我国自主三代核电更具国际竞争力

　　中国能源报-中国能源网 | 7月25-26日，记者跟随国务院国资委组织的“与共和国共成长——新媒体走进新国企”走进国家电投上海核工院，探访备受外界关注的我国三代核电自主化型号——国和一号（CAP1400），了解其再创新的重要科研成果。

　　产品性能达先进水平

　　国家科技重大专项大型先进压水堆国和一号核电型号是国家电力投资集团有限公司（以下简称“国家电投”）在引进、消化、吸收AP1000世界先进三代非能动核电技术的基础上，通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电型号。“国和一号示范电站位于山东威海市荣成石岛湾，拟建设2台大型先进压水堆核电机组，设计寿命60年，单机容量140万千瓦。”国和一号总设计师、国家电投上海核工院院长郑明光对记者表示。

　　自从2008年2月15日国务院常务会议审查通过了《大型先进压水堆核电站重大专项总体实施方案》以后，十余年来，国家电投上海核工院联合国内相关大学、科研院所、制造业等产学研近400家单位、2万名技术人员，开展了历时整整十年的科研攻关，坚定推动自主创新，持续提升核电安全性、经济性。

　　专项实施前，我国核电产业一直面临着几个受制于人的“卡脖子”问题，包括设计自主化、材料国产化（如蒸汽发生器690U型管、核级焊材、大锻件）、关键设备的自主化和国产化等。“针对这些核电产业配套的缺失或薄弱环节，重大专项进行了核心产业的战略布局。尤其是反应堆系统低损耗，说起来容易做起来难，比如以前的反应堆压力容器是一个一个部件焊接起来的，而我们自主研发的一体化设计，大大减少了压力容器的焊缝，达到阻力最低、安全性更好的目的。”郑明光自豪地说。

　　安全、经济性更具国际竞争力

　　国和一号（CAP1400）的安全性、经济性在国际上处于领先地位，设计上满足最高安全标准，安全上经过完整充分的试验验证与安全审评，安全指标优于AP1000约15%以上，在多层防御的基础上系统性地应用非能动和简化理念，从设计、工程措施和管理上预防设备疲劳、人因、环境条件变化带来的风险，确保绝对安全。

　　上海核工院国和一号（CAP1400）自主燃料研发团队技术人员介绍，核燃料是核反应堆的能量之源，是体现核电安全性和经济性的核心。针对材料、零部件及组件整体，上海核工院开展了21项自主创新设计，自主研发了格架自动焊机、骨架胀接机等8台关键制造设备，形成专利42项，技术秘密22项。

　　“国和一号（CAP1400）安全系统和关键设备性能通过试验验证，可抗大型商用飞机撞击，试验分析报告得到国家核安全的认可。”郑明光表示，相比EPR、AP1000，国和一号（CAP1400）经济上更具国际竞争力，批量化后造价至少还能再降低10%以上。

　　设备国产化率达85%

　　郑明光向记者坦言，国和一号（CAP1400）主泵开发难度最大，目前研制正在有序推进；湿绕组主泵样机已研制完成，耐久性能已得到初步验证屏蔽电机主泵样机试验正在按计划进行中，运行稳态，主要关键参数均满足设计要求。“我们计划今年10月份启动工程与耐久试验。”

　　国和一号（CAP1400）各参与企业以“国家使命高于天”的激情与责任感开展科研攻关。比如中国一重、二重、上重的大锻件制造技术，刚开始成品率低、合格率低，制造难度很大，通过科研与工程技术人员的大量试验研究、分析、比对、论证，从不掌握技术到掌握技术，从学习对标，再到比肩超越，最终具备了世界领先的大锻件制造能力。又比如蒸汽发生器690U型管研发，国外把相关的研究数据、关键工艺视为核心技术，对我国实行严格封锁。上海核工院联合宝银特钢团队历经6年的攻坚克难，过程中大量试验、多轮论证，自主创新建立690U型管综合研究评价与制造体系，产品性能达到国际先进水平。

　　据了解，通过大型先进压水堆重大专项的实施，带动了我国基础工业和装备制造业的产业升级，持续突破国外垄断与技术壁垒，主泵、爆破阀、压力容器、蒸汽发生器、堆内构件、控制棒驱动机构、大锻件、核级焊材、蒸发器690传热管等关键设备、关键材料全部实现自主化设计和国产化制造。

　　郑明光说：“国和一号（CAP1400）设备完全自主设计，国产化率可达85%以上，剩下的部分都可以国际公开采购，没有特别受制于人的物项。”