繆鴻興 （1935-）

 男，研究員級高級工程師。畢業(yè)于哈爾濱軍事工程學院海軍工程系艦船電氣專業(yè)。

 1967年8月~1996年10月，就職于上海核工程研究設(shè)計院，從事秦山和巴基斯坦恰希瑪30萬千瓦核電廠的設(shè)計建設(shè)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(shè)計師（由三委二部任命）、院副總工程師和院技術(shù)顧問等職務(wù)。

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

                    2002年7月~現(xiàn)在，參加CNP1000二代+和CAP1500大型先進壓水堆核電站方案開發(fā)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(xiàn)任上海核工程研究設(shè)計院技術(shù)顧問和國家核電技術(shù)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(wù)委員會決定從美國西屋公司引進AP1000核電技術(shù)和合作建造4臺AP1000核電機組，是實現(xiàn)我國第三代核電自主化的戰(zhàn)略決策。從安全性、成熟性、經(jīng)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(jīng)濟和有持續(xù)發(fā)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(shù)字化儀表控制系統(tǒng)。無論在設(shè)計理念上，還是在具體的系統(tǒng)設(shè)計方面， AP1000核電廠的儀表控制系統(tǒng)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(guān)鍵詞：AP1000先進核電技術(shù)；戰(zhàn)略決策；優(yōu)越性；數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)

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(fā)展問題明確指示：“采用世界先進技術(shù)，統(tǒng)一技術(shù)路線，不敢再走錯一步，不能照顧各種關(guān)系” ，為我國核電的發(fā)展指明了方向。

    曾培炎副總理曾先后召開12次領(lǐng)導小組會議，溫家寶總理曾4次主持國務(wù)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(shù)國際招標事項， 聽取了各方意見，并指示國家發(fā)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(nèi)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(fā)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(shù)作為我國核電自主化項目的依托是合適的。

    在此基礎(chǔ)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(wù)委員會，聽取我國三代核電技術(shù)國際招標和“國家核電技術(shù)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(shù)和合作建造4臺AP1000核電機組以實現(xiàn)我國第三代核電自主化的戰(zhàn)略決策，并要求在消化、吸收引進技術(shù)的基礎(chǔ)上自主創(chuàng)新，實現(xiàn)設(shè)計并建成具有我國自主知識產(chǎn)權(quán)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(shù)公司，它是實現(xiàn)第三代先進核電技術(shù)引進、工程建設(shè)和自主化發(fā)展的主要載體和研發(fā)平臺。

    2007年7月24日，國家核電技術(shù)公司、三門核電公司、山東核電公司與西屋聯(lián)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(shù)轉(zhuǎn)讓合同，經(jīng)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(shè)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(wù)院對國家核電技術(shù)公司確定的職責和要求，國家核電技術(shù)公司制定了“三步走”的戰(zhàn)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(shè)，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(nèi)資源，啟動AP1000核電機組的產(chǎn)業(yè)化批量建設(shè)，外方參與部分技術(shù)支持的情況下，中方全面完成AP1000技術(shù)的消化和吸收過程，實現(xiàn)自主化。第三步，全面完成自主設(shè)計創(chuàng)新。充分利用國內(nèi)和國外各種資源，實行產(chǎn)、學、研相結(jié)合，通過“引進、消化、吸收和再創(chuàng)新”，形成中國具有自主知識產(chǎn)權(quán)的第三代非能動安全核電技術(shù)，并在2017年建成示范機組，取得經(jīng)驗反饋后，開始批量建設(shè)中國自主品牌的第三代核電廠。

    因此，引進AP1000先進核電技術(shù)是國家的戰(zhàn)略決策。

1  AP1000非能動核電廠的優(yōu)越性

    我國引進的第三代AP1000非能動核電廠是一種安全、經(jīng)濟和有持續(xù)發(fā)展前途的核電廠堆型。

    AP1000設(shè)計采用了先進的“非能動”安全設(shè)計理念：安全系統(tǒng)的設(shè)計采用重力、自然循環(huán)等自然力和蓄能驅(qū)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(fā)電機等能動部件；在沒有交流電源、設(shè)備冷卻水、廠用水以及供暖、通風與空調(diào)等安全級支持系統(tǒng)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(shù)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(tǒng)，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(fā)生事故后72小時內(nèi)，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(nèi)（IVR），避免了堆芯熔融物和混凝土底板發(fā)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(yōu)于EPR。

1.2 成熟性

    AP1000的最大特點是專設(shè)安全系統(tǒng)采用了非能動技術(shù)。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(chǔ)上，開發(fā)了非能動專設(shè)安全系統(tǒng)專用的分析設(shè)計程序，設(shè)計了八個用于預防和緩解設(shè)計基準事故和嚴重事故措施的非能動專設(shè)安全系統(tǒng)；非能動專設(shè)安全系統(tǒng)經(jīng)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(tǒng)已達到成熟性的要求。

    AP1000的反應堆和反應堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）基本上與第二代核電廠相同。反應堆和堆內(nèi)構(gòu)件，與西屋公司設(shè)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(huán)路主系統(tǒng)，基本上和CE公司設(shè)計的第二代“系統(tǒng)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(tǒng)如化學和容積控制系統(tǒng)(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(shè)計和運行經(jīng)驗。

1.3 經(jīng)濟性

    由于AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)采用非能動理念，使專設(shè)安全系統(tǒng)配置簡化、安全支持系統(tǒng)減少、安全級設(shè)備和抗震廠房減少、IE級應急柴油機系統(tǒng)和很多能動設(shè)備被取消，以及大宗材料需求明顯降低。AP1000專設(shè)安全系統(tǒng)及其設(shè)備數(shù)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(shè)計和建造采用模塊化技術(shù)，由此派生出了設(shè)計簡化、系統(tǒng)設(shè)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(jīng)濟上也具有較強的競爭潛力。這種優(yōu)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(tǒng)簡化，維修簡單，以及反應堆采用了灰棒控制組件，減少調(diào)硼次數(shù)等，使核電廠的放射性液體排放量和固體廢物產(chǎn)生量較小，減輕了放射性廢物處理和處置的環(huán)境壓力。

1.5 科技含量

    西屋公司開發(fā)AP600和AP1000的非能動安全系統(tǒng)，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(chǔ)上，開發(fā)了非能動安全系統(tǒng)專用的分析設(shè)計程序；開發(fā)出預防和緩解設(shè)計基準事故和嚴重事故措施的八個非能動安全系統(tǒng)。AP1000的非能動安全系統(tǒng)的試驗裝置、分析設(shè)計程序以及系統(tǒng)本身都具有很高的科技含量。

2  AP1000非能動核電廠的先進數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)

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(shè)安全系統(tǒng)，安全性和經(jīng)濟性得到改善。此外，AP1000的反應堆堆芯、反應堆冷卻劑系統(tǒng)等設(shè)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(tǒng)采用大容積的穩(wěn)壓器，以及采用快速降功率系統(tǒng)等。當然，AP1000核電廠的儀表控制系統(tǒng)采用數(shù)字化分布式控制系統(tǒng)是一項重大改進。因此，無論在設(shè)計理念上，還是在具體的系統(tǒng)設(shè)計方面， AP1000核電廠的儀表控制系統(tǒng)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(tǒng)具有如下的主要特點：

    （1）采用非能動的專設(shè)安全系統(tǒng)，專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動系統(tǒng)的設(shè)計有很大的變化和改進；

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

    （3）人機接口系統(tǒng)設(shè)計采用先進的人因工程學原理，改善了人機接口和運行環(huán)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(diào)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(tǒng)數(shù)據(jù)處理器相結(jié)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(jiān)測堆芯核功率分布情況；

    （7）采用快速降功率系統(tǒng)，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(shè)置的多樣化驅(qū)動系統(tǒng)（DAS），其功能不僅針對不能停堆預期瞬態(tài)事件（ATWS），而且擴大到了不能執(zhí)行專設(shè)安全系統(tǒng)的情況，增大了核電廠的安全性；

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


2.2  總體結(jié)構(gòu)

    AP1000數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)總體結(jié)構(gòu)以實時數(shù)據(jù)網(wǎng)為界將整個儀表控制系統(tǒng)劃分為上下兩個部分，如圖1所示。

    （1）下半部分執(zhí)行核電廠的保護、控制和監(jiān)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(zhí)行部件和設(shè)備：核電廠的執(zhí)行部件（泵和閥控制柜、開關(guān)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(tǒng)：保護和安全監(jiān)測系統(tǒng)(PMS)、核電廠控制系統(tǒng)（PLS）、汽輪機控制和監(jiān)測系統(tǒng)(TOS)、堆芯儀表系統(tǒng)(IIS)、特殊監(jiān)測系統(tǒng)(SMS)、多樣化驅(qū)動系統(tǒng)(DAS)；

    （2）中間部分為非安全級的實時數(shù)據(jù)網(wǎng)，它是一個多重的100M高速以太網(wǎng)絡(luò)，一些重要的系統(tǒng)都連接在該網(wǎng)絡(luò)上；

    （3）上半部分屬于第二層，包括主控制室在內(nèi)的運行和控制中心系統(tǒng)和數(shù)據(jù)顯示和處理系統(tǒng)。

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

                            圖1   AP1000數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)總體結(jié)構(gòu)

2.3  兩個控制系統(tǒng)平臺

    AP1000數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)由Ovation和Common Q分布式控制系統(tǒng)兩個平臺組成。Ovation平臺用于組成AP1000核電廠非安全的運行、數(shù)據(jù)顯示、控制和監(jiān)測系統(tǒng)。Common Q 平臺用于組成AP1000核電廠保護和安全監(jiān)測系統(tǒng)（PMS）。 

   （1）Common Q 平臺 

    Common Qualified（簡稱Common Q）安全級儀表與控制系統(tǒng)平臺組成AP1000安全級的儀表與控制系統(tǒng)。Common Q平臺是CE 核能（CENP）從歐洲ABB自動化產(chǎn)品公司Gmbh的標準AC160（可編程邏輯控制器PLC）系統(tǒng)發(fā)展而來的，由經(jīng)過IE級合格鑒定的、專用于核電廠的商業(yè)級硬件和核電廠專用軟件組成的計算機系統(tǒng)。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(tǒng)的應用。

    （2）Ovation平臺

    Ovation平臺是由美國艾默生公司開發(fā)和生產(chǎn)的，用于實現(xiàn)AP1000核電廠的非安全系統(tǒng)的運行、數(shù)據(jù)顯示和控制監(jiān)測系統(tǒng)，將基于和不基于Ovation平臺的非安全系統(tǒng)和設(shè)備集成一個體系。

2.4  組成

    （1）保護和安全監(jiān)測系統(tǒng)(PMS)

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

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

    保護和安全監(jiān)測系統(tǒng) (PMS)主要由以下 3個系統(tǒng)組成：反應堆緊急停堆系統(tǒng)（RTS）、專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動系統(tǒng)（ESFAS）和1E級數(shù)據(jù)處理子系統(tǒng)。

    （2）核電廠控制系統(tǒng)（PLS）

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

    AP1000核電廠控制系統(tǒng)的設(shè)計采用共同的硬件和實現(xiàn)原理，在功能上高度集成，以提高核電廠對瞬態(tài)工況的響應能力。控制系統(tǒng)能夠根據(jù)核電廠運行工況和負荷需求的變化而自動調(diào)整核電廠的運行狀態(tài)，包括：反應堆冷卻劑系統(tǒng)溫度、核功率分布、反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力、穩(wěn)壓器液位、蒸汽發(fā)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(tǒng)外，設(shè)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(tǒng)采用大容積的穩(wěn)壓器，以及采用快速降功率系統(tǒng)（以降低蒸汽排放能力）等。當然，AP1000核電廠的控制系統(tǒng)采用Ovation數(shù)字化分布式控制系統(tǒng)，也是一項重大改進。由此，在設(shè)計理念上，AP1000控制系統(tǒng)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(tǒng)主要由以下系統(tǒng)組成：反應堆控制系統(tǒng)（棒控系統(tǒng)）、 快速降功率系統(tǒng)、 蒸汽排放控制系統(tǒng)、 穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)、穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)、蒸汽發(fā)生器液位控制系統(tǒng)－給水控制系統(tǒng)、 縱深防御控制、多樣化控制系統(tǒng)以及汽輪機控制和監(jiān)測系統(tǒng)等組成。

    （3）儀表和監(jiān)測系統(tǒng)

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

    （4）運行和控制中心(OCS) 

    AP1000核電廠根據(jù)NUREG0969的要求設(shè)置了運行和控制中心系統(tǒng)，包括主控制室、技術(shù)支持中心、遠程停堆室、應急運行設(shè)施、就地控制站以及這些控制中心內(nèi)的工作站，如圖2所示。除了控制臺結(jié)構(gòu)本體之外，控制室的其他設(shè)備都屬于諸如保護和安全監(jiān)測系統(tǒng)、核電廠控制系統(tǒng)、數(shù)據(jù)顯示和處理系統(tǒng)等。

                                  圖2   AP1000主控制室的布置圖