CAP1400核電技術(shù)特點(diǎn)和工程進(jìn)展

汪映榮

(國(guó)核示范電站有限責(zé)任公司,山東 威海 264300)

研究和建設(shè)CAP1400大型先進(jìn)壓水堆是《國(guó)家中長(zhǎng)期科學(xué)和技術(shù)發(fā)展規(guī)劃綱要 (2006—2020年)》確定的重大科技專項(xiàng),是為了在引進(jìn)先進(jìn)三代壓水堆技術(shù)基礎(chǔ)上,盡快完成消化吸收,形成中國(guó)自主的三代先進(jìn)壓水堆技術(shù),對(duì)實(shí)現(xiàn)中國(guó)核電 “走出去”的目標(biāo)具有重要意義。

1　技術(shù)方案及其特點(diǎn)

CAP1400沿用非能動(dòng)安全系統(tǒng)的兩環(huán)路設(shè)計(jì),但對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、專設(shè)安全設(shè)施、主要核島輔助系統(tǒng)和主設(shè)備、核島廠房布置及常規(guī)島廠房、系統(tǒng)、設(shè)備等進(jìn)行了重新設(shè)計(jì)和優(yōu)化。因此CAP1400技術(shù)雖然是國(guó)內(nèi)首創(chuàng),但起點(diǎn)高,技術(shù)上除了繼承AP1000非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)系統(tǒng)固有高可靠特性外,在機(jī)組總的安全性、發(fā)電經(jīng)濟(jì)性、總體布置合理性以及和國(guó)內(nèi)工業(yè)的匹配性方面更具優(yōu)勢(shì)。

1.1　CAP1400的安全性

CAP1400技術(shù)的安全性在繼承了AP系列固有的非能動(dòng)高可靠性基礎(chǔ)上,在抗震可靠性、后備電源和水源的可靠性、防洪能力、抗外來(lái)飛射物撞擊能力等方面都作了改善,總的安全性能有明顯改善,體現(xiàn)在以下方面:

CAP1400通過(guò)采用增設(shè)早期火災(zāi)監(jiān)測(cè)系統(tǒng)等改進(jìn)方案,降低CDF和LRF值,安全性比AP1000提高了10% 以上,總CDF值降低至10-7量級(jí) (提高約21%),總LRF值降低至10-8量級(jí) (提高約13%),同時(shí)優(yōu)化安全系統(tǒng)容量,提高安全裕量;

CAP1400自主設(shè)計(jì)反應(yīng)堆冷卻劑管道 (簡(jiǎn)稱主管道),主管道冷段內(nèi)徑增加了約16%,熱段內(nèi)徑增加約14%,反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)裝量有所增加,提高了非能動(dòng)安全系統(tǒng)容量和能力來(lái)滿足堆芯安全的要求,同時(shí)考慮了長(zhǎng)期運(yùn)行過(guò)程中管道內(nèi)嚴(yán)重的流動(dòng)加速腐蝕問(wèn)題,提高一回路冷卻劑壓力邊界的安全性;

自主設(shè)計(jì)鋼制安全殼,合理考慮系統(tǒng)布置需求和高徑比要求,內(nèi)徑相比AP1000增加了約8%,高度相比AP1000增加了約12%,增加安全殼容積以更好地滿足設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下安全殼內(nèi)質(zhì)能釋放的相關(guān)要求。同時(shí),適當(dāng)增加了安全殼壁厚,以提高承壓能力和安全裕量;

自主設(shè)計(jì)鋼板混凝土 (SC)結(jié)構(gòu)屏蔽廠房,屏蔽廠房被輔助廠房包圍保護(hù)的圓柱形截面部分厚度為1100 mm的鋼筋混凝土,高于輔助廠房部分的墻體為1100 mm厚鋼板混凝土結(jié)構(gòu),具備抗大型商用飛機(jī)惡意撞擊能力;

進(jìn)一步增強(qiáng)核電站抗擊地震能力,設(shè)計(jì)采用的安全停堆地震 (SSE)峰值加速度值遠(yuǎn)高于現(xiàn)有核電廠址的地震安全分析值,可覆蓋大部分廠址條件,并且抗震裕度評(píng)估表明所有安全級(jí)SSC的HCLPF(高置信度低失效概率)值不小于0.5g;

進(jìn)一步增強(qiáng)核電站防外部水淹能力,國(guó)核壓水堆示范工程廠坪設(shè)計(jì)標(biāo)高10.0 m,距離廠址設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水位為6.87 m,距離有較大的裕量(大于3 m),可保證核電廠不受洪水影響。在此基礎(chǔ)上增加防內(nèi)部水淹設(shè)計(jì),如輔助廠房入口和安全級(jí)蓄電池隔間設(shè)置活動(dòng)防水擋板、抬高蓄電池廠房標(biāo)高、±0.0 m標(biāo)高以下核島廠房和其他廠房的工藝接口在采取密封性設(shè)計(jì);

基于非能動(dòng)的安全系統(tǒng),包括堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼冷卻系統(tǒng),不依賴交流電源,能夠在72 h內(nèi)維持電廠的安全,72 h后到7 d內(nèi),可使用廠內(nèi)非安全級(jí)的縱深防御措施提供冷卻,7 d后僅需少量的外部支援,并在設(shè)計(jì)中考慮了有效的接口和管理措施,如72 h后的長(zhǎng)期電源和水源保障等。在初步設(shè)計(jì)安全分析報(bào)告及審評(píng)過(guò)程中針對(duì)非安全級(jí)的縱深防御措施 (包括相關(guān)的系統(tǒng)、設(shè)備、構(gòu)筑物),按照合理可行盡量高的原則,在原設(shè)計(jì)基礎(chǔ)上又做了以下加強(qiáng),以提高事故后72 h外利用相關(guān)系統(tǒng)排出反應(yīng)堆衰變熱的可靠性:

1)對(duì)PCCA WST(非能動(dòng)安全殼冷卻輔助水箱)及相關(guān)補(bǔ)水管線的抗震設(shè)計(jì)進(jìn)行加強(qiáng),使其即使在安全停堆地震發(fā)生后依然可用,在事故后72 h至7 d內(nèi)保證安全殼冷卻系統(tǒng)補(bǔ)水;

2)設(shè)置兩臺(tái)移動(dòng)式柴油機(jī)泵,考慮假設(shè)事故中廠用電源不可用的情況下,使用該柴油動(dòng)力泵給非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)補(bǔ)水,如圖1所示。

3)事故工況考慮一回路壓力較高時(shí)有正常余熱排出泵從安全殼內(nèi)置換料水箱吸水注入一回路主冷卻劑系統(tǒng),余熱排出泵及相關(guān)管線、閥門、儀表按照抗震加強(qiáng)考慮;

圖1　安全殼冷卻系統(tǒng)補(bǔ)水示意圖Fig.1　Water makeup f or contain ment cooling syste m

4)事故工況考慮在一回路壓力較低時(shí)通過(guò)外部移動(dòng)泵向一回路主冷卻劑系統(tǒng)補(bǔ)水,新增從安全殼外的補(bǔ)水管線及接口,如圖2所示。

5)極端條件下,假想自動(dòng)泄壓系統(tǒng)第四級(jí)泄壓閥 (核電站首次應(yīng)用)無(wú)法開(kāi)啟,由中壓移動(dòng)電源為正常余熱排出泵供電,實(shí)現(xiàn)一回路強(qiáng)制循環(huán),并最終由非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)將熱量移出安全殼,為此增設(shè)一臺(tái)中壓移動(dòng)電源,滿足正常余熱排出泵及其輔助的工藝、儀控、暖通負(fù)荷供電,滿足支持RNS系統(tǒng)長(zhǎng)期運(yùn)行的輔助設(shè)備供電、且可向1E級(jí)和非1E級(jí)蓄電池充電器、調(diào)壓變壓器及其相關(guān)的排風(fēng)設(shè)備供電;

圖2　新增安全殼外向主冷卻劑系統(tǒng)補(bǔ)水示意圖Fig.2　Newly added water makeup for primary coolant systemfro moutside the containment

6)為了進(jìn)一步提高正常余熱排出系統(tǒng)、設(shè)冷水系統(tǒng)、廠用水系統(tǒng)、乏池冷卻系統(tǒng)的可靠性和可用性,對(duì)附屬?gòu)S房1、2、3區(qū)按抗震Ⅱ類設(shè)計(jì),循環(huán)水泵房、柴油發(fā)電機(jī)廠房等按民用重點(diǎn)設(shè)防類 (乙類)設(shè)計(jì)。按照建構(gòu)筑物抗震設(shè)防基準(zhǔn) (6+1度)進(jìn)行管道、錨固件、設(shè)備等計(jì)算分析,相關(guān)改進(jìn)見(jiàn)表1。

表1　建構(gòu)筑物抗震設(shè)防基準(zhǔn)Table1　Seismic fortification criteria for building structures

續(xù)表

7)包括正常余熱排出系統(tǒng)、乏燃料冷卻系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、廠用水系統(tǒng)等和衰變熱排出路徑上的系統(tǒng)采取加強(qiáng)措施,包括按照地震作用不低于50年內(nèi)超越概率10%抗震水平,考慮兩個(gè)水平方向的地震力的影響,泵閥類設(shè)備要求采購(gòu)成熟的核安全三級(jí)設(shè)備 (如無(wú)成熟的核安全三級(jí)設(shè)備,按照民用抗震設(shè)防基準(zhǔn)設(shè)計(jì)),備用柴油發(fā)電機(jī)系統(tǒng)、交流電源系統(tǒng)、非1E級(jí)直流和UPS系統(tǒng)、電廠控制系統(tǒng)、備用柴油發(fā)電機(jī)燃油輸送系統(tǒng) (與RNS等工藝系統(tǒng)直接相關(guān)部分)進(jìn)行加強(qiáng)設(shè)計(jì),相關(guān)系統(tǒng)的儀控系統(tǒng)采用與NSSS系統(tǒng)相同的硬件平臺(tái),硬件的可靠性指標(biāo)相同;

8)正常余熱排出系統(tǒng)等電儀設(shè)備進(jìn)行加強(qiáng),電纜配管、儀表管等支吊架進(jìn)行抗震分析并強(qiáng)化,儀控機(jī)柜采用抗震Ⅱ類相同的設(shè)計(jì),并排安裝的機(jī)柜間均增加連接螺栓,以加強(qiáng)連接強(qiáng)度,機(jī)柜的安裝方式均按照7度對(duì)應(yīng)的抗震設(shè)防水平進(jìn)行抗震分析,柴油發(fā)電機(jī)及其配套設(shè)施按照民用抗震7度水平進(jìn)行校核;

增設(shè)地震自動(dòng)停堆系統(tǒng),非1E級(jí),抗震Ⅰ類,采用獨(dú)立傳感器和信號(hào)處理設(shè)備,以樓面峰值加速度作為停堆參數(shù),整定值為SSE,通過(guò)驅(qū)動(dòng)控制棒電源機(jī)組出口斷路器跳閘實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆停堆,如圖3所示。

圖3　自動(dòng)停堆邏輯示意圖Fig.3　Automatic reactor shutdown logic

針對(duì)福島核事故經(jīng)驗(yàn)反饋,進(jìn)行設(shè)計(jì)優(yōu)化,提高安全殼屏障的可靠性,增設(shè)安全殼超壓排放管線,在安全殼內(nèi)壓力超過(guò)預(yù)期值時(shí)將殼內(nèi)氣體排放至乏燃料廠房,并在乏燃料廠房設(shè)置排放面板,防止氫氣聚集,排放管線如圖4所示。

圖4　安全殼超壓排放管線和乏燃料池過(guò)濾示意圖Fig.4　Schematic of the containment over-pressure relief pipeline and spent fuel pool filtering

提高氫氣檢測(cè)及控制系統(tǒng)可靠性及能力,優(yōu)化供電方案,在原設(shè)計(jì)基礎(chǔ)上,通過(guò)1E級(jí)直流及UPS系統(tǒng)備用蓄電池向氫點(diǎn)火器及氫監(jiān)測(cè)儀供電,滿足8 h供電要求,8 h以外可切換至低壓移動(dòng)電源進(jìn)行持續(xù)供電,保證氫氣檢測(cè)以及氫氣點(diǎn)火器的工作。此外增設(shè)6臺(tái)非能動(dòng)氫氣復(fù)合器,提高事故情況下氫氣處理能力,減少對(duì)外電源的依賴。

1.2　CAP1400的可靠性與經(jīng)濟(jì)性

CAP1400發(fā)電能力及發(fā)電可靠性可以從以下幾方面闡述:

1)裝機(jī)容量高,設(shè)計(jì)熱功率達(dá)4040 MW,支撐了配套汽輪發(fā)電機(jī)組實(shí)現(xiàn)1534 MW發(fā)電功率,另一方面可實(shí)現(xiàn)降低比投資和發(fā)電成本,提高電廠經(jīng)濟(jì)性;

2)反應(yīng)堆裝載193盒17×17高性能燃料組件,同時(shí)降低單根燃料棒的峰值線功率密度,實(shí)現(xiàn)低泄漏長(zhǎng)壽期換料策略,提高電廠可用率,同時(shí)提高平均卸料燃耗降低燃料成本;

3)CAP1400反應(yīng)堆壓力容器和對(duì)內(nèi)構(gòu)件自主設(shè)計(jì),選定的壓力容器主要尺寸能夠保證在60年壽期末壓力容器表面的最大快中子注量遠(yuǎn)小于AP1000,預(yù)計(jì)可延期壽命高于AP1000,同時(shí)取消了中子屏蔽板,降低堆內(nèi)出現(xiàn)松動(dòng)部件的風(fēng)險(xiǎn),提高運(yùn)行可靠性;

4)CAP1400蒸汽發(fā)生器自主設(shè)計(jì),設(shè)置12 606根傳熱管,傳熱面積相比AP1000提升了27%,匹配了機(jī)組總體功能的提升,也降低一回路流阻,優(yōu)化主泵參數(shù),同時(shí)新型蒸汽發(fā)生器重新設(shè)計(jì)汽水分離器和干燥器,提高蒸汽品質(zhì),改善蒸汽發(fā)生器二次測(cè)參數(shù),也有利于常規(guī)島側(cè)汽輪發(fā)電機(jī)組穩(wěn)定運(yùn)行;

5)采用50 Hz的反應(yīng)堆冷卻劑泵,避免變頻器長(zhǎng)期運(yùn)行,提高主泵運(yùn)行可靠性,保證機(jī)組穩(wěn)定滿負(fù)荷可靠運(yùn)行;

6)采用自主研發(fā)的國(guó)產(chǎn)1500 MW級(jí)汽輪發(fā)電機(jī)組,汽輪機(jī)為半速、單軸、四缸 (一個(gè)高中壓合缸和三個(gè)低壓缸)六排汽,凝汽式,配有兩臺(tái)汽水分離再熱器,通過(guò)冷端優(yōu)化,采用末級(jí)長(zhǎng)葉片 (1828 mm),減少排氣損失,同時(shí)通過(guò)優(yōu)化系統(tǒng)及布置,減少不必要的損失,提高機(jī)組效率,并且優(yōu)化常規(guī)島設(shè)備配置和選型,降低廠用電率。

根據(jù)CAP1400示范工程的核準(zhǔn)評(píng)估報(bào)告,CAP1400示范項(xiàng)目工程建成價(jià) (動(dòng)態(tài)投資)447.81億元 (比投資14 596元/千瓦)。CAP1400示范項(xiàng)目比投資優(yōu)于近期核準(zhǔn)開(kāi)工的 “華龍一號(hào)”福清5、6號(hào)機(jī)組 (建成價(jià)比投資15 777元/千瓦)和 “華龍一號(hào)”防城港二期工程 (建成價(jià)比投資15 804元/千瓦)。也優(yōu)于AP1000后續(xù)項(xiàng)目的建成價(jià)比投資。

按30年經(jīng)濟(jì)計(jì)算期、年利用小時(shí)數(shù)7000 h、資本金內(nèi)部收益率9%等參數(shù)測(cè)算,計(jì)算期平均發(fā)電成本250.45元/兆瓦時(shí),含稅上網(wǎng)電價(jià)為389.07元/兆瓦時(shí)。若資本金內(nèi)部收益率調(diào)整為8%,含稅上網(wǎng)電價(jià)為377.27元/兆瓦時(shí),低于全國(guó)核電標(biāo)桿上網(wǎng)電價(jià)430元/兆瓦時(shí),具有很強(qiáng)的市場(chǎng)競(jìng)爭(zhēng)力。

1.3　布置合理性

AP1000設(shè)計(jì)之初對(duì)機(jī)組運(yùn)維的可達(dá)性考慮不足,整體布置過(guò)于緊湊,對(duì)設(shè)備可靠性預(yù)期非常高,而實(shí)際到工程上發(fā)現(xiàn)設(shè)備可靠性難以實(shí)現(xiàn)預(yù)期 (如主泵60年免維護(hù)),面臨設(shè)備維護(hù)、更換的難題以及人員集體輻照劑量問(wèn)題。CAP1400根據(jù)在設(shè)計(jì)中對(duì)此予以考慮,運(yùn)行和維護(hù)的可達(dá)性有顯著改善:

1)安全殼尺寸擴(kuò)大,整體布置寬裕,提供較好的運(yùn)行、維修空間,設(shè)備的可維護(hù)可更換性得到提高;

2)根據(jù)安全殼尺寸和蒸汽發(fā)生器重量,重新設(shè)計(jì)環(huán)吊,增加主梁承載能力。此外,在反應(yīng)堆廠房布置、環(huán)吊和大吊車方案上,充分考慮了可能的蒸汽發(fā)生器更換操作;

3)常規(guī)島廠房也進(jìn)行了部分布置優(yōu)化,如汽輪機(jī)廠房半地下布置,充分利用虹吸高度,降低循環(huán)水泵電耗。

1.4　和國(guó)內(nèi)工業(yè)的匹配性

CAP1400雖然沿用AP1000非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)理念,并參考了相關(guān)設(shè)計(jì)方案,但主要系統(tǒng)、設(shè)備技術(shù)參數(shù)、尺寸等完全不同于AP1000,從概念設(shè)計(jì)一直到最終的施工圖,經(jīng)歷了獨(dú)立研發(fā)、分析計(jì)算、評(píng)審和不斷迭代的設(shè)計(jì)過(guò)程,具有完全自主知識(shí)產(chǎn)權(quán),主要設(shè)備如壓力容器及堆內(nèi)構(gòu)件、蒸汽發(fā)生器、主冷卻劑泵、穩(wěn)壓器、主管道、汽輪發(fā)電機(jī)組等均實(shí)現(xiàn)了自主設(shè)計(jì)和國(guó)產(chǎn)制造。

2　CAP1400的技術(shù)成熟性

在核電領(lǐng)域,技術(shù)先進(jìn)不是第一追求,可靠性才是首要的,所以縱觀目前核電界,特別是在已建和在役核電站中鮮有當(dāng)前領(lǐng)先技術(shù)的應(yīng)用,因?yàn)榭煽渴切枰獦I(yè)績(jī)證明,而業(yè)績(jī)要經(jīng)受時(shí)間的考驗(yàn)。在國(guó)家對(duì)核安全監(jiān)管層面,為了確保核電廠運(yùn)營(yíng)過(guò)程中不對(duì)人員、社會(huì)和環(huán)境產(chǎn)生不安全因素,對(duì)核電廠新技術(shù)的應(yīng)用持謹(jǐn)慎保守的態(tài)度,且要求非常嚴(yán)格。

CAP1400技術(shù)研發(fā)過(guò)程中就按照法規(guī)要求,對(duì)所使用的新設(shè)計(jì)進(jìn)行充分的驗(yàn)證,以確保后續(xù)運(yùn)營(yíng)單位在運(yùn)行過(guò)程中能夠履行對(duì)人員、社會(huì)、環(huán)境的核安全承諾。具體驗(yàn)證情況如下:

1)文件審查:針對(duì)CAP1400初步安全分析報(bào)告及其他支持性文件,主要審查CAP1400的設(shè)計(jì)是否滿足相關(guān)法律、法規(guī)、導(dǎo)則和規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)的要求;

2)專項(xiàng)審查:組織國(guó)內(nèi)專家成立專項(xiàng)審評(píng)組,針對(duì)程序適用性和試驗(yàn)充分性論證、屏蔽廠房結(jié)構(gòu)安全性、主設(shè)備安全性評(píng)價(jià)、嚴(yán)重事故分析、抗震裕量評(píng)價(jià) (SMA)或地震PSA、儀控系統(tǒng)等六大方面,開(kāi)展了專項(xiàng)技術(shù)審評(píng)工作;

3)審核計(jì)算:從事故分析、反應(yīng)堆核設(shè)計(jì)、應(yīng)力分析、結(jié)構(gòu)力學(xué)、輻射防護(hù)、PSA及可靠性技術(shù)等方面,選取關(guān)鍵的、典型的安全問(wèn)題進(jìn)行獨(dú)立審核計(jì)算,以驗(yàn)證非能動(dòng)安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)和電廠的安全性;

4)試驗(yàn)驗(yàn)證:為證明CAP1400非能動(dòng)設(shè)計(jì)、反應(yīng)堆設(shè)計(jì)、蒸汽發(fā)生器設(shè)計(jì)等新設(shè)計(jì)新技術(shù)的安全性能和運(yùn)行可靠性,設(shè)置了幾大類試驗(yàn),如:

·非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)性能試驗(yàn);

·非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)性能試驗(yàn);

·反應(yīng)堆堆內(nèi)熔融物滯留IVR試驗(yàn);

·蒸汽發(fā)生器熱態(tài)性能試驗(yàn);

·反應(yīng)堆水力模擬試驗(yàn);

·堆內(nèi)構(gòu)件流致振動(dòng)試驗(yàn)。

為完成試驗(yàn)驗(yàn)證,取得充分?jǐn)?shù)據(jù),上述試驗(yàn)任務(wù)由國(guó)家核電技術(shù)公司聯(lián)合了國(guó)內(nèi)多所高校和科研院所完成了共計(jì)數(shù)十項(xiàng)試驗(yàn)任務(wù),三百多個(gè)試驗(yàn)工況,最終順利完成所有工況;

(5)此外,業(yè)主方國(guó)核示范電站有限責(zé)任公司也獨(dú)立進(jìn)行了穩(wěn)壓器應(yīng)力設(shè)計(jì)、一回路事故情況安全系統(tǒng)響應(yīng)、安全殼氫氣控制系統(tǒng)響應(yīng)等分析驗(yàn)證,獨(dú)立見(jiàn)證了非能動(dòng)安全系統(tǒng)試驗(yàn)過(guò)程。

通過(guò)以上大量的審查、審核、計(jì)算論證和試驗(yàn),基本證實(shí)了系統(tǒng)和主要設(shè)備設(shè)計(jì)的合理性,另外還有大量的設(shè)備鑒定工作有制造廠家來(lái)完成,必要時(shí)必須研制樣機(jī)完成型式試驗(yàn)后才能開(kāi)始正式產(chǎn)品的加工制造。

3　當(dāng)前工程進(jìn)展

3.1　設(shè)計(jì)進(jìn)展

1)CAP1400于2011年12月完成初步設(shè)計(jì),最終于2014年初通過(guò)國(guó)家能源局審查;

2)2014年9月,安全評(píng)審收口,通過(guò)核安全監(jiān)管部門審查;

3)2016年2月25日,環(huán)境保護(hù)部 (國(guó)家核安全局)第三次核安全與環(huán)境專家委員會(huì)會(huì)議建議頒發(fā)建造許可證。

目前核島施工設(shè)計(jì)進(jìn)入收尾階段,核島主要區(qū)域如反應(yīng)堆廠房、輔助廠房、附屬?gòu)S房、放射性廢物廠房等0版施工圖設(shè)計(jì)已完成,常規(guī)島施工圖設(shè)計(jì)接近70%。

3.2　設(shè)備進(jìn)展

示范工程設(shè)備制造進(jìn)度比計(jì)劃需求時(shí)間均有不同程度的提前,2017—2018年間,核島與常規(guī)島達(dá)到可交付狀態(tài)的設(shè)備總計(jì)將近300臺(tái)套。

3.3　施工進(jìn)展

1)2013年3月4日,獲得國(guó)家發(fā)改委發(fā)文同意開(kāi)展廠址等前期論證工作;

2)2013年12月開(kāi)始核島基坑爆破;

3)2014年10月1日核島底板鋼筋綁扎完成,混凝土澆筑方案批準(zhǔn)發(fā)布,目前處于底板鋼筋保護(hù)中;

4)常規(guī)島正在進(jìn)行±0.0 m及以下結(jié)構(gòu)施工;

5)已完成CR10(安全殼底封頭支撐模塊)、CA01(蒸汽發(fā)生器隔間及安全殼內(nèi)換料通道模塊)、CA20(乏燃料的貯存、傳輸、熱交換及廢液收集模塊)、CVBH(鋼制安全殼底封頭)、CV(鋼制安全殼筒體)1、2環(huán)等已完成就位前的拼裝。

總體來(lái)說(shuō)目前CAP1400示范工程的工程進(jìn)展完全具備了開(kāi)工條件,并且設(shè)計(jì)、設(shè)備等滿足開(kāi)工后連續(xù)施工12個(gè)月的施工需求。