国核电力院承担的重大专项目录一览

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国核电力院共承担国家压水堆和高温堆重大专项课题17项(其中牵头3项,参研14项),截止到2017年5月份12项课题已通过正式验收,4项完成院内结题,1项课题处于在研阶段。通过课题研发在常规岛领域形成专利33项、专有技术20项、取得软件著作权26项。

  (1)掌握AP1000、CAP1400常规岛关键技术,建设常规岛仪控仿真验证平台,形成核电常规岛技术标准体系。在常规岛热力系统、冷端优化、汽机基座、结构抗震等领域填补了国内空白。

  (2)牵头组织开展主给水泵、凝结水泵、循环水泵等关键设备材料非标设备的研发,制定并发布《常规岛三大泵试验规程》,实现了主要辅机设备国产化。

  (3)率先掌握250m高位集水超大型冷却塔设计和施工关键技术,填补国内空白。申请专利10项,取得软件著作权登记5项,获得专有技术2项。 各课题进展情况及取得成果见下表。

国核电力院承担的重大专项目录一览表

序号

课题名称

主要研究内容及成果

课题状态

角色

1

国产化AP1000标准设计研究(常规岛)

  本课题在AP1000技术消化吸收与依托项目设计和建造的基础上,针对内陆厂址,开展国产化AP1000核电站常规岛标准设计,全面掌握AP1000内陆核电站常规岛的设计技术,形成完整和全面的AP1000内陆核电站常规岛的设计能力,满足国产化三代核电项目特别是内陆核电项目的需要。支撑AP1000依托项目的设计和建造,同时还为下一阶段大型先进压水堆核电站研发工作的全面推进打下坚实的基础。

通过正式验收

参与

2

AP1000常规岛控制和保护功能要求研究

  本子课题主要研究数字化控制方案及现场总线应用,技术接口方案,常规岛关键系统的控制功能及要求、保护功能及要求、初步参数定值(如汽轮机控制与保护的基本功能要求,机堆协调控制常规岛接口配合,启停堆控制常规岛接口配合,汽水循环、给水等系统控制功能、保护功能要求)。

通过正式验收

参与

3

超大型冷却塔对局部气候和厂址大气扩散条件影响的研究

  本子课题主要是参照核电厂典型布置方式和大塔基本参数,以及气象观测和大气扩散实验参数资料,建立适合本项目研究所需要的数值模型。通过分析、计算,提出了进行各种大气条件下水雾扩散影响的评价模式。

通过正式验收

参与

4

超大型冷却塔关键技术研究

  由于AP1000内陆核电机组的蒸汽初参数低,排汽量大,采用的超大型冷却塔存在塔型优选、带雨区的常规冷却塔内区冷效低及运行费用高、配风配水难度大、填料高度增加、超出结构设计规范、核电冷却塔运行时间长、耐久性要求高等技术难题,通过本项目研究寻求适合核电的先进塔型,解决上述的一系列难题。目前已形成完整的超大型冷却塔的研发设计技术体系,在超大塔的工艺和结构的相关模型试验、计算、优化等领域形成我院特色的关键技术。

通过正式验收

牵头

5

大型先进压水堆常规岛设备成套和系统集成技术研究

  在消化、吸收、改进现有引进技术的热力系统配置以及辅机设备配置基础上,对核电站常规岛热力系统的优化设置、辅助设备选型、汽轮机本体系统设置、发电系统设备选型、大型核电汽轮机的基础设计等进行了研究、探讨,并最终确定合理、完善的常规岛二回路热力系统、优化离相封闭母线的选型、汽轮机本体系统及发电系统设计方案,优化大型核电汽轮机的基础设计,避免大型半速汽轮机转子的转动频率与基座的产生共振,提供动力性能优越、经济合理的汽轮机基座,确保汽轮机安全高效运行。提出更加符合我国国情的系统配置方案及设备规范、基础设计方法和原则,促进主、辅设备的国产化进程,保障核电汽轮机的高效、安全运行。

通过正式验收

参与

6

直径≥3250的中压凝结水精处理离子交换设备的研制(子课题5的专题5)

  本课题重点分析目前国内中压柱型离子交换器的运行现状,深入研究交换器包括前置阳床和混床的内部结构,着重解决大直径(DN≥3250)交换器的配水均匀性问题,对离子交换器的设计、选型、设备内部结构、加工制作进行深入的研究。对不同结构的布水装置进行水力分析和数模试验,根据结果对布水装置进行初步设计,并进行试验验证。最终设计出一套合理的进、出水布水装置,克服柱型大直径设备内水流高速流动时产生的紊流。

通过正式验收

参与

7

CAP1400常规岛关键技术研究

  通过本子课题的研究,解决热力系统配置技术方案、数字化控制方案和控制策略、高压厂用电引接方式及配置方案、机房抗震问题、温排水对海洋环境、海洋生态和海水养殖影响、超长钢筋混凝土框架结构的温度应力分析、核电汽轮机基座的动力性能等关键性问题,并掌握专用的软件应用、系统分析评价、管道选择计算等知识,确定热力系统配置方案、数字化控制方案和控制策略、汽机房抗震方案、大流量取排水方案、、电源的引接方式及配置方案、超长钢筋混凝土框架结构方案等关键技术,具备自主设计改进型第三代CAP1400压水堆核电站常规岛的能力。

2016年结题

参与

8

中国先进核电标准体系研究

  国核电力院承担隶属于“中国先进核电标准规范体系研究”课题中“常规岛与BOP标准研究”子课题研究工作。本子课题的目标是在设计层面上总结提炼AP1000技术的消化吸收及其工程应用成果和重大专项科研成果,并以核安全审评、技术应用及其发展、对接产业等需求为指导,在体系层面上将其规范化并固化,构建一个具有多层结构并能覆盖核电设计全范围的标准体系。研究内容包括:核电设计标准体系的构架、重要标准草案、其他组成标准内容范围定位。

通过正式验收

参与

9

CAP1400压水堆核电厂常规岛设备成套及工程设计技术

  通过相关专题的研究,确定合理、完善的CAP1400常规岛热力系统、汽轮机本体系统及发电系统工程设计方案,优化CAP1400核电汽轮发电机组的基础设计,提供动力性能优越、经济合理的汽轮机发电机组的基础设计。提出CAP1400常规岛系统配置方案及基础设计方法和原则。研究CAP1400常规岛系统集成技术和设备成套技术,提出CAP1400常规岛主、辅助设备选型和设计标准和规范。

2016年结题

参与

10

CAP1400常规岛主要水泵研制(子课题7)

  在消化、吸收基础上,通过各项关键技术的研究,进行CAP1400核电常规岛主给水泵组、大型凝结水泵和冷却水循环泵的自主开发及研制。目前已完成三大泵样机的制造及规定试验,研究方案总体报告和试验验证总结报告。完成包含试验项目及评价标准的三大泵试验规程的编制,建立水泵样机试验方法比选、试验台架建设及试验结果评价的技术体系,掌握三大泵的控制技术。

2016年结题

参与

11

核电站凝汽器用钛材研制及应用研究

  本专题主要任务为对核电站凝汽器用钛材料的国内外现状及需求情况分析、研究,并进行核电站凝汽器用钛材的选材分析、材料性能指标研究,确定课题材料的使用要求和技术指标,为课题的立项和实施提供指导和依据。

通过正式验收

参与

12

先进三维工程协同设计系统(含模块化设计)

  本课题目标为上海院、国核院共同利用SPF软件搭建一个三维工程协同设计系统,整合贯穿项目全生命周期的设计及采购、建造等数据,以满足、国产化项目以及重大专项的协同设计要求,同时结合标准化工作研究制定协同设计平台的标准。国核电力院已完成将PDS应用于重大专项常规岛布置设计,内容涵盖工艺、电气、仪表、给排水、暖通、结构专业,已开发相关接口;完成SP3D测试评估,完成相关技术储备;开发了EDRMS和SPF的集成接口,通过协同平台可以查阅到与设计数据相关的在Documentum文控平台中的文档信息,实现了文档平台和协同设计平台的之间的集成功能。掌握数字化设计平台CAE关键技术,组建由5~8名专职三维开发人员和兼职专业设计人员组成的开发团队,使CAE设计应用水平实现从抽图出表到设计数据集成与有效管理的跨越式提高。

通过正式验收

参与

13

核电厂常规岛系统仿真验证子平台

  本子课题通过优化和二次开发核电全设计流程软件,在此基础上引进配套的仿真软件,搭建针对常规岛的仿真和验证分析平台,提升设计水平,保证设计质量,为压水堆重大专项顺利推进提供保障。

2017年6月结题

参与

14

汽轮发电机基座模型试验设施

  本子课题建立针对核电半速汽轮发电机组动力特性的一整套试验设备,包括测试系统,数据采集分析系统及配套设施等。对于AP1000和CAP1400核电汽轮机,国内还没有能够完善的试验装置。在核电汽轮机的研制和生产过程中,面临汽轮机关键设备和部件验证的技术难题。为保证核电汽轮机不因为没有试验装备,影响机组的安全运行,本子课题建立汽轮发电机组基座模型试验设施,开展关键试验验证,为自主研制大功率核电汽轮机的安全运行提供科学依据。

通过正式验收

参与

15

CAP1400常规岛控制和保护功能要求研究

  本子课题隶属于“CAP1400核电站数字化仪控系统工程样机研制”重大专项课题,于2013年1月开题,将于2015年底完成研究工作。通过对常规岛关键系统控制功能要求和保护功能要求的分析和研究,实现核岛和常规岛控制功能的统一协调。首先确定常规岛关键系统数字化控制和保护功能实现和验证测试策略;其次以常规岛控制和保护功能实现策略和分配的研究为基础,研究探讨CAP1400常规岛数字化控制系统配置原则、方案;通过CAP1400常规岛控制和保护系统显示画面设计技术的研究,建立符合常规岛控制和保护要求的先进的显示画面设计要求。

2016年结题

参与

16

常规岛非标准热力系统的设计与研究

  本课题的任务,即根据HTR-PM的运行特点和要求,包括运行模式、“双堆带一机”运行方案(启动、停堆、变功率、甩负荷等工况)、不同运行模式和运行方案下核电站的运行特性,合理配置常规岛热力系统方案,为保证HTR-PM长期、安全、稳定的运行创造条件。

通过正式验收

牵头

17

高温堆机组在可预见事故情况下常规岛安全保障的研究

  通过本课题的研究,分析研究常规岛各系统可能发生的各种事故及其危害,研究预防措施和消除办法。为设备选型和系统拟定提供有力的支持,为机组安全可靠的运行和应对各类可能事故提供理论上的支持。确保常规岛设计适应高温堆的安全、可靠、平稳和顺利的运行,从常规岛方面保证整个核电厂的安全、可靠、平稳顺利运行,对今后的相同或类似工程形成示范作用,并形成系列化和标准化。

通过正式验收

牵头

2020年4月13日 09:50

科技创新