2016年1月29日，中核集团在京召开2016年新春记者会，中核集团董事会秘书、新闻发言人潘建明等介绍了集团2015年科研生产经营情况并回答了记者提问。

　　记者：

　　2015年年底，中核集团的海上浮动核电站纳入国家能源科技创新“十三五”规划，请介绍一下中核集团小型堆发展情况。

　　中核集团董事会秘书、新闻发言人潘建明：

　　2015年12月30日，国家发改委正式复函，同意中国核工业集团公司申报的ACP100S海上浮动核电站纳入国家能源科技创新“十三五”规划。这将大大促进我国海上核能应用领域的发展，加强我国海洋开发建设能力。

　　此次国家发改委批复的ACP100S为“多用途模块式小型压水堆ACP100”的海上应用型号。而ACP100作为国家高新技术产业发展项目，2011年已获得国家能源局批复，且已完成所有科研攻关工作，具备工程建设条件。

　　中核集团作为我国战略核力量的核心和国家核能发展与核电建设的主力军，拥有丰富的海洋小型战略核动力装置和核电站研发、设计和运行经验，是我国开展海上浮动核电站研发、设计、建造及运营的骨干企业。在中核集团统一部署下，核动力院2010年已启动海上核能应用攻关工作，并跟潜在用户签订了战略合作协议，针对目标厂址已完成海上核能应用可行性研究和厂址勘探工作，按照国家“核能走出去”和“满足海洋核动力平台多元化发展需求”，实现了浮动核电站ACP系列型谱化。基于50多年的海上小堆研发经验，核动力院开发了包括ACP10S、ACP25S、ACP100S等三种不同功率规模的浮动式反应堆，并可进行单双堆组合，实现10MWe～200MWe功率规模的浮动式核电站型号，满足国内外各类用户和市场需求。

　　中核集团核动力事业部党组书记周定文：

　　目前，中核集团旗下中国核动力研究设计院联合国内船体平台研发、设计和制造单位已完成针对我国海域的浮动核电站初步设计和关键技术攻关工作，具备示范堆建设基本条件，计划2016年底启动示范堆建设，2019年建成运行。ACP100S是中核集团完全自主研发、自主设计的小型海上反应堆型号，单堆电功率100MWe，完全满足三代核电安全要求，可以为海上钻井平台、海岛开发、偏远地区等提供热电水等能源需求，满足供电、供热、海水淡化、核能制冷等多元化发展需求。

　　中核集团浮动式反应堆所有堆型全自主开发、100%知识产权所有，并完成了相关浮动核电站型号的国内外专利布局和知识产权保护工作，目前仅ACP100S就已获得国家专利局批复的各类专利385项，且与国际最大的英国劳氏船级社和国际原子能机构签订了合作协议，正在开展相关的浮动核电站安全审评和相关的法规标准制定工作。这将大大加快中核集团浮动核电站型号“走出去”和“多元化发展”进程。

　　延伸阅读

 

核电站

　　根据我国环境和经济可持续发展需要，发展核电是我国优化能源结构的优先选择，核电发展政策由 2005年的“积极发展核电”变为现在的“大力发展核电”。为了适应新能源发展战略，国家正在调整核电中长期发展规划，加强沿海核电发展，科学规划内陆地区核电建设。通过不断新增核电机组开工项目，力争到 2020年核电占电力总装机达到 5％以上。

　　核承压设备及其制造要求

　　核电站用钢是包括用于核电站的核岛、常规岛、电站辅助设备等设备制造用钢铁材料。核承压设备是指核动力厂及其他核反应堆中执行核安全功能的承压设备及其支承件，包括反应堆压力容器、稳压器、热交换器、管道、泵、阀门、贮罐以及堆内构件等；反应堆系统的钢制安全壳或混凝土安全壳的钢衬里；核燃料生产、加工、贮存、后处理设施以及放射性废物处理、处置设施中包容放射性物质的承压设备及其支承件；其他需要严格监督管理的核承压设备。

　　核承压设备根据核安全要求分为核 1、2、3级。我国核安全法规 HAF0901第八条规定：从事制造核承压设备关键承压材料（包括管材、棒材、板材、铸锻件和焊接材料）的单位，必须遵守 HAF0900和 HAF0901实施细则，并接受国家核安全局的独立监督，其中生产大型铸锻件的单位须取得制造资格许可证，焊接材料及其它材料由使用单位通过质量保证体系加以控制和监制。借鉴国外核电发展经验和我国实际，民用核安全设备实行许可证制度。包括民用核安全设备设计许可证、民用核安全设备制造许可证、民用核安全设备安装许可证、民用核安全电气设备许可证、以及民用核安全设备无损检验许可证。其中民用核安全设备制造许可证按照核级安全要求级别，又分为主设备设计/制造许可证、核2/3级设备设计/制造许可证、核级泵阀设计/制造许可证、核级管道、管配件、支撑等设计/制造许可证。截止到2009年2月底，国家核安全局颁发的国内企业持证单位已有110家，国外企业有8家。持证单位只能从事许可证上上标记的设备类型或典型设备的名称的设计、制造、安装和检测等内容。

　　核级材料的特点

　　核级材料是指用于民用核设施中的核承压设备制造、维修，并需符合有关核安全法规、导则和技术标准的钢铁和有色金属材料。这些材料可细分为碳素钢、低合金钢、不锈钢、镍基合金、钛及其合金、锆合金等，其类型涉及板、带、管、丝、棒和锻件等。  就核承压设备所用材料而言，依托法国技术的核电机组，通过大亚湾和岭澳等核电站的建设，对核承压设备用材已有所了解。AP-1000是我国首次引进的三代堆型，世界上尚无建成投产业绩，国内对其制造标准和选材并不了解。但 CRP-1000与 AP-1000在多数反应堆容器用材上相类似，但前者主要依据 RCC-M标准，而后者主要依据 ASME和相关核电标准。  核电设备用关键金属材料的国产化一直不尽人意。由于没有核电站整体设计权和核关键设备的知识产权，核电关键设备所用材料的选用和制造、标准体系建设也无话语权，主要依靠国外的技术采购规格书向国外企业采购，致使核电关键设备用金属材料的开发不能支撑核电设备国产化的需要。我国在建堆型的大型化，以及技术来源的多样化，又为关键设备用材料国产化增添了一定的难度。  与常规压力容器相比，核电用材料具有以下主要特点：

　　（1）核设备用金属材料设计考虑要素多。核能关键设备通常在高温、高压、强腐蚀和强辐照的工况条件下工作，对材料的要求极高，通常要满足核性能、力学性能、化学性能、物理性能、辐照性能、工艺性能、经济性等各种性能的要求，要达到专用的标准法规要求。

　　（2）质保体系要求严格。按法规、标准和采购技术条件规定完成材料的生产。我国 HAF003/01和 ASME等标准对核电材料生产全过程质量控制有明确的要求。对核级材料的设计、生产、试验、探伤运输全过程在严格的质保体系下完成。不符合项等进行有效的管理和监督，对有损于质量的情况提出切实有效的纠正措施，对各流程进行记录和监察，过程要求具有可追溯性。做到凡事有章可循，凡事有据可查，凡事有人负责，凡事有人监督。

　　（3）化学成分要求更严格。受压元件的 S、P含量一般都要求150ppM以下，反应堆压力容器某些部件要求80ppM，个别部件 S含量要求为50ppM以下。某些特定残余元素严格规定，如对奥氏体不锈钢硼含量不得超过 18ppM；与堆内冷却剂接触的所有零件（一般采用不锈钢或合金制造），其钴、铌和钽含量严格限定为 Co≤0.20%， Nb+Ta≤0.15%。某些接触辐照的承压容器，要求限制材料的铜、磷含量。

　　（4）力学性能试验项目多，指标要求严格。取样数量比压力容器多得多。取样位置也有严格的要求。从指标要求上看，夏比 V型冲击值要求比容器材料高得多，往往要同时提供 2个或 3个试验温度下的冲击吸收功、侧向膨胀量和纤维区面积等。

　　（5）无损检测要求更严格的。超声波探伤的验收要求比常规压力容器高得多；部分容器用钢板 UT探伤重叠部分要求达到 10%~15%。对于所有受压部件都有严格的表面质量要求，经过 VT和 PT探伤检验。

　　（6）核电用材的规格大、单重重、甚至有表面光洁度要求。核电设备用钢板厚度达到 300mm，最大锻件重达 300吨以上。核级管材、不锈钢材等产品尺寸精度要求高，一些小径、薄壁、特长管材，要求直度和表面光洁度。需通过精密超声波、涡流探伤，制造难度极大。
 

　　百万千瓦压水堆核岛主要设备及所用金属材料种类

　　发展历程

　　核电技术的划分最早起源于美国能源部。从全球来讲，第一代核电站是指核电由军用转为民用时的技术，上世纪 50年代中期建成的核电站属于第一代。目前世界上正在运行的核电站都属于第二代；正在建设的核电站大都属于第二代或二代改进。目前世界上第三代核电技术包括法国阿海珐与德国西门子联合研发的 EPR压水堆技术以及美国的西屋公司 AP1000压水堆技术。根据这一划分，我国目前运行的核电机组全部属于第二代，在建核电机组以二代加为主，有以广东台山核电站为依托的法国 EPR三代技术的核电工程，浙江三门核电站 1#和 2号机组和山东海阳核电站 1#和 2号机组为依托的美国西屋第三代 AP-1000核电工程。

　　压水堆核电站主要由核岛、常规岛及其它辅助系统构成。核岛主要包括核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器组成的一回路系统。常规岛包括汽轮机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器等组成的二回路系统。核电中的容器、泵阀、管道均为核电的关键设备。其用材及其制造尤为重要。

　　一台百万压水堆核电机组，核岛通常包括 1台反应堆压力容器、 1台稳压器、 3台蒸汽发生器、 3台主冷却泵、3台蓄势器（安注箱）、1台硼注射器、堆芯及堆内构件和控制棒驱机构等。所用金属材料主要有碳钢、低合金钢、奥氏体不锈钢、镍基合金、钛管和锆合金等。需要碳钢、低合金钢板和锻件 4000～4500吨；奥氏体不锈钢板和锻件 3000～3500吨；马氏体不锈钢锻件 500吨、铸件 200吨；镍基、铁基合金管、棒、带、丝 600～800吨；钛直缝焊管 150吨；锆合金管、棒、带 8吨/年。

　　大型锻件主要在重型机器厂冶炼和锻造，板、带、管等主要由钢铁冶金企业生产。泵阀的用材自行铸造或购料（坯）后加工。核电设备制造企业和钢铁企业已经全部能生产所涉及的材料类型。目前，我国几大核电集团，已经能够满足核承压容器所需的不同材质和吨位的锻件的生产。

　　对于钢铁企业来讲，较薄或特厚碳钢、低合金钢板仍难以满足核电设备的制造需求。国内投产的 5米轧制已经能够板材的轧制要求，但受板坯单重，热处理钢板宽度或厚度限制，也难以满足核电容器所需碳钢、低合金钢大厚度大单重钢板的生产需要。对于核电关键设备所用的较薄的钢板，用厚板轧机轧制困难，用热卷轧机，宽度经常满足不了需求，个别较薄钢板在热处理上也难以实现。对于核电关键设备所用不锈钢，国内几家不锈钢生产主要企业，要么轧机不配套、要么热处理设备不配套，单重大、厚度厚、宽度大的不锈钢板仍不能实现生产，个别不锈钢，如含硼不锈钢、控氮不锈钢等，还需要进一步研发。

　　与二代改进型和法国 EPR百万千瓦压水堆相比， AP-1000最大差异就是在核岛内增加了一个全钢安全壳。其设计选材为 SA738B高强度调质钢板，每个安全壳用量达到 4000多吨。其他核级容器的种类相同，但选材上略有不同，所用材料的牌号也不同。前者主要按照 RCC-M标准，后者按照 ASME标准。尤其是不锈钢差别较大。由于 AP-1000首台核岛主要容器在韩国制造，一定程度上延缓国内对这些容器用材料的了解和开发。

　　高温气冷堆核电站核岛主体设备及其用金属材料

　　高温气冷堆核电站核岛主要设备包括反应堆压力容器、蒸汽发生器压力容器以及热气导管压力容器、堆内构件。中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学分别出资 47.5％、32.5％、20％，成立华能山东石岛湾核电有限公司，负责投资、建设、运营华能山东石岛湾核电站 20万千瓦级高温气冷堆核电示范工程。10万千瓦 HTR-PM试验示范堆堆和 20万千瓦 HTR-PM的商业示范堆。但两者的材料种类相同，但要求不同。如堆内构件，前者采用 15CrMoR，后者采用 12Cr2Mo1R。反应堆压力容器外壳，前者采用 SA516Gr70，后者采用 SA533B。

　　几个典型核电用钢的开发和生产情况

　　1.1. AP-1000核电站安全壳用 SA738GrB钢板

　　宝钢于 2006年开发出 AP-1000核电站安全壳所用的 SA738GrB钢板。2007年底开始，按照美国西屋的安全壳用钢采购技术规格书，生产了厚度 10~96mm的 SA738GrB钢板。目前，已经交货 5000多吨，山东核电设备制造有限公司完成了部分钢板的压制，运往浙江三门核电站，具备安装条件。

　　1.2. 核一级容器用 SA533B（16MND5、18MND5）钢板

　　宝钢已经工业试制出 76mm、112mm、130mm三个典型厚度 SA533B（16MND5、 18MND5）钢板，既满足法国 RCC-M标准要求，也满足 ASME SA533TypeB标准要求。可用于稳压器、硼注箱等核岛容器制造。目前，正在与国内的设计单位、设备制造企业开展联合评价。

　　1.3. 高温气冷堆堆内构件用 12Cr2Mo1R钢板

　　清华核能院设计的 HTR-PM高温气冷堆的堆内构件采用 750吨 40~135mm厚 12Cr2Mo1R钢板。宝钢按照设计技术要求，在 5米厚板产线上生产该批钢板。

　　1.4. 核电站蒸发器用 Inconel 690合金管材

　　Inconel 690合金管目前核电建设急需的材料的之一。宝钢正在进行研发和产品试验。合资建设了钢管挤压机组，为 Inconel 690合金管材的工业批量生产提供了设备硬件上保证。

　　总之，我国大力发展核电的体现，标志着我国核电发展的春天已经来临，在未来 5～15年迎来一个高速发展期。国家要求逐步提高核电设备国产化比例，为我国核电材料的开发和应用提供了广阔的空间。