2016年1月29日，中核集團在京召開2016年新春記者會，中核集團董事會秘書、新聞發言人潘建明等介紹了集團2015年科研生產經營情況并回答了記者提問。

　　記者：

　　2015年年底，中核集團的海上浮動核電站納入國家能源科技創新“十三五”規劃，請介紹一下中核集團小型堆發展情況。

　　中核集團董事會秘書、新聞發言人潘建明：

　　2015年12月30日，國家發改委正式復函，同意中國核工業集團公司申報的ACP100S海上浮動核電站納入國家能源科技創新“十三五”規劃。這將大大促進我國海上核能應用領域的發展，加強我國海洋開發建設能力。

　　此次國家發改委批復的ACP100S為“多用途模塊式小型壓水堆ACP100”的海上應用型號。而ACP100作為國家高新技術產業發展項目，2011年已獲得國家能源局批復，且已完成所有科研攻關工作，具備工程建設條件。

　　中核集團作為我國戰略核力量的核心和國家核能發展與核電建設的主力軍，擁有豐富的海洋小型戰略核動力裝置和核電站研發、設計和運行經驗，是我國開展海上浮動核電站研發、設計、建造及運營的骨干企業。在中核集團統一部署下，核動力院2010年已啟動海上核能應用攻關工作，并跟潛在用戶簽訂了戰略合作協議，針對目標廠址已完成海上核能應用可行性研究和廠址勘探工作，按照國家“核能走出去”和“滿足海洋核動力平臺多元化發展需求”，實現了浮動核電站ACP系列型譜化。基于50多年的海上小堆研發經驗，核動力院開發了包括ACP10S、ACP25S、ACP100S等三種不同功率規模的浮動式反應堆，并可進行單雙堆組合，實現10MWe～200MWe功率規模的浮動式核電站型號，滿足國內外各類用戶和市場需求。

　　中核集團核動力事業部黨組書記周定文：

　　目前，中核集團旗下中國核動力研究設計院聯合國內船體平臺研發、設計和制造單位已完成針對我國海域的浮動核電站初步設計和關鍵技術攻關工作，具備示范堆建設基本條件，計劃2016年底啟動示范堆建設，2019年建成運行。ACP100S是中核集團完全自主研發、自主設計的小型海上反應堆型號，單堆電功率100MWe，完全滿足三代核電安全要求，可以為海上鉆井平臺、海島開發、偏遠地區等提供熱電水等能源需求，滿足供電、供熱、海水淡化、核能制冷等多元化發展需求。

　　中核集團浮動式反應堆所有堆型全自主開發、100%知識產權所有，并完成了相關浮動核電站型號的國內外專利布局和知識產權保護工作，目前僅ACP100S就已獲得國家專利局批復的各類專利385項，且與國際最大的英國勞氏船級社和國際原子能機構簽訂了合作協議，正在開展相關的浮動核電站安全審評和相關的法規標準制定工作。這將大大加快中核集團浮動核電站型號“走出去”和“多元化發展”進程。

　　延伸閱讀

 

核電站

　　根據我國環境和經濟可持續發展需要，發展核電是我國優化能源結構的優先選擇，核電發展政策由 2005年的“積極發展核電”變為現在的“大力發展核電”。為了適應新能源發展戰略，國家正在調整核電中長期發展規劃，加強沿海核電發展，科學規劃內陸地區核電建設。通過不斷新增核電機組開工項目，力爭到 2020年核電占電力總裝機達到 5％以上。

　　核承壓設備及其制造要求

　　核電站用鋼是包括用于核電站的核島、常規島、電站輔助設備等設備制造用鋼鐵材料。核承壓設備是指核動力廠及其他核反應堆中執行核安全功能的承壓設備及其支承件，包括反應堆壓力容器、穩壓器、熱交換器、管道、泵、閥門、貯罐以及堆內構件等；反應堆系統的鋼制安全殼或混凝土安全殼的鋼襯里；核燃料生產、加工、貯存、后處理設施以及放射性廢物處理、處置設施中包容放射性物質的承壓設備及其支承件；其他需要嚴格監督管理的核承壓設備。

　　核承壓設備根據核安全要求分為核 1、2、3級。我國核安全法規 HAF0901第八條規定：從事制造核承壓設備關鍵承壓材料（包括管材、棒材、板材、鑄鍛件和焊接材料）的單位，必須遵守 HAF0900和 HAF0901實施細則，并接受國家核安全局的獨立監督，其中生產大型鑄鍛件的單位須取得制造資格許可證，焊接材料及其它材料由使用單位通過質量保證體系加以控制和監制。借鑒國外核電發展經驗和我國實際，民用核安全設備實行許可證制度。包括民用核安全設備設計許可證、民用核安全設備制造許可證、民用核安全設備安裝許可證、民用核安全電氣設備許可證、以及民用核安全設備無損檢驗許可證。其中民用核安全設備制造許可證按照核級安全要求級別，又分為主設備設計/制造許可證、核2/3級設備設計/制造許可證、核級泵閥設計/制造許可證、核級管道、管配件、支撐等設計/制造許可證。截止到2009年2月底，國家核安全局頒發的國內企業持證單位已有110家，國外企業有8家。持證單位只能從事許可證上上標記的設備類型或典型設備的名稱的設計、制造、安裝和檢測等內容。

　　核級材料的特點

　　核級材料是指用于民用核設施中的核承壓設備制造、維修，并需符合有關核安全法規、導則和技術標準的鋼鐵和有色金屬材料。這些材料可細分為碳素鋼、低合金鋼、不銹鋼、鎳基合金、鈦及其合金、鋯合金等，其類型涉及板、帶、管、絲、棒和鍛件等。  就核承壓設備所用材料而言，依托法國技術的核電機組，通過大亞灣和嶺澳等核電站的建設，對核承壓設備用材已有所了解。AP-1000是我國首次引進的三代堆型，世界上尚無建成投產業績，國內對其制造標準和選材并不了解。但 CRP-1000與 AP-1000在多數反應堆容器用材上相類似，但前者主要依據 RCC-M標準，而后者主要依據 ASME和相關核電標準。  核電設備用關鍵金屬材料的國產化一直不盡人意。由于沒有核電站整體設計權和核關鍵設備的知識產權，核電關鍵設備所用材料的選用和制造、標準體系建設也無話語權，主要依靠國外的技術采購規格書向國外企業采購，致使核電關鍵設備用金屬材料的開發不能支撐核電設備國產化的需要。我國在建堆型的大型化，以及技術來源的多樣化，又為關鍵設備用材料國產化增添了一定的難度。  與常規壓力容器相比，核電用材料具有以下主要特點：

　　（1）核設備用金屬材料設計考慮要素多。核能關鍵設備通常在高溫、高壓、強腐蝕和強輻照的工況條件下工作，對材料的要求極高，通常要滿足核性能、力學性能、化學性能、物理性能、輻照性能、工藝性能、經濟性等各種性能的要求，要達到專用的標準法規要求。

　　（2）質保體系要求嚴格。按法規、標準和采購技術條件規定完成材料的生產。我國 HAF003/01和 ASME等標準對核電材料生產全過程質量控制有明確的要求。對核級材料的設計、生產、試驗、探傷運輸全過程在嚴格的質保體系下完成。不符合項等進行有效的管理和監督，對有損于質量的情況提出切實有效的糾正措施，對各流程進行記錄和監察，過程要求具有可追溯性。做到凡事有章可循，凡事有據可查，凡事有人負責，凡事有人監督。

　　（3）化學成分要求更嚴格。受壓元件的 S、P含量一般都要求150ppM以下，反應堆壓力容器某些部件要求80ppM，個別部件 S含量要求為50ppM以下。某些特定殘余元素嚴格規定，如對奧氏體不銹鋼硼含量不得超過 18ppM；與堆內冷卻劑接觸的所有零件（一般采用不銹鋼或合金制造），其鈷、鈮和鉭含量嚴格限定為 Co≤0.20%， Nb+Ta≤0.15%。某些接觸輻照的承壓容器，要求限制材料的銅、磷含量。

　　（4）力學性能試驗項目多，指標要求嚴格。取樣數量比壓力容器多得多。取樣位置也有嚴格的要求。從指標要求上看，夏比 V型沖擊值要求比容器材料高得多，往往要同時提供 2個或 3個試驗溫度下的沖擊吸收功、側向膨脹量和纖維區面積等。

　　（5）無損檢測要求更嚴格的。超聲波探傷的驗收要求比常規壓力容器高得多；部分容器用鋼板 UT探傷重疊部分要求達到 10%~15%。對于所有受壓部件都有嚴格的表面質量要求，經過 VT和 PT探傷檢驗。

　　（6）核電用材的規格大、單重重、甚至有表面光潔度要求。核電設備用鋼板厚度達到 300mm，最大鍛件重達 300噸以上。核級管材、不銹鋼材等產品尺寸精度要求高，一些小徑、薄壁、特長管材，要求直度和表面光潔度。需通過精密超聲波、渦流探傷，制造難度極大。
 

　　百萬千瓦壓水堆核島主要設備及所用金屬材料種類

　　發展歷程

　　核電技術的劃分最早起源于美國能源部。從全球來講，第一代核電站是指核電由軍用轉為民用時的技術，上世紀 50年代中期建成的核電站屬于第一代。目前世界上正在運行的核電站都屬于第二代；正在建設的核電站大都屬于第二代或二代改進。目前世界上第三代核電技術包括法國阿海琺與德國西門子聯合研發的 EPR壓水堆技術以及美國的西屋公司 AP1000壓水堆技術。根據這一劃分，我國目前運行的核電機組全部屬于第二代，在建核電機組以二代加為主，有以廣東臺山核電站為依托的法國 EPR三代技術的核電工程，浙江三門核電站 1#和 2號機組和山東海陽核電站 1#和 2號機組為依托的美國西屋第三代 AP-1000核電工程。

　　壓水堆核電站主要由核島、常規島及其它輔助系統構成。核島主要包括核反應堆、主循環泵、穩壓器、蒸汽發生器組成的一回路系統。常規島包括汽輪機、冷凝器、凝結水泵、給水泵、給水加熱器等組成的二回路系統。核電中的容器、泵閥、管道均為核電的關鍵設備。其用材及其制造尤為重要。

　　一臺百萬壓水堆核電機組，核島通常包括 1臺反應堆壓力容器、 1臺穩壓器、 3臺蒸汽發生器、 3臺主冷卻泵、3臺蓄勢器（安注箱）、1臺硼注射器、堆芯及堆內構件和控制棒驅機構等。所用金屬材料主要有碳鋼、低合金鋼、奧氏體不銹鋼、鎳基合金、鈦管和鋯合金等。需要碳鋼、低合金鋼板和鍛件 4000～4500噸；奧氏體不銹鋼板和鍛件 3000～3500噸；馬氏體不銹鋼鍛件 500噸、鑄件 200噸；鎳基、鐵基合金管、棒、帶、絲 600～800噸；鈦直縫焊管 150噸；鋯合金管、棒、帶 8噸/年。

　　大型鍛件主要在重型機器廠冶煉和鍛造，板、帶、管等主要由鋼鐵冶金企業生產。泵閥的用材自行鑄造或購料（坯）后加工。核電設備制造企業和鋼鐵企業已經全部能生產所涉及的材料類型。目前，我國幾大核電集團，已經能夠滿足核承壓容器所需的不同材質和噸位的鍛件的生產。

　　對于鋼鐵企業來講，較薄或特厚碳鋼、低合金鋼板仍難以滿足核電設備的制造需求。國內投產的 5米軋制已經能夠板材的軋制要求，但受板坯單重，熱處理鋼板寬度或厚度限制，也難以滿足核電容器所需碳鋼、低合金鋼大厚度大單重鋼板的生產需要。對于核電關鍵設備所用的較薄的鋼板，用厚板軋機軋制困難，用熱卷軋機，寬度經常滿足不了需求，個別較薄鋼板在熱處理上也難以實現。對于核電關鍵設備所用不銹鋼，國內幾家不銹鋼生產主要企業，要么軋機不配套、要么熱處理設備不配套，單重大、厚度厚、寬度大的不銹鋼板仍不能實現生產，個別不銹鋼，如含硼不銹鋼、控氮不銹鋼等，還需要進一步研發。

　　與二代改進型和法國 EPR百萬千瓦壓水堆相比， AP-1000最大差異就是在核島內增加了一個全鋼安全殼。其設計選材為 SA738B高強度調質鋼板，每個安全殼用量達到 4000多噸。其他核級容器的種類相同，但選材上略有不同，所用材料的牌號也不同。前者主要按照 RCC-M標準，后者按照 ASME標準。尤其是不銹鋼差別較大。由于 AP-1000首臺核島主要容器在韓國制造，一定程度上延緩國內對這些容器用材料的了解和開發。

　　高溫氣冷堆核電站核島主體設備及其用金屬材料

　　高溫氣冷堆核電站核島主要設備包括反應堆壓力容器、蒸汽發生器壓力容器以及熱氣導管壓力容器、堆內構件。中國華能集團公司、中國核工業建設集團公司、清華大學分別出資 47.5％、32.5％、20％，成立華能山東石島灣核電有限公司，負責投資、建設、運營華能山東石島灣核電站 20萬千瓦級高溫氣冷堆核電示范工程。10萬千瓦 HTR-PM試驗示范堆堆和 20萬千瓦 HTR-PM的商業示范堆。但兩者的材料種類相同，但要求不同。如堆內構件，前者采用 15CrMoR，后者采用 12Cr2Mo1R。反應堆壓力容器外殼，前者采用 SA516Gr70，后者采用 SA533B。

　　幾個典型核電用鋼的開發和生產情況

　　1.1. AP-1000核電站安全殼用 SA738GrB鋼板

　　寶鋼于 2006年開發出 AP-1000核電站安全殼所用的 SA738GrB鋼板。2007年底開始，按照美國西屋的安全殼用鋼采購技術規格書，生產了厚度 10~96mm的 SA738GrB鋼板。目前，已經交貨 5000多噸，山東核電設備制造有限公司完成了部分鋼板的壓制，運往浙江三門核電站，具備安裝條件。

　　1.2. 核一級容器用 SA533B（16MND5、18MND5）鋼板

　　寶鋼已經工業試制出 76mm、112mm、130mm三個典型厚度 SA533B（16MND5、 18MND5）鋼板，既滿足法國 RCC-M標準要求，也滿足 ASME SA533TypeB標準要求。可用于穩壓器、硼注箱等核島容器制造。目前，正在與國內的設計單位、設備制造企業開展聯合評價。

　　1.3. 高溫氣冷堆堆內構件用 12Cr2Mo1R鋼板

　　清華核能院設計的 HTR-PM高溫氣冷堆的堆內構件采用 750噸 40~135mm厚 12Cr2Mo1R鋼板。寶鋼按照設計技術要求，在 5米厚板產線上生產該批鋼板。

　　1.4. 核電站蒸發器用 Inconel 690合金管材

　　Inconel 690合金管目前核電建設急需的材料的之一。寶鋼正在進行研發和產品試驗。合資建設了鋼管擠壓機組，為 Inconel 690合金管材的工業批量生產提供了設備硬件上保證。

　　總之，我國大力發展核電的體現，標志著我國核電發展的春天已經來臨，在未來 5～15年迎來一個高速發展期。國家要求逐步提高核電設備國產化比例，為我國核電材料的開發和應用提供了廣闊的空間。




 

責任編輯：王元

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