【名词解释】AP1000核电技术

      AP1000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，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”，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。

一个争论已久的话题再被抛出水面。

      “中国可能成为AP1000(三代核电技术)的世界实验场。目前，AP1000优势尚未显现，机型安全性需要客观检验。”中国核工业集团原计划部副总工程师温鸿钧在一次论坛上再次抛出自己的观点。同在嘉宾席的国核技术公司专家委委员沈文权眉头紧皱。

      “AP1000有技术风险和经济风险。”温曾就此向国家有关部门提议，但没有得到采纳。

      温鸿钧提醒，美国核能监管委员会(NRC)正在延迟对AP1000设计认证审批，英国也将冻结对AP1000审查。

      从经济性上考虑，AP1000成本远高于二代加压水堆核电站。在建核电站每千瓦成本2000美元左右，而AP1000投入6000~8000美元。

      争论始终存在。本报记者了解到，我国政府已经明确内陆核电厂一律采用AP1000标准设计机组，并计划批量化建设。

      中国核能动力学会经济专业委员会副主任薛新民亦告诉记者，在核电技术路线上，我国将大力推广AP1000技术，实现技术国产化，成为主流技术。

      有接近国家核安全局专家称，针对AP1000提出的异议，国家核安全局已经讨论研究，目前已经启动AP1000重大科技专项，投入大量资金，不可能放弃。

AP1000优劣论

      沈文权说：“AP1000核心技术体现在‘非能动’安全系统上。”

      基于此，2007年，国务院作出引进AP1000的决策。2007年7月，西屋公司与国家核电技术公司签约，我国引进4座第三代AP1000反应堆。

      这4座反应堆分别成对建设在浙江三门和山东海阳。其中，三门1号机组将于2013年建成发电，是世界上第一座AP1000核电机组。其余三座则预计分别在2014年和2015年交付使用。

      AP1000推崇者认为，这种机组具有非能动的余热排出系统、非能动的应急堆芯冷却系统、自动降压系统、非能动的安全壳冷却系统和非能动的主控室可居留性系统等，一旦遭遇紧急情况，不需要交流电源和应急发电机，利用地球引力、物质重力等自然现象就可驱动核电厂的安全系统。

      此外，AP1000核电站的设计寿命为60年，比二代核电的设计寿命长20年；反应堆燃料元件换料周期为18至24个月，建设工期短，设计目标是48~36个月。

      但AP1000的安全壳性能、抗震性、非能动安全系统可靠性并没有得到美国NRC、美英等核电专家的认可。

      温鸿钧介绍，日本地震之后，美国资深核安全专家、民主党众议员写信给NRC主席，对AP1000设计认证提出质疑，要求NRC在有关AP1000抗震安全问题解决之前不要批准。

      他们主要提出，AP1000安全壳呈“三明治”结构，无法承受直接撞击，可能会像玻璃杯一样受损；利用地震波等不相干函数模型，低估了反应堆可能受到的地震力。

      2011年4月6日，由AP1000监察组等13个组织再次联合向NRC最高领导投送请愿书，要求暂停AP1000设计认证审查。除上述保护壳问题外，又提出紧急冷却等问题。

      如，反应堆顶上的大水箱，在强烈地震和龙卷风等极端情况下很可能被破坏；屏蔽式主循环泵在强烈地震和龙卷风情况下能否正常运行；AP1000采用非能动安全系统的排热降温能力能否正常运行。

      英国对AP1000评审的初步结论显示，最突出的问题在核电站安全壳。英国对AP1000的设计将于2011年9月16日冻结。如果西屋公司再不及时提供解决问题的方案，就有不予通过的可能。

AP1000设计认证尚未通过

      中国工程院在《2030、2050中国中长期能源战略研究》中称，“AP1000引进项目，有重大技术、经济风险，必须高度重视，采取措施，规避风险，使损失减少到最低限度。”

      中国工程院院士对AP1000提出技术异议。一是AP1000的设计认证尚未真正通过；二是缺少首堆工程整体验证的实践证明；三是AP1000的设计方案尚未固化。

      2006年1月27日，美国 NRC向AP1000颁发最终设计认证书。但2006年3月8日，NuStart公司和西屋公司联合向NRC提交建设贝尔福特两台AP1000的建造和运行许可证申请时，NRC要求西屋公司报送AP1000新的设计资料，再次审查。

      审查通过重新颁发名为“AP1000修正”的设计认证书。2006年颁发的最终设计认证书，不能作为颁发工程建设项目建造运行证的依据。

      温鸿钧说：“美国NRC原计划到2010年3月才完成技术审查工作。但日本地震之后审核时间被无限期延长。”

      公开资料显示，2009年10月，NRC曾驳回了佐治亚州采用AP1000设计建设反应堆的申请，当时的理由是AP1000设计方案在防震、防飓风和飞机撞击方面都存在安全隐患。

      美国NRC主席确认AP1000存在技术问题尚未解决。只有西屋公司给出可行、可靠的解决办法和可信、满意的证明，并得到专家的认可，NRC才考虑颁发设计认证书。

      中国工程院专家称，AP1000的设计方案有涉及核安全的重大设计修改。西屋公司向NRC申报的设计方案与2006年颁发设计认证书的设计方案相比有重大修改，包括稳压器重新设计，修正地震分析，仪表和控制系统修改，重新设计燃料架，并修改了反应堆燃料的设计。（21世纪经济报道 王秀强）

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＝＝＝历史回放＝＝＝

中国已具备批量建设第三代AP1000核电厂技术条件

      2010年2月8日，上海核工程研究设计院建院40周年大会上传来消息，中国采用第三代AP1000核电技术建设的首批内陆核电厂标准设计的初步设计和安全分析报告已圆满完成，这标志着中国已在技术上具备了批量建设AP1000核电厂的条件。

      据悉，上海核工程研究设计院2010年初已启动了AP1000核电厂的施工设计和安全审评对话准备工作，从技术上确保首批内陆厂址2010年具备浇注第一罐混凝土的条件。同时，大型先进压水堆核电站重大专项概念设计也全面完成，初步设计准备就绪。

      核电是一种安全、清洁的能源，目前，中国核电进入了加快发展的新阶段，发展第三代核电，符合世界新一代核电发展方向。引进世界先进技术、统一技术路线、高起点推进中国核电自主化发展，是中国政府为实施能源结构调整而做出的重大战略决策。

      目前中国正在运行的11座核电机组，以压水堆技术为主，包括3座国产的、2座从俄罗斯引进的和4座从法国引进的，还有从加拿大引进的2座重水堆。这些核电技术都属于第二代或二代改进技术。

      2007年，中国引进了目前世界上安全性最好、技术最先进的第三代先进压水堆核电技术(AP1000)，由美国西屋公司开发。在消化吸收再创新推进中国核电自主化进程中，实施了“三步走”战略：第一步，外方为主，中方全面参与，形成AP1000沿海核电厂址的标准设计，建成浙江三门、山东海阳4 台核电机组自主化依托项目；第二步，中方为主，外方支持，形成AP1000内陆核电厂址的标准设计，建成一批AP1000内陆核电厂；第三步，全面自主创新，形成具有自主知识产权的CAP1400标准设计，建成CAP1400重大专项示范工程及进行规模化建设。

      作为国家核电技术公司的骨干核心企业，上海核工程研究设计院站在了中国乃至世界核电发展的制高点，负责AP1000自主化依托项目的总体设计、负责AP1000国产化项目的自主设计、负责大型先进压水堆核电站重大专项的研究开发和总体设计。

      上海核工程研究设计院和国核电力规划设计研究院于2008年正式启动了中国AP1000内陆核电厂标准设计工作，2009年底，完成了标准设计的初步设计。国内首批AP1000内陆核电机组——湖南桃花江核电站以及江西彭泽核电站的《初步安全分析报告》(PSAR)也已递交给国家核安全局，为 AP1000内陆核电厂顺利获得建造许可证(CP)奠定了基础。（新华网 王蔚）

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＝＝＝延伸阅读＝＝＝

AP1000核电技术 - 概述

      AP1000是西屋公司开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电。与 传统的PWR安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、 HVAC（加热、通风、空调系统）、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。通过这些设计改 进，AP1000机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率3×1.0×10-7/堆年，远低于URD要求的1.0×10-5/堆年，进一步将 AP600“非能动”理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。

AP1000核电技术建设AP1000核电技术建设

      中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，中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，为推进中国核电产业技术水平的整体跨越，为实现中国第三代核电AP1000的自主化、批量化建设打下了坚实的基础。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核电技术 - 原理特点

工作原理

      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。

核心技术

      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。

主要特点

      1、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。

      2、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。
     
      3、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。

AP1000核电技术 - 发展历程

      破解核电迷局AP1000当今核电市场最具竞争力

      AP1000 是西屋在AP600技术的基础上延展开发的。AP600以“非能动性”为特点的设计最早始于1991年，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。

      由于AP1000脱胎于AP600，因此研发进程大大加快，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。史睿智特意提到，在多年的开发工作中，不少中国工程技术人员也参与其中。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。

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AP1000核电技术 - 技术特点

      1、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 )。

      2、唯一得到美国核管会最后设计批准（FDA）的新三代+核电站。

      3、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。

      4、1100 MWe设计，对于提供基本发电负荷容量很理想。

      5、模块化设计，有利于标准化并提高建造质量。

      6、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 )。

      7、 更简便的运营(配备行业最先进的仪表和控制系统 )。

      8、 符合美国用户要求文件（URD）对新一代商用反应堆的要求。

AP1000核电技术 - 关键技术

      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，中国成为首个成功掌握此项技术的国家。核电站核岛筏基是核反应堆厂房的基础部分，其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。该项技术的成功实施，可以有效缩短工期，将为未来第三代核电的批量化建设带来巨大的经济价值。

      2、核岛钢制安全壳底封头成套制造技术

      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。

      3、模块化设计与制造技术

      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。CA20模块是AP1000的最大一个结构模块，长20.5米，宽14.2米，高20.7米，近7层楼高，由18个房间构成，包括32个墙体子模块和40个楼板子模块，结构总重达749吨，加上吊具等起吊总重量达到968吨，相当于700多辆小汽车的重量。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。

      4、主管道制造关键技术

      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。

      5、关键设备大型锻件制造技术

      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。以前中国的大型铸锻件企业因制造能力和技术上的差距，使国内高端大型铸锻件市场和技术被国外巨头垄断，尤其是在核电大型铸锻件上，国外更是实行技术封锁。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。