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 繆鴻興 （1935-）

 男，研究員級高級工程師。畢業于哈爾濱軍事工程學院海軍工程系艦船電氣專業。

 1967年8月~1996年10月，就職于上海核工程研究設計院，從事秦山和巴基斯坦恰希瑪30萬千瓦核電廠的設計建設等工作；曾任組長、室主任；84年以后任秦山30萬千瓦核電廠副總設計師（由三委二部任命）、院副總工程師和院技術顧問等職務。

 1996年10月~2002年2月，任廣東核電集團公司技術中心副總工程師，負責開發GNP1000（提出25項技術改進）以及為我國核電驅動項目編寫核電招標規范書等技術工作。

                    2002年7月~現在，參加CNP1000二代+和CAP1500大型先進壓水堆核電站方案開發研究的總體工作；

                    2003年8月以后，參加第三代核電依托項目招標和合同談判工作。現任上海核工程研究設計院技術顧問和國家核電技術公司專家委員會專家。曾任國家核安全局第三、四、五、六屆核安全專家委員會委員。

摘要：本文闡述了中共中央政治局常務委員會決定從美國西屋公司引進AP1000核電技術和合作建造4臺AP1000核電機組，是實現我國第三代核電自主化的戰略決策。從安全性、成熟性、經濟性、放射性排出物以及科技含量等方面說明第三代AP1000非能動核電廠是一種更簡化、更安全、更經濟和有持續發展前途的核電廠堆型。本文也扼要地介紹了AP1000非能動核電廠的先進數字化儀表控制系統。無論在設計理念上，還是在具體的系統設計方面， AP1000核電廠的儀表控制系統與第二代壓水堆核電廠有較大的不同，使核電廠的運行和安全性能都得到很大的改善。

關鍵詞：AP1000先進核電技術；戰略決策；優越性；數字化儀表控制系統

Abstract: The article addresses that to import AP1000 nuclear power technology
 from Westinghouse Electric Corporation and cooperatively construct 4 units of 
AP1000 nuclear power plant is stratagem decision-making to realize third generation 
nuclear power self-reliance program which is decided by the Standing Committee of the 
CPC Central 
Committee. Third generation AP1000 passive nuclear power plant is a more simplified ,
safer and economic ,and sustainable development type reactor which  can be explained 
from safety ,proven technology  ,economy,  radioactive effluent, and contents of the 
science and technology etc. The article also briefly introduced AP1000 digital I&C system。
AP1000 I&C system is differ from second generation nuclear power plant whether the 
design idea or the design technique of I&C system to improve the operation capability 
and safety of the nuclear power plant.

Key words: AP1000 advanced nuclear power technology; stratagem decision-making; AP1000 advantages; digital I&C system

引言

    早在2003年初，溫家寶總理已對核電發展問題明確指示：“采用世界先進技術，統一技術路線，不敢再走錯一步，不能照顧各種關系” ，為我國核電的發展指明了方向。

    曾培炎副總理曾先后召開12次領導小組會議，溫家寶總理曾4次主持國務院會議，就我國“核電自主化依托項目”引進第三代百萬千瓦級核電技術國際招標事項， 聽取了各方意見，并指示國家發展改革委員會召開一次擴大的核電自主化專家組會議，就選擇EPR還是AP1000的問題進行咨詢。應邀參加會議的34位國內知名核電專家（其中包括科學院和工程院的9名院士）充分發表了各自的見解，形成了比較一致的意見，認為選擇AP1000核電技術作為我國核電自主化項目的依托是合適的。

    在此基礎上，2006年11月中共中央總書記胡錦濤同志主持中共中央政治局常務委員會，聽取我國三代核電技術國際招標和“國家核電技術公司”組建的工作匯報，做出從美國西屋公司引進AP1000核電技術和合作建造4臺AP1000核電機組以實現我國第三代核電自主化的戰略決策，并要求在消化、吸收引進技術的基礎上自主創新，實現設計并建成具有我國自主知識產權的“大型先進壓水堆核電站”科技重大專項目標。同時，批準成立國家核電技術公司，它是實現第三代先進核電技術引進、工程建設和自主化發展的主要載體和研發平臺。

    2007年7月24日，國家核電技術公司、三門核電公司、山東核電公司與西屋聯合體及其分包商分別簽訂了依托項目4臺AP1000核電機組的核島采購合同和相應的技術轉讓合同，經過中美兩國政府批準，于2007年9月24日如期生效。目前，三門核電廠和海陽核電廠正在按計劃建設中，三門核電廠已于2009年3月29日如期澆灌了第一罐混凝土。

    為實施黨中央和國務院對國家核電技術公司確定的職責和要求，國家核電技術公司制定了“三步走”的戰略。第一步，以外方為主，我方全面參與。 負責兩個三代核電自主化依托項目（浙江三門、山東海陽）的核島建設，建成首批4臺AP1000核電機組。第二步，以我為主，外方支持。充分利用國內資源，啟動AP1000核電機組的產業化批量建設，外方參與部分技術支持的情況下，中方全面完成AP1000技術的消化和吸收過程，實現自主化。第三步，全面完成自主設計創新。充分利用國內和國外各種資源，實行產、學、研相結合，通過“引進、消化、吸收和再創新”，形成中國具有自主知識產權的第三代非能動安全核電技術，并在2017年建成示范機組，取得經驗反饋后，開始批量建設中國自主品牌的第三代核電廠。

    因此，引進AP1000先進核電技術是國家的戰略決策。

1  AP1000非能動核電廠的優越性

    我國引進的第三代AP1000非能動核電廠是一種安全、經濟和有持續發展前途的核電廠堆型。

    AP1000設計采用了先進的“非能動”安全設計理念：安全系統的設計采用重力、自然循環等自然力和蓄能驅動流體流動，在異常事件或事故情況下，帶走堆芯余熱和安全殼的熱量，不需要外部能源；不使用泵、風機或應急柴油發電機等能動部件；在沒有交流電源、設備冷卻水、廠用水以及供暖、通風與空調等安全級支持系統的情況下，可以保持核電廠的安全；使核電廠得到進一步簡化、安全性能得到進一步提高、安裝建造技術得到進一步提升，電廠的運行和可維修性能得到進一步改善。

1.1 安全性

    AP1000的安全性遠遠高于第二代壓水堆核電廠。AP1000采用了非能動的安全系統，其反應堆堆芯損傷頻率（CDF）和大量放射性釋放頻率（LRF）分別為 5.081×10-7/堆年和5.95×10-8/堆年，比第二代壓水堆核電廠低一百到一千倍；發生事故后72小時內，不需要操作員采取任何手動干預動作，大大減少人因錯誤；將堆芯熔融物滯留在壓力容器內（IVR），避免了堆芯熔融物和混凝土底板發生反應，使LRF降到最低。

    AP1000的人因失誤占堆熔頻率的7.74%，共因失效占堆熔頻率的57%，而EPR分別為29%和94%，AP1000明顯優于EPR。

1.2 成熟性

    AP1000的最大特點是專設安全系統采用了非能動技術。西屋公司利用了幾個國家的力量建立了一系列的單項和綜合試驗驗證裝置，進行了大量的試驗驗證；在此基礎上，開發了非能動專設安全系統專用的分析設計程序，設計了八個用于預防和緩解設計基準事故和嚴重事故措施的非能動專設安全系統；非能動專設安全系統經過美國核管理委員會（NRC）的嚴格審查和批準。因此，AP1000的非能動系統已達到成熟性的要求。

    AP1000的反應堆和反應堆冷卻劑系統（RCS）基本上與第二代核電廠相同。反應堆和堆內構件，與西屋公司設計和正在運行的比利時Doel 4和Tihange 3核電廠基本相同；RCS采用二環路主系統，基本上和CE公司設計的第二代“系統80”核電廠相同，不同之處是主泵采用屏蔽電機泵；正常運行的重要輔助系統如化學和容積控制系統(CVS) 等和第二代核電廠也是相同的，只是更簡化了。因此，AP1000的反應堆和RCS已具有成熟的設計和運行經驗。

1.3 經濟性

    由于AP1000專設安全系統采用非能動理念，使專設安全系統配置簡化、安全支持系統減少、安全級設備和抗震廠房減少、IE級應急柴油機系統和很多能動設備被取消，以及大宗材料需求明顯降低。AP1000專設安全系統及其設備數量得到大幅度的減少，它的閥門、管道、電纜、泵、抗震廠房容積分別減少了50％、80％、70％、35％和45％。再加上設計和建造采用模塊化技術，由此派生出了設計簡化、系統設置簡化、工藝布置簡化、施工量減少、工期縮短以及運行方便、維修簡單等一系列效應。從長遠觀點來看，AP1000不僅使安全性能得到顯著提高，而且建造和長期運行費用也得到明顯降低，在經濟上也具有較強的競爭潛力。這種優勢在AP1000核電廠批量建造后將會越來越明顯。

1.4 放射性排出物  

    由于AP1000的系統簡化，維修簡單，以及反應堆采用了灰棒控制組件，減少調硼次數等，使核電廠的放射性液體排放量和固體廢物產生量較小，減輕了放射性廢物處理和處置的環境壓力。

1.5 科技含量

    西屋公司開發AP600和AP1000的非能動安全系統，利用了幾個國家的力量建立了分項和綜合試驗驗證裝置進行了大量的試驗驗證；在大量的試驗研究的基礎上，開發了非能動安全系統專用的分析設計程序；開發出預防和緩解設計基準事故和嚴重事故措施的八個非能動安全系統。AP1000的非能動安全系統的試驗裝置、分析設計程序以及系統本身都具有很高的科技含量。

2  AP1000非能動核電廠的先進數字化儀表控制系統

2.1 特點

    AP1000是第三代非能動核電廠，最重要的特點是采用了非能動的專設安全系統，安全性和經濟性得到改善。此外，AP1000的反應堆堆芯、反應堆冷卻劑系統等設計都有很大的改進，諸如反應堆采用了自給能探測器、灰棒控制組件和軸向偏移控制棒組件，反應堆冷卻劑系統采用大容積的穩壓器，以及采用快速降功率系統等。當然，AP1000核電廠的儀表控制系統采用數字化分布式控制系統是一項重大改進。因此，無論在設計理念上，還是在具體的系統設計方面， AP1000核電廠的儀表控制系統與第二代壓水堆核電廠有較大的不同，使核電廠的運行和安全性能都得到很大的改善。綜述之，AP1000核電廠的儀表控制系統具有如下的主要特點：

    （1）采用非能動的專設安全系統，專設安全設施驅動系統的設計有很大的變化和改進；

    （2） AP1000核電廠的儀表控制系統采用數字化分布式控制系統（Ovation和Common Q 平臺），使AP1000的儀表控制系統得到全面的改進；

    （3）人機接口系統設計采用先進的人因工程學原理，改善了人機接口和運行環境，降低了操縱員的人因錯誤和負荷強度；

    （4）采用灰棒控制組件，負荷跟蹤時不需要調硼，不僅增強了核電廠的負荷跟蹤能力，也減少了放射性廢水量； 

    （5）采用軸向偏移（AO）控制棒組件，使軸向功率分布控制達到完全自動化；

    （6）采用固定式堆芯自給能探測器，它與BEACON系統數據處理器相結合能生成完整的反應堆堆芯核功率分布的三維圖形，可以實時監測堆芯核功率分布情況；

    （7）采用快速降功率系統，降低了對蒸汽排放能力(AP1000核電廠的蒸汽排放總量僅為40%的要求；

    （8）AP1000設置的多樣化驅動系統（DAS），其功能不僅針對不能停堆預期瞬態事件（ATWS），而且擴大到了不能執行專設安全系統的情況，增大了核電廠的安全性；

    （9）采用大的穩壓器容積，在正常的瞬態工況（包括負荷跟蹤、變負荷和調頻等）情況下有較好的自穩定性能力。


2.2  總體結構

    AP1000數字化儀表控制系統總體結構以實時數據網為界將整個儀表控制系統劃分為上下兩個部分，如圖1所示。

    （1）下半部分執行核電廠的保護、控制和監測功能，分為兩層：第0層和第1層。

    第0層 (Level 0)，包括以下的執行部件和設備：核電廠的執行部件（泵和閥控制柜、開關柜等），敏感元件、一次儀表等以及反應堆停堆斷路器；

    第1層（Level 1），包括以下的系統：保護和安全監測系統(PMS)、核電廠控制系統（PLS）、汽輪機控制和監測系統(TOS)、堆芯儀表系統(IIS)、特殊監測系統(SMS)、多樣化驅動系統(DAS)；

    （2）中間部分為非安全級的實時數據網，它是一個多重的100M高速以太網絡，一些重要的系統都連接在該網絡上；

    （3）上半部分屬于第二層，包括主控制室在內的運行和控制中心系統和數據顯示和處理系統。

    第2層 （Level 2），包括以下系統：運行和控制中心系統(OCS)、數據顯示和處理系統（DDS）。

                            圖1   AP1000數字化儀表控制系統總體結構

2.3  兩個控制系統平臺

    AP1000數字化儀表控制系統由Ovation和Common Q分布式控制系統兩個平臺組成。Ovation平臺用于組成AP1000核電廠非安全的運行、數據顯示、控制和監測系統。Common Q 平臺用于組成AP1000核電廠保護和安全監測系統（PMS）。 

   （1）Common Q 平臺 

    Common Qualified（簡稱Common Q）安全級儀表與控制系統平臺組成AP1000安全級的儀表與控制系統。Common Q平臺是CE 核能（CENP）從歐洲ABB自動化產品公司Gmbh的標準AC160（可編程邏輯控制器PLC）系統發展而來的，由經過IE級合格鑒定的、專用于核電廠的商業級硬件和核電廠專用軟件組成的計算機系統。Common Q平臺裝載各種核電廠專用應用軟件，以完成核電廠安全系統的應用。

    （2）Ovation平臺

    Ovation平臺是由美國艾默生公司開發和生產的，用于實現AP1000核電廠的非安全系統的運行、數據顯示和控制監測系統，將基于和不基于Ovation平臺的非安全系統和設備集成一個體系。

2.4  組成

    （1）保護和安全監測系統(PMS)

    AP1000核電廠采用了非能動安全系統，因此它的保護系統與正在運行的第二代核電廠有較大的差異，特別是專設安全設施(ESF)方面。但是，反應堆緊急停堆系統與第二代核電廠的差別甚少。

    AP1000核電廠的保護和安全監測系統 (PMS)用于檢測核電廠的非正常工況，在核電廠發生事故工況時，執行其安全相關的功能，使核電廠維持在安全停堆狀態。

    保護和安全監測系統 (PMS)主要由以下 3個系統組成：反應堆緊急停堆系統（RTS）、專設安全設施驅動系統（ESFAS）和1E級數據處理子系統。

    （2）核電廠控制系統（PLS）

    AP1000核電廠控制系統的功能是建立并維持電站的運行條件在規定的限值之內，減少觸發保護動作工況的出現和減輕操作員的日常工作任務，以此來提高核電廠的安全性。

    AP1000核電廠控制系統的設計采用共同的硬件和實現原理，在功能上高度集成，以提高核電廠對瞬態工況的響應能力。控制系統能夠根據核電廠運行工況和負荷需求的變化而自動調整核電廠的運行狀態，包括：反應堆冷卻劑系統溫度、核功率分布、反應堆冷卻劑系統壓力、穩壓器液位、蒸汽發生器液位、蒸汽排放（汽機旁排）等。

    AP1000是第三代非能動核電廠，除采用非能動的安全系統外，設計上還作了很多改進，諸如反應堆堆芯采用了灰棒束控制組件和軸向偏移（AO）棒束控制組件，反應堆冷卻劑系統采用大容積的穩壓器，以及采用快速降功率系統（以降低蒸汽排放能力）等。當然，AP1000核電廠的控制系統采用Ovation數字化分布式控制系統，也是一項重大改進。由此，在設計理念上，AP1000控制系統與第二代壓水堆核電廠有較大的不同，使核電廠的運行性能得到了改善。

    核電廠控制系統主要由以下系統組成：反應堆控制系統（棒控系統）、 快速降功率系統、 蒸汽排放控制系統、 穩壓器液位控制系統、穩壓器壓力控制系統、蒸汽發生器液位控制系統－給水控制系統、 縱深防御控制、多樣化控制系統以及汽輪機控制和監測系統等組成。

    （3）儀表和監測系統

    AP1000核電廠的大部分儀表和監測系統是與正在運行的第二代核電廠相同的。與安全相關的儀表保護和安全監測系統描述。儀表和監測系統主要由以下系統組成：核測量儀表系統、輻射監測系統、地震監測系統以及特殊監測系統(包括數字式金屬撞擊監測系統(DMIMS-DXTM)、堆芯吊籃振動監測系統(CBVMVS)和 反應堆冷卻劑泵監測系統(RCPMS)三系統)組成。

    （4）運行和控制中心(OCS) 

    AP1000核電廠根據NUREG0969的要求設置了運行和控制中心系統，包括主控制室、技術支持中心、遠程停堆室、應急運行設施、就地控制站以及這些控制中心內的工作站，如圖2所示。除了控制臺結構本體之外，控制室的其他設備都屬于諸如保護和安全監測系統、核電廠控制系統、數據顯示和處理系統等。

                                  圖2   AP1000主控制室的布置圖