中国第三代核电技术CAP1400即将在国内落地
我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异
我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异摘要：自改革开放以来，我国核电事业蓬勃发展，在迈入新世纪的十余年里，我国建设了大量的核电站，目前在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，本文在对压水堆反应堆压力容器进行介绍基础上，对比了不同堆型的反应堆压力容器的结构差异，为后续反应堆压力容器的制造积累了经验。
关键词：核电，反应堆压力容器，华龙一号1、概述随着人类社会的科技进步与发展，人类对能源的需求日益增大。
在人类使用的诸多能源中，电能作为能效利用率高，使用方便的二次能源，得到了广泛的应用。
目前，能够转化为电能的主要一次能源包括：煤炭，石油天然气、水力以及核能；此外，风能、太阳能、潮汐能和地热能等新能源也在逐渐的开发应用之中。
受到现阶段科技水平，制造成本以及地域资源等因素的限制和影响，新能源的应用还有很长的路需要走；而煤炭、石油天然气作为非可再生能源，随着人类的开发应用，会逐渐枯竭；水力能源又极大的受限于地域，发展空间有限。
而核能，作为一种清洁能源，相对于其它能源有十分明显的优势，目前我国已经探明的铀和钍的含量，可持续使用至少1000年，随着核聚变技术的逐步发展与成熟，核能将变为一种取之不尽，用之不竭的可再生能源，成为在未来照亮人类发展之路的普罗米修斯之火。
自上世纪80年代起，我国开始大力发展核电事业，经过30多年的持续发展，我国的核电事业已经由引进消化西方的核电技术转变为研发具有自主知识产权的核电技术。
目前，我国在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，具体堆型包括：CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号。
此外对于第四代核电技术，如快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和超临界水冷堆等的多种新型堆型，其相应的试验堆也都在开发和试制。
在新时代，我国的核电事业正向着百花齐放的总体布局飞速发展。
本文对压水堆的反应堆压力容器进行介绍，并通过对比CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号四种核反应堆压力容器结构差异，为后续三代、四代核反应堆压力容器的制造积累经验。
中国最近10年在原子物理领域研究取得的成就以及意义
中国最近10年在原子物理领域研究取得的成就以及意义摘要：一、引言二、中国原子物理领域近10年的主要成就1.核物理基础研究2.核能利用技术3.核物理应用研究4.国际合作与交流三、这些成就的意义1.提升我国在国际原子物理领域的地位2.推动国内相关产业和技术发展3.为国家能源战略和安全战略提供支撑4.促进青年科学家成长和人才培养四、面临的挑战与未来展望五、结论正文：在中国科技事业蓬勃发展的背景下，原子物理领域的研究取得了显著成果。
近10年来，我国在原子物理领域的研究不仅取得了举世瞩目的突破，而且对国家经济社会发展产生了深远影响。
一、引言原子物理研究作为现代物理学的基础领域，关乎国家科技实力的提升。
在我国政府的大力支持下，科研人员不懈努力，取得了世界领先的成果。
本文将重点介绍中国原子物理领域近10年的主要成就及其意义。
二、中国原子物理领域近10年的主要成就1.核物理基础研究在核物理基础研究领域，我国科学家在核结构、核反应、核聚变等方面取得了突破性进展。
例如，在核质量精确测量方面，我国的实验精度已与国际先进水平相当。
2.核能利用技术在核能利用技术方面，我国自主研发了第三代核电技术华龙一号，并成功实现了cap1400示范工程的建设。
此外，高温气冷堆、钠冷快堆等先进核能系统的研究也取得了重要进展。
3.核物理应用研究核物理在医学、环境、材料等领域的应用研究取得了丰硕成果。
例如，放射性药物的研发为癌症治疗提供了新途径，核技术在环境监测中的应用为环境保护提供了有力支撑。
4.国际合作与交流近10年来，我国在原子物理领域的国际合作与交流日益密切。
通过参与国际大科学工程，如国际热核聚变实验堆（ITER）等，我国在国际原子物理领域的地位不断提升。
三、这些成就的意义1.提升我国在国际原子物理领域的地位我国原子物理领域的突破性成果，使我国在国际原子物理领域的地位不断提高，为国际科技治理贡献了中国智慧。
2.推动国内相关产业和技术发展原子物理研究的成果为国内核能、核技术应用等相关产业和技术发展提供了有力支撑，助力我国实现能源转型和绿色低碳发展。
CAP1400自主核电次末级空心叶片制造技术研究
邓小龙,熊建坤,张峻铭,伍敏(东方电气集团东方汽轮机有限公司,四川德阳,618000)摘要:文章介绍了次末级叶片制造工艺流程,并详细阐述了内背弧模具设计及热压成型、装配、焊接等工序的技术要点和制造难点及解决方案,并最终试制成功,为后续空心静叶片制造提供理论支撑。
关键词:CAP1400自主核电,次末级叶片,热压成型,焊接中图分类号:TM623文献标识码:B文章编号:1674-9987(2023)04-0045-06 Study on Manufacturing Technology of CAP1400Autonomous Nuclear Power Sub-end Hollow BladesDENG Xiaolong,XIONG Jiankun,ZHANG Junming,WU Min(Dongfang Turbine Co.,Ltd.,Deyang Sichuan,618000)Abstract:This paper introduces the manufacturing process of the second and last stage blades,and elaborates the technical points, manufacturing difficulties and solutions for the design of the inner back arc mold,hot-pressing forming,assembly,welding and other processes,which provides theoretical support for subsequent hollow blade fabrication.Key words:CAP1400autonomous nuclear power,sub-last blade,hot pressing forming,welding第一作者简介:邓小龙(1988-),男,本科,工程师,毕业于合肥工业大学材料成型及控制工程专业,主要从事汽轮机焊接工艺的研究工作。
国家电投表示发展不再受制于人
国家电投表示发展不再受制于人
国家核电技术公司与中国电力投资集团公司合并组成国家电力投资集团公司后，致力于我国三代核电产业建设，国家核电技术公司副总经理王凤学表示，目前国电投围绕填补空白领域，加强薄弱环节的要求，依托公司产业布
局，为国家打基础铸平台，解决我国核电发展长期受制于人的问题。
依托国外先进技术实现自主创新
目前全球在建AP 系列机组8 台，其中我国建设1-4 号机组，美国建设5- 8 号机组，目前1 号机组已经进入系统调试阶段，2014 年9 月30 日完成了设备固化，安装工作基本完成，设备安装和大中材料安装正在进行收尾。
王凤学表示，自主化依托项目，在建设的过程当中国核技整个项目团队
在施工技术方面吸收学习借鉴，创新研发了很多施工技术方面的新技术。
王凤学认为，努力推进国产化，不断保证质量和安全的前提下实现国产
化比例的逐渐提高，这是依托项目一直追求的目标，依托项目设备平均国产化
率55%，到第4 台机组国产化率达到70%以上。
AP1000 的后续建设，国产化采用标准化设计思路，为后续的AP1000 批量化建设提供基础支持，在国家能源局的指导下，国家核电积极协同中核和中
广核集团推广应用AP1000 的应用，后续将首批开工的AP1000 项目上，在安全评审上首次采用1+N 的方式，1 是核岛的标准化设计，N 是具体相关的内容，后续国电投将在国家能源局、国家安全局及相关参与单位的共同推动下开展
AP1000 的相关工作。
CAP1400 为最具竞争力的三代核电机型之一
在我国40 多年的核电设计建造运营基础上，结合AP1000 技术引进消化。
第三代核电技术及发展
第三代核电技术及发展屈伟平【摘要】@@ 我国第三代核电发展历史rn在CPR1000体系的形成和运用过程中,共经历了中国核电工业制度变迁的三个阶段,如表1.1977年到1986年,是中国对核电行业深入探索的阶段.中国政府并没有因为先前苏南核电的失败放弃发展核电的信心,促成了中国与法国的第一次技术和商业合作,我国引入了法国的核电技术路线M310,并与法国核电公司充分合作,建立了在中国核电历史上占据重要位的大亚湾核电站.【期刊名称】《电器工业》【年(卷),期】2010(000)006【总页数】4页(P49-52)【作者】屈伟平【作者单位】【正文语种】中文我国第三代核电发展历史在CPR1000体系的形成和运用过程中，共经历了中国核电工业制度变迁的三个阶段，如表1。
1977年到1986年，是中国对核电行业深入探索的阶段。
中国政府并没有因为先前苏南核电的失败放弃发展核电的信心，促成了中国与法国的第一次技术和商业合作，我国引入了法国的核电技术路线M310，并与法国核电公司充分合作，建成了在中国核电历史上占据重要地位的大亚湾核电站。
1979年，中广核集团引进了法国核电技术路线M310型压水堆。
1987年开工的大亚湾核电站是中国与法国核电的首次接轨，由此也加深了中法两国的核电项目合作，使中国核电工作者有机会从近距离了解核电的管理、建设及运做等流程。
进入中国核电工业整体低迷的阶段以后，中国广东核电集团仍然果断大胆地继续研究M310技术，从而使岭澳项目一举成为整个中国核电低迷阶段唯一的亮点，更开拓了关于整个CPR1000系列的前进方向，同时赢得了国际核电组织的认可，为集团在国际上的声望打下了坚实的基础。
1997年，中广核集团以大亚湾核电站为参考建成了岭澳核电站一期。
该电站对M3l0技术路线进行了52项重要技术改进。
按照国际标准，实现了项目管理自主化、建筑安装施工自主化、调试和生产准备自主化，实现了部分设计自主化和部分设备制造国产化，形成了拥有自主知识产权的核电技术路线CPR1000。
CAP1400主汽轮机控制概述
CAP1400主汽轮机控制概述作者：阎坤来源：《科学与信息化》2020年第19期摘要主汽轮机控制是通过自动调节进入汽轮机的主蒸汽流量来控制汽轮机转速及负荷的。
它具有转速控制功能、负荷/流量控制功能、压力控制等功能。
关键词 DEH;基于NUCON平台的人机界面1 概述CAP1400作为国内首台自主三代核电机组，采用的是国内NUCON平台，围绕安全性和可用性而生成的汽轮机调节系统（DEH）控制，区别于基于可视化操作平台（VDU）的汽机控制系统来实现二回路和一回路的匹配的AP1000机组。
汽轮机调节系统（DEH）是通过控制进入汽轮机的蒸汽流量，来控制汽轮机的转速和负荷。
其操作对象是高压调节阀，高压主汽阀，中压调节阀，中压主汽阀。
在汽轮机所有运行阶段，包括正常运行和瞬态运行，DEH能实现：转速控制功能、负荷/流量控制功能、压力控制功能、热应力计算功能、汽轮机自动启动控制功能、快卸负荷功能、限制功能[1]。
2 系统功能2.1 转速控制功能转速控制包括转速调节、超速和加速度限制。
通过高压调节阀控制进入汽轮机高压缸的主蒸汽量，按照设定的升速率使汽轮机升速。
AP1000设置的是MSV（高压主汽阀）的小流量预启阀来控制的。
CAP1400采用大流量的高压调节阀来控制汽轮机从盘车转速到额定转速，其控制效果在福清机组得到很好的验证。
在操纵员站选择目标转速后，系统根据汽机启动状态自动选择升速率，通过选择程序按钮“进行”，使汽轮机以选定的升速率升速到目标转速。
汽轮机达到目标转速后，将自动选择程序“保持”状态，汽轮机转速保持不变。
关于升速率的设置如表1所示。
升速控制期间，高中压主汽阀必须全部打开，升速前，中压调节阀的初始开度为5%左右，高压调节阀的初始开度为0，汽轮机转速是由高、中压调节阀控制的，调节阀根据流量需求调节开启，采用比例控制叠加转速偏差的函数补偿来实现，最终达到减小参考转速和實际转速的偏差的转速调节功能。
汽轮机超速限制功能由比例阀实现。
CAP1400核电项目钢结构工程施工技术
Ｃ ＡＰ １ ４ ０ ０核 电施 工 现场 位 于 山 东 威 海 市 荣 成
ｔ ｅ ｃ ｈ ｎ ｉ ｃ ａ ｌ ｐ ｏ ｉ ｎ ｔ ｓ ａ ｎ ｄ ｓ ｅ ｃ ｕ ｒ ｉ ｔ ｙ ｃ ｏ ｎ ｔ ｒ ｏ ｌ ｍｅ ａ ｓ ｕ ｒ ｅ ｓ ｏ ｆ ｓ ｔ ｅ ｅ ｌ ｃ ｏ ｎ ｓ ｔ ｒ ｕ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ ｆ ｒ ｏ ｍ ｔ ｈ ｒ ｅ ｅ ａ ｓ ｐ ｅ ｃ ｔ ｓ ．
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图 １ 办 公楼 建 设 实 景
准路 线 ， 将高 程控 制 点 引测 到 施 工 主体 结 构 安 装பைடு நூலகம்需 要 的位 置上 。
１ ． ２ 测 量 方 法 的 界 定
１ 钢 结构 吊、 安装测 量定 位 的实施
１ ． １ 测 量 工 作
１ ） 平 面 位置测 量作 业 ， 用 直 角坐标 法 、 方 向线 交
公、 厂 房 及 大跨 度 的 建 筑 上 。 结 合 Ｃ ＡＰ １ ４ ０ ０核 电施 工 现 场 办公 建 筑 工 程 钢 结 构 吊 、 安装施 工方 法， 从 三个方 面阐
CAP1400与其他核电厂的蒸汽发生器对比分析
CAP1400与其他核电厂的蒸汽发生器对比分析摘要：通过对比分析CAP1400蒸汽发生器和国际上其他核电站蒸汽发生器，从结构、运行参数等方面分析了各系统之间的差异。
指出了CAP1400蒸汽发生器的优缺点，它占地面积小，但水位控制较差。
每台蒸汽发生器连接两个屏蔽泵。
在运行参数上显示出换热面积更大，从而产生小的热应力。
在工作性能上显示出U形管换热性能好，抗振动性好的特点，能够满足高功率核电站设备要求。
关键词：核电站；蒸汽发生器；CAP1400蒸汽发生器引言：自1954年6月27日前苏联建设的第一台核电站——奥布灵斯克核电站起，国际上的核电站已经发展了几十年。
核电的技术也不断在变化发展着。
作为大多数核电站堆芯的一、二回路的枢纽，蒸汽发生器也发展为各种形式。
它主要的作用是将一回路冷却剂中的热量传递给二回路给水，使之产生蒸汽来驱动汽轮发电机组发电。
本文介绍各种堆芯与三代堆的主蒸汽发生器进行对比分析，指出CAP1400蒸汽发生器设计的发展和自有的特点，同时为下一代蒸汽发生器的设计提供参考。
1 各电厂的蒸汽发生器1.1 切尔诺贝利石墨堆对于第一次重大核事故的切尔诺贝利核电站，它是石墨堆，在石墨堆型中，堆芯的水直接进入汽轮机，所以没有真正意义上的蒸汽发生器。
它的传热在堆芯中完成，汽水分离在汽水分离包中实现。
该种堆芯优点是由于没有一、二回路，热量损失小，传热效率高。
缺点是有放射性的水直接进入汽轮机，如果汽轮机显露，则放射性可能直接泄露出来。
且汽轮机大修时，放射性水平较高。
同时对外部环境的放射性也较高。
从经济的角度上来看是较好的，从安全角度上来说是较差的。
1.2 大亚湾蒸汽发生器大亚湾核电站是国内典型的核电站，它的蒸汽发生器由带有内置式汽水分离设备的立式筒体和倒置式U形管束组成，一回路的每一个环路有一台蒸汽发生器，它是垂直布置的、自然循环的管式汽化装置。
主蒸汽发生器参数：总高度20．8m，上筒体外径6．2m，下筒体外径4．8m，一回路压力15．5MPa，二回路压力6.89MPa，冷却剂进口温度327．6℃，冷却剂出口温度292．4℃，总传热面积5429m2，换热管数目4474根。
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中国第三代核电技术CAP1400 即将在国内落地
核电出口捷报频传之际，中国自主研发的第三代核电技术示范项目也加紧在国内落地。
11 月20 日，中广核集团华龙一号总设计师咸春宇在出席第十届中国核电技术发展论坛时透露，防城港二期示范项目计划今年年底开工，这座位于广西防城港市的核电站将装配中广核版的华龙一号机组。
华龙一号是中国自主研发的第三代核电技术，由中核集团ACP1000 和中广核ACPR1000+两种技术融合而成。
今年5 月，中核集团的华龙一号示范项目已正式开建，福建福清核电站的5、6 号机组选用了该机型。
咸春宇说，防城港二期项目的开工时间节点初定为12 月12 日，不过是否能如期进行，还有待高层的最终决策。
防城港核电站一期的1、2 号机组在2010 年7 月开工建设，其1 号机组已于今年10 月并网发电，为中国西部地区首座核电站。
如防城港二期项目按计划开工，将在2019 年完成安装，并于2020 年投入商业运营。
工程的设备采购目前正在紧锣密鼓地推进中，344 个采购包中已有16 个签订合同，预计年底这一数字可达到约60 个。
防城港二期将成为英国布拉德韦尔B 项目的参照，在华龙一号的出口进程中扮演重要作用。
中广核10 月和法国电力集团签订了在英国新建核电项目的投资协议，布拉德韦尔B 项目就是其中之一，并确定采用华龙一号技术。
除了防城港二期外，位于福建的宁德二期5、6 号机组也将示范应用中广核的华龙一号技术。
与此同时，中国另一项第三代核电技术目CAP1400 也有最新进展披露。