Page 287 - 2019年核能年鉴
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中国核能可持续发展论坛——2018 年春季高峰会议..
安全性、经济性和环境相容性均处于世界 后通过了国家核安全局的安全审评和国际
领先水平。特别是完成了CAP1400六大关 原子能机构(IAEA)的通用反应堆安全
键试验全部17个试验项共887个验证试验 评审。
工况的任务。 在设备国产化方面,先后开展了反应
重大专项采用新型举国机制下的协同 堆压力容器、蒸汽发生器、堆内构件、控
创新体系,其中参研单位200多家,参研 制棒驱动机构、反应堆冷却剂主泵、主管
人员超过20 000人,有效发挥了“政产学 道、泵阀、反应堆保护系统平台、大锻
研用”合作,促进了科研大合作、技术大 件、板材、690传热管、核级焊材、电缆
集成、创新大集聚。通过专项的实施,带 等关键设备和材料的研制,设备国产化率
动整个核电行业实现了从二代向三代的整 达到85%。CAP1400的主要关键设备和材
体跨越,形成了持续的创新能力,打造了 料都有两家以上的企业分别进行研制和供
我国自主的先进核电自主设计体系、先进 货,形成了良好有序的市场竞争环境,也
核电设计分析软件体系、先进核电标准体 降低了供应的风险。
系、先进核电试验验证体系、先进核电安 CAP1400主要技术特征如下:
全审评体系、先进核电装备供应链体系, (1)堆芯热功率4040 MW,机组额
促进了综合国力的提升。 定功率约为1500 MW;
目前,山东石岛湾CAP1400示范工程 (2)操纵员可不干预时间为72小
已具备开工建设条件。 时;
2. CAP1400技术特点 (3)关键试验完成全部17个试验项
CAP1400设计基于非能动安全理念, 共887个验证试验工况;
充分考虑了AP1000依托项目建设中得到 (4)堆芯热工裕量≥15%;
的经验反馈,通过进一步提升电厂容量、 (5)安全停堆地震0.3 g;
-6
优化总体设计参数、优化非能动安全系 (6) 堆芯损伤频率< 10 / (堆 •
统配置、提高关键设备可靠性、提升对 年);
-7
地震和外部水淹等极端事件应对能力等 (7)大量放射性物质释放频率<10 /
措施,进一步降低了机组的堆芯损伤频 (堆•年);
率(CDF)和大量放射性物质释放频率 (8)职业集体辐照剂量<1.0人•Sv/
(LRF),提高了核电厂的安全性和经济 (堆•年);
性。 (9)放射性废物最小化,固体废物
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CAP1400研究设计过程中,对主要的 最终体积不超过50 m /年;
创新和改进项进行了充分论证并开展相关 (10)屏蔽厂房采用钢板混凝土结
试验验证,安全水平得到国家核安全监管 构,具备抗大型商用飞机恶意撞击能力;
机构和国外权威机构的认可,2016年,先 (11)多样性的数字化仪控系统,
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