Page 371 - 核能19第04期.indd

第四届中国核能可持续发展论坛

十分重视“华龙一号”自主知识产权体 oਆ่๹ሼਫ਼pࠒࠞ໗ຈ
系建设，开展了一系列专题研究工作，对 ؿᅚނ׈

建立自主知识产权体系进行了精心策划， 中国工程院院士 郑健超
并分步实施。“华龙一号”作为在中核
ACP1000 和中广核 ACPR1000+ 基础上融 规模发展核电是我国能源可持续发展
合优化的机型，是具有自主知识产权的三 战略的重要组成部分。我国核电界对规模

代核电机型，其自主知识产权覆盖了设计、 发展核电的技术路线在福岛核事故前已形
燃料、设备、建造、运行、维护等领域， 成广泛共识：二代核电持续改进与引进三
并已自主开发了核电专用软件，形成了完 代核电并行不悖，应同步推进。在引进三
整的知识产权体系，是目前国内能独立出 代技术时，为规避风险， 政府作出了非

口的三代机型，在国内和出口目标国均不 能动（AP1000）与能动（EPR）同时引进
存在侵犯他人知识产权和违反有关技术引 的慎重决策，体现了“两条腿走路”、多
进协议的风险。 技术路径同步推进、积极稳妥发展核电的
项目进展情况 方针。

中核和中广核集团开展了全面、大量 应当看到，福岛核事故在公众心目中
的基础科研工作，从堆芯、一回路设计到 留下了挥之不去的阴影，也形成了对核电
主要的设备设计、系统设计，包括燃料元 安全的一些认识误区，例如：二代核电不
件设计，“华龙一号”的整个研发过程和 安全，三代核电才安全；非能动系统比能

研发成果都有试验验证工作作支撑。重要 动系统安全； PSA 计算结果等于安全性
试验验证包括：反应堆水力模拟实验 、 等。如果真是这样，我国核电发展的技术
堆内构件流致振动实验研究、控制棒驱动 路线的可选择性越来越小，核电规模应用
线抗震实验研究、二次侧非能动余热排出 的前景堪忧。业内专家对于这些问题也持

系统实验研究、堆腔注水系统实验研究、 有不同的观点。带着这些问题，本人查阅
非能动安全壳热量导出系统实验研究、自 了一些技术报告，形成如下看法。
主品牌核燃料组件研发等。 渐进型先进堆和创新型先进堆
目前，中核集团计划在福清核电 5、 要回答二代核电、三代核电的安全性

6 号机组上实施“华龙一号”建设；中广 问题，首先要从国际原子能机构（IAEA）
核集团计划在广西防城港 3、4 号机组建 对全球先进堆（三代）设计的评价说起。
设“华龙一号”示范工程。 IAEA 2004 年发布了题为《先进轻水堆设
“华龙一号”首堆示范工程开工建设 计现状》的技术报告，目的是为成员国有

对落实国家“建设核电强国”和核电“走 技术背景的官员和研究院所，在制定本国
出去”战略具有重大意义，对我国全面参 核电发展计划时提供参考。报告将先进堆
与国际核电市场竞争将起到重要支撑作用。 （三代）设计分为两类：

361

核能2015年年鉴内页 12.14.indd 361 15/12/17 下午7:41