以核为始 以核为先

——国家电投集团中央研究院

截至2020 年9 月，我国大陆地区共有13 个核电基地，61 台在建和在运行核电机组，其总装机容为64 731MW。这是我国核电机组的最新相关数据。从秦山一期“零的突破”到如今“遍地开花”，我国核电事业走过了数十载的峥嵘岁月，期间有这样一批企业，他们“以核为始、以核为先”，为我国核电事业的创新发展提供了有力的支撑，国家电投集团科学技术研究院（以下简称“中央研究院”）就是其中之一。

作为国家电投科技创新体系的“宝塔尖”和“先导层”，中央研究院一直以国家重大科技专项任务、集团高层战略咨询决策为驱动，支撑集团产业集成创新，先后承担了国产自主化核电设计软件开发、“国和一号”核电安全系统试验验证、第三代核电关键共性技术研究、核电关键材料研发等方面的大型先进压水堆核电站国家科技重大专项课题26 项，投入科研经费超12 亿元。为了集中核能研发的科研力量和资源，中央研究院于2020 年6 月整合成立了核能与核技术研究所（以下简称“核能所”），其业务领域涵盖先进核能系统和新堆型研发、核电软件自主化研发、核能试验技术研究与应用、核燃料和材料研发、核技术应用研发等方向。

1 十载研发核电软件——COSINE 走出自主创新之路

提及中央研究院在核能方面的成就，“COSINE”是绕不开的关键词。2007 年前，党中央决定引进AP 1000三代核电技术，开启我国三代核电“引进、消化、吸收、再创新”的自主化发展之路。在此征程中，中央研究院牵头承担了国家科技重大专项课题，成功研发出了我国首套具有自主知识产权的核电关键设计软件——COSINE。

COSINE（COreand System INtegrated Engine for Design and Analysis）是中央研究院依托国家大型先进压水堆核电站的科技重大专项课题——核电关键设计软件自主化技术研究，联合国内10 余家核电科研单位，严格按照国际核安全标准研发的国内首套具有完全自主知识产权的核电厂设计与安全分析软件包。其计算范围涵盖了堆内的核素、燃料棒、堆芯、安全壳以及整个核电厂，包括热工设计与安全分析、群常数研制、概率安全分析、堆用蒙特卡洛分析、堆芯物理设计、燃料设计、屏蔽设计与源项分析及严重事故分析8大类、15个软件，覆盖了设计与安全分析的核心功能及80 余个传统核电软件功能。

长期以来，核电软件自主化一直是制约我国核电“走出去”的技术瓶颈。我国核电软件的整体规模化开发起步晚，经验及试验数据匮乏；同时，软件直接涉及核安全问题，每一个过程都需要经过严格的检验，这些都给软件的设计、编码、验证与评估带来了极大的困难。

中央研究院一直致力于解决这一核电国际化发展的“卡脖子”问题，从零开始进行COSINE 架构的设计与编码，不忘初心，默默耕耘，解决了一个又一个难题，建立起了一整套研发规范和标准，组建了大规模的核电软件研发团队。十年磨一剑，功到自然成。COSINE 软件研发工作受到了国家能源局、相关部委及企事业单位的广泛关注。2011 年，国家能源局批准设立国家能源核电软件重点实验室，实验室依托《核电关键设计软件自主化技术研究》《核电关键设计软件评估》《核电关键设计软件应用研究及补充验证试验》等国家科技重大专项课题的实施，使COSINE软件的整体性能与技术指标达到了国际先进水平。2015 年12 月21 日，COSINE 公开测试版发布。同年，中央研究院成立了COSINE 用户组，与首批来自国内设计院、科研机构、高校的多家单位签定了用户使用协议，促进了软件的全面验证。

2015年COSINE软件公开测试版本发布会

2016—2019年，中央研究院以COSINE公开测试版为基础，积极开展第三方独立验证与工程应用评估工作，并向我国核安全监管部门提交了COSINE 子通道软件、组件参数计算软件、堆芯物理分析软件及中子动力学软件的许可证申请。2019 年11 月，在国家能源核电软件重点实验室年会期间，中央研究院正式发布了COSINE 软件工程应用版，并提出了“共享、共建、共用”的理念，得到了行业的普遍认可。随着重大专项课题研发工作接近尾声，COSINE 软件已完成基于AP1000和“国和一号”（CAP1400核电站）三代核电堆型的工程应用研究。

中央研究院和上海核工院加强协作、深度融合，贯彻“一个目标、一个团队、一套软件”原则，建立联合工作团队，设立取证工作推进指挥部，健全工作机制，建立总师制以及建立专项激励机制。目前，团队正在向核电领域剩余几个最难的软件发起冲刺，有望在计划期内攻下最后的堡垒。

COSINE 软件的十年研发是中央研究院承载我国核电自主化发展使命、加快推进技术创新、建设核电强国的过程。COSINE 软件的开发与工程应用，极大地提升了我国核电技术“自主研发、自主设计、自主建设、自主运营”的能力，解决了我国核电发展关键技术的瓶颈问题，也为世界同行搭建了技术交流的平台。

2 “全范围仿真模拟机技术”为核电发展保驾护航

在聚焦软件开发的同时，中央研究院也将目光投向了核电厂全范围模拟机的开发应用领域。

核电厂全范围模拟机是核电供应商必须提供的重要产品之一，主要用于核电厂操纵员获取操作执照和定期培训。中央研究院研发了以自主化核电软件为内核的、具有完全自主知识产权的全范围模拟机仿真平台软件，并研制了CAP1400 全范围模拟机工程样机，掌握了相关的工程应用技术，具备了项目实施的能力。全范围模拟机仿真技术适用于各种事故工况的全范围模拟，并可有效解决CAP1400 机组全范围模拟机的工程需求，还可以拓展用于其他堆型的全范围模拟机项目开发及相关仿真应用。

目前，中央研究院在全范围模拟机仿真技术研究中已形成了3类软件成果和3项系统集成成果。其中软件成果分别为“全范围模拟机仿真平台软件”“全范围模拟机核心数值模拟软件”“CAP1400 数字化仪控系统虚拟仿真平台软件”；系统集成成果分别为“CAP1400全范围模拟机样机”“CAP1400 一体化严重事故模拟机样机”“CAP1400主控室及关键设备虚拟现实系统样机”。

全范围模拟机仿真平台软件基于集群服务器的C-S 架构，可以显著提高服务器的利用效率，使多套全范围模拟机软件可以同时运行；基于工程管理和配置管理技术，可以灵活方便地收集各种运行数据，便于排除故障和系统维护；同时，可以对操作员和教练员的操作信息进行分析，辅助其进行评价和考试；另外，可扩展的数据收集模块也为将来实现更多的应用提供了基础。

全范围模拟机核心数值模拟软件包含国内首个自主开发的两流体六方程实时热工水力仿真软件和三维时空实时中子动力学仿真软件，解决了自主化核电软件应用于全范围模拟机的关键性能问题，这项技术突破是全范围模拟机实现完全自主化最重要的一环。

全范围模拟机仿真技术既是消除外部风险的有力措施，也是培养更多CAP1400 全范围模拟机建模工程师的良好契机，更为提高企业创新水平提供了平台。中央研究院完全实现了全范围模拟机仿真平台总体技术、核心数值模拟软件、数字化仪控系统虚拟仿真技术的自主化，在国内CAP1400 全范围模拟机市场中占有主导地位，在海外同类全范围模拟机市场的竞争中也将具有话语权。目前，全范围模拟机相关仿真技术软件已应用于“国和一号”示范工程2号全范围模拟机项目，CAP1400全范围模拟机样机也已作为技术原型，在该项目中开展后续的工程化开发。

3 “核能试验技术”为先进核能系统研发提供坚实支撑

近年来，中央研究院不断加强在核能试验领域的布局，先后承担了CAP1400 核电站安全系统试验验证、关键共性技术研究等一系列的重要科研课题，逐步在核能试验技术研究及验证方面形成了独特的技术优势和核心竞争力，建成了3 个大型热工安全综合性能试验台架、20 余个单项试验台架，在试验领域具备三代核电系统性能及设计验证、核安全重要现象及机理研究以及关键设备测试等能力，形成了功能全面、配套完备、各具特色的4 个试验基地。4 个实验基地分别位于未来科学城、清华大学核能与新能源技术研究院、山东海阳核设备厂以及河南开封电厂，这些试验基地能够为先进核能系统试验研究及技术服务提供充足的设施保障。

清华大学核能与新能源技术研究院试验基地

CAP1400 核电站是在全面消化、吸收、掌握AP1000 非能动技术的基础上，通过再创新开发出的具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组。其中，CAP1400六大关键试验课题是核电重大专项支持设立的重大试验验证课题，属于支撑论证三代非能动核电关键系统运行及重要设备性能的基础研究。中央研究院的控股子公司——国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司承担了六大试验中的“非能动堆芯冷却系统”“非能动安全壳冷却系统”和“堆芯熔融物堆内滞留”3项关键试验。中央研究院依托于这些试验的实施，针对CAP1400 核电站非能动安全系统的性能验证，基于国际先进比例分析方法，创新设计并建成了“大型先进压水堆核电站非能动安全试验平台”。该平台是国际上首个对非能动压水堆核电站进行全面安全研究的完整试验平台，由CAP1400 非能动堆芯冷却系统性能试验台架（ACME）、CAP1400 非能动安全壳冷却系统（PCS）综合性能试验台架（CERT）等整体效应试验台架以及用于关键物理过程和现象研究的多个单项试验台架（WADE、SCOPE、ISCOE、HELM、FIRM）组成。

（1）ACME 台架是以CAP1400 作为原型电站，采用1∶3的高度比进行设计和建设的国内首个大型非能动堆芯冷却系统整体性能综合热工水力试验台架，主要用于准确模拟CAP1400 核电站的事故瞬态过程及重要热工水力现象。2014 年10 月30 日，ACME 完成了21 项试验任务，均未发生堆芯裸露现象，各重要试验结果均与预期较为符合。这充分表明系统的性能达到了设计要求，试验数据与安全分析程序的计算结果吻合良好验证了安全分析程序适用于CAP1400 事故分析。这是我国首次按照国际规范RG-1.203 的要求和流程，系统地开展CAP1400 非能动堆芯冷却系统的容量设计、PIRT 评价、台架比例设计、性能试验和验证研究。该研究达到了国际先进水平，在新物理现象发现和分析模型等方面也处于国际领先水平。

（2）PCS综合性能试验台架（CERT）、水分配试验台架（WADE）、壳内冷凝试验台架（SCOPE）和冷凝水膜耦合试验台架（ISCOE）构成了CAP1400 非能动安全壳冷却系统性能试验系统。

非能动堆芯冷却系统整体试验台架（ACME）

CERT 台架是国际上唯一一个能够按功率体积比模拟一回路质能释放条件并开展非能动安全系统整体试验的大型综合试验台架，能够实现CAP1400 安全壳完整性分析（设计验证）中最为极限的大破口冷却剂丧失事故（LOCA）和主蒸汽管道断裂事故（MSLB）的情景试验模拟；WADE 台架可得到原型安全壳顶封头的水膜覆盖规律以及水膜达到稳定的延迟时间，为设计优化提供了试验数据支撑；SCOPE 台架能够预测混合对流条件下冷凝传热传质过程，并论证安全分析中冷凝换热因子的保守性；ISCOE台架能够预测水膜蒸发换热过程，并论证安全分析中蒸发换热因子的保守性。结果发现，程序计算的热阱吸热、壳内冷凝和壳外蒸发等重要物理现象的变化趋势与试验数据保持一致，并具有一定的保守性，充分验证了该系统设计的合理性和设计基准事故下的安全性，有效支持了CAP1400示范工程的安全审评。

非能动安全壳冷却系统综合性能试验平台（CERT）

（3）CAP1400 熔融物堆内滞留试验系统（IVR）包括熔融池金属层传热特性试验台架（HELM）和提高临界热通量关键因素试验台架（FIRM），用于验证熔融物堆内滞留技术的有效性。中央研究院通过此试验系统研究了熔融池金属层传热特性规律并验证了G-D 公式的适用性，深入认识了压力容器表面状态和水化学特性对于ERVC 情况下临界热通量（CHF）的影响规律，获得了基于真实压力容器材料与水化学特性影响的CHF 试验数据与计算关联式，提升了我国核电研发与试验的基础能力和技术水平。

提高临界热通量关键因素试验台架（FIRM）

大型先进压水堆核电站非能动安全试验平台的相关研究成果为CAP1400 提供了技术支撑，使其通过了国家核安全局的安全评审；同时为核安全监管部门的独立验证、核电自主化软件开发提供了试验平台支持；为包括第四代堆在内的先进反应堆技术研发提供了技术支持；推动了我国核电安全验证技术和反应堆热工水力学科的发展，研究成果获北京市科学技术一等奖1 项，核能行业协会科学技术一等奖1项、二等奖6项，国家电力投资集团科学技术一等奖5项。大型先进压水堆核电站非能动安全试验平台的成绩斐然也成为中央研究院近年来在核能试验方面取得进展的缩影。中央研究院依托压水堆核电重大专项课题的实施，建设了一批具有世界先进水平的试验设施，开展了一系列反应堆安全系统验证试验、关键设备性能试验，培养了一批高水平的试验技术人才，为提升我国核电型号研发试验的设计、实施、评价和监督管理能力，以及构建我国第三代核电试验验证体系做出了巨大贡献。

4 “核能材料研发”统筹行业力量 为我国核电先进堆型研发提供支持

作为核能材料的关键技术研发平台，中央研究院积极推进先进核燃料元件和结构材料的研发，以及腐蚀、力学和辐照等应用性能的验证和模拟计算，开展核能新材料生产应用示范平台的建设，并依托核能材料产业发展联盟及中国核学会核仪器分会秘书处的工作，统筹行业优势力量，为我国核电先进堆型的研发、运行和维护提供支持。

核级燃料包壳管是核电站运行的战略性核心材料，是保证核安全的第一道屏障。目前，多数核级燃料包壳管均采用的是锆合金材料，而SiC∕SiC 复合材料是有望取代锆合金的新型包壳材料。实验表明，SiC∕SiC 具有良好的抗辐照性能以及室温和高温力学性能，如高温抗蠕变性能良好、高温较室温下强度反而上升等特点，可以提高核燃料的利用率和核反应堆寿命，降低运行成本，是理想的高温包壳材料，在第四代高温反应堆、高功率核反应堆以及全寿命小型反应堆中具有广阔的应用前景。

我国对SiC∕SiC 复合材料的研究具有较好的基础，核用近化学计量比连续SiC纤维批量制备技术已经研制成功，针对核能应用的SiC∕SiC 复合材料包壳管的制备长度可达1m。在此基础上，中央研究院与西北工业大学和中国原子能科学研究院合作，制备出了与国外技术水平相当的SiC∕SiC 复合材料，并开展了离子辐照实验和理论模拟工作，其结果表明：国产核用SiC∕SiC复合材料具有较好的抗辐照能力，其研究成果不仅有利于提高三代反应堆的安全性，对提高核燃料利用率、反应堆小型化和未来四代堆的发展也都具有重要意义。

因此，中央研究院计划分四个阶段研制出可用于三代压水堆、快堆和小型堆的新型SiC复合材料包壳管，突破近化学计量比SiC 纤维制备、SiC∕SiC 包壳管制造、组件设计与制造、堆内辐照考验、安全性分析等关键技术，解决SiC∕SiC包壳管工程研究和工艺实现的瓶颈问题，提高产业化能力，实现我国在SiC∕SiC 复合材料包壳管研发和产业化应用上的重大技术创新。现阶段，中央研究院计划实现小直径、薄壁、大长径三层SiC∕SiC 复合材料包壳管的制备，并表征其在核辐射环境下的应用性能，获得相应数据，配合计算模拟，为SiC∕SiC 复合材料的改进提供数据支持，为SiC∕SiC 复合材料在核工业领域的应用奠定基础。目前，中央研究院在与西北工业大学开展联合研究的基础上，已制备出了1.5m长的SiC∕SiC 复合材料包壳管，样品送达瑞士散裂中子源实验室开始进行辐照损伤考验，并针对国产SiC∕SiC 复合材料包壳管建立国内首套堆外服役性能评价体系。

COSINE、模拟机技术、试验台架、核能材料……累累硕果续写着中央研究院在自主化核电关键设计软件研发、核电仿真软件开发以及核电站配套设施建设方面的辉煌；依托于核电站国家重大专项、国家电投集团科技创新项目等课题的实施，中央研究院在核能安全系统试验验证方面形成了独特的优势和核心竞争力，构建了先进完备的核能材料研发与测试平台。凡是过往，皆为序章。中央研究院将初心如磐，致力于核能前瞻性、关键共性技术研究，进一步加快自主化核电关键设计软件COSINE的研发进度，推进核电模拟仿真软件的优化和应用，深耕核能安全系统试验验证和关键设备测试鉴定等业务领域，开展新型核能材料的研发。核电强国梦任重道远，中央研究院对核电技术的探索将永不止步，将以饱满的干劲推进先进核能技术创新，以优异的科技成果助力将国家电投建设成为具有全球竞争力的世界一流清洁能源企业，在核工业发展的道路上，砥砺前行，再谱华美篇章，为实现核能产业安全高效发展做出应有的贡献。