我國第三代核電自主化依托項目工程建設(shè)總體上進(jìn)展順利，安全、質(zhì)量、進(jìn)度都處于全面受控狀態(tài)。在此過程中，我國引進(jìn)消化吸收再創(chuàng)新和自主創(chuàng)新，在世界上率先掌握了第三代核電AP1000的五大核心關(guān)鍵技術(shù)。這五大核心關(guān)鍵技術(shù)分別是：核島筏基大體積混凝土一次性整體澆注技術(shù)、核島鋼制安全殼底封頭成套技術(shù)、模塊設(shè)計和制造技術(shù)、主管道制造技術(shù)、核島主設(shè)備大型鍛件制造技術(shù)。

1、核電站核島筏基大體積混凝土一次性整體澆注技術(shù)

2009年4月19日，我國第三代核電自主化依托項目首臺機組、世界上首臺AP1000核電機組——浙江三門核電站一號機組核島第一罐混凝土澆注及養(yǎng)護(hù)取得成功，已全面進(jìn)入主體工程建設(shè)階段。 三門核電站一號機組主體工程第一罐混凝土澆注工作取得了良好效果，這是迄今為止我國核電站工程建設(shè)首次采用核島筏基混凝土一次性整體澆注的先進(jìn)技術(shù)，創(chuàng)造了世界上核電站核島筏基大體積混凝土整體連續(xù)澆注的成功范例。

大體積混凝土一次性整體澆注，可以實現(xiàn)核電站核島基礎(chǔ)的一次整體成形，具有無接口、防滲好等技術(shù)優(yōu)點，特別適合安全性能要求較高的核電施工。但由于澆注后的養(yǎng)護(hù)是難點，一直是施工的一大技術(shù)難題。為確保澆注第一罐混凝土取得成功，2008年5月，國家核電技術(shù)公司、國核工程公司、三門核電現(xiàn)場啟動了專項計劃;2009年3月1日，完成了所有實體準(zhǔn)備工作;3月10日，三門核電站一號機組核島完全具備澆注混凝土實體條件，三門核電現(xiàn)場還進(jìn)行過多次模擬澆注;3月11日，國家核安全局組織相關(guān)專家對一號機組核島澆注進(jìn)行檢查驗收;3月13日，三門核電現(xiàn)場完成對澆注工作的最后一次質(zhì)量檢查。

2、核島鋼制安全殼底封頭成套制造技術(shù)

2009年12月21日，三門核電站一號機組核島鋼制安全殼底封頭成功實現(xiàn)整體吊裝就位，這一底封頭的鋼材制造、弧形鋼板壓制、現(xiàn)場拼裝焊接、焊接材料生產(chǎn)、整體運輸?shù)跹b等都是由中國企業(yè)自主承擔(dān)完成的。

AP1000首次采用在核電站反應(yīng)堆壓力容器外增加鋼制安全殼的新技術(shù)。鋼制安全殼是AP1000核電站反應(yīng)堆廠房的內(nèi)層屏蔽結(jié)構(gòu)，是非能動安全系統(tǒng)中的重要設(shè)備之一。AP1000鋼制安全殼底封頭鋼板的典型特征是大尺寸、多曲率、高精度，采用整體模壓一次成型技術(shù)，尚屬世界性難題。中方企業(yè)攻克了一系列世界性的技術(shù)難題和工藝難關(guān)，提升了我國核電裝備制造和相關(guān)材料研制的水平。

3、模塊化設(shè)計與制造技術(shù)

2009年 6月29日，三門核電站一號機組核島最大的結(jié)構(gòu)模塊CA20模塊成功吊裝就位，開啟了我國核電站工程模塊化建造的新時代。CA20模塊的工廠化預(yù)制和現(xiàn)場拼裝、組焊、整體吊裝的順利完成，標(biāo)志著AP1000技術(shù)的模塊化設(shè)計和施工的先進(jìn)理念已經(jīng)從理論變成了現(xiàn)實。

CA20模塊是AP1000的最大一個結(jié)構(gòu)模塊，長20.5米，寬14.2米，高20.7米，近7層樓高，由18個房間構(gòu)成，包括32個墻體子模塊和40個樓板子模塊，結(jié)構(gòu)總重達(dá)749噸，加上吊具等起吊總重量達(dá)到968噸，相當(dāng)于700多輛小汽車的重量。

使用模塊化建造方法，可以實現(xiàn)核電站核島工程建設(shè)中的土建和安裝的交叉施工，能大大縮短核電站的工程建設(shè)周期。通過模塊的工廠化預(yù)制，可有效提高工程建造的質(zhì)量。

4、主管道制造關(guān)鍵技術(shù)

2010年1月11日，我國AP1000自主化依托項目國產(chǎn)化主管道采購合同在北京簽訂。國核工程公司與中國第二重型機械集團(tuán)公司(德陽)重型裝備股份公司簽訂了主管道采購合同。

核電站主管道是連接反應(yīng)堆壓力容器和蒸汽發(fā)生器的大厚壁承壓管道，是核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)輸出堆芯熱能的“大動脈”，是壓水堆核電站的核一級關(guān)鍵設(shè)備之一。AP1000機組采用了超低碳控氮不銹鋼整體鍛造技術(shù)，材質(zhì)要求高、加工制造難度大，堪稱目前世界核電主管道制造難度之最。

AP1000主管道是我國AP1000自主化依托項目中唯一沒有引進(jìn)國外技術(shù)的核島關(guān)鍵設(shè)備。中國二重集團(tuán)等國內(nèi)多家企業(yè)通過為時兩年的科研攻關(guān)，自主突破了AP1000主管道制造的技術(shù)難關(guān)，制造的主管道1：1模擬件綜合技術(shù)指標(biāo)已完全符合美國西屋公司的設(shè)計技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)，達(dá)到世界一流水平，大幅降低了主管道的采購成本。

5、關(guān)鍵設(shè)備大型鍛件制造技術(shù)

2009年12月22日，中國一重承擔(dān)的三門核電站2號機組蒸汽發(fā)生器管板鍛件研制取得成功，在先前實現(xiàn)AP1000核島反應(yīng)堆壓力容器鍛件完全國產(chǎn)化的基礎(chǔ)上，再次實現(xiàn)了蒸汽發(fā)生器鍛件的完全國產(chǎn)化，一舉攻克了制約我國核電發(fā)展的重大技術(shù)難關(guān)，大幅提升了我國核電裝備制造的整體水平和技術(shù)能力，打破了國外企業(yè)在高端大型鑄鍛件市場的壟斷。

以前，我國的大型鑄鍛件企業(yè)因制造能力和技術(shù)上的差距，使國內(nèi)高端大型鑄鍛件市場和技術(shù)被國外巨頭壟斷，尤其是在核電大型鑄鍛件上，國外更是實行技術(shù)封鎖。

除大型鍛件外，目前，反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主泵、主管道、鋼制安全殼等核島關(guān)鍵設(shè)備國產(chǎn)化工作均取得實質(zhì)性進(jìn)展，確保了我國后續(xù)三代核電批量化、規(guī)?；l(fā)展。

引進(jìn)第三代核電技術(shù)的必要性

1、帶動相關(guān)產(chǎn)業(yè)發(fā)展

我國政府決定引進(jìn)AP1000技術(shù)，肯定是在高瞻遠(yuǎn)矚、權(quán)衡全局利弊，同時考慮了技術(shù)風(fēng)險的可接受程度后作出的決策。AP1000核電技術(shù)的引進(jìn)，直接帶動了我國先進(jìn)核電的建設(shè)，使世界首批三代核電AP1000機組落戶中國。同時，在研發(fā)設(shè)計環(huán)節(jié)、工程管理領(lǐng)域、設(shè)備和產(chǎn)品制造領(lǐng)域、運行服務(wù)環(huán)節(jié)完善并逐步形成了三代核電自主化發(fā)展的整體鏈條，帶動了與核電相關(guān)的科研、冶金、裝備制造、信息化等多個產(chǎn)業(yè)的發(fā)展。國家核電技術(shù)公司積極探索“標(biāo)準(zhǔn)化設(shè)計、工廠化預(yù)制、模塊化施工、專業(yè)化管理、自主化建造”的三代核電發(fā)展新路子。同時，更以加快形成我國具有自主知識產(chǎn)權(quán)的大型先進(jìn)核電技術(shù)品牌為目標(biāo)，統(tǒng)籌協(xié)調(diào)我國的涉核單位和行業(yè)資源，使我國核電產(chǎn)業(yè)初步形成了跨行業(yè)、跨地區(qū)、跨部門、跨學(xué)科的團(tuán)結(jié)協(xié)作、奮力攻關(guān)的新局面。

2、促進(jìn)自主創(chuàng)新

AP1000并不是我國核電技術(shù)的終點。國家核電技術(shù)公司的重要使命是在消化、吸收、全面掌握第三代核電AP1000先進(jìn)技術(shù)的基礎(chǔ)上，通過再創(chuàng)新形成具有自主知識產(chǎn)權(quán)的、功率更大的大型先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)品牌。目前，我國大型核電重大專項的實施管理模式和協(xié)作攻關(guān)的態(tài)勢初步形成。重大共性技術(shù)和關(guān)鍵設(shè)備材料研究工作，核電大型鍛件、鍛造主管道、蒸汽發(fā)生器690合金U型傳熱管研制等課題取得較大進(jìn)展。兩年來，國家核電技術(shù)公司堅定不移地推動以大型核電重大專項示范工程(CAP1400)建成投產(chǎn)為標(biāo)志的三代核電自主化，我國自主創(chuàng)新的“大核電”揚帆起航。只有擁有具有自主知識產(chǎn)權(quán)的大型先進(jìn)核電技術(shù)，我國才能由“核電大國”轉(zhuǎn)變成為“核電強國”，才能在滿足國內(nèi)核電自主建設(shè)發(fā)展的同時，實施核電成套技術(shù)“走出去”戰(zhàn)略，贏得世界核電大單。

第三代核電的優(yōu)勢

1.安全性

核電站安全目標(biāo)有兩個指標(biāo)，一是反應(yīng)堆堆芯熔化率(簡稱堆熔概率)，二是大規(guī)模釋放放射性物質(zhì)的概率(簡稱釋放概率)。如果以每核反應(yīng)堆每年來計算的話，二代堆的堆熔概率為10-4，也就是每堆每年出現(xiàn)萬分之一的可能性;而釋放概率為10-5，也就是每堆每年有10萬分之一的可能會發(fā)生核物質(zhì)大規(guī)模釋放。第三代核電機組要有更高安全目標(biāo)。即堆芯熱工安全裕量>l5%，堆芯損壞概率<10-5/堆年，大量放射性外泄<10-6/堆年。兩次核電事故后，法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)對安全目標(biāo)的要求又提高了，而AP1000的安全目標(biāo)比前兩者更高，具體見附表2。

AP1000的關(guān)鍵技術(shù)是采用非能動安全系統(tǒng)，具體表現(xiàn)在采用非能動安注、多級非能動自動卸壓系統(tǒng)、非能動余熱排放系統(tǒng)和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)。AP1000核電站引入了嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施，如堆腔淹沒技術(shù)、自動卸壓系統(tǒng)(ADS)、抑制氫爆的氫復(fù)合系統(tǒng)(氫點火器和非能動氫催化復(fù)合)、堆芯熔融物壓力容器內(nèi)保持(IVR)等技術(shù)。同時，AP1000采用雙層安全殼和全數(shù)字化儀控系統(tǒng)。

AP1000核電站的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)不依賴外部電源，采用非能動余熱導(dǎo)出、非能動安全注入以及非能動安全殼冷卻?？梢员ＷC長時間的安全停堆。還可以保證大于72h不用操作員干預(yù)。

EPR核電站采用4通道安全系統(tǒng)和雙層安全殼。引入了嚴(yán)重事故預(yù)防及緩解措施，如穩(wěn)壓器卸壓、堆芯撲集器和非能動氫復(fù)合器。

2、經(jīng)濟(jì)性

第三代核電機組要有更好的經(jīng)濟(jì)性，具體表現(xiàn)在機組額定功率為l000~1500MWe，可利用因子>87%。換料周期18~24月，電站壽命60a，建設(shè)周期48~52月，電價要能與聯(lián)合循環(huán)的天然氣電廠相競爭。因此，第三代核電機組在技術(shù)上更先進(jìn)，經(jīng)濟(jì)上更占優(yōu)勢。