2018年核能发电技术创新高峰论坛

　　“十三五”是我国由核工业大国向核工业强国迈进的关键时期，也是跻身世界核电第一方阵的“窗口期”。为交流核能利用创新技术，推进“核电强国”进程，中国电力科技网“核能发电技术创新高峰论坛”于2018年6月5日在福建福州召开，26位院士、专家对核能利用创新技术发表演讲，展开研讨，参观福清核电站。


　　中国电力科技网魏毓璞主任致主题辞：

　　梅子黄时日日晴，小溪泛尽却山行。绿阴不减来时路，添得黄鹂四五声。

　　热情欢迎来到“有福之州”，参加“核能发电技术创新高峰论坛”！

　　我国首个拥有完全自主知识产权三代核电工程——福清核电5 号机组反应堆压力容器顺利吊装就位，防城港二期、卡拉奇项目等“华龙一号”国内外工程进展顺利，三门核电1号获批装料，全球首台AP1000即将运行，我国三代CAP1400具备开工条件，中法合作台山核电站，作为全球EPR首堆1号机组成功装料。捷报频传，随着“一带一路”战略持续深入，核电海外出口也不断发力，我国正向“核电强国”稳步迈进。

　　本届核能高峰论坛叶奇蓁院士、王乃彦院士担任会议主席并发表主旨演讲，三大核电集团及相关科研院校权威，台湾学者和美国双院士共26位专家演讲、报告、答疑。6月7日参观福清核电“华龙一号”，共享先进核能发电技术。

　　作为主办单位中国电力科技网主任，我提议：全体以热烈掌声对三位院士、诸位专家学者，以及福清核电站，表示由衷地谢忱！

　　一年一度高考，忆昔求知渴望，珍惜论坛机会，交流科研成果，广交业内同仁，开拓创新思路，定然满载而归！


　　中核集团福建福清核电有限公司副总经理陈宇肇致欢迎辞：

　　今天，我们共聚榕城，召开“核能发电技术创新高峰论坛”，共同交流核能利用创新技术，推进“核电强国”进程。我谨代表中核集团福建福清核电有限公司，向百忙之中莅临出席今天论坛的各位领导、专家，各位来宾表示热烈的欢迎和衷心的感谢！

　　中核集团福清核电项目一次性规划、连续建设6台百万千瓦级压水堆核电机组，装机容量达662万千瓦，总投资近千亿元，计划2021 年全面建成，年设计发电量500亿千瓦时。5、6号机组采用我国自主知识产权的三代核电技术“华龙一号”品牌，分别于2015年5月7日和2015年12月22日开工建设。

　　“华龙一号”核电技术与示范工程是中核集团“龙腾2020”科技创新示范工程核心技术提升项目，是中核集团响应国家“一带一路”战略规划和“自主创新”号召，顺应国际核电技术发展趋势，集我国多年核电科研设计、建设和运行经验并吸收国际先进设计理念创新成果，历经三十余年研发具有完全自主知识产权先进核电技术。采用单堆布置、大自由容积双层安全壳、0.3g地震安全停堆、177组燃料组件、60年设计寿命、18个月换料方案、设计可利用率大于90%、抗大型商用飞机撞击、能动与非能动相结合的安全措施、多重冗余设置安全系统、完善的严重事故预防和缓解措施等一系列技术方案，采用成熟经验证的技术，具有很高安全性、成熟性、经济性。

　　“华龙一号”示范工程集成了核电全产业链以及重大装备制造业相关服务行业知识经验和能力，一定程度上代表了我国工业水平发展程度，是我国由核电大国迈进核电强国重要标志。使我国拥有与“美国AP1000”和法国“EPR”等国际三代核电技术同台竞争产品，并且关键设备制造已形成国产化能力，未来将带动核电产业走出去、带动装备制造企业走出去，担负着我国核电“走出去”国家战略重任。

　　经过两年多的建设，“华龙一号”示范工程建设也提交了一份令人满意的答卷。“华龙一号”示范工程建设目标工期为62个月，目前工程进展已过半，里程碑节点目标均按计划或提前完成。工程一级进度计划全年完成率100%，二级进度计划受控，设计、设备制造、施工关键路径按计划推进，总体进展略有提前。首台机组设计文件按计划累计出版率99.95%，采购包合同总签订率达100%，11项长周期设备进展受控。“华龙一号”调试生产准备工作全面推进。

　　福清核电这些成绩的取得，离不开同行各界帮助与支持。借此机会，我谨代表福清核电对长期关心、支持、帮助福清核电的各位领导、各界同仁表示衷心感谢！


　　会议主席中国工程院院士叶奇蓁致辞并发表“关于核能未来的联合建议”主旨演讲。在过去50多年核电站发展历史中，从严重事故经验反馈中可以看出，如果裂变产物是被封闭的，其对人类无任何辐射影响，即使有，影响也非常有限；核电站正常运行情况下，对公众辐射照射水平是非常低的，甚至低于燃煤发电等活动产生的辐射水平；核电站事故对公众健康影响亦非常有限，但在事故地点附近，心理健康和社会福祉方面社会影响却很严重。因此，需要付出大量努力提高所有在役和未来反应堆安全性，以在任何情况下阻止放射性物质的释放。耐事故燃料（ATF)等技术可进一步提升安全水平、简化系统，从而增强竞争力。高度创新的小型模块化反应堆可以提供新的解决方案，进一步提高灵活性、推广分布式发电。



　　会议主席、核物理学家、中国科学院院士王乃彦致辞并发表“发展核能供热，缓解大量燃煤造成的大气污染”主旨演讲。池式低温供热堆是我国自主研发且已经过小规模试验的合理可行的燃煤供热替代清洁能源，环保效益显著，与国内外其他核能供热技术方案比较，具有固有安全性高、系统可靠性好、运行稳定、操作简单等等诸多优势，在经济性上与热电联产具有可比性，并远远优于燃气。深水池式低温供热堆技术路线成熟性，低温供热堆供回水温度为90℃/60℃，与全国现有城市热网及用户终端设备能够匹配，可以直接接入城市供热系统。以低温供热堆替代热电厂和区域锅炉房热源承担城市基本热负荷，以燃气锅炉等其他清洁能源作为调峰热源，是缓解化石能源环境污染最理想供热方案。


　　美国国家工程院院士、美国艺术与科学院院士、全球著名超级计算机专家陈世卿发表“特制型超级计算机用于保障核电安全和提高核电效率”演讲。

  
　　中国电机工程学会原秘书长李若梅主持院士、专家对话。叶奇蓁、王乃彦、陈世卿、范霁红、陈矛、陈世均6位院士、专家同与会嘉宾分享了各自对于核能发电技术当前发展热点的观点，并对核电前景展开交流。


　　国家电投集团科技研发总监范霁红研究员发表“核能在未来能源系统中的作用及技术发展趋势”演讲。概述高效混合能源系统、去中心化混合能源系统、数字化混合能源系统及氢能应用、热能应用、储热系统等未来能源系统，指出未来三大主要储能方式是储电、储热、储氢。强调核能本质首先是一个热能系统，应在热电间灵活转换。未来核能系统是可调节能源系统组成部分。最后总结核能系统技术发展趋势：第三代核能系统重点加强核能安全性，第四代核能系统应重点解决好核能系统可持续性和可调节性；可持续性应该是一个广义的可持续概念，除了资源的保障、环境可承受，还应该包括经济可承受。为使核能系统在可调节的同时，保持好的经济性，未来的核能系统应该是一个混合能源系统，在热功率不变的同时发电能力可调节，多余的热可大规模储存。

　　中国核科技信息与经济研究院副院长白云生发表“先进核能技术发展现状和未来发展前景”演讲。大型先进压水堆是未来相当长时间内发展主力堆型。先进堆概念设计多，多数处于探索阶段，主流方向不明确，攻克关键技术和关键材料瓶颈将使先进堆有所突破，国际联合研发是先进堆发展趋势。建议自主三代压水堆技术要继续优化，完成标准化工作，提高经济性和市场竞争力，继续开发先进燃料元件，解决安全性和经济性问题，解除公众之忧。小堆研发要利用好现有的资源，尽快建成示范堆，重点在多用途性和模块化两个方面进行改进，实现安全性、经济性、适应性和接受性，“四性”统一。
  
　　中国大唐集团核电有限公司安全工程管理部主任张庆春发表“先进核电在未来美国电力市场中的作用”演讲。通过分析框架和情景，说明天然气价格敏感性研究结果及能源和环境政策敏感性结果。得出重要结论：先进核电可能需要得到超出从大宗能源销售中获得收益以外收入，例如来自工艺热、能源储存和燃料合成、区域供热或其他。未来如果没有新政策或创新，大幅压低核能发电成本，就需要开发新核电技术并进行选址，以促进提供多种服务和产品。

　　北京泰纳通核电安全技术服务有限公司总经理韦华发表“人因工程在核电安全运行中的应用”演讲。人因工程是将有关人员能力与局限性知识应用于电厂、系统与设备设计中，其应用对于电厂安全、可靠性、可用性与经济运行至关重要，有助于避免错误并改善人员表现，符合监管机构要求且具有成本效益。成立于1957年的西班牙泰纳通公司是一家核电工程服务公司，近十年来向美国、中国、日本、瑞典、韩国、阿根廷等40多个国家和地区提供服务，所设计人因工程应用于国内外多个核电站。

  
　　武汉第二船舶设计研究所主任工程师张乃樑发表“小堆在海洋领域的应用——我国核动力破冰船技术开发的思考”演讲。介绍核动力破冰船国内外发展现状，以及关键技术和我国海洋核动力平台示范工程的建设进展情况。

　　国核电力规划设计研究院副院长陈矛发表“核能供热技术应用探索”演讲。详细介绍核能供热技术特点和技术适用范围，并对我国核能供热发展进行展望。

  
　　台湾诚艺科技股份有限公司能源技术部顾问王琅琛发表“台湾核电安全运行40年关键技术”演讲。首先讲述核电安全运行关键技术：RETRAN软件暂态分析技术、RELAP软件事故分析技术、PRA风险评估技术；其次说明其改良型运转规范以及《核电厂运行许可证》有效期限延续，紧接着讲述改进核电厂维修有效性，最后讲述断然处置措施和海上救援系统。

　　环境保护部核与辐射安全中心研究所主任李春发表“实际消除大量放射性物质释放与设计扩展工况要求问题探讨”演讲。“实际消除大量放射性物质释放”是我国未来核电发展安全要求，设计扩展工况相关概念提出是实现该安全要求的必要条件。国内监管方和业界共同努力，形成技术见解：进一步明确“实际消除大量放射性释放”的相关设计要求，如完善工况分类、纵深防御体系、安全功能和分级、安全分析以及严重事故预防和缓解等内容；进一步明确设计扩展工况的相关要求，包括DEC清单的确定方法与实施策略、分析的验收准则的定量化、可用性分析的方法与准则、对安全分析报告格式与内容的影响等，以满足“实际消除大量放射性物质释放”的要求。

  
　　上海核工程研究设计院有限公司堆芯设计所高级工程师李肇华发表“PSA技术在核电站安全性、经济性提升中的应用探讨”演讲。首先概述PSA；其次讲述PSA应用：监管支持的性能指标和先兆事件、CAP1400设计改进支持、方家山风险监测器开发、田湾核电厂风险指引型管道在役检查；最后从置信度、时效性、局限性三个方面进行经验总结。未来展望：随着设计扩展工况、小堆、核电厂运营优化等各类对PSA新的需求的不断出现，PSA将得到进一步的发展，为核能安全性、经济性提升做出更大贡献。

　　武汉第二船舶设计研究所副主任工程师吴国东发表“浮动堆实物保护关键技术”演讲。概述研发中心及项目进展，明晰浮动堆实物保护现状，进一步阐述研究意义，并对其保护特点进行分析。最后讲述示范工程实物保护开展工作。
  
　　东华理工大学核能科学与工程学院副院长张国书发表“聚变-裂变混合堆在我国核能发展的地位及应用发展前景”演讲。开发利用238U和232Th资源是我国实现核能可持续发展的根本途径，也是符合我国核能发展“三步走”战略要求。聚变-裂变混合堆裂变燃料增殖能力及嬗变核废料能力比快中子反应堆、加速器驱动混合堆具有显著的优势，混合堆聚变堆芯技术是制约混合堆发展的主要障碍。ITER和CFETR将极大推进聚变堆堆芯物理及关键技术、氚自持技术等发展，对开发混合堆具有决定性影响。聚变堆第一壁材料依然是制约纯聚变堆应用开发的根本性障碍，在可预见的未来难以解决，因此，混合堆是聚变能实现近期应用比较现实的技术路线；混合堆发展近期不仅可实现聚变能的商业应用，而且长期可极大推动纯聚变能的技术发展。

　　清华大学核能与新能源技术研究院教授肖宏才发表“核能的新时代——以创新驱动发展，构建可持续发展及自然安全现代核能体系”演讲。首先概述创新驱动发展，开辟核能新时代；其次讲述贯彻落实反应堆自然安全原则，排除严重事故风险。自然力启动+以大气为最终热阱，实现“非能动启动+非能动运行”的完全非能动原则。广泛利用快中子堆是进入核能新时代的重要标志和必要条件。BREST自然安全大功率铅冷快堆设计理念是，贯彻落实反应堆的自然安全原则，立足于成熟技术。

  
　　中国科学院核能安全技术研究所副总工程师赵柱民发表“中国铅基反应堆技术发展现状和应用前景”演讲。介绍国内外铅基反应堆技术发展现状和应用前景与发展趋势分析，同时提出推进中国铅基反应堆发展的若干建议。

　　中广核工程有限公司设备采购与成套中心一分部主任工程师蒋晓红发表“中广核华龙一号核级阀门设备鉴定实践及反馈”演讲。指出正常运行工况条件、地震输入条件、事故工况环境条件、严重事故环境条件、热冲击（起始个别最高温度）和高能管道破裂为鉴定所需关键数据。运用分析、类比、组合、试验的鉴定方法和一致、延伸、全新的鉴定策略，采用基准试验、流量特性、极限条件下的可运行性能、端部加载性能、循环寿命、振动老化性能和事故环境条件下的可运行性等鉴定技术，应尽可能在成熟技术上进行优化改进，减少全新设计的批量使用。

  
　　苏州热工研究院有限公司设备管理部主任陈世均发表“核电设备管理未来发展——大数据驱动的智能监测、诊断与健康管理”演讲。通过物联网建设、大数据分析、人工智能应用等技术手段，以设备状态感知、系统协同联动等为目标，将工业技术、信息技术与核电设备管理深度融合，重构人员、设备、环境、管理等要素，打造云端核电电厂，实现具备运行自主可靠、风险自动管控、管理决策智慧能力、可持续演进的新型核电厂形态。核电设备管理未来：一、集群；二、数据融合，即以设备为中心的数据深度融合与智能分析，落实业务场景，以实现智能化创新；三、智能化，包括认知智能、嵌入式智能、硅片嵌入智能；四、设备大脑，用数据赋能核电，让设备拥有智能。

　　华东电力设计院副总工程师李儒鹏发表“华龙一号名片中的常规岛创新技术”演讲。华龙一号设计创新的目的，主要包含综合性和技术性目的。创新从设计优化开始，内涵在设计优化中体现，效果在设计优化后反应。设计优化广义包括三大方面：设计管理设计手段优化；设计技术设计方案优化；设备设计设备选型优化。对核电设计来说，优化显得更为重要。而常规岛技术发展总体特点为渐进性、迭代性、连续性和扩展性。全数字化设计技术在核电中首次应用。用最新的计算机技术和互联网技术，对传统设计过程进行全方位改造，从“制图”设计转为“数据”设计。
  
　　国家电投科学技术研究院先进核能所所长李玉全发表“核电站热工安全验证试验技术与装置”演讲。首先概述比例分析方法和试验装置设计；其次讲述堆芯冷却系统试验装置与结果；然后讲述安全壳冷却系统试验装置与结果：CERT、冷凝试验、蒸发冷凝耦合试验、水分配试验；最后总结严重事故相关试验装置与结果。

　　清华大学航天航空学院动力工程与工程热物理高级工程师孟继安发表“压水堆压力容器下封头外表面CHF与强化试验研究”演讲。提出能显著提升CHF的新型强化沸腾换热结构表面。通过可旋转朝下平板表面沸腾换热实验系统改变换热表面的倾角，研究光表面及不同结构表面的CHF随倾角的变化。分析网槽连通阵列孔表面显著提高CHF的物理机制，指出孔穴可形成稳定的汽化核心和气泡脱离路径，网状沟槽有效改善换热表面润湿性。

  
　　北京科技大学材料科学与工程学院教授胡本芙发表“第四代超临界水堆包壳管用12%cr钢组织和性能研究”演讲。介绍12%cr钢制造过程，组织结构分析，各种性能分析和结论。

　　西安交通大学核科学与技术学院副教授王明军发表“数值反应堆之CFD技术及应用”演讲。概述CFD技术需求及数值反应堆，讲述基于CFD核电关键系统设备热工安全特性研究，明确研究目的：压力容器内稳态及瞬态过程三维热工水力模拟、为承压热冲击计算提供边界条件、压水堆下封头搅混与堆芯入口流量分配分析、压水堆上腔室结构设计与优化、指导压力容器内热工水力实验。分析基于CFD棒束核燃料组件临界热流密度特性研究，总结挑战与展望。

  
　　清华大学核能与新能源技术研究院副教授董哲发表“小型模块式反应堆机组动态特性建模、控制与仿真研究”演讲。重点从NSSS模块建模、负荷模块建模、电力系统建模、机组模型的集成等方面强调SMR机组动态特性建模。针对HTR-PM600电站和NHR-200II联供机组，分别从开环特性仿真分析、协调控制、闭环特性仿真分析等方面进行阐述。对于多模块机组负荷跟踪协调控制，应从多模块机组建模、机组协调控制和机组协调控制三方面着手。

 
　　6月7日，部分与会嘉宾参观中核集团福建福清核电有限公司华龙一号建设现场及展厅。


　　中国电力科技网对本次会议进行全程实况录像，赠送国家能源局、各大发电集团主管部门；还将本次会议专家演讲PPT上传至中国电力科技网相关栏目和电力月刊，供广大电力科技工作者在线浏览、免费共享、传播先进技术和经验，为我国电力发展贡献绵薄之力。

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