引言

2007年，正式挂牌的国家核电技术公司（以下简称“国核技”），受命代表国家受让美国西屋第三代核电技术，负责实施浙江三门1、2号机组和海阳1、2号机组四台首批AP1000自主化依托项目的工程管理，并通过引进消化吸收再创新，形成我国具有自主知识产权的核电技术品牌。在技术转让合同谈判过程中，国核技提出，只要中方能够利用转让的技术研发出功率超过AP1000设计功率（125万千瓦）的机型，就可以拥有自主知识产权。但是西屋公司为了保护自己的利益，提出只要这类机型的功率小于135万千瓦，知识产权仍旧属于西屋公司，只有研制出功率大于135万千瓦的机型，中方才可以拥有自主知识产权。国核技接受了这个条件，决定开发设计功率为140万千瓦的CAP1400机型。后来，国家科技部颁布的2006-2020年16个国家重大科技示范工程中的大型压水堆核电厂示范工程项目，其建设内容从中核集团自主研发多年的CP1000，转为国核技即将开始研发的CAP1400。

作为AP1000全球首堆工程的三门1号机组，自2009年3月底浇灌第一罐混凝土后，历经艰难曲折，重大核心设备研制一再受阻，原定2013年底并网发电的工期一再推迟，直到2016年底才总算是完成了冷试、热试的主要试验项目。在此，笔者愿向三门核电业主建言：1、切忌浮躁和侥幸心理，沉下心来组织人员认真总结所有冷、热态调试试验结果，特别是非能动安全系统和美国核管会NRC向美国四台AP1000在建机组颁发的建造运行许可证（COL）中与调试有关的许可证修正项，并与机组的技术规格书进行对比分析；2、如发现有需补做或重做的试验，应及时安排落实，对非能动安全系统重做的试验，应该仔细分析与技术规格书产生差异的原因是操作错误或检测仪表错误等偶然因素，还是该系统实际中的固有因素，若是后者，由于涉及到机组事故处理的安全问题，则应向国家核安全局和集团汇报；3、要坚持核工业部的优良传统，调试阶段发现的缺陷或潜在隐患，应该在本阶段彻底解决，绝不能带病转阶段。需知，反应堆装料后，再有什么差错，问题处理将由于带放射性操作而变得难上加难；4、在上述工作的基础上，向国家核安全局提交能经受的住国内外核电专家评审和历史考验的热态调试报告，再转入下阶段工作。

鉴于AP1000屏蔽主泵实际制造过程中出现的大量问题尚未有明确结论，特别是2016年进行的试验并未验证该屏蔽主泵能否长期安全稳定满功率运行，许多业内专家认为应该按照国际惯例，待三门1号机组经过1年的试运行并加以改进后，才可以开展后续工程的建设。

随着CAP1400研发工作的开展，西屋公司横生枝节，蓄意刁难，提出要进一步明确135万千瓦的定义，这意味着CAP1400的实际功率为140万千瓦的话，上网净功率可能不足135万千瓦，则知识产权仍属于西屋公司。为此，国核技领导决定将CAP1400的实际功率提高到150万千瓦，针对山东石岛湾示范工程的具体场址条件，甚至可高达158万千瓦，以摆脱西屋公司的无理纠缠，但是这对CAP1400的研发和工程建设均增加了不小的难度。本文将通过与AP1000依托项目机组实际情况的对比，分析CAP1400在技术和工程管理方面面临的主要挑战。这些无法回避的挑战能否顺利解决，将决定着CAP1400工程建设的顺利与否，必须予以充分重视。

挑战之一：非能动安全系统空前严酷的极限工作条件

与二代改压水堆技术相比，三代压水堆技术的显著特点是具有一套较为完整的预防和缓解严重事故后果的工程设施，从而显著提高了机组的安全性。所谓严重事故，是指核电厂反应堆堆芯发生严重损坏，甚至导致大量放射性物质向环境释放的重大事故。为防止大量放射性物质向环境释放，最容易想到的方法是将严重事故时产生的堆芯熔融物始终保持在反应堆压力容器内，即所谓的“堆芯熔融物压力容器内滞留（IVR）“技术。

IVR基于的原理是：当反应堆发生堆芯熔化时，用安全壳内置换料水箱的水注满反应堆堆腔，利用冷热端的密度差和高程差形成的驱动力进行自然循环，非能动的导出堆芯熔融物的热量，以避免炽热的堆芯熔融物将压力容器下封头熔穿。这种情况下必须考虑的风险是所谓的沸腾危机，即在这种非能动传热条件下，从下封头导出热量的最大热流密度必须小于该工况下的临界热流密度，使压力容器外壁传热始终处于泡核沸腾状态。否则，当下封头热流密度超过临界热流密度时，泡核沸腾将突然转为膜态沸腾，使传热状况急剧恶化，压力容器的壁温迅速增加，进而熔穿压力容器，导致从压力容器流出的堆芯熔融物与堆腔中的水发生猛烈的蒸汽爆炸，使事故进一步扩大，从而对反应堆堆腔和安全壳的完整性造成不可接受的后果。

对于IVR技术的这种风险，经济合作和发展组织（OECD）十分重视，并于1994年启动了为期3年的RASPLAV试验计划，由俄罗斯库尔恰托夫原子能研究院牵头，包括美国西屋公司和法国阿海珐在内的14家科研机构共同参加，使用真实的堆芯材料对IVR开展试验研究。此外，美国爱德华国家工程和环境实验室（INEEL）的J.H.Scobel计算得到“堆芯熔融金属层的峰值热流密度为1720kW／m2，在该处的临界热流密度为1890kW／m2，前者与后者之比为0.91”。换种说法，最小烧毁比（临界热流密度与最大热流密度之比）为1.1，而通用的反应堆热工设计准则规定的最小烧毁比一般不得低于1.3。鉴于最大热流密度与临界热流密度之间的裕度太小，导致工程设计的不确定度难以接受。故而，法国和俄罗斯两大核电供应商都放弃了IVR技术，改用堆芯捕集器来预防和缓解严重事故。堆芯捕集器始终保持堆腔的干燥状态，一旦堆芯熔融物熔穿下封头，即可直接进入设置在安全壳筏基内的熔融物收集腔，并由冷却水非能动的导出热量，使之凝固，从而避开了蒸汽爆炸风险，以保障安全壳完整性，避免大量放射性物质向外释放。

值得注意的是，在我国三代核电技术国际招标期间，法国阿海珐公司曾公开撰文指出西屋公司AP1000的IVR技术存在的技术风险。一家公司在招标过程中对竞争对手的技术公开提出质疑，这在国际招标史上非常罕见。

上世纪八十年代，西屋公司将包括IVR在内的非能动安全技术用于60万千瓦的中等功率机组AP600的概念设计上，并安排了大量的程序计算和科研试验研究，最终于1998年得到了美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA）。后来，西屋公司将这套非能动安全理念拓展到百万千瓦级AP1000的设计上。尽管功率翻了一番，增至了125万千瓦，但由于缺少经费等原因，在研发过程中很多结果是直接从AP600的试验结果中推演出来的。直到中标中国三代核电，才补做了一些试验研究和理论分析。在美国核管会对西屋公司提交的设计控制文件（DCD）第15版到第19版的评审过程中，IVR只是做了理论计算，没有再做试验研究。

现在CAP1400的设计功率又比AP1000大了20%，堆芯燃料装载量也比AP1000有大幅度增加。因此，众多业内专家均对IVR技术应用于CAP1400机组上的工程可靠性极为关注。2014年8月，为了验证CAP1400的设计，国核技决定开展非能动堆芯冷却、熔融物滞留、非能动安全壳冷却、堆内构件水力特性、堆内构件流致振动、蒸汽发生器及其关键部件性能等方面的六大关键试验，这些工作是非常必要的。但使人费解的是，其他五个试验都是由行业内具备科研实力的权威科研机构承担，而其中安全风险最大的一个试验——CAP1400 熔融物压力容器内滞留试验(IVR)项下“全尺寸下封头外壁临界热流密度和流道流动试验”却是由上海交大承担。一般认为，高等院校擅长的是机理性试验研究，通过对工程实际进行大量的简化和条件假设，得出一些机理性的试验结果。然而这对于核电技术所需的工程验证试验显然是不够的。

笔者认为，对于全尺寸下封头IVR工程验证试验，核心关键有两点：一是对反应堆堆芯熔化全过程这一世界级难题的准确掌握和精确模拟；二是精确模拟堆外冷却水的非能动全尺寸驱动力和流道。二者缺一不可，否则都会对试验结果正确性产生重大影响，很难起到工程验证的作用。据上海交大介绍，IVR试验的下封头材料采用了核电厂原型材料，是该项试验的一大创新点。但与上面两个关键点相比，反应堆压力容器下封头材料的影响是次要的。由于笔者不掌握第一手材料，不知道上海交大是如何分析描述反应堆堆芯熔化的全过程，以及上海交大是否将其试验结果与OECD的试验以及美国爱德华国家工程和环境实验室（INEEL）的计算结果进行过对比和综合分析。

2014年9月下旬，在国家能源局组织的核电新项目开工可行性专家研讨会上，国核技董事长王炳华曾表示会后将安排国核技专家就此问题与参会专家交流，但后续始终未做过进一步的说明。因此，业界专家对CAP1400中IVR技术工程可靠性的安全疑虑，至今仍未消除。