Page 34 - 中国核能发展报告(2023)
P. 34
核能科技创新
一 大型先进压水堆“国和一号”CAP1400
“国和一号”是在国家重大专项的支持下,由国家电投集团牵头,联合国
内 600 多家单位共同攻关,在消化、吸收 AP1000 技术,全面掌握以非能动安
全为标志的第三代核电技术的基础上,研究开发的具有我国自主知识产权的
大型先进压水堆型号,是我国核电实现跨越式发展和国家重大专项自主创新
的标志性成果。2022 年 9 月,上海核工院召开 AP1000 技术引进工作总结会
暨 AP1000 技术引进总结报告发布会,标志着圆满完成对引进技术的消化吸
收,成功完成后续 CAP1000 项目的自主化设计,并进一步完成“国和一号”
技术的创新研发。2022 年,“国和一号”示范工程一批关键设备实现如期交付,
ഠ߶॓࿐໓ངԛϱഠϱಃ෮Ⴕ
有力支撑工程建设顺利推进;在核电机组安全运行、核电自主软件开发等方
面也取得新进展。
(一)设备材料自主化取得新突破
主泵成功供货,有效支撑“国和一号”示范工程建设。1 号机组 4 台湿
绕组电机主泵全部完成出厂试验并安装完成,已经完成冷态水压试验考核,2
号机组 4 台屏蔽电机主泵已经全部完成出厂试验,两台交付现场。
一批关键设备、关键材料等实现国产化,核电产业链供应链安全水平
不断提升。1E 级磁浮子液位计、监测主泵的 1E 级温度传感器、非能动余
热排出流量控制阀、堆外核测仪表等关键设备相继研制成功,对支撑核电
站安全运行具有重要的意义。1E 级信号传输电(光)缆及附件、辐照监督
管用高纯度铌片等关键材料实现国产化,已开始为“国和一号”示范工程
提供产品。
(二)系统开展在建在役电站安全技术研究
成功研制具有完全自主知识产权的高强度安全壳用钢,开发了大型非能
动核电厂熔融物滞留关键技术、破损燃料检测及性状分析技术、核电厂结构
019
ഠ॓ჽඔሳඣႆଽಸ KFE :VX3J9YN33 06 H"8 44-; P)[ZG#5CS I*R%+3" GE [[I$#Q(5F#.852