2018年核能發電技術創新高峰論壇

　　“十三五”是我國由核工業大國向核工業強國邁進的關鍵時期，也是躋身世界核電第一方陣的“窗口期”。為交流核能利用創新技術，推進“核電強國”進程，中國電力科技網“核能發電技術創新高峰論壇”于2018年6月5日在福建福州召開，26位院士、專家對核能利用創新技術發表演講，展開研討，參觀福清核電站。


　　中國電力科技網魏毓璞主任致主題辭：

　　梅子黃時日日晴，小溪泛盡卻山行。綠陰不減來時路，添得黃鸝四五聲。

　　熱情歡迎來到“有福之州”，參加“核能發電技術創新高峰論壇”！

　　我國首個擁有完全自主知識產權三代核電工程——福清核電5 號機組反應堆壓力容器順利吊裝就位，防城港二期、卡拉奇項目等“華龍一號”國內外工程進展順利，三門核電1號獲批裝料，全球首臺AP1000即將運行，我國三代CAP1400具備開工條件，中法合作臺山核電站，作為全球EPR首堆1號機組成功裝料。捷報頻傳，隨著“一帶一路”戰略持續深入，核電海外出口也不斷發力，我國正向“核電強國”穩步邁進。

　　本屆核能高峰論壇葉奇蓁院士、王乃彥院士擔任會議主席并發表主旨演講，三大核電集團及相關科研院校權威，臺灣學者和美國雙院士共26位專家演講、報告、答疑。6月7日參觀福清核電“華龍一號”，共享先進核能發電技術。

　　作為主辦單位中國電力科技網主任，我提議：全體以熱烈掌聲對三位院士、諸位專家學者，以及福清核電站，表示由衷地謝忱！

　　一年一度高考，憶昔求知渴望，珍惜論壇機會，交流科研成果，廣交業內同仁，開拓創新思路，定然滿載而歸！


　　中核集團福建福清核電有限公司副總經理陳宇肇致歡迎辭：

　　今天，我們共聚榕城，召開“核能發電技術創新高峰論壇”，共同交流核能利用創新技術，推進“核電強國”進程。我謹代表中核集團福建福清核電有限公司，向百忙之中蒞臨出席今天論壇的各位領導、專家，各位來賓表示熱烈的歡迎和衷心的感謝！

　　中核集團福清核電項目一次性規劃、連續建設6臺百萬千瓦級壓水堆核電機組，裝機容量達662萬千瓦，總投資近千億元，計劃2021 年全面建成，年設計發電量500億千瓦時。5、6號機組采用我國自主知識產權的三代核電技術“華龍一號”品牌，分別于2015年5月7日和2015年12月22日開工建設。

　　“華龍一號”核電技術與示范工程是中核集團“龍騰2020”科技創新示范工程核心技術提升項目，是中核集團響應國家“一帶一路”戰略規劃和“自主創新”號召，順應國際核電技術發展趨勢，集我國多年核電科研設計、建設和運行經驗并吸收國際先進設計理念創新成果，歷經三十余年研發具有完全自主知識產權先進核電技術。采用單堆布置、大自由容積雙層安全殼、0.3g地震安全停堆、177組燃料組件、60年設計壽命、18個月換料方案、設計可利用率大于90%、抗大型商用飛機撞擊、能動與非能動相結合的安全措施、多重冗余設置安全系統、完善的嚴重事故預防和緩解措施等一系列技術方案，采用成熟經驗證的技術，具有很高安全性、成熟性、經濟性。

　　“華龍一號”示范工程集成了核電全產業鏈以及重大裝備制造業相關服務行業知識經驗和能力，一定程度上代表了我國工業水平發展程度，是我國由核電大國邁進核電強國重要標志。使我國擁有與“美國AP1000”和法國“EPR”等國際三代核電技術同臺競爭產品，并且關鍵設備制造已形成國產化能力，未來將帶動核電產業走出去、帶動裝備制造企業走出去，擔負著我國核電“走出去”國家戰略重任。

　　經過兩年多的建設，“華龍一號”示范工程建設也提交了一份令人滿意的答卷。“華龍一號”示范工程建設目標工期為62個月，目前工程進展已過半，里程碑節點目標均按計劃或提前完成。工程一級進度計劃全年完成率100%，二級進度計劃受控，設計、設備制造、施工關鍵路徑按計劃推進，總體進展略有提前。首臺機組設計文件按計劃累計出版率99.95%，采購包合同總簽訂率達100%，11項長周期設備進展受控。“華龍一號”調試生產準備工作全面推進。

　　福清核電這些成績的取得，離不開同行各界幫助與支持。借此機會，我謹代表福清核電對長期關心、支持、幫助福清核電的各位領導、各界同仁表示衷心感謝！


　　會議主席中國工程院院士葉奇蓁致辭并發表“關于核能未來的聯合建議”主旨演講。在過去50多年核電站發展歷史中，從嚴重事故經驗反饋中可以看出，如果裂變產物是被封閉的，其對人類無任何輻射影響，即使有，影響也非常有限；核電站正常運行情況下，對公眾輻射照射水平是非常低的，甚至低于燃煤發電等活動產生的輻射水平；核電站事故對公眾健康影響亦非常有限，但在事故地點附近，心理健康和社會福祉方面社會影響卻很嚴重。因此，需要付出大量努力提高所有在役和未來反應堆安全性，以在任何情況下阻止放射性物質的釋放。耐事故燃料（ATF)等技術可進一步提升安全水平、簡化系統，從而增強競爭力。高度創新的小型模塊化反應堆可以提供新的解決方案，進一步提高靈活性、推廣分布式發電。



　　會議主席、核物理學家、中國科學院院士王乃彥致辭并發表“發展核能供熱，緩解大量燃煤造成的大氣污染”主旨演講。池式低溫供熱堆是我國自主研發且已經過小規模試驗的合理可行的燃煤供熱替代清潔能源，環保效益顯著，與國內外其他核能供熱技術方案比較，具有固有安全性高、系統可靠性好、運行穩定、操作簡單等等諸多優勢，在經濟性上與熱電聯產具有可比性，并遠遠優于燃氣。深水池式低溫供熱堆技術路線成熟性，低溫供熱堆供回水溫度為90℃/60℃，與全國現有城市熱網及用戶終端設備能夠匹配，可以直接接入城市供熱系統。以低溫供熱堆替代熱電廠和區域鍋爐房熱源承擔城市基本熱負荷，以燃氣鍋爐等其他清潔能源作為調峰熱源，是緩解化石能源環境污染最理想供熱方案。


　　美國國家工程院院士、美國藝術與科學院院士、全球著名超級計算機專家陳世卿發表“特制型超級計算機用于保障核電安全和提高核電效率”演講。

  
　　中國電機工程學會原秘書長李若梅主持院士、專家對話。葉奇蓁、王乃彥、陳世卿、范霽紅、陳矛、陳世均6位院士、專家同與會嘉賓分享了各自對于核能發電技術當前發展熱點的觀點，并對核電前景展開交流。


　　國家電投集團科技研發總監范霽紅研究員發表“核能在未來能源系統中的作用及技術發展趨勢”演講。概述高效混合能源系統、去中心化混合能源系統、數字化混合能源系統及氫能應用、熱能應用、儲熱系統等未來能源系統，指出未來三大主要儲能方式是儲電、儲熱、儲氫。強調核能本質首先是一個熱能系統，應在熱電間靈活轉換。未來核能系統是可調節能源系統組成部分。最后總結核能系統技術發展趨勢：第三代核能系統重點加強核能安全性，第四代核能系統應重點解決好核能系統可持續性和可調節性；可持續性應該是一個廣義的可持續概念，除了資源的保障、環境可承受，還應該包括經濟可承受。為使核能系統在可調節的同時，保持好的經濟性，未來的核能系統應該是一個混合能源系統，在熱功率不變的同時發電能力可調節，多余的熱可大規模儲存。

　　中國核科技信息與經濟研究院副院長白云生發表“先進核能技術發展現狀和未來發展前景”演講。大型先進壓水堆是未來相當長時間內發展主力堆型。先進堆概念設計多，多數處于探索階段，主流方向不明確，攻克關鍵技術和關鍵材料瓶頸將使先進堆有所突破，國際聯合研發是先進堆發展趨勢。建議自主三代壓水堆技術要繼續優化，完成標準化工作，提高經濟性和市場競爭力，繼續開發先進燃料元件，解決安全性和經濟性問題，解除公眾之憂。小堆研發要利用好現有的資源，盡快建成示范堆，重點在多用途性和模塊化兩個方面進行改進，實現安全性、經濟性、適應性和接受性，“四性”統一。
  
　　中國大唐集團核電有限公司安全工程管理部主任張慶春發表“先進核電在未來美國電力市場中的作用”演講。通過分析框架和情景，說明天然氣價格敏感性研究結果及能源和環境政策敏感性結果。得出重要結論：先進核電可能需要得到超出從大宗能源銷售中獲得收益以外收入，例如來自工藝熱、能源儲存和燃料合成、區域供熱或其他。未來如果沒有新政策或創新，大幅壓低核能發電成本，就需要開發新核電技術并進行選址，以促進提供多種服務和產品。

　　北京泰納通核電安全技術服務有限公司總經理韋華發表“人因工程在核電安全運行中的應用”演講。人因工程是將有關人員能力與局限性知識應用于電廠、系統與設備設計中，其應用對于電廠安全、可靠性、可用性與經濟運行至關重要，有助于避免錯誤并改善人員表現，符合監管機構要求且具有成本效益。成立于1957年的西班牙泰納通公司是一家核電工程服務公司，近十年來向美國、中國、日本、瑞典、韓國、阿根廷等40多個國家和地區提供服務，所設計人因工程應用于國內外多個核電站。

  
　　武漢第二船舶設計研究所主任工程師張乃樑發表“小堆在海洋領域的應用——我國核動力破冰船技術開發的思考”演講。介紹核動力破冰船國內外發展現狀，以及關鍵技術和我國海洋核動力平臺示范工程的建設進展情況。

　　國核電力規劃設計研究院副院長陳矛發表“核能供熱技術應用探索”演講。詳細介紹核能供熱技術特點和技術適用范圍，并對我國核能供熱發展進行展望。

  
　　臺灣誠藝科技股份有限公司能源技術部顧問王瑯琛發表“臺灣核電安全運行40年關鍵技術”演講。首先講述核電安全運行關鍵技術：RETRAN軟件暫態分析技術、RELAP軟件事故分析技術、PRA風險評估技術；其次說明其改良型運轉規范以及《核電廠運行許可證》有效期限延續，緊接著講述改進核電廠維修有效性，最后講述斷然處置措施和海上救援系統。

　　環境保護部核與輻射安全中心研究所主任李春發表“實際消除大量放射性物質釋放與設計擴展工況要求問題探討”演講。“實際消除大量放射性物質釋放”是我國未來核電發展安全要求，設計擴展工況相關概念提出是實現該安全要求的必要條件。國內監管方和業界共同努力，形成技術見解：進一步明確“實際消除大量放射性釋放”的相關設計要求，如完善工況分類、縱深防御體系、安全功能和分級、安全分析以及嚴重事故預防和緩解等內容；進一步明確設計擴展工況的相關要求，包括DEC清單的確定方法與實施策略、分析的驗收準則的定量化、可用性分析的方法與準則、對安全分析報告格式與內容的影響等，以滿足“實際消除大量放射性物質釋放”的要求。

  
　　上海核工程研究設計院有限公司堆芯設計所高級工程師李肇華發表“PSA技術在核電站安全性、經濟性提升中的應用探討”演講。首先概述PSA；其次講述PSA應用：監管支持的性能指標和先兆事件、CAP1400設計改進支持、方家山風險監測器開發、田灣核電廠風險指引型管道在役檢查；最后從置信度、時效性、局限性三個方面進行經驗總結。未來展望：隨著設計擴展工況、小堆、核電廠運營優化等各類對PSA新的需求的不斷出現，PSA將得到進一步的發展，為核能安全性、經濟性提升做出更大貢獻。

　　武漢第二船舶設計研究所副主任工程師吳國東發表“浮動堆實物保護關鍵技術”演講。概述研發中心及項目進展，明晰浮動堆實物保護現狀，進一步闡述研究意義，并對其保護特點進行分析。最后講述示范工程實物保護開展工作。
  
　　東華理工大學核能科學與工程學院副院長張國書發表“聚變-裂變混合堆在我國核能發展的地位及應用發展前景”演講。開發利用238U和232Th資源是我國實現核能可持續發展的根本途徑，也是符合我國核能發展“三步走”戰略要求。聚變-裂變混合堆裂變燃料增殖能力及嬗變核廢料能力比快中子反應堆、加速器驅動混合堆具有顯著的優勢，混合堆聚變堆芯技術是制約混合堆發展的主要障礙。ITER和CFETR將極大推進聚變堆堆芯物理及關鍵技術、氚自持技術等發展，對開發混合堆具有決定性影響。聚變堆第一壁材料依然是制約純聚變堆應用開發的根本性障礙，在可預見的未來難以解決，因此，混合堆是聚變能實現近期應用比較現實的技術路線；混合堆發展近期不僅可實現聚變能的商業應用，而且長期可極大推動純聚變能的技術發展。

　　清華大學核能與新能源技術研究院教授肖宏才發表“核能的新時代——以創新驅動發展，構建可持續發展及自然安全現代核能體系”演講。首先概述創新驅動發展，開辟核能新時代；其次講述貫徹落實反應堆自然安全原則，排除嚴重事故風險。自然力啟動+以大氣為最終熱阱，實現“非能動啟動+非能動運行”的完全非能動原則。廣泛利用快中子堆是進入核能新時代的重要標志和必要條件。BREST自然安全大功率鉛冷快堆設計理念是，貫徹落實反應堆的自然安全原則，立足于成熟技術。

  
　　中國科學院核能安全技術研究所副總工程師趙柱民發表“中國鉛基反應堆技術發展現狀和應用前景”演講。介紹國內外鉛基反應堆技術發展現狀和應用前景與發展趨勢分析，同時提出推進中國鉛基反應堆發展的若干建議。

　　中廣核工程有限公司設備采購與成套中心一分部主任工程師蔣曉紅發表“中廣核華龍一號核級閥門設備鑒定實踐及反饋”演講。指出正常運行工況條件、地震輸入條件、事故工況環境條件、嚴重事故環境條件、熱沖擊（起始個別最高溫度）和高能管道破裂為鑒定所需關鍵數據。運用分析、類比、組合、試驗的鑒定方法和一致、延伸、全新的鑒定策略，采用基準試驗、流量特性、極限條件下的可運行性能、端部加載性能、循環壽命、振動老化性能和事故環境條件下的可運行性等鑒定技術，應盡可能在成熟技術上進行優化改進，減少全新設計的批量使用。

  
　　蘇州熱工研究院有限公司設備管理部主任陳世均發表“核電設備管理未來發展——大數據驅動的智能監測、診斷與健康管理”演講。通過物聯網建設、大數據分析、人工智能應用等技術手段，以設備狀態感知、系統協同聯動等為目標，將工業技術、信息技術與核電設備管理深度融合，重構人員、設備、環境、管理等要素，打造云端核電電廠，實現具備運行自主可靠、風險自動管控、管理決策智慧能力、可持續演進的新型核電廠形態。核電設備管理未來：一、集群；二、數據融合，即以設備為中心的數據深度融合與智能分析，落實業務場景，以實現智能化創新；三、智能化，包括認知智能、嵌入式智能、硅片嵌入智能；四、設備大腦，用數據賦能核電，讓設備擁有智能。

　　華東電力設計院副總工程師李儒鵬發表“華龍一號名片中的常規島創新技術”演講。華龍一號設計創新的目的，主要包含綜合性和技術性目的。創新從設計優化開始，內涵在設計優化中體現，效果在設計優化后反應。設計優化廣義包括三大方面：設計管理設計手段優化；設計技術設計方案優化；設備設計設備選型優化。對核電設計來說，優化顯得更為重要。而常規島技術發展總體特點為漸進性、迭代性、連續性和擴展性。全數字化設計技術在核電中首次應用。用最新的計算機技術和互聯網技術，對傳統設計過程進行全方位改造，從“制圖”設計轉為“數據”設計。
  
　　國家電投科學技術研究院先進核能所所長李玉全發表“核電站熱工安全驗證試驗技術與裝置”演講。首先概述比例分析方法和試驗裝置設計；其次講述堆芯冷卻系統試驗裝置與結果；然后講述安全殼冷卻系統試驗裝置與結果：CERT、冷凝試驗、蒸發冷凝耦合試驗、水分配試驗；最后總結嚴重事故相關試驗裝置與結果。

　　清華大學航天航空學院動力工程與工程熱物理高級工程師孟繼安發表“壓水堆壓力容器下封頭外表面CHF與強化試驗研究”演講。提出能顯著提升CHF的新型強化沸騰換熱結構表面。通過可旋轉朝下平板表面沸騰換熱實驗系統改變換熱表面的傾角，研究光表面及不同結構表面的CHF隨傾角的變化。分析網槽連通陣列孔表面顯著提高CHF的物理機制，指出孔穴可形成穩定的汽化核心和氣泡脫離路徑，網狀溝槽有效改善換熱表面潤濕性。

  
　　北京科技大學材料科學與工程學院教授胡本芙發表“第四代超臨界水堆包殼管用12%cr鋼組織和性能研究”演講。介紹12%cr鋼制造過程，組織結構分析，各種性能分析和結論。

　　西安交通大學核科學與技術學院副教授王明軍發表“數值反應堆之CFD技術及應用”演講。概述CFD技術需求及數值反應堆，講述基于CFD核電關鍵系統設備熱工安全特性研究，明確研究目的：壓力容器內穩態及瞬態過程三維熱工水力模擬、為承壓熱沖擊計算提供邊界條件、壓水堆下封頭攪混與堆芯入口流量分配分析、壓水堆上腔室結構設計與優化、指導壓力容器內熱工水力實驗。分析基于CFD棒束核燃料組件臨界熱流密度特性研究，總結挑戰與展望。

  
　　清華大學核能與新能源技術研究院副教授董哲發表“小型模塊式反應堆機組動態特性建模、控制與仿真研究”演講。重點從NSSS模塊建模、負荷模塊建模、電力系統建模、機組模型的集成等方面強調SMR機組動態特性建模。針對HTR-PM600電站和NHR-200II聯供機組，分別從開環特性仿真分析、協調控制、閉環特性仿真分析等方面進行闡述。對于多模塊機組負荷跟蹤協調控制，應從多模塊機組建模、機組協調控制和機組協調控制三方面著手。

 
　　6月7日，部分與會嘉賓參觀中核集團福建福清核電有限公司華龍一號建設現場及展廳。


　　中國電力科技網對本次會議進行全程實況錄像，贈送國家能源局、各大發電集團主管部門；還將本次會議專家演講PPT上傳至中國電力科技網相關欄目和電力月刊，供廣大電力科技工作者在線瀏覽、免費共享、傳播先進技術和經驗，為我國電力發展貢獻綿薄之力。

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