国家核安全局和国际原子能机构任务,并担任严重职务。获得国家科技进取一等奖、美国核管会(NRC)凸起贡献证书。1991年首享福国务院专家少见津贴。

郁祖盛,1965年结业于北京呆板学院呆板系,曾任国家环境爱怜总局(国家核安全局),第六届核安全与环境专家委员会委员、中国人民自在军海军核安全专家委员会委员。

金菊荪是中国核电设备总教授、中国呆板工程学会压力容器分会理事、中国核工业集团公司教授级高工。

夏国钧则是中国电机工程学会核电专委会原秘书长。

这六人在核电业界有着相等分量,他们的提出没相干说直接影响了那时的国家果断。

在2003年10月在杭州召开的会议上,时任国务院副总理、国家核电自立化任务领导小组组长曾培热挑出,改日核电建设要采用先辈技术,统一技术路线,统一构造,统一领导,力争在较短的时间内形成自立设计、自立制造、自立建设、自立运营中国品牌核电站的能力。

2004年3月22日,在亲自构造了历时一年多的(自2003初年开首)调研,听取70多次集体汇报,历经上百次商酌之后,负责主管核电项方针副总理曾培热主理召开国务院关于核电发展题目的办公会议。会议决定议决国际招标方式,在浙江和山东各建一个国家核电自立化依托项目。同时清楚了核电招标的目标是第三代核电技术,会议还给出了引进与购买相结合的招标条件,即在购买4台(每个项目2台)依托三代核电技术的机组后,该技术将转让给中国,之后中国将在这个技术基础上再创新,形成自立的先辈核电技术。自此,三代核电的引进一锤定音。

2004年9月28日,中国首个第三代核电技术依托项目——山东海阳和浙江三门核电站项目标书正式向全球发布,法国阿海珐公司、俄罗斯AES公司以及美国西屋公司联队(说合日本、西班牙核电公司)三方参与竞标,此后因AES于2005年6月退出,这场招标演变为法国阿海珐公司EPR技术和美国西屋公司AP1000技术之间的角逐。

关于俄罗斯AES公司在2005早早退出招标的因为, 张国宝在2013岁尾给与《南方能源不都雅察》记者韩舒淋专访时说:俄罗斯那时在建设田湾,出了益多题目。这内里故事非常多。一个典型的例子是,田湾项方针时候,核电站U形管是从海上运过来的,U形管有厉格的涂装恳求,在海上运输有盐雾,很容易侵蚀,俄罗斯异国太在意,了局运到之后出现了许多被侵蚀的纤维裂纹,肉眼望不见,一检查,益多管子都报废了。再一个,支架设计的时候出现舛错,强度不敷。因而熟稔觉得俄罗斯技术不太益,这时,国门已经翻开了,望到西方有许多益的技术,对俄罗斯就感觉一期出了不少题目。田湾项目(一期)仍在建设中,也是有赓续的改动。因而在田湾一期没建益前就不考虑俄罗斯了。

2005年2月28日,投标着末截止,评标任务开首。中方成立了以原核工业部副部长陈肇博为首的评标团和媾和组,评标团和媾和组由260人构成,涵盖了电力、呆板、核工业等各方面的专家和当局官员。为防止泄密,所有参与评标和媾和的成员都被知照照顾包括电子邮件在内的私家统共通信工具都将被纳入国家安全局的全程监控。

在陈肇博的领导下,评标团建树了如下五条评标原则:技术的先辈性和成熟度、经济性、技术转让条件是否最优、是否切合共赢以及工程的可实施性。着末,无数评标团成员认为,在技术成熟性方面,尽管AP1000并异国成功运走的实际经验,但AP1000技术编制直接用于发电的设备部件都是答用了20年以上的成熟技术,并获得了美国核管束委员会颁发的建造允诺证。在先辈性方面,AP1000 运用“非能动”的设计原理,在危境情况下,不必要答用交流电源,仅仅依附重力、热循环和冷凝等果然方法作为动力排出余热,安全性能大大挑高。在经济性方面,AP1000由于编制的简化,仅核级安全阀门就比EPR削减了6400个,从而使得设备造价的灰心空间大为挑高。

接下来的障碍是技术转让和共赢性题目。鉴于西屋公司的近况,中方在这两个题目上处于相对有利的位置。由于西洋国家在三里岛和切尔诺贝利核事故后基本上都间断了核电站建设,西屋公司的经买卖绩大幅下滑。

2005年8月,西屋的控股股东英国核燃料公司决定卖落空西屋。为了促使西屋中标,2005年9月,西屋公司派出其公司顾问、有“AP1000之父”称号的Howard Bruschi来华,主动恳求与中方设立战略朋侪相干。在与中方评标团团长陈肇博漫谈过程中,Howard Bruschi讲了三点偏见:

第一,核电高端技术美方掌握,中端以下技术,美方由于技术人员大量向核服务转移而匮乏人手,但中方却拥有大量人员;

第二,美方除了主泵等几个设备制造厂,其余工厂都已卖落空,中方却拥有很强的设备制造能力,美方的技术和中方的制造能力结合,不只能为美中两方服务,而且能为全世界服务;

第三,美方30年没建造核电站了,但是中方却平素在建造,因此核电站的安置和建造能力也是对美方技术能力的增加。

陈肇博随即向中心汇报了漫谈的情况,认为中美之间具有互补性,处于逆境的西屋更具备向中国快速转让技术的简略性,相比之下,阿海珐快速转让EPR技术有悖于其在中国市场的商业便宜。陈提出中心抓住机会与西屋达成拟订。

此时,中方决策层的忧是:中美之间去时的冷战简略侵害中美互置自满的基础,考虑到涉核项方针少见性,为保证西屋公司技术转让的顺当进走,美国当局必须出具书面担保书。

2005岁尾,在时任美国国务卿赖斯融合下,美国国务院、国士安悉数、国防部、商务部、能源部以及美国核管会等六部分说合出面为中方出具了书面担保书,保证西屋对华的技术转让将会从命合同并没相干保证其持续性,美国商务部部长和能源部部长代外美方在担保书上签了字。

2006年初,就在中方已经拿出细密的技术转让清单、准备同美方深入媾和之际,日本东芝公司以54亿美元出价获得了西屋公司的控股权,由于中日间的历史题目,媾和一度被蒙上了阴影。

在此情况下,日本东芝公司总裁亲自给陈肇博写信,外示中国和西屋的协作切合东芝公司的便宜,东芝固然收购西屋,但西屋的管理层仍然保持不动,东芝只向西屋公司派出一个副总裁常驻美国,其他统共照样。

与此同时,在中方的恳求下,美国当局也第二次出具书面担保书,外示东芝收购西屋后,西屋公司的对华出口仍然受美国当局的控制。至此,中国决策层对与西屋协作的政治可疑基本消释。

2006年10月,国务院总理温家宝召开会议特意听取与西屋公司媾和的情况汇报,与会的国防科工委主任张云川挑出,仍然有一些专家对AP1000技术有分歧偏见,在此情况下,温家宝总理批示:由发改委构造专家,再召开一次全国性的专家论证会。

很快,来自全国电力、呆板、核工业等走业的34名权威专家(其中包括科学院和工程院的9名院士)被发改委集结至京郊召开闭门会议,每位与会专家都被恳求出具一份书面外决偏见并签名备案。了局出现:28人增援西屋的AP1000、1人增援阿海珐的EPR,5人两者均可。

2006年11月,中心高层召开特意会议商酌此事,国务院副总理曾培热和中方媾和小组组长陈肇博也列席会议。在曾培热副总理介绍了关连情况后,中心高层们开首逐一外决,着末一概答应引进西屋的AP1000技术方案。在此次会议上,还议决了一项严重决议:成立国家核电技术公司(国核技),作为引进汲取AP1000技术的主体和中国自立化发展第三代核电技术的主体。为充满其技术研发力量,会议还决定将原属中核集团公司的上海核动力钻研设计院整建制划入国家核电技术公司。

2006年12月,国家发改委和美国能源片面手代外中美两国当局正式签定了《关于在中国协作建设先辈压水堆核电项目及关连技术转让的体贴备忘录》。统整天,国家核电技术公司(国核技)筹备组、中国核工业集团公司和中国电力投资集团公司与西屋说合投标团签定了《中国核电自立化依托项目协作备忘录》。在完满上述程序后,中美AP1000媾和开首进入内心性操作阶段。西屋允诺在悉数媾和解散后分阶段向中方转让悉数技术资料,并与中方达成共识:4台AP1000机组的依托项目,不采用交钥匙方式,中方普及参与设计、设备制造、建造和调试。土建、安置由中方负责,为汲取模块化施工经验,中方邀请一批美方专家,组建JPMO(说合项目管理机构)。设计任务中方派出技术人员参加,共180万人小时,折合约300人年。调试任务由中方牵头,并挑供绝大片面设备。在设备供答方面,采取A1、A2、A3、B、C类分级供货制度(见外4-5),以协助中方尽快汲取掌握AP1000核电设备的生产技术,中方只采购两套主设备(压力容器、蒸汽发生器等),其余两套都由中方按美方转让的技术在中国制造,美方挑供技术增援。所有辅助设备按美方挑出的技术恳求由中方制造和采购(见外4-6)。

外4-5:三门、海阳AP1000依托项目设备供货制度

外4-6:三门、海阳AP1000依托项目要紧设备供货情况(阴影片面为国产)

西屋同时允诺,赞同国家核电技术公司向中国境内的指定用户转让AP1000技术,转让费用和标准由中国国家能源局确定。西屋还允诺,在AP1000单机功率升级至135万千瓦以上后,则中方拥有自立知识产权,没相干对第三国出口,但对美国和日本出口,须与西屋公司协作出口。2007年7月,悉数媾和解散,2007年12月31日,拟订正式启动,中方获得了重达20吨的AP1000技术资料和260个柔件包。所有这统共,耗资不超过5亿美元(附加后续每建设一台AP1000逆答堆,向西屋支出1500万美金专利答用费的拟订)。而进口一台百万千瓦级逆答堆,耗资将达几十亿美元。

2008年,以AP1000为主体的大型先辈压水堆项目成为16项国家强盛科技专项之一,获得120亿元科研经费。

2009年4月和9月,AP1000 技术的两个依托项目——浙江三门核电一期两台机组和山东海阳核电一期两台机组相继开工,AP1000技术方案开首进入施工阶段。

按国家恳求,三门和海阳的四台机组到2015年均答并网发电,而拥有自立知识产权的140万千瓦CAP1400机组也答在2017年并网发电。

三年后,美国核管会离异于2012年2月9日和3月30日照准了南方电力在佐治亚州的Vogtle(沃格特勒)厂址和南卡罗来那电力与燃气公司在南卡罗来那州的V.CSummer(萨默尔)厂址各两台AP1000机组的建设运营说合允诺证(COL)。西屋公司为该两个核电项方针EPC总包方。

2013年3月11日,V.C Summer2号机组完满了核岛筏基第一罐混凝土浇注。该机组是美国三十余年来首个开工的新核电机组。2013年11 月 4日,3号机组完满了核岛筏基第一罐混凝土浇注。

2013年3月14日,Vogtle核电站3号机组完满了核岛筏基第一罐混凝土浇注。8个月后,4号机组也正式开工建设。

不过,作为新技术的首批项目,AP1000的建设之路并异国预见中的顺当,这8台机组都遭受了厉重拖期和超支。依托项目最早商运的三门1号机组商运日期是2018年9月21日,比国家恳求的2015年晚了3年。国核技在2014年曾公开回复过国内依托项目四台机组工期滞后的因为,要紧有四个:一是受日本福岛核事故影响,设计施工和设备制造一度放慢了进度,同时按国家恳求对项目进走了评估并验证了安全性。二是西屋联队的施工设计有较大程度的阻误,设备供货及施工中的题目导致大量设计变更(最早开工的三门1号机组工程解散时变更达三万多份)。三是相关设备制造出现阻误,尤其是首次答用于大型商用核电机组的关键设备——屏蔽主泵在研制过程中遇到较大挑衅。四是作为世界首堆,有诸多创新而无经验可循,各关连方必要适宜。

今朝望国核技夙昔给出的这四个因为,无疑是精确且中肯的,这四个因为都对依托项目AP1000的施工进度造成了分歧程度的影响,尤其AP1000所用的屏蔽主泵,对依托项目工期影响最大,没相干说是新技术导致新题目的典型。

其实屏蔽泵本身不是新技术,AP1000建造之前屏蔽泵已大量答用于美国核动力航母和核潜艇等军工设施,且AP1000的主泵供货商美国EMD公司在该类泵的制造经验富厚。不过AP1000屏蔽电机主泵的容量远超军用屏蔽电机泵,最大的军用屏蔽泵容量仅为AP1000主泵的四分之一。而且正由于屏蔽泵在美国军事范畴有着大量答用,本来用于制造军用屏蔽电机泵的成熟的质料和工艺不及在出口的AP1000上采用,EMD公司为绕过美国当局对涉及军控的核技术出口的厉格管束,不得不重新开发管束清单上异国的新质料、新工艺,并为此进走了大量的试验和攻关,消费了相等的时间和经费。

AP1000屏蔽泵的整个研发过程从2007年开首,直至2015才解散,期间各栽题目赓续,可谓难得重重。

屏蔽泵的飞轮本来考虑用贫化铀,由于涉及敏感的核质料,后改用钨合金。

AP1000首台屏蔽主泵于2007—2009年完满制造,2009—2012年先后成功地完满工程试验和耐久性试验,标志着屏蔽主泵研制基本取得成功。

但此后,主泵在制造过程中陆续发生了一些挫折。起先分包商制造质量管控的题目,不过这个题目随着EMD对分包商制造进一步厉格质量管控得到解决。二是在进走极端苛刻条件下的失水试验时,发现轴承部件招架热瞬态冲击能力必要强化。为此,西屋、EMD又对主泵运转控制和硬件结构进走了进一步改进。

此后,在西屋、EMD开展主泵第2次工程与耐久性试验时,过程中又出现了推力瓦的卡件片面劳累断裂,这往往间已经到了2014年。无奈西屋、EMD只益再次探求因为、改进设计并重新进走验证试验,直到2015才启动第3次工程与耐久试验,所幸的是,这次试验成功了。

第3次工程与耐久试验从2015年2月25日开首,至5月20日顺当完满试验,共历时85天。试验期间共完满了包括冷态性能试验、热态性能试验、温升和电气均衡试验(热停堆)、服役循环试验、失电试验、失去外部冷却水试验、逆转运走试验等悉数15项试验项目,累计运走1686.9小时(其中60Hz全转速下运走544.4小时),在各栽工况下启停626次。试验后,EMD对主泵进走了零部件拆解和检测。中国国家核安全局全程参与并见证了试验过程。

2015年12月31日,世界首台AP1000主泵运抵三门核电现场(见图4-13),而此时,三门核电1号机组另一个严重节点——结构模块CB20吊装就位(2014年1月19日完满)已经去时整整23个月了。在平常的施工逻辑中,主泵安置是早于CB20模块就位的。

图4-13:世界首台AP1000主泵运抵三门核电现场(小心全数合格四个大字)

另外,在依托项目AP1000建设过程中,核安全监管极其厉格,期间往往有业内外专家挑出各栽质疑,没相干说全程是放在放大镜下的,其中最典型的就是依托项方针装料题目。

2017年6月30日,三门核电1号机组热试任务悉数解散,且达到了预期目标,计划在7月底前实现装料。

2017年7月21日,三门顺当完满了首次装料前核安全综合检查。这次检查是三门核电1号机组首次装料前最关键的一次检查,检查组对三门1号机组土建、安置、调试等过程进走了周密检验。这次检查的了局是:“三门核电1号机组建造和装料前调试阶段的质量保证任务基本有效,与核安全相关的疏通处于受控状态,调试、役前检查了局失常报告和严重事件的处理基本已足关连程序的恳求,人员配置和培训基本切合恳求。”

2017年8月开首,国家核安全局、国家能源局等多部委对三门、海阳1号机组又开展了两轮增加检查,并构造数十位各范畴专家赴项目现场进走调研。非论是参与装料前检查的部委数目之多,还是审批周期之长,都是中国核电建设史上亘古未有。

同期,2017年8月、12月,国务院发展钻研中心钻研员王亦楠离异在题为《须高度重视俺核电安全监管袒露的强盛安全隐患》和《三门、海阳核电站的"装料投运"切勿冒险闯关》的两篇署名文章中对中国核安全监管能力挑出质疑,并称三门、海阳核电站的装料投运是“冒险闯关”,核安全局按审批流程进走的“检查结论令人忧”、“AP1000升级版在英国核安全监管审阅中袒露厉重安全题目”,美国本土已叫停AP1000核电机组建设等等。更是将三门1号机组的装料题目推向了风口浪尖。

由于各栽各样质疑,AP1000的装料之后又拖了几个月,而核安局迫于舆论和高层压力下再三构造的专家评审也让关连专家暴躁不已,据说着末导致几位专家公开在国务院领导面前开炮:异国题目就是异国题目,再检查一遍究竟是什么意思?非得搞点东西出来让领导批改一下才走吗?

平素到2017年4月25日,在最后经过多轮的检查和评估后,国家核安全局局才向中核集团三门核电有限公司颁发了《三门核电厂1号机组首次装料照准书》。

今朝回过头来望,厉格的监管和舆论监督对AP1000首堆或许是益事,而且依托项目经受住了各栽检查和质疑。但另一方面,这也确切导致了依托项方针建设周期被进一步拉长。

最后国内依托项目四台AP1000机组离异于2018年9月21日(三门1号),2018年11月5日(三门2号),2018年10月22日(海阳1号),2019年1月9日(海阳2号)投入商运。固然三门2号机组在商运后不久又发生了主泵故障停堆的事情,但经太过析确定是工人技能因素导致的生产缺陷,并非屏蔽泵本身的设计题目,这也是美国去工业化后普及存在的形象。其后三门2机组主泵的题目很快完满修复(答用国产零件替换了存在缺陷的美国零件),并于2019年10月重新装料恢复启动,经批复于2019年11月29日重新临界,恢复发电,批复偏见可见国核安发〔2019〕239号《关于开释三门核电厂2号机组主泵恢复后首次临界控制点的知照照顾》。

图4-14a:AP1000依托项目三门核电图4-14b:AP1000依托项目海阳核电

依托项目工期滞后直接影响了AP1000在俺国的命运,在AP1000主泵题目迟迟不及解决的情况下,核安全局于2014年前后促成了国产华龙一号技术方案的融合,并于2015年照准了福清和防城港4台华龙一号机组的建设,这也意味着之前采用AP1000技术统一国内核电建设路线的计划被遗舍。目下在俺国在建和待建的核逆答堆中,几乎所有之前计划的 AP1000 项目都已经被华龙一号所替代,包括漳州、三澳及惠州各两台机组。另外,由于期间中美相干的转折,原定答用AP1000技术的徐大堡3、4号机组也被VVER-1200取代。再加上国产化的CAP1400也已经研发完满并于2019年开首在山东荣成进走示范建设,没相干说AP1000在国内已基本上处于被遗舍的境地。

俺国依托项目四个AP1000机组建造过程沿途凹凸,在升平安全洋彼岸,美国本土AP1000的命运更加不顺当。2017年7月31日,美国V.CSummer核电项目业主SCANA与Santee Cooper(SCANA议决旗下的南卡罗莱纳电气公司持有该项目55%的股份,SanteeCooper持有45%的股份)离异发布声明,宣布将间断V.CSummer项目两台机组的建设。间断的因为是两台AP1000机组的最初计划总建造成本约为113亿美元,但业主在已经花落空90亿美元后,发现还必要投入90亿美元才能建成项目,即使把东芝在接手西屋公司之后向业主方赔付的21.68亿美元延期补偿扣除,项目总金额仍然高达160亿美元。

V.CSummer项目关停后,位于佐治亚州的Vogtle项目也经历过两轮股东投票,但着末得以渡过风波赓续建设。这个了局片面是由于当局(美国能源部和州当局)给予了添加贷款担保额度和减免税收等财政政策的增援,使企业的总体耗损没相干做到矮于即时隔断建设造成的耗损。

截止2020岁尾,V.C Summer 2号和3号机组的建设仍处于凝滞状态。Vogtle项目(3、4号机组)两个AP1000机组仍在建设中,其目标服役日期离异为2021年11月和2022年11月。

4.3.9.2 CAP1400的研发

说完了AP1000的引进之路,再来说一说AP1000的自立化历程。

2006年,俺国做出引进美国AP1000核电技术的同时,为做益引进、消化、汲取、再创新任务,大型先辈压水堆核电站列入《国家中长久科学和技术发展规划提要(2006-2020年)》,成为16个国家科技强盛专项之一。上海核工程钻研设计院院长郑明光为大型先辈压水堆强盛专项总设计师,AP1000自立化核电堆型的研发启动。

西屋公司在技术转让时,划了一条红线,中国消化汲取后的机拼装机容量只有突破了135万千瓦之后,才能视作拥有自立知识产权,并出口国外。依据这一拟订,先辈压水堆强盛专项在2007年确定了两个AP1000的自立化型号,一个是CAP1400,毛功率达到140万旁边;一个是CAP1700,毛功率是170万旁边。同时恳求安全性要不矮于AP1000、经济性要益于AP1000,全体设计寿命60年,这对整个设备的稳妥性设计、编制的稳妥性设计都挑出了更高的恳求。

CAP1400同时也是压水堆强盛专项示范工程的代号。“C”为“中国”英文单词的首个字母,“A”、“P”离异是“先辈”和“非能动”英文单词的首个字母,CAP1400含义为中国装机容量为140万千瓦的先辈非能动核电技术。从AP1000到CAP1400,望似只多出一个字母、只有一个数字之差,却是又一次艰辛的跨越。

2007岁尾,CAP1400第一个研发方案确定,逆答堆功率初定为373万千瓦,限于那时国内的制造业程度,主泵、安全壳、蒸汽发生器答仍然参照AP1000,设计基本保持不变,只将堆芯的燃料组件从157组变成193组。但在2007年12月17号、18号,国家能源局在对这个实施方案进走审阅的时候挑出了许多边界条件恳求,这些恳求要紧为:主泵基本不及动,CAP1400内里就用AP1000的主泵,只能适宜添加流量(议决降矮泵的扬程)、但就是不及做大的转折,还有蒸汽发生器不及大动等等。另外,安全壳直径也不及发生转折。

这些边界条件设了以后,对CAP1400的研发添加了许多节制,增大功率在这些条件设置下基本不简略。由于AP1000的安全壳内部空间本来就非常严重,39.6米的安全壳直径,根本异国办法放下更大的蒸汽发生器。为了包涵193燃料组件,CAP1400的逆答堆压力容器已经添加了近40公分的直径,在安全壳异国放大的情况下,安全壳厂房内里的布置就非常难得。针对上述恳求,那时的对策是把本来CAP1400第一方案的373万千瓦的逆答堆热功率升为382万千瓦,挑高了9万千瓦,这么做也是为了已足在内地也能有140万千瓦旁边的毛功率。

2008年2月15日,国务院常务会议审阅并议决了大型先辈压水堆核电站强盛专项总体实施方案。

但是2009年西屋公司挑出,伪设CAP1400热功率只有382万千瓦的话,那么发电毛功率和净功率就只有约140万千瓦和130万千瓦,异国突破技转合同关于中方具备自立知识产权的条款。由于那时AP1000的技术转让合同规定的135万千瓦的电功率没写明是毛功率还是净功率,只是中国能源界在谈比如百万千瓦级机组时,通俗都是按毛功率算,异国说是净功率的。但西屋和东芝对中国核能走业约定俗成的说法并不买账,上海院无奈之下只益回过来再对研发方案进走调整。

再次调整的CAP1400研发方案是:在第二个方案的基础上,将逆答堆热功率挑至404万千瓦,电功率为153.4万千瓦。燃料组件仍为193盒,一回路主管道流通面积添加30%,主泵流量添加21%以上,蒸汽发生器U型管由本来的10025根添加到12606根、全体流通面积添加25.7%,汽轮机末级叶片长度增大到1.828米。安全壳直径从39米扩至43米,安全壳厚度从43毫米添加到52毫米。此后,CAP1400的研发终于走上了精确的轨道。

CAP1400的研发堪称中国核能走业的又一次大会战,包括国电投,上海电气、中国一重、东方电气、中核、中广核、中核建、三一重工、宝银、沈阳广大、江苏海狮等150余家国有企业及民营企业;清华大学、上海交通大学、西安交通大学、浙江大学等10余家国内知名高校;中国核动力钻研设计院、中国工程物理钻研院、中核武汉核电运走技术股份有限公司、中国原子能科学钻研院等30余家钻研院所,近2万多名科研技术人员均参与到CAP1400研发任务中。实际的研发过程不只仅纸面数据的调整那么浅易,整个研发仅关键试验就有6类共13项内容(见外4-7)。

外4-7:CAP1400研发的13项关键试验

2014年12月,大型先辈压水堆核电站强盛专项CAP1400非能动安全壳冷却编制综合性能试验(CERT)在河南开封国核能源试验室顺当完满冷却剂丧失事故(LOCA)工况全过程瞬态模拟试验见证。至此,CAP1400六大关键试验的核安全见证悉数完满。

2014年12月,CAP1400议决了俺国核电发展史上范围最广和程度最深的一次安全审评(评审时间17个月)。

2015年11月,中国专利爱怜协会对CAP1400知识产权专题做出评审:“CAP1400技术是依托‘大型先辈压水堆核电站强盛科技专项’开发的三代先辈核电技术,中方具有全数自立知识产权和出口权。”

2016年4月,CAP1400议决国际原子能机构通用安全评审,审阅认为其总体达到IAEA安全法规标准的最新恳求。

2017年07月,经过全国200多家企事业单位、两万多名科研人员、长达九年的共同辛勤,俺国具有自立知识产权和独力出口权的三代核电技术CAP1400宣告研发成功。至此,继华龙一号之后,俺国拥有了第二个全数自立知识产权的第三代压水堆堆型。俺国也成为除美国外唯逐一个同时拥有改革性和革新式两栽第三代压水堆核电技术的国家。

到2020岁尾,俺国引进AP1000已经十四年,期间各栽争议,驳倒的声音从未间断过。笔者才疏学浅,不敢妄评夙昔的决策。风趣味的没相干自身去搜索关连的报道望望。质疑AP1000的声音如路风教授的《新火》,《专访核电专家张禄庆(下):收获伟大、失误厉重的积极发展核电15年》,《三门,海阳核电站的"装料投运"切勿冒险闯关》等都是比较有代外性的,而且作者也都是比较有影响力的专家、学者,其不都雅点果然有相等的道理。增援的不都雅点当然也不少,如本文多次挑到的南方能源不都雅察记者韩舒淋的专访《张国宝谈核电》以及《中国引进AP1000赚到了什么?》,《引进AP1000,中国并非美国的小白鼠》,《中国核电发展历程和高铁有多像,从引进AP1000说首》等报道。提出熟稔风趣味的话都望望,毕竟兼听则明,偏听则黑嘛。

其实作为日常人,俺们也没相干浅易的从另一个角度来理解这个事情。夙昔引进AP1000,是200多个专家评审了两年,着末由34位顶级专家(其中有10名两院院士)投票选定。AP1000技术是否先辈稳妥?有什么污点?后续如何改进优化?夙昔决策的院士和专家一定比俺们这些吃瓜群多了解。伪设AP1000确切存在题目,臆度没人敢挑着脑袋硬挺。再加上引进AP1000是中心政治局集体决策议决,高层的眼光想必也不会差到那处去。

而另一点俺们要望到的是,对于AP1000本身,非论是质疑方还是增援方,都异国否认过这个堆型的先辈性。熟稔平素质疑或者不安的只是其作为新技术简略存在的设计缺陷和稳妥性。但换个角度考虑,伪设这些缺陷和稳妥性被表明不存在或者没相干妥善解决,那俺们的核电技术不就真的实现引进时一步跨越的目标了吗?今朝的底细是:依托项目四台AP1000机组已经运走两年旁边,运走成果堪称卓越,自立化的CAP1400研发已经完满,俺国也同时拥有了革新式和改革型两栽风格的第三代主流压水堆。起码从这个了局望,引进AP1000非论如何都不及说是舛错的决策。而在目下自立创新的华龙一号和引进的AP1000两条路线都取得成功的情况下,这十几年间AP1000和华龙之间的恩仇是非,怕是再难说清了。

4.3.9.3 AP600/AP1000/CAP1400的技术特点

说了那么多AP1000的引进和CAP1400的研发,俺们再来介绍一下AP1000和CAP1400堆型本身。

CAP1400型压水堆核电机组是在AP1000的基础上开发出具有俺国自立知识产权、功率更大的非能动大型先辈压水堆核电机组。而AP1000是西屋公司在AP600的基础开发的,因此俺们先说AP600。

AP600总体基于西屋公司的Model212堆型设计,AP600和Model212的要紧区别见外4-8。

外4-8:Model212堆型和AP600堆型的要紧区别

相对于Model212,AP600要紧有以下特点:

(1) 矮功率密度堆芯。

AP600的燃料组件数比Model212多24组,因此燃料棒平均线功率密度降为12.6kW/m,堆芯体积功率密度降为73.9kW/L,约降矮了30%。矮功率密度堆芯及逆答堆结构的改进,挑高了安全性,改进了燃料稳妥性,降矮了燃料富集度,添加了电站可用率,迟误了压力容器寿命,简化了跟踪负荷运走。上述利润的取得是支出了代价的,即添加了燃料组件数目和控制棒组件数目,加大了压力容器内径,添加了径向逆射层。但得失比较,得大于失。

(2) 简化的主编制。

AP600逆答堆冷却剂编制采用成熟的设备,但编制布置方式非常、简化、紧奏、对称。该编制由两条环路构成。每条环路包括一台蒸汽发生器、两台屏蔽泵、一条热段管道和两条冷段管道。此外,一台稳压器用震荡管与其中一条热段管道相连。由于屏蔽泵流量所限,只益采用非常的“四进二出”环路布置(参考了SYSTEM80的一回路环路设计,见图4-15)。两台泵倒装在一台蒸汽发生器下部封头上,即泵的吸入接管直接焊到下部封头接管上,形成三位一体的刚性结构。这栽结构总重量比一台蒸汽发生器重量仅仅添加10-12%。而且,由于只必要蒸汽发生器支承而作废了主泵支承,因此降矮了造价。由于省落空了蒸汽发生器与主泵之间的一段曲管,因此减小了回路压降,而且由于省落空的这段主管道的位置矮于压力容器接管,还削减了小失水事故(LOCA)时堆芯裸露的简略性。

AP600的主泵答用屏蔽泵而非传统压水堆的轴封泵。屏蔽泵在美国已经积累了大量的屏蔽泵运走经验,具有很高的运走稳妥性,平均无故障任务时间达10年以上。而且由于屏蔽泵是密封的,作废了轴封编制,因此简化了附属编制和消释了轴封水LOCA的简略性。屏蔽泵固有的污点是转动惯量小,流量有限和效率矮。

图4-15:AP600(左)和脱胎于SYSTEM80+的韩国APR1400(右)堆型的一回路

非能动安全编制是AP600安全编制简化的关键,也是AP600的先辈性所在。非能动安全编制包括非能动堆芯冷却编制(PXS)和非能动安全壳冷却编制(PCS)。非能动安全编制和关连的结构布置在一首,行使果然力和贮能以完满各栽安全功能。

非能动堆芯冷却编制(PXS)完满三栽要紧安全功能——非能动余热排出,主编制补水,安全注射(短期LOCA注射;长久LOCA注射)。PXS的安全壳内部结构见图4-16。

伪设平常或启动给水编制失效或蒸汽发生器排热失效,一台非能动余热排出热交换器(PRHRHX)用于排出堆芯衰变热。PRHRHX位于安全壳内的换料水箱(热阱)内,与主编制相连并形成一个全压、密闭、果然循环冷却回路。依据蒸汽发生器矮水位信号,一个常闭、事故时翻开的气动阀开启,PRHRHX主动投入运走。

在瞬态或平常补水编制失效时,两个装含硼水的堆芯补水箱(CMT)在任何主回路压力下只靠重力就能向堆内补水。CMT按主回路全压设计并位于主管道上方。伪设稳压器内的水位降到某一矮-矮水位,就停堆、停主泵并且CMT排出隔离阀主动翻开。在发生大LOCA时,起先由两个CMT和两个安注箱进走安注。每个安注箱内有48m³含硼水和8.5m³氮气(压力为4.82MPa)。由于CMT和安注箱内的水有限,因此在一段时间之后由换料水箱补水。这时主回路压力必须降矮到换料水箱内的水与回路的位差加上安全壳内压力之和以下。一个主动降压编制采取分级降压的方式完满这一功能。10小时后,换料水箱的水用完,但此时安全壳内的水已潜匿主管道,靠重力流入主管道,从而设立首长久的轻闲的堆芯冷却/主回路补水的过程。

图4-16:非能动堆芯冷却编制(PXS)图4-17:非能动安全壳冷却编制(PCS)

非能动安全壳冷却编制(PCS)的功能是挑供安全级最后热阱,排出堆芯的衰变热和主编制的潜热。它把热量直接由安全壳传给大气,云云在发生任何设计基准事故时,安全壳内的设计压力和温度不会超过设计限值。该编制根据高-高安全壳压力信号翻开两个常关电动阀,开首主动排热。混凝土安全壳(SC)顶部水箱(CB20模块)内的水靠重力流到钢安全壳(CV)顶部外外皮,同时钢安全壳外部还进走空气果然循环对流冷却。当衰变热随时间削减和主编制的质量/能量开释削减时,安全壳压力将大大降矮,流到钢安全壳上的水也主动削减。在PCCS作为后72小时内,PCCS水箱供水润湿安全壳外皮,72小时后只靠空冷排热,云云水冷与空冷的联协作用简略确保安全壳完满性。

由于AP600采用非能动安全编制,因此Model212堆型原有的辅助给水编制、余热排出编制、严重供水编制和硼回编制在AP600中被作废。前两个编制的安全功能由PRHRHX换热器取代,而非安全功能由启动给水编制和修改后的乏燃料冷却编制挑供。严重供水编制的安全功能由非能动换热器和非能动安全壳冷却编制挑供,而非安全功能由平常供水编制挑供。采用屏蔽泵就作废了化容编制赓续运走所需的上充泵。硼和水回到化容编制的再循环被作废,由于废液的削减和燃料损害率的降矮。非能动安全注射编制和非能动安全壳冷却编制使增援编制(如冷却水编制、供热通风编制和交流电源编制)变为非安全级并简化。与Model212机组相比,AP600的核岛片面节俭了60%的阀门,75%的管道,35%的泵。编制的简化是厂房简化的基础,因此AP600的厂房也大大削减。

(1) 采用数字化出现的多重通道仪外与控制。该技术的采用使AP600与Model212相比节俭了80%控制电缆。

(2) 采用模块化的设计与建造技术。改变了土建后安置的传统施工方法,将施工现场的“串联”作业改变为工厂预制、现场吊装的“并联”作业,大大衰败了电站建造周期。

另外多说一点,简略熟稔想不到的是,俺国接触非能动理念和AP600堆型的时间其实非常早,在俺国甚至还有一个AP600堆型的孪生兄弟——AC600。

从1986年首,核动力院就开首跟踪世界上改进型压水堆的发展。1989年,核动力院与美国西屋公司曾签定了一个关于改进型压水堆的协作拟订,在拟订中同时定义了AP600 和AC600两栽堆型,国际原子能机构还将AC600列入了其编写的“世界各国改进型压水堆”文件中。

AC600是在秦山二期CNP600的基础上,充分吸取美国西屋公司AP600的设计特点而产生的,至于CNP600和作为AP600设计基础的Model212堆型的相干,这儿就不再重复描述了。AC600的要紧设计特点是:具有较高安全余量的先辈的堆芯、简化的逆答堆冷却剂编制和辅助编制、具有非能动安全特性的专设安全设施、先辈的控制室设计、模块化建造等。不过,尽管AC600要紧参考了AP600的设计特点,但在许多方面与之具有明晰的区别。两者的要紧区别为:

(1) 设计目标分歧。

AC600设计时考虑到俺国经济和技术程度以及核电发展的近况,在选定设计目标值时有些指标(如电站可行使率、堆芯融解概率等)矮于美国AP600的恳求。

(2) 非能动安全壳冷却编制分歧。

AP600在最初的设计中除了非能动安全壳冷却编制,还有一个非能动的安全壳喷淋编制。方针是在在失水事故时,由放置在安全壳外的非能动安全壳喷淋注入箱将水喷入安全壳内,与非能动安全壳冷却编制共同来降矮安全壳内压力和温度,并用此编制达到除碘的方针。AC600则作废了非能动安全喷淋编制,全数行使非能动安全壳冷却剂编制来降矮在失水事故时安全壳内的压力和温度,并用除碘过滤器来除碘。不过在最后定型的AP600设计中也作废了非能动的安全壳喷淋编制,从这一点上没相干说AP600最后借鉴了AC600的设计。

(3) 非能动堆芯冷却编制分歧。

非能动堆芯冷却编制由高压、中压和矮压安注编制构成。AC600与AP600采用了一概的高压安注(堆芯补水箱编制)和中压安注(安注箱编制),但采用了分歧的矮压安注编制。在AP600的设计中,为了矮压安注,在安全壳内设置了安全壳内换料水贮存箱(IWRST),其容积约为5000m³,同时设置了主编制卸压编制。当必要矮压安注时,卸压编制快速使主编制降压。当主编制压力降到较矮时,行使IWRST的重力把水箱的水注入主编制以完满矮压安注功能。当矮压安注明散时,安全壳内的水将潜匿主管道,然后议决破口设立首的果然循环完满对堆芯的长久冷却。

而AC600则采用了能动的矮压安注编制,即保留了矮压安注泵。在安全壳内设置了两个专用地坑,每个地坑容积为600 m³。每个地坑内设置了两台矮压安注泵(潜水泵),每台泵的容量为100%额定流量。即共有4×100%的矮压安注泵以保证该泵运走的稳妥性。当必要矮压安注时,则可在主编制压力较高的工况下,从专用地坑内取水进走矮压安注,安注的水从破口流出返回地坑逆复循环,同时行使矮压安注泵完满对堆芯的长久冷却。

(4) 答急余热排出编制分歧。

AP600的设计中,采用从一次侧非能动答急余热排出的方法。由一台非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和反答的管道、阀门构成;与主编制相联,形成独力的全压、密封果然循环回路;非能动余热排出热交换器放置在安全壳内的换料水贮存箱内。当事故发生时,该编制的气动隔离阀主动开启,PRHRHX依附重力主动投入到果然循环运走,冷却剂自立编制热段进入PRHRHX的顶端,经IWRST中的水冷却后,从底部返回到主编制冷段,构成果然循环,赓续冷却堆芯。IWRST中的水汲取衰变热而使主编制冷却。IWRST中有有余的水容量汲取衰变热,不会在短时间内达到饱和;因此有有余的时间来恢复主编制回路或平常余热排出编制。

在AC600的设计中,采用从二次侧非能动答急余热排出的方法。该编制有两个独力的系列;每一系列由一台答急给水箱(EFWT),一台答急空气冷却器(EAC)及反答的管道、阀门构成;该系列与蒸汽发生器二次侧相联,形成独力的全压、密封、果然循环回路。答急空气冷却器安顿在特意的烟囱内。当事故发生时,该编制气动隔离阀主动开启,EFWT的水依附重力向蒸汽发生器二次侧补水,以保持蒸汽发生器二次侧水位在规定值以内。同时EAC依附冷凝和重力主动投入到果然循环运走,蒸汽发生器的水汲取衰变热变成蒸汽;蒸汽自EAC顶端进入,冷凝后变成水,从EAC底部流出而返回到蒸汽发生器二次侧,构成果然循环;这栽挥发、冷凝的过程保证堆芯赓续冷却,带走衰变热。衰变热议决EAC传至大气。这栽冷却方式没相干运走相等长的时间,因此有比AP600更富足的时间来恢复主编制或平常余热排出编制。AC600二次侧非能动答急余热排出的方法后来在ACP1000(即中核版华龙一号)中得到了答用。因而片面报道说华龙一号的二次侧非能动答急余热排出是参考了VVER1000的说法简略是不太精确的。

(5) 堆芯测量位置分歧。

由于改进型压水堆对安全的恳求,不赞同在压力容器上有矮于主管道接管的开孔,为此AP600和AC600都对堆芯测量安装进走了改进。AP600最初的设计是采用从压力容器接管上部进入堆芯的液压球堆芯测量安装,代替从压力容器底部进入堆芯的移动式微型裂变室测量编制。而在AC600的设计中将采用从压力容器顶部进入堆芯的由核动力院研制的气动球测量安装。不过,最后定型的AP600的堆芯测量安装是在一体化堆顶组件中,也就是位于压力容器顶部,在这一点上也是回归到了AC600的设计。

以上关于AC600和AP600的相干并非笔者心快口直,内容均来自核动力院闵元佑总师发于1995年4月外于《核动力工程》杂志上的《中国改进型压水堆核电站AC600的要紧设计特点及其与AP600的比较》一文,网上没相干查到的。遗憾的是,AP600后续的研发很顺当,而AC600的研发则在2000年之后徐徐没了新闻。不过西屋最后研发完满的AP600在堆芯测量位置,非能动安全壳冷却编制设计方面和AC600方案基本一概,而且AC600的二次侧非能动答急余热排出的方法后来用在了中核版华龙一号上,这也算是对AC600设计方案的另一栽一定吧。因而对于AP600及后续引进的AP1000,俺们其实并不疏间,由于AP系列堆型本身就有着AC600的血脉。

而AP1000的设计全数设立在 AP600已论证的技术基础之上,是AP600的“放大”。AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸,并在AP600的基础上作了如下设计改进:

(1) 添加了堆芯长度和燃料组件的数目。AP600为新开发的有别于传统Model系列堆型的145盒12英尺堆芯,AP1000则答用了成熟的Model314堆型的157盒14英尺堆芯。这一改变也使得AP1000的平均线功率密度达到了18.7kW/m,不只高于AP600的12.6kW/m,甚至略高于Model212的17.6kW/m。

(2)加大了核蒸汽供答编制要紧部件(蒸汽发生器、主泵、稳压器等)的尺寸,添加了某些非能动安全编制部件的容量。如蒸汽发生器采用了更大的△125的蒸汽发生器;

(3)适宜添加逆答堆压力容器的高度。AP600压力容器高度为11.7m,AP1000压力容器高度为12.2m,AP600的压力容器直径为3.99m,AP1000的压力容器直径为4.04m。

(4)改变了钢制安全壳的材质、厚度和高度(详见外4-9);

外4-9:AP600/AP1000/CAP1400安全壳参数对比

和AP1000与AP600之间的相干一概,CAP1400的设计则全数设立在 AP1000的技术基础之上,是AP1000的“放大”。CAP1400在AP1000的基础上作了如下设计改进:

(1)添加了燃料组件的数目。CAP1400答用了的193盒14英尺堆芯(和Model414堆型一概)。这一改变也使得CAP1400的平均线功率密度降到了18.1kW/m,略矮于AP1000的18.7kW/m。

(2)加大了核蒸汽供答编制要紧部件(蒸汽发生器、主泵、稳压器等)的尺寸,添加了某些非能动安全编制部件的容量;

(3)添加了逆答堆压力容器的高度和直径。CAP1400的压力容器高度为12.646m,直径为4.892m,相对AP1000增大不少;

(4)改变了钢制安全壳的厚度和高度(详见外4-9);

(5)改变了外层安全壳的构造和强度。CAP1400的外层安全壳为钢板混凝土结构,没相干抗商用飞机的撞击。其实美国国内AP1000外层安全壳也是钢板混凝土,这是AP1000后续修改的设计。而国内依托项目开工较早,是钢筋混泥土结构,混凝土内外外皮异国钢板;

(6)采用了分歧样式的主泵。CAP1400示范项方针主泵由AP1000的屏蔽泵改为湿绕组泵,由上海电气凯士比核电泵阀有限公司生产。研发中的拟用于CAP1400堆型后续机组的屏蔽泵也和AP1000分歧,其飞轮材质采用了西屋原计划答用的贫化铀而非AP1000的钨合金,CAP1400的贫铀飞轮由中核集团旗下中核北方核燃料元件有限公司生产。

在安全性方面,AP600最高,CAP1400次之,AP1000最矮,但这三个堆型的安全指标都远高于URD/EUR恳求(见外4-10)。

外4-10:AP600/AP1000/CAP1400安全性数据

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