简单介绍我国核电站装备工业进展
来自: wxmang
我没有直接参加过核电项目，只是曾经管理的企业为他们提供过一些特殊材料而已，所以间接知道一点情况。至于介绍内容大多是道听途说的，当不得真，行家就不要看了，都是外行话。 一、常识 核电站分两部分：核岛和常规岛。 核岛包括反应堆装置和一回路系统，就是核燃料在反应堆内产生的衰变能，以热能的形式出现，它经过冷却剂的载带和转换，最终把水加热变成蒸汽，驱动常规岛的涡轮发电机组发电。所以常规岛主要是汽轮发电机系统。常规岛技术我们很成熟，因为中国早就是世界第一的发电设备制造大国和强国。 核岛除了关键设备核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳。 核岛技术我们是最近3年才获得完全突破。核岛里面最关键的技术就是高压容器制造技术，例如负责供蒸汽和换热的蒸汽发生器、主管（高压钢管）和主泵（高压泵）。 其中我们在30年内都一直不能突破的技术就是主泵和主管道制造技术，在2011年以前，全部必须依赖进口，受制于人。因为核岛里面的东西以后是无法检修的，这些钢管装下去就一直到他们报废都要安全运行，一般至少50年不出故障，一旦出问题，就是核泄漏，是大事故，所以技术可靠性和工艺稳定性都是变态的要求。所以这一直是核工业的最核心技术，没有任何国家和跨国企业允许转让，所以只能自力更生。 二、心酸史 中国核电站建设史在2011年前就是一部心酸史。简单介绍一下。 我国第一个核电站是80中期到90年代初建设的浙江嘉兴秦山核电站，对内宣传是自行设计制造的国产货，其实关键核心部件全部进口，中国不过是个施工队而已。例如秦山一期30万千瓦反应堆压力容器就是从国外购买的（当时因为被禁运，采取了各种花样来采购，心酸不已），秦山二期60万千瓦反应堆压力容器也是日本三菱重工提供的。再例如核电站主泵，也是国外购买的，主管道也是全部进口。此外反应堆压力容器稳压器、反应堆堆内构件、控制棒驱动机构、核燃料装卸料机等都是国外买来的。 在这以后，建设了完全由法国人交钥匙工程的两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组的大亚湾核电站，这个电站建设几乎与中国没太大关系，因为所有设备都是法国人制造和采购的，我们只是施工队的民工，连工头都不是。 90年代，8平方和后中国被西方全面制栽，已经用任何方法都搞不到设备，而且为了拉拢俄罗斯，加深中俄两国政治互信，平衡贸易顺差，不得不引进俄罗斯核电站（这也是两国间迄今最大的技术经济合作项目），这个项目就是江苏连云港田湾一期，2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年。俄方负责田湾核电站总的技术责任和核岛、常规岛设计及成套设备供应与核电站调试，中方负责工程建设管理、土建施工、围墙内部分设备的第三国采购、电站辅助工程和外围配套工程的设计、设备采购及核电站大部分安装工程。与核电站配套的输变电线路工程和调峰设施，由江苏省电力系统负责建设。 （从技术设计上看，这个电站还是可以的，例如反应堆厂房采用双层安全壳、安全壳预应力张拉系统采用新型倒U形50束钢缆张拉方式、安全系统采用完全独立和实体隔离的4通道(N+3)、设置堆芯熔融物捕集器与冷却系统等缓解严重事故后果的安全设施、使用铀-钆一体化全锆先进燃料组件、采用全数字化仪控系统等） 田湾核电站1号机组1999年10月浇筑第一罐混凝土，2005年10月18日开始首次装料试车，结果俄罗斯造的核电管下去之后第一次试车就爆了10%，由于核岛里面总共就富余了10%，这是以后整个核电站生命周期里面计划慢慢损失的，这下完蛋了。而且俄罗斯制造的热交换器，蒸汽叶片都出了问题。经过调查，发现解决的技术难度极大，几乎到了俄罗斯技术的上限。 这就意味着这个电站不但不能满负荷发电，而且还有安全风险。但是设备调试完了，当时业主就要求核安全局批准并网发电，不然损失太大，但核安全局对国务院说自己不敢批。 田湾一期是项目贷款，用未来电费抵押贷款，涉及多家银团，也包括俄罗斯银团，所以成为政治项目，最后老温一咬牙一跺脚批了并网发电。2007年5月17日正式投入商业运行。如果以后这个电站出了安全问题，老温将死无葬身之地。不过目前看来还好，中国人运气好。 在这以后，又从法国引进了岭澳核电站。其中工程顾问是EDF（法国电力集团），核岛设备供应是FRAMATOME（法美原子工程建筑公司或法马通公司），常规岛土建设计及设备供应是ALSTOM ABB POWER（ABB阿尔斯通动力公司）。而中国只是劳工，例如土石方工程葛洲坝公司，海工是四航局，核岛/常规岛/BOP（电厂成套设备以外的辅助设设施）土建华兴公司/中建二局，核岛/常规岛/BOP（电厂成套设备以外的辅助设设施）安装是23公司/山东电建/东北电建。 而一些低附加值设备部件也由法国人分包给我们，例如堆内构件、控制棒驱动机构、蒸发器、稳压器、安注箱、硼注箱、燃料运输系统、蒸汽和给水管道预制、核二级容器、核岛辅助系统热交换器、重部件支撑及压力容器顶盖起吊装置、汽轮机、发电机、汽水分离再热器、冷凝和给水设备等的一些部件。大亚湾的国产化率不到1%。 不过大亚湾和岭澳百万千瓦级的压水堆核电站在技术上都是上世纪70--80年代的水平，是人家倾销的落后技术。 小日本也一直在欺负我们。当年我们没有大型锻件能力时，就经常找我们麻烦。例如2005年8月，在我国第三代核电招标期间，日本政府提出了“关于中日核电项目保障监督问题”，提出了对大锻件“全面跟踪、全面保障和违约返还”等要求。经过中日双方多次协商，日方虽放弃了“全面保障和违约返还”，但仍坚持对所谓 “作为副产品回收或产生的特殊裂变材料”的全程跟踪，并以此为由拒绝受理核电大锻件的出口许可申请，例如日本政府以“中日原子能协定的少量补充条款尚未达成一致”为由拒绝了JSW的出口申请，拒绝发放出口许可证，导致我国从日本制钢所（JSW）进口的红沿河一期用大锻件不能发运，延误工期。 三、最近几年我们的设备进展 核电站的17项核心设备目前我国都能独立设计和制造。包括： 反应堆压力容器 蒸汽发生器 稳压器 堆内构件 控制棒驱动机构 主管道 环吊 装卸料机 主泵 核二、三级泵 核级阀门 汽轮机 发电机 汽水分离再热器 海水循环泵 冷凝器 主控系统 这17项设备在一个100万千瓦核电站中，至少需要50亿人民币投资（占投资40％左右，自动化系统和仪表占10--15％，辅助系统和设备占40--50％，例如输变电，土建工程，安全工程，环保工程等等）。 我国核电设备制造以东方、上海和哈尔滨三大发电设备制造集团和第一、第二重型机械制造集团等国有大型企业为主，生产能力约占全国总量的80%左右。 1、核电站关键机械设备 其中核电站关键机械设备制造商主要是四川绵阳的东方电气集团，他可以生产蒸发器、控制棒驱动器、汽轮机 、发电机。 东方电气集团下属的东方锅炉集团完成了能够生产高通量堆设备；大型高温气冷堆氦辅系统等等，已经生产并投入运营的有岭澳100万级核电重型设备的蒸汽发生器、稳压器、安注箱、硼注射箱、常规岛汽轮发电机组部套，岭澳二期PLP包核岛重型设备制造。 东方电气下属的东方汽轮机厂完成了1000MW核电全转速汽轮机、岭澳常规岛汽轮发电机组部套、汽轮机静止部件和辅助系统设备、高、低压模块总装、部套的机械加工、装备和部套的毛坯准备、汽轮机的总组装。 东方电机已经承担了我国第一座具有独立自主知识产权的第三代压水堆示范电站装备两台1500兆瓦级大型核能发电机设备生产任务，目前，东方电机已产出核能发电机14台，总容量约为15790兆瓦，成为目前国内产出核能发电机台数最多的电机制造企业。目前东方电机已掌握二代半压水堆1150兆瓦核能汽轮发电机、第三代AP1000压水堆1250兆瓦核能发电机、第三代EPR压水堆1750兆瓦核能发电机制造技术，并正在自主研制CAP1400、ACP1000、模块式小堆ACP100压水堆核能发电机。 2013年8月24日，东方电机生产出世界最大单机容量核能发电机—台山核电站1号1750兆瓦核能发电机。台山核电站是我国首座、世界第三座采用EPR三代核电技术建设的大型商用核电站，东方电机为台山核电站提供首期全部两台核能发电机，单机容量1750兆瓦。 另外一个主要生产商是上海电气集团，可以是生产压力容器、蒸发器、控制棒驱动器、汽轮机、发电机。 哈尔滨电站设备集团公司也能生产核电站汽轮机和发电机。 目前东方集团具备了年产2.5套百万千瓦级核电主设备能力；哈尔滨电站集团具备年生产2套核电站主要设备的制造能力；上海电气集团具有年生产3套核电主要设备的能力；一重集团也具备每年生产约2套核电主要设备的能力。 2、核岛核心设备 （1）、主泵 主泵是核电站的心脏，在核岛一回路系统中，用于驱动冷却剂在RCP(反应堆冷却剂系统)系统内循环流动的泵称为主泵，主泵连续不断地把堆芯中产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧(二回路)给水，是核电运转控制水循环的关键，属于核电站的一级设备，每个蒸汽发生器有一个主泵。 主泵要求具有绝对的可靠性，在2009年前，是核反应堆中唯一国内制造不了的设备，完全依赖进口，其自主设计和制造是我国推进核电自主化的重点和难点。 主泵最重要的突破是：2009年12月7日，四川德阳的东方电气完成国内首台百万千瓦核电主泵装机。只有到此时，我们才算真的彻底掌握了第三代核电站建造技术。主泵是核电站核岛主要设备之一，其安全性、可靠性、稳定性要求高，制造难度大，在这以前，百万千瓦级核电主泵必须依靠进口。 东方电气集团从2001年开始启动了百万千瓦级核电主泵国产化工程。通过引进法国阿海珐技术，八年内逐步完成了吸收、消化核电制造关键技术的工作，独立设计完成了主泵，并制造成功。 目前在建的红沿河、宁德、 阳江等核电站项目的主泵设计、制造、装配、检验、试验工作都将由中国独立完成。 其中主泵核心技术核电主泵轴密封和关键材料的国产化也在2014年7月完成，标志找我国已经完全掌握100万千瓦压水堆核电站主泵技术。在此之前，100万瓦级别的压水堆核主泵全世界只有五家企业掌握，没有一家愿意转让这一技术。 而AP1000核电主泵的设备国产化是由沈阳鼓风机集团和哈尔滨电力集团负责，目前只是样机成功，尚未装机测试。AP1000反应堆冷却剂泵采用世界上最大的屏蔽电机泵，与传统核电站采用的轴封式主泵有很大不同，技术难度大、加工精度高。目前世界上尚未有成功使用的先例。 （2）、主管道 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。我国已建成发电的11台核电机组均采用第二代核电技术，其主管道均使用不锈钢铸件，都是从国外采购的。 2013年7月，中国第二重型机械集团公司（德阳）重型装备股份公司为第三代核电AP1000三门核电站一号机组、海阳核电站一号机组提供全国产化的主管道，这是我国第三代核电自主化的重大突破。AP1000主管道研制取得成功，是我国装备制造企业在三代核电关键设备国产化进程中实现的一个非常重要的节点目标。第三代核电AP1000主管道是我国第三代核电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。 第三代核电AP1000机组的设计寿命提高到60年（第二代核电设计寿命是40年），核电站安全性能指标也大幅提升，需要采用完全不同于第二代核电的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。 （3）、反应堆压力容器 我国反应堆压力容器制造经验主要来自于制造核潜艇，随着大型锻件设备投产（八万吨压机），反应堆压力容器生产、上、下封头的压制、加工及环缝、接管段、安全段的焊接都顺利完成。目前国内的反应堆压力容器制造商主要是上海锅炉厂、东方锅炉厂。 （4）、稳压器 稳压器是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。 该设备设计、制造难度不大，主要技术难度是喷淋装置和电加热元件，均可立足国内设计、制造，国内制造企业有上海锅炉厂、西安524厂、东方锅炉厂。 （5）、蒸汽发生器 蒸汽发生器的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。 国内制造企业是上海锅炉厂、东方锅炉厂和哈电集团重型装备有限公司。其中哈电集团2012年制造成功国产首台AP1000蒸汽发生器，这台AP1000蒸汽发生器，高22.5米、最大直径5.8米，重达620吨，突破了大厚管板锻造、深孔加工和传热管的胀接技术， U型传热管制造工艺。 AP1000蒸汽发生器是第三代核电技术关键设备，代表了目前世界最先进的核电设备制造水平。蒸汽发生器为60年的设计寿命，具有非能动的安全系统，在无能源的情况下能够自我冷却72小时，安全性大幅提高。 （6）、冷凝器 国内设计、制造企业主要是东方锅炉厂 （7）、安全壳 安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。 （8）、堆内构件 堆内构件是压水堆核电站核岛心脏设备，主要功能是装载与支承核燃料；提供堆芯中子通量和温度测量；提供冷却剂合理的水流分配；为控制棒提供正确通道；以控制反应堆启动、停堆和功率调整。 国内的堆内构件制造商是上海第一机床厂。 （9）、核二、三级泵 主要包括上充泵、高压安注泵、低压安注泵、喷淋泵和余热排出泵、电动、汽动辅助给唧泵、设冷水泵，安全厂用水泵、水压试验泵等。目前已经国产化。多家企业能够生产。 （10）、核级阀门 主要包括主蒸汽安全阀、主蒸汽隔离阀、主给水调节阀、余热导出安全阀等。以及分布在核电站100多个系统近6400台套的核一、二、三级阀门，以及其他各类阀门约3万台。 核安全功能要求高，设计、制造难度大中国突破后，对新一代核潜艇发展有很大作用。 目前国内核级阀门制造厂家包括中核苏阀，江苏神通，大连大高，石阀一厂，上海一核阀门、上海五阀等17家（全球一共只有38家）。 其中中核苏阀闸门、截止阀、止回阀，江苏神童的蝴蝶阀和球阀，大连大高的止回阀和截止阀都有自己铸锻件能力，并获得国际核级取证。 （11）、核电站控制棒驱动机构 生产厂商是上海先锋电机厂，生产核电站控制棒驱动机构的机加工部件，驱动杆、钩爪组件，能够生产相关18种1362件产品零件；核电站装卸料机主要生产上是上海起重运输机械厂；核电站环吊主要生产商是大连起重运输机械厂；蒸汽和给水管道生产商是常州电力修造厂；电力电缆（3K级）主要生产上是上海电缆厂和广东电缆厂。 3、常规岛核心设备 （1）、汽轮机 核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。 国内上海、哈尔滨、东方三大汽轮机厂都是世界级水平的企业。都能制造百万千瓦级全速核电汽轮机。 （2）、发电机 国内三大发电设备基地（东方，上海，哈尔滨）都已具备研制百万千瓦级汽轮发电机的能力，具有对定、转子加工的大型数控加工中心，卧式车床等。 核电常规岛辅机设备主要有高、低压给水加热器，凝汽器，除氧器等，国内生产企业是上海动力设备有限公司，杭州锅炉厂等等。 （3）、危急冷却系统 为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故（LOCA）的发生，核电站都设有危急冷却系统。它是由安全注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。 安全注射系统是当核电站一回路系统的管道或设备发生破损事故后，用来向堆芯紧急注入高硼冷却水，防止堆芯因失水而造成烧毁。 安全注射系统设有两套安全注射管系。一套为安全注射箱（ACC）管系，在安全注射箱内储有一定容积的高硼水，并用氮气充压，使注射箱内维持恒定的压力。当一回路系统一旦发生大破裂事故，其压力低于安全注射箱的压力时，安全注射箱内的硼水就通过止水阀自动注入一回路系统。另一套为安全注射泵管系，当一回路系统因发生破损事故而压力下降至一定值时，安全注射泵就自动启动，将换料水箱内的硼水注射至一回路系统，换料水箱内的硼水被汲完后，安全注射泵可改汲从一回路系统泄露至安全壳底部的地坑水，使硼水仍能连续不断地注入一回路系统冷却堆芯。 在电站失去外电源情况下，安全注射泵的电源可由应急柴油发电机组自动供电。 东方集团和哈尔滨电力集团均可生产。 （4）、安全壳喷淋系统 在核电站发生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故时，安全壳内充满了带放射性高压蒸汽，安全壳喷淋系统将用来降低安全壳内压力和温度，使放射性蒸汽凝结下来。 在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头，当安全壳内由于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时，安全壳喷淋系统的泵就自动启动，将换料水箱内的硼水和NaOH贮箱内供除碘用的NaOH溶液一起汲入，以一定的比例混合，再由喷淋头喷入安全壳内。当换料水箱的水被用尽后，喷淋泵可改汲安全壳内的地坑水。此时，地坑水先由设备冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内。 在核电站断电情况下，安全喷淋泵的电源也由应急柴油发电机组自动供电。这套系统国内能生产企业很多，例如上海水泵，沈阳水泵等等。 （5）、核电站用应急电源 (柴油发电机组) 目前我国的核电站应急电源(柴油发电机组)已经不用进口，上海沪东造船厂和陕西408厂引进了法国SEMT pielsMck专利技术的PC型和趴型柴油机作为核电应急电源 (柴油发电机组)中的主动力大功率柴油机。 （6）、主控系统 目前我国能提供100万千瓦压水堆核电站的全部全数字化控制系统，包括核岛安全、保护系统，常规岛控制系统，数据采集系统，控制棒棒控棒位系统和1 E级继电器架等，国产化能力基本在100％左右，极个别传感器需要进口。 核电站常用的测量仪表有流量、温度、液体、压力四类检测仪表，如铠装热电偶、薄膜热电偶、液柱式、热电偶温度计、应变式等压力表和差压计、差压式液位计、浮子式液位计、雷达液位计、差压式流量计、液体静力液位计、转子流量计、电磁流量计等都被广泛应用于核电领域。除了这些常规测量仪器仪表，核电领域还需要振动测量、位移测量等机械量参数测量仪表、分析测量仪表、硼表以及大型仪表控制系统等。 我国企业现在能够能生产具有自主知识产权的核级仪表，如核级电容变送器、核级热电偶、热电阻、核浮筒液位变送器、核级主冷却泵转速仪表、核级压力、差压、温度、位式控制器、核级记录仪、核级可编程调节器、核级报警装置和系统、核级主控制盘系统、部分核级气动、电动调节阀和核级电动执行机构等。 以及IE级反应堆保护系统样机，核电站水、汽取样装置，IE级逻辑系统继电装置，核电站废液处理系统装置，TF级核电NX浓硼酸热缆控制系统，核电站主给水流量测量节流装置等。 上述各种仪表和系统装置己应用核电站上。 （7）、海水循环泵 国内已经能够的设计和制造，技术难度不大。 四、AP1000设备国产化进展 AP1000核电站是美国西屋公司设计的第三代先进压水堆核电站。单堆两环路设计，完全采用非能动安全系统，采用数字化技术和先进主控室设计，功率约为1250MWe，设计寿命60年，是唯一得到美国核管会（NCR）最终设计批准（FDA）的第三代核电技术。 AP1000核电站的反应堆压力容器、蒸汽发生器、堆内构件、控制棒驱动机构、环吊、燃料装卸料机等设备是在原有成熟机组基础上进行设计，与传统的两代及其改进型压水堆核电站设备总体上类似。 AP1000国产化制造的重点和难点主要包括材料、焊接、机加和装配、热处理、检测试验等。 AP1000反应堆冷却剂泵（主泵）、爆破阀、钢制安全壳CV、主管道等设备与传统的核电站完全不同，是AP1000的特殊重要设备。 AP1000反应堆冷却剂泵采用世界上最大的屏蔽电机泵，与传统核电站采用的轴封式主泵有很大不同，技术难度大、加工精度高。 爆破阀的驱动装备是由爆炸单元构成，是AP100核电站非能动系统的关键和特殊设备。 钢制安全壳CV作为AP1000核电站的特别的关键设备，在核电站设备建造史上尚属首次，其外形尺寸大、钢板厚度大、封头分片曲面形状复杂、拼装后的整体精度要求高，且采用新型钢板材料，因此对CV安全壳容器的制造工艺提出了新的要求。 AP1000主管道采用整锻式结构不锈钢锻造管，完全不同于第二代核电站采用的铸造不锈钢管。 上述设备目前均已经成功国产化。 AP1000屏蔽主泵尚未实际应用，但是已经取得美国认证（ASME授权检验机构现场联检，一次成功），成为AP1000主泵ASME部件EMD合格供方。建设的生产线具有年产12台AP1000主泵能力。中国一重制造PRV、SG锻件成功，SG管板试制已成功。 爆破阀是AP1000专有的设备，是AP1000的一个非常关键的安全设备。中核苏阀已经获得ASME N和NPT认证及国家核安全局认证。爆破阀的国产化工作已经完成。 环吊与装卸料设备国产化。由太原重型机床、大连起重机和上海起重机共同完成。 CV容器也是AP1000的专有设备之一。 CV容器的国产化已经由山东核电设备制造公司完成，获得ASME证书。 主管道国产化完成。2013年7月，中国第二重型机械集团公司（德阳）重型装备股份公司为第三代核电AP1000三门核电站一号机组、海阳核电站一号机组提供全国产化的主管道，这是我国第三代核电自主化的重大突破。AP1000主管道研制取得成功，是我国装备制造企业在三代核电关键设备国产化进程中实现的一个非常重要的节点目标。第三代核电AP1000主管道是我国第三代核电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。 第三代核电AP1000机组的设计寿命提高到60年（第二代核电设计寿命是40年），核电站安全性能指标也大幅提升，需要采用完全不同于第二代核电的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主管道成套设备研制的成功，不仅能够满足我国后续三代核电项目建设对锻造主管道的需求，同时为我国具有自主知识产权的CAP1400、ACPR1000+和ACP1000锻造主管道的研制创造了有利条件。 锆材国产化也完成。以及拥有自主知识产权的核级锆合金产品生产工艺试制 核级锆合金产品是核燃料组件。核电站的燃料是铀，其被烧结成一个个圆柱状的二氧化铀陶瓷芯块，叠装在用锆合金做成的包壳管中，做成一根根细长的燃料棒，再把这些燃料棒按一定规则组装成一个个燃料组件，就可供核电站使用。核电站的反应堆堆芯装有上百个这样的核燃料组件，总重量达几十吨。锆合金是以锆为基体加入其他元素而构成的有色合金。随着对核燃料组件性能要求的不断提高，研制具有良好力学性能、耐腐蚀性能和耐辐照性能的高性能核级锆合金一直是各核电先进国家的主要研究方向。而高性能核级锆合金必须具有在高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能、适中的力学性能、较低的原子热中子吸收截面，对核燃料有良好的相容性，如此才可用作水冷核反应堆的堆芯结构材料（燃料包壳、压力管、支架和孔道管），这是锆合金的主要用途。 核燃料组件也是防止核泄漏的第一道屏障，直接影响核电站的安全性、可靠性和经济性。在我国突破以前，我国核电机组中使用的燃料组件依赖国外引进。这个工艺的突破，确保了我国核燃料供应安全。这套工艺包括核燃料性能分析、反应堆物理热工计算分析、燃料组件热工综合试验、水力性能综合试验、力学综合试验、池边检测等。目前能够生产8英尺、12英尺、14英尺燃料组件、高性能核级锆合金、核燃料性能分析软件包等产品。这个工艺可以满足我国自主三代核电技术“华龙一号”建设和运营的需要，也将为国内在运在建核电机组升级换代“中国芯”提供更多的产品选择，为国内核电机组的安全稳定运行保驾护航。 目前核电站都采取了四道屏障的安全保护法。第一道安全屏障是核电站核心部件核燃料棒采用U02陶瓷块，这种陶瓷的熔点高达2800摄氏度，并且它的物理化学性质稳定，不会和水产生放热反应；第二道屏障是核燃料元件的包壳采用铬合金制造，具有很好的密封性和在运行条件下长期封存裂变产物的能力；第三道屏障是罩住燃料元件棒的自压力壳，厚度在20厘米以上，几百吨，当发生核燃料元件包壳有少量破漏时，压力壳将把放射线控制在壳内，不会扩散到外界；第四道屏障是安全壳，有一米厚的钢筋混凝土，即使发生核泄漏事故，放射性物质也将被限制在安全壳范围内，无法向外环境逸散。 此外完成了自主产权核电堆芯计算软件。该软件适用于方形组件压水堆电厂的堆芯核设计和运行支持，是我国拥有完整自主知识产权的核电厂反应堆堆芯物理分析与燃料管理软件系统，改变了我国长期以来缺乏该类国产高水平商用软件的局面，对实现我国核电堆芯设计技术的自主化具有重要意义。 总的来说，AP1000压力容器、蒸汽发生器、主泵、爆破阀、稳压器、主管道、堆芯补水箱、非能动余热排出换热器、钢制安全壳、设备闸门、人员闸门等设备的国产化基本成功，国内相关大型设备制造企业已全面掌握了AP1000核岛主要设备的制造技术，在技术能力、管理水平、硬件设施上都得到了很大提升。 目前三门一期、海阳一期、徐大堡项目、陆丰项目的AP1000核电站正在建设中。 而中国具有完全自主知识产权的CAP1400大型锻件制造技术、蒸汽发生器690U形管研制已取得了突破，反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、汽轮机发电机组等长周期设备研制也取得了阶段性进展。预计CAP1400重大专项示范工程核岛设备国产化率将达到85%以上。 以前国内核电二代、二代﹢技术的国产化率不到90%，但是到山东海阳核电二号机组，第三代核电AP1000国产化率已经达到近100%。 五、其他进展 1、原料 中国核电发展规划是到2020年核电总装机规模达到7000万千瓦，核电装机占电力总装机的4.6%，核发电量将占总电量的7.0%左右。2030年达到2亿千瓦，核电装机占电力总装机的10%，核发电量占总电量的15%。2050年达到4亿千瓦，核电装机占电力总装机的16%，核发电量占总发电量的比重为24%。 但是需要的原料完全靠国产目前看来有问题。因为如果只依靠热堆电站（压水堆），需要200万吨以上的天然铀供热堆全寿期（60年）的消耗。但我国现探明的天然铀储量，最多能供4000万千瓦装机容量的热堆核电站运行50年至60年。所以我们必须去非洲抢铀资源。 2、快堆 另外一个解决方向是搞快堆，因为热堆（例如压水堆）核电站只能利用天然铀中1％左右的资源，其余部分须作为废料处理。快堆在发电的同时，可以把剩余大部分材料变成又可裂变的燃料，长期循环，可以把核燃料的利用率提高到60％～70％。 所以我国核能发展总的路线图是：热堆——快堆——聚变堆。按照长期规划，中国核电战略将“坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线，按照热中子反应堆(热堆)——快中子反应堆(快堆)——受控核聚变堆‘三步走’的战略开展工作”，并“坚持核燃料闭合循环的技术路线”。中国政府计划在2035年前后实现快堆核能系统的商用化。其实现在中国在快堆、热堆乏燃料的后处理、快堆燃料制备、快堆乏燃料后处理等技术领域已经有很大进展。 3、高温气冷堆 上海电气集团鼓风机厂2014年7月成功研制出第四代核电反应堆主氦风机样机，性能世界领先（功能相当于压水堆核电站的主泵，将氦气加压到70个大气压后作为冷却剂，将反应堆堆芯产生的热量带走。随后氦气流经蒸汽发生器，再次加压后返回反应堆堆芯，从而实现能量交换。由于氦气的惰性特点，当杂质保持足够低的水平时，冷却剂不会造成对反应堆内燃料元件和其它构件的化学侵蚀。氦气不吸收中子，也没有显著的反应性效应，使得由于冷却剂产生的废物量也相对少）。 这是高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）的核心装备，是世界上第一台采用电磁轴承的大功率主氦风机，整个风机转子重量约4吨，由电磁悬浮轴承支承，实现非接触无摩损运行，不需要润滑油系统。这套设备标志着我国已攻克世界高温气冷堆先进核电技术研发中的主要技术难关，这一主氦风机将被安装在位于山东省荣成市的华能石岛湾核电厂，该核电站将是世界第一座具有第四代核电特征的高温气冷堆核电站。（高温气冷堆可以避免类似于日本福岛核事故的堆芯熔化、放射性大量释放的重大事故） 在高温气冷堆研究领域，我国已经走在了世界的最前沿。 目前，我国真正的有了设计和建设百万千瓦级压水堆核电站能力。但是在设计技术、计算软件、工程管理、设备配套供应等方面与世界最先进还有一定差距。 目前中国是为世界在建核电机组规模最大的国家，包括28台机组，装机容量为3087万千瓦，其中包括三门核电站2个机组，海阳核电站2个机组，方家山2个机组，防城港2个机组，红沿河4个机组，宁德4个机组，阳江3个机组，福清3个机组，台山2个机组，海南昌江2个机组。 六、中国目前使用的核电站技术 我国正在使用的有五种第三代核电技术，分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。 1、AP1000 AP1000是美国西屋公司研发的“非能动型压水堆核电技术”。是在非能动先进压水堆AP600的基础上开发的。该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且被决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。 世界上首个采用AP1000技术的依托项目浙江三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。 目前，海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项，以及湖南桃花江等内陆核电项目均选用AP1000技术。 浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。三门核电站在全球率先采用第三代先进压水堆AP1000技术，其1号机组是全球首座AP1000核电机组。三门核电站2009年4月19日开工建设，总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。 2、华龙一号 是中核ACP1000和中广核ACPR1000+两种技术的融合，被称为“我国自主研发的三代核电技术路线”。“华龙一号”现已通过国家能源局和国家核安全局的审查。 国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。 ACP1000技术是中核集团自主研发的具备完整自主知识产权的先进压水堆核电技术。它是在中核集团完成设计的CP1000核反应堆的基础上，消化吸收引进的三代核电技术AP1000，借鉴国际先进核电技术的先进理念，充分考虑福岛核事故后最新的经验反馈，按照国际最先进法规的标准要求研制的一种拥有自主知识产权的第三代压水堆核电站。 CPR1000是中广核推出的中国改进型百万千瓦级压水堆核电技术方案。是源于法国引进的百万千瓦级堆型——M310堆型。而ACPR1000+是中广核在推进CPR1000核电技术标准化、系列化、规模化建设的同时，研发出的拥有自主知识产权的百万千瓦级三代核电技术。 按照中核和中广核目前达成的协议，“华龙一号”的堆芯选用中核集团ACP1000技术的177堆芯，单堆布置，核燃料采用中核集团开发的CF自主品牌。在具体的项目上，可根据客户需求，配置个性化的专设安全系统。 3、CAP1400 CAP1400型压水堆核电机组是国家核电技术公司在消化、吸收、全面掌握我国引进的第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上，通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组，也是中国“16个国家科技重大专项”之一的核电重大专项的核心内容。CAP1400符合目前全球商用核电站的最高安全标准要求，也是最大的非能动压水堆核电站。 CAP1400将与“华龙一号”一道，成为中国核电技术竞逐海外市场的两大利器。 目前，我国应用CAP1400技术的项目为山东荣成CAP1400示范项目1-2号机组，单机容量140万千瓦，设计寿命60年。该项目为有望核准的项目，现两台机组的前期工作进展顺利，预计今年内开工，2018年首台机组并网发电。 CAP1400技术特点： CAP1400采用了非能动堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统的组合设计。其安全性比二代核电提高两个量级。 同时，CAP1400采用简化设计，与传统压水堆相比部件数量显著减少。这样维修检查的压力减少，故障几率大幅降低。 对于反应堆安全保障的重中之重——钢制安全壳，CAP1400在设计中扩大了安全壳尺寸，获得了较大的自由容积、优化布置和更大的安全壳内压分析裕量。在屏蔽厂房的设计上，采用钢板混凝土结构，具备抗大型商用飞机恶意撞击能力，并优化了空间布置，以提高人员可到达性和设备可维修性。 在经济方面，CAP1400较目前二代核电的经济性主要体现在性能参数和建造成本上。CAP1400具有更优的经济性;设计使用寿命为60年，较二代核电增加20年寿命。 基于AP1000的模块化技术，CAP1400优化了模块设计。模块化建造缩短了建造周期：示范工程一号机组建造周期56个月，2号机组50个月。 4、法国EPR核电技术 EPR是与美国AP1000并列的当代先进的三代核电技术，是法马通和西门子联合开发的反应堆，是在国际上最新型反应堆(法国N4和德国建设的Konvoi反应堆)的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。 EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年，双层安全壳设计，外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害，内层为预应力混凝土。 EPR核电技术是我国出于政治关系的引进项目，不在目前国内新机组的技术选型考虑范围之内。 目前，全球采用此种技术建造的核电站共有3座，除位于中国广东江门的台山核电站外，还有2005年5月开工建设的芬兰奥尔基洛托核电站，2007年底开工的法国弗拉芒维尔核电站3号机组。 台山核电站一期工程由中国企业和全球拥有核电机组最多的法国电力公司共同投资建设。该工程已于2009年底正式开工。建设两台单机容量为175万千瓦的压水堆核电机组，项目建成投产后年上网电量预计达260亿千瓦时。 EPR技术特点： 1、EPR属压水堆技术。 2、EPR是目前国际上最新型反应堆(法国N4和德国近期建设的Konvoi 反应堆)的基础上开发的，吸取了核电站运行三十多年的经验。 3、EPR是新一代反应堆，具有更高的经济和技术性能：降低发电成本，充分利用核燃料(UO2或MOX)，减少长寿废物的产量，运行更加灵活，检修更加便利，大量降低运行和检修人员的放射性剂量。 4、EPR的电功率约为1600兆瓦。具有大规模电网的地区适于建设这种大容量机组。另外，人口密度大、场址少的地区也适于采用大容量机组。 5、EPR可使用各类压水堆燃料：低富集铀燃料(5%)、循环复用的燃料(源于后处理的再富集铀，或源于后处理的钚铀氧化物燃料MOX)。EPR堆芯可全部使用MOX燃料装料。这样，一方面可实现稳定乃至减少钚存量的目标，同时也可降低废物的产量。 6、EPR的技术寿期为60年，目前在运行的反应堆的技术寿期为40年。由于设备方面的改进，EPR运行40年无需更换重型设备。 5、俄罗斯VVER核电技术 VVER是前苏联所发展的压水动力堆的简称。VVER是俄语缩写，代表“water-water能量反应堆”(即水冷反应堆water-moderated能源)。在一些东欧国家，核电生产部分或全部依靠苏联设计的这种反应堆。 上世纪七、八十年代，前苏联主要建设的二代压水堆核电机型，是VVER-1000。九十年代初，苏联解体以后，俄罗斯跟世界各核电机组供应商一起，进行更安全更经济的新机型的改进研发，先后推出了AES-91(V-428)和AES-92(V-412)两种机型。两种机型都保持了VVER-1000的基本型式，两者基本相同。 两种机型分别在中国的田湾核电站和印度的库达库拉姆核电站，各建设两台。田湾核电站的两台AES-91型机组，已分别于2007年5月17日和8月16日建成投产。印度库达库拉姆核电站的两台AES-92型机组，也分别于2010年9月和12月建成投产。 在AES-91和AES-92两种机型建设实践的基础上，吸收反馈经验，进行了综合改进、挖潜和标准化，推出了名义功率为120万千瓦的AES-2006型，属三代+的机型。 俄罗斯政府已确定AES-2006型为俄罗斯今后核电发展的主力机型，计划在2030年前要建成32台这种机组，现在已有4台机组，新沃罗涅日2厂(NVNPP)和列宁格勒2厂(LNPP)各2台机组，分别在2008年和2009年开工建设，于2012年和2013年建成。另外在保加利亚的Belene核电站的竞标中，俄罗斯战胜了捷克斯库达公司和西屋公司联队，以AES-92型中标，两台机组已于2008年开工建设。 目前，在俄罗斯和海外共运行着53座采用俄罗斯VVER技术的水冷核反应堆，其中28座是VVER一1000型反应堆。 七、核电站建设机械行业市场规模 1、大型铸锻件 铸锻件是核电主设备关键原材料，是核电站中核岛、常规岛主设备的关键原材。国际上仅有少数公司能够制造。目前国内有能力生产核级大型铸锻件的企业仅有中国一重、上海电气、中国二重，每年近70亿元市场。 2、核电阀门 核电阀门占核电设备总投资的5.2%左右，到2020年新建核电站中阀门总投资累计将达到219亿元。 两台百万千瓦机组核电站每年总维修费用在1.35亿元人民币左右，核电阀门的维修、更换费用在维修总额中约占50%，每年达到约6700万元。当中国运行的百万千瓦核电机组装机容量达到7000万千瓦时，每年核电阀门的维修、更换费用就将达到23.45亿元人民币。目前，核电站核级阀门已经完全国产化。 3、核级仪控系统 核级仪控系统每年市场需求在45亿元以上。核级仪控系统现在已经采用数字化技术。 4、加工机床 这个市场规模在每年100亿左右，竞争极为激烈，所有设备均已经完成国产化。 但是国内核电装备制造业已经产能过剩，以我国反应堆压力容器为例，目前我国有三家企业在做，仅一重一年的产能就可达10台左右，全国年产能约为20台，而国内需求仅仅为6台左右。再例如蒸汽发生器、管道分别有4家企业在做，产能超过10台套，实际需求只有一半。至于阀门、核岛主泵，生产企业更多，国内持证核级阀门厂家为17家（全球共计为35家）。 可以预见，这又是一个将被中国人做成白菜价的高大上领域。
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