2014年核电站新技术交流研讨会会议报道
2014年10月29日，中国电机工程学会核能发电分会“2014年核电站新技术交流研讨会”在青岛召开，会议由中国电力科技网承办，邀请38位核电领域资深专家和科技工作者到会交流。福岛事故后，核电建设进入低谷，现在由于环境压力国家才逐步放开清洁能源建设，核电建设也迎来了春天。与会专家和学者围绕核电规模高速发展的大形势，为从技术本地化层面确保机组可靠、安全及稳定运行，就核电站设计、建造、调试、运营及装备制造等技术与经验，推进自主创新技术研发和应用等方面，进行交流探讨。
中国电力科技网主任魏毓璞简要介绍会议筹备情况、会前准备工作，宣布注意事项。中国电机工程学会核能发电分会秘书长汪映荣致辞：本次会议征文自3月28日开始，9月30日截稿，共收到学术论文147篇，评选出58篇优秀论文编入《2014年核电站新技术交流研讨会论文集》。其余89篇载入中国电力科技网2014年第9期(总第67期)《电力月刊》供大家在线浏览，同时所有论文全部上传中国电力科技网论坛核电栏目，以便免费原版下载。为保证会议效率和质量，会务组提前向各位交流学者提供“如何演讲更精彩”和“优化PPT”两个文档，对报告人演讲各环节都做出了明确要求。鉴于2013年宁波核电技术交流会上年轻核电科技工作者的精彩演讲，这次年会决定启用更多年轻人上台演讲。中国电机工程学会核能发电分会愿意为年轻科技工作者提供平台，展示他们的才华和研究成果！
汪映荣
接下来，汪秘书长发表“基于工程投资的核电技术经济分析及风险控制”演讲。核电在全球能源供应和社会经济发展活动中日益重要，根本在于它输出的能源是稳定高效、低碳、环保的清洁能源。对于核电发展，是否具有足够的市场竞争力是其得以生存和发展的基础。核电投资业主首先考虑项目建造成本和投资收益。根据国外有关机构对第3代先进反应堆投资估算，工程固定价单位投资范围为1500-2000美元/KW，选取AP1000首台机组固定价单位投资1800美元/KW，加上建设期财务费用后建成价约2034美元/KW。由于核电站融资成本高和建设工期长的特点，考虑价差和利息等影响必然造成建设成本高和资金风险高。但核电作为安全清洁能源，与燃煤火电比运行成本较低具有较强的经济竞争力，从长远来看自主化和国产化是进一步提高经济性的关键。因此，当前应采取“自主、开放、联合、竞争”的自主化模式，促进“革新型”和“改进型”核电技术共同发展。加快推进AP1000为代表的3代核电技术的“引进、消化、吸收、再创新”进程，同时开工建设一批“华龙”系列核电厂满足电力需求，走出我国安全、经济、先进的核电自主化持续发展道路。
 
魏毓璞 王晓航
中国电力投资集团公司核电部副主任王晓航发表“关于我国安全高效发展核电的若干重大问题”演讲。我国核电发展初具规模，核电工业体系完整、堆型基本成熟、核安全监管有效。核电发展具有其必要性及战略意义，大规模发展核电的条件具备，如何确保安全高效的发展还存在问题。可借鉴美国完善的市场化体制机制、强大的独立的核安全监管体制，法国坚定的核电战略，集约化、标准化、专业化的发展战术。政策摇摆不定、核电认识有偏差、管理体制不适、核电机制不顺、法规标准体系不完整、核安全监管能力还需加强，这些是我国发展核电面临的一系列问题。我们要坚定信心，确立发展核电作为国家的发展战略；解放思想，让市场在核电发展的资源配置中起决定性作用；强化核安全监管能力，为核电高效发展提供安全基础；深化改革，构建核电安全高效发展的市场化体制机制。
中广核工程设计有限公司高级工程师郑华发表“核电厂地震自动停堆综述”演讲。国家《“十二五”新建核电厂安全要求（报批稿）》在“要求25：仪控系统”中增加“宜设置地震自动停堆系统（ASTS）”。美国核管会NRC、国际原子能机构IAEA对核电厂地震自动停堆综述有明确要求，目前我国尚未建立定量的代价-利益分析方法，建议开展研究，以为确定共性安全问题的优先级和制定监管要求提供决策依据。同时，建议进一步完善地震PSA和抗震裕量评价系统。
上午第一阶段演讲结束安排现场提问，嘉宾踊跃提问，汪映荣秘书长和王晓航副主任释惑答疑，精彩互动不断涌现，现场气氛十分热烈。
短暂休息后，江苏核电有限公司高工穆春林发表“关于核能发电经济性的探索与实践”演讲。随着我国核电产业化政策的制定落实，核能发电项目在我国经济领域炙手可热。核电站的经济性问题也受到越来越多的关注和研究，相较于常规火电，核能发电在建设成本和运营成本上都处于高位，而利润空间目前基本依靠国家的产业化扶持政策来实现。核能发电企业如何在竞争激烈的电力市场中立稳脚跟并做大做强，演讲紧扣成本和利润两个抓手，指出核能发电企业必须转变管理理念，以市场为导向，以利润最大化为目标，以多种形式的降本增效为手段，重视经营，实现具备竞争力的经济性能。
 
郑华 穆春林
西安交通大学核能工程系教授赵福宇发表“AP1000给水控制系统建模与分析研究”演讲。与传统压水堆电厂不同，AP1000蒸汽发生器无安全相关的传热功能。电厂发生断电事故或失去所有正常给水等事故后，AP1000不必依靠RCS自然循环和安全相关的辅助给水系统供水由蒸汽发生器导出堆芯衰变热。事故缓解由非能动余热排出系统完成。
中科华核电技术研究院有限公司反应堆工程设计与安全研究中心所长廖业宏发表“中广核全范围严重事故管理导则（SAMG）研制与工程应用”演讲。在福岛事故后我国针对在运和在建核电厂开展了大范围的核电厂安全检查，并提出了相应的14条改进要求。国内已实施的SAMG只考虑功率运行工况，对乏燃料水池、停堆工况以及EDMG还处于研究中。为满足核安全局对在建核电厂的改进要求，填补国内技术空白，中科华核电技术研究院开展了“全范围严重事故管理导则研发”工作。导则涵盖运行技术规范（OTS）中定义的所有运行模式，包括功率运行、SG冷却正常停堆、余热排出系统冷却正常停堆、维修停堆、换料停堆和反应堆完全卸料，及乏燃料水池工况。可以应对由于火灾、爆炸、恐怖袭击等造成的核电厂大范围损伤工况，设置特有严重事故管理后勤支持技术方案，包括移动设备管理、厂内外资源调配、组织与通讯恢复等。形成完整、一体化的针对严重事故的指导性管理文件。使核电厂事故管理范围和能力得到扩展，在管理上有力提升核电厂应对严重事故缓解能力。2014年开始将陆续应用在中广核旗下众多百万千瓦级核电机组。导则重新定义了EDMG的功能要求，顺应了国家核电厂应急能力建设的大趋势,具有先进性和创新性，将大大扩展核电厂应对严重事故的能力。
 
赵福宇 廖业宏
中国电力投资集团公司物资装备分公司计划发展部主任张启春发表“对AP1000核电机组500kV变压器的选型意见”演讲。变压器是核电站最重要的电气设备之一，它的安全可靠运行关系到电站及电网的安全稳定。演讲例举了几起核电站主变事故，提出了变压器安全可靠运行关键是设计选型。选择变压器的容量、结构和技术指标要考虑到核电站及电网系统的安全性和可靠性，制造和运输的可行性和经济性、维护便利性。对AP1000核电机组升压站主变选型原则提出如下意见：为延长变压器运行寿命，无论是采用IEC还是NASI标准，建议选择容量时按照高标准选择或适当增加些裕量。对于扩建项目，建议仍然采用单相组；对于其他沿海或内陆新建AP1000核电机组来说，建议采用三相共体。建议采用无载调压，如条件允许可取消无载调压。冷却方式，目前建议选用成熟的ODAF型。从长远看，加强对自冷变压器负荷特性的研究，制定相关选用导则。与常规火电主变压器相比，建议适当提高一些空载损耗与负载损耗的比例。
中广核工程有限公司工程师吴凡发表“EPR机组定冷水调试期间增设临时冷源改进”演讲。通过换热计算，引入一个经济的临时冷源，从而解决了EPR三代机组中GST系统首次使用自立式温控阀在调试过程中产生的问题。在实际工程应用中免除了GST系统调试阶段对正式冷源的需求，节约了180天以上工期，并提高了管道冲洗质量，取得了良好的效果。通过实践表明：在有较高冲洗质量要求的闭路循环系统试验过程中，增设临时冷源的方法有相当的实用价值。其思路和方法值得在类似调试过程有借鉴价值，值得其他项目中进行推广。
 
张启春 吴凡
长沙理工大学教授李志鹏发表“核电站主泵的应用与发展”演讲。介绍了核电站主泵的发展历程，重点介绍了AP1000屏蔽电机主泵和湿定子电机泵。核电站主泵曾是我国核反应堆中唯一国内制造不了的设备，完全依赖进口，现在国内仅沈阳水泵厂、哈尔滨电机厂与奥地利Andritz合作生产为巴基斯坦恰希玛一期30万千瓦核电站提供过两台主泵，国产化率达到50%，其中机械密封等关键部件是从国外进口。四川东方集团、上海电气、哈电集团、沈鼓集团、大连苏尔寿及福斯湘电等国内其他相关企业正在积极投入，为核泵国产化创造条件。世界核泵的先进技术会持续向国内转化发展，预计今后3～5年中，国内企业会通过合资、合作和引进等手段得到大量先进技术，从而引导国内核泵技术向高效、低耗、高可靠性和高安全性方向发展。
广东省电力设计研究院博士李元发表“基于内陆AP1000放射性废液处理工艺改进的可行性分析”演讲。日本福岛核事故对放射性废水的安全处置提出了更严格的要求，迫切需要开展放射性废水处置技术的研究，内陆核电放射性废水排放标准较滨海严格10倍。引出AP1000放射性废水的来源、处理工艺、处理流程以及AP1000废液系统改进的必要性。最后总结了放废(水)处理系统国内外研究现状和前景展望。
李志鹏 李元
下午，中广核工程公司高工陈寿根发表“导纳型失磁保护校验方法探讨”演讲。发电机失磁是指发电机运行时失去励磁电流，导纳型失磁保护的定值轨迹是4条导纳射线和一条直线，在导纳平面内伸向无穷远，校验定值时无法验证整个导纳轨迹。目前的校验方法是手动验证失磁保护的几个动作点，但是动作点是否在导纳定值轨迹上没有验证。新方法将导纳定值转换为阻抗定值，即将导纳平面内的导纳轨迹转换为阻抗平面内的阻抗轨迹，再用博电继保仪自动测出阻抗圆的动作轨迹，也就验证了整个导纳定值轨迹。新方法理论推导严密，在多套保护装置上得到实际验证。
中核集团中核核电运行管理有限公司高工周国华发表“浅析秦山地区核电厂移动柴油发电车配置”演讲。在福岛整改安全大检查要求配置移动电源的背景下，调研了市场上的移动电源车情况，使用国际上标准的柴油发电机配置方法，对秦山地区核电厂负荷容量需求进行了分析，最终选择小柴油机配合大发电机这种小马拉大车的特殊配置方式，满足直接启动大容量电动机的电压降等要求,同时也解决了柴油机容量太大不能做成移动柴油发电机车的难题。
 
陈寿根 周国华
中科华核电科技研究院工改设备所外聘研高关建维发表“压水堆本体结构现状与发展”演讲。概述了压水反应堆结构从第一代到第三代的演变。通过对美、俄、德等国压水堆技术的分析比较，展望先进压水堆本体结构可采用金属反射层技术、减少承压焊缝技术。提高堆芯中子利用率利、降低压力容器的辐照损伤，使寿期末有足够的韧性储备，确保反应堆的承压安全；采用筛孔结构、阻尼孔，使堆内流道光滑，适当加大RVI结构部件质量等抗流固耦合技术、大幅度降低流致振动诱因，提高堆内构件的可靠性。这些成熟技术的综合利用，设计出拥有完全自主知识产权的中国大型压水堆核电站。
上海核工程研究设计院工程设备所高工张效宁发表“焊接材料对SA738Gr.B钢埋弧焊焊缝金属组织和性能的影响研究”演讲。此项研究针对焊缝低温冲击韧性不足，焊接自动化程度不高，早期国内埋弧焊材与国外同类产品相比存有差距的情况，通过分析早期研制的国产埋弧焊材和进口焊材焊缝金属夏比V型冲击功的变化规律和组织结构差异，揭示焊缝金属低温韧性机理，为核电站安全壳用国产焊材后续的研发和焊接工艺的优化提供依据，具有一定实际工程应用价值。
 
关建维 张效宁
上海电气电站集团助工王泽雷发表“大型半速核电汽轮发电机组模块化设计与选型”演讲。介绍核电汽轮机组选型特点，汽轮机发电机组模块化设计；采用模块化与系列化的思路，对大型核电半速汽轮发电机组进行模块化设计与选型，能够满足目前各主要核电堆型的需求，并提高了设计技术的成熟性与可靠性，同时避免了重复设计工作。另外，不断完善与增加模块设计的过程，也是技术转化与自主创新的过程，对于提高企业竞争力与形成自主知识产权具有重要的意义。
中国大唐集团核电有限公司高工唐文忠发表“我国核电发展的铀资源保障”演讲。我国2020年将有5800万千瓦机组运行，按照核电全寿期运行60年计算，需要消耗天然铀62.2万吨，考虑到铀资源开采率70%，需要消耗铀资源储量153万吨，约占全世界开采成本＜130$/KgU的铀资源总量的1/4强。全世界铀资源的分布很不平衡，我国已探明的铀资源储量居全球第10位；生产能力方面，我国现有铀资源储量和开采能力与需求之间存在较大差距，要获得足够数量的天然铀产品，需付出更多艰辛和努力。我国铀资源供应形成了两家垄断格局：一是中核集团下属的中国原子能工业有限公司，二是中广核铀业发展有限公司。随着我国铀矿勘查的深入开展和勘查技术水平的提升，加上国外采购、国外开发，能够确保我国核电发展对铀资源的需求。
 
王泽雷 唐文忠
国家环境保护部核与辐射安全中心高工王琳发表“小型模块化反应堆特性及应用分析”演讲。SMR目前已成为核能研究的热点之一，未来核能的趋势将朝着大型核电机组和小型模块化反应堆两个方向发展。SMR是一种电网适应性强，可热、电、水、汽联供的分布式综合能源。作为一种新型核能系统，SMR有助于解决不同国家、地区和不同领域对能源日益增长的需求，国家能源局已启动国家能源应用技术研究及工程示范项目——《模块式小型堆关键技术研究及应用示范》。SMR也有其面临的应用前景和挑战。SMR的应用将是补充和满足我国某些地区能源需求的一种有效途径。跟踪国际发展趋势、研发具有自主知识产权的SMR，为我国核能发展提供了一个重要选项。
中电投江西核电有限公司安全质保部主管杨名一发表“AP1000核电工程建设标准化”演讲。AP1000核电工程建设标准化工作对于核电集团公司具有重要的意义，特别在核电集团公司人员、经验和技术储备相对不足情况下规模开展核电开发，有必要将集团先期核电项目和国内其它核电项目已经形成的经验加以梳理、提炼，形成企业标准体系，提高核电工程建设管理水平，并将经验有效地向后续项目传递，从而保证核电的安全稳定发展。充分结合中国电力投资集团公司AP1000核电工程标准化建设情况，主要从组织机构及运作保障、标准体系顶层设计保障和标准编写过程控制等方面，详细介绍了AP1000核电工程标准化建设过程中的典型良好实践以及取得的成果，为后续核电集团公司开展标准化建设提供了很好的借鉴和参考。
 
王琳 杨名一
中科华核电技术研究院有限公司反应堆工程设计与安全研究中心工程师江娉婷发表“长期全场断电事故下AP1000内置换料水箱补水安全改进研究”演讲。介绍了AP1000核电厂安全设计特点，内置换料水箱（IRWST）补水安全改进背景。AP1000长期全厂断电超设计基准事故，存在IRWST水量不足导致的堆芯全部熔融的风险。缓解措施建议增设移动泵补充IRWST的水量，保证IVR成功或IRWST重力注射成功。在充分利用AP1000现有管线的基础上，向IRWST注水共有三种可能的方案：通过RNS路径向IRWST注水、通过SFS路径向IRWST注水、通过CVS化容补水路径向IRWST注水。
演讲结束后，与会嘉宾和专家针对演讲热点展开讨论，气氛热烈。
30日，国核工程有限公司高工赵辉发表“AP1000核电工程总承包企业安全生产标准化创建分析与研究”演讲。2012年以来，国核工程有限公司开展了CAP1400/1000核电工程总承包企业安全生产标准化创建分析与研究工作，建立了HSE管理体系比对模型，并开发了HSE管理程序比对工具表。根据HSE体系比对模型，公司创建了CAP1400/1000核电工程总承包HSE管理标准化体系，覆盖了HSE目标、安全生产投入、作业安全、教育培训等管理要求。结合AP1000世界首堆三门核电项目的HSE管理体系运行实践，公司对各HSE要素进行了深入研究，建立了标准化的HSE管理流程及工作表单，形成了十二个HSE管理标准化成果，形成了HSE管理的五大管理创新点。CAP1400/1000核电工程总承包HSE管理标准化体系在国核工程公司所有项目推广落地，实现了多项目HSE管理标准化，自公司成立以来，杜绝重伤以上事故，实现跨年度安全生产天数2681天，HSE管理体系运行有效。
 
江娉婷 赵辉
中广核工程有限公司助工佑龙发表“一起铁磁谐振导致电压互感器爆炸事故的分析研究”演讲。通过对发生在红沿河核电站的一起6.6kV电压互感器爆炸事件的分析研究，指出铁磁谐振是导致这次事故的根本原因，经过分析计算二次消谐电阻阻值太大不满足规程的要求，结合铁磁谐振的特点提出以下几种改进措施：（1）改进现有PT二次开口三角的电阻值，以满足规范要求，或者使用微机消谐装置。（2）选用励磁特性较好、在过电压下不易饱和的PT，使系统参数不易达到谐振条件，或者选用电容式电压互感器。（3）PT高压侧中性点经电阻接地，电阻R可以限制流过PT一次绕组的激磁涌流，避免PT铁心饱和。阻值选择时不宜过大，否则会导致开口三角的电压过低影响母线绝缘监测装置动作的灵敏性，同时由于PT一般是半绝缘式的，选择阻值时也应该考虑PT的中性点绝缘水平。（4）系统中性点经电阻接地，中性点电阻的存在可以限制多种谐振过电压。
天津大学化研所教授张卫江发表“硼稳定同位素分离技术及在核电的应用”演讲。目前我国在建的10台机组引进了美国 AP1000技术，每台机组首次装机需要配备丰度60%的硼酸12吨，以后以1吨/年的量补充进去。另外拟建的68 套一百万千瓦机组和法国 ERP 都属于第三代核电技术，都需采用40-60%丰度的富集10B 硼酸。工业化硼同位素分离技术及其产品，一直被美、俄等少数国家垄断，我国目前还未具备大规模的生产能力，所需完全依赖进口，限制了我国某些高新技术领域的发展。开展规模化11BF3电子特气及富集硼-10产品的生产，刻不容缓，可大大促进我国在电子工业、国防、核电等高新技术领域的发展。
 
佑龙 张卫江
苏州热工研究院有限公司助工王晗丁发表“核电站外部事件（地震）人因可靠性分析方法研究”演讲。介绍了过去外部事件人因分析方法，如采用“比例因子”的方法进行计算，一定程度上可满足外部事件人因事件的分析。但其没有详细考虑电厂在地震条件下的损伤状态，而以最保守的最严重情况包络，会导致结果过分保守，且考虑的影响因素不够全面。基于当前可用的信息，对基于情景损伤方法的外部事件HRA优于震动模型和乘数因子方法。可采用NRC的SPAR-H方法实施地震HRA，且明确了地震人员响应的流程，将地震下的电厂损伤态划分成四个部分，据此并结合时间裕量，人员操作位置等对地震PSA人因筛选值进行了定义。实际应用中采用SPRA-H方法对地震PSA中人因进行详细分析，需综合考虑地震对PSF因子的影响，在定量化时要对地震响应特点充分反映在PSF因子中。
上海核工程研究设计院研高仇永萍发表“非能动核电厂概率安全评价及应用”演讲。介绍CAP核电厂PSA的主要方法和内容，重点介绍功率运行内部事件PSA内容和方法，并对低功率及停堆工况PSA、外部事件PSA作简要介绍，特别介绍了CAP核电厂自主化研究形成的分析方法及应用；同时简要描述PSA在设计中的一些应用：除了通常的PSA在电厂设计改进和优化中的应用，还开展了PSA在设计可靠性保证大纲（D-RAP）、人因工程设计、非安全相关系统补充管理要求（RTNSS）等工作中的应用和接口工作，这些应用都是非能动核电厂设计中特有的工作。这些介绍为了解和认识非能动核电厂的相关特性及其PSA工作内容和关键技术提供重要的参考。
 
王晗丁 仇永萍
国核工程公司海阳SPMO高工张荣俭发表“海阳核电AP1000钢制安全壳焊接组装质量控制”演讲。CV钢制安全壳是中国AP1000重点引进的关键设备设计、制造技术之一。演讲对CV整体结构、设计参数、CV母材及焊材、焊接过程作了详细介绍和分析，提出了焊接过程中的问题解决方案和质量控制措置。
中科华核电技术研究院工程师段承杰发表“AP1000燃料厂房氢气风险控制对策分析”演讲。燃料厂房在排气期间存在超压和氢气燃烧的风险，通过设置气体排放挡板，可缓解超压，并设置必要的通风系统。后续提升AP1000严重事故缓解能力需要以下工作：建立更完善模型，更现实的模拟通过RNS卸压排放的过程，为更好的执行严重事故管理导则提供依据；利用中科华燃料厂房试验台架对氢气风险缓解策略进行试验验证；设置专用安全壳过滤排放系统的严重事故缓解替代方案论证。
 
张荣俭 段承杰
中核集团福清核电有限公司设备采购处工程师喻松发表“CRDM耐压壳下部焊接坡口焊前PT检查显示问题处理”演讲。当现场检验规范与工厂检验规范对设备焊接坡口及邻近区进行PT检查和评判发生冲突时，应将密封壳焊接坡口区及邻近区域参与焊接或在焊接后会对焊缝及热影响区产生影响加以考虑，应考虑将设备的接口端焊接坡口及邻近区按现场检验规范或标准处理此类问题。该处理方法建议可应用于同等情况的容器类设备、阀门类设备、泵类设备及管道类设备。单就密封壳中存在夹杂物，与现场焊接PT检测要求不符，从原材料制造角度，有必要从炼钢方面进行改进，制造厂应从钢液真空处理，炉外精炼，控制钢液质量，防止外来夹杂污染与异金属进入等方法来控制钢中夹杂物生成，改善和提高炼钢质量。最后建议从设计方面梳理容器类设备、阀门类设备、泵类设备及主管道焊接坡口区的制造与安装检测规范，统一规范中对坡口区在制造阶段和安装阶段的检测评判要求。
中国电能成套设备有限公司核电部海阳项目部工程师薛菁发表“核电常规岛MSR设备筒体临时支撑去除的母材缺陷处理及对设备监理工作的启示”演讲。MSR(汽水分离再热器)是一种内部结构复杂的大型复合卧式容器，采用一体化结构。主要有外壳、防腐衬里、封头、一级再热器、二级再热器、内部管道及内件组成。作为第三代核电技术国产化设备，该项目MSR设备采用联合体供货，有国外厂家提供技术支持，国内厂家生产制造，从而在进度控制以及项目结构管理方面也给驻厂监理人员带来了一定的难度，生产制造中操作人员对技术文件的全面理解和掌握也给驻厂监理工作提出了更高的要求。薛菁提出了对预防和解决此类问题的建议：核电厂常规岛主要设备驻厂监理的必要性，加强现场巡视检查力度，重要部件和关键制造工序关注，用质疑的态度对待设备监理工作中每一个细节。
 
喻松 薛菁
西安工业大学教授石崇哲发表“核电站金属材料《性能-老化-安全》导论”演讲。重点阐述了材料安全可靠的概率理念，材料力学性能指标的价值与安全可靠裕度，以及如何全面认识材料三个问题。（1）材料安全可靠的概率理念强调，材料的安全可靠程度在于材料性能参量与设备状态参量二者正态分布非重叠区的概率，而重叠区的概率便是不安全不可靠程度。于是概率设计的基本原理在于零件状态s(例如应力)分布低于所选材料的性能p(例如强度)分布，两个分布曲线相交下的概率按‘两个独立事件同时发生的概率等于这两个独立事件单独发生的概率的乘积’即为设计的不安全可靠概率。安全可靠度系数u与s、p的关系由联结方程u =(μp-μs)/(σp2+σs2)1/2给出(μ为期望值，σ为标准误差)，方程中u与s、p知其二便可求得另一。于是重点在于材料性能参量p与设备状态参量s数据库的建立。（2）对于材料力学性能指标的价值与安全可靠裕度问题，应当认识到，抗拉强度表征了设计应力至材料溃变(局集塑性变形)前的应力储备，在抗拉强度状态(最大力)时的均匀伸长率表征了设计塑性应变至溃变前的应变储备，均匀塑性变形的均匀静韧度表征了材料溃变前的韧度储备，它们是工程评估材料的安全裕度指标。建议材料的拉伸试验指标应当取屈服点或屈服强度、抗拉强度、均匀伸长率(而不是断后伸长率)、均匀静韧度这四大指标。冲击试验指标则应参照GB/T 19748-2005标准，取屈服力Fgy、屈服力时的能量Wgy、最大力Fm、最大力时的能量Wm这四大指标。屈服力Fgy和屈服力时的能量Wgy供工程设计参照，最大力Fm和最大力时的能量Wm供工程评估材料的安全裕量。需要注意的是GB/T 19748-2005标准中9.4.5裂纹形成能量与裂纹扩展能量及附录D是错误的，不可采用。(3)在如何全面认识材料上，必须遵守全过程，全要素，成分/结构-制备/加工-性质/性能-使役/效能体系，现今存在的问题是片面地看重成分和性能而忽视其它。
中核核电运行管理有限公司高工徐清华发表“CANDU-6型重水堆二号停堆系统通道误脱扣故障分析及改进”演讲。二号停堆系统(SDS2#),是CANDU6型重水堆机组的四个专设安全系统之一，演讲对多起区域功率回路的问题引起的二号停堆系统单通道脱扣故障进行了分析，得出造成这几起通道误脱扣的原因是电位计长期调整后，电位计内部的接触片和电阻丝磨损，引起接触不良。并针对这两个原因分别采用了定期更换电位计，定期检查电位计的滑动接触情况，定期检查电位计、万向节、联杠，及调节旋钮的对中度等措施。另外，通过电位计的选型，选用滑动接触点少的，滑动接触良好的电位计等措施，提高了ROPT回路的可靠性，减少了ROPT回路的故障，减少二号停堆系统单通道脱扣的故障，保证了机组的安全可靠稳定运行。
 
石崇哲 徐清华
中广核工程有限公司工程师阮红星发表“红沿河#2发电机100%定子接地保护并网后接地电阻测量值下降问题处理”演讲。红沿河 #2发电机并网前，发变组保护A柜、C柜中发电机100%定子接地保护测得的发电机绝缘值显示正常。在发电机首次并网后，测得的绝缘值随着机组功率的上升呈明显下降的趋势。#1、#2发电机100%定子接地保护并网后接地电阻的测量值随机组功率的升高有明显下降的致因为：西门子100%定子接地保护装置的数学模型和参数补偿方式存在缺陷。#2发电机100%定子接地保护并网后接地电阻测量值的下降比 #1机组更为严重的致因为：#1、#2发电机中性点接地变压器的短路阻抗不同。通过调试过程控制优化、补偿参数设置优化、保护装置软件优化已对缺陷完成处理。
中科华核电技术研究院助工刘梦影发表“AP1000长期全厂断电超设计基准事故对策分析”演讲。AP1000长期全厂断电超设计基准事故，小破口和大破口在长期冷却阶段的事故进程和变化趋势基本一致；如果不及时恢复能动补水，失去PCS冷却水后约22h，安全壳水蒸气质量最大，可能导致安全壳超压失效。AP1000长期全厂断电超设计基准事故，不及时恢复能动补水安全壳存在超压失效风险，需要备用移动式柴油机泵（代替再循环泵），辅助水箱从厂内外应急水源的长期补水也必须充分考虑。针对AP1000特定核电厂需要专门编制长期全厂断电事故管理导则，并根据事故分析进程开展导则实施模拟、演练及验证工作。
 
阮红星 刘梦影
中国电力投资集团公司高工郭宇发表“核电站工程文件编码体系研究”演讲。构建核电工程文件编码体系有其必要性，借助信息化手段建立一套科学的核电站工程文件编码体系，能够有效管理核电项目建设中的工程文件，协调一致且高效、准确的开展工程项目建设各项任务，更好的为工程建设服务。演讲介绍了广核集团岭澳核电站二期工程文件编码结构、中核集团田湾核电站工程文件编码结构、AP1000工程文件编码结构。重点介绍中电投集团AP1000核电站工程文件编码编制原则、文件编码格式和结构、电厂标识码、定位码、文件类型码、序列号。《AP1000堆型核电站工程文件编码导则》如何落地，需要集团牵头，项目单位执行，承包商支持配合。
上海发电设备成套设计研究院教高杨宇发表“某型AP1000核电汽轮机高压转子强度计算分析与优化改进研究”演讲。为了保证某型AP1000核电汽轮机的长周期安全运行，必须对汽轮机高压转子的强度进行计算分析和研究。某型AP1000核电高压转子最终设计方案的额定负荷强度、应力腐蚀强度、瞬态变工况强度及超速试验强度均符合强度设计判据，其强度设计合格，将有利于汽轮机长周期安全运行。高压转子低周疲劳裂纹萌生寿命的计算结果表明，该转子达到了用户要求的寿命指标值，运行60年其寿命设计是安全的。
 
郭宇 杨宇
西安交通大学教授杨冬发表“鼓泡管式热力除氧器传热传质性能试验与计算”演讲。鼓泡管式除氧器是从欧洲引进的一种新型除氧器，汽空间顶部设有若干大喷嘴，水空间设有耙状鼓泡管系统。简述了国内外研究进展及其除氧过程，适应变工况的能力更强，且运行费用低，投资省，应用范围广泛。对传热传质计算模型作了详细介绍，通过本次试验，得到了针对鼓泡除氧的传热传质经验关联式，对火电和核电机组使用的鼓泡管式除氧器的设计程序开发提供依据。
中电投电力工程公司设计咨询分公司研高朱学农发表“小型堆厂址选择法规研制研讨和湖南株洲昭陵厂址介绍”演讲。国内各单位也都在积极开发小型堆，但同样也都面临缺少小型堆相关的法规、标准、审批和监管体系的问题。为了提高经济性，小型堆厂址一般靠近人口稠密区，所以对其安全性有着更加严格的要求。应从地震地质、交通运输、冷却水源和受纳水体、非居住区和规划限制区、应急计划区五个方面作小型堆适应性分析。为实现小型堆的商业应用价值，实现小型堆的“四区合一”，还需根据确定这四个区域的放射性原则来论证，这就涉及两个问题：确定小型堆区界的放射性源项，小型堆的多堆共因失效。提出了小型堆选址标准建议，最后介绍了湖南株洲mPower小型堆核电厂昭陵厂址选择标准。
 
杨冬 朱学农
环境保护部核与辐射安全中心副总工常向东应邀发表了“新建核电站安全要求与前期选址”的专题演讲。首先介绍了福岛核事故后国际经验反馈的基本状况，简述了事故后美国、法国、韩国、日本等国对进一步提高核电厂安全所采取的改进措施，详细阐述了我国新建核电站安全要求产生的背景和主要内容，说明了我国核电选址的特点，包括我国核电选址如何考虑地震、我国核电选址如何考虑防洪以及我国核电站厂址与日本核电站厂址存在的显著差异，强调日本处于环太平洋地震带内，日本发生的地震海啸具有显著的地域特征。演讲还结合我国核电站选址实践，提出福岛核事故后核电前期选址需关注的问题，特别强调核电选址也要贯彻纵深防御的理念，一方面要尽量避开极端自然灾害多发区，同时在确定防护极端外部事件的设计基准时，要考虑可能存在的不确定性，留有适当的安全裕度。
常向东
专家答疑
 
 
代表提问：中电投吉林核电有限公司计划合同部副经理杨爱平；咸宁核电有限公司工程部高级经理刘波；中科华核电技术研究院有限公司工程改造研究中心工程师韩万富；苏州热工研究院工程师林贤军。
演讲报告涉及核电领域的最新观点、技术、进展、成果，核电站设计与建设、运行、检修与管理，核电装备制造，以及国际发展状况和趋势等方面，专家秉持严谨、认真的风格进行了详细阐述。38位专家，38个报告，其中不乏核电行业元老级的资深专家，也启用核电这个朝阳事业中谦虚好学、积极进步的年轻核电工作者，犹如长江后浪之势，不断推进核电事业的发展。
中国电力报发电部主任冯义军发表“2014年核电站新技术交流研讨会记者观察”演讲。从“技术安全绝对化”的认识有偏差，构建安全高效的市场化体系机制，国产化是核电经济性关键，三个视角进行观察和大家分享自己的体会，并以“‘高效核电’呼唤健康市场”为题在中国电力报发表新闻报道（详见附件报纸清样）。
冯义军
31日，与会嘉宾来到山东海阳核电站参观，该核电站规划建设6台百万千瓦级压水堆机组，留有两台扩建余地，总装机容量870万千瓦。其中，一期工程建设2台美国西屋公司第三代核电技术AP1000百万千瓦级压水堆核电机组，预计投资达到400亿元人民币，首台机组于2014年投入商业运营。海阳核电站全部建成之后，将成为迄今为止中国最大的核能发电项目。同时，将改善山东的供电状况，促进地方经济快速的发展。海阳核电工程技术人员向大家介绍了工程建设的最新进展，并一一解答嘉宾的现场提问。
 
参观海阳核电站
会议由中国电力科技网进行实况录像，并制作成标清DVD光盘和高清硬盘，以便各核电集团、核电厂、电力设计院、科研院所、制造单位，组织未能参会的相关技术人员收看专家们的精彩讲演和答疑，弥补不能到会学习的缺憾。
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