百万千瓦级中国先进压水堆ACP1000核电机组，是中国核工业集团公司2010年立项开展的重点科技专项，是具有自主知识产权的第三代先进核电品牌。ACP1000三代核电技术是中核集团发展战略和“龙腾2020”科技创新计划的重要组成部分，是实现我国核电自主化的重大举措。 在中国核工业集团公司的英明领导下，中国核电工程有限公司牵头，中国核动力研究设计院等单位参与，组成了中核集团ACP1000研发设计团队，开启了我国三代核电自主研发的艰辛历程。 ACP1000的前世今生 ACP1000的开发是在我国三十余年核电科研、设计、建设和运行经验的基础上，充分借鉴国际三代核电技术先进理念，满足我国最新的核安全法规和要求，考虑了福岛核事故经验反馈，采用了能动和非能动相结合的安全系统设计理念，全面平衡地贯彻了纵深防御的设计原则，设置了较完善的严重事故预防和缓解措施，达到了CDF小于1×10-6/堆年、LRF小于1×10-7/堆年的概率安全目标。 在自主设计并建设秦山核电站CNP300及秦山二期核电站CNP600的成功经验基础上，中核集团开始研发百万千瓦级中国先进压水堆，经历了三个主要阶段：自主设计CNP1000、自主研发具有自主知识产权的CP1000、自主研发具有自主知识产权的三代核电技术ACP1000。 1999年7月，中核集团启动百万千瓦级压水堆核电厂(CNP1000)概念设计，2001年3月完成CNP1000标准设计方案，2005年6 月完成CNP1000初步设计、初步安全分析报告。 2007年4月至2010年2月，在前期研发工作基础上，进一步确定“177堆芯”、“单堆布置”、“双层安全壳”等22项重大技术改进，型号更名为CP1000。2009年底，完成CP1000示范工程福清5、6号初步设计。2009年11月至2010年4月，为进一步论证总体设计方案和重大技术改进方案的适宜性，中核集团与NSC开展了CP1000重大技术改进、安全设计及验收准则联合研究。2010年4月底，CP1000技术方案完成实验验证、论证分析和联合研究工作，方案通过中国核能行业协会组织的国内同行专家审查。2011年3月福岛核事故发生前，已完成CP1000（结合福清5、6号厂址）FCD前施工图设计，PSAR报告已提交核安全局，并召开了第一轮审评对话会；原计划2011年12月开工建设，因福岛核事故暂停。 2010年1月，中核集团在CP1000的基础上启动ACP1000 重点科技专项研发。2010年12月，完成《ACP1000/ ACP600方案设计》。2011年3月福岛事故后，按照最新法规标准要求，完成《ACP 1000 概念方案及科研补充报告》。2011年8月，完成顶层方案设计，集团专家审查会通过审查并正式批复。2012年12月，完成并提交PSAR报告，2013年2月，完成示范工程福清5、6号初步设计，并开展施工图设计，启动主设备采购。 一路靠实力说话 核电产业是高新技术产业，一个新的堆型的开发当然离不开科研工作。为了顺利实现试验首堆目标工程目标，ACP1000研发团队在项目开展初期就确立了98项科研课题，在科研和工程设计中投入大量骨干力量。 ACP1000的重大科研项目取得突破性进展。 非能动安全壳热量导出系统是ACP1000三个非能动系统之一，为了确保事故后系统的导热性能，ACP1000研发设计团队在开展该项科研初期就确立了需要建立接近首堆示范工程实际系统实施方案的工程验证试验台架。该项目于2011年12月启动，并于2013年3月正式签订合同，之后完成了一系列理论分析和原理性试验，2012年6月完成系统综合实验研究方案评审，2012年8月开工建设试验台架，同年11月竣工并完成调试，启动试验。该综合试验台架是以1:1的高度比例建造，并模拟实际运行参数，用以考核非能动安全壳热量导出系统在各种工况下的排热能力、动态响应特性和稳定运行特性，并检验所研制设备的性能。此项目所得的实验数据将为ACP1000在非能动安全壳热量导出系统的工程设计提供依据。 堆腔注水系统实验研究中，ACP1000研发设计团队克服重重困难，完成了高功率密度电加热元件选型验证实验，在此基础上完成了2000支国外电加热元件、电气仪控系统设备的采购工作；完成了堆腔注水系统实验模拟体的设计及订货和本体加工；实验大纲已通过集团审查。本项科研已于2013年4月完成自然循环工况实验；计划2013年9月完成强迫循环工况实验。 于此同时，该研发团队还肩负着二次侧非能动余热排出系统的实验研究工作。目前已完成蒸发器模拟体的设计，补水箱、冷却水箱、冷却器和60m高的高位水塔的施工设计。实验相关的主设备都已完成采购，钢平台、回路布置工作业已完成。该项试验验证工作已于2013年5月开始，并计划于2013年9月完成所有试验内容。 此外，ACP1000其他各项科研课题进展顺利：烟囱气态流出物取样代表性研究课题完成了试验台架的设计、建造、验收和试验方案的评审；LBB技术应用研究课题与外委单位签订了合作合同，各项计算和试验工作进展顺利；功率工况内部事件二级PSA课题，参研人员克服困难，加班加点，提前完成了主要研究工作；截止目前，共有应急硼注入系统设计研究、堆腔冷却注水系统研究、严重事故管理导则、严重事故下主控室可居留性研究、安全系统配置及设计技术研究、非能动安全壳热量导出系统研究、长周期换料对燃料操作与贮存系统设计研究、仪控系统特点分析研究、安全系统（设施）布置设计研究、烟囱气态流出物取样代表性研究、抗震设计技术研究、增加蓄电池研究、水压试验泵可靠电源、临时供电研究、硼回收系统、抗震裕度分析等16个课题基本完成科研开发任务，等等。 ACP1000研发设计团队还组织开展ACP1000知识产权保护策划和专利申请工作。编制出版了知识产权大纲，开展ACP1000专利申请和专利侵权筛选工作。ACP1000项目研发过程中共预计产生743项专利技术，其中申请了27项PCT国际专利，软件著作权共104项。 为积极推进中核集团自主研发的ACP1000三代核电机型出口工作，2013年4月1日至2日，中核集团核动力事业部在北京组织召开了《三代核电ACP1000自主知识产权和出口相关问题分析报告》专家评审会。国家知识产权局、中国核能行业协会、中核集团科技委、核工业专利中心等单位的专家参加了会议并听取了ACP1000研发团队的汇报，认为ACP1000作为中核集团自主研发的具有自主知识产权的三代核电机型，其自主知识产权覆盖了设计、燃料、设备、建造、运行、维护等领域，并已自主开发了核电专用软件，形成了完整的知识产权体系，是目前国内能独立出口的三代机型。 锁定福清5、6号 ACP1000以福建福清核电厂5、6号机组作为目标工程。 2012年2月，ACP1000研发设计团队正式启动目标工程初步设计。在时间短、任务重的情况下，研发设计团队夜以继日地努力工作，于2013年3月按期完成了全部初步设计工作。核电厂研发设计参与单位众多，为了保证信息交换顺利开展，项目团队建立了数千条的设计接口数据库，从而保证设计质量。针对一些疑难问题，研发设计团队组织召开了数百次专题会议，邀请内部专家以及外部专家进行讨论，保证了研发设计工作顺利开展。 初步安全分析报告（PSAR）是项目申请的重要文件。ACP1000是正在研发的堆型和而且工程进度非常紧张，为了保证报告的质量，研发设计团队进行了详细的策划，编写工作与初步设计、联合研究、科研课题和试验验证进行了耦合，充分利用其成果。针对报告关键路径，专门召开了众多专题会；报告初稿完成后，进行了研发设计团队组织了内部专家审查、外部专家审查、业主审查和集团审查等，对1000多条专家意见进行了修改。经过10个月的奋斗，终于完成报告，该报告满足了核安全局对格式内容的最新要求，体现出自主研发三代核电技术ACP1000的特点。 为了平衡ACP1000核电厂的安全性和经济性，在其设计过程中首次应用了确定论和概率论相结合的风险指引型设计方法，研发设计团队在开展这项创新性工作中遇到了种种困难，在时间紧迫、缺少可借鉴的经验的情况下，加班加点高质量开发了评价ACP1000电厂的风险模型。在此基础上，通过与设计的反复迭代，完成了一系列设计方案选择、电厂设计优化等工作，为实现ACP1000的总体安全目标提供了保证，也获得了国内同行专家的高度认可。 施工设计已经与2013年3月1日启动，长周期设备及主要设备已经启动采购工作，现场已经具备开工条件。每个节点的完成都凝聚着设计研发团队的心血。 走出国门 为了将ACP1000堆型向国际市场推广，中核集团2013年12月与IAEA签署了ACP1000通用反应堆安全审查（GRSR）合作协议。根据该项协议，中核集团于2014年5月22日正式向IAEA提交了有关ACP1000 GRSR审查所用的“Reactor Safety and Environmental Analysis Report”报告。会上，IAEA官员和中国国家原子能机构驻IAEA代表对中核集团 ACP1000的GESR报告编制，以及所作的各技术专题报告给予了高度的评价，审查专家对此次双方专家交流会的初步结果表示满意。首次GRSR专家交流会增进了双方的沟通，加深了IAEA审查专家对ACP1000技术的了解。 |
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