Page 36 - 中国核能发展报告（2022）_l(1)

核能科技创新

（一）调试运行能力进一步提升

高温气冷堆核电站示范工程已开展一回路役前压力试验等调试工作，取
得一批调试关键技术研究成果，为该示范工程调试并网发电奠定了基础。对
蒸汽发生器的管材蠕变性能开展试验研究，为推动高温气冷堆关键设备国产

化、提升高温气冷堆关键设备在役检查能力提供了有力支撑。
运行燃料管理能力获得提升。已开发完成运行燃料管理软件系统并完成相

关功能模块调试，能够在线跟踪、预测、评价高温气冷堆反应堆状态。该系统
在进一步试运行并通过最终验证和认证后，将应用于高温气冷堆运行燃料管理。
针对高温气冷堆投运后面临的运维风险，高温气冷堆核电站示范工程运
营单位积极探索解决高温气冷堆在运维领域面临的技术难题。针对高温气冷
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堆控制棒系统维修开展的技术革新，在该示范工程调试并网发电过程中发挥
了重要作用。针对石墨粉尘去污及辐射防护相继研发成功的高辐射剂量场辐

射水平监测平台、三维辐射剂量场分析平台均已应用于该示范工程。

（二）设备运维可靠性显著提升

为提高高温气冷堆核电站示范工程的运维可靠性，通过对高温气冷堆各
工况下内部事件 PSA（高温气冷堆概率安全分析）等风险模型的开发，完成
高温气冷堆设备运维可靠性管理平台开发、测试和完善。通过对高温气冷堆

关键敏感设备开展故障模式与影响分析，开发高温气冷堆关键敏感设备预防
性维修模板，编制完成《高温气冷堆系统监督》等导则和方案。另外，《高温
气冷堆设备可靠性分级识别导则》《全厂系统设备分级清单》《高温气冷堆蒸

汽发生器给水处理导则》《陶瓷堆内构件老化管理大纲》等一批适用于高温气
冷堆的运维管理文件陆续编制完成。

（三）高温气冷堆后续堆型研发取得进展

大型高温气冷堆确定了百万千瓦关键参数和技术方案，以及超临界常规
岛主要设计参数和技术方案。2021 年 9 月，中核集团、清华大学、宝武集团

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