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目錄 核工業有哪些“黑科技”呢？

• 非能動
• 鈮片
• 管板深孔鉆技術
• 三代核電的大噸位超重量模塊拼裝運輸吊裝技術

一起來看看吧！

1. 非能動

非能動技術是三代壓水堆核電站的“黑科技”。在傳統成熟壓水堆核電技術的基礎上，充分利用固有的自然規律，如物質的重力、慣性以及流體的自然對流、擴散、蒸發、冷凝等，使安全系統“非能動化”。非能動安全系統不再需要泵、風機或柴油發電機等安全級別要求高的能動安全設備，也不需配置冗余能力的安全交流電源、設備冷卻水、廠用水、通風與空調等能動安全系統。舉個形象的例子，山下著火了，山間的水順流而下就能把火澆滅，這就是“非能動”；如果山頂著了火，需要把水從山下人為運上去，然后再把火澆滅，這就是 “能動”。

基于非能動安全技術的三代壓水堆核電站具有以下優點：

1. 安全系統配置簡化，安全支持系統減少，安全級系統及設備大量減少。傳統壓水堆核電站，安全系統需要大量的支持系統（供電、暖通、冷卻水等），好比一個人外出辦事需要帶一車的裝備，少一樣都不行；而對于非能動核電站，由于運用自然規律，無需復雜的支持系統，好比一個人輕裝即可出行。這使得在核電廠建造時縮短工期，節約成本，在核電廠正常運行時可以減少試驗、檢查和維護的工作量。三門、海陽核電站不斷創造國內核電站大修最短時間記錄的良好實踐，便是證明。
2. 對于核電站來說，為了保證安全，除了縝密的設計，人的因素也不可小覷。歷史上的三大嚴重事故（美國三里島核電站事故、切爾諾貝利核電站事故、日本福島核電站事故），電廠的管理和運行人員犯下的錯誤都是非常致命的。非能動壓水堆核電站在事故后72小時無需干預，則操縱員具有充分的時間思考和判斷，不會忙中出錯，大幅降低人因失誤的風險。
3. 安全性能大幅提高，堆芯損壞頻率和大量放射性釋放概率遠小于法規要求。日本福島核電事故因地震造成的能動系統故障引起，在應對此自然災害時，三代非能動安全系統會顯得更加主動和可靠。

2. 鈮片

第一點，先談談鈮片的必要性。

核電站用的金屬材料受到中子的轟擊會發生性能的弱化，所以需要定期地對于金屬材料的性能進行評價。評價的時候，就必須對金屬材料受到的中子轟擊的輻照劑量進行一個定量的測量，這時候就必須要用到中子探測片了。

主要影響金屬材料的中子是1.0MeV以上的快中子，這種快中子主要用镎、鈾和鈮進行測量。然而，镎、鈾是裂變材料，具有危險、運輸不方便以及短缺等缺點，所以目前核電廠普遍只使用鈮了。

第二點，談談鈮片制造有多難。

但是自然界鈮鉭共生的，且物理性質接近，鈮中的鉭很難分離，但恰恰鉭元素又是鈮測量中子準確性的最大影響因素之一，所以必須把鉭元素從鈮中分離出去。另外一個影響鈮測量中子準確性的最大因素，是鈮片的自身厚度，所以必須制成非常薄的鈮箔。

所以在純度方面，鈮元素的純度必須達到99.99%以上，鉭含量的含量必須小于百萬分之5，舉個例子，這個濃度相當于在一浴缸水中滴入7滴墨水的濃度；

在鈮箔厚度方面，自身厚度需要控制在幾至十幾微米左右，再舉個例子，這個厚度基本是頭發絲的1/3，一張A4紙的1/5左右。這個厚度和我國之前研發的高精尖的手撕不銹鋼達到了相同的厚度級別，想象一下可以用手撕開鋼鐵的感覺。

最后，看看鈮片國產化有多重要。

受新冠疫情影響，中子探測用鈮片的國外制造商已停產且不再供貨，而大量的國內和國際商用核電廠都需要這些鈮片，甚至其他核領域也可能存在這方面的。因此，我國通過努力研制，實現了中子探測用鈮片的國產化，打破了輻照監督管中子探測用高純度鈮片完全依賴國外進口，且國外制造商受疫情影響也已停產的卡脖子現狀，填補了國內尚無制造能力的空白。

3. 管板深孔鉆技術

國和一號蒸汽發生器是目前世界上尺寸最大的蒸汽發生器，其管板直徑超過5米，厚度近90厘米，需要完成25000多個管孔位置度、垂直度和同軸度控制都遠低于1毫米的深孔加工。國內企業通過攻關，深孔鉆水平達到國際領先水平。

4. 三代核電的大噸位超重量模塊拼裝運輸吊裝技術

三代核電提出了模塊化施工的先進理念，在核島建造過程中設計了很多需要在現場拼裝場地組裝的大尺寸超重量的結構模塊，比如CA01、CA02、CA03、CA05、CA20以及CB20結構模塊等，組裝完畢后進行運輸和吊裝引入。 三門、海陽核電大尺寸超重量模塊吊裝的成功實踐是模塊化設計、模塊化施工理念的可行性驗證，為我國國和一號、CAP1000核電站模塊化建造技術積累了大量寶貴經驗和工程實踐數據，也是我國同時期在大噸位大尺寸結構體吊裝工程領域的工程技術突破，以三代核電建造過程中典型模塊的吊裝進行介紹，給大家一個比較獨特的視角去了解我國先進的核電技術。

1) CA20 結構模塊

CA20模塊是三代核電中最大的一個結構模塊，近7層樓高，由32個墻體子模塊和40個樓板子模塊組成18個房間，其功能包括乏燃料的貯存、傳輸、熱交換及廢物收集與處理等。CA20模塊總重量近900噸，起吊總重量約1100噸。

2) CA01結構模塊

CA01作為核島反應堆廠房內最重、最核心的結構模塊，CA01是后續安放反應堆壓力容器、蒸汽發生器和穩壓器等主要設備的重要結構，也是以后內部土建施工、設備安裝及電氣管道等施工作業的基礎。整體結構呈“T”字型，由47個子模塊構成，結構總重為850噸，吊裝重量達1030噸。

CA01模塊吊裝時須越過已就位的CA20模塊，其就位基礎上布滿插筋，插筋與模塊墻體內型鋼之間空隙很小，吊裝時必須保證與周圍建筑及設施不發生碰撞。此前，安全殼廠房內CA04、CA05結構模塊已吊裝就位，與CA01的最小間隙分別是565毫米和152毫米。吊裝就位精度高，就位難度大。

3) 疊合式鋼穹頂模塊

疊合式鋼穹頂為反應堆安全殼非能動冷卻系統中的重要組成部分，與底部的CVTH（鋼制安全殼頂封頭）形成雙層安全殼，中部形成空氣對流層，頂部支撐非能動噴淋系統水箱。除鋼結構本體外還包括三個附屬模塊，本體重量達到668噸,總吊裝重量為867.45噸。

4）非能動冷卻水箱CB20結構模塊

CB20結構模塊為非能動冷卻系統（PCS系統）中的儲水箱體結構，位于反應堆廠房錐形鋼屋頂上部，截面為梯形筒狀結構，由112塊子模塊在CA拼裝場地拼裝而成，抗震等級一級。吊裝重量約375噸，CB2O結構模塊為單壁結構，雖然重量并不是最大，但是吊裝抗變形設計要求最高。

5）CVBH鋼制安全殼底封頭

鋼制安全殼（CV）是AP1000核電站確保核安全的特色設備之一，由頂封頭、底封頭和三節筒體共五部分組成，其焊接、組對和拼裝采用封閉式工廠化預制施工。鋼制安全殼底封頭（CVBH）屬CV的重要組成部分，是一個獨立的圓柱形鋼制容器，自重621.41噸， CVBH不僅重量重，體積大，板壁相對較薄，整體變形控制要求高。

大模塊的吊裝技術，體現了我國“基建狂魔”的實力，也是 “一帶一路”倡議中對發展中國家極具吸引力的地方。

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@國資小新

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