核电技术自主化

核电技术自主化（通用8篇）

核电技术自主化 篇1

自1984年秦山一期核电站浇灌第一罐混凝土以来，中国在核电之路上已走过了近28个年头。根据中国核电协会资料，目前中国已运行的核电机组有15台，总装机容量1256万千瓦。在建机组26台，约占全球在建机组的40%。

从建设初期的‚万国牌‛局面到敢为天下先上马三代技术，中国创造的自主化核电技术路线日渐明晰。而核电安全标准更是高起点诞生，从一开始就与国际接轨，并在开发中‚步步升级‛。发展核电作为中国能源调整的必由之路，不能受福岛事故的影响而因噎废食。休整之后，中国将在安全高效的原则下，怀揣着核电强国梦再出发。

技术路线：从万国牌到中国创造

1983年3月，以‚回龙观会议‛(即‚核电技术政策研讨会‛)的召开为标志，中国确立了以‚引进+国产化‛为主的核电技术路线。

与会的200多位各方面专家一致认为，我国发展核电应采用百万千瓦级压水堆机组，要引进、吸收国外先进成熟技术、高起点起步，通过技贸结合，逐步实现国产化，跨越式跟进国际发展趋势。

在这样的思路下，中国核电经历了‚三轮发展‛之路。‚1980年代第一轮发展中主要是引进和国产化并重；1990年代，又经历了以纯粹购买电容为目的的第二轮引进；2002年末至2003年初所确定的新一轮核电发展路线，则是直接引进国外最先进的第三代核电站技术。‛中核集团公司科技委常委张禄庆向《经济参考报》记者介绍说。

但遗憾的是，由于中国核电经营体制所限和缺少一个统一的核电设备研发机构，中核、中广核、中电投等几大经营公司各自为战，在引进技术时，选择的机型‚五花八门‛。

据了解，上世纪90年代，中国相继购买了加拿大的重水堆(秦山三期)、俄罗斯的压水堆(田湾)、法国的压水堆(岭澳—大亚湾后续项目)。而在第三轮的引进中，中核购买美国西屋公司AP1000核电站的签约墨迹未干，中广核就被批准购买了法国的EPR核电站。

核电技术‚万国牌‛的局面，给实现核电技术的标准化、系列化和国产化造成了很大的困难。为此，2007年5月22日，由国务院和中核集团、中电投、中广、中国技术进出口总公司等四家大型国有企业共同出资组建了国家核电技术公司。

据了解，国家核电技术公司将在国务院授权下，代表国家对外签约，受让第三代先进核电技术，并实施相关工程设计和项目管理，通过消化吸收再创新形成中国核电技术品牌的主体，是实现第三代核电技术引进、工程建设和自主化发展的主要载体和研发平台。

2007年3月，随着中美间两份重要协议《核岛供货合同框架协议》和《技术转让合同的框架协议》的签署，美国西屋公司和绍尔公司组成的西屋联合体在我国的第三代核电招标中正式中标，AP1000技术落户中国。

国家核电技术公司专家委员会专家汤紫德表示，AP1000安全目标比现有核电厂领先约两个数量级。在经济性方面，AP1000核岛系统设计简化，厂房建筑和设备配臵都大幅减少；其次，AP1000采用模块化设计和模块化建造技术，可有效控制、缩短建造工期；AP1000的核燃料采用简化设计和长周期换料(18至24个月)，有利于减少运行维护工作量，降低运行成本。

此外，AP1000的设计寿命为60年，比二代核电的设计寿命长20年，多出20年的运行所创造的经济效益和社会效益更是相当可观。

通过三代核电技术的招标和AP1000技术分转让的实施，中国创造的具有自主知识产权的第三代技术开始浮出水面，如国家核电技术公司研究开发的CAP1400技术，在今年5月提交国家能源局评审，并开始施工图设计，按照国家批准计划，CAP1400核电站将于2013年在山东荣成石岛湾核电基地开工建设，计划于2017年建成发电。而中核的ACP1000技术，中广核的ACPR1000技术也进入了整体设计阶段。

事实上，中国国产化的努力从发展核电一开始就在进行，1984年开建的秦山核电站(一期)就是中国自行设计、建造的。‚我国核电发展历来遵循‘以我为主，中外合作’的方针。强调自主创新，设计建设运行管理自主化，设备制造国产化，科技部有专门核电重大专项，里面包括制定标准，研究一些新技术等。我国自主建设了30万千瓦，60万千瓦级核电站，并在引进技术的基础上，批量化地自主建设百万千瓦级核电站。‛中国工程院院士叶奇蓁告诉记者。

回顾当年自主研发百万千瓦核电机型的‚吃螃蟹‛之举，张禄庆记忆犹新。‚反应堆是核电厂的心脏，要自主开发的话，这块儿必须要攻下来。当时我们决定要对反应堆动手术，将其堆芯从157盒燃料组件扩大到177盒燃料组件，以增加反应堆的安全裕量。这遭到了很多人的反对，但因为在这之前秦山二期工程中，我们已经将引进的M310百万千瓦机组从三环路改为两个环路的65万千瓦机型，我们觉得自己有能力来做。‛

他所在的科研小组对堆芯方案做多种计算对比，集团公司还自筹资金1000多万元，完成了堆芯流量分配试验和堆内构件流致振动试验。‚现在这两个试验连美国的AP1000都没做，是国核技委托核动力院来做的。这种对象设计现在在中核集团的三代自主化对象中继续得到沿用。‛张禄庆说。

自主研发的过程中，我国核电发挥了后发的优势。在核电厂建造中避免了重复国外早期在设备与系统设计、材料选择等方面的失误，吸纳各种先进技术与现代核电厂运行管理经验，使得我国投运核电机组性能持续改进，运行业绩一直处于世界中值以上水平，从未发生过2级及以上事件。部分机组甚至已达到国际先进水平，有些机组名列前茅。例如，秦山第三核电厂两台机组在WANO排名中已连续多次位列第一，连续六年达到国际先进水平；1999年以来，大亚湾核电厂在法国同类型机组的安全业绩挑战赛中，获得27项次第一名。

除此之外，我国核电设备制造厂还具有世界上最先进的生产和测试装备，其间，开发或引进了先进的制造技术，采用最新的标准规范，以确保生产设备的性能和质量。

‚世界上共有8台三代压水堆核电站在建设，其中6台在中国建设，可见经过一定时间的努力，我国核电将处于国际领先地位。‛叶奇蓁对于中国未来核电技术的发展充满了信心。

而且，自主设计的核电站在经济性上也有很大优势。据悉，在美国，已经向核管理委员会提出申请的三个AP1000核电站，‚比投资‛(平均每千瓦投资)的预算均在4300美元以上。与昂贵的外国第三代核电站相比，自主设计的秦山二期核电站是每千瓦1360美元；采用四台CRP1000机组的辽宁红沿河核电站，总预算投资493亿元人民币，按2008年8月的汇率折合每千瓦1662美元。

‚中国具有发展核电的自主技术能力基础，中国核电发展的康庄大道只能是自主路线。‛北京大学政府管理学院企业与政府研究所所长路风如是判断。

安全标准：从高起点到步步升级

从1957年美国希平港核电站建成开始，核电安全的达摩克利斯之剑就一直悬在人类社会头上。国际原子能机构前总干事穆罕默德〃巴拉迪曾用‚悬崖边的核能‛来形容核电业的发展，核电安全无小事，一旦发生事故，可能就是毁灭性的。

在‚安全至上‛的理念下，中国核电安全标准高起点诞生。‚我国的核安全标准与国际接轨，可以说，是当前最先进的，比美国还要高。‛叶奇蓁说。

据了解，1984年10月，国务院批准成立国家核安全局作为独立行使核电安全监管的国家机构。随后，陆续颁布了《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及相应的核安全法规、导则等文件。这些法规文件以国际原子能机构的相关法规为蓝本，并借鉴了核电先进国家的经验，使得我国核安全监管一开始就与国际接轨。

而且安全标准在发展中‚步步升级‛。如，2004年对核电设计与运行经验安全要求(HAF102)又进行了修改，其中具体的堆芯熔化概率和大量放射性释放的概率比美国的相应值要高出一个量级，也是世界最高的要求了。这些要求均已在我国核电厂设计中得到了实施。

‚我国在选择核电厂址的时候，都要避开火山、地震多发和高发区，避开地质断裂带和人口稠密区，而且核电厂要坐落在完好坚实的基岩上，不像国外可以在软地基上建设。此外，抗震标准都是以当地万年一遇的最大地震来设定的，在防洪和防水淹设计标准上，会根据海啸、最大风暴潮、最大降雨量、最大台风等综合因素，按照千年一遇标准设立一个最高洪水位，而厂坪要高于洪水位，还预留了波浪的余量，这样的核电厂称之为干厂，日本的是湿厂，即低于洪水位。‛

作为秦山核电站二期的总设计师，叶奇蓁向记者详细介绍了我国核电厂设计的具体标准。据了解，秦山核电站最高洪水位有9米，而厂坪标高有11米。同时，还设计了1米2到1米5高的一个挡浪墙，进一步降低洪水位。

此外，从内部设计来看核电站有三道安全屏障。第一道安全屏障是一层优质锆合金核燃料包壳，再往外就是防止燃料元件包壳破漏扩散的压力壳，最外面还有一个由钢筋混凝土造成的，将反应堆、稳压罐、循环泵、蒸汽发生器都装入其中的‚大容器‛———安全壳。

‚压力壳设计标准是可以承受150个大气压的压力，在我们试验的时候其实可承受压力能达到210个大气压。‛叶奇蓁告诉记者，现在正在设计的核电站，又增加一层安全壳，作为抵御外部极端事件(如大型商用飞机撞击)和防止放射性物质外泄的最后一道屏障。‚两个安全壳之间抽负压，一旦有泄漏，就可以将里面的气体抽出去，经过过滤净化后排放。‛

与此同时，在电源的设计上能动与非能动相结合。‚在我国目前采用的第三代核能技术中，反应堆上方有一个无需外接电源的大水池，在能动电源发生意外不能运转时，它会为核反应堆冷却降温，避免事故发生。‛ 除了高标准，核电安全的保障还在于参与建设、运行和管理的人员对于安全的高度重视。1990年，时任武汉核动力运行研究所任副所长的张禄庆，带队承担了大亚湾核电厂1号机组的蒸汽发生器役前检查工作。事前他们采购了美国最先进的涡流检查设备，组织检查和分析人员赴美培训，并得到美国专家的现场支持服务，对检查做了充分准备。检查中发现有几根传热管存在检查探头不能通过的现象。但法国供货方坚持他们对所有传热管均作了100%检查，不存在任何问题。张禄庆他们又利用刚刚采购来的内窥镜对这几根管进行录像检查，事实证明这几根管内存在大量夹渣。

‚当天下午1点多作完检查后，2点多来了一屋子的法国人看录像，看完之后都哑口无声了。后来他们承认了错误，对这几根管子做了堵管处理。如果这个问题检查不出来，将来运行的时候出现堵管、破管，就会影响到核电站的安全。‛现在张禄庆想起来还有些后怕。他强调在核电厂的设备制造过程，必须真正严格地执行质量保障计划，不严格执行，无论是中国或外国都会出现这样的问题。

福岛事故之后，中国立即组织核安全相关数十名院士、专家组成检查团，照国际原子能机构颁布的最新安全标准，对投运和在建的核电厂防洪抗震能力、严重事故预防和缓解、环境监测和应急体系有效性等11个领域进行综合检查。检查结果显示，总体上讲，我国核设施安全有保障，发生类似福岛核事故的可能性极低，但是在应对极端自然灾害事件时也存在一些薄弱环节。针对检查中发现的问题，报告确定了16项改进措施，并根据安全改进的重要性和可行性，制定了短、中、长期计划。目前部分安全改进工作已启动实施。

国家能源局也于今年2月份全面启动在运在建核电站应对超设计基准事故安全技术研发计划。首批设立项目共计13项，力求将福岛核事故的经验反馈转化为能够切实提高我国核电机组安全性和极端灾害抵抗能力的先进核电安全技术。

而在5月底国务院通过的《核安全与放射性污染防治‚十二五‛规划及2020年远景目标》中，对核电厂的抗震抗洪能力、可靠电源的供给能力、事故预防和缓解能力、环境检测能力等都有更高的要求。

‚福岛事故之后，各国在安全性方面都会提高标准和要求。中国将安全标准中有些具体的参数提高，比如抗地震级别，严重事故预防环节的考虑，能源工程的问题。而内陆的核电站在选址标准上将更为严格，要考虑到内陆的江河湖泊水库还有人口密度。‛原中国驻国际原子能机构代表团团长、中国核学会顾问俞卓平在接受记者采访时表示。

他认为，核电站的事故其实很少，损失也不多，但是公众非常关心。究其原因，引用核电界一句著名的说法，‚在一个地方的核事故就是任何一个地方的核事故‛。但是，‚总的来说，核电还是很安全的。‛俞卓平总结。

发展核电：能源战略的必由之路

日本地震、海啸引发的福岛核电站事故，再一次将核电的安全问题推到台前，也因此引发了该不该发展核电的大讨论，世界各国也纷纷重新审视本国的核电发展战略。

意大利和瑞士先后宣布将全面放弃核电，比利时决定在2015年关闭两座核电机组，德国预计在2022年关闭所有核电站。而美国在观望之后，正式宣布新建新的核电站，政府担保业主80亿美元开始建设沃特电站，2台AP1000的核电机组。紧接着，英国政府决定要在2050年之内重新建设22座反应堆，以替代目前正在运行的20个反应堆。

一边是核电重启，一边是核电关闭，中国该选择什么样的核电发展路径？‚我们应该从事故中吸取教训，改进和进一步提高核电安全水平，使核电重新复苏，而不会‘因噎废食’‛。张禄庆给出了这样的答案。

这也是众多专家的共识。叶奇蓁指出，核电是安全的，福岛的教训应成为建设更安全核电的动力和契机，而不应是让核电止步的‚红灯‛。德国对核电历来有二派意见，近二十年来没有建设核电，而且也是决定在2022年底前分阶段关闭所有17座核电站，以近11年的时间作为缓冲期。意大利没有核电，弃核只是作秀；而俄罗斯从未停止过核电建设，今年初还在加里宁格勒兴建核电站用于对欧洲供电。

更值得注意是，作为仅次于美国和法国的世界第三大核能应用大国，日本大约30%的电力依赖于核能发电，如果日本放弃核电，那么日本每年将多花340亿美元用于能源进口，当前，暂停核能发电导致日本各地出现不同程度的‚电荒‛。夏季用电高峰来临让日本的电力缺口越来越大。7月5日，日本大饭核电站3号机组反应堆开始恢复输电，这标志着日本维持了两个月的零核电时代正式宣告结束。

‚中国能源贫乏，以煤为主的能源结构给环境带来大量问题。要保障能源的安全，改变能源结构，发展清洁能源，包括核电，是必由之路。‛叶奇蓁表示。

据了解，目前中国拥有探明储量的石油33亿吨，约占世界的2.3%;天然气1.37万亿立方米，约占世界总量的0.9%;煤炭储量则相对丰富，现在探明储量1145亿吨，约占世界的11.6%。

但这样的能源结构对中国来说，却不一定是个好消息。由于煤炭储量丰富，中国不得不过多地依赖煤炭发电，给环境带来了巨大的压力。一项数据显示，每获得一百万度的电，燃烧煤炭要放出974吨二氧化碳，天然气释放424吨，而核能发电则仅为15吨。

‚中国还有排放的问题，政府承诺到2020年我国非化石能源将占到一次能源消费比重达15%左右。我国的煤电比例太高了，水电的开发总是有限的，只有核电能够大规模地替代煤、天然气等化石燃料，太阳能、风能等可再生能源当然也是很好的能源，但是很有限，容量不大，中国政府还是要发展核电。‛俞卓平分析说。

而且中国能源的提供远远满足不了生产发展的需要。中科院院士、核物理学家王乃彦算过一笔账，能源不足引起的国民经济损失达能源本身价值的20—60倍，目前中国每年约缺电400亿度，以每度电创造20元产值来计算，损失就是8000亿元。

因此，核电成为近几十年来备受世界各国追捧的替代性能源。目前在全球440个核电站中中国仅占全球3%，而能源消费却占到了全球能源消费的20%；中国大陆核电发电量仅占全国总发电量的1.9%，远低于世界平均水平。

如果中国核电赶上平均水平，10年可省煤1/6以上。以2001年至2010年这10年为样本，中国每年的发电量，煤电占了大约75%，如果核电占发电比例在2001年就赶上发达国家的平均水平20%，那么，煤电的占比就可以下降到55%，电煤用量就可以节省近1/3。而中国的煤炭产量，有50%以上用来发电了，就按50%计算，节省的电煤也占到了煤炭总产量的1/6。

此外，核电的经济效益也是具有优势的，‚尤其是国产的核电机组‛。王乃彦举例说，秦山二期扩建工程两台65万千瓦机组投资估算为71.5亿元人民币，一年发电总收入18.2亿元。即使考虑交税、偿还贷款和成本等，大约10—11年后就可以把贷款全部还清。

核电技术自主化 篇2

从人类社会和平利用核能伊始, 安全性就是评价不同核反应堆技术先进性的重要指标之一。目前在役的核电厂主要是通过设置应急堆芯冷却系统、应急给水系统等专设安全设施来实现反应性控制、余热排出和放射性包容等安全功能。这些能动的工程手段具有成熟、可控的特点, 已多次被实践证明在事故情况下能够发挥其设计功能, 在核电发展史上的贡献不可磨灭。但是, 能动技术的安全保证主要依赖外部设备、动力和人员的干预, 具有一定的局限性。而非能动安全技术依赖事物内在的机制和自然的物理规律, 具有内在的安全性。随着核电技术发展, 工业界逐渐意识到非能动安全系统具有简化专设安全系统、减少人员干预、降低运行和维修要求、提高反应堆的安全性和经济性等特点, 非能动技术成为国际先进压水堆技术的重要发展趋势之一。

本文在对非能动安全技术进行深入理解的基础上, 全面归纳非能动技术在自主化三代核电技术ACP1000设计上的应用情况, 并进一步探讨了“能动+非能动”相结合的设计方案对核电厂安全性的贡献。

1 非能动安全技术的概念和分类

国际原子能机构 (IAEA) 关于非能动安全系统的定义为[1]:一个完全由非能动 (重力驱动、自然循环等方式) 的部件和结构组成的系统, 或者使用很有限的能动部件来触发非能动运行的系统。一般概念上, 所谓非能动安全的思想即指利用自然循环、蓄热、蒸发、热传导、重力驱动等一些简单但固有的物理规律的作用, 使反应堆发生事故以后不必过多依赖运行人员的干预和外部能源的供给就能完成相应的安全功能。2009年, 韩旭等[2]拓展了一般非能动概念, 提出了广义非能动概念。如果一个系统, 其表象特征符合非能动特性, 即:具有高可靠性、简捷性及自动性;其功能所需能量来自于内部能量或其能源子系统;其时间和空间特性满足应用要求, 则此系统定义为广义非能动系统。其认为理想化的广义非能动系统在功能上与传统非能动系统具有等价性。

事实上, 在核能技术发展伊始非能动安全技术即已被应用, 不过早期的非能动技术应用是离散、非系统性的。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, 从总体设计上对非能动技术进行整体性的考虑和应用, 设计了非能动的堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统, 两者作为一个协同的非能动的事故预防和缓解措施, 使得核电厂安全系统的设计发生了革新性的变化。

自然循环是应用最为广泛、研究较为深入的非能动技术之一, 非能动冷却系统主要利用自然循环现象实现热量的导出, 但除此之外还有其他的非能动技术。周涛[3]将非能动技术划分为12种类型:自然循环类;重力作用类;惯性作用类;温差传递类;材料效应类;体积变化类;虹吸效应类;密度锁类;负反馈类;压力作用类;逆止阀类;氢气复合 (点火) 器类等。事实上, 大多数核电技术都在不同程度上应用了上述非能动技术中的一种或多种。

2 自主化三代核电的非能动技术应用

ACP1000是中国核工业集团公司研发的具有完全自主知识产权的三代核电技术, 其主要特征包括: (1) 堆芯采用177组燃料组件; (2) 采用单堆布置方案; (3) 采用双层安全壳; (4) 设置能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统; (5) 设置非能动安全壳热量导出系统; (6) 设置二次侧非能动余热排出系统。本节对的ACP1000的三大非能动系统进行详细介绍。此外, 在表1中梳理了其设计所应用的多种非能动技术及技术类型。可以看出, ACP1000核电厂将非能动技术应用到众多安全系统之中, 充分发挥了非能动技术的优势, 进而提升了核电厂的安全性能。

2.1 非能动二次侧余热排出系统

二次侧余热排出系统 (PRS) 的设计功能是在发生蒸汽发生器 (SG) 给水流量完全丧失工况下, 通过SG导出堆芯余热及反应堆冷却剂系统各设备的储热。每个SG二次侧都设置一个非能动余热排出系列, 每个系列包括应急余热排出冷却器、应急补水箱和事故冷却水箱。PRS排出堆芯热量的过程包括一回路、二回路两个自然循环过程。反应堆冷却剂系统在堆芯部分及SG部分存在温差和高度差, 具有一定的自然循环能力, 事故工况下通过自然循环的方式将反应堆的热量向SG传递, 完成反应堆冷却剂回路的自然循环。PRS投入运行时, 应急余热排出冷却器中的冷凝水在重力作用下注入SG二次侧, 并在其中吸收堆芯余热后变成蒸汽, 蒸汽进入应急余热排出冷却器, 将热量传递给事故冷却水箱里的冷却水后被冷凝, 冷凝水在重力的作用下返回SG二次侧, 从而完成蒸汽-冷凝水回路的自然循环。

2.2 非能动堆腔注水冷却系统 (CIS)

熔融物堆内滞留 (IVR) 是第三代核电技术普遍采用的严重事故缓解措施之一。ACP1000通过设置堆腔注水冷却系统 (CIS) 来实现IVR策略。CIS分为能动子系统和非能动子系统。CIS的能动系列由泵提供注入堆腔的冷却水, 而非能动系列在安全壳内设置非能动堆腔注水箱并在水箱底部设置流出管线, 用于维持长时期的堆腔注入流量。当机组丧失全部电源, 能动注入系列不可用时, 非能动堆腔注水箱内的水依靠重力注入堆腔, 实现对堆腔的持续淹没和反应堆压力容器外壁的持续冷却, 防止堆芯熔融物熔穿压力容器, 实现“非能动”的冷却。

2.3 非能动安全壳热量导出系统

非能动安全壳热量导出系统 (PCS) 用于在超设计基准事故工况下安全壳的长期排热, 包括与全厂断电和喷淋系统故障相关的事故。电站发生超设计基准事故时, 安全壳内温度迅速上升。高温的蒸汽—空气或者蒸汽—氢气的混合物经过PCS系统换热器表面。来自安全壳外换热水箱的低温水在换热器内升温、膨胀, 沿着PCS系统上升管将安全壳内的热量导出至安全壳外换热水箱。安全壳内高温混合气体和换热水箱的温度差以及换热水箱和换热器的高度差驱动PCS系统进行自然循环、带走壳内热量。随着水箱温度不断升高度达到饱和温度, 排出部分蒸汽最终进入大气。

3 能动加非能动的设计优点

目前核电技术发展存在非能动型先进核电厂核和改进型先进核电厂 (能动) 两种不同的技术潮流。能动安全系统和非能动安全系统具有不同的特点。从系统设计角度来讲, 非能动核电厂采用非能动的安全系统应对设计基准事故, 使系统设计更加简化。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。随着对非能动技术的进一步研究, 核工业界已逐渐认识到能动技术与非能动技术各有优点和弱点, 对两种安全技术正确的应用应该是能动与非能动技术联合交叉使用。在能动与非能动的结合下, 系统功能的实现是最可靠的, 系统的运行也才是最优的。[3]

自主化三代先进核电技术ACP1000的安全系统, 正是采用能动和非能动技术结合的设计策略, 按照纵深防御的思想, 综合运用两种安全特性的优势:在纵深防御的第三层次, 即处理设计基准事故时, 以能动的安全系统为主 (如中压安注、低压安注、应急给水、喷淋系统等) , 辅以部分非能动的安全手段 (如安注箱、弹簧式安全阀) ;在纵深防御的第四层次, 即处理超设计基准事故时, 增设非能动的安全措施, 在能动手段不可用时投运非能动系统导出堆芯热量, 充分保证核电厂及人员的安全性。能动和非能动的设计, 能够充分发挥能动安全技术成熟、可靠、高效的优势和非能动安全技术不依赖外力的自有安全特性, 符合目前核电技术发展的潮流。

图2给出了ACP1000“能动+非能动”事故缓解措施示意图。该技术方案将能动和非能动安全技术有机结合在一起, 充分发挥了两种不同技术理念的优点, 形成完备、有效的严重事故预防和缓解措施, 从而大大降低堆芯损坏频率 (CDF) 及大量放射性释放频率 (LRF) 。图3给出了ACP1000核电厂内部事件堆芯损伤频率 (CDF) 与二代核电厂及其他三代核电厂的比较, 可以看出“能动与非能动相结合”的安全措施的应用, 有效提高了电厂的安全水平。

4 结论

能动和非能动安全技术各有其不同的优势和局限性。在充分利用能动安全系统成熟设计的基础上, 进一步应用非能动技术能够有效提高核电厂的安全性。ACP1000创新性地提出了“能动与非能动”相结合的设计理念, 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、稳定高效的能动安全系统的补充, 很好地实现了先进性和成熟性的平衡, 安全性能和经济性能都得到了极大的提高。

参考文献

[1]INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants[R].Phenomena, Models, and Methodology for System Reliability, IAEA-TECDOC-1474, Vienna 2005.

[2]韩旭, 郑明光, 杨燕华.广义非能动系统概念研究[J].核动力工程, 2009, 30 (3) :115-118.

核电自主化再提速 篇3

从2004 年 7 月 21 日国家批准建设，到2014年9月2日顺利竣工验收，岭澳二期从批准建设到投入运营前后历时十年，此间，中国的核电也经历高潮、停滞、升温，岭澳二期的竣工验收，则被广泛视为中国核电建设开始摆脱日本福岛核事故影响，重新驶入快车道的标志。

最“年轻”的核电站

岭澳二期地处南海之滨，位于深圳市大鹏镇大亚湾附近，毗邻大亚湾核电站、岭澳一期，但人们通常将其统称为大亚湾核电基地。机组戒备森严，圆柱形高大建筑呈灰色，核反应堆就在里面。办公区域则俨然像是一个大学校园，食堂、游泳池等生活周边设施一应俱全。

岭澳二期由中国广核集团负责修建，采用的是改进型百万千瓦级压水堆核电技术CPR1000，这是中国人在法国二代核电技术M310基础上进行自主改进研发的“二代加”核电技术，相对稳定成熟。

业界通常把20世纪70年代以来建设的商用核电站称为第二代核电技术，而在二代基础上进行改进的则称为二代加。

核电站的竣工验收工作通常在其商运一到三年内开展。岭澳核电站一期2003年1月全部建成商运，2004年7月通过竣工验收。岭澳二期建成商运时间最晚，可以说是大亚湾最年轻的核电站，所用技术也相对先进。

中国广核集团对《中国新闻周刊》表示，岭澳二期较计划工期提前建成，取得了国内同类型机组最短建造工期和最优造价的成绩，综合技术安全经济指标设计已达到目前国际同类核电站的先进水平。

目前，大亚湾核电基地装机容量达到611万千瓦，为中国大陆最大的核电基地。截至2014年3月，大亚湾核电基地累计实现上网电量超过4933 亿千瓦时，由大亚湾基地提供的上网电量分别占香港用电量的四分之一，广东电网的十分之一，缓解了粤港电力供应紧张的局面。

中国核电站规模正在持续扩张。中国核能行业协会的数据显示，目前，中国大陆投入商业运行的核电机组为19台，总装机容量1701万千瓦，大亚湾占据了6台，占到近三分之一；在建核电机组29台，装机容量3168万千瓦，在建规模继续保持世界第一。

受日本福岛核事故影响，经过一年半的“休眠期”后，全球核电纷纷重启。国务院常务会议通过了《核电安全规划（2011-2020年）》和《核电中长期发展规划（2011-2020年）》，政策重新趋于明朗，最显著的一点改变是，对于更安全核电技术的需求呼之欲出。

二三代技术之争

在日本福岛核事故之前，三代核电技术的呼声并没有那么高。

CPR1000在国内发展多年，一直被业界认为是成熟并且安全的技术，岭澳二期也为批量化建设中国改进型百万千瓦级压水堆核电站打造了一个模板。辽宁红沿河、福建宁德、广东阳江、广西防城港等地6个核电项目先后使用这一技术开始建设新的核电站。

“这就像是一个原子在裂变，”中广核集团一位工作人员告诉《中国新闻周刊》，有了这样一个自主的项目，后来才推动后续的其他这些项目。

从1985年到2007年，中国共建设了13台核电机组；而2008年至2010年三年间，10座核电站、28台核电机组陆续开工。这其中大部分机组，采用的均是“二代加”核电技术。上述工作人员认为，“这种批量化的建设实际上是为以后吸收三代核电技术、提升装备制造业打下了良好基础。”

2011年3月日本福岛核事故后，中国政府下令进行核电安全大检查，并叫停所有未开工的核电机组建设。直到2012年10月，国务院常务会议才宣布重启核电建设，但规定在新建核电机组中只允许使用“符合三代安全标准”的核电技术，并再次重申“统一技术路线”的提法。

国际上比较成熟的三代核电技术主要有美国西屋公司的AP1000和法国法马通公司的ERP等，前者属于非能动型压水堆核电技术，不凭借外力，依靠自然规律，可预防和缓解严重事故，被认为更安全。但AP1000从未进行过实际的开工建设。

2007年，为了统一核电发展型号，中国成立国家核电技术公司（下称国核技），并引进AP1000技术，让国核技在吸收消化这一技术后逐步转让给中核集团与中广核集团。

中美双方谈妥，如果中国核电企业能够在AP1000的基础上开发出单机功率超过135万千瓦的CAP1400技术，那么中方将完全享有知识产权。

2009年12月，AP1000技术依托项目首台机组浙江三门核电站一号机组正式开工。2013年在山东荣成进行前期准备的两台示范机组则采用CAP1400技术。

然而事情却似乎并没有按照预想的发展。国核技不断对AP1000进行消化吸收并大力研究CAP1400，中核和中广核则将大部分研究力量投入到对二代技术的改造和升级。2012年，两大集团分别推出了“符合三代核电标准”的ACP1000和ACPR1000+两项技术。

再加上法国ERP技术的引进，至此，中国已经出现了五种三代核电技术，呈“割据”局面。

为此，国家不断进行了统一技术的努力。今年初的全国能源工作会议上，国家发改委副主任、国家能源局局长吴新雄先是明确了中国第三代核电技术路径：AP1000和CAP1400。

4月，国家能源局再次作出决策，由于中核和中廣核的ACP1000和ACPR1000+都是在二代核电技术的基础上开发的，来源相同，原理相近，应当统一成一种技术。由此，促进技术融合的“华龙一号”提上日程。

日前，“华龙一号”在北京通过了国家层面的权威评审，这距离首次提出“华龙一号”已经过去了一年多。更多业内人士则认为，华龙一号只是统一了堆型，安全系统可以不同，也就没有实现真正意义上的融合。与此同时，AP1000的进展也不顺利。由于在世界范围内没有建造经验，三门一号的建设进程缓慢，也在意料之中。

自主化不能再等

核电技术路线多样，在落地时也遭遇不同问题，最终拖累中国核电的自主化进程。

世界核电国家目前大多使用一种或两种技术。如全球核電比例最高的法国，其正在运行的19座核电站只有一种技术路线。和中国几乎同时期开始发展核电的韩国，现在不仅完成了技术国产化，还实现了核电出口，其中最值得借鉴的，就是研发力量的统一。

上个世纪80年代初，大亚湾核电站建设时由法国专家主导，99%的设备靠引进，几乎没有中国制造业参与。随后，中国开始了漫长的核电自主技术改进与研发之路，派出一批国内顶尖人才前往法国学习。如今，他们都已成为中国核电行业的奠基人与顶梁柱。中国广核集团有限公司的董事长贺禹正是当年派出的技术骨干。

1994年2月，大亚湾核电站第一台机组顺利投产，国务院立即决定兴建广东省第二座大型商用核电站，也就是后来的岭澳一期。中国企业首次开始参与百万千瓦级核电设备制造，综合国产化率达到了30%。

岭澳二期则从工程设计、关键设备制造，到建安调试、机组性能试验与整体启动，再到接产运营的全过程，全由中国首次自主完成。

关于“自主制造”，国家曾要求岭澳二期 1号机组设备国产化率达到50% ，2号机组达到70%。最终，198家中国企业为项目提供设备，1号机组国产化率达55%，2号机组达到73%。按照设备价值计算，两台机组平均下来国产化率达到64%，超过大亚湾另两座核电站的相关数据。

如今，随着华龙一号通过审核，中国离核电自主的梦想还是更进了一步。

两大集团的领导人孙勤和贺禹在今年两会时不约而同地表示，在国内仍然以AP1000和CAP1400为主，华龙一号的定位，是小批量建设四台左右的机组，目的是为了起到示范作用，利于该技术的出口。事实上，想要打开国外市场，核电自主的确是一个必要的前提。

在国内，相比风电和光伏，核电在发电量总盘子中的占比仍然较低。据中国核能行业协会统计，2013年中国核电只占全国累计发电量的2.11%，远低于12%的世界平均水平。

中国核电前景仍然十分广阔。根据中国“十二五”电力发展计划，到2020 年，目标是营运和在建的装机容量分别达到5800万千瓦和3000万千瓦。

此前的全国“十三五”能源规划工作会议上，国家能源局局长吴新雄强调，要坚持引进消化吸收再创新，重点推进华龙1号、AP1000、CAP1400、高温气冷堆、快堆技术攻关，同时加快国内自主技术工程验证。

核电技术自主化 篇4

核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价（PSA：Probability

Safety

Assessment）的提出，在系统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全风险的管理决策，保证了核电厂的安全运行。

PSA评价方法

1.1

概率论（PSA）方法

引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点：

1）对所有事故谱（初因）进行评介；

2）对所有事故序列进行评价；

3）所有评价定量化。

核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。PSA评价的基本流程如图1所示。

1.2

初因的确定

首先要分析风险评价历史报告、反应堆运行历史的文件资料以及作为PSA分析对象的核电厂设计资料进行工程判断，从中编制出初因事件的清单。在选择初因的过程中，要确定可能发生的事件，这些事件需要安全系统的投入以减缓后果并将反应堆带入安全状态。然后对事件进行分类，分类的准则是所需的系统响应和成功准则是否一致。

图1

PSA评价流程图

初因事件的选择通常来源于以下几个方面：核电厂的个体情况；参考现存的报告，如EPRI-2230（1982）第三部分：“预期瞬态的发生频率”；参考类似核电厂现存的PSA报告。

在1995年进行的大亚湾和岭澳核电厂PSA分析中，确定了一次管道破口、蒸汽传热管破裂、二次管道破裂、丧失蒸汽发生器给水、丧失热阱、丧失厂外电源、PTWS以及瞬态共八大类初因。秦山核电厂目前正在进行的PSA评价的初因事件评选也基本类似。

1.3

事件树的建立

对于不同组的初因，核电厂的系统响应是不一样的。在建立事件树时，要了解核电厂为控制产生的能量和放射性危害所必须的安全功能，这些安全功能是由一系列防止堆芯熔化、防止安全壳失效或减少放射性泄漏的动作所组成。表1列出了核电厂典型的安全功能和它们的目的。

在不同的核电厂和不同的初因下，为完成核电厂的安全功能所必须的系统响应是不一样的。分析人员在建立事件树时需要对核电厂在不同的情况下的响应有很深的了解。在事件树中还需要考虑操作规程和操作员动作的影响。这些都需要分析人员分析大量的有关核电厂设计、系统功能、运行规程的详细资料，并且参考安全分析报告。在分析的过程中，应该考虑到其中的保守倾向，需要的时候要进行热工水利计算。

表1

核电厂安全功能及其目的见表

在建立事件树时，需要确定其中的题头事件。一般说来，题头事件的确定对事件树的繁简有很大的影响。通常可以把作为一个整体的某个前沿系统的一个响应作为一个题头。图2是秦山核电厂PSA蒸汽传热管断裂（SGTR）事件树图。

1.4

系统故障树分析

事件树题头所表示的大多数功能都是由一组系统来完成的。要对事件树进行定量化计算，就要建立详细的系统模型，对系统进行全面的描述。

在进行系统故障树分析时，首先要对事件树题头进行分析，确定所需分析的系统和成功准则。确定了系统之后，还需要划定所分析系统的边界，比如前沿系统与支持系统的接口以及相关系统的相互关系。

在核电厂PSA中，故障树分析是定义系统不希望发生的状态（顶事件），然后对系统进行分析找出可以导致顶事件发生的所有途径。核电厂PSA故障树的结构图如下：

图2

蒸汽发生器传热管断裂（SGTR）事件树图

·顶事件：堆芯溶化，或者是某特定功能的失效，或者是某特定系统的失效。

·逻辑关系：反映出管道和仪表简图的逻辑关系，反映出所需的成功准则。

·基本事件：基本事件的分解层次取于数据的收集，在前沿系统故障树中，支持系统的失效可以作为待发展事件来处理，需要考虑人因失效和共因失效。

故障树所包含的失效模式以及失效数据是由分析对象核电厂以及世界上其他类似核电厂的运行记录而来的。

1.5

事故序列定量化计算

事故序列定量化计算的工作就是将事件树分析与故障树分析相结合得到堆芯熔化频率。

（1）在进行定量分析时，首先要处理事件之间的相关性。相关性主要分为两类：相同的支持系统，如几乎所有的安全系统都用到厂用电系统，这些系统之间因为其用了厂用电系统就有系统相关性；共用的部件，如安注系统和安全壳喷林系统都要用到PTR水箱，也使得系统之间有了相关性。按照处理系统的相关性的不同，可以分为大事件树/小故障树和大故障树/小事件树两种方法。前者相关性是直接在事件题头中进行处理的，后者所有的相关性都在前沿系统中考虑，在事件树中不出现支持系统和共用部件。在处理上，通过布尔代数自动解决相关性。

（2）在事件树分析结束并有了相应系统的故障树之后，就可以进行事故序列定量化计算。在计算之前，首先要分析事件树，确定所需前沿系统及其支持系统，选定所需的故障树。由于核电厂故障树比较庞大，而且求解事故序列时需要把多个系统的故障树连接求解，要使用专门开发的计算机程序来进行，比如SETS、TISK

SPECTRUM等。

1.6

结果分析

由于初因和基本事件中存在的误差在故障树和事件树中传播，使得故障树顶事件和事故序列的不可用度和发生频率也必然存在误差，所以必须进行不确定性分析。语差主要来源于：数据收集的不充分、人因数据的误差和共因失效的误差。在实际分析中，不确定性分析采取的主要方法是蒙特卡罗抽样法。

在定量计算之后，尚需进行重要度分析，用来辨别对堆芯熔化起重要作用的部件。

PSA的应用及研究发展

PSA在核电厂可以运用的领域包括：

·技术规范书的重编

·电厂配置的管理

·在役试验程序的改进

·电动阀的试验

·在线维修和计划与进度安排

·维修章程的执行

·安全泄漏率试验

·分级质量保证

·主要部件的评价

·核废料的存储、运输和处理

2.1

以风险为基础的技术规范书的改进

核电厂中，技术规范书通常包括：安全系统的参数限值；运行限制区；允许后撤时间（AOT）；离线监控试验间隔（STI）；设计特性；管理要求。在这些部分中，AOT和STI适用于运用风险为基础的改进。

核电厂风险管理系统（RMS）

RMS是一个在线工具，用来跟随电厂可用度和配置的变化，以实时的方式给出具有重要风险意义的信息以及评价在线维修的风险影响，为电厂管理决策提供支持。

以可靠性为中心的维修（RCM）

RCM的主要特点就是按照系统和设备在核安全中的重要度来确定维修策略。系统和设备的重要度就是按照RSA的分析结果来确定的。RCM可以对核电厂主要系统的维修优化。

2.2

PSA的研究发展

事故场景的鉴别

鉴别出系统中所有可能的事故场景，是对潜在事故进行风险评估及后果分析的基础。事故场景的鉴别在很大程度上依赖于分析人员的经验。开发和建立实际工程系统的计算机辅助事故场景分析系统，建立分析模型，对于事故场景分析是一条有效的发展途径。

结束语

核电厂PSA评价技术是核电厂安全评价近年来广泛采用的评价方法。其方法和手段在不断补充和改进，它可以为核电厂提供安全的、最优化的决策依据。随着国内核能的不断发展，PSA技术在我国核电厂安全评审中将起着非常重要的作用。

核电站新技术交流研讨会会议报道 篇5

2010年11月5日，中国电机工程学会“核电站新技术交流研讨会”在深圳召开，会议为期两天，由中广核工程有限公司协办、中国电力科技网承办。会议注重先进技术和经验的交流，由50多位理论与实践经验丰富的核电相关领域专家和技术主管，采取新技术讲座和典型实例分析形式，与三百多位参会代表进行广泛、深入、热烈地技术交流与研讨。

中国电机工程学会学术部副主任赵建军博士代表学会致辞并讲话，他着重强调了核电领域的学术交流是学会学术工作的重要内容，并对会议提出了新的要求，今后如何使会议有新变化、新亮点、新进步和使参会者有所收获，是学会组织学术活动时思考的重点；最后他希望大家抱着一颗核电人的拳拳之心，为我国核电发展付出一份心力，体现工程师的社会责任和自身价值。协办单位中广核工程有限公司总工程师黄学清致欢迎辞。会议开幕式由中国电力科技网魏毓璞主任主持。

学术部副主任赵建军博士代表中国电机工程学会致辞并讲话

会议针对与会代表的专业和关注的方向，分别设置了主会场和研究设计与建设和制造运行与维修管理两个分会场，使整个会议更加紧凑，充分体现出会议的实用性和针对性，会议针对代表关心的热点焦点以及疑难问题，6日上午专门安排了一个半小时的专家答疑。

5日上午的大会，中国科学院金属研究所李依依院士、中国电机工程学会核电分会霍耀光秘书长、中广核工程有限公司黄学清总工程师、山东大学孙奉仲教授、中国核动力研究设计院张敬才研究员级高级工程师、中国电力工程顾问集团公司核电技术中心凌和宾副主任、上海电气电站设备有限公司辅机厂陈建生副总工程师、清华大学核能研究院王海涛副教授、中广核工程有限公司主设备所段远刚总工程师、中科华核电技术研究院工程改造中心黄文有主任，分别就从核电关键材料的研发、我国核电规模化可持续发展、核电工程建设质量管理、侧风的劣化影响看特大型冷却塔的三维热力设计、强化完善核电设备制造工艺规程与管理、如何确定核电机组的铭牌功率、1000MW等级核电站主要辅机的特点、ASME规范在核电技术中的应用、核岛主设备材料国产化实践、核电站关键核级设备研发发表主题演讲。这些权威专家对核电相关技术领域有深入的研究和丰富的实践经验，主题演讲中对核电发展的一些关键技术问题和前沿研发发表了观点并进行了系统的阐述。

中国科学院李依依院士作核电关键材料的研发报告

5日下午和6日上午研究设计与建设会场，就我国内陆核电厂址选择、常规岛热控设计原则及方案、不同地基条件的适宜性分析、核电站模块化建造技术、核岛建造技术、核电站建造项目控制、关键敏感设备焊接技术、合金及管材研究与技术开发、核电站全范围模拟机研制与工程应用展开研讨。这些设计方案和建设经验得到了参会代表的密切关注。

5日下午和6日上午制造、运行与维修管理会场，主要讨论了我国核级设备国产化所面临的主要问题及对策、核电站寿命管理策略、核电用钢开发和工程应用、大型核电汽轮机低压转子锻件研制、核反应堆压力容器超声检验、核电站维修策略、堆内构件设备国产化研究与实践等。这些研究成果和理论联系实际的工程管理和项目管理领域成功经验和良好实践，值得借鉴。

6日下午，会议组织与会代表参观大亚湾核电基地展厅及观景台，认识到核电对环境未带来不利影响，而且核能将成为最终解决全球可持续发展的主要能源。会议通过对核电的规划建设、工程质量，安全保障，环境影响等的探讨，对核电的发展起到了很好的促进作用。

代表参观大亚湾核电基地

中国电力科技网还特邀山东电视台新闻中心对会议进行全程实况录像，并制作高清晰DVD光盘，大部分代表现场订购了会议光盘，他们将“会议”带回单位，组织未能参会的人员集体收看精彩讲演和答疑，既弥补了不能与会的遗憾又有亲临会场的收获。

信息技术自主学习教学总结 篇6

开发区倡导自主学习已经一个学期了，在这一个学期中，我努力学习，认真反思，力争每堂课用自主学习的模式来开展教学，一个学期结束，感觉进步很大，收获颇多。

一、教师观念要更新，一种新的教学模式，首先要求老师本身要有新的教学理念，要从本心来接受这一教学模式，如果老师本身就不认同这种模式，那么，即使课堂上勉强套用这一模式，也是达不到应有的效果，只不过是新瓶装旧酒，甚至还不如以前的教学效果。

二、自主学习离不开学生的配合，自主学习，顾名思义，就是学生自觉学习，学生主动学习，学生管理自己的学习。如果离开了学生的配合，那就不是自主学习。为了争取学生的配合，一定要先做好学生的思想工作，让学生接受自主学习这一模式。在课堂教学中，教师要精心设计，采用各种能吸引学生的教学方法，充分展示数学知识的内在魅力。依据学生的特点，运用各种教学手段，激发学生的学习动机，培养他们的学习意识。为此我采用了下面两种方法：1，营造氛围，使学生萌发自主学习的意识。要营造宽松和谐的氛围，首先教师要充分尊重学生，把学生视为有人格的、平等的、自主的人，这样他们才能因其师而信其道；其次在教学中家要支持、鼓励、肯定、欣赏学生在课堂上一切为探究知识而作的言、行及稚嫩的结论，使学生始终处在心理安全、心灵自由的无拘无束的精神状态下，这样他们才敢参与也乐于参与学习，久而久之就能形成自主学习的意识和习惯。使学生在教师热爱尊重和期待中激发强烈的求知欲，从而使学生积极地、主动地、大胆地学习。2，适当降低对学生的要求，加强个别辅导，对不同层次的学生提出不同层次的要求，采用正面激励的方法。让学生经常能品尝到自己的学习成果，体会到成功的欢乐，增强学习的自信心。让每一个学生心中都明白，只要他做出努力，有一点出众的表现，就能获得教师的赞赏和表现机会。即使水平在一般以下，仍然可以得到肯定。

三、让学生在趣味事例中产生主动学习的意识。良好的开端是成功的一半，成功的导课能迅速让学生进入学习态度，引起学生的学习兴趣，让学生产生渴望学习的心理态度。要善于用生活中的事例来提问。要让老师的提问，一下子能抓住了学生的好奇心，让学生一下子进入了学习状态。以生活中的实例导入新课，使学生产生认知的需要，引发学生学习的积极性，这样能收到事半功倍的效果。

四、让学生在快乐游戏中产生主动学习的意识和兴趣。好动、好强、好奇、好玩是小学生的特点。根据这一特点，设计形式多样有趣的小游戏。让学生在玩中“练”，乐中“学”，会使学生的学习兴趣更浓。例如：在教学生怎么使用鼠标的课堂中，可以让学生在练习的时间来玩“纸牌”的游戏，通过玩纸牌，让学生对鼠标的使用更加熟练。

五、保证学生的自主学习的时间和空间。要让学生自主学习，课堂教学就要创设让学生充分发展的机会，以保证学生自主学习的时间和空间。我们在教学中着力改善课堂教学结构，变一言堂为群言堂，努力营造一个全体学生积极学习的环境，增加学生自己练习的环节，把更多的课堂时间让给学生，让学生最大限度地参与教学全过程。开展小组活动是体现学生主体性，让学生最大限度地参与教学活动，提高课堂效益的一种有效的手段。因此，在教学中我提倡分组活动，并使之逐步形成常规形成良好有序的课堂活动，切实提高了课堂教学效果。我们设计了多种分组方式，将学生分成两人小组、三人小组、四人小组，横排、竖排、半班等。小组活动的形式也有多种多样，如小组竞赛、小组帮差、小组交流、小组对答、小组互测、小组互评等。在活动时，老师巡回指导，由学生围着教师转变为教师围着学生转，充分发挥学生的主体作用，以学生为中心，提高学生自主活动和语言应用的能力，使学生获得最大的学习收获。

核电技术自主化 篇7

核电产业是事关国防安全、能源安全与大国国际地位的战略性新兴产业, 影响其发展的因素非常多, 各因素之间亦存在着复杂的相互关系。深入分析核电产业自主化发展的影响因素, 对于政府正确指导与调控核电产业的自主化发展具有重要意义。本文针对核电产业的特点, 应用系统解析结构模型 (interpretative structural modeling, ISM) 方法建立系统结构模型, 对影响中国核电产业自主化发展的主要因素进行系统分析, 以便正确认识影响核电产业自主化发展的主要影响因素以及各因素之间的相互关系、作用机理。

1 核电产业特征及其自主化发展主要影响因素

核电产业是以核电站的建造、运行为核心形成的产业群。在核电产业链中, 各种市场关系和价值活动都是围绕处于核心地位的核能发电环节而建立的。按产业价值链进行细分, 核电产业内部结构大体上可以分为核电技术研发设计、核电设备制造、核电站建设、核电站运行维护和核燃料循环等五个主要环节, 每个环节又可以细分为多个次级产业, 如图1所示。

核电产业自主化发展是一种以核电技术自主化为核心, 融合、协调产业技术、经济与管理同步创新发展的产业发展模式。从微观角度看, 核电产业的自主化发展是自主开展核电设计、设备制造、工程建设与运行管理等与核电相关的技术、经济与安全监管等活动的核电建设模式。核电产业自主化的最终目的之一是要拥有核电产业的核心与关键技术以及技术自主研发能力[1]。

根据迈克尔·波特的产业国际竞争力钻石模型 [2]和核电产业的特征, 并且考虑到在发展中国家, 政府和产业知识吸收与创新能力也应该是产业国际竞争力的非常重要的决定因素[3], 本文从宏观层面选取资源条件、相关工业基础与核电产业组织、政府作用、核电产业技术创新能力、需求条件、产业发展机会与环境六个方面的14个影响中国核电产业自主化发展的主要因素, 如表1所示。

2 系统解析结构模型方法

影响核电产业自主化发展的因素非常多, 各因素之间存在着复杂的相互关系, 构成了一个复杂系统。建立系统结构模型是研究由相互作用的大量单元组成的系统的有效办法[4]。系统结构模型是应用有向连接图来描述系统各要素间的关系, 有向连接图中的结点表示系统的单元或要素, 连接结点的矢线表示要素间的关系。国内外许多学者对建立结构模型的方法进行了研究, 其中美国J·华菲尔特教授于1973年为分析复杂社会经济系统有关问题开发的系统解析结构模型方法 (Interpretative Structural Modeling, ISM) 是一种具有代表性的建立系统结构模型的方法, 特别适用于变量众多、关系复杂而结构不清晰的系统分析。

ISM方法利用图论中的关联矩阵原理来分析复杂系统的层次和整体结构, 通过关联矩阵描述系统中各要素之间相互联系、相互制约的结构关系, 并利用图形直观地表示出系统要素间的关系, 最终将系统构造成一个多级梯阶结构图形, 据此分析寻找出影响系统的根本要素。利用ISM方法建立系统结构模型, 用来表示有向连接图中各元素之间连接状态的矩阵称为邻接矩阵, 邻接矩阵和有向图是同一系统结构的两种不同表达形式, 二者一一对应。邻接矩阵描述了系统各要素之间的直接关系, 矩阵中的元素必须依据有向图中矢线的指向来确定。例如, 图2中有矢线从P1指向P2, 所以a12=1, 表明从系统要素P1出发, 经过有向矢线可达到系统要素P2;因无矢线从P2指向P1, 故a21=0, 表明从系统要素P2出发, 不能经过有向矢线达到系统要素P1.即邻接矩阵元素值只能取1或0, 代表要素间是否存在直接关系。

图2的邻接矩阵A可表示为:

有向连接图上各结点间通过一定路径可以到达的程度可用可达矩阵来反映, 可达矩阵可通过邻接矩阵加上单位矩阵, 经过一定运算 (布尔运算) 后求得。可达矩阵实质含义是用矩阵形式来反映有向连接图各节点 (要素) 之间通过一定的路径可以达到的情况, 即反映了各要素间包括直接、间接关系在内的的所有相互作用关系。对可达矩阵进行分解, 可以得到结构矩阵, 根据结构矩阵, 可以出绘制系统的多级递阶结构图。

ISM方法的步骤如下[5]:

①设定问题, 构建问题的要素集, 根据各要素相关性, 找出各要素之间的直接关系, 建立邻接矩阵A.

②根据邻接矩阵A建立可达矩阵R, 找出要素间的间接关系。

将邻接矩阵加上单位矩阵经过r步自乘运算, 当 (A+I) r-2≠Ar-1=Ar, r≤n-1时, Ar即为可达矩阵, 式中矩阵相乘运算为布尔运算。在实际运算中, 为简化计算步骤, 可用Am≠A2m=A4m (4m≤n-1) 判断。

③对可达矩阵的可达集合、先行集合、区域和层级进行分解, 绘制多级梯阶结构图, 建立系统结构模型, 根据模型对设定的问题进行分析。

3 中国核电产业自主化发展影响因素系统结构模型

表1中的各要素Si构成了中国核电产业自主化发展影响因素系统要素集:S={Si|i=1, 2, …, 14}。 根据各要素之间的直接关系, 可以建立邻接关系矩阵。影响核电产业自主化发展的主要因素之间的直接关系有一些是原因与结果的关系、另一些是目的与手段的关系。对因果型直接关系由原因指向结果, 对目的手段型直接关系由目的指向手段, 用矢线连接起来。aij表示要素Si与Sj的结构关系, 因素Si对因素Sj有直接影响时, aij的值为1, 如果没有直接影响, 其比较值为0, 得出邻接矩阵A:

可达矩阵M表示各影响因素之间所有存在的直接和间接的结构关系。可以采用布尔代数从邻接矩阵A计算得到可达矩阵M.

如果 (A+I) m= (A+I) m-1, 则M= (A+I) m. 其中, A为邻接矩阵, M表示可达矩阵, I为n阶单位矩阵, m表示运算的次数。运用Matlab软件可计算出M. 当K=3时, 可得到表达中国核电产业自主化发展各要素间关系的可达矩阵M= (A+I) 3.

将可达矩阵分成可达集R (Si) 和前因集A (Si) 两个集合 (为简便, 可达集、前因集的各元素Si以i代表) 。每一个要素Si的可达集R (Si) 是表示由Si可到达的所有要素的集合, 前因集A (Si) 是所有能到达Si的要素的集合。R (Si) 、A (Si) 反映了各要素间的包括直接关系和间接关系的所有相互关系, 如表2所示。

要素层次级别与强连接子集划分:满足等式R (Si) ∩A (Si) =R (Si) 成立的要素Si就是系统的最高级要素。去掉最高级要素, 重复上述步骤, 可分出系统的第二级、第三级、…、直至最低层要素。按此方法, 得出第1层至第6层要素, 如表3所示。

按照要素的层级顺序将要素分层, 然后再根据结构矩阵要素间连接关系用有向矢线相连, 可绘制出中国核电产业自主化发展影响因素系统多级递阶结构图, 如图3所示。

将各Si表示的影响因素代入多级递阶结构图, 得出中国核电产业渍主化发展影响因素系统结构模型, 如图4所示。

4 中国核电产业自主化发展主要影响因素的相互关系与作用机理分析

从图3可知, 各影响因素对中国核电产业自主化发展的影响作用强度与范围是不相同的, 系统中各下层要素均会对最上层的核电产业技术创新体系效率要素产生影响。

第6层:国际、国内发展环境与机会两个最下层要素对所有上层要素都会产生影响, 是中国核电产业选择自主化发展模式的最主要原因和基础因素, 直接导致国内对核电产业自主化发展的强烈需求。

第5 层:国内对核电产业自主化发展的需求导致核电产业发展规划的制定与规划目标的确定, 因此它是中国核电产业自主化发展的驱动因素。

第4层:核电产业发展规划要素代表政府在核电产业自主化发展中的主导作用, 体现了中国政府对核电在国家安全、能源安全以及能源、经济可持续发展中蹬战略地位与作用的认识, 明确了国家发展核电的方针、道路、目标和战略部署。核电产业发展规划是影响中国核电产业自主化发展目标、发展规模、发展速度与发展模式的最重要因速, 是选择确定自主化发展技术路线和制订核电产业自主化发展政策的依据。规划和自主化产业政策的实施将引起核电发展资源基础的需求变动, 对核专业人才、资金等资源和核电产业技术创新体系效率产生间接影响。核工业与核技术基础要素是核电产业自主化发展的主要基础之一, 要最大限度发挥它们的作用, 就必须提高核工业与电力、装备制造等相关工业之间的协调性、协同性, 因此它将直接导致核电产业管理体制的变动

第3层:核电管理体制和相关行业的工业与基础两个要素直接导致核电自主化发展技术路线的选择确定和核电产业组织的变动, 合理的技术路线与产业组织模式将促进有限的产业资源优化配置与发挥最大的效应。核电产业政策将直接导致核专业人才与核电建设资金等资源供需关系的变动。核电已有规模与建设运行经验直接影响技术路线的选择。

第2层:技术路线的合理与否、产业专业化分工协作的程度高低、核专业人才与核电技术研发资金投入的保证程度决定了核电产业技术创新体系创新效率的高低, 因此这几个要素是核电产业技术创新体能力最直接的影响因素。

第1层:核电产业技术创新体系效率是中国核电产业自主化发展最直接的影响因素, 这是因为核电产业自主化发展的核心是核电技术的自主化, 核电技术的主导权是核电产业自主化发展主导权的前提与基础。

从各影响因素的作用与相互关系的分析可知, 这些主要因素对中国核电产业自主化发展战略目标都有明显的直接或间接作用, 但它们的影响强度与范围并不一样, 这些影响作用汇集起来通过核电产业技术创新体系效率集中体现出来。在图4中, 政府作用因素在多个要素层级出现揭示了政府必须在核电产业自主化发展过程中积极发挥主导作用。

5 结束语

在核电产业自主化发展过程中, 各种影响因素的属性、发挥作用的时间先后顺序与因果关系不尽相同, 通过ISM方法建立系统结构模型, 可清晰展示出各影响因素间的相互结构关系以及各因素对核电产业自主化发展的影响程度与范围, 有利于对影响因素进行管理和识别。系统结构模型使我们能够清楚地辨别哪些是源头与基础因素, 哪些是过程因素、那些是外部因素, 那些是内部因素。假如在产业发展过程中发现某个因素异常, 可以按照要素层次图找寻引发该因素发生变动的直接原因和它将对其它那些影响因素产生作用, 减少大量的识别和分析时间, 提高产业管理决策的效率。

参考文献

[1]邹长城.产业自主化发展的理论辨析[J].湖南社会科学, 2011, 1:34~39.

[2]迈克尔.波特.国家竞争优势[M].华夏出版社, 2002:67.

[3]芮明杰.中国产业发展的挑战与思路[J].复旦学报 (社会科学版) , 2004, 1:56~62.

[4]汪应洛.系统工程理论方法与应用[M].北京:高等教育出版社, 1992:56~86.

AP1000:最安全的核电技术 篇8

2009年12月15日上午,我国第三代核电自主化依托项目浙江三门核电站2号机组提前一个半月实现主体工程全面开工。以此为标志,我国引进目前世界上安全性最好、技术最先进的核电技术,建设的4台AP1000先进核电机组已经有3台先后进入主体工程建设阶段。

什么是AP1000

西屋公司总裁兼首席执行官史睿智先生接受新华社记者采访时表示,西屋的AP1000核电技术是目前唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批准的“第三代+”核电技术,“这是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术”。

AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。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,再用处于高压下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,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。采用这一原理的核电技术就是压水堆核电技术。

AP1000最大的特点就是设计简练,易于操作,而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”,比如重力理论、自然循环、聚合反应等,比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。这样既进一步提高了核电站的安全性,同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。

据西屋公司提供的技术材料称,AP1000在建设过程中,可利用模块化技术,多头并进实施建设,极大地缩短了核电机组建设工期。AP1000从开工建设到加载原料开始发电,最快只需要36个月,建设成本方面的节约优势明显。西屋公司预计,中国的4台核电机组将于2013年建成发电。

中国在美国、法国、俄罗斯等投标方中认真比较后选择西屋的核电技术。在美国本土,计划中将要建设的18台核电机组中,已经有至少12个确定选择AP1000技术为设计基础。他说:“西屋非常高兴这次中国也选择了AP1000。现在能够进军中国核电市场对于西屋意义重大,我们致力于和中国核电市场发展长期、互利的合作关系。”

西屋公司是全球压水反应堆核电技术的龙头企业,早在1957年就开发出了全球首个压水反应堆。目前全球超过40%的运营核电机组都是由西屋建造或经西屋批准利用其设计基础建造的。

AP1000是西屋在AP600技术的基础上延展开发的。AP600的设计最早始于1991年,以“非能动性”为特点,西屋当初试图将核电站技术从经济效益和安全水平两方面都提升到一个新高度,保持自己在核电领域的技术领先优势。AP600在1998年获得美国核管会的“最终设计批准”,但随着世界电力市场的不断变化,核电新的目标电价降至每度3美分,AP600已无法满足这个要求。为此西屋启动了AP1000的开发工作,目标是更便宜、更安全、更高效的核反应堆技术,以提升其在核电市场的竞争力。

AP1000脱胎于AP600,通过设计改进达到增容目的,显著提高发电功率,同时又保持了原有系统的安全性和简洁性。从AP600到AP1000,经过了15年的开发和完善。AP1000作为当今核电市场最具竞争力的技术,应用到中国核电机组建设中,“对于中美双方是真正的双赢合作”。中国将依托先进核电技术,更好地满足日益增加的能源需求。而与中国合作,一方面为美国创造大量就业岗位,同时也为美国的产品、技术和服务出口提供了良机。

西屋电气的 AP1000 有以下特点:

·世界市场现有的最安全、最先进、经过验证的核电站 (保守概率风险评估 (PRA):堆芯损毁概率为可忽略不计的 2.5x10- 7 );

·唯一得到美国核管会最后设计批准(FDA)的新三代+核电站;

·基于标准的西屋压水反应堆 (PWR)技术,该技术已实现了超过 2,500 反应堆年次的成功的运营;

·1100 MWe设计,对于提供基本发电负荷容量很理想;

·模块化设计,有利于标准化并提高建造质量;

·更经济的运营 (更少的混凝土和钢铁,更少零部件和系统,意味着更少的安装、检测和维护 );

·更简便的运营(配备行业最先进的仪表和控制系统 );

·符合美国用户要求文件(URD)对新一代商用反应堆的要求。

AP1000在中国

2009年3月31日14时06分,世界上首台AP1000核电机组三门核电站一号机组核岛第一罐混凝土浇注顺利完成,4月20日混凝土养护取得成功。这是世界核电站工程建设中首次成功采用核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注的先进技术,我国成为首个成功掌握此项技术的国家。

2009年6月29日,三门核电站一号机组核岛最大的结构模块CA20模块成功吊装就位,开启了中国核电站工程模块化建造的新时代。CA20模块的工厂化预制和现场拼装、组焊、整体吊装的顺利完成,标志着AP1000技术的模块化设计和施工的先进理念已经从理论变成了现实。使用模块化建造方法,可以实现核电站核岛工程建设中的土建和安装的交叉施工,能大大缩短核电站的工程建设周期,通过模块的工厂化预制,可有效提高工程建造的质量。

2009年12月21日15时28分,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。钢制安全壳是AP1000核电站反应堆厂房的内层屏蔽结构,是非能动安全系统中的重要设备之一。AP1000钢制安全壳底封头钢板的典型特征是大尺寸、多曲率、高精度,采用整体模压一次成型技术,尚属世界性难题。中方企业攻克了一系列世界性的技术难题和工艺难关,提升了我国核电装备制造和相关材料研制的水平。

2009年12月22日,中国一重承担的三门核电站2号机组蒸汽发生器管板锻件研制取得成功,在先前实现AP1000核岛反应堆压力容器锻件完全国产化的基础上,再次实现了蒸汽发生器锻件的完全国产化,一举攻克了制约我国核电发展的重大技术难关,大幅提升了中国核电装备制造的整体水平和技术能力,打破了国外企业在高端大型铸锻件市场的垄断。除大型锻件外,目前反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、主管道、钢制安全壳等核岛关键设备国产化工作均取得实质性进展,确保了中国后续三代核电批量化、规模化发展。

2010年1月11日,中国AP1000自主化依托项目国产化主管道采购合同在北京签订。国核工程公司与中国第二重型机械集团公司(德阳)重型装备股份公司签订了主管道采购合同。核电站主管道是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的大厚壁承压管道,是核蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉”,是压水堆核电站的核一级关键设备之一。AP1000机组由于采用了超低碳控氮不锈钢整体锻造技术,材质要求高、加工制造难度大,堪称目前世界核电主管道制造难度之最。AP1000主管道是中国AP1000自主化依托项目中唯一没有引进国外技术的核岛关键设备。中国二重集团等国内多家企业通过为时两年的科研攻关,自主突破了AP1000主管道制造的技术难关,制造的主管道1:1模拟件综合技术指标已完全符合美国西屋公司的设计技术标准,达到世界一流水平,大幅降低了主管道的采购成本。

三门核电一期工程是我国首个国家核电建设自主化依托项目,通过它和其他项目的建设,最终将使我国实现自主设计、自主建造、自主管理、自主运营AP1000技术核电站的目标。目前AP1000项目建设进展顺利;核电重大专项研发也取得了阶段性重要成果;关键设备国产化实现了一系列突破,填补了不少国内空白。在这种情况下,我国更应该抓住机遇,尽快形成核电自主化、产业化发展格局。根据目前核电产业的发展情况,实施技术攻关、进行资源整合和推进市场化改革是下一步非常重要而紧迫的任务。国家有关部门应抓住加快发展核电的有利时机,促进核电设备制造能力的提高,尽快实现核电技术自主化、设备国产化。

谈到第三代核电技术,国家环保部核安全和环境专家委员会委员林诚格向《中国经济周刊》披露:“中国在浙江三门新建的AP1000核电站机组,第一台在2013年就能并网运行。这将是世界上第一座第三代AP1000核电站,比美国提前了两年半。” 他指出,AP1000技术是目前最安全的核电技术,是全世界核电发展50年经验和智慧的结晶。