2014年10月29日，中國電機工程學(xué)會核能發(fā)電分會“2014年核電站新技術(shù)交流研討會”在青島召開，會議由中國電力科技網(wǎng)承辦，邀請38位核電領(lǐng)域資深專家和科技工作者到會交流。福島事故后，核電建設(shè)進入低谷，現(xiàn)在由于環(huán)境壓力國家才逐步放開清潔能源建設(shè)，核電建設(shè)也迎來了春天。與會專家和學(xué)者圍繞核電規(guī)模高速發(fā)展的大形勢，為從技術(shù)本地化層面確保機組可靠、安全及穩(wěn)定運行，就核電站設(shè)計、建造、調(diào)試、運營及裝備制造等技術(shù)與經(jīng)驗，推進自主創(chuàng)新技術(shù)研發(fā)和應(yīng)用等方面，進行交流探討。
中國電力科技網(wǎng)主任魏毓璞簡要介紹會議籌備情況、會前準備工作，宣布注意事項。中國電機工程學(xué)會核能發(fā)電分會秘書長汪映榮致辭：本次會議征文自3月28日開始，9月30日截稿，共收到學(xué)術(shù)論文147篇，評選出58篇優(yōu)秀論文編入《2014年核電站新技術(shù)交流研討會論文集》。其余89篇載入中國電力科技網(wǎng)2014年第9期(總第67期)《電力月刊》供大家在線瀏覽，同時所有論文全部上傳中國電力科技網(wǎng)論壇核電欄目，以便免費原版下載。為保證會議效率和質(zhì)量，會務(wù)組提前向各位交流學(xué)者提供“如何演講更精彩”和“優(yōu)化PPT”兩個文檔，對報告人演講各環(huán)節(jié)都做出了明確要求。鑒于2013年寧波核電技術(shù)交流會上年輕核電科技工作者的精彩演講，這次年會決定啟用更多年輕人上臺演講。中國電機工程學(xué)會核能發(fā)電分會愿意為年輕科技工作者提供平臺，展示他們的才華和研究成果！
汪映榮
接下來，汪秘書長發(fā)表“基于工程投資的核電技術(shù)經(jīng)濟分析及風險控制”演講。核電在全球能源供應(yīng)和社會經(jīng)濟發(fā)展活動中日益重要，根本在于它輸出的能源是穩(wěn)定高效、低碳、環(huán)保的清潔能源。對于核電發(fā)展，是否具有足夠的市場競爭力是其得以生存和發(fā)展的基礎(chǔ)。核電投資業(yè)主首先考慮項目建造成本和投資收益。根據(jù)國外有關(guān)機構(gòu)對第3代先進反應(yīng)堆投資估算，工程固定價單位投資范圍為1500-2000美元/KW，選取AP1000首臺機組固定價單位投資1800美元/KW，加上建設(shè)期財務(wù)費用后建成價約2034美元/KW。由于核電站融資成本高和建設(shè)工期長的特點，考慮價差和利息等影響必然造成建設(shè)成本高和資金風險高。但核電作為安全清潔能源，與燃煤火電比運行成本較低具有較強的經(jīng)濟競爭力，從長遠來看自主化和國產(chǎn)化是進一步提高經(jīng)濟性的關(guān)鍵。因此，當前應(yīng)采取“自主、開放、聯(lián)合、競爭”的自主化模式，促進“革新型”和“改進型”核電技術(shù)共同發(fā)展。加快推進AP1000為代表的3代核電技術(shù)的“引進、消化、吸收、再創(chuàng)新”進程，同時開工建設(shè)一批“華龍”系列核電廠滿足電力需求，走出我國安全、經(jīng)濟、先進的核電自主化持續(xù)發(fā)展道路。
魏毓璞 王曉航
中國電力投資集團公司核電部副主任王曉航發(fā)表“關(guān)于我國安全高效發(fā)展核電的若干重大問題”演講。我國核電發(fā)展初具規(guī)模，核電工業(yè)體系完整、堆型基本成熟、核安全監(jiān)管有效。核電發(fā)展具有其必要性及戰(zhàn)略意義，大規(guī)模發(fā)展核電的條件具備，如何確保安全高效的發(fā)展還存在問題。可借鑒美國完善的市場化體制機制、強大的獨立的核安全監(jiān)管體制，法國堅定的核電戰(zhàn)略，集約化、標準化、專業(yè)化的發(fā)展戰(zhàn)術(shù)。政策搖擺不定、核電認識有偏差、管理體制不適、核電機制不順、法規(guī)標準體系不完整、核安全監(jiān)管能力還需加強，這些是我國發(fā)展核電面臨的一系列問題。我們要堅定信心，確立發(fā)展核電作為國家的發(fā)展戰(zhàn)略；解放思想，讓市場在核電發(fā)展的資源配置中起決定性作用；強化核安全監(jiān)管能力，為核電高效發(fā)展提供安全基礎(chǔ)；深化改革，構(gòu)建核電安全高效發(fā)展的市場化體制機制。
中廣核工程設(shè)計有限公司高級工程師鄭華發(fā)表“核電廠地震自動停堆綜述”演講。國家《“十二五”新建核電廠安全要求（報批稿）》在“要求25：儀控系統(tǒng)”中增加“宜設(shè)置地震自動停堆系統(tǒng)（ASTS）”。美國核管會NRC、國際原子能機構(gòu)IAEA對核電廠地震自動停堆綜述有明確要求，目前我國尚未建立定量的代價-利益分析方法，建議開展研究，以為確定共性安全問題的優(yōu)先級和制定監(jiān)管要求提供決策依據(jù)。同時，建議進一步完善地震PSA和抗震裕量評價系統(tǒng)。
上午第一階段演講結(jié)束安排現(xiàn)場提問，嘉賓踴躍提問，汪映榮秘書長和王曉航副主任釋惑答疑，精彩互動不斷涌現(xiàn)，現(xiàn)場氣氛十分熱烈。
短暫休息后，江蘇核電有限公司高工穆春林發(fā)表“關(guān)于核能發(fā)電經(jīng)濟性的探索與實踐”演講。隨著我國核電產(chǎn)業(yè)化政策的制定落實，核能發(fā)電項目在我國經(jīng)濟領(lǐng)域炙手可熱。核電站的經(jīng)濟性問題也受到越來越多的關(guān)注和研究，相較于常規(guī)火電，核能發(fā)電在建設(shè)成本和運營成本上都處于高位，而利潤空間目前基本依靠國家的產(chǎn)業(yè)化扶持政策來實現(xiàn)。核能發(fā)電企業(yè)如何在競爭激烈的電力市場中立穩(wěn)腳跟并做大做強，演講緊扣成本和利潤兩個抓手，指出核能發(fā)電企業(yè)必須轉(zhuǎn)變管理理念，以市場為導(dǎo)向，以利潤最大化為目標，以多種形式的降本增效為手段，重視經(jīng)營，實現(xiàn)具備競爭力的經(jīng)濟性能。
鄭華 穆春林
西安交通大學(xué)核能工程系教授趙福宇發(fā)表“AP1000給水控制系統(tǒng)建模與分析研究”演講。與傳統(tǒng)壓水堆電廠不同，AP1000蒸汽發(fā)生器無安全相關(guān)的傳熱功能。電廠發(fā)生斷電事故或失去所有正常給水等事故后，AP1000不必依靠RCS自然循環(huán)和安全相關(guān)的輔助給水系統(tǒng)供水由蒸汽發(fā)生器導(dǎo)出堆芯衰變熱。事故緩解由非能動余熱排出系統(tǒng)完成。
中科華核電技術(shù)研究院有限公司反應(yīng)堆工程設(shè)計與安全研究中心所長廖業(yè)宏發(fā)表“中廣核全范圍嚴重事故管理導(dǎo)則（SAMG）研制與工程應(yīng)用”演講。在福島事故后我國針對在運和在建核電廠開展了大范圍的核電廠安全檢查，并提出了相應(yīng)的14條改進要求。國內(nèi)已實施的SAMG只考慮功率運行工況，對乏燃料水池、停堆工況以及EDMG還處于研究中。為滿足核安全局對在建核電廠的改進要求，填補國內(nèi)技術(shù)空白，中科華核電技術(shù)研究院開展了“全范圍嚴重事故管理導(dǎo)則研發(fā)”工作。導(dǎo)則涵蓋運行技術(shù)規(guī)范（OTS）中定義的所有運行模式，包括功率運行、SG冷卻正常停堆、余熱排出系統(tǒng)冷卻正常停堆、維修停堆、換料停堆和反應(yīng)堆完全卸料，及乏燃料水池工況?？梢詰?yīng)對由于火災(zāi)、爆炸、恐怖襲擊等造成的核電廠大范圍損傷工況，設(shè)置特有嚴重事故管理后勤支持技術(shù)方案，包括移動設(shè)備管理、廠內(nèi)外資源調(diào)配、組織與通訊恢復(fù)等。形成完整、一體化的針對嚴重事故的指導(dǎo)性管理文件。使核電廠事故管理范圍和能力得到擴展，在管理上有力提升核電廠應(yīng)對嚴重事故緩解能力。2014年開始將陸續(xù)應(yīng)用在中廣核旗下眾多百萬千瓦級核電機組。導(dǎo)則重新定義了EDMG的功能要求，順應(yīng)了國家核電廠應(yīng)急能力建設(shè)的大趨勢,具有先進性和創(chuàng)新性，將大大擴展核電廠應(yīng)對嚴重事故的能力。
趙福宇 廖業(yè)宏
中國電力投資集團公司物資裝備分公司計劃發(fā)展部主任張啟春發(fā)表“對AP1000核電機組500kV變壓器的選型意見”演講。變壓器是核電站最重要的電氣設(shè)備之一，它的安全可靠運行關(guān)系到電站及電網(wǎng)的安全穩(wěn)定。演講例舉了幾起核電站主變事故，提出了變壓器安全可靠運行關(guān)鍵是設(shè)計選型。選擇變壓器的容量、結(jié)構(gòu)和技術(shù)指標要考慮到核電站及電網(wǎng)系統(tǒng)的安全性和可靠性，制造和運輸?shù)目尚行院徒?jīng)濟性、維護便利性。對AP1000核電機組升壓站主變選型原則提出如下意見：為延長變壓器運行壽命，無論是采用IEC還是NASI標準，建議選擇容量時按照高標準選擇或適當增加些裕量。對于擴建項目，建議仍然采用單相組；對于其他沿?；騼?nèi)陸新建AP1000核電機組來說，建議采用三相共體。建議采用無載調(diào)壓，如條件允許可取消無載調(diào)壓。冷卻方式，目前建議選用成熟的ODAF型。從長遠看，加強對自冷變壓器負荷特性的研究，制定相關(guān)選用導(dǎo)則。與常規(guī)火電主變壓器相比，建議適當提高一些空載損耗與負載損耗的比例。
中廣核工程有限公司工程師吳凡發(fā)表“EPR機組定冷水調(diào)試期間增設(shè)臨時冷源改進”演講。通過換熱計算，引入一個經(jīng)濟的臨時冷源，從而解決了EPR三代機組中GST系統(tǒng)首次使用自立式溫控閥在調(diào)試過程中產(chǎn)生的問題。在實際工程應(yīng)用中免除了GST系統(tǒng)調(diào)試階段對正式冷源的需求，節(jié)約了180天以上工期，并提高了管道沖洗質(zhì)量，取得了良好的效果。通過實踐表明：在有較高沖洗質(zhì)量要求的閉路循環(huán)系統(tǒng)試驗過程中，增設(shè)臨時冷源的方法有相當?shù)膶嵱脙r值。其思路和方法值得在類似調(diào)試過程有借鑒價值，值得其他項目中進行推廣。
張啟春 吳凡
長沙理工大學(xué)教授李志鵬發(fā)表“核電站主泵的應(yīng)用與發(fā)展”演講。介紹了核電站主泵的發(fā)展歷程，重點介紹了AP1000屏蔽電機主泵和濕定子電機泵。核電站主泵曾是我國核反應(yīng)堆中唯一國內(nèi)制造不了的設(shè)備，完全依賴進口，現(xiàn)在國內(nèi)僅沈陽水泵廠、哈爾濱電機廠與奧地利Andritz合作生產(chǎn)為巴基斯坦恰?，斠黄?0萬千瓦核電站提供過兩臺主泵，國產(chǎn)化率達到50%，其中機械密封等關(guān)鍵部件是從國外進口。四川東方集團、上海電氣、哈電集團、沈鼓集團、大連蘇爾壽及福斯湘電等國內(nèi)其他相關(guān)企業(yè)正在積極投入，為核泵國產(chǎn)化創(chuàng)造條件。世界核泵的先進技術(shù)會持續(xù)向國內(nèi)轉(zhuǎn)化發(fā)展，預(yù)計今后3～5年中，國內(nèi)企業(yè)會通過合資、合作和引進等手段得到大量先進技術(shù)，從而引導(dǎo)國內(nèi)核泵技術(shù)向高效、低耗、高可靠性和高安全性方向發(fā)展。
廣東省電力設(shè)計研究院博士李元發(fā)表“基于內(nèi)陸AP1000放射性廢液處理工藝改進的可行性分析”演講。日本福島核事故對放射性廢水的安全處置提出了更嚴格的要求，迫切需要開展放射性廢水處置技術(shù)的研究，內(nèi)陸核電放射性廢水排放標準較濱海嚴格10倍。引出AP1000放射性廢水的來源、處理工藝、處理流程以及AP1000廢液系統(tǒng)改進的必要性。最后總結(jié)了放廢(水)處理系統(tǒng)國內(nèi)外研究現(xiàn)狀和前景展望。
李志鵬 李元
下午，中廣核工程公司高工陳壽根發(fā)表“導(dǎo)納型失磁保護校驗方法探討”演講。發(fā)電機失磁是指發(fā)電機運行時失去勵磁電流，導(dǎo)納型失磁保護的定值軌跡是4條導(dǎo)納射線和一條直線，在導(dǎo)納平面內(nèi)伸向無窮遠，校驗定值時無法驗證整個導(dǎo)納軌跡。目前的校驗方法是手動驗證失磁保護的幾個動作點，但是動作點是否在導(dǎo)納定值軌跡上沒有驗證。新方法將導(dǎo)納定值轉(zhuǎn)換為阻抗定值，即將導(dǎo)納平面內(nèi)的導(dǎo)納軌跡轉(zhuǎn)換為阻抗平面內(nèi)的阻抗軌跡，再用博電繼保儀自動測出阻抗圓的動作軌跡，也就驗證了整個導(dǎo)納定值軌跡。新方法理論推導(dǎo)嚴密，在多套保護裝置上得到實際驗證。
中核集團中核核電運行管理有限公司高工周國華發(fā)表“淺析秦山地區(qū)核電廠移動柴油發(fā)電車配置”演講。在福島整改安全大檢查要求配置移動電源的背景下，調(diào)研了市場上的移動電源車情況，使用國際上標準的柴油發(fā)電機配置方法，對秦山地區(qū)核電廠負荷容量需求進行了分析，最終選擇小柴油機配合大發(fā)電機這種小馬拉大車的特殊配置方式，滿足直接啟動大容量電動機的電壓降等要求,同時也解決了柴油機容量太大不能做成移動柴油發(fā)電機車的難題。
陳壽根 周國華
中科華核電科技研究院工改設(shè)備所外聘研高關(guān)建維發(fā)表“壓水堆本體結(jié)構(gòu)現(xiàn)狀與發(fā)展”演講。概述了壓水反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)從第一代到第三代的演變。通過對美、俄、德等國壓水堆技術(shù)的分析比較，展望先進壓水堆本體結(jié)構(gòu)可采用金屬反射層技術(shù)、減少承壓焊縫技術(shù)。提高堆芯中子利用率利、降低壓力容器的輻照損傷，使壽期末有足夠的韌性儲備，確保反應(yīng)堆的承壓安全；采用篩孔結(jié)構(gòu)、阻尼孔，使堆內(nèi)流道光滑，適當加大RVI結(jié)構(gòu)部件質(zhì)量等抗流固耦合技術(shù)、大幅度降低流致振動誘因，提高堆內(nèi)構(gòu)件的可靠性。這些成熟技術(shù)的綜合利用，設(shè)計出擁有完全自主知識產(chǎn)權(quán)的中國大型壓水堆核電站。
上海核工程研究設(shè)計院工程設(shè)備所高工張效寧發(fā)表“焊接材料對SA738Gr.B鋼埋弧焊焊縫金屬組織和性能的影響研究”演講。此項研究針對焊縫低溫沖擊韌性不足，焊接自動化程度不高，早期國內(nèi)埋弧焊材與國外同類產(chǎn)品相比存有差距的情況，通過分析早期研制的國產(chǎn)埋弧焊材和進口焊材焊縫金屬夏比V型沖擊功的變化規(guī)律和組織結(jié)構(gòu)差異，揭示焊縫金屬低溫韌性機理，為核電站安全殼用國產(chǎn)焊材后續(xù)的研發(fā)和焊接工藝的優(yōu)化提供依據(jù)，具有一定實際工程應(yīng)用價值。
關(guān)建維 張效寧
上海電氣電站集團助工王澤雷發(fā)表“大型半速核電汽輪發(fā)電機組模塊化設(shè)計與選型”演講。介紹核電汽輪機組選型特點，汽輪機發(fā)電機組模塊化設(shè)計；采用模塊化與系列化的思路，對大型核電半速汽輪發(fā)電機組進行模塊化設(shè)計與選型，能夠滿足目前各主要核電堆型的需求，并提高了設(shè)計技術(shù)的成熟性與可靠性，同時避免了重復(fù)設(shè)計工作。另外，不斷完善與增加模塊設(shè)計的過程，也是技術(shù)轉(zhuǎn)化與自主創(chuàng)新的過程，對于提高企業(yè)競爭力與形成自主知識產(chǎn)權(quán)具有重要的意義。
中國大唐集團核電有限公司高工唐文忠發(fā)表“我國核電發(fā)展的鈾資源保障”演講。我國2020年將有5800萬千瓦機組運行，按照核電全壽期運行60年計算，需要消耗天然鈾62.2萬噸，考慮到鈾資源開采率70%，需要消耗鈾資源儲量153萬噸，約占全世界開采成本＜130$/KgU的鈾資源總量的1/4強。全世界鈾資源的分布很不平衡，我國已探明的鈾資源儲量居全球第10位；生產(chǎn)能力方面，我國現(xiàn)有鈾資源儲量和開采能力與需求之間存在較大差距，要獲得足夠數(shù)量的天然鈾產(chǎn)品，需付出更多艱辛和努力。我國鈾資源供應(yīng)形成了兩家壟斷格局：一是中核集團下屬的中國原子能工業(yè)有限公司，二是中廣核鈾業(yè)發(fā)展有限公司。隨著我國鈾礦勘查的深入開展和勘查技術(shù)水平的提升，加上國外采購、國外開發(fā)，能夠確保我國核電發(fā)展對鈾資源的需求。
王澤雷 唐文忠
國家環(huán)境保護部核與輻射安全中心高工王琳發(fā)表“小型模塊化反應(yīng)堆特性及應(yīng)用分析”演講。SMR目前已成為核能研究的熱點之一，未來核能的趨勢將朝著大型核電機組和小型模塊化反應(yīng)堆兩個方向發(fā)展。SMR是一種電網(wǎng)適應(yīng)性強，可熱、電、水、汽聯(lián)供的分布式綜合能源。作為一種新型核能系統(tǒng)，SMR有助于解決不同國家、地區(qū)和不同領(lǐng)域?qū)δ茉慈找嬖鲩L的需求，國家能源局已啟動國家能源應(yīng)用技術(shù)研究及工程示范項目——《模塊式小型堆關(guān)鍵技術(shù)研究及應(yīng)用示范》。SMR也有其面臨的應(yīng)用前景和挑戰(zhàn)。SMR的應(yīng)用將是補充和滿足我國某些地區(qū)能源需求的一種有效途徑。跟蹤國際發(fā)展趨勢、研發(fā)具有自主知識產(chǎn)權(quán)的SMR，為我國核能發(fā)展提供了一個重要選項。
中電投江西核電有限公司安全質(zhì)保部主管楊名一發(fā)表“AP1000核電工程建設(shè)標準化”演講。AP1000核電工程建設(shè)標準化工作對于核電集團公司具有重要的意義，特別在核電集團公司人員、經(jīng)驗和技術(shù)儲備相對不足情況下規(guī)模開展核電開發(fā)，有必要將集團先期核電項目和國內(nèi)其它核電項目已經(jīng)形成的經(jīng)驗加以梳理、提煉，形成企業(yè)標準體系，提高核電工程建設(shè)管理水平，并將經(jīng)驗有效地向后續(xù)項目傳遞，從而保證核電的安全穩(wěn)定發(fā)展。充分結(jié)合中國電力投資集團公司AP1000核電工程標準化建設(shè)情況，主要從組織機構(gòu)及運作保障、標準體系頂層設(shè)計保障和標準編寫過程控制等方面，詳細介紹了AP1000核電工程標準化建設(shè)過程中的典型良好實踐以及取得的成果，為后續(xù)核電集團公司開展標準化建設(shè)提供了很好的借鑒和參考。
王琳 楊名一
中科華核電技術(shù)研究院有限公司反應(yīng)堆工程設(shè)計與安全研究中心工程師江娉婷發(fā)表“長期全場斷電事故下AP1000內(nèi)置換料水箱補水安全改進研究”演講。介紹了AP1000核電廠安全設(shè)計特點，內(nèi)置換料水箱（IRWST）補水安全改進背景。AP1000長期全廠斷電超設(shè)計基準事故，存在IRWST水量不足導(dǎo)致的堆芯全部熔融的風險。緩解措施建議增設(shè)移動泵補充IRWST的水量，保證IVR成功或IRWST重力注射成功。在充分利用AP1000現(xiàn)有管線的基礎(chǔ)上，向IRWST注水共有三種可能的方案：通過RNS路徑向IRWST注水、通過SFS路徑向IRWST注水、通過CVS化容補水路徑向IRWST注水。
演講結(jié)束后，與會嘉賓和專家針對演講熱點展開討論，氣氛熱烈。
30日，國核工程有限公司高工趙輝發(fā)表“AP1000核電工程總承包企業(yè)安全生產(chǎn)標準化創(chuàng)建分析與研究”演講。2012年以來，國核工程有限公司開展了CAP1400/1000核電工程總承包企業(yè)安全生產(chǎn)標準化創(chuàng)建分析與研究工作，建立了HSE管理體系比對模型，并開發(fā)了HSE管理程序比對工具表。根據(jù)HSE體系比對模型，公司創(chuàng)建了CAP1400/1000核電工程總承包HSE管理標準化體系，覆蓋了HSE目標、安全生產(chǎn)投入、作業(yè)安全、教育培訓(xùn)等管理要求。結(jié)合AP1000世界首堆三門核電項目的HSE管理體系運行實踐，公司對各HSE要素進行了深入研究，建立了標準化的HSE管理流程及工作表單，形成了十二個HSE管理標準化成果，形成了HSE管理的五大管理創(chuàng)新點。CAP1400/1000核電工程總承包HSE管理標準化體系在國核工程公司所有項目推廣落地，實現(xiàn)了多項目HSE管理標準化，自公司成立以來，杜絕重傷以上事故，實現(xiàn)跨年度安全生產(chǎn)天數(shù)2681天，HSE管理體系運行有效。
江娉婷 趙輝
中廣核工程有限公司助工佑龍發(fā)表“一起鐵磁諧振導(dǎo)致電壓互感器爆炸事故的分析研究”演講。通過對發(fā)生在紅沿河核電站的一起6.6kV電壓互感器爆炸事件的分析研究，指出鐵磁諧振是導(dǎo)致這次事故的根本原因，經(jīng)過分析計算二次消諧電阻阻值太大不滿足規(guī)程的要求，結(jié)合鐵磁諧振的特點提出以下幾種改進措施：（1）改進現(xiàn)有PT二次開口三角的電阻值，以滿足規(guī)范要求，或者使用微機消諧裝置。（2）選用勵磁特性較好、在過電壓下不易飽和的PT，使系統(tǒng)參數(shù)不易達到諧振條件，或者選用電容式電壓互感器。（3）PT高壓側(cè)中性點經(jīng)電阻接地，電阻R可以限制流過PT一次繞組的激磁涌流，避免PT鐵心飽和。阻值選擇時不宜過大，否則會導(dǎo)致開口三角的電壓過低影響母線絕緣監(jiān)測裝置動作的靈敏性，同時由于PT一般是半絕緣式的，選擇阻值時也應(yīng)該考慮PT的中性點絕緣水平。（4）系統(tǒng)中性點經(jīng)電阻接地，中性點電阻的存在可以限制多種諧振過電壓。
天津大學(xué)化研所教授張衛(wèi)江發(fā)表“硼穩(wěn)定同位素分離技術(shù)及在核電的應(yīng)用”演講。目前我國在建的10臺機組引進了美國 AP1000技術(shù)，每臺機組首次裝機需要配備豐度60%的硼酸12噸，以后以1噸/年的量補充進去。另外擬建的68 套一百萬千瓦機組和法國 ERP 都屬于第三代核電技術(shù)，都需采用40-60%豐度的富集10B 硼酸。工業(yè)化硼同位素分離技術(shù)及其產(chǎn)品，一直被美、俄等少數(shù)國家壟斷，我國目前還未具備大規(guī)模的生產(chǎn)能力，所需完全依賴進口，限制了我國某些高新技術(shù)領(lǐng)域的發(fā)展。開展規(guī)?；?1BF3電子特氣及富集硼-10產(chǎn)品的生產(chǎn)，刻不容緩，可大大促進我國在電子工業(yè)、國防、核電等高新技術(shù)領(lǐng)域的發(fā)展。
佑龍 張衛(wèi)江
蘇州熱工研究院有限公司助工王晗丁發(fā)表“核電站外部事件（地震）人因可靠性分析方法研究”演講。介紹了過去外部事件人因分析方法，如采用“比例因子”的方法進行計算，一定程度上可滿足外部事件人因事件的分析。但其沒有詳細考慮電廠在地震條件下的損傷狀態(tài)，而以最保守的最嚴重情況包絡(luò)，會導(dǎo)致結(jié)果過分保守，且考慮的影響因素不夠全面?；诋斍翱捎玫男畔?，對基于情景損傷方法的外部事件HRA優(yōu)于震動模型和乘數(shù)因子方法?？刹捎肗RC的SPAR-H方法實施地震HRA，且明確了地震人員響應(yīng)的流程，將地震下的電廠損傷態(tài)劃分成四個部分，據(jù)此并結(jié)合時間裕量，人員操作位置等對地震PSA人因篩選值進行了定義。實際應(yīng)用中采用SPRA-H方法對地震PSA中人因進行詳細分析，需綜合考慮地震對PSF因子的影響，在定量化時要對地震響應(yīng)特點充分反映在PSF因子中。
上海核工程研究設(shè)計院研高仇永萍發(fā)表“非能動核電廠概率安全評價及應(yīng)用”演講。介紹CAP核電廠PSA的主要方法和內(nèi)容，重點介紹功率運行內(nèi)部事件PSA內(nèi)容和方法，并對低功率及停堆工況PSA、外部事件PSA作簡要介紹，特別介紹了CAP核電廠自主化研究形成的分析方法及應(yīng)用；同時簡要描述PSA在設(shè)計中的一些應(yīng)用：除了通常的PSA在電廠設(shè)計改進和優(yōu)化中的應(yīng)用，還開展了PSA在設(shè)計可靠性保證大綱（D-RAP）、人因工程設(shè)計、非安全相關(guān)系統(tǒng)補充管理要求（RTNSS）等工作中的應(yīng)用和接口工作，這些應(yīng)用都是非能動核電廠設(shè)計中特有的工作。這些介紹為了解和認識非能動核電廠的相關(guān)特性及其PSA工作內(nèi)容和關(guān)鍵技術(shù)提供重要的參考。
王晗丁 仇永萍
國核工程公司海陽SPMO高工張榮儉發(fā)表“海陽核電AP1000鋼制安全殼焊接組裝質(zhì)量控制”演講。CV鋼制安全殼是中國AP1000重點引進的關(guān)鍵設(shè)備設(shè)計、制造技術(shù)之一。演講對CV整體結(jié)構(gòu)、設(shè)計參數(shù)、CV母材及焊材、焊接過程作了詳細介紹和分析，提出了焊接過程中的問題解決方案和質(zhì)量控制措置。
中科華核電技術(shù)研究院工程師段承杰發(fā)表“AP1000燃料廠房氫氣風險控制對策分析”演講。燃料廠房在排氣期間存在超壓和氫氣燃燒的風險，通過設(shè)置氣體排放擋板，可緩解超壓，并設(shè)置必要的通風系統(tǒng)。后續(xù)提升AP1000嚴重事故緩解能力需要以下工作：建立更完善模型，更現(xiàn)實的模擬通過RNS卸壓排放的過程，為更好的執(zhí)行嚴重事故管理導(dǎo)則提供依據(jù)；利用中科華燃料廠房試驗臺架對氫氣風險緩解策略進行試驗驗證；設(shè)置專用安全殼過濾排放系統(tǒng)的嚴重事故緩解替代方案論證。
張榮儉 段承杰
中核集團福清核電有限公司設(shè)備采購處工程師喻松發(fā)表“CRDM耐壓殼下部焊接坡口焊前PT檢查顯示問題處理”演講。當現(xiàn)場檢驗規(guī)范與工廠檢驗規(guī)范對設(shè)備焊接坡口及鄰近區(qū)進行PT檢查和評判發(fā)生沖突時，應(yīng)將密封殼焊接坡口區(qū)及鄰近區(qū)域參與焊接或在焊接后會對焊縫及熱影響區(qū)產(chǎn)生影響加以考慮，應(yīng)考慮將設(shè)備的接口端焊接坡口及鄰近區(qū)按現(xiàn)場檢驗規(guī)范或標準處理此類問題。該處理方法建議可應(yīng)用于同等情況的容器類設(shè)備、閥門類設(shè)備、泵類設(shè)備及管道類設(shè)備。單就密封殼中存在夾雜物，與現(xiàn)場焊接PT檢測要求不符，從原材料制造角度，有必要從煉鋼方面進行改進，制造廠應(yīng)從鋼液真空處理，爐外精煉，控制鋼液質(zhì)量，防止外來夾雜污染與異金屬進入等方法來控制鋼中夾雜物生成，改善和提高煉鋼質(zhì)量。最后建議從設(shè)計方面梳理容器類設(shè)備、閥門類設(shè)備、泵類設(shè)備及主管道焊接坡口區(qū)的制造與安裝檢測規(guī)范，統(tǒng)一規(guī)范中對坡口區(qū)在制造階段和安裝階段的檢測評判要求。
中國電能成套設(shè)備有限公司核電部海陽項目部工程師薛菁發(fā)表“核電常規(guī)島MSR設(shè)備筒體臨時支撐去除的母材缺陷處理及對設(shè)備監(jiān)理工作的啟示”演講。MSR(汽水分離再熱器)是一種內(nèi)部結(jié)構(gòu)復(fù)雜的大型復(fù)合臥式容器，采用一體化結(jié)構(gòu)。主要有外殼、防腐襯里、封頭、一級再熱器、二級再熱器、內(nèi)部管道及內(nèi)件組成。作為第三代核電技術(shù)國產(chǎn)化設(shè)備，該項目MSR設(shè)備采用聯(lián)合體供貨，有國外廠家提供技術(shù)支持，國內(nèi)廠家生產(chǎn)制造，從而在進度控制以及項目結(jié)構(gòu)管理方面也給駐廠監(jiān)理人員帶來了一定的難度，生產(chǎn)制造中操作人員對技術(shù)文件的全面理解和掌握也給駐廠監(jiān)理工作提出了更高的要求。薛菁提出了對預(yù)防和解決此類問題的建議：核電廠常規(guī)島主要設(shè)備駐廠監(jiān)理的必要性，加強現(xiàn)場巡視檢查力度，重要部件和關(guān)鍵制造工序關(guān)注，用質(zhì)疑的態(tài)度對待設(shè)備監(jiān)理工作中每一個細節(jié)。
喻松 薛菁
西安工業(yè)大學(xué)教授石崇哲發(fā)表“核電站金屬材料《性能-老化-安全》導(dǎo)論”演講。重點闡述了材料安全可靠的概率理念，材料力學(xué)性能指標的價值與安全可靠裕度，以及如何全面認識材料三個問題。（1）材料安全可靠的概率理念強調(diào)，材料的安全可靠程度在于材料性能參量與設(shè)備狀態(tài)參量二者正態(tài)分布非重疊區(qū)的概率，而重疊區(qū)的概率便是不安全不可靠程度。于是概率設(shè)計的基本原理在于零件狀態(tài)s(例如應(yīng)力)分布低于所選材料的性能p(例如強度)分布，兩個分布曲線相交下的概率按‘兩個獨立事件同時發(fā)生的概率等于這兩個獨立事件單獨發(fā)生的概率的乘積’即為設(shè)計的不安全可靠概率。安全可靠度系數(shù)u與s、p的關(guān)系由聯(lián)結(jié)方程u =(μp-μs)/(σp2+σs2)1/2給出(μ為期望值，σ為標準誤差)，方程中u與s、p知其二便可求得另一。于是重點在于材料性能參量p與設(shè)備狀態(tài)參量s數(shù)據(jù)庫的建立。（2）對于材料力學(xué)性能指標的價值與安全可靠裕度問題，應(yīng)當認識到，抗拉強度表征了設(shè)計應(yīng)力至材料潰變(局集塑性變形)前的應(yīng)力儲備，在抗拉強度狀態(tài)(最大力)時的均勻伸長率表征了設(shè)計塑性應(yīng)變至潰變前的應(yīng)變儲備，均勻塑性變形的均勻靜韌度表征了材料潰變前的韌度儲備，它們是工程評估材料的安全裕度指標。建議材料的拉伸試驗指標應(yīng)當取屈服點或屈服強度、抗拉強度、均勻伸長率(而不是斷后伸長率)、均勻靜韌度這四大指標。沖擊試驗指標則應(yīng)參照GB/T 19748-2005標準，取屈服力Fgy、屈服力時的能量Wgy、最大力Fm、最大力時的能量Wm這四大指標。屈服力Fgy和屈服力時的能量Wgy供工程設(shè)計參照，最大力Fm和最大力時的能量Wm供工程評估材料的安全裕量。需要注意的是GB/T 19748-2005標準中9.4.5裂紋形成能量與裂紋擴展能量及附錄D是錯誤的，不可采用。(3)在如何全面認識材料上，必須遵守全過程，全要素，成分/結(jié)構(gòu)-制備/加工-性質(zhì)/性能-使役/效能體系，現(xiàn)今存在的問題是片面地看重成分和性能而忽視其它。
中核核電運行管理有限公司高工徐清華發(fā)表“CANDU-6型重水堆二號停堆系統(tǒng)通道誤脫扣故障分析及改進”演講。二號停堆系統(tǒng)(SDS2#),是CANDU6型重水堆機組的四個專設(shè)安全系統(tǒng)之一，演講對多起區(qū)域功率回路的問題引起的二號停堆系統(tǒng)單通道脫扣故障進行了分析，得出造成這幾起通道誤脫扣的原因是電位計長期調(diào)整后，電位計內(nèi)部的接觸片和電阻絲磨損，引起接觸不良。并針對這兩個原因分別采用了定期更換電位計，定期檢查電位計的滑動接觸情況，定期檢查電位計、萬向節(jié)、聯(lián)杠，及調(diào)節(jié)旋鈕的對中度等措施。另外，通過電位計的選型，選用滑動接觸點少的，滑動接觸良好的電位計等措施，提高了ROPT回路的可靠性，減少了ROPT回路的故障，減少二號停堆系統(tǒng)單通道脫扣的故障，保證了機組的安全可靠穩(wěn)定運行。
石崇哲 徐清華
中廣核工程有限公司工程師阮紅星發(fā)表“紅沿河#2發(fā)電機100%定子接地保護并網(wǎng)后接地電阻測量值下降問題處理”演講。紅沿河 #2發(fā)電機并網(wǎng)前，發(fā)變組保護A柜、C柜中發(fā)電機100%定子接地保護測得的發(fā)電機絕緣值顯示正常。在發(fā)電機首次并網(wǎng)后，測得的絕緣值隨著機組功率的上升呈明顯下降的趨勢。#1、#2發(fā)電機100%定子接地保護并網(wǎng)后接地電阻的測量值隨機組功率的升高有明顯下降的致因為：西門子100%定子接地保護裝置的數(shù)學(xué)模型和參數(shù)補償方式存在缺陷。#2發(fā)電機100%定子接地保護并網(wǎng)后接地電阻測量值的下降比 #1機組更為嚴重的致因為：#1、#2發(fā)電機中性點接地變壓器的短路阻抗不同。通過調(diào)試過程控制優(yōu)化、補償參數(shù)設(shè)置優(yōu)化、保護裝置軟件優(yōu)化已對缺陷完成處理。
中科華核電技術(shù)研究院助工劉夢影發(fā)表“AP1000長期全廠斷電超設(shè)計基準事故對策分析”演講。AP1000長期全廠斷電超設(shè)計基準事故，小破口和大破口在長期冷卻階段的事故進程和變化趨勢基本一致；如果不及時恢復(fù)能動補水，失去PCS冷卻水后約22h，安全殼水蒸氣質(zhì)量最大，可能導(dǎo)致安全殼超壓失效。AP1000長期全廠斷電超設(shè)計基準事故，不及時恢復(fù)能動補水安全殼存在超壓失效風險，需要備用移動式柴油機泵（代替再循環(huán)泵），輔助水箱從廠內(nèi)外應(yīng)急水源的長期補水也必須充分考慮。針對AP1000特定核電廠需要專門編制長期全廠斷電事故管理導(dǎo)則，并根據(jù)事故分析進程開展導(dǎo)則實施模擬、演練及驗證工作。
阮紅星 劉夢影
中國電力投資集團公司高工郭宇發(fā)表“核電站工程文件編碼體系研究”演講。構(gòu)建核電工程文件編碼體系有其必要性，借助信息化手段建立一套科學(xué)的核電站工程文件編碼體系，能夠有效管理核電項目建設(shè)中的工程文件，協(xié)調(diào)一致且高效、準確的開展工程項目建設(shè)各項任務(wù)，更好的為工程建設(shè)服務(wù)。演講介紹了廣核集團嶺澳核電站二期工程文件編碼結(jié)構(gòu)、中核集團田灣核電站工程文件編碼結(jié)構(gòu)、AP1000工程文件編碼結(jié)構(gòu)。重點介紹中電投集團AP1000核電站工程文件編碼編制原則、文件編碼格式和結(jié)構(gòu)、電廠標識碼、定位碼、文件類型碼、序列號?！禔P1000堆型核電站工程文件編碼導(dǎo)則》如何落地，需要集團牽頭，項目單位執(zhí)行，承包商支持配合。
上海發(fā)電設(shè)備成套設(shè)計研究院教高楊宇發(fā)表“某型AP1000核電汽輪機高壓轉(zhuǎn)子強度計算分析與優(yōu)化改進研究”演講。為了保證某型AP1000核電汽輪機的長周期安全運行，必須對汽輪機高壓轉(zhuǎn)子的強度進行計算分析和研究。某型AP1000核電高壓轉(zhuǎn)子最終設(shè)計方案的額定負荷強度、應(yīng)力腐蝕強度、瞬態(tài)變工況強度及超速試驗強度均符合強度設(shè)計判據(jù)，其強度設(shè)計合格，將有利于汽輪機長周期安全運行。高壓轉(zhuǎn)子低周疲勞裂紋萌生壽命的計算結(jié)果表明，該轉(zhuǎn)子達到了用戶要求的壽命指標值，運行60年其壽命設(shè)計是安全的。
郭宇 楊宇
西安交通大學(xué)教授楊冬發(fā)表“鼓泡管式熱力除氧器傳熱傳質(zhì)性能試驗與計算”演講。鼓泡管式除氧器是從歐洲引進的一種新型除氧器，汽空間頂部設(shè)有若干大噴嘴，水空間設(shè)有耙狀鼓泡管系統(tǒng)。簡述了國內(nèi)外研究進展及其除氧過程，適應(yīng)變工況的能力更強，且運行費用低，投資省，應(yīng)用范圍廣泛。對傳熱傳質(zhì)計算模型作了詳細介紹，通過本次試驗，得到了針對鼓泡除氧的傳熱傳質(zhì)經(jīng)驗關(guān)聯(lián)式，對火電和核電機組使用的鼓泡管式除氧器的設(shè)計程序開發(fā)提供依據(jù)。
中電投電力工程公司設(shè)計咨詢分公司研高朱學(xué)農(nóng)發(fā)表“小型堆廠址選擇法規(guī)研制研討和湖南株洲昭陵廠址介紹”演講。國內(nèi)各單位也都在積極開發(fā)小型堆，但同樣也都面臨缺少小型堆相關(guān)的法規(guī)、標準、審批和監(jiān)管體系的問題。為了提高經(jīng)濟性，小型堆廠址一般靠近人口稠密區(qū)，所以對其安全性有著更加嚴格的要求。應(yīng)從地震地質(zhì)、交通運輸、冷卻水源和受納水體、非居住區(qū)和規(guī)劃限制區(qū)、應(yīng)急計劃區(qū)五個方面作小型堆適應(yīng)性分析。為實現(xiàn)小型堆的商業(yè)應(yīng)用價值，實現(xiàn)小型堆的“四區(qū)合一”，還需根據(jù)確定這四個區(qū)域的放射性原則來論證，這就涉及兩個問題：確定小型堆區(qū)界的放射性源項，小型堆的多堆共因失效。提出了小型堆選址標準建議，最后介紹了湖南株洲mPower小型堆核電廠昭陵廠址選擇標準。
楊冬 朱學(xué)農(nóng)
環(huán)境保護部核與輻射安全中心副總工常向東應(yīng)邀發(fā)表了“新建核電站安全要求與前期選址”的專題演講。首先介紹了福島核事故后國際經(jīng)驗反饋的基本狀況，簡述了事故后美國、法國、韓國、日本等國對進一步提高核電廠安全所采取的改進措施，詳細闡述了我國新建核電站安全要求產(chǎn)生的背景和主要內(nèi)容，說明了我國核電選址的特點，包括我國核電選址如何考慮地震、我國核電選址如何考慮防洪以及我國核電站廠址與日本核電站廠址存在的顯著差異，強調(diào)日本處于環(huán)太平洋地震帶內(nèi)，日本發(fā)生的地震海嘯具有顯著的地域特征。演講還結(jié)合我國核電站選址實踐，提出福島核事故后核電前期選址需關(guān)注的問題，特別強調(diào)核電選址也要貫徹縱深防御的理念，一方面要盡量避開極端自然災(zāi)害多發(fā)區(qū)，同時在確定防護極端外部事件的設(shè)計基準時，要考慮可能存在的不確定性，留有適當?shù)陌踩６取?/span>
常向東
專家答疑
代表提問：中電投吉林核電有限公司計劃合同部副經(jīng)理楊愛平；咸寧核電有限公司工程部高級經(jīng)理劉波；中科華核電技術(shù)研究院有限公司工程改造研究中心工程師韓萬富；蘇州熱工研究院工程師林賢軍。
演講報告涉及核電領(lǐng)域的最新觀點、技術(shù)、進展、成果，核電站設(shè)計與建設(shè)、運行、檢修與管理，核電裝備制造，以及國際發(fā)展狀況和趨勢等方面，專家秉持嚴謹、認真的風格進行了詳細闡述。38位專家，38個報告，其中不乏核電行業(yè)元老級的資深專家，也啟用核電這個朝陽事業(yè)中謙虛好學(xué)、積極進步的年輕核電工作者，猶如長江后浪之勢，不斷推進核電事業(yè)的發(fā)展。
中國電力報發(fā)電部主任馮義軍發(fā)表“2014年核電站新技術(shù)交流研討會記者觀察”演講。從“技術(shù)安全絕對化”的認識有偏差，構(gòu)建安全高效的市場化體系機制，國產(chǎn)化是核電經(jīng)濟性關(guān)鍵，三個視角進行觀察和大家分享自己的體會，并以“‘高效核電’呼喚健康市場”為題在中國電力報發(fā)表新聞報道（詳見附件報紙清樣）。
馮義軍
31日，與會嘉賓來到山東海陽核電站參觀，該核電站規(guī)劃建設(shè)6臺百萬千瓦級壓水堆機組，留有兩臺擴建余地，總裝機容量870萬千瓦。其中，一期工程建設(shè)2臺美國西屋公司第三代核電技術(shù)AP1000百萬千瓦級壓水堆核電機組，預(yù)計投資達到400億元人民幣，首臺機組于2014年投入商業(yè)運營。海陽核電站全部建成之后，將成為迄今為止中國最大的核能發(fā)電項目。同時，將改善山東的供電狀況，促進地方經(jīng)濟快速的發(fā)展。海陽核電工程技術(shù)人員向大家介紹了工程建設(shè)的最新進展，并一一解答嘉賓的現(xiàn)場提問。
參觀海陽核電站
會議由中國電力科技網(wǎng)進行實況錄像，并制作成標清DVD光盤和高清硬盤，以便各核電集團、核電廠、電力設(shè)計院、科研院所、制造單位，組織未能參會的相關(guān)技術(shù)人員收看專家們的精彩講演和答疑，彌補不能到會學(xué)習(xí)的缺憾。
